JP4283823B2 - 使用済み核燃料の空気酸化炉 - Google Patents

使用済み核燃料の空気酸化炉 Download PDF

Info

Publication number
JP4283823B2
JP4283823B2 JP2006168210A JP2006168210A JP4283823B2 JP 4283823 B2 JP4283823 B2 JP 4283823B2 JP 2006168210 A JP2006168210 A JP 2006168210A JP 2006168210 A JP2006168210 A JP 2006168210A JP 4283823 B2 JP4283823 B2 JP 4283823B2
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
nuclear fuel
spent nuclear
reaction vessel
oxidation furnace
furnace according
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.)
Expired - Fee Related
Application number
JP2006168210A
Other languages
English (en)
Other versions
JP2007139746A (ja
Inventor
永 煥 金
智 燮 尹
載 厚 鄭
東 憙 洪
宰 鉉 陳
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.)
Korea Atomic Energy Research Institute KAERI
Original Assignee
Korea Atomic Energy Research Institute KAERI
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 Korea Atomic Energy Research Institute KAERI filed Critical Korea Atomic Energy Research Institute KAERI
Publication of JP2007139746A publication Critical patent/JP2007139746A/ja
Application granted granted Critical
Publication of JP4283823B2 publication Critical patent/JP4283823B2/ja
Expired - Fee Related legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Images

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
    • G21C19/42Reprocessing of irradiated fuel
    • G21C19/44Reprocessing of irradiated fuel of irradiated solid fuel
    • G21C19/48Non-aqueous processes
    • 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
    • G21C19/42Reprocessing of irradiated fuel
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21FPROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F9/00Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
    • G21F9/28Treating solids
    • 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
    • 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
    • Y02WCLIMATE CHANGE MITIGATION TECHNOLOGIES RELATED TO WASTEWATER TREATMENT OR WASTE MANAGEMENT
    • Y02W30/00Technologies for solid waste management
    • Y02W30/50Reuse, recycling or recovery technologies
    • 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
    • Y10TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC
    • Y10STECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y10S422/00Chemical apparatus and process disinfecting, deodorizing, preserving, or sterilizing
    • Y10S422/903Radioactive material apparatus

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • Processing Of Solid Wastes (AREA)
  • Devices And Processes Conducted In The Presence Of Fluids And Solid Particles (AREA)

