(57)【要約】【課題】低温にて核分裂生成物のみを選択的に硫化でき、かつ、核不拡散性の高い状態で核燃料物質を分離・回収できる再処理方法の開発。【解決手段】本発明は、メカノケミカル処理により使用済核燃料中の核分裂生成物の化合物を選択的に硫化し、希酸で洗浄することにより、硫化物を溶解して燃料物質を回収する使用済燃料の再処理方法に関するもので、使用済核燃料物質を酸化後得られる粉体を硫化剤と共に混合し、メカノケミカル処理を用いて、燃料物質は還元し、核分裂生成物を選択的に硫化し、希酸で洗浄することにより、硫化物を溶解して燃料物質を酸化物固体として分離・回収する。【選択図】図１
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
含イオウ化合物を用いるメカノケミカル反応により使用済核燃料中の希土類化合物等核分裂生成物の化合物の非金属元素の一部をイオウと置換させ硫化した化合物とする第１の工程と、部分硫化後の希土類元素化合物を、アルカリもしくは酸を添加してメカノケミカル反応により部分硫化された化合物のみを溶解させる第二の工程と、部分溶解後に、デカンテーションあるいは濾過法により、溶液成分と固体成分とを分離し、核燃料物質を固体生物として分離・回収する工程から成る事を特徴とする使用済核燃料再処理方法。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、選択硫化と部分溶解により使用済核燃料を再処理する方法に関し、さらに詳しく述べると、使用済核燃料粉体を硫化剤と共に混合し、メカノケミカル処理を行うことにより、燃料物質は還元し、核分裂生成物を選択的に硫化し、希酸で洗浄することにより、硫化物を溶解して燃料物質を回収する使用済燃料の再処理方法に関するものである。
【背景技術】
【０００２】
使用済燃料の再処理方法には、大別すると湿式法と乾式法があり、それぞれ幾つかの方法がある。現在、最も広く用いられているのはピュレックス法に代表される溶媒抽出法（湿式法の１種）が開示されている。（例えば特許文献１参照）
【０００３】
現在の再処理プロセスにおいては、すべての燃料を溶解した後に分離を行う。使用済燃料中のウランは酸化物であるため、湿式法においては強酸である硝酸を沸点近くまで加熱することが必要であり、乾式法においては塩素ガスを吹き込みながら加熱することが必要である。そのため、従来からの溶解に使用する容器は、高耐食性の雰囲気に耐えられる材料で製作する必要がある。
【０００４】
また、使用済燃料を溶解した溶液からウラン等核燃料物質を回収するためには、修出あるいは電気化学的な分離を必要とする。このことは、使用済燃料の95％以上を占めるウラン等核燃料物質を抽出あるいは電解しなければならないことを意味し、このため多大な施設、設備およびエネルギーが必要となる。
【０００５】
溶解・分離したウラン等核燃料物質は、再度燃料として使用するために、酸化ウラン（UO2）の形態に調整する必要がある。そのため湿式法の場合には、水分や酸を加熱し、蒸発させ、更に析出した塩を酸化物にするまで温度を上げた状態で反応させる必要がある。また、乾式法の場合には、電解することにより再度固体とし、更に粉体にする必要がある。これらの工程については非常に多くのエネルギーを必要とする。
【０００６】
更に湿式法では有機溶媒の廃棄物が発生するし、乾式法では無機塩の廃棄物が発生し、それらの廃棄物処理に更に大規模な施設が必要となる。また、設備が大型化し、工程内の機器類も放射性廃棄物をなる。これらの結果、大量の廃棄物が発生する。
【０００７】
その上、湿式法においてはウラン単体やプルトニウム単体が得られることから、核不拡散上の問題もあり、そのための保障措置への厳格な対応が必要となる。
【０００８】
なお、使用済燃料を再処理する際に脱被覆が施されるが、その方法として、使用済燃料を被覆管とともに酸化熱処理し、燃料要素のみを粉体化（ボロキシデーション）し、脱被覆する方法が開発されている。（例えば特許文献２参照）
【０００９】
