JP2016023932A - 未使用核燃料の処理システム及び未使用核燃料の処理方法 - Google Patents

Abstract

【課題】原子炉施設の使用済燃料プールに使用済核燃料集合体と共に貯蔵されている未使用核燃料集合体を、効率よく安全に解体及び除染することにより、原子炉施設から搬出した後、核燃料を低コストで再利用することのできる未使用核燃料の処理システム及び未使用核燃料の処理方法を提供する。【解決手段】未使用核燃料集合体を装荷し、前記未使用核燃料集合体の姿勢変更を補助する燃料保持架台３０１を含むと共に、前記未使用核燃料集合体を解体及び除染するのに用いる作業台５００を有する未使用核燃料の処理システム、及び未使用核燃料集合体を装荷した燃料保持架台３０１を、鉛直状態から水平状態に姿勢を変更する姿勢変更工程、前記未使用核燃料集合体から燃料棒を引き抜く解体工程、及び前記燃料棒の表面を除染する除染工程を有する未使用核燃料の処理方法。【選択図】図８

Description

この発明は、未使用核燃料の処理システム及び未使用核燃料の処理方法に関し、特に、原子炉施設の使用済燃料プールに使用済核燃料集合体と共に貯蔵されている未使用核燃料の処理システム及び未使用核燃料の処理方法に関する。

原子炉の燃料としてはウランが主に使用されている。天然ウランに含まれる核分裂性のウラン２３５はわずか０．７％であり、残りの９９%以上が核分裂を起こし難いウラン２３８である。

天然ウランに含有されるウラン２３５はわずかであるので、原子核に中性子を照射しても核分裂の連鎖反応が持続しない。したがって、世界で最も普及している軽水炉では、ウラン２３５の核分裂の連鎖反応を持続させるために、ウラン２３５の濃度を３〜５％まで高めた低濃縮ウランが使用され、また、ウラン２３５の核分裂で生成した中性子が原子核と反応し易くなるように、中性子の速度を減速させる減速材が使用されている。軽水炉では、この減速材として軽水が使用される。

低濃縮ウランを軽水炉で燃やすと、ウラン２３５が徐々に核分裂を起こしてエネルギーを出すのと同時に、核分裂の連鎖反応にほとんど寄与しないウラン２３８の一部がプルトニウム２３９に変化し、このプルトニウム２３９がウラン２３５と同様に核分裂を起こしてエネルギーを出す。

このようにしてウランの核分裂によってエネルギーが作り出されるが、実際に利用されるエネルギーは、天然ウランの潜在的なエネルギーの１％にも満たない。軽水炉で３〜４年間ウラン燃料が燃やされた後の使用済核燃料集合体には、ウラン２３５及びプルトニウム２３９がそれぞれ約１％残っているので、これらを使用済核燃料集合体から取り出して新たに核燃料として使用することができれば限りあるウラン資源の有効活用に繋がり、ウランの枯渇を先延ばしすることができる。こうした考えに基づいて軽水炉の核燃料サイクルの確立が進められている（図１参照）。

図１に示すように、原子力発電所で生じた使用済核燃料集合体は、核燃料として再利用するために、直接又は使用済燃料中間貯蔵施設を介して再処理工場へ輸送される。

再処理工場では、被覆管に燃料ペレットが収容された形態である燃料棒を細かくせん断し、これを溶解槽に入れて、被覆管に収容されていた燃料ペレットを硝酸で溶かし出し、被覆管等を取り除く。ここに、溶媒を加え、化学処理により核分裂生成物を分離し、さらにプルトニウムとウランとを分離する。

別々に取り出されたプルトニウムとウランとは精製装置で不純物が取り除かれ、硝酸成分を除く処理をした後に、再利用のための燃料原料製品として、一部のウラン燃料は転換加工施設へ、プルトニウム燃料と一部のウラン燃料とは混合されてＭＯＸ燃料加工施設へと輸送される。

転換加工施設へ輸送されたウラン燃料は、図１に示す核燃料サイクルに従ってウラン燃料が製造され、原子力発電所で再利用される。ＭＯＸ燃料加工施設で製造されたＭＯＸ燃料もまた原子力発電所へ輸送されて、核燃料全体の３分の１程度の割合で原子炉に装填されて、再利用される。

ところで、原子力発電所等の原子炉施設で使用される核燃料は、一定の条件におかれると放射性物質が生じ、この放射性物質により環境汚染及び人体への被曝が生じるおそれがある。そのため、原子力事業者の安全に対する技術及び意識の向上への取り組みはもちろんのこと、原子力に関する国による厳重な管理がなされている。その最も基本的な法律として「原子力基本法」がある。ここでは原子力の研究、開発、及び利用を安全の確保を旨として推進すること、原子力規制委員会等の原子力を規制する組織を設置すること、原子炉の建設、核燃料物質の使用等を行うにあたり政府の規制に従わなければならないこと等を定めている。原子力に関する法律としては、この他にも核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（略称「原子炉等規制法」）、「放射線障害防止法」、及び「原子力災害対策特別措置法」等があり、いくつもの法令に基づいて原子力に関する安全規制が行われている。

これらの法令のうち、例えば「原子炉等規制法」及びこれに基づく規則では、核燃料物質及び核燃料物質によって汚染された物の運搬に関して、原子力規制委員会規則で定める技術上の基準に従って保安のために必要な措置を講じなければならないことを定め、運搬に使用する容器について、予め原子力規制委員会の承認を受けること等を定めている。また、原子炉施設内にある設備の設置場所を変更する場合にも変更の許可の申請が必要であり、原子炉施設内で行われる作業については作業計画書等を提出して認可を得なければならない等、細部にわたって国による管理が行われている。

また、原子力発電所のような原子力の平和的利用においても、核物質及び技術の流用による核兵器保有国の増加防止（核拡散）、及び核物質の盗取防止（核物質防護）という点から、国際的に規制及び監視がなされている。すなわち、原子力発電所で核分裂性物質として使用されているウラン２３５及びプルトニウム２３９は、いずれもさらに処理をすることにより核兵器を製造することのできる核種であるので、このような核種を隠し持ってひそかに核兵器を製造しないように、また、このような核種やその製造技術が盗まれたりすることのないように、国際原子力機関（ＩＡＥＡ）により規制され、また、頻繁に査察が行われている。

例えば、原子力施設に存在する核物質の在庫量は、原子炉の運転、処理の実施、自然崩壊、核施設間の移動等で変動するが、これに伴う核物質の在庫量の増減は施設管理者により計量管理されることになっている。また、国が保有する核物質の在庫量及び原子力施設に関する情報をＩＡＥＡに逐次報告し、その報告の真偽がＩＡＥＡの査察官によって確認される。また、原子力発電所で生じた使用済核燃料集合体を再処理工場に輸送する際には、ＩＡＥＡが定めた放射性物質安全輸送規則に基づく技術基準を満たしていることが国により厳しくチェックされる。

このように、安全面及び核兵器への転用の防止の観点から、原子力に関しては厳重な管理がなされているので、原子力事業者は原子力に関する法令を順守することに注力している。

ところで、原子炉施設の使用済燃料プールには、使用済核燃料集合体と共に未使用核燃料集合体も貯蔵されていることがある。使用済燃料プールは、使用済核燃料集合体が貯蔵されているため、使用済核燃料集合体に生成・付着している放射性のクラッドが剥離し水中に浮遊している。この放射性のクラッドが未使用核燃料集合体に付着している。そのため、原子力発電所の廃止措置等で未使用核燃料集合体を使用済燃料プールから取り出す場合には、未使用核燃料集合体であっても、使用済核燃料集合体と同様に、放射性物質で汚染された物質として取り扱う必要があり、原子力に関するいくつもの法令に基づいて規制及び管理がなされる。

したがって、放射性のクラッドが付着している未使用核燃料集合体は、使用済核燃料集合体と区別することなく、図１に示す軽水炉の核燃料サイクルに従って再処理工場へ輸送する、すなわち未使用核燃料集合体を使用済核燃料集合体と同様に取り扱って再処理工場に輸送すると考えるのが通常である。しかしながら、本発明の発明者らは、未使用核燃料集合体を、再処理工場へ輸送するのではなく、図１の黒矢印で示すように加工施設に輸送すれば、化学処理を経ることなく再利用できるので、低コストで未使用核燃料を再利用できると考えた。

未使用核燃料集合体は、使用済燃料プールの中に含まれていたクラッド等の放射性物質が付着し、汚染されている。したがって、未使用核燃料集合体に収容されている核燃料を加工施設に輸送する際には、放射性物質により環境の汚染及び人体への被曝が生じないようにしなければならない。

この発明の課題は、原子炉施設の使用済燃料プールに使用済核燃料集合体と共に貯蔵されている未使用核燃料集合体を、効率よく、安全に解体及び除染することにより、原子炉施設から搬出した後、核燃料を低コストで再利用することのできる未使用核燃料の処理システム及び未使用核燃料の処理方法を提供することである。

前記課題を解決するための手段は、
（１）原子炉施設の使用済燃料プールに使用済核燃料集合体と共に貯蔵されている未使用核燃料集合体を装荷し、前記未使用核燃料集合体の姿勢変更を補助する燃料保持架台を含むと共に、前記未使用核燃料集合体を解体及び除染するのに用いる作業台を有する未使用核燃料の処理システムである。

前記（１）の好ましい手段は、以下の通りである。
（２）前記作業台は、前記燃料保持架台を水平状態で自身の上に着脱可能に固定することのできる燃料保持架台受座を有する前記（１）に記載の未使用核燃料の処理システム。
（３）前記燃料保持架台受座は、その高さが１ｍより低い前記（２）に記載の未使用核燃料の処理システム。
（４）前記作業台は、前記未使用核燃料集合体から引き抜いた燃料棒を載置する解体・除染部を有し、前記解体・除染部は、前記未使用核燃料集合体に配置されている燃料棒の高さに合わせて高さを変更可能である前記（１）〜（３）のいずれか一つに記載の未使用核燃料の処理システム。
（５）前記作業台は、前記未使用核燃料集合体の軸線方向に沿って配置された少なくとも３つのボール式ガイドローラを有し、前記ボール式ガイドローラは、少なくとも２つのＶ溝を有し、前記Ｖ溝における２つの傾斜面にそれぞれ少なくとも１つのボールが回転可能に設けられている前記（１）〜（４）のいずれか一つに記載の未使用核燃料の処理システム。
（６）前記作業台は、前記燃料棒を転動可能に設けられた傾斜レールと前記傾斜レールの上方に設けられ、前記燃料棒の移送順序の入れ替えを不能にする制限枠とを有する前記（１）〜（５）のいずれか一つに記載の未使用核燃料の処理システム。
（７）前記作業台は、前記未使用核燃料集合体の軸線に直交する方向に移動する可動テーブルを有する前記（１）〜（６）のいずれか一つに記載の未使用核燃料の処理システム。
（８）前記作業台は、複数の前記可動テーブルを有し、前記可動テーブルは互いに独立して可動する前記（７）に記載の未使用核燃料の処理システム。
（９）前記作業台は、除染した燃料棒が配置される第２の燃料保持架台受座を有し、前記第２の燃料保持架台受座と前記燃料保持架台受座とが、並行に設置されている前記（１）〜（８）のいずれか一つに記載の未使用核燃料の処理システム。
（１０）前記第２の燃料棒保持架台受座と前記燃料保持架台受座とは、未臨界を担保できる距離を離して設置されている前記（９）に記載の未使用核燃料の処理システム。

前記別の課題を解決するための手段は、以下の通りである。
（１１）原子炉施設の使用済燃料プールに使用済核燃料集合体と共に貯蔵されている未使用核燃料集合体を装荷した燃料保持架台を、鉛直状態から水平状態に姿勢を変更する姿勢変更工程、
前記未使用核燃料集合体から燃料棒を引き抜く解体工程、及び
前記燃料棒の表面を除染する除染工程
を有する未使用核燃料の処理方法である。

前記（１１）の好ましい手段は、
（１２）除染した燃料棒の汚染検査を行う汚染検査工程を有する前記（１１）に記載の未使用核燃料の処理方法。
（１３）除染した燃料棒を燃料集合体に組み立てる再組立工程を有する前記（１１）又は（１２）に記載の未使用核燃料の処理方法。
（１４）前記再組立工程で組み立てられた燃料集合体は、前記未使用核燃料集合体を構成する燃料棒と同じ配列に組み立てられ、前記未使用核燃料集合体と同一の固有番号が付されている前記（１３）に記載の未使用核燃料の処理方法。
（１５）前記除染工程及び汚染検査工程は、２〜８本の燃料棒を１バッチとして処理及び移送を行う前記（１２）〜（１４）のいずれか一項に記載の未使用核燃料の処理方法。

