(57)【要約】【課題】使用済み核燃料棒を再処理して、MAやPuやウランを分離してから燃料を再利用する場合、MAやPuからの強い放射線や臨界問題のためコストが高くなり、かつ、扱い難い。【解決手段】使用済み核燃料棒からMAやPuやウランを分離せずに簡易再処理されて得られたアクチニドの1部にカスケード的に高濃縮ウランを添加した核燃料からなる簡易再処理核燃料集合体(130)。【選択図】図4
2006250534.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
高濃縮ウランを添加することにより他の核燃料棒に比べてウラン235の割合が最も高い、添加1番の核燃料棒（11）は、この使用済み核燃料棒（11）から構造材を除去した核燃料ペレット(44)から気体廃棄物と液体廃棄物と固体廃棄物を除いた簡易再処理により得られたアクチニドの1部に高濃縮ウランを添加した核燃料とし、ウラン235の割合が2番目に高い、添加2番の核燃料棒（12）は、核燃料棒（11）のアクチニドの残りと、使用済み核燃料棒（12）から簡易再処理により得られたアクチニドの1部に高濃縮ウランを添加した核燃料からなる核燃料とし、前記操作を順次繰り返し、ウラン235の割合が最も低い核燃料棒は、この使用済み核燃料棒はそのまま長期保管し、ウラン235の割合が次に低い使用済み核燃料棒からのアクチニドの残りに高濃縮ウランを添加した核燃料としてなる核燃料棒群から構成されたことを特徴とせる簡易再処理核燃料集合体(130)。アクチニドに余りが生じる場合は、容器に入れて長期保管するか、余分な分を再処理せずにそのまま長期保管し、核燃料棒1本以内の残量が出る場合は、その核燃料棒も再処理せずに長期保管し不足する核燃料は天然ウランまたは劣化ウランで補う。前記操作の定量化のためには、
Ut(i): 核燃料棒(i)の初期アクチニド重量。
U25(i): Ut(i)中の初期ウラン235重量。
Wt(i): 使用済み核燃料棒(i) から簡易再処理されて得られたアクチニド重量。
W25(i): Wt(i)中のウラン235重量。
b(i): Wt(i)の内、核燃料棒(i)で再利用するアクチニド重量。
a(i): 核燃料棒(i)再生のために添加する高濃縮ウラン重量。
e:高濃縮ウランのウラン235濃縮度。重量％。但し、e > U25(i) / Ut(i)。
とするとU25(i) / Ut(i)の値が高い核燃料棒から順次
b(i)=(Ut(i)×e - U25(i) - ( Wt(i-1)-b(i-1) )×( e-W25(i-1)/Wt(i-1) ) ) / ( e - W25(i) / Wt(i) )
a(i) = Ut(i) - b(i) - ( Wt(i-1) - b(i-1) ) 
とする。
残量( Wt(i-1)-b(i-1) )がb(i)よりも多い場合は、核燃料棒(i)のアクチニドを使わずに核燃料棒(i-1)のアクチニドを使い、
b(i)=( Ut(i)×e - U25(i) ) / ( e - W25(i-1) / Wt(i-1) )
a(i) = Ut(i) - b(i) 
とする。この時の残量( Wt(i-1)-b(i-1)-b(i) )は、核燃料棒(i+1)の分にまわす。
【請求項２】
使用済み簡易再処理核燃料集合体の内核分裂性物質の少ない約1/10は再処理せずにそのまま長期保管し、残りの使用済み核燃料集合体の核燃料ペレット(44)から気体廃棄物と液体廃棄物を除いた固体廃棄物とアクチニドに高濃縮ウランを混合して核燃料となすことを特徴とする核燃料集合体。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、再処理が簡素化できる原子炉に装荷せる核燃料集合体に関する。
【背景技術】
【０００２】
