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JPH0465999B2 - - Google Patents
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JPH0465999B2 - - Google Patents

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JPH0465999B2
JPH0465999B2 JP59129000A JP12900084A JPH0465999B2 JP H0465999 B2 JPH0465999 B2 JP H0465999B2 JP 59129000 A JP59129000 A JP 59129000A JP 12900084 A JP12900084 A JP 12900084A JP H0465999 B2 JPH0465999 B2 JP H0465999B2
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melting
slab
tube
nuclear fuel
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JP59129000A
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Sadahiko Maeda
Shinjiro Yokota
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    • Y02W30/00Technologies for solid waste management
    • Y02W30/50Reuse, recycling or recovery technologies

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  • Manufacture And Refinement Of Metals (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 [産業上の利用分野] 本発明は使用済核燃料の溶解位置に係り、特に
使用済核燃料を溶解する酸溶液の流通が円滑とな
るよう改良された使用済核燃料の溶解装置に関す
る。
[Detailed Description of the Invention] [Industrial Application Field] The present invention relates to a spent nuclear fuel melting location, and in particular, to a spent nuclear fuel melting location that is improved so that the distribution of an acid solution for dissolving the spent nuclear fuel is smooth. Regarding equipment.

[従来技術] 従来、使用済の酸化ウラニウム等の核燃料を溶
解処理する場合、使用済核燃料を短く切断し、こ
れを硝酸等の酸溶液中に浸漬して溶解させてい
る。
[Prior Art] Conventionally, when dissolving spent nuclear fuel such as uranium oxide, the spent nuclear fuel is cut into short pieces and immersed in an acid solution such as nitric acid to dissolve the spent nuclear fuel.

第2図は従来の使用済核燃料の溶解装置を示す
概略的な断面図である。
FIG. 2 is a schematic cross-sectional view showing a conventional spent nuclear fuel melting device.

この使用済核燃料の溶解装置は、筒状の溶解管
12と、溶解管12中に装入された篭体14とか
らなる。篭体14は多孔性であり、通常、ステン
レス等の金網製筒状体、あるいは、多数の孔が穿
設された金属製筒状体等が用いられる。なお各図
において、篭体14が多孔性であることを示すた
めに、この篭体14は破線で示されている。
This spent nuclear fuel melting device consists of a cylindrical melting tube 12 and a casing 14 inserted into the melting tube 12. The casing 14 is porous, and is usually a cylindrical body made of wire mesh such as stainless steel, or a cylindrical body made of metal with a large number of holes. In each figure, the casing 14 is shown with a broken line to indicate that the casing 14 is porous.

溶解管12の側面の複数箇所は、スラブと称さ
れる液槽16に連通管18,20,22,24で
接続されている。また、溶解管12の下部には、
酸素ガス吹込管26が設置されている。そして、
溶解管12及びスラブ16中には硝酸等の酸溶液
が充填されている。
A plurality of locations on the side surface of the melting tube 12 are connected to a liquid tank 16 called a slab through communication tubes 18, 20, 22, and 24. In addition, at the bottom of the dissolution tube 12,
An oxygen gas blowing pipe 26 is installed. and,
The melting tube 12 and the slab 16 are filled with an acid solution such as nitric acid.

吹込管26から酸素ガスを吹き込むと、このガ
スは溶解管12中を上昇し、これに伴つて溶解管
12中の液も上昇して連通管22からスラブ16
内に入り、連通管18から再び溶解管12中に戻
り、循環する。
When oxygen gas is blown from the blowing pipe 26, this gas rises in the melting pipe 12, and along with this, the liquid in the melting pipe 12 also rises and flows from the communicating pipe 22 to the slab 16.
It returns to the melting tube 12 through the communication tube 18 and circulates.

なお液の一部は、中間のレベルに設置された連
通管20を通つてスラブ16と溶解管12とを往
来する。連通管24はガス流通用のものであり、
吹込管26から溶解管12内に吹き込まれた酸素
ガスが、この連通管24を通り、スラブ16内に
入る。
A portion of the liquid travels between the slab 16 and the melting tube 12 through a communication tube 20 installed at an intermediate level. The communication pipe 24 is for gas distribution,
Oxygen gas blown into the melting tube 12 from the blowing pipe 26 passes through the communication pipe 24 and enters the slab 16.

篭体14中には、短く切断された使用済核燃料
が装入されており、次のような化学反応式に従い
次第に酸溶液に溶解してゆく。
Spent nuclear fuel cut into short pieces is charged in the casing 14, and is gradually dissolved in an acid solution according to the following chemical reaction formula.

