本発明は、高速炉の炉心及び核燃料再処理の前処理方法に係り、特に、不活性母材及び超ウラン元素（以下、ＴＲＵという）を含むイナートマトリックス燃料を装荷した高速炉の炉心及び核燃料再処理の前処理方法に関する。

高速炉の燃料集合体、炉心に関しては、平川直弘、岩崎智彦著「原子炉物理入門」（東北大学出版会、２００３年１０月３０日、ｐ２７９〜２８６）に記載されている。 一般的に、高速増殖炉は、原子炉容器内に炉心を配置しており、冷却材である液体ナトリウムを原子炉容器内に充填している。 その炉心に装荷される燃料集合体は、プルトニウムを富化した劣化ウラン（Ｕ−２３８）を封入した複数の燃料棒、束ねられた複数の燃料棒を取り囲むラッパ管、これらの燃料棒の下端部、及び燃料棒の下方に位置する中性子遮へい体を支持するエントランスノズル、及び燃料棒の上方に位置する冷却材流出部を有する。

高速増殖炉の炉心は、内側炉心領域及びこの内側炉心領域を取り囲む外側炉心領域を有する炉心燃料領域、炉心燃料領域を取り囲むブランケット燃料領域及びブランケット領域を取り囲む遮へい体領域を有する。 標準的な均質炉心の場合、外側炉心領域に装荷される燃料集合体のＰｕ富化度は、内側炉心領域に装荷される燃料集合体のＰｕ富化度よりも高くなっている。 この結果、炉心の半径方向における出力分布が平坦化される。

燃料集合体の各燃料棒に収納される核燃料物質の形態としては、金属燃料、窒化物燃料及び酸化物燃料がある。 これらのうち、酸化物燃料が最も実績が豊富である。

Ｐｕ及び劣化ウランのそれぞれの酸化物を混合した混合酸化物燃料、すなわち、ＭＯＸ燃料のペレットが、燃料棒内で軸方向の中央部において８０〜１００ｃｍ程度の高さに充填される。 さらに、燃料棒内には、劣化ウランで作られた複数の二酸化ウランペレットを充填した軸方向ブランケット領域が、ＭＯＸ燃料の充填領域の上方及び下方にそれぞれ配置されている。 内側炉心領域に装荷される内側炉心燃料集合体及び外側炉心領域に装荷される外側炉心燃料集合体は、そのように、ＭＯＸ燃料の複数のペレットを充填した複数の燃料棒を有する。 外側炉心燃料集合体のＰｕ富化度は、内側炉心燃料集合体のそれよりも高くなっている。

炉心燃料領域を取り囲むブランケット燃料領域には、劣化ウランで作られた複数の二酸化ウランペレットを充填した複数の燃料棒を有するブランケット燃料集合体が装荷される。 炉心燃料領域に装荷された燃料集合体内で生じる核分裂反応で発生した中性子のうち、炉心燃料領域から漏れた中性子が、ブランケット燃料領域に装荷されたブランケット燃料集合体の各燃料棒内のＵ−２３８に吸収される。 この結果、ブランケット燃料集合体の各燃料棒内で核分裂性核種であるＰｕ−２３９が新たに生成される。

また、高速増殖炉の起動時、停止時及び原子炉出力の調節時には、制御棒が用いられる。 制御棒は、炭化ホウ素（Ｂ _４ Ｃ）ペレットをステンレス製の被覆管に封入した複数の中性子吸収棒を有し、これらの中性子吸収棒を、内側炉心燃料集合体及び外側炉心燃料集合体と同様に、横断面が正六角形をしたラッパ管に収納されて構成される。 制御棒は、主炉停止系及び後備炉停止系の独立した２系統の構成となっており、主炉停止系及び後備炉停止系のいずれか一方のみで高速増殖炉の緊急停止が可能になる。

