JPS6375596A - 核燃料連続溶解処理装置の本体構造 - Google Patents
核燃料連続溶解処理装置の本体構造Info
- Publication number
- JPS6375596A JPS6375596A JP61220787A JP22078786A JPS6375596A JP S6375596 A JPS6375596 A JP S6375596A JP 61220787 A JP61220787 A JP 61220787A JP 22078786 A JP22078786 A JP 22078786A JP S6375596 A JPS6375596 A JP S6375596A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- nuclear fuel
- annular container
- body structure
- continuous melting
- main body
- 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.)
- Granted
Links
- 238000002844 melting Methods 0.000 title claims description 29
- 230000008018 melting Effects 0.000 title claims description 29
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 title claims description 22
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 23
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims description 18
- 238000004090 dissolution Methods 0.000 claims description 10
- 230000002093 peripheral effect Effects 0.000 claims 1
- GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N Nitric acid Chemical compound O[N+]([O-])=O GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 8
- 229910017604 nitric acid Inorganic materials 0.000 description 8
- 239000007788 liquid Substances 0.000 description 7
- 239000002915 spent fuel radioactive waste Substances 0.000 description 7
- 230000007797 corrosion Effects 0.000 description 4
- 238000005260 corrosion Methods 0.000 description 4
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 4
- 238000004140 cleaning Methods 0.000 description 2
- 230000006866 deterioration Effects 0.000 description 2
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 2
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 2
- 239000012634 fragment Substances 0.000 description 2
- 230000007774 longterm Effects 0.000 description 2
- 238000012423 maintenance Methods 0.000 description 2
- 239000000463 material Substances 0.000 description 2
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 2
- 239000007787 solid Substances 0.000 description 2
- 239000011248 coating agent Substances 0.000 description 1
- 238000000576 coating method Methods 0.000 description 1
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 1
- 239000002828 fuel tank Substances 0.000 description 1