この発明の未使用核燃料の処理システムは、未使用核燃料集合体を装荷し、未使用核燃料集合体の姿勢変更を補助する燃料保持架台を有するので、使用済燃料プールに鉛直状態に貯蔵されている未使用核燃料集合体を水平状態にする際に、未使用核燃料集合体が自重でたわんで燃料棒やその他の部材が変形するのを防止することができる。また、水平状態に姿勢変更した後の燃料保持架台を含む作業台で、未使用核燃料集合体を解体及び除染することができるので、作業者の高さ方向の移動がなく、水平方向の移動で処理作業を行うことができ、効率的で安全である。

この発明の未使用核燃料の処理方法は、未使用核燃料集合体を燃料保持架台に装荷した後に、鉛直状態から水平状態に姿勢を変更する姿勢変更工程を有するので、未使用核燃料集合体が自重でたわんで燃料棒やその他の部材が変形するのを防止することができる。また、未使用核燃料集合体を水平状態にした後に、未使用核燃料集合体から燃料棒を引き抜く解体工程及び前記燃料棒の表面を除染する除染工程を行うので、作業者の高さ方向の移動がなく、水平方向の移動で処理作業を行うことができ、効率的で安全である。

図１は、軽水炉の核燃料サイクルのシステムの説明図である。 図２（ａ）は、燃料集合体の一例を示す一部断面概略説明図である。図２（ｂ）は、図２（ａ）におけるＡ−Ａ断面を示す断面説明図である。図２（ｃ）は、図２（ａ）に示す燃料集合体の上部タイプレート及びロッドスプリングを取り外した状態を示す一部断面概略説明図である。図２（ｄ）は、図２（ａ）に示す燃料集合体の燃料棒を引き抜いた状態を示す一部断面概略説明図である。 図３は、原子炉建屋における使用済燃料プールの開口部のある作業フロアの一例を示す平面概略説明図である。 図４は、この発明に係る未使用核燃料の処理方法の工程の一例を示す工程図である。 図５は、チャンネルボックスの一例を示す斜視概略説明図である。 図６は、ピットに設置された燃料保持架台に燃料集合体が装荷される状態を示す斜視概略説明図である。 図７（ａ）は、この発明に係る未使用核燃料の処理方法で使用される台の一例を示す斜視概略説明図である。図７（ｂ）は、図７（ａ）の台を２つ重ねた状態を示す斜視概略説明図である。 図８は、この発明における作業台の一例を示す斜視概略説明図である。 図９は、この発明における燃料棒取扱作業台の一例を示す側面概略説明図である。 図１０（ａ）は、この発明における燃料棒取扱作業台に取り付けられた解体・除染部の一例を示す斜視概略説明図である。図１０（ｂ）は、図１０（ａ）における解体・除染部の側面概略説明図である。 図１１は、この発明における燃料棒サーベイ作業台に取り付けられたボール式ガイドローラの一例を示す斜視概略説明図である。 図１２は、この発明における燃料棒サーベイ作業台の一例を示す側面概略説明図である。 図１３は、この発明における再組立バッファ部に設けられた個別払出機構の一例を示す斜視概略説明図である。 図１４は、この発明における燃料棒サーベイ作業台における可動テーブルの動きを説明するための説明図である。

この発明に係る未使用核燃料の処理方法は、原子炉施設の使用済燃料プールに使用済核燃料集合体と共に貯蔵されている未使用核燃料集合体を、解体及び除染する方法である。本発明に係る未使用核燃料の処理システムは、この未使用核燃料の処理方法を行うのに使用する処理システムである。未使用核燃料集合体から引き抜かれ、除染された燃料棒は、原子炉施設から搬出され、例えば加工施設に輸送して核燃料として再利用される。

原子炉施設としては、発電用原子炉、実験炉、研究炉等が挙げられる。

原子炉の種類としては、軽水炉及び重水炉が挙げられる。軽水炉は、原子炉の炉心から熱を取り出す機能を有する冷却材及び核分裂によって生じる高速の中性子の速度を減速する機能を有する減速材として、いずれも軽水を使用している。重水炉は、冷却材及び減速材として、いずれも重水を使用している。軽水炉としては、加圧水型軽水炉及び沸騰水型軽水炉を挙げることができる。

以下においては、原子炉施設として、発電用原子炉であって、沸騰水型軽水炉を例に挙げて、この発明に係る未使用核燃料の処理方法及び未使用核燃料の処理システムについて説明する。

原子力発電所は、原子炉本体が収まっている原子炉建屋、発電機が設置されているタービン建屋と補助建屋、原子炉及び発電機等を制御するコントロール建屋で構成される。

原子炉建屋には、気密性の高い鋼鉄板製の原子炉格納容器が収まっており、このほぼ中央に核分裂反応が起きる原子炉本体が原子炉圧力容器に収まって据え付けられている。原子炉本体は、燃料集合体及び制御棒等により構成される。制御棒は、燃料集合体と燃料集合体との間に配置され、この制御棒で核分裂がコントロールされ、原子炉の出力の調節及び原子炉の停止が行われる。

使用済燃料プールは、原子炉建屋内に原子炉格納容器と共に据え付けられており、沸騰水型軽水炉の場合、使用済燃料プール内は軽水で満たされている。使用済核燃料集合体は、使用済燃料プールに一定期間貯蔵されて、使用済核燃料の崩壊熱がある程度減少するまで冷却され、放出される放射線が遮断される。使用済燃料プールには、使用済核燃料集合体と共に未使用核燃料集合体も貯蔵されていることがある。使用済燃料プールに未使用核燃料集合体が貯蔵されていると、原子炉から取り出された使用済核燃料集合体の代わりに新しい燃料集合体を速やかに原子炉に装荷できるからである。

使用済燃料プールは、使用済核燃料集合体が貯蔵されているため、使用済核燃料集合体に生成・付着した放射性のクラッドが剥離し水中に浮遊している。この放射性のクラッドが未使用核燃料集合体に付着している。したがって、未使用核燃料集合体に収容されている核燃料を、例えば加工施設に輸送する際には、放射性物質により環境の汚染及び人体への被曝が生じないようにしなければならない。

本発明は、未使用核燃料集合体に収容されている未使用核燃料を原子炉施設から搬出し、再利用するにあたり、未使用核燃料集合体を、効率よく、安全に解体及び除染することのできる未使用核燃料の処理方法及び未使用核燃料の処理システムである。以下において、本発明に係る未使用核燃料の処理方法の一例を説明する。

（未使用核燃料の処理方法）
この実施形態の未使用核燃料の処理方法は、原子力発電所等の原子炉施設の使用済燃料プールから引き上げた未使用核燃料集合体から燃料棒を引き抜いて解体し、燃料棒の表面を除染し、除染した燃料棒を再度燃料集合体の形状に組み立てる方法であり、再組み立てした燃料集合体は加工施設へ輸送される。

まず、燃料集合体の構造について、図２を参照しつつ説明する。燃料集合体１０１は、燃料棒１０５とタイロッド１０９と水管１１０とが複数のスペーサ１０３と上部タイプレート１０２と下部タイプレート１０４とにより固定されている。スペーサ１０３は、燃料棒１０５とタイロッド１０９と水管１１０とが挿入される複数のセルを有し、複数のスペーサ１０３が燃料集合体１０１の軸線Ｏ方向に間隔をあけて配置されている。複数のスペーサ１０３とスペーサ１０３の数セル分の大きさでスペーサ１０３の中央付近に配置された水管１１０によってスケルトンが構成される。スペーサ１０３のセル内に、燃料棒１０５及びタイロッド１０９がそれぞれ挿入されて、水管１１０と共に燃料棒１０５及びタイロッド１０９が互いにほぼ平行に間隔をあけて配列され、正方格子配列に従った束状の構成体を形成する。この構成体は、両端部が上部タイプレート１０２と下部タイプレート１０４とにより固定されている。上部タイプレート１０２の貫通孔にタイロッド１０９及び水管１１０が嵌入されて、タイロッド１０９がロックナット１０８で螺合締結されている。上部タイプレート１０２には、ハンドル１０６が設けられている。ハンドル１０６は燃料集合体１０１を移動するときの被保持部としての役割を有し、例えばクレーン等のフックに連結する吊具をハンドル１０６に固定して燃料集合体１０１を移動する。なお、以下において、未使用核燃料集合体及び再組み立てした燃料集合体を、単に燃料集合体と称することもある。

燃料棒１０５及びタイロッド１０９は、円筒状の被覆管内に数百個の円柱状の燃料ペレットが積層するように収容されて構成されている。前記燃料ペレットは、二酸化ウランの粉末を成形し、焼き固めた円柱状のセラミックである。燃料ペレットには、ウラン２３５が３〜５％含まれ、ウラン２３８がその残分として含まれている。タイロッド１０９は、標準の燃料棒１０５よりも長く形成され、両端部にネジ部を有する点で標準の燃料棒１０５と異なるが、被覆管内に核燃料物質である燃料ペレットを収容する点で標準の燃料棒１０５と同じである。したがって、以下において、タイロッド１０９を単に燃料棒１０９と称することもある。

図３は、原子炉建屋における使用済燃料プールの開口部のある作業フロアの一例を示す平面概略説明図である。この作業フロア１１において、未使用核燃料集合体を解体し、燃料棒の表面を除染し、除染した燃料棒を燃料集合体に組み立てて、一時的に貯蔵するまでの一連の処理作業を行う。使用済核燃料プールのある作業フロアで一連の処理作業を行うことで、除染した未使用核燃料を原子炉建屋外に搬出できるので、放射性物質が拡散するおそれがなく、安全である。また、放射性物質の付着した未使用核燃料集合体を原子炉建屋外に搬出するための特別な容器を準備する必要もない。

図３に示すように、作業フロア１１の一角には、平面視四角形状の使用済燃料プール１２がある。使用済燃料プール１２は、作業フロア１１の床面１３と同じ高さに開口部を有し、この開口部から下方へ向かって所定の深さを有する。使用済燃料プール１２には、使用済核燃料集合体と未使用核燃料集合体１０１とが貯蔵されている。使用済燃料プール１２に隣接する作業フロア１１の一角には、使用済核燃料集合体を収納して原子炉建屋外に搬送するためのキャスクを洗浄及び除染するのに通常用いられているピット１４がある。このピット１４は、作業フロア１１の床面１３と同じ高さに開口部を有し、この開口部から下方に向かって所定の深さを有する。未使用核燃料集合体１０１は、この既設のピット１４を利用して、後述する燃料保持架台に装荷される。この実施形態の処理方法では、使用済燃料プール１２とピット１４との間に、未使用核燃料集合体１０１を解体し、除染し、再組み立てするための作業スペース１５を設ける。また、この実施形態の処理方法では、作業フロア１１に、未使用核燃料集合体１０１を解体して、燃料棒１０５，１０９を取り出した後に残される燃料棒以外の汚染部材を保管するための保管スペース１６、除染済みの燃料集合体１０１の汚染検査をするための検査台１８、除染済みの燃料集合体１０１を一時的に貯蔵するための貯蔵ラック１９を設ける。

作業フロア１１は、使用済燃料プール１２から引き上げられた未使用核燃料集合体１０１等の汚染部材を取り扱う汚染区域と、除染した燃料棒１０５，１０９及び汚染されていない部材等を取り扱う管理区域とに分けられる。図３では、汚染区域を白色、管理区域を灰色に色分けして示している。作業フロア１１を汚染区域と管理区域とに分けて、汚染部材が管理区域を横切ることなく汚染区域内に限定して移動し、また、除染した後の燃料棒１０５，１０９や燃料集合体１０１が汚染区域を横切ることなく管理区域内に限定して移動できるように、作業スペース１５、保管スペース１６、貯蔵ラック１９等が作業フロア１１に配置される。このように、汚染区域と管理区域とに分けることで、汚染区域から管理区域への汚染拡散を防止することができる。なお、管理区域は必ずしも図３に示すように連結していなくてもよく、除染した燃料棒１０５，１０９を汚染しないような処置を施していれば、汚染区域を横切ってもよい。

