JP2004219408A - 強制ガス流キャニスター脱水 - Google Patents

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Abstract

【課題】放射性元素を貯蔵するために用いられるキャビティの内部を直接測定する必要なく、確実に乾燥させるための方法及びシステムを提供する。
【解決手段】キャビティは、自由体積(VF)、出発蒸気圧(vPS)及びキャビティ圧力(PC)を有していて、該方法は:所望の蒸気圧(vPD)を得るためにキャビティにおける所望の乾燥度を決め;非反応性ガスを温度(TC)まで冷却することによって非反応性ガスを乾燥させ;キャビティの自由体積VFがX回入れ替わるように、乾燥非反応性ガスをキャビティ中に導入し;そして、キャビティから湿潤非反応性ガスを取り出すことを含み;その際、TC及びXを調節して、キャビティ中において所望の蒸気圧(vPD)を達成する。
【選択図】図3

Description

発明の背景
本発明は、一般的には、放射性元素を貯蔵する分野に関するものであり、具体的には、「乾燥状態」で長期貯蔵するために使用済核燃料を乾燥させるシステム及び方法に関するものである。
原子炉の運転においては、 燃料集合体として知られている濃縮ウランで充填された中空ジルカロイ管を原子炉炉心内で燃焼させる。通常、このような核燃料集合体のエネルギーが所定のレベルまで低下したら、原子炉から核燃料集合体を取り出す。減損し、その後に取り出されたとき、この使用済核燃料(SNF)は、依然として高度に放射性であり、かなりの熱を生成するので、その後の包装、輸送及び貯蔵においては多大な注意を要する。具体的には、SNFは、極めて危険な中性子及びガンマ光子を放射する。これらの中性子及びガンマ光子は、炉心から取り出された後では常に存在する。
原子炉から燃料集合体を取り出すとき、原子炉からSNFを取り出し、水面下にSNFを配置するのは共通の場所であり、その場所は、使用済燃料貯蔵プール又は使用済燃料貯蔵池として一般的に知られている。プールの水によりSNFの冷却が容易になり、充分な放射線遮蔽が提供される。SNFを安全に輸送できる充分に低いレベルまで熱及び放射線を低減できるほど充分に長い期間、SNFはプールの中に貯蔵される。しかしながら、安全、空間及び経済的な関心から、かなり長い期間SNFを貯蔵する必要がある場合には、プールのみの使用では充分ではない。したがって、SNFを長期間貯蔵するときは、使用済燃料プール中に短期間貯蔵した後に、乾燥状態でSNFを貯蔵すること、すなわち、充分な放射線遮蔽を提供する構造内に封入された乾燥不活性ガス雰囲気中にSNFを貯蔵することは、原子力産業では標準的な技術である。乾燥状態で長期間SNFを貯蔵するために用いられる一つの典型的な構造は貯蔵キャスクである。
貯蔵キャスクは、SNFのキャニスターを受容するように適合されたキャビティを有し、鋼、鉛、コンクリート及び環境に適する含水素材料製の大きな重構造となるように設計される。しかしながら、貯蔵キャスクを設計する場合の関心事は、SNFを長期間貯蔵するために充分な放射線遮蔽を提供することにあるので、サイズ及び重量は、(考慮したとしても)二次的な考慮事項である場合が多い。結果として、貯蔵キャスクの重量及びサイズにより、持ち上げたり、取り扱うときに問題が生じる場合が多い。典型的には、貯蔵キャスクは、重量100トン超であり、高さは15フィート超である。貯蔵キャスクに関連するよくある問題は、ほとんどの原子力発電所のクレーンでは重過ぎて持ち上げられないということである。別のよくある問題は、貯蔵キャスクが一般的に大き過ぎて使用済燃料プール中に配置できないことである。したがって、プールで冷却してから貯蔵キャスク中にSNFを貯蔵するために、SNFを、キャスクへと移動させ、プールから取り出し、中継場所に配置し、脱水し、乾燥させ、そして貯蔵施設へと輸送する。この輸送手順の全ての段階を通じて充分な放射線遮蔽が必要である。
SNFを、使用済燃料プールから取り出し、更に貯蔵キャスクへと移動させるために、典型的には、開放キャニスターを使用済燃料プール中に沈める。次に、水中に沈めながら、SNF棒を直接、開放キャニスター中に配置する。しかしながら、密封した後でも、キャニスター単独では、SNFの放射線を充分に閉じ込められない。充填されたキャニスターは、更なる放射線遮蔽なしでは、使用済燃料プールから取り出したり移動させたりできない。したがって、SNFを輸送している間に追加の放射線遮蔽を提供する装置が必要である。この追加の放射線遮蔽は、プール中に存在させたままで、輸送キャスクと呼ばれている大きな円筒容器中にSNFで充填されたキャニスターを配置することによって達成される。貯蔵キャスクと同様に、輸送キャスクは、SNFのキャニスターを受容するように適合されたキャビティを有しており、内部のSNFによって放出される放射線から環境を遮蔽するように設計されている。
充填されたキャニスターを輸送するために輸送キャスクを用いる施設では、最初に、空のキャニスターを、開放輸送キャスクのキャビティ中に配置する。次に、そのキャニスター及び輸送キャスクを、使用済燃料プール中に沈める。キャスク貯蔵前に、SNFを、原子炉から取り出し、使用済燃料プールの底部上に配列された湿潤貯蔵ラックに配置する。乾燥貯蔵のためには、水で満たされて輸送キャスク内にある水中キャニスターの中にSNFを移動させる。次に、その充填キャニスターに蓋を嵌め、その中に、SNFとプールからの水とを封入する。次に、充填キャニスター及び輸送キャスクを、クレーンでプールから取り出し、中継場所に降ろして、長期乾燥貯蔵のためのSNF充填キャニスターを用意する。SNF充填キャニスターを乾燥貯蔵のために適切に用意するために、米国原子力規制委員会(N.R.C.)は、キャニスターを密封し、貯蔵キャスクへと移動させる前に、SNFとキャニスターの内部とを充分に乾燥させることを要求している。具体的には、N.R.C.規則は、キャニスターを不活性ガスで充填し密封する前に、キャニスター内の蒸気圧(vP)が3トル(1トル = 1mmHg)未満であることを義務付けている。蒸気圧は、平衡時における液体上に存在する蒸気の圧力であり、その場合、平衡とは、等しい数の分子が液相から気相へと変化し、また気相から液相へと変化する分子が存在している状態と規定される。3トル以下の低いvPにすると、キャニスター内部及びSNF上に存在する水分量は充分に少量であり、その結果として、長期貯蔵のためにSNFが充分に乾燥していることが保証される。
現在、原子力施設は、真空乾燥プロセスを行うことによって、N.R.C.の蒸気圧3トル以下という要件を遵守している。このプロセスを行なう場合、最初に、キャニスター内のバルク水をキャニスターから排出する。液体の水の大部分を排出したら、真空システムをキャニスターに結合させて活性化させ、キャニスター内に減圧状態をつくる。キャニスター内が減圧状態であると、残留している液体の水の蒸発が促進されるので、真空は水蒸気を除去するのに役立つ。次に、例えば真空計のような適切な測定器をキャニスター中に配置し、キャニスター内に存在しているガス含量を直接測定することによってキャニスター内のvPを測定する。必要であれば、この真空手順は、vPが3トル以下となるまで繰返す。許容可能なvPに達したら、不活性ガスでキャニスターを充填し密封する。次に、輸送キャスク(その中にキャニスターを有する)を、貯蔵キャスクの上の位置に移動し、SNF充填キャニスターを長期貯蔵用の貯蔵中に降ろす。
N.R.C.の蒸気圧3トル以下(vP)の要件を満たす現在の方法は、潜在的に危険であり、操作に時間が掛かり、間違いを犯しやすい傾向があり、SNF棒が高温に曝され、またコストが掛かる。第一に、キャニスターは高度に放射性のSNFを含んでいるので、vPを直接(侵入的に)測定するのは危険である。キャニスターを物理的に破壊しなければならないときは常に、周囲環境に放射能を浴びせ、また作業員を被爆させる危険性がある。更に、キャニスターにおいて減圧状態をつくるには、高価な真空装置が必要であり、また複雑な装置に起因する問題が生じる可能性がある。最後に、真空乾燥のための運転時間は、許容できないほど長く、数日単位の真空乾燥時間が普通である。真空運転では、キャニスター内側でラインが凍結し氷が形成される傾向があり、それにより計器の示度が狂うことがある。キャニスターの圧力を低下させると、熱伝達媒体(キャニスターに存在するギャップ及び開放空間を充填しているガス)が漸進的に失われ、それにより、熱を生成しているSNF棒の温度が実質的に上昇する。
発明の要旨
本発明の目的は、SNF充填キャビティの内部を乾燥させるための方法及びシステムを提供することにある。
本発明の別の目的は、キャビティ内が許容可能な低いvPであることを保証するため、キャビティ内に侵入させて物理的にvPを測定する必要がなく、SNF充填キャビティの内部を乾燥させるための方法及びシステムを提供することにある。
本発明の更に別の目的は、SNF充填キャビティの内部を減圧状態に暴露せずに、該キャビティの内部を乾燥させるための方法及びシステムを提供することにある。
本発明の更に別の目的は、高価な真空装置を用いずにSNF充填キャビティの内部を充分に乾燥させるための方法及びシステムを提供することにある。
本発明の更なる目的は、時間効率のよい方法で乾燥貯蔵するためのSNF充填キャビティを用意するための方法及びシステムを提供することにある。
本発明のなお更なる目的は、コスト効率のよい方法で乾燥貯蔵するためのSNF充填キャビティを用意するための方法及びシステムを提供することにある。
本発明の追加の目的は、従来技術と関連のある過度なSNF棒の温度を排除する、乾燥させるための方法及びシステムを提供することにある。
これらの目的及び他の目的は、本発明により満たされ、本発明は一の側面においては、自由体積(VF)、出発蒸気圧(vPS)及びキャビティ圧力(PC)を有する放射性元素で充填されたキャビティを乾燥させる方法を含み、該方法は:所望の蒸気圧(vPD)を得るためにキャビティにおける所望の乾燥度を決め;非反応性ガスを温度(TC)まで冷却することによって非反応性ガスを乾燥させ;時間(t)、流量(R)で、乾燥非反応性ガスをキャビティ中に導入そ;そして、キャビティから湿潤非反応性ガスを取り出すことを含む。その際、TC及びRを調節して、時間t後に、キャビティ中において所望の蒸気圧(vPD)を達成する。
好ましくは、この方法は、冷却工程後及び導入工程前に、温度(TH)まで乾燥非反応性ガスを加熱することを更に含む。その際、THを調節して、時間tの後に、キャビティにおいて所望の蒸気圧vPDを達成する。
更に好ましくは、冷却工程は、非反応性ガスを凝縮器を通して流し、次に、その非反応性ガスを凍結乾燥させる脱湿剤モジュールを通して該ガスを流すことを含む。その際、脱湿剤モジュールは、非反応性ガスを温度TCで排気するように適合される。キャビティから取り出される湿潤非反応性ガスは、その取り出された湿潤非反応性ガスを冷却工程に曝露することによって、再循環させることができる。更に、好ましくは、この方法は、追加の工程:すなわち、時間tが経過したら、キャビティ中への乾燥非反応性ガスの導入を停止し;そして、そのキャビティを密封することによって、キャビティ内において乾燥非反応性ガスの雰囲気(キャビティはvPD又はそれより低い蒸気圧を有する)を形成させることを含む。
入手可能な装置に依存して、調節される流量Rは、体積流量又は質量流量であることができる。適する非反応性ガスとしては、窒素、二酸化炭素及び低級炭化水素ガス(例えば、メタン)が挙げられ、また、ヘリウム、アルゴン、クリプトン及びキセノンからなる群から選択される不活性ガスが挙げられる。好ましくは、キャビティにおける所望の蒸気圧vPDは、約21°F又はそれより低い温度TCに相当する約3トル又はそれより低い圧力である。