UO2+2HNO3+1/2O2→UO2(NO32+H2O なおスラブ16には、図示されていないが、核
燃料が溶け込んだ酸溶液の抜出手段、新しい酸溶
液の供給手段、不溶解性のスラツジの抜出手段等
が設置されている。酸化ウラニウム核燃料は、通
常、ステンレス等のパイプに挿入されているが、
この切断屑や酸化ウラニウム棒中の不溶解分等が
スラツジとなつて、酸溶液中に含まれるのであ
る。
UO 2 +2HNO 3 +1/2O 2 →UO 2 (NO 3 ) 2 +H 2 O Although not shown, the slab 16 includes a means for extracting the acid solution in which the nuclear fuel is dissolved, a means for supplying a new acid solution, and a means for supplying the new acid solution. A means for extracting soluble sludge is installed. Uranium oxide nuclear fuel is usually inserted into pipes made of stainless steel, etc.
This cutting waste and insoluble matter in the uranium oxide rod become sludge and are included in the acid solution.

また酸化ウラニウム棒が挿入されたパイプそれ
自体は酸溶液には溶けず、酸化ウラニウムが溶け
出した後でも篭体14中に残留するので、溶解終
了後、篭体14を引き上げ、残つたパイプを取り
出す。
Furthermore, the pipe itself into which the uranium oxide rod is inserted does not dissolve in the acid solution and remains in the case 14 even after the uranium oxide has dissolved, so after the melting is finished, the case 14 is pulled up and the remaining pipe is removed. Take it out.

[発明が解決しようとする問題点] 上記従来の使用済核燃料の溶解管においては、
溶解管12とスラブ16の下部との連通管18が
湾曲して、部分的な勾配が無いか又は極めて小さ
い部分があり、そのため、スラツジが貯まり易い
という問題があつた。
[Problems to be solved by the invention] In the above-mentioned conventional spent nuclear fuel melting tube,
The communication pipe 18 between the melting pipe 12 and the lower part of the slab 16 is curved, and there are parts where there is no slope or a very small slope, which causes the problem that sludge tends to accumulate.

[問題点を解決するための手段] 上記従来の問題点を解決するために、本発明
は、第1図、第3図等に示す如く、溶解される使
用済核燃料保持用の篭体が内部に装入された溶解
管12と、この溶解管12に対して複数本の連通
管18,22等で連結されたスラブ16とを有す
る使用済核燃料の溶解装置において、溶解管12
とスラブ16との連通管18を、直管又は直管状
とし、かつこの連通管18を傾斜させて設置する
ようにしたものである。
[Means for Solving the Problems] In order to solve the above-mentioned conventional problems, the present invention provides that, as shown in FIGS. 1 and 3, the spent nuclear fuel casing to be melted is In a spent nuclear fuel melting device that has a melting tube 12 charged into the melting tube 12 and a slab 16 connected to the melting tube 12 by a plurality of communication tubes 18, 22, etc., the melting tube 12
The communication pipe 18 between the slab 16 and the slab 16 is a straight pipe or a straight pipe shape, and the communication pipe 18 is installed at an angle.

第1の発明においては、第1図に示す如く、下
部連通管18はスラブ16から溶解管12に向つ
て下り勾配となるように傾斜して設けられてお
り、液はスラブ16から溶解管12に向けて流れ
る。また、溶解管12の下部には気体吹込管26
が設けられており、溶解管12の下部であつて、
該下部連通管18の接続位置より下方の位置には
スラツジ受34が設けられている。
In the first invention, as shown in FIG. 1, the lower communication pipe 18 is provided with a downward slope from the slab 16 toward the melting tube 12, and the liquid is passed from the slab 16 to the melting tube 12. flows towards. Further, a gas blowing pipe 26 is provided at the bottom of the melting pipe 12.
is provided at the lower part of the melting tube 12,
A sludge receiver 34 is provided at a position below the connection position of the lower communication pipe 18.

第2の発明においては、第3図に示す如く、液
はスラブ16から溶解管12に向けて下部連通管
18内を流れる。
In the second invention, as shown in FIG. 3, the liquid flows from the slab 16 toward the dissolution tube 12 in the lower communication tube 18.

また、溶解管12の下部又は下部連通管18に
は気体吹込管26が設けられており、スラブ16
の下部又は下方部であつて連通管18の接続位置
よりも下方の位置にスラツジ捕集部16aが設け
られている。
Further, a gas blowing pipe 26 is provided at the lower part of the melting pipe 12 or the lower communication pipe 18, and the slab 16 is provided with a gas blowing pipe 26.
A sludge collection part 16a is provided at a lower part or lower part of the sludge collection part 16a, which is below the connection position of the communication pipe 18.