一方、軽水炉から取り出された使用済燃料集合体に含まれる使用済核燃料には、Ｐｕ及びマイナーアクチニド等のＴＲＵが含まれている。 ＴＲＵには半減期が長い放射性核種が含まれており、長半減期の放射性核種を安定に処分する方法の確立が急務の課題となっている。 長半減期の放射性核種、すなわち、長寿命放射性廃棄物のうち、高レベル廃棄物に区分されるマイナーアクチニドを核燃料再処理によって取り出し、このマイナーアクチニドを高速増殖炉における核燃料物質として有効活用することが提案されている。

Y. Croixmarie, et al., “Fabrication of transmutation fuels and targets: the ECRIX and CAMIX-COCHIX experience”, Journal of Nuclear Materials 320 (2003), pp.11-17は、ＴＲＵ、例えば、アメリシウムの酸化物と不活性母材であるＭｇＯを混合して作成したイナートマトリックス燃料を高速増殖炉で燃焼させ、ＴＲＵを消滅できることを記載している。 また、ON Nikitin, et al., “Results of post-irradiation examinations of inert matrices fuels irradiated in BOR-60 reactor up to 19 at% of burn-up in frame of Russian-French BORA-BORA experiment”, Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR09), 7-11 Dec. 2009, Kyoto, Japanは、Ｐｕ酸化物及びＭｇＯを含むイナートマトリックス燃料を記載している。

不活性母材としてＭｇＯを用い、ＴＲＵＯｘ及びＭｇＯを含むイナートマトリックス燃料を充填した複数の燃料棒を有する複数の燃料集合体のみを、炉心に装荷した高速炉では、ＴＲＵの核変換率（＝（ＴＲＵ _IN −ＴＲＵ _OUT ）／ＴＲＵ _IN ）が、通常のＭＯＸ燃料集合体を炉心に装荷した高速炉よりも大きくなり、それだけ、ＴＲＵが短半減期の放射性核種に核変換されやすくなる。

しかしながら、イナートマトリックス燃料を有する燃料集合体のみで炉心燃料領域を構成したのでは、高速炉の炉心において、核燃料物質が充填されている領域のＴＲＵ富化度が１００ｗｔ％になる。 このため、炉心の半径方向の出力分布をＴＲＵ富化度の違いで制御できないために、高速炉の炉心の半径方向の出力分布が、Ｊ ₀分布（０次のベッセル関数）となり、平坦化されない。 これでは、ＴＲＵの短半減期核種への核変換、すなわち、ＴＲＵの消滅の割合を増大させることができない。

本発明の目的は、超ウラン元素の短半減期の放射性核種への核変換割合を増大させることができる高速炉の炉心及び核燃料再処理の前処理方法を提供することにある。

上記した目的を達成する本発明の特徴は、内側炉心領域及びこの内側炉心領域を取り囲む外側炉心領域を有する炉心燃料領域と、外側炉心領域を取り囲み、外側炉心領域に隣り合った放射線遮蔽体領域とを備え、
ウラン酸化物及びプルトニウム酸化物を含む混合酸化物燃料を充填した複数の第１燃料棒、及び不活性母材及び超ウラン元素を含むイナートマトリックス燃料を充填した複数の第２燃料棒が、内側炉心領域及び外側炉心領域にそれぞれ装荷されており、外側炉心領域の平均プルトニウム富化度が内側炉心領域の平均プルトニウム富化度よりも大きくなっていることにある。

外側炉心領域の平均プルトニウム富化度が内側炉心領域の平均プルトニウム富化度よりも大きくなっている状態で、複数の第２燃料棒が、内側炉心領域及び外側炉心領域にそれぞれ装荷されているので、炉心の半径方向における平均燃焼度の分布が平坦化される。 このため、内側炉心領域に存在する第２燃料棒内の超ウラン元素だけでなく、外側炉心領域に存在する第２燃料棒内の超ウラン元素も、短半減期の放射性核種に核変換される。 このため、超ウラン元素の短半減期の放射性核種に核変換される割合が増大し、超ウラン元素の消滅率が大きくなる。