別の側面においては、本発明は、自由体積(VF)、出発蒸気圧(vPS)及びキャビティ圧力(PC)を有する放射性元素で充填されたキャビティを乾燥させる方法であって、該方法は:所望の蒸気圧(vPD)を得るためにキャビティにおける所望の乾燥度を決め;非反応性ガスを温度(TC)まで冷却することによって非反応性ガスを乾燥させ;キャビティの自由体積VFがX回入れ替わるように、乾燥非反応性ガスをキャビティ中に導入し;そして、キャビティから湿潤非反応性ガスを取り出すことを含む。該方法では、TC及びXを調節してキャビティにおいて所望の蒸気圧(vPD)を達成する。
好ましくは、本方法は、冷却工程後及び導入工程前に、温度(TH)まで乾燥非反応性ガスを加熱することを更に含む。その際、THを調節して所望の蒸気圧vPDを達成する。この方法の冷却工程は、非反応性ガスを凝縮器モジュールを通して流し、次に、その非反応性ガスを凍結乾燥させる脱湿剤モジュールを通して該ガスを流すことを含むことができる。その際、脱湿剤モジュールは、非反応性ガスを温度TCで排気するように適合される。
この方法は、更に、取り出された湿潤非反応性ガスを冷却工程に暴露することによってキャビティから取り出された湿潤非反応性ガスを再循環させ;キャビティの自由体積VFがX回入れ替わった後、キャビティ中への乾燥非反応性ガスの導入を停止し;そして、キャビティを密封することによって、キャビティ内において乾燥非反応性ガスの雰囲気(キャビティはvPD以下の蒸気圧を有する)を形成させることを含む。
適切な非反応性ガスとしては、窒素、二酸化炭素、及び例えば、メタンのような低級炭化水素ガスが挙げられ、また、ヘリウム、アルゴン、クリプトン及びキセノンからなる群から選択される不活性ガスが挙げられる。所望の蒸気圧vPDは、約21°F又はそれより低い温度TCに相当する約3トル又はそれより低い圧力であることができる。
もう一つ別の側面では、本発明は、自由体積(VF)、出発蒸気圧(vPS)、及びキャビティ圧力(PC)を有する放射性元素で充填されたキャビティを乾燥させるためのシステムであり、該システムは:システムに対して非反応性ガスを供給するように適合された非反応性ガス源;非反応性ガスを温度(TC)まで冷却することによって非反応性ガスを乾燥させる手段;その乾燥非反応性ガスを、時間(t)の間、流量Rで、キャビティに導入するように適合された、乾燥非反応性ガスをキャビティに流す流動手段;湿潤非反応性ガスをキャビティから取り出す手段を含み、その際、非反応性ガス源、冷却手段、流動手段、取り出し手段、及びキャビティは流動的に結合されており;また、TC及びRを調節して、時間tでキャビティ中において所望の蒸気圧(vPD)を達成する。
好ましくは、システムは、乾燥非反応性ガスを温度(TH)まで加熱する手段を更に含み、該加熱手段は、冷却手段の下流でキャビティの上流においてシステムに対して流動的に結合されていて、その際、THを調節して、所望の蒸気圧vPDを達成する。この加熱手段は好ましくは補助ヒーターである。
流量Rは、質量流量又は体積流量であることができる。流動手段はガスサーキュレータであることができ、冷却手段は、脱湿剤モジュールに対して上流で流動的に結合された凝縮器モジュールを含むことができ、該脱湿剤モジュールは、脱湿剤モジュールを出る非反応性ガスが温度TCであるように、非反応性ガスを凍結乾燥させるように適合されている。
更に好ましくは、システムによってキャビティから取り出される湿潤非反応性ガスを再循環させるようにシステムを適合させる。非反応性ガスは、窒素、二酸化炭素、例えばメタンのような低級炭化水素ガスが挙げられ、又は、ヘリウム、アルゴン、クリプトン及びキセノンからなる群から選択される不活性ガスが挙げられる。キャビティのキャビティにおける所望の蒸気圧vPは、約21°F又はそれより低い温度TCに相当する約3トル又はそれより低い圧力である。
最後に、好ましくは、キャビティは頂部及び底部を有し、システムは、キャビティの底部又は底部近傍においてキャビティに乾燥非反応性ガスを供給するように適合させ、また更に、キャビティの頂部又は頂部近傍において、キャビティから湿潤非反応性ガスを取り出すように適合させる。
図面の具体的な説明
図1は、本発明で用いるのに適するキャニスター20を示している。キャニスター20は例示目的のみで図示してある。本発明は、特定の幾何学的配置、構造、又は寸法に限定されないが、放射性元素を輸送、貯蔵、又は保持するために用いられる任意のタイプの格納容器に対して適用可能である。したがって、本発明の範囲には、キャニスターを用いずにキャスクのキャビティ中に直接、使用済燃料(SNF)が充填されるキャスク態様も含まれる。
キャニスター20は、キャビティ21を形成する底部プレート22と円筒壁24とを含む。本明細書において、底部プレート22の最も近くにあるキャニスター20の末端25をキャニスター20の底部と呼び、底部プレート22から最も遠位にあるキャニスター20の末端26をキャニスター20の頂部と呼ぶ。キャニスター20のキャビティ21は、その中に配置されたハニカムグリッド23を有する。ハニカムグリッド23は、使用済核燃料(SNF)棒を受容するように適合された矩形ボックスを複数含む。キャニスター20は、更に、キャニスター20の外側からキャビティ21への密封可能な通路を提供する、キャニスター20の底部に又は底部近傍に配置された排水孔(図示せず)も含む。排水孔は、底部プレート22上に配置できる。更に、排水孔は、開けることができ、又は従来のプラグ、排水バルブ、もしくは溶接法を用いて密閉することができる。
図1に示してあるように、キャニスター20は空であり(すなわち、キャビティ21はハニカムグリッド23中に配置されるSNF棒を有していない)、キャニスター20の頂部26は開いている。キャニスター20を用いてSNF棒を輸送し貯蔵する場合、キャニスター20を輸送キャスク10の内側に配置する(図2)。キャニスター20は開放されていて空である。そのとき、キャニスター20の底部又は底部近傍に配置された排水孔は、閉じられ密閉されている。次に、開放輸送キャスク10及び開放キャニスター20を使用済燃料プール中に沈め、キャビティ21の残りの体積を水で満たす。次に、原子炉から取り出されるSNF棒を、使用済燃料プール中に沈め、キャニスター20のキャビティ21の内側に配置する。好ましくは、SNF棒の単一束をハニカムグリッド23の各々の矩形ボックスに配置する。SNF棒をキャビティ21に充填したら、キャニスターの蓋27(図2)を、キャニスター20の頂部26に固定して、SNF棒と、プール水とをキャビティ21中に密封する。キャニスターの蓋27は、開放したときに、キャニスター20の外部からキャビティ21中への通路を形成する複数の密封可能な蓋の孔28を有する。次に、クレーンによって輸送キャスク10(その中に充填され密封されたキャニスター20を有する)を使用済燃料プールから持ち上げ、(図2に示してある)中継場所に真っ直ぐに配置して、キャニスター20を乾燥貯蔵のために適切に用意することができる。
図2をみると、中継場所において、キャニスター20(SNF棒及びプール水を含む)は輸送キャスク10内にある。キャニスター20及び輸送キャスク10は双方とも直立配置である。中継場所に適切に配置したら、キャニスター20の底部25又は底部近傍にある排水孔(図示せず)を開け、キャニスター20のキャビティ21に閉じ込められているバルク水を排水する。キャビティ21からバルク水を排水するが、極微量の液体の水及び水蒸気がキャビティ21の内部に残留するので、水分はキャビティ21中及びSNF棒上に残留している。しかしながら、キャニスター20を、永久的に密封し、長期乾燥貯蔵のための貯蔵キャスクに移動させる前に、確実に、キャニスター20の中に含まれているキャビティ21及びSNF棒を充分に乾燥させなければならない。容器内の蒸気圧(vP)が低いということは、存在している水分量が低レベルであるということなので、米国原子力規制委員会(N.R.C.)は、3トル又はそれより低い蒸気圧(vP)がキャビティ21内で得られるときに、充分な乾燥が達成されるとしている。
図3は、キャビティ21内で得られるvPを侵入的に測定する必要なく、許容可能なN.R.C.レベルまでキャビティ21を乾燥させることができる閉ループシステム300の一の態様を概略示している。図5は、本発明にしたがってシステム300を運転する方法の一態様に関する流れ図である。図6は、本発明にしたがってシステム300を運転する方法の第二の態様に関する流れ図である。
システム300をキャニスター20に接続して、閉ループシステムを形成する。しかしながら、本発明は、閉ループシステムが無くても実行可能である。システム300は、非反応性ガスリザーバ340、ガス冷却要素310、温度センサー320、ガス循環器330、補助ヒーター350、ガス流調節器360、及びガス分配器370を含む。図示してあるように、ガス冷却要素310は凝縮器370及び脱湿剤モジュール380を含む。これらの要素はすべて、非反応性ガスが外部環境中へと抜け出さずにシステム300を通って流れることができるように、流動的に接続されている。本明細書で説明するすべての流体接続は、ねじ込み接続、シール、リングクランプ、及び/又はガスケットを用いることによって、システム300の要素を流動的に接続する適するチュービング又はパイピングを用いることによって達成できる。パイピング及びチュービングは、金属製可とう性管又は金属製非可とう性管から構成できる。システム300の様々な要素に対してパイピング及びチュービングを流動的に接続する設計は、選択される装置の特定の設計構造及び選択されるパイピング又はチュービングの材料組成によって左右される。
好ましくは、非反応性ガスリザーバ340を用いてヘリウムガスを貯蔵する。ヘリウムガスは好ましい非反応性ガスであるが、システム300では、任意の非反応性ガスを用いることができ、それもまた本発明の範囲内である。例えば、非反応性ガスは、窒素、二酸化炭素、例えばメタンのような低級炭化水素ガス、又は限定するものではないがヘリウム、アルゴン、クリプトン及びキセノンを含む任意の不活性ガスであることができる。
システム300中を流れるヘリウムガス流は、ガス循環器330によって生じる。ガス循環器330は、ガス循環器330を出るときにヘリウムガスの圧力を増大させることによって、システム300及びキャニスター20を通してヘリウムガスを循環させる。こうして、ガス循環器330を出るヘリウムガスは、システム300を反時計回りに押出される。システム300を流れるガス流の方向は、流体接続に関して示した矢印によって図示されている。
ヘリウムリザーバ340はシステム300に対して充分なヘリウムガス源を提供する。ヘリウムリザーバ340は凝縮器370に対して流動的に接続されている。ヘリウムガスをシステム300中へ押出すと、ヘリウムリザーバ340内にあるヘリウムガスは凝縮器370中に流れる。ヘリウムガスが凝縮器370を通って流れると、ヘリウムガスは冷却される。この冷却により、ヘリウムガス中にトラップされている水分(すなわち、水蒸気)のいくらかがヘリウムガスから凝縮し、液体形態で凝縮器370中に集められる。液体の水は、排流管(図示せず)を経由して凝縮器370から取り出され、一方、部分的に乾燥したヘリウムガスは、分離流体接続を経由して脱湿剤モジュール380(凍結乾燥器としても知られている)中に流れる。次に、その部分乾燥ヘリウムガスは脱湿剤モジュール380中に流れ、そこで、管状熱交換器中を流れる冷媒流体によってヘリウムガスを凍結乾燥することによって、更にヘリウムガスが冷却される。部分乾燥ヘリウムガスのこの更なる温度低下により、追加の水分が生じ、ヘリウムガスから取り出される。そのようにして、脱湿剤モジュール380を出るヘリウムガスは、含水量が非常に低く(すなわち、蒸気圧が低い)、非常に乾燥している。脱湿剤モジュール380においてヘリウムガスから取り出される水分は、冷凍流体で冷却された熱交換器管によって直接凍結される。
