JP4663453B2 - 使用済核燃料容器の処理方法 - Google Patents
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Description
本発明は、使用済核燃料容器の処理方法に関する。
原子力発電所などで発生した使用済核燃料は、例えばそのまま使用済核燃料貯蔵用プールなどの貯蔵施設に保管されるが、その貯蔵容量に限界があるため、一定期間ごとに、使用済核燃料を中間貯蔵施設、再処理施設などに移送する必要がある。
そして、この移送時において、使用済核燃料はキャスクと呼ばれる使用済核燃料容器に収容されて中間貯蔵施設、再処理施設などに移送されている。
このキャスクには、輸送用、貯蔵用、および輸送兼貯蔵用のものがあるが、その内部に設けられた収容空間には、使用済核燃料を格納し得る多数の格納室を有するバスケットと呼ばれる格納部材が配置されており、またこのバスケットの構成材料としては、熱伝導性が良く且つ十分な強度を有するアルミニウム合金が用いられている（特許文献１、特許文献２参照）。
特開平８−２９５８４号公報
特開平９−１５９７９６号公報
このキャスクには、輸送用、貯蔵用、および輸送兼貯蔵用のものがあるが、その内部に設けられた収容空間には、使用済核燃料を格納し得る多数の格納室を有するバスケットと呼ばれる格納部材が配置されており、またこのバスケットの構成材料としては、熱伝導性が良く且つ十分な強度を有するアルミニウム合金が用いられている（特許文献１、特許文献２参照）。
ところで、使用済核燃料をキャスクに収納する場合、貯蔵用プールに満たされたイオン交換水内にキャスクを浸した状態で行われている。
このため、キャスクに使用済核燃料を収納する際に、バスケットの構成材料であるアルミニウム合金がそのまま表面に露出していると、貯蔵用プールに浸してから数十時間〜数日の間に、イオン交換水とアルミニウム合金との水和反応が起こり、水素ガスが発生して安全性に問題が生じるとともに、水和物である水酸化アルミニウムが水中に浮遊してプール内が濁り、作業性が低下するという問題が生じる。
このため、キャスクに使用済核燃料を収納する際に、バスケットの構成材料であるアルミニウム合金がそのまま表面に露出していると、貯蔵用プールに浸してから数十時間〜数日の間に、イオン交換水とアルミニウム合金との水和反応が起こり、水素ガスが発生して安全性に問題が生じるとともに、水和物である水酸化アルミニウムが水中に浮遊してプール内が濁り、作業性が低下するという問題が生じる。
従来、このような水素ガス発生に対しては、特に対策がとられていないことが多かったが、水素ガス発生抑制のために、バスケットの構成材料であるアルミニウム合金にアルマイト処理などを行うと、バスケットの構成部品のコストアップに繋がるとともに、構成部品の加工および組み立ての段階で被膜の一部が剥がれた場合には修復が困難となり、水素ガスの発生を完全に抑制することができない場合があった。
そこで、本発明は、低コストで且つ簡単な方法で、キャスクと呼ばれる使用済核燃料容器のバスケット内に使用済核燃料を収容する際に発生する水素ガスを抑制し得る使用済核燃料容器の処理方法を提供することを目的とする。
上記課題を解決するため、本発明の使用済核燃料容器の処理方法は、
収容空間内に配置されて使用済核燃料を格納する格納室を複数有するバスケットと、上記収容空間の内壁面の少なくとも一方がアルミニウム合金により形成された使用済核燃料容器を、貯蔵用プールへの浸漬前に前処理する使用済核燃料容器の処理方法であって、
上記収容空間内にイオン交換水を注入して当該収納空間全体を浸漬した後、当該イオン交換水を６０〜９０℃の範囲で加熱して所定時間以上保持し、バスケットの表面および／または上記収容空間の内壁面の表面に保護被膜を形成する方法である。
収容空間内に配置されて使用済核燃料を格納する格納室を複数有するバスケットと、上記収容空間の内壁面の少なくとも一方がアルミニウム合金により形成された使用済核燃料容器を、貯蔵用プールへの浸漬前に前処理する使用済核燃料容器の処理方法であって、