- 239000000155 melt Substances 0.000 description 1
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 1
- 238000000034 method Methods 0.000 description 1
- 239000002952 polymeric resin Substances 0.000 description 1
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 description 1
- 238000011084 recovery Methods 0.000 description 1
- 238000007789 sealing Methods 0.000 description 1
- 239000002910 solid waste Substances 0.000 description 1
- 239000007921 spray Substances 0.000 description 1
- 239000000725 suspension Substances 0.000 description 1
- 229920003002 synthetic resin Polymers 0.000 description 1
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
-
- 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
- Y02W—CLIMATE CHANGE MITIGATION TECHNOLOGIES RELATED TO WASTEWATER TREATMENT OR WASTE MANAGEMENT
- Y02W30/00—Technologies for solid waste management
- Y02W30/50—Reuse, recycling or recovery technologies
Landscapes
- Cleaning And De-Greasing Of Metallic Materials By Chemical Methods (AREA)
- Gasification And Melting Of Waste (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
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。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
〔産業上の利用分野〕
本発明は、使用済み核燃料の連続溶解処理装置に係り、
特に溶解槽内部の気密性をよくするのに好適な核燃料連
続溶解処理装置の本体構造に関する。
特に溶解槽内部の気密性をよくするのに好適な核燃料連
続溶解処理装置の本体構造に関する。
一般に、使用済み核燃料の溶解処理装置には、（ｉ）回
分式溶解装置、（ｉｔ）半連続式溶解装置、（Ｄｉ）連
続式溶解装置の３種類に大別することができる。
分式溶解装置、（ｉｔ）半連続式溶解装置、（Ｄｉ）連
続式溶解装置の３種類に大別することができる。
しかるに、前記（ｉ）の回分式溶解装置では、溶解液を
保持した溶解装置に、１バッチ分の剪断片を装荷し溶解
させ、溶解完了後、溶解液を抜き出し被覆材（ハル）を
すすぎ、溶解装置から取り出し、操作を終了するように
している。この装置の特長は、装置の構成が単純なこと
であるが、半面、容量の割に装置が大型になってしまう
欠点がある。
保持した溶解装置に、１バッチ分の剪断片を装荷し溶解
させ、溶解完了後、溶解液を抜き出し被覆材（ハル）を
すすぎ、溶解装置から取り出し、操作を終了するように
している。この装置の特長は、装置の構成が単純なこと
であるが、半面、容量の割に装置が大型になってしまう
欠点がある。
一方、 （ｉｉ）の半連続式溶解装置では、溶解液を
保持した溶解装置に、剪断片を一定速度で装荷し、同時
に溶解液を新しい溶解液と置換排出して、１パッチ分の
前断片の装荷が終わり溶解完了後、ハルをすすぎ、溶解
装置から取り出し、操作を終わるようにしている。この
装置の特長は、前記口公式溶解装置に比べ、装置の構成
は複雑となるが、小型化が可能となる。
保持した溶解装置に、剪断片を一定速度で装荷し、同時
に溶解液を新しい溶解液と置換排出して、１パッチ分の
前断片の装荷が終わり溶解完了後、ハルをすすぎ、溶解
装置から取り出し、操作を終わるようにしている。この
装置の特長は、前記口公式溶解装置に比べ、装置の構成
は複雑となるが、小型化が可能となる。
さらに、前記（ｉｉｉ）の連続式溶解装置では、剪断片
と溶解液を連続的に溶解装置に装荷し、溶解液とハルを
連続的に取り出すようにしている。この装置では、回分
式でみられる溶解初期における急激な溶解反応を防止す
ることができ、装置をより小型化することができるとい
う利点がある。
と溶解液を連続的に溶解装置に装荷し、溶解液とハルを