脱湿剤モジュール380から流れ出てくるヘリウムガスの温度をモニターして、その温度を充分に低く保つことにより、ヘリウムガスを非常に乾燥した状態に確実にすることができる。脱湿剤モジュール380は、流出していくヘリウムガスを所望の低い温度Tcまで確実に冷却するように適合される。それは、温度センサー320を用いて流出していくヘリウムガスの温度をモニターすることによって達成される。温度センサー320は、電気接続325によって、脱湿剤モジュール380に対して使用可能に結合される。ユーザーインタフェース及び適切にプログラムされたプロセッサ(図示せず)を用いることによって、使用者によって、所望の温度TCが入力される。温度センサー320は、脱湿剤モジュール380を出ていくヘリウムガスの温度を繰返し測定する。流出ヘリウムガスの温度が入力した所望の温度TCと一致していない場合、適切な信号が脱湿剤モジュール380へと送られる。脱湿剤モジュール380は、送られた信号にしたがって、ヘリウムガスの冷却を強めたり弱めたりすることによって、信号に適切に応答する。この調節方法は、脱湿剤モジュールを出ていくヘリウムガスがTC又はそれより低い所望の温度に達する(且つ維持される)まで繰返され、図5及び図6それぞれの工程500及び600を完了する。以下で詳細に説明しているように、キャビティ21(図1)から充分量の水分を取り出して、キャビティ21において所望の蒸気圧(vPD)を達成できるように、流出していくヘリウムガスが充分に乾燥していることを保証するために、使用者によってTCは選択される。
乾燥ヘリウムガス(所望の温度TCとなっている)をガス循環器330中に流し、上記したように、乾燥ヘリウムガスの圧力を増加させて、乾燥ヘリウムガスを押出し、補助ヒーター350中に流し、システム300全体に循環させる。補助ヒーター350は、ガス循環器330の下流に流動的に接続されている。補助ヒーター350に入ると、乾燥ヘリウムガスは、所望の加熱温度(TH)まで過熱され、図5及び図6それぞれの工程510及び610を完了する。ヘリウムガスの温度をTHまで上昇させると、ヘリウムガスがキャビティ21に入るときに、キャビティ21から水分(SNF棒上の水分を含む)を取り出すことが容易になる。しかしながら、SNF棒は、しばしば、多量の熱を発生させるので、そのような場合には、補助ヒーター350の使用は不要であるかもしれない。補助ヒーター350により、使用可能に結合された温度センサー(図示せず)を用いて、補助ヒーター350から流出していく乾燥ヘリウムガスを、温度THに確実に維持する。この使用可能な接続に関する考察は、接続及び調節は脱湿剤モジュール380及び温度センサー320に関して用いられるものと同様であるので重複を避けるために省略される。
補助ヒーター350を出ると、乾燥ヘリウムガス(温度TH)はガス流調節器360中に流れる。ガス流調節要素360は、電気接続390によって、ガス循環器330に対して使用可能に結合される。本発明のいずれの方法が用いられるかに依存して、ガス流調節器360は、体積流量調節器又は質量流量調節器であることができる。
ガス流調節器360が体積流量調節器である場合、バルブは、一定の所望の体積流量(R)でヘリウムガスがバルブを通って流れるように適合される。所望の体積流量Rは、適切にプログラムされたプロセッサを有する結合されたユーザーインタフェース(図示せず)を介して使用者によって入力される。適切にプログラムされたプロセッサは、体積流量バルブへと信号を送り、所望の体積流量Rが達成されるようにバルブを調節する。この態様では、使用者は、所望の時間(t)もユーザーインタフェースに入力する。時間tが経過したら、適切にプログラムされたプロセッサは、ガス流調節器360に運転停止信号を送り、システム300中のヘリウムガスの流れを停止させる。このようにして、ガス流調節器360によって図5の工程520が容易に実行される。
図5の工程520を容易にしうる別の方法は、質量流量調節器を用いる方法である。ガス流調節器360が質量流量調節器である場合、バルブは、質量流量調節器を通って流れる加熱された乾燥ヘリウムガスの質量を測定するように適合される。使用者は、体積流量値ではなく、所望の質量流量(R)及び所望の時間tを入力する。質量流量又は体積流量にかかわらず、所望の流量R及び時間tを使用者が決定する方法に関しては以下で詳細に説明する。
別法として、使用者がユーザーインタフェースに数値Xを入力するようにガス流調節器360を適合させることができ、その際、値Xは、使用者がヘリウムガス流でキャビティ21の自由体積(VF)を入れ替えたい回数を表している。本明細書で使用するように、キャビティの自由体積(VF)とは、充填されたSNF棒とハニカムグリッド23とによって占有されていないキャビティの空間と規定される。VF値は、種々のキャニスターで異なり、キャニスターがSNF棒で完全に充填されているか否かに依存するが、任意の所定のキャニスターに関するVFは、キャビティ中に充填されるSNF棒の数及びサイズと、空のときのキャビティの体積とを知ることによって概算することができる。本特許において、充分なガスがキャビティ中に流されて自由体積VFを満たし、且つその自由体積をそれまで占有していたガスが置換されるとき、VFは入れ替えられる。例えば、VFが300立方フィートであって、600立方フィートの体積の乾燥ヘリウムガスがVF中に流れる場合、自由体積VFは2回入れ替えられる。したがって、Xは2.0である。システム300のこの態様では、VFが特定の回数入れ替えられて、キャビティ内において所望の蒸気圧vPDが達成されるように、使用者はXを選択する。使用者が所望のXを計算する方法については以下で詳細に説明する。所望のXは既知であると仮定すると、R及びtの代わりに、使用者は、ユーザーインタフェースにその値を入力する。適切にプログラムされたプロセッサはガス流調節器360(質量流量調節器又は体積流量調節器)と通信し、キャビティのVFを所望の回数X入れ替える体積の乾燥ヘリウムガスを供給して、図6の工程620を完了させる。所望の回数X回入れ替える体積の乾燥ヘリウムガスがキャビティ21に供給されると、適切にプログラムされたプロセッサは、ガス循環器330に対して運転停止の信号を送って、システム300を流れているヘリウムガス流を停止させる。
ガス流調節器360を出ると、乾燥ヘリウムガスはガス分配器370中に流れる。ガス分配器370は、キャビティ21に流動的に結合されていて、おそらくバルク水を排水するのに用いられるのと同じ排水バルブ(図示せず)を通して、キャニスター20の底部に又は底部近傍においてキャビティ21(図1)中に、加熱された乾燥ヘリウムガスを導入するように適合される。ガス分配器370は、キャビティ21のVF中に、加熱された乾燥ヘリウムガスを導入し、図5及び図6の工程520及び620それぞれを完了させる。キャビティ21の内部に入ると、水分を吸収することによって乾燥ヘリウムガスは湿潤する。乾燥ヘリウムガスによるこの水分吸収は、キャビティ21中に既に存在している水蒸気と混合することによって、またキャビティ21中及びSNF棒上に残留しているかもしれない液体の水を蒸発させることによって、起こる。乾燥ヘリウムガスを温度THまで過熱すると、乾燥ヘリウムガス中の加えられたエネルギーは、液体水の蒸発の開始に役立つ。乾燥ヘリウムガスをキャビティ21中に連続して導入すると、キャビティ21のVFが満たされる。VFが満たされると、乾燥ヘリウムガスの連続供給により、湿潤ヘリウムガスは、キャビティ21の頂部又は頂部近傍にある出口オリフィスからキャビティ21の外へと押出され、したがって図5及び図6の工程530及び630それぞれが完了する。出口オリフィスは、密封可能なキャニスターの蓋の孔28(図2)であることができる。キャビティ21から湿潤ヘリウムガスを取り出すと、キャビティ21における生成蒸気圧が低下する。湿潤ヘリウムガスがキャビティ21から流出すると、湿潤ヘリウムガスは、流体接続を通ってヘリウムリザーバ340へと運ばれる。かくして、湿潤ヘリウムガスは、システム300中を再循環して、連続キャニスター乾燥法を維持することができる。
上記したように、加熱された乾燥ヘリウムガスを、時間t、流量Rでキャビティ21を通して循環させたら、キャビティ21中への加熱された乾燥ヘリウムガスの導入を停止し、図5の工程540を完了させる。別の態様では、VFをX回入れ替えて、図6の工程640を完了させるように、加熱された乾燥ヘリウムガスをキャビティ21を通して循環させて、加熱された乾燥ヘリウムガスのキャビティ21中への導入を停止する。この時点で、システム300は、キャニスター20と、キャビティ21中へのすべての開口(排水バルブ及び排水オリフィスを含む)とから切り離され、密封され、それにより、キャビティ21中に乾燥ヘリウムガスを閉じ込め、キャビティ21内に非反応性雰囲気をつくりだし、図5及び図6の工程550及び工程650のそれぞれを完了させる。
図4をみると、蒸気圧−温度線図によって、システム300を通って循環しているヘリウムガスの熱力学サイクルが図示されている。この線図でプロットされているのは、水に関する蒸気圧曲線である。蒸気圧曲線の上の部分では、水は液体状態であり、下の部分は、水蒸気状態である。曲線上の任意の点において、水蒸気と液体は平衡状態で同時に存在する。説明する目的のため、その熱力学グラフは、TCが21°F、THが300°F及びキャビティ21における出発蒸気圧(vPS)が87トルであるようにシステム300が運転されていると仮定している。本明細書で用いているキャビティにおける出発蒸気圧vPSとは、キャビティからバルク水を排水した後ではあるが、乾燥ヘリウムガスをキャビティを通して循環させる前のキャビティにおける蒸気圧である。線図のポイント1で出発し、水蒸気で満たされている過熱されたヘリウムガスは、キャニスター20のキャビティ21から出て、凝縮器370に入る。凝縮器370の内部に入ると、過熱されたヘリウムガスはライン1−2に沿って、蒸気圧曲線と交わっている露点(すなわち、ポイント2)に達するまで冷却される。ライン2−3に沿って蒸気圧曲線の下方に向けて、凝縮器370において、露点未満の温度でヘリウムガスの冷却を継続して、ヘリウムガスから水蒸気を徐々に凝縮させる。2−3で凝縮される液体を分離し、凝縮器から取り出し、部分乾燥されたヘリウムガスは、脱湿剤モジュール380中に流れ、そこで凍結乾燥される。脱湿剤モジュール380では、ヘリウムガスを露点未満の温度まで更に冷却するが、TC(21°F)が達成されるまで、ライン3−4に沿ってヘリウムガスから更に多くの水蒸気を凝縮させる。乾燥ヘリウムガスは、凝縮器モジュール380から出て、ライン4−5に沿って補助ヒーター350でTHまで過熱され、キャビティ21において液体の水を蒸発させるのに役立つ。SNF棒が充分に熱い場合、この過熱は、キャビティ21の内部で起こるので、補助ヒーター350の必要性が無くなる。キャビティ21の内部では、乾燥ヘリウムガスは、SNF棒から放出される熱によって更に加熱され、その加熱された乾燥ヘリウムガスは、蒸発している液体の水から生じる水蒸気を吸収するので、湿潤し、ライン5−1に沿って乾燥ヘリウムガスの蒸気圧が増加する。乾燥ヘリウムガスがキャビティ21を通って流れる限り、キャビティ21内の蒸気圧は低下し続ける。また、流出して行く湿潤ヘリウムガスの蒸気圧(ポイント5)は時間の経過と共に低下する。キャビティ21内の蒸気圧は、単調に減少し続けて、キャビティ21に入って行く加熱された乾燥非反応性ガスの蒸気圧に接近する。したがって、脱湿剤モジュール380に入って行くヘリウムガスの温度(TC)を充分に低くして、所望の蒸気圧(vPD)(この場合は3トルである)に比べて、等しいか又はそれより低い蒸気圧に相当するようにすることにより、前記の所望の蒸気圧(vPD)は、乾燥ヘリウムガスの充分量がキャビティ21を通って流れる限り、キャビティ21において達成できる。したがって、所望の乾燥度が蒸気圧に関して既知である限りは、システム300の使用者は、図4又は同様なグラフを用いてTCを計算して、あるレベルの乾燥度を達成できる。現在のN.R.C.規則が、乾燥度の一つの指標として、3トル又はそれより低い蒸気圧がキャビティ21で達成されることを要求していることから、vPDは3トル又はそれより低い。したがって、図5及び図6の工程560及び工程660のそれぞれを完了させる。かくして、所望の蒸気圧は21°F又はそれより低いTCに相当するということが図4から認められる。
