JP2017129365A - 放射性廃棄物の貯蔵方法及び装置 - Google Patents

Abstract

【課題】放射性廃棄物の貯蔵に関する信頼性向上を図り得る放射性廃棄物の貯蔵方法及び装置を提供する。【解決手段】放射性廃棄物Ｒwを封入するキャニスタ１と、キャニスタ１を内圧９ｐが負圧となるよう封入する密封監視用容器６と、密封監視用容器６を格納する遮蔽コンクリート室７と、遮蔽コンクリート室７に格納された密封監視用容器６を通風冷却する冷却装置８と、冷却装置８で通風冷却される密封監視用容器６の内圧９ｐを監視する内圧監視装置９と、内圧監視装置９で監視される密封監視用容器６の内圧９ｐが閾値を超えて変化した場合、密封監視用容器６の内部ガスをサンプリングして分析することにより、キャニスタ１からの漏洩の有無を検知する漏洩検知装置１０とを備える。【選択図】図６

Description

本発明は、放射性廃棄物の貯蔵方法及び装置に関するものである。

事故時等の原子力発電所等から排出される燃料デブリ等の放射性廃棄物は、例えば、キャニスタと呼ばれる金属製の容器に収納した状態で、鉄筋コンクリート製の建屋内に貯蔵され、崩壊熱を除くために所定期間に亘り冷却される。

尚、前記放射性廃棄物の貯蔵方法及び装置と関連する一般的技術水準を示すものとしては、例えば、特許文献１及び特許文献２がある。

特開２００４−１８４３９０号公報 特開２００４−２６４１６２号公報

しかしながら、特許文献１及び特許文献２に開示されたいずれの発明も、コンクリート製の容器の内部に単にキャニスタを保管した状態で、温度或いは圧力を検出することによって異常を検知するものに過ぎず、信頼性を更に高める上で改善の余地が残されていた。

一方、前記放射性廃棄物においては、貯蔵中、水の放射線分解等により水素が発生することがある。特に、燃料デブリ等の放射性廃棄物の場合、冷却や破砕等の過程で水が加えられることがあり、含水量によってはその後の貯蔵の過程で水素が生じやすい。一般に、水素濃度が規定値（例えば、体積濃度で４％）以上になると、可燃領域に入るため、該水素濃度は規定値未満に抑える必要がある。しかしながら、特許文献１に開示された発明、並びに特許文献２に開示された発明においては、キャニスタの内部の水素濃度に関して何ら考慮されていなかった。

本発明は、上記従来の問題点に鑑みてなしたもので、放射性廃棄物の貯蔵に関する信頼性向上を図り得る放射性廃棄物の貯蔵方法及び装置を提供しようとするものである。

本発明は、放射性廃棄物をキャニスタに封入する廃棄物封入工程と、
該廃棄物封入工程で放射性廃棄物が封入されたキャニスタを密封監視用容器に該密封監視用容器の内圧が負圧となるよう封入するキャニスタ封入工程と、
該キャニスタ封入工程でキャニスタが封入された密封監視用容器を遮蔽コンクリート室に格納する容器格納工程と、
該容器格納工程で遮蔽コンクリート室に格納された密封監視用容器を通風冷却する冷却工程と、
該冷却工程で通風冷却される密封監視用容器の内圧を監視する内圧監視工程と、
該内圧監視工程で監視される密封監視用容器の内圧が閾値を超えて変化した場合、密封監視用容器の内部ガスをサンプリングして分析することにより、キャニスタからの漏洩の有無を検知する漏洩検知工程と
を行う放射性廃棄物の貯蔵方法にかかるものである。

前記放射性廃棄物の貯蔵方法では、前記廃棄物封入工程において、前記キャニスタの開口部から放射性廃棄物を入れた状態で該放射性廃棄物を加熱することにより、前記キャニスタの内部から水を追い出した後、前記キャニスタに対し、水素・酸素再結合触媒及び水蒸気吸収材が内面に取り付けられた蓋材を前記開口部を覆うように溶接しても良い。