Description

本発明は、使用済み核燃料のリサイクルのための均質な粉末を供給する装置に関し、より詳細には、装置の規模は小さいながらも大容量の処理が可能であり、装置を垂直系列化して重力によって粉末の排出を容易にし、酸化時間を短縮させることができる使用済み核燃料の空気酸化炉に関する。
核燃料とは、原子炉内に装入して核分裂を連鎖的に起こし、利用可能なエネルギーを得ることができる物質を意味し、使用済み核燃料とは、核分裂を起こした後に残った物質を意味する。
使用済み核燃料の管理には、大きく分けて二つの方法がある。一つの方法は、使用済み核燃料を地下500メートル以上の岩盤に入れ、人間生態系と徹底して隔離させる方法である。これを永久処分と称する。もう1つの方法は、使用済み核燃料からリサイクル物質を分離して、核燃料物質は再利用し、高放射性物質は永久処分する方法である。
従来の方式によると、原子力発電所で燃焼させた使用済み核燃料集合体は、これ以上の処理が不可能な状態で水槽に保管・保存されている。しかし、原子力発電を稼動する期間が長くなる程、使用済み核燃料棒の量が次第に累積するため、膨大な保存空間が必要となる。また、このように累積した核廃棄物を処理すべきであるという必要性およびこの未処理核廃棄物の危険性が継続して指摘されている。
従って、固体形態の使用済み核燃料のリサイクルのための管理技術の開発が急がれている実情がある。これに対しては、使用済み核燃料を粉末化し、これを酸化させて後続工程に送る一部工程装置が開発されている。
しかし、従来の装置は小容量であり、水平あるいは傾斜して置かれているため、粉末化が完了した後、粉末を次の工程に移送する時に別の装置が必要となるという問題点がある。また、固体の使用済み核燃料の酸化には13時間以上要され、空気中の酸素と反応して酸化した粉末が固まるという特性によりメッシュ網(mesh)を通過することができず、メッシュ上にそのまま残留するという問題点がある。
また、他の問題点としては、粉末を混合する混合用羽根が刃状で構成されているため、固体の使用済み核燃料を投入した時、回転する混合用羽根と衝突が起きて刃が損傷し、究極的には破損するという問題点がある。これは、装置の破損によって使用済み核燃料の黒鉛が割れ、放射性有毒ガスが漏れて環境汚染を引き起こすという問題が発生するおそれがある。
従って、本発明は、上述した問題点を解決するためのものであって、使用済み核燃料のリサイクルのために後続工程に均質な粉末を提供して反応効率を向上させることができる使用済み核燃料の空気酸化炉を提供することを目的とする。
また、構造が比較的単純かつ小型でありながら大容量の使用済み核燃料を処理することができる使用済み核燃料の空気酸化炉を提供することを更に他の目的とする。
また、空気酸化炉を垂直系列化して重力によって粉末を容易に排出することができるようにし、円滑に均質な使用済み核燃料の粉末を供給し、大容量の粉末を処理することができる使用済み核燃料の空気酸化炉を提供することを更に他の目的とする。
また、メッシュ網が回転および上下方式で動くことができるため粉末の円滑な排出を援助し、酸化時間を短縮して作業者が核燃料に触れるおそれのある時間を減らし、環境汚染の危険性を減少させることができる使用済み核燃料の空気酸化炉を提供することを更に他の目的とする。
前記のような本発明の目的を達成するために、本発明による使用済み核燃料の酸化炉は、反応部、駆動部および排出部を含む。前記反応部は、使用済み核燃料が投入されて酸化し、前記駆動部は、前記反応部と連結して前記反応部に投入された使用済み核燃料を回転および逆回転させる。また、前記排出部は、前記反応部で反応された使用済み核燃料を集積して後続工程に案内する。
前記反応部は、内部に一定空間を形成する反応容器と、前記反応容器を囲むヒータと、前記反応容器と連結して前記使用済み核燃料を前記反応容器に投入する試料投入チューブと、前記反応容器と連結して空気を前記反応容器に吸入する空気吸入口と軸を上下に動かす空気シリンダから構成されたチューブモジュールとを含む。また、前記反応容器中、直径が狭まる部分にコーン型で形成されて装着され、微細な穴が形成されて空気が隙間なく広がるようにするメタルフィルタを更に含むのが好ましい。
前記反応容器は、内側に突出した混合固定羽根が一定間隔で複数形成され、回転する前記使用済み核燃料と衝突するようにして反応速度を増進させるのが好ましい。
前記駆動部は、前記反応容器の内部を貫通しながら前記反応容器の下端に形成された排出穴を上下に移動して選択的に開閉することができる回転軸と、前記回転軸を回転させる回転駆動ユニットと、前記回転軸を上下に駆動させる上下駆動ユニットとを含む。前記回転軸に円周方向に装着され、四角穴が複数形成されたメッシュ網が装着され、前記メッシュ網は、半型形態の第1メッシュ部と、前記第1メッシュ部と相接しており、半円形態を有する第2メッシュ部と、前記第1および第2メッシュ部と前記回転軸を連結する複数のリンクとを含み、前記回転軸の上下移動に伴って前記リンクが動いて前記第1および第2メッシュ部を折りたたんだり広げたりできる。
前記排出部は前記反応部の下端に位置し、酸化した使用済み核燃料が下降して保管される粉末容器と、前記粉末容器の上端に位置し、前記使用済み核燃料の出入りを統制する開閉バルブとを含み、前記粉末容器は逆じょうご状であって脱着可能に装着されるのが好ましい。
