JP2000314797A - 板状中性子吸収体内蔵型核燃料貯槽 - Google Patents
板状中性子吸収体内蔵型核燃料貯槽Info
- Publication number
- JP2000314797A JP2000314797A JP11126272A JP12627299A JP2000314797A JP 2000314797 A JP2000314797 A JP 2000314797A JP 11126272 A JP11126272 A JP 11126272A JP 12627299 A JP12627299 A JP 12627299A JP 2000314797 A JP2000314797 A JP 2000314797A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- storage tank
- neutron absorber
- plate
- neutron
- plutonium
- 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.)
- Pending
Links
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
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
に関するものであり、この貯槽は、ウラン濃縮施設、核
燃料転換・加工施設、使用済み核燃料再処理施設、臨界
安全性実験施設等におけるプルトニウム、濃縮ウラン及
びこれらとの混合物の取り扱い貯槽。 【構成】貯槽の構造は、(1)中性子吸収体を容器ある
いは貯槽を貫通した空間に収納した構造のもの、(2)
中性子吸収体を容器あるいは貯槽の上部蓋から容器ある
いは貯槽の内部に向かって設けられた収納案内管に収納
した構造のもの、及び(3)中性子吸収体を容器あるい
は貯槽の内部に密閉収納した構造のものである。
Description
等用の板状中性子吸収体内蔵型貯槽に関するものであ
り、この貯槽は、ウラン濃縮施設、核燃料転換・加工施
設、使用済み核燃料再処理施設、臨界安全性実験施設等
におけるプルトニウム、濃縮ウラン及びこれらの混合物
の取り扱い用貯槽として利用される。
取り扱い及び貯蔵量を大きくするため、又は安全性を高
めるための技術は従来より広く実施されている。しか
し、核燃料物質、特に溶液状核燃料物質の内部に中性子
吸収体を設置する例は少なく、実施されていても、その
目的は事故時の安全性を高めるために用いられているも
のがほとんどである。
水溶液を蒸発除去する脱硝筒(流動層反応器)の上部
に、また核燃料再処理施設のウラン、プルトニウム抽出
器(パルスコラム)の上部及び下部の相分離部に棒状に
加工した粉末状のボロンカーバイトを格子状に設置した
もの、および前記パルスコラムの内部にハフニウムの薄
板をスパイラル状に設置したもの、ならびに濃縮ウラン
溶液貯槽に硼珪酸ガラスチューブを2センチメートル程
度に切断したもの(ラシヒリング)を充填したもの、及
び本発明と類似した貯槽としてフランスUP2−800
プルトニウム抽出施設、酸化物への転換施設において用
いられている多数の円筒状中性子吸収体を設置したプル
トニウム溶液貯槽等がある。
は誤操作等により取扱中のプルトニウムやウランの濃度
や濃縮度が操作基準を越えて異常に高くなっても装置が
臨界にならないように中性子吸収体を設置したものであ
る。装置の運転中(供用期間中)には中性子吸収体の健
全性検査ができない構造となっている。
及びラシヒリングを用いたものは濃縮ウランの貯蔵量を
大きくするためのものであるが、中性子吸収体であるラ
シヒリングの表面積が大きいため溶液が表面に付着し、
貯槽の棚卸しや計量管理の時点で大きな誤差を生ずるこ
と、必要以上にラシヒリングを装填し、ウランの貯蔵効
率を低下させていること、およびラシヒリングの健全性
検査を行うためには供用を中止し、貯槽を開放しなけれ
ばならない等の欠点を持っている。また、この構造では
プルトニウムを貯蔵しようとした場合、貯槽の開口部を
その気密性を保つため溶接封じしなければならず、中性
子吸収体の健全性検査に支障を来す欠点を持っている。
円筒状中性子吸収体を用いたフランスの例は従来技術よ
り格段に進歩したものであるが、吸収体の貯槽内にしめ
る体積が大きく、貯蔵効率が本発明に比べて劣る。
ラン及びこれらの混合物を取り扱い、あるいは貯蔵する
設備においては、臨界安全管理のうえから質量、寸法、
形状に制限を設けるか、特定の中性子吸収体などを使用
する必要がある。
ウム溶液貯槽では、直径約15センチメートルの円筒
状、あるいは厚さが約5センチメートルの平板状あるい
は円環状の槽類が使用されている。仮に、容量3立方メ
ートルの円筒状貯槽を設計するとなると、臨界安全性を
考慮しない通常の貯槽であれば、直径2メートルでは高
さ約1メートルであるが、臨界安全形状では、直径15
センチメートルの円筒状貯槽では長さが約170メート
ルにもなる。また、直径2メートル、厚さ5センチメー
トルの円環状貯槽では高さは約10メートルにもなる。
このようにプルトニウム及び濃縮ウランの臨界管理には
大量の物量と広い空間を必要とする。
から取り出された使用済み燃料の再処理工程で使用され
るプルトニウム貯槽の場合、3立方メートル貯槽の内部
に中性子吸収体を設備することによって従来の臨界安全
形状よりも4分の1程度の空間占有率で、臨界安全を維
持できる貯槽方式のものが必要となった。
い量及び貯蔵効率を高めること、供用期間中の中性子吸