図４は、この実施形態の未使用核燃料の処理方法の工程を示す工程図である。図４を参照しつつ、未使用核燃料集合体１０１を使用済燃料プール１２から引き上げ、未使用核燃料集合体１０１を解体し、燃料棒１０５，１０９の表面を除染し、除染した燃料棒１０５，１０９の汚染検査を行い、除染した燃料棒１０５，１０９を燃料集合体１０１に組み立てて、一時的に貯蔵ラック１９に貯蔵するまでの一連の工程について、具体的に説明する。図３では、汚染された燃料集合体１０１の移送方向を実線の矢印で示し、除染して燃料集合体１０１に組み立てられた後の燃料集合体１０１の移送方向を点線の矢印で示している。

未使用核燃料集合体１０１は、使用済燃料プール１２内の使用済燃料貯蔵ラックに収納されている。まず、使用済燃料プール１２から未使用核燃料集合体１０１を引き上げる（引上工程）。未使用核燃料集合体１０１を引き上げるには、既設の設備を用いて、新燃料を使用済燃料貯蔵ラックへ収納する際に通常行われている手順の逆の手順で行うのがよい。すなわち、原子炉格納容器内の原子炉炉心に収められている使用済核燃料集合体を使用済燃料プール１２に移動すると共に新燃料を原子炉炉心に装荷するのに通常使用されている燃料取扱機（図示せず）を用いて、未使用核燃料集合体１０１の上部タイプレート１０２のハンドル１０６を掴み、未使用核燃料集合体１０１を使用済燃料プール１２に設置されているチャンネル着脱機（図示せず）へ装荷する。図５に示すように、使用済燃料プール１２に貯蔵されている未使用核燃料集合体１０１は、通常、チャンネルボックス２１で覆われ、チャンネルファスナ２２によって固定されている。したがって、まず、未使用核燃料集合体１０１をチャンネル着脱機に乗せた状態で、チャンネル着脱機を上昇させて、未使用核燃料集合体１０１のハンドル１０６を水中から露出させる。ここで、チャンネルファスナ２２を取り外し、チャンネルボックス２１専用吊具を用いて、チャンネルボックス２１のみを天井に設けられているクレーンで引き上げる。この、チャンネルボックス２１の取り外しは、天井クレーンでチャンネルボックス２１を引き上げてもよいが、通常の使用済核燃料集合体のチャンネルボックス取り外しと同様に、吊具を連結したチャンネルボックス２１を使用済燃料プール１２のプール際に設置されたジブクレーンに吊り下げたまま、チャンネル着脱機で未使用核燃料集合体１０１を下降することによって取り外してもよい。チャンネルボックス２１が取り外された未使用核燃料集合体１０１は、クレーンのフックに吊り下げて、気中に引き上げられる。未使用核燃料集合体１０１を気中に引き上げた後に、脱塩水すなわち汚染されていない水を未使用核燃料集合体１０１にかけて、未使用核燃料集合体１０１に付着しているプール水を洗い流す。その後、未使用核燃料集合体１０１を難燃性のシートで養生する。難燃性のシートで養生することによって完全に洗い流すことはできないクラッドなどの放射性物質の拡散防止を図ることができる。

使用済燃料プール１２から引き上げられた未使用核燃料集合体１０１は、クレーンに鉛直方向に吊り下げられた状態で、ピット１４に移送される。図６に示すように、ピット１４には、燃料保持架台３０１が設置されている。原子炉施設によってはピット１４がないところもある。このような原子炉施設では、床面１３に燃料保持架台３０１が転倒しないような対策を施して起立させ、以下の手順を行ってもよい。

未使用核燃料集合体１０１は、鉛直状態でピット１４に設置されている燃料保持架台３０１に装荷される（架台装荷工程）。未使用核燃料集合体１０１は、ピット１４内で燃料保持架台３０１に装荷され、下部タイプレート１０４を軸線Ｏ方向に支持する底部３０３、上部タイプレート１０２を保持する上部タイプレート保持部３０４及びスペーサ１０３を保持するスペーサ保持部３０５によって固定される。未使用核燃料集合体１０１におけるスペーサ１０３を、スペーサ保持部３０５によって適度な荷重で保持することで、未使用核燃料集合体１０１の姿勢を変更する際の未使用核燃料集合体１０１の保持だけでなく、後述する解体工程において燃料棒１０５，１０９を引き抜く際の荷重に対しても燃料棒１０５，１０９が軸線方向に移動するのを防止することができる。なお、スペーサ保持部３０５は、複数のスペーサ１０３のうちの少なくとも一か所を保持していればよい。

未使用核燃料集合体１０１を燃料保持架台３０１に固定した後、未使用核燃料集合体１０１に取り付けられていた吊具を取り外し、代わりに燃料保持架台３０１の上端部に設けられている第１連結部３０７に吊具を取り付ける。燃料保持架台３０１をピット１４の壁に固定していた固定部材を外し、クレーンを巻き上げて、燃料保持架台３０１を床面１３まで持ち上げる。燃料保持架台３０１を作業スペース１５に移動し、燃料保持架台３０１のローラ３０６が床面１３に着地した状態でクレーンを巻き下げることで、未使用核燃料集合体１０１は燃料保持架台３０１と共に横倒しになり、鉛直状態から水平状態に姿勢を変更することができる（姿勢変更工程）。

未使用核燃料集合体１０１は、燃料保持架台３０１に装荷された状態で水平状態に姿勢が変更され、その後、未使用核燃料集合体１０１の解体、除染、及び再組立ての処理作業を行う。未使用核燃料集合体１０１を鉛直状態から水平状態に変更して作業を行うことで、作業者の高さ方向の移動がなく、水平方向の移動で作業が行えるので、効率よく、安全に作業を行うことができる。また、燃料集合体１０１は、一辺約１３ｃｍ長さ約４ｍの細長い角棒状の形状を有している。未使用核燃料集合体１０１を鉛直状態から水平状態等に姿勢を変更するにあたり燃料保持架台３０１に装荷することにより、未使用核燃料集合体１０１が自重でたわんで燃料棒１０５，１０９やその他の部材が変形するのを防止することができる。

図８に示すように、燃料保持架台３０１は、燃料保持架台受座５０１の上に水平状態に載置されて固定される。したがって、燃料保持架台３０１と燃料保持架台受座５０１とは、着脱可能な構造となっている。燃料保持架台３０１と燃料保持架台受座５０１とで構成され、除染前の燃料集合体１０１を取り扱う設備を燃料集合体作業台５００と称する。未使用核燃料集合体１０１は、このような水平状態で解体作業が行われる。

未使用核燃料集合体１０１は、図８に示す作業台３００で、解体、除染、再組立てが行われる。作業台３００は、燃料集合体作業台５００と燃料棒取扱作業台６０１と燃料棒サーベイ作業台７０１と第２の燃料集合体作業台９００とを有する。この作業台３００で行われる未使用核燃料の処理工程の概要は以下の通りである。まず、燃料集合体作業台５００で未使用核燃料集合体１０１から燃料棒１０５，１０９を引き抜く（解体工程）。未使用核燃料集合体１０１から引き抜いた燃料棒１０５，１０９は、燃料保持架台３０１の長手方向（Ｘ方向）に隣接して配置された燃料棒取扱作業台６０１で、除染すると共に汚染検査を行う（除染工程、汚染検査工程）。燃料棒取扱作業台６０１は、未使用核燃料集合体１０１から引き抜かれた燃料棒１０５，１０９を一時的に蓄え、除染し、再組立て前に一時的に燃料棒１０５，１０９を蓄える設備である。燃料棒取扱作業台６０１で除染され、汚染検査が行われた燃料棒１０５，１０９は、Ｘ方向に隣接して配置された燃料棒サーベイ作業台７０１に移送される。燃料棒サーベイ作業台７０１は、汚染検査の補助を行う設備であり、２回目の汚染検査を行う（第２汚染検査工程）。燃料棒サーベイ作業台７０１で２回目の汚染検査が行われた燃料棒１０５，１０９は、再度、燃料棒取扱作業台６０１に移送され、再組立て前に一時的に蓄えられる（再組立準備工程）。燃料集合体作業台５００に並行に配置された第２の燃料集合体作業台９００には、汚染されていない部材で構成された、燃料集合体１０１のスケルトン及び下部タイプレート１０４が装着されており、除染された燃料棒１０５，１０９は、この汚染されていない部材と共に燃料集合体１０１の形状に組み立てられ、再組み立てした燃料集合体１０１が得られる（再組立工程）。

図３に示すように、燃料集合体作業台５００、解体・除染部６０２、及び払出スミヤサーベイ部６０３が配置されている空間には、グリーンハウス２０が設置されている。この空間では未使用核燃料集合体１０１の解体及び除染が行われるので、未使用核燃料集合体１０１の表面に付着しているクラッド等の放射性物質が飛散し易い環境にある。したがって、この空間をグリーンハウス２０で囲うことで、汚染区域から管理区域へ放射性物質が飛散するのを防ぎ、汚染拡散を防止することができる。また、グリーンハウス２０が設置されていることにより、管理区域にいる作業者が誤って汚染区域にある部材に直接触れることがないので、汚染拡散を防止することができる。グリーンハウス２０内は、局所排気によって負圧を維持し、グリーンハウス２０内の放射性物質濃度の低減を図ることで、汚染拡散をより一層防止することができる。ただし、使用済燃料プール１２から引き上げた未使用核燃料集合体１０１全面を難燃シート等で覆い、また、汚染区域と管理区域との境界を燃料集合体作業台５００を設置した空間から十分に距離を置き、さらに、汚染区域の空気中放射性物質濃度を常時監視するなどの方法によって、管理区域が汚染するおそれがない場合には、解体作業を行う空間を必ずしもグリーンハウス２０で囲っていなくともよい。

次に、作業台３００で行われる未使用核燃料の各処理工程について説明する。

燃料集合体作業台５００では、燃料保持架台３０１を燃料保持架台受座５０１に固定した後、未使用核燃料集合体１０１を養生していた難燃性のシートの上側のみを開放し、解体作業を開始する（解体工程）。未使用核燃料集合体１０１から引き抜かれた燃料棒１０５，１０９は、燃料棒取扱作業台６０１へ移送される。

燃料集合体１０１の解体作業は、次のようにして行う。まず、上部タイプレート１０２を取り外す。図２に示すように、例えば、沸騰水型軽水炉に用いられる９×９燃料Ｂ型の燃料集合体１０１は、上部タイプレート１０２の貫通穴に嵌入されたタイロッド１０９がロックナット１０８で螺合締結されている。したがって、まず、専用の工具を用いてロックナット１０８を取り外す。取り外したロックナット１０８は、ビニール袋に回収し、保管スペース１６で保管する。なお、燃料集合体１０１は、組立ての際に、ロッドスプリング１１１が燃料棒１０５及びタイロッド１０９に装着され、ロッドスプリング１１１が圧縮された状態で上部タイプレート１０２が燃料棒１０５等の束状の構成体に対して固定される。このため、ロックナット１０８を外したところと外していないところとでロッドスプリング１１１の反力の差異が生じ、上部タイプレート１０２が傾き、ロックナット１０８とタイロッド１０９のネジ部との間で噛み込み等が生じやすくなる。しかしながら、この実施形態の燃料保持架台３０１には、上部タイプレート１０２を未使用核燃料集合体１０１の軸線Ｏ方向に押さえることにより、未使用核燃料集合体１０１を軸線Ｏ方向に移動させない押さえ機構が設けられているので、上部タイプレート１０２を取り外す際に、上部タイプレート１０２が傾くことなく軸線方向Ｏに沿って平行に取り外すことができる。取り外した上部タイプレート１０２は、ビニール袋に入れて保管スペース１６で保管する。押さえ機構については後述する。

次いで、燃料棒１０５及びタイロッド１０９に装着されているロッドスプリング１１１を引き抜いて取り外す。取り外したロッドスプリング１１１は、ビニール袋に回収し、保管スペース１６で保管する。

次いで、タイロッド１０９及び燃料棒１０５を引き抜く。タイロッド１０９は、その両端部にネジ部を有し、ネジ部が下部タイプレート１０４にねじ込まれている。したがって、タイロッド１０９の上端部を掴んで又は治具を用いて反時計回りに回転させることでねじ込みを解除した後に引き抜く。燃料棒１０５は、タイロッド１０９と異なり、その両端部にネジ部を有しない。したがって、燃料棒１０５は、その上端部を掴んで又は治具を用いて軸線Ｏ方向に引き抜けばよい。

