JP2500408B2 - 核燃料の連続溶解装置 - Google Patents
核燃料の連続溶解装置Info
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- Y02W—CLIMATE CHANGE MITIGATION TECHNOLOGIES RELATED TO WASTEWATER TREATMENT OR WASTE MANAGEMENT
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- Y02W30/50—Reuse, recycling or recovery technologies
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Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は、核燃料の製造工程で発
生する核燃料スクラップ粉末又は使用済み核燃料の再処
理工程における核燃料粉末を連続的に溶解する装置に関
するものである。
生する核燃料スクラップ粉末又は使用済み核燃料の再処
理工程における核燃料粉末を連続的に溶解する装置に関
するものである。
【０００２】
【従来の技術】核燃料の製造工程で発生する核燃料スク
ラップ粉末は精製されてリサイクルされる。この精製の
ためにスクラップ粉末は円筒状のバッチ式の溶解槽によ
り溶解されている。また使用済み核燃料の再処理では未
燃焼の核分裂性物質や新しく生成した核分裂性物質を分
離回収するために、再処理の前処理工程においていわゆ
る「剪断リーチ法」が一般的に行われている。この剪断
リーチ法は剪断刃により使用済み核燃料棒を燃料集合体
の状態でその直径方向に被覆管ごと数ｃｍの長さに切断
してそのまま硝酸水溶液中に入れ、核燃料を浸出溶解さ
せる方法である。剪断リーチ法で処理された核燃料は円
筒状の溶解槽で溶解されるか、或いはスクリュー型の連
続溶解槽（例えば特開昭５８−１７６１０７，同６４−
６５４９７）又は水車バケット型の連続溶解槽（例えば
特公昭６０−４１３１８，実開昭６４−５２５３３）で
溶解される。また別の連続溶解処理装置として、円環状
の槽内を隔壁で仕切り、仕切られた一端から溶解処理液
を前記槽内へ供給し他端から排出する溶解槽の中に、使
用済原子燃料の剪断片を装荷した複数の燃料装荷かごを
配置し、前記燃料装荷かごの下部を前記溶解処理液に浸
漬することによって使用済原子燃料を溶解処理する使用
済原子燃料の連続溶解処理装置が開示されている（特開
平１−１４１３９９）。更に半連続溶解装置として、金
属材により被覆された核燃料を細かく切断した細片の収
納バスケットを受入れる複数個のバレルを高さ位置を変
えて並設するとともに、同各バレルの底部をパルセータ
ーに接続し、貯液槽を溶解液供給管を介して最高位のバ
レルに、最低位のバレルを溶解液排出管を介して同貯液
槽に、それぞれ接続することにより上記細片を溶解液に
より溶解する核燃料溶解装置が開示されている（特開昭
６１−２７０６９５）。
ラップ粉末は精製されてリサイクルされる。この精製の
ためにスクラップ粉末は円筒状のバッチ式の溶解槽によ
り溶解されている。また使用済み核燃料の再処理では未
燃焼の核分裂性物質や新しく生成した核分裂性物質を分
離回収するために、再処理の前処理工程においていわゆ
る「剪断リーチ法」が一般的に行われている。この剪断
リーチ法は剪断刃により使用済み核燃料棒を燃料集合体
の状態でその直径方向に被覆管ごと数ｃｍの長さに切断
してそのまま硝酸水溶液中に入れ、核燃料を浸出溶解さ
せる方法である。剪断リーチ法で処理された核燃料は円
筒状の溶解槽で溶解されるか、或いはスクリュー型の連
続溶解槽（例えば特開昭５８−１７６１０７，同６４−
６５４９７）又は水車バケット型の連続溶解槽（例えば
特公昭６０−４１３１８，実開昭６４−５２５３３）で
溶解される。また別の連続溶解処理装置として、円環状
の槽内を隔壁で仕切り、仕切られた一端から溶解処理液
を前記槽内へ供給し他端から排出する溶解槽の中に、使
用済原子燃料の剪断片を装荷した複数の燃料装荷かごを