一方、本発明は、放射性廃棄物を封入するキャニスタと、
前記放射性廃棄物が封入されたキャニスタを内圧が負圧となるよう封入する密封監視用容器と、
該密封監視用容器を格納する遮蔽コンクリート室と、
該遮蔽コンクリート室に格納された密封監視用容器を通風冷却する冷却装置と、
該冷却装置で通風冷却される密封監視用容器の内圧を監視する内圧監視装置と、
該内圧監視装置で監視される密封監視用容器の内圧が閾値を超えて変化した場合、密封監視用容器の内部ガスをサンプリングして分析することにより、キャニスタからの漏洩の有無を検知する漏洩検知装置と
を備えた放射性廃棄物の貯蔵装置にかかるものである。

前記放射性廃棄物の貯蔵装置においては、前記キャニスタの開口部から内部に入れられた放射性廃棄物を加熱することにより、前記キャニスタの内部から水を追い出すためのヒータと、
該ヒータにて内部から水が追い出されたキャニスタに対し前記開口部を覆うように配置され且つ水素・酸素再結合触媒及び水蒸気吸収材が内面に取り付けられた蓋材と
を備えても良い。

前記放射性廃棄物の貯蔵装置においては、前記キャニスタの内部に配設される中性子吸収材を備えても良い。

前記中性子吸収材は、前記キャニスタの内壁面を覆うように配設しても良い。

又、前記中性子吸収材は、前記キャニスタの内壁面から径方向へ張り出し且つ前記キャニスタの周方向へ間隔をあけて配設しても良い。

本発明の放射性廃棄物の貯蔵方法及び装置によれば、放射性廃棄物の貯蔵に関する信頼性向上を図り得るという優れた効果を奏し得る。

本発明の放射性廃棄物の貯蔵方法及び装置の実施例において行われる各工程を示すフローチャートである。 本発明の放射性廃棄物の貯蔵方法及び装置の実施例において行われる内圧監視工程及び漏洩検知工程での詳細を示すフローチャートである。 本発明の放射性廃棄物の貯蔵方法及び装置の実施例における廃棄物封入工程を示す概略図である。 本発明の放射性廃棄物の貯蔵方法及び装置の実施例におけるキャニスタの内部に配設される中性子吸収材を示す概略図であって、（Ａ）はキャニスタの内壁面を覆うように中性子吸収材を配設した例を示す側断面図及び平断面図、（Ｂ）はキャニスタの内壁面から径方向へ張り出すよう中性子吸収材を配設した例を示す側断面図及び平断面図である。 本発明の放射性廃棄物の貯蔵方法及び装置の実施例におけるキャニスタ封入工程を示す概略図である。 本発明の放射性廃棄物の貯蔵方法及び装置の実施例における遮蔽コンクリート室に格納された密封監視用容器を示す概略図である。

以下、本発明の実施の形態を添付図面を参照して説明する。

図１〜図６は本発明の放射性廃棄物の貯蔵方法及び装置の実施例である。

本実施例の場合、図１に示す如く、廃棄物封入工程Ｐ１と、キャニスタ封入工程Ｐ２と、容器格納工程Ｐ３と、冷却工程Ｐ４と、内圧監視工程Ｐ５と、漏洩検知工程Ｐ６とを行うようになっている。

前記廃棄物封入工程Ｐ１は、燃料デブリ等の放射性廃棄物Ｒwをキャニスタ１（図３参照）に封入する工程である。前記廃棄物封入工程Ｐ１においては、図３に示す如く、前記キャニスタ１の開口部１ａから放射性廃棄物Ｒwを入れた状態で該放射性廃棄物ＲwをヒータＨにて加熱することにより、前記キャニスタ１の内部から水を追い出すようにしている。この後、前記キャニスタ１に対し、水素・酸素再結合触媒２及び水蒸気吸収材３が内面に取り付けられた蓋材４を前記開口部１ａを覆うように溶接し配置している。

