JPS6010593B2 - 核燃料要素 - Google Patents
核燃料要素Info
- Publication number
- JPS6010593B2 JPS6010593B2 JP54120614A JP12061479A JPS6010593B2 JP S6010593 B2 JPS6010593 B2 JP S6010593B2 JP 54120614 A JP54120614 A JP 54120614A JP 12061479 A JP12061479 A JP 12061479A JP S6010593 B2 JPS6010593 B2 JP S6010593B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- nuclear fuel
- container
- nozzle
- freeze
- radioactive
- 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
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Classifications
-
- Y—GENERAL 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
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
この発明は原子炉運転中に核燃料内に生成する放射性希
ガスを回収するようにした核燃料要素に関する。
ガスを回収するようにした核燃料要素に関する。
現在、動力炉として実用化されている沸騰水型原子炉、
加圧水型原子炉や、現在開発中のＮａ冷却高速増殖炉等
に使用されている核燃料要素はたとえば第１図に断面図
で示す構造がとられている。
加圧水型原子炉や、現在開発中のＮａ冷却高速増殖炉等
に使用されている核燃料要素はたとえば第１図に断面図
で示す構造がとられている。
図の中で、１は燃料被覆管、２，３は燃料被覆管１の両
端を閉塞する上下部端栓であり、４は燃料被覆管１内に
収納されたウラン又は、ウランとプルトニウムの混合酸
イけ物を競結した核燃料である。５は核燃料の燃焼が進
行するにつれて生成するガス成分により核燃料要素内の
圧力が異常に高くなり内圧破損すを起こさない様にする
ために燃料被覆管１の内部に設けられたプレナム部であ
り、６は核燃料を固定するために設けられたスプリング
を示す。
端を閉塞する上下部端栓であり、４は燃料被覆管１内に
収納されたウラン又は、ウランとプルトニウムの混合酸
イけ物を競結した核燃料である。５は核燃料の燃焼が進
行するにつれて生成するガス成分により核燃料要素内の
圧力が異常に高くなり内圧破損すを起こさない様にする
ために燃料被覆管１の内部に設けられたプレナム部であ
り、６は核燃料を固定するために設けられたスプリング
を示す。
この様な核燃料要素は数十本をまとめた燃料集合体を単
位として、原子炉に挿入され所要の目的に供される。
位として、原子炉に挿入され所要の目的に供される。
原子炉の運転にしたがい一定の燃焼度に達した核燃料要
素は瞭子炉から取り出されて一定時間放遣し、放射能の
減衰と冷却を持って再処理工場へ運ばれる。再処理工場
へ運ばれた核燃料要素内には多くの核分裂生成物が含ま
れている。
素は瞭子炉から取り出されて一定時間放遣し、放射能の
減衰と冷却を持って再処理工場へ運ばれる。再処理工場
へ運ばれた核燃料要素内には多くの核分裂生成物が含ま
れている。
とりわけ、核分裂により生成する放射性希ガスのうち特
に半減期のの長い篤Ｋｒ（半減期１０．７年）は通常の
冷却期間中にほとんど放射能の減衰がないため、生成し
たほぼ全量がそのまま核燃料要素内のブレナム部中に蓄
積されている。再処理工場においては核燃料要素は１〜
３肌の長さに切断され、硝酸に溶解の後分離工程でウラ
ンとプルトニウムを分離回収および精製が行なわれる。
に半減期のの長い篤Ｋｒ（半減期１０．７年）は通常の
冷却期間中にほとんど放射能の減衰がないため、生成し
たほぼ全量がそのまま核燃料要素内のブレナム部中に蓄
積されている。再処理工場においては核燃料要素は１〜
３肌の長さに切断され、硝酸に溶解の後分離工程でウラ
ンとプルトニウムを分離回収および精製が行なわれる。
核燃料要素の切断の工程において放射性希ガスはその全
