JP2013160601A - Method and apparatus for processing spent fuel aggregate - Google Patents
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Abstract
Description
本発明は、使用済燃料集合体の処理方法及び処理装置に関する。 The present invention relates to a processing method and a processing apparatus for spent fuel assemblies.
PUREX法を採用している使用済み核燃料の再処理施設では、使用済燃料集合体をせん断あるいは切断し、得られたせん断片あるいは切断片に付着した核燃料を溶解工程にて硝酸により溶解する。溶解されたウラン及びプルトニウムは分離・精製され、燃料として再利用される。一方、この溶解工程においては、溶解されない残渣、すなわち使用済燃料被覆管せん断片あるいは切断片（ハル）やウォーターロッド、ハル端栓部、スペーサー、エンドピース等のハルエンドピースが発生する。ハルエンドピースは放射能量が高く長寿命核種を含むため、地層処分が検討されている。 In spent nuclear fuel reprocessing facilities that employ the PUREX method, the spent fuel assembly is sheared or cut, and the nuclear fuel adhering to the resulting fragments or cut pieces is dissolved in nitric acid in the melting step. Dissolved uranium and plutonium are separated and purified and reused as fuel. On the other hand, in this melting step, undissolved residues, that is, spent fuel cladding tube fragments or cut pieces (hulls), hull end pieces such as water rods, hull end plugs, spacers, end pieces, etc., are generated. Since the hull end piece has high radioactivity and contains long-lived nuclides, geological disposal is being investigated.
一方、ハルエンドピースの地層処分を実施する前に、埋設後に水の放射線分解により発生する水素が爆発しないよう、水分を除去する乾燥処理が行われている。乾燥方法としては、加熱や真空引きが提案されている。また、埋設されるハルエンドピースは管理やコストの観点から減容することが好ましい。減容方法としては、加熱、溶融及び圧縮などの方法が提案されている。 On the other hand, before carrying out the geological disposal of the hull end piece, a drying process for removing water is performed so that hydrogen generated by radiolysis of water after the embedding does not explode. Heating and vacuuming have been proposed as drying methods. Moreover, it is preferable to reduce the volume of the embedded hull end piece from the viewpoint of management and cost. As a volume reduction method, methods such as heating, melting and compression have been proposed.
上述した乾燥工程や減容工程においては、H-3、C-14、Kr-85、I-129などの揮発性放射性核種が放出されることが知られている。また、上述したハルエンドピースを分別する際にも揮発性放射性核種が放出されることが知られている。このような揮発性放射性核種は、周辺住民の被爆低減の観点から合理的に可能なかぎり低減することが求められている。また、放出される放射能量と濃度とは法的に規制されており、規制値を超えた場合は、施設の運転を停止する必要がある。 It is known that volatile radionuclides such as H-3, C-14, Kr-85, and I-129 are released in the drying process and volume reduction process described above. It is also known that volatile radionuclides are released when the above-described hull end pieces are separated. Such volatile radionuclides are required to be reduced as much as reasonably possible from the viewpoint of reducing the exposure of neighboring residents. In addition, the amount and concentration of radioactivity released are legally regulated, and if the regulated value is exceeded, it is necessary to stop the operation of the facility.
このような観点から、揮発性放射性核種の放射能量や濃度を低減することが求められ、このため、乾燥時の処理温度を下げる、処理量を減らす、排気風量の増加によって希釈する等の方法が用いられている。しかしながら、これらの方法では、処理時間の増加、施設の増設等が必要となり、経済性の低下を招くことが問題となっている。 From this point of view, it is required to reduce the amount and concentration of volatile radionuclides. For this reason, there are methods such as lowering the treatment temperature during drying, reducing the amount of treatment, and diluting by increasing the amount of exhaust air. It is used. However, these methods have a problem that an increase in processing time and an increase in facilities are required, resulting in a decrease in economic efficiency.
また、酸化装置を付けたオフガス処理設置を配設し、揮発性ガスであるH-3やC-14を酸化させて回収する方法が提案されている。しかしながら、この方法では、酸化を十分行うために十分な量の酸素を供給する必要がある。酸素を入れた場合、ハルエンドピースの構成材料であるジルコニウムの粉が粉塵爆発する可能性がある。また、ガス酸化装置を大型化するもしくは処理時間を長くする必要があり、ランニングコストの上昇を引き起こす。 In addition, a method has been proposed in which an off-gas treatment installation with an oxidizer is provided to oxidize and recover volatile gases H-3 and C-14. However, in this method, it is necessary to supply a sufficient amount of oxygen for sufficient oxidation. When oxygen is added, there is a possibility that the powder of zirconium which is a constituent material of the hull end piece explodes. Further, it is necessary to increase the size of the gas oxidizer or lengthen the processing time, which causes an increase in running cost.
