(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
ジルコニウム合金核燃料を直接得るための使用済み核燃料の乾式再処理方法であって、
反応炉のジルコニウム合金燃料に対する設計要求と、使用済み核燃料中のアクチノイド系金属の含量とに基づいて、使用済み核燃料の溶解に用いる溶融塩組成物の組成と比率を確定するステップと、
使用済み核燃料を前記溶融塩組成物中に溶解するステップと、
電極対を選択して用いて電析を行い、溶融塩組成物中のジルコニウムと、使用済み核燃料中のウランイオン又はウラン及びその他のアクチノイド系金属イオンと、を共に析出し、設計要求に合致したジルコニウム合金核燃料を得るステップと、
を含み、
前記溶融塩組成物は、少なくともフッ化ジルコニウムと、フッ化カリウムと、フッ化リチウムと、を含み、そのうち、フッ化ジルコニウムと、フッ化カリウムと、フッ化リチウムとの物質量の比は、１：（１０−２０）：（２５−８０）であることを特徴とする、
使用済み核燃料の乾式再処理方法。
【請求項２】
溶融塩組成物の組成と比率を確定する具体的な方法は、まずジルコニウム合金核燃料の設計要求に基づいて、溶融塩組成物中のフッ化ジルコニウムの用量を確定した後に、ネルンストの式と溶融塩組成物の目標融点温度とに基づいて、フッ化カリウムとフッ化リチウムとの用量を確定する方法であることを特徴とする、
請求項１に記載の使用済み核燃料の乾式再処理方法。
【請求項３】
使用済み核燃料と溶融塩組成物との混合物を、６００−１０５０℃の温度の下で溶解することを特徴とする、
請求項１又は２に記載の使用済み核燃料の乾式再処理方法。
【請求項４】
ジルコニウム合金燃料の設計要求に基づき、溶解する使用済み核燃料中のある金属イオンが過剰である場合、増設した電極対によって予備電析を行い、使用済み核燃料中の過剰金属イオンを分離させることを特徴とする、
請求項１に記載の使用済み核燃料の乾式再処理方法。
【請求項５】
使用済み核燃料が金属の使用済み核燃料である場合、予備電析により過剰金属イオンを分離するプロセスで使用する電極対の陽極は、金属の使用済み核燃料であることを特徴とする、
請求項４に記載の使用済み核燃料の乾式再処理方法。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、核燃料の再処理技術分野に属し、具体的には、ジルコニウム合金燃料を直接得るための使用済み核燃料の乾式再処理方法に関する。
【背景技術】
【０００２】
高速炉に用いる燃料には、主に酸化物セラミック燃料と、金属燃料と、の２種類がある。燃料を増殖することを目的として高速炉で使用される金属燃料の増殖比は、酸化物セラミック燃料よりも２０％以上高い。そのうち、ジルコニウム合金燃料は、その非常に優れた核性能と物理性能により、高速炉の好ましい合金燃料の類型となっている。
【０００３】
溶融塩電解は、最も盛んに研究されている使用済み核燃料の乾式再処理技術である。使用済み核燃料の乾式再処理は、使用済み核燃料が金属酸化物の使用済み核燃料であるか、金属の使用済み核燃料であるかによって、異なる溶融塩電解工程を用いる。現在、国際的には、使用済み核燃料の乾式再処理として、主に塩化物溶融塩電解精錬技術が用いられている。金属酸化物の使用済み核燃料に対して、まず、金属リチウム（または電解により生じた金属リチウム）を用いて、金属酸化物を金属に還元する。その後、得られた金属を塩化物融解塩中で、電位溶解を制御し、電位析出を制御して、それぞれウラン・プルトニウム合金燃料を得る。
【０００４】
ある特許には、アルミニウム合金燃料を調製する乾式再処理溶融塩の体系が開示されている。アルミニウム合金は、融点が比較的低いため、高速中性子炉のニーズを完全には満たすことができない。しかし、ジルコニウム合金燃料の融点は高いので、高速炉の安定的な運転に有利である。現在、国際的に、ジルコニウム合金燃料を調製する方法は、先にウラン、プルトニウム、ジルコニウム金属を得た後、３種の金属を比率に従って混合し、溶錬、調製する方法である。しかし、純金属を用いて合金燃料を溶融、調製するプロセスはコストが高い。なぜなら、まず冶金のプロセスにより純金属材料を得る必要があり、その後純金属を比率に従って混合し溶融するため、工程のプロセスが複雑で、廃棄物も多い上、エネルギー消費が大きく、またコストも高い。