本発明によると、使用済み核燃料のリサイクルのために後続工程に均質な粉末を提供して反応効率を向上させることができる使用済み核燃料の空気酸化炉を提供するという優れた効果がある。
また、構造が比較的単純かつ小型でありながら大容量の使用済み核燃料を処理することができるという効果がある。
また、空気酸化炉を垂直系列化して重力によって粉末を容易に排出することができるようにし、円滑に均質な使用済み核燃料の粉末を供給することができるという効果がある。
さらに、メッシュ網が回転および上下方式で動くことができるため粉末の円滑な排出を援助し、酸化時間を短縮して作業者が核燃料に触れるおそれのある時間を減らし、環境汚染の危険性を減少させることができるという効果がある。
以下、添付の図面を参照して発明を実施するための最良の形態を詳細に説明するが、本発明の技術的範囲が発明を実施するための最良の形態の記載によって制限されるものでもなく、限定されることがないことはいうまでもない。
図1は、本実施形態に係る使用済み核燃料の酸化炉を示した斜視図である。図2は、本実施形態に係る使用済み核燃料の酸化炉を一部切開して示した切開斜視図である。図3は、本実施形態に係る使用済み核燃料の酸化炉を一部切開後に分解して示した分解斜視図である。
図1に示すように、酸化炉10は、反応部100、駆動部200および排出部300を含む。
反応部100は、内部に一定空間を有するドーナツ状のヒータ110内に挿入され、ヒータ110の上側部には、使用済み核燃料などの試料が投入される試料投入チューブ120が装着される。また、ヒータ110の上側には、空気をヒータ110内部に流入させるように空気吸入口135(図2参照)を有する空気シリンダ130が装着される。空気シリンダ130は、メイン軸を上下に動かしてメッシュを開閉させる役割と、メイン軸で反応容器140(図2参照)の排出口を開閉させる役割を担う。
図2に示すように、ヒータ110の上部および下部は開放されており、ヒータ110の内部空間には反応容器140が挿入されている。試料は、試料投入チューブ120を介して投入されて反応容器140の内部に入るようになり、反応容器140は、その下面に排出穴141が形成されており、試料が酸化した後に排出部300に排出されるようになる。
図4に示すように、ヒータ110の内部に挿入される反応容器140は、反応容器140の形状がじょうご(漏斗)状であり、その上部は一定の半径を有する円筒形であり、下部は、下方に行く程その直径が狭まる逆円錐形である。反応容器140において、直径が狭まる部分には、その内部にコーン型メタルフィルタ(cone type metal filter)150が装着される。空気が反応容器140中に隙間なく広がるように、形成コーン型メタルフィルタ150の側面には、微細な穴が形成されていることが好ましい。図4は、反応容器およびメッシュ網を示した切開斜視図である。
反応容器140は、その内部に、約10〜30Kgの使用済み核燃料の粉末を投入することができる程度の大きさで製作するのが好ましく、ヒータ110は約400〜600度で加熱することができ、施設のコンプレッサを用いて反応容器140に流入する空気の量は約10〜20L/mであるのが好ましい。
駆動部200(図2参照)は、反応部100(図2参照)から投入された使用済み核燃料を回転および上下に移動させて酸化反応を援助する役割を担う。
以下、駆動部200の詳細について説明する。
図2に示すように、駆動部200は、反応容器140の内部に挿入され、反応容器140に形成された排出穴141を選択的に開閉させることができる回転軸210を備える。回転軸210は、その一端が排出穴141を閉鎖させることができるように大きさが拡張した開閉部211が形成され、その他端は駆動ユニット220に連結して回転軸210が回転可能に構成される。
駆動ユニット220は、回転力を伝達する回転モータ221と、回転モータ221および回転軸210と連結したベベルギア122とで構成される。回転モータ221が回転すると、その回転力がベベルギア122を介して回転軸210に伝達され、回転軸210が回転するようになる。回転モータ221はモータ装着台222に固定され、モータ装着台222から突出形成されたガイド棒223によって回転モータ221が保護される。ガイド棒223は回転可能に構成することができ、回転モータ221の分離時に妨害されないように構成することができる。
また、駆動ユニット220は、反応部100を上下に移動可能なように駆動することができるが、反応部100の下部に位置したプレート250と連結した駆動軸251が提供され、駆動軸251は上下移動モータ252と連結している。また、プレート250は、ベアリング261によって案内柱260と連結している。上下に移動するメカニズムを説明すると、上下移動モータ252が駆動すると、例えば、スクリューが形成された駆動軸251によってプレート250が上下に移動するようになり、プレート250上に結合された反応部100が移動するようになる。この時、プレート250は、ベアリング261によって案内柱260を移動しながら安定的な移動を援助するようになる。反応部100が移動しながらその内部に位置したメッシュ網230が折りたたまれたり広げられたりできるが、これに関する詳しい説明は後述することにする。
