JPH0129279B2 - - Google Patents

Info

Publication number
JPH0129279B2
JPH0129279B2 JP57060614A JP6061482A JPH0129279B2 JP H0129279 B2 JPH0129279 B2 JP H0129279B2 JP 57060614 A JP57060614 A JP 57060614A JP 6061482 A JP6061482 A JP 6061482A JP H0129279 B2 JPH0129279 B2 JP H0129279B2
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
cask
handling head
coolant
fuel assembly
valve
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Expired
Application number
JP57060614A
Other languages
Japanese (ja)
Other versions
JPS58178296A (en
Inventor
Mitsuru Kanbe
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Doryokuro Kakunenryo Kaihatsu Jigyodan
Original Assignee
Doryokuro Kakunenryo Kaihatsu Jigyodan
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Doryokuro Kakunenryo Kaihatsu Jigyodan filed Critical Doryokuro Kakunenryo Kaihatsu Jigyodan
Priority to JP57060614A priority Critical patent/JPS58178296A/en
Priority to FR8305852A priority patent/FR2530855B1/en
Publication of JPS58178296A publication Critical patent/JPS58178296A/en
Publication of JPH0129279B2 publication Critical patent/JPH0129279B2/ja
Granted legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21FPROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F5/00Transportable or portable shielded containers
    • G21F5/005Containers for solid radioactive wastes, e.g. for ultimate disposal
    • G21F5/008Containers for fuel elements
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21FPROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F5/00Transportable or portable shielded containers
    • G21F5/06Details of, or accessories to, the containers
    • G21F5/10Heat-removal systems, e.g. using circulating fluid or cooling fins

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
  • Catalysts (AREA)
  • Devices And Processes Conducted In The Presence Of Fluids And Solid Particles (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】[Detailed description of the invention]

本発明は、使用済燃料集合体を液体の冷却材中
に浸漬した状態で再処理施設へ輸送するためのキ
ヤスクに関し、特に限定されるものではないが、
液体金属冷却高速増殖炉の使用済燃料の輸送に好
適な除熱容量の大きなキヤスクに関するものであ
る。 以下、液体金属冷却高速増殖炉の使用済燃料集
合体輸送のためのナトリウムキヤスクを例にとつ
て説明するが、本発明はその他、例えば軽水炉の
使用済燃料集合体輸送のための水キヤスクとして
も利用可能なものである。 従来、液体金属冷却高速増殖炉の使用済燃料集
合体を取扱う方法としては、炉外燃料貯蔵タンク
に貯蔵した燃料集合体を炉停止後1年以上経過し
た時点で取出し、液体金属が付着したままの状態
で不活性ガスを封入したキヤスクで再処理工場ま
で運搬する“ガスキヤスク搬出方式”、または炉
外燃料貯蔵タンクに貯蔵した燃料集合体を炉停止
後半年から1年くらい経過した時点で取出し、付
着している液体金属を洗浄した後、水を入れたキ
