JPS61169798A - 使用済核燃料の連続溶解装置 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。

Description

【発明の詳細な説明】 〔発明の利用分野〕 本発明は使用済セラミック核燃料の再処理工程において
、核燃料を加熱された硝酸に溶解し、不、　溶解性の被
覆材と分離する装置に係わり、特に、核分裂性物質の濃
度の高い核燃料を連続的に高能率で溶解処理するに好適
な装置に関する。

〔発明の背景〕

セラミック核燃料は通常、円柱瓜のペレット状に焼結加
工された核燃料物質を金属製の被覆管中に密封して燃料
体となし、さら束状に組立てて、いわゆる核燃料集合体
を構成する。

核燃料物質には中性子の存在下に核分裂する核分裂性物
質と、中性子の存在下に核分裂性物質を生成する核原料
物質がある。

質量数が２３３１九は２３５であるウランや質量数が２
３９または２４１であるプル）＝ラムは核分裂性物質で
あり、質量数２３８であるウランはプルトニウムを生成
する核原料物質、質量数が２３２であるトリウムは質量
数が２３３のウランを生成する核原料物質である。

核分裂性物質の濃度はその燃料が用いられる原子炉の種
類、目的によって異なっている。低エネルギーに減速さ
れた中性子によって核分裂を持続させる型式の原子炉で
は通常は核分裂性物質の濃度は低く、高工）ルギーの中
性子によって核分裂を持続させる凰式の原子炉では通常
は核分裂性物質の濃度が高い。

核燃料集合体は原子炉の炉心に挿入され、核分裂性物質
の原子は中性子の存在下に核分裂して２原子の核分裂生
成物原子に変ると同時に熱エネルギーと放射線を発生す
る。核原料物質の一部の原子は中性子を吸収した後、一
連の核反応を経て核分裂性物質の原子となフ、その一部
は原子炉中で核分裂する。

核分裂性物質が消費され、発熱量が低下して原子炉中で
の使用に適さなくなった燃料集合体は原子炉から取出さ
れ、使用済燃料といわれる。

使用済燃料の核分裂性物質、核原料物質を再使用するた
め核分裂生成物と分離する工程が再処理である。

再処理の工程は一般に多岐にわたる単位工程から構成さ
れるが、通常商業的に行われるピュレツクス法と呼ばれ
る公知の方法においては、その最初の段階で核燃料体は
小片に剪断され続いて核燃料物質が硝酸に溶解される。

核燃料体の被覆材は一般にジルコニウム合金あるいはス
テンレス鋼で硝酸に溶解しないので核燃料物質が溶解し
た後に分別される。

核燃料の溶解工程において第一に考慮すべき技術的問題
点は臨界安全対策すなわち連鎖的核分裂反応の防止対策
である。

臨界安全上の対策は核燃料中の核分裂性物質の濃度に依
存するが、一般に極めて保守的に取扱われ、いかなる場
合にも臨界安全が達成されるように配慮される。

一般に、核分裂性物質の濃度は原子炉中で消費される前
の高濃度でアシ、核分裂生成物や残存する可燃性中性子
毒物の中性子吸収は無いものとし、また、溶解装置の中
では最も核分裂反応が起りやすい条件にあるものとする
。

核燃料の溶解装置の設計においては、構成する部分の幾
何学的形状を装荷する可能性のある核分裂性物質の量に
対応して制限するのが通常である。

すなわち、円筒形の容器においてはその直径、平板状の
容器ではその厚さをそれぞれ制限する。

容器の外側に水または蒸気を通すための外套を持つ場合
には当該外套まで含めた寸法で制限される。

円筒と平板の折衷として厚さを制限した円環状の容器が
用いられることがある。

特に円環状の容器の場合に、内筒の外側に熱中性子を効
果的に吸収するカドミウムの薄板を貼シクけ１かつ、内
筒内に中性子を減速して熱中性子化するために効果的な
物質を配置して、安全性を高め、あるいは、厚さの制限
を緩めることが公知でおる。

核燃料を装荷するかごを用いる場合にはかごの寸法は容
器とは別に制限される必要がある。

核燃料の溶解工程において第二に考慮すべき技術的問題
点は溶解に伴う反応の制御である。

セラミック核燃料の代表的な物質である二酸化クランを
硝酸に溶解する場合、溶解速度は二酸化ウランの表面積
と硝酸の濃度および温度に影響される。実際の場合には
さらに二酸化ウランの表面で溶解生成物である硝酸ウラ
ニル水溶液と硝酸を置換する速度に影響される。

