JPH0316639B2 - - Google Patents

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【発明の詳細な説明】 〔発明の利用分野〕 本発明は使用済セラミツク核燃料の再処理工程
において、核燃料を加熱された硝酸に溶解し、不
溶解性の被覆材と分離する装置に係わり、特に、
核分裂性物質の濃度の高い核燃料を連続的に高能
率で溶解処理するに好適な装置に関する。

〔発明の背景〕

セラミツク核燃料は通常、円柱型のペレツト状
に焼結加工された核燃料物質を金属製の被覆管中
に密封して燃料体となし、さらに束状に組立て
て、いわゆる核燃料集合体を構成する。

核燃料物質には中性子の存在下に核分裂する核
分裂性物質と、中性子の存在下に核分裂性物質を
生成する核原料物質がある。

質量数が233または235であるウランや質量数が
239または241であるプルトニウムは核分裂性物質
であり、質量数238であるウランはプルトニウム
を生成する核原料物質、質量数が232であるトリ
ウムは質量数が233のウランを生成する核原料物
質である。

核分裂性物質の濃度はその燃料が用いられる原
子炉の種類、目的によつて異なつている。低エネ
ルギーに減速された中性子によつて核分裂を持続
させる型式の原子炉では通常は核分裂性物質の濃
度は低く、高エネルギーの中性子によつて核分裂
を持続させる型式の原子炉では通常は核分裂性物
質の濃度が高い。

核燃料集合体は原子炉の炉心に挿入され、核分
裂性物質の原子は中性子の存在下に核分裂して２
原子の核分裂生成物原子に変ると同時に熱エネル
ギーと放射線を発生する。核原料物質の一部の原
子は中性子を吸収した後、一連の核反応を経て核
分裂性物質の原子となり、その一部は原子炉中で
核分裂する。

核分裂性物質が消費され、発熱量が低下して原
子炉中での使用に適さなくなつた燃料集合体は原
子炉から取出され、使用済燃料といわれる。

使用済燃料の核分裂性物質、核原料物質を再使
用するため核分裂生成物と分離する工程が再処理
である。

再処理の工程は一般に多岐にわたる単位工程か
ら構成されるが、通常商業的に行われるピユレツ
クス法と呼ばれる公知の方法においては、その最
初の段階で核燃料体は小片に剪断され続いて核燃
料物質が硝酸に溶解される。核燃料体の被覆材は
一般にジルコニウム合金あるいはステンレス鋼で
硝酸に溶解しないので核燃料物質が溶解した後に
分別される。

核燃料の溶解工程において第一に考慮すべき技
術的問題点は臨界安全対策すなわち連鎖的核分裂
反応の防止対策である。

臨界安全上の対策は核燃料中の核分裂性物質の
濃度に依存するが、一般に極めて保守的に取扱わ
れ、いかなる場合にも臨界安全が達成されるよう
に配慮される。

一般に、核分裂性物質の濃度は原子炉中で消費
される前の高濃度であり、核分裂生成物や残存す
る可燃性中性子毒物の中性子吸収は無いものと
し、また、溶解装置の中では最も核分裂反応が起
りやすい条件にあるものとする。

核燃料の溶解装置の設計においては、構成する
部分の幾何学的形状を装荷する可能性のある核分
裂性物質の量に対応して制限するのが通常であ
る。

すなわち、円筒形の容器においてはその直径、
平板状の容器ではその厚さをそれぞれ制御する。
容器の外側に水または蒸気を通すための外套を持
つ場合には当該外套まで含めた寸法で制限され
る。円筒と平板の折衷として厚さを制限した円環
状の容器が用いられることがある。

特に円環状の容器の場合に、内筒の外側に熱中
性子を効果的に吸収するカドミウムの薄板を貼り
つけ、かつ、内筒内に中性子を減速して熱中性子
化するために効果的な物質を配置して、安全性を
高め、あるいは、厚さの制限を緩めることが公知
である。