連続的に取り出すようにしている。この装置では、回分
式でみられる溶解初期における急激な溶解反応を防止す
ることができ、装置をより小型化することができるとい
う利点がある。
ところで、この連続式溶解装置の従来例としては、特公
昭６０−４１３１８号公報に開示されている。
昭６０−４１３１８号公報に開示されている。
腐食性液中での処理物の連続処理装置が知られている。
この装置は、直立式環状容器を使用し、容器内周に沿っ
て複数の核燃料装荷かごを配置し、順次一方向に回転さ
せ、下方にきたかごを溶解処理液に浸すよう構成してい
る。
て複数の核燃料装荷かごを配置し、順次一方向に回転さ
せ、下方にきたかごを溶解処理液に浸すよう構成してい
る。
しかしながら、上述のように構成された従来の連続式溶
解装置においては、駆動に際して駆動部金属間の接触が
溶解液（硝酸）中で生じ、その結果、駆動部が腐食する
原因となっていた。また、従来は直立型であるため、耐
震上不利であるという欠点もあった。
解装置においては、駆動に際して駆動部金属間の接触が
溶解液（硝酸）中で生じ、その結果、駆動部が腐食する
原因となっていた。また、従来は直立型であるため、耐
震上不利であるという欠点もあった。
本発明は、上述した問題点に鑑みなされたもので、駆動
部が液に接して腐食するのを確実に防止できるようにし
、かつ耐震上有利な核燃料連続溶解処理装置の本体構造
を提供することを目的とするものである。
部が液に接して腐食するのを確実に防止できるようにし
、かつ耐震上有利な核燃料連続溶解処理装置の本体構造
を提供することを目的とするものである。
本発明に係る核燃料連続溶解処理装置の本体構造は、溶
解処理液を保持する水平式環状容器中に複数個の核燃料
装荷かごを配置するとともに、核燃料を装荷したかごの
下部を溶解処理液に浸しつつ順次一方向に移動させ、核
燃料を溶解する核燃料連続溶解装置において、前記環状
容器の内周側と外周側に上蓋と重なり合う部分には、環
状容器と上蓋のいずれか一方側に凹部を、かつ他方側に
この凹部に嵌合しうるように形成された凸部を設け、こ
の凹凸部に水シールを用いて気密性を維持するよう構成
し、もって上述した目的を達成せんとするものである。
解処理液を保持する水平式環状容器中に複数個の核燃料
装荷かごを配置するとともに、核燃料を装荷したかごの
下部を溶解処理液に浸しつつ順次一方向に移動させ、核
燃料を溶解する核燃料連続溶解装置において、前記環状
容器の内周側と外周側に上蓋と重なり合う部分には、環
状容器と上蓋のいずれか一方側に凹部を、かつ他方側に
この凹部に嵌合しうるように形成された凸部を設け、こ
の凹凸部に水シールを用いて気密性を維持するよう構成
し、もって上述した目的を達成せんとするものである。
上記構成によれば、水シールがされているために駆動部
へ溶解液が飛散するのを防止できる。すなわち、気密性
が向上する。
へ溶解液が飛散するのを防止できる。すなわち、気密性
が向上する。
また、環状容器が水平配置されているため耐震上優利で
ある。
ある。
以下、図に示す実施例を用いて本発明の詳細な説明する
。
。
第１図は本発明に係る核燃料連続溶解処理装置の一実施
例を示す全体構成図、第２図は第１図の装置の本体部の
要部拡大断面図、第３図は第１図の装置の本体部の要部
拡大斜視図である。水平式環状容器１の内部には、溶解
液３として硝酸があるレベルの液面４まで満されている
。使用済み燃料剪断片８を装入する燃料装荷かと２は、
燃料装荷かご吊下げ板１４に吊下げられ、一定の高さま
で溶解液３に浸るようになっている。この吊下げ板１４
は、吊下げ板支持ローラ１５に支持された状態で、矢印
ｙ方向に回転するよう構成されている。前記環状容器１
内では、硝酸である溶解液３による燃料の溶解で、発揮
性のＦＰ（核分裂生成物）および硝酸が気相中に出てく
るので、」１蓋５で密封されるようになっている。この
上蓋５は、環状容器１にボルト６により固定されるとと
もに、容器内部を負圧にして、硝酸の外部への漏洩を防
いでいる。
例を示す全体構成図、第２図は第１図の装置の本体部の
要部拡大断面図、第３図は第１図の装置の本体部の要部
拡大斜視図である。水平式環状容器１の内部には、溶解
液３として硝酸があるレベルの液面４まで満されている
。使用済み燃料剪断片８を装入する燃料装荷かと２は、
燃料装荷かご吊下げ板１４に吊下げられ、一定の高さま
で溶解液３に浸るようになっている。この吊下げ板１４
は、吊下げ板支持ローラ１５に支持された状態で、矢印
ｙ方向に回転するよう構成されている。前記環状容器１
内では、硝酸である溶解液３による燃料の溶解で、発揮
性のＦＰ（核分裂生成物）および硝酸が気相中に出てく
るので、」１蓋５で密封されるようになっている。この
上蓋５は、環状容器１にボルト６により固定されるとと
もに、容器内部を負圧にして、硝酸の外部への漏洩を防
いでいる。
ここで、さらに気密性を上げるために、水シール１６．
１７を使用する。また、吊下げ板支持ローラ１５のよう
な機械部分が硝酸雰囲気下で腐食。
１７を使用する。また、吊下げ板支持ローラ１５のよう
な機械部分が硝酸雰囲気下で腐食。
劣化するのを防ぐために、ローラ保護用水シール１８を
