特開2023-119380高レベル放射性廃棄物の処分負荷低減方法、及び高速炉の燃料
(19)【発行国】日本国特許庁(JP)
(12)【公報種別】公開特許公報(A)
(11)【公開番号】P2023119380
(43)【公開日】2023-08-28
(54)【発明の名称】高レベル放射性廃棄物の処分負荷低減方法、及び高速炉の燃料
(51)【国際特許分類】
G21F 9/00 20060101AFI20230821BHJP
G21C 19/46 20060101ALI20230821BHJP
G21F 9/06 20060101ALI20230821BHJP
G21C 3/28 20060101ALI20230821BHJP
G21C 5/00 20060101ALI20230821BHJP
G21G 1/02 20060101ALI20230821BHJP
【ＦＩ】
G21F9/00 N
G21C19/46 624
G21F9/06 581Z
G21C3/28 900
G21C5/00 A
G21G1/02
【審査請求】未請求
【請求項の数】11
【出願形態】ＯＬ
(21)【出願番号】P 2022022260
(22)【出願日】2022-02-16
(71)【出願人】
【識別番号】000006208
【氏名又は名称】三菱重工業株式会社
(74)【代理人】
【識別番号】100149548
【弁理士】
【氏名又は名称】松沼 泰史
(74)【代理人】
【識別番号】100162868
【弁理士】
【氏名又は名称】伊藤 英輔
(74)【代理人】
【識別番号】100161702
【弁理士】
【氏名又は名称】橋本 宏之
(74)【代理人】
【識別番号】100189348
【弁理士】
【氏名又は名称】古都 智
(74)【代理人】
【識別番号】100196689
【弁理士】
【氏名又は名称】鎌田 康一郎
(72)【発明者】
【氏名】高橋 亮
(72)【発明者】
【氏名】松井 嶺迪
(72)【発明者】
【氏名】島田 隆
(72)【発明者】
【氏名】儀間 大充
(72)【発明者】
【氏名】日比 宏基
(72)【発明者】
【氏名】森 行秀
(57)【要約】
【課題】廃液量の抑制効果に優れる高レベル放射性廃棄物の処分負荷低減方法を提供する。
【解決手段】使用済み核燃料の溶液からＵ及びＰｕを分離した廃液である高レベル放射性廃棄物からマイナーアクチノイド（ＭＡ）及びランタノイド（Ｌｎ）を、Ｌｎの除染係数が１以上１００未満となるように回収し、ＭＡ及びＬｎを含む放射性組成物を得るステップと、前記放射性組成物を用いて、高速炉の燃料を製造するステップと、前記燃料を高速炉に装荷し、前記マイナーアクチノイドの核変換を行うステップと、を有する、高レベル放射性廃棄物の処分負荷の低減方法。
【選択図】図１
【解決手段】使用済み核燃料の溶液からＵ及びＰｕを分離した廃液である高レベル放射性廃棄物からマイナーアクチノイド（ＭＡ）及びランタノイド（Ｌｎ）を、Ｌｎの除染係数が１以上１００未満となるように回収し、ＭＡ及びＬｎを含む放射性組成物を得るステップと、前記放射性組成物を用いて、高速炉の燃料を製造するステップと、前記燃料を高速炉に装荷し、前記マイナーアクチノイドの核変換を行うステップと、を有する、高レベル放射性廃棄物の処分負荷の低減方法。
【選択図】図１
【特許請求の範囲】
【請求項1】
使用済み核燃料の溶液からＵ及びＰｕを分離した廃液である高レベル放射性廃棄物からマイナーアクチノイド及びランタノイドを、前記ランタノイドの除染係数が１以上１００未満となるように回収し、前記マイナーアクチノイド及び前記ランタノイドを含む放射性組成物を得るステップと、
前記放射性組成物を用いて、高速炉の燃料を製造するステップと、
前記燃料を高速炉に装荷し、前記マイナーアクチノイドの核変換を行うステップと、を有する、高レベル放射性廃棄物の処分負荷の低減方法。
前記放射性組成物を用いて、高速炉の燃料を製造するステップと、
前記燃料を高速炉に装荷し、前記マイナーアクチノイドの核変換を行うステップと、を有する、高レベル放射性廃棄物の処分負荷の低減方法。
【請求項2】
前記燃料が炉心燃料である、請求項１に記載の低減方法。
【請求項3】
前記ランタノイドの除染係数が１以上２０未満である、請求項２に記載の低減方法。
【請求項4】
前記燃料がブランケット燃料である、請求項１に記載の低減方法。
【請求項5】
前記燃料を製造するステップの前に、前記放射性組成物を保管するステップを有する、請求項４に記載の低減方法。
【請求項6】
前記使用済み核燃料が、再処理において中間貯蔵された使用済み核燃料である、請求項４又は５に記載の低減方法。
【請求項7】
マイナーアクチノイド及びランタノイドを含む、高速炉の燃料。
【請求項8】
炉心燃料である、請求項７に記載の燃料。
【請求項9】
前記ランタノイドの含有量が、装荷する炉心燃料全量に対して１～１３質量％である、請求項８に記載の燃料。
【請求項10】
ブランケット燃料である、請求項７に記載の燃料。
【請求項11】
前記ランタノイドの含有量が、装荷するブランケット燃料全量に対して３１～３３質量％である、請求項１０に記載の燃料。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【0001】
本発明は、高レベル放射性廃棄物の処分負荷低減方法、及び高速炉の燃料に関する。
【背景技術】
【0002】
軽水炉等から発生する使用済み核燃料の再処理においては、使用済み核燃料の溶液からＵ（ウラン）及びＰｕ（プルトニウム）が回収される。Ｕ及びＰｕを回収した後に残る高レベル放射性廃棄物（Highly Active Liquid Waste）（以下、ＨＡＬＷとも記す。）には、核分裂生成物（Fission Products）（以下、ＦＰとも記す。）のほか、Ｎｐ（ネプツニウム）、Ａｍ（アメリシウム）、Ｃｍ（キュリウム）等のマイナーアクチノイド（Minor Actinide）（以下、ＭＡとも記す。）が含まれる。ＨＡＬＷは、濃縮工程を経てガラス固化体とされ、地層処分される計画となっている。
【0003】
ＭＡは、１万年オーダの長半減期を持つ核種があり、ＨＡＬＷの処分における負荷増大の要因となっている。そこで、ＨＡＬＷからＭＡを回収し、回収したＭＡを、高速炉や加速器（ＡＤＳ）を用い、異なる元素に変換する核変換技術が検討されている。
ＨＡＬＷ中のＦＰには、Ｌａ（ランタン）、Ｃｅ（セリウム）、Ｅｕ（ユウロピウム）等のランタノイド（以下、Ｌｎとも記す。）が含まれる。ＬｎはＭＡと化学的性質が似ていることから、ＨＡＬＷからＭＡを回収する際にＬｎが同伴しやすい。そのため、ＭＡ回収工程後に、ＭＡとＬｎとを分離するＭＡ精製工程が行われる。ＭＡ回収工程及びＭＡ精製工程の代表的な方法として、ＭＡを抽出するための溶媒（抽出剤溶液）を用いた溶媒抽出法及び抽出クロマト法が知られている。
ＨＡＬＷ中のＦＰには、Ｌａ（ランタン）、Ｃｅ（セリウム）、Ｅｕ（ユウロピウム）等のランタノイド（以下、Ｌｎとも記す。）が含まれる。ＬｎはＭＡと化学的性質が似ていることから、ＨＡＬＷからＭＡを回収する際にＬｎが同伴しやすい。そのため、ＭＡ回収工程後に、ＭＡとＬｎとを分離するＭＡ精製工程が行われる。ＭＡ回収工程及びＭＡ精製工程の代表的な方法として、ＭＡを抽出するための溶媒（抽出剤溶液）を用いた溶媒抽出法及び抽出クロマト法が知られている。
【0004】