配置し、前記燃料装荷かごの下部を前記溶解処理液に浸
漬することによって使用済原子燃料を溶解処理する使用
済原子燃料の連続溶解処理装置が開示されている（特開
平１−１４１３９９）。更に半連続溶解装置として、金
属材により被覆された核燃料を細かく切断した細片の収
納バスケットを受入れる複数個のバレルを高さ位置を変
えて並設するとともに、同各バレルの底部をパルセータ
ーに接続し、貯液槽を溶解液供給管を介して最高位のバ
レルに、最低位のバレルを溶解液排出管を介して同貯液
槽に、それぞれ接続することにより上記細片を溶解液に
より溶解する核燃料溶解装置が開示されている（特開昭
６１−２７０６９５）。
【０００３】
【発明が解決しようとする課題】しかしながら、円筒状
の溶解槽はバッチ処理を前提としており、これを連続処
理装置として使用するためにはバッチ式の溶解槽を最低
２基設け、これらを交互に切換えて使用するか、或いは
円筒状溶解槽と溶解液の貯槽を大容量にして１回の処理
量を増大させる必要がある。前者の場合には切換え操作
が煩雑になり、後者の場合には溶解装置が大型化するな
どの問題点がある。またスクリュー型の連続溶解槽及び
水車バケット型の連続溶解槽ではいずれもスクリュー又
は水車バケットを駆動する軸が溶解槽を貫通して設けら
れるため、駆動軸の貫通部分には溶解液が槽外に漏洩し
ないようにシール性が要求される。この駆動軸のシール
性を維持するために上記連続溶解槽では定期的な保全作
業を必要とする。また特開平１−１４１３９９号公報に
示される複数の燃料装荷かごを使用する連続溶解処理装
置では、使用済原子燃料の剪断片を装荷した複数の燃料
装荷かごを移動させる必要がある。この移動を実施する
ために、燃料装荷かご支持板、回転昇降装置、反転装置
等の装置を設けなければならず、処理に際しては溶解処
理の終了した未溶解残渣の入った燃料装荷かごを溶解槽
内から上昇させ、次いで反転させて内部の剪断片を排出
させた後、再び下降させて溶解槽内に戻すという複雑な
作業が必要となる。 また特開昭６１−２７０６９５号公
報に示される溶解装置でも溶解反応が終了したと判断さ
れるバレルでは未溶解残渣を除去するためにバスケット
を抜出して交換を行うための装置を要し、これに伴う煩
わしい作業が必要となる。更に核燃料を取扱う装置は核
燃料の溶解槽を含めて、臨界安全管理上、核燃料の取扱
量や装置の直径、厚み、幅等の寸法や形状に制限があ
り、従来のバッチ式又は連続溶解槽ではいずれも処理能
力に限界がある。
の溶解槽はバッチ処理を前提としており、これを連続処
理装置として使用するためにはバッチ式の溶解槽を最低
２基設け、これらを交互に切換えて使用するか、或いは
円筒状溶解槽と溶解液の貯槽を大容量にして１回の処理
量を増大させる必要がある。前者の場合には切換え操作
が煩雑になり、後者の場合には溶解装置が大型化するな
どの問題点がある。またスクリュー型の連続溶解槽及び
水車バケット型の連続溶解槽ではいずれもスクリュー又
は水車バケットを駆動する軸が溶解槽を貫通して設けら
れるため、駆動軸の貫通部分には溶解液が槽外に漏洩し
ないようにシール性が要求される。この駆動軸のシール
性を維持するために上記連続溶解槽では定期的な保全作
業を必要とする。また特開平１−１４１３９９号公報に
示される複数の燃料装荷かごを使用する連続溶解処理装
置では、使用済原子燃料の剪断片を装荷した複数の燃料
装荷かごを移動させる必要がある。この移動を実施する
ために、燃料装荷かご支持板、回転昇降装置、反転装置
等の装置を設けなければならず、処理に際しては溶解処
理の終了した未溶解残渣の入った燃料装荷かごを溶解槽
内から上昇させ、次いで反転させて内部の剪断片を排出
させた後、再び下降させて溶解槽内に戻すという複雑な
作業が必要となる。 また特開昭６１−２７０６９５号公
報に示される溶解装置でも溶解反応が終了したと判断さ
れるバレルでは未溶解残渣を除去するためにバスケット
を抜出して交換を行うための装置を要し、これに伴う煩
わしい作業が必要となる。更に核燃料を取扱う装置は核
燃料の溶解槽を含めて、臨界安全管理上、核燃料の取扱
量や装置の直径、厚み、幅等の寸法や形状に制限があ
り、従来のバッチ式又は連続溶解槽ではいずれも処理能
