JPH0943389A - アクチニドリサイクルシステム - Google Patents
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Abstract
(57)【要約】
【課題】ウランとともに超ウラン元素を核燃料として効
率的に利用しながら超ウラン元素廃棄物の蓄積を制御す
る。 【解決手段】高速炉37と軽水炉38および核燃料リサイク
ルのための施設39，40，41からなり、核燃料物質として
のウラン，プルトニウムおよびマイナアクチニドをリサ
イクルするシステムである。すなわち、高速炉37におけ
るプルトニウムとマイナアクチニドの正味の各年間消費
量が、軽水炉38から取り出されるプルトニウムとマイナ
アクチニドの各年間平均取り出し量とそれぞれほぼ同量
となるようにするため、高速炉における超ウラン元素の
生成反応量および消滅核反応量に基づき、高速炉は装荷
新燃料中の超ウラン量が調整される。
率的に利用しながら超ウラン元素廃棄物の蓄積を制御す
る。 【解決手段】高速炉37と軽水炉38および核燃料リサイク
ルのための施設39，40，41からなり、核燃料物質として
のウラン，プルトニウムおよびマイナアクチニドをリサ
イクルするシステムである。すなわち、高速炉37におけ
るプルトニウムとマイナアクチニドの正味の各年間消費
量が、軽水炉38から取り出されるプルトニウムとマイナ
アクチニドの各年間平均取り出し量とそれぞれほぼ同量
となるようにするため、高速炉における超ウラン元素の
生成反応量および消滅核反応量に基づき、高速炉は装荷
新燃料中の超ウラン量が調整される。
Description
【０００１】
【発明の属する技術分野】本発明は、高速炉、軽水炉お
よび核燃料リサイクルのための施設を設置した核燃料リ
サイクルシステムに係り、特に、超ウラン元素（以下、
ＴＲＵと記す）、プルトニウム（以下、Ｐｕと記す）お
よびマイナアクチニド（以下、ＭＡと記す）を一括して
リサイクルするように構成したアクチニドリサイクルシ
ステムに関する。
よび核燃料リサイクルのための施設を設置した核燃料リ
サイクルシステムに係り、特に、超ウラン元素（以下、
ＴＲＵと記す）、プルトニウム（以下、Ｐｕと記す）お
よびマイナアクチニド（以下、ＭＡと記す）を一括して
リサイクルするように構成したアクチニドリサイクルシ
ステムに関する。
【０００２】
【従来の技術】高速炉の炉心はウラン（以下、Ｕと記
す）とＰｕの混合燃料にＭＡを添加することにより、Ｐ
ｕとともにＭＡの効率的な燃焼・消滅が可能であること
が明かとなっている。しかし、ＰｕとＭＡを使用済燃料
から一括して回収しリサイクルする場合、軽水炉の高速
炉の共存時代を想定した核燃料リサイクルシステム全体
の最適構成については、検討されていないのが現状であ
る。
す）とＰｕの混合燃料にＭＡを添加することにより、Ｐ
ｕとともにＭＡの効率的な燃焼・消滅が可能であること
が明かとなっている。しかし、ＰｕとＭＡを使用済燃料
から一括して回収しリサイクルする場合、軽水炉の高速
炉の共存時代を想定した核燃料リサイクルシステム全体
の最適構成については、検討されていないのが現状であ
る。
【０００３】図11により従来の金属燃料を用いた高速炉
の使用済み燃料再処理プロセスを説明する。すなわち、
図11において、高速炉使用済み燃料１を解体し、燃料を
被覆管ごと解体・せん断２し、電解精製装置に装荷し、
使用済み燃料１を陽極として電解精製３する。鋼製の固
体陰極４にＵのみを選択的に電気化学的に析出させ、溶
融塩中のＰｕが濃度が必要な値まで増加したところでカ
ドミウム（以下、Ｃｄと記す）を絶縁セラミック製のル
ツボに入れたＣｄ陰極５に、Ｕと必要濃度のＰｕを析出
させる。
の使用済み燃料再処理プロセスを説明する。すなわち、
図11において、高速炉使用済み燃料１を解体し、燃料を
被覆管ごと解体・せん断２し、電解精製装置に装荷し、
使用済み燃料１を陽極として電解精製３する。鋼製の固
体陰極４にＵのみを選択的に電気化学的に析出させ、溶
融塩中のＰｕが濃度が必要な値まで増加したところでカ
ドミウム（以下、Ｃｄと記す）を絶縁セラミック製のル
ツボに入れたＣｄ陰極５に、Ｕと必要濃度のＰｕを析出
させる。
【０００４】固体陰極４に析出したＵを、塩分離６した
のちＵ７を射出成型による燃料スラグ製造８の工程で燃
料スラグとする。Ｃｄ陰極５に析出したＵとＰをＣｄ蒸
留９により除去し、そのＵ・Ｐｕ10を射出成型による燃
料スラグ製造８の工程で燃料スラグとする。この燃料ス
ラグを検査後、被覆管に挿入して燃料組立11後、高速炉
燃料12とする。
のちＵ７を射出成型による燃料スラグ製造８の工程で燃
料スラグとする。Ｃｄ陰極５に析出したＵとＰをＣｄ蒸
留９により除去し、そのＵ・Ｐｕ10を射出成型による燃
料スラグ製造８の工程で燃料スラグとする。この燃料ス
ラグを検査後、被覆管に挿入して燃料組立11後、高速炉
燃料12とする。
【０００５】また、燃料が酸化物の場合、上記プロセス
で再処理するためには、Ｕ酸化物およびＴＲＵ酸化物を
還元し、それぞれの金属とする必要がある。Ｕ酸化物お
よびＴＲＵ酸化物を還元する方法としては、ＣａやＭｇ
を還元材に用いた高温化学反応が用いられる。プルトニ
ウム酸化物については、還元材にＬｉを用いるプロセス
が米国特許第 5118343号明細書により開示されている。
で再処理するためには、Ｕ酸化物およびＴＲＵ酸化物を
還元し、それぞれの金属とする必要がある。Ｕ酸化物お
よびＴＲＵ酸化物を還元する方法としては、ＣａやＭｇ
を還元材に用いた高温化学反応が用いられる。プルトニ
ウム酸化物については、還元材にＬｉを用いるプロセス
が米国特許第 5118343号明細書により開示されている。
【０００６】
【発明が解決しようとする課題】軽水炉の使用済燃料か
らＰｕとＭＡを分離しないで一括して回収し、高速炉へ
リサイクルする場合、ＰｕとＭＡの量の相対関係が調節
できないため、高速炉炉心にこのＰｕとＭＡを装荷、燃
焼させると、ＰｕとＭＡの消費量の相対関係が前記軽水
炉側から得られるＰｕとＭＡの量の相対関係と必ずしも
一致しない。ちなみに、これらの量の絶対値は軽水炉お
よび高速炉の各出力規模およびプラント基数の設定によ
り任意に調節可能である。
らＰｕとＭＡを分離しないで一括して回収し、高速炉へ
リサイクルする場合、ＰｕとＭＡの量の相対関係が調節
できないため、高速炉炉心にこのＰｕとＭＡを装荷、燃
焼させると、ＰｕとＭＡの消費量の相対関係が前記軽水
炉側から得られるＰｕとＭＡの量の相対関係と必ずしも
一致しない。ちなみに、これらの量の絶対値は軽水炉お
よび高速炉の各出力規模およびプラント基数の設定によ
り任意に調節可能である。
【０００７】このように高速炉におけるＰｕとＭＡの消
費量の相対関係が軽水炉側から得られるＰｕとＭＡの量
の相対関係と一致しない場合、軽水炉側からのＰｕとＭ
Ａの供給量が高速炉におけるＰｕとＭＡの消費量と整合
がとれないためにマスバランスがくずれる。
費量の相対関係が軽水炉側から得られるＰｕとＭＡの量
の相対関係と一致しない場合、軽水炉側からのＰｕとＭ
Ａの供給量が高速炉におけるＰｕとＭＡの消費量と整合
がとれないためにマスバランスがくずれる。
【０００８】例えば、軽水炉側からのＰｕの供給量が高
速炉におけるＰｕの消費量が一致しているとしても、軽
水炉側からのＭＡの供給量が高速炉におけるＭＡの消費
量よりも多い場合には、軽水炉側からのＭＡの余剰供給
分が燃え残り、そのようにしてＰｕとＭＡのリサイクル
を繰り返すと、高速炉におけるＭＡの量がリサイクル毎
に変化し、同一プラントによる定常運転が困難になる。
速炉におけるＰｕの消費量が一致しているとしても、軽
水炉側からのＭＡの供給量が高速炉におけるＭＡの消費
量よりも多い場合には、軽水炉側からのＭＡの余剰供給
分が燃え残り、そのようにしてＰｕとＭＡのリサイクル
を繰り返すと、高速炉におけるＭＡの量がリサイクル毎
に変化し、同一プラントによる定常運転が困難になる。
【０００９】その結果、軽水炉と高速炉とも共存させる
にあたり、ＴＲＵを核燃料として効率的に利用するため
の核燃料リサイクルシステム、すなわち、アクチニドリ
サイクルシステムの構築が困難になる。また、ＴＲＵを
効率的に燃焼することができないということは、ＴＲＵ
廃棄物の蓄積量が多くなり、それらを処分するための施
設がより多く必要となり、それらの施設や原子炉および
再処理施設間の輸送も含め、経済的および技術的負担が
大きくなることにもつながる課題がある。
にあたり、ＴＲＵを核燃料として効率的に利用するため
の核燃料リサイクルシステム、すなわち、アクチニドリ
サイクルシステムの構築が困難になる。また、ＴＲＵを
効率的に燃焼することができないということは、ＴＲＵ
廃棄物の蓄積量が多くなり、それらを処分するための施
設がより多く必要となり、それらの施設や原子炉および
再処理施設間の輸送も含め、経済的および技術的負担が
大きくなることにもつながる課題がある。
