複数種の異なる使用済核燃料を単一の再処理施設において再処理して、新たな核燃料を生成する使用済核燃料の再処理方法であって、前記核燃料に含まれる核燃料物質の核分裂性の放射性同位体のフィッサイル率が目標フィッサイル率となるように、前記フィッサイル率の高い高フィッサイル核燃料と、前記フィッサイル率の低い低フィッサイル核燃料とを混合させる混合工程を備えたことを特徴とする使用済核燃料の再処理方法。前記核分裂性の放射性同位体は、プルトニウム239およびプルトニウム241の少なくともいずれか一方を含んでいることを特徴とする請求項1に記載の使用済核燃料の再処理方法。新たな前記核燃料を用いて製造される装荷用燃料に含まれる前記核燃料物質の富化度を、上限富化度以下にすることを特徴とする請求項1または2に記載の使用済核燃料の再処理方法。前記核燃料物質は、プルトニウムであり、前記上限富化度は、30であることを特徴とする請求項3に記載の使用済核燃料の再処理方法。使用済みの燃料集合体に内包する前記使用済核燃料を、機械的処理によって暴露させる機械的処理工程と、硝酸を用いて、機械的処理後の前記使用済核燃料を溶解し、燃料溶解液とする溶解工程と、前記燃料溶解液中の不溶解残渣を除去する清澄工程と、前記不溶解残渣が除去された前記燃料溶解液を計量する計量工程と、計量後の前記燃料溶解液から前記核燃料物質を含む溶液を分離する分離工程と、分離後の前記溶液を精製する精製工程と、精製後の前記溶液を濃縮し、前記溶液中の前記核燃料物質の富化度を調整する富化度調整工程と、富化度調整後の前記燃料溶解液を脱硝して、前記核燃料物質を含む新たな前記核燃料を生成する脱硝工程と、脱硝後の前記核燃料から装荷用燃料を製造する燃料製造工程と、をさらに備え、前記混合工程は、前記機械的処理工程と前記溶解工程との間、前記溶解工程と前記清澄工程との間、前記清澄工程と前記計量工程との間、前記計量工程と前記分離工程との間、前記分離工程と前記精製工程との間、前記精製工程と前記富化度調整工程との間、前記富化度調整工程と前記脱硝工程との間、および前記脱硝工程と前記燃料製造工程との間のうち、いずれかの間で行われていることを特徴とする請求項1ないし4のいずれか1項に記載の使用済核燃料の再処理方法。複数種の異なる使用済核燃料を再処理して、新たな核燃料を生成する使用済核燃料の再処理施設であって、前記核燃料に含まれる核燃料物質の核分裂性の放射性同位体のフィッサイル率が目標フィッサイル率となるように、前記フィッサイル率の高い高フィッサイル核燃料と、前記フィッサイル率の低い低フィッサイル核燃料とを混合させる混合装置を備えたことを特徴とする使用済核燃料の再処理施設。前記混合装置は、異なる前記フィッサイル率となる複数種の前記使用済核燃料をそれぞれ溜める1つ以上のバッファ部と、前記各バッファ部から供給される前記使用済核燃料を混合する混合部と、を有することを特徴とする請求項6に記載の使用済核燃料の再処理施設。前記1つ以上のバッファ部に溜められる複数種の前記使用済核燃料は、前記混合部へ向けて、一種ずつ順に供給されることを特徴とする請求項7に記載の使用済核燃料の再処理施設。前記混合装置は、異なる前記フィッサイル率となる複数種の前記使用済核燃料を混合して溜めるバッファ混合部を有することを特徴とする請求項6に記載の使用済核燃料の再処理施設。使用済みの燃料集合体に内包する前記使用済核燃料を、機械的処理によって暴露させる機械的処理装置と、硝酸を用いて、機械的処理後の前記使用済核燃料を溶解し、燃料溶解液とする溶解装置と、前記燃料溶解液中の不溶解残渣を除去する清澄装置と、前記不溶解残渣が除去された前記燃料溶解液を計量する計量装置と、計量後の前記燃料溶解液から前記核燃料物質を含む溶液を分離する分離装置と、分離後の前記溶液を精製する精製装置と、精製後の前記溶液を濃縮し、前記溶液中の前記核燃料物質の富化度を調整する富化度調整装置と、富化度調整後の前記溶液を脱硝して、前記核燃料物質を含む新たな前記核燃料を生成する脱硝装置と、脱硝後の前記核燃料から装荷用燃料を製造する燃料製造装置と、をさらに備え、前記混合装置は、前記機械的処理装置、前記溶解装置、前記清澄装置、前記計量装置、前記分離装置、前記精製装置、前記富化度調整装置、前記脱硝装置、前記燃料製造装置のうち、いずれかの装置に設けられていることを特徴とする請求項6ないし9のいずれか1項に記載の使用済核燃料の再処理施設。ところで、使用済核燃料の再処理施設の用地取得や建設費用の観点から、LWR使用済核燃料およびFBR使用済核燃料を単一の再処理施設で再処理することが望まれている。使用済核燃料を単一の再処理施設で再処理する場合、再処理施設には、複数種の異なる使用済核燃料が投入される。このとき、使用済核燃料に含まれる核燃料物質プルトニウム等の核分裂性の放射性同位体プルトニウム239やプルトニウム241等のフィッサイル率は、使用済核燃料の種類によって異なるフィッサイル率となっている。なお、フィッサイル率とは、核燃料物質中における核分裂性の放射性同位体の割合であり、特に、全プルトニウム中におけるプルトニウム239およびプルトニウム241の割合を、Puフィッサイル率という。再処理後に生成される新たな核燃料を用いて製造される装荷用燃料例えば、MOX燃料は、原子力発電施設側からの要求によって、Puフィッサイル率を、目標Puフィッサイル率とする必要があるため、再処理後に生成される新たな核燃料も、目標Puフィッサイル率とする必要がある。しかしながら、再処理施設には、異なるPuフィッサイル率の使用済核燃料が投入されることから、再処理施設に投入される使用済核燃料の種類によっては、新たな核燃料のPuフィッサイル率を目標Puフィッサイル率とすることが困難な場合がある。