ヤスクで再処理工場まで運搬する“水キヤスク搬
出方式”などが一般的であつた。 このように、従来技術において、炉停止後、長
期間にわたつて炉外燃料貯蔵タンクにそのまま貯
蔵しておかねばならない理由は、輸送キヤスクの
除熱容量が小さいためである。因に、ガスキヤス
クの場合にはアルゴンガスを封入するとして、現
在実用化されているのは燃料集合体1体当り
1KW程度であり、ヘリウムガスを封入すると除
熱能力はやや向上するが、それでも2〜2.5KW
が限度である。これに対して、水キヤスクの除熱
容量は集合体1体当り4KW程度まで可能である
が、充分な値ではない。 これら従来の方式は、実験炉や原型炉のような
比較的小規模の場合にはともかく、実用炉(例え
ば出力1000〜1500MWe)に適用したとすると、
次のような欠点を生じる。第一に、プルトニウム
生産性の観点からは、ガスキヤスク搬出方式は燃
料サイクル期間が最も長く、プルトニウム生産性
の低下をまねくためエネルギ戦略上不利である
し、他方水キヤスク搬出方式はガスキヤスク搬出
方式よりは燃料サイクル期間が短縮されるもの、
プルトニウム生産性の観点からはより一層の短縮
化が望まれる。第二に、炉外燃料貯蔵タンクの集
合体貯蔵本数は、1000MWeの液体金属冷却高速
増殖炉の場合、ガスキヤスク搬出方式が約540本、
水キヤスク搬出方式が約400本、各々要求される。
炉外燃料貯蔵タンクの大きさは、後者の場合でも
一例によると直径9m程度となり、原子炉容器の
大きさに比べて無視できない。従つて炉外燃料貯
蔵タンクの設備簡略化の観点からは、ガスキヤス
ク搬出方式は最も不利で、また水キヤスク搬出方
式も余り好ましくない。特に炉外燃料貯蔵タンク
が原子炉格納容器内に設けられる場合には炉外燃
料貯蔵タンクの大きさが原子炉格納容器径を決定
する一要因となるため、原子炉の物量削減の観点
から、重大である。第三に、発電所と再処理工場
とのトータルシステムの建設費(単位出力当り)
は、実用規模の再処理工場の処理能力を1500ト
ン/年(発電所容量で50000MWeに相当する)、
発電所のユニツト容量を1000〜1500MWeと仮定
すれば、水キヤスク搬出方式はガスキヤスク搬出
方式に比べてコスト高となる。これは水キヤスク
搬出方式の場合、各発電所に燃料洗浄機能を必要
とするためである。 以上の考察の結果から明らかなように、実用炉
において燃料サイクル期間の短縮および経済性を
達成するには、除熱容量のより大きいキヤスクを
開発し、炉外燃料貯蔵タンクに貯蔵されている燃
料集合体を炉停止後できるだけ早い時期に再処理
工場に輸送することが要求される。そこで燃料集
合体をナトリウムを入れたキヤスクに罐詰にして
輸送する“ナトリウムキヤスク搬出方式”が検討
されるに至つた。例えば炉外燃料貯蔵タンクに貯
蔵した燃料集合体を炉停止後100日で取出して輸
送するには、除熱能力が燃料集合体1体当り約
7KW以上のキヤスクが要求される。しかしなが
らこのような高除熱能力のナトリウムキヤスク
は、各国で研究開発が行なわれているものの、ま
だ実用化されているものはなく、未開発の現状で
ある。 本発明は、上記のような従来技術の実情に鑑み
なされたものであつて、その目的は、液体冷却材
を用い、内部で該液体冷却材がスムーズに一定の
方向に流動できるように工夫した除熱性能の高い
使用済燃料集合体輸送キヤスクを提供することに
ある。かかる輸送キヤスクを用いることによつ
て、燃料サイクル期間を最短化し、プルトニウム
の生産性を向上させることにより、核燃料サイク
ルの観点からの液体金属冷却高速増殖炉実用炉の
成立条件を実現することができ、また、炉外燃料
貯蔵タンクに要求される使用済燃料集合体貯蔵本
数を最少にすることにより、原子炉設備の簡略化
および物量削減を達成し、原子炉の経済性に寄与
し、更には、発電所と再処理工場とのトータルシ
ステムの建設費(単位出力当り)を最も安くし、
液体金属冷却高速増殖炉実用炉における総合的経
済性を達成することができるものである。 以下、図面に基づき本発明について詳述する。
本発明に係る使用済燃料集合体輸送キヤスクの一
実施例を第1図〜第4図に示す。本キヤスクは、
主として有底円筒状の容器本体1と、これを密閉
するための容器蓋2、およびこれらを覆う生体遮
蔽3などから構成され、キヤスク内部には例えば
液体ナトリウムなどのような液体冷却材4が自由
液面5を有する状態でカバーガスとともに封入さ
れ、使用済燃料集合体7(仮想線にて示す)は前
記液体冷却材中に完全に浸漬した状態で収容され
る。容器本体1内の中央には隔壁8が取付けら
れ、また中央より底部寄りの位置には格子部材9
が取付られる。 格子部材9は、第2図に示すように、中央部に
使用済燃料集合体7のエントランスノズル10の
基部が挿入される円錐状の開口部11を有し、そ
の周囲には格子状に多数の孔12が形成されてい
るものである。隔壁8は、第3図に示すように、
中央部に使用済燃料集合体7が丁度挿入される開
口部13を有し、周辺部にはガス連通孔14と複
数の冷却材流通孔15が形成され、各冷却材流通
孔15には隔壁用弁16が設けられている。この
隔壁用弁16は、キヤスク横置時(第6図参照)、
燃料集合体7の外部の冷却材がハンドリングヘツ
ド17の方からエントランスノズル10の方への
み流動可能なように取付けられた逆止弁である。 また、容器蓋2にはハンドリングヘツドホルダ
6が容器本体1の内方に向つて突設されている。
ハンドリングヘツドホルダ6は、第4図に示す断