図1は沸騰水型原子炉に装荷せる核燃料物質を内包する従来の核燃料集合体（30）の概略斜視図である（特許文献1）。核燃料集合体（30）は、多数本正方格子状に配列された核燃料物質を内封している円柱形状の核燃料棒（31）と、それ等の上端及び下端を夫々支持する上側結合板（32）及び下側結合板（33）と、前記核燃料棒（31）の高さ途中に位置して核燃料棒（31）間の間隔を規制する数個のスペーサ（34）と、これ等を4面で覆うチャンネルボックス（35）による構造材から構成される。
図2は従来の核燃料棒（31）の概観図である。ジルカロイ製の被覆管（41）と、この被覆管（41）の上下開口端を気密閉塞する上部端栓（42）及び下部端栓（43）と、スプリング（45）と、上部プレナム(48)とからなる構造材と、被覆管（41）内にウラニウムの酸化物を円柱状に焼結してなる多数個の核燃料ペレット（44）からなる核燃料とから構成されている。
スペーサ（34）が位置していない高さでの核燃料集合体（30）の断面図を図3に示した（特許文献2）。原子炉では、核燃料集合体（30）は漏洩水通路（51）を挟んで格子状に配列されている。核燃料棒（31）の間は冷却水通路（49）となっている。核分裂で発生した高速中性子は水により減速され、ウラン235を激しく核分裂させる。したがって、漏洩水通路（51）に近接せる核燃料棒（31）ほどウラン235濃縮度を減らすことができる。たとえば、
濃縮度1番の核燃料棒（1）のウラン235濃縮度は4.0wt%
濃縮度2番の核燃料棒（2）のウラン235濃縮度は3.5wt%
濃縮度3番の核燃料棒（3）のウラン235濃縮度は3.0wt%
濃縮度4番の核燃料棒（4）のウラン235濃縮度は2.0wt%
濃縮度5番の核燃料棒（5）のウラン235濃縮度は1.5wt%
濃縮度6番の核燃料棒（6）のウラン235濃縮度は0.7wt%
とすることができる。ウラン235の節約ができる。
【特許文献１】：昭61-37591、「核燃料集合体」。
【特許文献２】：昭59-4678、「沸騰水型原子炉用核燃料集合体」。
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【０００３】
近年、使用済み核燃料中に含まれるプルトニウム（Puと略記する）やマイナーアクチニド（ネプツニウムやアメリシウム等。MAと略記する）が問題になりだした。PuやMAはウラン同様に核分裂する物質であるが、長期間に亘って強い放射線を出し続ける。長期保管する場合には、多くの問題が生じ保管コストが高い。そこで、再処理をしてPuやMAを燃焼消滅させようとしている。
再処理は、使用済み核燃料集合体(30)からチャンネルボックス(35)や被覆管(41)といった構造材を除去し、次に核燃料ペレット(44)の核燃料から気体廃棄物、液体廃棄物と固体廃棄物を除き、ウランやPuやMAを回収する。MAやPuやウランをアクチニドと総称する。一般にアクチニドは更に処理されてウランとPuに分離される。分離回収されたウランはウラン235を濃縮し再使用する。分離回収されたPuはウランと混合して再使用するかまたは長期保管する。分離回収されたMAは高レベル廃棄物として長期保管するかPuやウランに混ぜて燃焼消滅させる。（非特許文献1）。
再処理の時、放射線が問題になり再処理燃料コストは濃縮ウラン燃料よりも高くなってしまう。また、Puは核爆発の恐れが高いとして単独での分離保管を問題視する場合もある。
なお、高濃縮ウランを岩石核燃料として燃焼させ、使用済み岩石核燃料はそのまま長期保管することが考えられるが、岩石の膨大な量も長期保管することになるため保管コストが高くなってしまう。
【非特許文献１】：日刊工業新聞社、鈴木篤之、「核燃料サイクル工学」。
【課題を解決するための手段】
【０００４】
再処理において、使用済み核燃料集合体(30)からチャンネルボックス(35)や被覆管(41)といった構造材を除去し、次に核燃料ペレット(44)の核燃料から気体廃棄物、液体廃棄物と固体廃棄物は除去するが、MAやPuやウランは分離しない簡易再処理から得られたアクチニドに高濃縮ウランを添加すことにより再び核燃料集合体として再利用することにより原子炉で燃焼させる。