上記の課題を解決するために、硫化剤を用いて、使用済燃料粉末と高温にて反応させることにより、選択的に核分裂生成物のみを硫化してオキシ硫化物や硫化物とし、その後の酸溶解処理によりこれらの硫化物を溶解し、核燃料物質を酸化物として回収する方法が開発されている。（例えば特許文献３参照）
【００１０】
上記の方法では、核分裂生成物を硫化する硫化剤と高温にて反応させるため、揮発性の核分裂生成物の飛散や、硫化剤の発火や爆発の恐れといった課題がある。
【００１１】
上記の方法では、気―固反応を行わせるため、硫化剤が希薄であり、選択硫化は行えるものの、過剰量を必要としている。
【先行技術文献】
【特許文献】
【００１２】
【特許文献１】特表２００１−５２２０５３号公報
【特許文献２】特開２００３−９８２９１号公報
【特許文献３】特許２００６−４０２５８０９号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【００１３】
本発明が解決しようとする課題は、従来技術では使用済燃料を溶解しなければ再処理できない点、廃棄物が大量に発生する点、高温を必要とする点、などである。
【課題を解決するための手段】
【００１４】
本発明者らは、使用済核燃料物質を粉体化する際に、液体あるいは固体硫化剤を共存させることにより、低温にて燃料物質は硫化されず、核分裂生成物を選択的に硫化できることを見出し、それに基づき本発明を完成するに至ったものである。即ち本発明は、
（１）使用済燃料を粉砕容器内にて、メカノケミカル処理することにより燃料要素を粉体化する工程：
（２）前記粉体化工程において、硫化剤を添加してメカノケミカル処理を行うことにより、酸化された燃料物質（ウラン）は還元し、核分裂生成物は選択的に硫化して硫化物あるいはオキシ硫化物にする選択硫化工程：
（３）前記メカノケミカル処理工程において得られた物質を同一容器内へ希酸を添加して硫化物およびオキシ硫化物を溶解し、核分裂生成物を洗い流すとともに、燃料物質を酸化物として取り出す部分溶解工程：
を含む粉体化、選択硫化および部分溶解による再処理方法である。
【００１５】
ここで、粉体化工程と選択硫化および部分溶解工程は、共通の容器を用いて行えば、使用済燃料および核分裂生成物や燃料物質の移動が不要となり、それに伴う汚染等も発生しない。
【００１６】
また、部分溶解工程で発生する硫化水素は回収して、再び液体または固体硫化剤として再利用することが望ましい。
【発明の効果】
【００１７】
本発明により、次のような効果が得られる。
・非常に腐食性の強い薬品を使用する溶解工程が不要となるため、機器の材料の耐食性を緩和することができ、機器の長寿命化が図られる。
・主成分のウランを固体状態で回収できるために、ウラン分離のための抽出工程や電解工程が不要となる。
・ウランを酸化物UO2の形で回収できるため、燃料製造のためにUO2への再転換が不要となる。
・使用する薬品類は核分裂生成物にたいしてのみ必要であり、使用量は極めて少なく、廃棄物発生量を低減化できる。
・低温で行う処理のため、加熱や冷却等のエネルギーの消費が少ない。
・低温で行う処理のため、硫化剤等の発火や爆発の危険性がない。
・無機溶媒や固体の硫化剤を用いるため、有機溶媒等に見られる放射線による劣化が抑制できる。
・プルトニウムがウランと同伴するため、核不拡散性が高い。
・ネプツニウム等のマイナーアクチノイドもウランと同様に回収でき、それらを燃料として再利用すれば、消滅処理を行うことができ、高レベル放射性廃棄物処理の低減および処理に大きな効果がある。
【図面の簡単な説明】
【００１８】
【図１】核分裂生成物の一つであるネオジムについて二硫化炭素を添加し、メカノケミカル処理を行った結果である。さらに同試料を５００℃にて４時間熱処理して得られた生成物のX線回折の結果を出発物質と比較して示した図である。
【図２】核分裂生成物の一つであるネオジムについて二硫化炭素を添加し、メカノケミカル処理後、さらに熱処理により得られた生成物のX線回折の結果を示した図である。