ここで、前記キャニスタ１の内部には、中性子吸収材５（図４参照）を配設してある。前記中性子吸収材５は、例えば、図４（Ａ）に示す如く、前記キャニスタ１の内壁面を覆うよう円筒状に配設することができる。又、前記中性子吸収材５は、例えば、図４（Ｂ）に示す如く、それぞれ板状の部材で構成し、前記キャニスタ１の内壁面から径方向内側へ張り出し且つ前記キャニスタ１の周方向へ等間隔をあけて配設されるようにしても良い。尚、前記中性子吸収材５としては、例えば、アルミニウム合金粉末に酸化ホウ素を添加して加熱処理した焼結材を用いることができる。又、図３、図５及び図６では、図４（Ａ）或いは図４（Ｂ）に示すいずれかの中性子吸収材５が配設されるものとして、該中性子吸収材５の図示を省略している。

前記キャニスタ封入工程Ｐ２は、前記廃棄物封入工程Ｐ１で放射性廃棄物Ｒwが封入されたキャニスタ１を密封監視用容器６（図５参照）に該密封監視用容器６の内圧が負圧となるよう封入する工程である。前記密封監視用容器６は、前記キャニスタ１が格納される容器本体６ａと、該容器本体６ａの開口部を覆う密封蓋６ｂと、該密封蓋６ｂと容器本体６ａとの間に介装されるガスケット６ｃと、前記容器本体６ａのフランジ部６ｄに対し密封蓋６ｂを取り付けるボルト・ナット等の締結部材６ｅとを備えている。尚、前記密封監視用容器６は、図示していないポートから真空ポンプによって吸引を行うことにより内圧を負圧とするようになっている。

前記容器格納工程Ｐ３は、前記キャニスタ封入工程Ｐ２でキャニスタ１が封入された密封監視用容器６を遮蔽コンクリート室７（図６参照）に格納する工程である。前記遮蔽コンクリート室７は、図６に示す如く、前記密封監視用容器６を格納した状態で、遮蔽蓋７ａによって閉塞されるようになっている。

前記冷却工程Ｐ４は、前記容器格納工程Ｐ３で遮蔽コンクリート室７に格納された密封監視用容器６を通風冷却する工程である。前記遮蔽コンクリート室７は、図６に示す如く、その底部に形成された空気の取入口８ａと、該取入口８ａから導入される空気を密封監視用容器６の外周に流通させる流通路８ｂと、該流通路８ｂを流れる空気を外部へ導出するよう上部に形成された空気の排出口８ｃとを備え、これにより、前記遮蔽コンクリート室７に格納された密封監視用容器６を通風冷却する冷却装置８が構成されている。尚、前記冷却装置８は、密封監視用容器６を冷却できるものであるならば、どのような構成であっても良い。

前記内圧監視工程Ｐ５は、前記冷却工程Ｐ４で通風冷却される密封監視用容器６の内圧９ｐを監視する工程である。前記遮蔽コンクリート室７の遮蔽蓋７ａには、図６に示す如く、サンプリングポート９ａを取り付け、該サンプリングポート９ａ及び前記密封監視用容器６の密封蓋６ｂを貫通する圧力検出管９ｂを設けると共に、該圧力検出管９ｂに圧力計９ｃを取り付けてある。これにより、前記冷却装置８で通風冷却される密封監視用容器６の内圧９ｐを監視する内圧監視装置９が構成されている。