面図からも判るように、中央に燃料集合体7のハ
ンドリングヘツド17が丁度嵌合する開口部18
を有し、その周囲には格子状に多数の孔19が形
成され、周壁部にも多数の孔20が形成されてい
るものである。そして前記ハンドリングヘツド1
7が嵌合する開口部18にはハンドリングヘツド
用弁21が取付けられている。このハンドリング
ヘツド用弁21は、キヤスク横置時(第6図参
照)、燃料集合体7の内部の冷却材がハンドリン
グヘツド17を通つて外方へ流出できるように取
付けられた逆止弁である。 燃料集合体7は、これら隔壁8、格子部材9、
及びハンドリングヘツドホルダ6によつて、しつ
かりと保持される。 隔壁用弁16およびハンドリングヘツド用弁2
1の構造としては、何ら特別な機能を必要とせ
ず、単にヒンジにより取付けられているものであ
つてもよい。これらは、キヤスク横置時(第6図
参照)には自重により閉め切り状態にあるが、上
述の許容された方向に冷却材の流体圧力が作用す
れば容易に開く。またキヤスク縦置時には第1
図、第5図に示す如く、隔壁用弁16は自重によ
り開放状態となり、ハンドリングヘツド用弁21
はこれに連結されたおもり22の重力により開放
状態となる。 なお、キヤスクの底部には縦置用脚25が、ま
た周壁には横置用脚26が設けられている。 さて一般にキヤスクにより使用済燃料集合体を
発電所より再処理工場まで輸送する手段として
は、船舶輸送、道路輸送、鉄道輸送およびこれら
の組合せによる方法などが考えられる。しかしな
がらいずれの方法による場合でも、キヤスクは炉
外燃料貯蔵タンクから取出された使用済燃料集合
体を罐詰にした時点で直ちに輸送されるとは限ら
ず、特に船舶輸送による場合には冬期などの回船
待ちを最大4〜5か月見込まねばならない。従つ
てキヤスクは輸送中のみならず、陸上保管中にお
いて燃料集合体の崩壊熱を除熱可能であることが
要求される。 陸上保管中は、第5図に示すように、縦置用脚
25によつて縦置状態で保持される。前述の如
く、隔壁用弁16およびハンドリングヘツド用弁
21は、この場合開放状態となるため、冷却材に
は燃料集合体内部での燃料ピン30中のペレツト
の崩壊熱による加熱および容器壁面付近での冷却
による密度差により矢印方向に自然循環が誘起さ
れ、これによつて定常的除熱が達成される。 次に一般にキヤスクを輸送する場合には、輸送
方法との適合性について考慮せねばならない。す
なわち液体金属冷却高速増殖炉実用炉のための燃
料集合体は全長がほぼ4.8〜5.4mとなり、これを
収納した長尺のキヤスクを保管中と同様に垂直状
態で輸送することは、道路輸送の場合には道路交
通法に定める運搬物の高さ制限(地上高3.8m)
を超過し、不可能である。また鉄道輸送も明らか
に不可能で、船舶輸送の場合にも著しく不都合と
考えられる。従つてキヤスクは水平状態で輸送せ
ねばならないが、この場合には前述の垂直保管中
のような自然循環による除熱を期待することはで
きない。 本発明は、かかる困難をも克服し、保管中のみ
ならず輸送中においても良好な除熱を達成でき
る。本発明に係るキヤスクは、輸送時には第6図
に示すように、横置用脚26を用いて横置状態で
保持される。前述の如く、このような設置状態で
は、隔壁用弁16はハンドリングヘツド側からエ
ントランスノズル側に、またハンドリングヘツド
用弁21は燃料集合体7の内部からハンドリング
ヘツド17を通つて流出する方向へのみ冷却材の
流動が可能となるように作用するから、矢印方向
に示すように、すなわち隔壁用弁16を通る冷却
材が格子部材9を通つてエントランスノズル10
のオリフイス孔31から燃料集合体7の内部に入
り、ハンドリングヘツド17からハンドリングヘ
ツド用弁21を通つて流出し、隔壁用弁16に至
るようなループに沿つてのみ流動できる。 第7図は、船舶輸送中におけるキヤスク内の冷
却材流動状況を示したものである。輸送船の動揺
によりキヤスクが傾き、ハンドリングヘツド側が
低くなつた場合には、冷却材は燃料集合体7の内
部のみを流れてハンドリングヘツド側へ移動する
(同図A,B参照)。この際に冷却材は燃料ピンに
より加熱される。次にキヤスクの傾きが逆になつ
た場合、冷却材は燃料集合体7の外部のみを流れ
てエントランスノズル側へ移動し、この際冷却材
は容器壁面により冷却される(同図C,D参照)。
かくして輸送船の動揺により容器内には冷却材の
間欠的な一定方向への流動が継続し、これにより
燃料集合体7の除熱が達成される。なお、第7図
において、水平レベルHLを二点鎖線で示す。道
路輸送および鉄道輸送の場合にはキヤスク自体が
傾くことはないが、トレーラおよび貨車の加速・
減速時の加速度により、船舶輸送時と同様な冷却
材の流動が行なわれ効率よく燃料集合体からの除
熱を実現できる。 本キヤスクに使用済燃料集合体を罐詰する手順
としては、ナトリウムキヤスクの場合、不活性ガ
ス雰囲気において垂直に設置された容器本体1
に、液体金属ナトリウムを所定のレベルまで注入
し、燃料集合体7を差し込んだ後、容器蓋2を容
器本体1に固定すればよい。またキヤスクの開缶
手順としては上記と逆の手順をとるが、この際に
ナトリウムが凝固している場合には、高周波加熱
によりキヤスク内のナトリウムを溶解させてから
燃料集合体7を取出す。また、水キヤスクの罐詰
手順も上記とほぼ同様であるが、この場合には上
記操作を不活性ガス中で行なう必要はない。 本キヤスクの構成材質としては、ナトリウム・
キヤスクの場合、容器本体はもとよりナトリウム