図4に示すように、回転軸210には、円周方向にメッシュ網(mesh)230が結合されている。メッシュ網230は、四角穴が複数形成され、半円形態の第1メッシュ部231と、第1メッシュ部231と相接しており、半円形態を有する第2メッシュ部232とから構成される。第1メッシュ部231および第2メッシュ部232は、回転軸210と複数のリンク235によってヒンジ結合しており、まるで傘の骨のように形成されて、第1メッシュ部231および第2メッシュ部232が下方に折りたたまれるように動作することができる。このような様子を図5に示した。図5は、メッシュ部が折りたたまれた様子を示した斜視図である。
図4に示すように、回転軸210が回転することによって、メッシュ網230上にある試料が回転するようになるが、この時、試料は、反応容器140の内側に突出した混合固定羽根145と衝突する。混合固定羽根145は複数からなり、一定の間をおきながら反応容器140の内周面に位置する。混合固定羽根145は試料を混ぜる役割をし、これによって試料の混合および空気の注入が円滑になされるようにする。
図2に示すように、排出部300は、反応容器140の排出穴141に装着され、酸化が完了した使用済み核燃料の出入りを統制する開閉バルブ310と、排出穴141に連結して酸化が完了した使用済み核燃料を保管する粉末容器320とから構成される。開閉バルブ310は、電子的または機械的なあらゆるバルブを含み、一般的な2方バルブ(2−way valve)であることがある。
粉末容器320は、上側は反応容器140の排出穴141と連結し、内部には酸化が完了した粉末形態の使用済み核燃料を保管することができる空間を有する。粉末容器320は、全体的にじょうご状をなしており、酸化炉10から脱着可能に装着される。従って、酸化がすべて完了すると、粉末容器320を酸化炉10から分離して後続工程に移動する。または、連続工程で設計して、粉末容器320の下側を開放し、酸化した使用済み核燃料の粉末が粉末容器320の下側を介してチューブなどで後続工程に移送されるようにすることもできる。
粉末容器320は、底板400上に固定装置410を介して固定される。固定装置410は、粉末容器320と結合する複数のカラム420などから構成される。
以下、本実施形態に係る酸化炉10の作動方式および効果を説明すると次のようになる。
試料投入チューブ120を介して使用済み核燃料を反応容器140内に投入し、図示しないコンプレッサを用いて空気を流入させる。この時、前記使用済み核燃料は、メッシュ網230上に置かれるようになる。ヒータ110を約500度前後で加熱しながら空気を約14L/mで供給すると、供給された使用済み核燃料が酸化しながら粉末化過程が進行するようになる。
なお、試料投入チューブは、使用済み核燃料を反応容器に投入し、空気は別のチューブにより反応容器に供給する構成としても良い。
酸化速度を速くするために回転モータ221を作動すると、回転軸210が約3〜5rpmで回転するようになり、これによってメッシュ網230およびその上に置かれた使用済み核燃料が回転しながら反応容器140の内側に突出した混合固定羽根145と衝突するようになる。また、コーン型メタルフィルタ150で空気が隙間なく広がるようにすることで、酸素と使用済み核燃料との接触面積を広げて酸化速度を増進させるようになる。
使用済み核燃料の酸化が終了すると、空気シリンダ130を上方に引く。この時、回転軸210が上昇しながらメッシュ網230が下方に折りたたまれ、回転軸210の下端が上昇しながら酸化した使用済み核燃料の粉末が粉末容器320に移送されるようになる。粉末容器320に集められた粉末は、次の工程に移送される。
このように構成され、酸化炉10を垂直系列化して重力によって粉末を容易に排出することができるようにし、円滑に均質な使用済み核燃料の粉末を供給し、大容量の粉末を処理することができるだけでなく、メッシュ網230が回転および上下方式で動くことができるため粉末の円滑な排出を援助し、酸化時間を短縮して作業者の危険露出時間を減らし、環境汚染の危険性を減少することができる。また、使用済み核燃料のリサイクルのために後続工程に均質な粉末を提供して反応効率を向上させる。
上述したように、本発明の好ましい実施形態を参照して説明したが、該当の技術分野において熟練した当業者にとっては、特許請求の範囲に記載された本発明の思想および領域から逸脱しない範囲内で、本発明を多様に修正および変更させることができることを理解することができるであろう。
すなわち、本発明の技術的範囲は、特許請求の範囲に基づいて定められ、発明を実施するための最良の形態により制限されるものではない。
本発明の使用済み核燃料の空気酸化炉を示した斜視図である。 本発明の使用済み核燃料の空気酸化炉を一部切開して示した切開斜視図である。 本発明の使用済み核燃料の酸化炉を一部切開後に分解して示した分解斜視図である。 反応容器およびメッシュ網を示した切開斜視図である。 メッシュ網の移動の様子を示した切開斜視図である。
符号の説明
100 反応部
110 ヒータ
130 空気シリンダ
140 反応容器
150 コーン型メタルフィルタ
200 駆動部
210 回転軸
220 駆動ユニット
230 メッシュ網
235 リンク
250 プレート
260 案内柱
300 排出部
310 開閉バルブ
320 粉末容器