上記した目的は、ウラン酸化物及びプルトニウム酸化物を含む混合酸化物燃料を充填した複数の第１燃料棒、及び不活性母材及び超ウラン元素を含むイナートマトリックス燃料を充填した複数の第２燃料棒を有する複数の第１燃料集合体が、内側炉心領域に装荷されており、複数の第１燃料棒及び複数の第２燃料棒を有し、内部に存在する全燃料棒の本数に対する第２燃料棒の本数の割合が、第１燃料集合体のその割合よりも小さくなっている複数の第２燃料集合体が、内側炉心領域に装荷されていることによっても達成される。

ウラン酸化物及びプルトニウム酸化物を含む混合酸化物燃料を充填した複数の第１燃料棒、及び不活性母材及び超ウラン元素を含むイナートマトリックス燃料を充填した複数の第２燃料棒を有する使用済の燃料集合体において複数の第１燃料棒及び複数の第２燃料棒の束を取り囲んでいるラッパ管を切断して取り除き、燃料集合体の第１燃料棒と第２燃料棒を分離することによって、第１燃料棒内の混合酸化物燃料、及び第２燃料棒内のイナートマトリックス燃料を別々に再処理することができる。 このため、燃料集合体内の核燃料物質の再処理を容易に行うことができる。

本発明によれば、高速炉の炉心において、超ウラン元素の短半減期の放射性核種への核変換割合を増大させることができる。

本発明の好適な一実施例である実施例１の高速炉の炉心の横断面図である。

図１に示す高速炉の炉心の縦断面図である。

図１に示す高速炉の炉心に装荷された、イナートマトリックス燃料を有する燃料集合体の横断面図である。

図１に示す高速炉の炉心の半径方向における平均燃焼度分布を示す説明図である。

本発明の他の好適な実施例である実施例２の高速炉の炉心の横断面図である。

図５に示す高速炉の炉心の内側炉心領域に装荷される内側炉心燃料集合体の横断面図である。

図５に示す高速炉の炉心の外側炉心領域に装荷される外側炉心燃料集合体の横断面図である。

図６及び図７に示す各燃料集合体の縦断面図である。

図６及び図７に示すイナートマトリックス燃料を含む燃料集合体の核燃料再処理における前処理方法を示す説明図である。

本発明の実施例を以下に説明する。

本発明の好適な一実施例である実施例１の高速炉の炉心を、図１及び図２を用いて説明する。

本実施例の高速炉の炉心１は、高速炉の原子炉容器（図示せず）内に配置され、内側炉心領域２及びこの内側炉心領域２を取り囲む外側炉心領域３を有する炉心燃料領域、第１放射線遮へい体領域４及び第２放射線遮へい体領域５を有する。 炉心１の半径方向において、第１放射線遮へい体領域４が炉心領域を取り囲んで炉心燃料領域と隣り合っており、第２放射線遮へい体領域５が第１放射線遮へい体領域４を取り囲んでいる（図１参照）。 この炉心１は半径方向及び軸方向においてブランケット領域を配置していない。 炉心１の軸方向において、上部放射線遮へい体領域１３及び下部放射線遮へい体領域１４が、内側炉心領域２及び外側炉心領域３のそれぞれの上方及び下方に配置される（図２参照）。

炉心１が適用される高速炉は、冷却材として液体ナトリウムを用いる。 液体ナトリウムは原子炉容器内に充填されている。

炉心１の炉心燃料領域（内側炉心領域２及び外側炉心領域３を含む）には、Ｐｕ酸化物（ＰｕＯ ₂ ）及び劣化ウランの酸化物（ＵＯ ₂ ）を混合した混合酸化物（以下、ＭＯＸ燃料という）を含む複数の内側炉心燃料集合体６、ＭＯＸ燃料を含む複数の外側炉心燃料集合体７及びイナートマトリックス燃料を含む複数の燃料集合体（以下、イナートマトリックス燃料集合体という）８が装荷されている。