[作用] 溶解管12の下部から気体を吹き込むと、気体
が溶解管12中を上昇し、これに伴つて溶解管1
2内の酸溶液が上向きに流れ、その途中で使用済
核燃料の酸化ウラニウムを溶解した後、連通管2
2を経てスラブ16内に入る。スラブ16内では
酸溶液は下向きに流れ、連通管18から溶解管1
2下部に戻る。
[Function] When gas is blown from the lower part of the melting tube 12, the gas rises in the melting tube 12, and along with this, the melting tube 1
The acid solution in 2 flows upward, and after dissolving the uranium oxide in the spent nuclear fuel on the way, it flows through the communication pipe 2.
2 and enters the slab 16. Within the slab 16, the acid solution flows downward and from the communication pipe 18 to the melting pipe 1.
2 Return to the bottom.

このような本発明の使用済核燃料の溶解装置に
おいては、連通管18が直管又は直管状でかつ傾
斜して設置されており、従来の如く勾配の小さい
部分が無いので、連通管18にスラツジが貯まる
ことが無い。
In the spent nuclear fuel melting apparatus of the present invention, the communicating pipe 18 is installed as a straight pipe or in the shape of a straight pipe and inclined, and there is no part with a small slope as in the conventional case. is not accumulated.

第1の発明において、スラツジを含んだ液は下
部連通管18内を下降して溶解管12内へ入つた
時点で方向を真上に変える。このとき、液中に含
まれたスラツジが効率良く下方へ沈降して、溶解
管12の下部のスラツジ受34に落ちる。従つ
て、液中からスラツジを確実に分離して液の循環
が円滑に行われる。
In the first invention, the liquid containing sludge descends in the lower communication pipe 18 and changes its direction directly upward when it enters the melting pipe 12. At this time, the sludge contained in the liquid efficiently settles downward and falls into the sludge receiver 34 at the bottom of the dissolving tube 12. Therefore, the sludge is reliably separated from the liquid and the liquid is circulated smoothly.

第2の発明においては、スラブ16から液が下
部連通管18に入る前に液中のスラツジが沈降し
てスラツジ捕集部16aに落ち、スラツジはこの
捕集部16aで確実に捕集される。このため、下
部連通管18に入るスラツジが減少し、スラツジ
の下部連通管18への溜まりを一層少なくするこ
とができる。
In the second invention, before the liquid enters the lower communication pipe 18 from the slab 16, the sludge in the liquid settles and falls into the sludge collection part 16a, and the sludge is reliably collected in the collection part 16a. . Therefore, the amount of sludge entering the lower communication pipe 18 is reduced, and the accumulation of sludge in the lower communication pipe 18 can be further reduced.

[実施例] 以下図面を参照して実施例について説明する。[Example] Examples will be described below with reference to the drawings.

第1図は本発明の第1の実施例を示す使用済核
燃料の溶解装置の概略的な縦断面図である。
FIG. 1 is a schematic vertical sectional view of a spent nuclear fuel melting apparatus showing a first embodiment of the present invention.

第1図において、溶解管12の内周面の中間レ
ベルの部分にテーパ部12aが設けられ、篭体1
4がこのテーパ部12aに掛止されている。溶解
管12の下部には気体吹込管26が接続されてい
る。
In FIG. 1, a tapered portion 12a is provided at an intermediate level on the inner circumferential surface of the melting tube 12, and the housing 1
4 is hooked to this tapered portion 12a. A gas blowing pipe 26 is connected to the lower part of the melting pipe 12 .

篭体14としては、ステンレス等、耐酸性の金
網の有低筒状体、あるいは、周壁面と底面とに多
数の孔を穿設した有低筒状体等、要するに液がそ
の周壁面と底面とを通過でき、かつ使用済核燃料
の切断体をその内部に保持できる構造のものが用
いられる。
The housing 14 may be a low cylindrical body made of acid-resistant wire mesh made of stainless steel or the like, or a low cylindrical body with a number of holes bored in the peripheral wall surface and the bottom surface, etc. In short, the liquid can be absorbed into the peripheral wall surface and the bottom surface. A structure that can pass through and hold the cut pieces of spent nuclear fuel inside is used.