尚、前記内圧監視工程Ｐ５においては、図２のフローチャートにおける後述のステップＳ１に示す操作を行うようになっている。

前記漏洩検知工程Ｐ６は、前記内圧監視工程Ｐ５で監視される密封監視用容器６の内圧９ｐが閾値を超えて変化した場合、密封監視用容器６の内部ガスをサンプリングして分析することにより、キャニスタ１からの漏洩の有無を検知する工程である。前記圧力検出管９ｂの中途部からは、図６に示す如く、サンプリング管１０ａを分岐させ、該サンプリング管１０ａの中途部には、開閉弁１０ｂを設け、前記圧力計９ｃで検出された密封監視用容器６の内圧９ｐに基づき前記開閉弁１０ｂに開信号１０ｃを出力する制御器１０ｄを設けてある。これにより、前記内圧監視装置９で監視される密封監視用容器６の内圧９ｐが閾値を超えて変化した場合、密封監視用容器６の内部ガスをサンプリングして分析することにより、キャニスタ１からの漏洩の有無を検知する漏洩検知装置１０が構成されている。

尚、前記漏洩検知工程Ｐ６においては、図２のフローチャートにおける後述のステップＳ２〜ステップＳ６に示す操作を行うようになっている。

次に、上記実施例の作用を説明する。

先ず、廃棄物封入工程Ｐ１において、図３に示す如く、前記キャニスタ１の開口部１ａから放射性廃棄物Ｒwを入れた状態で該放射性廃棄物ＲwをヒータＨにて加熱すると、前記キャニスタ１の内部から水が追い出される。この後、前記キャニスタ１に対し、水素・酸素再結合触媒２及び水蒸気吸収材３が内面に取り付けられた蓋材４が前記開口部１ａを覆うように溶接される。

ここで、前記キャニスタ１の内部には、図４（Ａ）或いは図４（Ｂ）に示す如く、中性子吸収材５を配設してあるため、放射性廃棄物Ｒwの再臨界による核分裂連鎖反応が防止される。尚、図４（Ａ）に示す如く、前記キャニスタ１の内壁面を覆うように中性子吸収材５を配設した場合に、放射性廃棄物Ｒwの発熱が高く、前記中性子吸収材５が断熱材となってキャニスタ１の内部温度上昇が懸念される時には、前記中性子吸収材５を、図４（Ｂ）に示す如く、前記キャニスタ１の内壁面から径方向内側へ張り出し且つ前記キャニスタ１の周方向へ等間隔をあけて配設すると、キャニスタ１の内部温度上昇が抑制され、好ましい。但し、前記中性子吸収材５は、必ずしもキャニスタ１の周方向へ等間隔をあけて配設する必要はなく、その間隔は適宜選定すれば良い。

続いて、キャニスタ封入工程Ｐ２において、前記廃棄物封入工程Ｐ１で放射性廃棄物Ｒwが封入されたキャニスタ１が、図５に示す如く、密封監視用容器６に該密封監視用容器６の内圧が負圧となるよう封入される。前記密封監視用容器６は、その容器本体６ａに前記キャニスタ１が格納された後、該容器本体６ａの開口部が、ガスケット６ｃによって気密性が保持されるよう、密封蓋６ｂで覆われ、図示していないポートから真空ポンプによる吸引が行われつつ前記容器本体６ａのフランジ部６ｄに対し密封蓋６ｂがボルト・ナット等の締結部材６ｅで締め付けられることにより、前記キャニスタ１の封入が行われる。

次に、前記容器格納工程Ｐ３において、前記キャニスタ封入工程Ｐ２でキャニスタ１が封入された密封監視用容器６が、図６に示す如く、遮蔽コンクリート室７に格納される。前記遮蔽コンクリート室７は、前記密封監視用容器６を格納した状態で、遮蔽蓋７ａによって閉塞されている。

この後、前記冷却工程Ｐ４において、前記容器格納工程Ｐ３で遮蔽コンクリート室７に格納された密封監視用容器６が冷却装置８により通風冷却される。前記遮蔽コンクリート室７の内部は、図６に示す如く、その底部に形成された空気の取入口８ａから導入される空気が流通路８ｂを流れ、排出口８ｃから外部へ導出されることにより、通風冷却される。