収体の健全性検査を可能とすること、中性子吸収体とプ
ルトニウムやウランとの接触面積を小さくすること、中
性子吸収体の使用量を最適化すること、又はプルトニウ
ムを貯蔵する場合には貯槽の気密性を保つため溶接封じ
込め構造とするが、中性子吸収体の構造を板状とするこ
とにより、溶接部分の構造を放射線透過試験の容易なも
のにすることができ、製作、溶接検査を通じて高い効率
が得られる等の数々の問題点を解決することができるも
のである。
板状(板状を基本とした十字形状等を含む)中性子吸収
体を設備したプルトニウム、濃縮ウラン、及びこれらを
含む混合物の取り扱い容器及び貯槽である。その容器及
び貯槽の構造は、次のものである。
を貫通した空間に収納した構造のもの。 (2) 中性子吸収体を容器あるいは貯槽の上部蓋から
容器あるいは貯槽の内部に向かって設けられた収納案内
管に収納した構造のもの。
の内部に密閉収納した構造のもの。中性子吸収体の構造
としては、一体型のもの、および複数の中性子吸収体要
素に分解可能なもの、即ち、粉末状のもの又は丸棒状の
もの等である。又中性子吸収体案内管と容器あるいは貯
槽との溶接の構造が溶接検査に適した構造のものであ
る。
示されているように、貯槽内部に、その貯槽上蓋及び貯
槽底板を貫通して貯槽内部に中性子吸収体案内管を収納
し、その案内管の上端及び下端を上蓋及び底板に溶接固
定する。その案内管内に板状中性子吸収体を挿入してプ
ルトニウム等の溶液貯槽を構成する。図1(1−1)の
平面図に示されているように、中性子案内管に挿入され
た中性子吸収体は貯槽内全体に多数均一に収納される。
れているように、貯槽内部に、その貯槽上蓋を貫通して
貯槽内部に板状中性子吸収体案内管を収納し、その案内
管の上端を上蓋に溶接固定する。その案内管内に板状中
性子吸収体を挿入してプルトニウム等の溶液貯槽を構成
する。図2(2−1)の平面図に示されているように、
中性子案内管に挿入された中性子吸収体は貯槽内全体に
多数均一に収納される。 更に又、図3(3ー1)及び
(3−2)に示されているように、貯槽内部に、板状中
性子吸収体案内管を収納配置する。その案内管内に板状
中性子吸収体を挿入して密閉することによりプルトニウ
ム等の溶液貯槽を構成する。図3(3−1)の平面図に
示されているように、中性子案内管に挿入された中性子
吸収体は貯槽内全体に多数均一に収納される。
性子吸収体要素には、粉末状のもの、又は丸棒状のもの
等が使用され、その吸収体の形状には、平板型、十字型
等のものが使用され、図4(4−2)に示されるよう
に、その中性子吸収体どうしが近接して貯槽内部全体に
均一に収納されている。以下に、本発明を実施例に基づ
いて説明する。
に収納したプルトニウム溶液貯槽 標準的軽水型商用原子力発電所から取り出された使用済
み燃料の再処理施設における容量約3立方メートルのプ
ルトニウム溶液貯槽を、図1(1−1)にその平面外観
図と側面図を示す。縦横1.65×1.65メートル、
高さ約1.5メートルの貯槽で、貯槽の上下方向に貫通
した縦横26体、合計676体の板状中性子吸収体案内
管とその内部に収納された中性子吸収体とを収納した。
図1(1−2)には、一つの板状中性子吸収体と貯槽と
の収納関係を示した。これは必要な場合には供用期間中
に中性子吸収体を取り出して検査できる構造である。
溶接構造は、その溶接部の検査が放射線を用いた非破壊
検査に適した構造のものであることを示している。貯槽
上蓋および底板の溶接構造も同じである。
性子吸収体としては種々の材料、構造を用いることがで
きるが、ここでは一体型、および粉末状あるいは粉末を
細管に充填した構造として、供用期間中の検査が容易で
あるものを示した。
効増倍係数の計算値は0.95以下である。計算に用い
た中性子吸収体の寸法、材質、プルトニウムの組成、化
学的性質等は以下のとおりである。
1/17/12wt% 硝酸プルトニウム燃料溶液濃度:250gPu/l 遊離硝酸: なし
槽の内部に向かって設けられた収納案内管に収納したプ
ルトニウム溶液貯槽 図2(2−1)に、貯槽の平面外観図と側面図を示す。
上部の構造は実施例1と同じである。図2(2−2)
に、一つの板状中性子吸収体と貯槽との関係を示した。
中性子吸収体は貯槽を貫通しておらず、貯槽の内部に格
納されている。実施例1に比べて溶接箇所が少ないのが
特徴である。その他は実施例1と同様である。
したプルトニウム溶液貯槽 図3(3−1)に、貯槽の平面外観図と側面図を示す。
中性子吸収体は貯槽の内部に密閉格納されている。図3
(3−2)に、一つの板状中性子吸収体が格納されてい
る構造を示した。貯槽壁の貫通部が無いため構造が単純
で製作コストが低減されている。しかし、供用期間中の
検査ができない欠点を持っている。その他は実施例1と
同様である。
ム溶液貯槽が縦横約1.65メートル、高さ約1.5メ
ートルの直方体形状であり、その体積は余裕をみて4立
方メートルとしても、従来の円環状貯槽(例えば、外径
2メートル、厚さ10センチメートル、高さ約5メート
ル:外観の体積は約16立方メートル)と比べると空間
の占有率は約4分の1と大幅に低減されている。プルト
ニウム取扱設備の小型化は当然のことながら施設の運転
管理と建設費の大幅な効率化をもたらすという効果が生
じる。
図であり、その図1(1−2)は図1(1−1)のZ部
(1単位の板状中性子吸収体)の拡大断面図である。
図であり、図2(2−2)は図2(2−1)のZ部(1
単位の板状中性子吸収体)の拡大断面図である。
図であり、図3(3−2)は図3(3−1)のZ部(1
単位の板状中性子吸収体)の拡大断面図である。