限られた形状の溶解装置で能率を高めるために硝酸の温
度を沸騰点まで高め、また、熱サイホンによって容器内
の硝酸を循環させ、あるいは、気体を吹き込んで流動さ
せるなどの方法が既に提案されている。

一方、二酸化ウランが硝酸に溶解する反応に伴って多量
の酸化窒素ガスを発生するため、溶解速度が大きすぎる
と容器から泡が噴出し、これに伴って高放射性の溶解液
が不用に拡散する恐れがある。核燃料の剪断で生じた微
小な粉末が溶解する場合に特に著しい問題となる。

核燃料の溶解装置として、核燃料を装荷した容器中に必
要なだけの硝酸を加えて溶解を完結し、溶解液を取プ出
すいわゆる回分方式と容器に核燃料と硝酸を装荷しなが
ら溶解液を取ル出すいわゆる連続方式ならびに両者を折
衷した半連続方式かあ、る。

一般に連続方式は高能率であるが、被覆材からなる不溶
解物の取り出しに問題があシ、この点を解決するために
、特開昭５６−９４２９７号公報記載の処理物を液中で
連続的に処理する装置が提案されている。しかし、この
装置は、縦長構造のために耐震性の点で不利であること
、又、構造が複雑なためハルにより経路内で目詰りを起
すという懸念がある。

〔発明の目的〕

本発明の目的は、核分裂性物質の濃度が高い核燃料を溶
解処理液に溶解するにあたシ、臨界安全性を保ちながら
処理容量を大きく保ち、溶解工程の進行を完全ならしめ
、剪断片の装荷や被覆材の取出しに際して経路の詰シが
なく、高腐食性の雰囲気中で機械的耐久性を保ち、故障
時にあっても保守の容易な核燃料の連続溶解処理装置を
提供することにある。

〔発明の概要〕

本発明の溶解装置は、環状容器と該容器の液面上で支え
られた環状の駆動わくから核燃料装荷かごを吊下げ、か
ごの下部を硝酸溶液などに浸しながら環状容器中を一方
向に水平移動させる構造としたことｔ−特徴とする。

本発明の特徴によれば、環状容器を用いているので容器
の厚さが小さいにも拘らず内容積は大きくすることがで
き、また、断面が扇形の核燃料装荷かごの採用によって
核燃料の装荷容量も大きくすることができる。

本発明の別の特徴は、環状容器に隔壁を設けることにあ
シ、これによって核燃料が移動につれて向流する硝酸と
接触できることである。

本発明のさらに別の特徴によれば、溶解されるべき核燃
料の体積の割く装荷かごの開口面積が大きく、さらに上
部に連通した空間が存在させることにあり、これにより
溶解に伴う酸化窒素の泡発の影響をまぬがれることがで
きる。

〔発明の実施例〕

以下、本発明の詳細な説明する。

第１図は一実施例になる溶解装置の基本構成を示す斜視
図である。

装置は基本的に外壁１、内壁２、底板３から構成される
環状容器と複数の同一形状を有する燃料装荷かと４から
構成される。底板３は連続して清めらかな傾斜を有して
おシ、燃料装荷かと４の目孔から落下した小さな不溶性
片は次第に最深部に移動する。燃料装荷かと４０下半は
溶解処理液５の液面下に浸っている。

第１図に基本構成を示す装置は定りた位置において核燃
料を装荷かとに装荷すれば順次一方向に移動してゆき、
別の定った場所において不溶性の残留物を排出すること
によって連続的に運転できるものである。

第２図は実施例の下位構成を示す図である。第２図に追
加されたものは環状わく６である。環状わく６は環状容
器の本体部分の上部で支持され回転運動する。環状わく
６は内輪７、外輪８とさん９で一体に構成され、燃料装
荷かと４を吊り下げる扇形わく１０を形成している。

第３図は実施例のさらに下位構成を説明する概略図であ
る。第３図は燃料装荷かと４の詳細を示す。

燃料装荷かと４は断面が扇形で扇形底板１１、側板１２
および縁わく１３よりなりている。底板１１および側板
１２の接液部には多数の目孔（図示せず）を有している
。燃料装荷かと４の形状は環状容器の外壁１、内壁２の
それぞれ表面と等間隔の距離を保つように設定される。