イナートマトリックス燃料集合体８は、図３に示すように、束ねられた複数の燃料棒１１を、下端部がエントランスノズルに取り付けられた、横断面が正六角形の筒状のラッパ管１２によって取り囲んで構成される。 各燃料棒１１は、イナートマトリックス燃料を内部に充填している。 燃料棒１１の、イナートマトリックス燃料を充填している燃料有効長は約１４０ｃｍである。 このイナートマトリックス燃料は、ＴＲＵ酸化物（ＴＲＵＯ _X ）不活性母材であるＭｇＯを混合したものを用いており、ＴＲＵＯ _Xが７５ｗｔ％であり、ＭｇＯが２５ｗｔ％である。 なお、イナートマトリックス燃料集合体８はウランを含んでいない。 不活性母材として、ＭｇＯ以外にＺｒＯ ₂またはＡｌ ₂ Ｏ ₃を用いてもよい。 複数のイナートマトリックス燃料集合体８が、図１に示すように、内側炉心領域２及び外側炉心領域３のそれぞれに、均等な間隔で分散装荷されている。

内側炉心燃料集合体６及び外側炉心燃料集合体７も、イナートマトリックス燃料集合体８と同様に、束ねられた複数の燃料棒を、下端部がエントランスノズルに取り付けられた、横断面が正六角形の筒状のラッパ管１２によって取り囲んで構成される。 内側炉心燃料集合体６及び外側炉心燃料集合体７の各燃料棒は、燃料棒１１と異なり、ＭＯＸ燃料を充填している。 内側炉心燃料集合体６及び外側炉心燃料集合体７の各燃料棒の、ＭＯＸ燃料を充填している燃料有効長も、約１４０ｃｍである。 内側炉心領域２に装荷された、燃焼度が０ＧＷｄ／ｔの内側炉心燃料集合体６の各燃料棒に充填されたＭＯＸ燃料のＰｕ富化度は１１．４ｗｔ％であり、外側炉心領域３に装荷された、燃焼度が０ＧＷｄ／ｔの外側炉心燃料集合体７の各燃料棒に充填されたＭＯＸ燃料のＰｕ富化度は１５．８ｗｔ％である。

イナートマトリックス燃料集合体８内のイナートマトリックス燃料に含まれるＴＲＵは、軽水炉から取り出された使用済燃料集合体の再処理によって得られたものである。 内側炉心燃料集合体６及び外側炉心燃料集合体７に含まれるＰｕも、軽水炉から取り出された使用済燃料集合体の再処理によって得られたものである。

複数の内側炉心燃料集合体６が内側炉心領域２に配置される。 内側炉心燃料集合体６は外側炉心領域３に配置されていない。 複数の外側炉心燃料集合体７が外側炉心領域３に配置され、外側炉心燃料集合体７は内側炉心領域２に配置されていない。

イナートマトリックス燃料集合体８は、各燃料棒１１の下端とエントランスノズルの上端の間でラッパ管１２内に下部放射線遮へい体（図示せず）を設けており、各燃料棒１１の上端より上方でラッパ管１２内に上部放射線遮へい体（図示せず）を設けている。 内側炉心燃料集合体６及び外側炉心燃料集合体７のそれぞれも、各燃料棒の下端とエントランスノズルの上端の間でラッパ管１２内に下部放射線遮へい体を設けており、各燃料棒の上端より上方でラッパ管１２内に上部放射線遮へい体を設けている。 内側炉心燃料集合体６、外側炉心燃料集合体７及びイナートマトリックス燃料集合体８の各下部放射線遮へい体には、エントランスノズルから供給される液体ナトリウムを燃料棒相互間に供給する第１ナトリウム通路が形成される。 内側炉心燃料集合体６、外側炉心燃料集合体７及びイナートマトリックス燃料集合体８の各上部放射線遮へい体には、燃料棒相互間を上昇した液体ナトリウムを排出する第２ナトリウム通路が形成される。