引き抜いた燃料棒１０５及びタイロッド１０９は、後述する再組立工程で元の位置と同じ位置に挿入するのが好ましい。燃料棒１０５及びタイロッド１０９にはそれぞれ固有番号が付されている。したがって、引き抜いた燃料棒１０５及びタイロッド１０９を元の位置と同じ位置に挿入することで、同じ番号配列になる。また、ハンドル１０６にも燃料集合体１０１固有の番号が付されている。燃料集合体１０１を組み立てる際に、同じ番号がハンドル１０６に記された新しい上部タイプレート１０２を使用することで、再組み立てされた燃料集合体１０１は元の未使用核燃料集合体１０１と同一の燃料集合体であるとみなされるので、計量管理が容易になる。

引き抜きの順序は、引き抜いた燃料棒１０５，１０９を再度燃料集合体１０１の形状に組み立てる再組立工程を考慮して決定する。再組立工程では、水平状態に置かれたスケルトンにおける正方格子配列のスペーサ１０３のセルの最下列から燃料棒１０５，１０９を順番に挿入するのが好ましい。燃料棒１０５，１０９を水平方向に移動してスペーサ１０３のセルに挿入する場合には、燃料棒１０５，１０９はたわみ易く、その先端部が垂れ下がり、セルに挿入できないおそれがある。したがって、目視により燃料棒１０５，１０９の挿入状態及び表面状態等を確認しつつ挿入するのが好ましい。目視による確認がし易い点で、再組立工程では、正方格子配列のスペーサ１０３のセルの最下列から燃料棒１０５，１０９を順番に挿入するのが好ましい。また、未使用核燃料集合体１０１から燃料棒１０５，１０９を引き抜いた後に、除染し、再組み立てするまでの工程で、計量管理の観点から引き抜いた燃料棒１０５，１０９の順序が入れ替わらないように移送し、引き抜いた順番に元の位置と同じ位置に挿入するのが好ましい。したがって、再組立工程を考慮すると、正方格子配列のスペーサ１０３のセルの最下列から燃料棒１０５，１０９を順番に引き抜くのが好ましい。

タイロッド１０９と燃料棒１０５とでは、タイロッド１０９の方を先に引き抜くのが好ましい。図２（ｂ）に示すように、タイロッド１０９の数は、９×９燃料Ｂ型の燃料集合体１０１の場合、８本である。先に引き抜かれたタイロッド１０９は、再組立工程でスペーサ１０３のセルに燃料棒１０５よりも先に挿入される。タイロッド１０９は、通常、スペーサ１０３の平面に対して対称性を持って配置されているので、タイロッド１０９を挿入しておくことで、スペーサ１０３の位置が固定され、燃料棒１０５のスペーサ１０３のセルへの挿入が容易になる。なお、燃料棒１０５，１０９挿入に伴うスペーサ１０３の傾きや位置のずれを防止するように第２の燃料保持架台８０１がスペーサ１０３を確実に固定していれば、燃料棒１０５，１０９の解体順序はタイロッド１０９から先に引き抜くことに限定しなくてもよい。また、再組み立て後の計量管理が煩雑となっても、計量管理のシステムが対応できるのであれば、解体する前の燃料集合体と再組み立てした燃料集合体とで燃料棒１０５，１０９の配置が異なっていてもかまわない。

全てのタイロッド１０９及び燃料棒１０５を引き抜いた後には、未使用核燃料集合体１０１の下方に配置されている難燃性のシートの上に、燃料棒１０５，１０９の引き抜きに伴って発生した、被覆管を構成するジルカロイ等の微細な切粉が滞留している。ジルカロイの微粉末は可燃性物質であるため、火災防止の観点からこれらを回収し、金属の管に封入して、保管スペース１６に保管するのが好ましい。

図８に示すように、未使用核燃料集合体１０１から引き抜いた燃料棒１０５，１０９は、燃料保持架台３０１の長手方向に隣接して配置された燃料棒取扱作業台６０１の解体・除染部６０２に載置される。解体・除染部６０２では、燃料集合体１０１から引き抜いた燃料棒１０５，１０９を載置して燃料棒１０５，１０９の除染を行う（除染工程）。除染は、燃料棒１０５，１０９を１本ずつ乾いたウエスで拭き取ることにより行う。

解体・除染部６０２で除染された燃料棒１０５，１０９は、払出サーベイ部６０３へ移送する。払出サーベイ部６０３では、ウエスによる汚染検査を行い、汚染検査の判定が出るまで燃料棒１０５，１０９を一時的に留め置く。払出サーベイ部６０３に載置されている間に、ウエスで燃料棒１０５，１０９の表面を拭き取り、ウエスに付着した放射性物質の量を測定し、β線及びγ線の各表面汚染密度が検出限界以下まで除染されていることを確認する汚染検査を行う（汚染検査工程）。払出サーベイ部６０３は、グリーンハウス２０内にあり、燃料棒１０５，１０９は汚染区域にある。ウエスによる汚染検査は、汚染区域から管理区域に移送するための検査である。汚染検査の判定が合格であれば、燃料棒１０５，１０９を、管理区域にある燃料棒サーベイ作業台７０１へ移送し、ろ紙による２回目の汚染検査を行う。

燃料棒サーベイ作業台７０１では、ろ紙による２回目の汚染検査が行われる（第２汚染検査工程）。燃料棒サーベイ作業台７０１は、汚染検査の補助を行い、２回目の汚染検査を行う設備である。２回目の汚染検査では、ろ紙で燃料棒１０５，１０９の表面を拭き取り、ろ紙に付着した放射性物質の量を測定し、β線及びγ線の各表面汚染密度が検出限界以下まで除染されていることを確認する。燃料棒サーベイ作業台７０１は、グリーンハウス２０の外にあり、燃料棒１０５，１０９は管理区域にある。ろ紙による２回目の汚染検査は、燃料棒１０５，１０９を管理区域の外に搬出するための検査である。

燃料棒サーベイ作業台７０１で２回目の汚染検査をしている間に又は２回目の汚染検査合格の判定を受けた後に、燃料棒１０５，１０９を燃料棒取扱作業台６０１のスミヤサーベイバッファ部６０４へ移送する。スミヤサーベイバッファ部６０４では、２回目の汚染検査の判定が出るまで燃料集合体１０５，１０９を一時的に留め置く。図９に示すように、スミヤサーベイバッファ部６０４は、払出サーベイ部６０３側から再組立バッファ部６０５に向かって下がる傾斜レール６３１を有する。傾斜レール６３１の上には、ガイドローラ６３３が設けられており、この上に燃料棒１０５，１０９が載置される。スミヤサーベイバッファ部６０４は回動板６３２を有する。回動板６３２は、ストッパー（図示せず）をかけているときにはガイドローラ６３３のよりも低い位置にあり、ストッパーを解除するとガイドローラ６３３よりも高い位置で再組立バッファ部６０５へ向かって下がる傾斜状態になり、ガイドローラ６３３の上に載置されている燃料棒１０５，１０９が傾斜レール６３１の上に送り出される。

２回目の汚染検査の判定が合格の場合には、ストッパーを解除することにより、ガイドローラ６３３に載置されていた燃料棒１０５，１０９は、傾斜レール６３１の上に送り出され、傾斜レール６３１の上面を転動して、再組立バッファ部６０５へ移動する。汚染検査の判定が不合格の場合には、ストッパーを解除せずに、燃料棒サーベイ作業台７０１へ燃料棒１０５，１０９を戻すことにより、再組立バッファ部６０５が汚染するのを防止することができる。

再組立バッファ部６０５では、２回目の汚染検査の判定が合格になった燃料棒１０５，１０９を蓄え、燃料棒１０５，１０９を１本ずつ再組立部６０６へ払い出す。再組立バッファ部６０５は、燃料棒１０５，１０９を１本ずつ再組立部６０６へ払い出す個別払出機構６４１を有し、作業者の操作により所望のタイミングで燃料棒１０５，１０９を１本ずつ再組立部６０６へ払い出すことができる。

再組立バッファ部６０５から払い出された燃料棒１０５，１０９は、再組立部６０６に載置される。再組立部６０６では、後述する第２の燃料集合体作業台９００に装着された汚染されていない部材で構成されたスケルトンに、除染した燃料棒１０５，１０９を挿入して燃料棒集合体１０１を組み立てるための準備をする（再組立準備工程）。

再組立工程では、再組立部６０６にある除染及び汚染検査が終了した燃料棒１０５，１０９を、汚染されていない部材で構成されたスケルトンに挿入することで、燃料集合体１０１を組み立てる。スケルトンは、スペーサ１０３及び水管１１０から構成され、同じく汚染されていない下部タイプレート１０４と共に第２の燃料集合体作業台９００に予め装着しておく。燃料集合体１０１の組立ては、上述したように、燃料集合体１０１の解体作業とは逆の手順で行うのがよい。すなわち、まず、除染したタイロッド１０９を、スペーサ１０３のセルの最下列から順番に挿入して下部タイプレート１０４にねじ込む。次いで、除染した燃料棒１０５を、スペーサ１０３のセルの最下列から順番に挿入する。燃料棒１０５よりも先にタイロッド１０９をスペーサ１０３のセルに挿入することで、スペーサ１０３の位置が固定され、燃料棒１０５のスペーサ１０３のセルへの挿入が容易になる。また、燃料棒１０５，１０９を最下列から挿入することで、燃料棒１０５，１０９の挿入状態及び表面状態等を目視により確認し易い。

除染された全ての燃料棒１０５，１０９を挿入した後に、ロッドスプリング１１１を各燃料棒１０５，１０９の先端に装着する。次いで、新しい上部タイプレート１０２を取り付ける。上部タイプレート１０２のグリッド部１１２には格子状に設けられた複数の貫通孔があり、この貫通孔に燃料棒１０５，１０９を通過させる。

上部タイプレート１０２を装着した後に、ロックナット１０８をタイロッド１０９の先端に取り付け、ロッドスプリング１１１が規定の長さに圧縮された状態になるまでロックナット１０８を締め付ける。ロックナット１０８の締め付けによって上部タイプレート１０２を前進させ、ロッドスプリング１１１を圧縮させると、タイロッド１０９のネジ部に過大な荷重が負荷され、ロックナット１０８とタイロッド１０９のネジ部とが噛み込むおそれがある。したがって、第２の燃料保持架台８０１は、解体用の燃料保持架台３０１と同様に、上部タイプレート１０２を軸方向に押さえ、締め付け操作中のロックナット１０８に荷重が負荷されないように、押さえ機構を有するのが好ましい。

上部タイプレート１０２のハンドル１０６には、解体する前の燃料集合体１０１の固有番号と同じ番号が付されている。また、燃料棒１０５，１０９には固有番号が付されており、これらは全て元の位置と同じ位置に配置されており、同じ番号配列になっている。したがって、再組み立てした燃料集合体１０１は、解体する前の燃料集合体１０１と同一の燃料集合体であるとみなされるので、計量管理が容易になる。

作業台３００では、未使用核燃料集合体１０１から引き抜いた燃料棒１０５，１０９を、２〜８本単位、好ましくは４本単位で各種処理を行い、次の工程へ移送するのが好ましい。前記単位で処理及び移送を行うことにより、１日に丁度１体の未使用核燃料集合体１０１の解体、除染、及び再組立ての処理を終えることができ、効率が良い。また、汚染区域内での滞在時間を短くすることができる。

作業台３００での燃料棒１０５，１０９及び可動テーブル７３０等の移動は、作業者により手動で行われるのが好ましい。全ての動作において、電気、圧空、ガス等を使用しないことで、火災を防止することができる。

このようにして、再組み立てされた燃料集合体１０１は、原子炉施設外へ出荷するための出荷検査が行われる。出荷検査は、燃料集合体１０１の製造元である加工施設から出荷する際に行われる検査と同様に、燃料集合体１０１を起立した状態で行うのが、従来の検査手法を踏襲できる点及び作業スペース等の点から好ましい。したがって、再組み立てした燃料集合体１０１は、第２の燃料保持架台８０１に装荷された状態で、第２の燃料保持架台受座９０１から分離し、水平状態から鉛直状態へ姿勢を変更し、第２の燃料保持架台８０１を起立できる場所へ移動する。すなわち、第２の燃料保持架台８０１を、図３に示す検査台１８へ移動して起立させた状態で、出荷検査を行う（出荷検査工程）。