そこで、本発明は、複数種の異なる使用済核燃料を単一の再処理施設で再処理するにあたり、再処理後の新たな核燃料に含まれる核燃料物質の核分裂性の放射性同位体のフィッサイル率を、目標フィッサイル率とすることができる使用済核燃料の再処理方法および使用済核燃料の再処理施設を提供することを課題とする。本発明の使用済核燃料の再処理方法は、複数種の異なる使用済核燃料を単一の再処理施設において再処理して、新たな核燃料を生成する使用済核燃料の再処理方法であって、核燃料に含まれる核燃料物質の核分裂性の放射性同位体のフィッサイル率が目標フィッサイル率となるように、フィッサイル率の高い高フィッサイル核燃料と、フィッサイル率の低い低フィッサイル核燃料とを混合させる混合工程を備えたことを特徴とする。この構成によれば、混合工程では、高フィッサイル核燃料と、低フィッサイル核燃料とを混合させることができるため、再処理後の新たな核燃料に含まれる放射性物質の核分裂性の放射性同位体のフィッサイル率を目標フィッサイル率とすることができる。これにより、再処理後の新たな核燃料を用いることで、要求に応じた所望の装荷用燃料を製造することができる。なお、核燃料物質としては、ウランおよびプルトニウム等であり、核分裂性の放射性同位体としては、ウラン233、ウラン235、プルトニウム239、プルトニウム241およびアメリシウム241等である。この場合、核分裂性の放射性同位体は、プルトニウム239およびプルトニウム241の少なくともいずれか一方を含んでいることが好ましい。この構成によれば、新たな核燃料を用いて、軽水炉で使用されるMOX燃料や、高速増殖炉で使用されるMOX燃料等の装荷用燃料を製造する場合において、MOX燃料に混合されるプルトニウムの核分裂性の放射性同位体であるプルトニウム239およびプルトニウム241のPuフィッサイル率を目標Puフィッサイル率とすることができる。これにより、使用済核燃料を再処理して得られる新たなMOX燃料を好適に製造することができる。この場合、新たな前記核燃料を用いて製造される装荷用燃料に含まれる核燃料物質の富化度を、上限富化度以下にすることが好ましい。この構成によれば、新たに生成された核燃料を用いて製造される装荷用燃料に含まれる核燃料物質の富化度を上限富化度以下とすることができるため、装荷用燃料の再処理を容易なものとすることができる。この場合、核燃料物質は、プルトニウムであり、上限富化度は、30であることが好ましい。この構成によれば、装荷用燃料におけるプルトニウムの富化度以下、Pu富化度というを、目標フィッサイル率とした上で、30以下にすることができる。これにより、例えば、硝酸を用いて、装荷用燃料を溶解させる場合、Pu富化度が30以下であるため、装荷用燃料に含まれるプルトニウムの全量を好適に溶解させることができる。なお、Pu富化度とは、核燃料に含まれる全てのウランおよびプルトニウムに対するプルトニウムの割合である。この場合、使用済みの燃料集合体に内包する使用済核燃料を、機械的処理によって暴露させる機械的処理工程と、硝酸を用いて、機械的処理後の使用済核燃料を溶解し、燃料溶解液とする溶解工程と、燃料溶解液中の不溶解残渣を除去する清澄工程と、不溶解残渣が除去された燃料溶解液を計量する計量工程と、計量後の燃料溶解液から核燃料物質を含む溶液を分離する分離工程と、分離後の溶液を精製する精製工程と、精製後の溶液を濃縮し、溶液中の核燃料物質の富化度を調整する富化度調整工程と、富化度調整後の燃料溶解液を脱硝して、核燃料物質を含む新たな核燃料を生成する脱硝工程と、脱硝後の核燃料から装荷用燃料を製造する燃料製造工程と、をさらに備え、混合工程は、機械的処理工程と溶解工程との間、溶解工程と清澄工程との間、清澄工程と計量工程との間、計量工程と分離工程との間、分離工程と精製工程との間、精製工程と富化度調整工程との間、富化度調整工程と脱硝工程との間、および脱硝工程と燃料製造工程との間のうち、いずれかの間で行われていることが好ましい。この構成によれば、混合工程を、いずれかの工程間で行うことができるため、再処理方法の汎用性を高めることが可能となる。本発明の使用済核燃料の再処理施設は、複数種の異なる使用済核燃料を再処理して、新たな核燃料を生成する使用済核燃料の再処理施設であって、核燃料に含まれる核燃料物質の核分裂性の放射性同位体のフィッサイル率が目標フィッサイル率となるように、フィッサイル率の高い高フィッサイル核燃料と、フィッサイル率の低い低フィッサイル核燃料とを混合させる混合装置を備えたことを特徴とする。この構成によれば、混合装置は、高フィッサイル核燃料と、低フィッサイル核燃料とを混合させることができるため、再処理後の新たな核燃料に含まれる核燃料物質の核分裂性の放射性同位体のフィッサイル率を目標フィッサイル率とすることができる。これにより、再処理後の新たな核燃料を用いることで、要求に応じた所望の装荷用燃料を製造することができる。この場合、混合装置は、異なるフィッサイル率となる複数種の使用済核燃料をそれぞれ溜める1つ以上のバッファ部と、各バッファ部から供給される使用済核燃料を混合する混合部と、を有することが好ましい。この構成によれば、複数種の使用済核燃料を1つ以上のバッファ部にそれぞれ溜め、各バッファ部から混合部へ向けて供給される使用済核燃料の供給量を調整することで、混合後の使用済核燃料のフィッサイル率を、目標フィッサイル率に精度よく調整することができる。この場合、1つ以上のバッファ部に溜められる複数種の使用済核燃料は、混合部へ向けて、一種ずつ順に供給されることが好ましい。この構成によれば、複数種の使用済核燃料を混合部へ向けて一種ずつ順に供給することができるため、混合後の使用済核燃料のフィッサイル率を目標フィッサイル率に調整し易いものとすることができる。