上記収容空間内にイオン交換水を注入して当該収納空間全体を浸漬した後、当該イオン交換水を６０〜９０℃の範囲で加熱して所定時間以上保持し、バスケットの表面および／または上記収容空間の内壁面の表面に保護被膜を形成する方法である。
また請求項２記載の発明は、請求項１記載の方法において、イオン交換水の加熱に際し、所定の格納室内または格納室の外部に配置された電気ヒータからなる加熱手段を用いる方法である。
さらに請求項３記載の発明は、請求項１または２に記載の方法において、イオン交換水を６０℃で加熱した場合の保持時間を３０時間以上とし、イオン交換水を９０℃で加熱した場合の保持時間を１時間以上とした方法である。
さらに請求項３記載の発明は、請求項１または２に記載の方法において、イオン交換水を６０℃で加熱した場合の保持時間を３０時間以上とし、イオン交換水を９０℃で加熱した場合の保持時間を１時間以上とした方法である。
請求項１記載の処理方法によると、収容空間にイオン交換水を満たすとともに加熱手段により加熱し、所定時間保持するだけで、アルミニウム合金製のバスケットの表面および／または収納空間の内壁面の表面に保護被膜が形成されるため、使用済核燃料容器を貯蔵用プールのイオン交換水に浸漬させた場合でも、殆ど、水和反応が起こることなく、すなわち水素ガスおよび水和物の発生も殆どなくなるため、貯蔵用プール内での使用済核燃料の装填作業を、安全に且つ容易にしかも安価な処理にて行うことができる。
［実施の形態］
以下、本発明の実施の形態に係る使用済核燃料容器の処理方法について説明する。
まず、使用済核燃料容器の概略構成を、図１〜図３に基づき説明する。
以下、本発明の実施の形態に係る使用済核燃料容器の処理方法について説明する。
まず、使用済核燃料容器の概略構成を、図１〜図３に基づき説明する。
この使用済核燃料容器（以下、キャスクという）１は、概略的には、円柱状の収容空間２を有するとともに表面に冷却フィン３が多数設けられた有底円筒状のキャスク本体４と、このキャスク本体４の収容空間２内に収容されるとともに多数の使用済の核燃料棒の集合体（角柱状）を格納し得る格納室５ａが多数形成されたアルミニウム合金製のバスケット５と、蓋体６とから構成されている。
そして、その組み立て最終段階では、図４に示すように、キャスク本体４の収容空間２内にバスケット５が組み込まれることになり、この組み込みが終了した後に、本発明に係る処理が行われる。
以下、キャスク１の、特にバスケットの処理方法について説明する。
まず、図５に示すように、収容空間２内にバスケット５が組み込まれた状態のキャスク本体４内に、脱イオン化処理されたイオン交換水（脱イオン水ともいう）を、一杯になるまで注入する。
まず、図５に示すように、収容空間２内にバスケット５が組み込まれた状態のキャスク本体４内に、脱イオン化処理されたイオン交換水（脱イオン水ともいう）を、一杯になるまで注入する。
次に、図６〜図７に示すように、バスケット５の多数の格納室５ａのうち、適正な場所の格納室に、例えば４箇所（図面上は、３箇所だけ示している）の格納室５ａに、電源１１に接続された電気ヒータ（加熱手段の一例）１２をそれぞれ配置して、キャスクにおける設計発熱量程度の熱量（例えば、１７ｋＷ程度、加熱温度としては９０℃程度）でもって加熱する。
この電気ヒータ１２としては、例えばステンレス製パイプにより形成されたシース内に、セラミック製の発熱体（エレメント）が配置されたものが用いられ、またその長さは燃料集合体の発熱部の長さにほぼ等しくされている。
この加熱に際し、温度が低くなりそうな格納室５ａを選んで、その内部の適当な複数箇所（例えば、底部、上部、中間部などの４箇所）に温度計を配置して、イオン交換水の温度（以下、水温という）を測定する。
そして、複数箇所に配置された温度計のうち、最低温度を示す温度計の値が、例えば９０℃を超えた時点から、少なくとも１時間加熱が持続される。
ところで、バスケット５内での水の移動については、格納室５ａの底部および上端開口近傍部でしか行われないため、隣接する格納室５ａ同士での熱の移動は、バスケット５自体を通じての伝熱により行われることになる。勿論、格納室５ａ内での熱の移動は、対流により行われる。全体的に見れば、電気ヒータ１２が配置された格納室５ａからの熱が、伝熱により、ゆっくりと拡がっていくことになる。