vPD(3トル)が既知であって、TCが計算されたら(21°F)、次の工程において、キャビティ21内に存在する自由体積VFを決める。それは、キャビティ21に含まれているSNF棒のおおよその体積と、キャビティ21中に存在し得る任意の他の固体、例えばハニカムグリッド23の体積とを、キャビティ21の総体積から引くことによって求める。自由体積VFが決まったら、次に、システムの使用者は、補助ヒーター350によって乾燥ヘリウムガスが加熱される温度TH及びその加熱された乾燥ヘリウムガスがキャビティ21へと供給される流量Rを選択する。乾燥されるキャビティに関するVFの値と、TH及びRに関して選択される値とにしたがって、キャビティが3トルの所望の蒸気圧vPDに達する前に、加熱された乾燥ヘリウムガスを、時間tの間、キャビティに通って流さなければならない。キャビティ21内の条件をシミュレートし、システム300の変数に関して仮定値を設定することにより、データの適切なグラフを読み取って、時間tを、変数の任意の所定のセットに関して決定できる。
図7をみると、シミュレートされた条件の所定のセットに関して、キャビティを通って流れるガス流の時間に対してキャビティ中において得られた蒸気圧をグラフ化しているデータグラフが図示してある。この時間−蒸気圧グラフを作成する際、次の条件を仮定又は選択した:(1)vPDは3トル(図4から、21°FのTCと関連がある);(2)VFは300立方フィート;(3)THは300°F(一立方フィートあたり約0.032ポンドのヘリウム密度ρと関連がある);(4)Rは一分あたり78.125立方フィート;(5)キャビティ圧力(PC)は一平方インチあたり50ポンド;及び(6)キャビティ内の出発蒸気圧vPSは87トルである。データプロットから分かるように、乾燥ヘリウムガスを長時間キャビティ中に流すと、キャビティ内で得られる蒸気圧は低下する。そのデータをプロットすることによって、約22.5分の時間tにおいて、キャビティ内で得られる蒸気圧は、3トルのvPDに等しいことが分かる。時間tを決める際、温度TCが脱湿剤モジュールを出ていくヘリウムガスに関して温度TCが達成された後に、時間を計測し始める。図7の条件は、ただ例示目的のみで選択した。キャビティ内の始動条件の任意の所定のセット及び使用者によって選択された任意の変数に関して、同様なグラフをシミュレートすることができる。したがって、任意の所望のvPDを達成するのに要する時間は、キャビティ内の蒸気圧を直接(侵入的に)測定する必要なく、条件の任意の所定のセットに関して概算できる。適切なグラフは、適切にプログラムされたコンピュータによるシミュレーションによって又は実際の実験データをグラフ化することによって作成できる。
別法として、Rは質量流量であるように選択できる。質量流量は、単にガス流の密度が分かれば、体積流量と容易に置き換えることができる。ガスの質量流量は、体積流量にガス密度を掛けた値に等しい。例えば、上で選択した78.125立方フィート/分の体積流量Rは、ヘリウムの密度が約0.032ポンド/立方フィートであるので、2.5ポンド/分の質量流量に相当する。したがって、所定の質量流量に関して、図7と同様なデータプロットをシミュレートできる。
更に、任意の単一の変数を、残りの変数を設定することによって、計算できる。例えば、ある乾燥時間tが望ましい場合、得られる蒸気圧対ガス流量Rをプロットしているグラフを作成でき、その際、時間tは一定に保たれ、流量Rは変えられる。したがって、本発明は、任意の特定の変数が一定に保たれている状態に限定されない。
図8をみると、シミュレートされた条件の所定のセットに関して、ガスによる自由体積(VC)時間の入れ替え回数(X)に対するキャビティで得られる蒸気圧をグラフ化しているデータグラフが図示してある。この入れ替え回数−蒸気圧グラフを作成する際、次の条件を仮定又は選択した:(1)vPDは3トル(図4から、21°FのTCと関連がある);(2)VFは300立方フィート;(3)THは300°F(一立方フィートあたり約0.032ポンドのヘリウム密度ρと関連がある);(4)キャビティ圧力(PC)は一平方インチあたり50ポンド;及び(5)キャビティ内の出発蒸気圧vPSは87トルである。任意の所定のキャニスターに関してシステム300を連続運転するとき、キャビティの自由体積VF中に流れるガスの総体積(Vtot)は増加する。Xは、VtotをVFで割った値に等しいので、ヘリウムガスが流れ続けると、Xも増加する。Xが増加すると、得られる蒸気圧は、蒸気圧プロット線に沿って低下することが、図8から分かる。このデータプロット線から、キャビティ内部で得られる蒸気圧が、3トルという所望の蒸気圧vPDに等しいか又はそれより低いときのXを求めることができる。
図9をみると、5.86に等しいか又はそれより大きいXが得られるように、充分な体積の加熱された乾燥ヘリウムガスをキャビティを通して流すとき、キャビティ内において、所望の蒸気圧(vPD)3トルが達成されることが分かる。したがって、5.86以下のXが達成されるようにシステム300をプログラミングすることによって、キャビティ内部を直接(侵入的に)測定する必要なく、3トルという所望の蒸気圧vPDがキャビティ中で達成されることを保証することができる。図8及び図9の条件は、ただ例示目的のみで選択した。本発明の精神から逸脱せずに、キャビティ内の始動条件の任意の所定のセットに関して、また使用者によって所望された又は選択された任意の変数に関して同様なグラフをシミュレート(又は実際の実験データを用いてプロット)することができる。
図1は、空の開放キャニスターに関する部分断面斜視図である。 図2は、密封され輸送キャスク中に配置された図1のキャニスターを有する輸送キャスクに関する部分断面斜視図である。 図3は、本発明にしたがった閉ループシステムに関する概略図である。 図4は、特定の条件下で図3のシステムを通って流れるヘリウムガスの熱力学サイクルを図示しているグラフである。 図5は、本発明にしたがった方法の第一態様の流れ図である。 図6は、本発明にしたがった方法の第二態様の流れ図である。 図7は、乾燥した加熱されたヘリウムガスを、様々な時間、キャビティを通して流した後のキャニスターのキャビティにおいて得られる蒸気圧に関してシミュレートされたデータをプロットしているデータグラフである。 図8は、キャビティの自由体積の入れ替え回数に対して、キャビティにおいて得られる蒸気圧をプロットしているデータグラフである。 図9は、図8における領域IX−IXの拡大図である。

Claims (33)

  1. 放射性元素で充填されたキャビティを乾燥させる方法であって、該充填されたキャビティが、自由体積(VF)、出発蒸気圧(vPS)及びキャビティ圧力(PC)を有し、該方法が:
    所望の蒸気圧(vPD)を得るためにキャビティにおける所望の乾燥度を決め;
    非反応性ガスを温度(TC)まで冷却することによって該非反応性ガスを乾燥させ;
    時間(t)の間、流量(R)で該乾燥非反応性ガスを該キャビティ中に導入し;そして、
    該キャビティから湿潤非反応性ガスを取り出すことを含み、
    その際、TC及びRを調節して、時間tの後に、該キャビティ中において所望の蒸気圧(vPD)を達成する、前記方法。
  2. 流量Rが体積流量又は質量流量である、請求項1記載の方法。
  3. 冷却工程後及び導入工程前に、温度(TH)まで乾燥非反応性ガスを加熱することを更に含み、その際、THを調節して、時間tの後に、キャビティにおいて所望の蒸気圧vPDを達成する、請求項1記載の方法。
  4. vPDが約3トルであるとき、VFは約300立方フィートであり、PCは一平方インチあたり約50ポンドであり、そしてvPSは約87トルであり;Rは一分あたり約78.125立方フィートに設定された体積流量であり、THは約300°Fに設定され、及びTCは約21°F又はそれより低く設定され;時間tは約22.5分である、請求項3記載の方法。
  5. 非反応性ガスがヘリウムであり、vPDが約3トルのとき、VFは約300立方フィートであり、PCが一平方インチあたり約50ポンドであり、そしてvPSが約87トルであり;Rが一分あたり約2.5ポンドに設定された質量流量であり、THが約300°Fに設定され、そしてTCが約21°F又はそれより低く設定され;時間tが約22.5分である、請求項3記載の方法。
  6. 冷却工程が、非反応性ガスを凝縮器を通して流し、次に、脱湿剤モジュールを通して該非反応性ガスを流して該非反応性ガスを凍結乾燥させることを含み、その際、該脱湿剤モジュールが、該非反応性ガスを温度TCで排気するように適合されている、請求項1記載の方法。
  7. キャビティから取り出された湿潤非反応性ガスを、該取り出された湿潤非反応性ガスを冷却工程に曝露することによって、再循環させることを更に含む、請求項1記載の方法。
  8. 時間tが経過した後、キャビティ中への乾燥非反応性ガスの導入を停止し;そして、
    該キャビティを密封することによって、該キャビティ内において乾燥非反応性ガスの雰囲気を形成させ、その際、該キャビティがvPD又はそれより低い蒸気圧を有することを更に含む、請求項1記載の方法。
  9. 非反応性ガスが、窒素、二酸化炭素、低級炭化水素ガス、又は、ヘリウム、アルゴン、クリプトン及びキセノンからなる群から選択される不活性ガスである、請求項1記載の方法。
  10. キャビティにおける所望の蒸気圧vPDが約3トル又はそれより低い、請求項1記載の方法。
  11. 温度TCが約21°F又はそれより低い、請求項1記載の方法。
  12. 放射性元素で充填されたキャビティを乾燥させる方法であって、該充填されたキャビティが、自由体積(VF)、出発蒸気圧(vPS)及びキャビティ圧力(PC)を有し、該方法が:
    所望の蒸気圧(vPD)に関して該キャビティにおける所望の乾燥度を決め;
    非反応性ガスを温度(TC)まで冷却することによって該非反応性ガスを乾燥させ;
    該キャビティの自由体積VFがX回入れ替わるように、該乾燥非反応性ガスを該キャビティ中に導入し;そして、
    該キャビティから湿潤非反応性ガスを取り出すことを含み
    その際、TC及びXを調節して、該キャビティ中において該所望の蒸気圧(vPD)を達成する、前記方法。