上部放射線遮へい体領域１３が、内側炉心燃料集合体６、外側炉心燃料集合体７及びイナートマトリックス燃料集合体８の各上部放射線遮へい体によって形成される。 下部放射線遮へい体領域１４が、内側炉心燃料集合体６、外側炉心燃料集合体７及びイナートマトリックス燃料集合体８の各下部放射線遮へい体によって形成される。

複数のステンレス鋼の丸棒を横断面が正六角形の筒状体であるラッパ管で取り囲んで構成された複数のステンレス鋼放射線遮へい体９が、第１放射線遮へい体領域４に配置されている。 中性子吸収材であるＢ ₄ Ｃを内部に充填した複数の中性子吸収棒を横断面が正六角形の筒状体であるラッパ管で取り囲んで構成された複数のＢ ₄ Ｃ放射線遮へい体１０が、第２放射線遮へい体領域５に配置されている。

ある運転サイクルにおける高速炉の起動時において、炉心１に挿入されている制御棒（図示せず）の一部が炉心１から全引き抜きされ、残りの制御棒が炉心１に挿入された状態で、高速炉が、定格の原子炉出力で運転される。 原子炉容器内において液体ナトリウムが、内側炉心燃料集合体６、外側炉心燃料集合体７及びイナートマトリックス燃料集合体８のそれぞれに供給される。 内側炉心燃料集合体６及び外側炉心燃料集合体７内では、Ｐｕの核分裂によって発生した熱で液体ナトリウムが加熱され、液体ナトリウムの温度が上昇する。 換言すれば、内側炉心燃料集合体６及び外側炉心燃料集合体７内の各燃料棒が液体ナトリウムによって冷却される。

イナートマトリックス燃料集合体８内では、核分裂性ＴＲＵの核分裂によって発生した熱で液体ナトリウムが加熱される。 換言すれば、イナートマトリックス燃料を充填した各燃料棒が冷却される。 イナートマトリックス燃料集合体８内のＴＲＵは、核変換によって短半減期の放射性核種に変換される。 すなわち、イナートマトリックス燃料集合体８内のＴＲＵは、高速炉の運転中において消滅する。

本実施例の高速炉の炉心１では、外側炉心領域３に装荷された燃焼度０ＧＷｄ／ｔの外側燃料集合体７のＰｕ富化度が内側炉心領域２に装荷された燃焼度０ＧＷｄ／ｔの内側燃料集合体６のＰｕ富化度よりも高いため、炉心１の半径方向の出力分布が平坦化される。 このため、外側炉心領域３における平均燃焼度が増大し、炉心１の半径方向における平均燃焼度の分布は、図４に示す実線１５のように、平坦化される。 ちなみに、核燃料物質として５０ｗｔ％のＴＲＵＯ _X及び５０ｗｔ％のＭｇＯを含むイナートマトリックス燃料のみを含むイナートマトリックス燃料集合体８だけを、内側炉心領域２及び外側炉心領域３を含む炉心燃料領域に装荷した高速炉の炉心では、外側炉心領域の平均燃焼度が内側炉心領域のそれよりもちいさくなり、この炉心の半径方向における平均燃焼度の分布は、図４に示す破線１６のようになる。 本実施例の高速炉の炉心１の、炉心半径方向における平均燃焼度の分布は、イナートマトリックス燃料集合体８だけを炉心燃料領域に装荷した高速炉の炉心に比べて平坦化される。

本実施例の高速炉の炉心では、半径方向における平均燃焼度の分布が平坦化されるので、内側炉心領域２に装荷されたイナートマトリックス燃料集合体８に含まれるＴＲＵだけでなく、外側炉心領域３に装荷されたイナートマトリックス燃料集合体８に含まれるＴＲＵも、短半減期の放射性核種に核変換される。 このため、本実施例の炉心１では、ＴＲＵが短半減期の放射性核種に核変換される割合（ＴＲＵの消滅率）が、破線１６で示されたイナートマトリックス燃料集合体８だけを炉心燃料領域に装荷した、高速炉の炉心に比べて大きくなる。