Claims (21)

  1. 使用済み核燃料を酸化させる反応部と、
    前記反応部と連結し、前記反応部内の使用済み核燃料を上下および回転移動させる駆動部と、
    前記反応部で酸化された使用済み核燃料を集積して後続工程に案内する排出部と、
    を備えることを特徴とする使用済み核燃料の酸化炉。
  2. 前記反応部は、
    内部に一定空間を形成する反応容器と、
    前記反応容器を加熱するヒータと、
    前記反応容器と連結して前記使用済み核燃料を前記反応容器に投入する試料投入チューブと、
    前記反応容器と連結して空気を前記反応容器に吸入する空気吸入口を備えたチューブモジュールと、
    を備えることを特徴とする請求項1に記載の使用済み核燃料の酸化炉。
  3. 前記反応容器は、
    じょうご状であって、その上側は円筒状であり、その下側は円錐状であることを特徴とする請求項2に記載の使用済み核燃料の酸化炉。
  4. 前記反応容器内に、円錐状のコーン型メタルフィルタを備え、
    前記反応容器内に、空気が隙間なく広がるように、前記コーン型メタルフィルタの側面に微細な穴が形成されていることを特徴とする請求項3に記載の使用済み核燃料の酸化炉。
  5. 前記反応容器は、
    内側に突出した混合固定羽根が一定間隔で複数形成され、
    この混合固定羽根が、前記駆動部により回転させられる使用済み核燃料と衝突することを特徴とする請求項2に記載の使用済み核燃料の酸化炉。
  6. 前記駆動部は、
    前記反応容器内を上下に移動して前記反応容器の下端に形成された排出穴を選択的に開閉させることができる回転軸と、
    前記回転軸を回転させる回転駆動ユニットと、
    前記回転軸を上下に駆動させる上下駆動ユニットと、
    を備えることを特徴とする請求項2に記載の使用済み核燃料の酸化炉。
  7. 前記回転軸の円周方向に装着され、四角穴が複数形成されたメッシュ網を備えることを特徴とする請求項6に記載の使用済み核燃料の酸化炉。
  8. 前記メッシュ網は、
    半円形の第1メッシュ部と、
    前記第1メッシュ部と相接する半円形の第2メッシュ部と、
    前記第1メッシュ部および前記第2メッシュ部と前記回転軸とを連結する複数のリンクとを含み、
    空気シリンダによる前記回転軸の上下移動に伴って前記リンクが動き、前記第1メッシュ部および前記第2メッシュ部を折りたたんだり広げたりできることを特徴とする請求項7に記載の使用済み核燃料の酸化炉。
  9. 前記回転駆動ユニットは、回転力を発生させる回転モータと、
    前記回転モータと回転軸とを連結するギアユニットと、
    を備えることを特徴とする請求項6に記載の使用済み核燃料の酸化炉。
  10. 前記ギアユニットは、ベベルギアであり、
    前記回転モータは、前記反応部側面に突出したモータ装着台上に安着し、前記モータ装着台からガイド棒が前記回転モータの周囲に複数突出形成されたことを特徴とする請求項9に記載の使用済み核燃料の酸化炉。
  11. 前記上下駆動ユニットは、
    前記反応部を搭載したプレートと、
    垂直方向に形成されて前記プレートと連結した駆動軸と、
    垂直方向に形成されてベアリングによって前記プレートと連結した案内柱と、
    前記駆動軸を上下に移送する上下移動モータと、
    を備えることを特徴とする請求項6に記載の使用済み核燃料の酸化炉。
  12. 前記排出部は、
    前記反応部の下端に位置し、酸化した使用済み核燃料が下降して保管される粉末容器と、
    前記粉末容器の上端に位置し、前記使用済み核燃料の出入りを規制する開閉バルブと、
    を備えることを特徴とする請求項1に記載の使用済み核燃料の酸化炉。
  13. 前記粉末容器は、
    じょうご状であり、脱着可能に装着されたことを特徴とする請求項12に記載の使用済み核燃料の酸化炉。
  14. 底板と、
    前記底板上に脱着可能に装着された粉末容器と、
    前記粉末容器の上側に位置し、使用済み核燃料を酸化させて前記粉末容器に排出する反応容器と、
    前記反応容器を囲んで前記反応容器に熱を供給するヒータと、
    前記反応容器に使用済み核燃料および空気を注入する注入チューブと、
    前記反応容器内に挿入される回転軸と、
    前記回転軸に円周方向に装着され、前記使用済み核燃料がその上に落ちるメッシュ網と、
    前記回転軸を回転および上下に駆動させる駆動ユニットと、
    を備えることを特徴とする使用済み核燃料の酸化炉。
  15. 前記反応容器は、
    じょうご状であり、その上側は円筒状であり、その下側は円錐状であり、前記反応容器内に空気が隙間なく広がるように、側面に微細な穴が形成されたコーン型メタルフィルタが前記反応容器に装着されたことを特徴とする請求項14に記載の使用済み核燃料の酸化炉。
  16. 前記反応容器は、内側に突出した混合固定羽根が一定間隔で複数形成され、前記回転軸を回転させることにより回転する使用済み核燃料と衝突することを特徴とする請求項14に記載の使用済み核燃料の酸化炉。
  17. 前記メッシュ網は、
    半円状の第1メッシュ部と、
    前記第1メッシュ部と相接する半円状の第2メッシュ部と、
    前記第1メッシュ部および前記第2メッシュ部と前記回転軸とを連結する複数のリンクとを含み、前記回転軸の上下移動に伴って前記リンクが動き、前記第1メッシュ部および前記第2メッシュ部を折りたたんだり広げたりすることができることを特徴とする請求項14に記載の使用済み核燃料の酸化炉。
  18. 前記駆動ユニットは、
    回転力を発生させる回転モータと、
    前記回転モータと前記回転軸とを連結するギアユニットと、
    を備えることを特徴とする請求項14に記載の使用済み核燃料の酸化炉。
  19. 前記駆動ユニットは、
    前記反応部を搭載したプレートと、
    垂直方向に形成されて前記プレートと連結した駆動軸と、
    垂直方向に形成されて前記プレートとベアリングによって連結した案内柱と、
    前記駆動軸を上下に移送させる上下移動モータと、
    を含むことを特徴とする請求項14に記載の使用済み核燃料の酸化炉。
  20. 前記底板および前記プレート間に形成され、前記プレートの上下方向の移動をガイドする案内柱を更に備えることを特徴とする請求項19に記載の使用済み核燃料の酸化炉。
  21. 前記粉末容器はじょうご状であり、その入口に前記使用済み核燃料の出入りを規制する開閉バルブが装着したことを特徴とする請求項14に記載の使用済み核燃料の酸化炉

