KR100950397B1 - Main Oxidation Device for Simulated Spent Fuel Rod-Cut - Google Patents
Main Oxidation Device for Simulated Spent Fuel Rod-Cut Download PDFInfo
- Publication number
- KR100950397B1 KR100950397B1 KR1020070139129A KR20070139129A KR100950397B1 KR 100950397 B1 KR100950397 B1 KR 100950397B1 KR 1020070139129 A KR1020070139129 A KR 1020070139129A KR 20070139129 A KR20070139129 A KR 20070139129A KR 100950397 B1 KR100950397 B1 KR 100950397B1
- Authority
- KR
- South Korea
- Prior art keywords
- oxidation
- nuclear fuel
- unit
- spent nuclear
- spent
- Prior art date
Links
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C19/00—Arrangements 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
- G21C19/42—Reprocessing of irradiated fuel
- G21C19/44—Reprocessing of irradiated fuel of irradiated solid fuel
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
- G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
- G21F9/28—Treating solids
- G21F9/30—Processing
-
- 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
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
본 발명은 휘발성 가스을 제거하고 분말입도를 조절할 수 있는 사용후 핵연료 로드컷 산화핵심장치를 제공하고자 한다. 투입구로부터 공급된 사용후 핵연료가 모터에 의해 구동되는 회전축에 장착된 나선형 스크류에 의해 산화용기 내로 운송되어, 진공상태로 감압한 상태에서 산화제와 세라믹 볼의 사용과 함께 고온 가열됨으로써, 산화시간 단축은 물론 사용후 핵연료는 펠릿 분말과 헐로 분리되어 이들을 선택적으로 배출하고, 휘발성 가스을 선택적으로 제거한다. 이러한 사용후 핵연료 로드컷 산화핵심장치를 사용함으로써, 휘발성 가스을 제거하여 후속 공정의 방사선 부하를 감소시킬 수 있으며, 사용후 핵연료 분말 입도를 조절할 수 있고, 균질밀도를 향상시켜 전해환원 공정의 처리 성능을 증대시킬 수 있다.
사용후 핵연료, 고온, 산화, 휘발성 가스, 분말화.
The present invention seeks to provide a spent fuel rod cut core oxide device capable of removing volatile gases and controlling powder particle size. The spent fuel supplied from the inlet is transported into the oxidation vessel by a helical screw mounted on a rotating shaft driven by a motor, and heated at high temperature with the use of an oxidant and a ceramic ball under reduced pressure in a vacuum state, thereby reducing the oxidation time. The spent fuel, of course, is separated into pellet powder and hull, which selectively discharges them and selectively removes volatile gases. By using the spent fuel rod cut core device, the volatile gas can be removed to reduce the radiation load of the subsequent process, the spent fuel powder particle size can be adjusted, and the homogeneous density can be improved to improve the treatment performance of the electrolytic reduction process. You can increase it.
Spent fuel, high temperature, oxidation, volatile gases, powdered.
Description
본 발명은 사용후 핵연료를 진공 상태에서 고온 산화할 수 있는 사용후 핵연료 로드컷 산화핵심장치에 관한 것으로, 구체적으로 사용후 핵연료를 진공, 고온 산화함으로써, 휘발성 가스을 제거하여 후속 공정의 방사선 부하를 감소시키고 사용후 핵연료를 분말화하여 처리 용량을 증대시킬 수 있는 사용후 핵연료 로드컷 산화핵심장치에 관한 것이다.The present invention relates to a spent fuel rod cut core device capable of high-temperature oxidation of spent nuclear fuel in a vacuum state. Specifically, by vacuum and high-temperature oxidation of spent nuclear fuel, volatile gases are removed to reduce radiation load in subsequent processes. The present invention relates to a spent nuclear fuel rod cut core device capable of increasing the processing capacity by pulverizing spent nuclear fuel.
핵연료는 원자로 안에 장입(裝入)하여 핵분열을 연쇄적으로 일으켜서 이용 가능한 에너지를 얻을 수 있는 물질을 말하며, 사용후 핵연료는 핵분열을 일으킨 후에 남은 물질을 말한다.Nuclear fuel refers to a substance that can be charged into a nuclear reactor and get energy available by chaining nuclear fission, and spent fuel refers to a substance remaining after nuclear fission.
사용후 핵연료의 관리에는 대략 두 가지 방법이 있다. 한가지는 사용후 핵연료를 지하 500미터 이상의 암반에 넣고 인간생태계와 철저히 격리시키는 방법이다. 이를 영구처분이라고 부른다. 또 하나의 방법은 사용후 핵연료로부터 재활용 물질을 분리하여 핵연료 물질을 다시 사용하고 고방사성 물질은 영구 처분하는 방법이다.There are roughly two ways to manage spent fuel. One is to put spent nuclear fuel in rocks over 500 meters underground and thoroughly isolate it from the human ecosystem. This is called permanent disposal. Another method is to separate the recycled material from the spent fuel, reuse the fuel material and permanently dispose of the radioactive material.
종래의 방식에 따르면, 원자력발전소에서 연소시킨 사용된 핵연료 집합체는 더 이상 처리하지 않은 상태로 수조에 보관·저장하고 있으나, 원자력 발전을 가동하는 기간이 길어질수록 사용된 핵연료봉의 양이 점차 누적되어 방대한 저장 공간을 필요로 하고 있다. 또한, 이렇게 누적된 폐기물을 처리해야 하는 필요성 및 위험성이 계속 지적되고 있다.According to the conventional method, the spent fuel assembly burned in a nuclear power plant is stored and stored in a tank without further processing, but as the period of operation of the nuclear power plant becomes longer, the amount of used fuel rods gradually accumulates, causing a huge amount of spent fuel rods. It needs storage space. In addition, the necessity and danger of dealing with this accumulated waste continues to be pointed out.
따라서, 고체 형태의 사용후 핵연료의 재활용을 위한 관리 기술의 개발이 시급한 실정이며, 이에 대하여는 사용후 핵연료를 분말화하여 이를 산화시켜 후속 공정으로 보내는 일부 공정장치가 개발되어 있다.Therefore, there is an urgent need to develop a management technology for recycling spent fuel in the form of a solid. Some process apparatuses have been developed for pulverizing spent fuel and oxidizing it to a subsequent process.