再組み立てした燃料集合体１０１は、出荷検査の後、第２の燃料保持架台８０１から外してビニール袋で養生し、貯蔵ラック１９に保管する（貯蔵ラック保管工程）。

このようにして、未使用核燃料集合体１０１の解体、除染、再組立てを行い、貯蔵ラック１９に保管する。

使用済燃料プール１２に貯蔵されている未使用核燃料集合体１０１全てについて解体、除染、再組立てが完了した後、貯蔵ラック１９に保管している燃料集合体１０１を輸送容器に梱包する。前記輸送容器は、法令上の基準を満たし、未臨界を確保することができるように設計された容器を使用する必要がある。未使用核燃料集合体は、解体及び除染され、同じ形状の燃料集合体に組み立てられているので、輸送容器として燃料集合体１０１の製造元である加工施設から出荷する際に通常使用される容器を用いることができる。輸送容器に梱包された燃料集合体は、例えば加工施設へ輸送される。

この実施形態の未使用核燃料の処理方法によると、未使用核燃料集合体１０１を水平状態にした後に、未使用核燃料集合体１０１を解体及び除染して、燃料集合体１０１に組み立てるので、作業者の高さ方向の移動がなく、水平方向の移動で処理作業を行うことができ、効率的で安全である。また、未使用核燃料集合体１０１を燃料保持架台３０１に装荷してから姿勢を変更するので、未使用核燃料集合体１０１が自重でたわんで燃料棒１０５，１０９やその他の部材が変形するのを防止することができる。

この実施形態の未使用核燃料の処理方法によると、未使用核燃料集合体１０１に付着していた放射性物質を除染した後に、例えば加工施設に輸送されるので、加工施設に輸送する過程で放射性物質による環境の汚染及び人体への被曝が生じるおそれがない。また、原子炉施設に搬入されたときと同じ燃料集合体１０１という形状で搬出できるので、搬入の際に使用した容器を使用して搬出することができ、未使用核燃料を輸送するための容器を別に用意する必要がなく、低コストである。また、搬入の際に使用した容器設計であれば設計上の安全性が確認されており、法令上の規制も少ない。さらに、燃料ペレットが燃料棒１０５，１０９に収容された燃料集合体１０１の形状で搬出されるので、計量するのが容易であり、燃料棒１０５，１０９から燃料ペレットを取り出して搬出するよりも、計量管理が容易である。

この実施形態の未使用核燃料の処理方法により再組み立てされた燃料集合体１０１が加工施設に輸送された場合には、未使用核燃料は、加工施設で物理的に、例えばウラン酸化物（Ｕ_３Ｏ_８、ＵＯ_２）の粉末及び円柱状のペレット等の様々な形状に加工することができる。加工された核燃料は、原子力発電所等の原子炉施設等に輸送され、再利用することができる。このように、未使用核燃料が、再処理工場ではなく、加工施設に輸送されると、化学処理を経ずに、例えば物理的な形状等の加工を行うだけで再利用できる状態にすることができるので、工程数を低減することができ、低コストである。また、加工施設へ輸送された未使用核燃料は、そのまま他の原子炉施設へ輸送して再利用すること、及び加工施設で物理的な形状の加工を行い、再度燃料集合体を形成して軽水炉で再利用すること等、再利用の自由度を高めることができる。なお、未使用核燃料の再利用に際しては、燃料ペレットや燃料棒は解体せずに、再利用する場合がある。

次に、この発明に係る未使用核燃料の処理システムの一例を説明する。

（未使用核燃料の処理システム）
この実施形態の未使用核燃料の処理システムは、原子力発電所等の原子炉施設の使用済燃料プールから引き上げた未使用核燃料集合体を解体及び除染して、燃料集合体の形状に組み立てるのに使用される未使用核燃料の処理システムである。

未使用核燃料集合体１０１は、使用済燃料プール１２に鉛直状態で貯蔵されている。未使用核燃料集合体１０１は、使用済燃料プール１２から鉛直状態で引き上げられる。まず、鉛直状態の未使用核燃料集合体１０１を水平状態に姿勢を変更する。未使用核燃料集合体１０１の姿勢を水平状態にした後に、解体及び除染して、燃料集合体１０１に組み立てる処理作業を行うことで、作業者の高さ方向の移動がなく、水平方向の移動で作業が行えるので、効率よく、安全に作業を行うことができる。未使用核燃料集合体１０１の姿勢を変更する際には、未使用核燃料集合体１０１の姿勢変更を補助するための燃料保持架台３０１に装荷するのが好ましい（図６）。未使用核燃料集合体１０１を燃料保持架台３０１に装荷することで、姿勢を変更する際に、未使用核燃料集合体１０１が自重でたわんで燃料棒やその他の部材が変形するのを防止することができる。

燃料保持架台３０１は、未使用核燃料集合体１０１の姿勢変更を補助することができる限り、その形状は特に限定されない。一例として、図６に示す燃料保持架台３０１について説明する。燃料保持架台３０１は、バック枠板３０２と底部３０３と上部タイプレート保持部３０４とスペーサ保持部３０５とローラ３０６と第１連結部３０７と第２連結部３０８とを有する。バック枠板３０２は、未使用核燃料集合体１０１の全長よりも長く、剛性の高いステンレス鋼等の部材によって形成されている。バック枠板３０２は、未使用核燃料集合体１０１の軸線Ｏ方向の強度を補強し、鉛直状態から水平状態に姿勢を変更する際に未使用核燃料集合体１０１がたわむことによる変形を防止する。底部３０３は、バック枠板３０２の一方の端部からこれに垂直方向に延在し、略角形状を有している。底部３０３には下部タイプレート１０４が当接し、底部３０３は燃料集合体１０１を軸線Ｏ方向に支持する。底部３０３におけるバック枠板３０２が設けられている側の面には、この面から突出するようにノズル部１０７の形状に適合した枠が設けられており、ノズル部１０７が保持可能になるよう形成されている。上部タイプレート保持部３０４は、未使用核燃料集合体１０１を装荷したときに、上部タイプレート１０２のグリッド部１１２を保持可能な位置に設けられ、未使用核燃料集合体１０１が径方向に移動しないように形成されている。上部タイプレート保持部３０４は、未使用核燃料集合体１０１が径方向に移動しないように保持するだけでなく、上部タイプレート１０２を下部タイプレート１０４側に向かって押さえる押さえ機構を有するのが好ましい。押さえ機構を有することで、上部タイプレート１０２を取り外す際に、上部タイプレート１０２が傾くことなく軸線Ｏ方向に沿って平行に取り外すことができる。押さえ機構としては、例えば、上部タイプレート保持部３０４がグリッド部１１２を外周方向から保持可能になるようグリッド部１１２の外形に合わせて形成されたコの字帯状体である場合に、グリッド部１１２の上面に接触可能にコの字帯状体から軸の中心に向かって突出した突起部（図示せず）を挙げることができる。スペーサ保持部３０５は、未使用核燃料集合体１０１を装荷したときに、スペーサ１０３を保持可能な位置に設けられ、未使用核燃料集合体１０１が径方向に移動しないように形成されている。スペーサ保持部３０５は、複数のスペーサ１０３のうちの少なくとも一か所を保持する。上部タイプレート保持部３０４とスペーサ保持部３０５とは、未使用核燃料集合体１０１を装荷し易いように開閉可能に形成されている。ローラ３０６は、底部３０３におけるバック枠板３０２とは反対側の面に少なくとも一つ設けられ、鉛直状態での移動、鉛直状態から水平状態への姿勢の変更、又は水平状態から鉛直状態への姿勢の変更を行うのに使用される。第１連結部３０７は、バック枠板３０２の上端部すなわちバック枠板３０２における底部３０３とは反対側の端部の少なくとも２か所に設けられ、クレーンのフックに連結されて、燃料保持架台３０１を鉛直状態の姿勢での移動又は鉛直状態と水平状態との間の姿勢変更に使用される。第２連結部３０８は、バック枠板３０２の短手方向の両端部で長手方向の端部付近の適当な位置に少なくとも４か所に設けられ、クレーンのフックに連結されて、水平状態の姿勢での移動に使用される。

燃料集合体１０１を燃料保持架台３０１に装荷する際、燃料保持架台３０１は、ピット１４の底面に置かれた台４０１の上に載置され、その上端部がピット１４の開口部の壁に固定されている。台４０１は、燃料保持架台３０１の上端部がピット１４の開口部の壁に固定することができるように燃料保持架台３０１の高さを調節する設備である。台４０１は、ピット１４の深さに応じてその高さが調整できるように形成されている。図７（ａ）に示すように、例えば、台４０１は、略角形状の底面部４１１と上面部４１２とを有し、両者が２つの支持板４１３によって結合されている。上面部４１２の上には燃料保持架台３０１の移動を防ぐためのＬ字状の突起４１４が設けられている。台４０１を高くする場合には、図７（ｂ）に示すように、例えば２つの台４０１を重ねて、一方の上面部４１２と他方の底面部４１１とを連結固定すればよい。

また、燃料保持架台３０１は、燃料保持架台３０１の軸線Ａ方向における少なくとも一か所において、ピット１４の壁にベルト等で固定されている。このように、燃料保持架台３０１の底部３０３、上端部、及び中間部の少なくとも３か所においてピット１４の壁に固定されているので、地震等で水平力がかけられた場合でも燃料保持架台３０１が座屈するのが防止される。

図８に示すように、燃料保持架台３０１に装荷された未使用核燃料集合体１０１は、燃料保持架台受座５０１の上に水平状態に載置されて固定される。したがって、燃料保持架台３０１と燃料保持架台受座５０１とは、着脱可能な構造となっている。燃料保持架台３０１と燃料保持架台受座５０１とで構成される設備を燃料集合体作業台５００と称し、燃料集合体作業台５００で除染前の燃料集合体１０１が取り扱われる。除染前の燃料集合体１０１から引き抜いた燃料棒１０５，１０９を取り扱う設備を、燃料棒取扱作業台６０１及び燃料棒サーベイ作業台７０１と称する。除染した燃料集合体１０１を取り扱う設備を第２の燃料集合体作業台９００と称する。燃料集合体作業台５００と燃料棒取扱作業台６０１と燃料棒サーベイ作業台７０１と第２の燃料集合体作業台９００とで構成される設備を作業台３００と称し、この作業台３００で、除染前の燃料集合体１０１の解体、燃料棒１０５，１０９の除染、燃料集合体１０１の再組立てが行われる。

燃料保持架台３０１が固定される燃料保持架台受座５０１は、燃料保持架台３０１の位置及び高さを固定して、燃料集合体１０１の解体作業を行い易くする設備である。燃料保持架台受座５０１は、１ｍ弱の高さを有する。燃料保持架台３０１をそのまま床面１３に置くのではなく、適度な高さを有する燃料保持架台受座５０１に固定することで、作業者がかがむ等の動作をすることなく、燃料集合体１０１の解体作業を行うことができ、作業者の負担を低減できると共に、効率的に作業できる。また、作業中に燃料棒１０５，１０９が落下して燃料棒１０５，１０９が衝撃を受けるような状況が生じた場合に、高さ１ｍからの落下であれば燃料棒の被覆管に亀裂が発生する等の損傷を受けることがなく、安全である。なお、燃料保持架台受座５０１だけでなく、作業台３００全体が１ｍ弱の高さを有するので、上述したように効率的であり、安全である。さらに、燃料保持架台３０１と燃料保持架台受座５０１とを分離及び合体できる構造にすることで、燃料保持架台受座５０１をアンカー等で床面１３に固定することができ、耐震性を確保することができる。なお、この実施形態の燃料保持架台受座５０１は、１ｍ弱の高さを有するが、効率的で安全である点で、０．５〜１ｍの高さを有するのが好ましく、０．８〜１ｍの高さを有するのが特に好ましい。この高さ１ｍは、沸騰水型軽水炉用の別の設計の燃料集合体や、加圧水型軽水炉用その他の原子力発電所用の燃料集合体にも適用することができる。

燃料保持架台受座５０１は、燃料保持架台３０１を適度な高さに固定できる限り、その形状に特に限定はない。一例として図８に示す燃料保持架台受座５０１について説明する。燃料保持架台受座５０１は、燃料保持架台３０１を水平状態で載置可能な軸線方向の長さを有する。燃料保持架台受座５０１は、軸線方向に沿って配置される少なくとも３つの台形状のフレームを有し、各台形状のフレームが、その底辺部材の中心を結ぶ棒材によって結合されている。各台形状のフレームの上部の２つの角部には、燃料保持架台３０１を固定するための固定部材が設けられている。燃料保持架台受座５０１は、アンカー等によって床面１３に固定されており、耐震性を有する。燃料保持架台受座５０１は、剛性の高いステンレス鋼等の部材によって形成されている。なお、燃料保持架台受座５０１は、床面１３との水平方向荷重による移動や転倒を十分に防ぐことができる設計となっていれば、必ずしもアンカー等によって床面１３と固定していなくてもよい。