力に限界がある。
【０００４】本発明の目的は、コンパクトな形状で、か
つ臨界安全管理上問題を生じることなく、処理能力を任
意に設定でき、保全が容易な核燃料の連続溶解装置を提
供することにある。本発明の別の目的は、核燃料の未溶
解残渣を容易に除去し得る核燃料の連続溶解装置を提供
することにある。
つ臨界安全管理上問題を生じることなく、処理能力を任
意に設定でき、保全が容易な核燃料の連続溶解装置を提
供することにある。本発明の別の目的は、核燃料の未溶
解残渣を容易に除去し得る核燃料の連続溶解装置を提供
することにある。
【０００５】
【課題を解決するための手段】上記目的を達成するため
に、本発明の構成を実施例に対応する図１及び図２に基
づいて説明する。本発明の核燃料の連続溶解装置は、核
燃料の硝酸溶解液を貯溜可能な溶解槽１１と、この記溶
解槽１１の内部に複数の反応室１５ａ〜１５ｅを形成
し、かつ上位の反応室から下位の反応室に硝酸溶解液が
流れるように溶解槽１１の底面に上方に向けて設けられ
た下部仕切板１２と、最上位に位置する反応室１５ａに
設けられた核燃料の供給口１３と、最下位に位置する反
応室１５ｅに設けられた溶解液の排出口１４と、反応室
１５ａ〜１５ｅに硝酸を供給する硝酸供給手段１６と、
反応室１５ａ〜１５ｅに設けられ、反応室にガスを導入
してその硝酸溶解液を撹拌するガス導入手段１９と、反
応室１５ａ〜１５ｅの温度を制御する温度制御手段２２
とを備えた核燃料の溶解装置である。 その特徴ある構成
は、溶解槽１１が傾斜した底面１１ａを有し、貯えた前
記核燃料が臨界にならない厚さを有する平板状にかつ密
閉して形成され、溶解槽１１の複数の反応室１５ａ〜１
５ｅのそれぞれの底面１１ａに反応室１５ａ〜１５ｅの
底部に沈降した核燃料の未溶解残渣を取出す残渣取出管
１７がバルブ２４を介して接続され、最下位の反応室１
５ｅを除く反応室１５ａ〜１５ｅ内に上方から下方に向
けて上位の反応室から下位の反応室への硝酸溶解液のシ
ョートパスを防止する上部仕切板１８が設けられ、反応
室１５ａ〜１５ｅから廃ガスを排出する廃ガス排出手段
２１が設けられたところにある。
に、本発明の構成を実施例に対応する図１及び図２に基
づいて説明する。本発明の核燃料の連続溶解装置は、核
燃料の硝酸溶解液を貯溜可能な溶解槽１１と、この記溶
解槽１１の内部に複数の反応室１５ａ〜１５ｅを形成
し、かつ上位の反応室から下位の反応室に硝酸溶解液が
流れるように溶解槽１１の底面に上方に向けて設けられ
た下部仕切板１２と、最上位に位置する反応室１５ａに
設けられた核燃料の供給口１３と、最下位に位置する反
応室１５ｅに設けられた溶解液の排出口１４と、反応室
１５ａ〜１５ｅに硝酸を供給する硝酸供給手段１６と、
反応室１５ａ〜１５ｅに設けられ、反応室にガスを導入
してその硝酸溶解液を撹拌するガス導入手段１９と、反
応室１５ａ〜１５ｅの温度を制御する温度制御手段２２
とを備えた核燃料の溶解装置である。 その特徴ある構成
は、溶解槽１１が傾斜した底面１１ａを有し、貯えた前
記核燃料が臨界にならない厚さを有する平板状にかつ密
閉して形成され、溶解槽１１の複数の反応室１５ａ〜１
５ｅのそれぞれの底面１１ａに反応室１５ａ〜１５ｅの
底部に沈降した核燃料の未溶解残渣を取出す残渣取出管
１７がバルブ２４を介して接続され、最下位の反応室１
５ｅを除く反応室１５ａ〜１５ｅ内に上方から下方に向
けて上位の反応室から下位の反応室への硝酸溶解液のシ
ョートパスを防止する上部仕切板１８が設けられ、反応
室１５ａ〜１５ｅから廃ガスを排出する廃ガス排出手段
２１が設けられたところにある。
【０００６】なお、供給口１３に供給される核燃料を核
燃料粉末と水とを混練したスラリーにすると、反応室１
５ａで粉塵が発生せず、核燃料の供給口１３での閉塞等
によるトラブルが減少するため、好ましい。また、反応
室の硝酸溶解液を撹拌するガスとして、空気の代わりに
ＮＯｘガスを各反応室に導入すると、撹拌効果に加えて
溶解反応を促進させ、かつヨウ素を追出す効果も生じる
ため、好ましい。
燃料粉末と水とを混練したスラリーにすると、反応室１
５ａで粉塵が発生せず、核燃料の供給口１３での閉塞等
によるトラブルが減少するため、好ましい。また、反応