そして、前記内圧監視工程Ｐ５において、前記冷却工程Ｐ４で通風冷却される密封監視用容器６の内圧９ｐが監視される。前記密封監視用容器６の内圧９ｐは、図６に示す如く、内圧監視装置９を構成する圧力検出管９ｂに取り付けられた圧力計９ｃによって検出され、制御器１０ｄへ入力され、該制御器１０ｄにおいて前記密封監視用容器６の内圧９ｐが閾値を超えて変化したか否かの判定が行われる（図２のステップＳ１参照）。

更に、前記漏洩検知工程Ｐ６において、前記内圧監視工程Ｐ５で監視される密封監視用容器６の内圧９ｐが閾値を超えて変化した場合、密封監視用容器６の内部ガスをサンプリングして分析することにより（図２のステップＳ２参照）、キャニスタ１からの漏洩の有無が検知される（図２のステップＳ３参照）。前記密封監視用容器６の内部ガスのサンプリングは、漏洩検知装置１０を構成する制御器１０ｄから開閉弁１０ｂへ開信号１０ｃが出力されて、該開閉弁１０ｂが開かれることによりサンプリング管１０ａから行われる。

前記密封監視用容器６の内部ガスをサンプリングして分析した結果、キャニスタ１からの漏洩が有った場合、各キャニスタ１の閉じ込め・外観検査により、漏洩の有るキャニスタ１を特定し、図示していないオーバーパックに収納することが行われる（図２のステップＳ４参照）。健全なキャニスタ１は除染後、密封監視用容器６に再収納して貯蔵される（図２のステップＳ５参照）。

前記密封監視用容器６の内部ガスをサンプリングして分析した結果、キャニスタ１からの漏洩が無かった場合、各キャニスタ１の閉じ込め・外観検査による密封機能維持確認後、密封監視用容器６を交換することが行われる（図２のステップＳ６参照）。

この結果、本実施例では、キャニスタ１が封入された密封監視用容器６を遮蔽コンクリート室７に格納した状態で、密封監視用容器６の内圧９ｐを監視しているため、万が一、キャニスタ１から内部ガスが漏洩したとしても密封監視用容器６の内部に閉じ込めることができ、特許文献１及び特許文献２に開示された発明と比較して、信頼性を更に高めることが可能となる。更に、前記キャニスタ１への水分、海塩、錆及びその他の粒子等の付着を予防でき、キャニスタ１の腐食を防止して健全性を維持することも可能となる。

一方、前記放射性廃棄物は、貯蔵中、水の放射線分解等により水素が発生することがあるが、本実施例の場合、ヒータＨによる加熱によって前記キャニスタ１の内部から水が追い出されているため、水の放射線分解等による水素の発生が抑えられる。更に、キャニスタ１の開口部１ａを覆う蓋材４の内面には水素・酸素再結合触媒２及び水蒸気吸収材３を取り付けてあるため、完全には追い出されなかった水の放射線分解等により水素が発生しても、該水素は水素・酸素再結合触媒２により酸素と再結合して水蒸気となり、水蒸気吸収材３により吸収される。これにより、前記キャニスタ１の内部の水素濃度が規定値未満に抑えられ、可燃領域に入ることが防止される。