溶解管12は、連通管18,22,24により
その側面部がスラブ16に接続されている。連通
管18は、本実施例では直管が用いられ、スラブ
16から溶解管12に向つて下り勾配となるよう
設置されている。連通管24は溶解管12の上部
のレベルの部分に、また連通管22は篭体14の
頂部よりも若干上方のレベルの部分に、それぞれ
設けられている。
The melting tube 12 has its side surface connected to the slab 16 through communication tubes 18, 22, and 24. In this embodiment, the communication pipe 18 is a straight pipe, and is installed so as to have a downward slope from the slab 16 toward the melting pipe 12. The communication pipe 24 is provided at a level above the melting tube 12, and the communication pipe 22 is provided at a level slightly above the top of the housing 14.

本実施例では、溶解管12の側周面にジヤケツ
ト28,30,32が設けられ、酸溶液や気体を
必要に応じ冷却し又は加熱するために、冷却水又
は加熱水が流通される。
In this embodiment, jackets 28, 30, and 32 are provided on the side circumferential surface of the dissolution tube 12, and cooling water or heated water is passed through the jackets 28, 30, and 32 to cool or heat the acid solution or gas as required.

また、溶解管12の底部に、沈殿したスラツジ
を取り出し易くするために、カツプ状スラツジ受
34が装入されている。
Further, a cup-shaped sludge receiver 34 is inserted into the bottom of the dissolving tube 12 in order to make it easier to take out the settled sludge.

本実施例において、スラブ16は筒状であり、
その下部はテーパ状に絞られ、連通管18はこの
スラブ16の底部に接続されている。このスラブ
16にもジヤケツト35が設けられ、必要に応じ
冷却水又は加熱水が供給され、酸溶液の冷却又は
加熱が行なわれる。なお、スラブ16に排液管3
6と排ガス管38とが設けられている。
In this embodiment, the slab 16 is cylindrical,
Its lower part is tapered, and a communicating pipe 18 is connected to the bottom of this slab 16. This slab 16 is also provided with a jacket 35, and cooling water or heating water is supplied as necessary to cool or heat the acid solution. In addition, a drain pipe 3 is installed on the slab 16.
6 and an exhaust gas pipe 38 are provided.

このように構成された実施例に係る使用済核燃
料の溶解装置において、吹込管26から吹き込ま
れた気体の溶解管12内の上昇に伴つて、酸溶液
は溶解管12内を上昇し、篭体14内の使用済核
燃料と接触し、核燃料が溶解される。またこの
際、スラツジが酸溶液に含有されるようになる。
この酸溶液は、次いで、連通管22からスラブ1
6内に入つて下向きに流れ、連通管18から溶解
管12に入り、スラツジは溶解管12の底部のス
ラツジ受34内に沈殿する。(なお、スラブ16
内に入つた酸溶液の一部は排液管36によりスラ
ブ16から排出され、代わりに新しい酸溶液が供
給される。) また溶解管12内で酸溶液から脱離した気体は
連通管24を通つてスラブ16内に入り、スラブ
16内で酸溶液から脱離した気体と共に排ガス管
38から排出され、排ガス処理系統へ送られる。
In the spent nuclear fuel melting apparatus according to the embodiment configured as described above, as the gas blown from the blowing pipe 26 rises inside the melting pipe 12, the acid solution rises inside the melting pipe 12, and the casing rises. 14, and the nuclear fuel is melted. Also, at this time, the sludge comes to be contained in the acid solution.
This acid solution is then supplied to the slab 1 from the communication pipe 22.
The sludge enters the melting tube 12 through the communicating tube 18 and settles in the sludge receiver 34 at the bottom of the melting tube 12. (Please note that slab 16
A portion of the acid solution that has entered is drained from the slab 16 by a drain 36 and replaced with fresh acid solution. ) Furthermore, the gas desorbed from the acid solution in the dissolution tube 12 enters the slab 16 through the communication pipe 24, and is discharged from the exhaust gas pipe 38 together with the gas desorbed from the acid solution in the slab 16, to the exhaust gas treatment system. Sent.

この第1の実施例においては、連通管18がス
ラブ16から溶解管に向つて下り勾配となつてい
るので、この連通管18内にスラツジが殆ど貯ま
らない。なお、本発明においては、溶解管12か
らスラブ16へ向つて下り勾配となるように連通
管18を設けても良い。
In this first embodiment, since the communication pipe 18 slopes downward from the slab 16 toward the melting pipe, almost no sludge accumulates in the communication pipe 18. In the present invention, the communication pipe 18 may be provided so as to have a downward slope from the melting pipe 12 to the slab 16.

この第1の実施例では、直管状の連通管18が
示されているが、本発明においては、直管状のも
の、例えば、複数本の直管をく字形に接続した屈
曲管を用いても良い。この場合でも、勾配の小さ
い部分が生じない様に、管の全長に渡つて傾斜を
つける。
In this first embodiment, a straight communicating pipe 18 is shown, but in the present invention, a straight pipe, for example, a bent pipe in which a plurality of straight pipes are connected in a dogleg shape, may also be used. good. Even in this case, the pipe should be sloped along its entire length so that there are no areas with a small slope.