室の硝酸溶解液を撹拌するガスとして、空気の代わりに
ＮＯｘガスを各反応室に導入すると、撹拌効果に加えて
溶解反応を促進させ、かつヨウ素を追出す効果も生じる
ため、好ましい。
【０００７】
【作用】供給口１３から供給された核燃料は溶解槽１１
の反応室１５ａ〜１５ｅに貯えられた硝酸に溶解する。
硝酸溶解液は上部仕切板１８によりショートパスするこ
となく、また下部仕切板１２により十分な核燃料との反
応時間を与えられて上位の反応室から下位の反応室に流
動し、排出口１４から排出される。反応室１５ａ〜１５
ｅの硝酸溶解液は硝酸供給手段１６から供給される硝酸
によりその硝酸濃度が調整され、ガス導入手段１９から
導入されるガスにより撹拌される。また温度制御手段２
２により反応温度が制御される。反応により生成した不
溶解残渣は残渣取出管１７により取出され、廃ガスは廃
ガス排出手段２１により排出される。
の反応室１５ａ〜１５ｅに貯えられた硝酸に溶解する。
硝酸溶解液は上部仕切板１８によりショートパスするこ
となく、また下部仕切板１２により十分な核燃料との反
応時間を与えられて上位の反応室から下位の反応室に流
動し、排出口１４から排出される。反応室１５ａ〜１５
ｅの硝酸溶解液は硝酸供給手段１６から供給される硝酸
によりその硝酸濃度が調整され、ガス導入手段１９から
導入されるガスにより撹拌される。また温度制御手段２
２により反応温度が制御される。反応により生成した不
溶解残渣は残渣取出管１７により取出され、廃ガスは廃
ガス排出手段２１により排出される。
【０００８】
【実施例】次に本発明の一実施例を図面に基づいて詳し
く説明する。図１及び図２に示すように、連続処理装置
の溶解槽１１は傾斜した底面１１ａを有する。溶解槽１
１は核燃料の硝酸溶解液を貯溜可能であって、貯えた核
燃料が臨界にならない厚さを有する平板状に形成され
る。この例では厚さＡ（図２）は約２３ｃｍである。ま
た溶解層１１の高さＢは約３ｍ、長さＣは約２ｍである
（図１）。この溶解層１１の内部にこの例では５つの反
応室１５ａ，１５ｂ，１５ｃ，１５ｄ及び１５ｅを形成
する４枚の下部仕切板１２が溶解槽１１の底面１１ａに
間隔をあけて鉛直方向に設けられる。これらの仕切板１
２は核燃料の硝酸溶解液が上位の反応室から下位の反応
室に流れるようにほぼ同一の高さを有する。最上位に位
置する反応室１５ａの上方には核燃料のシュート１３ａ
が取付けられ、シュート上端には供給口１３が設けられ
る。この例では供給口１３に供給される核燃料は核燃料
粉末と水とを混練したスラリーである。最下位に位置す
る反応室１５ｅの上部には硝酸溶解液の排出管１４ａが
取付けられる。排出管１４ａは排出口１４を有する。
く説明する。図１及び図２に示すように、連続処理装置
の溶解槽１１は傾斜した底面１１ａを有する。溶解槽１
１は核燃料の硝酸溶解液を貯溜可能であって、貯えた核
燃料が臨界にならない厚さを有する平板状に形成され
る。この例では厚さＡ（図２）は約２３ｃｍである。ま
た溶解層１１の高さＢは約３ｍ、長さＣは約２ｍである
（図１）。この溶解層１１の内部にこの例では５つの反
応室１５ａ，１５ｂ，１５ｃ，１５ｄ及び１５ｅを形成
する４枚の下部仕切板１２が溶解槽１１の底面１１ａに
間隔をあけて鉛直方向に設けられる。これらの仕切板１
２は核燃料の硝酸溶解液が上位の反応室から下位の反応
室に流れるようにほぼ同一の高さを有する。最上位に位
置する反応室１５ａの上方には核燃料のシュート１３ａ
が取付けられ、シュート上端には供給口１３が設けられ
る。この例では供給口１３に供給される核燃料は核燃料
粉末と水とを混練したスラリーである。最下位に位置す
る反応室１５ｅの上部には硝酸溶解液の排出管１４ａが
取付けられる。排出管１４ａは排出口１４を有する。
【０００９】溶解層１１の外側には硝酸の供給管１６が
配管される。供給管１６はバルブ２３を介して５つの反
応室１５ａ〜１５ｅの上部に導入される。反応室１５ａ
〜１５ｅの各底部には核燃料の未溶解残渣を反応室から
取出す残渣取出管１７がバルブ２４を介して接続され、
溶解槽１１の底面に沿って配管される。最下位の反応室
１５ｅを除く４つの反応室１５ａ〜１５ｄ内には上方か
