JP3128066B1 - Method and apparatus for de-coating nuclear fuel pellets - Google Patents
Method and apparatus for de-coating nuclear fuel pelletsInfo
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Abstract
【要約】
【課題】 原子力発電燃料棒からＵＯ2 ペレットの
脱被覆工程及び脱被覆された粉末と被覆管の分離工程を
１つの反応器で半連続的に運転できる装置を提供する。
【解決手段】 円筒形の垂直反応器内部に垂直スクリュ
ーを装着して、反応器１外部に円筒形の過熱炉を設置し
た装置として、垂直スクリューの羽根は一定のピッチで
孔があいた多孔板を利用し、スクリュー軸１４の駆動
は、正、逆回転及び回転速度を可変できるモータから伝
達され反応器内部に充填された物質の上下運動を可能に
する装置である。即ち、損傷された原子力発電燃料棒を
一定の長さに切断し反応器に充填した後、ジルカロイ被
覆管内のＵＯ2 ペレットを空気の雰囲気で最大６００℃
に加熱することでＵ3 Ｏ8 粉末に酸化させて、酸化され
たＵ3 Ｏ8 粉末はスクリューの羽根の孔及び反応器とス
クリューの羽根の間に自由落下により収集塔に収集され
る。The present invention provides an apparatus capable of semi-continuously operating a step of de-coating UO 2 pellets from a fuel rod for nuclear power generation and a step of separating a de-coated powder and a cladding tube in one reactor. SOLUTION: As a device in which a vertical screw is mounted inside a cylindrical vertical reactor, and a cylindrical superheater is installed outside the reactor 1, the blades of the vertical screw are perforated plates having holes at a fixed pitch. The driving of the screw shaft 14 is a device transmitted from a motor capable of changing the forward / reverse rotation and the rotation speed to enable the material filled in the reactor to move up and down. That is, after the damaged fuel rod for nuclear power generation is cut to a certain length and charged into the reactor, the UO 2 pellets in the zircaloy cladding tube are heated up to 600 ° C. in an air atmosphere.
By oxidizing the U 3 O 8 powder by heating in, U 3 O 8 powder which is oxidized is collected in the collection tower by free fall between the hole and the blade of the reactor and the screw vane of the screw.
Description
【０００１】[0001]
【発明の属する技術分野】本発明は、原子力発電燃料を
製造する過程で取扱不注意により損傷された原子力発電
燃料棒からＵＯ2 ペレットと被覆管を互いに分離するた
め円筒形の垂直反応器内部に垂直スクリューを装着し
て、ＵＯ2 の酸化反応に要求される反応熱を供給するた
め反応器外部に、円筒形の過熱炉を設置した装置とし
て、垂直スクリューの羽根は一定のピッチで孔があいた
多孔板を利用し、スクリュー軸の駆動は、正、逆回転及
び回転速度を可変できるモータから伝達され反応器内部
に充填された物質の上下運動を可能にする装置である。BACKGROUND OF THE INVENTION The present invention relates to a vertical reactor inside a cylindrical vertical reactor for separating UO2 pellets and cladding from nuclear fuel rods inadvertently damaged in the process of producing nuclear fuel. A perforated plate with vertical screw blades installed at a fixed pitch as a device with a cylindrical superheater installed outside the reactor to supply the reaction heat required for the UO2 oxidation reaction with a screw attached. The screw shaft is driven by a motor capable of changing the forward, reverse, and rotation speeds, and is capable of vertically moving a substance filled in the reactor.
【０００２】即ち、損傷された原子力発電燃料棒を一定
の長さに切断し反応器に充填した後、ジルカロイ（Ｚｉ
ｒｃａｌｏｙ）被覆管内のＵＯ2 ペレットを空気の雰囲
気で最大６００℃に加熱することでＵ3 Ｏ8 粉末に酸化
させて、酸化されたＵ3 Ｏ8粉末はスクリューの羽根の
孔及び反応器とスクリューの羽根の間に自由落下により
収集塔に収集され、空いた被覆管は垂直スクリューによ
り上方に上昇され反応器上端の出口を通って排出させる
ことで、原子力発電燃料棒からＵＯ2 ペレットの脱被覆
工程及び脱被覆された粉末と被覆管の分離工程を１つの
反応器で半連続的に運転できる装置に関するものであ
る。That is, after a damaged nuclear fuel rod is cut to a certain length and charged into a reactor, the fuel rod is made of Zircaloy (Zi).
rcaloy) The UO2 pellets in the cladding tube are oxidized to U3 O8 powder by heating to a maximum of 600 DEG C. in an air atmosphere, and the oxidized U3 O8 powder is placed between the holes in the screw blades and between the reactor and screw blades. The cladding collected by the free fall and collected in the collecting tower was lifted upward by a vertical screw and discharged through the outlet at the upper end of the reactor, thereby removing the UO2 pellets from the nuclear fuel rods and removing the UO2 pellets. The present invention relates to an apparatus capable of operating a process for separating a powder and a cladding tube semi-continuously in one reactor.
