[发明专利]使用过的核燃料的再加工方法及离心提取装置

说明书

技术领域

本发明涉及一种使用过的核燃料的再加工技术，特别涉及一种使用过的核燃料的再加工方法及用于该再加工方法的离心提取装置，该使用过的核燃料的再加工方法为，通过溶剂提取对将使用过的核燃料溶解于硝酸水溶液而得到的燃料溶解液中所含有的原子核素进行分离并回收。

背景技术

近年，日本及较多其他各国所进行的原子能利用，立足于包括使用过的核燃料的再加工工序在内的核燃料循环。使用过的核燃料的再加工为，从使用过的核燃料中化学地除去FP(fission product)(裂变产物)和MA(minoractinide)(次锕系核素；Np、Am、Cm等)，对能够再次在原子反应堆中利用的U(铀)、Pu(钚)进行分离回收的工序，其在能量资源的有效利用中占有重要的地位并且受到核不扩散的要求。

使用过的核燃料的再加工方法有各种提案。作为溶剂提取法之一的普勒克斯法(purex process)(例如参照专利文献1)，在U和Pu的选择回收、临界安全性等方面良好，是近年代表性的再加工方法。在该普勒克斯法中，以如下这种流程进行处理：使用过的核燃料(燃料集合体)的切断→切片的硝酸溶解→基于溶剂提取的FP除去(共去污(common decontamination))→基于溶剂提取的U与Pu的相互分离→U的精制、U与Pu的混合→U溶液的脱硝、U-Pu混合溶液的脱硝→U氧化物的制造、U-Pu混合氧化物的制造。

在以往的使用过的核燃料的再加工方法中，使用过的核燃料中含有的Pu最终作为U-Pu混合氧化物被回收，并利用为轻水反应堆用MOX燃料。即，构成为Pu不能够容易地单独使用，对核扩散具有一定的抑制效果。

然而，使用了溶剂提取法的使用过的核燃料的再加工，以往使用脉动萃取塔(pulse column)提取装置(例如参照专利文献2)、混合澄清器(mixersettler)提取装置(例如参照专利文献3)、离心提取装置(例如参照专利文献4)等来进行。

专利文献1：日本特开平9-318791号公报

专利文献2：日本特开平5-337304号公报

专利文献3：日本特开平6-246104号公报

专利文献4：日本特开平7-108104号公报

(1)在使用过的核燃料的再加工中存在如下要求：对于U以高纯度回收，并且对于Pu想避免在核管理上单独存在。在以往的使用过的核燃料的再加工方法中，再加工工序的一部分包括U与Pu被相互分离的工序，对核不扩散具有脆弱性。此外，即使经过了再加工的Pu的最终形态为U-Pu混合氧化物，具有强放射性的FP已被除去，也具有Pu单独分离回收的可能性。

(2)并且，在用于再加工的装置中，脉动萃取塔提取装置，为了提高燃料溶解液中包含的原子核素的溶剂提取的效率，脉动萃取塔内的分隔板(所谓挡板)的多层化变得重要，与离心提取装置相比较装置有大型化的倾向。

此外，燃料溶解液与提取用溶剂的混合相的分相以及燃料原子核素的分离回收，通过利用了比重差的静置法来进行，溶剂提取的处理速度较慢。并且，根据该静置法来分离混合相并分离回收燃料原子核素的混合澄清器提取装置也同样。此外，当溶剂提取的处理速度慢时，提取用溶剂的放射线劣化变大。因此，在以从高燃烧度指向的原子反应堆或快中子反应堆取出的使用过的核燃料等、放射性水平较高的使用过的核燃料作为对象的再加工时，与离心提取装置相比较具有提取用溶剂的寿命变短的倾向。

发明内容

本发明是鉴于上述(1)的情况而进行的，因此其第一目的是提供一种使用过的核燃料的再加工方法，不设置从使用过的核燃料单独分离钚的工序就能够回收高纯度的铀，并且经过了再加工的钚的单独分离回收变得困难，对核扩散的抑制效果良好。

并且，本发明是鉴于上述(2)的情况而进行的，因此其第二目的是提供一种离心提取装置，不设置从使用过的核燃料单独分离钚的工序就能够回收高纯度的铀，并且经过了再加工的钚的单独分离回收变得困难，对核扩散的抑制效果良好，而且能够实现装置的小型化及降低提取用溶剂的劣化。