JP2006168210A 2005-11-15 2006-06-19 使用済み核燃料の空気酸化炉 Expired - Fee Related JP4283823B2 (ja)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
KR20050109293A KR100662085B1 (ko) 2005-11-15 2005-11-15 사용후 핵연료의 공기산화로

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JP2007139746A JP2007139746A (ja) 2007-06-07
JP4283823B2 true JP4283823B2 (ja) 2009-06-24

Family

ID=37815772

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP2006168210A Expired - Fee Related JP4283823B2 (ja) 2005-11-15 2006-06-19 使用済み核燃料の空気酸化炉

Country Status (3)

Country Link
US (1) US7504079B2 (ja)
JP (1) JP4283823B2 (ja)
KR (1) KR100662085B1 (ja)

Families Citing this family (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR100950397B1 (ko) 2007-12-27 2010-03-29 한국원자력연구원 사용후 핵연료 로드컷 산화핵심장치
KR100961600B1 (ko) 2008-06-05 2010-06-04 한국원자력연구원 사용후 핵연료 탈피복 회수 장치 및 방법
KR101012233B1 (ko) 2009-04-27 2011-02-08 한국원자력연구원 헐 잔여분말 분리 장치 및 시스템
KR101089843B1 (ko) 2010-09-01 2011-12-05 한국수력원자력 주식회사 운전, 유지보수가 용이한 사용후핵연료 산화장치
KR101421352B1 (ko) 2012-11-30 2014-07-18 한국수력원자력 주식회사 헐 및 분말의 분리가 용이한 사용후핵연료 산화장치
KR101551113B1 (ko) 2014-08-08 2015-09-08 한국원자력연구원 사용후 핵연료봉 산화탈피복 이중반응 산화장치
WO2020074793A1 (fr) * 2018-10-09 2020-04-16 Framatome Installation de production de poudre de combustible nucleaire
CN109949955B (zh) * 2019-03-22 2021-01-05 中国原子能科学研究院 一种乏燃料短段氧化装置及其方法