【００１０】本発明は、上記課題を解決するためになさ
れたもので、軽水炉と高速炉の共存させるアクチニドリ
サイクルシステムにおいて、ＵとともにＴＲＵを核燃料
として効率的に利用しながら、ＴＲＵ廃棄物の蓄積を制
御することができるアクチニドリサイクルシステムを提
供することを目的とする。
れたもので、軽水炉と高速炉の共存させるアクチニドリ
サイクルシステムにおいて、ＵとともにＴＲＵを核燃料
として効率的に利用しながら、ＴＲＵ廃棄物の蓄積を制
御することができるアクチニドリサイクルシステムを提
供することを目的とする。
【００１１】
【課題を解決するための手段】請求項１の発明は高速炉
と、軽水炉および核燃料リサイクルのための施設からな
り、核燃料物質としてウラン、プルトニウムおよびマイ
ナアクチニドをリサイクルするアクチニドリサイクルシ
ステムにおいて、前記高速炉におけるプルトニウムとマ
イナアクチニドの正味の各年間平均消費量（燃焼消滅量
−新規生成量）が、前記軽水炉から取り出されるプルト
ニウムとマイナアクチニドの各年間平均取り出し量とそ
れぞれほぼ同量となるようにするため、前記高速炉にお
ける超ウラン元素の生成反応量および消滅核反応量に基
づき、装荷新燃料中の超ウラン元素量およびウラン量が
調整された高速炉を有することを特徴とする。
と、軽水炉および核燃料リサイクルのための施設からな
り、核燃料物質としてウラン、プルトニウムおよびマイ
ナアクチニドをリサイクルするアクチニドリサイクルシ
ステムにおいて、前記高速炉におけるプルトニウムとマ
イナアクチニドの正味の各年間平均消費量（燃焼消滅量
−新規生成量）が、前記軽水炉から取り出されるプルト
ニウムとマイナアクチニドの各年間平均取り出し量とそ
れぞれほぼ同量となるようにするため、前記高速炉にお
ける超ウラン元素の生成反応量および消滅核反応量に基
づき、装荷新燃料中の超ウラン元素量およびウラン量が
調整された高速炉を有することを特徴とする。
【００１２】請求項２の発明は前記軽水炉と軽水炉使用
済み燃料からプルトニウムとマイナアクチニドを回収
し、酸化物または窒化物あるいは金属合金の高速炉燃料
を製造する核燃料リサイクルを最初に建設、運転し、前
記軽水炉の使用済み燃料のみから回収されたウランとプ
ルトニウムとマイナアクチニドを利用して、製造された
燃料によって高速炉の初期炉心を構成することを特徴と
する。
済み燃料からプルトニウムとマイナアクチニドを回収
し、酸化物または窒化物あるいは金属合金の高速炉燃料
を製造する核燃料リサイクルを最初に建設、運転し、前
記軽水炉の使用済み燃料のみから回収されたウランとプ
ルトニウムとマイナアクチニドを利用して、製造された
燃料によって高速炉の初期炉心を構成することを特徴と
する。
【００１３】請求項３の発明は前記高速炉の初期炉心
は、濃縮ウランで構成し、その後のリサイクルでウラン
とプルトニウムとマイナアクチニドからなる酸化物また
は窒化物あるいは金属合金の燃料に変更することを特徴
とする。
は、濃縮ウランで構成し、その後のリサイクルでウラン
とプルトニウムとマイナアクチニドからなる酸化物また
は窒化物あるいは金属合金の燃料に変更することを特徴
とする。
【００１４】請求項４の発明は前記軽水炉の使用済酸化
物燃料からの超ウラン元素の取り出しを、プルトニウム
とマイナアクチニドを分離しないで一括して回収し、前
記軽水炉から取り出した超ウラン元素を高速炉へリサイ
クルし、高速炉から取り出した超ウラン元素を再度高速
炉へリサイクルすることを特徴とする。
物燃料からの超ウラン元素の取り出しを、プルトニウム
とマイナアクチニドを分離しないで一括して回収し、前
記軽水炉から取り出した超ウラン元素を高速炉へリサイ
クルし、高速炉から取り出した超ウラン元素を再度高速
炉へリサイクルすることを特徴とする。
【００１５】請求項５の発明は軽水炉使用済酸化物燃料
からのウランとプルトニウムとマイナアクチニドの回収
を溶融塩中でのリチウムまたはカルシウムあるいはマグ
ネシウムによる還元と電解精製を組み合わせた乾式再処
理により行い、高速炉でのリサイクルを溶融塩電解精製
を利用した乾式法により行うことを特徴とする。
からのウランとプルトニウムとマイナアクチニドの回収
を溶融塩中でのリチウムまたはカルシウムあるいはマグ
ネシウムによる還元と電解精製を組み合わせた乾式再処
理により行い、高速炉でのリサイクルを溶融塩電解精製
を利用した乾式法により行うことを特徴とする。
【００１６】請求項６の発明は前記軽水炉の使用済酸化
物燃料からのウランとプルトニウムとマイナアクチニド
の回収を溶融塩中で塩素ガスにより溶解し、電解精製で
黒鉛製の電極を用いてウランとプルトニウムを酸化物
で、マイナアクチニドを金属としてそれぞれ電解析出さ
せる乾式法により行い、得られた析出物を粉砕して洗浄
後、被覆管に振動充填して高速炉用燃料として使用し、
高速炉での使用済み燃料のリサイクルも同じ溶融塩電解
精製を利用した乾式法と振動充填燃料により行うことを
特徴とする。
物燃料からのウランとプルトニウムとマイナアクチニド
の回収を溶融塩中で塩素ガスにより溶解し、電解精製で
黒鉛製の電極を用いてウランとプルトニウムを酸化物
で、マイナアクチニドを金属としてそれぞれ電解析出さ
せる乾式法により行い、得られた析出物を粉砕して洗浄
後、被覆管に振動充填して高速炉用燃料として使用し、
高速炉での使用済み燃料のリサイクルも同じ溶融塩電解
精製を利用した乾式法と振動充填燃料により行うことを
特徴とする。
【００１７】請求項７の発明は前記軽水炉燃料からのプ
ルトニウムをピューレックス法により回収し、前記ピュ
ーレックス法処理により発生した高レベル廃液からのマ
イナアクチニドをトルックス法により回収した後、脱硝
して酸化物とし、次に溶融塩中でリチウムまたはカルシ
ウムあるいはマグネシウムによる還元と電解精製を組み
合わせた乾式法によりマイナアクチニドとランタニド核
分裂生成物を分離することを特徴とする。
ルトニウムをピューレックス法により回収し、前記ピュ
ーレックス法処理により発生した高レベル廃液からのマ
イナアクチニドをトルックス法により回収した後、脱硝
して酸化物とし、次に溶融塩中でリチウムまたはカルシ
ウムあるいはマグネシウムによる還元と電解精製を組み
合わせた乾式法によりマイナアクチニドとランタニド核
分裂生成物を分離することを特徴とする。
【００１８】請求項８の発明は前記軽水炉燃料からのプ
ルトニウムをピューレックス法により回収し、前記ピュ
ーレックス法により発生した高レベル廃液からのマイナ
アクチニドをトルックス法により回収した後、脱硝して
酸化物としてから溶融塩中で塩素ガスにより溶解し、電
解精製で黒鉛製電極を用いてウランとプルトニウムを酸
化物で、マイナアクチニドを金属としてそれぞれ電解析
出させる乾式再処理により行い、得られた析出物を粉砕
して洗浄後、被覆管に振動充填して高速炉用燃料として
使用することを特徴とする。
ルトニウムをピューレックス法により回収し、前記ピュ
ーレックス法により発生した高レベル廃液からのマイナ
アクチニドをトルックス法により回収した後、脱硝して
酸化物としてから溶融塩中で塩素ガスにより溶解し、電
解精製で黒鉛製電極を用いてウランとプルトニウムを酸
化物で、マイナアクチニドを金属としてそれぞれ電解析
出させる乾式再処理により行い、得られた析出物を粉砕
して洗浄後、被覆管に振動充填して高速炉用燃料として
使用することを特徴とする。
【００１９】請求項９の発明は前記軽水炉および高速炉
の使用済み燃料から回収したウラン、プルトニウム、マ
イナアクチニドを窒化物に転換したのちペレットまたは
振動充填燃料として高速炉で利用することを特徴とす
る。請求項10の発明は前記高速炉、軽水炉および燃料リ
サイクルのための施設を同一敷地内に設置してなること
を特徴とする。
の使用済み燃料から回収したウラン、プルトニウム、マ
イナアクチニドを窒化物に転換したのちペレットまたは
振動充填燃料として高速炉で利用することを特徴とす
る。請求項10の発明は前記高速炉、軽水炉および燃料リ
サイクルのための施設を同一敷地内に設置してなること
を特徴とする。
【００２０】
【発明の実施の形態】本発明に係る請求項１では、図８
に示したようにそれぞれ一基または複数基の高速炉37と
軽水炉38および核燃料リサイクルのための施設39，40，
41からなり、使用済燃料としてＵ、ＰｕおよびＭＡをリ
サイクルするアクチニドリサイクルシステムにおいて、
前記高速炉37におけるＰｕとＭＡの正味の各年間平均消
費量（燃焼消滅量−新規生成量）が、前記軽水炉から取
り出されるＰｕとＭＡの各年間平均取り出し量とそれぞ
れほぼ同量となるように、図１に示す核反応チェーンに
基づき高速炉におけるＴＲＵの生成反応量および消滅核
反応量に着目して、装荷新燃料中のＴＲＵ量およびウラ
ン量が調整された高速炉を用いたものである。
に示したようにそれぞれ一基または複数基の高速炉37と
軽水炉38および核燃料リサイクルのための施設39，40，