図８に、ＭＡの回収から核変換までのプロセスの一例を示す。この例では、まず、ＨＡＬＷからＭＡを分離する（ＭＡ分離工程）。ＭＡ分離工程では、ＨＡＬＷからＭＡを溶媒抽出し、抽出液からＭＡを逆抽出する。ＭＡ分離工程ではＬｎがＭＡに同伴するので、ＭＡ分離工程後、逆抽出液を濃縮し、ＭＡとＬｎとを分離する（ＭＡ精製工程）。ＭＡ精製工程では、濃縮液からＭＡを溶媒抽出し、抽出液からＭＡを水相へ逆抽出することで、Ｌｎが分離されたＭＡ含有溶液を得る。その後、得られたＭＡ含有溶液を濃縮し、ＭＡ燃料を製造し、高速炉で核変換（燃焼）を行う。ＭＡ分離工程の廃液（ＦＰ含有）は、濃縮し、ガラス固化し、保管した後、地層処分する。ＭＡ精製工程の廃液（Ｌｎ含有）は、濃縮し、ガラス固化し、保管した後、地層処分する。
【0005】
従来技術では、Ｌｎを含有しないＭＡ燃料を製造するため、ＭＡ精製において極めて高い精製度が要求される。そのため、ＭＡ精製においては通常、目的の精製度になるまで抽出－逆抽出の操作が繰り返される。工程数が増えることで、廃液量が増え、設備コストも増える。
このような問題に対し、特許文献１には、ＨＡＬＷからＭＡ回収工程及びＭＡ精製工程を経て得られたＭＡ、Ｌｎ及び液状媒体を含む液状媒体を固化し、その固化体を保管する方法が提案されている。
このような問題に対し、特許文献１には、ＨＡＬＷからＭＡ回収工程及びＭＡ精製工程を経て得られたＭＡ、Ｌｎ及び液状媒体を含む液状媒体を固化し、その固化体を保管する方法が提案されている。
【先行技術文献】
【特許文献】
【0006】
【特許文献1】特開２０２０－１２５９８９号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【0007】
しかし、特許文献１の方法は、廃液量の抑制効果が未だ充分ではない。
本開示は、上記課題を解決するためになされたものであって、廃液量の抑制効果に優れるＨＡＬＷの処分負荷低減方法及び高速炉の燃料を提供することを目的とする。
本開示は、上記課題を解決するためになされたものであって、廃液量の抑制効果に優れるＨＡＬＷの処分負荷低減方法及び高速炉の燃料を提供することを目的とする。
【課題を解決するための手段】
【0008】
上記課題を解決するために、本開示に係るＨＡＬＷの処分負荷低減方法は、使用済み核燃料の溶液からＵ及びＰｕを分離した廃液であるＨＡＬＷからＭＡ及びＬｎを、前記Ｌｎの除染係数が１以上１００未満となるように回収し、前記ＭＡ及び前記Ｌｎを含む放射性組成物を得るステップと、前記放射性組成物を用いて、高速炉の燃料を製造するステップと、前記燃料を高速炉に装荷し、前記ＭＡの核変換を行うステップと、を有する。
また、本開示に係る高速炉の燃料は、ＭＡ及びＬｎを含む。
また、本開示に係る高速炉の燃料は、ＭＡ及びＬｎを含む。
【発明の効果】
【0009】
本開示のＨＡＬＷの処分負荷低減方法及び高速炉の燃料は、廃液量の抑制効果に優れる。
【図面の簡単な説明】
【0010】
【図1】本開示の第一実施形態に係るＨＡＬＷの処分負荷低減方法を説明するフロー図である。
【図2】高速炉の構成を示す縦断面図である。
【図3】炉心の構成を示す平面図である。
【図4】炉心燃料集合体の構成を示す平面図である。
【図5】炉心燃料要素の構成を示す平面図である。
【図6】本開示の第二実施形態に係るＨＡＬＷの処分負荷低減方法を説明するフロー図である。
【図7】本開示の第二実施形態に係るＨＡＬＷの処分負荷低減方法を説明するフロー図である。
【図8】比較例に係るプロセスを説明するフロー図である。
【発明を実施するための形態】
【0011】
本明細書において、ＭＡ（マイナーアクチノイド）は、アクチノイドに属する超ウラン元素のうちＰｕを除いた元素である。
アクチノイドは、原子番号８９から１０３までの元素の総称である。
Ｌｎ（ランタノイド）は、原子番号５７から７１までの元素の総称である。
放射性組成物におけるＬｎの除染係数（以下、ＤＦＬｎとも記す。）は、ＨＡＬＷ中のＬｎ量（質量）を抽出・精製後のＬｎ量（質量）で割った値であり、下記式で表される。Ｌｎ量として、質量の代わりに放射能濃度を用いてもよい。
ＤＦＬｎ＝ＨＡＬＷ中のＬｎ量／抽出・精製後のＬｎ量
アクチノイドは、原子番号８９から１０３までの元素の総称である。
Ｌｎ（ランタノイド）は、原子番号５７から７１までの元素の総称である。
放射性組成物におけるＬｎの除染係数（以下、ＤＦＬｎとも記す。）は、ＨＡＬＷ中のＬｎ量（質量）を抽出・精製後のＬｎ量（質量）で割った値であり、下記式で表される。Ｌｎ量として、質量の代わりに放射能濃度を用いてもよい。
ＤＦＬｎ＝ＨＡＬＷ中のＬｎ量／抽出・精製後のＬｎ量
【0012】
＜第一実施形態＞
図１に示すように、本開示の第一実施形態に係るＨＡＬＷの処分負荷低減方法は、
使用済み核燃料の溶液からＵ及びＰｕを分離した廃液であるＨＡＬＷからＭＡをＬｎとともに分離する処理（ＭＡ分離）を行うことで、ＭＡ及びＬｎを含む第１の放射性組成物を得るステップＳ１－１と、
ステップＳ１－１によって得た第１の放射性組成物に対して、Ｌｎの除染係数が１超１００未満となるようにＭＡの精製処理（ＭＡ精製）を行うことで、ＭＡ及びＬｎを含む第２の放射性組成物を得るステップＳ１－２と、
ステップＳ１－２によって得た第２の放射性組成物を用いて、高速炉の燃料を製造するステップＳ１－３と、
ステップＳ１－３によって得た燃料を高速炉に装荷し、ＭＡの核変換を行うステップＳ１－４と、を有する。
ステップＳ１－１によってＭＡ及びＬｎを分離した廃液（ＦＰ含有）は、例えば、ガラス固化し、保管した後、地層処分する。
ステップＳ１－２によって分離したＬｎを含む廃液は、例えば、ガラス固化し、保管した後、地層処分する。
図１に示すように、本開示の第一実施形態に係るＨＡＬＷの処分負荷低減方法は、
使用済み核燃料の溶液からＵ及びＰｕを分離した廃液であるＨＡＬＷからＭＡをＬｎとともに分離する処理（ＭＡ分離）を行うことで、ＭＡ及びＬｎを含む第１の放射性組成物を得るステップＳ１－１と、
ステップＳ１－１によって得た第１の放射性組成物に対して、Ｌｎの除染係数が１超１００未満となるようにＭＡの精製処理（ＭＡ精製）を行うことで、ＭＡ及びＬｎを含む第２の放射性組成物を得るステップＳ１－２と、
ステップＳ１－２によって得た第２の放射性組成物を用いて、高速炉の燃料を製造するステップＳ１－３と、
ステップＳ１－３によって得た燃料を高速炉に装荷し、ＭＡの核変換を行うステップＳ１－４と、を有する。
ステップＳ１－１によってＭＡ及びＬｎを分離した廃液（ＦＰ含有）は、例えば、ガラス固化し、保管した後、地層処分する。
ステップＳ１－２によって分離したＬｎを含む廃液は、例えば、ガラス固化し、保管した後、地層処分する。
【0013】
（ＨＡＬＷ）
ＨＡＬＷは、使用済み核燃料の溶液からＵ及びＰｕを分離した廃液である。ＨＡＬＷは、ＦＰ、ＭＡ、Ｌｎ等を含み、Ｕ及びＰｕを含まない。ＨＡＬＷは、典型的には、ＭＡとして少なくとも、Ｎｐ、Ａｍ及びＣｍを含み、Ｌｎとして少なくとも、Ｌａ及びＣｅを含む。
使用済み核燃料の種類（加圧水型炉（ＰＷＲ）燃料、沸騰水型炉（ＢＷＲ）燃料、ＭＯＸ燃料、燃焼度、冷却期間等）によって、使用済み核燃料及びＨＡＬＷに含まれるＭＡ及びＬｎの量及び比率は異なる。
ＨＡＬＷは、使用済み核燃料の溶液からＵ及びＰｕを分離した廃液である。ＨＡＬＷは、ＦＰ、ＭＡ、Ｌｎ等を含み、Ｕ及びＰｕを含まない。ＨＡＬＷは、典型的には、ＭＡとして少なくとも、Ｎｐ、Ａｍ及びＣｍを含み、Ｌｎとして少なくとも、Ｌａ及びＣｅを含む。
使用済み核燃料の種類（加圧水型炉（ＰＷＲ）燃料、沸騰水型炉（ＢＷＲ）燃料、ＭＯＸ燃料、燃焼度、冷却期間等）によって、使用済み核燃料及びＨＡＬＷに含まれるＭＡ及びＬｎの量及び比率は異なる。
【0014】