ら下方に向けて４枚の上部仕切板１８が溶解槽１１の頂
面に間隔をあけて設けられる。これらの仕切板１８の下
端は下部仕切板１２の上端より低い位置まで延び、上位
の反応室から下位の反応室への硝酸溶解液のショートパ
スを防止するようになっている。また反応室１５ａ〜１
５ｅの各底部にガス導入管１９が貫通して設けられ、各
反応室内に突出するその導入管端部にはガス噴出部２６
が接続される。このガス導入管１９にはこの例ではＮＯ
ｘガスが図示しないコンプレッサにより圧送される。反
応室１５ａ〜１５ｅの上方の溶解層１１の頂部には反応
により生じた廃ガスを排出する廃ガス排出管２１が接続
される。更に溶解槽１１の外側面には各反応室の温度を
上昇させるヒータ２２ａが設けられる。ヒータ２２ａは
コントローラ２２により硝酸溶解液の温度が一定となる
ように制御される。
配管される。供給管１６はバルブ２３を介して５つの反
応室１５ａ〜１５ｅの上部に導入される。反応室１５ａ
〜１５ｅの各底部には核燃料の未溶解残渣を反応室から
取出す残渣取出管１７がバルブ２４を介して接続され、
溶解槽１１の底面に沿って配管される。最下位の反応室
１５ｅを除く４つの反応室１５ａ〜１５ｄ内には上方か
ら下方に向けて４枚の上部仕切板１８が溶解槽１１の頂
面に間隔をあけて設けられる。これらの仕切板１８の下
端は下部仕切板１２の上端より低い位置まで延び、上位
の反応室から下位の反応室への硝酸溶解液のショートパ
スを防止するようになっている。また反応室１５ａ〜１
５ｅの各底部にガス導入管１９が貫通して設けられ、各
反応室内に突出するその導入管端部にはガス噴出部２６
が接続される。このガス導入管１９にはこの例ではＮＯ
ｘガスが図示しないコンプレッサにより圧送される。反
応室１５ａ〜１５ｅの上方の溶解層１１の頂部には反応
により生じた廃ガスを排出する廃ガス排出管２１が接続
される。更に溶解槽１１の外側面には各反応室の温度を
上昇させるヒータ２２ａが設けられる。ヒータ２２ａは
コントローラ２２により硝酸溶解液の温度が一定となる
ように制御される。
【００１０】このように構成された装置の動作を説明す
る。先ず、所定の硝酸濃度に調整された硝酸水溶液を硝
酸供給管１６を介して反応室１５ａ〜１５ｅに供給し、
図示する水位まで貯溜しておく。またコントローラ２２
はヒータ２２ａを制御して反応室１５ａ〜１５ｅの温度
を硝酸水溶液の沸点近傍に維持する。次いで、核燃料粉
末を水と混練してスラリーにし、供給口１３から反応室
１５ａに供給する。この核燃料粉末は核燃料の製造工程
で発生する核燃料スクラップ粉末でもよいし、或いは使
用済み核燃料の再処理工程で発生する核燃料粉末でもよ
い。核燃料粉末をスラリー化することにより、反応室１
５ａで粉塵が発生せず、シュート１３ａが核燃料粉末で
詰まることがなくなる。
る。先ず、所定の硝酸濃度に調整された硝酸水溶液を硝
酸供給管１６を介して反応室１５ａ〜１５ｅに供給し、
図示する水位まで貯溜しておく。またコントローラ２２
はヒータ２２ａを制御して反応室１５ａ〜１５ｅの温度
を硝酸水溶液の沸点近傍に維持する。次いで、核燃料粉
末を水と混練してスラリーにし、供給口１３から反応室
１５ａに供給する。この核燃料粉末は核燃料の製造工程
で発生する核燃料スクラップ粉末でもよいし、或いは使
用済み核燃料の再処理工程で発生する核燃料粉末でもよ
い。核燃料粉末をスラリー化することにより、反応室１
５ａで粉塵が発生せず、シュート１３ａが核燃料粉末で
詰まることがなくなる。
【００１１】ガス導入管１９に圧送されたＮＯｘガスが
ガス噴出部２６から反応室１５ａに導入され、核燃料ス
ラリーと硝酸水溶液は撹拌されて核燃料粉末の溶解が始
まる。このＮＯｘガスの導入により使用済み核燃料に含
まれていたヨウ素を追出すことができる。放射性を有す
るヨウ素がこの溶解工程後で抽出されるウラニウムやプ
ロトニウムに紛れ込むとウラニウムやプロトニウムの取
扱いを困難にし、また再処理の最終仮焼時に好ましくな
いガス状化合物に転換するため、溶解装置の次にヨウ素
追出し槽を従来設けていたが、このＮＯｘガスの導入に
よりヨウ素追出し槽は不要になる。
ガス噴出部２６から反応室１５ａに導入され、核燃料ス