【０００３】[0003]
【従来の技術】一般的に原子力発電燃料棒は原子力発電
燃料の腐食及び核分裂生成物の露出を防止するためアル
ミニウム、マグネシウム、ジルコニウム合金等を被覆管
に使用し、被覆管内の核燃料物質を脱被覆するためには
様々な方法が開示されてきたが、現在までに開示された
脱被覆方法は全て灰分式で運転される多段階の独立され
た工程の中の１つの工程である脱被覆方法に関するもの
で、脱被覆された核燃料物質を後続工程装置に移送しな
ければならない短所があった。2. Description of the Related Art In general, a nuclear fuel rod uses aluminum, magnesium, a zirconium alloy or the like for a cladding tube in order to prevent corrosion of nuclear fuel and exposure of fission products, and de-coats nuclear fuel material in the cladding tube. Although various methods have been disclosed in order to perform the above, all of the methods disclosed to date relate to the decoating method, which is one of a multi-stage independent process operated in the ash type. However, there is a disadvantage in that the uncoated nuclear fuel material must be transferred to a subsequent process apparatus.
【０００４】これまで一般的に使用されてきた脱被覆工
程は運転方式別分類による湿式法と乾式法を利用した工
程等があり、脱被覆様相に伴う分類によると化学的方法
と機械的方法に分類することもある。化学的脱被覆は適
切な溶剤または反応物を利用し原子力発電燃料物質また
は被覆管を溶解する工程を含め、この過程で核燃料物質
が脱被覆管または被覆管の反応物と共に一部損失され
る。湿式法を利用した工程は原子力発電燃料を細かいか
けらに切断した後、硝酸により燃料素子を溶解させる工
程で、溶解槽から被覆管を除去するために後続処理が要
求されるだけでなく、被覆管について出る溶解液から発
生される核燃料物質の損失をもたらす。[0004] The decoating process generally used so far includes a process using a wet method and a dry method according to the classification of the operation method, and according to the classification according to the aspect of the decoating, there are chemical and mechanical methods. It may be classified. Chemical de-coating involves the use of a suitable solvent or reactant to dissolve the nuclear power fuel material or cladding, in which nuclear fuel material is partially lost along with the de-cladding or cladding reactants. The process using the wet method involves cutting nuclear power fuel into small pieces and then dissolving the fuel element with nitric acid. Not only is subsequent processing required to remove the cladding from the melting tank, but also the cladding Results in the loss of nuclear fuel material generated from the lysate coming out of the reactor.
【０００５】一方、機械的な方法を採択した場合、湿式
脱被覆工程で発生される廃棄物発生量の問題点を減少さ
せることはできるが、その運転方法上において灰分式処
理に依存しなければならない短所をもっている。これま
でに知られている乾式脱被覆方法工程をみると、燃料棒
を多段階のローラの間に通過させ軸方向の長さを長くし
て、半径方向の変形により燃料棒内部の燃料素子を砕く
ローラーストレートナ（ｒｏｌｌｅｒ−ｓｔｒａｉｇｈ
ｔｎｅｒ）技法による脱被覆工程、一定の長さに切断さ
れた燃料棒の互いに反対側の両側地点で長さ方向に被覆
管を切断−スリット入れ方法（ｃｕｔｔｉｎｇ−ｓｌｉ
ｔｔｉｎｇ）、一定の長さに切断された燃料棒を空気の
雰囲気の加熱炉で過熱し面積の膨張により被覆管を破裂
させることで被覆管と燃料素子を分離する方法（ｖｏｌ
ｏｘｉｄａｔｉｏｎ）、一定の長さに切断された燃料棒
に長さ方向に孔をあけ空気の雰囲気で加熱し面積の膨張
により被覆管を破裂させる方法（Ａｉｒｏｘ）等があ
り、上述した乾式脱被覆工程は上述の通り灰分式で運転
される多段階の独立された装置の中の１つの工程である
脱被覆方法に関するもので、脱被覆された核燃料物質が
被覆管から分離、除去されていなければならないという
後続処理の煩わしさが問題点として残る。一方、フラン
スでボールミル方法を利用し連続式脱被覆工程を試した
ことがあるが、空圧を利用したＵ3 Ｏ8 の空圧式移送が
不可能で失敗した例がある。On the other hand, if a mechanical method is adopted, the problem of the amount of waste generated in the wet decoating process can be reduced, but if the operation method does not depend on the ash type treatment, Has disadvantages that must not be. Looking at the known dry de-coating method process, the fuel rod is passed between multi-stage rollers to increase the axial length, and the fuel element inside the fuel rod is deformed by radial deformation. Roller-straight
a de-cladding process by the tner technique, a method of cutting-slitting a cladding tube in a longitudinal direction at two opposite sides of a fuel rod cut to a certain length.