  13. 冷却工程後及び導入工程前に、温度(TH)まで乾燥非反応性ガスを加熱することを更に含み、その際、THを調節して、所望の蒸気圧vPDを達成する、請求項12記載の方法。
  14. vPDが約3トルであるとき、VFは約300立方フィートであり、PCは一平方インチあたり約50ポンドであり、そしてvPSは約87トルであり;THは約300°Fに設定され、そしてTCは約21°F又はそれより低く設定され;Xは約5.85である、請求項13記載の方法。
  15. 冷却工程が、非反応性ガスを凝縮器モジュールを通して流し、次に、脱湿剤モジュールを通して該非反応性ガスを流して該非反応性ガスを凍結乾燥させることを含み、その際、該脱湿剤モジュールが、該非反応性ガスを温度TCで排気するように適合されている、請求項12記載の方法。
  16. キャビティから取り出された湿潤非反応性ガスを、該取り出された湿潤非反応性ガスを冷却工程に曝露することによって、再循環させることを更に含む、請求項12記載の方法。
  17. キャビティの自由体積VFをX回入れ替えた後、該キャビティ中への乾燥非反応性ガスの導入を停止し;そして、
    該キャビティを密封することによって、該キャビティ内において乾燥非反応性ガスの雰囲気を形成させ、該キャビティがvPD又はそれより低い蒸気圧を有することを更に含む、請求項12記載の方法。
  18. 非反応性ガスが、窒素、二酸化炭素、低級炭化水素ガス、又は、ヘリウム、アルゴン、クリプトン及びキセノンからなる群から選択される不活性ガスである、請求項12記載の方法。
  19. 所望の蒸気圧vPDが約3トル又はそれより低い、請求項12記載の方法。
  20. 温度TCが約21°F又はそれより低い、請求項12記載の方法。
  21. 放射性元素で充填されたキャビティを乾燥させるシステムであって、該充填されたキャビティが、自由体積(VF)、出発蒸気圧(vPS)及びキャビティ圧力(PC)を有し、該システムが:
    該システムに対して非反応性ガスを供給するように適合させた非反応性ガス源;
    非反応性ガスを温度(TC)まで冷却することによって該非反応性ガスを乾燥させる手段;
    該乾燥非反応性ガスを該キャビティに流す手段であって、該乾燥非反応性ガスを該キャビティに流量Rで時間(t)の間導入するように適合させた、該流動手段;
    湿潤非反応性ガスを該キャビティから取り出す手段を含み;
    その際、該非反応性ガス源、該冷却手段、該流動手段、該取り出し手段、及び該キャビティが流動的に結合されていて;
    C及びRを調節して、時間tで該キャビティ中において所望の蒸気圧(vPD)を達成する、前記システム。
  22. 流量Rが体積流量又は質量流量である、請求項21記載のシステム。
  23. 乾燥非反応性ガスを温度(TH)まで加熱する手段を更に含み、該加熱手段が、冷却手段の下流でキャビティの上流においてシステムに対して流動的に結合されていて、その際、THを調節して、所望の蒸気圧vPDを達成する、請求項21記載のシステム。
  24. vPDが約3トルであるとき、VFは約300立方フィートであり、PCは一平方インチあたり約50ポンドであり、そしてvPSは約87トルであり;Rは一分あたり約78.125立方フィートに設定された体積流量であり、THは約300°Fに設定され、そしてTCは約21°F以下に設定され;時間tは約22.5分である、請求項23記載のシステム。
  25. 非反応性ガスがヘリウムであり、vPDが約3トルのとき、VFは約300立方フィートであり、PCが一平方インチあたり約50ポンドであり、そしてvPSが約87トルであり;Rは一分あたり約2.5ポンドに設定された質量流量であり、THは約300°Fに設定され、そしてTCは21°F以下に設定され;時間tは約22.5分である、請求項23記載のシステム。
  26. 乾燥非反応性ガスを加熱する手段が補助ヒーターである、請求項21記載のシステム。
  27. 流動手段がガス循環器である、請求項21記載のシステム。
  28. 冷却手段は、脱湿剤モジュールに対して上流で流動的に結合された凝縮器モジュールを含み、該脱湿剤モジュールは、該脱湿剤モジュールを出る非反応性ガスが温度TCであるように、該非反応性ガスを凍結乾燥させるように適合されている、請求項21記載のシステム。
  29. システムが、該システムによってキャビティから取り出される湿潤非反応性ガスを再循環させるように適合されている、請求項21記載のシステム。
  30. 非反応性ガスが、窒素、二酸化炭素、低級炭化水素ガス、又は、ヘリウム、アルゴン、クリプトン及びキセノンからなる群から選択される不活性ガスである、請求項21記載のシステム。
  31. キャビティにおける所望の蒸気圧vPDが約3トル又はそれより低い、請求項21記載のシステム。
  32. 温度TCが約21°F又はそれより低い、請求項21記載のシステム。
  33. キャビティが頂部及び底部を有し、その際、システムが、該キャビティの底部又は底部近傍において、該キャビティに乾燥非反応性ガスを供給するように適合され、更に、該キャビティの頂部において又は頂部近傍において、該キャビティから湿潤非反応性ガスを取り出すように適合されている、請求項21記載のシステム。
JP2003414240A 2002-12-13 2003-12-12 強制ガス流キャニスター脱水 Expired - Fee Related JP4800567B2 (ja)

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DE (1) DE60335778D1 (ja)
ES (1) ES2362495T3 (ja)

Cited By (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2007085811A (ja) * 2005-09-21 2007-04-05 Kobe Steel Ltd 放射性廃棄物の処分方法、及び、放射性廃棄物の処分用容器構造
JP2009501899A (ja) * 2005-06-06 2009-01-22 ホルテック・インターナショナル・インコーポレーテッド 露点温度測定に基づいてハイレベル廃棄物を乾燥させる方法および装置
JP2009156625A (ja) * 2007-12-25 2009-07-16 Kobe Steel Ltd 放射性固体廃棄物の乾燥工程における残留水分測定方法および残留水分測定装置が設けられた放射性固体廃棄物の乾燥処理装置
US8561318B2 (en) 2007-12-21 2013-10-22 Holtec International, Inc. System and method for preparing a container loaded with wet radioactive elements for dry storage
JP2020176936A (ja) * 2019-04-19 2020-10-29 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 乾燥装置及び処理システム

Families Citing this family (30)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR100556503B1 (ko) * 2002-11-26 2006-03-03 엘지전자 주식회사 건조기의 건조 시간제어 방법
US7096600B2 (en) * 2002-12-13 2006-08-29 Holtec International, Inc. Forced gas flow canister dehydration
US20050102851A1 (en) * 2003-11-15 2005-05-19 Tianqing He Device and methods for rapid drying of porous materials
WO2008097381A2 (en) 2006-10-11 2008-08-14 Holtec International, Inc. Apparatus and method for transporting and/or storing radioactive materials
DE102007013092A1 (de) * 2007-03-14 2008-09-18 Testo Ag Vorrichtung und Verfahren zum Trocknen von in geschlossenen Kreisläufen geführten Fluiden
US9001958B2 (en) 2010-04-21 2015-04-07 Holtec International, Inc. System and method for reclaiming energy from heat emanating from spent nuclear fuel
US11569001B2 (en) 2008-04-29 2023-01-31 Holtec International Autonomous self-powered system for removing thermal energy from pools of liquid heated by radioactive materials
US8404099B2 (en) * 2008-09-19 2013-03-26 David E. Fowler Electrolysis of spent fuel pool water for hydrogen generation
RU2525229C2 (ru) 2009-05-06 2014-08-10 Холтек Интернэшнл, Инк. Устройство для хранения и/или транспортировки высокорадиоактивных отходов, а также способ его изготовления
CN102498523B (zh) * 2009-08-31 2016-05-18 阿海珐有限公司 用于燃料存储的支架系统和组件
US8995604B2 (en) 2009-11-05 2015-03-31 Holtec International, Inc. System, method and apparatus for providing additional radiation shielding to high level radioactive materials
US9514853B2 (en) 2010-08-12 2016-12-06 Holtec International System for storing high level radioactive waste
US11373774B2 (en) 2010-08-12 2022-06-28 Holtec International Ventilated transfer cask
US10811154B2 (en) 2010-08-12 2020-10-20 Holtec International Container for radioactive waste
US8905259B2 (en) 2010-08-12 2014-12-09 Holtec International, Inc. Ventilated system for storing high level radioactive waste
