適用製品
使用済核燃料の再処理システムおよび再処理方法
目的
核拡散抵抗性を低下させることなく、核燃料のプルトニウム富化度を高めることが可能な使用済核燃料の再処理システムおよび再処理方法を提供する。
効果
核拡散抵抗性を低下させることなく、核燃料のプルトニウム富化度を高めることが可能となる。
再処理で発生する硝酸プルトニウム溶液を脱硝することなく、ゾルゲル法による核燃料の製造手段へ導くこととし、核燃料の製造手段へ導く前に不活性母材を混合しているので、核拡散抵抗性を低下させることなく、核燃料のプルトニウム富化度を高めることが可能となる。よって、例えば、プルトニウム富化度５０％以上の燃料を、核拡散抵抗性を低下させることなく製造することが可能である。
技術概要
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不活性母材を混合する混合手段と、を備える。
基本情報
開放特許情報
)
登録者情報
その他の情報
