JP2014066612A - 核燃料貯蔵プールにおける燃料の配置方法 - Google Patents

Abstract

【課題】核燃料貯蔵プールにおける燃料の配置方法において、核燃料貯蔵プールにおける耐久性の向上を可能とする。
【解決手段】予め設定された下限値を超える放射線量を有する燃料（燃料集合体）を損傷部Ｄが補修された補修層４１から予め設定された所定距離を越えて離間して配置し、下限値以下の放射線量を有する燃料（燃料集合体）を補修層４１の近傍に配置する。
【選択図】図１

Description

本発明は、複数の核燃料の集合体である燃料集合体を一時的に貯蔵する核燃料貯蔵プールにおいて、燃料の配置方法に関するものである。

原子力発電プラントに使用される原子炉として、加圧水型原子炉や沸騰水型原子炉などがある。このような原子炉では、内部に多数の燃料集合体（核燃料）を配置すると共に、軽水を原子炉冷却材及び中性子減速材として使用し、核燃料が核分裂することで発生した熱により軽水を加熱し、この加熱された軽水（蒸気）により発電を行っている。

このような原子炉では、新たに使用する未使用の燃料集合体（燃料棒）や既に使用された使用済の燃料集合体（燃料棒）を一時的に貯蔵する燃料プールが原子炉建屋に設けられている。この燃料プールは、内部に核燃料貯蔵ラックが設置されており、多数の未使用の燃料集合体や使用済の燃料集合体を立てた状態で支持されている。このような核燃料貯蔵ラックは、一般的に、複数の隔壁を格子状に組み合わせることで複数のセルを形成し、この各セル内に燃料集合体を挿入して支持している。そして、燃料プールは、内部で使用済燃料集合体の崩壊熱を除去すると共に、放射線を遮へいするために水が満たされている。

このような燃料プールは、コンクリートにより形成された貯水槽の内面にステンレス鋼板により形成されたライニングが敷設されて構成されている。ところが、このステンレス鋼板製のライニングは、多数の溶接部が存在することから、長期の使用によりこの溶接部に割れが発生するおそれがある。そして、ライニングに割れが発生したときには、漏水を防止するために、その割れを補修する必要がある。燃料プールの補修方法としては、例えば、下記特許文献に記載されたものがある。特許文献１に記載された流体収容装置の内面の補修方法は、補修すべき箇所に薄板を接着剤により接着するものである。また、特許文献２に記載されたピットの補修方法は、既設のライニング材をライニングパネルにより覆うように取付けるものである。

特公平０７−０４００７５号公報 特開２００４−１５４８３８号公報

上述した燃料プールは、上述したように、コンクリート製の貯水槽の内面にステンレス鋼板製のライニングが敷設されて構成されており、このステンレス鋼板製のライニングに割れが発生しやすい。そして、このライニングに発生して割れなどの損傷箇所を補修するが、この補修箇所が燃料から照射される放射線により劣化してしまうおそれがあり、耐久性が不十分となる。

本発明は上述した課題を解決するものであり、核燃料貯蔵プールにおける耐久性の向上を可能とする核燃料貯蔵プールにおける燃料の配置方法を提供することを目的とする。

上記の目的を達成するための本発明の核燃料貯蔵プールにおける燃料の配置方法は、内部に貯留される冷却水に核燃料を浸漬して貯蔵可能な核燃料貯蔵プールにおいて、予め設定された下限値を超える放射線量を有する前記核燃料を補修部から予め設定された所定距離を越えて配置する、ことを特徴とするものである。

従って、下限値を超える放射線量を有する核燃料を補修部から所定距離を越えて離間して配置することで、核燃料から放射される放射線の影響により補修部が劣化することが抑制され、核燃料貯蔵プールにおける耐久性を向上することができる。

本発明の核燃料貯蔵プールにおける燃料の配置方法では、前記下限値以下の放射線量を有する前記核燃料を前記補修部から前記所定距離以内に配置することを特徴としている。

従って、下限値以下の放射線量を有する核燃料を補修部に接近して配置することで、核燃料から放射される放射線の影響により補修部が劣化することを抑制することができる。

本発明の核燃料貯蔵プールにおける燃料の配置方法では、使用後から予め設定された所定期間を経過した前記核燃料を前記補修部から前記所定距離以内に配置することを特徴としている。