この他にも、酸化装置に使用する触媒は定期的に触媒を交換又は活性化する必要があり、手間とコストがかかるという問題もある。また、触媒にトリチウムが残留することが知られており、交換した触媒が放射性廃棄物になるという問題もある。 In addition to this, the catalyst used in the oxidizer needs to be replaced or activated regularly, and there is a problem that it takes time and cost. Further, it is known that tritium remains in the catalyst, and there is a problem that the replaced catalyst becomes radioactive waste.
本発明の課題は、使用済燃料集合体の処理過程で発生する揮発性放射性核種を簡易な方法及び装置で回収することである。 An object of the present invention is to recover volatile radionuclides generated in the process of processing spent fuel assemblies by a simple method and apparatus.
本発明の一態様は、使用済燃料集合体をせん断又は切断して溶解処理を行うことにより、前記使用済燃料集合体からハルエンドピースを得るハルエンドピース生成工程と、前記ハルエンドピースから少なくともハル及びエンドピースを分別する分別工程と、少なくとも前記ハル及び前記エンドピースを所定の容器内に充填する充填工程と、前記容器内に充填された前記少なくともハル及びエンドピースに対して乾燥処理を行う乾燥工程と、前記乾燥処理後、前記容器内に充填された前記少なくともハル及びエンドピースに対して圧縮処理を行う圧縮工程と、少なくとも前記分別工程、前記充填工程、前記乾燥工程及び前記圧縮工程で発生したオフガスを捕集するオフガス捕集工程と、を具えることを特徴とする、使用済燃料集合体の処理方法に関する。 One aspect of the present invention includes a hull end piece generating step of obtaining a hull end piece from the spent fuel assembly by shearing or cutting the spent fuel assembly to perform a melting process, and at least from the hull end piece. A separation process for separating the hull and the end piece, a filling process for filling at least the hull and the end piece into a predetermined container, and a drying process for the at least the hull and the end piece filled in the container. A drying step, a compression step for compressing the at least hull and end piece filled in the container after the drying treatment, and at least the fractionation step, the filling step, the drying step, and the compression step. An off-gas collecting step for collecting the generated off-gas, and a method for treating a spent fuel assembly, comprising: About.
本発明によれば、使用済燃料集合体の処理過程で発生する揮発性放射性核種を簡易な方法及び装置で回収することができる。 According to the present invention, volatile radionuclides generated during the processing of spent fuel assemblies can be recovered by a simple method and apparatus.
図１は、本実施形態の使用済燃料集合体の処理方法を説明するための工程図である。
最初に、原子力発電所において発生した使用済燃料集合体１１から、ウォーターロッド、ハル端栓部、スペーサー、エンドピース等を除去した後、ＣＢＮ砥石等を用いた切断機あるいはレーザ切断機等を用いることによって使用済燃料集合体１１をせん断あるいは切断し、使用済燃料集合体１１から数ｃｍのせん断片あるいは切断片を得る。次いで、せん断片あるいは切断片に付着したウラン及びプルトニウム等の核燃料を硝酸等により溶解させる。溶解されたウラン及びプルトニウム等は分離・精製され、燃料として再利用される。
FIG. 1 is a process diagram for explaining the processing method of the spent fuel assembly of the present embodiment.
First, after removing the water rod, hull plug, spacer, end piece, etc. from the
一方、上述した溶解工程では、使用済燃料集合体のせん断片あるいは切断片の大部分を占める使用済燃料被覆管のせん断片あるいは切断片（ハル）が上記硝酸等に溶解することなく残留する。したがって、残留したハルを回収し、予め除去しておいたウォーターロッド、ハル端栓部、スペーサー、エンドピース等とともにハルエンドピースを生成する（ステップＳ１）。 On the other hand, in the above-described dissolution step, the spent fuel clad pipe fragments or cut pieces (hull) occupying most of the spent fuel assembly pieces or cut pieces remain without being dissolved in the nitric acid or the like. Therefore, the remaining hull is collected and a hull end piece is generated together with the water rod, hull end plug portion, spacer, end piece and the like that have been removed in advance (step S1).