하지만, 종래의 사용후 핵연료 로드컷 산화핵심장치들에 의한 산화 공정은 사용후 핵연료 물질을 약 500℃ 산화 분위기에서 분말화를 진행하므로, 이러한 산화 공정 중 삼중수소(H-3)가 제거되고, 크립톤(Kr), 요오드(I) 등과 같은 휘발성 가스는 일부만 제거되어 후속 공정에서 방사선 부하를 감소시키기 위해 이러한 휘발성 가스들을 처리하기 위해 많은 어려움이 따르는 문제가 있다.However, the oxidation process by conventional spent nuclear fuel rod cut core devices is used to powder the spent fuel material in an oxidizing atmosphere of about 500 ℃, tritium (H-3) is removed during this oxidation process, Volatile gases such as krypton (Kr), iodine (I), etc., are only partially removed, which causes a lot of difficulties in treating these volatile gases to reduce the radiation load in subsequent processes.
또한, 종래의 사용후 핵연료 산화 장치에 의해 사용후 핵연료 분말의 균질 밀도가 충족되지 못해서 후속 공정의 처리 성능을 증대에 한계가 있다.In addition, the homogeneous density of the spent fuel powder is not satisfied by the conventional spent fuel oxidizing apparatus, so that there is a limit to increase the processing performance of subsequent processes.
또 다른 문제점으로 종래의 사용후 핵연료 로드컷 산화핵심장치로 사용후 핵연료를 주입하여 분말화를 하기 위해서는, 투입 전에 별도로 사용후 핵연료에서 헐(hull)을 분리하여야 한다. 그러므로, 산화 공정 전에 전처리 공정이 부가되어 전체 공정이 늘어난다는 문제점이 있다.Another problem is that in order to inject the spent fuel into the conventional spent fuel rod cut core device to be powdered, it is necessary to separate the hull from the spent fuel separately before the injection. Therefore, there is a problem in that the pretreatment step is added before the oxidation step so that the entire step is increased.
따라서, 본 발명은 상술한 종래 사용후 핵연료 로드컷 산화핵심장치의 문제점을 해결하기 위한 것으로서, 본 발명의 목적은 산화제(산소 등)를 공급하고 감압(약 1torr)된 상태에서 약 1250℃로 사용후 핵연료를 가열함으로써 크립톤, 세슘, 요오드, 테크네튬, 루테늄, 삼중 수소 등의 휘발성 가스를 대부분 제거하여 후속 공정에서 이러한 휘발성 가스들을 제거해야 하는 불편을 덜어주는 사용후 핵연료 로드컷 산화핵심장치를 제공하는데 있다.Accordingly, the present invention is to solve the problems of the conventional spent nuclear fuel rod cut core device described above, the object of the present invention is to supply an oxidizing agent (oxygen, etc.) and use at about 1250 ℃ under reduced pressure (about 1torr) By heating the post-fuel, most of the volatile gases such as krypton, cesium, iodine, technetium, ruthenium, and tritium are removed, providing a spent nuclear fuel rod cut core device that relieves the inconvenience of removing these volatile gases in subsequent processes. have.
또한, 본 발명의 다른 목적은 세라믹 볼을 사용하여 헐과 연료를 쉽게 분리하여 산화시간을 단축시키고, 진공 상태에서 고온 산화 공정을 통해 사용후 핵연료의 분말 입도를 조절하여 균질밀도를 향상시켜 후속 공정의 처리 성능을 증대시킬 수 있는 사용후 핵연료 로드컷 산화핵심장치를 제공하는데 있다.In addition, another object of the present invention is to easily separate the hull and the fuel by using a ceramic ball to shorten the oxidation time, and to improve the homogeneous density by controlling the particle size of the spent fuel through a high temperature oxidation process in a vacuum state to a subsequent process To provide a spent fuel rod cut core oxide device that can increase the processing performance of.
본 발명의 또 다른 목적은 산화 공정 전 사용후 핵연료에서 헐을 분리해야 하는 전처리 공정을 거치지 않아서 처리 공정 효율을 향상시키는 사용후 핵연료 로드컷 산화핵심장치를 제공하는데 있다.It is still another object of the present invention to provide a spent nuclear fuel rod cut core device which does not undergo a pretreatment process in which hulls have to be separated from spent nuclear fuel before an oxidation process, thereby improving processing efficiency.
본 발명의 사용후 핵연료 로드컷 산화핵심장치는 산화 유닛, 구동유닛, 배출유닛, 가스제거유닛, 및 감압유닛을 포함하고, 산화 유닛은 회전축을 구비하고 사용후 핵연료가 투입되어 산화되며, 구동유닛은 회전축으로 구동력을 전달하고, 배출유닛은 산화 유닛의 하부에 위치하여 산화된 사용후 핵연료를 배출하며, 가스 제거유닛에서는 산화시 생성되는 가스 형태의 휘발성 가스를 선택적으로 배출하고, 감압유닛은 산화 유닛 내부를 감압하는 역할을 수행한다.The spent fuel rod cut core device of the present invention includes an oxidation unit, a drive unit, an exhaust unit, a gas removal unit, and a decompression unit, and the oxidation unit has a rotating shaft, and the spent fuel is oxidized by being injected into the drive unit. The driving force is transmitted to the rotating shaft, and the discharge unit is located at the bottom of the oxidation unit to discharge the oxidized spent nuclear fuel. Depressurizes the inside of the unit.
산화 유닛은 내부에서 사용후 핵연료의 산화가 일어나고 분말화되는 산화용기, 산화후 핵연료가 투입되는 투입구, 산화용기를 가열하는 가열부, 사용후 핵연료를 산화용기 내부로 이송하는 운송부, 및 산화제를 산화용기 내부로 공급하는 산화제 공급튜브로 이루어지며, 상기 운송부는 회전축 상에 장착되는 나선형 스크류 형상으로서 투입구와 연결된 산화용기의 일단에서 타단까지 연결되어 있다.The oxidation unit includes an oxidizing vessel in which the spent fuel is oxidized and powdered, an inlet into which the oxidized fuel is injected, a heating unit for heating the oxidizing vessel, a transport unit for transferring spent nuclear fuel into the oxidizing vessel, and an oxidizing agent. It consists of an oxidant supply tube for feeding into the oxidation vessel, the transport portion is a spiral screw shape mounted on the rotating shaft is connected from one end to the other end of the oxidation vessel connected to the inlet.