41からなり、使用済燃料としてＵ、ＰｕおよびＭＡをリ
サイクルするアクチニドリサイクルシステムにおいて、
前記高速炉37におけるＰｕとＭＡの正味の各年間平均消
費量（燃焼消滅量−新規生成量）が、前記軽水炉から取
り出されるＰｕとＭＡの各年間平均取り出し量とそれぞ
れほぼ同量となるように、図１に示す核反応チェーンに
基づき高速炉におけるＴＲＵの生成反応量および消滅核
反応量に着目して、装荷新燃料中のＴＲＵ量およびウラ
ン量が調整された高速炉を用いたものである。
【００２１】高速炉におけるＰｕの燃焼消滅は、Ｐｕの
主として核分裂反応によるものであり、その量は炉心熱
出力が一定であればＰｕの装荷濃度には強くは依存せ
ず、ほぼ一定となる。一方、Ｐｕの新規生成量は主とし
てＵ−238 の中性子捕獲反応によるものであり、Ｕ装荷
濃度、換言すればＴＲＵ装荷濃度に依存する。したがっ
て、ＴＲＵ装荷濃度を高くすると、Ｕからの新規生成量
が少なくなるためＰｕの正味の年間平均消費量は多くな
る。
主として核分裂反応によるものであり、その量は炉心熱
出力が一定であればＰｕの装荷濃度には強くは依存せ
ず、ほぼ一定となる。一方、Ｐｕの新規生成量は主とし
てＵ−238 の中性子捕獲反応によるものであり、Ｕ装荷
濃度、換言すればＴＲＵ装荷濃度に依存する。したがっ
て、ＴＲＵ装荷濃度を高くすると、Ｕからの新規生成量
が少なくなるためＰｕの正味の年間平均消費量は多くな
る。
【００２２】また、高速炉におけるＭＡの燃焼消滅は、
ＭＡの核分裂および中性子捕獲反応度によるものであ
り、その量はＭＡ装荷濃度、ひいてはＴＲＵ装荷濃度に
依存する。すなわち、ＴＲＵ装荷濃度を高くするとＭＡ
の燃焼消滅量は多くなる。
ＭＡの核分裂および中性子捕獲反応度によるものであ
り、その量はＭＡ装荷濃度、ひいてはＴＲＵ装荷濃度に
依存する。すなわち、ＴＲＵ装荷濃度を高くするとＭＡ
の燃焼消滅量は多くなる。
【００２３】一方、高速炉において新規に生成されるＭ
Ａは具体的にはアメリシウム 241（Ａｍ−241 ）および
アメリシウム 243（Ａｍ−243 ）が支配的であるため、
図１に示した核種変換チェーンからも明らかなように、
ＭＡの新規生成量は主としてＰｕの中性子捕獲反応によ
るものであり、その新規生成量はＰｕ装荷濃度、ひいて
はＴＲＵ装荷濃度に依存する。すなわち、ＴＲＵ装荷濃
度が高くするとＰｕの装荷濃度が高くなるため、ＭＡの
新規生成量は多くなる。
Ａは具体的にはアメリシウム 241（Ａｍ−241 ）および
アメリシウム 243（Ａｍ−243 ）が支配的であるため、
図１に示した核種変換チェーンからも明らかなように、
ＭＡの新規生成量は主としてＰｕの中性子捕獲反応によ
るものであり、その新規生成量はＰｕ装荷濃度、ひいて
はＴＲＵ装荷濃度に依存する。すなわち、ＴＲＵ装荷濃
度が高くするとＰｕの装荷濃度が高くなるため、ＭＡの
新規生成量は多くなる。
【００２４】そこで、高速炉におけるＰｕとＭＡの正味
の各年間消費量（燃焼消滅量−新規生成量）のＴＲＵ装
荷濃度依存性を、図１に示した核種変換チェーンに基づ
き解析評価した。その結果を図２に示す。図２は高速炉
酸化物燃料の場合の中性子スペクトルを想定して燃焼解
析を行い、ＰｕとＭＡのそれぞれの正味の年間消費量を
評価した結果である。なお、図２の評価においては、Ｔ
ＲＵ装荷濃度とは、 ＴＲＵの装荷濃度：ＴＲＵ／（ＴＲＵ＋Ｕ）×１００（％） と定義し、炉心全熱出力2600MWt 、酸化物燃料炉心を想
定して行った。図２から明らかなようにＴＲＵ装荷濃度
を高くすると、Ｐｕの正味の年間消費量は増加し、逆
に、ＭＡの正味の年間消費量は減少することがわかる。
の各年間消費量（燃焼消滅量−新規生成量）のＴＲＵ装
荷濃度依存性を、図１に示した核種変換チェーンに基づ
き解析評価した。その結果を図２に示す。図２は高速炉
酸化物燃料の場合の中性子スペクトルを想定して燃焼解
析を行い、ＰｕとＭＡのそれぞれの正味の年間消費量を
評価した結果である。なお、図２の評価においては、Ｔ
ＲＵ装荷濃度とは、 ＴＲＵの装荷濃度：ＴＲＵ／（ＴＲＵ＋Ｕ）×１００（％） と定義し、炉心全熱出力2600MWt 、酸化物燃料炉心を想
定して行った。図２から明らかなようにＴＲＵ装荷濃度
を高くすると、Ｐｕの正味の年間消費量は増加し、逆
に、ＭＡの正味の年間消費量は減少することがわかる。
【００２５】図３は、この結果を、（ＭＡの正味の年間
消費量）に対する（Ｐｕの正味の年間消費量）の比とし
て示したものである。図３から明らかなようにＰｕとＭ
Ａの正味の年間消費量の相対関係は、ＴＲＵ装荷濃度に
より制御可能であることがわかる。したがって、軽水炉
の使用済燃料から得られるＰｕとＭＡの量の相対値に応
じて高速炉におけるＴＲＵ装荷濃度を調整することによ
り、軽水炉側からのＰｕとＭＡの供給量と高速炉におけ
るＰｕとＭＡの正味の消費量との整合をとることができ
る。その結果、高速炉と軽水炉の共存が可能となる。
消費量）に対する（Ｐｕの正味の年間消費量）の比とし
て示したものである。図３から明らかなようにＰｕとＭ
Ａの正味の年間消費量の相対関係は、ＴＲＵ装荷濃度に
より制御可能であることがわかる。したがって、軽水炉
の使用済燃料から得られるＰｕとＭＡの量の相対値に応
じて高速炉におけるＴＲＵ装荷濃度を調整することによ
り、軽水炉側からのＰｕとＭＡの供給量と高速炉におけ
るＰｕとＭＡの正味の消費量との整合をとることができ
る。その結果、高速炉と軽水炉の共存が可能となる。
【００２６】なお、軽水炉側からのＰｕとＭＡの供給量
および高速炉におけるＰｕとＭＡの正味の消費量の絶対
値は、それぞれ軽水炉および高速炉の出力規模、基数を
調整することにより任意に調整できることは言うまでも
ない。
および高速炉におけるＰｕとＭＡの正味の消費量の絶対
値は、それぞれ軽水炉および高速炉の出力規模、基数を
調整することにより任意に調整できることは言うまでも
ない。
【００２７】ここで、高速炉の初期炉心を構成するため
のＰｕとＭＡが他から入手できない場合には、請求項２
に述べたように最初に軽水炉の使用済み燃料を処理し、
初期炉心を構成するのに必要なＰｕとＭＡを回収し、こ
れによって高速炉燃料を製造する核燃料サイクル施設を
最初に建設し、必要な期間運転してから高速炉を建設す
ることが考えられる。
のＰｕとＭＡが他から入手できない場合には、請求項２
に述べたように最初に軽水炉の使用済み燃料を処理し、
初期炉心を構成するのに必要なＰｕとＭＡを回収し、こ
れによって高速炉燃料を製造する核燃料サイクル施設を
最初に建設し、必要な期間運転してから高速炉を建設す
ることが考えられる。
【００２８】請求項３で述べたように、アクチニドリサ
イクルシステムにおいて、高速炉の初期炉心を濃縮Ｕで
構成し、その後のリサイクルで徐々に増殖されるＰｕお
よびＭＡを添加することにより、Ｕ濃縮度を徐々に低下
し、最終的に劣化Ｕと回収ＰｕおよびＭＡで高速炉の炉
心が抗せされるようにすることもできる。
イクルシステムにおいて、高速炉の初期炉心を濃縮Ｕで
構成し、その後のリサイクルで徐々に増殖されるＰｕお
よびＭＡを添加することにより、Ｕ濃縮度を徐々に低下
し、最終的に劣化Ｕと回収ＰｕおよびＭＡで高速炉の炉
心が抗せされるようにすることもできる。
【００２９】請求項４では、軽水炉使用済燃料からのＴ
ＲＵの取り出しをＰｕとＭＡを分離しないで一括して回
収することにより行い、軽水炉から取り出されたＴＲＵ
は高速炉へリサイクルし、高速炉から取り出されたＴＲ
Ｕは再度高速炉へリサイクルするようにしたものであ
る。
ＲＵの取り出しをＰｕとＭＡを分離しないで一括して回
収することにより行い、軽水炉から取り出されたＴＲＵ
は高速炉へリサイクルし、高速炉から取り出されたＴＲ
Ｕは再度高速炉へリサイクルするようにしたものであ
る。
【００３０】請求項５では、請求項４において、図４に
示したように軽水炉使用済み燃料13からのＵとＰｕとＭ
Ａの回収を溶融塩中でリチウム還元14および溶融塩分離
15と電解精製３を組み合わせた乾式再処理により行い、
高速炉でのリサイクルは溶融塩電解16の精製を利用した
乾式法により行うものである。
示したように軽水炉使用済み燃料13からのＵとＰｕとＭ
Ａの回収を溶融塩中でリチウム還元14および溶融塩分離
15と電解精製３を組み合わせた乾式再処理により行い、
高速炉でのリサイクルは溶融塩電解16の精製を利用した
乾式法により行うものである。
【００３１】すなわち、軽水炉使用済み燃料13は解体・
せん断２の工程で燃料集合体を解体し、燃料要素をせん
断後アルカリ金属元素の塩化物またはアルカリ土類元素
の塩化物または、これらの塩化物を混合した溶融塩中で
500〜 800℃でＬｉ還元材として使用済み燃料中のＵ、
ＴＲＵ酸化物を金属に還元する。還元によって生じた酸
化リチウム17は溶融塩電解16の工程の溶融塩中で電気的
に還元され金属リチウム18として再利用される。金属に
還元されたＵ、ＴＲＵは溶融塩分離15の工程で、溶融塩
と分離され、電解精製３の工程へ送られる。