第3図は本発明の第2の実施例に係る使用済核
燃料の溶解装置を示すものである。
FIG. 3 shows a spent nuclear fuel melting apparatus according to a second embodiment of the present invention.

この実施例においては、スラブ16の底部がコ
ーン状に絞られ細管状のスラツジ捕集部(以下
「細管」と称する。)16aとなつて下方に延在さ
れており、この細管16aの最下端にスラツジ抜
出管40が接続されている。
In this embodiment, the bottom of the slab 16 is squeezed into a cone shape to form a thin tube-shaped sludge collection portion (hereinafter referred to as "the thin tube") 16a that extends downward, and the lowermost end of the thin tube 16a A sludge extraction pipe 40 is connected to.

このスラツジ抜出棺40の他端は、エジエクタ
42によつて内部が負圧とされるセパレータ44
に接続されており、スラブ16内で沈殿したスラ
ツジは、酸溶液と共にスラツジ抜出管40から抜
き出され、セパレータ44から沈降槽46に導入
され、その底部に沈降する。沈降槽46の上澄液
たる酸溶液は、配管48を経て前記細管16aの
下部に導入される。このように酸溶液を細管16
a内に導入するのは、細管16a内のスラツジの
濃度を小さくしたり、あるいはスラツジをほぐし
たりして、細管16a内に沈降したスラツジがス
ムースにスラツジ抜出管40内に抜き出されるよ
うにするためである。(なお、回収した酸溶液の
代わりに、清水や空気を吹き込むようにしても良
い。) 図中50は、エジエクタ42の作動流体を冷却
する凝縮器であり、凝縮液はセパレータ52から
配管54を経て沈降槽46に入り、気体は配管5
6からガス処理系統に送られる。
The other end of this sludge extraction coffin 40 is connected to a separator 44 whose inside is kept under negative pressure by an ejector 42.
The sludge settled in the slab 16 is extracted from the sludge extraction pipe 40 together with the acid solution, introduced into the settling tank 46 through the separator 44, and settled at the bottom thereof. The acid solution, which is the supernatant liquid in the sedimentation tank 46, is introduced into the lower part of the thin tube 16a through a pipe 48. In this way, the acid solution is poured into the capillary tube 16.
The sludge is introduced into the thin tube 16a by reducing the concentration of the sludge in the thin tube 16a or loosening the sludge so that the sludge that has settled in the thin tube 16a can be smoothly extracted into the sludge extraction tube 40. This is to do so. (Note that fresh water or air may be blown in instead of the recovered acid solution.) In the figure, 50 is a condenser that cools the working fluid of the ejector 42, and the condensed liquid flows from the separator 52 to the piping 54. The gas enters the sedimentation tank 46 through the pipe 5.
6 to the gas processing system.

なお、第3図中2点鎖線で示す如く、汚泥抜出
管41をスラブ16の上部から差し込むようにし
ても良い。
Note that the sludge extraction pipe 41 may be inserted from the upper part of the slab 16, as shown by the two-dot chain line in FIG.

第4図は本発明の第3の実施例に係る要部を示
すものである。
FIG. 4 shows the main parts of a third embodiment of the present invention.

この実施例においては、溶解管12中に装入さ
れる篭体14内に多孔管58を立設し、この多孔
管58の下端を篭体14の底部に開口させると共
に、多孔管38の上端をプラグ60で封塞してい
る。
In this embodiment, a perforated tube 58 is installed upright in the casing 14 inserted into the dissolving tube 12, and the lower end of the perforated tube 58 is opened at the bottom of the casing 14, and the upper end of the perforated tube 38 is opened at the bottom of the casing 14. is sealed with a plug 60.

この実施例に係る使用済核燃料の溶解管におい
て、溶解管12内を上向きに流れる酸溶液の一部
は、篭体14の下部から篭体14内に入る。また
酸溶液の残部は、多孔管58の下端開口から多孔
管58内に入り上向きに流れる。そしてその途中
で、少しずつ、多孔管58の周壁の孔を通過して
篭体14内に入る。このようにして篭体14内の
使用済核燃料は酸溶液と満遍なく接触し、核燃料
が速やかに溶解される。
In the spent nuclear fuel dissolution tube according to this embodiment, a part of the acid solution flowing upward in the dissolution tube 12 enters the casing 14 from the lower part of the casing 14. The remainder of the acid solution enters the porous tube 58 from the lower end opening of the porous tube 58 and flows upward. On the way, it passes through holes in the peripheral wall of the porous tube 58 and enters the housing 14 little by little. In this way, the spent nuclear fuel within the casing 14 comes into contact with the acid solution evenly, and the nuclear fuel is quickly dissolved.