本実施例では、炉心１の半径方向の出力分布が、イナートマトリックス燃料集合体８だけを炉心燃料領域に装荷した、高速炉の炉心におけるその出力分布よりも平坦化されるため、炉心１は、後者の高速炉の炉心よりもサイズを小さくすることができ、それだけ、中性子の漏えいが増大する。 この結果、炉心１の炉心燃料領域におけるＴＲＵの富化度を増大でき、それだけ、ＴＲＵの、短半減期の放射性核種への核変換割合が増加する。

以上により、本実施例の炉心１における超ウラン元素の短半減期の放射性核種（短寿命の核分裂生成物）への核変換割合（ＴＲＵの消滅率）が増大する。

本発明の他の好適な実施例である実施例２の高速炉の炉心を、図５を用いて説明する。

本実施例の高速炉の炉心１Ａは、実施例１の高速炉の炉心１において内側炉心領域２を内側炉心領域２Ａに、外側炉心領域３を外側炉心領域３Ａにそれぞれ置き換えた構成を有する。 炉心１Ａの他の構成は炉心１と同じである。

本実施例の炉心１Ａでは、複数の内側炉心燃料集合体６Ａが内側炉心領域２Ａに装荷され、複数の外側炉心燃料集合体７Ａが外側炉心領域３Ａに装荷される。 各内側炉心燃料集合体６Ａは、図６に示すように、複数の燃料棒１７及び複数の燃料棒１８を下端部がエントランスノズルに取り付けられたラッパ管１２によって取り囲んで構成される。 燃料棒１７は内部にＭＯＸ燃料が充填されている。 燃料棒１８は内部に５０ｗｔ％のＴＲＵＯ _X及び５０ｗｔ％のＭｇＯを混合したイナートマトリックス燃料を充填している。 各外側炉心燃料集合体７Ａは、図７に示すように、複数の燃料棒１７Ａ及び前述の複数の燃料棒１８を下端部がエントランスノズルに取り付けられたラッパ管１２によって取り囲んで構成される。 燃料棒１７Ａは内部にＭＯＸ燃料が充填されている。

内側炉心燃料集合体６Ａ及び外側炉心燃料集合体７Ａでは、図８に示すように、イナートマトリックス燃料を充填している燃料棒１８の軸方向の長さは、ＭＯＸ燃料を充填している燃料棒１７の軸方向の長さよりも短くなっている。 燃料棒１８の軸方向の長さが短くなる理由は以下のとおりである。 燃料棒１８内に充填されたイナートマトリックス燃料は、ＭＯＸ燃料と比べるとＭｇＯのような不活性母材を含み、燃料（重金属）インベントリーが小さいので、核分裂で発生する核分裂生成物の量が少なく、また、核分裂生成物のうち燃料棒内のガスプレナムに放出される希ガスの量が少なくなる。 このため、燃料棒１８内で核燃料物質充填領域の上方に形成されるガスプレナムの長さが、燃料棒１７内のガスプレナムの長さよりも短くなり、結果的に、燃料棒１８の軸方向の長さが燃料棒１７のそれよりも短くなる。 なお、実施例１においても、イナートマトリックス燃料集合体８内の燃料棒１１は、内側炉心燃料集合体６及び外側炉心燃料集合体７内の各燃料棒よりも軸方向の長さが短くなる。

内側炉心燃料集合体６Ａ及び外側炉心燃料集合体７Ａは、内側炉心燃料集合体６及び外側炉心燃料集合体７と同様に、各燃料棒の下端とエントランスノズルの上端の間でラッパ管１２内に下部放射線遮へい体（図示せず）を設けており、各燃料棒の上端より上方でラッパ管１２内に上部放射線遮へい体（図示せず）を設けている。