燃料保持架台３０１及び燃料保持架台受座５０１（燃料集合体作業台５００と称する）とそれぞれ同じ構造を有する第２の燃料保持架台８０１及び第２の燃料保持架台受座９０１（第２の燃料集合体作業台９００と称する）が、これらに並行に配置されている。第２の燃料集合体作業台９００は、燃料棒取扱作業台６０１及び燃料棒サーベイ作業台７０１で未使用核燃料集合体１０１から引き抜いた燃料棒１０５，１０９を除染及び汚染検査をした後に、再度、燃料集合体の形状に組み立て、再組み立てした燃料集合体１０１を水平状態から鉛直状態に姿勢を変更するための設備である。第２の燃料保持架台８０１には、スペーサ１０３及び水管１１０で構成されるスケルトン及び下部タイプレート１０４の汚染されていない部材が予め装着されており、除染された燃料棒１０５，１０９は、この汚染されていない部材と共に燃料集合体１０１に組み立てられる。

除染及び汚染検査をする、燃料棒取扱作業台６０１及び燃料棒サーベイ作業台７０１の後方に第２の燃料集合体作業台９００が配置されるのではなく、燃料集合体作業台５００と第２の燃料集合体作業台９００とが、作業フロア１１に並行に配置されることで、原子炉建屋の限られた面積の作業フロア１１での作業スペース１５を最小化することができる。

燃料集合体作業台５００と第２の燃料集合体作業台９００とは、所定の距離を離して設置されている。前記距離は、燃料集合体作業台５００と第２の燃料集合体作業台９００に燃料集合体１０１が置かれているときに燃料集合体同士が未臨界を担保できる距離である。前記距離は、処理を行っている核燃料の量によっても異なるが、１体の燃料集合体の解体、除染、再組立ての処理を行っている場合には、少なくとも３０ｃｍである。この距離３０ｃｍは、沸騰水型軽水炉用の別の設計の燃料集合体や、加圧水型軽水炉用その他の原子力発電所用の燃料集合体にも適用することができる。

未使用核燃料集合体１０１から引き抜いた燃料棒１０５，１０９は、燃料棒取扱作業台６０１で、除染及び汚染検査が行われ、燃料集合体１０１に組み立てるための準備をする。

燃料棒取扱作業台６０１は、未使用核燃料集合体１０１から引き抜いた燃料棒を除染し、汚染検査をするために一時的に留め置き、燃料集合体に組み立てるために一時的に留め置くことができる限り、その構造は特に限定されない。一例として、図８及び図９に示す燃料棒取扱作業台６０１について説明する。燃料棒取扱作業台６０１は、格子状に配置されたステンレス鋼製の支柱部６１０と燃料棒１０５，１０９を積載及び移送するのに用いられるアルミ製のフレーム部６２０とを有する。支柱部６１０は、アンカー等で床面１３に固定され、耐震性を有するように形成されている。フレーム部６２０は、解体・除染部６０２、払出サーベイ部６０３、スミヤサーベイバッファ部６０４、再組立バッファ部６０５、及び再組立部６０６を有する。これらは、支柱部６１０に固定され、互いに並行に配置されている。フレーム部６２０のこれら各種作業が行われる領域が互いに並行に配置されることで、原子炉建屋の限られた面積の作業フロア１１での作業スペース１５を最小化することができる。

解体・除染部６０２は、未使用核燃料集合体１０１から引き抜いた燃料棒１０５，１０９を載置し、除染を行う領域である。図８及び図１０に示すように、この実施形態の解体・除染部６０２は、段切替部６１１とローラ部６１３とを８つ有し、これらがＸ方向に所定の間隔をあけて配置されている。ローラ部６１３は、燃料棒１０５，１０９の軸方向の移動を補助すると共に、隣接する燃料棒１０５，１０９同士が接触しない構造を有するので、隣接する燃料棒１０５，１０９同士の接触による汚染を防止することができる。この実施形態のローラ部６１３は、９個のガイドローラ６１２がＹ方向に一列に配置されて構成されている。したがって、解体・除染部６０２には、最大９本の燃料棒１０５，１０９を載置し、除染を行うことができる。ガイドローラ６１２は、例えば全周にわたってＶ型の溝を有する車輪である。ガイドローラ６１２は、未使用核燃料集合体１０１を構成している燃料棒１０５，１０９同士のピッチと同じになるように配置され、これによって未使用核燃料集合体１０１から引き抜かれる燃料棒１０５，１０９の水平方向の湾曲が防止される。また、解体・除染部６０２は、ローラ部６１３の高さが調整できるようになっている。ローラ部６１３の高さを最も低い位置に設定したとき、燃料棒集合体１０１に正方格子配列に配置されている燃料棒１０５，１０９をその最下列から平行に引き抜いて載置できるように、段切替部６１１に取り付けられたローラ部６１３が設置されている。燃料集合体１０１の正方格子配列の最下列より上の列から燃料棒１０５，１０９を引き抜くときには、切替段部６１１でローラ部６１３の高さを変更することができ、これによって燃料棒１０５，１０９の鉛直方向のたわみを防止して平行に引き抜くことができる。また、ローラ部６１３は、切替段部６１１に着脱可能に形成されており、交換することができる。したがって、ローラ部６１３からの汚染を防止することができる。ローラ部６１３はアルミ等の除染し易い部材で形成されるのが好ましい。なお、この実施形態における解体・除染部６０２は、Ｘ方向に沿って８つの段切替部６１１とローラ部６１３とが配置されているが、燃料棒１０５，１０９を保持することができればよく、例えば少なくとも３つの段切替部６１１とローラ部６１３とが配置される。また、この実施形態における解体・除染部６０２は、Ｙ方向に９つのガイドローラ６１２が配置されているが、燃料棒を１本ずつ処理する場合にはガイドローラ６１２は１つであってもよく、少なくとも１つ配置されていればよい。９×９燃料Ｂ型の燃料集合体１０１の場合は燃料棒１０５，１０９が９行及び９列で格子状に配列されているので、燃料集合体１０１の一行に配置される数と同じ数すなわち９つのガイドローラが配置されているのが、効率性の点から好ましい。また、ローラ部６１３はＸ方向のみの移動に制限するローラでなく、図１１に示すボール式ガイドローラ６２１と同様の構造を有していてもよい。

払出サーベイ部６０３は、汚染検査の判定が出るまで燃料棒１０５，１０９を一時的に留め置く領域である。払出サーベイ部６０３は、解体・除染部６０２にＹ方向に隣接し、解体・除染部６０２よりも高い位置に設置されている。図８及び図１１に示すように、払出サーベイ部６０３は、Ｘ方向に延在するアルミ製の板６２４と、その上にＸ方向に所定の間隔をあけて一列に配置された８つのボール式ガイドローラ６２１とにより構成されている。ボール式ガイドローラ６２１は、燃料棒１０５，１０９の回転及び軸方向への移動を補助すると共に、隣接する燃料棒１０５，１０９同士を接触させない構造を有する。例えば、ボール式ガイドローラ６２１は、Ｙ方向に４つのＶ溝が設けられ、このＶ溝における２つの傾斜面６２２にそれぞれ２つずつのボール６２３がボール受座６２５に嵌合されて回転可能に設けられている。払出サーベイ部６０３では、４本の燃料棒１０５，１０９を載置して、汚染検査の判定が出るまで留め置くことができる。ボール式ガイドローラ６２１は、隣接する燃料棒１０５，１０９同士を接触させない構造を有するので、隣接する燃料棒１０５，１０９同士を接触による汚染を防止することができる。ボール式ガイドローラ６２１は、アルミ製の板６２４に着脱可能に形成されており、交換することができるので、ボール式ガイドローラ６２１からの汚染を防止することができる。ローラ部６１３はアルミ等の除染し易い部材で形成されるのが好ましい。なお、この実施形態における払出サーベイ部６０３は、Ｘ方向に沿って８つのボール式ガイドローラが配置されているが、燃料棒１０５，１０９を保持することができればよく、例えば少なくとも３つのボール式ガイドローラ６２１が配置される。また、この実施形態のボール式ガイドローラ６２１は、Ｙ方向に４つのＶ溝が設けられているが、Ｖ溝の数は特に限定されない。燃料棒１０５，１０９を１本ずつ処理する場合には、Ｖ溝は１つであってもよい。複数本の燃料棒１０５，１０９を１バッチとして処理するのが効率的である点で、２〜８つのＶ溝が設けられているのが好ましい。また、この実施形態のボール式ガイドローラ６２１は、２つの傾斜面６２２にそれぞれ２つずつのボール６２３が回転可能に設けられているが、２つの傾斜面６２２にそれぞれ少なくとも１つのボール６２３が回転可能に設けられていればよい。

スミヤサーベイバッファ部６０４は、燃料棒サーベイ作業台７０１で行われている２回目の汚染検査の判定が出るまで燃料集合体１０５，１０９を一時的に留め置く領域である。スミヤサーベイバッファ部６０４は、払出サーベイ部６０３にＹ方向に隣接する位置に設置されている。図８及び図９に示すように、スミヤサーベイバッファ部６０４は、支柱部６１０の上に格子状に配置されたアルミ製の板を有する。格子状のアルミ製の板のうち払出サーベイ部６０３の端部から再組立バッファ部６０５にわたって配置された複数の板は、払出サーベイ部６０３から再組立バッファ部６０５に向かって下がる傾斜レール６３１になっている。この実施形態では、スミヤサーベイバッファ部６０４には、Ｘ方向に沿って８つの傾斜レール６３１が配置されているが、燃料棒１０５，１０９を保持できればよく、例えば少なくとも３つの傾斜レール６３１が配置される。傾斜レール６３１は、その上に燃料棒１０５，１０９を置くと転動し、その上に設置されたローラ部６３４に燃料棒１０５，１０９を置くと転動しない程度の傾斜角度を有し、傾斜角度は、例えば２〜５°である。傾斜レール６３１における払出サーベイ部６０３側すなわち高部側の端部領域の上面には、ローラ部６３４がそれぞれ設けられている。ローラ部６３４は４つのガイドローラ６３３を有し、ガイドローラ６３３はＹ方向に所定の間隔をあけて設けられ、４本の燃料棒１０５，１０９を間隔をあけて載置できる構造になっている。したがって、スミヤサーベイバッファ部６０４では、最大４本の燃料棒１０５，１０９を載置して、２回目の汚染検査の判定が出るまで留め置くことができる。この実施形態では、ローラ部６３４は４つのガイドローラ６３３を有するが、燃料棒１０５，１０９を１本ずつ処理する場合には、ガイドローラ６３３は１つであってもよい。複数本の燃料棒１０５，１０９を１バッチとして処理するのが効率的である点で、２〜８つのガイドローラ６３３を有するのが好ましい。ガイドローラ６３３は、例えば全周にわたってＶ型の溝を有する車輪である。ガイドローラ６３３は、燃料棒１０５，１０９の軸線方向への移動を補助すると共に、隣接する燃料棒１０５，１０９同士を接触させない構造を有する。ガイドローラ６３３は、隣接する燃料棒１０５，１０９同士を接触させない構造を有するので、隣接する燃料棒１０５，１０９同士の接触による汚染を防止することができる。ガイドローラ６３３は、傾斜レール６３１に着脱可能に形成されており、交換することができるので、ガイドローラ６３３からの汚染を防止することができる。また、各傾斜レール６３１に対してＸ方向に隣接して複数の回動板６３２が設けられ、傾斜レール６３１を貫通するように設けられた軸棒Ｂを中心にして、これらの回動板６３２が回動可能に形成されている。定常状態で、回動板６３２は、ストッパー（図示なし）により回動板６３２の上面が傾斜レール６３１よりも低い位置に固定されている。ストッパーを解除することにより、回動板６３２が軸棒Ｂを中心にして回転して、回動板６３２の上面が、ガイドローラ６３３よりも高い位置で傾斜面となり、ガイドローラ６３３に載置されていた燃料棒１０５，１０９が傾斜レール６３１の上面に移動して、再組立バッファ部６０５に向かって転動する。