従って、所定期間を経過した使用済の核燃料は、放射線量が低いことからこの核燃料を補修部に接近して配置することで、核燃料から放射される放射線の影響により補修部が劣化することを抑制することができると共に、核燃料を効率的に配置して核燃料貯蔵プール内のスペースを有効的に使用することができる。

本発明の核燃料貯蔵プールにおける燃料の配置方法では、前記核燃料貯蔵プール内に複数の核燃料貯蔵ラックが設置され、前記下限値を超える放射線量を有する前記核燃料を前記補修部に隣接しない前記核燃料貯蔵ラックに支持することを特徴としている。

従って、下限値を超える放射線量を有する核燃料を補修部から離間した核燃料貯蔵ラックに支持することで、核燃料の移動を効率的に行うことができると共に、核燃料から放射される放射線の影響により補修部が劣化することを抑制することができる。

また、本発明の核燃料貯蔵プールにおける燃料の移動配置では、内部に貯留される冷却水に核燃料を浸漬して貯蔵可能な核燃料貯蔵プールにおいて、前記核燃料貯蔵プールにおける損傷部を検出する工程と、前記損傷部の近傍に位置する前記核燃料を前記損傷部から離間する位置に移動する工程と、前記損傷部を補修する工程と、予め設定された下限値以下の放射線量を有する前記核燃料を前記損傷部が補修された補修部の近傍に移動する工程と、を有することを特徴とするものである。

従って、核燃料貯蔵プールの損傷部が検出されたら、この損傷部の近傍に位置する核燃料を離間する位置に移動してから損傷部を補修し、補修後に、下限値以下の放射線量を有する核燃料を補修部の近傍に移動することで、下限値を超える放射線量を有する核燃料が補修部の近傍に配置されることはなく、核燃料から放射される放射線の影響により補修部が劣化することが抑制され、核燃料貯蔵プールにおける耐久性を向上することができる。

本発明の核燃料貯蔵プールにおける燃料の配置方法では、前記損傷部の近傍に位置する前記核燃料が前記下限値を超える放射線量を有するとき、この核燃料を前記損傷部から予め設定された所定距離を越える位置に移動することを特徴としている。

従って、核燃料貯蔵プールの損傷部が検出されたとき、この損傷部の近傍に位置する核燃料が下限値を超える放射線量を有する場合、この核燃料を損傷部から所定距離を越えて離間する位置に移動してから、損傷部を補修するため、補修後における核燃料の移動工程を簡素化することができる。

本発明の核燃料貯蔵プールにおける燃料の配置方法では、前記核燃料貯蔵プール内に複数の核燃料貯蔵ラックが設置され、前記損傷部の補修後、前記下限値以下の放射線量を有する前記核燃料を前記補修部に隣接する前記核燃料貯蔵ラックに支持し、前記下限値を超える放射線量を有する前記核燃料を前記補修部に隣接しない前記核燃料貯蔵ラックに支持することを特徴としている。

従って、損傷部の補修後、下限値以下の放射線量を有する核燃料を補修部の近くの核燃料貯蔵ラックに支持し、下限値を超える放射線量を有する核燃料を補修部から離間した核燃料貯蔵ラックに支持することで、核燃料から放射される放射線の影響により補修部が劣化することを抑制することができる。

本発明の核燃料貯蔵プールにおける燃料の配置方法では、前記損傷部に補修材を接着して補修部を形成し、前記補修部と前記核燃料との間に遮へい部材を設けることを特徴としている。

従って、ライニングの損傷部に対して補修材を接着して補修することで、損傷部を短時間で容易に補修することができ、補修部と核燃料との間に遮へい部材を設けることで、核燃料の放射線が補修部に直接照射されることがなく、補修部の耐久性を向上することができる。