核燃料を装荷するかごを用いる場合にはかごの
寸法は容器とは別に制限される必要がある。

核燃料の溶解工程において第二に考慮すべき技
術的問題点は溶解に伴う反応の制御である。

セラミツク核燃料の代表的な物質である二酸化
ウランを硝酸に溶解する場合、溶解速度は二酸化
ウランの表面積と硝酸の濃度および温度に影響さ
れる。実際の場合にはさらに二酸化ウランの表面
で溶解生成物である硝酸ウラニル水溶液と硝酸を
置換する速度に影響される。

限られた形状の溶解装置で能率を高めるために
硝酸の温度を沸騰点まで高め、また、熱サイホン
によつて容器内の硝酸を循環させ、あるいは、気
体を吹き込んで流動させるなどの方法が既に提案
されている。

一方、二酸化ウランが硝酸に溶解する反応に伴
つて多量の酸化窒素ガスを発生するため、溶解速
度が大きすぎると容器から泡が噴出し、これに伴
つて高放射性の溶解液が不用に拡散する恐れがあ
る。核燃料の剪断で生じた微小な粉末が溶解する
場合に特に著しい問題となる。

核燃料の溶解装置として、核燃料の装荷した容
器中に必要なだけの硝酸を加えて溶解を完結し、
溶解液を取り出すいわゆる回分方式と容器に核燃
料と硝酸を装荷しながら溶解液を取り出すいわゆ
る連続方式ならびに両者を折衷した半連続方式が
ある。

一般に連続方式は高能率であるが、被覆材から
なる不溶解物の取り出しに問題があり、この点を
解決するために、特開昭56−94297号公報記載の
処理物を液中で連続的に処理する装置が提案され
ている。しかし、この装置は、縦長構造のために
耐震性の点で不利であること、又、構造が複雑な
ためハルにより経路内で目詰りを起すという懸念
がある。

〔発明の目的〕

本発明の目的は、核分裂性物質の濃度が高い核
燃料を溶解処理液に溶解するにあたり、臨界安全
性を保ちながら処理容量を大きく保ち、溶解工程
の進行を完全ならしめ、剪断片の装荷や被覆材の
取出しに際して経路の詰りがなく、高腐食性の雰
囲気中で機械的耐久性を保ち、故障時にあつても
保守の容易な核燃料の連続溶解処理装置を提供す
ることにある。

〔発明の概要〕

本発明の溶解装置は、環状容器と該容器の液面
上で支えられた環状の駆動わくから核燃料装荷か
ごを吊下げ、かごの下部を硝酸溶液などに浸しな
がら環状容器中を一方向に水平移動させる構造と
したことを特徴とする。

本発明の特徴によれば、環状容器を用いている
ので容器の厚さが小さいにも拘らず内容積は大き
くすることができ、また、断面が扇形の核燃料装
荷かごの採用によつて核燃料の装荷容量も大きく
することができる。

本発明の別の特徴は、環状容器に隔壁を設ける
ことにあり、これによつて核燃料が移動につれて
向流する硝酸と接触できることである。

本発明のさらに別の特徴によれば、溶解される
べき核燃料の体積の割に装荷かごの開口面積が大
きく、さらに上部に連通した空間が存在させるこ
とにあり、これにより溶解に伴う酸化窒素の泡発
の影響をまぬがれることができる。

〔発明の実施例〕

以下、本発明の実施例を説明する。

第１図は一実施例になる溶解装置の基本構成を
示す斜視図である。

装置は基本的に外壁１、内壁２、底板３から構
成される環状容器と複数の同一形状を有する燃料
装荷かご４から構成される。底板３は連続して滑
らかな傾斜を有しており、燃料装荷かご４の目孔
から落下した小さな不溶性片は次第に最深部に移
動する。燃料装荷かご４の下半は溶解処理液５の
液面下に浸つている。

第１図に基本構成を示す装置は定つた位置にお
いて核燃料を装荷かごに装荷すれば順次一方向に
移動してゆき、別の定つた場所において不溶性の
残留物を排出することによつて連続的に運転でき
るものである。

第２図は実施例の下位構成を示す図である。第
２図に追加されたものは環状わく６である。環状
わく６は環状容器の本体部分の上部で支持され回
転運動する。環状わく６は内輪７、外輪８とさん
９で一体に構成され、燃料装荷かご４を吊り下げ
る扇形わく１０を形成している。