tting), a method of separating a cladding tube and a fuel element by heating a fuel rod cut to a certain length in a heating furnace in an air atmosphere and rupture of the cladding tube by expansion of an area (vol.
and a method in which a fuel rod cut into a predetermined length is opened in the length direction and heated in an air atmosphere to rupture the cladding tube by expanding the area (Airox). Relates to the de-coating method, which is one of the steps in a multi-stage independent apparatus operated in the ash type as described above, and the de-coated nuclear fuel material must be separated and removed from the cladding tube. The trouble of the subsequent processing remains as a problem. On the other hand, in France, a continuous decoating process was tried using a ball mill method, but there was an example in which pneumatic transfer of U3 O8 using pneumatic pressure failed and failed.
【０００６】また、核燃料物質の脱被覆方法とは関係な
く、固体物質またはスラリーの単純移送の目的で広く利
用されているスクリュー装置に関連した技術等をみる
と、水平スクリューによる物質の水平移送、垂直及び傾
斜したスクリューによる上方への物質移送等が一般化さ
れているが、本発明の装置と同じ多孔板の垂直スクリュ
ーを利用し固体−固体物質を分離する目的で使用した例
はなく、垂直スクリューを利用し固体−液体物質を分離
するための試みとして、米国特許３，９０２，９６２で
は、水と繊維質が混合された経路から水と繊維質を分離
する装置を開発した例がある。従来の米国特許によると
垂直スクリューは側面に孔があけられた円筒内部に位置
し、孔のあいた円筒外部には密閉されたまたもう１つの
円筒があり、外側円筒下端部には排水パイプが連結され
ている。水は自由落下により内部円筒の孔等を通って外
側円筒を経て排水パイプに流れ出て、脱水された繊維質
等は垂直スクリューにより上方に移送され反応器に投入
されることで水と繊維質を分離した場合がある。[0006] Regardless of the method of de-coating nuclear fuel material, a technique related to a screw device widely used for the simple transfer of a solid material or a slurry is considered. Although material transfer upwards by vertical and inclined screws has been generalized, there is no example of using the same vertical screw of a perforated plate as the apparatus of the present invention to separate solid-solid materials, and there is no example. In an attempt to separate solid-liquid materials using a screw, U.S. Pat. No. 3,902,962 has developed an apparatus for separating water and fibrous material from a mixed water and fibrous route. According to a conventional U.S. patent, the vertical screw is located inside a cylinder with a hole on the side, another cylinder is sealed outside the cylinder with a hole, and a drain pipe is connected to the lower end of the outer cylinder. Have been. Water flows by free fall through the holes of the inner cylinder, etc., to the drainage pipe through the outer cylinder, and the dehydrated fibers and the like are transported upward by a vertical screw and fed into the reactor to remove water and fibers. May be separated.
【０００７】[0007]
【発明が解決しようとする課題】本発明は、原子力発電
燃料を製造する過程で取扱不注意により燃料棒自体が曲
がったり或いは変形が生じ原子力発電燃料棒からＵＯ2
ペレットの除去、回収が不可能であったり困難な場合
に、これを簡単に除去、回収できる装置と方法に関する
ものである。本発明の装置は反応器外部の加熱炉から反
応熱が供給されることでＵＯ2 ペレットの酸化反応によ
る面積の膨張により脱被覆して、スクリューの羽根に一
定間隔で孔をあけた垂直スクリューを利用し、脱被覆さ
れたＵ3 Ｏ8粉末と被覆管を分離する半連続式操業が可
能な装置で、既存の脱被覆工程装置で脱被覆された核燃
料物質と被覆管を分離するために後続工程段階を排除し
て、分離工程段階での物質移送問題を解決することでよ
り効率的に脱被覆工程を実行可能にすることを目的とす
る。SUMMARY OF THE INVENTION The present invention relates to a method for manufacturing a nuclear fuel, in which the fuel rod itself is bent or deformed due to careless handling in the process of producing the nuclear fuel, and the UO2
The present invention relates to an apparatus and a method for easily removing and recovering pellets when it is impossible or difficult to remove the pellets. In the apparatus of the present invention, the reaction heat is supplied from a heating furnace outside the reactor, and the UO2 pellets are decoated by the expansion of the area due to the oxidation reaction, and a vertical screw having holes formed in the screw blades at regular intervals is used. And a semi-continuous operation for separating the uncoated U3 O8 powder from the cladding tube, and performing a subsequent process step to separate the cladding tube and the nuclear fuel material decoated with the existing decoating process equipment. It is an object of the present invention to eliminate and eliminate the mass transfer problem in the separation step, thereby enabling the decoating step to be performed more efficiently.