本発明の核燃料貯蔵プールにおける燃料の配置方法によれば、下限値を超える放射線量を有する核燃料を補修部から所定距離を越えて配置するので、核燃料から放射される放射線の影響により補修部が劣化することが抑制され、核燃料貯蔵プールにおける耐久性を向上することができる。

図１は、本発明の一実施例に係る核燃料貯蔵プールの漏水検出方法を表す概略図である。 図２は、核燃料貯蔵プールの構造を表す断面図である。 図３は、核燃料貯蔵プールの補修方法を表す概略図である。 図４は、核燃料貯蔵プールの補修方法並びに燃料の配置方法を表すフローチャートである。 図５は、使用済核燃料の経過期間に対する放射線量を表すグラフである。 図６は、原子炉格納容器を表す概略図である。 図７は、核燃料貯蔵プールを表す概略図である。

以下に添付図面を参照して、本発明に係る核燃料貯蔵プールにおける燃料の配置方法の好適な実施例を詳細に説明する。なお、この実施例により本発明が限定されるものではなく、また、実施例が複数ある場合には、各実施例を組み合わせて構成するものも含むものである。

図１は、本発明の一実施例に係る核燃料貯蔵プールの漏水検出方法を表す概略図、図２は、核燃料貯蔵プールの構造を表す断面図、図３は、核燃料貯蔵プールの補修方法を表す概略図、図４は、核燃料貯蔵プールの補修方法並びに燃料の配置方法を表すフローチャート、図５は、使用済核燃料の経過期間に対する放射線量を表すグラフ、図６は、原子炉格納容器を表す概略図、図７は、核燃料貯蔵プールを表す概略図である。

核燃料貯蔵ラックは、原子力発電プラントの原子炉建屋に設けられる燃料プール（核燃料貯蔵プール）に設置されるものである。そして、原子力発電プラントは、加圧水型原子炉（ＰＷＲ：Pressurized Water Reactor）や沸騰水型原子炉（ＢＷＲ：Boiling Water Reactor）の原子炉が設けられている。加圧水型原子炉は、軽水を原子炉冷却材及び中性子減速材として使用し、一次系全体にわたって沸騰しない高温高圧水とし、この高温高圧水を蒸気発生器に送って熱交換により蒸気を発生させ、この蒸気をタービン発電機へ送って発電するものである。一方、沸騰水型原子炉は、軽水を原子炉冷却材及び中性子減速材として使用し、この軽水を炉心で沸騰させて蒸気を発生させ、この蒸気を直接タービン発電機に送って発電するものである。

本実施例では、加圧水型原子炉を有する原子力発電プラントにおいて、原子炉建屋に設けられる燃料プールに核燃料貯蔵ラックが設置され、この核燃料貯蔵ラックに使用前または使用済の燃料集合体（燃料棒）が支持されたものについて説明する。なお、原子力発電プラントに限らず、核燃料再処理施設などに設けられた燃料プールに適用することもできる。

加圧水型原子炉を有する原子力発電プラントにおいて、図６に示すように、原子炉格納容器１１は、内部に加圧水型原子炉１２、蒸気発生器１３、加圧器１４などが収容されており、加圧水型原子炉１２と蒸気発生器１３は冷却水配管を介して連結され、一方の冷却水配管に加圧器１４が設けられ、他方の冷却水配管に冷却水ポンプが設けられている。従って、加圧水型原子炉１２にて、燃料として低濃縮ウランまたはＭＯＸにより一次冷却水として軽水が加熱され、高温の一次冷却水が加圧器１４により所定の高圧に維持された状態で冷却水配管を通して蒸気発生器１３に送られる。この蒸気発生器１３では、高圧高温の一次冷却水と二次冷却水との間で熱交換が行われ、冷やされた一次冷却水は冷却水配管を通して加圧水型原子炉１２に戻される。