せん断２の工程で燃料集合体を解体し、燃料要素をせん
断後アルカリ金属元素の塩化物またはアルカリ土類元素
の塩化物または、これらの塩化物を混合した溶融塩中で
500〜 800℃でＬｉ還元材として使用済み燃料中のＵ、
ＴＲＵ酸化物を金属に還元する。還元によって生じた酸
化リチウム17は溶融塩電解16の工程の溶融塩中で電気的
に還元され金属リチウム18として再利用される。金属に
還元されたＵ、ＴＲＵは溶融塩分離15の工程で、溶融塩
と分離され、電解精製３の工程へ送られる。
【００３２】電解精製３の工程以降は図11の従来技術で
述べた金属燃料の電解精製工程と同じであるが、軽水炉
使用済み燃料を処理した場合には、ＴＲＵに対するＵの
量が高速炉で必要とする割合より大きいので一部の余剰
Ｕを将来の燃料として余剰ウラン貯蔵19するかレーザー
法等で再濃縮し、プルトニウム富化度調整20し、軽水炉
燃料として再利用する。
述べた金属燃料の電解精製工程と同じであるが、軽水炉
使用済み燃料を処理した場合には、ＴＲＵに対するＵの
量が高速炉で必要とする割合より大きいので一部の余剰
Ｕを将来の燃料として余剰ウラン貯蔵19するかレーザー
法等で再濃縮し、プルトニウム富化度調整20し、軽水炉
燃料として再利用する。
【００３３】高速炉でのリサイクルには図11の従来技術
で述べた金属燃料の電解精製工程を用いる。なお、リチ
ウムの代りにカルシウムまたはマグネシウムを使用する
こともできる。
で述べた金属燃料の電解精製工程を用いる。なお、リチ
ウムの代りにカルシウムまたはマグネシウムを使用する
こともできる。
【００３４】また、請求項６は、請求項４における軽水
炉使用済酸化物燃料からのＵとＰｕとＭＡの回収を溶融
塩中での図５（ａ）〜（ｃ）に示したような工程で行
う。図５（ａ）はルツボ21内の溶融塩（ＮａＣｌ−ＫＣ
ｌ）22中にガス導入管23から塩素ガスを吹き込んでいる
溶融工程を示し、（ｂ）は陰極24にＵＯ2 が電解析出す
る工程を示し、（ｃ）は酸素・塩素混合ガスをガス導入
管23から吹き込みＰｕＯ2 ，ＵＯ2 を電極25に電解析出
工程を示している。この工程で得られた顆粒状の酸化Ｕ
および酸化Ｐｕおよび金属ＭＡを所定の混合割合で被覆
管に振動充填し、高速炉の燃料として使用する方法であ
る。
炉使用済酸化物燃料からのＵとＰｕとＭＡの回収を溶融
塩中での図５（ａ）〜（ｃ）に示したような工程で行
う。図５（ａ）はルツボ21内の溶融塩（ＮａＣｌ−ＫＣ
ｌ）22中にガス導入管23から塩素ガスを吹き込んでいる
溶融工程を示し、（ｂ）は陰極24にＵＯ2 が電解析出す
る工程を示し、（ｃ）は酸素・塩素混合ガスをガス導入
管23から吹き込みＰｕＯ2 ，ＵＯ2 を電極25に電解析出
工程を示している。この工程で得られた顆粒状の酸化Ｕ
および酸化Ｐｕおよび金属ＭＡを所定の混合割合で被覆
管に振動充填し、高速炉の燃料として使用する方法であ
る。
【００３５】すなわち、軽水炉使用済み燃料は、燃料集
合体を解体し、燃料要素として、被覆管を脱被覆し、図
５（ａ）にし示すように燃料酸化物をアルカリ金属元素
の塩化物またはアルカリ土類元素の塩化物または、これ
らの塩化物を混合した溶融塩22中で 500〜 800℃で塩素
ガスによって溶融する。
合体を解体し、燃料要素として、被覆管を脱被覆し、図
５（ａ）にし示すように燃料酸化物をアルカリ金属元素
の塩化物またはアルカリ土類元素の塩化物または、これ
らの塩化物を混合した溶融塩22中で 500〜 800℃で塩素
ガスによって溶融する。
【００３６】次に、図５（ｂ）に示すようにグラファイ
ト製陰極24を溶融塩22中に挿入してグラファイト製ルツ
ボ21を陽極とすると、溶融しているＵの酸化物イオン
（ウラニル）のみが電気化学的に還元され、２酸化ウラ
ンとして析出する。
ト製陰極24を溶融塩22中に挿入してグラファイト製ルツ
ボ21を陽極とすると、溶融しているＵの酸化物イオン
（ウラニル）のみが電気化学的に還元され、２酸化ウラ
ンとして析出する。
【００３７】そして、図５（ｃ）に示すように塩素と酸
素の混合ガスを溶融塩22中に吹き込むとＰｕイオンは、
Ｐｕ酸化物イオン（プルトニル）となる。この状態で、
グラファイト製の他の電極25を溶融塩22中に挿入してグ
ラファイト製のルツボを陽極とすると溶融しているウラ
ニルとプルトニルが電気化学的に還元され、２酸化ウラ
ンと２酸化プルトニウムの固溶体として析出する。
素の混合ガスを溶融塩22中に吹き込むとＰｕイオンは、
Ｐｕ酸化物イオン（プルトニル）となる。この状態で、
グラファイト製の他の電極25を溶融塩22中に挿入してグ
ラファイト製のルツボを陽極とすると溶融しているウラ
ニルとプルトニルが電気化学的に還元され、２酸化ウラ
ンと２酸化プルトニウムの固溶体として析出する。
【００３８】最後にこれらの析出物を破砕して、溶融塩
を洗浄後、粒径を分類し、所定の粒径分布で被覆管中に
挿入し、被覆管ごと鉛直方向に衝撃振動を与え充填密度
を高めるという振動充填により高速炉用の燃料とする。
を洗浄後、粒径を分類し、所定の粒径分布で被覆管中に
挿入し、被覆管ごと鉛直方向に衝撃振動を与え充填密度
を高めるという振動充填により高速炉用の燃料とする。
【００３９】さらに請求項７では、請求項４に示した軽
水炉燃料からのＰｕの回収をＰｕｒｅｘ法により行い、
前記Ｐｕｒｅｘ法により処理して発生した高レベル廃液
からのＭＡの回収を、図６に示すようにＴＲＵＥＸ法、
またはしゅう酸沈殿法により処理した後、脱硝して酸化
物としてから溶融塩中でリチウムまたはカルシウムまた
はマグネシウムによる還元と電解精製を組み合わせた乾
式法によりＭＡとランタニド核分裂生成物を分離するこ
とにより行うものである。
水炉燃料からのＰｕの回収をＰｕｒｅｘ法により行い、
前記Ｐｕｒｅｘ法により処理して発生した高レベル廃液
からのＭＡの回収を、図６に示すようにＴＲＵＥＸ法、
またはしゅう酸沈殿法により処理した後、脱硝して酸化
物としてから溶融塩中でリチウムまたはカルシウムまた
はマグネシウムによる還元と電解精製を組み合わせた乾
式法によりＭＡとランタニド核分裂生成物を分離するこ
とにより行うものである。
【００４０】図６で、高レベル廃液26中のＴＲＵとＦＰ
（ＲＥ）は、ＣＭＰＯと呼ばれる有機溶媒による抽出、
つまりＴＲＵＥＸ法によるＴＲＵ抽出27、または、しゅ
う酸との共沈によって高レベル廃液から分離されマイク
ロ波等によって高温で脱硝28され酸化物となる。ＣＭＰ
ＯはOctyl （phenyl）-N.N-isobutylcarabamoylmethylp
hosphineOxide の略である。
（ＲＥ）は、ＣＭＰＯと呼ばれる有機溶媒による抽出、
つまりＴＲＵＥＸ法によるＴＲＵ抽出27、または、しゅ
う酸との共沈によって高レベル廃液から分離されマイク
ロ波等によって高温で脱硝28され酸化物となる。ＣＭＰ
ＯはOctyl （phenyl）-N.N-isobutylcarabamoylmethylp
hosphineOxide の略である。
【００４１】このＴＲＵ酸化物およびＲＥ酸化物29をア
ルカリ金属元素の塩化物またはアルカリ土類元素の塩化
物または、これらの塩化物を混合した溶融塩中で 500〜
800℃でＬｉ還元14として使用済み燃料中のＴＲＵ酸化
物のみを金属に還元し、沈殿させる。
ルカリ金属元素の塩化物またはアルカリ土類元素の塩化
物または、これらの塩化物を混合した溶融塩中で 500〜
800℃でＬｉ還元14として使用済み燃料中のＴＲＵ酸化
物のみを金属に還元し、沈殿させる。
【００４２】すなわち、図７に示すようにＬｉの酸化物
生成標準自由エネルギーは、Ｐｕ、Ｎｐ、Ａｍで代表さ
れるＴＲＵのそれより小さく酸化物としてより安定であ
る。（負の方向に大きい）、このためＬｉとＴＲＵ酸化
物を反応させるとＬｉ酸化物が生成されＴＲＵは金属と
なる。また、 500〜 800℃では、Ｕよりも小さいのでＴ
ＲＵと同伴する残留Ｕの金属として沈殿する。
生成標準自由エネルギーは、Ｐｕ、Ｎｐ、Ａｍで代表さ
れるＴＲＵのそれより小さく酸化物としてより安定であ
る。（負の方向に大きい）、このためＬｉとＴＲＵ酸化
物を反応させるとＬｉ酸化物が生成されＴＲＵは金属と
なる。また、 500〜 800℃では、Ｕよりも小さいのでＴ
ＲＵと同伴する残留Ｕの金属として沈殿する。
【００４３】一方、図７に示すようにＮｄ、Ｃｅで代表
されるＲＥの酸化物生成標準自由エネルギーは、Ｌｉの
それより小さく酸化物としてより安定である（負の方向
に大きい）、このためＬｉとＲＥ酸化物を反応させても
ＲＥは、金属には還元されず溶融塩中に残留するためＴ
ＲＵと分離できる。
されるＲＥの酸化物生成標準自由エネルギーは、Ｌｉの
それより小さく酸化物としてより安定である（負の方向
に大きい）、このためＬｉとＲＥ酸化物を反応させても
ＲＥは、金属には還元されず溶融塩中に残留するためＴ
ＲＵと分離できる。
【００４４】沈殿したＴＲＵ金属は、図11の電解精製３
の工程で精製する。精製されたＴＲＵ30の金属は、Ｕ、