再組立バッファ部６０５は、２回目の汚染検査の判定が合格になった燃料棒１０５，１０９を蓄え、燃料棒１０５，１０９を１本ずつ再組立部６０６へ払い出す領域である。図８及び図９に示すように、再組立バッファ部６０５は、傾斜レール６３１における低部側の端部領域であり、その端部領域の上面にスミヤサーベイバッファ部６０４から転動してきた燃料棒１０５，１０９が蓄えられる。再組立バッファ部６０５には、傾斜レール６３１のＹ方向の長さに応じて複数の燃料棒１０５，１０９を蓄えることができる。再組立バッファ部６０５は、Ｘ方向に所定の間隔をあけて一列に配置された、燃料棒１０５，１０９を１本ずつ再組立部６０６へ払い出す個別払出機構６４１を有する。この実施形態では、再組立バッファ部６０５には、傾斜レール６３１に隣接して８つの個別払出機構６４１が設けられているが、燃料棒１０５，１０９を１本ずつ再組立部６０６へ払い出すことができればよく、例えば少なくとも３つの個別払出機構６４１が設けられる。個別払出機構６４１は、例えば、図１３に示すように、クランク機構等により上下運動して隣接する燃料棒１０５，１０９の間に挿入されることで他の燃料棒１０５，１０９から分離しつつ、１本の燃料棒１０５，１０９を持ち上げる分離部６４２と、傾斜レール６３１における最下部、すなわち再組立部６０６に最も近い燃料棒１０５，１０９の移動を止める壁及びこの壁の頂部に設けられ、再組立部６０６に向かって下がる傾斜面を有する払出部６４３とを有する。この個別払出機構６４１では、分離部６４２を上方に移動させることで隣接する燃料棒１０５，１０９が分離されると同時に、１本の燃料棒１０５，１０９が持ち上げられ、払出部６４３の頂部の傾斜面を転動して再組立部６０６に向かって１本の燃料棒１０５，１０９が払い出される。分離部６４２を下方に移動させると、傾斜レール６３１上にある燃料棒１０５，１０９が払出部６４３の壁で止められて、再組立バッファ部６０５に複数の燃料棒１０５，１０９が蓄えられる。個別払出機構６４１は、作業者の操作により所望のタイミングで燃料棒１０５，１０９を１本ずつ再組立部６０６へ払い出すことができる。傾斜レール６３１の上方には、制限枠６５１が設けられている。制限枠６５１は、燃料棒１０５，１０９の飛越を防止し、燃料棒１０５，１０９の移送順序が入れ替わらないように形成されている。例えば、制限枠６５１は、傾斜レール６３１の上面から燃料棒１０５，１０９の直径よりも高くこの直径の２倍よりも低い位置に傾斜レール６３１と並行に設けられている。また、傾斜レール６３１と制限枠６５１との間に燃料棒１０５，１０９が配置されるように、傾斜レール６３１及び制限枠６５１のＸ方向の位置が設定されている。なお、制限枠６５１は、燃料棒１０５，１０９の飛越を防止することができる限り、その形状及び数は特に限定されず、例えば少なくとも１つの板状の制限枠が傾斜レール６３１の上方に傾斜レール６３１の傾きに沿って設けられる。

再組立部６０６は、後述する第２の燃料集合体作業台９００に装着されたスケルトンに除染した燃料棒１０５，１０９を挿入して燃料棒集合体１０１の形状に再組み立てするための準備をする領域である。図８及び図９に示すように、再組立部６０６は、作業台６０１における解体・除染部６０２が設けられている側とは反対側の側面上方部に設けられ、解体・除染部６０２と同様の構造を有する。したがって、再組立部６０６は、解体・除染部６０２と同様に、燃料棒１０５，１０９を挿入する際に、燃料棒１０５，１０９の鉛直方向及び水平方向の湾曲を防止することができる。

燃料棒取扱作業台６０１の払出サーベイ部６０３に載置されている間に汚染検査が行われ、検出限界以下まで除染されていることが確認された後に、燃料棒１０５，１０９は、燃料棒サーベイ作業台７０１に移送される。燃料棒サーベイ作業台７０１は、払出サーベイ部６０３のＸ方向に隣接して配置されている。燃料棒サーベイ作業台７０１は、汚染検査の補助を行い、２回目の汚染検査を行う設備である。燃料棒サーベイ作業台７０１では、ろ紙による汚染検査が行われる。

燃料棒サーベイ作業台７０１は、払出サーベイ部６０３から移送された燃料棒１０５，１０９の２回目の汚染検査をするために一時的に留め置き、スミヤサーベイバッファ部６０４へ燃料棒１０５，１０９を移送することができる限り、その構造は特に限定されない。一例として、図１２に示す燃料棒サーベイ作業台７０１について説明する。燃料棒サーベイ作業台７０１は、図８に示すように、燃料棒取扱作業台６０１にＸ方向に隣接して配置され、その幅は特に限定されないが、この実施形態の燃料棒サーベイ作業台７０１は払出サーベイ部６０３及びスミヤサーベイバッファ部６０４の合計幅の少なくとも２倍の幅を有する。図１２に示すように、燃料棒サーベイ作業台７０１は、格子状に配置されたステンレス製の支柱部７１０と、支柱部７１０の上にＸ方向に間隔をあけて配置され、Ｙ方向に延在する複数枚のアルミ製の板７２０と、アルミ製の板７２０の上にＸ方向に延在する２つのアルミ製の可動テーブル７３０とを有する。支柱部７１０は、アンカー等で床面１３に固定され、耐震性を有するように形成されている。この実施形態では、可動テーブル７３０は、払出サーベイ部６０３及びスミヤサーベイバッファ部６０４それぞれの幅と同じ幅すなわちＹ方向長さを有し、２つの可動テーブル７３０の可動範囲は２つの可動テーブル７３０の合計幅の２倍である。可動テーブル７３０は、払出サーベイ部６０３と同様に、テーブル部７３１と、その上にＸ方向に所定の間隔をあけて一列に配置された８つのボール式ガイドローラ７３２とにより構成され、４本の燃料棒を間隔をあけて載置できる構造になっている。ボール式ガイドローラ７３２は、図１１に示すボール式ガイドローラ６２１と同様の構造を有している。ボール式ガイドローラ７３２は、燃料棒の回転及び軸方向への移動を補助すると共に、隣接する燃料棒１０５，１０９同士を接触させない構造を有している。ボール式ガイドローラ７３２は、隣接する燃料棒１０５，１０９同士を接触させない構造を有するので、隣接する燃料棒１０５，１０９同士の接触による汚染を防止することができる。ボール式ガイドローラ７３２は、テーブル部７３１に着脱可能に形成されており、交換することができるので、ボール式ガイドローラ７３２からの汚染を防止することができる。ボール式ガイドローラ７３２はアルミ等の除染し易い部材で形成されるのが好ましい。可動テーブル７３０は、払出サーベイ部６０３とスミヤサーベイバッファ部６０４の高さと同じであるので、燃料棒１０５，１０９が鉛直方向にたわむことなく平行に移送することができる。なお、この実施形態では、可動テーブル７３０は、払出サーベイ部６０３と同様にＸ方向に沿って８つのボール式ガイドローラ７３２が配置され、４本の燃料棒１０５，１０９を載置できるように形成されているが、払出サーベイ部６０３と同様に、例えば少なくとも３つのボール式ガイドローラが配置され、Ｖ溝は１つであってもよく、複数本の燃料棒１０５，１０９を１バッチとして処理するのが効率的である点で、２〜８つのＶ溝が設けられているのが好ましい。また、Ｖ溝における２つの傾斜面には、それぞれ少なくとも１つのボールが回転可能に設けられていればよい。

可動テーブル７３０はＹ方向に可動できるようにテーブル部７３１の下面にローラ等が設けられている。したがって、払出サーベイ部６０３から燃料棒１０５，１０９を受け取る際には、可動テーブル７３０を払出サーベイ部６０３の軸線と一致する位置に配置し、スミヤサーベイバッファ部６０４へ移送する際には、可動テーブル７３０をスミヤサーベイバッファ部６０４の軸線と一致する位置に配置することで、燃料棒１０５，１０９を水平方向に湾曲することなく移送することができる。スミヤサーベイバッファ部６０４に移送した燃料棒１０５，１０９について、再度汚染検査が必要になった場合に、２つの可動テーブル７３０が独立して可動するので、燃料棒１０５，１０９を燃料棒サーベイ作業台７０１に戻して、再度汚染検査をすることができる。

可動テーブル７３０及び燃料棒１０５，１０９の動きについて、図１４を参照しつつ説明する。図１４において、一方の可動テーブルを第１可動テーブル７３０ａ、他方の可動テーブルを第２可動テーブル７３０ｂと称する。第１可動テーブル７３０ａ及び第２可動テーブル７３０ｂを燃料棒サーベイ作業台７０１のＹ方向の中央に配置したとき、第１可動テーブル７３０ａは払出サーベイ部６０３のＸ方向に隣接する位置に配置され、第２可動テーブル７３０ｂはスミヤサーベイバッファ部６０４のＸ方向に隣接する位置に配置される。燃料棒サーベイ作業台７０１は、Ｘ方向から見て、４つの可動テーブル７３０を設置できる幅を有する。図１４において、可動テーブル７３０の位置を左から順に第１位置（１）、第２位置（２）、第３位置（３）、第４位置（４）と称する。また、以下においては４本の燃料棒１０５，１０９を１バッチとして処理及び移送を行う場合について説明する。

ステップ０では、未使用核燃料集合体１０１の解体が開始され、燃料棒サーベイ作業台７０１には燃料棒１０５，１０９が載置されていない。ステップ１では、第１可動テーブル７３０ａが第２位置（２）に固定され、払出サーベイ部６０３から１バッチ目の４本の燃料棒１０５，１０９が第１可動テーブル７３０ａに払い出される。グリーンハウス２０内では、２バッチ目の燃料棒１０５，１０９が引き抜かれ、除染される。ステップ２では、第２可動テーブル７３０ｂが第２位置（２）に移動され、払出サーベイ部６０３から２バッチ目の４本の燃料棒１０５，１０９が第２可動テーブル７３０ｂに払い出される。このとき、１バッチ目の燃料棒１０５，１０９は、ろ紙による２回目の汚染検査が行われている。その後、２バッチ目の汚染検査が行われる。ステップ３では、第１可動テーブル７３０ａが第３位置（３）に、第２可動テーブル７３０ｂが第４位置（４）に移動される。ステップ４では、ろ紙による２回目の汚染検査の合格判定を受けて、１バッチ目の燃料棒１０５，１０９をスミヤサーベイバッファ部６０４に払い出す。ステップ５では、第１可動テーブル７３０ａが第２位置（１）に移動され、３バッチ目の燃料棒１０５，１０９が払出サーベイ部６０３から払い出される。ステップ６では、第２可動テーブル７３０ｂが第３位置（３）に移動され、２バッチ目の燃料棒１０５，１０９をスミヤサーベイバッファ部６０４に払い出す。ステップ６の後の状態は、ステップ１の後の状態と同じであることから、これ以降はステップ２〜ステップ６の動作が繰り返される。このように、２つの可動テーブル７３０ａ，７３０ｂを可動させて燃料棒１０５，１０９をバッチ単位で移動させることで、燃料棒１０５，１０９を滞留させることなく、また燃料棒１０５，１０９の順序が入れ替わることなく、第２汚染検査工程を行うことができる。
なお、第２汚染検査工程に用いる放射線測定器の検出効率が高く、第２汚染検査工程に要する時間がその前工程の燃料棒１０５，１０９の払い出しを律速するものでない場合、図１４に示すように第１及び第２の可動テーブル７３０ａ，７３０ｂを設けることなく、第１可動テーブルだけで燃料棒１０５，１０９を次の工程に払い出してもよい。

なお、作業台３００及び台４０１等の、燃料集合体１０１、燃料棒１０５，１０９を扱う設備は、全て難燃性又は不燃性の材料で形成されているのが、防災上の観点から好ましい。

作業台３００が設置されている領域には、テレビカメラが設置されているのが好ましい。テレビカメラを設置することによって、あるいは、予め設置されたテレビカメラの視界内にこの領域を設定することによって、燃料棒１０５，１０９が燃料集合体１０１に組み立てられる前に、作業台３００が設置されている作業スペース１５から持ち出されないように管理することができる。

この実施形態の未使用核燃料の処理システムは、未使用核燃料集合体１０１を装荷し、未使用核燃料集合体１０１の姿勢変更を補助する燃料保持架台３０１を有するので、使用済燃料プール１２に鉛直状態に貯蔵されている未使用核燃料集合体１０１を水平状態にする際に、未使用核燃料集合体１０１が自重でたわんで燃料棒１０５，１０９やその他の部材が変形するのを防止することができる。また、水平状態に姿勢変更した後の燃料保持架台３０１を含む作業台３００で、未使用核燃料集合体１０１を解体及び除染することができるので、作業者の高さ方向の移動がなく、水平方向の移動で処理作業を行うことができ、効率的で安全である。