【０００８】[0008]
【課題を解決するための手段】前記の目的を達成するた
めに、１つの反応器で燃料棒内のＵＯ2 を空気の雰囲気
で最大６００℃に加熱しＵ3 Ｏ8 粉末に酸化させて、酸
化されたＵ3 Ｏ8 粉末はスクリューの羽根の孔及び反応
器とスクリューの羽根の間に自由落下により収集塔に収
集され、空いた被覆管は垂直スクリューにより上方に上
昇され反応器上端の出口を通って排出させることで、Ｕ
3 Ｏ8 粉末及び被覆管を半連続的に分離することができ
る装置を提供する。In order to achieve the above object, UO2 in a fuel rod is heated to a maximum of 600 DEG C. in an atmosphere of air in a single reactor and oxidized to U3 O8 powder by oxidization. The U3 O8 powder is collected in the collecting tower by free fall between the holes in the screw blades and between the reactor and the screw blades, and the evacuated cladding is raised upward by the vertical screw and discharged through the outlet at the top of the reactor. By that, U
Provided is an apparatus capable of semi-continuously separating 3O8 powder and a cladding tube.
【０００９】[0009]
【発明の実施の形態】本発明の構成及び作用を図面によ
り詳細に説明する。DESCRIPTION OF THE PREFERRED EMBODIMENTS The structure and operation of the present invention will be described in detail with reference to the drawings.
【００１０】図１は本発明の原子力発電燃料ペレットの
脱被覆装置の全体構成図である。一定の長さに切断され
た原子力発電燃料棒４内のＵＯ2 ペレットを空気の雰囲
気で加熱することで、酸化反応による脱被覆工程を実行
して、脱被覆された粉末と被覆管の分離工程を１つの反
応器１で半連続的に運転する方法と、前記脱被覆された
粉末は自由落下により反応器１下端部の収集塔５で収集
され、被覆管は垂直スクリュー２により上方に上昇、移
動させ反応器１上端の被覆管排出口６に排出させること
で、互いに異なる形態の個体物質が向流により分離され
ることと、前記脱被覆された粉末のより効率的な自由落
下のために一定のピッチで孔をあけた多孔板のスクリュ
ーを形成し、モータ２２の正、逆回転によりスクリュー
２の回転方向が変わり、これにより反応器１内に充填さ
れた物質等が上昇及び下降運動により互いの位置が変化
されることで、反応器１内の温度の均一性を維持させる
方法として構成されたものである。FIG. 1 is an overall configuration diagram of a nuclear fuel fuel pellet decoating apparatus according to the present invention. By heating the UO2 pellets in the nuclear power fuel rods 4 cut to a certain length in an atmosphere of air, a decoating step by an oxidation reaction is performed, and a separation step of the decoated powder and the cladding tube is performed. A method in which the reactor is operated semi-continuously in one reactor 1, and the uncoated powder is collected in a collecting tower 5 at the lower end of the reactor 1 by free fall, and the coating tube is raised and moved upward by a vertical screw 2. By discharging the material into the cladding tube outlet 6 at the upper end of the reactor 1, solid substances having different forms are separated by countercurrent and a constant flow is ensured for more efficient free fall of the decoated powder. The rotation direction of the screw 2 is changed by the forward and reverse rotation of the motor 22, whereby the substances and the like charged in the reactor 1 are raised and lowered by mutual movement. Is By being of, but configured as a method for maintaining the uniformity of the temperature in the reactor 1.
【００１１】本発明の構成及び作用を説明する。The configuration and operation of the present invention will be described.
【００１２】内部に垂直スクリュー２が装着された反応
器１は反応器１外部の過熱炉３から反応器１を過熱する
ことで燃料棒４内部のＵＯ2 ペレットをＵ3 Ｏ8 粉末に
酸化させ反応器下端に設置した収集塔５で収集して、被
覆管は垂直スクリュー２により上方に移送し反応器上端
の排出口６を通って排出させることでＵ3 Ｏ8 粉末と被
覆管を分離する装置としてさらに詳細に説明する。In a reactor 1 having a vertical screw 2 mounted therein, a UO2 pellet in a fuel rod 4 is oxidized into U3 O8 powder by heating the reactor 1 from a superheating furnace 3 outside the reactor 1 to lower the reactor. The cladding is collected by a collection tower 5 installed in the reactor, and the cladding is transported upward by a vertical screw 2 and discharged through a discharge port 6 at the upper end of the reactor to further separate the U3 O8 powder from the cladding. explain.