に接するすべての部材はナトリウムと共存性があ
り、かつ燃料集合体の崩壊熱に耐える材質として
ステンレス鋼が適する。また生体遮蔽としては、
鉛または炭素鋼などが適する。水キヤスクの場合
も同様な理由により同じ材質が適する。 キヤスクの設計にあたつては、要求される機能
および設計基準を満たすようにすることは当然で
ある。機械的強度を増大させるため、必要に応じ
て補強対策を施したり、伝熱性能を向上させるた
めキヤスク外表面に放熱用のフインを設けること
も有効である。 また本発明は、冷却材としてナトリウムまたは
ナツク(Nak)などの液体金属のみならず、水
を採用することにより従来の水キヤスク搬出方式
において洗浄後の液体金属冷却高速増殖炉用燃料
を輸送するための水キヤスク、および軽水炉用使
用済燃料を輸送するための水キヤスクとしても応
用でき、従来のキヤスクに比べてその除熱性能を
向上させることができる。 上記実施例は、キヤスク一基当り一本の燃料集
合体が収納されるようになつているが、本発明
は、必ずしもこれに限定されるものではない。従
来のガスキヤスク搬出方式および水キヤスク搬出
方式の場合には、8〜12本程度の燃料集合体を収
納できるキヤスクが一般的であり、本発明のキヤ
スクもこのように多数の燃料集合体を収納するよ
う設計することもできる。 本発明に係るキヤスクの有効性を従来技術と対
比して表わしたのが第1表である。
The present invention relates to a cask for transporting spent fuel assemblies immersed in liquid coolant to a reprocessing facility, but is not particularly limited to the following:
The present invention relates to a cask with a large heat removal capacity suitable for transporting spent fuel of a liquid metal cooled fast breeder reactor. In the following, a sodium cask for transporting spent fuel assemblies of a liquid metal cooled fast breeder reactor will be explained as an example, but the present invention can also be used for other purposes, such as a water cask for transporting spent fuel assemblies of a light water reactor. are also available. Conventionally, the method of handling spent fuel assemblies from liquid metal cooled fast breeder reactors is to remove the fuel assemblies stored in the external fuel storage tank one year or more after the reactor has been shut down, and to remove the fuel assemblies with liquid metal still attached. The "gas cask transport method" transports the fuel assemblies to the reprocessing plant in casks filled with inert gas, or the fuel assemblies stored in the fuel storage tank outside the reactor are removed approximately six months to one year after the reactor has been shut down. A common method was the ``water cask transport method,'' in which the adhering liquid metal was cleaned and then transported to a reprocessing plant in a cask filled with water. As described above, in the prior art, the reason why the fuel must be stored in the external fuel storage tank for a long period of time after the reactor is shut down is because the heat removal capacity of the transport cask is small. Incidentally, in the case of gas casks, argon gas is filled in, and the current practical use is for each fuel assembly.