使用するようにしている。このとき、燃料装荷かご吊下
げ板１４の内側（駆動部）と外側では、差圧を大きくす
る必要がない。つまり、差圧が小さくても水シール、１
６．１７が存在するからである。したがって、１０〜２
０１１ＩｍＨｇとすれば、ローラ保護用水シール１８の
凹凸部の高さは、約１ｏａｎあれば差圧を保つのに十分
である。環状容器１の内部と外部では、差圧が１００ｍ
ｍＨｇ前後に達する可能性があるので、内周側水シール
１６は必要であり、外周側水シール１７とも凹凸部の高
さは、約２０ａｍあれば十分である。
使用するようにしている。このとき、燃料装荷かご吊下
げ板１４の内側（駆動部）と外側では、差圧を大きくす
る必要がない。つまり、差圧が小さくても水シール、１
６．１７が存在するからである。したがって、１０〜２
０１１ＩｍＨｇとすれば、ローラ保護用水シール１８の
凹凸部の高さは、約１ｏａｎあれば差圧を保つのに十分
である。環状容器１の内部と外部では、差圧が１００ｍ
ｍＨｇ前後に達する可能性があるので、内周側水シール
１６は必要であり、外周側水シール１７とも凹凸部の高
さは、約２０ａｍあれば十分である。
前記水シール１６，１７，１８とも水補給用配管コ−９
により水が補給され、シール部分が水２０に浸されるよ
うになっており、このため長期間の運転も可能である。
により水が補給され、シール部分が水２０に浸されるよ
うになっており、このため長期間の運転も可能である。
前記環状容器１の内部には、複数個の同一形状を有する
燃料装荷かと２が装荷されており、このかごの２の中に
は、使用済み燃料剪断片８が装入されるよう構成されて
いる。燃料装荷かと２は、燃料装荷かご吊下げ板１４に
より保持さね、吊下げ板１４は、吊下げ板支持ローラ］
５により支持され、回転駆動装置により反時計方向へ回
転するよう構成されている。しかるに、使用済み燃料は
、溶解液３中に溶解していき、溶解の完了した燃料装荷
かと２は、環状容器１の燃料装荷かご取出扉１０のある
部分で停止するようになっている。ここで、この取出扉
１０が開かれ、燃料装荷かと２を吊上げ装置９で溶解液
３中から洗浄室２１へ取り出されたのを、再び取出扉１
０が閉じられる。
燃料装荷かと２が装荷されており、このかごの２の中に
は、使用済み燃料剪断片８が装入されるよう構成されて
いる。燃料装荷かと２は、燃料装荷かご吊下げ板１４に
より保持さね、吊下げ板１４は、吊下げ板支持ローラ］
５により支持され、回転駆動装置により反時計方向へ回
転するよう構成されている。しかるに、使用済み燃料は
、溶解液３中に溶解していき、溶解の完了した燃料装荷
かと２は、環状容器１の燃料装荷かご取出扉１０のある
部分で停止するようになっている。ここで、この取出扉
１０が開かれ、燃料装荷かと２を吊上げ装置９で溶解液
３中から洗浄室２１へ取り出されたのを、再び取出扉１
０が閉じられる。
洗浄室２１では、スプレーノズル１１で水を噴出させて
燃料装荷かと２を洗浄するようになっている。さらに、
洗浄された燃料装荷かと２は、搬出入装置１２により連
続溶解処理装置外部へ搬出さ九、ハルをハル回収容器１
３廃棄するようになっている。
燃料装荷かと２を洗浄するようになっている。さらに、
洗浄された燃料装荷かと２は、搬出入装置１２により連
続溶解処理装置外部へ搬出さ九、ハルをハル回収容器１
３廃棄するようになっている。
ところで、溶解装置では、使用済み燃料を溶解するため
に、燃料棒の剪断片８が装荷され、溶解液（硝酸）３に
より溶解される。使用済み燃料の放射能の大部分はＦＰ
（核分裂生成物）であり、炉取り出し後約１年間経過し
たあとでも、１０Ｂｃｉ／ｌのオーダを持つので、装置
内の放射能レベルが非常に高く、ＦＰが外部に漏れない
ように負圧にしておく。そのため、気密性が悪いと外部
から空気が入り込み、装置内の排気用設備の負荷を著し
く増加させることになる。
に、燃料棒の剪断片８が装荷され、溶解液（硝酸）３に
より溶解される。使用済み燃料の放射能の大部分はＦＰ
（核分裂生成物）であり、炉取り出し後約１年間経過し
たあとでも、１０Ｂｃｉ／ｌのオーダを持つので、装置
内の放射能レベルが非常に高く、ＦＰが外部に漏れない
ように負圧にしておく。そのため、気密性が悪いと外部
から空気が入り込み、装置内の排気用設備の負荷を著し
く増加させることになる。
そこで、装置本体上蓋を分割できる構造にすると、組み
立てたときシールする箇所が増えて気密性が悪なる。そ
こで、本実施例のように、上蓋５を一体化構造にすれば
、シールの必要な箇所は環状容器１と上蓋５の接触部分
に限られ、気密性を維持しやすい。メインテナンス時に
おいても、分割型に比べ、広い作業スペースを必要とす
るが、一方作業効率は上がる。
立てたときシールする箇所が増えて気密性が悪なる。そ
こで、本実施例のように、上蓋５を一体化構造にすれば
、シールの必要な箇所は環状容器１と上蓋５の接触部分
に限られ、気密性を維持しやすい。メインテナンス時に
おいても、分割型に比べ、広い作業スペースを必要とす
るが、一方作業効率は上がる。
また、硝酸雰囲気下で腐食性も強いので、気密性を保つ
ために、シールは高放射能、腐食、熱変形に耐え、メイ