なお、複数種の使用済核燃料のうち、高フィッサイル核燃料から順に供給することが好ましい。この場合、混合装置は、異なるフィッサイル率となる複数種の使用済核燃料を混合して溜めるバッファ混合部を有することが好ましい。この構成によれば、バッファ部と混合部とを個別に設けることなく、簡易な装置構成で、高フィッサイル核燃料と低フィッサイル核燃料とを混合することができる。この場合、使用済みの燃料集合体に内包する使用済核燃料を、機械的処理によって暴露させる機械的処理装置と、硝酸を用いて、機械的処理後の使用済核燃料を溶解し、燃料溶解液とする溶解装置と、燃料溶解液中の不溶解残渣を除去する清澄装置と、不溶解残渣が除去された燃料溶解液を計量する計量装置と、計量後の燃料溶解液から核燃料物質を含む溶液を分離する分離装置と、分離後の溶液を精製する精製装置と、精製後の溶液を濃縮し、溶液中の核燃料物質の富化度を調整する富化度調整装置と、富化度調整後の溶液を脱硝して、核燃料物質を含む新たな核燃料を生成する脱硝装置と、脱硝後の核燃料から装荷用燃料を製造する燃料製造装置と、をさらに備え、混合装置は、機械的処理装置、溶解装置、清澄装置、計量装置、分離装置、精製装置、富化度調整装置、脱硝装置、燃料製造装置のうち、いずれかの装置に設けられていることが好ましい。この構成によれば、混合装置を、いずれかの装置に設けることができるため、再処理施設の汎用性を高めることができる。本発明の使用済核燃料の再処理方法および使用済核燃料の再処理施設によれば、単一の再処理施設において、複数種の異なる使用済核燃料を再処理する場合、再処理後の新たな核燃料に含まれる核燃料物質の核分裂性の放射性同位体のフィッサイル率を目標フィッサイル率とすることができるため、要求に応じた所望の装荷用燃料を製造することができる。以下、添付した図面を参照して、本発明の使用済核燃料の再処理方法および使用済核燃料の再処理施設について説明する。なお、以下の実施例によりこの発明が限定されるものではない。また、下記実施例における構成要素には、当業者が置換可能かつ容易なもの、あるいは実質的に同一のものが含まれる。本実施例に係る使用済核燃料の再処理施設は、複数種の異なる使用済核燃料に含まれるウランUおよびプルトニウムPu等の核燃料物質を抽出して再処理することにより、新たな核燃料としてのU製品やU/Pu製品を生成するものである。図1は、実施例1に係る使用済核燃料の再処理施設の概略構成図である。再処理施設1は、複数種の異なる使用済核燃料を再処理可能な単一の施設となっている。複数種の異なる使用済核燃料としては、ウラン燃料を沸騰水型原子炉BWR:BoilingWaterReactorで使用したBWR使用済核燃料、ウラン燃料を加圧水型原子炉PWR:PressurizedWaterReactorで使用したPWR使用済核燃料、MOX燃料を沸騰水型原子炉で使用したB-MOX使用済核燃料、MOX燃料を加圧水型原子炉で使用したP-MOX使用済核燃料、ウラン燃料またはMOX燃料を高速増殖炉で使用したFBR使用済核燃料等がある。複数種の使用済核燃料は、使用済核燃料に含まれる核燃料物質の核分裂性の放射性同位体のフィッサイル率や、核燃料物質の富化度が異なっている。ここで、核燃料物質としては、ウランおよびプルトニウム等であり、核分裂性の放射性同位体としては、ウラン233、ウラン235、プルトニウム239、プルトニウム241およびアメリシウム241等である。以下の説明では、核燃料物質として、プルトニウムに適用した場合について説明する。使用済核燃料は、使用済核燃料中のプルトニウムのフィッサイル率Puフィッサイル率や、核燃料中のプルトニウムの富化度Pu富化度が異なっている。Puフィッサイル率とは、プルトニウムの全量に対する核分裂性の放射性同位体の割合を表す指標である。プルトニウムの核分裂性の放射性同位体としては、プルトニウム239239Puおよびプルトニウム241241Puである。このため、Puフィッサイル率は、239P241Pu/Puで求められる。また、Pu富化度とは、ウランおよびプルトニウムの全量に対するプルトニウムの含有量の割合を表す指標である。このため、Pu富化度は、Pu/UPuで求められる。なお、Puフィッサイル率とPu富化度とを掛け合わせた指標がPuフィッサイル富化度であり、Puフィッサイル富化度は、239P241Pu/UPuで求められる。ここで、再処理によって生成される新たな核燃料を用いて製造される装荷用燃料例えば、MOX燃料は、原子力発電施設側からの要求によって、MOX燃料のPuフィッサイル率を、目標Puフィッサイル率とする必要があり、また、MOX燃料のPu富化度を、目標Pu富化度とする必要がある。換言すれば、MOX燃料のPuフィッサイル富化度を、目標Puフィッサイル富化度とする必要がある。一方で、複数種の使用済核燃料は、Puフィッサイル率が異なっており、特に、B-MOX使用済核燃料は、Puフィッサイル率の最も低い使用済核燃料となっている。このため、例えば、B-MOX使用済核燃料を再処理して得られる新たな核燃料を用いて製造されるMOX燃料は、目標Puフィッサイル率とすると、Pu富化度が上限富化度を超え、再処理することが困難である。このため、実施例1の再処理施設1は、以下のような構成となっている。以下、図1を参照して、上記した複数種の使用済核燃料を再処理する再処理施設1について説明する。図1に示すように、再処理施設1は、機械的処理装置例えば、せん断装置5と、溶解装置6と、清澄装置7と、計量装置8と、分離装置9と、精製装置10と、富化度調整装置11と、脱硝装置12と、燃料製造装置13と、混合装置とを備えている。機械的処理装置5に供給される使用済核燃料は、その成分が予め推定されている。