篭体14を通過し、核燃料を溶かし込んだ酸溶
液は、上記の実施例と同様に、連通管22を通つ
てスラブ16に循環される。
The acid solution that has passed through the casing 14 and dissolved the nuclear fuel is circulated to the slab 16 through the communication pipe 22, as in the above embodiment.

第5図は本発明の第4の実施例に係る使用済核
燃料の溶解装置の要部を示すものである。
FIG. 5 shows the main parts of a spent nuclear fuel melting apparatus according to a fourth embodiment of the present invention.

この実施例は、篭体14の底面外周部にコーン
状にテーパを付け、このテーパ部を溶解管のテー
パ部12aと係合させるようにしたものである。
このようにすれば、篭体14が安定して溶解管1
2内に保持される。
In this embodiment, the outer circumferential portion of the bottom surface of the housing 14 is tapered into a cone shape, and this tapered portion is engaged with the tapered portion 12a of the dissolving tube.
In this way, the housing 14 is stabilized and the melting tube 1
2.

第6図は本発明の第5の実施例に係る使用済核
燃料の溶解装置の要部を示すものである。
FIG. 6 shows the main parts of a spent nuclear fuel melting apparatus according to a fifth embodiment of the present invention.

この実施例においては、篭体14の下部が細径
部14aとなつており、上方の太径部14bとの
境目に段部14dが形成されている。そして溶解
管12の内周面にはリング13が設けられてお
り、このリング13に篭体段部14dを掛止さ
せ、篭体14を溶解管12内に保持するようにし
ている。
In this embodiment, the lower part of the housing 14 is a narrow diameter part 14a, and a stepped part 14d is formed at the boundary with the upper large diameter part 14b. A ring 13 is provided on the inner circumferential surface of the melting tube 12, and the housing step portion 14d is hooked onto this ring 13, so that the housing 14 is held within the melting tube 12.

なお段部14dの上面側に傾斜部14cを設け
てコーン状とすれば、細径部14a内に使用済核
燃料を容易に挿入できる。
Note that if the sloped portion 14c is provided on the upper surface side of the step portion 14d to form a cone shape, the spent nuclear fuel can be easily inserted into the narrow diameter portion 14a.

第6図の実施例では太径部14bが設けられて
いるが、この太径部14bを設けず、即ち、段部
14dより上部の部分を無くし、代わりに多孔管
58の上端部にワイヤ、細棒等を連結し、このワ
イヤ、細棒等を引張つて篭体14を溶解管12内
に出し入れするようにしても良い。
In the embodiment shown in FIG. 6, a large diameter portion 14b is provided, but this large diameter portion 14b is not provided, that is, the portion above the stepped portion 14d is eliminated, and instead, a wire is attached to the upper end of the porous tube 58. The housing 14 may be moved in and out of the melting tube 12 by connecting a thin rod or the like and pulling the wire or thin rod.

第4図ないし第6図の実施例において、多孔管
58の上端はプラグ60で封塞されている。これ
は、多孔管58内を上昇する酸溶液が、多孔管5
8の周壁の孔を通過して篭体14内に満遍なく流
入させるためであるが、多孔管58の上部にも使
用済核燃料を装入する場合には、このような流入
が確保される限り、小さな孔をプラグ60に開け
て、多孔管58内の酸溶液の一部がプラグ60の
孔を通つてその上部に流れるようにしても良い。
即ち多孔管58の上端は封塞しても良く、また多
孔管58の他の部分よりも小なる開口面積となる
ようにしても良い。
In the embodiment of FIGS. 4-6, the upper end of the perforated tube 58 is sealed with a plug 60. In the embodiment of FIGS. This means that the acid solution rising inside the porous tube 58
This is to allow the spent nuclear fuel to pass through the holes in the peripheral wall of No. 8 and evenly flow into the housing 14, but if the spent nuclear fuel is also charged to the upper part of the porous pipe 58, as long as such an inflow is ensured, Small holes may be drilled in the plug 60 to allow some of the acid solution in the perforated tube 58 to flow through the holes in the plug 60 and onto its top.
That is, the upper end of the porous tube 58 may be sealed, or the opening area may be smaller than that of other portions of the porous tube 58.