【発明の効果】
【０００５】
ウラン、Pu、MAを分離する工程が不要になるため再処理コストを下げることができる。
強い放射線を出すPuやMAの長期間保管する量が軽減できるため安全性向上と保管のコスト低減を図ることができる。
PuやMAを燃焼させることによりエネルギーを得ることができ天然ウランの節約になる。
Puを単独に扱う工程がないため臨界管理が容易になる。
【発明を実施するための最良の形態】
【０００６】
再処理費用が安い核燃料集合体が提供できた。
【実施例１】
【０００７】
図4は本発明の簡易再処理核燃料集合体（130）におけるスペーサ(34)が位置していない高さでの断面図である。
高濃縮ウランを添加することによりウラン235の割合が最も高くなる、添加1番の核燃料棒（11）は、この使用済み核燃料棒（11）から簡易再処理されて得られたアクチニドの1部に高濃縮ウランを添加した核燃料とする。他の核燃料棒に比べてウラン235の割合が最も高い。
添加2番の核燃料棒（12）は、核燃料棒（11）のアクチニドの残りと、使用済み核燃料棒（12）から簡易再処理されて得られたアクチニドの1部に高濃縮度ウランを添加した核燃料とする。ウラン235の割合が2番目に高い。
添加3番の核燃料棒（13）は、核燃料棒（12）のアクチニドの残りと、使用済み核燃料棒（13）から簡易再処理されて得られたアクチニドの1部に高濃縮ウランを添加した核燃料とする。ウラン235の割合が3番目に高い。
添加4番の核燃料棒（14）は、核燃料棒（13）のアクチニドの残りと、使用済み核燃料棒（14）から簡易再処理されて得られたアクチニドの1部に高濃縮ウランを添加した核燃料とする。ウラン235の割合が4番目に高い。
添加5番の核燃料棒（15）は、核燃料棒（14）のアクチニドの残りと、使用済み核燃料棒（15）から簡易再処理されて得られたアクチニドの1部に高濃縮ウランを添加した核燃料とする。ウラン235の割合が5番目に高い。
添加6番の核燃料棒（16）は、この核燃料棒自身の使用済み核燃料は再処理せずに核燃料棒のまま長期保管し、核燃料棒（15）のアクチニドの残りに高濃縮ウランを添加した核燃料とする。ウラン235の割合がもっとも低い。なお、核燃料棒（15）のアクチニドの余りが生じる場合は、容器に入れて長期保管するか、余分な使用済み核燃料棒（15）を再処理せずにそのまま長期保管し、核燃料棒1本以内の残量が出る場合は、その核燃料棒も再処理せずに長期保管し不足する核燃料は天然ウランまたは劣化ウランで補う。
上記操作を定量的にするには次のようにする。
Ut(i): 核燃料棒(i)の初期アクチニド重量。
U25(i): Ut(i)中の初期ウラン235重量。
Wt(i): 使用済み核燃料棒(i) から簡易再処理されて得られたアクチニド重量。
W25(i): Wt(i)中のウラン235重量。
b(i): Wt(i)の内、核燃料棒(i)で再利用するアクチニド重量。
a(i): 核燃料棒(i)再生のためにに添加する高濃縮ウラン重量。
e:高濃縮ウランのウラン235濃縮度。重量％。但し、e > U25(i) / Ut(i)。
とすると、新燃料としての核燃料棒(i)の初期アクチニド重量Ut(i) の核燃料組成に再び戻すために、使用済み核燃料棒(i) からのアクチニド重量Wt(i)の内、新燃料としての核燃料棒(i)に再利用するアクチニド重量b(i)と、新燃料としての核燃料棒(i)に添加する高濃縮ウランの重量a(i)を以下のようにする。但し、MAとPuの重量はほぼ飽和しているため一定とした。U25(i) / Ut(i)の値が高い核燃料棒(i)から順次決めていく。
a(i) + ( Wt(i-1) - b(i-1) ) + b(i)= Ut(i)
a(i) ×e + ( Wt(i-1) - b(i-1) ) ×W25 (i-1) /Wt(i-1)+ b(i)×W25 (i) /Wt(i) = U25(i)