縁わく１３は環状わ〈６の扇形わく１０と共動し燃料装
荷かご４を吊下げるよう作動する。

第４図は実施例における装置の構成を説明する概略図で
ある。第４図では環状容器は隔壁１４で区画されている
。この場合核燃料装荷かと４は反時計方向に順次移動す
る。燃料装荷口１５はその直下に核燃料装荷かと４が位
置した時に燃料体剪断機（図示せず）から燃料剪断片を
通過させ核燃料を核燃料装荷かと４に装荷する。排気口
１６は溶解装置内で発生する気体類を排気し、内部を負
圧に保つために排気設備（図示せず）に接続されｔ０搬
送部１７は環状容器の上部で隔壁１４ｆ！：またぐよう
に設置されており、まず定位置まで到達した核燃料装荷
かご４を吊上位置１８まで引上げられ、扉１９を開いて
開口部２０から受渡装置（図示せず）によって取シ出さ
れ、不溶解の内容物が排出された後に元の吊上位置４８
に戻されるる。核燃料装荷かと４は搬送部１７によって
吊下位ｆ１２１まで移送し、溶解処理液５に浸漬される
。

第５図は実施例における装置の１断面の構造を示す概略
図である。環状わく６は下方ローラ２１と側方ローラ２
２と環状ガイド２３によって水平かつ偏心なく支えられ
ている。環状わく６にはまたラック歯２４が取シつけら
れ、ピニオン歯車２５およびこれと接続された駆動装置
（図示せず）で回転される。環状容器の頂部は接液部よ
り拡巾された環状７ランジ２６を形成しており、蓋２７
がガスケット２８を介して遠隔操作が可能なねじ２９で
締つけられ、気密性を保っている。ここでは、排気口１
６が蓋２７と一体化している場合を示している。

第５図から明らかなように、蓋２７を取シ外せ＆３ｊｌ
状わく６は真直ぐ上方に引上げることによって容易に取
はずすことができ、下方ローラ２１、側方ロー９２２、
ラック歯２４の点検保守を容易に行うことができる。

ジャケット３０は蒸気を導入して加熱あるいは冷水を導
入して冷却を行うために用いられる。ジャケット３０は
環状容器の外壁１および内壁２の延長部と底板３および
ジャケット底３１で囲われている。この構成は万一ジャ
ケラ）３０内に溶解液が侵入しても臨界安全上支障がな
いよう配慮されている。

熱中性子吸収板３２は水タンク３３と内壁２の隙き間に
強固に取シクけてあり、核燃料が発生する中性子が水タ
ンク３３の中で減速して熱中性子になった後は吸収して
しまい中性子増倍率が高くなることを防止する。

第６図は実施例における装置の一部を示す断面図である
。１または複数の空気揚液器３４が環状容器の最深部か
ら溶液を汲み上げ吐出口３５から纏状わく６の外輪８に
設けた切欠３６を通して核燃料装荷かと４中に戻す。環
状容器の底部に留る不溶片を核燃料装荷かと４中に戻す
と同時に溶液の攪拌を行っている。空気吹込口３７もま
た環状容器の最深部に設置され、溶液の攪拌・均一化を
図る。溶液排出口３８＃ｉ溶液面からの溢流分を排出す
るが、溶液排出管３９は蒸気エジェクタ（図示せず）と
共動して環状容器中の液体をすべて排出する場合に用い
られる。燃料装荷口１５は蓋３１と一体となシ、ガスケ
ット２８を介して遠隔操作が可能なねじ２９で環状フラ
ンジ２６に締めつけられている。

第７図は実施例における装置の他の一部断面を示す図で
ある。この断面では核燃料装荷かと４が吊上位置１８に
位置している。内扉４０は環状容器の負圧を維持するた
めに常時閉じているが、吊上装置４１が降下する前には
開放する。吊上装置４１は搬送部１７に付属しておシ、
環状わく６の扇形わく１０の中から核燃料装荷かと４を
吊シ上げる。スプレー４２は水または蒸気を噴射して核
燃料装荷かと４に付着した溶解処理液を況い落す。