ＨＡＬＷは、例えば、使用済み核燃料の再処理で生成する。使用済み核燃料の再処理において、原子炉から取り出された使用済み核燃料は、例えば、せん断、溶解、清澄、計量・調整、抽出・分離、精製、脱硝を経て、Ｕ及びＰｕを含む粉末製品とされる。抽出・分離において、使用済み核燃料の溶液からＵ及びＰｕが分離される。抽出・分離は、例えば、ピューレックス（ＰＵＲＥＸ：Plutonium Uranium Redox EXtraction）法により行われる。ピューレックス法では、使用済み核燃料の硝酸溶液と、トリブチルリン酸（ＴＢＰ）と、ドデカン等の有機溶媒とを接触混合する。これにより、硝酸溶液中のＵやＰｕがＴＢＰと錯体を形成して有機溶媒側へ移動する。一方、ＦＰ、ＭＡ、Ｌｎは硝酸溶液（廃液）側に残る。
【0015】
使用済み核燃料は、再処理において中間貯蔵されたものであってもよい。
ステップＳ１－３によって得る燃料がブランケット燃料である場合には、使用済み核燃料が、再処理において中間貯蔵された使用済み核燃料であることが好ましい。
原子炉から取り出された直後の使用済み燃料のＭＡには、高発熱性の核種（Ｃｍ２４３、Ｃｍ２４４等）が含まれている。このようなＭＡを用いてブランケット燃料を製造すると、発熱量が高くなりすぎるおそれがあるので、従来は、ＭＡ精製の際に高発熱性の核種を分離していた。
再処理において中間貯蔵された使用済み核燃料においては、中間貯蔵によって高発熱性の核種の崩壊熱が低減されているので、ＨＡＬＷからのＭＡ分離後、高発熱性の核種の分離処理を行わずに、ブランケット燃料製造に供することができる。
再処理において、使用済み核燃料の中間貯蔵の期間は、例えば５０～６０年程度である。
なお、ステップＳ１－２において高発熱性の核種を分離する場合や、後述する第三実施形態のように、燃料製造の前に放射性組成物を保管するステップを行う場合には、使用済み核燃料は中間貯蔵されたものでなくてもよい。
ステップＳ１－３によって得る燃料が炉心燃料である場合には、高発熱性の核種が含まれていても問題はない。
ステップＳ１－３によって得る燃料がブランケット燃料である場合には、使用済み核燃料が、再処理において中間貯蔵された使用済み核燃料であることが好ましい。
原子炉から取り出された直後の使用済み燃料のＭＡには、高発熱性の核種（Ｃｍ２４３、Ｃｍ２４４等）が含まれている。このようなＭＡを用いてブランケット燃料を製造すると、発熱量が高くなりすぎるおそれがあるので、従来は、ＭＡ精製の際に高発熱性の核種を分離していた。
再処理において中間貯蔵された使用済み核燃料においては、中間貯蔵によって高発熱性の核種の崩壊熱が低減されているので、ＨＡＬＷからのＭＡ分離後、高発熱性の核種の分離処理を行わずに、ブランケット燃料製造に供することができる。
再処理において、使用済み核燃料の中間貯蔵の期間は、例えば５０～６０年程度である。
なお、ステップＳ１－２において高発熱性の核種を分離する場合や、後述する第三実施形態のように、燃料製造の前に放射性組成物を保管するステップを行う場合には、使用済み核燃料は中間貯蔵されたものでなくてもよい。
ステップＳ１－３によって得る燃料が炉心燃料である場合には、高発熱性の核種が含まれていても問題はない。
【0016】
（ステップＳ１－１：ＭＡ分離）
分離処理は、公知の方法により実施できる。
分離処理としては、例えば、ＨＡＬＷからＭＡをＬｎとともに溶媒抽出法により抽出する処理（以下、ＭＡ抽出処理とも記す。）を含む処理、又はＨＡＬＷのＭＡ及びＬｎを吸着剤に吸着させ、前記吸着剤に吸着したＭＡ及びＬｎを溶離させる処理（以下、ＭＡ吸着－溶離処理とも記す。）を含む処理が挙げられる。
分離処理が抽出処理を含む場合、抽出処理の後に、抽出処理により得られた抽出液からＭＡ及びＬｎを逆抽出する処理（以下、ＭＡ逆抽出処理とも記す。）を更に含んでいてもよい。
分離処理は、公知の方法により実施できる。
分離処理としては、例えば、ＨＡＬＷからＭＡをＬｎとともに溶媒抽出法により抽出する処理（以下、ＭＡ抽出処理とも記す。）を含む処理、又はＨＡＬＷのＭＡ及びＬｎを吸着剤に吸着させ、前記吸着剤に吸着したＭＡ及びＬｎを溶離させる処理（以下、ＭＡ吸着－溶離処理とも記す。）を含む処理が挙げられる。
分離処理が抽出処理を含む場合、抽出処理の後に、抽出処理により得られた抽出液からＭＡ及びＬｎを逆抽出する処理（以下、ＭＡ逆抽出処理とも記す。）を更に含んでいてもよい。
【0017】
ＭＡ抽出処理では、例えば、ＨＡＬＷと、抽出剤を含む有機溶媒溶液（抽出剤溶液）とを接触させる。ＨＡＬＷと抽出剤溶液とを接触させると、ＭＡやＬｎが抽出剤溶液側に移行する。
【0018】
抽出剤としては、例えば、ＭＡ及びＬｎと錯体を形成する錯化剤が挙げられる。かかる錯化剤は、選択的にＭＡと錯体を形成する錯化剤に比べて安価であることから好ましい。錯化剤の具体例としては、ｎ－オクチル（フェニル）－Ｎ，Ｎ’－ジイソブチルカルバモイルメチルフォスフィンオキシド－トリブチルリン酸混合物（ＣＭＰＯ－ＴＢＰ混合物）、ジイソデシルリン酸、６，６’－ビス（５，５，８，８－テトラメチル－５，６，７，８－テトラヒドロ－１，２，４－ベンゾトリアジン－３－イル）－２，２’－ビピリジン（ＢＴＢＰ）、Ｎ，Ｎ’－ジブチル－Ｎ，Ｎ’－ジメチルテトラデシルマロナミド（ＤＭＤＢＴＤＭＡ）、Ｎ，Ｎ，Ｎ’，Ｎ’－テトラオクチル－３－オキサペンタンジアミド（ＴＯＤＧＡ）等が挙げられる。抽出剤は１種を単独で用いてもよく２種以上を組み合わせて用いてもよい。
【0019】
有機溶媒は、使用する抽出剤に応じて適宜選定できる。有機溶媒は、再利用可能であること、安価であること、放射線劣化に耐性があることが望ましい。有機溶媒の具体例としては、例えばｎ－ドデカンが挙げられる。有機溶媒は１種を単独で用いてもよく２種以上を組み合わせて用いてもよい。
【0020】
ＭＡ抽出処理で得た抽出液はそのまま第１の放射性組成物としてステップＳ１－２に供してもよく、更にＭＡ逆抽出処理を行ってもよい。工程数や廃液量をより低減できる点では、ＭＡ抽出処理で得た抽出液を第１の放射性組成物としてステップＳ１－２に供することが好ましい。
ＭＡ抽出処理では、抽出剤の種類及び濃度、硝酸濃度、有機相と水相の体積比等によってＤＦＬｎを調整できる。
ＭＡ抽出処理では、抽出剤の種類及び濃度、硝酸濃度、有機相と水相の体積比等によってＤＦＬｎを調整できる。
【0021】
ＭＡ逆抽出処理では、例えば、抽出液と、硝酸を含む水溶液（ストリッピング剤）とを接触させる。これにより、抽出液中のＭＡとＬｎが水溶液側に移行する。一方、抽出液中の有機溶媒は水溶液側に移行せずに抽出液側に残るので、再利用できる。
ＭＡ逆抽出処理で得た逆抽出液は、典型的にはそのまま、第１の放射性組成物としてステップＳ１－２に供する。
ＭＡ逆抽出処理で得た逆抽出液は、典型的にはそのまま、第１の放射性組成物としてステップＳ１－２に供する。
【0022】
ＭＡ吸着－溶離処理に用いる吸着剤は、ＭＡ及びＬｎを吸着可能であればよい。
ＨＡＬＷのＭＡ及びＬｎを吸着剤に吸着させる方法としては、ＨＡＬＷと吸着剤とを接触させる方法が挙げられる。ＨＡＬＷと吸着剤とを接触させる方法としては、カラム式、バッチ式等が挙げられる。
吸着剤に吸着したＭＡ及びＬｎは、吸着剤と溶離液とを接触させることにより溶離させることができる。
ＭＡ吸着－溶離処理で得られた溶離液、つまり吸着剤と接触させた後の溶離液は、ＭＡ及びＬｎを含む。典型的には、この溶離液をそのまま第１の放射性組成物としてステップＳ１－２に供する。
ＭＡ吸着－溶離処理では、吸着剤の種類、温度、圧力、固液比等によってＤＦＬｎを調整できる。