第３図は実施例のさらに下位構成を説明する概
要図である。第３図は燃料装荷かご４の詳細を示
す。

燃料装荷かご４は断面が扇形で扇形底板１１、
側板１２および縁わく１３よりなつている。底板
１１および側板１２の接液部には多数の目孔（図
示せず）を有している。燃料装荷かご４の形状は
環状容器の外壁１、内壁２のそれぞれ表面と等間
隔の距離を保つように設定される。縁わく１３は
環状わく６の扇形わく１０と共動し燃料装荷かご
４を吊下げるよう作動する。

第４図は実施例における装置の構成を説明する
概略図である。第４図では環状容器は隔壁１４で
区画されている。この場合核燃料装荷かご４は反
時計方向に順次移動する。燃料装荷口１５はその
直下に核燃料装荷かご４が位置した時に燃料体剪
断機（図示せず）から核燃料剪断片を通過させ核
燃料を核燃料装荷かご４に装荷する。排気口１６
は溶解装置内で発生する気体類を排気し、内部を
負圧に保つために排気設備（図示せず）に接続さ
れる。搬送部１７は環状容器の上部で隔壁１４を
またぐように設置されており、まず定位置まで到
達した核燃料装荷かご４を吊上位置１８まで引上
げられ、扉１９を開いて開口部２０から受渡装置
（図示せず）によつて取り出され、不溶解の内容
物が排出された後に元の吊上位置１８に戻され
る。核燃料装荷かご４は搬送部１７によつて吊下
位置２１まで移送し、溶解処理液５に浸漬され
る。

第５図は実施例における装置の１断面の構造を
示す概略図である。環状わく６は下方ローラ２１
と側方ローラ２２と環状ガイド２３によつて水平
かつ偏心なく支えられている。環状わく６にはま
たラツク歯２４が取りつけられ、ピニオン歯車２
５およびこれと接続された駆動装置（図示せず）
で回転される。環状容器の頂部は接液部より拡巾
された環状フランジ２６を形成しており、蓋２７
がガスケツト２８を介して遠隔操作が可能なねじ
２９で締つけられ、気密性を保つている。ここで
は、排気口１６が蓋２７と一体化している場合を
示している。

第５図から明らかなように、蓋２７を取り外せ
ば環状わく６は真直ぐ上方に引上げることによつ
て容易に取はずすことができ、下方ローラ２１、
側方ローラ２２、ラツク歯２４の点検保守を容易
に行うことができる。

ジヤケツト３０は蒸気を導入して加熱あるいは
冷水を導入して冷却を行うために用いられる。ジ
ヤケツト３０は環状容器の外壁１および内壁２の
延長部と底板３およびジヤケツト底３１で囲われ
ている。この構成は万一ジヤケツト３０内に溶解
液が侵入しても臨界安全上支障がないよう配慮さ
れている。

熱中性子吸収板３２は水タンク３３と内壁２の
隙き間に強固に取りつけてあり、核燃料が発生す
る中性子が水タンク３３の中で減速して熱中性子
になつた後は吸収してしまい中性子増倍率が高く
なることを防止する。

第６図は実施例における装置の一部を示す断面
図である。１または複数の空気揚液器３４が環状
容器の最深部から溶液を汲み上げ吐出口３５から
環状わく６の外輪８に設けた切欠３６を通して核
燃料装荷かご４中に戻す。環状容器の底部に留る
不溶片を核燃料装荷かご４中に戻すと同時に溶液
の撹拌を行つている。空気吹込口３７もまた環状
容器の最深部に設置され、溶液の撹拌・均一化を
図る。溶液排出口３８は溶液面からの溢流分を排
出するが、溶液排出管３９は蒸気エジエクタ（図
示せず）と共動して環状容器中の液体をすべて排
出する場合に用いられる。燃料装荷口１５は蓋３
１と一体となり、ガスケツト２８を介して遠隔操
作が可能なねじ２９で環状フランジ２６に締めつ
けられている。