放射線検出器４３Ｆｉ核燃料装荷かと４の中に溶は残っ
た核燃料物質が発生する放射線を選択的に測定する。溶
は残りがないと判断されれば扉１９を開き、開口部２０
を通して受渡装置４４で核燃料装荷かご４ｆ！：外部に
取シ出す。受渡装置４４は回転機構を持ち、内容物を受
は皿４５を介して容器４６に移した後、核燃料装荷かと
４を吊上装置４１に受渡す。扉１９１に閉じた後に搬送
部１７は核燃料装荷かご４を吊下位置２０まて移送する
。

吊下位置２０の直下の内扉４０を開いて核燃料装荷かと
４ｔ−扇形わ（１０の中に吊り下ろし、引上装置４１が
引込んでから内ｎ４０を閉じる。空の核燃料装荷かと４
は下部が溶解処理液５に浸漬され、次に燃料装荷口１５
の直下に移動した時に装荷が行われる。

溶解処理液供給口４７は複数個設置され、少くとも１個
は溶解処理液を切欠３６を通して核燃料装荷かと４に直
接供給する。ここで、次の段階では吊上げられる燃料装
荷かと４には十分に溶解能力のある新溶解処理液が注が
れ、不溶性の被覆材に付着する可溶性の核燃料物質は効
果的に除去される。

第８図は実施例装置の運転状況を説明するための側面か
らの展開図である。装置内には環状わく６に配置された
扇形わ＜１０の数量より２個少々い数の核燃料装荷かと
４が最大限配置される。

核燃料装荷かと４の移動は常時連続的である必然性はな
く、むしろ、少なくとも核燃料装荷と核燃料装荷かと４
の吊上げ、吊下ろしとは環状わく６を一定位置に停止し
た状態で行うことが好ましい。核燃料の核燃料装荷かと
４への装荷方法は本発明の範囲外であるが、この装置の
運転上は溶解反応に伴う酸化窒素の多量の発泡を防ぐた
め装荷速度を制限して行う。

次に、本発明を核分裂性物質濃度の高い高速増殖炉、炉
心燃料の溶解に用いた場合の実施例について説明する。

高速増殖炉、炉心燃料は外径６．５　ｗｃｍ　、肉厚０
．４７簡のステンレス鋼被覆管に核分裂性プルトニウム
を２０％含むウラン−プルトニウム混合酸化物ペレット
２２０ｇと劣化ウランの酸化物からなるペレツ）１５０
ｇを装填して端栓を密封した燃料棒から構成されている
。燃料棒の重量は５２０ｇである。

この燃料は原子炉中で定格まで使用された後、燃料棒中
の核分裂性プルトニウムは約半分に減少しているが再処
理のための溶解装置の設計にあたっては、燃焼が進んで
いない場合にも備え、また、核分裂性プルトニウムの含
量が多い部分のみが溶解装置に装荷されることにも対処
しなければならない。

耐硝酸性の金属材料製で内側壁の外側にカドミウム薄板
を貼９つけ、さらに水タンクを中心に配置して構成され
た環状溶解容器で上記の高核分裂性物質濃度燃料を溶解
する場合、臨界安全を確保するために必要な容器厚さ制
限値は内法で７５ｍであシ、燃料棒の剪断片を装荷する
ためのかごの厚さ制限値は内法で５０ｍでおった。

溶解に先立って長さ約３０ｍに剪断された燃料棒は核燃
料装荷かとに容積ＩＬあたシ４．８　Ｋｇが装荷される
。このうち、核燃料酸化物は３．４に９である。

内径２ｍ１容器壁厚さ１０１１１Ｉ１１内法厚さ７５謹
最深液深５００ｍ、最浅液深３００ｍの環状容器の溶解
処理液収容量は１９７ｔである。

一方、核燃料装荷かごとしては、弧の長さが内法で５３
２園と５０５ｍで厚さが５０鴎で深さが４５０鑓とし、
溶解装置に＃ｉ１０個を装荷する。

１個の核燃料装荷かごの液浸容積は液浸深さが３００＋
＋ｍの場合に７．７７１であり、核燃料の充填高さを２
００曙とすれば５．１８　ｔとなり、燃料棒の装荷量は
２４．８６Ｋｆ、核燃料酸化物量は１７．６　Ｋｇであ
る。この量は燃料棒単位として約４８本分である。