ＨＡＬＷのＭＡ及びＬｎを吸着剤に吸着させる方法としては、ＨＡＬＷと吸着剤とを接触させる方法が挙げられる。ＨＡＬＷと吸着剤とを接触させる方法としては、カラム式、バッチ式等が挙げられる。
吸着剤に吸着したＭＡ及びＬｎは、吸着剤と溶離液とを接触させることにより溶離させることができる。
ＭＡ吸着－溶離処理で得られた溶離液、つまり吸着剤と接触させた後の溶離液は、ＭＡ及びＬｎを含む。典型的には、この溶離液をそのまま第１の放射性組成物としてステップＳ１－２に供する。
ＭＡ吸着－溶離処理では、吸着剤の種類、温度、圧力、固液比等によってＤＦＬｎを調整できる。
【0023】
ステップＳ１－１によって得られる第１の放射性組成物において、ＤＦＬｎは、特に限定されず、１であってもよく、１を超えていてもよい。
第１の放射性組成物におけるＤＦＬｎとしては、廃液量の抑制の点から、１以上１３未満が好ましい。
第１の放射性組成物におけるＤＦＬｎとしては、廃液量の抑制の点から、１以上１３未満が好ましい。
【0024】
（ステップＳ１－２：ＭＡ精製）
ＭＡ精製では、ステップＳ１－１で得た第１の放射性組成物中のＭＡとＬｎの一部とを分離する。必要に応じて、ＭＡから、高発熱性のＭＡを分離する。
ＭＡ精製は、公知の方法により実施できる。
ＭＡ精製としては、例えば、ＣＯＭＰＯ、ＴＯＤＧＡ等の抽出剤を利用した抽出クロマトグラフィ法が挙げられる。
ＭＡ精製では、ステップＳ１－１で得た第１の放射性組成物中のＭＡとＬｎの一部とを分離する。必要に応じて、ＭＡから、高発熱性のＭＡを分離する。
ＭＡ精製は、公知の方法により実施できる。
ＭＡ精製としては、例えば、ＣＯＭＰＯ、ＴＯＤＧＡ等の抽出剤を利用した抽出クロマトグラフィ法が挙げられる。
【0025】
ステップＳ１－２によって得られる第２の放射性組成物は、ＭＡ及びＬｎを含む。また、典型的には、第１の放射性組成物よりもＬｎ量が低減されているので、第２の放射性組成物におけるＤＦＬｎは、第１の放射性組成物におけるＤＦＬｎよりも大きい。
第２の放射性組成物におけるＤＦＬｎは、廃液量の抑制の点から、１００未満であり、２０未満が好ましく、１未満であってもよい。
第２の放射性組成物におけるＤＦＬｎは、廃液量の抑制の点から、１００未満であり、２０未満が好ましく、１未満であってもよい。
【0026】
（ステップＳ１－３：燃料製造）
燃料の製造は、燃料の種類に応じて、公知の方法により実施できる。
燃料としては、例えば、炉心燃料、ブランケット燃料が挙げられる。炉心燃料は、典型的にはＭＯＸ燃料であり、Ｕ及びＰｕの混合酸化物を含む。ブランケット燃料は、典型的には劣化Ｕを含む。
燃料が炉心燃料である場合、例えば、Ｕ、Ｐｕ及び第２の放射性組成物を混合し、混合酸化物を得、必要に応じて、ペレット状等の任意の形状に成形する。燃料がブランケット燃料である場合、例えば、劣化Ｕ及び第２の放射性組成物を混合し、必要に応じて、ペレット状等の任意の形状に成形する。
燃料の製造は、燃料の種類に応じて、公知の方法により実施できる。
燃料としては、例えば、炉心燃料、ブランケット燃料が挙げられる。炉心燃料は、典型的にはＭＯＸ燃料であり、Ｕ及びＰｕの混合酸化物を含む。ブランケット燃料は、典型的には劣化Ｕを含む。
燃料が炉心燃料である場合、例えば、Ｕ、Ｐｕ及び第２の放射性組成物を混合し、混合酸化物を得、必要に応じて、ペレット状等の任意の形状に成形する。燃料がブランケット燃料である場合、例えば、劣化Ｕ及び第２の放射性組成物を混合し、必要に応じて、ペレット状等の任意の形状に成形する。
【0027】
第２の放射性組成物がＭＡ及びＬｎを含むので、ステップＳ１－３によって得られる燃料もＭＡ及びＬｎを含む。燃料中のＭＡとＬｎとの質量比は、第２の放射性組成物中のＭＡとＬｎとの質量比と同様である。
【0028】
ステップＳ１－３によって得られる燃料中のＬｎの含有量は、燃料の種類に応じて設定される。例えば燃料が炉心燃料である場合には、Ｌｎの含有量は、装荷する炉心燃料の全量に対し、１～１３質量％が好ましい。燃料がブランケット燃料である場合には、Ｌｎの含有量は、装荷するブランケット燃料全量に対して３１～３３質量％が好ましい。Ｌｎの含有量が前記上限値以下であれば、ＭＡの核変換を良好に行うことができる。
【0029】
ステップＳ１－３によって得られる燃料が炉心燃料である場合、炉心燃料の組成としては、例えば、以下の組成が挙げられる。各成分の割合は、装荷する炉心燃料の全重量に対する割合である。Ｕ酸化物、Ｐｕ酸化物、ＭＡ酸化物及びＬｎ酸化物の合計は１００質量％を超えない。
Ｕ酸化物：６４～６５質量％、
Ｐｕ酸化物：２９～３０質量％、
ＭＡ酸化物：３．２～４．５質量％、
Ｌｎ酸化物：０．５～３．４質量％。
ここで、高速炉の炉心燃料には「内側炉心燃料」と「外側炉心燃料」がある。「装荷する炉心燃料の全量」は、これら全ての炉心燃料の合計量である。
炉心燃料は、必要に応じて、他の成分をさらに含んでいてもよい。
Ｕ酸化物：６４～６５質量％、
Ｐｕ酸化物：２９～３０質量％、
ＭＡ酸化物：３．２～４．５質量％、
Ｌｎ酸化物：０．５～３．４質量％。
ここで、高速炉の炉心燃料には「内側炉心燃料」と「外側炉心燃料」がある。「装荷する炉心燃料の全量」は、これら全ての炉心燃料の合計量である。
炉心燃料は、必要に応じて、他の成分をさらに含んでいてもよい。
【0030】
ステップＳ１－３によって得られる燃料がブランケット燃料である場合、ブランケット燃料の組成としては、例えば、以下の組成が挙げられる。各成分の割合は、装荷するブランケット燃料の全量に対する割合である。
劣化Ｕ：６５質量％、
ＭＡ：３．０質量％、
Ｌｎ：３２質量％。
ここで、高速炉のブランケット燃料には「軸ブランケット燃料」（例えば、後述する上部ブランケット燃料４５、下部ブランケット燃料４６）と「径方向ブランケット燃料」がある。「装荷するブランケット燃料の全量」は、これら全てのブランケット燃料の合計量である。
ブランケット燃料は、必要に応じて、他の成分をさらに含んでいてもよい。
劣化Ｕ：６５質量％、
ＭＡ：３．０質量％、
Ｌｎ：３２質量％。
ここで、高速炉のブランケット燃料には「軸ブランケット燃料」（例えば、後述する上部ブランケット燃料４５、下部ブランケット燃料４６）と「径方向ブランケット燃料」がある。「装荷するブランケット燃料の全量」は、これら全てのブランケット燃料の合計量である。
ブランケット燃料は、必要に応じて、他の成分をさらに含んでいてもよい。
【0031】
（ステップＳ１－４：ＭＡ核変換）
ステップＳ１－３によって得た燃料を高速炉に装荷し、燃焼させることで、ＭＡの核変換を行うことができる。
高速炉は、公知の高速炉であってよい。
ステップＳ１－３によって得た燃料を高速炉に装荷し、燃焼させることで、ＭＡの核変換を行うことができる。
高速炉は、公知の高速炉であってよい。
【0032】
図２を参照して高速炉の構成の一例について説明する。同図に示すように、この例の高速炉１００は、炉心１と、原子炉容器２と、ガードベッセル３と、冷却材入口配管４と、冷却材出口配管５と、炉心上部機構７と、固定プラグ８と、を備えている。
【0033】
炉心１は、核分裂性物質を含む熱発生源である。炉心１の詳細な構成については後述する。原子炉容器２は、炉心１を収容する容器である。原子炉容器２は、底面を有する筒状をなしている。炉心１は、原子炉容器２内の下部に、炉内構造物１２を介して固定されている。原子炉容器２の上部の開口は、固定プラグ８によって覆われている。固定プラグ８は、原子炉建屋の構造物（原子炉容器ペデスタル６）によって支持されている。