산화용기는 속이 빈 원기둥 형상으로, 둘레가 망으로 형성되어 있기 때문에 분말화된 사용후 핵연료 분말은 망을 통과할 수 있다.Since the oxidizing vessel has a hollow cylindrical shape and a perimeter is formed into a net, the powdered spent fuel powder may pass through the net.
투입구는 튜브 형상으로 되어 있고, 일단에 사용후 핵연료의 출입을 통제하여 투입구를 밀폐시키는 마개가 설치되며, 타단은 산화용기에 연결되어 있다.The inlet has a tube shape, and a stopper is installed at one end to control the entry and exit of the spent fuel to seal the inlet, and the other end is connected to the oxidation vessel.
가열부는 산화용기를 1250℃까지 가열할 수 있으며, 바람직하게는 산화용기를 감싸있는 형상이다. 본 발명의 사용후 핵연료 로드컷 산화핵심장치는 사용후 핵연료의 샘플을 채취하는 모니터링유닛을 더 포함하며, 모니터링유닛은 산화 유닛으로부터 외부로 연장하는 긴 튜브 형상이고, 산화 유닛의 외부로 돌출된 일단에는 이중마개 및 샘플 수거 용기가 설치되어 있다.The heating unit may heat the oxidation vessel to 1250 ° C., and preferably has a shape surrounding the oxidation vessel. The spent fuel rod cut core device of the present invention further includes a monitoring unit for taking a sample of the spent fuel, the monitoring unit having a long tube shape extending outward from the oxidation unit, and once protruded out of the oxidation unit. It is equipped with a double stopper and a sample collection container.
구동유닛은 모터, 회전축, 및 모터와 회전축을 연결하는 연결요소를 포함하고, 모터는 산화 유닛의 외부에 위치하여 연결요소를 통해 구동력을 회전축으로 전달한다. 바람직하게, 모터의 구동축과 회전축이 평행하게 위치한다면 연결요소는 벨트일 수 있으며, 모터의 구동축과 회전축이 동일 평면상에서 수직하게 위치한다 면 연결요소는 베벨기어일 수 있다.The drive unit includes a motor, a rotating shaft, and a connecting element connecting the motor and the rotating shaft, and the motor is located outside the oxidation unit to transmit the driving force to the rotating shaft through the connecting element. Preferably, the connecting element may be a belt if the drive shaft and the rotating shaft of the motor are located in parallel, and the connecting element may be a bevel gear if the driving shaft and the rotating shaft of the motor are located vertically on the same plane.
배출유닛은 깔떼기 형상이고, 하부에는 사용후 핵연료의 배출을 통제하는 밸브가 설치되어 있다. 바람직하게, 배출유닛은 분말 받이부를 더 포함하는데, 이러한 분말 받이부는 속이 빈 반구형 원기둥 형상이고 회전축을 중심으로 회전할 수 있게 하는 회전요소를 포함하고 있다.The discharge unit has a funnel shape and a valve is installed at the bottom to control the discharge of spent nuclear fuel. Preferably, the discharge unit further comprises a powder receiver, which comprises a hollow hemispherical cylindrical shape and a rotating element that allows rotation about the axis of rotation.
가스제거유닛의 일단에는 가스 출입을 통제하는 밸브가 설치되어 있는 것이 바람직하다.One end of the degassing unit is preferably provided with a valve for controlling gas entry.
감압유닛은 감압펌프와 감압통로를 포함하는데, 감압통로의 일단은 산화 유닛과 연결되고 타단은 감압펌프와 연결되어 있다. 바람직하게, 감압펌프는 산화 유닛을 진공 상태가 될때까지 압력을 감압시킬 수 있다.The decompression unit includes a decompression pump and a decompression passage, one end of which is connected to the oxidation unit and the other end of which is connected to the decompression pump. Preferably, the depressurization pump may depressurize the pressure until the oxidation unit is vacuumed.
또한, 본 발명은 사용후 핵연료의 산화방법을 제시한다. The present invention also provides a method for oxidizing spent nuclear fuel.
본 발명에 따른 사용후 핵연료의 산화방법은 회전축을 구비한 산화 장치로 사용후 핵연료를 공급하는 단계, 사용후 핵연료를 가열함으로써 산화 공정을 진행하여 사용후 핵연료를 분말화하면서 펠릿(pellet) 분말과 헐(hull)로 분리하는 단계, 사용후 핵연료의 헐을 배출하는 단계, 산화 장치 내부를 감압하고 사용후 핵연료 분말을 고온 가열하여 배출되는 가스 형태의 휘발성 가스를 선택적으로 제거하는 단계, 및 분말화된 사용후 핵연료를 배출하는 단계를 포함한다.The method of oxidizing spent nuclear fuel according to the present invention comprises the steps of supplying spent fuel to an oxidizing apparatus having a rotating shaft, and heating the spent fuel to perform an oxidation process to powder the spent fuel while pelletizing pellet powder and Separating into hulls, discharging hulls of spent nuclear fuel, depressurizing the inside of the oxidizing device and selectively removing volatile gases in the form of gas discharged by heating the spent fuel powder at high temperature, and powdering Exhausting the spent spent fuel.