なお、ハルは、上述したせん断あるいは切断によって細かく切断され、上述のように数ｃｍの大きさとなるが、ウォーターロッドやエンドピース等はせん断等に先立って予め除去し、上述のようなせん断等には供されないので、ウォーターロッドやエンドピース等は数十ｃｍから数メートルの大きさを有し、ハルに比較して十分に大きくなっている。 In addition, the hull is finely cut by the above-described shearing or cutting, and has a size of several centimeters as described above. The water rod, end piece, etc. have a size of several tens of centimeters to several meters, and are sufficiently larger than the hull.
次いで、上述のようにして得たハルエンドピースを篩等の分別機に供給し、ハルエンドピース中のハルとその他大型のウォーターロッドやエンドピース等とを分別する（ステップＳ２）。これは、後に説明する充填工程において、所定の容器内にハルエンドピースを高い充填率の下に充填し、後の処理に供する容器の数を低減させるためである。 Next, the hull end piece obtained as described above is supplied to a sorting machine such as a sieve, and the hull in the hull end piece is separated from other large water rods and end pieces (step S2). This is because the hull end piece is filled in a predetermined container at a high filling rate in a filling step described later, and the number of containers to be subjected to subsequent processing is reduced.
次いで、ハルとその他大型のウォーターロッドやエンドピース等とに分別されたハルエンドピースを缶などの所定の容器に充填する（ステップＳ３）。この際、後の処理に供する容器の数を低減させるために、ハル及びその他大型のウォーターロッドやエンドピース等を高い充填率の基に充填させることが必要である。 Next, the hull end piece separated into a hull and other large water rods and end pieces is filled in a predetermined container such as a can (step S3). At this time, in order to reduce the number of containers to be subjected to the subsequent processing, it is necessary to fill the hull and other large water rods, end pieces and the like with a high filling rate.
具体的には、上述したように、ウォーターロッドやエンドピース等はハルに比較して大型であるため、このようなウォーターロッドやエンドピース等を容器中に比較的多量に充填すると、容器内に隙間が生じてしまい、充填率が低下する。したがって、所定数のウォーターロッドやエンドピース等を充填するためには多量の容器が必要となる。一方、ハルの大きさは数ｃｍの大きさであるため、容器内に高い充填率で充填することができる。したがって、所定量のハルを充填するために必要な容器の数を低減することができる。 Specifically, as described above, since the water rod and end piece are larger than the hull, if a relatively large amount of such a water rod or end piece is filled in the container, A gap is generated, and the filling rate is reduced. Therefore, a large amount of containers are required to fill a predetermined number of water rods and end pieces. On the other hand, since the size of the hull is several centimeters, the container can be filled with a high filling rate. Therefore, the number of containers required for filling a predetermined amount of hull can be reduced.
大型のウォーターロッドやエンドピース等は、せん断及び切断されておらず、そのままの形態で存在しているので、それらの数はハルの数に比較してはるかに少ない。したがって、例えば、容器の底部に大型のウォーターロッドやエンドピース等を１〜２個入れた後、その上方にハルを充填することによって、容器内に高い充填率でハルエンドピースを充填することができる。あるいは、最初に容器内にハルを充填した後、ハル充填物の上面に大型のウォーターロッドやエンドピース等を１〜２個入れることによっても、容器内に高い充填率でハルエンドピースを充填することができる。 Large water rods, end pieces and the like are not sheared and cut and exist in their original form, so their number is much smaller than the number of hulls. Therefore, for example, by placing one or two large water rods or end pieces at the bottom of the container and then filling the hull above it, the hull end piece can be filled at a high filling rate in the container. it can. Alternatively, after the container is initially filled with hull, the container is filled with the hull end piece at a high filling rate by placing one or two large water rods or end pieces on the upper surface of the hull filling. be able to.