Ｚｒと合金化して金属燃料として燃焼することもできる
が、必要に応じて転換31工程でＴＲＵ酸化物や窒化物32
に転換して燃料とすることもできる。
の工程で精製する。精製されたＴＲＵ30の金属は、Ｕ、
Ｚｒと合金化して金属燃料として燃焼することもできる
が、必要に応じて転換31工程でＴＲＵ酸化物や窒化物32
に転換して燃料とすることもできる。
【００４５】転換31の方法としては、高温下で酸素ガス
または窒素ガスと反応させそれぞれ酸化物および窒化物
つまり［ＴＲＵ］Ｏ2 または［ＴＲＵ］Ｎ32とする方法
や、一度硝酸に溶解してマイクロ波等で高温にして脱硝
し酸化物とすることができる。なお、図６中符号33はＦ
Ｐ，34はＴＲＵ（Ａｍ、Ｃｍ、Ｎｐ）・ＦＰ（ＲＥ），
35は［ＲＥ］ＯＣｌ，36は［ＴＲＵ］、［ＲＥ］ＯＣｌ
を示している。
または窒素ガスと反応させそれぞれ酸化物および窒化物
つまり［ＴＲＵ］Ｏ2 または［ＴＲＵ］Ｎ32とする方法
や、一度硝酸に溶解してマイクロ波等で高温にして脱硝
し酸化物とすることができる。なお、図６中符号33はＦ
Ｐ，34はＴＲＵ（Ａｍ、Ｃｍ、Ｎｐ）・ＦＰ（ＲＥ），
35は［ＲＥ］ＯＣｌ，36は［ＴＲＵ］、［ＲＥ］ＯＣｌ
を示している。
【００４６】また、請求項８では、請求項４に示した軽
水炉燃料からのＰｕの回収をＰｕｒｅｘ法により行い、
前記Ｐｕｒｅｘ法により処理して発生した高レベル廃液
からのＭＡの回収を、図６に示すようにＴＲＵＥＸ法ま
たは、しゅう酸沈殿法により処理した後、脱硝して酸化
物としてから図５（ａ）に示したようにアルカリ金属元
素の塩化物またはアルカリ土類元素の塩化物または、こ
れらの塩化物を混合した溶融塩22中で 500〜 800℃で塩
素ガスによって溶解する。
水炉燃料からのＰｕの回収をＰｕｒｅｘ法により行い、
前記Ｐｕｒｅｘ法により処理して発生した高レベル廃液
からのＭＡの回収を、図６に示すようにＴＲＵＥＸ法ま
たは、しゅう酸沈殿法により処理した後、脱硝して酸化
物としてから図５（ａ）に示したようにアルカリ金属元
素の塩化物またはアルカリ土類元素の塩化物または、こ
れらの塩化物を混合した溶融塩22中で 500〜 800℃で塩
素ガスによって溶解する。
【００４７】次に、図５（ｂ）に示したようにグラファ
イト製の陰極24を溶融塩24中に挿入してグラファイト製
のルツボ21を陽極とすると溶融しているＵの酸化物イオ
ン（ウラニル）のみが電気化学的に還元され、２酸化ウ
ランとして析出する。次に、図５（ｃ）に示したように
塩素と酸素の混合ガスを溶融塩22中に吹き込むと、Ｐｕ
イオンは、Ｐｕ酸化物イオン（プルトニル）となる。
イト製の陰極24を溶融塩24中に挿入してグラファイト製
のルツボ21を陽極とすると溶融しているＵの酸化物イオ
ン（ウラニル）のみが電気化学的に還元され、２酸化ウ
ランとして析出する。次に、図５（ｃ）に示したように
塩素と酸素の混合ガスを溶融塩22中に吹き込むと、Ｐｕ
イオンは、Ｐｕ酸化物イオン（プルトニル）となる。
【００４８】この状態で、グラファイト製の別の電極25
を溶融塩22中に挿入してグラファイト製のルツボ21を陽
極とすると溶融しているウラニルとプルトニルが電気化
学的に還元され、２酸化ウランと２酸化プルトニウムの
固溶体として析出する。
を溶融塩22中に挿入してグラファイト製のルツボ21を陽
極とすると溶融しているウラニルとプルトニルが電気化
学的に還元され、２酸化ウランと２酸化プルトニウムの
固溶体として析出する。
【００４９】最後にこれらの析出物を破砕して、溶融塩
を洗浄後、粒径を分類し、所定の粒径分布で被覆管中に
挿入し、被覆管ごと鉛直方向に衝撃振動を与え充填密度
を高めるという振動充填により高速炉用の燃料とする。
を洗浄後、粒径を分類し、所定の粒径分布で被覆管中に
挿入し、被覆管ごと鉛直方向に衝撃振動を与え充填密度
を高めるという振動充填により高速炉用の燃料とする。
【００５０】また、請求項９では、請求項４、５、７で
得られる金属状態のＵ，Ｐｕ，ＭＡを窒素ガスと反応さ
せ窒化物としたのち、焼結してペレット状または、その
まま振動充填して、被覆管との熱伝達を向上するための
ボンドＮａを加え高速炉燃料として使用する。
得られる金属状態のＵ，Ｐｕ，ＭＡを窒素ガスと反応さ
せ窒化物としたのち、焼結してペレット状または、その
まま振動充填して、被覆管との熱伝達を向上するための
ボンドＮａを加え高速炉燃料として使用する。
【００５１】請求項10では、請求項１、２、３のアクチ
ニドリサイクルシステムを同一サイトに建設し、使用済
み燃料や新燃料を地下通路で輸送することにより、キャ
スクによる輸送の省略や電源や冷却、制御系等の設備を
共有化した構成としたものである。
ニドリサイクルシステムを同一サイトに建設し、使用済
み燃料や新燃料を地下通路で輸送することにより、キャ
スクによる輸送の省略や電源や冷却、制御系等の設備を
共有化した構成としたものである。
【００５２】上述したように本発明に係るアクチニドリ
サイクルシステムは、高速炉と軽水炉および核燃料リサ
イクルのための施設からなり、核燃料物質としてウラン
（Ｕ）、プルトニウム（Ｐｕ）およびマイナアクチニド
（ＭＡ）をリサイクルするアクチニドリサイクルシステ
ムにおいて、前記高速炉におけるＰｕとＭＡの正味の各
年間平均消費量（燃焼消滅量−新規生成量）が、前記軽
水炉から取り出されるＰｕとＭＡの各年間平均取り出し
量とそれぞれほぼ同量となるように、図１に示す核種変
換チェーン基づき前記高速炉における超ウラン元素（Ｔ
ＲＵ：Ｐｕ＋ＭＡ）の生成反応量および消滅各反応量に
着目して、装荷新燃料中のＴＲＵ量およびウラン量が調
整された高速炉を用いたものである。
サイクルシステムは、高速炉と軽水炉および核燃料リサ
イクルのための施設からなり、核燃料物質としてウラン
（Ｕ）、プルトニウム（Ｐｕ）およびマイナアクチニド
（ＭＡ）をリサイクルするアクチニドリサイクルシステ
ムにおいて、前記高速炉におけるＰｕとＭＡの正味の各
年間平均消費量（燃焼消滅量−新規生成量）が、前記軽
水炉から取り出されるＰｕとＭＡの各年間平均取り出し
量とそれぞれほぼ同量となるように、図１に示す核種変
換チェーン基づき前記高速炉における超ウラン元素（Ｔ
ＲＵ：Ｐｕ＋ＭＡ）の生成反応量および消滅各反応量に
着目して、装荷新燃料中のＴＲＵ量およびウラン量が調
整された高速炉を用いたものである。
【００５３】前述のように図１に示す核種変換チェーン
に基づき高速炉におけるＴＲＵ装荷濃度を調整すること
により、高速炉におけるＰｕとＭＡの正味の年間消費量
の相対関係を制御可能である。これにより、軽水炉の使
用済燃料から得られるＰｕとＭＡの量の相対値に、高速
炉におけるＰｕとＭＡの正味の消費量の相対値を合わせ
ることが可能となり、軽水炉側からのＰｕとＭＡの供給
量と高速炉におけるＰｕとＭＡの正味の消費量との整合
をとることができる。
に基づき高速炉におけるＴＲＵ装荷濃度を調整すること
により、高速炉におけるＰｕとＭＡの正味の年間消費量
の相対関係を制御可能である。これにより、軽水炉の使
用済燃料から得られるＰｕとＭＡの量の相対値に、高速
炉におけるＰｕとＭＡの正味の消費量の相対値を合わせ
ることが可能となり、軽水炉側からのＰｕとＭＡの供給
量と高速炉におけるＰｕとＭＡの正味の消費量との整合
をとることができる。
【００５４】その結果、軽水炉側からのＭＡの余剰供給
分が燃え残ったりすることはないため、ＰｕとＭＡのリ
サイクルを繰り返しても、高速炉におけるＭＡの量がリ
サイクル毎に変化せず一定となり、同一プラントによる
定常運転が可能になる。ひいては、軽水炉と高速炉の共
存時代において、ＴＲＵを核燃料として効率的に利用す
るための核燃料リサイクルシステム、すなわち、アクチ
ニドリサイクルシステムの構築が可能になる。
分が燃え残ったりすることはないため、ＰｕとＭＡのリ
サイクルを繰り返しても、高速炉におけるＭＡの量がリ
サイクル毎に変化せず一定となり、同一プラントによる
定常運転が可能になる。ひいては、軽水炉と高速炉の共
存時代において、ＴＲＵを核燃料として効率的に利用す
るための核燃料リサイクルシステム、すなわち、アクチ
ニドリサイクルシステムの構築が可能になる。
【００５５】また、ＴＲＵを効率的に燃焼することがで
きるため、ＴＲＵ廃棄物の蓄積量を抑制でき、それらを
処分するための経済的および技術的負担をも軽減するこ
とが可能となり、酸化物の還元材としてＬｉを利用する
ことによってＴＲＵとの分離が困難なＲＥのＦＰを分離
することができ工程が大幅に簡素化される。
きるため、ＴＲＵ廃棄物の蓄積量を抑制でき、それらを
処分するための経済的および技術的負担をも軽減するこ
とが可能となり、酸化物の還元材としてＬｉを利用する
ことによってＴＲＵとの分離が困難なＲＥのＦＰを分離
することができ工程が大幅に簡素化される。
【００５６】
【実施例】本発明の係るアクチニドリサイクルシステム
の一実施例を説明する。図８は、アクチニドリサイクル
システムの施設の全体構成例とその施設間の核燃料の流