사용후 핵연료를 가열하여 산화 공정을 진행하여 사용후 핵연료를 분말화하면서 펠릿 분말과 헐로 분리하는 단계는, 회전축 상에 장착된 나선형 스크류를 회전시켜서 사용후 핵연료를 상기 산화 장치 내부로 운송하는 단계, 회전 마찰력에 의해 세라믹 볼이 라드 컷에 낙하충격을 주는 단계 및 산화 장치에 산화제를 공급하고 500℃ 내지 550℃까지 가열하면서 산화 공정을 진행하는 단계로 이루어지고, 상기 단계들이 진행되는 동안 사용후 핵연료가 분말화되어 펠릿 분말과 헐로 분리된다.The process of oxidizing the spent nuclear fuel and oxidizing the spent nuclear fuel to separate the pellet powder and the hull while pulverizing the spent nuclear fuel may include rotating the helical screw mounted on the rotating shaft to transport the spent nuclear fuel into the oxidation apparatus. The ceramic ball is subjected to a drop impact on the rod cut by the rotational friction force and to supply the oxidant to the oxidation device and to proceed with the oxidation process while heating to 500 ℃ to 550 ℃, spent nuclear fuel during the steps Is powdered and separated into pellet powder and hull.
산화 장치 내부를 감압하고 사용후 핵연료 분말을 고온 가열하여 배출되는 휘발성 가스를 선택적으로 제거하는 단계는, 산화 장치 내부를 1토르(torr)까지 감압하고 1200℃ 내지 1250℃까지 가열하면서 배출되는 휘발성 가스를 선택적으로 제거함으로써 이루어지는 것이 바람직하다.Depressurizing the inside of the oxidizer and selectively removing the volatile gas discharged by heating the spent fuel powder at a high temperature, the volatile gas discharged while depressurizing the inside of the oxidizer to 1 torr and heating to 1200 to 1250 ° C. It is preferred to achieve by selectively removing.
또는, 산화 장치 내부를 감압하고 사용후 핵연료 분말을 고온 가열하여 배출되는 휘발성 가스를 선택적으로 제거하는 단계는, 산화 장치 내부에 진공이 형성되도록 감압하고 1200℃ 내지 1250℃까지 가열하면서 배출되는 휘발성 가스를 선택적으로 제거함으로써 이루어지는 것이 바람직하다.Alternatively, the step of depressurizing the inside of the oxidizing device and selectively removing the volatile gas discharged by heating the spent fuel powder at a high temperature may be carried out while decompressing the vacuum to form a inside of the oxidizing device and heating to 1200 to 1250 ° C. It is preferred to achieve by selectively removing.
본 발명에 따르면 산화제를 공급하여 진공 상태에서 사용후 핵연료를 고온 산화함으로써 크립톤, 세슘, 요오드 등의 핵종들이 대부분 가스 형태로 거의 제거되기 때문에, 후속 공정에서 이들 휘발성 가스를 제거하지 않아도 되는 효과가 있다.According to the present invention, since nuclear species such as krypton, cesium, and iodine are almost removed in the form of gas by high temperature oxidation of spent nuclear fuel in a vacuum state by supplying an oxidant, there is an effect of eliminating these volatile gases in a subsequent process. .
또한 본 발명은 회전 마찰력에 의해 세라믹 볼이 라드 컷에 낙하충격을 줌으로써 분말과 헐의 분리를 쉽게 하고 산화시간을 단축함으로써 라드컷의 대용량처리를 효율적으로 할 수 있는 효과가 있다.In addition, the present invention has an effect that the large capacity treatment of the rod cut can be efficiently carried out by making the ceramic ball drop impact on the rod cut by the rotational friction to facilitate the separation of powder and hull and shorten the oxidation time.
또한, 본 발명에 따르면 진공 상태에서의 고온 산화를 통해 사용후 핵연료의 분말 입도를 조절하여 균질밀도를 향상시킴으로써 후속 공정에서의 처리 성능을 증대시킬 수 있는 이점이 있다.In addition, according to the present invention, by controlling the particle size of the spent nuclear fuel through high temperature oxidation in a vacuum state, there is an advantage of increasing the processing performance in a subsequent process by improving the homogeneous density.
또한, 본 발명에 따른 사용후 핵연료 로드컷 산화핵심장치를 사용하면, 산화 공정 전 사용후 핵연료에서 헐을 분리하지 않아도 되므로, 전체 처리 공정의 효율을 향상시킬 수 있는 효과가 있다.In addition, using the spent nuclear fuel rod cut core device according to the present invention, there is no need to separate the hull from the spent nuclear fuel before the oxidation process, there is an effect that can improve the efficiency of the entire treatment process.
이하 첨부된 도면들을 참조하여 본 발명의 바람직한 실시예를 상세하게 설명하지만, 본 발명이 실시예에 의해 제한되거나 한정되는 것은 아니다. 참고로, 본 설명에서 동일한 번호는 실질적으로 동일한 요소를 지칭하며, 상기 규칙 하에서 다른 도면에 기재된 내용을 인용하여 설명할 수 있고, 당업자에게 자명하다고 판단되거나 반복되는 내용은 생략될 수 있다.Hereinafter, preferred embodiments of the present invention will be described in detail with reference to the accompanying drawings, but the present invention is not limited or limited by the embodiments. For reference, the same numbers in this description refer to substantially the same elements and can be described with reference to the contents described in the other drawings under the above-mentioned rules, and the contents which are judged to be obvious to the person skilled in the art or repeated can be omitted.
도 1은 본 발명에 따른 사용후 핵연료 로드컷 산화핵심장치를 개략적으로 도시한 정면도이다. 도 2는 본 발명에 따른 사용후 핵연료 로드컷 산화핵심장치의 정면 구성도이고, 도 3은 본 발명에 따른 사용후 핵연료 로드컷 산화핵심장치의 평면도이며, 도 4는 본 발명에 따른 사용후 핵연료 로드컷 산화핵심장치의 측면도이다.1 is a schematic front view of a spent fuel rod cut core oxide device according to the present invention. 2 is a front configuration diagram of a spent fuel rod cut core device according to the present invention, FIG. 3 is a plan view of a spent fuel load cut core device according to the present invention, and FIG. 4 is a spent fuel rod according to the present invention. Side view of the rod cut core oxide device.