【0034】
ガードベッセル３は、原子炉容器２を外側から覆っている。つまり、原子炉容器２とガードベッセル３は二重壁構造を形成している。これにより、原子炉容器２から冷却材が漏洩した場合であっても、当該冷却材はガードベッセル３によって保持され、外部への漏洩が抑制される。
【0035】
冷却材入口配管４は、外部から導かれた冷却材（一次冷却材）を原子炉容器２内に導く。冷却材としては、例えば液体金属ナトリウムが挙げられる。冷却材入口配管４の端部は、原子炉容器２内における炉心１の下方に位置している。これにより、原子炉容器２内は冷却材によって満たされた状態となっている。冷却材出口配管５は、原子炉容器２内の冷却材を外部に排出する。冷却材出口配管５の端部は、原子炉容器２内における炉心１の上方に位置している。
【0036】
炉心上部機構７は、制御棒駆動機構９と、回転プラグ１０と、回転プラグ駆動装置１１と、を有している。制御棒駆動機構９は、後述する炉心１内に核分裂反応の進行を制御するための制御棒を挿入・引抜させるための装置である。制御棒駆動機構９は、制御棒を上下方向に進退動させる。回転プラグ１０は、炉心１内の核燃料（後述する炉心燃料集合体３０）を交換する機器を位置決めするための装置である。回転プラグ１０は、回転プラグ駆動装置１１によって駆動される。
【0037】
次に、図３を参照して炉心１の構成について説明する。同図に示すように、炉心１は、それぞれ六角形の断面形状を有する部材の集合体であり、全体として六角形状をなすように隙間なく配列されている。炉心１は、中性子遮蔽体２１と、径方向ブランケット部２２と、制御棒２３と、中性子源２４と、外側炉心部２５と、内側炉心部２６と、を有している。ただし、中性子源２４は配列されない場合もある。
【0038】
中性子遮蔽体２１は、炉心１における最も外周側に配置されている。複数の中性子遮蔽体２１が六角形の環状をなすように配列されている。
径方向ブランケット部２２は、中性子遮蔽体２１の内側に設けられている。複数の径方向ブランケット部２２が六角形の環状をなすように配列されている。径方向ブランケット部２２は、ブランケット燃料集合体を複数配列することによって形成されている。
外側炉心部２５は、径方向ブランケット部２２の内側に設けられている。外側炉心部２５のさらに内側に内側炉心部２６が設けられている。内側炉心部２６内の一部の領域には複数の制御棒２３が挿入可能とされている。外側炉心部２５及び内側炉心部２６は、後述する炉心燃料集合体３０を複数配列することによって形成されている。
径方向ブランケット部２２は、中性子遮蔽体２１の内側に設けられている。複数の径方向ブランケット部２２が六角形の環状をなすように配列されている。径方向ブランケット部２２は、ブランケット燃料集合体を複数配列することによって形成されている。
外側炉心部２５は、径方向ブランケット部２２の内側に設けられている。外側炉心部２５のさらに内側に内側炉心部２６が設けられている。内側炉心部２６内の一部の領域には複数の制御棒２３が挿入可能とされている。外側炉心部２５及び内側炉心部２６は、後述する炉心燃料集合体３０を複数配列することによって形成されている。
【0039】
外側炉心部２５及び内側炉心部２６は、それら自身から発生した中性子あるいは中性子源２４から発生した中性子をトリガーとして、核分裂物質を核分裂させることによって熱を発生させる。制御棒２３は、この核分裂反応の進行を制御するために挿入量が調節される。
径方向ブランケット部２２では、外側炉心部２５及び内側炉心部２６に比べて、高速核分裂反応が減少した状態で反応が進行する。また、径方向ブランケット部２２では、外側炉心部２５及び内側炉心部２６に比べて、核分裂反応によって生じたプルトニウムの生成量が大きい。
中性子遮蔽体２１は、中性子を遮蔽し、外側への漏洩を抑止するために設けられている。
径方向ブランケット部２２では、外側炉心部２５及び内側炉心部２６に比べて、高速核分裂反応が減少した状態で反応が進行する。また、径方向ブランケット部２２では、外側炉心部２５及び内側炉心部２６に比べて、核分裂反応によって生じたプルトニウムの生成量が大きい。
中性子遮蔽体２１は、中性子を遮蔽し、外側への漏洩を抑止するために設けられている。
【0040】
続いて、図４を参照して、炉心燃料集合体３０の構成について説明する。同図に示すように、炉心燃料集合体３０は、ラッパ管３１と、エントランスノズル３２と、ハンドリングヘッド３３と、複数の炉心燃料要素４０と、を有している。
【0041】
ラッパ管３１は、上下方向に延びる軸線Ａｃを中心とする筒状をなしている。また、ラッパ管３１は、軸線Ａｃ方向から見て六角形の断面形状を有している。ラッパ管３１の下部の開口は、エントランスノズル３２によって閉塞されている。エントランスノズル３２の内部には、冷却材をラッパ管３１の内部に導くための流路（図示略）が形成されている。エントランスノズル３２には、この流路３２Ｆと外部とを連通させる開口部が形成されている。ラッパ管３１の上部の開口には、ハンドリングヘッド３３が取り付けられている。ハンドリングヘッド３３は、炉心燃料集合体３０を搬送する際に装置によって把持される部分である。
【0042】
ラッパ管３１の内部であって、エントランスノズル３２の直上には、複数の炉心燃料要素４０が軸線Ａｃに直交する方向に間隔をあけて配列されている。
炉心燃料要素４０の周囲及び上方の空間には、エントランスノズル３２の開口部から導かれた冷却材が流通する。
炉心燃料要素４０の周囲及び上方の空間には、エントランスノズル３２の開口部から導かれた冷却材が流通する。
【0043】
続いて、図５を参照して、炉心燃料要素４０の構成について説明する。同図に示すように、炉心燃料要素４０は、上下方向に延びる筒状の被覆管４１と、この被覆管４１の内部に収容されているプレナムスプリング４３、炉心燃料４４、上部ブランケット燃料４５及び下部ブランケット燃料４６と、被覆管４１の両端部に設けられた上部端栓４８及び下部端栓４９と、を有している。
【0044】
炉心燃料４４、上部ブランケット燃料４５及び下部ブランケット燃料４６はそれぞれ、円柱型のペレット状に成形されている。複数の下部ブランケット燃料４６、複数の炉心燃料４４、複数の上部ブランケット燃料４５がこの順に、被覆管４１の下方から積み重なるようにして充填されている。最も上方の上部ブランケット燃料４５は、プレナムスプリング４３によって下方に向かって押圧されている。
【0045】
径方向ブランケット部２２を構成するブランケット燃料集合体は、炉心燃料要素４０の代わりにブランケット燃料要素を備える以外は、炉心燃料集合体と同様である。
ブランケット燃料要素は、炉心燃料４４、上部ブランケット燃料４５及び下部ブランケット燃料４６の代わりにブランケット燃料を備える以外は、炉心燃料要素４０と同様である。
ブランケット燃料要素は、炉心燃料４４、上部ブランケット燃料４５及び下部ブランケット燃料４６の代わりにブランケット燃料を備える以外は、炉心燃料要素４０と同様である。
【0046】
ステップＳ１－３によって得た燃料が炉心燃料である場合、この燃料は、外側炉心部２５の炉心燃料４４に用いてもよく、内側炉心部２６の炉心燃料４４に用いてもよく、それらの両方に用いてもよいが、内側炉心部２６の炉心燃料４４に用いることが好ましい。
一般に、外側炉心部２５の炉心燃料４４と、内側炉心部２６の炉心燃料４４とは、組成が異なる。例えば、外側炉心部２５の炉心燃料４４の方が、内側炉心部２６の炉心燃料４４よりも、Ｐｕ富化度が高い傾向がある。