次いで、容器内に充填されたハルエンドピースに対して乾燥処理を施す（ステップＳ４）。乾燥処理は、上記容器を例えば１００℃〜２００℃程度に加熱する加熱処理、あるいは容器に蓋をして密閉容器とした後、当該容器にポンプを接続し、容器内を例えば１０ｈＰａ程度に排気する真空処理等によって行うことができる。これによって、ハルエンドピース内に残留する水等の溶媒を除去する。なお、乾燥工程は、埋設後に前述した水の放射線分解により発生する水素が爆発しないように行うものである。 Next, the hull end piece filled in the container is dried (step S4). In the drying process, the container is heated to, for example, about 100 ° C. to 200 ° C., or the container is covered to form a sealed container, and then a pump is connected to the container and the container is evacuated to, for example, about 10 hPa. It can be performed by vacuum processing or the like. As a result, a solvent such as water remaining in the hull end piece is removed. In addition, a drying process is performed so that the hydrogen which generate | occur | produces by the radiolysis of the water after embedding may not explode.
この工程においては、以下に説明するように、溶媒除去に伴って、H-3、C-14、Kr-85、I-129などの揮発性放射性核種が比較的多量に放出される。 In this step, as described below, volatile radionuclides such as H-3, C-14, Kr-85, and I-129 are released in a relatively large amount as the solvent is removed.
次いで、乾燥処理が終了した後の容器をプレス機等で、例えば体積が数分の一となるように圧縮して（ステップＳ５）、圧縮体１２を得る。この圧縮体１２は、適宜処分場に移送され、例えばセメント固化された後に地層処分される。
Next, the container after the drying process is compressed with a press or the like so that the volume becomes, for example, a fraction (step S5), and the
なお、上述した分別工程（Ｓ２）、充填工程（Ｓ３）、乾燥工程（Ｓ４）及び圧縮工程（Ｓ５）においては、H-3、C-14、Kr-85、I-129などの揮発性放射性核種が放出される。このような揮発性放射性核種は、周辺住民の被爆低減の観点から合理的に可能なかぎり低減しなければならない。また、放出される放射能量と濃度とは法的に規制されており、規制値を超えた場合は、使用済燃料集合体の再処理を停止する必要がある。 In the above-described separation step (S2), filling step (S3), drying step (S4) and compression step (S5), volatile radioactive materials such as H-3, C-14, Kr-85 and I-129 are used. The nuclide is released. Such volatile radionuclides must be reduced as reasonably as possible from the viewpoint of reducing exposure to the surrounding residents. Also, the amount and concentration of radioactivity released are legally regulated, and when the regulation value is exceeded, it is necessary to stop the reprocessing of the spent fuel assembly.
したがって、本実施形態では、分別工程（Ｓ２）、充填工程（Ｓ３）、乾燥工程（Ｓ４）及び圧縮工程（Ｓ５）で発生した揮発性放射性核種を、例えば集塵装置等によって回収し、オフガス捕集装置内に導入して捕集する（ステップＳ６）。これによって、揮発性放射性核種が大気中に拡散するのを極力抑制することができる。なお、揮発性放射性核種は、上述のように、乾燥工程（Ｓ４）において特に多量に発生する。 Therefore, in the present embodiment, volatile radionuclides generated in the separation step (S2), the filling step (S3), the drying step (S4), and the compression step (S5) are collected by, for example, a dust collector, and are collected off-gas. It introduce | transduces in a collector and collects (step S6). Thereby, it is possible to suppress the diffusion of volatile radionuclides into the atmosphere as much as possible. Note that volatile radionuclides are generated in a particularly large amount in the drying step (S4) as described above.
オフガス捕集装置としては、例えば湿式スクラバーを用いることができる。湿式スクラバーとしては、溜水中に排ガスをくぐらせることにより集じんする方法（溜水式）、排ガスの流れに加圧水を噴射する方法（加圧水式）、プラスチック・磁器などの充てん物に噴霧した洗浄液の水膜に排ガスを接触させて集じんする方法（充てん層式）、洗浄液を回転体で分散させて排ガスを接触させる方法（回転式）など、汎用の方式とすることができる。 As the off-gas collection device, for example, a wet scrubber can be used. Wet scrubbers include a method of collecting dust by passing exhaust gas into the stored water (reservoir type), a method of injecting pressurized water into the flow of exhaust gas (pressurized water type), and a cleaning liquid sprayed on fillers such as plastic and porcelain. A general-purpose system such as a method of collecting dust by bringing exhaust gas into contact with a water film (packed layer method), a method of dispersing cleaning liquid with a rotating body and contacting exhaust gas (rotary method) can be used.