도 1 및 도 2에 도시된 바와 같이, 본 발명에 따른 사용후 핵연료 로드컷 산화핵심장치는 산화유닛(100), 구동유닛(200), 배출유닛(300), 가스제거유닛(400), 감압유닛(500), 및 모니터링유닛(600)을 포함하여, 사용후 핵연료를 진공 상태에서 고온 가열하여 산화시키는 공정을 수행한다.1 and 2, the spent nuclear fuel rod cut core device according to the present invention is the
산화 유닛(100)은 산화용기(110), 투입구(120), 가열부(130), 운송부(140), 및 산화제공급튜브(150)로 이루어지며, 사용후 핵연료가 투입구(120)를 통해 들어오면 운송부(140)가 이를 산화용기(110) 내부로 이송시키며, 가열부(130)가 산화용기(110)를 고온 가열함으로써 산화제공급튜브(150)를 통해 들어온 산화제와 함께 사용후 핵연료의 산화 공정이 수행된다.
산화용기(110)는 속이 빈 원기둥 형상이며, 둘레가 망(mesh)으로 형성되어 있다. 이는 도 5를 참조하여 확인할 수 있는 바와 같이, 산화용기(110)의 둘레가 망구조로 되어 있기 때문에 산화된 사용후 핵연료가 분말화(사용후 핵연료는 펠릿과 헐로 이루어져 있으며, 산화 후 사용후 핵연료는 펠릿 분말과 헐로 분리되는데, 본 명세서에는 일반적으로 펠렛 분말을 사용후 핵연료의 분말이라고 칭하기로 한다) 되었을 때 이러한 분말이 산화용기(110)의 망을 통과하여 중력에 의해 아래로 배출될 수 있도록 형상화되어 있다. 산화용기(110)의 일단은 사용후 핵연료가 투입되는 투입구(120)와 연결되어 있고, 타단은 산화되어 분말화 되기 전의 사용후 핵연료가 산화용기(110) 바깥으로 빠져나가지 못하도록 막혀 있는 형상으로 되어 있다.
투입구(120)는 튜브 형상으로서 사용후 핵연료가 외부에서 산화용기(110) 내부로 들어올 수 있도록 하는 통로 역할을 수행한다. 투입구(120)의 일단은 산화용기(110)의 외부로 돌출되어 있으며, 사용후 핵연료의 출입을 통제하는 투입구마개(121)가 설치되어 있어서 투입구(120)를 밀폐시킴과 동시에 투입구(120)와 연결 된 산화용기(110) 내부를 밀폐시킬 수 있도록 한다. 투입구마개(121)로부터 산화용기(110)까지는 투입튜브(122)가 위치하여 산화용기(110) 외부로부터 내부까지 사용후 핵연료가 이동할 수 있는 통로를 제공한다.
가열부(130)는 산화용기(110) 둘레를 감싸고 있는 형상이며, 산화용기(110)를 1250℃ 이상까지 가열할 수 있어서 고온 산화 공정을 수행할 수 있도록 한다. 가열부(130)가 산화용기(110)를 감싸고 있는 형상이지만, 산화용기(110)와 연결되는 회전축(160)의 일부, 투입구(120)의 일부, 산화제공급튜브(150)의 일부, 가스제거유닛(400)의 일부, 및 모니터링유닛(600)의 일부는 가열부 바깥으로 돌출되도록 형성되어 있다. 가열부(130)는 높은 온도에도 형상이 크게 변하지 않도록 하기 위해 열팽창계수가 작은 재질로 구성되어야 하는 것이 바람직하다.The
운송부(140)는 산화용기(110) 내부에 위치하는 나선형 스크류 모양으로서, 이러한 형상은 도 5에 도시되어 있다. 운송부(140)인 나선형 스크류는 회전축(160) 상에 장착되어, 투입구(120)와 연결되는 산화용기(110)의 일단에서 시작하여 산화용기(110)의 타단까지 연결되어 있다. 회전축(160)이 구동유닛(200)으로부터 구동력을 공급받아 회전하게 되면, 운송부(140)인 나선형 스크류도 회전축(160)의 회전방향에 따라 회전한다. 운송부(140)인 나선형 스크류의 직경은 산화용기(110)의 단면 직경보다 작아야 하며, 나선형 스크류와 산화용기(110) 사이의 간격은 작으면 작을수록 좋다.The
산화제공급튜브(150)는 산화용기(110) 내부로 산화제를 공급하기 위한 통 로이다. 일반적으로 산화제로 산소(O2)가 사용되므로 산화제공급튜브(150)는 산소를 공급할 수 있는 직경을 가지는 튜브 형상으로 되어 있다. 외부로 연결된 산화제공급튜브(150)의 일단에는 고온 가열시 산화용기(110) 내부를 진공상태로 만들 수 있도록 하기 위해 밸브(미도시)가 설치될 수 있다. The
구동유닛(200)은 모터(210), 회전축(160), 및 연결요소(220)로 이루어져 있으며, 연결요소(220)는 모터(210)와 회전축(160)을 연결하여 모터(210)로부터 발생한 구동력을 회전축(160)으로 전달하는 역할을 수행한다. The
모터(210)는 산화유닛(100)의 외부에 위치하며, 모터(210)의 구동축이 회전축(160)과 다른 평면 상에서 평행하게 배치될 수 있다. 이 때, 도 1에 도시된 바와 같이, 연결요소(220)로 벨트(belt)를 사용하여 모터(210)와 회전축(160)을 벨트 연결함으로써 구동력을 전달한다. 회전축(160)과 모터(210)의 구동축이 동일 평면에 놓여지고 서로 수직하게 배치된다면, 연결요소(220)로 베벨기어(bevel gear)를 사용하여 구동력을 전달시킬 수 있다. The
회전축(160)은 산화용기(110) 및 가열부(130)를 관통하고 있으며, 가열부(130)의 외부에 설치된 두 개의 받침대 상에 각각 회전가능하게 고정되어 있다. 회전축(160)을 받침대 상에 회전가능하게 장착할 때에 베어링이 사용되어 회전축(160)의 회전이 원활하도록 돕는다. 회전축(160)의 일단은 구동력을 전달하는 모터(210)와 연결되어 있어서, 모터(210)에 의해 회전축(160)은 회전한다. 상술한 바와 같이, 회전축(160) 상에는 운송부(140)인 나선형 스크류가 장착되어 있어서 회 전축(160)과 함께 회전한다.The
배출유닛(300)은 산화유닛(100)에서 산화된 사용후 핵연료를 이 곳을 통해 배출시킨다. 배출유닛(300)은 배출용기(310), 배출밸브(320), 및 분말받이부(330)로 구성된다. The