第７図は実施例における装置の他の一部断面を
示す図である。この断面では核燃料装荷かご４が
吊上位置１８に位置している。内扉４０は環状容
器の負圧を維持するために常時閉じているが、吊
上装置４１が降下する前には開放する。吊上装置
４１は搬送部１７に付属しており、環状わく６の
扇形わく１０の中から核燃料装荷かご４を吊り上
げる。スプレー４２は水または蒸気を噴射して核
燃料装荷かご４に付着した溶解処理液を洗い落
す。放射線検出器４３は核燃料装荷かご４の中に
溶け残つた核燃料物質が発生する放射線を選択的
に測定する。溶け残りがないと判断されれば扉１
９を開き、開口部２０を通して受渡装置４４で核
燃料装荷かご４を外部に取り出す。受渡装置４４
は回転機構を持ち、内容物を受け皿４５を介して
容器４６に移した後、核燃料装荷かご４を吊上装
置４１に受渡す。扉１９を閉じた後に搬送部１７
は核燃料装荷かご４を吊下位置２０まで移送す
る。吊下位置２０の直下の内扉４０を開いて核燃
料装荷かご４を扇形わく１０の中に吊り下ろし、
引上装置４１が引込んでから内扉４０を閉じる。
空の核燃料装荷かご４は下部が溶解処理液５に浸
漬され、次に燃料装荷口１５の直下に移動した時
に装荷が行われる。

溶解処理液供給口４７は複数個設置され、少く
とも１個は溶解処理液を切欠３６を通して核燃料
装荷かご４に直接供給する。ここで、次の段階で
は吊上げられる燃料装荷かご４には十分に溶解能
力のある新溶解処理液が注がれ、不溶性の被覆材
に付着する可溶性の核燃料物質は効果的に除去さ
れる。

第８図は実施例装置の運転状況を説明するため
の側面からの展開図である。装置内には環状わく
６に配置された扇形わく１０の数量より２個少な
い数の核燃料装荷かご４が最大限配置される。

核燃料装荷かご４の移動は常時連続的である必
然性はなく、むしろ、少なくとも核燃料装荷と核
燃料装荷かご４の吊上げ、吊下ろしとは環状わく
６を一定位置に停止した状態で行うことが好まし
い。核燃料の核燃料装荷かご４への装荷方法は本
発明の範囲外であるが、この装置の運転上は溶解
反応に伴う酸化窒素の多量の発泡を防ぐための装
荷速度を制限して行う。

次に、本発明を核分裂性物質濃度の高い高速増
殖炉、炉心燃料の溶解に用いた場合の実施例につ
いて説明する。

高速増殖炉、炉心燃料は外径6.5mm、肉厚0.47
mmのステンレス鋼被覆管に核分裂性プルトニウム
を20％含むウラン−プルトニウム混合酸化物ペレ
ツト220ｇと劣化ウランの酸化物からなるペレツ
ト150ｇを装填して端栓を密封した燃料棒から構
成されている。燃料棒の重量は520ｇである。

この燃料は原子炉中で定格まで使用された後、
燃料棒中の核分裂性プルトニウムは約半分に減少
しているが再処理のための溶解装置の説明にあた
つては、燃焼が進んでいない場合にも備え、ま
た、核分裂性プルトニウムの含量が多い部分のみ
が溶解装置に装荷されることにも対処しなければ
ならない。

耐硝酸性の金属材料製で内側壁のカドミウム薄
板を貼りつけ、さらに水タンクを中心に配置して
構成された環状溶解容器で上記の高核分裂性物質
濃度燃料を溶解する場合、臨界安全を確保するた
めに必要な容器厚さ制限値は内法で75mmであり、
燃料棒の剪断片を装荷するためのかごの厚さ制限
値は内法で50mmであつた。

溶解に先立つて長さ約30mmに剪断された燃料棒
は核燃料装荷かごに容積１あたり4.8Kgが装荷
される。このうち、核燃料酸化物は3.4Kgである。

内径２ｍ、容器壁厚さ10mm、内法厚さ75mm最深
液深500mm、最浅液深300mmの環状容器の溶解処理
液収容量は197である。

一方、核燃料装荷かごとしては、弧の長さが内
法で532mmと505mmで厚さが50mmで深さが450mmと
し、溶解装置には10個を装荷する。

１個の核燃料装荷かごの液浸容積は液浸深さが
300mmの場合に7.77であり、核燃料の充填高さ
を200mmとすれば5.18となり、燃料棒の装荷量
は24.86Kg、核燃料酸化物量は17.6Kgである。こ
の量は燃料棒単位として約48本分である。