【００１３】反応器１内にパイプを垂直に設置し、反応
器１上端部はフランジ７で締結して分離された粉末を収
集するため収集塔５と連結された反応器１下端部は精密
に加工された傾斜した形態のアダプタ８を設置する。一
定の長さに切断された燃料棒等は反応器上端のホッパー
９及びフランジ１０により締結されたバタフライバルブ
１１を利用し引入管１２を通して反応器１に充填する。
充填された燃料棒４内部のＵＯ2 ペレットは空気供給管
１３を通って一定量の空気を反応器１内部に供給し、反
応器１外部の電気加熱方式の過熱炉３から反応熱を供給
することによりＵ3 Ｏ8 粉末に酸化される。反応器１の
温度はスクリュー軸１４内部の熱電対１５により制御さ
れ、他のもう１つの熱電対１６はスクリュー２最下端部
と空気供給管１３の間に設置し反応器１下端部の温度を
測定する。スクリュー２の羽根には一定間隔で孔をあけ
て、面積の膨張により燃料棒４被覆管から自ら流れ出る
酸化されたＵ3 Ｏ8 粉末はこの孔等及び反応器１とスク
リュー２の羽根の間に自由落下し反応器１下端部の収集
塔５で収集され、反応廃ガスは反応器１上端の廃ガス排
出管１７を通って排出され後続処理する。A pipe is installed vertically in the reactor 1, and the upper end of the reactor 1 is fastened with a flange 7 to collect the separated powder. The machined inclined adapter 8 is installed. The fuel rods and the like cut to a certain length are filled into the reactor 1 through the inlet pipe 12 using the butterfly valve 11 fastened by the hopper 9 and the flange 10 at the upper end of the reactor.
The UO2 pellets inside the filled fuel rods 4 supply a certain amount of air into the reactor 1 through the air supply pipe 13 and supply reaction heat from the electric heating type superheater 3 outside the reactor 1. Oxidizes to U3 O8 powder. The temperature of the reactor 1 is controlled by a thermocouple 15 inside the screw shaft 14, and another thermocouple 16 is installed between the lowermost end of the screw 2 and the air supply pipe 13 to control the temperature of the lower end of the reactor 1. Measure. Holes are formed in the blades of the screw 2 at regular intervals, and the oxidized U3 O8 powder flowing out from the cladding tube of the fuel rod 4 by the expansion of the area falls freely between the holes and the like and the reactor 1 and the blades of the screw 2. The reaction waste gas collected by the collection tower 5 at the lower end of the reactor 1 is discharged through a waste gas discharge pipe 17 at the upper end of the reactor 1 for further processing.
【００１４】酸化反応が終了した後、空いた被覆管は垂
直スクリュー２により上方に上昇され排出口６に排出さ
れることで被覆管収集塔１８に収集される。垂直スクリ
ュー２は反応器上端部にベアリング１９でスクリュー軸
１４を支持して反応器下端部ではブッシング２０を使用
しスクリュー軸１４の揺れを防止する。垂直スクリュー
２の駆動のために反応器１上端に減速器２１が設置され
た３相交流モータ２２を設置して、モータ２２の回転運
動をベベルギア２３ａ、２３ｂを利用しスクリュー軸１
４の回転運動に転換する。一方、３相交流モータ２２は
インバータ２４に連結されモータ２２の正、逆回転及び
回転速度を制御することによりスクリュー軸１４の回転
方向及び回転速度を変化させる。After the oxidation reaction is completed, the vacant cladding tube is lifted upward by the vertical screw 2 and discharged to the discharge port 6 to be collected in the cladding tube collection tower 18. The vertical screw 2 supports the screw shaft 14 with a bearing 19 at the upper end of the reactor and uses a bushing 20 at the lower end of the reactor to prevent the screw shaft 14 from swinging. To drive the vertical screw 2, a three-phase AC motor 22 having a speed reducer 21 installed at the upper end of the reactor 1 is installed, and the rotational motion of the motor 22 is controlled using the bevel gears 23 a and 23 b.
The rotation is changed to 4. On the other hand, the three-phase AC motor 22 is connected to the inverter 24 and controls the forward and reverse rotation and the rotation speed of the motor 22 to change the rotation direction and the rotation speed of the screw shaft 14.