ラリーと硝酸水溶液は撹拌されて核燃料粉末の溶解が始
まる。このＮＯｘガスの導入により使用済み核燃料に含
まれていたヨウ素を追出すことができる。放射性を有す
るヨウ素がこの溶解工程後で抽出されるウラニウムやプ
ロトニウムに紛れ込むとウラニウムやプロトニウムの取
扱いを困難にし、また再処理の最終仮焼時に好ましくな
いガス状化合物に転換するため、溶解装置の次にヨウ素
追出し槽を従来設けていたが、このＮＯｘガスの導入に
よりヨウ素追出し槽は不要になる。
【００１２】また核燃料粉末の溶解により、硝酸溶解液
の硝酸濃度が変化すると、バルブ２３を開いて硝酸を硝
酸溶解液に加えてその濃度を調整する。反応室１５ａか
ら下部仕切板１２を越えて硝酸溶解液が反応室１５ｂに
流入する。ここで上部仕切板１８によって、硝酸溶解液
は上位の反応室１５ａから下位の反応室１５ｂにショー
トパスすることなく、十分に時間をかけて反応が行われ
る。続いて上位の反応室からオーバーフローの状態の硝
酸溶解液は順次下部仕切板１２を越えて下位の反応室に
流れ落ちる。この下位の反応室においても、上位の反応
室の場合と同様に、ＮＯｘガスがガス噴出部２６から導
入され、かつ供給管１６から供給される硝酸により濃度
調整される。最下位の反応室１５ｅで完全に核燃料粉末
は硝酸に溶解され、排出管１４ａから排出される。この
装置では１日当り４トンの核燃料を連続して溶解するこ
とができる。反応室１５ａ〜１５ｅで沈降した未溶解残
渣は傾斜した底面に沿って自重により残渣取出管１７の
取出し口に集まり、バルブ２４を間欠的に開くことによ
り取出管１７を通って溶解槽１１外に排出される。反応
室１５ａ〜１５ｅで生成した廃ガスは排出管２１を通し
て排出される。
の硝酸濃度が変化すると、バルブ２３を開いて硝酸を硝
酸溶解液に加えてその濃度を調整する。反応室１５ａか
ら下部仕切板１２を越えて硝酸溶解液が反応室１５ｂに
流入する。ここで上部仕切板１８によって、硝酸溶解液
は上位の反応室１５ａから下位の反応室１５ｂにショー
トパスすることなく、十分に時間をかけて反応が行われ
る。続いて上位の反応室からオーバーフローの状態の硝
酸溶解液は順次下部仕切板１２を越えて下位の反応室に
流れ落ちる。この下位の反応室においても、上位の反応
室の場合と同様に、ＮＯｘガスがガス噴出部２６から導
入され、かつ供給管１６から供給される硝酸により濃度
調整される。最下位の反応室１５ｅで完全に核燃料粉末
は硝酸に溶解され、排出管１４ａから排出される。この
装置では１日当り４トンの核燃料を連続して溶解するこ
とができる。反応室１５ａ〜１５ｅで沈降した未溶解残
渣は傾斜した底面に沿って自重により残渣取出管１７の
取出し口に集まり、バルブ２４を間欠的に開くことによ
り取出管１７を通って溶解槽１１外に排出される。反応
室１５ａ〜１５ｅで生成した廃ガスは排出管２１を通し
て排出される。
【００１３】なお、上記例では核燃料粉末を予め水と混
練して、スラリーにしたが、溶解処理量が少なければ、
特別にスラリーにせずに、粉末のまま供給口から供給す
ることもできる。また、硝酸溶解液を撹拌するガスとし
て、ＮＯｘガスを挙げたが、撹拌のためだけであれば、
空気でもよい。更に、温度制御手段としてヒータとコン
トローラを例示したが、ヒータに加えて過熱状態を回避
するために硝酸溶解液の冷却手段を設けてもよい。
練して、スラリーにしたが、溶解処理量が少なければ、
特別にスラリーにせずに、粉末のまま供給口から供給す
ることもできる。また、硝酸溶解液を撹拌するガスとし
て、ＮＯｘガスを挙げたが、撹拌のためだけであれば、
空気でもよい。更に、温度制御手段としてヒータとコン
トローラを例示したが、ヒータに加えて過熱状態を回避
するために硝酸溶解液の冷却手段を設けてもよい。
【００１４】
【発明の効果】以上述べたように、本発明は次の多くの
優れた効果を奏する。 供給した核燃料が上位の反応室から下位の反応室に
順次溶解度を高めながら移動して排出されるため、核燃
料を連続して溶解処理することができる。 溶解層が貯溜する核燃料の臨界にならない平板状で
あるため、臨界安全管理上問題を生じない。 溶解槽の長さＣ（図１）を延長してもその厚さＡ
（図２）を変えなければ臨界安全性は保たれるため、溶