第7図は、本発明の第6の実施例に係る使用済
核燃料の溶解装置の縦断面図である。
FIG. 7 is a longitudinal sectional view of a spent nuclear fuel melting apparatus according to a sixth embodiment of the present invention.

この実施例において、複数個(図示の例では2
個)の溶解管12,12が設置されている。スラ
ブ16の底面は中央に向つて傾斜し、その最下部
に垂直管62が接続され、この垂直管の下端部に
スラツジ捕集部64が設けられている。即ち、太
径部64a、テーパ部64b及び細径部64cを
有する捕集缶を、その太径部64aが垂直管62
の下部を覆う様に固着し、垂直管62の下端縁と
捕集缶テーパ部64bとの管に間隙を形成する。
細径部64cの下部には液体の導入管66、スラ
ツジ抜出管68及び気体吹込管70が設けられて
いる。
In this embodiment, a plurality of (two in the illustrated example)
) melting tubes 12, 12 are installed. The bottom surface of the slab 16 is inclined toward the center, and a vertical pipe 62 is connected to the bottom thereof, and a sludge collecting section 64 is provided at the lower end of this vertical pipe. That is, a collection can having a large diameter part 64a, a tapered part 64b, and a small diameter part 64c is used, and the large diameter part 64a is connected to the vertical pipe 62.
is fixed so as to cover the lower part of the vertical pipe 62, and a gap is formed between the lower end edge of the vertical pipe 62 and the tapered part 64b of the collecting can.
A liquid introduction pipe 66, a sludge extraction pipe 68, and a gas blowing pipe 70 are provided at the lower part of the narrow diameter portion 64c.

而して、直管状の連通管18は、太径部64a
と溶解管12の底部とを接続しており、かつ太径
部64aから連通管12に向つて上り勾配となる
よう設置されている。この連通管18の途中に気
体吹込管26が設置されている。
Thus, the straight communicating pipe 18 has a large diameter portion 64a.
and the bottom of the melting tube 12, and is installed so as to slope upward from the large diameter portion 64a toward the communicating tube 12. A gas blowing pipe 26 is installed in the middle of this communication pipe 18.

気体吹込管26から気体を吹き込むと、気泡は
連通管18及び溶解管12中を上昇し、これに伴
い、酸溶液も連通管18及び溶解管20内を上昇
し、核燃料を溶解する。そして、連通管22から
スラブ16内に入り、次いで垂直管62内に入つ
て、垂直管62の下端縁を回り込んで太径部64
aの内側に入り、再び連通管18内に導入され
る。
When gas is blown from the gas blowing pipe 26, the bubbles rise in the communication pipe 18 and the dissolution pipe 12, and along with this, the acid solution also rises in the communication pipe 18 and the dissolution pipe 20, dissolving the nuclear fuel. Then, it enters the slab 16 from the communication pipe 22, then enters the vertical pipe 62, goes around the lower edge of the vertical pipe 62, and enters the large diameter part 64.
a and is introduced into the communication pipe 18 again.

この下端縁の回り込みに際し、酸溶液中のスラ
ツジは液から分離され、捕集缶底部に沈降する。
As the lower edge wraps around, the sludge in the acid solution is separated from the liquid and settles to the bottom of the collecting can.

この沈降したスラツジは、気体吹込管70によ
り捕集缶底部に吹き込まれた気体や液体導入管6
6から導入された液体の撹拌効果により、ほぐさ
れ、スラツジ抜出管68から抜き出される。
This settled sludge is removed by the gas and liquid introduced into the bottom of the collection can by the gas blowing pipe 70.
Due to the stirring effect of the liquid introduced from 6, the sludge is loosened and extracted from the sludge extraction pipe 68.

なお第7図のその他の部分は、第1図、第3図
ないし第6図の各実施例のいずれの構成をも採用
することができ、同様の効果を奏し得る。
Note that the other parts in FIG. 7 can adopt any of the configurations of the embodiments in FIGS. 1, 3 to 6, and the same effects can be obtained.

[効果] 以上の通り、本発明によれば、溶解管とスラブ
の下部との連通管にスラツジが堆積せず、酸溶液
の流通が円滑となり、常時良好な運転を行なうこ
とが可能とされる。
[Effects] As described above, according to the present invention, sludge does not accumulate in the communication pipe between the melting pipe and the lower part of the slab, the acid solution flows smoothly, and good operation can be performed at all times. .