１個の核燃料装荷かごへの装荷サイクルは１時
間であり、装荷の開始から取出しまでの溶解時間
は９時間となる。本装置が１日で溶解できる核燃
料棒の重量は最大で596Kgでここに含まれる核燃
料酸化物量は422Kgである。

酸化物燃料の溶解に消費する硝酸量は１日あた
り630Kgで、８規程の硝酸が１日あたり1250供
給された。溶解液の平均濃度は384ｇＵ＋Pu／
で、硝酸濃度は３規程であつた。

溶解にあたつて、環状容器の底部に分割して設
置されたジヤケツトに適宜加熱用水蒸気を供給す
ることによつて溶解反応部の液温を90℃に保つ
た。

溶解処理液の対流、空気吹込み撹拌、空気揚液
器による循環によつて溶解溶液の取出濃度は事実
上一様に保たれた。

溶解装置中で９時間保持された核燃料装荷かご
中には平均して7.3Kgのステンレス鋼被覆材が残
つており、１時間に１回あたり装置外に取出され
て、収納容器に移された。

実施例の記載に拘らず、本発明の効果は他の変
形例においても発揮できるものである。

例えば、環状容器の寸法は必らずしも本発明の
効果を制限するものではなく、再処理工程の必要
性と臨界安全上の制限から定まるものである。

ただし、容器の深さを極端に深くすることは溶
解装置の製品である溶解液の濃度を一定に保つ上
で好ましいものではない。

本発明に係わる装置で実施例に用いられている
各種の構成、部品、構造についても目的を達成し
うるものであればその種類を限定されるものでは
ない。

例えば、環状わくの駆動方法は実施例の記載に
拘わらず一般的な各種歯車を用いた等速回転機構
あるいは、爪車による不等速回転機構などの中か
ら選択できる。本機構で求められる必要条件は回
転運動そのものではなく、所定位置における停止
の精度と確実性であつて、本発明の下位概念の一
つである核燃料装荷かごの環状わくへの装脱着を
達成するために必要である。この目的からは、歯
車に回転運動を伝達する方式よりも往復運動の回
数が回転角度に対応する方式の方が好ましい。

本発明は、臨界安全の確保という核燃料物質に
特有の特殊な条件において好適な効果を有するも
のであり、この目的のためには装置の形状におい
て容器の厚さ、かごの厚さの増大を伴う変形は厳
に防止せねばならない。この点で、単なる平板構
造よりも環状構造は構造力学的な安定性を有して
いるが、さらに補強を付加することは本発明の有
効性を損うものではない。

本発明の適用にあたり、実施例における対象核
燃料物質はプルトニウムとウランの混合酸化物と
したが、本発明は臨界安全を配慮する必要がある
程度において核分裂性物質を含有する核燃料物質
と当該物質を溶解する溶解処理液との組み合わせ
に対して有効である。装置を構成する材料は加熱
された溶解処理液に対して耐腐食性を有し、かつ
耐放射線性を有すればよい。運動を伴う部品の摺
動部は腐食による損傷を受けやすいため他の部分
と異なる材料を用いることができる。

〔発明の効果〕

本発明によれば環状容器中で核燃料装荷かごを
一方向に移動させながら連続的に溶解を行わせる
ため以下に示す効果がある。

(1) 容器の厚さを一定値以下に制限した場合でも
容器の容積は大きく、かつ据付面積は小さい。

(2) 環状容器は平板状容器と比較して構造力学的
安定性がある。

(3) 移動機構は環状のわくを溶解液面により離れ
た場所で水平に支持しながら回転して行うた
め、位置制御の信頼性があり、また、駆動部に
腐食の問題が少ない。

(4) 装置に装荷した核燃料は工程中を通じて同一
のかご中に存在するため経路における詰りは最
小限とされる。

(5) 核燃料装荷かご中の残存物質を含む状態は一
工程サイクル毎に監視できるため工程の管理が
容易で、かつ、溶解不良等の非定常状態の発生
に対しても対策が容易である。