原子炉格納容器１１は、隣接して燃料取扱建屋（原子炉建屋）１５が設置され、この燃料取扱建屋１５内に燃料プール１６が設けられており、この燃料プール１６の内部に核燃料貯蔵ラック１７が設置されている。この核燃料貯蔵ラック１７は、加圧水型原子炉１２で使用された使用済の燃料（燃料集合体）やこれから使用する使用前の燃料（燃料集合体）を一時的に貯蔵するものであり、この核燃料貯蔵ラック１７に貯蔵された燃料は、燃料プール１６に充填されて循環する冷却水に浸漬されて冷却可能となっている。

燃料プール１６は、図１及び図７に示すように、コンクリートにより形成された所定深さを有する貯水槽２１の内面にステンレス鋼板製のライニング２２が敷設されており、コンクリートの貯水槽２１により遮へい処理がなされ、ステンレス鋼板製のライニング２２により止水処理がなされ、その内側に冷却水が貯留されて構成されている。核燃料貯蔵ラック１７は、この燃料プール１６の床面に載置され、冷却水に浸漬可能となっている。この場合、核燃料貯蔵ラック１７は、複数が燃料プール１６の壁面から所定距離をあけて載置されると共に、互いに所定隙間をあけて載置されている。

核燃料貯蔵ラック１７は、底付の四角筒形状をなし、上方が開口しており、内部に複数の四角管が均等間隔で配置され、溶接により固定されることで、燃料（燃料集合体）１８を鉛直方向に沿って上方から挿入可能な複数のセルが形成されている。このセルは、隣接するもの同士が連通するように図示しない連通孔が形成されており、各セル間で冷却水の流通が可能となっている。なお、核燃料貯蔵ラック１７は、この構成に限定されるものではなく、枠体の内部に格子状をなす支持壁を設けたものであってもよく、また、自立式に限らず、燃料プール１６の壁面に支持するようにしたものでもよい。

このように構成された燃料プール１６は、長期間の使用により、ステンレス鋼板製のライニング２２に割れが発生することがあり、この割れが発生したときには、冷却水の漏洩が発生するだけでなく、放射線が漏洩するおそれがあることから、割れなどの損傷部を検出して補修する必要がある。

燃料プール１６は、図１及び図２に示すように、貯水槽２１の内面とライニング２２との間、つまり、貯水槽２１の内面に格子状をなす複数の溝部３１が設けられている。この溝部３１は、例えば、ライニング２２同士を溶接により連結する連結部（溶接部）２２ａの両側に設けられるものであり、所定間隔で複数設けられている。そして、貯水槽２１は、内面に設けられた複数の金具２１ａを介してライニング２２が敷設されており、貯水槽２１の内面とライニング２２との間に空間部Ｓが設けられている。この場合、この格子状の溝部３１は、燃料プール１６における貯水槽２１の底面や各壁面に形成されており、各溝部３１は、全てが連通するように形成されている。なお、溝部３１を貯水槽２１の底面だけで連通させたり、壁面だけで連通させたり、所定の領域だけ連通するように形成してもよい。

各溝部３１は、１つの連結配管３２の一端部が連結され、この連結配管３２は、他端部が分岐して第１分岐配管３３が接続され、この第１分岐配管３３は、開閉弁３４と冷却水検出器３５が接続されている。従って、燃料プール１６の長期間の使用により、ライニング２２やその連結部２２ａに割れ（損傷部）が発生すると、この割れから冷却水が漏れ、貯水槽２１とライニング２２との間、つまり、各溝部３１に流出する。すると、各溝部３１に流出した冷却水は、連結配管３２から第１分岐配管３３を通して冷却水検出器３５に流れることとなり、冷却水検出器３５が冷却水を検出することで、ライニング２２からの漏水、つまり、ライニング２２の損傷を検出することができる。なお、各溝部３１に流出した冷却水が連結配管３２から第１分岐配管３３を通して冷却水検出器３５に流れるように、溝部３１と連結配管３２と第１分岐配管３３の勾配を設定しておく。また、通常は、開閉弁３４を開放状態としておく。

このように燃料プール１６におけるライニング２２の損傷部が検出されたとき、本実施例では、貯水槽２１の内面とライニング２２との間にエア（ガス）を供給し、ライニング２２におけるエアの漏洩位置からライニング２２の損傷部を特定し、ライニング２２の損傷部を補修するようにしている。