解槽の長さを変えて反応室を増減することにより、溶解
反応に必要な滞留時間や処理能力に合致した連続処理装
置を容易に製作できる。 上部仕切板により、未溶解の核燃料粉末を含む硝酸
溶解液はショートパスすることなく、下位の反応室に流
れ落ちるまでの間に各反応室内で十分な反応時間が与え
られる。 反応室毎に硝酸濃度、空気又はＮＯｘガスの濃度や
量、或いは核燃料の硝酸溶解液の温度を制御可能なた
め、各反応室における溶解反応を正確に制御できる。 溶解槽は傾斜した底面を有するため、各反応室の底
部から沈降性の未溶解残渣を間欠的に容易に取出すこと
ができる。 従来の連続溶解装置におけるような駆動部がないた
め、装置の保全が容易である。 核燃料を核燃料粉末を水と混練したスラリーの形態
で反応室に供給すれば、粉塵の発生がなく、供給口を閉
塞するなどのトラブルが減少する。 従来の再処理工程では核燃料の溶解装置の次にヨウ
素追出し槽を設けていたものが、反応室の硝酸溶解液に
ＮＯｘガスを吹込めば、核燃料に含まれるヨウ素を追出
すことができ、従来のヨウ素追出し槽が不要となる。
優れた効果を奏する。 供給した核燃料が上位の反応室から下位の反応室に
順次溶解度を高めながら移動して排出されるため、核燃
料を連続して溶解処理することができる。 溶解層が貯溜する核燃料の臨界にならない平板状で
あるため、臨界安全管理上問題を生じない。 溶解槽の長さＣ（図１）を延長してもその厚さＡ
（図２）を変えなければ臨界安全性は保たれるため、溶
解槽の長さを変えて反応室を増減することにより、溶解
反応に必要な滞留時間や処理能力に合致した連続処理装
置を容易に製作できる。 上部仕切板により、未溶解の核燃料粉末を含む硝酸
溶解液はショートパスすることなく、下位の反応室に流
れ落ちるまでの間に各反応室内で十分な反応時間が与え
られる。 反応室毎に硝酸濃度、空気又はＮＯｘガスの濃度や
量、或いは核燃料の硝酸溶解液の温度を制御可能なた
め、各反応室における溶解反応を正確に制御できる。 溶解槽は傾斜した底面を有するため、各反応室の底
部から沈降性の未溶解残渣を間欠的に容易に取出すこと
ができる。 従来の連続溶解装置におけるような駆動部がないた
め、装置の保全が容易である。 核燃料を核燃料粉末を水と混練したスラリーの形態
で反応室に供給すれば、粉塵の発生がなく、供給口を閉
塞するなどのトラブルが減少する。 従来の再処理工程では核燃料の溶解装置の次にヨウ
素追出し槽を設けていたものが、反応室の硝酸溶解液に
ＮＯｘガスを吹込めば、核燃料に含まれるヨウ素を追出
すことができ、従来のヨウ素追出し槽が不要となる。
【図１】本発明実施例の核燃料の連続溶解装置の構成
図。
図。
【図２】そのＤ−Ｄ線断面図。
１１ 溶解槽 １１ａ 溶解槽の底面 １２ 下部仕切板 １３ 核燃料の供給口 １４ 硝酸溶解液の排出口 １５ａ〜１５ｅ 反応室 １６ 硝酸供給管（硝酸供給手段） １７ 残渣取出管（残渣取出手段） １８ 上部仕切板 １９ ガス導入管（ガス導入手段） ２１ 廃ガス排出管（廃ガス排出手段） ２２ コントローラ（温度制御手段） ２２ａ ヒータ
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (56)参考文献 特開 昭63−61194（ＪＰ，Ａ) 特開 平１−141399（ＪＰ，Ａ)
Claims (3)
- 【請求項１】核燃料の硝酸溶解液を貯溜可能な溶解槽(1
1)と、 前記溶解槽(11)の内部に複数の反応室(15a,15b,15c,15
d,15e)を形成し、かつ上位の反応室から下位の反応室に
前記硝酸溶解液が流れるように前記溶解槽(11)の底面に
上方に向けて設けられた下部仕切板(12)と、 最上位に位置する反応室(15a)に設けられた核燃料の供
給口(13)と、 最下位に位置する反応室(15e)に設けられた前記溶解液
の排出口(14)と、 前記反応室(15a,15b,15c,15d,15e)に硝酸を供給する硝
酸供給手段(16)と、 前記反応室(15a,15b,15c,15d,15e)に設けられ、前記反
応室にガスを導入してその硝酸溶解液を撹拌するガス導
入手段(19)と、 前記反応室(15a,15b,15c,15d,15e)の温度を制御する温