推定される使用済核燃料の成分は、使用前の成分および使用中における燃焼度等のデータに基づいて算出可能となっている。機械的処理装置5は、使用済みの燃料集合体に内包する使用済核燃料を、機械的処理によって暴露させている。このとき、機械的処理装置5により使用済核燃料を機械的処理すると廃ガスが発生するため、機械的処理装置5は、発生した廃ガスを図示しない廃ガス処理装置へ向けて送り出している。そして、機械的処理装置5は、機械的処理後の使用済核燃料を溶解装置6へ向けて供給する。溶解装置6は、硝酸を貯留した溶解槽に、機械的処理後の使用済核燃料を投入することで、使用済核燃料を溶解させる。硝酸に溶解した使用済核燃料は燃料溶解液となり、溶解装置6は、燃料溶解液を清澄装置7へ供給する。清澄装置7は、例えば、遠心分離機で構成されている。清澄装置7は、硝酸に溶解しない燃料溶解液に含まれる不溶解残渣を取り除き、不溶解残渣を除去した燃料溶解液を計量装置8へ供給する。取り除かれた不溶解残渣は、図示しない廃棄物貯蔵槽へ供給される。計量装置8は、燃料溶解液中の成分を計量するために燃料溶解液を受け入れている。燃料溶解液中の成分としては、例えば、硝酸濃度、ウランの量、ウラン中における同位体の割合、プルトニウムの量、プルトニウム中における同位体の割合等がある。そして、燃料溶解液中の成分から、実測値となるU富化度、Uフィッサイル率、Uフィッサイル富化度、Pu富化度、Puフィッサイル率、Puフィッサイル富化度等の指標を導出する。計量装置8は、計量後の燃料溶解液を分離装置9へ供給する。分離装置9は、燃料溶解液から、溶液として、ウラン溶液およびウラン/プルトニウム溶液を分離している。具体的に、分離装置9は、燃料溶解液に抽出溶媒を投入して、ウランおよびプルトニウムを含む抽出溶媒であるウラン/プルトニウム装荷溶媒を生成する。続いて、分離装置9は、ウラン/プルトニウム装荷溶媒にPu逆抽出溶媒を投入して、ウランおよびプルトニウムを含む溶液であるウラン/プルトニウム溶液以下、U/Pu溶液というを抽出する。この後、分離装置9は、プルトニウム抽出後のウラン/プルトニウム装荷溶媒であるウラン装荷溶媒にU逆抽出溶媒を投入して、ウランを含む溶液であるウラン溶液以下、U溶液というを抽出する。精製装置10は、U溶液およびU/Pu溶液を、硝酸ウラン溶液以下、硝酸U溶液というおよび硝酸ウラン/プルトニウム溶液以下、硝酸U/Pu溶液というに精製する。精製装置10は、精製した硝酸U溶液および硝酸U/Pu溶液を、富化度調整装置11へ向けて供給する。富化度調整装置11は、精製した硝酸U溶液および硝酸U/Pu溶液を加熱して濃縮した後の溶液を混合してPu富化度を調整する。具体的に、富化度調整装置11は、濃縮後の硝酸U/Pu溶液に、硝酸U溶液を混合させて、硝酸U/Pu溶液のPu富化度を調整する。富化度調整装置11は、硝酸U溶液および富化度調整後の硝酸U/Pu溶液を脱硝装置12へ向けて供給する。脱硝装置12は、硝酸U溶液および富化度調整後の硝酸U/Pu溶液を脱硝して、ウラン酸化物およびウラン/プルトニウム酸化物とする。そして、得られたウラン酸化物およびウラン/プルトニウム酸化物は、燃料製造装置13へ送られる。燃料製造装置13は、ウラン酸化物U製品およびウラン/プルトニウム酸化物U/Pu製品を貯蔵すると共に、貯蔵したウラン酸化物およびウラン/プルトニウム酸化物を適宜混合して、装荷用燃料を製造している。混合装置は、混合後のPuフィッサイル率が目標Puフィッサイル率となるように、複数種の異なるPuフィッサイル率となる使用済核燃料を混合している。詳細については後述するが、この混合装置は、計量装置8と一体に設けられている。なお、使用済核燃料は、溶解後の燃料溶解液や、分離後のU溶液およびU/Pu溶液、精製後の硝酸U溶液および硝酸U/Pu溶液、脱硝後のウラン酸化物およびウラン/プルトニウム酸化物等を含む意である。次に、図2を参照し、混合装置と一体に設けられた計量装置8について具体的に説明する。図2は、実施例1に係る使用済核燃料の再処理施設における計量装置周りの概略構成図である。図2に示すように、計量装置8は、計量槽21と、複数のバッファ槽バッファ部22と、調整槽混合部23とを有している。計量槽21は、清澄装置7に接続され、燃料溶解液の成分を計量するために、清澄装置7から供給された燃料溶解液を溜めている。計量後の燃料溶解液は、バッファ槽22または調整槽23へ向けて供給される。複数のバッファ槽22は、計量槽21にそれぞれ接続され、計量後の燃料溶解液を一時的に溜めている。なお、実施例1では、バッファ槽22を複数設けたが、バッファ槽22は1つ以上あればよい。バッファ槽22に溜められた燃料溶解液は、調整槽23へ向けて供給される。なお、複数のバッファ槽22には、Puフィッサイル率がそれぞれ異なる燃料溶解液を溜めることが可能となっている。調整槽23は、計量槽21およびバッファ槽22に接続され、計量槽21およびバッファ槽22から供給された燃料溶解液を溜めている。調整槽23には、複数種の異なるPuフィッサイル率の燃料溶解液を流入させることで混合され、混合後のPuフィッサイル率を目標Puフィッサイル率としている。続いて、図3を参照して、上記のように構成された使用済核燃料の再処理施設において行われる使用済核燃料の再処理方法に関する一連のフローについて説明する。図3は、使用済核燃料の再処理方法に関するフローチャートである。予め成分が推定された使用済核燃料を内包する燃料集合体が、機械的処理装置5に供給されると、機械的処理装置5は、供給された燃料集合体に内包する使用済核燃料を、機械的処理によって暴露させる機械的処理工程S1を実行し、機械的処理後の使用済核燃料を溶解装置6へ向けて供給する。