【図３】幾つかの核分裂生成物化合物と二硫化炭素との反応の自由エネルギーの温度変化を表した図である。
【発明を実施するための形態】
【００１９】
まず、粉砕容器を用い、使用済燃料ペレットを空気雰囲気にて粉砕することに、燃料要素を酸化させて粉体化する。次に同じ容器に、硫化剤を添加してメカノケミカル処理を行わせることにより、燃料物質（ウラン）を還元し、核分裂生成物を選択的に硫化して硫化物あるいはオキシ硫化物にする。その後、同容器に希酸を添加して洗浄することにより硫化物を溶解し、核分裂生成物を洗い流すと共に、燃料物質を酸化物粉末として取り出す。これによって燃料物質（ウラン、プルトニウム等）を酸化物のまま溶解せずに他の核分裂生成物と分離し、燃料として再利用することが可能となる。
【実施例】
【００２０】
図１は、本発明に係る再処理法の一実施例を示す生成物のX線回折結果である。約200mgの酸化ネオジムをステンレス製粉砕容器に入れ、不活性製雰囲気において二硫化炭素を１ml添加し、容器を密閉後、遊星ミルにて500ｒｐｍの速度で１時間メカノケミカル処理を行って得られた試料と、その後、不活性雰囲気にて熱処理してした試料のX線回折結果である。
【００２１】
図１では、まず、メカノケミカル処理後の試料は、粉砕により結晶が破壊されるため、回折ピークがブロードになっている。酸化物相に相当するピークは消滅している。加熱処理を行うと、ブロードなオキシ硫化物に相当するピークが現れ、メカノケミカル処理により低温にて硫化反応が進行したことがわかる。
【００２２】
図２はメカノケミカル処理における熱処理温度の影響をしらべたものである。約200mgの酸化ネオジムをステンレス製粉砕容器に入れ、不活性製雰囲気において二硫化炭素を１ml添加し、容器を密閉後、遊星ミルにて500ｒｐｍの速度で１時間メカノケミカル処理を行い、その後、不活性雰囲気にて熱処理してしたものである。/minにて天秤内に送りながら硫化反応を行わせた。熱処理温度は３００、４００、５００、６００℃と変えて行った。
【００２３】
図２をみると、３００℃の低温では、ブロードなピークしか現れないが、５００℃、６００℃となると明らかにオキシ硫化物のピークとなっており、メカノケミカル処理により核分裂生成物が硫化されたことが分かる。
【００２４】
図３は、熱力学計算ソフトMALTを用いて計算した、使用済核燃料中の幾つかの核分裂生成物化合物と二硫化炭素との反応の自由エネルギーの温度変化（ΔG0）を表した図である。モリブデンおよびパラジウムは白金族を含む金属成分の、ストロンチウムおよびジルコニウムは燃料成分に溶解していない酸化物の、ナトリウムはセシウムの模擬として検討した。
【００２５】
図３において当該温度範囲において負のΔG0値を示すモリブデン、パラジウム、ストロンチウムおよびナトリウム（セシウム）は硫化され、酸溶解処理により燃料物質と分離されるが、正のΔG0値を示すジルコニウムは硫化されない。
【００２６】
本実施例において、メカノケミカル処理後に行う熱処理の際には真空排気とアルゴン置換を繰り返して、十分に除去しているので、試料中には二硫化炭素は残留しておらず、二硫化炭素による高温での硫化は考えにくい。つまり、低温におけるメカノケミカル処理により、結晶性は低いもののイオウを取り込んだ硫化物の構造ができており、それが熱処理により結晶性が高まったものである。
【００２７】
本発明方法は、使用済燃料の粉体化と核分裂生成物の選択的な硫化および希酸による選択溶解を一つの容器における連続処理を行う工程であり、この技術を利用することで、
・再処理工程から発生する廃液・廃棄物の処理
・重金属等を含む産業廃物の処理
などへの応用も期待できる。
【図１】
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【図２】
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【図３】
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