JP2012507696A - 核燃料の被覆管除去方法と被覆管変形による破砕装置 - Google Patents

核燃料の被覆管除去方法と被覆管変形による破砕装置 Download PDF

Info

Publication number
JP2012507696A
JP2012507696A JP2011533770A JP2011533770A JP2012507696A JP 2012507696 A JP2012507696 A JP 2012507696A JP 2011533770 A JP2011533770 A JP 2011533770A JP 2011533770 A JP2011533770 A JP 2011533770A JP 2012507696 A JP2012507696 A JP 2012507696A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
cladding tube
fuel
cladding
roller
ovalization
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Granted
Application number
JP2011533770A
Other languages
English (en)
Other versions
JP5548689B2 (ja
Inventor
ユベール ダンテ
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Orano Demantelement SAS
Original Assignee
Areva NC SA
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Areva NC SA filed Critical Areva NC SA
Publication of JP2012507696A publication Critical patent/JP2012507696A/ja
Application granted granted Critical
Publication of JP5548689B2 publication Critical patent/JP5548689B2/ja
Expired - Fee Related legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/34Apparatus or processes for dismantling nuclear fuel, e.g. before reprocessing ; Apparatus or processes for dismantling strings of spent fuel elements
    • G21C19/36Mechanical means only
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Solid Fuels And Fuel-Associated Substances (AREA)
  • Crushing And Grinding (AREA)

Abstract

本発明は、核燃料被覆管(16)を楕円形状にするための2つのローラー(3)を含む装置に関し、その内容物を破砕し、ペレットが隙間無く被覆管に配置されている場合でも、前記内容物が容易に除去可能であることを目的としている。ローラー(3)の対向傾斜は、被覆管(16)の自動的進行を促す。被覆管の開口および傾斜は、破砕された燃料の排出をもたらす。ローラーは、直径が増す入力部位と、直径が減る出力部位とを備えた双円錐形であり、燃料を破砕するために十分に楕円形状化を行う一方、残骸の流出促進のため装置の出力で被覆管の円対称性を修復することを目的としている。
【選択図】図1