こうして、放射性廃棄物Ｒwの貯蔵に関する信頼性向上を図り得る。

そして、本実施例の貯蔵方法の場合、前記廃棄物封入工程Ｐ１において、前記キャニスタ１の開口部１ａから放射性廃棄物Ｒwを入れた状態で該放射性廃棄物Ｒwを加熱することにより、前記キャニスタ１の内部から水を追い出した後、前記キャニスタ１に対し、水素・酸素再結合触媒２及び水蒸気吸収材３が内面に取り付けられた蓋材４を前記開口部１ａを覆うように溶接している。このように構成すると、前記放射性廃棄物は、貯蔵中、水の放射線分解等により水素が発生することがあるが、加熱によって前記キャニスタ１の内部から水が追い出されているため、水の放射線分解等による水素の発生が抑えられる。更に、完全には追い出されなかった水の放射線分解等により水素が発生しても、キャニスタ１の開口部１ａを覆う蓋材４の内面に取り付けられた水素・酸素再結合触媒２によって、前記水素は水素・酸素再結合触媒２により酸素と再結合して水蒸気となり、水蒸気吸収材３により吸収される。これにより、前記キャニスタ１の内部の水素濃度が規定値未満に抑えられ、可燃領域に入ることが防止される。

又、本実施例の貯蔵装置においては、放射性廃棄物Ｒwを封入するキャニスタ１と、前記放射性廃棄物Ｒwが封入されたキャニスタ１を内圧９ｐが負圧となるよう封入する密封監視用容器６と、該密封監視用容器６を格納する遮蔽コンクリート室７と、該遮蔽コンクリート室７に格納された密封監視用容器６を通風冷却する冷却装置８と、該冷却装置８で通風冷却される密封監視用容器６の内圧９ｐを監視する内圧監視装置９と、該内圧監視装置９で監視される密封監視用容器６の内圧９ｐが閾値を超えて変化した場合、密封監視用容器６の内部ガスをサンプリングして分析することにより、キャニスタ１からの漏洩の有無を検知する漏洩検知装置１０とを備えている。このように構成すると、放射性廃棄物Ｒwの貯蔵に関する信頼性向上を図り得る。

又、本実施例の貯蔵装置の場合、前記キャニスタ１の開口部１ａから内部に入れられた放射性廃棄物Ｒwを加熱することにより、前記キャニスタ１の内部から水を追い出すためのヒータＨと、該ヒータＨにて内部から水が追い出されたキャニスタ１に対し前記開口部１ａを覆うように配置され且つ水素・酸素再結合触媒２及び水蒸気吸収材３が内面に取り付けられた蓋材４とを備えている。このように構成すると、前記放射性廃棄物は、貯蔵中、水の放射線分解等により水素が発生することがあるが、ヒータＨによる加熱によって前記キャニスタ１の内部から水が追い出されているため、水の放射線分解等による水素の発生が抑えられる。更に、キャニスタ１の開口部１ａを覆う蓋材４の内面には水素・酸素再結合触媒２及び水蒸気吸収材３を取り付けてあるため、完全には追い出されなかった水の放射線分解等により水素が発生しても、該水素は水素・酸素再結合触媒２により酸素と再結合して水蒸気となり、水蒸気吸収材３により吸収される。これにより、前記キャニスタ１の内部の水素濃度が規定値未満に抑えられ、可燃領域に入ることが防止される。

又、本実施例の貯蔵装置の場合、前記キャニスタ１の内部に配設される中性子吸収材５を備えている。このように構成すると、放射性廃棄物Ｒwの再臨界による核分裂連鎖反応が防止される。

又、本実施例の貯蔵装置の場合、前記中性子吸収材５は、前記キャニスタ１の内壁面を覆うように配設される。このように構成しても、放射性廃棄物Ｒwの再臨界による核分裂連鎖反応が防止される。

又、本実施例の貯蔵装置の場合、前記中性子吸収材５は、前記キャニスタ１の内壁面から径方向へ張り出し且つ前記キャニスタ１の周方向へ間隔をあけて配設される。このように構成しても、放射性廃棄物Ｒwの再臨界による核分裂連鎖反応が防止され、更に、放射性廃棄物Ｒwの発熱が高く、前記キャニスタ１の内部温度上昇が懸念される場合に、前記キャニスタ１の内壁面から径方向へ張り出し且つ前記キャニスタ１の周方向へ間隔をあけて配設される中性子吸収材５は、前記キャニスタ１の内部温度上昇を抑制する上で有効となる。