即ち、連結配管３２は、他端部が分岐して第２分岐配管３６が接続され、この第２分岐配管３６は、開閉弁３７と供給ポンプ３８とエアタンク３９が接続されている。この場合、供給ポンプ３８とエアタンク３９に代えて、圧縮エアタンクとしてもよい。即ち、第２分岐配管３６にエアを供給することができる構成であればよい。なお、エアに代えて不活性ガスとしてもよい。

従って、冷却水検出器３５が冷却水を検出することで、ライニング２２からの漏水、ライニング２２の損傷を検出したら、開閉弁３４を閉止する一方、開閉弁３７を開放して供給ポンプ３８を作動し、エアタンク３９内のエアを第２分岐配管３６から連結配管３２を通して溝部３１、つまり、貯水槽２１とライニング２２との空間部Ｓに供給する。すると、ライニング２２における損傷部からエア泡が発生することから、冷却水に発生するエア泡の発生位置からライニング２２の損傷部を特定する。そして、ライニング２２におけるエア泡の発生位置からライニング２２の損傷部の領域が特定されたら、非破壊検査により損傷箇所を特定する。

このライニング２２における損傷部を補修する補修方法としては、例えば、損傷部に対して補修材を接着して補修する方法がある。

ライニング２２における損傷部に対して補修材を接着して補修する方法において、図３に示すように、ライニング２２に損傷部Ｄが検出されると、この損傷部Ｄの表面にエポキシ樹脂製の接着剤を塗布することで、ライニング２２（損傷部Ｄ）の表面にエポキシ系の補修層（補修部）４１を形成する。そして、このライニング２２における補修済の損傷部Ｄ、つまり、補修層４１と核燃料貯蔵ラック１７との間に遮へい板（遮へい部材）４２を配置し、吊具４３により支持する。従って、ライニング２２の損傷部Ｄがエポキシ系の補修層４１により補修されて止水されると共に、この補修層４１が遮へい板４２により核燃料貯蔵ラック１７の燃料から照射される放射線から保護される。

そして、本実施例の核燃料貯蔵プールにおける燃料の配置方法では、燃料プール１６におけるライニング２２の損傷部Ｄの補修を行うとき、既に燃料プール１６の核燃料貯蔵ラック１７に支持されている燃料１８のうち、予め設定された下限値を超える放射線量を有する燃料１８を損傷部Ｄ（補修部４１）から予め設定された所定距離を越えて移動して配置するようにしている。

また、下限値以下の放射線量を有する燃料１８を損傷部Ｄ（補修部４１）から所定距離以内に配置するようにしている。例えば、使用後から予め設定された所定期間を経過して放射線量が低下した燃料１８を損傷部Ｄ（補修部４１）の近傍に配置し、使用後から所定期間を経過しておらず放射線量が高い燃料１８を損傷部Ｄ（補修部４１）から離間して配置する。この場合、下限値以下の放射線量を有する燃料１８を損傷部Ｄ（補修部４１）に隣接した核燃料貯蔵ラック１７に支持し、下限値を超える放射線量を有する燃料１８を損傷部Ｄ（補修部４１）に隣接せずに離れた核燃料貯蔵ラック１７に支持する。

ここで、本実施例の核燃料貯蔵プールの補修方法、並びに、燃料の配置方法について、図４のフローチャートを用いて詳細に説明する。

図１に示すように、燃料プール１６にて、複数連通する溝部３１は、連結配管３２及び第１分岐配管３３を介して冷却水検出器３５が接続されており、通常、開閉弁３４が開放されている。図１及び図４に示すように、ステップＳ１１にて、冷却水検出器３５がライニング２２からの漏水を検出しており、ライニング２２からの漏水がなければ（Ｎｏ）、この状態が維持される。一方、冷却水検出器３５がライニング２２からの漏水を検出する（Ｙｅｓ）と、ステップＳ１２にて、開閉弁３４を閉止する一方、開閉弁３７を開放し、供給ポンプ３８を作動してエアを第２分岐配管３６から連結配管３２を通して溝部３１、つまり、貯水槽２１とライニング２２との空間部Ｓに供給する。ステップＳ１３にて、この空間部Ｓにエアが供給されると、ライニング２２における損傷部Ｄから冷却水中にエア泡が発生することから、このエア泡の発生位置に基づいてライニング２２の損傷部Ｄの領域を特定する。