Family Cites Families (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS5847039B2 (ja) * 1977-04-01 1983-10-20 石川島播磨重工業株式会社 核燃料の処理方法及び核方法に用いる処理装置
US4343478A (en) * 1981-03-13 1982-08-10 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Face seal assembly for rotating drum
JPS58191998A (ja) * 1982-05-06 1983-11-09 動力炉・核燃料開発事業団 環状槽型マイクロ波加熱装置
KR100268658B1 (ko) * 1998-03-23 2000-10-16 임창생 이산화우라늄 소결체의 연삭찌꺼기를 이용한 팔산화삼우라늄 분말 회수장치
JP2002071882A (ja) 2000-09-01 2002-03-12 Toshiba Corp 使用済燃料棒の溶解方法及びその装置
KR100407728B1 (ko) * 2001-03-21 2003-12-01 한국원자력연구소 플라즈마를 이용한 사용후핵연료 산화환원 장치
JP3994203B2 (ja) 2004-02-06 2007-10-17 独立行政法人 日本原子力研究開発機構 選択硫化と磁気分離による再処理方法

Also Published As

Publication number Publication date
KR100662085B1 (ko) 2006-12-28
US7504079B2 (en) 2009-03-17
US20070110640A1 (en) 2007-05-17
JP2007139746A (ja) 2007-06-07

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP4283823B2 (ja) 使用済み核燃料の空気酸化炉
JP2543707B2 (ja) オイルの放射性汚染除去方法
EP0906249A2 (en) Method and system for high-temperature waste treatment
US4855082A (en) Process for rendering harmless dangerous chemical waste
CN108665993B (zh) 一种核电厂超临界水氧化反应器及其处理方法
JP2006314958A (ja) 電解装置
JP2006289281A (ja) 廃棄黒鉛材料の減容装置と減容方法
JP2009166040A (ja) 縦形撹拌加熱反応装置
KR101089843B1 (ko) 운전, 유지보수가 용이한 사용후핵연료 산화장치
JP5990417B2 (ja) 放射性廃棄物の減容処理装置
US6929676B2 (en) Apparatus and method for treating containerized feed materials in a liquid reactant metal
KR102475811B1 (ko) 슬러지 파라핀 고화체의 재처리방법 및 이에 사용되는 파라핀 분리장치
JP2002517733A (ja) 核燃料溶解装置
CN109174946A (zh) 一种用于土壤修复的筛分热脱附装置及其方法
KR960014603B1 (ko) 방사성 핵폐기물의 소각로유닛과 유리화로유닛 및 그 배기가스 정화장치와 유리화 처리방법
JP4918426B2 (ja) ミキサ
JPS6041319B2 (ja) 処理物を液中で連続的に処理する装置
JP2005249389A (ja) 高線量放射性廃棄物の処理方法
JP2020532427A (ja) 廃棄物処理方法
JP4652377B2 (ja) 樹脂系改質剤の製造装置
KR100871290B1 (ko) 사용후 핵연료와 봉의 자동분리 압출장치
JP2004251604A (ja) インフレータの定量供給装置
JP3694780B2 (ja) 灰中ダイオキシンの熱分解装置
RU90610U1 (ru) Устройство для извлечения отработавшего ядерного топлива
CN110740825A (zh) 闭循环砂再生铸件制造系统、铸件制造监控系统及配备于其的洗涤装置

Legal Events

Date Code Title Description
A131 Notification of reasons for refusal

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131

Effective date: 20081208

A521 Written amendment

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523

Effective date: 20090130

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: 20090223

A01 Written decision to grant a patent or to grant a registration (utility model)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A01

A61 First payment of annual fees (during grant procedure)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A61

Effective date: 20090319

R150 Certificate of patent or registration of utility model

Ref document number: 4283823

Country of ref document: JP

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R150

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R150

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20120327

Year of fee payment: 3

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20120327

Year of fee payment: 3

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20130327

Year of fee payment: 4

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20140327

Year of fee payment: 5

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

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