れの例を表す概念図である。このアクチニドリサイクル
システムは、高速炉37、軽水炉38、軽水炉使用済燃料再
処理施設39、高速炉用燃料成型加工施設40および高速炉
使用済燃料再処理施設41により構成されている。核燃料
物質としては使用済燃料のＰｕ、ＭＡおよびＵを利用し
ている。
の一実施例を説明する。図８は、アクチニドリサイクル
システムの施設の全体構成例とその施設間の核燃料の流
れの例を表す概念図である。このアクチニドリサイクル
システムは、高速炉37、軽水炉38、軽水炉使用済燃料再
処理施設39、高速炉用燃料成型加工施設40および高速炉
使用済燃料再処理施設41により構成されている。核燃料
物質としては使用済燃料のＰｕ、ＭＡおよびＵを利用し
ている。
【００５７】軽水炉38から取り出された使用済燃料から
軽水炉使用済燃料再処理施設39においてＰｕ、ＭＡが回
収され、高速炉用燃料成型加工施設40において高速炉用
燃料に成型加工され、高速炉37において使用される。そ
の後、高速炉37から取り出された使用済燃料は、高速炉
使用済燃料再処理施設41において再処理され、Ｐｕ，Ｍ
ＡおよびＵが回収され、再度、高速炉用燃料成型加工施
設40に送られる。そして、高速炉用燃料に成型加工さ
れ、再利用される。
軽水炉使用済燃料再処理施設39においてＰｕ、ＭＡが回
収され、高速炉用燃料成型加工施設40において高速炉用
燃料に成型加工され、高速炉37において使用される。そ
の後、高速炉37から取り出された使用済燃料は、高速炉
使用済燃料再処理施設41において再処理され、Ｐｕ，Ｍ
ＡおよびＵが回収され、再度、高速炉用燃料成型加工施
設40に送られる。そして、高速炉用燃料に成型加工さ
れ、再利用される。
【００５８】ただし、核燃料物質は、高速炉37において
使用されると、核分裂により燃焼するため量が減少する
ため、再利用するためには、高速炉用燃料成型加工施設
40において、再度、成型加工される際にその減少分を軽
水炉使用済燃料再処理施設39において回収されたＰｕ、
ＭＡを補給する。
使用されると、核分裂により燃焼するため量が減少する
ため、再利用するためには、高速炉用燃料成型加工施設
40において、再度、成型加工される際にその減少分を軽
水炉使用済燃料再処理施設39において回収されたＰｕ、
ＭＡを補給する。
【００５９】この実施例では高速炉37におけるＰｕとＭ
Ａの年間平均消費量は、軽水炉38から取り出されるＰｕ
とＭＡの年間平均取り出し量とそれぞれ一致するため、
図８に示したＰｕとＭＡの量の流れが常に一定に保たれ
る。
Ａの年間平均消費量は、軽水炉38から取り出されるＰｕ
とＭＡの年間平均取り出し量とそれぞれ一致するため、
図８に示したＰｕとＭＡの量の流れが常に一定に保たれ
る。
【００６０】図８における出力 100万KWe の高速炉37の
炉心の縦断面図を図９に示し、横断面図を図10に示す。
図９中符号42は炉心分、43は上部ガスプレナム部、44は
下部遮へい体部であり、図10中符号45は炉心燃料集合体
で 475体あり、46は制御棒で36体ある。炉心部42のＴＲ
Ｕ装荷濃度は23％であり、ＰｕとＭＡの内訳は、Ｐｕが
20.9％、ＭＡが 2.1％である。これらは、図１に示す核
種変換チェーンに基づき、高速炉酸化物燃料の場合の中
性子スペクトルを想定して燃焼解析を行い、ＰｕとＭＡ
のそれぞれの正味の年間消費量を評価した図２を用い
て、高速炉１におけるＰｕとＭＡの年間平均消費量が軽
水炉２から取り出されるＰｕとＭＡの年間平均取り出し
量とそれぞれ一致するように設定したものである。な
お、ここで、Ｐｕ同位体の組成内訳およびＭＡの組成内
訳は軽水炉２から取り出されたものと同一であり、それ
ぞれ、 Pu-239：Pu-240：Pu-241：Pu-242＝58：24：14：４（％） Np-237：Am-241：Am-243：Cm-244＝52.7：33.8：10.9：2.6 （％） である。電気出力は1000MWe 、炉心の熱出力は2600MWt
である。この高速炉１のＰｕとＭＡの正味の年間消費量
は、それぞれ 240kg／年および26kg／年であり、これ
は、電気出力 130万KWe の軽水炉１から年間取り出され
るＰｕとＭＡの量にほぼ等しい。
炉心の縦断面図を図９に示し、横断面図を図10に示す。
図９中符号42は炉心分、43は上部ガスプレナム部、44は
下部遮へい体部であり、図10中符号45は炉心燃料集合体
で 475体あり、46は制御棒で36体ある。炉心部42のＴＲ
Ｕ装荷濃度は23％であり、ＰｕとＭＡの内訳は、Ｐｕが
20.9％、ＭＡが 2.1％である。これらは、図１に示す核
種変換チェーンに基づき、高速炉酸化物燃料の場合の中
性子スペクトルを想定して燃焼解析を行い、ＰｕとＭＡ
のそれぞれの正味の年間消費量を評価した図２を用い
て、高速炉１におけるＰｕとＭＡの年間平均消費量が軽
水炉２から取り出されるＰｕとＭＡの年間平均取り出し
量とそれぞれ一致するように設定したものである。な
お、ここで、Ｐｕ同位体の組成内訳およびＭＡの組成内
訳は軽水炉２から取り出されたものと同一であり、それ
ぞれ、 Pu-239：Pu-240：Pu-241：Pu-242＝58：24：14：４（％） Np-237：Am-241：Am-243：Cm-244＝52.7：33.8：10.9：2.6 （％） である。電気出力は1000MWe 、炉心の熱出力は2600MWt
である。この高速炉１のＰｕとＭＡの正味の年間消費量
は、それぞれ 240kg／年および26kg／年であり、これ
は、電気出力 130万KWe の軽水炉１から年間取り出され
るＰｕとＭＡの量にほぼ等しい。
【００６１】したがって、上記実施例の場合、軽水炉側
からのＭＡの余剰供給分が燃え残ったりすることはない
ため、ＰｕとＭＡのリサイクルを繰り返しても、高速炉
におけるＭＡの量がリサイクル毎に変化せず一定とな
り、同一プラントによる定常運転が可能になっている。
からのＭＡの余剰供給分が燃え残ったりすることはない
ため、ＰｕとＭＡのリサイクルを繰り返しても、高速炉
におけるＭＡの量がリサイクル毎に変化せず一定とな
り、同一プラントによる定常運転が可能になっている。
【００６２】また、軽水炉と高速炉の共存時代におい
て、ＴＲＵを核燃料として効率的に利用するための核燃
料リサイクルシステム、すなわち、アクチニドリサイク
ルシステムが提供されている。さらに、ＴＲＵを効率的
に燃焼することができるため、ＴＲＵ廃棄物の蓄積量を
制御でき、それらを処分するための経済的および技術的
負担をも軽減される。
て、ＴＲＵを核燃料として効率的に利用するための核燃
料リサイクルシステム、すなわち、アクチニドリサイク
ルシステムが提供されている。さらに、ＴＲＵを効率的
に燃焼することができるため、ＴＲＵ廃棄物の蓄積量を
制御でき、それらを処分するための経済的および技術的
負担をも軽減される。
【００６３】上記実施例では、高速炉37における燃料形
態が酸化物の場合であるが、金属燃料および窒化物燃料
を用いた場合においても、同様の考え方にて、実施可能
である。また、軽水炉38から取り出されるＰｕとＭＡの
量が上記例とは異なる場合においても、やはり同様の考
え方で実施可能であり、本発明は軽水炉38の種類の如何
に拘らず、適用可能である。
態が酸化物の場合であるが、金属燃料および窒化物燃料
を用いた場合においても、同様の考え方にて、実施可能
である。また、軽水炉38から取り出されるＰｕとＭＡの
量が上記例とは異なる場合においても、やはり同様の考
え方で実施可能であり、本発明は軽水炉38の種類の如何
に拘らず、適用可能である。
【００６４】上記実施例においては、高速炉37のための
Ｕは、軽水炉38とは別のところ、例えば、ウラン濃縮工
場からの未使用の劣化ウランを用いているが、軽水炉38
の使用済燃料から回収したＵを用いても良い。さらに、
組み合わせる軽水炉38と高速炉37それぞれの電気出力と
基数についても上記実施例に限定されず、ＰｕとＭＡの
生成と消滅のバランスを満足する任意の組み合わせが可
能である。
Ｕは、軽水炉38とは別のところ、例えば、ウラン濃縮工
場からの未使用の劣化ウランを用いているが、軽水炉38
の使用済燃料から回収したＵを用いても良い。さらに、
組み合わせる軽水炉38と高速炉37それぞれの電気出力と
基数についても上記実施例に限定されず、ＰｕとＭＡの
生成と消滅のバランスを満足する任意の組み合わせが可
能である。
【００６５】また軽水炉使用済燃料再処理施設39におけ
る軽水炉使用済燃料からのＰｕとＭＡの取り出しを、Ｐ
ｕとＭＡを分離しないで一括して回収して高速炉37へ供
給する場合、ＰｕとＭＡの回収のための２種の設備を有
する必要がなくなるため、軽水炉使用済燃料再処理施設
39の設備の合理化が可能となり、燃料サイクルコストが
低減される。
る軽水炉使用済燃料からのＰｕとＭＡの取り出しを、Ｐ
ｕとＭＡを分離しないで一括して回収して高速炉37へ供
給する場合、ＰｕとＭＡの回収のための２種の設備を有
