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REPROCESSING SYSTEM AND REPROCESSING METHOD OF SPENT NUCLEAR FUEL

Patent code P140010758
File No. 13830
Posted date Jul 10, 2014
Application number P2012-240391
Publication number P2014-089155A
Patent number P6210477
Date of filing Oct 31, 2012
Date of publication of application May 15, 2014
Date of registration Sep 22, 2017
Inventor
  • (In Japanese)深谷 裕司
  • (In Japanese)高松 邦吉
  • (In Japanese)後藤 実
Applicant
  • (In Japanese)国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
Title REPROCESSING SYSTEM AND REPROCESSING METHOD OF SPENT NUCLEAR FUEL
Abstract PROBLEM TO BE SOLVED: To provide a reprocessing system and reprocessing method of a spent nuclear fuel capable of increasing the plutonium enrichment of a nuclear fuel without reducing the nuclear diffusion resistance.
SOLUTION: The reprocessing system of a spent nuclear fuel extracted from a nuclear reactor includes: separating means for separating uranium from a nitric acid solution in which the spent nuclear fuel is dissolved and obtaining plutonium nitrate solution; and mixing means for mixing an inactive base material to the plutonium nitrate solution that is fed from the separating means to manufacturing means of a nuclear fuel by a sol-gel method.
Outline of related art and contending technology (In Japanese)

近年、燃焼後も安定した化合物となる不活性母材燃料(例えば、非特許文献1を参照)や、線量の高い物質を取扱い可能なセル内での遠隔燃料製造に適した振動充填法(例えば、非特許文献2を参照)の研究開発が行われている。

Field of industrial application (In Japanese)

本発明は、使用済核燃料の再処理システムおよび再処理方法に関する。

Scope of claims (In Japanese)
【請求項1】
 
原子炉から取り出した使用済核燃料の再処理システムであって、
前記使用済核燃料を溶解した硝酸溶液からウランを分離し、硝酸プルトニウム溶液を得る分離手段と、
前記分離手段からゾルゲル法による核燃料の製造手段へ送られる前記硝酸プルトニウム溶液に、化学・核的に不活性な不活性母材を混合する混合手段と、を備える、
使用済核燃料の再処理システム。

【請求項2】
 
前記混合手段は、前記分離手段から前記製造手段へ送られる前記硝酸プルトニウム溶液の蒸発濃縮が行われる前に前記不活性母材を混合する、
請求項1に記載の使用済核燃料の再処理システム。

【請求項3】
 
前記混合手段は、前記不活性母材を、前記製造手段へ送られた前記硝酸プルトニウム溶液が規定の核拡散抵抗性となる混合比で前記硝酸プルトニウム溶液に混合する、
請求項1または2に記載の使用済核燃料の再処理システム。

【請求項4】
 
前記混合手段は、前記分離手段において分離されたウランが溶解した硝酸ウラン溶液を、前記製造手段によって製造された前記核燃料が炉心設計上必要とされるプルトニウム富化度となる混合比で前記硝酸プルトニウム溶液に更に混合する、
請求項1から3の何れか一項に記載の使用済核燃料の再処理システム。

【請求項5】
 
原子炉から取り出した使用済核燃料の再処理方法であって、
前記使用済核燃料を溶解した硝酸溶液からウランを分離し、硝酸プルトニウム溶液を得る分離工程と、
前記分離工程からゾルゲル法による核燃料の製造工程へ送られる前記硝酸プルトニウム溶液に、化学・核的に不活性な不活性母材を混合する混合工程と、を行う、
使用済核燃料の再処理方法。

【請求項6】
 
前記混合工程は、前記分離工程から前記製造工程へ送られる前記硝酸プルトニウム溶液の蒸発濃縮が行われる前に前記不活性母材を混合する、
請求項5に記載の使用済核燃料の再処理方法。

【請求項7】
 
前記混合工程は、前記不活性母材を、前記製造工程へ送られた前記硝酸プルトニウム溶液が規定の核拡散抵抗性となる混合比で前記硝酸プルトニウム溶液に混合する、
請求項5または6に記載の使用済核燃料の再処理方法。

【請求項8】
 
前記混合工程は、前記分離工程において分離されたウランが溶解した硝酸ウラン溶液を、前記製造工程によって製造された前記核燃料が炉心設計上必要とされるプルトニウム富化度となる混合比で前記硝酸プルトニウム溶液に更に混合する、
請求項5から7の何れか一項に記載の使用済核燃料の再処理方法。
IPC(International Patent Classification)
Drawing

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JP2012240391thum.jpg
State of application right Registered
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