It is about 1KW, and although the heat removal capacity improves slightly by filling it with helium gas, it is still 2 to 2.5KW.
is the limit. On the other hand, the heat removal capacity of water casks can be up to about 4KW per aggregate, but this is not a sufficient value. These conventional methods are applied to relatively small-scale cases such as experimental reactors and prototype reactors, but when applied to practical reactors (for example, output 1000 to 1500 MWe),
The following disadvantages arise. Firstly, from the perspective of plutonium productivity, the gas cask transport method has the longest fuel cycle period, which leads to a decline in plutonium productivity, which is disadvantageous in terms of energy strategy.On the other hand, the water cask transport method is more effective than the gas cask transport method. those that shorten the fuel cycle period;
From the viewpoint of plutonium productivity, further shortening is desired. Second, in the case of a 1000 MWe liquid metal cooled fast breeder reactor, the aggregate storage number of ex-core fuel storage tanks is approximately 540 for the gas cask delivery method;
Approximately 400 water cask delivery systems are required each.
Even in the latter case, the size of the ex-core fuel storage tank is, for example, about 9 m in diameter, which cannot be ignored compared to the size of the reactor vessel. Therefore, from the viewpoint of simplifying the equipment for the extra-core fuel storage tank, the gas cask removal method is the most disadvantageous, and the water cask removal method is also not very preferable. In particular, when an ex-core fuel storage tank is installed inside the reactor containment vessel, the size of the ex-core fuel storage tank is one of the factors that determines the reactor containment vessel diameter. It is important. Thirdly, the construction cost of the total system including the power plant and reprocessing plant (per unit output)
The processing capacity of a utility-scale reprocessing plant is 1,500 tons/year (equivalent to a power plant capacity of 50,000 MWe),
Assuming that the unit capacity of the power plant is 1000 to 1500 MWe, the cost of the water cask removal method will be higher than that of the gas cask removal method. This is because the water cask delivery method requires a fuel cleaning function at each power plant. As is clear from the results of the above considerations, in order to shorten the fuel cycle period and achieve economic efficiency in a commercial reactor, it is necessary to develop a cask with a larger heat removal capacity, and to develop a cask that has a larger heat removal capacity, and to It is required that the bodies be transported to a reprocessing plant as soon as possible after the reactor is shut down. Therefore, a ``sodium cask delivery method'' in which fuel assemblies are packaged in sodium-filled casks and transported was considered. For example, in order to take out and transport fuel assemblies stored in the external fuel storage tank 100 days after reactor shutdown, the heat removal capacity per fuel assembly is approximately
A cask of 7KW or more is required. However, although research and development is being carried out in various countries, sodium casks with such high heat removal capacity have not yet been put to practical use, and are currently undeveloped. The present invention was made in view of the actual state of the prior art as described above, and its purpose is to use a liquid coolant and to create a system in which the liquid coolant flows smoothly in a fixed direction. An object of the present invention is to provide a spent fuel assembly transport cask with high heat removal performance. By using such a transport cask, it is possible to shorten the fuel cycle period and improve plutonium productivity, thereby realizing the conditions for establishing a practical liquid metal cooled fast breeder reactor from the perspective of the nuclear fuel cycle. In addition, by minimizing the number of spent fuel assemblies required to be stored in the external fuel storage tank, it is possible to simplify the reactor equipment and reduce the quantity, contributing to the economic efficiency of the reactor. , to minimize the construction cost (per unit output) of the total system including the power plant and reprocessing plant,
It is possible to achieve comprehensive economic efficiency in a practical liquid metal cooled fast breeder reactor. Hereinafter, the present invention will be explained in detail based on the drawings.