する必要がなくなるため、軽水炉使用済燃料再処理施設
39の設備の合理化が可能となり、燃料サイクルコストが
低減される。
【００６６】さらに、図８に示した各施設を同一敷地内
に設置することにより、Ｐｕ等ＴＲＵの使用場所が限定
されるため、核不拡散上の観点からも好ましいアクチニ
ドリサイクルシステムが実現できる。
に設置することにより、Ｐｕ等ＴＲＵの使用場所が限定
されるため、核不拡散上の観点からも好ましいアクチニ
ドリサイクルシステムが実現できる。
【００６７】
【発明の効果】本発明によれば、軽水炉側からのＭＡの
余剰供給分が燃え残ったりすることがないため、Ｐｕと
ＭＡのリサイクルを繰り返しても、高速炉におけるＭＡ
の量がリサイクル毎に変化せず一定となり、同一プラン
トによる定常運転が可能になっている。
余剰供給分が燃え残ったりすることがないため、Ｐｕと
ＭＡのリサイクルを繰り返しても、高速炉におけるＭＡ
の量がリサイクル毎に変化せず一定となり、同一プラン
トによる定常運転が可能になっている。
【００６８】また、軽水炉と高速炉の共存時代を想定し
た場合、ＴＲＵを核燃料として効率的に利用するための
アクチニドリサイクルシステムにおいて、ＴＲＵを効率
的に燃焼することができるため、ＴＲＵの廃棄物の蓄積
量を制御でき、それらを処分するための経済的および技
術負担をも軽減される。
た場合、ＴＲＵを核燃料として効率的に利用するための
アクチニドリサイクルシステムにおいて、ＴＲＵを効率
的に燃焼することができるため、ＴＲＵの廃棄物の蓄積
量を制御でき、それらを処分するための経済的および技
術負担をも軽減される。
【００６９】さらに、軽水炉および高速炉の使用済燃料
再処理施設の合理化が可能となり、ひいては、燃料サイ
クルコストが低減され、Ｐｕ等ＴＲＵの使用場所が限定
されるため、核不拡散上の観点からも好ましいアクチニ
ドリサイクルシステムを提供できる。
再処理施設の合理化が可能となり、ひいては、燃料サイ
クルコストが低減され、Ｐｕ等ＴＲＵの使用場所が限定
されるため、核不拡散上の観点からも好ましいアクチニ
ドリサイクルシステムを提供できる。
【図１】本発明の実施の形態を説明するための核種変換
チェーンを示す系統図。
チェーンを示す系統図。
【図２】同じく、高速炉酸化物燃料の場合のＰｕとＭＡ
のそれぞれの正味の年間消費量を評価した結果を示す特
性図。
のそれぞれの正味の年間消費量を評価した結果を示す特
性図。
【図３】図２の結果をＭＡの正味の年間消費量に対する
Ｐｕの正味の年間消費量の比として示す特性図。
Ｐｕの正味の年間消費量の比として示す特性図。
【図４】本発明の請求項５に係る軽水炉使用済み燃料の
リサイクル工程を示す工程図。
リサイクル工程を示す工程図。
【図５】（ａ）は本発明の請求項６における軽水炉使用
済み燃料からのＵ，Ｐｕ，ＭＡの回収を行う溶融塩中で
の溶解工程を示す縦断面図、（ｂ）は同じくＵＯ2 の電
解析出工程を示す縦断面図、（ｃ）は同じくＰｕＯ2 、
ＵＯ2 の電解析出工程を示す縦断面図。
済み燃料からのＵ，Ｐｕ，ＭＡの回収を行う溶融塩中で
の溶解工程を示す縦断面図、（ｂ）は同じくＵＯ2 の電
解析出工程を示す縦断面図、（ｃ）は同じくＰｕＯ2 、
ＵＯ2 の電解析出工程を示す縦断面図。
【図６】本発明の請求項７における軽水炉使用済み燃料
の再処理で発生する高レベル廃液からＴＲＵを回収する
リサイクル工程図。
の再処理で発生する高レベル廃液からＴＲＵを回収する
リサイクル工程図。
【図７】本発明の作用を説明するためのＴＲＵおよびＬ
ｉおよび希土類の酸化物生成標準自由エネルギの温度依
存性を示す特性図。
ｉおよび希土類の酸化物生成標準自由エネルギの温度依
存性を示す特性図。
【図８】本発明に係るアクチニドリサイクルシステムの
一実施例を示す流れ線図。
一実施例を示す流れ線図。
【図９】図８における高速炉の炉心を概略的に示す縦断
面図。
面図。
【図１０】図８における高速炉の炉心を概略的に示す横
断面図。
断面図。
【図１１】従来の高速炉の使用済み燃料再処理プロセス
を説明するための工程図。
を説明するための工程図。
１…高速炉使用済み燃料、２…解体・せん断、３…電解
精製、４…固体陰極、５…カドミウム陰極、６…塩分
離、７…ウラン、８…射出成型による燃料スラグ製造、
９…カドミウム蒸留、10…ウラン・プルトニウム、11…
燃料組立、12…高速炉燃料、13…軽水炉使用済み燃料、
14…リチウム還元、15…溶融塩分離、16…溶融塩電解、
17…酸化リチウム、18…リチウム、19…余剰ウラン貯
蔵、20…プルトニウム富化度調整、21…ルツボ、22…溶
融塩（ＮａＣｌ−ＫＣｌ）、23…ガス導入管、24…陰
極、25…他の電極、26…高レベル廃液、27…ＴＲＵ抽
出、28…脱硝、29…ＴＲＵ酸化物およびＲＥ酸化物、30
…ＴＲＵ、31…転換、32…［ＴＲＵ］Ｏ2 または［ＴＲ
Ｕ］Ｎ、33…ＦＰ、34…ＴＲＵ（Ａｍ，Ｃｍ，Ｎｐ）、
ＦＰ（ＲＥ）、35…［ＲＥ］ＯＣｌ、36…［ＴＲＵ］，
［ＲＥ］ＯＣｌ、37…高速炉、38…軽水炉、39…軽水炉
使用済燃料再処理施設、40…高速炉用燃料成型加工施
設、41…高速炉使用済燃料再処理施設、42…炉心部、43
…上部ガスプレナム部、44…下部遮へい体部、45…炉心
燃料集合体、46…制御棒。
精製、４…固体陰極、５…カドミウム陰極、６…塩分
離、７…ウラン、８…射出成型による燃料スラグ製造、
９…カドミウム蒸留、10…ウラン・プルトニウム、11…
燃料組立、12…高速炉燃料、13…軽水炉使用済み燃料、
14…リチウム還元、15…溶融塩分離、16…溶融塩電解、
17…酸化リチウム、18…リチウム、19…余剰ウラン貯
蔵、20…プルトニウム富化度調整、21…ルツボ、22…溶
融塩（ＮａＣｌ−ＫＣｌ）、23…ガス導入管、24…陰
極、25…他の電極、26…高レベル廃液、27…ＴＲＵ抽
出、28…脱硝、29…ＴＲＵ酸化物およびＲＥ酸化物、30
…ＴＲＵ、31…転換、32…［ＴＲＵ］Ｏ2 または［ＴＲ
Ｕ］Ｎ、33…ＦＰ、34…ＴＲＵ（Ａｍ，Ｃｍ，Ｎｐ）、
ＦＰ（ＲＥ）、35…［ＲＥ］ＯＣｌ、36…［ＴＲＵ］，
［ＲＥ］ＯＣｌ、37…高速炉、38…軽水炉、39…軽水炉
使用済燃料再処理施設、40…高速炉用燃料成型加工施
設、41…高速炉使用済燃料再処理施設、42…炉心部、43
…上部ガスプレナム部、44…下部遮へい体部、45…炉心
燃料集合体、46…制御棒。
Claims (10)
- 【請求項１】 高速炉と、軽水炉および核燃料リサイク
ルのための施設からなり、核燃料物質としてウラン、プ
ルトニウムおよびマイナアクチニドをリサイクルするア
クチニドリサイクルシステムにおいて、前記高速炉にお
けるプルトニウムとマイナアクチニドの正味の各年間平
均消費量（燃焼消滅量−新規生成量）が、前記軽水炉か
ら取り出されるプルトニウムとマイナアクチニドの各年
間平均取り出し量とそれぞれほぼ同量となるようにする
ため、前記高速炉における超ウラン元素の生成反応量お
よび消滅核反応量に基づき、装荷新燃料中の超ウラン元
素量およびウラン量が調整された高速炉を有することを
特徴とするアクチニドリサイクルシステム。 - 【請求項２】 前記軽水炉と軽水炉使用済み燃料からプ
ルトニウムとマイナアクチニドを回収し、酸化物または
窒化物あるいは金属合金の高速炉燃料を製造する核燃料
リサイクルを最初に建設、運転し、前記軽水炉の使用済
み燃料のみから回収されたウランとプルトニウムとマイ
ナアクチニドを利用して、製造された燃料によって高速
炉の初期炉心を構成することを特徴とする請求項１記載
のアクチニドリサイクルシステム。 - 【請求項３】 前記高速炉の初期炉心は、濃縮ウランで
構成し、その後のリサイクルでウランとプルトニウムと
マイナアクチニドからなる酸化物または窒化物あるいは
金属合金の燃料に変更することを特徴とする請求項１記
載のアクチニドリサイクルシステム。 - 【請求項４】 前記軽水炉の使用済酸化物燃料からの超
ウラン元素の取り出しをプルトニウムとマイナアクチニ
ドを分離しないで一括して回収し、前記軽水炉から取り
出した超ウラン元素を高速炉へリサイクルし、高速炉か
ら取り出した超ウラン元素を再度高速炉へリサイクルす
ることを特徴とする請求項１記載のアクチニドリサイク
ルシステム。 - 【請求項５】 前記軽水炉使用済酸化物燃料からのウラ
ンとプルトニウムとマイナアクチニドの回収を溶融塩中
でのリチウムまたはカルシウムあるいはマグネシウムに
よる還元と電解精製を組み合わせた乾式再処理により行
い、高速炉でのリサイクルを溶融塩電解精製を利用した
乾式法により行うことを特徴とする請求項１記載のアク
チニドリサイクルシステム。 - 【請求項６】 前記軽水炉の使用済酸化物燃料からのウ
ランとプルトニウムとマイナアクチニドの回収を溶融塩
中で塩素ガスにより溶解し、電解精製で黒鉛製の電極を
用いてウランとプルトニウムを酸化物で、マイナアクチ
ニドを金属としてそれぞれ電解析出させる乾式法により
行い、得られた析出物を粉砕して洗浄後、被覆管に振動