ところで、バスケット５内での水の移動については、格納室５ａの底部および上端開口近傍部でしか行われないため、隣接する格納室５ａ同士での熱の移動は、バスケット５自体を通じての伝熱により行われることになる。勿論、格納室５ａ内での熱の移動は、対流により行われる。全体的に見れば、電気ヒータ１２が配置された格納室５ａからの熱が、伝熱により、ゆっくりと拡がっていくことになる。
したがって、温度が最も低い（または、低いと思われる）格納室５ａ内の水温が９０℃を超えた場合には、バスケット５の全体の水温が９０℃を超えたことを意味している。
この温度で所定時間以上、９０℃の場合には１時間以上加熱すると、バスケット５の表面、すなわちアルミニウムの表面に、ベーマイトと呼ばれる保護被膜が形成されて、その表面が保護される。
この温度で所定時間以上、９０℃の場合には１時間以上加熱すると、バスケット５の表面、すなわちアルミニウムの表面に、ベーマイトと呼ばれる保護被膜が形成されて、その表面が保護される。
そして、１時間経過後、電気ヒータ１２の電源を切り、自然放熱にて冷却を行う。
なお、昇温中に発生した水素ガスは強制的に換気を行い、水素ガスが滞留しないようにする。
なお、昇温中に発生した水素ガスは強制的に換気を行い、水素ガスが滞留しないようにする。
冷却後に、イオン交換水を排出し、内部を乾燥すればよい。
上述したように、イオン交換水を満たすとともに電気ヒータ１２により所定温度に加熱するだけで、アルミニウム合金製のバスケット５の表面に保護被膜が形成されるため、キャスク１を貯蔵用プールのイオン交換水に浸漬させた場合でも、殆ど水和反応が起こることなく、すなわち水素ガスおよび水和物の発生も殆どなくなるため、貯蔵用プール内での使用済核燃料の装填作業を、安全に且つ容易にしかも安価な処理にて行うことができる。
上述したように、イオン交換水を満たすとともに電気ヒータ１２により所定温度に加熱するだけで、アルミニウム合金製のバスケット５の表面に保護被膜が形成されるため、キャスク１を貯蔵用プールのイオン交換水に浸漬させた場合でも、殆ど水和反応が起こることなく、すなわち水素ガスおよび水和物の発生も殆どなくなるため、貯蔵用プール内での使用済核燃料の装填作業を、安全に且つ容易にしかも安価な処理にて行うことができる。
ところで、加熱温度が少し低い場合、例えば６０℃の場合でも、９０℃の場合と同様の効果が得られるが、その加熱時間については、かなり長い時間を要する。
図８のグラフにて、９０℃の場合と６０℃との場合について、加熱時間に応じて発生する水素ガスの積算発生量を示す。
図８のグラフにて、９０℃の場合と６０℃との場合について、加熱時間に応じて発生する水素ガスの積算発生量を示す。
この図８のグラフから、９０℃の場合では、加熱時間が約１時間以上経過すると、水素ガスの発生量が非常に低下し、３０時間経過すると、水素ガスが発生しなくなることが分かる。また、６０℃の場合では、加熱時間が約３０時間以上経過すると、水素ガスの発生量が低下し出すとともに、７０時間経過すると、水素ガスの発生が殆どなくなることが分かる。
また、図９のグラフに、加熱温度が３０℃の場合、６０℃の場合、９０℃の場合とで、それぞれ６０℃および９０℃に加熱されたイオン交換水に、例えば１６８時間浸漬した場合の水素ガスの積算発生量を示す。
この図９のグラフから、３０℃の場合には、アルミニウムの保護被膜の形成が十分ではなく、水素ガスが発生していることが分かるとともに、６０℃および９０℃、すなわち６０℃〜９０℃の範囲では、アルミニウムの保護被膜の形成が十分に行われているため、殆ど、水素ガスの発生が見受けられない。
これらの結果から、水素ガスの発生量は高温で処理するほど少なく、すなわち９０℃以上で１時間以上の加熱処理（好ましくは３０時間以上）すれば、その後、加熱された水に浸漬しても、水素ガスの発生が抑えられることが分かった。また、６０℃以上で長時間処理（例えば、３０時間以上、好ましくは７０時間以上）すれば、その後、加熱された水に浸漬しても、水素ガスの発生が抑えられることが分かった。なお、７０℃、８０℃などの中間の温度について述べなかったが、当然に、これらの間の時間（１〜３０時間程度、好ましくは３０〜７０時間程度）でもって処理を行うことにより、水素ガスの発生を抑えることができる。なお、イオン交換水が沸騰すると、沸騰により発生する気泡により、アルミニウム表面の保護被膜の浸食が起こるとともに、多量に発生する水蒸気の処置（容器の密封など）が必要となり、好ましくない。