【００１５】一方、収集塔５、１８に収集されたＵ3 Ｏ
8 粉末及び被覆管の後続工程のため収集塔５，１８は空
気圧シリンダ２５により上下移動される板２６上に設置
する。即ち、運転時には空気圧シリンダ２５が上方に押
されて、収集塔５，１８を取扱うためには空気圧シリン
ダ２５のピストン棒２７が下方に下降される。上下移動
板２６には収集塔５、１８の位置制御のために円筒形の
案内ピン２８を上下移動板２６に溶接、設置する。On the other hand, the U 3 O collected in the collection towers 5 and 18
8 The collecting towers 5, 18 are installed on a plate 26 which is moved up and down by a pneumatic cylinder 25 for the subsequent process of powder and cladding. That is, during operation, the pneumatic cylinder 25 is pushed upward, and the piston rod 27 of the pneumatic cylinder 25 is lowered to handle the collection towers 5 and 18. A cylindrical guide pin 28 is welded and installed on the vertically movable plate 26 to control the position of the collection towers 5 and 18 on the vertically movable plate 26.
【００１６】[0016]
【発明の効果】本発明は燃料棒内のＵＯ2 ペレットが酸
化反応により脱被覆されて、酸化されたＵ3 Ｏ8 粉末と
被覆管の分離を１つの反応器で半連続的に実行し脱被覆
工程と分離工程間の物質移送段階を排除することにより
効率性を増大させるだけでなく、究極的に使用後核燃料
の前処理工程にも適用可能な発明である。According to the present invention, the UO2 pellets in the fuel rods are decoated by an oxidation reaction, and the separation of the oxidized U3 O8 powder from the cladding tube is performed semi-continuously in a single reactor to perform the decoating step. The invention is applicable not only to increasing the efficiency by eliminating the mass transfer step between the separation steps, but also ultimately to the pretreatment step of the spent nuclear fuel.
【図１】本発明の原子力発電燃料ペレットの脱被覆装置
の全体構成図である。FIG. 1 is an overall configuration diagram of a nuclear power generation fuel pellet decoating apparatus of the present invention.
１ 反応器 ２ スクリュー ３ 加熱炉 ４ 燃料棒 ５ 収集塔 ６ 被覆管排出口 ７、１０ フランジ ８ アダプタ ９ ホッパー １１ バタフライバルブ １２ 引入管 １３ 空気供給管 １４ スクリュー軸 １５、１６ 熱電対 １７ 廃ガス排出管 １８ 被覆管収集塔 １９ ベアリング ２０ ブッシング ２１ 減速器 ２２ ３相交流モータ ２３ａ、２３ｂ べべルギア ２４ インバータ ２５ 空気圧シリンダ ２６ 上下移動板 ２７ ピストン棒 ２８ 案内ピン DESCRIPTION OF SYMBOLS 1 Reactor 2 Screw 3 Heating furnace 4 Fuel rod 5 Collection tower 6 Cladding tube outlet 7, 10 Flange 8 Adapter 9 Hopper 11 Butterfly valve 12 Inlet tube 13 Air supply tube 14 Screw shaft 15, 16 Thermocouple 17 Waste gas discharge tube 18 Clad tube collecting tower 19 Bearing 20 Bushing 21 Reducer 22 Three-phase AC motor 23a, 23b Bevel gear 24 Inverter 25 Pneumatic cylinder 26 Vertical moving plate 27 Piston rod 28 Guide pin
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 オ スン−チョル 大韓民国 テジョンシ ユソンク ソン ガンドン ハンマウルアパート121−906 （番地なし) (72)発明者 キム イク−ス 大韓民国 テジョンシ ソク ドゥンサ ンドン スジョンタウンアパート13− 507 （番地なし) (72)発明者 リ ウォン−ギョン 大韓民国 テジョンシ ソク ネドン コオロンアパート３−803 （番地なし) (72)発明者 ホン スン−ソク 大韓民国 テジョンシ ユソンク シン ソンドン ハヌルアパート106−1405 （番地なし) (56)参考文献 特開 平11−231091（ＪＰ，Ａ) 特公 昭46−22280（ＪＰ，Ｂ１) (58)調査した分野(Int.Cl.7，ＤＢ名) G21C 19/34 - 19/36 G21C 21/02 ────────────────────────────────────────────────── ─── Continuing on the front page (72) Inventor Oh Seung-Chul South Korea Apartment No. 121-906 Taeung-si Yusongk-Song Gandong Hanmaul (No address) (72) Inventor Kim Eik-su South Korea 507 (No address) (72) Inventor Li Won-Gyeong South Korea Taejongsi Sok Nedong Koolong Apartment 3-803 (No address) (72) Inventor Hong Seung-Suk South Korea Taejongsi Yousung Shin Seongdong Hanul Apartment 106-1405 (No address) (56) References JP-A-11-231091 (JP, A) JP-B-46-22280 (JP, B1) (58) Fields investigated (Int. Cl. 7 , DB name) G21C 19/34-19 / 36 G21C 21/02
Claims (5)
棒内のＵＯ2 ペレットを空気の雰囲気で加熱すること
で、酸化反応による脱被覆工程を実行して、脱被覆され
た粉末と被覆管の分離工程を１つの反応器１で半連続式
に運転する原子力発電燃料ペレットの脱被覆方法におい
て、 脱被覆された粉末は自由落下により反応器１下端部の収
集塔５で収集され、被覆管は垂直スクリュー２により上
方に上昇、移動させて反応器１上端の被覆管排出管１７
に排出させることで、互いに異なる形態の固体物質を向
流により分離させる 構成としたことを特徴とする原子力
発電燃料ペレットの脱被覆方法。1. A nuclear power fuel cut to a certain length
Heating UO2 pellets in rods in air atmosphere
In the de-coating process by the oxidation reaction,
Semi-continuous process of separating powder and cladding tube in one reactor 1
Drive toOn the method of de-coating nuclear fuel pellets.