배출용기(310)는 깔떼기 형상의 용기로서 산화유닛(100)의 하부에 배치되어 있다. 사용후 핵연료로부터 분리된 펠릿 분말과 헐은 배출용기(310)를 통해 배출된다. 배출용기(310)의 하단에는 배출밸브(320)가 설치되어 있으며, 배출밸브(320)의 개방과 닫힘으로 펠릿 분말 및 헐의 배출이 단속된다. The
분말받이부(330)는 속이 빈 반구형 원기둥 형상으로서, 이러한 형상은 도 5에 잘 도시되어 있다. 분말받이부(330)가 산화용기(110) 아래에 배치되어 있어서, 산화용기(110)의 망을 통과해 빠져 나오는 사용후 핵연료 분말은 분말받이부(330)에 모이게 된다. 분말받이부(330)가 회전축(160)을 중심으로 회전할 수 있도록 하는 회전요소(미도시)가 설치되어, 분말받이부(330)가 산화용기(110)의 하부에서 상부로 180° 회전할 수 있도록 한다. 이렇게 회전요소를 이용하여 분말받이부(330)를 뒤집는 것은 분말받이부(330)에 수거된 사용후 핵연료 분말을 이후에 배출용기(310)를 통해 배출시키기 위함이다.The
가스제거유닛(400)은 사용후 핵연료 로드컷 산화핵심장치(10)의 상부로 돌출된 다수의 튜브 형상을 가진다. 가스제거유닛(400)의 일단은 산화유닛(110)과 연결되어 있고 타단은 외부로 연결되어 있어서, 고온 산화 공정 동안 사용후 핵연료로부터 발생한 가스 형태의 크립톤(Kr), 세슘(Cs), 요오드(I), 테오네튬(Tc), 루테 늄(Ru), 삼중수소(H-3) 등의 휘발성 가스를 제거한다. 외부로 연결된 가스제거유닛(400)의 일단에는 밸브(미도시)가 설치되어 있어서, 고온 산화 공정 동안 각 온도별로 발생하는 가스들을 선택적으로 제거할 수 있도록 한다. The
감압유닛(500)은 감압펌프(510)와 감압통로(520)로 구성되어 있어서, 산화유닛(100)에 의한 고온 산화 공정이 감압된 상태에서 진행될 수 있도록 한다. The
도 1에 도시된 바와 같이, 감압펌프(510)는 산화유닛(100)의 외부에 위치하고 있으며, 산화유닛(100)이 진공상태에서 고온 산화 공정을 진행할 수 있도록 진공상태까지 감압할 수 있도록 한다. 감압통로(520)는 일단이 산화용기(110)까지 연결되고 타단은 산화유닛(100)의 외부로 돌출된 튜브 형상의 통로로서, 감압펌프(510)가 감압통로(520)의 타단과 연결되어 산화유닛(100) 내부를 진공상태까지 가압시킨다.As shown in FIG. 1, the
모니터링(monitoring)유닛(600)은 사용후 핵연료의 샘플(sample)을 채취하여 모니터링을 하기 위한 구성요소이다. 모니터링유닛(600)은 모니터링튜브(610), 제1 모니터링밸브(621), 제2 모니터링밸브(622), 및 샘플수거용기(630)로 이루어져 있다.The
도 2에 도시된 바와 같이, 모니터링튜브(610)는 산화유닛(100)의 내부에서 외부로 연장하는 긴 튜브 형상이다. 외부로 돌출된 모니터링튜브(610)의 단부에는 제1 모니터링밸브(621) 및 제2 모니터링밸브(622)로 이루어지는 이중밸브가 구비되며, 또한 샘플수거용기(630)가 설치되어 있다. 이중밸브 구조는 사용후 핵연료 로드컷 산화핵심장치(10) 내부와 외부를 차단하기 위한 구조로서, 장치의 내부 상태와 외부 상태가 다르기 때문에 긴 막대 형상의 샘플채취기구(미도시)가 장치 내부의 샘플을 채취하면 제2 모니터링밸브(622)가 닫힌 상태에서 제1 모니터링밸브(621)가 열려서 샘플이 제1 모니터링밸브(621)를 통과하여 운반되고, 이어서 제1 모니터링밸브(621)가 닫히고 제2 모니터링밸브(622)가 열려서 샘플을 샘플수거용기(630)로 채취하게 된다.As shown in FIG. 2, the
도 5는 본 발명의 산화용기(110), 분말받이부(330) 및 운송부(140)를 도시한 절개 사시도로서, 도 5를 참조하여 운송부(140)인 나선형 스크류에 의한 사용후 핵연료의 이송을 조금 더 설명하면, 사용후 핵연료가 투입구(120)를 통해 산화용기(110)로 투입되며 이러한 사용후 핵연료는 회전축(160)의 회전에 따른 나선형 스크류의 회전에 의해 산화용기(110) 내부로 이송된다. 고온 가열에 의한 산화 공정 중에도 나선형 스크류가 회전할 수 있는데, 이는 사용후 핵연료의 반응성을 더욱 향상시킨다는 이점이 있기 때문이다. 또한, 운송부(140)인 나선형 스크류는 사용후 핵연료에서 분리된 헐을 산화용기(110) 바깥으로 배출하도록 하기도 하는데, 이는 나선형 스크류를 역회전함으로써 산화용기(110) 내부의 헐들을 산화용기(110) 바깥으로 빼낼 수 있기 때문이다. 5 is a cutaway perspective view of the
일반적으로 본 발명에 따른 사용후 핵연료 로드컷 산화핵심장치 (10)는 진공 상태 및 고온 상태를 견뎌야 하므로, 1250℃ 이상의 고온에서도 부피가 크게 변하지 않도록 하기 위해 열팽창 계수가 작으면서, 진공 상태를 견딜 수 있도록 단단한 재질로 제작되어야 하는 것이 바람직하다. In general, since the spent nuclear fuel rod cut
이하에서는, 본 발명에 따른 사용후 핵연료 로드컷 산화핵심장치(10)에 의 한 사용후 핵연료의 산화공정을 설명한다.Hereinafter, the oxidation process of spent nuclear fuel by the spent nuclear fuel rod cut