度制御手段(22)とを備えた核燃料の溶解装置において、 前記溶解槽(11)が傾斜した底面(11a)を有し、貯えた前
記核燃料が臨界にならない厚さを有する平板状にかつ密
閉して形成され、 前記溶解槽(11)の複数の反応室(15a,15b,15c,15d,15e)
のそれぞれの底面(11a)に前記反応室(15a,15b,15c,15d,
15e)の底部に沈降した前記核燃料の未溶解残渣を取出す
残渣取出管(17)がバルブ(24)を介して接続され、 最下位の反応室(15e)を除く前記反応室(15a,15b,15c,15
d)内に上方から下方に向けて上位の反応室から下位の反
応室への前記硝酸溶解液のショートパスを防止する上部
仕切板(18)が設けられ、 前記反応室(15a,15b,15c,15d,15e)から廃ガスを排出す
る廃ガス排出手段(21)が 設けられたことを特徴とする核燃料の連続溶解装置。 - 【請求項２】供給口(13)に供給される核燃料は核燃料粉
末と水とを混練したスラリーである請求項１記載の核燃
料の連続溶解装置。 - 【請求項３】ガス導入手段(19)で反応室内に導入される
ガスは空気又はＮＯｘガスである請求項１記載の核燃料
の連続溶解装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP9593692A JP2500408B2 (ja) | 1992-03-23 | 1992-03-23 | 核燃料の連続溶解装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP9593692A JP2500408B2 (ja) | 1992-03-23 | 1992-03-23 | 核燃料の連続溶解装置 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH05264780A JPH05264780A (ja) | 1993-10-12 |
| JP2500408B2 true JP2500408B2 (ja) | 1996-05-29 |
Family
ID=14151159
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP9593692A Expired - Fee Related JP2500408B2 (ja) | 1992-03-23 | 1992-03-23 | 核燃料の連続溶解装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP2500408B2 (ja) |
Families Citing this family (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP4940114B2 (ja) * | 2007-11-30 | 2012-05-30 | 株式会社東芝 | 再処理施設における連続溶解槽の臨界安全管理方法 |
| JP5422688B2 (ja) * | 2012-02-24 | 2014-02-19 | 株式会社東芝 | 再処理施設における連続溶解槽の臨界安全管理方法 |
Family Cites Families (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS61270695A (ja) * | 1985-05-27 | 1986-11-29 | 三菱重工業株式会社 | 核燃料溶解装置 |
-
1992
- 1992-03-23 JP JP9593692A patent/JP2500408B2/ja not_active Expired - Fee Related
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH05264780A (ja) | 1993-10-12 |
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Legal Events
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