量が切断工程のホットセル雰囲気中に放出される。更に
ホットセル内に放出された希ガスはフィルターを経て再
処理工場のスタックより環境中に放出される。
量が切断工程のホットセル雰囲気中に放出される。更に
ホットセル内に放出された希ガスはフィルターを経て再
処理工場のスタックより環境中に放出される。
このため、核燃料中に生成する８５Ｋｒはほぼ全量環境
へ放出されることとなる。例えば年間ｉ．５００トンの
使用済核燃料の処理能力をもつ工場においては、年間１
．６×１０７キューリ−という多量の肉Ｋてが放出され
ることとなる。
へ放出されることとなる。例えば年間ｉ．５００トンの
使用済核燃料の処理能力をもつ工場においては、年間１
．６×１０７キューリ−という多量の肉Ｋてが放出され
ることとなる。
最近は環境の放射性物質による汚染を防止するため放射
性物質の環境への放出がきびしく規制される方向にあり
再処理工場においても技Ｋｒの回収が不可欠のものとな
ってきている。このため「生成する放射性ガス中のＫｒ
を回収するため低温蒸留法「選択的吸収法、選択的膜透
過法等およびこれらの装置の開発がすすめられている。
性物質の環境への放出がきびしく規制される方向にあり
再処理工場においても技Ｋｒの回収が不可欠のものとな
ってきている。このため「生成する放射性ガス中のＫｒ
を回収するため低温蒸留法「選択的吸収法、選択的膜透
過法等およびこれらの装置の開発がすすめられている。
しかし、一度核燃料要素の切断工程でホットセル中の雰
囲気に拡散した放射性希ガスを回収するためは多量のガ
スを処理せねばならず、大きな設備が必要となり多くの
費用が必要となる。
囲気に拡散した放射性希ガスを回収するためは多量のガ
スを処理せねばならず、大きな設備が必要となり多くの
費用が必要となる。
そのためホットセル内の雰囲気に拡散する以前、すなわ
ち核燃料要素中において〜篤Ｋｒを容易にかつ、確実に
回収できることが望まれている。この発明は上記の要望
に鑑みてなされたもので燃料被覆管の内部にフリーズシ
ール機構を有する導入口を持った密閉容器を設け、フリ
ーズシール機構を原子炉運転中の燃料被覆管内温度で開
状態として核燃料要素内に生成した放射性希ガスを密閉
容器内に導入し、前記温度より低い温度で閉状態として
放射性希ガスを密閉容器内に回収することにより、使用
済の核燃料要素を再処理する場合に核燃料要素中に蓄積
されている放射性希ガス（主に８５Ｋｒ）が燃料被覆管
切断工程でホットセル内に放出されるのを防ぎ、更に環
境へ放出するのを防止し、また放出し、拡散した多量の
ガスを処理する大きな設備を必要とせず、容易かつ確実
に放射性希ガスが回収出来る核燃料要素を提供すること
を目的とする。
ち核燃料要素中において〜篤Ｋｒを容易にかつ、確実に
回収できることが望まれている。この発明は上記の要望
に鑑みてなされたもので燃料被覆管の内部にフリーズシ
ール機構を有する導入口を持った密閉容器を設け、フリ
ーズシール機構を原子炉運転中の燃料被覆管内温度で開
状態として核燃料要素内に生成した放射性希ガスを密閉
容器内に導入し、前記温度より低い温度で閉状態として
放射性希ガスを密閉容器内に回収することにより、使用
済の核燃料要素を再処理する場合に核燃料要素中に蓄積
されている放射性希ガス（主に８５Ｋｒ）が燃料被覆管
切断工程でホットセル内に放出されるのを防ぎ、更に環
境へ放出するのを防止し、また放出し、拡散した多量の
ガスを処理する大きな設備を必要とせず、容易かつ確実
に放射性希ガスが回収出来る核燃料要素を提供すること
を目的とする。
次にこの発明の一実施例を第２図をもちいて説明する。
なお第１図と同一部位は同符号を付してその説明を省略
する。図において７は放射性希ガスを回収するため燃料
被覆管亀の内部に設けられた密閉容器であり、８‘ま密
閉容器７の下端に形成されたフリーズシール機構を有す
る導入口で、ノズル９とフリーズメタル１０を入れた容
器１１とで成り、ノズル９の先端は容器１１内のフリー
ズメタル亀９に挿入されている。また、フリーズメタル
１川ま例えば鉛、錫、インジウム等、あるいはそれらの
合金から成り、密閉容器７の容積は核燃料要素内のプレ
ナム部５の容積のほぼ９０％以上を占めるように形成さ
れている。
する。図において７は放射性希ガスを回収するため燃料
被覆管亀の内部に設けられた密閉容器であり、８‘ま密