この実施形態の未使用核燃料の処理システムによると、未使用核燃料集合体１０１に付着していた放射性物質を除染した後に、例えば加工施設に輸送されるので、加工施設に輸送する過程で放射性物質による環境の汚染及び人体への被曝が生じるおそれがない。また、原子炉施設に搬入されたときと同じ燃料集合体１０１という形状で搬出できるので、搬入の際に使用できる容器と同じ設計の容器を使用して搬出することができ、未使用核燃料を輸送するための容器を別に用意する必要がなく、低コストである。また、搬入の際に使用した容器であれば設計上の安全性が確認されており、法令上の規制も少ない。さらに、燃料ペレットが燃料棒１０５，１０９に収容された状態で搬出されるので、計量するのが容易であり、燃料棒１０５，１０９から燃料ペレットを取り出して搬出するよりも、計量管理が容易である。

この実施形態の未使用核燃料の処理システムを用いて再組み立てされた未使用核燃料集合体１０１が加工施設に輸送された場合には、未使用核燃料は、加工施設で物理的に、例えばウラン酸化物（Ｕ_３Ｏ_８、ＵＯ_２）の粉末及び円柱状のペレット等の様々な形態に加工することができる。加工された核燃料は、原子力発電所等の原子炉施設等に輸送され、再利用することができる。このように、未使用核燃料が、再処理工場ではなく、加工施設に輸送されると、化学処理を経ずに、例えば物理的な形状等の加工を行うだけで再利用できる状態にすることができるので、工程数を低減することができ、低コストである。また、加工施設へ輸送された未使用核燃料は、そのまま他の原子炉施設へ輸送して再利用すること、及び加工施設で物理的な形状の加工を行い、再度燃料集合体を形成して軽水炉で再利用すること等、再利用の自由度を高めることができる。

この発明に係る未使用核燃料の処理方法及び未使用核燃料の処理システムは、前記実施形態に限定されることなく、この発明の課題を達成することができる限り適宜変更をすることができる。
例えば、以下の変更がある。

本明細書では沸騰水型軽水炉に装荷される燃料集合体１０１で、全ての燃料棒１０５の長さが一致している実施例を記載したが、燃料集合体の設計によっては一部の燃料棒の長さが他の大多数の燃料棒の長さよりも短い「部分長燃料棒」を含むものもある。この場合、前記実施形態の未使用核燃料の処理方法に記載したように手動で燃料棒を引き抜く際に上端部を直接手で掴んで引き抜くことは困難なため、部分長燃料棒に限定して延長工具を連結し、延長工具を掴んで引き抜く、あるいは、燃料集合体の再組立工程で延長工具を連結したままスケルトンに挿入することとしてもよい。

部分長燃料棒は、他の燃料棒と隣接した状態でスケルトンに挿入することは困難であるため、解体の順序としてタイロッドを全て引き抜いた後に、あるいはタイロッドの引き抜きよりも先に部分長燃料棒を引き抜いて、タイロッドよりも先に部分長燃料棒を汚染していないスケルトンに挿入する手順としてもよい。

前記実施形態では計量管理を容易にするために再組み立てする燃料集合体１０１の燃料棒１０５，１０９の配置は解体する未使用核燃料集合体１０１と一致させることとしていたが、原子炉施設での計量管理や除染した燃料集合体を受け入れる加工工場での計量管理のシステム・ルールが対応していれば、必ずしも燃料棒の配置は完全に一致していなくてもよい。

本明細書では燃料棒１０５，１０９の第２の汚染検査工程で可動テーブル７３０を２つ並べ、その可動範囲を可動テーブル７３０２つ分の幅の２倍にとり、２回目の汚染検査の判定が出るまでの待ち時間の間に可動テーブル７３０を払い出し側すなわち払出サーベイ部６０３側に移動させて別の可動テーブル７３０に１回目の汚染検査が合格となった燃料棒１０５，１０９を受け入れる実施例を記載しているが、２回目の汚染検査の時間が律速とならない測定器を使用している場合には可動テーブル７３０を１個にして、運用してもよい。

本明細書では、除染した燃料棒１０５，１０９を汚染していない部材のスケルトンに挿入し、燃料集合体１０１の形状に組み立てることで輸送上の規制や計量管理を容易にする実施例が記載されている。しかし、搬出に使用する輸送容器が燃料棒の形状で梱包すること、あるいは燃料棒を燃料集合体の形状でなく燃料棒梱包体といった形状に梱包することで輸送することが設計上認められている型式のものであれば、１体の燃料集合体から引き抜いた全ての燃料棒が過不足なく１体の燃料棒梱包体、又は１基の輸送容器に梱包され、解体する前の燃料集合体に付された固有番号と燃料梱包体又は輸送容器との対応を付けることが可能であれば、必ずしも燃料集合体の形状に組み立てなくてもよい。

本明細書では、未使用核燃料集合体１０１の解体及び除染を行う作業エリアをグリーンハウス２０で囲むことで汚染の拡大を防止する実施例が記載されているが、使用済燃料プールから引き上げた未使用核燃料集合体全面を難燃シート等で覆い、また、汚染区域と管理区域との境界を燃料集合体作業台５００を設置した空間から十分に距離を置き、さらに、汚染区域の空気中放射性物質濃度を常時監視するなどの方法によって、管理区域が汚染するおそれがない場合には、解体及び除染作業を行う空間を必ずしもグリーンハウスで囲っていなくともよい。

本明細書の実施例では、燃料保持架台受座５０１等の作業台３００は床面１３にアンカー等で固定することによって耐震性を担保することとしているが、燃料保持架台受座５０１等の設計が水平方向荷重による移動や転倒を十分に防ぐことができるものとなっていれば、必ずしもアンカー等によって床面と固定していなくてもよい。

本明細書では、実施例として沸騰水型原子力発電施設から、沸騰水型原子炉用燃料集合体を搬出するための未使用核燃料の処理方法及び処理システムを記載したが、この発明に係る未使用核燃料の処理方法及び処理システムは、加圧水型原子力発電施設から加圧水型原子炉用燃料集合体を搬出する場合に適用することができる。

本明細書では、ピット１４に燃料保持架台３０１を固定して、この燃料保持架台３０１に未使用核燃料集合体１０１を装荷する実施例が記載されているが、床面１３に燃料保持架台３０１が転倒しないような対策を施して起立させ、架台装荷工程を実施してもよい。

本明細書の実施例では、引き抜いた燃料棒１０５，１０９の位置と再組立ての際の燃料棒１０５，１０９の挿入位置とを一致させ、移送途中での燃料棒１０５，１０９の追い越しが発生しないような管理を行っているが、除染が完了した燃料棒１０５，１０９を蓄積しておき、再組立てにおいては燃料棒に刻字されたバーコードの読み取りで燃料棒を識別することによって挿入位置を指定するような自動管理を行ってもよい。

１１ 作業フロア
１２ 使用済燃料プール
１３ 床面
１４ ピット
１５ 作業スペース
１６ 保管スペース
１８ 検査台
１９ 貯蔵ラック
２０ グリーンハウス
２１ チャンネルボックス
２２ チャンネルファスナ
１０１ 燃料集合体
１０２ 上部タイプレート
１０３ スペーサ
１０４ 下部タイプレート
１０５，１０９ 燃料棒
１０６ ハンドル
１０７ ノズル部
１０８ ロックナット
１０９ タイロッド
１１０ 水管
１１１ ロッドスプリング
１１２ グリッド部
３００ 作業台
３０１ 燃料保持架台
３０２ バック枠板
３０３ 底部
３０４ 上部タイプレート保持部
３０５ スペーサ保持部
３０６ ローラ
３０７ 第１連結部
３０８ 第２連結部
４０１ 台
４１１ 底面部
４１２ 上面部
４１３ 支持板
４１４ 突起
５００ 燃料集合体作業台
５０１ 燃料保持架台受座
６０１ 燃料棒取扱作業台
６０２ 解体・除染部
６０３ 払出サーベイ部
６０４ スミヤサーベイバッファ部
６０５ 再組立バッファ部
６０６ 再組立部
６１０ 支柱部
６１１ 段切替部
６１２，６３３ ガイドローラ
６１３，６３４ ローラ部
６２０ フレーム部
６２１，７３２ ボール式ガイドローラ
６２２ 傾斜面
６２３ ボール
６２４ 板
６２５ ボール受座
６３１ 傾斜レール
６３２ 回動板
６４１ 個別払出機構
６４２ 分離部
６４３ 払出部
６５１ 制限枠
７０１ 燃料棒サーベイ作業台
７１０ 支柱部
７２０ 板
７３０，７３０ａ，７３０ｂ 可動テーブル
７３１ テーブル部
８０１ 第２の燃料保持架台
９００ 第２の燃料集合体作業台
９０１ 第２の燃料保持架台受座

Claims (15)

1. 原子炉施設の使用済燃料プールに使用済核燃料集合体と共に貯蔵されている未使用核燃料集合体を装荷し、前記未使用核燃料集合体の姿勢変更を補助する燃料保持架台を含むと共に、前記未使用核燃料集合体を解体及び除染するのに用いる作業台を有する未使用核燃料の処理システム。
2. 前記作業台は、前記燃料保持架台を水平状態で自身の上に着脱可能に固定することのできる燃料保持架台受座を有する請求項１に記載の未使用核燃料の処理システム。
3. 前記燃料保持架台受座は、その高さが１ｍより低い請求項２に記載の未使用核燃料の処理システム。
4. 前記作業台は、前記未使用核燃料集合体から引き抜いた燃料棒を載置する解体・除染部を有し、前記解体・除染部は、前記未使用核燃料集合体に配置されている燃料棒の高さに合わせて高さを変更可能である請求項１〜３のいずれか一項に記載の未使用核燃料の処理システム。
5. 前記作業台は、前記未使用核燃料集合体の軸線方向に沿って配置された少なくとも３つのボール式ガイドローラを有し、前記ボール式ガイドローラは、少なくとも２つのＶ溝を有し、前記Ｖ溝における２つの傾斜面にそれぞれ少なくとも１つのボールが回転可能に設けられている請求項１〜４のいずれか一項に記載の未使用核燃料の処理システム。
6. 前記作業台は、前記燃料棒を転動可能に設けられた傾斜レールと前記傾斜レールの上方に設けられ、前記燃料棒の移送順序の入れ替えを不能にする制限枠とを有する請求項１〜５のいずれか一項に記載の未使用核燃料の処理システム。
7. 前記作業台は、前記未使用核燃料集合体の軸線に直交する方向に移動する可動テーブルを有する請求項１〜６のいずれか一項に記載の未使用核燃料の処理システム。
8. 前記作業台は、複数の前記可動テーブルを有し、前記可動テーブルは互いに独立して可動する請求項７に記載の未使用核燃料の処理システム。
9. 前記作業台は、除染した燃料棒が配置される第２の燃料保持架台受座を有し、前記第２の燃料棒保持架台受座と前記燃料保持架台受座とが、並行に設置されている請求項１〜８のいずれか一項に記載の未使用核燃料の処理システム。
10. 前記第２の燃料棒保持架台受座と前記燃料保持架台受座とは、未臨界を担保できる距離を離して設置されている請求項９に記載の未使用核燃料の処理システム。
11. 原子炉施設の使用済燃料プールに使用済核燃料集合体と共に貯蔵されている未使用核燃料集合体を装荷した燃料保持架台を、鉛直状態から水平状態に姿勢を変更する姿勢変更工程、
    前記未使用核燃料集合体から燃料棒を引き抜く解体工程、及び
    前記燃料棒の表面を除染する除染工程
    を有する未使用核燃料の処理方法。
12. 除染した燃料棒の汚染検査を行う汚染検査工程を有する請求項１１に記載の未使用核燃料の処理方法。
13. 除染した燃料棒を燃料集合体に組み立てる再組立工程を有する請求項１１又は１２に記載の未使用核燃料の処理方法。
14. 前記再組立工程で組み立てられた燃料集合体は、前記未使用核燃料集合体を構成する燃料棒と同じ配列に組み立てられ、前記未使用核燃料集合体と同一の固有番号が付されている請求項１３に記載の未使用核燃料の処理方法。
15. 前記除染工程及び汚染検査工程は、２〜８本の燃料棒を１バッチとして処理及び移送を行う請求項１２〜１４のいずれか一項に記載の未使用核燃料の処理方法。

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