Description

本発明の主題は、核燃料の被覆管からの除去方法と、被覆管を変形することによる、圧縮状態の燃料の破砕装置である。
核燃料の処理または再利用は、一般に、被覆管の除去を含み、除去により放出された燃料および≪ハル≫として知られる除去された被覆管の一部に留まり残る燃料の硝酸への溶解を可能とする。
非放射MOX、RNRまたはLWR燃料の被覆管に関しては、事前に、被覆管の燃料内容物を空にして被覆管と燃料とを分離することが望ましいが、これは、燃料のハルつきでの溶解が容易ではなく、また、酸の作用に対する表面面積を増して溶解処理を向上するために、ペレット形態の燃料が溶解処理前に破砕される必要があるためである。
従来の核燃料の被覆管除去の一手法は、ツールで被覆管を開き、続いて燃料が抜け出すことができるように被覆管を傾けることを含む。しかしながら、多くの場合において、特に、核燃料が被覆と被覆除去との間に膨張して、または、核燃料が欠けて脱落した欠片が被覆管内でペレットを詰まらせて、核燃料と被覆管とにほとんど隙間がない場合(約0.2mm未満)、問題が生じる。この結果、ペレットは、被覆管を傾けても放出できなくなる。
他の被覆管除去方法が、特許されている。特許文献1(特許文献2の要約で利用可)、特許文献2、特許文献3、または特許文献4が該当する。それらの幾つかは、接触圧力を生じるために、ローラーを用いて被覆管に塑性変形を与え、その厚みを低減し、その直径を相関的に増加するために、被覆管材料の破砕をもたらす。これらの特許によれば、圧縮状態の燃料の隙間が増え、これにより燃料の放出が可能となる。しかしながら、これらの方法は、第一に、被覆管内での圧縮状態のペレットの隣接した存在に依存し、第二に、被覆管の厚みを低減するために要求される回転圧力作用下での、ペレットの圧縮状態(完全なペレット)の維持に依存する。従って、これらの方法は、直径が不均一な、および/または被覆時に欠片となった脆弱なペレットの存在下では不十分であり、これにより、これらの点での低減された被覆管の厚みの崩壊または破損と、従って被覆管の直径の期待された増加の停止と、不規則な被覆管形状とにつながり、これにより、詰まりが原因で、燃料放出のさらなる障害となる。
これらの方法を正しく行うための他の重要な条件は、燃料の放出を可能とする、被覆管を開けるための切断が、この開口部で回転圧力がペレットの放出を妨げる径の縮小を生じないために、第一の燃料ペレットに水平に行われる必要があることである。この縮小は、開口部と燃料の端部との間の距離が、0.5または1mmに過ぎなくても、確認されている。この開口部は、一般に、燃料から、接触した際に切断ツールを損傷する可能性のある距離を隔てて作られ、いずれにせよ、燃料の端部は、決定するのが困難である。従って、縮小が生じ、これが燃料の取り出しを妨げる。
特許文献5は、極めて接近して横たわるローラー対の間の燃料被覆管の通過と、これによる、燃料破砕のための被覆管の非常に強い楕円化、すなわち、標準形状のペレットに分割される圧縮状態から、ペレットが小片または粉末に崩れた崩壊状態へ変えるための楕円化の発生を記載している。この手法の一つの欠点は、最後のローラー対により生じる楕円化が決定的であり、従って、崩壊が不十分である場合に、燃料の放出を危うくする可能性があることである。
本発明は、被覆管の変形を伴う核燃料の被覆管除去方法を改善することであり、変形の程度は、初期圧縮状態の燃料を破砕するのに十分なものである。本発明の特徴は、被覆管の部位の変形が確定的でなく、反対に、被覆管の元の円形が、少なくともかなりの程度で回復されるように、最終ステップで変形が低減されることにある(処理後の被覆管の直径の変化は、0.05mm以下)。この2つの創意工夫は、燃料除去が従来方法に比べて大いに改善されていることを保証するのに役立つ。
従って、本発明の一面は、核燃料の被覆管除去方法であって、燃料は圧縮状態にあり、被覆管の塑性変形を生じる多数の周期に亘る反復楕円化により被覆管を変形させる装置への被覆管の配置から成るステップを含み、この多数の周期に亘る楕円化が、燃料を破砕して、その後被覆管を元の円形に修復するように、ある周期から他の周期で次第に強くなり、続いて次第に弱まること、を特徴とすることである。
楕円化は、平坦化により、当初円形の部位を楕円形に変形することである。楕円化の周期は、(一定回転下にある)被覆管の半回転に相当し、ローラーにより変形される被覆管の部位の各点は、一周期に亘るローラーにより作られる規定の楕円形の最大径および最小径となる。強い楕円化は、被覆管の部位のより強い平坦化に相当する。次第に強くなる楕円化は、被覆管の同一部位が、ローラー間を進む際に、ある周期から他の周期で次第により強く平坦化されることに相当し、相互に次第に弱まる楕円化は、ある周期から他の周期で次第により弱く平坦化されることに相当する。一周期内での最大楕円化は、部位の一点が、楕円形の最大径または最小径を経ることとして規定可能である。楕円化は、楕円形の最大径と最小径との間、あるいは、これらの径の一つと変形前の円形の元の径との間の差異または比を表す、どのような尺度を用いても、測定可能である。
楕円化は、良好な破砕を保証するため、燃料を破砕するのに十分な力で、少なくとも40周期に亘って行われることが好ましい。
楕円化は、圧縮状態のペレットの直径と比べた場合、燃料径で少なくとも3%の低減を可能にする程度で行われ得る。
本発明は、また、本手法を実施可能な、核燃料被覆管の変形を行う装置にも関する。装置は、その間を被覆管が通過する対向ローラー一対と、ローラーを回転するモータとを含む。ローラーは、円錐誘導部位および円錐導出部位を備えた周辺端部を含み、これら2つの部位双方はローラーの中央部に向かって延びることを特徴とするとともに、ローラーは、装置を通る被覆管の進行方向に基本的に平行な回転軸を有し、ローラーの端部の前記部位全ては、被覆管の変形に寄与することを特徴とする。このローラー構造は、被覆管の十分な変形を次第に強く行って燃料を破砕し、続いて、変形を次第に弱くして、被覆管を元の円形に修復する。
本発明のローラーの特徴的な形状は、中央部が厚く、端部が先細り、従って凸状であり、本発明のローラーとは異なり、被覆管方向と垂直な軸を有する、特許文献5のローラーの凹形状とは区別される。
誘導部位および導出部位は、被覆管への2つ続く楕円化を課すのに十分な幅と厚みであり、単に端部であり圧力を与えないローラーの端面とは区別される。
中央部は、十分な数の楕円化に亘り最大の変形を行うために、円筒形であることが有利である。従って、しばしば相当に幅広い部位である。