봉 형태의 사용후 핵연료를 3cm, 5cm, 또는 7cm로 절단되어 투입구(120)를 통해 산화용기(110) 쪽으로 공급된다. 산화용기(110)의 일단에 도달한 사용후 핵연료는 운송부(140)인 나선형 스크류의 회전으로 산화용기(110) 내부로 이송된다. 산화용기(110) 내에 산소와 같은 산화제가 공급되어 가열부(130)가 약 500℃ 내지 약 550℃까지 사용후 핵연료를 가열하여 산화공정을 진행한다. 이러한 산화 공정이 진행되는 동안, 사용후 핵연료는 펠릿이 분말화 되면서 헐과 분리되어 사용후 핵연료의 분말화가 일어난다. 분말화 된 사용후 핵연료는 산화용기(110)의 망을 통해 빠져나가서 분말받이부(330)에 수거된다. 사용후 핵연료에서 분리된 헐은 산화용기(110)의 망보다 큰 부피를 가지므로 산화용기(110) 내에 계속 머무르게 된다. 산화 공정 동안 운송부(140)인 나선형 스크류를 선택적으로 회전시킬 수 있는데, 이는 사용후 핵연료의 반응성을 향상시키는 이점이 있기 때문이다.The spent nuclear fuel in the form of rods is cut into 3 cm, 5 cm, or 7 cm and is supplied toward the
사용후 핵연료로부터 분리된 헐을 배출하는 공정이 이어서 일어난다. 나선형 스크류를 반대 방향으로 회전시켜 헐들을 산화용기(110) 외부로 빼내게 된다. 이 때 산화용기(110)로부터 빠져나온 헐들은 중력에 의해 배출용기(310)로 모이게 되고, 이후에 배출 밸브(320)를 개방함으로써 헐들을 배출시킨다.The process of discharging the hull separated from the spent nuclear fuel then takes place. The helical screw is rotated in the opposite direction to pull the hulls out of the
이어서, 본 발명의 사용후 핵연료 로드컷 산화핵심장치(10) 내부를 밀폐시키고 감압펌프(510)에 의해 내부 압력을 낮추는 공정이 일어난다. 내부 압력은 약 1토르(torr)까지 감압하며, 바람직하게는 진공을 형성한다. 이 상태에서 본 발명에 따른 사용후 핵연료 로드컷 산화핵심장치(10) 내부를 약 1250℃까지 고온 가열한 다. 이 때, 온도에 따라 사용후 핵연료에서는 가스 형태로 크립톤, 세슘, 요오드, 테크네튬, 루테늄, 삼중수소 등의 핵종이 발생하는데 이들은 가스제거유닛(400)의 밸브를 단속함으로써 선택적으로 제거된다. Subsequently, a process of sealing the inside of the spent fuel rod cut
상술한 바와 같은 진공상태의 고온 산화 공정이 끝나게 되면, 사용후 핵연료는 분말받이부(330) 내에 분말의 형태로 남게 된다. 이후에, 분말받이부(330)를 180° 회전시켜 사용후 핵연료 분말을 중력에 의해 배출용기(310)로 떨어뜨려서, 배출밸브(320)의 개방에 의해 사용후 핵연료 분말을 배출시킨다. 사용후 핵연료 분말을 배출용기(310)로 떨어뜨릴 때 진동을 가하거나 고속 공기를 주입함으로써 분말이 분말받이부(330)로부터 쉽게 떨어지는 것을 도울 수 있다.When the high temperature oxidation process in the vacuum state as described above is completed, the spent nuclear fuel remains in the form of powder in the
상술한 바와 같이, 본 발명의 바람직한 실시예를 참조하여 설명하였지만 해당 기술분야의 숙련된 당업자라면 하기의 청구범위에 기재된 본 발명의 사상 및 영역으로부터 벗어나지 않는 범위 내에서 본 발명을 다양하게 수정 및 변경시킬 수 있음을 이해할 수 있을 것이다.As described above, although described with reference to a preferred embodiment of the present invention, those skilled in the art will be variously modified and changed without departing from the spirit and scope of the invention described in the claims below I can understand that you can.
본 명세서 내에 포함되어 있음.Included in this specification.
도 1은 본 발명에 따른 사용후 핵연료 로드컷 산화핵심장치를 개략적으로 도시한 정면도이다;1 is a schematic front view of a spent fuel rod cut core oxide device according to the present invention;
도 2는 본 발명에 따른 사용후 핵연료 로드컷 산화핵심장치의 정면 구성도이다;2 is a front configuration diagram of a spent fuel rod cut core device according to the present invention;
도 3은 본 발명에 따른 사용후 핵연료 로드컷 산화핵심장치의 평면도이다;3 is a plan view of a spent nuclear fuel rod cut core device according to the present invention;
도 4는 본 발명에 따른 사용후 핵연료 로드컷 산화핵심장치의 측면도이다;4 is a side view of a spent nuclear fuel rod cut core device according to the present invention;
도 5는 본 발명의 산화용기, 분말받이부 및 운송부를 도시한 절개 사시도.Figure 5 is a perspective view of the incision showing the oxidation vessel, powder receiving portion and the transport portion of the present invention.