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００５】
既存技術における欠点に対し、本発明の目的は、ジルコニウム合金燃料を直接得るための使用済み核燃料の乾式再処理方法を提供することにある。この方法は、工程が簡単で、制御可能であり、エネルギー消費も小さい上、コストも低く、工業化が容易である。
【課題を解決するための手段】
【０００６】
以上の目的を達成するために本発明が採用した技術的手段は、以下のとおりである。ジルコニウム合金核燃料を直接得るための使用済み核燃料の乾式再処理方法は、
反応炉のジルコニウム合金燃料に対する設計要求と、使用済み核燃料中のアクチノイド系金属の含量とに基づいて、使用済み核燃料の溶解に用いる溶融塩組成物の組成と比率を確定するステップと、
使用済み核燃料を上述の溶融塩組成物中に溶解するステップと、
電極対を選択して用いて電析を行い、溶融塩組成物中のジルコニウムと、使用済み核燃料中のウランイオン又はウラン及びその他のアクチノイド系金属イオンと、を共に析出し、設計要求に合致したジルコニウム合金核燃料を得るステップと、
を含む。
【０００７】
さらに、溶融塩組成物は少なくともフッ化ジルコニウムと、フッ化カリウムと、フッ化リチウムと、を含み、そのうち、フッ化ジルコニウムと、フッ化カリウムと、フッ化リチウムとの物質量の比は、１：（１０-２０）：（２５-８０）である。
【０００８】
さらに、溶融塩組成物の組成と比率を確定する具体的な方法は、まずジルコニウム合金核燃料の設計要求に基づいて、溶融塩組成物中のフッ化ジルコニウムの用量を確定した後に、ネルンストの式と溶融塩組成物の目標融点温度とに基づいて、フッ化カリウムとフッ化リチウムとの用量を確定する方法である。
【０００９】
さらに、使用済み核燃料と溶融塩組成物との混合物を、６００−１０５０℃の下で溶解する。好ましい溶解温度は、上述の比率に従って組成した溶融塩の最低共融点温度＋５０℃である。
【００１０】
さらに、ジルコニウム合金燃料の設計要求に基づき、溶解する使用済み核燃料中のある金属イオンが過剰である場合、増設した電極対によって予備電析を行い、使用済み核燃料中の過剰金属イオンを分離させる。
【００１１】
さらに、使用済み核燃料が金属酸化物の使用済み核燃料である場合、予備電析により過剰金属イオンを分離するプロセス及び電析によりジルコニウム合金材料を形成するプロセスで使用する電極対の陽極は、不活性材料である。
【００１２】
または、使用済み核燃料が金属の使用済み核燃料である場合、予備電析により過剰金属イオンを分離するプロセスで使用する電極対の陽極は、金属の使用済み核燃料である。
【発明の効果】
【００１３】
本発明が提供する方法は、その工程が簡単であり、制御可能で、純金属を調製するプロセスがなく、使用済み核燃料を直接、溶融塩組成物中に入れ、溶融塩組成物の比率を調整することで、電析により直接必要なジルコニウム合金燃料を得ることができる。また、この方法は、金属酸化物の形態の使用済み核燃料と、金属の形態の使用済み核燃料とに適用でき、且つ、エネルギー消費も小さい上、コストも低く、工業化が容易である。
【発明を実施するための形態】
【００１４】
以下、具体的な実施形態と合わせて、本発明についてさらに説明する。
実施例において、ｗｔ％は質量比を表す。
【実施例１】
【００１５】
本実施例では、二酸化ウランセラミック燃料の使用済み核燃料を使用する。
目標合金燃料：ジルコニウム−ウラン合金燃料、組成：ウラン９５ｗｔ％、ジルコニウム５ｗｔ％。
【００１６】