従来、このように組成の異なる炉心燃料４４を共用ラインで製造する場合は、外側炉心部２５用のＰｕ富化度が高い燃料が内側炉心部２６用のＰｕ富化度が低い燃料が混入しないように、共用ライン内に残留している燃料を除去する清掃作業の必要があり、清掃作業の負担が大きかった。
これに対し、ステップＳ１－３によって得た燃料を内側炉心部２６の炉心燃料４４に用いる場合は、燃料に含有するＬｎ量を調整することで、外側炉心部２５と内側炉心部２６のＰｕ富化度の調整が可能である。これにより、Ｌｎを含有させる前の燃料は同一のＰｕ富化度の燃料を使用することができ、燃料製造時の共用ラインの清掃作業が容易になる。
一般に、外側炉心部２５の炉心燃料４４と、内側炉心部２６の炉心燃料４４とは、組成が異なる。例えば、外側炉心部２５の炉心燃料４４の方が、内側炉心部２６の炉心燃料４４よりも、Ｐｕ富化度が高い傾向がある。
従来、このように組成の異なる炉心燃料４４を共用ラインで製造する場合は、外側炉心部２５用のＰｕ富化度が高い燃料が内側炉心部２６用のＰｕ富化度が低い燃料が混入しないように、共用ライン内に残留している燃料を除去する清掃作業の必要があり、清掃作業の負担が大きかった。
これに対し、ステップＳ１－３によって得た燃料を内側炉心部２６の炉心燃料４４に用いる場合は、燃料に含有するＬｎ量を調整することで、外側炉心部２５と内側炉心部２６のＰｕ富化度の調整が可能である。これにより、Ｌｎを含有させる前の燃料は同一のＰｕ富化度の燃料を使用することができ、燃料製造時の共用ラインの清掃作業が容易になる。
【0047】
ステップＳ１－３によって得た燃料がブランケット燃料である場合、この燃料は、炉心燃料要素４０に上部ブランケット燃料４５又は下部ブランケット燃料４６として装荷してもよく、ブランケット燃料要素に装荷してもよい。ＭＡ核変換の点では、ブランケット燃料要素に装荷することが好ましい。
【0048】
（作用効果）
上記構成の方法では、燃料の製造に用いる第２の放射性組成物のＤＦＬｎが１超１００未満であるので、第２の放射性組成物を得る際のＭＡ精製の工程数を少なく、例えば３回以下程度に抑えることができる。そのため、ＭＡ精製による廃液量及び設備コストを抑制できる。
上記構成の方法では、燃料の製造に用いる第２の放射性組成物のＤＦＬｎが１超１００未満であるので、第２の放射性組成物を得る際のＭＡ精製の工程数を少なく、例えば３回以下程度に抑えることができる。そのため、ＭＡ精製による廃液量及び設備コストを抑制できる。
【0049】
＜第二実施形態＞
図６に示すように、本開示の第二実施形態に係るＨＡＬＷの処分負荷低減方法は、
使用済み核燃料の溶液からＵ及びＰｕを分離した廃液であるＨＡＬＷからＭＡをＬｎとともに、Ｌｎの除染係数が１以上１００未満となるように分離する処理（ＭＡ分離）を行うことで、ＭＡ及びＬｎを含む放射性組成物を得るステップＳ２－１と、
ステップＳ２－１によって得た放射性組成物を用いて、高速炉の燃料を製造するステップＳ２－２と、
ステップＳ２－２によって得た燃料を高速炉に装荷し、ＭＡの核変換を行うステップＳ２－３と、を有する。
ステップＳ２－１によってＭＡ及びＬｎを分離した廃液（ＦＰ含有）は、例えば、ガラス固化し、保管した後、地層処分する。
図６に示すように、本開示の第二実施形態に係るＨＡＬＷの処分負荷低減方法は、
使用済み核燃料の溶液からＵ及びＰｕを分離した廃液であるＨＡＬＷからＭＡをＬｎとともに、Ｌｎの除染係数が１以上１００未満となるように分離する処理（ＭＡ分離）を行うことで、ＭＡ及びＬｎを含む放射性組成物を得るステップＳ２－１と、
ステップＳ２－１によって得た放射性組成物を用いて、高速炉の燃料を製造するステップＳ２－２と、
ステップＳ２－２によって得た燃料を高速炉に装荷し、ＭＡの核変換を行うステップＳ２－３と、を有する。
ステップＳ２－１によってＭＡ及びＬｎを分離した廃液（ＦＰ含有）は、例えば、ガラス固化し、保管した後、地層処分する。
【0050】
（ステップＳ２－１：ＭＡ分離）
ステップＳ２－１は、分離処理によって得られる放射性組成物におけるＤＦＬｎが１００未満となるように分離処理を行う以外は、ステップＳ１－１と同様である。
ステップＳ２－１は、分離処理によって得られる放射性組成物におけるＤＦＬｎが１００未満となるように分離処理を行う以外は、ステップＳ１－１と同様である。
【0051】
ステップＳ２－１によって得られる放射性組成物は、ＭＡ及びＬｎを含む。
放射性組成物におけるＤＦＬｎは、廃液量の抑制の点から、１００未満であり、２０未満がより好ましく、１未満であってもよい。
放射性組成物におけるＤＦＬｎは、廃液量の抑制の点から、１００未満であり、２０未満がより好ましく、１未満であってもよい。
【0052】
（ステップＳ２－２：燃料製造）
ステップＳ２－２は、ステップＳ１－３と同様である。
ステップＳ２－２は、ステップＳ１－３と同様である。
【0053】
（ステップＳ２－３：ＭＡ核変換）
ステップＳ２－３は、ステップＳ１－４と同様である。
ステップＳ２－３は、ステップＳ１－４と同様である。
【0054】
（作用効果）
上記構成の方法では、燃料の製造に用いる放射性組成物のＤＦＬｎが１超１００未満であり、また、ＭＡ分離の際にＤＦＬｎを目的の値にしているので、ＭＡ精製を省略できる。そのため、ＭＡ精製による廃液量及び設備コストを抑制できる。
上記構成の方法では、燃料の製造に用いる放射性組成物のＤＦＬｎが１超１００未満であり、また、ＭＡ分離の際にＤＦＬｎを目的の値にしているので、ＭＡ精製を省略できる。そのため、ＭＡ精製による廃液量及び設備コストを抑制できる。
【0055】
＜第三実施形態＞
図７に示すように、本開示の第三実施形態に係るＨＡＬＷの処分負荷低減方法は、
使用済み核燃料の溶液からＵ及びＰｕを分離した廃液であるＨＡＬＷからＭＡをＬｎとともに、Ｌｎの除染係数が１以上１００未満となるように分離する処理（ＭＡ分離）を行うことで、ＭＡ及びＬｎを含む放射性組成物を得るステップＳ３－１と、
ステップＳ３－１によって得た放射性組成物を保管するステップＳ３－２と、
ステップＳ３－２によって保管した後の放射性組成物を用いて、高速炉の燃料を製造するステップＳ３－３と、
ステップＳ３－３によって得た燃料を高速炉に装荷し、ＭＡの核変換を行うステップＳ３－４と、を有する。
ステップＳ３－１によってＭＡ及びＬｎを分離した廃液（ＦＰ含有）は、例えば、ガラス固化し、保管した後、地層処分する。
図７に示すように、本開示の第三実施形態に係るＨＡＬＷの処分負荷低減方法は、
使用済み核燃料の溶液からＵ及びＰｕを分離した廃液であるＨＡＬＷからＭＡをＬｎとともに、Ｌｎの除染係数が１以上１００未満となるように分離する処理（ＭＡ分離）を行うことで、ＭＡ及びＬｎを含む放射性組成物を得るステップＳ３－１と、
ステップＳ３－１によって得た放射性組成物を保管するステップＳ３－２と、
ステップＳ３－２によって保管した後の放射性組成物を用いて、高速炉の燃料を製造するステップＳ３－３と、
ステップＳ３－３によって得た燃料を高速炉に装荷し、ＭＡの核変換を行うステップＳ３－４と、を有する。
ステップＳ３－１によってＭＡ及びＬｎを分離した廃液（ＦＰ含有）は、例えば、ガラス固化し、保管した後、地層処分する。
【0056】
（ステップＳ３－１：ＭＡ分離）
ステップＳ３－１は、ステップＳ２－１と同様である。
ステップＳ３－１は、ステップＳ２－１と同様である。
【0057】
（ステップＳ３－２：保管）
ステップＳ３－２では、放射性組成物を一時的に保管する。
放射性組成物は、液状のまま保管してもよく、固化処理して固化体の形態で保管してもよい。保管の負荷が小さい点では、固化体の形態で保管することが好ましい。