An embodiment of a spent fuel assembly transport cask according to the present invention is shown in FIGS. 1 to 4. This cask is
It mainly consists of a cylindrical container body 1 with a bottom, a container lid 2 for sealing it, and a biological shield 3 that covers these, and a liquid coolant 4 such as liquid sodium is freely stored inside the cask. The spent fuel assembly 7 (indicated by a phantom line) is housed in the liquid coolant completely immersed in the liquid coolant. A partition wall 8 is installed at the center of the container body 1, and a lattice member 9 is installed at a position closer to the bottom than the center.
is installed. As shown in FIG. 2, the lattice member 9 has a conical opening 11 in the center into which the base of the entrance nozzle 10 of the spent fuel assembly 7 is inserted, and around the conical opening 11 there are a number of lattice-shaped openings. A hole 12 is formed therein. The partition wall 8, as shown in FIG.
It has an opening 13 in the center into which the spent fuel assembly 7 is inserted, a gas communication hole 14 and a plurality of coolant flow holes 15 are formed in the periphery, and each coolant flow hole 15 has a partition wall. A valve 16 is provided. This bulkhead valve 16 is installed when the cask is placed horizontally (see Fig. 6).
The check valve is installed so that the coolant outside the fuel assembly 7 can flow only from the handling head 17 to the entrance nozzle 10. Further, a handling head holder 6 is provided on the container lid 2 and protrudes toward the inside of the container body 1.
As can be seen from the sectional view shown in FIG. 4, the handling head holder 6 has an opening 18 in the center into which the handling head 17 of the fuel assembly 7 just fits.
A large number of holes 19 are formed in a lattice pattern around the periphery, and a large number of holes 20 are also formed in the peripheral wall. and the handling head 1
A handling head valve 21 is attached to the opening 18 into which the handle 7 fits. This handling head valve 21 is a check valve installed so that the coolant inside the fuel assembly 7 can flow outward through the handling head 17 when the cask is placed horizontally (see Fig. 6). . The fuel assembly 7 includes these partition walls 8, lattice members 9,
and is firmly held by the handling head holder 6. Bulkhead valve 16 and handling head valve 2
The first structure does not require any special function and may be simply attached by a hinge. These are closed due to their own weight when the cask is placed horizontally (see FIG. 6), but they open easily when the fluid pressure of the coolant acts in the above-mentioned permitted direction. Also, when the cask is placed vertically, the first
As shown in FIG. 5, the bulkhead valve 16 becomes open due to its own weight, and the handling head valve 21
is brought into an open state by the gravity of the weight 22 connected thereto. Note that legs 25 for vertical placement are provided on the bottom of the cask, and legs 26 for horizontal placement are provided on the peripheral wall. In general, methods for transporting spent fuel assemblies from power plants to reprocessing plants using casks include ship transport, road transport, rail transport, and combinations thereof. However, no matter which method is used, the cask is not necessarily transported immediately after the spent fuel assembly is packed up after being taken out from the ex-core fuel storage tank. Expect to wait up to 4 to 5 months for shipping. Therefore, the cask is required to be capable of removing decay heat from the fuel assembly not only during transportation but also during storage on land. During storage on land, as shown in FIG. 5, it is held vertically by vertical legs 25. As mentioned above, the bulkhead valve 16 and the handling head valve 21 are in the open state in this case, so the coolant is heated by the decay heat of the pellets in the fuel pin 30 inside the fuel assembly and near the container wall surface. The density difference due to cooling induces natural circulation in the direction of the arrow, thereby achieving steady heat removal. Next, when transporting casks in general, compatibility with the transport method must be considered. In other words, the total length of a fuel assembly for a practical liquid metal-cooled fast breeder reactor is approximately 4.8 to 5.4 m, and transporting the long cask containing this in a vertical state as in storage is difficult for road transport. In some cases, the height limit for transported objects stipulated by the Road Traffic Act (3.8m above ground)
exceeds and is impossible. Furthermore, railway transport is obviously impossible, and ship transport would also be considered extremely inconvenient. Therefore, the cask must be transported horizontally, but in this case it cannot be expected to remove heat through natural circulation as during vertical storage. The present invention overcomes these difficulties and can achieve good heat removal not only during storage but also during transportation. During transportation, the cask according to the present invention is held in a horizontal position using horizontal placement legs 26, as shown in FIG. As mentioned above, in this installation state, the bulkhead valve 16 only flows from the handling head side to the entrance nozzle side, and the handling head valve 21 only flows from the inside of the fuel assembly 7 to the outflow direction through the handling head 17. As shown in the arrow direction, the coolant passing through the bulkhead valve 16 passes through the grid member 9 to the entrance nozzle 10.