内側炉心燃料集合体６Ａ内の燃料棒１７と燃料棒１８の合計本数は、外側炉心燃料集合体７Ａ内の燃料棒１７Ａと燃料棒１８の合計本数と同じである。 内側炉心燃料集合体６Ａにおける全燃料棒の本数に対するイナートマトリックス燃料を含む燃料棒１８の本数比が、外側炉心燃料集合体７Ａにおける全燃料棒の本数に対するイナートマトリックス燃料を含む燃料棒１８の本数比よりも大きくなっている。 換言すれば、外側炉心燃料集合体７Ａにおけるその本数比が、内側炉心燃料集合体６Ａにおけるその本数比よりも小さくなっている。 内側炉心燃料集合体６Ａ及び外側炉心燃料集合体７ＡのＰｕ富化度は、共に、１３．３ｗｔ％である。

本実施例では、内側炉心燃料集合体６Ａにおける全燃料棒の本数に対する燃料棒１８の本数比が、外側炉心燃料集合体７Ａにおける全燃料棒の本数に対する燃料棒１８の本数比よりも大きくなっているので、炉心１Ａの半径方向における出力分布が平坦化され、炉心１Ａの半径方向における平均燃焼度も平坦化される。

本実施例は実施例１で生じる各効果を得ることができる。 実施例１では、炉心の半径方向における出力分布は、ＭＯＸ燃料を含んでいないイナートマトリックス燃料集合体８が配置された位置で局所的に低下する。 本実施例では、内側炉心燃料集合体６Ａ及び外側炉心燃料集合体７ＡがＭＯＸ燃料を充填した燃料棒１７を含んでおり、内側炉心燃料集合体６Ａ及び外側炉心燃料集合体７Ａにおけるイナートマトリックス燃料を充填した燃料棒１８の本数がイナートマトリックス燃料集合体８における燃料棒１１の本数よりも少なくなっているため、実施例１のように、炉心の半径方向の出力分布が局所的に低下することを抑制でき、実施例１よりも、超ウラン元素の短半減期の放射性核種への核変換割合がさらに増大する。

本発明の他の好適な実施例である核燃料再処理の前処理方法を、図９を用いて説明する。

実施例２の高速炉の炉心１Ａに装荷された内側炉心燃料集合体６Ａ及び外側炉心燃料集合体７Ａは、それぞれ、寿命に到達したときに使用済燃料集合体として炉心１Ａから取り出されてさらに原子炉容器外に取り出されて、再処理される。 燃料棒１７に充填されたＭＯＸ燃料、及び燃料棒１８に充填されたイナートマトリックス燃料に含まれるＴＲＵＯ _Xは、従来のピューレックス法で再処理を行うことができる。 しかしながら、使用済の内側炉心燃料集合体６Ａ及び使用済の外側炉心燃料集合体７Ａをそのまま切断すると、全ての燃料棒１８内のイナートマトリックス燃料に含まれたＭｇＯと、全ての燃料棒１７内に存在する、ＭｇＯを含まないＭＯＸ燃料が混在した状態で再処理されることになる。 再処理法としてはピューレックス法または改良ピューレックス法が適用される。 この場合、ＭｇＯは不純物の取り扱いとなる。 ＭｇＯは、ピューレックス法で使用済核燃料を溶解する硝酸に溶けるので、核燃料物質であるＴＲＵの回収後に廃液に移行し、廃棄物となる。

ピューレックス法による再処理において、燃料棒１７及び燃料棒１８を硝酸によって溶かし、その溶液から核燃料物質であるＴＲＵを回収する際に、イナートマトリックス燃料に含まれるＭｇＯが全ての燃料棒１７及び全ての燃料棒１８を溶解した溶液に存在する場合よりも、ＭｇＯを含むイナートマトリックス燃料の溶融工程と、ＭｇＯを含まないＭＯＸ燃料の溶融工程を分離した方が、ＭｇＯを含む溶融物の全体積が少なくて済み、再処理を合理化することができる。

このため、発明者らは、使用済の内側炉心燃料集合体６Ａ及び外側炉心燃料集合体７Ａのそれぞれを再処理する前に、これらの使用済燃料集合体において、燃料棒１７と燃料棒１８の長さの違いを利用して、予め、燃料棒１７と燃料棒１８を分離すれば良いとの考えに至った。 このような考え方を適用した核燃料再処理の前処理方法を以下に説明する。