充填して高速炉用燃料として使用し、高速炉での使用済
み燃料のリサイクルも同じ溶融塩電解精製を利用した乾
式法と振動充填燃料により行うことを特徴とする請求項
１記載のアクチニドリサイクルシステム。 - 【請求項７】 前記軽水炉燃料からのプルトニウムをピ
ューレックス法により回収し、前記ピューレックス法処
理により発生した高レベル廃液からのマイナアクチニド
をトルックス法により回収した後、脱硝して酸化物と
し、次に溶融塩中でリチウムまたはカルシウムあるいは
マグネシウムによる還元と電解精製を組み合わせた乾式
法によりマイナアクチニドとランタニド核分裂生成物を
分離することを特徴とする請求項１記載のアクチニドリ
サイクルシステム。 - 【請求項８】 前記軽水炉燃料からのプルトニウムをピ
ューレックス法により回収し、前記ピューレックス法に
より発生した高レベル廃液からのマイナアクチニドをト
ルックス法により回収した後、脱硝して酸化物としてか
ら溶融塩中で塩素ガスにより溶解し、電解精製で黒鉛製
電極を用いてウランとプルトニウムを酸化物で、マイナ
アクチニドを金属としてそれぞれ電解析出させる乾式再
処理により行い、得られた析出物を粉砕して洗浄後、被
覆管に振動充填して高速炉用燃料として使用することを
特徴とする請求項１記載のアクチニドリサイクルシステ
ム。 - 【請求項９】 前記軽水炉および高速炉の使用済み燃料
から回収したウラン、プルトニウム、マイナアクチニド
を窒化物に転換したのちペレットまたは振動充填燃料と
して高速炉で利用することを特徴とする請求項１記載の
アクチニドリサイクルシステム。 - 【請求項１０】 前記高速炉、軽水炉および燃料リサイ
クルのための施設を同一敷地内に設置してなることを特
徴とする請求項１記載のアクチニドリサイクルシステ
ム。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP19157695A JPH0943389A (ja) | 1995-07-27 | 1995-07-27 | アクチニドリサイクルシステム |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP19157695A JPH0943389A (ja) | 1995-07-27 | 1995-07-27 | アクチニドリサイクルシステム |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0943389A true JPH0943389A (ja) | 1997-02-14 |
Family
ID=16276964
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP19157695A Pending JPH0943389A (ja) | 1995-07-27 | 1995-07-27 | アクチニドリサイクルシステム |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0943389A (ja) |
Cited By (10)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH0990089A (ja) * | 1995-09-20 | 1997-04-04 | Toshiba Corp | 使用済み酸化物燃料の再処理方法および再処理装置 |
| JP2006250534A (ja) * | 2005-03-08 | 2006-09-21 | Toshihisa Shirakawa | 簡易再処理核燃料集合体 |
| JP2008170252A (ja) * | 2007-01-11 | 2008-07-24 | Toshiba Corp | 原子力システム |
| JP2008215818A (ja) * | 2007-02-28 | 2008-09-18 | Hitachi Ltd | 軽水炉、軽水炉の炉心及び燃料集合体 |
| JP2010190727A (ja) * | 2009-02-18 | 2010-09-02 | Japan Atomic Energy Agency | Ｔｒｕ合金燃料の製造方法、ｔｒｕ合金燃料製造工程の模擬方法 |
| JP2012529051A (ja) * | 2009-06-01 | 2012-11-15 | アドバンスト・リアクター・コンセプツ・エルエルシー | 発電で使用される微粒子状金属燃料、リサイクルシステム、及び小型モジュール式反応炉 |
| US8767902B2 (en) | 2010-02-22 | 2014-07-01 | Advanced Reactor Concepts LLC | Small, fast neutron spectrum nuclear power plant with a long refueling interval |
| US9008259B2 (en) | 2010-01-13 | 2015-04-14 | Advanced Reactor Concepts LLC | Sheathed, annular metal nuclear fuel |
| JP2019513230A (ja) * | 2016-03-29 | 2019-05-23 | ニュースケール パワー エルエルシー | モジュール間燃料シャフリング |
| US10424415B2 (en) | 2014-04-14 | 2019-09-24 | Advanced Reactor Concepts LLC | Ceramic nuclear fuel dispersed in a metallic alloy matrix |
-
1995
- 1995-07-27 JP JP19157695A patent/JPH0943389A/ja active Pending
Cited By (13)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH0990089A (ja) * | 1995-09-20 | 1997-04-04 | Toshiba Corp | 使用済み酸化物燃料の再処理方法および再処理装置 |
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| US8571167B2 (en) | 2009-06-01 | 2013-10-29 | Advanced Reactor Concepts LLC | Particulate metal fuels used in power generation, recycling systems, and small modular reactors |
| JP2012529051A (ja) * | 2009-06-01 | 2012-11-15 | アドバンスト・リアクター・コンセプツ・エルエルシー | 発電で使用される微粒子状金属燃料、リサイクルシステム、及び小型モジュール式反応炉 |
| JP2016186496A (ja) * | 2009-06-01 | 2016-10-27 | アドバンスト・リアクター・コンセプツ・エルエルシー | 発電で使用される微粒子状金属燃料、リサイクルシステム、及び小型モジュール式反応炉 |
| US9008259B2 (en) | 2010-01-13 | 2015-04-14 | Advanced Reactor Concepts LLC | Sheathed, annular metal nuclear fuel |
| US9640283B2 (en) | 2010-01-29 | 2017-05-02 | Advanced Reactor Concepts LLC | Small, fast neutron spectrum nuclear power plant with a long refueling interval |
| US8767902B2 (en) | 2010-02-22 | 2014-07-01 | Advanced Reactor Concepts LLC | Small, fast neutron spectrum nuclear power plant with a long refueling interval |
| US10424415B2 (en) | 2014-04-14 | 2019-09-24 | Advanced Reactor Concepts LLC | Ceramic nuclear fuel dispersed in a metallic alloy matrix |
| JP2019513230A (ja) * | 2016-03-29 | 2019-05-23 | ニュースケール パワー エルエルシー | モジュール間燃料シャフリング |
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