閉容器７の下端に形成されたフリーズシール機構を有す
る導入口で、ノズル９とフリーズメタル１０を入れた容
器１１とで成り、ノズル９の先端は容器１１内のフリー
ズメタル亀９に挿入されている。また、フリーズメタル
１川ま例えば鉛、錫、インジウム等、あるいはそれらの
合金から成り、密閉容器７の容積は核燃料要素内のプレ
ナム部５の容積のほぼ９０％以上を占めるように形成さ
れている。
以上のように構成されたこの発明の作用を次に説明する
。
。
藤子炉が始動し、核燃料４が燃焼するにしたがい核燃料
要素の温度が上昇し〜同時に放射性希ガスが生成され、
核燃料要素内の圧力が上昇する。
要素の温度が上昇し〜同時に放射性希ガスが生成され、
核燃料要素内の圧力が上昇する。
この温度上昇により容器１１中のフリーズメタル富Ｑ‘
ま溶融しフリーズシール機構は開状態となりかつ核燃料
要素内の圧力上昇により放射性希ガスは、導入口８のノ
ズル９を通って密閉容器７内に入る。すなわち、フリー
ズメタル亀０が溶融して液状となっている状態で、密閉
容器７内の圧力と核燃料要素内の圧力と等しい場合は「
フリーズメタルは、第２図に示すように「その液面が
容器１１内の燃料４側の液面位とノズル９内の液面位が
等しく燃料４側からのガスの流入はないが、燃料亀内の
圧力が上昇し、密閉容器７内の圧力より高くなると、容
器１１のフリーズメタル竃０の液面が「容器１１内の燃
料４側の液面位が下がりノズル９内の液面位が上昇して
、ついには、ノズル９の端まで燃料４側の液面位が下降
すると燃料４内の放射性希ガスはノズル９の端部より泡
状（極端に圧力差があるとノズル９１こガスの流通路が
生ずる。）になってノズル９内に進入し、密閉容器７内
に放射性希ガスが充満する。そして完全に充満すると密
閉容器７の内外の圧力差がなくなり、フリーズメタル首
０がノズル９を下降し「第２図に示すような、初期状態
にもどる。密閉容器７の容積がプレナム部５の９０％以
上を占めているので生成した放射性希ガスの多くが密閉
容器７内に入る。次に原子炉の核燃料要素の交換等の為
原子炉の運転を停止し、炉内温度が下がり「核燃料要素
の温度が下がると容器１亀内のフリーズメタル１０は凝
固しフリーズシール機構は閉状態となり、放射性希ガス
は密閉容器７に封じ込められる。
ま溶融しフリーズシール機構は開状態となりかつ核燃料
要素内の圧力上昇により放射性希ガスは、導入口８のノ
ズル９を通って密閉容器７内に入る。すなわち、フリー
ズメタル亀０が溶融して液状となっている状態で、密閉
容器７内の圧力と核燃料要素内の圧力と等しい場合は「
フリーズメタルは、第２図に示すように「その液面が
容器１１内の燃料４側の液面位とノズル９内の液面位が
等しく燃料４側からのガスの流入はないが、燃料亀内の
圧力が上昇し、密閉容器７内の圧力より高くなると、容
器１１のフリーズメタル竃０の液面が「容器１１内の燃
料４側の液面位が下がりノズル９内の液面位が上昇して
、ついには、ノズル９の端まで燃料４側の液面位が下降
すると燃料４内の放射性希ガスはノズル９の端部より泡
状（極端に圧力差があるとノズル９１こガスの流通路が
生ずる。）になってノズル９内に進入し、密閉容器７内
に放射性希ガスが充満する。そして完全に充満すると密
閉容器７の内外の圧力差がなくなり、フリーズメタル首
０がノズル９を下降し「第２図に示すような、初期状態
にもどる。密閉容器７の容積がプレナム部５の９０％以
上を占めているので生成した放射性希ガスの多くが密閉
容器７内に入る。次に原子炉の核燃料要素の交換等の為
原子炉の運転を停止し、炉内温度が下がり「核燃料要素
の温度が下がると容器１亀内のフリーズメタル１０は凝
固しフリーズシール機構は閉状態となり、放射性希ガス
は密閉容器７に封じ込められる。
放射能に減衰と冷却の為一定期間放置された後核燃料要
素は再処理工場に運ばれ切断されてウランとプルトニウ
ムの分離回収および精製が行われる。切断する時に切断
位置を適当に選ぶことにより密閉容器７は放射性希ガス
が封入されたまま単独に取り出される。以上の説明から
明らかなように、使用済の核燃料要素を再処理する場合
し核燃料要素切断工程でホットセル内に放射性希ガスが
放出拡散されることがなく、更に環鏡に放出されること
がない。この為、多量の拡散したガスを処理する大きな
設備を必要としない。又、容易かつ確実に放射性希ガス
が回収出来る為環鏡の汚染を防ぐことが出来るなどの利