他の改良によれば、装置を通る被覆管の進行方向に基本的に平行な回転軸のローラーは、前記方向に対向して傾くとはいえ、傾斜角度は、その方向に対して、場合により2°以下である。ローラーによる変形は、被覆管の回転のみを伴うものではなく、被覆管の各部位がローラー間の隙間を通過する前に所望の楕円化数が可能な、十分に遅い速度での進行をも伴う。
装置は、水平方向で(装置の組立状態で)傾く被覆管ガイドを含み、破砕時に燃料を被覆管から除去可能とする利点がある。長さの長い被覆管でも、効果的な燃料除去が良好に保証される。
本発明は、図面に関連して説明される。
装置の斜視図である。 装置の側面図である。 装置の俯瞰図である。 楕円化を図示する。 全楕円化サイクルを図示する。
装置は、ギア付きモータ2と一対の対向ローラー3とが取り付けられたフレームを含む。各ローラーは、一対のベアリング5で回転し、一端にピニオン6が備えられた各シャフト4に配置される。ギアつきモータ2も、外部ピニオン7を含む。チェーン8が2つのピニオン6とピニオン7との間に張られ、各シャフト4および各ローラー3に、同等の回転を同じ方向で課す。各ローラー3は、その各端部9に、円錐誘導部位10(被覆管16が最初に到達)、中央部位11、および円錐導出部位12(これを介して被覆管がローラー3を離れる)を含み、これらは直径の変化なく互いにつながり、各円錐部位10および12は、中央部位11に対して扇形に広がり、従ってこれはローラー3の最も幅広部を形成する(これらの円錐形状は、図3の図では誇張されている)。二対のベアリング5は、各調整ネジ14によりフレームに連結された各台13に取り付けられており、その回転が台13の間の距離とローラー3の間の隙間の変化とを可能とするように、配列されている。最後に、装置は、さらに、核燃料を収容するとともに、本被覆管除去方法を適用するために、被覆管16の一端が切断される他のプロセスを用いて事前に切断された、被覆管16を受け支えるために、台13の間のフレーム1に取り付けられた、被覆管ガイド15を含む。被覆管ガイド15の開口部17は、装置において被覆管16の挿入を可能とする。
被覆管16のある切断プロセスは、開口部での縮小をもたらす可能性があり、これが燃料取り出しを妨げる可能性があるが、この部分は被覆管16の端部のフライス加工により、除去可能であることに留意されたい。
装置は、以下のように動作する。ギア付きモータ2が作動を開始し、被覆管16が、開口部17を通じて、被覆管ガイド15に挿入される。被覆管は、被覆管16の直径に応じて間隔が選択されたローラー3間に挟まれ、誘導部位10により徐々に変形され、中央部位11により変形が維持され、続いて導出部位12を介して修復された円形で放出される。被覆管16の周期的楕円化が生じ、被覆管16が誘導部位10、中央部位11、そして導出部位12を通過する際に、楕円化はまず強くなり、続いて安定し、続いて弱くなり、装置を離れる際の被覆管の修復された円形を損なうことなく、圧縮燃料を破砕する。
図4および5に対して、説明を行う。被覆管16の各部分は、被覆管の変形を生じるローラー3の間を通過した際、長円、略楕円形状であるとする。楕円形状の最大半径をR、最小半径をrとし、これは、被覆管の対象部分でのローラー3の間の距離に依存する。被覆管の任意の点Cは、半径rである。図5は、被覆管16が回転しながらローラー3の間を進む場合の、点Cの半径rの時間的な変化を示す。非変形状態における被覆管16の半径rに対応する平坦部分から、曲線は、誘導部位10を通る第一のステップで漸増振動を描き(考慮する点Cが属する被覆管の該当部分の通過に対応)、続いて、該当部分が中央部位11を通過する際は等しい振動を描き、続いて、導出部位12を通過する際は漸減振動を描き、該当部分がローラー3を離れる際は、点Cの半径は、再びrに近い安定値になり、ほぼ円形に修復される。曲線の上側の包絡線は最大半径Rを、下側の包絡線は最小半径rを通過する。楕円化周期Zは、被覆管16の半回転および点Cの最大半径Rから最小半径rへの転換、または図5における曲線の完全な振動に対応する。この曲線は、被覆管16の全部分の全点で連続して観察される。周期Zで達する楕円化は、例えば、楕円形が最小半径である点での、円形の元の半径rの減少、すなわち(r−r)/rとして規定可能であり、楕円化0が円形に対応し、大きい楕円化は非常に平坦化された形に対応する。
各ローラー3の軸は、基本的に被覆管16の進行方向と平行である。しかしながら、被覆管が被覆管ガイド15の配列により規定される進行路に挿入された際、各ローラーの軸は、被覆管16の進行方向に対向して傾斜し、一方が被覆管16の前面に対して、他方が後面に対して傾斜し、各ローラー3は被覆管を直接前進させる並進運動を行い、これにより、ローラー3の間に被覆管16を進行させる。これらの傾斜角度を、図3に示す。同様に(図2参照)、ローラーの各軸XおよびX´は、ローラー3の中央を通過し被覆管16に平行な平面に対して、反対の角度+Bおよび−Bを成す。
フレームが水平からある角度にある場合、またはより一般的に、被覆管16が開口部17をある角度で通過して被覆管挿入開口部17が被覆管を下方に向ける場合、破砕された燃料は被覆管16から直ちに放出され、下方のホッパー(図示せず)に落下する。
より具体的な情報を用いて、通常状態での本発明の説明を行う。被覆管16は、約300rpmで回転を始める。ローラーの中央部位11による楕円化は、被覆管16の外径の5%から15%の低減を生じ、この楕円化値で最も狭まる点で被覆管16の内径が燃料の直径より約0.3から0.6mm小さい場合、効果的な破砕を生じ、被覆管16を最後に円形に修復することが可能である。ローラー3の回転軸の傾斜角度±Bは、略1から2°であってもよい。この小さい角度と、中央部位11の十分な幅とで、各角度点Cで20回転、すなわち、総計40回nに亘る楕円化で、被覆管の各部位とその内容物の最大の楕円化を行うことができる。この値は、標準的で十分に細かい燃料の破砕を提供できる。被覆管ガイド15の傾斜角度は、水平に対して15°から90°の間であってもよい(図2の角度A)。中央部位11の幅は、略10mmであってもよい。誘導部位10は、過度の引き込みなしに、被覆管16を次第に変形する効果を有し、導出部位12は、弱い塑性変形を次第に働かせる特性を有し、被覆管が元の円形に次第に修復される。
上述したパラメータで、直径7.2mmで長さ10.1mmの非照射酸化ウランペレットが詰まった被覆管に対して、本装置で得られた、崩壊され粉末となった燃料ペレットに対し、下記粒子サイズの分布が確認された。
HU-A-48046 XP 002 469 759 EP-A-0 169 129 FR-A-1 452 479 JP-A-63 182 559