ジルコニウム−ウラン合金燃料の調製方法：
上述のジルコニウム−ウラン合金燃料の組成と、使用済み核燃料の組成と、電析原理（ネルンストの式）とに基づいて、溶融塩組成物を、５ｗｔ％フッ化ジルコニウム、３５ｗｔ％フッ化カリウム、６０ｗｔ％フッ化リチウムに確定する。
【００１７】
１１ｇの焼結した二酸化ウランペレットを、直接、フッ化ジルコニウム５ｗｔ％とフッ化カリウム３５ｗｔ％とフッ化リチウム６０ｗｔ％とを含んだ１５００ｇの溶融塩に入れ、７５０℃の温度の下、二酸化ウランペレットを溶融塩組成物中に溶解する。
【００１８】
グラファイトを陽極とし、ウラン棒を陰極として構成された電極対を使用し、予備電析を行い、陰極電位を−１.２〜−１.４Ｖ（Ａｇ／ＡｇＣｌ参照電極に対して）に制御し、過剰なウラン１.２ｇを陰極に析出させる。
【００１９】
次に、グラファイトを陽極とし、直径１ｍｍの金属ウランワイヤを陰極として構成された電極対を使用し、電析を行う。陰極の析出電位が−１.６〜−２.０Ｖ（析出する合金のウラン・ジルコニウムの比率と、希土類に対する除染係数の要求に基づいて調整する）に制御され、ジルコニウムが先に陰極に析出する。その後、ウランもアンダーポテンシャル析出の原理によって陰極に析出し、ジルコニウムとの合金を形成する。最後に、陰極において目的の比率であるウラン９５ｗｔ％−ジルコニウム５ｗｔ％の合金が得られる。
【実施例２】
【００２０】
本実施例では、ウラン・プルトニウム合金の使用済み核燃料を使用する。
目標合金燃料：ジルコニウム−ウラン−プルトニウム合金燃料、組成：ウラン７６ｗｔ％、ジルコニウム５ｗｔ％、プルトニウム１９ｗｔ％。
【００２１】
ジルコニウム-ウラン-プルトニウム合金燃料の調製方法：
上述のジルコニウム-ウラン-プルトニウム合金燃料の組成と、使用済み核燃料の組成と、電析原理（ネルンストの式）とに基づき、溶融塩組成物を１０ｗｔ％フッ化ジルコニウム、５０ｗｔ％フッ化カリウム、４０ｗｔ％フッ化リチウムに確定する。
【００２２】
５０ｇのウラン・プルトニウム合金の使用済み核燃料を陽極とし、フッ化ジルコニウム１０ｗｔ％、フッ化カリウム５０ｗｔ％、フッ化リチウム４０ｗｔ％を含んだ３０００ｇの溶融塩の中に入れ、８５０℃の温度の下、電位溶解の制御と電位析出の制御を行う。
【００２３】
制御される溶解電位は１.２-１.６Ｖ（Ａｇ／ＡｇＣｌの参照電極に対して）であり、ウラン・プルトニウム合金の使用済み核燃料を上述の溶融塩組成物中に溶解する。
２つの陰極を使用して電析を行う。陰極の材料は両方とも直径１ｍｍの金属ウランワイヤを使用する。このうち、一方の陰極は、電位が−１.２〜−１.５Ｖ（Ａｇ/ＡｇＣｌ参照電極に対して）に制御され、過剰なウラン２１ｇが陰極に析出する。他方の陰極は、析出電位が−１.８〜−２.３Ｖ（目標析出合金のウラン−プルトニウム−ジルコニウムの比率と希土類に対する除染係数の要求に基づいて調整する）に制御され、ジルコニウムが先に陰極に析出する。その後、ウラン、更にプルトニウムもアンダーポテンシャル析出の原理によって陰極に析出し、ジルコニウムとの合金を形成する。最後に、陰極において、目的の比率であるウラン７６ｗｔ％−ジルコニウム５ｗｔ％−プルトニウム１９ｗｔ％の合金が得られる。
【００２４】
本発明を使用した方法では、溶融塩中のフッ化ジルコニウム濃度と、予備電析後に溶融塩中に残ったウランの濃度を調整し、（ウラン＋プルトニウム）−ジルコニウムのモル比の値が１００から５０のウラン−ジルコニウム合金を得ることができる。
【００２５】
上述の実施例は、本発明について例を挙げて説明したのみにすぎず、本発明の要旨または本質的特徴から逸脱しない限り、他の特定の方法または他の特定の態様により実施されてもよい。よって、記載された実施形態は、いかなる面から見ても全て説明的であり、非限定的であると解釈されるべきである。本発明の範囲は、添付の特許請求の範囲により説明されるべきであり、請求項の意図と範囲が同等な、いかなる変形も、本発明の範囲に含まれるべきである。