ライニング２２における損傷部Ｄの領域が特定されたら、この損傷部Ｄを補修するために、ステップＳ１４にて、燃料プール１６の核燃料貯蔵ラック１７に支持されている燃料（燃料集合体）１８のうち、損傷部Ｄの領域近傍に位置する燃料１８を別の核燃料貯蔵ラック１７に移動すると共に、ステップＳ１５にて、損傷部Ｄの領域近傍に位置する核燃料貯蔵ラック１７を別の位置や別の燃料プール１６に移動する。

即ち、損傷部Ｄの近傍に位置する燃料１８が、予め設定された下限値を越える放射線量を有する燃料１８であるとき、この燃料１８を損傷部Ｄから予め設定された所定距離を越えて移動して配置する。具体的に、損傷部Ｄに隣接する核燃料貯蔵ラック１７ａに支持されている燃料１８が、下限値を越える放射線量を有する燃料１８であるとき、この燃料１８を損傷部Ｄに隣接していない核燃料貯蔵ラック１７ｂ，１７ｃに移動して配置する。この場合、下限値を越える放射線量を有する燃料１８を損傷部Ｄからできるだけ離れた核燃料貯蔵ラック１７ｃに移動することが望ましい。

なお、損傷部Ｄに隣接する核燃料貯蔵ラック１７ａに支持されている燃料１８を損傷部Ｄに隣接していない核燃料貯蔵ラック１７ｂ，１７ｃに移動して配置するだけでなく、損傷部４１に隣接する核燃料貯蔵ラック１７ａにて、損傷部Ｄに隣接していないセル１７に移動するようにしてもよい。また、損傷部Ｄに隣接する核燃料貯蔵ラック１７ａに燃料１８が支持されていなければ、燃料１８の移動を行う必要はない。また、損傷部Ｄに隣接する核燃料貯蔵ラック１７ａを別の位置や別の燃料プール１６に移動する場合、損傷部Ｄを補修するにあたり、補修作業に支障をきたすときだけ核燃料貯蔵ラック１７ａを移動し、補修作業に支障をきたさないときには核燃料貯蔵ラック１７ａを移動する必要はない。

そして、ステップＳ１６にて、漏水が検出されたライニング２２における損傷部Ｄの所定領域に対して非破壊検査により損傷箇所を特定する。この非破壊検査としては、目視試験（ＶＴ：Ｖｉｓｕａｌ Ｔｅｓｔｉｎｇ）や渦電流探傷試験（ＥＴ：Ｅｄｄｙ Ｃｕｒｒｅｎｔ Ｔｅｓｔｉｎｇ）などの手法を用いるのが好ましい。そして、非破壊検査によりライニング２２における損傷部Ｄの箇所が特定されたら、ステップＳ１７にて、前述したように、損傷部Ｄに対して補修材を接着することで、補修層４１を形成する。

損傷部Ｄが補修層４１により補修されたら、ステップＳ１８にて、移動した核燃料貯蔵ラック１７を燃料プール１６に戻し、ステップＳ１９にて、移動した燃料（燃料集合体）１８を核燃料貯蔵ラック１７に戻す。このとき、移動した燃料１８や核燃料貯蔵ラック１７がなければ、この作業を行う必要はない。

移動した燃料１８を核燃料貯蔵ラック１７に戻すとき、使用後から予め設定された所定期間を経過して放射線量が低下した燃料１８を補修部４１の近傍に移動し、使用後から所定期間を経過しておらず放射線量が高い燃料１８を補修部４１から離間した位置に移動する。具体的に、下限値以下の放射線量を有する燃料１８を補修部４１に隣接した核燃料貯蔵ラック１７ａに支持し、下限値を超える放射線量を有する燃料１８を補修部４１に隣接せずに離れた核燃料貯蔵ラック１７ｃに移動する。この場合、未使用の燃料１８を補修部４１の近傍に移動してもよい。