使用済核燃料が溶解装置6に供給されると、溶解装置6は、硝酸を用いて、供給された使用済核燃料を溶解する溶解工程S2を実行し、溶解後の使用済核燃料を燃料溶解液として清澄装置7へ向けて供給する。燃料溶解液が清澄装置7へ供給されると、清澄装置7は、燃料溶解液中に含まれる不溶解残渣を取り除く清澄工程S3を実行し、清澄後の燃料溶解液を計量装置8へ供給する。燃料溶解液が計量装置8へ供給されると、計量装置8は、燃料溶解液を計量槽21に流入させ、計量槽21に溜まった燃料溶解液の成分が計量される計量工程S4を実行する。これにより、計量前に推定された燃料溶解液の成分は、計量後の燃料溶解液の成分との誤差が修正される。計量後の燃料溶解液は、バッファ槽22に供給される。この後、再処理する使用済核燃料の種類分だけ、S1からS4まで工程を繰り返し行う。これにより、複数のバッファ槽22には、異なる種類の燃料溶解液が溜められる。所定の種類の使用済核燃料が燃料溶解液となって複数のバッファ槽22および計量槽21に溜められると、計量装置8は、目標Puフィッサイル率となるように、計量後のPuフィッサイル率およびPu富化度に基づいて、異なるPuフィッサイル率およびPu富化度の燃料溶解液を、1種ずつ順に調整槽23へ向けて供給する。つまり、計量装置8は、Puフィッサイル率の高い燃料溶解液高Puフィッサイル核燃料と、Puフィッサイル率の低い燃料溶解液低Puフィッサイル核燃料とを、調整槽23において混合する混合工程S5を実行する。なお、複数種の燃料溶解液を調整槽23に供給する場合、Puフィッサイル率の高い燃料溶解液から、順に供給することが好ましい。これにより、計量装置8は、目標Puフィッサイル率となった燃料溶解液を得ることができる。そして、計量装置8は、調整槽23に溜まった燃料溶解液を分離装置9へ向けて供給する。燃料溶解液が分離装置9へ供給されると、分離装置9は、燃料溶解液中のウランおよびプルトニウムを、U/Pu溶液およびU溶液として抽出する分離工程S6を実行する。U/Pu溶液およびU溶液を抽出すると、分離装置9は、U/Pu溶液およびU溶液を精製装置10へ向けて供給する。U/Pu溶液およびU溶液が精製装置10へ供給されると、精製装置10は、U溶液およびU/Pu溶液を、硝酸U溶液および硝酸U/Pu溶液に精製する精製工程S7を実行する。この後、精製装置10は、精製した硝酸U溶液および硝酸U/Pu溶液を富化度調整装置11へ向けて供給する。硝酸U溶液および硝酸U/Pu溶液が富化度調整装置11へ供給されると、富化度調整装置11は、硝酸U溶液および硝酸U/Pu溶液を加熱して濃縮した後の溶液を混合してPu富化度を調整する富化度調整工程S8を実行する。この後、富化度調整装置11は、硝酸U溶液および富化度調整後の硝酸U/Pu溶液を脱硝装置12へ向けて供給する。硝酸U溶液および富化度調整後の硝酸U/Pu溶液が脱硝装置12へ供給されると、脱硝装置12は、硝酸U溶液および硝酸U/Pu溶液を脱硝して、ウラン酸化物およびウラン/プルトニウム酸化物を生成する脱硝工程S9を実行する。この後、脱硝装置12は、ウラン酸化物およびウラン/プルトニウム酸化物を燃料製造装置13へ向けて供給する。ウラン酸化物およびウラン/プルトニウム酸化物が燃料製造装置13へ供給されると、燃料製造装置13は、ウラン酸化物およびウラン/プルトニウム酸化物を貯蔵容器に一旦貯蔵し、貯蔵したウラン酸化物およびウラン/プルトニウム酸化物を適宜混合した後、装荷用燃料を製造する燃料製造工程S10を実行する。以上のように、実施例1の構成によれば、混合装置が一体となった計量装置8において、高Puフィッサイル核燃料と低Puフィッサイル核燃料とを混合することができるため、混合後の燃料溶解液のPuフィッサイル率を、目標Puフィッサイル率とすることができる。これにより、計量装置8を備えた再処理施設1は、目標Puフィッサイル率となった燃料溶解液核燃料から、要求に応じた所望の装荷用燃料を製造することが可能となる。また、実施例1の構成によれば、複数のバッファ槽22を設けたため、再処理する1種類の燃料溶解液使用済核燃料に対し、1つのバッファ槽22を割り当てることができるため、各バッファ槽22に溜める燃料溶解液の容量を抑制することができる。なお、実施例1の再処理施設1では、機械的処理装置5、溶解装置6および清澄装置7を1つずつ設けた一系統としたが、機械的処理装置5、溶解装置6および清澄装置7を複数設けて複数系統とし、計量槽21を介して複数のバッファ槽22へ、複数系統で再処理された燃料溶解液を流入させてもよい。また、実施例1の再処理施設1では、調整槽23において複数種の燃料溶解液を混合させたが、混合させる必要のない場合は、バッファ槽22に流入させることなく、計量槽21から調整槽23へ供給した後、分離装置9へ供給してもよい。また、実施例1の再処理施設1では、複数のバッファ槽22に流入させた後、調整槽23において混合させたが、これに限らず、図4に示す構成であってもよい。図4は、変形例1に係る使用済核燃料の再処理施設1における計量装置周りの概略構成図である。変形例1に係る再処理施設1の計量装置8は、複数のバッファ槽22を省いた構成となっており、調整槽バッファ混合部23が、バッファ槽22の機能を兼ねている。ここで、変形例1に係る使用済核燃料の再処理施設1において行われる使用済核燃料の再処理方法について説明する。変形例1に係る再処理方法において、再処理する複数種の使用済核燃料のうち、1種の使用済核燃料が、機械的処理工程S1から計量工程S4まで実行されると、計量装置8は、計量槽21に溜まった1種の燃料溶解液を、調整槽23へ供給する。