使用済の内側炉心燃料集合体６Ａに対して、まず、ラッパ管１２のみを切断して取り除く。 その後、前述したように、燃料棒１８の軸方向の長さが燃料棒１７のそれよりも短いことを利用して、ラッパ管１２を除去した内側炉心燃料集合体６Ａから燃料棒１８を分離する。 燃料棒１８の分離には、図９に示す燃料棒取り外し装置１９が用いられる。 燃料棒取り外し装置１９は、自立している支柱２１、及び上下方向に移動可能に支柱２１に取り付けられたアーム２０を有する。 支柱２１は上下方向に伸びており、アーム２０は支柱２１に対して垂直に配置される。 複数の燃料棒把持具（図示せず）がアーム２０に設けられる。

ラッパ管１２が取り除かれて複数の燃料棒１７及び複数の燃料棒１８を支えているエントランスノズルを、燃料棒取り外し装置１９の掴み装置（図示せず）で掴み、エントランスノズルで支えられた各燃料棒１７及び各燃料棒１８を支柱２１と並行になるように上下方向に配置する。 支柱２１に沿ってアーム２０を下降させ、アーム２０に取り付けられた各燃料棒把持具によって、長さが長く、一列に配置された複数の燃料棒１７の上端部をそれぞれ把持する。 アーム２０を上昇させることによって、各燃料棒把持具に把持された各燃料棒１７が持ち上げられ、エントランスノズルから取り外される。 このようなアーム２０及び燃料棒把持具の操作により、列ごとに、複数の燃料棒１７がエントランスノズルから取り外され、やがて、全ての燃料棒１７がエントランスノズルから取り外される。 エントランスノズルに支持された燃料棒は、イナートマトリックス燃料を充填した燃料棒１８のみとなる。

使用済の外側炉心燃料集合体７Ａに対しても、使用済の内側炉心燃料集合体６Ａと同様に、燃料棒１７と燃料棒１８が分離される。

このようにして、分離された、ＭＯＸ燃料を充填した燃料棒１７がピューレックス法により再処理される。 また、燃料棒１７の再処理工程とは別の再処理工程において、イナートマトリックス燃料を充填した燃料棒１８を硝酸で溶解する。 イナートマトリックス燃料が溶解している硝酸溶液から核燃料物質であるＴＲＵ（Ｐｕ及びマイナーアクチニド）を回収するために、硝酸溶液に溶けたＰｕ及びマイナーアクチニドを選択的に抽出できる抽出材を用いる。 硝酸溶液に溶けたＭｇＯは廃液側に移行し、廃棄物となる。

本実施例によれば、使用済燃料集合体にＭＯＸ燃料を充填した燃料棒１７及びイナートマトリックス燃料を充填した燃料棒１８が含まれているとき、燃料棒１７と燃料棒１８を分離し、分離した燃料棒１７に含まれたＭＯＸ燃料と分離した燃料棒１８に含まれるイナートマトリックス燃料を別々に再処理するので、核燃料物質（ＭＯＸ燃料及びＴＲＵＯ _X ）の再処理を容易に行うことができる。

以上に述べた実施例１〜３は酸化物の核燃料物質を用いて説明したが、これらの実施例は窒化物の核燃料物質に対しても適用することができる。

１，１Ａ…炉心、２，２Ａ…内側炉心領域、３，３Ａ…外側炉心領域、４…第１放射線遮へい体領域、５…第２放射線遮へい体領域、６…内側炉心燃料集合体、７…外側炉心燃料集合体、８…イナートマトリックス燃料集合体、９…ステンレス鋼放射線遮へい体、１０…Ｂ ₄ Ｃ放射線遮へい体、１１，１７，１８…燃料棒、１９…燃料棒取り外し装置、２０…アーム、２１…支柱。