使用済の燃料１８は、放射性物質から構成されるものであることから、時間（半減期）を経過すると、放射線量が減少していく。即ち、図５に示すように、使用済の燃料１８は、期間の経過と共に放射線量が減少し、所定期間（例えば、半減期）Ｔｓを過ぎると、放射線量が下限値Ｒｓまで低下して一定値となる。前述した下限値とは、この下限値Ｒｓであり、前述した所定期間とは、この所定期間Ｔｓである。また、前述した所定距離とは、例えば、補修部４１に隣接していない核燃料貯蔵ラック１７ｃまでの距離である。

このように本実施例の核燃料貯蔵プールにおける燃料の配置方法にあっては、予め設定された下限値を超える放射線量を有する燃料（燃料集合体）１８を、損傷部Ｄが補修された補修層４１から予め設定された所定距離を越えて離間して配置するようにしている。

従って、下限値を超える放射線量を有する燃料１８を補修層４１から所定距離を越えて離間して配置することで、燃料１８から放射される放射線の影響により補修層４１が劣化することが抑制され、燃料プール１６における耐久性を向上することができる。

本実施例の核燃料貯蔵プールにおける燃料の配置方法では、下限値以下の放射線量を有する燃料１８を補修部４１から所定距離以内に配置するようにしている。従って、燃料１８から放射される放射線の影響により補修部４１が劣化することを抑制することができる。

本実施例の核燃料貯蔵プールにおける燃料の配置方法では、使用後から予め設定された所定期間を経過した燃料１８を補修部４１から所定距離以内に配置するようにしている。従って、所定期間を経過した使用済の燃料１８は、放射線量が低いことからこの燃料１８を補修部４１に接近して配置することで、燃料１８から放射される放射線の影響により補修部４１が劣化することを抑制することができると共に、燃料１８を効率的に配置して燃料プール１６内のスペースを有効的に使用することができる。

本実施例の核燃料貯蔵プールにおける燃料の配置方法では、燃料プール１６内に複数の核燃料貯蔵ラック１７を設置し、下限値を超える放射線量を有する燃料１８を補修部４１に隣接しない核燃料貯蔵ラック１７に支持するようにしている。燃料１８の移動を効率的に行うことができると共に、燃料１８から放射される放射線の影響により補修部４１が劣化することを抑制することができる。

また、本実施例の核燃料貯蔵プールにおける燃料の配置方法にあっては、燃料プール１６における損傷部Ｄを検出する工程と、損傷部Ｄの近傍に位置する燃料１８を損傷部Ｄから離間する位置に移動する工程と、損傷部Ｄを補修する工程と、予め設定された下限値以下の放射線量を有する燃料１８を損傷部Ｄが補修された補修層４１の近傍に移動する工程と、を有している。

従って、燃料プール１８の損傷部Ｄが検出されたら、この損傷部Ｄの近傍に位置する燃料１８を離間する位置に移動してから損傷部Ｄを補修し、補修後に、下限値以下の放射線量を有する燃料１８を補修部４１の近傍に移動することで、下限値を超える放射線量を有する燃料１８が補修部４１の近傍に配置されることはなく、燃料１８から放射される放射線の影響により補修部４１が劣化することが抑制され、燃料プール１６における耐久性を向上することができる。

本実施例の核燃料貯蔵プールの補修方法では、ライニング２２の損傷部Ｄに補修材を接着して補修層４１を形成し、この補修部４１と核燃料貯蔵ラック１７との間に遮へい板４２を設けている。従って、損傷部Ｄを短時間で容易に補修することができ、また、補修層４１（損傷部Ｄ）と核燃料貯蔵ラック１７との間に遮へい板４２を設けることで、核燃料貯蔵ラック１７に支持された燃料の放射線が補修層４１（損傷部Ｄ）に直接照射されることがなく、補修層４１の耐久性を向上することができる。