この後、他の1種の使用済核燃料が、機械的処理工程S1から計量工程S4まで実行されると、計量装置8は、計量槽21に溜まった他の1種の燃料溶解液を、1種の燃料溶解液が溜まった調整槽23へ供給する。この工程を、再処理する使用済核燃料の種類分だけ繰り返す。以上のように、変形例1に係る構成でも、計量装置8において、高Puフィッサイル核燃料と低Puフィッサイル核燃料とを混合することができるため、混合後の燃料溶解液のPuフィッサイル率を、目標Puフィッサイル率とすることができる。また、変形例1に係る構成によれば、複数のバッファ槽22を省くことができるため、再処理施設を簡易な構成とすることができる。なお、この場合、混合後の燃料溶解液が目標Puフィッサイル率となるように、予め調整槽23に供給する燃料溶解液の供給量を管理することが好ましい。次に、図5を参照して、実施例2に係る使用済核燃料の再処理施設31および再処理方法について説明する。図5は、実施例2に係る使用済核燃料の再処理施設における分離装置周りの概略構成図である。なお、実施例2では、重複した記載を避けるべく、異なる部分のみ説明する。実施例1に係る使用済核燃料の再処理施設1では、混合装置と計量装置8とを一体としたが、実施例2に係る使用済核燃料の再処理施設31では、混合装置と分離装置35とを一体としている。以下、図5を参照し、混合装置と一体に設けられた分離装置35について具体的に説明する。分離装置35は、供給槽41と、共除染装置42と、廃液受槽43と、Pu抽出装置44と、U/Pu溶液受槽45と、U抽出装置46と、U溶液受槽47と、複数のバッファ槽バッファ部48と、調整槽混合部49とを有している。供給槽41は、計量装置8に接続され、計量装置8から供給される燃料溶解液を溜めている。供給槽41に溜められた燃料溶解液は、共除染装置42へ向けて供給される。共除染装置42は、燃料溶解液に抽出溶媒を投入してウランおよびプルトニウムを含む抽出溶媒であるウラン/プルトニウム装荷溶媒を生成する一方で、燃料溶解液に洗浄液を投入して燃料溶解液に含まれる不純物を分離する。つまり、燃料溶解液は、共除染装置42において、ウラン/プルトニウム装荷溶媒と、ウランおよびプルトニウム以外の不純物を含む洗浄液とに分離する。そして、共除染装置42は、ウラン/プルトニウム装荷溶媒をPu抽出装置44へ向けて供給する一方、不純物を含む洗浄液を廃液受槽43へ向けて供給する。廃液受槽43は、共除染装置42において分離された不純物を含む洗浄液を溜めている。Pu抽出装置44は、共除染装置42から供給されるウラン/プルトニウム装荷溶媒に、Pu逆抽出溶媒を投入して、U/Pu溶液と、プルトニウム抽出後のウラン装荷溶媒とに分離させる。そして、Pu抽出装置44は、U/Pu溶液をU/Pu溶液受槽45へ向けて供給する一方、ウラン装荷溶媒をU抽出装置46へ向けて供給する。U/Pu溶液受槽45は、Pu抽出装置44において分離されたU/Pu溶液を溜めており、複数のバッファ槽48に接続されている。U抽出装置46は、Pu抽出装置44から供給されるウラン装荷溶媒に、U逆抽出溶媒を投入して、U溶液と、ウラン抽出後の抽出溶媒に分離させる。そして、U抽出装置46は、U溶液をU溶液受槽47へ向けて供給する。U溶液受槽47は、U抽出装置46において分離されたU溶液を溜めている。複数のバッファ槽48は、U/Pu溶液受槽45にそれぞれ接続され、U/Pu溶液を一時的に溜めている。なお、実施例2においても、実施例1と同様に、バッファ槽48は1つ以上あればよい。バッファ槽48に溜められたU/Pu溶液は、調整槽49へ向けて供給される。なお、複数のバッファ槽48は、異なるPuフィッサイル率のU/Pu溶液を溜めることが可能となっている。調整槽49は、U/Pu溶液受槽45および各バッファ槽48に接続され、U/Pu溶液受槽45および各バッファ槽48から供給されたU/Pu溶液を溜めている。調整槽49には、複数種の異なるPuフィッサイル率のU/Pu溶液を流入させることで混合され、混合後のPuフィッサイル率を目標Puフィッサイル率としている。U溶液受槽47に溜められたU溶液と、調整槽49に溜められたU/Pu溶液とは、精製装置10へ向けて供給される。精製装置10は、U溶液を精製するU精製装置10aと、U/Pu溶液を精製するU/Pu精製装置10bとを有し、U精製装置10aにおいてU溶液を硝酸U溶液に精製し、U/Pu精製装置10bにおいてU/Pu溶液を硝酸U/Pu溶液に精製する。上記のように構成された使用済核燃料の再処理施設31において行われる使用済核燃料の再処理方法は、図3に示す混合工程S5が、分離工程S6の後となっている。以下、具体的に説明すると、機械的処理工程から計量工程までの工程を行った後、計量後の燃料溶解液が分離装置35へ供給されると、分離装置35は、燃料溶解液を供給槽41に流入させ、供給槽41に溜まった燃料溶解液を共除染装置42へ向けて供給する。共除染装置42は、燃料溶解液を、ウラン/プルトニウム装荷溶媒と、不純物を含む洗浄液とに分離する。この後、共除染装置42は、ウラン/プルトニウム装荷溶媒をPu抽出装置44へ供給する。Pu抽出装置44は、供給されたウラン/プルトニウム装荷溶媒を、U/Pu溶液と、ウラン装荷溶媒とに分離する分離工程を実行する。この後、Pu抽出装置44は、U/Pu溶液をU/Pu溶液受槽45へ供給する。U/Pu溶液がU/Pu溶液受槽45へ供給されると、分離装置35は、U/Pu溶液受槽45からバッファ槽48へ向けてU/Pu溶液を供給する。この後、再処理する使用済核燃料の種類分だけ、機械的処理工程から分離工程に至る工程を繰り返し行う。これにより、U/Pu溶液受槽45および複数のバッファ槽48には、異なる種類のU/Pu溶液が溜められる。