<도면의 주요 부분에 대한 부호의 설명><Explanation of symbols for the main parts of the drawings>
10 : 사용후 핵연료 로드컷 산화핵심장치 10: spent fuel rod cut core device
100 : 산화유닛 110 : 산화용기 100: oxidation unit 110: oxidation vessel
120 : 투입구 121 : 투입구마개120: inlet 121: inlet stopper
122 : 투입튜브 130 : 가열부122: injection tube 130: heating unit
140 : 운송부 150 : 산화제공급튜브140: transport unit 150: oxidant supply tube
160 : 회전축 200 : 구동유닛160: rotating shaft 200: drive unit
210 : 모터 220 : 연결요소 210: motor 220: connection element
300 : 배출유닛 310 : 배출용기300: discharge unit 310: discharge container
320 : 배출밸브 330 : 분말받이부320: discharge valve 330: powder receiving unit
400 : 가스제거유닛 500 : 감압유닛400: gas removal unit 500: decompression unit
510 : 감압펌프 520 : 감압통로510: decompression pump 520: decompression passage
600 : 모니터링유닛 610 : 모니터링튜브600: monitoring unit 610: monitoring tube
621 : 제1 모니터링밸브 622 : 제2 모니터링밸브621: first monitoring valve 622: second monitoring valve
630 : 샘플수거용기630: sample collection container
Claims (19)
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
KR1020070139129A KR100950397B1 (en) | 2007-12-27 | 2007-12-27 | Main Oxidation Device for Simulated Spent Fuel Rod-Cut |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
KR1020070139129A KR100950397B1 (en) | 2007-12-27 | 2007-12-27 | Main Oxidation Device for Simulated Spent Fuel Rod-Cut |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
KR20090070955A KR20090070955A (en) | 2009-07-01 |
KR100950397B1 true KR100950397B1 (en) | 2010-03-29 |
Family
ID=41322428
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
KR1020070139129A KR100950397B1 (en) | 2007-12-27 | 2007-12-27 | Main Oxidation Device for Simulated Spent Fuel Rod-Cut |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
KR (1) | KR100950397B1 (en) |
Families Citing this family (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
KR101457266B1 (en) * | 2012-07-16 | 2014-11-07 | 한국원자력연구원 | Spent Fuel Integrity Test Facility under Accelerator Condition |
KR101421352B1 (en) * | 2012-11-30 | 2014-07-18 | 한국수력원자력 주식회사 | Spent Fuel Vol-oxidizer for seperating the hulls and oxidation powders |
KR101551113B1 (en) | 2014-08-08 | 2015-09-08 | 한국원자력연구원 | Voloxidizer with Double Reactor for Spent Fuel Rods Decladding |
CN105761771B (en) * | 2016-04-25 | 2017-08-11 | 清华大学 | A kind of spheric fuel element recycling plant |
Citations (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2002071882A (en) | 2000-09-01 | 2002-03-12 | Toshiba Corp | Melting method of spent fuel rod, and apparatus thereof |
KR20030081237A (en) * | 2003-09-18 | 2003-10-17 | 한국원자력연구소 | Oxidation-Reduction Method using Plasma for a Spent Nuclear Fuel |
KR100662085B1 (en) | 2005-11-15 | 2006-12-28 | 한국원자력연구소 | Vol-oxidizer for spent nuclear fuel |
-
2007
- 2007-12-27 KR KR1020070139129A patent/KR100950397B1/en not_active IP Right Cessation
Patent Citations (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2002071882A (en) | 2000-09-01 | 2002-03-12 | Toshiba Corp | Melting method of spent fuel rod, and apparatus thereof |
KR20030081237A (en) * | 2003-09-18 | 2003-10-17 | 한국원자력연구소 | Oxidation-Reduction Method using Plasma for a Spent Nuclear Fuel |
KR100662085B1 (en) | 2005-11-15 | 2006-12-28 | 한국원자력연구소 | Vol-oxidizer for spent nuclear fuel |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
KR20090070955A (en) | 2009-07-01 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
KR100950397B1 (en) | Main Oxidation Device for Simulated Spent Fuel Rod-Cut | |
EP2769384B1 (en) | Graphite thermal decontamination with reducing gases | |
RU2616590C2 (en) | Heat treatment of carbon-containing waste, improved due to injected gases | |
US9711247B2 (en) | Voloxidizer with double reactor for spent fuel rods decladding and double reactor for use in the same | |
JP6559080B2 (en) | Radioactive waste volume reduction treatment apparatus and volume reduction treatment method | |
KR101089843B1 (en) | Vol-oxidizer for a decladding and vol-oxidation of spent fuel rod-cuts | |
US9040014B2 (en) | Graphite thermal decontamination with reducing gases | |
KR101031489B1 (en) | Apparatus for treating spent nuclear fuel in high-temperature and oxidizing system including the same | |
Mason et al. | Pyrolysis and its potential use in nuclear graphite disposal | |
US3644104A (en) | Process for processing canned irradiated ceramic fuel elements | |
KR101421352B1 (en) | Spent Fuel Vol-oxidizer for seperating the hulls and oxidation powders | |
CN206179530U (en) | MOX powder pelletization receiving device | |
JP5124548B2 (en) | Powder sampling device | |
KR101522980B1 (en) | Yttrium Tri-iodide Target for Nuclear Transmutation of Nuclide Iodine-129 and the Manufacturing Method thereof, and Treatment System for Nuclide Iodine-129 using It | |
JP6234033B2 (en) | Extraction apparatus and extraction method for radioactive substances contained in incineration fly ash | |
KR101012233B1 (en) | System and Apparatus for Separating Remaining Powder of Hull | |
JP3851373B2 (en) | Method for mineralizing organic substances associated with radioactive metal waste | |
CN111341473A (en) | Spent fuel heat treatment device | |
JP3051355B2 (en) | Nuclear fuel scrap dry recovery system | |
KR100961600B1 (en) | Method and Apparatus for Collecting Spent Nuclear Fuel | |
Sullivan et al. | AECL's progress in DUPIC fuel development | |
JP2018021840A (en) | Radioactive waste processor and radioactive waste processing method | |
RU2532088C1 (en) | Container for storage of spills of tablets of spent nuclear fuel | |
Lee et al. | Recent progress on the DUPIC fuel fabrication technology at KAERI | |
KR101149552B1 (en) | Lacquer coating apparatus for nuclear fuel rod assembly with improved exhausting gas pipe |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
A201 | Request for examination | ||
E902 | Notification of reason for refusal | ||
E701 | Decision to grant or registration of patent right | ||
GRNT | Written decision to grant | ||
FPAY | Annual fee payment |
Payment date: 20130111 Year of fee payment: 4 |
|
FPAY | Annual fee payment |
Payment date: 20131227 Year of fee payment: 5 |
|
FPAY | Annual fee payment |
Payment date: 20141230 Year of fee payment: 6 |
|
LAPS | Lapse due to unpaid annual fee |