また、上記洗浄液は、市水や工業用水等の水を用いることができ、これによって、揮発性放射性核種であるH-3、C-14、Kr-85、I-129を捕集することができる。なお、C-14及びI-129はアルカリ水に捕捉されやすいので、特に上記洗浄液をｐＨ８．５〜１１．５のアルカリ水とすることにより、C-14及びI-129の揮発性放射性核種をより効率的に捕集することができる。 The cleaning liquid may be water such as city water or industrial water, which can collect volatile radionuclides H-3, C-14, Kr-85, and I-129. it can. Since C-14 and I-129 are easily trapped by alkaline water, the volatile radionuclides of C-14 and I-129 are reduced by using the above washing solution as alkaline water having a pH of 8.5 to 11.5. It can be collected more efficiently.
表１は、乾燥工程（Ｓ４）において、容器内のハルエンドピースを加熱処理した際の、トリチウム（H-3）の発生形態をまとめたものである。表１から分かるように、従来、HTあるいはT２として放出されると考えられていたトリチウムの大部分（９０％以上）は、水(HTOあるいはT2O)の形態であることが分かる。したがって、揮発性放射性核種であるトリチウムは、上述した湿式のスクラバーを用いることによって、特に効果的に捕集できることが分かる。 Table 1 summarizes the generation form of tritium (H-3) when the hull end piece in the container is heat-treated in the drying step (S4). As can be seen from Table 1, it can be seen that most of tritium (90% or more) conventionally considered to be released as HT or T 2 is in the form of water (HTO or T 2 O). Therefore, it can be seen that tritium, which is a volatile radionuclide, can be collected particularly effectively by using the wet scrubber described above.
なお、オフガス捕集装置として、上述した湿式のスクラバーに代えてドライガススクラバーを用いることもできる。ドライガススクラバー内にはイオン交換体を含むイオン交換フィルターが配設されており、このイオン交換フィルターによって上述した揮発性放射性核種をイオン交換して吸着し、捕集するものである。 In addition, as an off-gas collection apparatus, it can replace with the wet scrubber mentioned above, and can also use a dry gas scrubber. An ion exchange filter including an ion exchanger is disposed in the dry gas scrubber, and the volatile radionuclide described above is ion-exchanged and absorbed by the ion exchange filter and collected.
イオン交換体としては、イオン交換樹脂やイオン交換基を付与して炭素繊維等を挙げることができる。また、ハイドロタルサイト様物質、シュベルトマナイト、エトリンガイト、及びモノサルフェートも用いることができる。 As an ion exchanger, an ion exchange resin or an ion exchange group can be added, and carbon fibers can be exemplified. Hydrotalcite-like substances, schwertmannite, ettringite, and monosulfate can also be used.
揮発性放射性核種であるH-3、C-14、Kr-85、I-129の内、H-3及びKr-85は陽イオンになる傾向が高く、I-129は陰イオンになる傾向が高いので、イオン交換体としてイオン交換樹脂を用いる場合は、陽イオン交換樹脂と陰イオン交換樹脂とを併用することが好ましい。 Of the volatile radionuclides H-3, C-14, Kr-85, and I-129, H-3 and Kr-85 tend to be cations, and I-129 tends to be anions. Therefore, when an ion exchange resin is used as the ion exchanger, it is preferable to use a cation exchange resin and an anion exchange resin in combination.
また、イオン交換基は、揮発性放射性核種であるH-3、C-14、Kr-85、I-129のイオンよりも選択性の低いイオンを有する基、例えばスルホン酸ナトリウム基等などを用いる。
ハイドロタルサイトは、例ば一般式［Ｍｇ３Ａｌ（ＯＨ）８］１／２ＣＯ３ ２−・２Ｈ２Ｏで表されるものであって、マグネシウムイオンを中心とする八面体（ブルーサイト層）が二次元的に連なり、マグネシウムイオンの一部をアルミニウムイオンで置き換えた層が積層されて層状構造を形成しているものである。
Further, as the ion exchange group, a group having an ion having a lower selectivity than the ions of volatile radionuclides H-3, C-14, Kr-85, and I-129, such as a sodium sulfonate group, etc. is used. .
The hydrotalcite is represented by, for example, the general formula [Mg 3 Al (OH) 8 ] 1 / 2CO 3 2 · 2H 2 O, and is an octahedron (brucite layer) centered on magnesium ions. Are two-dimensionally connected, and a layer in which a part of magnesium ions is replaced with aluminum ions is laminated to form a layered structure.