異なる種類のU/Pu溶液が複数のバッファ槽48およびU/Pu溶液受槽45に溜められると、分離装置35は、目標Puフィッサイル率となるように、計量後のPuフィッサイル率およびPu富化度に基づいて、異なるPuフィッサイル率およびPu富化度のU/Pu溶液を、1種ずつ順に調整槽49へ向けて供給する。つまり、分離装置35は、Puフィッサイル率の高いU/Pu溶液高Puフィッサイル核燃料と、Puフィッサイル率の低いU/Pu溶液低Puフィッサイル核燃料とを、調整槽49において混合する混合工程を実行する。これにより、分離装置35は、目標Puフィッサイル率となったU/Pu溶液を得ることができる。そして、分離装置35は、調整槽49に溜まったU/Pu溶液を精製装置10へ向けて供給する。以上のように、実施例2の構成によれば、混合装置が一体となった分離装置35において、高Puフィッサイル核燃料と低Puフィッサイル核燃料とを混合することができるため、混合後のU/Pu溶液のPuフィッサイル率を、目標Puフィッサイル率とすることができる。これにより、分離装置35を備えた再処理施設31は、要求に応じた所望の装荷用燃料を製造することが可能となる。なお、実施例2においても、実施例1における変形例1の構成を適用可能である。次に、図6を参照して、実施例3に係る使用済核燃料の再処理施設51および再処理方法について説明する。図6は、実施例3に係る使用済核燃料の再処理施設における富化度調整装置周りの概略構成図である。なお、実施例3でも、重複した記載を避けるべく、異なる部分のみ説明する。実施例1に係る使用済核燃料の再処理施設1では、混合装置と計量装置8とを一体としたが、実施例3に係る使用済核燃料の再処理施設51では、混合装置と富化度調整装置55とを一体としている。以下、図6を参照し、混合装置と一体に設けられた富化度調整装置55について具体的に説明する。富化度調整装置55は、U濃縮装置61と、U溶液受槽62と、U払出槽63と、U/Pu濃縮装置64と、U/Pu溶液受槽65と、U/Pu払出槽66と、調整槽混合部67と、複数のバッファ槽バッファ部68とを有している。U濃縮装置61は、精製装置10のU精製装置10aから供給された硝酸U溶液を加熱して濃縮している。U濃縮装置61は、濃縮後の硝酸U溶液をU溶液受槽62へ向けて供給する。U溶液受槽62は、濃縮後の硝酸U溶液を溜めており、U払出槽63に接続されている。富化度調整装置55は、U溶液受槽62に溜まった硝酸U溶液をU払出槽63へ向けて供給する。U払出槽63は、供給された硝酸U溶液を脱硝装置12へ向けて払い出している。U/Pu濃縮装置64は、精製装置10のU/Pu精製装置10bから供給された硝酸U/Pu溶液を加熱して濃縮している。U/Pu濃縮装置64は、濃縮後の硝酸U/Pu溶液をU/Pu溶液受槽65および複数のバッファ槽68へ向けて供給する。U/Pu溶液受槽65は、濃縮後の硝酸U/Pu溶液を溜めており、調整槽67に接続されている。複数のバッファ槽68は、U/Pu濃縮装置64にそれぞれ接続され、硝酸U/Pu溶液を一時的に溜めている。なお、実施例3においても、実施例1と同様に、バッファ槽68は1つ以上あればよい。各バッファ槽68に溜められた硝酸U/Pu溶液は、調整槽67へ向けて供給される。なお、複数のバッファ槽68に溜められる硝酸U/Pu溶液は、Puフィッサイル率がそれぞれ異なるものとなっている。調整槽67は、U溶液受槽62、U/Pu溶液受槽65および各バッファ槽68に接続され、U溶液受槽62から供給された硝酸U溶液と、U/Pu溶液受槽65および各バッファ槽68から供給された硝酸U/Pu溶液とを溜めている。調整槽67では、硝酸U溶液と、複数種の異なるPuフィッサイル率の硝酸U/Pu溶液とが混合されることで、混合後の硝酸U/Pu溶液のPuフィッサイル率を目標Puフィッサイル率としている。このとき、混合後の硝酸U/Pu溶液のPu富化度も、目標Pu富化度としている。調整槽67に溜められた硝酸U/Pu溶液は、U/Pu払出槽66へ向けて供給される。U/Pu払出槽66は、供給された硝酸U/Pu溶液を脱硝装置12へ向けて払い出している。U払出槽63から払い出された硝酸U溶液と、U/Pu払出槽66から払い出された硝酸U/Pu溶液とは、脱硝装置12へ向けて供給される。脱硝装置12は、硝酸U溶液を脱硝するU脱硝装置12aと、硝酸U/Pu溶液を脱硝するU/Pu脱硝装置12bとを有し、U脱硝装置12aにおいて硝酸U溶液をウラン酸化物とし、U/Pu脱硝装置12bにおいて硝酸U/Pu溶液をウラン/プルトニウム酸化物とする。上記のように構成された使用済核燃料の再処理施設51において行われる使用済核燃料の再処理方法は、図3に示す混合工程S5が、富化度調整工程S8の後となっている。以下、具体的に説明すると、機械的処理工程から精製工程までの工程を行った後、精製後の硝酸U溶液および硝酸U/Pu溶液が富化度調整装置55へ供給される。すると、富化度調整装置55は、U濃縮装置61において硝酸U溶液を濃縮して、濃縮後の硝酸U溶液をU溶液受槽62へ向けて供給し、U/Pu濃縮装置64において硝酸U/Pu溶液を濃縮して、濃縮後の硝酸U/Pu溶液をU/Pu溶液受槽65またはバッファ槽68へ向けて供給する。この後、再処理する使用済核燃料の種類分だけ、機械的処理工程から富化度調整工程に至る工程を繰り返し行う。これにより、U/Pu溶液受槽65および複数のバッファ槽68には、異なる種類の硝酸U/Pu溶液が溜められる。異なる種類の硝酸U/Pu溶液が複数のバッファ槽68およびU/Pu溶液受槽65に溜められると、富化度調整装置55は、目標Puフィッサイル率および目標Pu富化度となるように、計量後のPuフィッサイル率およびPu富化度に基づいて、異なるPuフィッサイル率およびPu富化度の硝酸U/Pu溶液を、1種ずつ順に調整槽67へ向けて供給する。