hand, The uncoated powder is collected at the lower end of reactor 1 by free fall.
Collected in the collecting tower 5 and the cladding tube is lifted up by the vertical screw 2
To the cladding discharge pipe 17 at the upper end of the reactor 1
To discharge solid substances in different forms from each other.
Separated by flow Nuclear power characterized by a configuration
A method for de-covering power generation fuel pellets.
下のために一定のピッチで孔をあけた多孔板のスクリュ
ー構造である構成としたことを特徴とする請求項１記載
の原子力発電燃料ペレットの脱被覆方法。2. A more efficient free fall of the decoated powder.
Perforated plate screw with holes at a fixed pitch for the bottom
2. The method for de-coating nuclear power fuel pellets according to claim 1, wherein said method is a structure having a structure.
ー２の回転方向が変わり、これにより反応器１内に充填
された物質等が上昇及び下降運動により互いの位置が変
化されることで、反応器１内の温度均一性を維持させる
ことを特徴とする原子力発電燃料ペレットの脱被覆方
法。3. The screw is rotated by forward and reverse rotation of the motor 22.
-2 changes the direction of rotation, thereby filling reactor 1
Material and other substances change their position due to ascent and descent movements.
Is maintained to maintain temperature uniformity in the reactor 1
A method for de-coating nuclear fuel pellets.
応器１は、反応器１外部の過熱炉３から反応器１を過熱
することで燃料棒４内部のＵＯ2 ペレットをＵ3 Ｏ8 粉
末に酸化させ反応器下端に設置した収集塔で収集して、
被覆管は垂直スクリュー２により上方に移送し、反応器
上端の排出口６を通して排出させることでＵ3 Ｏ8 粉末
と被覆管を分離する構成としたことを特徴とする原子力
発電燃料ペレットの脱被覆装置。4. A counter screw having a vertical screw 2 mounted therein.
The reactor 1 heats the reactor 1 from the superheating furnace 3 outside the reactor 1
The UO2 pellets inside the fuel rod 4 are converted into U3 O8 powder
Oxidized at the end and collected by a collection tower installed at the bottom of the reactor,
The cladding tube is transported upward by a vertical screw 2 and
U3 O8 powder is discharged through the discharge port 6 at the upper end.
An apparatus for de-coating nuclear power fuel pellets, wherein the apparatus and the cladding tube are separated .