シュペルトマナイトは、（Ｆｅ８Ｏ８（ＯＨ）８−２ｘ（ＳＯ４）ｘ）なる一般式で表され、特にイオン吸着性に優れるものである。エトリンガイトは、３ＣａＯ・Ａｌ２Ｏ３・３ＣａＳＯ４・３２Ｈ２Ｏなる一般式で表され、イオン等の吸着性に優れる。モノサルフェートは、通常は水和物として存在し、３ＣａＯ・Ａｌ２Ｏ３・ＣａＳＯ４・１２Ｈ２Ｏなる一般式で表され、同じくイオン等の吸着性に優れるものである。 Supermanite is represented by the general formula (Fe 8 O 8 (OH) 8-2x (SO 4 ) x ), and is particularly excellent in ion adsorptivity. Ettlingite is represented by a general formula of 3CaO.Al 2 O 3 .3CaSO 4 .32H 2 O, and has excellent adsorptivity for ions and the like. Monosulfate usually exists as a hydrate, is represented by the general formula 3CaO.Al 2 O 3 .CaSO 4 .12H 2 O, and has excellent adsorptivity for ions and the like.
また、上記オフガス捕集装置としては、生石灰、塩化カルシウム、硫酸ナトリウムなどの吸湿剤が充填された吸湿装置を用いることができる。上述のように、特にトリチウムは水の形態で放出されるので、上記吸湿装置を用いることにより、特にトリチウム等の揮発性放射性核種を効率良く捕集することができる。なお、上記吸湿剤は、所定の容器内に一様に充填することもできるし、容器をメッシュ状の金属膜で仕切り、仕切られた部屋毎に充填して、数段階に充填することもできる。 Further, as the off-gas collecting device, a moisture absorbing device filled with a moisture absorbing agent such as quick lime, calcium chloride, sodium sulfate or the like can be used. As described above, particularly tritium is released in the form of water. Therefore, by using the above-described moisture absorption device, particularly volatile radionuclides such as tritium can be efficiently collected. The hygroscopic agent can be uniformly filled in a predetermined container, or can be filled in several stages by partitioning the container with a mesh-like metal film and filling each partitioned room. .
さらに、上記オフガス捕集装置としては、活性炭、ゼオライト、シリカゲルなどの吸着剤が充填された吸着装置を用いることができる。この場合も、上述した理由から、特にトリチウム等の揮発性放射性核種を効率良く捕集することができるとともに、I-129も効率良く捕集することができる。 Furthermore, as the off-gas collection device, an adsorption device filled with an adsorbent such as activated carbon, zeolite, or silica gel can be used. Also in this case, for the reason described above, volatile radionuclides such as tritium can be efficiently collected, and I-129 can also be efficiently collected.
また、上記オフガス捕集装置として、液体窒素やアルコール等の冷媒を含むコールドトラップ装置を用いることができる。 Further, as the off-gas collecting device, a cold trap device containing a refrigerant such as liquid nitrogen or alcohol can be used.
なお、上述した湿式スクラバー等はあくまで例示であって、上述した工程において発生する揮発性放射性核種H-3、C-14、Kr-85、I-129を捕集できるものであれば特に限定されるものではない。 The above-described wet scrubber is merely an example, and is not particularly limited as long as it can collect volatile radionuclides H-3, C-14, Kr-85, and I-129 generated in the above-described process. It is not something.
また、例示した湿式スクラバー等は単独で用いることもできるが、２以上を直列に接続して用いることもできる。 Moreover, although the illustrated wet scrubber etc. can also be used independently, 2 or more can also be connected and used in series.
以上、本発明のいくつかの実施形態を説明したが、これらの実施形態は例として掲示したものであり、発明の範囲を限定することは意図していない。これら新規な実施形態は、その他の様々な形態で実施されることが可能であり、発明の要旨を逸脱しない範囲で、種々の省略、置き換え、変更を行うことができる。これら実施形態やその変形は、発明の範囲や要旨に含まれるとともに、特許請求の範囲に記載された発明とその均等の範囲に含まれる。 As mentioned above, although several embodiment of this invention was described, these embodiment was posted as an example and is not intending limiting the range of invention. These novel embodiments can be implemented in various other forms, and various omissions, replacements, and changes can be made without departing from the scope of the invention. These embodiments and modifications thereof are included in the scope and gist of the invention, and are included in the invention described in the claims and the equivalents thereof.