上述した処理方法によると、以下のような効果を奏する。
上記処理は、バスケットおよびキャスク本体が完成した後に行われるので、組み立て中の表面状態に特別な配慮が不要であり、キャスクの製造が容易となる。
上記処理は、バスケットおよびキャスク本体が完成した後に行われるので、組み立て中の表面状態に特別な配慮が不要であり、キャスクの製造が容易となる。
また、この処理に必要とされる部材は、イオン交換水と電気ヒータだけであり、しかもイオン交換水については入手が容易であり、また電気ヒータについては、キャスクの完成時に行う伝熱試験用のものを用いることができ、特別に用意する必要がないものである。
また、処理後のイオン交換水は組成変化がないため、そのまま再利用することができ、廃棄する場合でも特別の処理は不要である。
ところで、上記実施の形態においては、電気ヒータ１２として、４．５ｍ程度の長いパイプ状のものを使用したが、例えば１ｍ程度のものを格納室５ａの底部に沈めて加熱し、イオン交換水の対流により格納室５ａ全体を加熱するようにしてもよい。なお、この場合も、電気ヒータが配置されていない他の格納室５ａのイオン交換水には、バスケット５自体の伝熱により加熱されることになる。
ところで、上記実施の形態においては、電気ヒータ１２として、４．５ｍ程度の長いパイプ状のものを使用したが、例えば１ｍ程度のものを格納室５ａの底部に沈めて加熱し、イオン交換水の対流により格納室５ａ全体を加熱するようにしてもよい。なお、この場合も、電気ヒータが配置されていない他の格納室５ａのイオン交換水には、バスケット５自体の伝熱により加熱されることになる。
また、上記実施の形態においては、加熱手段として、バスケット５の格納室５ａ内に電気ヒータ１２を配置したが、外部に電気ヒータを配置するとともに、イオン交換水をこの電気ヒータと格納室５ａとの間で循環させることにより、加熱することもできる。
さらに、上記実施の形態においては、バスケット自体を処理するように説明したが、キャスク本体４の収容空間２の内壁面にアルミニウム合金が用いられている場合には、当該収容空間２の内壁面に、上述したバスケット５の処理方法と同じ処理を行うことにより、キャスク本体４側での水素ガスの発生を抑制することができる。なお、キャスク本体４の少なくとも内壁面を加熱する場合、上記実施の形態で説明したバスケット５の加熱方法と同じ方法を用いればよく、すなわち、イオン交換水を加熱すると、バスケット５と同時にキャスク本体４の内壁面についても、所定温度に加熱することができる。
１ 使用済核燃料容器（キャスク）
２ 収容空間
４ キャスク本体
５ バスケット
５ａ 格納室
１２ 電気ヒータ
２ 収容空間
４ キャスク本体
５ バスケット
５ａ 格納室
１２ 電気ヒータ
Claims (3)
- 収容空間内に配置されて使用済核燃料を格納する格納室を複数有するバスケットと、上記収容空間の内壁面の少なくとも一方がアルミニウム合金により形成された使用済核燃料容器を、貯蔵用プールへの浸漬前に前処理する使用済核燃料容器の処理方法であって、
上記収容空間内にイオン交換水を注入して当該収納空間全体を浸漬した後、当該イオン交換水を６０〜９０℃の範囲で加熱して所定時間以上保持し、バスケットの表面および／または上記収容空間の内壁面の表面に保護被膜を形成する
ことを特徴とする使用済核燃料容器の処理方法。 - イオン交換水の加熱に際し、所定の格納室内または格納室の外部に配置された電気ヒータからなる加熱手段を用いる
ことを特徴とする請求項１に記載の使用済核燃料容器の処理方法。 - イオン交換水を６０℃で加熱した場合の保持時間を３０時間以上とし、
イオン交換水を９０℃で加熱した場合の保持時間を１時間以上とした
ことを特徴とする請求項１または２に記載の使用済核燃料容器の処理方法。
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