ステップＳ３－２では、放射性組成物を一時的に保管する。
放射性組成物は、液状のまま保管してもよく、固化処理して固化体の形態で保管してもよい。保管の負荷が小さい点では、固化体の形態で保管することが好ましい。
【0058】
固化処理としては、例えば、分解処理、水熱処理、ガラス固化処理が挙げられる。
ガラス固化処理を行う場合、ガラス固化処理の前に、放射性組成物を濃縮する濃縮処理を行うことが好ましい。
ガラス固化処理を行う場合、ガラス固化処理の前に、放射性組成物を濃縮する濃縮処理を行うことが好ましい。
【0059】
放射性組成物が、抽出処理により得られた抽出液である場合、固化処理としては、分解処理が好ましい。抽出液に対して分解処理を行うことにより、抽出液の有機溶媒が除去されるとともにＭＡが酸化される。これにより、ＭＡ酸化物を含む固化体が得られる。
分解処理としては、例えば、蒸留、熱分解、焼却が挙げられる。蒸留は、回分式、連続式（棚段塔や充填塔）等の公知の蒸発方式を用いて実施できる。
分解処理としては、例えば、蒸留、熱分解、焼却が挙げられる。蒸留は、回分式、連続式（棚段塔や充填塔）等の公知の蒸発方式を用いて実施できる。
【0060】
放射性組成物が、逆抽出処理で得られた逆抽出液、又は吸着－溶離処理で得られた溶離液である場合、固化処理としては、水熱処理、又は液状物を濃縮し、得られた濃縮液をガラス固化する処理（濃縮－ガラス固化処理）が好ましい。
放射性組成物を水熱処理することにより、放射性組成物に含まれるＭＡが酸化され、ＭＡ酸化物を含む固化体が析出する。固化体は固液分離により液状媒体（水）と分離される。これにより、ＭＡ酸化物を含む固化体が得られる。
放射性組成物の濃縮、濃縮液のガラス固化はそれぞれ常法により実施できる。
放射性組成物を水熱処理することにより、放射性組成物に含まれるＭＡが酸化され、ＭＡ酸化物を含む固化体が析出する。固化体は固液分離により液状媒体（水）と分離される。これにより、ＭＡ酸化物を含む固化体が得られる。
放射性組成物の濃縮、濃縮液のガラス固化はそれぞれ常法により実施できる。
【0061】
必要に応じて、得られた固化体を保管する前に、固化体に対し、炭素、水素、酸素、窒素成分の一部又は全部を除去する安定化処理を行ってもよい。
固化体には、抽出剤、抽出剤の放射線分解物等の有機物が含まれることがある。固化体に有機物が含まれていると、保管時にガスが発生し、放射性物質の閉じ込め機能を損なう、不具合が発生するおそれがある。固化体に対し、炭素、水素、酸素、窒素成分の一部又は全部を除去する安定化処理を行うことで、このような不具合の発生を抑制できる。
安定化処理としては、例えば、か焼、焼結が挙げられる。
固化体には、抽出剤、抽出剤の放射線分解物等の有機物が含まれることがある。固化体に有機物が含まれていると、保管時にガスが発生し、放射性物質の閉じ込め機能を損なう、不具合が発生するおそれがある。固化体に対し、炭素、水素、酸素、窒素成分の一部又は全部を除去する安定化処理を行うことで、このような不具合の発生を抑制できる。
安定化処理としては、例えば、か焼、焼結が挙げられる。
【0062】
固化体の保管方法としては、放射性廃棄物の乾式保管方法として公知の方法を利用でき、例えば、固化体を複数のキャニスタに格納し、これら複数のキャニスタをキャスクに収納し、保管施設で保管する方法が挙げられる。
【0063】
放射性組成物を保管する期間は、適宜設定できる。
Ｃｍ等の高発熱性のＭＡは、炉心燃料製造に適さないため、放射性組成物が高発熱性のＭＡを含む場合、ステップＳ３－２では、放射性組成物又はその固化体を、放射性組成物又はその固化体に含まれる高発熱性のＭＡが十分に減衰するまで保管することが好ましい。これにより、保管後の放射性組成物又はその固化体を、高発熱性のＭＡの分離処理を行うことなく、炉心燃料製造に用いることができる。なお、ＨＡＬＷに含まれるＣｍは主に、半減期が約１８年と比較的短い２４４Ｃｍである。
Ｃｍ等の高発熱性のＭＡは、炉心燃料製造に適さないため、放射性組成物が高発熱性のＭＡを含む場合、ステップＳ３－２では、放射性組成物又はその固化体を、放射性組成物又はその固化体に含まれる高発熱性のＭＡが十分に減衰するまで保管することが好ましい。これにより、保管後の放射性組成物又はその固化体を、高発熱性のＭＡの分離処理を行うことなく、炉心燃料製造に用いることができる。なお、ＨＡＬＷに含まれるＣｍは主に、半減期が約１８年と比較的短い２４４Ｃｍである。
【0064】
（ステップＳ３－３：燃料製造）
ステップＳ３－３は、ステップＳ２－２と同様である。
ただし、ステップＳ３－２において、放射性組成物を固化体とした場合は、固化体を溶解し、その溶液を用いて燃料を製造する。
固化体を溶解するには、例えば、ＭＡ酸化物を含む固化体であれば、硝酸水溶液を加えればよい。固化体がガラス固化体である場合は、固化体を酸溶液等で溶解した後、得られた溶液からガラス成分を分離する。
ステップＳ３－３は、ステップＳ２－２と同様である。
ただし、ステップＳ３－２において、放射性組成物を固化体とした場合は、固化体を溶解し、その溶液を用いて燃料を製造する。
固化体を溶解するには、例えば、ＭＡ酸化物を含む固化体であれば、硝酸水溶液を加えればよい。固化体がガラス固化体である場合は、固化体を酸溶液等で溶解した後、得られた溶液からガラス成分を分離する。
【0065】
（ステップＳ３－４：ＭＡ核変換）
ステップＳ３－４は、ステップＳ２－３と同様である。
ステップＳ３－４は、ステップＳ２－３と同様である。
【0066】
（作用効果）
上記構成の方法では、燃料の製造に用いる放射性組成物のＤＦＬｎが１超１００未満であり、また、ＭＡ分離の際にＤＦＬｎを目的の値にしているので、ＭＡ精製を省略できる。そのため、ＭＡ精製による廃液量及び設備コストを抑制できる。
また、放射性組成物を、燃料製造の前に保管するので、高発熱性のＭＡの分離処理を行うことなく、炉心燃料製造に用いることができる。
上記構成の方法では、燃料の製造に用いる放射性組成物のＤＦＬｎが１超１００未満であり、また、ＭＡ分離の際にＤＦＬｎを目的の値にしているので、ＭＡ精製を省略できる。そのため、ＭＡ精製による廃液量及び設備コストを抑制できる。
また、放射性組成物を、燃料製造の前に保管するので、高発熱性のＭＡの分離処理を行うことなく、炉心燃料製造に用いることができる。
【0067】
以上、本開示の実施形態について説明したが、上記実施形態における各構成及びそれらの組み合わせ等は一例であり、本開示の要旨を逸脱しない範囲内で、構成の付加、省略、置換、及びその他の変更が可能である。
【0068】
＜付記＞
各実施形態に記載のＨＡＬＷの処分負荷低減方法は、例えば以下のように把握される。
（１）上記第一実施形態～第三実施形態に係るＨＡＬＷの処分負荷低減方法は、ＨＡＬＷからＭＡ及びＬｎを、ＤＦＬｎが１以上１００未満となるように回収し、ＭＡ及びＬｎを含む放射性組成物を得るステップ（Ｓ１－１及びＳ１－２、Ｓ２－１、Ｓ３－１）と、前記放射性組成物を用いて、高速炉の燃料を製造するステップ（Ｓ１－３、Ｓ２－２、Ｓ３－３）と、前記燃料を高速炉に装荷し、ＭＡの核変換を行うステップと（Ｓ１－４、Ｓ２－３、Ｓ３－４）、を有する。
各実施形態に記載のＨＡＬＷの処分負荷低減方法は、例えば以下のように把握される。