１個の核燃料装荷かとへの装荷サイクルは１時間であり
、装荷の開始から取出しまでの溶解時間は９時間となる
。本装置が１日で溶解できる核燃料棒の重量は最大で５
９６ＫＦでここに含まれる核燃料酸化物量は４２２Ｋｆ
である。

酸化物燃料の溶解に消費する硝酸量は１日あたり６３０
Ｋｆで、８規程の硝酸が１日あたり１２５０を供給され
た。溶解液の平均濃度は３８４ｇＵ＋Ｐｕ／ｌで、硝酸
濃度は３規程であった。

溶解にあたって、環状容器の底部に分割して設置された
ジャケットに適宜加熱用水蒸気を供給することによって
溶解反応部の液温を９０Ｃに保った。

溶解処理液の対流、空気吹込み攪拌、空気揚液器による
循環によって溶解溶液の取出濃度は事実上一様に保走れ
た。

溶解装置中で９時間保持された核燃料装荷かご中には平
均して？、３Ｋｆのステンレス鋼被覆材が残っておシ、
１時間に１回あたシ装を外に取出されて、収納容器に移
された。

実施例の記載に拘らず、本発明の効果は他の変形例にお
いても発揮できるものである。

例えば、環状容器の寸法は必らずしも本発明の効果を制
限するものではなく、再処理工程の必要性と臨界安全上
の制限から定まるものである。

ただし、容器の深さを極端に深くすることは溶解装置の
製品である溶解液の濃度を一定に保つ上で好ましいもの
ではない。

本発明に係わる装置で実施例に用いられている各種の構
成９部品、構造についても目的を達成しうるものであれ
ばその種類を限定されるものではない。

例えば、環状わくの駆動方法は実施例の記載に拘わらず
一般的な各種歯車を用いた等速回転機構あるいは、爪車
による不等速回転機構などの中から選択できる。本機構
で求められる必要条件は回転運動そのものではなく、所
定位置における停止の精度と確実性であって、本発明の
下位概念の一つである核燃料装荷かごの環状わくへの装
脱着を達成するために必要である。この目的からは、歯
車に回転運動を伝達する方式よりも往復運動の回数が回
転角度に対応する方式の方が好ましい。

本発明は、臨界安全の確保という核燃料物質に特有の特
殊な条件において好適な効果を有するものであシ、この
目的のためには装置の形状において容器の厚さ、かごの
厚さの増大を伴う変形は厳拘防止せねばならない。この
点で、単なる平板構造よりも環状構造は構造力学的な安
定性を有しているが、さらに補強を付加することは本発
明の有効性を損うものではない。

本発明の適用にあたシ、実施例における対象核燃料物質
はプルトニウムとウランの混合酸化物としたが、本発明
は臨界安全を配慮する必要がある程度において核分裂性
物質を含有する核燃料物質と当該物質を溶解する溶解処
理液との組み合わせに対して有効である。装置を構成す
る材料は加熱された溶解処理液に対して耐腐食性を有し
、かつ耐放射線性を有すればよい。運動を伴う部品の摺
動部は腐食による損傷を受けやすいため他の部分と異な
る材料を用いることができる。

〔発明の効果〕

本発明によれば環状容器中で核燃料装荷かごを一方向に
移動させながら連続的に溶解を行わせるため以下に示す
効果がある。

ω　容器の厚さを一定値以下に制限した場合でも容器の
容積は大きく、かつ据付面積は小さい。

（２）　　ＩＩ状容器は平板状容器と比較して構造力学
的安定性がある。

（３）移動機構は環状のわくを溶解液面より離れた場所
で水平に支持しながら回転して行うため、位置制御の信
頼性があシ、また、駆動部に腐食の問題が少ない。

（４）装置に装荷した核燃料は工程中を通じて同一のか
ご中に存在するため経路における詰シは最小限とされる
。

（５）　　核燃料装荷かご中の残存物質を含む状態は一
工程サイクル毎に監視できる九め工程の管理が容易で、
かつ、溶解不良等の非定常状態の発生に対しても対策が
容易である。