It can flow only along a loop such that it enters the interior of the fuel assembly 7 through the orifice hole 31 of the fuel assembly 7, exits from the handling head 17 through the handling head valve 21, and reaches the bulkhead valve 16. FIG. 7 shows the flow of coolant inside the cask during ship transportation. When the cask tilts due to the movement of the transport ship and the handling head side becomes lower, the coolant flows only inside the fuel assembly 7 and moves to the handling head side (see A and B in the same figure). At this time, the coolant is heated by the fuel pin. Next, when the inclination of the cask is reversed, the coolant flows only outside the fuel assembly 7 and moves toward the entrance nozzle, and at this time, the coolant is cooled by the container wall (see C and D in the same figure). ).
Thus, the movement of the transport ship causes the coolant to continue to flow intermittently in a fixed direction within the container, thereby achieving heat removal from the fuel assembly 7. In addition, in FIG. 7, the horizontal level HL is indicated by a chain double-dashed line. In the case of road and rail transport, the cask itself does not tilt, but the acceleration and
The acceleration during deceleration causes the coolant to flow in the same way as during ship transportation, making it possible to efficiently remove heat from the fuel assembly. The procedure for packing spent fuel assemblies into this cask is as follows: In the case of a sodium cask, the container body is placed vertically in an inert gas atmosphere.
After injecting liquid metal sodium to a predetermined level and inserting the fuel assembly 7, the container lid 2 may be fixed to the container body 1. The procedure for opening the cask is the reverse of the above, but if the sodium has solidified at this time, the fuel assembly 7 is removed after melting the sodium in the cask by high-frequency heating. The procedure for packing the water cask is also substantially the same as above, but in this case it is not necessary to carry out the above operation in an inert gas. The constituent material of this cask is sodium.
In the case of a cask, stainless steel is suitable for the container body as well as all parts that come into contact with sodium, as it is compatible with sodium and can withstand the decay heat of the fuel assembly. In addition, as biological shielding,
Suitable materials include lead or carbon steel. The same material is suitable for water casks for similar reasons. When designing a cask, it goes without saying that the required functionality and design standards should be met. It is also effective to take reinforcing measures as necessary to increase mechanical strength, and to provide heat dissipation fins on the outer surface of the cask to improve heat transfer performance. In addition, the present invention uses not only liquid metal such as sodium or Nak as a coolant but also water to transport cleaned liquid metal cooled fast breeder reactor fuel using the conventional water cask delivery method. It can also be used as a water cask for transporting spent fuel for light water reactors and as a water cask for transporting spent fuel for light water reactors, and its heat removal performance can be improved compared to conventional casks. In the above embodiment, one fuel assembly is housed in each cask, but the present invention is not necessarily limited to this. In the case of the conventional gas cask transport method and water cask transport method, casks that can store about 8 to 12 fuel assemblies are common, and the cask of the present invention can also store a large number of fuel assemblies in this way. It can also be designed like this. Table 1 shows the effectiveness of the cask according to the present invention in comparison with the conventional technology.

【表】【table】

【表】 本発明は、上記のように、液体冷却材を用い、
縦置時のみならず横置時でも内部で該冷却材がス
ムーズに一定の方向に流動できるように工夫され
ているため、除熱性能の極めて高い使用済燃料集
合体の輸送キヤスクを得ることができる。本発明
に係るキヤスクを液体金属冷却高速増殖炉の使用
済燃料集合体輸送用ナトリウムキヤスクとして使
用すると、次に述べるような顕著な効果を得るこ
とができる。第一に、使用済燃料集合体を炉停止
後100日程度で炉外燃料貯蔵タンクから取出して