Claims (13)
前記ハルエンドピースから少なくともハル及びエンドピースを分別する分別工程と、
少なくとも前記ハル及び前記エンドピースを所定の容器内に充填する充填工程と、
前記容器内に充填された前記少なくともハル及びエンドピースに対して乾燥処理を行う乾燥工程と、
前記乾燥処理後、前記容器内に充填された前記少なくともハル及びエンドピースに対して圧縮処理を行う圧縮工程と、
少なくとも前記分別工程、前記充填工程、前記乾燥工程及び前記圧縮工程で発生したオフガスを捕集するオフガス捕集工程と、
を具えることを特徴とする、使用済燃料集合体の処理方法。 A hull end piece generating step of obtaining a hull end piece from the spent fuel assembly by shearing or cutting the spent fuel assembly to perform a melting treatment;
A separation step of separating at least the hull and the end piece from the hull end piece;
A filling step of filling at least the hull and the end piece into a predetermined container;
A drying step of performing a drying process on the at least hull and end piece filled in the container;
After the drying process, a compression process for compressing at least the hull and the end piece filled in the container;
An off-gas collection step for collecting off-gas generated in at least the fractionation step, the filling step, the drying step, and the compression step;
A method of treating a spent fuel assembly, comprising:
所定の容器内に充填された少なくとも前記ハル及び前記エンドピースに対して乾燥処理を行うための乾燥機と、
前記乾燥処理後、前記容器内に充填処理された前記少なくともハル及びエンドピースに対して圧縮処理を行うための圧縮機と、
少なくとも前記分別処理、前記充填処理、前記乾燥処理及び前記圧縮処理で発生したオフガスを捕集するためのオフガス捕集装置と、
を具えることを特徴とする、使用済燃料集合体の処理装置。 A sorter for shearing or cutting the spent fuel assembly to perform a melting treatment, and for separating at least the hull and the end piece from the hull end piece obtained from the spent fuel assembly;
A drier for performing a drying process on at least the hull and the end piece filled in a predetermined container;
A compressor for compressing the at least hull and end piece filled in the container after the drying process;
An off-gas collection device for collecting off-gas generated in at least the fractionation process, the filling process, the drying process, and the compression process;
An apparatus for processing spent fuel assemblies, comprising:
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Citations (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS61250588A (en) * | 1985-04-30 | 1986-11-07 | 日本核燃料開発株式会社 | Processor for spent nuclear fuel element |
| JPS6312345A (en) * | 1986-07-02 | 1988-01-19 | Toray Ind Inc | Scavenging material of iodine compound |
| JPH07181294A (en) * | 1993-12-24 | 1995-07-21 | Hitachi Ltd | Tritium inclusive gas processor |
| JP2000046991A (en) * | 1998-07-28 | 2000-02-18 | Toshiba Corp | Metal waste disposal storage facility |
| JP2003215295A (en) * | 2002-01-18 | 2003-07-30 | Hitachi Ltd | Method and apparatus for treating radioactive waste |
| JP2003307592A (en) * | 2002-04-12 | 2003-10-31 | Toshiba Corp | Volume reduction processing method and volume reduction processing device of radioactive waste |
| JP2006118957A (en) * | 2004-10-21 | 2006-05-11 | Toshiba Corp | Solidification processing method for radioactive waste of high radioactive concentration and its system |
-
2012
- 2012-02-03 JP JP2012021904A patent/JP2013160601A/en active Pending
Patent Citations (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS61250588A (en) * | 1985-04-30 | 1986-11-07 | 日本核燃料開発株式会社 | Processor for spent nuclear fuel element |
| JPS6312345A (en) * | 1986-07-02 | 1988-01-19 | Toray Ind Inc | Scavenging material of iodine compound |
| JPH07181294A (en) * | 1993-12-24 | 1995-07-21 | Hitachi Ltd | Tritium inclusive gas processor |
| JP2000046991A (en) * | 1998-07-28 | 2000-02-18 | Toshiba Corp | Metal waste disposal storage facility |
| JP2003215295A (en) * | 2002-01-18 | 2003-07-30 | Hitachi Ltd | Method and apparatus for treating radioactive waste |
| JP2003307592A (en) * | 2002-04-12 | 2003-10-31 | Toshiba Corp | Volume reduction processing method and volume reduction processing device of radioactive waste |
| JP2006118957A (en) * | 2004-10-21 | 2006-05-11 | Toshiba Corp | Solidification processing method for radioactive waste of high radioactive concentration and its system |
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