また、富化度調整装置55は、目標Pu富化度となるように、計量後のPu富化度に基づいて、硝酸U溶液を供給する。つまり、富化度調整装置55は、Puフィッサイル率の高い硝酸U/Pu溶液高Puフィッサイル核燃料と、Puフィッサイル率の低い硝酸U/Pu溶液低Puフィッサイル核燃料とを、調整槽67において混合する混合工程を実行する。これにより、富化度調整装置55は、目標Puフィッサイル率および目標Pu富化度となった硝酸U/Pu溶液を得ることができる。そして、富化度調整装置55は、調整槽67に溜まった硝酸U/Pu溶液を脱硝装置12へ向けて供給する。以上のように、実施例3の構成によれば、混合装置が一体となった富化度調整装置55において、高Puフィッサイル核燃料と低Puフィッサイル核燃料とを混合することができるため、混合後の硝酸U/Pu溶液のPuフィッサイル率を、目標Puフィッサイル率とすることができる。加えて、富化度調整装置55では、混合時にPu富化度も調整することができるため、混合後の硝酸U/Pu溶液のPu富化度を、目標Pu富化度とすることができる。これにより、富化度調整装置55を備えた再処理施設51は、要求に応じた所望の装荷用燃料を製造することが可能となる。なお、実施例3においても、実施例1における変形例1の構成を適用可能である。次に、図7を参照して、実施例4に係る使用済核燃料の再処理施設71および再処理方法について説明する。図7は、実施例4に係る使用済核燃料の再処理施設における燃料製造装置周りの概略構成図である。なお、実施例4でも、重複した記載を避けるべく、異なる部分のみ説明する。実施例1に係る使用済核燃料の再処理施設1では、混合装置と計量装置8とを一体としたが、実施例4に係る使用済核燃料の再処理施設71では、混合装置と燃料製造装置75とを一体としている。以下、図7を参照し、混合装置と一体に設けられた燃料製造装置75について具体的に説明する。燃料製造装置75は、複数のU貯蔵容器バッファ部81と、複数のU/Pu貯蔵容器バッファ部82と、混合部83と、核燃料製造部84とを有している。複数のU貯蔵容器81は、脱硝装置12のU脱硝装置12aから供給されたウラン酸化物を使用済核燃料の種類毎に貯蔵している。複数のU/Pu貯蔵容器82は、脱硝装置12のU/Pu脱硝装置12bから供給されたウラン/プルトニウム酸化物を使用済核燃料の種類毎に貯蔵している。混合部83は、複数のU貯蔵容器81に貯蔵されたウラン酸化物と、複数のU/Pu貯蔵容器82に貯蔵されたウラン/プルトニウム酸化物と、をそれぞれ混合している。混合部83では、ウラン酸化物と、複数種の異なるPuフィッサイル率のウラン/プルトニウム酸化物とが混合されることで、混合後のウラン/プルトニウム酸化物のPuフィッサイル率を目標Puフィッサイル率としている。このとき、混合後のウラン/プルトニウム酸化物のPu富化度も、目標Pu富化度としている。核燃料製造部84は、混合後のウラン/プルトニウム酸化物から、燃料ペレット等の装荷用燃料を製造する。上記のように構成された使用済核燃料の再処理施設71において行われる使用済核燃料の再処理方法は、図3に示す混合工程S5が、脱硝工程S9の後となっている。以下、具体的に説明すると、機械的処理工程から脱硝工程までの工程を行った後、脱硝後のウラン酸化物およびウラン/プルトニウム酸化物が燃料製造装置75へ供給される。燃料製造装置75は、目標Puフィッサイル率および目標Pu富化度となるように、計量後のPuフィッサイル率およびPu富化度に基づいて、ウラン/プルトニウム酸化物を、U/Pu貯蔵容器82から混合部83へ向けて供給すると共に、ウラン酸化物を、U貯蔵容器81から混合部83へ向けて供給する。つまり、燃料製造装置75は、Puフィッサイル率の高いウラン/プルトニウム酸化物高Puフィッサイル核燃料と、Puフィッサイル率の低いウラン/プルトニウム酸化物低Puフィッサイル核燃料とを、混合部83において混合する混合工程を実行する。これにより、燃料製造装置75は、目標Puフィッサイル率および目標Pu富化度となったウラン/プルトニウム酸化物を得ることができる。そして、燃料製造装置75は、混合部83に溜まったウラン/プルトニウム酸化物を核燃料製造部84へ向けて供給し、核燃料製造部84において、MOX燃料等の装荷用燃料を製造する。以上のように、実施例4の構成によれば、混合装置が一体となった燃料製造装置75において、高Puフィッサイル核燃料と低Puフィッサイル核燃料とを混合することができるため、混合後のウラン/プルトニウム酸化物のPuフィッサイル率を、目標Puフィッサイル率とすることができる。加えて、燃料製造装置75では、混合時にPu富化度も調整することができるため、混合後のウラン/プルトニウム酸化物のPu富化度を、目標Pu富化度とすることができる。これにより、燃料製造装置75を備えた再処理施設71は、要求に応じた所望の装荷用燃料を製造することが可能となる。なお、実施例1ないし4では、混合装置を、計量装置8、分離装置35、富化度調整装置55および燃料製造装置75と一体に設けることで、混合工程を、計量工程、分離工程、富化度調整工程および脱硝工程の後に行った。しかしながら、この構成に限らず、溶解装置6および清澄装置7等の他の装置と一体に設け、混合工程を、溶解工程および清澄工程の後に行ってもよい。また、混合装置を溶解装置6と一体に設けた場合、溶解装置6の溶解槽において、混合工程を行ってもよい。また、実施例1ないし4の構成では、Puフィッサイル率が目標Puフィッサイル率となるように混合したが、この構成に限らず、ウランのフィッサイル率Uフィッサイル率が目標Uフィッサイル率となるように混合してもよい。