US11887744B2 (en) 2011-08-12 2024-01-30 Holtec International Container for radioactive waste
FR2985365B1 (fr) * 2011-12-29 2014-01-24 Tn Int Conducteur thermique pour corps lateral d'emballage de transport et/ou d'entreposage de matieres radioactives
ES2606337T3 (es) 2012-03-02 2017-03-23 Areva Gmbh Procedimiento y dispositivo para el almacenamiento de recipientes, en los que se encapsulan una barra de combustible o un segmento de barra de combustible respectivamente
DE102012212006A1 (de) * 2012-03-02 2013-09-05 Areva Gmbh Verfahren und Vorrichtung zur Kapselung eines Brennstabes oder eines Brennstababschnittes für eine Zwischenlagerung
KR101333066B1 (ko) * 2012-03-30 2013-11-27 한국원자력환경공단 사용후핵연료 수송 또는 저장용 콘크리트 용기
EP2839484A4 (en) 2012-04-18 2016-01-06 Holtec International Inc STORAGE AND / OR TRANSPORT OF HIGH-RADIOACTIVE WASTE
US9136027B2 (en) * 2013-07-20 2015-09-15 Institute Of Nuclear Energy Research Method of drying high-level radioactive wastes and device thereof
EP3134900B1 (en) 2014-04-24 2019-10-23 Holtec International Storage system for nuclear fuel
CN106482451B (zh) * 2016-09-23 2022-05-27 广东核电合营有限公司 乏燃料贮运容器真空干燥及充氦装置
KR101959790B1 (ko) * 2018-11-19 2019-03-19 세안기술 주식회사 사용후핵연료 건식저장을 위한 기체분광분석을 이용한 건조적합성 평가방법 및 그 건조장치
KR102021889B1 (ko) * 2019-03-05 2019-09-17 세안기술 주식회사 기체분광분석을 이용한 건조적합성 평가방법으로 사용후핵연료를 건조하기 위한 사용후핵연료 건조장치 및 그 제어방법
FR3110278B1 (fr) 2020-05-18 2023-10-06 Tn Int dispositif de chauffage détachable d’un corps latéral d’emballage pour matière radioactive, comprenant une chemise remplie de liquide caloporteur
KR102248412B1 (ko) * 2020-09-28 2021-05-06 세안기술 주식회사 사용후핵연료 캐니스터 건조장치
CN112361948B (zh) * 2020-10-29 2022-02-22 中国核动力研究设计院 模拟燃料棒-乏池不同控温的加热装置
US20230079635A1 (en) * 2021-09-16 2023-03-16 Benjamin BRITTON Extraction freeze drying system with removable condenser

Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS6243539A (ja) * 1985-08-16 1987-02-25 ウエスチングハウス エレクトリック コ−ポレ−ション 核燃料棒の水分含有量測定方法及び装置
JPH07218686A (ja) * 1994-02-04 1995-08-18 Ishikawajima Harima Heavy Ind Co Ltd 使用済燃料体のキャニスタへの装荷方法および装置
JPH0980196A (ja) * 1995-09-11 1997-03-28 Ishikawajima Harima Heavy Ind Co Ltd 使用済燃料の収納方法及びその容器
JP2002156488A (ja) * 2000-11-21 2002-05-31 Hitachi Ltd 容器の乾燥方法及びその乾燥装置
JP2002243888A (ja) * 2001-02-14 2002-08-28 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 放射性物質の封入方法および冷却装置
JP2002277585A (ja) * 2001-03-14 2002-09-25 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 金属製密閉容器と金属製密閉容器の乾燥方法

Family Cites Families (84)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2861033A (en) * 1956-04-26 1958-11-18 Treshow Michael Horizontal boiling reactor system
GB827085A (en) * 1956-06-29 1960-02-03 Atomic Energy Commission Nuclear reactors
US2873242A (en) * 1956-06-29 1959-02-10 Treshow Michael Neutronic reactor system
NL122301C (ja) * 1958-05-05
BE581473A (ja) * 1958-08-08
US3105026A (en) * 1958-08-26 1963-09-24 James J Dickson Fuel elment for nuclear reactors
US3158543A (en) * 1959-08-14 1964-11-24 Sherman Jerome Fuel assembly support system for nuclear reactor
US3060111A (en) * 1959-08-14 1962-10-23 Sherman Jerome Nuclear reactor
US3228850A (en) * 1959-10-29 1966-01-11 Socony Mobil Oil Co Inc Chemical conversion in presence of nuclear fission fragements
GB1089342A (en) * 1964-05-09 1967-11-01 English Electric Co Ltd Nuclear reactor reactivity control arrangements
US3483380A (en) * 1965-04-09 1969-12-09 Gulf General Atomic Inc Shielded cask for radioactive material
US3278387A (en) * 1965-11-29 1966-10-11 Leonard E Mcneese Fuel recycle system in a molten salt reactor
GB1169214A (en) * 1966-04-01 1969-10-29 English Electric Co Ltd Nuclear Reactor Fuel Handling Arrangements
SE324191B (ja) * 1968-12-02 1970-05-25 Asea Ab
US3666616A (en) * 1970-01-07 1972-05-30 Babcock & Wilcox Co Vapor suppressing means for a nuclear reactor
US3812008A (en) * 1970-05-20 1974-05-21 E Fryer Seal ring for nuclear reactors
US3752738A (en) * 1970-07-06 1973-08-14 Nuclear Services Corp Nuclear reactor plant and multiple purpose shielding system therefor
US3865688A (en) * 1970-08-05 1975-02-11 Frank W Kleimola Passive containment system
US4050983A (en) * 1970-08-05 1977-09-27 Nucledyne Engineering Corporation Passive containment system
US4210614A (en) * 1970-08-05 1980-07-01 Nucledyne Engineering Corp. Passive containment system
US3732427A (en) * 1971-03-17 1973-05-08 A Trudeau Integrated transport system for nuclear fuel assemblies
US3944646A (en) * 1972-05-11 1976-03-16 Union Carbide Corporation Radioactive krypton gas separation
US3950152A (en) * 1972-12-01 1976-04-13 Rockwell International Corporation Filter vapor trap
US4053067A (en) * 1973-06-25 1977-10-11 Westinghouse Electric Corporation Fuel transfer system for a nuclear reactor
US3878040A (en) * 1973-09-20 1975-04-15 Combustion Eng Failed fuel detector
US4182652A (en) * 1974-12-17 1980-01-08 Puechl Karl H Nuclear fuel element, core for nuclear reactor, nuclear fuel material
US4055508A (en) * 1976-08-06 1977-10-25 Automation Industries, Inc. Cask handling method and apparatus
US4209420A (en) * 1976-12-21 1980-06-24 Asea Aktiebolag Method of containing spent nuclear fuel or high-level nuclear fuel waste