ンテナンスの容易なものでなければならない。したがっ
て、高分子樹脂、ゴム等の固体状シールは、破損あるい
は劣化したときに交換が容易でなく、放射化された固体
廃棄物としての発生量を増加させることになる。
ために、シールは高放射能、腐食、熱変形に耐え、メイ
ンテナンスの容易なものでなければならない。したがっ
て、高分子樹脂、ゴム等の固体状シールは、破損あるい
は劣化したときに交換が容易でなく、放射化された固体
廃棄物としての発生量を増加させることになる。
一方、水シールは、溶解装置内の減圧が１００ｍｍＨｇ
前後なら構造的に使用容易であり、耐放射線性、耐腐食
性があり、液体状なので固体シールのような破損および
劣化の可能性はなく、稼動部分のシールも可能である。
前後なら構造的に使用容易であり、耐放射線性、耐腐食
性があり、液体状なので固体シールのような破損および
劣化の可能性はなく、稼動部分のシールも可能である。
また、メインテナンスも容易であり、水が補給用配管１
９により補給されれば、長期間の使用にも耐えうるとい
う効果を有する。
９により補給されれば、長期間の使用にも耐えうるとい
う効果を有する。
また、本発明置装は、水平式環状容器１を採用しており
、従来の直立型に比べていわゆる水平型であるので、耐
震上有利な構造となっている。
、従来の直立型に比べていわゆる水平型であるので、耐
震上有利な構造となっている。
以上説明したように、本発明に係る核燃料連続溶解処理
装置の本体構造によれば、駆動部が溶解液に接しない構
造であるため、駆動部の腐食防止を図ることができると
ともに、環状容器を水平型にしたため、耐震性にも優れ
た構造を提供できるでいう種々の優れた効果を有する。
装置の本体構造によれば、駆動部が溶解液に接しない構
造であるため、駆動部の腐食防止を図ることができると
ともに、環状容器を水平型にしたため、耐震性にも優れ
た構造を提供できるでいう種々の優れた効果を有する。
第１図は本発明に係る核燃料連続溶解処理装置の一実施
例を示す全体構成図、第２図は第１図の装置の本体部の
要部拡大断面図、第３図は第１図の装置の本体部の要部
拡大斜視図である。 １・・・環状容器、２・・・燃料装荷かと、３・・・溶
解液、５・・・上蓋、９・・・吊上げ装置、１ｏ・・・
取出扉、１４・・・燃料装荷かご吊下げ抜、１６，１７
，１８・・・水シール、１９・・・水補給用配管。
例を示す全体構成図、第２図は第１図の装置の本体部の
要部拡大断面図、第３図は第１図の装置の本体部の要部
拡大斜視図である。 １・・・環状容器、２・・・燃料装荷かと、３・・・溶
解液、５・・・上蓋、９・・・吊上げ装置、１ｏ・・・
取出扉、１４・・・燃料装荷かご吊下げ抜、１６，１７
，１８・・・水シール、１９・・・水補給用配管。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、溶解処理液を保持する水平式環状容器中に複数個の
核燃料装荷かごを配置するとともに、核燃料を装荷した
かごの下部を溶解処理液に浸しつつ順次一方向に移動さ
せ、核燃料を溶解する核燃料連続溶解装置において、前
記環状容器の内周側と外周側の上蓋とが重なり合う場合
には、環状容器と上蓋のいずれか一方側に凹部を、かつ
他方側にこの凹部に嵌合しうるように形成された凸部を
設け、この凹凸部に水シールを用いて気密性を維持する
よう構成したことを特徴とする核燃料連続溶解処理装置
の本体構造。 ２、前記環状容器の上蓋を一体構造としたことを特徴と
する特許請求の範囲第１項記載の核燃料連続溶解処理装
置の本体構造。 ３、前記環状容器内の内周側において、環状容器と燃料
装荷かご吊下げ板、およびこの燃料装荷かご吊下げ板と
容器上蓋との間に組合わせ時互いに接触しない程度の凹
凸部を設けるとともに、この凹凸部に水シールを用いた
ことを特徴とする特許請求の範囲第１項記載の核燃料連
続溶解処理装置の本体構造。 ４、前記環状容器の燃料装荷かごを吊上げ装置で環状容
器から取り出す部分に片開き扉を設け、この扉と容器上
蓋の接触部分に水シールを使用したことを特徴とする特
許請求の範囲第１項記載の核燃料連続溶解処理装置の本
体構造。 ５、前記環状容器内の水シールにおいて、水補給用の配
管を設け、水が補給可能であることを特徴とする特許請
求の範囲第１項、第２項または第３項記載の核燃料連続
溶解処理装置の本体構造。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP22078786A JPH07122680B2 (ja) | 1986-09-18 | 1986-09-18 | 核燃料連続溶解処理装置の本体構造 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP22078786A JPH07122680B2 (ja) | 1986-09-18 | 1986-09-18 | 核燃料連続溶解処理装置の本体構造 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6375596A true JPS6375596A (ja) | 1988-04-05 |
