[发明专利]核燃料物质的回收方法

说明书

技术领域

本发明涉及一种核燃料物质的回收方法。

背景技术

从资源及减轻环境负荷的观点出发，一直在研究钍（Thorium）燃料的使用。天然的钍几乎全部以钍232的形式存在，钍232通过吸收中子而核转化为铀（Uranium）233。铀233因是核裂变性同位素而能够作为核燃料使用。

该钍与铀相比储量丰富，因此通过使用钍燃料可减轻资源枯竭的危险。另外，钍燃料与铀燃料相比，放射线毒性强的超铀核素（TRU）的生成量较少，因此可以认为能够减轻环境负荷。

于是，作为采用钍燃料的循环，在轻水反应堆或快中子反应堆中在铀233的增殖或通过以往的铀燃料循环而产生的TRU湮没（annihilation）等中显示出有效性。

为了有效地利用钍燃料循环，要求从钍燃料精制核燃料物质的再处理技术。于是，需要能够对金属或氧化物进行处理、且能够分开并回收的工艺。此外，关于钚（Plutonium），在采用单独回收的技术时，由于存在防止核扩散方面的问题，因此，需要不单独回收且抗核扩散性高的工艺。

关于用作以往的轻水反应堆燃料的铀氧化物燃料的处理方法，对铀氧化物的还原方法及铀、钚及次锕系元素（minor-actinoid）的回收方法进行了开发。关于轻水反应堆燃料的再处理方法，作为铀氧化物向金属的还原方法，开发了采用还原剂的化学还原法和电解还原法。

作为化学还原法，正如专利文献1所公开的那样，有通过以金属锂作为还原剂在熔融盐中与铀、钚及次锕系元素反应而还原成金属，然后回收还原的铀、钚及次锕系元素的金属的方法。

另一方面，作为电解还原法，正如专利文献2所公开的那样，有采用氯化锂、氯化钾及它们的共晶盐作为电解液，对使用完的氧化物燃料进行电解还原的方法。

此外，正如专利文献3及专利文献4所公开的那样，有通过在收纳熔融盐相及金属相的电解槽中对还原的金属燃料或使用完的金属燃料进行电解分离，从而回收铀、钚及次锕系元素的金属的方法。

现有技术文献

专利文献

专利文献1：日本专利第3763980号公报

专利文献2：日本专利第4089944号公报

专利文献3：日本专利第3199937号公报

专利文献4：日本专利第3486044号公报

发明内容

发明所要解决的课题

作为与铀氧化物有关的核燃料物质的回收方法，对于铀、钚及次锕系元素，有在熔融盐中的还原方法、在熔融盐中进行电解的回收方法。另一方面，关于钍氧化物，还没有确立核燃料物质的回收方法。

如果利用与铀氧化物同样的方法实施核燃料物质回收，则由于钍氧化物稳定，因而在采用金属锂的化学还原方法中不能还原。因此，在氯化锂、氯化钾及它们的共晶盐中难以对钍氧化物进行电解还原，存在不能从钍氧化物中回收钍金属的问题。

因此，本发明的目的在于，提供一种通过还原钍氧化物而回收钍金属的方法。

用于解决课题的手段

为达到上述目的，本发明提供一种核燃料物质的回收方法，其通过对使用完的燃料中含有钍氧化物的核燃料物质的氧化物进行再处理而回收含金属钍的核燃料物质，所述回收方法的特征在于，具有以下步骤：在碱土类金属卤化物的第1熔融盐中对所述钍氧化物进行电解还原的第1电解还原步骤；在所述第1电解还原步骤后，对在所述第1电解还原步骤中得到的还原物进行清洗的第1还原物清洗步骤；以及在所述第1还原物清洗步骤后，对所述还原物进行分离的主分离步骤。

此外，本发明提供一种核燃料物质的回收方法，其通过对使用完的燃料中含有钍氧化物的核燃料物质的氧化物进行再处理而回收含金属钍的核燃料物质，所述回收方法的特征在于，包括以下步骤：通过使所述钍氧化物与第1化学还原剂反应而化学还原成金属钍的第1化学还原步骤；以及在所述第1化学还原步骤后，对金属钍进行分离精制的分离步骤。

发明的效果

根据本发明，通过还原钍氧化物能够回收钍金属。

附图说明

图1是表示本发明第1实施方式的核燃料物质的回收方法的处理流程的流程图。

图2是表示本发明第2实施方式的核燃料物质的回收方法的处理流程的流程图。

图3是表示本发明第2实施方式的核燃料物质的回收方法的处理的电解还原工艺的流程图和反应槽内的示意剖视图。

图4是表示本发明第3实施方式的核燃料物质的回收方法的处理流程的流程图。