US4225467A (en) * 1977-11-25 1980-09-30 The Carborundum Company Neutron absorbing article and method for manufacture of such article
US4287145A (en) * 1977-11-25 1981-09-01 Kennecott Corporation Method for manufacturing neutron absorbing article
US4257912A (en) * 1978-06-12 1981-03-24 Westinghouse Electric Corp. Concrete encapsulation for spent nuclear fuel storage
FR2461337A1 (fr) * 1979-07-06 1981-01-30 Centre Etd Energie Nucleaire Methode de localisation d'un barreau fuyard dans un assemblage de combustible nucleaire
US4336460A (en) * 1979-07-25 1982-06-22 Nuclear Assurance Corp. Spent fuel cask
GB2116900B (en) * 1982-02-18 1985-06-05 Nat Nuclear Corp Ltd Dry storage of irradiated nuclear fuel
DE3226986C2 (de) * 1982-07-19 1984-08-30 Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim Verfahren zum Einkapseln von radioaktiven Bauteilen und Einrichtung zur Durchführung dieses Verfahrens
DE3320071A1 (de) * 1983-06-03 1984-12-06 Siemens AG, 1000 Berlin und 8000 München Anordnung zum aufnehmen abgebrannter kernreaktor-brennstaebe und verfahren zu ihrer handhabung
US4781883A (en) * 1984-09-04 1988-11-01 Westinghouse Electric Corp. Spent fuel storage cask having continuous grid basket assembly
DE3505242A1 (de) * 1985-02-15 1986-08-21 Deutsche Gesellschaft für Wiederaufarbeitung von Kernbrennstoffen mbH, 3000 Hannover Verfahren und vorrichtung zur vereinzelung von brennstaeben eines brennelementes
US4952339A (en) * 1985-03-22 1990-08-28 Nuclear Packaging, Inc. Dewatering nuclear wastes
US4723359A (en) * 1986-06-13 1988-02-09 Westinghouse Electric Corp. Spent fuel rod horizontal consolidation system and method
US4828760A (en) 1987-03-09 1989-05-09 Rockwell International Corporation Method of cleaning a spent fuel assembly
US4828700A (en) * 1987-07-20 1989-05-09 The Dow Chemical Company Rejection enhancing coatings for reverse osmosis membranes
US5149491A (en) * 1990-07-10 1992-09-22 General Electric Company Seed and blanket fuel arrangement for dual-phase nuclear reactors
US5063299A (en) * 1990-07-18 1991-11-05 Westinghouse Electric Corp. Low cost, minimum weight fuel assembly storage cask and method of construction thereof
US5194216A (en) * 1990-08-22 1993-03-16 Nuclear Assurance Corporation Guide plate for locating rods in an array
US5098644A (en) * 1990-08-22 1992-03-24 Nuclear Assurance Corporation Apparatus for consolidation of spent nuclear fuel rods
US5152958A (en) * 1991-01-22 1992-10-06 U.S. Tool & Die, Inc. Spent nuclear fuel storage bridge
US5790617A (en) * 1992-03-26 1998-08-04 Siemens Power Corporation Method and apparatus for detection of failed fuel rods by use of acoustic energy frequency attenuation
US5253597A (en) * 1992-06-18 1993-10-19 Chemical Waste Management, Inc. Process for separating organic contaminants from contaminated soils and sludges
US5319686A (en) * 1993-07-30 1994-06-07 Newport News Shipbuilding And Dry Dock Company Dry transfer of spent nuclear rods for transporation
EP0784854B1 (de) * 1994-10-04 1999-03-10 Siemens Aktiengesellschaft Trocknungsstation für flüssigen oder feuchten abfall
US5633904A (en) * 1994-11-09 1997-05-27 Newport News Shipbuilding And Dry Dock Company Spent nuclear fuel (SNF) dry transfer system
US5646971A (en) * 1994-11-16 1997-07-08 Hi-Temp Containers Inc. Method and apparatus for the underwater loading of nuclear materials into concrete containers employing heat removal systems
US5677938A (en) * 1995-03-13 1997-10-14 Peco Energy Company Method for fueling and operating a nuclear reactor core
US5793636A (en) * 1995-04-28 1998-08-11 Westinghouse Electric Corporation Integrated fuel management system
US5848111A (en) * 1995-08-07 1998-12-08 Advanced Container Int'l, Inc. Spent nuclear fuel container
US5995573A (en) * 1996-09-18 1999-11-30 Murray, Jr.; Holt A. Dry storage arrangement for spent nuclear fuel containers
US5771265A (en) * 1996-12-19 1998-06-23 Montazer; Parviz Method and apparatus for generating electrical energy from nuclear waste while enhancing safety
DE19701549C2 (de) * 1997-01-17 2000-08-03 Gnb Gmbh Verfahren zur Rückkühlung eines von mit abgebrannten Brennelementen beladenen Behälters zum Transport und/oder zur Lagerung der Brennelemente
US6372157B1 (en) 1997-03-24 2002-04-16 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Radiation shielding materials and containers incorporating same
US5898747A (en) * 1997-05-19 1999-04-27 Singh; Krishna P. Apparatus suitable for transporting and storing nuclear fuel rods and methods for using the apparatus
US20020025016A1 (en) * 1997-06-05 2002-02-28 Francesco Venneri Accelerator-driven transmutation of spent fuel elements
US6680994B2 (en) * 1997-09-19 2004-01-20 British Nuclear Fuels Plc Monitoring the contents of a container by ultrasonic means
DE19814791C1 (de) 1998-04-02 1999-11-25 Gnb Gmbh Verfahren zur Trocknung von Transport- und/oder Lagerbehältern mit radioaktiven Abfallstoffen und Vorrichtung zur Durchführung des Verfahrens
JPH11337693A (ja) 1998-05-29 1999-12-10 Hitachi Zosen Corp 使用済核燃料収納用容器の真空乾燥設備