であり、図4(4−2)は、その要素の拡大断面図であ
る。
放射線検査を示す図である。
子吸収体肉厚(5mm)、S:中性子吸収体案内管厚さ
(9mm)、t:中性子吸収体案内管肉厚(1mm)、
W:翼長(75mm)、g:ギャップ(5mm)、P:
吸収体配置のピッチ(90mm)
Claims (6)
- 【請求項1】 核燃料物質であるプルトニウム、濃縮ウ
ラン、及びこれらを含む混合物の内部に複数の板状中性
子吸収体を設備した該燃料の取り扱い貯槽。 - 【請求項2】 中性子吸収体を貯槽を貫通した空間に収
納した請求項1に記載の貯槽。 - 【請求項3】 中性子吸収体を貯槽の上部蓋から貯槽の
内部に向かって設けられた収納案内管に収納した請求項
1に記載の貯槽。 - 【請求項4】 中性子吸収体を貯槽の内部に密閉収納し
た請求項1に記載の貯槽。 - 【請求項5】 中性子吸収体が一体型及び/又は複数の
分解可能な中性子吸収体要素である請求項1に記載の貯
槽。 - 【請求項6】 中性子吸収体案内管と貯槽との溶接の構
造が溶接検査に適した構造である請求項1に記載の貯
槽。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP11126272A JP2000314797A (ja) | 1999-05-06 | 1999-05-06 | 板状中性子吸収体内蔵型核燃料貯槽 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP11126272A JP2000314797A (ja) | 1999-05-06 | 1999-05-06 | 板状中性子吸収体内蔵型核燃料貯槽 |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JP2000314797A true JP2000314797A (ja) | 2000-11-14 |
Family
ID=14931101
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP11126272A Pending JP2000314797A (ja) | 1999-05-06 | 1999-05-06 | 板状中性子吸収体内蔵型核燃料貯槽 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JP2000314797A (ja) |
Cited By (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2002372597A (ja) * | 2001-06-13 | 2002-12-26 | Toshiba Corp | 中性子吸収材の製造方法およびこの方法により製造される中性子吸収材 |
CN104143364A (zh) * | 2014-07-08 | 2014-11-12 | 中国核电工程有限公司 | 一种溶液贮罐中中子毒物的布置结构 |
CN110739093A (zh) * | 2019-09-23 | 2020-01-31 | 中国核电工程有限公司 | 一种核燃料后处理中溶液贮罐的临界安全控制方法 |
-
1999
- 1999-05-06 JP JP11126272A patent/JP2000314797A/ja active Pending
Cited By (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2002372597A (ja) * | 2001-06-13 | 2002-12-26 | Toshiba Corp | 中性子吸収材の製造方法およびこの方法により製造される中性子吸収材 |
CN104143364A (zh) * | 2014-07-08 | 2014-11-12 | 中国核电工程有限公司 | 一种溶液贮罐中中子毒物的布置结构 |
CN110739093A (zh) * | 2019-09-23 | 2020-01-31 | 中国核电工程有限公司 | 一种核燃料后处理中溶液贮罐的临界安全控制方法 |
CN110739093B (zh) * | 2019-09-23 | 2022-11-18 | 中国核电工程有限公司 | 一种核燃料后处理中溶液贮罐的临界安全控制方法 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US9666318B2 (en) | Storage, transportation and disposal system for used nuclear fuel assemblies | |
US10438710B2 (en) | Systems and methods for dry storage and/or transport of consolidated nuclear spent fuel rods | |
US8929504B2 (en) | Canister apparatus and basket for transporting, storing and/or supporting spent nuclear fuel | |
EP0520438B1 (en) | Metal hydride neutron absorber arrangement for a nuclear fuel storage body | |
US5832392A (en) | Depleted uranium as a backfill for nuclear fuel waste package | |