Claims (8)

  1. 円形被覆管からの核燃料の除去方法であって、
    前記燃料は圧縮状態にあり、
    前記被覆管の塑性変形を可能にする多数の周期に亘る反復楕円化により前記被覆管を変形させる装置への前記被覆管の挿入から成るステップを含み、
    前記周期に亘る楕円化が、前記燃料を破砕して、その後前記被覆管を元の円形に修復するように、ある周期から他の周期で次第に強くなり、続いて次第に弱まること、
    を特徴とする。
  2. 前記燃料が、少なくとも40周期に亘り、破砕されること、
    を特徴とする請求項1に記載の核燃料の被覆管除去方法。
  3. 楕円化が、圧縮状態での前記燃料の直径を少なくとも3%低減させること、
    を特徴とする請求項1または2に記載の核燃料の被覆管除去方法。
  4. 燃料被覆管(16)の変形を行う装置であって、対向ローラー(3)一対と、前記ローラーを回転するモータ(2)とを含み、
    前記ローラーは、円錐誘導部位(10)および円錐導出部位(12)を備えた周辺端部(9)を含み、前記誘導部位(10)および前記導出部位(12)双方は前記ローラーの中央部位に向かって延びるとともに、前記ローラーは、前記装置を通る前記被覆管の進行方向に基本的に平行な回転軸を有し、前記ローラーの前記端部の前記部位全ては、前記被覆管の変形に寄与すること、を特徴とする。
  5. 前記中央部位が円筒形であること、
    を特徴とする請求項4に記載の装置。
  6. 前記ローラーが、前記方向に対向して傾く回転軸を有すること、
    を特徴とする請求項4または5に記載の装置。
  7. 前記各ローラーが、前記方向に対して、わずか2°しか傾かないこと、
    を特徴とする請求項6に記載の装置。
  8. 装置が、水平方向に対して傾く被覆管ガイドを含むこと、
    を特徴とする請求項4〜7のいずれか1項に記載の装置。
JP2011533770A 2008-11-06 2009-11-06 核燃料の被覆管除去方法と被覆管変形による破砕装置 Expired - Fee Related JP5548689B2 (ja)