US6327321B1 (en) * 1998-11-20 2001-12-04 Framatome Anp, Inc. Borated aluminum rodlets for use in spent nuclear fuel assemblies
CN1355923A (zh) * 1999-04-08 2002-06-26 电子研究所有限公司 用超声波清理有辐射性的核子燃料组件的装置和方法
US6744841B1 (en) * 1999-09-29 2004-06-01 Hitachi, Ltd. Method for carrying equipment out of nuclear power plant
JP3297412B2 (ja) * 1999-11-01 2002-07-02 三菱重工業株式会社 中性子吸収棒、この挿入装置、キャスク、および使用済み核燃料集合体の搬送・貯蔵方法
MXPA02004080A (es) * 1999-12-17 2002-10-11 Mited Warner Lambert Res And D Un proceso para remover el solvente de indicio de un material.
JP3207841B1 (ja) * 2000-07-12 2001-09-10 三菱重工業株式会社 アルミニウム複合粉末およびその製造方法、アルミニウム複合材料、使用済み燃料貯蔵部材およびその製造方法
US6597755B2 (en) * 2001-07-06 2003-07-22 Leroy Paul Seefeld Apparatus and method for installing nuclear reactors
US6658078B2 (en) * 2001-07-23 2003-12-02 Tokyo Electric Power Co. MOX nuclear fuel assembly employable for a thermal neutron nuclear reactor
US6950152B2 (en) * 2001-10-18 2005-09-27 Alps Electric Co., Ltd. Television tuner which has leveled a gain deviation in the same band
US6865688B2 (en) * 2001-11-29 2005-03-08 International Business Machines Corporation Logical partition management apparatus and method for handling system reset interrupts
US20050031066A1 (en) * 2001-12-19 2005-02-10 Hitachi, Ltd. Method for carrying out the equipment of nuclear power plant
US20030198313A1 (en) * 2002-04-19 2003-10-23 Mccoy John Kevin Thermal shunts and method for dry storage of spent nuclear fuel
US7096600B2 (en) * 2002-12-13 2006-08-29 Holtec International, Inc. Forced gas flow canister dehydration
US20050135535A1 (en) * 2003-06-05 2005-06-23 Neutron Sciences, Inc. Neutron detector using neutron absorbing scintillating particulates in plastic
CN2637894Y (zh) * 2003-11-25 2004-09-01 李晓锋 闪光彩虹蜡烛
US20060039524A1 (en) * 2004-06-07 2006-02-23 Herbert Feinroth Multi-layered ceramic tube for fuel containment barrier and other applications in nuclear and fossil power plants
US20060018422A1 (en) * 2004-07-20 2006-01-26 Mayer John A Nuclear fuel assembly end cap arrangement
JP4516085B2 (ja) * 2007-02-28 2010-08-04 株式会社日立製作所 軽水炉
US7773717B2 (en) * 2007-02-28 2010-08-10 General Electric Company Systems for aligning and handling fuel rods within a nuclear fuel bundle

Patent Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS6243539A (ja) * 1985-08-16 1987-02-25 ウエスチングハウス エレクトリック コ−ポレ−ション 核燃料棒の水分含有量測定方法及び装置
JPH07218686A (ja) * 1994-02-04 1995-08-18 Ishikawajima Harima Heavy Ind Co Ltd 使用済燃料体のキャニスタへの装荷方法および装置
JPH0980196A (ja) * 1995-09-11 1997-03-28 Ishikawajima Harima Heavy Ind Co Ltd 使用済燃料の収納方法及びその容器
JP2002156488A (ja) * 2000-11-21 2002-05-31 Hitachi Ltd 容器の乾燥方法及びその乾燥装置
JP2002243888A (ja) * 2001-02-14 2002-08-28 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 放射性物質の封入方法および冷却装置
JP2002277585A (ja) * 2001-03-14 2002-09-25 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 金属製密閉容器と金属製密閉容器の乾燥方法

Cited By (16)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US9761338B2 (en) 2005-06-06 2017-09-12 Holtec International, Inc. Method and apparatus for preparing spent nuclear fuel for dry storage
US10535439B2 (en) 2005-06-06 2020-01-14 Holtec International Method for preparing spent nuclear fuel for dry storage
US11217353B2 (en) 2005-06-06 2022-01-04 Holtec International Method of preparing spent nuclear fuel for dry storage
JP4746095B2 (ja) * 2005-06-06 2011-08-10 ホルテック・インターナショナル・インコーポレーテッド 露点温度測定に基づいてハイレベル廃棄物を乾燥させる方法およびシステム
US8266823B2 (en) 2005-06-06 2012-09-18 Holtec International, Inc. Method and apparatus for dehydrating high level waste based on dew point temperature measurements
US8737559B2 (en) 2005-06-06 2014-05-27 Holtec International Method and apparatus for preparing spent nuclear fuel for dry storage
JP2009501899A (ja) * 2005-06-06 2009-01-22 ホルテック・インターナショナル・インコーポレーテッド 露点温度測定に基づいてハイレベル廃棄物を乾燥させる方法および装置
JP2007085811A (ja) * 2005-09-21 2007-04-05 Kobe Steel Ltd 放射性廃棄物の処分方法、及び、放射性廃棄物の処分用容器構造
US8561318B2 (en) 2007-12-21 2013-10-22 Holtec International, Inc. System and method for preparing a container loaded with wet radioactive elements for dry storage
US10229764B2 (en) 2007-12-21 2019-03-12 Holtec International, Inc. System and method for preparing a container loaded with wet radioactive elements for dry storage
US9165690B2 (en) 2007-12-21 2015-10-20 Holtec International System and method for preparing a container loaded with wet radioactive elements for dry storage
US10839969B2 (en) 2007-12-21 2020-11-17 Holtec International, Inc. System and method for preparing a container loaded with wet radioactive elements for dry storage
US11742102B2 (en) 2007-12-21 2023-08-29 Holtec International System and method for preparing a container loaded with wet radioactive elements for dry storage
JP2009156625A (ja) * 2007-12-25 2009-07-16 Kobe Steel Ltd 放射性固体廃棄物の乾燥工程における残留水分測定方法および残留水分測定装置が設けられた放射性固体廃棄物の乾燥処理装置
JP2020176936A (ja) * 2019-04-19 2020-10-29 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 乾燥装置及び処理システム
JP7181150B2 (ja) 2019-04-19 2022-11-30 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 乾燥装置及び処理システム

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