点がある。なお上記実施例では導入口８を形成するノズ
ル９、容器１１を密閉容器７の下端側外部に設けたが「
第３図に示す第２の実施例のごとく、密閉容器７の上端
側内部にノズル９、容器１１を設けて導入口８を形成し
ても上記実施例と同様効果が得られることは明らかであ
る。
素は再処理工場に運ばれ切断されてウランとプルトニウ
ムの分離回収および精製が行われる。切断する時に切断
位置を適当に選ぶことにより密閉容器７は放射性希ガス
が封入されたまま単独に取り出される。以上の説明から
明らかなように、使用済の核燃料要素を再処理する場合
し核燃料要素切断工程でホットセル内に放射性希ガスが
放出拡散されることがなく、更に環鏡に放出されること
がない。この為、多量の拡散したガスを処理する大きな
設備を必要としない。又、容易かつ確実に放射性希ガス
が回収出来る為環鏡の汚染を防ぐことが出来るなどの利
点がある。なお上記実施例では導入口８を形成するノズ
ル９、容器１１を密閉容器７の下端側外部に設けたが「
第３図に示す第２の実施例のごとく、密閉容器７の上端
側内部にノズル９、容器１１を設けて導入口８を形成し
ても上記実施例と同様効果が得られることは明らかであ
る。
次に、第４図をもちいて第３の実施例を説明する。
なお第２図と同一部位は同符号を付して、その説明は省
略する。図において、ｇａは密閉容器７の下端側外部に
設けられ逆止弁機構１２を有するノズルで、一端がフリ
ーズメタルＩＱの入った容器１１に挿入されている。こ
のように構成すると、原子炉運転中核燃料要素の内部圧
力が上昇し、生成された放射性希ガスは逆止弁機構１２
が開状態となってノズル８ａを介して密閉容器７内に集
められる。
略する。図において、ｇａは密閉容器７の下端側外部に
設けられ逆止弁機構１２を有するノズルで、一端がフリ
ーズメタルＩＱの入った容器１１に挿入されている。こ
のように構成すると、原子炉運転中核燃料要素の内部圧
力が上昇し、生成された放射性希ガスは逆止弁機構１２
が開状態となってノズル８ａを介して密閉容器７内に集
められる。
また運転途中で核燃料要素の燃料被覆管１がたとえば破
損し、密閉容器７の周囲の圧力が低下すると逆止弁機構
１２がフリーズメタル１０が凝固する前に閉状態となり
密閉容器７内の放射性希ガスは外部に出ることなく密閉
容器７内に封じ込められる。上記の説明から明らかなよ
うに原子炉の通常の運転時において容易、かつ確実に放
射性希ガスを回収できるとともに核燃料要素が万一破損
した場合でも確実に放射性希ガスを密閉容器に回収する
ことが出釆、環鏡に放射性希ガスを放出して汚染するこ
とがなくなる利点がある。
損し、密閉容器７の周囲の圧力が低下すると逆止弁機構
１２がフリーズメタル１０が凝固する前に閉状態となり
密閉容器７内の放射性希ガスは外部に出ることなく密閉
容器７内に封じ込められる。上記の説明から明らかなよ
うに原子炉の通常の運転時において容易、かつ確実に放
射性希ガスを回収できるとともに核燃料要素が万一破損
した場合でも確実に放射性希ガスを密閉容器に回収する
ことが出釆、環鏡に放射性希ガスを放出して汚染するこ
とがなくなる利点がある。
以上説明したようにこの発明は原子炉内に生成する放射
性希ガスを環鏡中に放出することなく「容易かつ確実に
密閉容器に封じ込めたまま回収することが出釆、安全で
環境汚染を伴わない効果がある。
性希ガスを環鏡中に放出することなく「容易かつ確実に
密閉容器に封じ込めたまま回収することが出釆、安全で
環境汚染を伴わない効果がある。
第１図は従来の核燃料要素を示す断面図、第２図はこの
発明の一実施例を説明する為に示す断面図、第３図、第
４図はこの発明の第２及び第３の実施例を示す断面図で
ある。 亀・・・燃料被覆管、２，３…端栓、４・・・核燃料、
５…プルトニウム部、７…密閉容器、８…導入口、３，
９ａ…ノズル、富０…フリーズメタル、亀亀・・・容器
、１２・・・逆止弁機構。 第１図 第２図 第３図 第４図
発明の一実施例を説明する為に示す断面図、第３図、第
４図はこの発明の第２及び第３の実施例を示す断面図で
ある。 亀・・・燃料被覆管、２，３…端栓、４・・・核燃料、
５…プルトニウム部、７…密閉容器、８…導入口、３，
９ａ…ノズル、富０…フリーズメタル、亀亀・・・容器
、１２・・・逆止弁機構。 第１図 第２図 第３図 第４図