Applications Claiming Priority (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
FR0857550 2008-11-06
FR0857550A FR2938110B1 (fr) 2008-11-06 2008-11-06 Procede de vidage de gaines de combustible nucleaire et machine de broyage par deformation de la gaine
PCT/EP2009/064736 WO2010052298A1 (fr) 2008-11-06 2009-11-06 Procede de vidage de gaines de combustible nucleaire et machine de broyage par deformation de la gaine

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JP2012507696A true JP2012507696A (ja) 2012-03-29
JP5548689B2 JP5548689B2 (ja) 2014-07-16

Family

ID=40444830

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP2011533770A Expired - Fee Related JP5548689B2 (ja) 2008-11-06 2009-11-06 核燃料の被覆管除去方法と被覆管変形による破砕装置

Country Status (8)

Country Link
US (1) US8708258B2 (ja)
EP (1) EP2345041B1 (ja)
JP (1) JP5548689B2 (ja)
CN (1) CN102203881B (ja)
FR (1) FR2938110B1 (ja)
RU (1) RU2506658C2 (ja)
WO (1) WO2010052298A1 (ja)
ZA (1) ZA201103110B (ja)

Families Citing this family (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR101411766B1 (ko) * 2012-11-30 2014-06-25 한국수력원자력 주식회사 사용후핵연료봉 탈피복장치
CN104409121B (zh) * 2014-12-11 2016-09-28 中国核动力研究设计院 一种弥散燃料板制备中的机械脱钢套方法
FR3053151B1 (fr) 2016-06-23 2018-08-10 Commissariat A L'energie Atomique Et Aux Energies Alternatives Procede de dissolution d'un combustible nucleaire
CN111799007A (zh) * 2020-07-16 2020-10-20 中国核动力研究设计院 一种乏燃料燃料棒芯块拆卸装置及拆卸方法
CN112670005B (zh) * 2020-12-18 2022-10-21 中广核研究院有限公司 乏燃料棒处理方法

Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS56104294A (en) * 1980-01-09 1981-08-19 Atomic Energy Authority Uk Method of recovering
JPS604890A (ja) * 1983-06-23 1985-01-11 株式会社日立製作所 セラミツク核燃料再処理における前処理方法
JPS6118895A (ja) * 1984-07-05 1986-01-27 株式会社神戸製鋼所 使用済核燃料棒の分解方法
JPS61119330A (ja) * 1984-11-14 1986-06-06 テーハー、キーゼルリング、ウント、アルブレヒト、ゲゼルシヤフト、ミツト、ベシユレンクテル、ハフツング、ウント、コンパニ 傾斜ローラくせ取り機
JPS63182599A (ja) * 1987-01-26 1988-07-27 株式会社神戸製鋼所 使用済燃料の脱被覆方法
JP2005043331A (ja) * 2003-07-09 2005-02-17 Japan Nuclear Cycle Development Inst States Of Projects 使用済核燃料の脱被覆方法及び脱被覆装置

Family Cites Families (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR1452479A (fr) * 1965-11-02 1966-02-25 Atomic Energy Authority Uk Procédé pour enlever les gaines des cartouches de combustible nucléaire irradiées
FR2472250A1 (fr) * 1979-12-20 1981-06-26 Nukem Gmbh Procede et dispositif pour sortir des matieres combustibles nucleaires de leurs tubes de gainage
EP0169629A3 (en) * 1984-07-05 1986-09-24 Kabushiki Kaisha Kobe Seiko Sho Cladding separation method for a spent nuclear fuel rod
HUT48046A (en) 1987-01-21 1989-04-28 Banki Donat Gepipari Mueszaki Method and device for wrecking magazines for holding specimen irradiated in nuclear power plant
DE3710193C1 (de) * 1987-03-27 1988-05-19 Mannesmann Ag Verfahren zum Herstellen nahtloser Rohre ueber 200 mm Durchmesser und Vorrichtung zur Durchfuehrung des Verfahrens
US5699690A (en) * 1995-06-19 1997-12-23 Sumitomo Metal Industries, Ltd. Method and apparatus for manufacturing hollow steel bars
JPH1010284A (ja) * 1996-06-20 1998-01-16 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 使用済み原子燃料の脱被覆方法
AT406644B (de) * 1997-11-14 2000-07-25 Voest Alpine Ind Anlagen Präzisionswalzverfahren
RU2145125C1 (ru) * 1998-03-30 2000-01-27 Производственное объединение "МАЯК" Устройство для измельчения отработавшего ядерного топлива
KR100347107B1 (ko) * 1999-10-28 2002-07-31 한국전력공사 원전연료 펠릿의 탈피복 방법 및 장치
RU2216800C2 (ru) * 2001-12-06 2003-11-20 Центральное конструкторское бюро машиностроения Агрегат для измельчения длинномерных радиоактивных элементов