上記式を解くと、
b(i)=(Ut(i)×e - U25(i) - ( Wt(i-1)-b(i-1) )×( e-W25(i-1)/Wt(i-1) ) ) / ( e - W25(i) / Wt(i) )
a(i) = Ut(i) - b(i) - ( Wt(i-1) - b(i-1) ) 
と決定できる。ちなみに、核燃料棒(11)は
b(11) = (Ut(11)×e- U25(11) ) / ( e - W25 (11) /Wt(11) )
a(11) = Ut(11) - b(11)
と、決定できる。残量( Wt(i-1)-b(i-1) )がb(i)よりも多い場合は、核燃料棒(i)のアクチニドを使わずに核燃料棒(i-1)のアクチニドを使う。すなわち、
b(i)=( Ut(i)×e - U25(i) ) / ( e - W25(i-1) / Wt(i-1) )
a(i) = Ut(i) - b(i) 
この時の残量( Wt(i-1)-b(i-1)-b(i) )は、核燃料棒(i+1)の分にまわす。最後に余った使用済み核燃料はウラン235の割合が少ないため、核燃料棒のまま長期保管する。
図5に高濃縮ウランのウラン235濃縮度eが20wt％で核燃料棒1本中の初期アクチニド重量が2kgの場合の数値例を示した。核燃料棒（15）を例にとる。12本あるからアクチニド初期全重量は24kgである。ウラン235初期重量％が1.5wt％であるからウラン235の初期重量は0.36kgである。燃焼が進み使用済みとなった核燃料は重量が減少する。特に、ウラン235は0.36kgから燃焼消耗や再処理ロスにより0.1kgになる。Puはウラン238から生成されMAはPuから生成されるが消耗量とほぼ同じで飽和している。ウラン238は燃焼消耗や再処理ロスにより若干減少する。したがって、核燃料棒（15）が使用済みとなり簡易再処理されるとアクチニド全重量は初期の24kgから再処理ロスも含めて23.64kgに減少する。
核燃料棒（15）を再生するために、23.64kgの内から13.93kgを再使用し、核燃料棒（14）への1部再利用の後残った8.861kgを使い、ここに235濃縮度eが20wt％の濃縮ウランを1.205kg添加すれば、アクチニド全重量は13.93kg+8.861kg +1.205kg= 24kgと初期重量となる。ウラン235全重量は13.93kg×(0.1/23.64)+ 8.861kg×(0.16/23.58)+ 1.205kg×0.2=0.36kgと初期重量となる。
核燃料棒（16）の場合は、使用済み核燃料棒（16）は全部保管する。核燃料棒（15）の使用済み23.64kgの内13.93kgは自己再生に使われたから残り23.64kg-13.93kg=9.71kgが使用可能である。この中から7.969kgを再使用しここに235濃縮度eが20wt％の濃縮ウランを0.031kg添加すれば、アクチニド全重量は8kgとなる。ウラン235全重量は7.969kg×(0.1/23.64)+ 0.031kg×0.2=0.04kgと初期重量となる。なお、核燃料棒（15）の残9.705kgの内核燃料棒（16）に再利用されたものは7.969kgであるから9.705kg-7.969kg=1.737kgは未利用として長期保管されるか、または核燃料棒（15）の1本を核燃料棒のまま長期保管する。  この場合、不足分2kg-1.737kg=0.263kgは天然ウランまたは劣化ウランで補う。
【実施例２】
【０００８】
本発明の簡易再処理核燃料集合体(130)において、核燃料棒（i）毎にウラン235濃縮度e(i)として、
e(i) = ( U25(i) - W25(i) ) / (Ut(i) - Wt(i) )
を用意できれば、
b(i)= Wt(i) ,  a(i) = Ut(i) - Wt(i)