（６）装置の基本的構成がすべての部品を上方に向けて
撤去でき仝ようになっており、遠隔操作によって解体し
、保守を行うことが容易である。

【図面の簡単な説明】

第１図ないし第４図は本発明の実施例になる使用済核燃
料の連続溶解装置の基本構成を示す斜視図、第５図は実
施例の溶解装置の一部分の断面を示す図、第６図及び７
図は実施例の溶解装置の他の部分断面を示す図、第８図
は実施例の溶解装置の運転状況を示す側面からの展開図
である。 １・・・外壁、２・・・内壁、３・・・底板、４・・・
核燃料装荷〃為と、５・・・溶解処理液、６・・・環状
わく、７・・・内輪、８・・・外輪、９・・・さん、１
０・・・扇形わく、１１・・・扇形底板、１２・・・側
板、１３・・・縁わく、１４・・・隔壁、１５・・・燃
料装荷口、１６・・・排気口、１７・・・搬送部、１８
・・・吊上位置、１９・・・罪、２０・・・開口部、２
１・・・吊下位置、２２・・・ａ−ラ、２３・・・環状
ガイド、２４・・・ラック歯、２５・・・ビニオン歯車
、２６・・・環状７ランジ、２７・・・蓋、２８・・・
ガスケット、２９・・・ねじ、３０・・・ジャケット、
３１・・・ジャケット底、３２・・・熱中性子吸収板、
３３・・・水タンク、３４・・・空気揚液器、３５・・
・吐出口、３６・・・切欠、３７・・・空気吹込口、３
８・・・溶液排出口、３９・・・溶液排出管、４０・・
・内扉、４１・・・吊上装置、４２・・・スプレー、４
３・・・放射線検出器、４４・・・受渡装置、４５葛　
４　　／Ｕ 第　５′″ｍ ｒ２

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １、溶解処理液を保持する耐腐食性の環状容器中に複数
   の耐腐食性核燃料装荷かごを配置し、核燃料かごの下部
   を溶解処理液に浸漬しつつ、順次一方向に移動させるよ
   うにしたことを特徴とする使用済核燃料の連続溶解装置
   。 ２、核燃料装荷かごが環状のわくに吊下げられ、該環状
   わくは環状容器の頂部で支持されており、かつ前記かご
   と共に水平方向に回転しうるように構成したことを特徴
   とする特許請求の範囲第１項記載の使用済核燃料の連続
   溶解装置。 ３、前記核燃料装荷かごは前記環状容器中に設置したと
   きの水平断面が扇形構造であることを特徴とする特許請
   求の範囲第１項又は第２項記載の使用済核燃料の連続溶
   解装置。 ４、前記環状容器は少なくとも１個所に隔壁を設けて仕
   切られており、仕切られた一端の容器液深が他端より深
   く、かつ仕切の間では底部が平滑で連続していることを
   特徴とする特許請求の範囲第３項記載の使用済核燃料の
   連続溶解装置。 ５、前記核燃料装荷かごが前記環状容器内で順次一方向
   に移動するにあたり、前記隔壁の手前で容器外に取出さ
   れ、水平に移動して前記隔壁の後側に再配置する構造と
   したことを特徴とする特許請求の範囲第３項記載の使用
   済核燃料の連続溶解装置。 ６、前記環状容器の最深部から液体を連続的に汲み上げ
   １ケまたは複数の前記核燃料装荷かご内に移す構造とし
   たことを特徴とする特許請求の範囲第１項の装置。 ７、前記環状容器において前記核燃料装荷かごの移動を
   液源の深い端から浅い端に向けて行われ、溶解処理液の
   供給と溶解溶液の排出によつて生ずる液流と対向的に行
   なうようにしたことを特徴とする特許請求の範囲第４項
   記載の使用済核燃料の連続溶解装置。 ８、前記核燃料装荷かごを吊下げる一体化された環状の
   わくは、前記環状容器の上部構造物を取除くことにより
   上方に吊り上げて容易に取外すことができる構造とした
   ことを特徴とする特許請求の範囲第２項記載の使用済核
   燃料の連続溶解装置。 ９、前記核燃料装荷かごを吊下げ、順次一方向に移動さ
   せるための前記環状わくにおいて、前記環状容器の最深
   部から連続して汲み上げた液体を前記核燃料装荷かご中
   に導入するため部分的な切欠き部を有することを特徴と
   する特許請求の範囲第６項記載の使用済核燃料の連続溶
   解装置。