US6327321B1 (en) | Borated aluminum rodlets for use in spent nuclear fuel assemblies | |
US3324540A (en) | Method for making porous target pellets for a nuclear reactor | |
CN104700914A (zh) | 容器 | |
JP2000314797A (ja) | 板状中性子吸収体内蔵型核燃料貯槽 | |
Callihan | Nuclear safety guide | |
JP2560084B2 (ja) | 核燃料物質収納容器用中性子毒 | |
JP2000502809A (ja) | 高燃焼度の原子炉燃料要素およびその製造方法 | |
Hoovler et al. | Critical experiments supporting close proximity water storage of power reactor fuel | |
JP7214734B2 (ja) | 燃料アセンブリのためのモジュール式バスケットアセンブリ | |
JPH03194495A (ja) | 燃料集合体および原子炉の炉心 | |
Artiani et al. | Criticality safety analysis on the storage of uranium radioactive waste | |
Pesic et al. | Criticality safety evaluation for TWR-S fuel assembly transportation using TK-S16 containers | |
Manaranche et al. | Dissolution and Storage Experiment with 4.75-wt%-235U-Enriched UO2 Rods | |
Whitesides | FOUR CRITICAL FACILITIES-THEIR CAPABILITIES AND PROGRAMS | |
Knief | Nuclear criticality safety for the TMI-2 recovery program. | |
Faure-Geors et al. | CERCA 01: a new safe multi-design MTR transport cask | |
Rothe | Criticality safety of an annular tank for fissile solution | |
Blum et al. | Practical experience in spent fuel shipping and relation to cask concepts | |
Manaranche et al. | Dissolution and storage experimental program with 4.75-wt% 235 U-enriched UO 2 rods | |
Parsley Jr | Nuclear Safety Pilot Plant Hazards Summary Report |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
A711 | Notification of change in applicant |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A712 Effective date: 20060223 |
|
A621 | Written request for application examination |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A621 Effective date: 20060502 |
|
A521 | Written amendment |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523 Effective date: 20060614 |
|
A521 | Written amendment |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523 Effective date: 20060831 |
|
A521 | Written amendment |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A821 Effective date: 20060831 |
|
A977 | Report on retrieval |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A971007 Effective date: 20081128 |
|
A131 | Notification of reasons for refusal |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131 Effective date: 20090618 |
|
A02 | Decision of refusal |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A02 Effective date: 20091020 |