(6) 装置の基本的構成がすべての部品を上方に向
けて撤去できるようになつており、遠隔操作に
よつて解体し、保守を行うことが容易である。

【図面の簡単な説明】

第１図ないし第４図は本発明の実施例になる使
用済核燃料の連続溶解装置の基本構成を示す斜視
図、第５図は実施例の溶解装置の一部分の断面を
示す図、第６図及び７図は実施例の溶解装置の他
の部分断面を示す図、第８図は実施例の溶解装置
の運転状況を示す側面からの展開図である。 １……外壁、２……内壁、３……底板、４……
核燃料装荷かご、５……溶解処理液、６……環状
わく、７……内輪、８……外輪、９……さん、１
０……扇形わく、１１……扇形底板、１２……側
板、１３……縁わく、１４……隔壁、１５……燃
料装荷口、１６……排気口、１７……搬送部、１
８……吊上位置、１９……扉、２０……開口部、
２１……吊下位置、２２……ローラ、２３……環
状ガイド、２４……ラツク歯、２５……ピニオン
歯車、２６……環状フランジ、２７……蓋、２８
……ガスケツト、２９……ねじ、３０……ジヤケ
ツト、３１……ジヤケツト底、３２……熱中性子
吸収板、３３……水タンク、３４……空気揚液
器、３５……吐出口、３６……切欠、３７……空
気吹込口、３８……溶液排出口、３９……溶液排
出管、４０……内扉、４１……吊上装置、４２…
…スプレー、４３……放射線検出器、４４……受
渡装置、４５……受け皿、４６……容器、４７…
…溶解処理液供給口。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １ 溶解処理液を保持する耐腐食性の環状容器中
   に複数の耐腐食性核燃料装荷かごを配置し、核燃
   料かごの下部を溶解処理液に浸漬しつつ、順次一
   方向に移動させるようにしたことを特徴とする使
   用済核燃料の連続溶解装置。 ２ 核燃料装荷かごが環状のわくに吊下げられ、
   該環状わくは環状容器の頂部で支持されており、
   かつ前記かごと共に水平方向に回転しうるように
   構成したことを特徴とする特許請求の範囲第１項
   記載の使用済核燃料の連続溶解装置。 ３ 前記核燃料装荷かごは前記環状容器中に設置
   したときの水平断面が扇形構造であることを特徴
   とする特許請求の範囲第１項又は第２項記載の使
   用済核燃料の連続溶解装置。 ４ 前記環状容器は少なくとも１個所に隔壁を設
   けて仕切られており、仕切られた一端の容器液深
   が他端より深く、かつ仕切の間では底部が平滑で
   連続していることを特徴とする特許請求の範囲第
   ３項記載の使用済核燃料の連続溶解装置。 ５ 前記核燃料装荷かごが前記環状容器内で順次
   一方向に移動するにあたり、前記隔壁の手前で容
   器外に取出され、水平に移動して前記隔壁の後側
   に再配置する構造としたことを特徴とする特許請
   求の範囲第３項記載の使用済核燃料の連続溶解装
   置。 ６ 前記環状容器の最深部から液体を連続的に汲
   み上げ１ケまたは複数の前記核燃料装荷かご内に
   移す構造としたことを特徴とする特許請求の範囲
   第１項の装置。 ７ 前記環状容器において前記核燃料装荷かごの
   移動を液深の深い端から浅い端に向けて行われ、
   溶解処理液の供給と溶解溶液の排出によつて生ず
   る液流と対向的に行なうようにしたことを特徴と
   する特許請求の範囲第４項記載の使用済核燃料の
   連続溶解装置。 ８ 前記核燃料装荷かごを吊下げる一体化された
   環状のわくは、前記環状容器の上部構造物を取除
   くことにより上方に吊り上げて容易に取外すこと
   ができる構造としたことを特徴とする特許請求の
   範囲第２項記載の使用済核燃料の連続溶解装置。 ９ 前記核燃料装荷かごを吊下げ、順次一方向に
   移動させるための前記環状わくにおいて、前記環
   状容器の最深部から連続して汲み上げた液体を前
   記核燃料装荷かご中に導入するため部分的な切欠
   き部を有することを特徴とする特許請求の範囲第
   ６項記載の使用済核燃料の連続溶解装置。