なお、本発明の核燃料貯蔵プールにおける燃料の配置方法は、上述した実施例で説明したライニング２２における損傷部の検出方法、ライニング２２における損傷部の補修方法に限定するものではなく、直接非破壊検査によりライニング２２の損傷部を検出してもよく、また、補修板を損傷部に固定してもよい。また、上述した実施例では、燃料プール１６ライニング２２の壁部に損傷部があった場合について説明したが、底部にあった場合でも同様に補修することができ、この場合、損傷部の上に遮へい板を載置して補修することとしてもよい。

また、本発明の核燃料貯蔵プールにおける燃料の配置方法は、上述した実施例で説明した燃料プール１６や核燃料貯蔵ラック１７の構成に限定されるものではなく、核燃料を冷却水に浸漬した状態で冷却、貯蔵することができれば、どのような構成であってもよい。

１１ 原子炉格納容器
１２ 加圧水型原子炉
１３ 蒸気発生器
１６ 燃料プール（核燃料貯蔵プール）
１７ 核燃料貯蔵ラック
１８ 燃料（燃料集合体）
２１ 貯水槽
２２ ライニング
３１ 溝部
３２ 連結配管
３３，３６ 分岐配管
３４，３７ 開閉弁
３５ 冷却水検出器
３８ 供給ポンプ
３９ エアタンク
４１ 補修層（補修部）
Ｄ 損傷部

Claims (8)

1. 内部に貯留される冷却水に核燃料を浸漬して貯蔵可能な核燃料貯蔵プールにおいて、
   予め設定された下限値を超える放射線量を有する前記核燃料を補修部から予め設定された所定距離を越えて配置する、
   ことを特徴とする核燃料貯蔵プールにおける燃料の配置方法。
2. 前記下限値以下の放射線量を有する前記核燃料を前記補修部から前記所定距離以内に配置することを特徴とする請求項１に記載の核燃料貯蔵プールにおける燃料の配置方法。
3. 使用後から予め設定された所定期間を経過した前記核燃料を前記補修部から前記所定距離以内に配置することを特徴とする請求項１または２に記載の核燃料貯蔵プールにおける燃料の配置方法。
4. 前記核燃料貯蔵プール内に複数の核燃料貯蔵ラックが設置され、前記下限値を超える放射線量を有する前記核燃料を前記補修部に隣接しない前記核燃料貯蔵ラックに支持することを特徴とする請求項１から３のいずれか一つに記載の核燃料貯蔵プールにおける燃料の配置方法。
5. 内部に貯留される冷却水に核燃料を浸漬して貯蔵可能な核燃料貯蔵プールにおいて、
   前記核燃料貯蔵プールにおける損傷部を検出する工程と、
   前記損傷部の近傍に位置する前記核燃料を前記損傷部から離間する位置に移動する工程と、
   前記損傷部を補修する工程と、
   予め設定された下限値以下の放射線量を有する前記核燃料を前記損傷部が補修された補修部の近傍に移動する工程と、
   を有することを特徴とする核燃料貯蔵プールにおける燃料の配置方法。
6. 前記損傷部の近傍に位置する前記核燃料が前記下限値を超える放射線量を有するとき、この核燃料を前記損傷部から予め設定された所定距離を越える位置に移動することを特徴とする請求項５に記載の核燃料貯蔵プールにおける燃料の配置方法。
7. 前記核燃料貯蔵プール内に複数の核燃料貯蔵ラックが設置され、前記損傷部の補修後、前記下限値以下の放射線量を有する前記核燃料を前記補修部に隣接する前記核燃料貯蔵ラックに支持し、前記下限値を超える放射線量を有する前記核燃料を前記補修部に隣接しない前記核燃料貯蔵ラックに支持することを特徴とする請求項５または６に記載の核燃料貯蔵プールにおける燃料の配置方法。
8. 前記損傷部に補修材を接着して補修部を形成し、前記補修部と前記核燃料との間に遮へい部材を設けることを特徴とする請求項６に記載の核燃料貯蔵プールの配置方法。
   

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