（１）上記第一実施形態～第三実施形態に係るＨＡＬＷの処分負荷低減方法は、ＨＡＬＷからＭＡ及びＬｎを、ＤＦＬｎが１以上１００未満となるように回収し、ＭＡ及びＬｎを含む放射性組成物を得るステップ（Ｓ１－１及びＳ１－２、Ｓ２－１、Ｓ３－１）と、前記放射性組成物を用いて、高速炉の燃料を製造するステップ（Ｓ１－３、Ｓ２－２、Ｓ３－３）と、前記燃料を高速炉に装荷し、ＭＡの核変換を行うステップと（Ｓ１－４、Ｓ２－３、Ｓ３－４）、を有する。
【0069】
従来、高速炉でＭＡの核変換を行う場合は、ＤＦＬｎ＝１００以上の高い精製度が必要とされていた。このような高い精製度とするためのＭＡ精製は、廃液量及び設備コストの増加をもたらす。
本発明者らの検討によれば、ＤＦＬｎが１００未満の放射性組成物を用いて製造した燃料であっても、問題無くＭＡの核変換を行うことができることがわかった。そこで、上記実施形態に係る方法では、ＤＦＬｎを１００未満とした。ＤＦＬｎが１００未満であれば、ＭＡ精製を行わないことや、ＭＡ精製を行う場合でも工程数を少なく抑えることができる。そのため、ＭＡ精製による廃液量及び設備コストを抑制できる。
本発明者らの検討によれば、ＤＦＬｎが１００未満の放射性組成物を用いて製造した燃料であっても、問題無くＭＡの核変換を行うことができることがわかった。そこで、上記実施形態に係る方法では、ＤＦＬｎを１００未満とした。ＤＦＬｎが１００未満であれば、ＭＡ精製を行わないことや、ＭＡ精製を行う場合でも工程数を少なく抑えることができる。そのため、ＭＡ精製による廃液量及び設備コストを抑制できる。
【0070】
（２）上記第一実施形態～第三実施形態に係る方法においては、燃料が炉心燃料であることが好ましい。この場合、Ｌｎの除染係数は１以上２０未満であることが好ましい。
上記構成によれば、炉心燃料にＬｎを同伴した状態で回収ＭＡを核変換できる。
上記構成によれば、炉心燃料にＬｎを同伴した状態で回収ＭＡを核変換できる。
【0071】
（３）上記第一実施形態～第三実施形態に係る方法においては、燃料がブランケット燃料であることも好ましい。
上記構成によれば、ブランケット燃料にＬｎを同伴した状態で回収ＭＡを核変換できる。
上記構成によれば、ブランケット燃料にＬｎを同伴した状態で回収ＭＡを核変換できる。
【0072】
（４）上記第一実施形態～第三実施形態に係る方法において、燃料がブランケット燃料である場合には、上記第三実施形態に係る方法のように、前記燃料を製造するステップ（Ｓ３－３）の前に、前記放射性組成物を保管するステップ（Ｓ３－２）を有することが好ましい。
使用済み燃料のＭＡには、高発熱性の核種（Ｃｍ２４３、Ｃｍ２４４等）が含まれている。このような核種を含むＭＡを用いてブランケット燃料を製造すると、発熱量が高くなりすぎるおそれがあるので、従来は、ＭＡ精製の際に高発熱性の核種を分離していた。
上記構成によれば、高発熱性の核種の崩壊熱を低減できるので、ＨＡＬＷからのＭＡ分離後、高発熱性の核種の分離処理を行わずにＭＡ燃料製造に供することができる。
使用済み燃料のＭＡには、高発熱性の核種（Ｃｍ２４３、Ｃｍ２４４等）が含まれている。このような核種を含むＭＡを用いてブランケット燃料を製造すると、発熱量が高くなりすぎるおそれがあるので、従来は、ＭＡ精製の際に高発熱性の核種を分離していた。
上記構成によれば、高発熱性の核種の崩壊熱を低減できるので、ＨＡＬＷからのＭＡ分離後、高発熱性の核種の分離処理を行わずにＭＡ燃料製造に供することができる。
【0073】
（５）上記第一実施形態～第三実施形態に係る方法において、燃料がブランケット燃料である場合には、前記使用済み核燃料が、再処理において中間貯蔵された使用済み核燃料であることも好ましい。
使用済み燃料のＭＡには、高発熱性の核種（Ｃｍ２４３、Ｃｍ２４４等）が含まれている。このようなＭＡを用いてブランケット燃料を製造すると、発熱量が高くなりすぎるおそれがあるので、従来は、ＭＡ精製の際に高発熱性の核種を分離していた。
上記構成によれば、中間貯蔵によって高発熱性の核種の崩壊熱が低減されているので、ＨＡＬＷからのＭＡ分離後、高発熱性の核種の分離処理を行わずに、ブランケット燃料製造に供することができる。
使用済み燃料のＭＡには、高発熱性の核種（Ｃｍ２４３、Ｃｍ２４４等）が含まれている。このようなＭＡを用いてブランケット燃料を製造すると、発熱量が高くなりすぎるおそれがあるので、従来は、ＭＡ精製の際に高発熱性の核種を分離していた。
上記構成によれば、中間貯蔵によって高発熱性の核種の崩壊熱が低減されているので、ＨＡＬＷからのＭＡ分離後、高発熱性の核種の分離処理を行わずに、ブランケット燃料製造に供することができる。
【0074】
各実施形態に記載の高速炉の燃料は、例えば以下のように把握される。
（６）第一実施形態～第二実施形態に係る高速炉の燃料は、ＭＡ及びＬｎを含む。
（６）第一実施形態～第二実施形態に係る高速炉の燃料は、ＭＡ及びＬｎを含む。
【0075】
従来、高速炉でＭＡの核変換を行う場合は、ＭＡ燃料にＬｎが混入しないように高い精製度が必要とされていた。
上記実施形態に係る燃料では、Ｌｎを含むので、燃料を製造する過程でのＬｎの除染係数を１００未満にでき、ＭＡ精製による廃液量及び設備コストを抑制できる。
上記実施形態に係る燃料では、Ｌｎを含むので、燃料を製造する過程でのＬｎの除染係数を１００未満にでき、ＭＡ精製による廃液量及び設備コストを抑制できる。
【0076】
（７）上記第一実施形態～第二実施形態に係る燃料は、炉心燃料であることが好ましい。この場合、Ｌｎの含有量は、装荷する炉心燃料全量に対して１～１３質量％であることが好ましい。
上記構成によれば、炉心燃料にＬｎを同伴した状態で回収ＭＡを核変換できる。
上記構成によれば、炉心燃料にＬｎを同伴した状態で回収ＭＡを核変換できる。
【0077】
（８）上記第一実施形態～第二実施形態に係る燃料は、ブランケット燃料であることが好ましい。この場合、Ｌｎの含有量は、装荷するブランケット燃料全量に対して３１～３３質量％であることが好ましい。
上記構成によれば、ブランケット燃料にＬｎを同伴した状態で回収ＭＡを核変換できる。
上記構成によれば、ブランケット燃料にＬｎを同伴した状態で回収ＭＡを核変換できる。
【符号の説明】
【0078】
１００ 高速炉
１ 炉心
２ 原子炉容器
３ ガードベッセル
４ 冷却材入口配管
５ 冷却材出口配管
６ 原子炉容器ペデスタル
７ 炉心上部機構
８ 固定プラグ
９ 制御棒駆動機構
１０ 回転プラグ
１１ 回転プラグ駆動装置
１２ 炉内構造物
２１ 中性子遮蔽体
２２ 径方向ブランケット部
２３ 制御棒
２４ 中性子源
２５ 外側炉心部
２６ 内側炉心部
３０ 炉心燃料集合体
３１ ラッパ管
３２ エントランスノズル
３３ ハンドリングヘッド
４０ 炉心燃料要素
４１ 被覆管
４３ プレナムスプリング
４４ 炉心燃料
４５ 上部ブランケット燃料
４６ 下部ブランケット燃料
４８ 上部端栓
４９ 下部端栓
Ａｃ 軸線
１ 炉心
２ 原子炉容器
３ ガードベッセル
４ 冷却材入口配管
５ 冷却材出口配管
６ 原子炉容器ペデスタル
７ 炉心上部機構
８ 固定プラグ
９ 制御棒駆動機構
１０ 回転プラグ
１１ 回転プラグ駆動装置
１２ 炉内構造物
２１ 中性子遮蔽体
２２ 径方向ブランケット部
２３ 制御棒
２４ 中性子源
２５ 外側炉心部
２６ 内側炉心部
３０ 炉心燃料集合体
３１ ラッパ管
３２ エントランスノズル
３３ ハンドリングヘッド
４０ 炉心燃料要素
４１ 被覆管
４３ プレナムスプリング
４４ 炉心燃料
４５ 上部ブランケット燃料
４６ 下部ブランケット燃料
４８ 上部端栓
４９ 下部端栓
Ａｃ 軸線
【図1】
【図2】
【図3】
【図4】
【図5】
【図6】
【図7】
【図8】