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ 核燃料と、この核燃料を被覆し、かつプレナム部を
有する燃料被覆管と、この燃料被覆管の前記プレナム部
内に装填してなり、容器部と、この容器部にその内外を
連通するノズルを設けこのノズルの口をフリーズシール
で閉塞するよう構成してなるフリーズシール機構とを有
し、前記フリーズシールが溶融時に前記ノズルより前記
容器部内に、前記燃料被覆管内で生成する放射性希ガス
を導入し、前記フリーズシールが固化した時にこの導入
した放射性ガスを前記容器部内に封じ込めて、前記フリ
ーズシールで密閉するよう構成してなる密閉容器とを具
備してなることを特徴とする核燃料要素。 ２ フリーズシール機構に、一度密閉容器内に入った希
ガスを前記密閉容器外へ放出するのを阻止する逆止弁機
構を設けたことを特徴とする特許請求の範囲第１項記載
の核燃料要素。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP54120614A JPS6010593B2 (ja) | 1979-09-21 | 1979-09-21 | 核燃料要素 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP54120614A JPS6010593B2 (ja) | 1979-09-21 | 1979-09-21 | 核燃料要素 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5644891A JPS5644891A (en) | 1981-04-24 |
| JPS6010593B2 true JPS6010593B2 (ja) | 1985-03-18 |
Family
ID=14790595
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP54120614A Expired JPS6010593B2 (ja) | 1979-09-21 | 1979-09-21 | 核燃料要素 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6010593B2 (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH0261273U (ja) * | 1988-10-28 | 1990-05-08 |
Families Citing this family (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS58219238A (ja) * | 1982-06-15 | 1983-12-20 | Mitsui Toatsu Chem Inc | 芳香族ポリアミド−ポリイミド共重合体の製造法 |
| JPS58219237A (ja) * | 1982-06-16 | 1983-12-20 | Mitsui Toatsu Chem Inc | 芳香族ポリアミド−ポリイミド共重合体の製造方法 |
| JPS59204518A (ja) * | 1983-05-09 | 1984-11-19 | Mitsui Toatsu Chem Inc | 共重合体フイルムの製造方法 |
| JPH0796619B2 (ja) * | 1986-04-30 | 1995-10-18 | 三菱電機株式会社 | 芳香族ポリアミドイミドの製造法 |
| JP2010145234A (ja) * | 2008-12-18 | 2010-07-01 | Global Nuclear Fuel-Japan Co Ltd | 核燃料棒 |
-
1979
- 1979-09-21 JP JP54120614A patent/JPS6010593B2/ja not_active Expired
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH0261273U (ja) * | 1988-10-28 | 1990-05-08 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS5644891A (en) | 1981-04-24 |
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