のように使用済み核燃料棒(i) から簡易再処理されて得られたアクチニドWt(i)に濃縮度e(i)の濃縮ウラン( Ut(i) - Wt(i) )を添加すればよく、長期保管せねばならないアクチニドはなくなる。
使用済み簡易再処理核燃料集合体の内核分裂性物質の少ないもの、例えば燃焼度の高い簡易再処理核燃料集合体約1/10は再処理せずにそのまま長期保管し、残りの使用済み簡易再処理核燃料集合体から簡易再処理により得られたアクチニドに高濃縮ウランを添加して、新規の簡易再処理核燃料集合体用核燃料となす。簡易再処理核燃料集合体の濃縮度分布が1〜2種類の場合は特に有効である。
【実施例３】
【０００９】
燃焼を緩やかにするためにガドリニウムやサマリウムのような可燃性毒物が簡易再処理核燃料集合体に装荷される場合がある。固体廃棄物の中にはガドリニウムやサマリウムも含まれているため、1部の核燃料棒を固体廃棄物だけの棒に置き換えれば余分な固体廃棄物を増やすことなく燃焼を緩やかにすることができる。ストロンチウムの様な半減期の長い物質は中性子を吸収して半減期の短い物質になるため使用済み固体廃棄物棒の長期保管は容易になる。
【産業上の利用可能性】
【００１０】
近年、余剰プルトニウムの燃焼消滅が喫緊の課題となっている。再処理費用が高いことが問題である。本発明の簡易再処理核燃料集合体（130）では再処理が簡素化されるため再処理費用の問題が軽減される。
本例では6種類核燃料棒に対して5種類の核燃料棒を簡易再処理した。一見、手間がかかるように見えるが、1/5ずつの量を順次再処理する施設であればよいので稼働率の高い小規模施設となり再処理コストが下げられる。また、カスケード的に施設が操作されるためロットが代わるたびに配管洗浄をする必要はない。
本発明の適用において、ウランに核分裂性Puが約10wt%のPuを富化した核燃料からなる増殖比の高い原子炉用核燃料集合体の使用済み核燃料を簡易再処理して得られたアクチニドの重量減少分として、ウラン235の濃縮度が約10wt%の濃縮ウランを添加すればウラン資源の節約と再処理費用の安い核燃料集合体になる。
大気圏外や海洋を始め特殊な分野で今後も必要とされる高濃縮ウランを比較的安価に得るためには大量生産が重要である。大量に供給される高濃縮ウランの需要先として、原子炉に装荷し燃焼消費させる本発明の簡易再処理核燃料集合体（130）が重要になる。
【図面の簡単な説明】
【００１１】
【図１】従来の核燃料棒（31）の概観図。
【図２】従来の核燃料集合体（30）の概略斜視図。
【図３】従来の核燃料集合体（30）におけるスペーサ（34）が位置していない高さでの断面図。
【図４】本発明来の核燃料集合体（130）におけるスペーサ（34）が位置していない高さでの断面図。
【図５】本発明の適用例。
【符号の説明】
【００１２】
1は濃縮度1番の核燃料棒（1）
2は濃縮度2番の核燃料棒（2）
3は濃縮度3番の核燃料棒（3）
4は濃縮度4番の核燃料棒（4）
5は濃縮度5番の核燃料棒（5）
6は濃縮度6番の核燃料棒（6）
11は添加1番の核燃料棒（11）
12は添加2番の核燃料棒（12）
13は添加3番の核燃料棒（13）
14は添加4番の核燃料棒（14）
15は添加5番の核燃料棒（15）
16は添加6番の核燃料棒（16）
30は従来の核燃料集合体。
31は核燃料棒。
32は上側結合板。
33は下側結合板。
34はスペーサ。
35はチャンネルボックス。
41は被覆管。
42は上部端栓。
43は下部端栓。
44は核燃料ペレット。
45はスプリング。
48は上部プレナム。
49は冷却水通路。
51は漏洩水通路。
130は本発明の簡易再処理核燃料集合体。
【図１】
2006250534.tif 000003
【図２】
2006250534.tif 000004
【図３】
2006250534.tif 000005
【図４】
2006250534.tif 000006
【図５】
2006250534.tif 000007