尚、本発明の放射性廃棄物の貯蔵方法及び装置は、上述の実施例にのみ限定されるものではなく、本発明の要旨を逸脱しない範囲内において種々変更を加え得ることは勿論である。

１ キャニスタ
１ａ 開口部
２ 水素・酸素再結合触媒
３ 水蒸気吸収材
４ 蓋材
５ 中性子吸収材
６ 密封監視用容器
７ 遮蔽コンクリート室
８ 冷却装置
９ 内圧監視装置
９ｐ 内圧
１０ 漏洩検知装置
Ｈ ヒータ
Ｐ１ 廃棄物封入工程
Ｐ２ キャニスタ封入工程
Ｐ３ 容器格納工程
Ｐ４ 冷却工程
Ｐ５ 内圧監視工程
Ｐ６ 漏洩検知工程
Ｒw 放射性廃棄物

Claims (7)

1. 放射性廃棄物をキャニスタに封入する廃棄物封入工程と、
   該廃棄物封入工程で放射性廃棄物が封入されたキャニスタを密封監視用容器に該密封監視用容器の内圧が負圧となるよう封入するキャニスタ封入工程と、
   該キャニスタ封入工程でキャニスタが封入された密封監視用容器を遮蔽コンクリート室に格納する容器格納工程と、
   該容器格納工程で遮蔽コンクリート室に格納された密封監視用容器を通風冷却する冷却工程と、
   該冷却工程で通風冷却される密封監視用容器の内圧を監視する内圧監視工程と、
   該内圧監視工程で監視される密封監視用容器の内圧が閾値を超えて変化した場合、密封監視用容器の内部ガスをサンプリングして分析することにより、キャニスタからの漏洩の有無を検知する漏洩検知工程と
   を行う放射性廃棄物の貯蔵方法。
2. 前記廃棄物封入工程において、前記キャニスタの開口部から放射性廃棄物を入れた状態で該放射性廃棄物を加熱することにより、前記キャニスタの内部から水を追い出した後、前記キャニスタに対し、水素・酸素再結合触媒及び水蒸気吸収材が内面に取り付けられた蓋材を前記開口部を覆うように溶接する請求項１記載の放射性廃棄物の貯蔵方法。
3. 放射性廃棄物を封入するキャニスタと、
   前記放射性廃棄物が封入されたキャニスタを内圧が負圧となるよう封入する密封監視用容器と、
   該密封監視用容器を格納する遮蔽コンクリート室と、
   該遮蔽コンクリート室に格納された密封監視用容器を通風冷却する冷却装置と、
   該冷却装置で通風冷却される密封監視用容器の内圧を監視する内圧監視装置と、
   該内圧監視装置で監視される密封監視用容器の内圧が閾値を超えて変化した場合、密封監視用容器の内部ガスをサンプリングして分析することにより、キャニスタからの漏洩の有無を検知する漏洩検知装置と
   を備えた放射性廃棄物の貯蔵装置。
4. 前記キャニスタの開口部から内部に入れられた放射性廃棄物を加熱することにより、前記キャニスタの内部から水を追い出すためのヒータと、
   該ヒータにて内部から水が追い出されたキャニスタに対し前記開口部を覆うように配置され且つ水素・酸素再結合触媒及び水蒸気吸収材が内面に取り付けられた蓋材と
   を備えた請求項３記載の放射性廃棄物の貯蔵装置。
5. 前記キャニスタの内部に配設される中性子吸収材を備えた請求項３又は４記載の放射性廃棄物の貯蔵装置。
6. 前記中性子吸収材は、前記キャニスタの内壁面を覆うように配設される請求項５記載の放射性廃棄物の貯蔵装置。
7. 前記中性子吸収材は、前記キャニスタの内壁面から径方向へ張り出し且つ前記キャニスタの周方向へ間隔をあけて配設される請求項５記載の放射性廃棄物の貯蔵装置。

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