応器１上端部はフランジ７で締結して分離された粉末を
収集するための収集塔５と連結した反応器１下端部は精
密に加工された傾斜した形態のアダプタ８を設置し、一
定の長さに切断された燃料棒等は反応器１上端のホッパ
ー９及びフランジ１０により締結されたバタフライバル
ブ１１を使用し引入管１２を通して反応器１に充填さ
れ、充填 された燃料棒４内部のＵＯ2 ペレットは空気供
給管１３を通して一定量の空気を反応器１内部に供給
し、反応器１外部の電気加熱方式の過熱炉３から反応熱
を供給することによりＵ3 Ｏ8 粉末に酸化され、反応器
１の温度はスクリュー軸１４内部の熱電対１５により制
御され、他のもう１つの熱電対１６はスクリュー２最下
端部と空気供給管１３の間に設置し反応器１下端部の温
度を測定して、スクリュー２の羽根には一定間隔で孔を
形成して、面積の膨張により燃料棒４被覆管から自ら流
れ出る酸化されたＵ3 Ｏ8 粉末はこの孔等及び反応器１
とスクリュー２の羽根の間に自由落下し反応器１下端部
の収集塔５で収集され、反応廃ガスは反応器１上端の廃
ガス排出管１７を通って排出されることと、 酸化反応が終了した後、空いた被覆管は垂直スクリュー
２により上方に上昇され被覆管排出口６に排出され被覆
管収集塔１８に収集され、垂直スクリュー２は反応器上
端部にベアリング１９でスクリュー軸１４を支持して反
応器下端部ではブッシング２０を使用しスクリュー軸１
４の揺れを防止し、垂直スクリュー２の駆動のために反
応器１上端に減速器２１が設置された３相交流モータ２
２を設置して、モータ２２の回転運動をベベルギア（か
さ歯車）２３ａ、２３ｂを利用しスクリュー軸１４の回
転運動に転換して、３相交流モータ２２はインバータ２
４に連結されモータ２２の正、逆回転及び回転速度を制
御することによりスクリュー軸１４の回転方向及び回転
速度を変化されられることと、 収集塔５、１８に収集されたＵ3 Ｏ8 粉末及び被覆管の
後続工程のために収集塔５，１８は空気圧シリンダ２５
により上下移動される板２６上に設置し、運転時には空
気圧シリンダ２５が上方に押されて、収集塔５，１８を
取扱うためには空気圧シリンダ２５のピストン棒２７が
下方に下降され、上下移動板２６には収集塔５、１８の
位置制御のために円筒形の案内ピン２８を上下移動板２
６に溶接し設置する構成としたことを特徴とする原子力
発電燃料ペレットの脱被覆装置。 5. A pipe is installed vertically in a reactor 1, and
The upper end of reactor 1 is fastened with flange 7 to separate the separated powder.
The lower end of the reactor 1 connected to the collection tower 5 for collection is
Install the adapter 8 in a slanted form that has been machined tightly.
The fuel rods cut into a fixed length are placed in the hopper at the top of reactor 1.
Butterfly valve fastened by -9 and flange 10
Into the reactor 1 through the inlet pipe 12 using the
The filled UO2 pellets inside the fuel rod 4 are supplied with air.
Supply a certain amount of air into the reactor 1 through the supply pipe 13
And the reaction heat from the electric heating type superheater 3 outside the reactor 1
Is oxidized to U3 O8 powder by supplying
The temperature of 1 is controlled by the thermocouple 15 inside the screw shaft 14.
And the other thermocouple 16 is at the bottom of screw 2
It is installed between the end and the air supply pipe 13 and the temperature at the lower end of the reactor 1
Measure the degree, and make holes in the blades of screw 2 at regular intervals.
Formed and flows from the fuel rod 4 cladding tube by itself due to area expansion.
The oxidized U3 O8 powder that escapes from the pores and the reactor 1
And falls freely between the blades of screw 2 and the lower end of reactor 1
The reaction waste gas collected at the collection tower 5 of the
After the gas is exhausted through the gas exhaust pipe 17 and the oxidation reaction is completed, the empty cladding pipe is connected to a vertical screw.
2. It is lifted upward by 2 and is discharged to the cladding tube discharge port 6 for coating.
The vertical screw 2 is collected in the tube collection tower 18 and
The screw shaft 14 is supported by a bearing 19 at the end,
At the lower end of the reactor, a bushing 20 is used and a screw shaft 1
4 to prevent shaking, and
Three-phase AC motor 2 with reduction gear 21 installed at the upper end of reactor 1
2 to set the bevel gear (or
Of the screw shaft 14 using the bevel gears 23a and 23b.
The three-phase AC motor 22
4 to control the forward / reverse rotation and rotation speed of the motor 22.
By controlling the rotation direction and rotation of the screw shaft 14
The speed can be varied and the U3 O8 powder and cladding collected in the collection towers 5, 18
The collecting towers 5 and 18 are provided with pneumatic cylinders 25 for the subsequent process.
Is installed on the plate 26 that is moved up and down by the
The pneumatic cylinder 25 is pushed upward, and the collecting towers 5, 18
To handle, the piston rod 27 of the pneumatic cylinder 25
The collection towers 5 and 18 are lowered
For position control, the cylindrical guide pin 28 is
6. Nuclear power characterized by being welded to 6
De-coating device for power generation fuel pellets.
Applications Claiming Priority (2)
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| JP11350766A Expired - Fee Related JP3128066B1 (en) | 1999-10-28 | 1999-12-09 | Method and apparatus for de-coating nuclear fuel pellets |
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Cited By (1)
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|---|---|---|---|---|
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|---|---|---|---|---|
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1999
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- 1999-12-09 JP JP11350766A patent/JP3128066B1/en not_active Expired - Fee Related
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2014210504A (en) * | 2013-04-19 | 2014-11-13 | 株式会社タチエス | Arm rest of seat for vehicle |
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| Publication number | Publication date |
|---|---|
| KR100347107B1 (en) | 2002-07-31 |
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| KR20010038919A (en) | 2001-05-15 |
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