【図面の簡単な説明】[Brief explanation of the drawing]

第1図、第3図、第4図及び第7図は本発明の
実施例に係る使用済核燃料の溶解装置を示す縦断
面図、第2図は従来例を示す縦断面図、第5図及
び第6図はそれぞれ本発明の異なる実施例に係る
要部断面図である。 12……溶解管、14……篭体、16……スラ
ブ、18,20,22,24……連通管、26…
…気体吹込管、28,64……スラツジ捕集部、
28,30,32,35……ジヤツケト、58…
…多孔管、60……プラグ、40,41……スラ
ツジ抜出管、42……エジエクタ、46……沈降
槽。
1, 3, 4, and 7 are vertical sectional views showing a spent nuclear fuel melting device according to an embodiment of the present invention, FIG. 2 is a vertical sectional view showing a conventional example, and FIG. 5 and FIG. 6 are sectional views of main parts according to different embodiments of the present invention. 12...Dissolution tube, 14...Casing, 16...Slab, 18, 20, 22, 24...Communication tube, 26...
...Gas blowing pipe, 28,64...Sludge collection section,
28, 30, 32, 35...Yatsuketo, 58...
... Porous pipe, 60 ... Plug, 40, 41 ... Sludge extraction pipe, 42 ... Ejector, 46 ... Sedimentation tank.

Claims (1)

【特許請求の範囲】 1 上下方向に設置され、溶解される使用済核燃
料保持用の篭体が内部に装入された溶解管と、該
溶解管に隣接して上下方向に設置されたスラブ
と、該溶解管の下部とスラブの下部とを連通し、
スラブから溶解管に向けて液を流す直管又はほぼ
直管状の下部連通管と、該下部連通管よりも上方
のレベルで溶解管とスラブとを連通する少くとも
1本の連通管と、を有する使用済核燃料の溶解装
置において、前記溶解管の下部に気体吹込管が接
続されていると共に、前記下部連通管はスラブか
ら前記溶解管に向つて下り勾配となるように傾斜
して設置されており、かつ、該溶解管の下部であ
つて前記下部連通管の接続位置よりも下方の位置
にスラツジ受が設けられていることを特徴とする
使用済核燃料の溶解装置。 2 上下方向に設置され、溶解される使用済核燃
料保持用の篭体が内部に装入された溶解管と、該
溶解管に隣接して上下方向に設置されたスラブ
と、該溶解管の下部とスラブの下部とを連通し、
スラブから溶解管に向けて液を流す直管又はほぼ
直管状の下部連通管と、該下部連通管よりも上方
のレベルで溶解管とスラブとを連通する少くとも
1本の連通管と、を有する使用済核燃料の溶解装
置において、前記溶解管の下部又は下部連通管に
気体吹込管が接続されていると共に、前記下部連
通管は傾斜して設置されており、かつ、スラブの
下部又は下方部であつて前記下部連通管の接続位
置よりも下方の位置にスラツジ捕集部が設けられ
ていることを特徴とする使用済核燃料の溶解装
置。
[Scope of Claims] 1. A melting tube that is installed vertically and has a casing for holding spent nuclear fuel to be melted inserted therein, and a slab that is installed vertically adjacent to the melting tube. , communicating the lower part of the melting tube and the lower part of the slab,
A straight pipe or a substantially straight lower communicating pipe through which liquid flows from the slab toward the melting tube, and at least one communicating pipe that communicates the melting pipe with the slab at a level above the lower communicating pipe. In the spent nuclear fuel melting apparatus, a gas blowing pipe is connected to the lower part of the melting pipe, and the lower communication pipe is installed so as to slope downward from the slab toward the melting pipe. A spent nuclear fuel melting apparatus characterized in that a sludge receiver is provided at a lower part of the melting pipe and below a connection position of the lower communication pipe. 2. A melting tube that is installed vertically and has a housing for holding spent nuclear fuel to be melted inside it, a slab that is installed vertically adjacent to the melting tube, and a lower part of the melting tube. and the bottom of the slab,
A straight pipe or a substantially straight lower communicating pipe through which liquid flows from the slab toward the melting tube, and at least one communicating pipe that communicates the melting pipe with the slab at a level above the lower communicating pipe. In the spent nuclear fuel melting apparatus, a gas blowing pipe is connected to a lower part of the melting pipe or a lower communication pipe, and the lower communication pipe is installed at an angle, and the lower part of the slab is connected to the lower part of the slab. An apparatus for melting spent nuclear fuel, characterized in that a sludge collection section is provided at a position below the connection position of the lower communication pipe.
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DE3261996D1 (en) * 1981-03-13 1985-03-07 Atomic Energy Authority Uk A method of dissolving nuclear material from a nuclear fuel cartridge, and apparatus therefor
JPS60127599U (en) * 1984-02-07 1985-08-27 三菱重工業株式会社 Nuclear material dissolution device

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