| JPH07122680B2 JPH07122680B2 (ja) | 1995-12-25 |
Family
ID=16756560
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP22078786A Expired - Fee Related JPH07122680B2 (ja) | 1986-09-18 | 1986-09-18 | 核燃料連続溶解処理装置の本体構造 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH07122680B2 (ja) |
Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS61169798A (ja) * | 1985-01-23 | 1986-07-31 | 株式会社日立製作所 | 使用済核燃料の連続溶解装置 |
-
1986
- 1986-09-18 JP JP22078786A patent/JPH07122680B2/ja not_active Expired - Fee Related
Patent Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS61169798A (ja) * | 1985-01-23 | 1986-07-31 | 株式会社日立製作所 | 使用済核燃料の連続溶解装置 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH07122680B2 (ja) | 1995-12-25 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US4632740A (en) | Apparatus and method for decontaminating metallic components of a nuclear engineering installation | |
| US20080137794A1 (en) | Systems and methods for loading and transferring spent nuclear fuel | |
| JP6402094B2 (ja) | 原子炉の燃料交換方法 | |
| US5019327A (en) | Fuel assembly transfer basket for pool type nuclear reactor vessels | |
| JPH0643293A (ja) | 使用済イオンカートリッジの調整・再生利用方法 | |
| US6136724A (en) | Multiple stage wet processing chamber | |
| US4171002A (en) | Nuclear fuel transportation containers | |
| US6452993B1 (en) | Method of carrying out large-sized apparatus | |
| JPS6375596A (ja) | 核燃料連続溶解処理装置の本体構造 | |
| CA1175163A (en) | Storage of irradiated fuel assemblies | |
| Chikazawa et al. | Technology gap analysis on sodium-cooled reactor fuel-handling system supporting advanced burner reactor development | |
| JPH09257994A (ja) | 放射性廃棄物の放射能除染装置 | |
| JPS61169798A (ja) | 使用済核燃料の連続溶解装置 | |
| JPS6236593A (ja) | 照射ずみ核燃料の溶解装置 | |
| JP2658385B2 (ja) | 炉内ナトリウム注入型ナトリウム缶詰方法及び缶取扱用集合体 | |
| JPH0664179B2 (ja) | 使用済み核燃料溶解処理装置 | |
| JPH03152499A (ja) | 部品の洗浄方法 | |
| JP2721234B2 (ja) | 封止プラグ | |
| JPS6330795A (ja) | 連続溶解処理装置の燃料装荷かご搬送装置 | |
| JPS6256899A (ja) | 核燃料再処理用溶解槽 | |
| JPS62144096A (ja) | 原子炉設備のキヤスクピツト | |
| JPH01141399A (ja) | 使用済原子燃料の連続溶解処理装置 | |
| JPH0525691Y2 (ja) | ||
| JPH10142396A (ja) | 放射性廃棄物のコンクリートピット貯蔵設備 | |
| JPS62102190A (ja) | Ｃｒｄ保管水槽 |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| LAPS | Cancellation because of no payment of annual fees |