Patent Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS56104294A (en) * 1980-01-09 1981-08-19 Atomic Energy Authority Uk Method of recovering
JPS604890A (ja) * 1983-06-23 1985-01-11 株式会社日立製作所 セラミツク核燃料再処理における前処理方法
JPS6118895A (ja) * 1984-07-05 1986-01-27 株式会社神戸製鋼所 使用済核燃料棒の分解方法
JPS61119330A (ja) * 1984-11-14 1986-06-06 テーハー、キーゼルリング、ウント、アルブレヒト、ゲゼルシヤフト、ミツト、ベシユレンクテル、ハフツング、ウント、コンパニ 傾斜ローラくせ取り機
JPS63182599A (ja) * 1987-01-26 1988-07-27 株式会社神戸製鋼所 使用済燃料の脱被覆方法
JP2005043331A (ja) * 2003-07-09 2005-02-17 Japan Nuclear Cycle Development Inst States Of Projects 使用済核燃料の脱被覆方法及び脱被覆装置

Also Published As

Publication number Publication date
FR2938110A1 (fr) 2010-05-07
EP2345041B1 (fr) 2014-06-18
US8708258B2 (en) 2014-04-29
CN102203881A (zh) 2011-09-28
ZA201103110B (en) 2011-12-28
EP2345041A1 (fr) 2011-07-20
CN102203881B (zh) 2014-11-05
WO2010052298A1 (fr) 2010-05-14
RU2506658C2 (ru) 2014-02-10
FR2938110B1 (fr) 2013-02-15
JP5548689B2 (ja) 2014-07-16
RU2011122621A (ru) 2012-12-20
US20110204167A1 (en) 2011-08-25

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP5548689B2 (ja) 核燃料の被覆管除去方法と被覆管変形による破砕装置
US9120099B2 (en) Shredder for producing particles from a sheet material
EP2957355A1 (en) Separation device and separation method
CN102470454A (zh) 切削工具以及使用该切削工具的切削加工物的制造方法
JP5059612B2 (ja) 物体を微細化する破砕機
TW200916222A (en) Method of manufacturing thread rolling die and rolling screw shaft with small diameter and radius R round-bottom deep grooves
JP2011156446A (ja) 石膏ボードの破砕装置
JP3970054B2 (ja) シュレッダー
JP2584238B2 (ja) ベニヤ単板のテンダ−ライジング装置
CN103449143B (zh) 一种大蒜自动调姿排料机构
JPS6313625A (ja) 円管の口絞り方法
EP0169629A2 (en) Cladding separation method for a spent nuclear fuel rod
JP2008029928A (ja) シート細片化装置及びシート細片化方法
JP4385349B2 (ja) 継目無管の製造方法
JP2005118616A (ja) 横型破砕機
JP5356964B2 (ja) 圧延芯材の製造方法
EP4302956A1 (en) A method and device for compressing a mix of empty containers
JPS6043513B2 (ja) 破砕機における可動刃の先端装置
JP2004244122A (ja) 紙管用金具除去装置
JP2006110684A (ja) フライングシャー
JP3306662B2 (ja) 割りカニューレ及びその製造方法
JP2503484B2 (ja) 鍛造方法
JP2001219205A (ja) 継目無管の製造方法
JP3942999B2 (ja) 爪楊枝の製造方法
JPH0323458B2 (ja)

Legal Events

Date Code Title Description
A621 Written request for application examination

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A621

Effective date: 20121018

A977 Report on retrieval

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A971007

Effective date: 20131213

A131 Notification of reasons for refusal

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131

Effective date: 20140107

A521 Request for written amendment filed

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523

Effective date: 20140227

TRDD Decision of grant or rejection written
A01 Written decision to grant a patent or to grant a registration (utility model)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A01

Effective date: 20140507

A61 First payment of annual fees (during grant procedure)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A61

Effective date: 20140519

R150 Certificate of patent or registration of utility model

Ref document number: 5548689

Country of ref document: JP

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R150

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

LAPS Cancellation because of no payment of annual fees