再処理工場へ輸送することが可能となり、これに
より燃料サイクル期間を最短化し、プルトニウム
の生産性を向上させることが可能となり、核燃料
サイクルの観点からの液体金属冷却高速増殖炉実
用炉の成立条件が有利に実現される。第二に、使
用済燃料集合体の洗浄設備は各発電所に設ける必
要はなく、再処理工場に設けるだけでよいため、
発電所(複数)と再処理工場(一個所)とのトー
タル・システムの建設費(単位出力当り)が最も
安くなり、液体金属冷却高速増殖炉実用炉におけ
る総合的経済性が達成される。第三に、炉外燃料
貯蔵タンクに貯蔵されている使用済燃料集合体
は、炉停止後100日で取出すことが可能となり、
これにより炉外燃料貯蔵タンクに要求される使用
済燃料集合体貯蔵本数は従来の水キヤスク搬出方
式およびガスキヤスク搬出方式の場合よりも減少
させることが可能となる。従つて炉外燃料貯蔵タ
ンク容器の小型化が達成される(第1表参照)。 また、本発明を液体金属冷却高速増殖炉および
軽水炉の使用済燃料集合体輸送用水キヤスクとし
て利用する場合、その除熱性能が従来の水キヤス
クよりも向上し、炉停止より輸送までの減衰待ち
時間を短縮することが可能となる。
[Table] As described above, the present invention uses a liquid coolant,
It is designed to allow the coolant to flow smoothly in a fixed direction not only when placed vertically but also when placed horizontally, making it possible to obtain a cask for transporting spent fuel assemblies with extremely high heat removal performance. can. When the cask according to the present invention is used as a sodium cask for transporting spent fuel assemblies of liquid metal cooled fast breeder reactors, the following remarkable effects can be obtained. First, it becomes possible to remove spent fuel assemblies from the external fuel storage tank and transport them to a reprocessing plant approximately 100 days after reactor shutdown, thereby minimizing the fuel cycle period and increasing plutonium productivity. The conditions for establishing a practical liquid metal cooled fast breeder reactor from the viewpoint of the nuclear fuel cycle can be advantageously realized. Second, it is not necessary to install spent fuel assembly cleaning equipment at each power plant, but only at the reprocessing plant.
The construction cost (per unit output) of the total system consisting of multiple power plants and one reprocessing plant will be the lowest, and overall economic efficiency will be achieved in a commercial liquid metal cooled fast breeder reactor. Thirdly, spent fuel assemblies stored in the external fuel storage tank will be able to be removed 100 days after the reactor is shut down.
As a result, the number of spent fuel assemblies required to be stored in the ex-core fuel storage tank can be reduced compared to the conventional water cask transport method and gas cask transport method. Therefore, a reduction in the size of the ex-core fuel storage tank container is achieved (see Table 1). Furthermore, when the present invention is used as a water cask for transporting spent fuel assemblies for liquid metal cooled fast breeder reactors and light water reactors, its heat removal performance is improved compared to conventional water casks, and the decay waiting time from reactor shutdown to transport is improved. It becomes possible to shorten the time.

【図面の簡単な説明】[Brief explanation of drawings]

第1図は本発明に係る輸送キヤスクの一実施例
を示す説明図、第2図はその―断面図、第3
図は―断面図、第4図は―断面図、第5
図は縦置保管時の状態を示す説明図、第6図は横
置輸送時の状態を示す説明図、第7図A,B,
C,Dは船舶による輸送中の冷却材流動状況を示
す説明図である。 1…容器本体、2…容器蓋、3…生体遮蔽、4
…液体冷却材、7…使用済燃料集合体、8…隔
壁、9…格子部材、10…エントランスノズル、
16…隔壁用弁、17…ハンドリングヘツド、1
8…ハンドリングヘツドホルダ、21…ハンドリ
ングヘツド用弁、25…縦置用脚、26…横置用
脚。
FIG. 1 is an explanatory diagram showing one embodiment of a transport cask according to the present invention, FIG. 2 is a sectional view thereof, and FIG.
The figure is - sectional view, Figure 4 is - sectional view, 5th figure is - sectional view.
The figure is an explanatory diagram showing the state when stored vertically, Figure 6 is an explanatory diagram showing the state when transported horizontally, and Figure 7 A, B,
C and D are explanatory diagrams showing coolant flow conditions during transportation by ship. 1... Container body, 2... Container lid, 3... Biological shield, 4
...Liquid coolant, 7. Spent fuel assembly, 8. Partition wall, 9. Grid member, 10. Entrance nozzle,
16... Bulkhead valve, 17... Handling head, 1
8... Handling head holder, 21... Valve for handling head, 25... Legs for vertical placement, 26... Legs for horizontal placement.

Claims (1)

【特許請求の範囲】[Claims] 1 容器本体と蓋体およびそれらを取囲む生体遮
蔽を備え、内部に液体の冷却材が自由液面を有す
る状態で封入され、その中に使用済燃料集合体を
浸漬状態で固定して輸送するためのキヤスクであ
つて、キヤスク内空間は燃料集合体が挿入される
開口部を有する隔壁により略中央部で区分され、
該隔壁はガス導通孔、冷却材流動孔、および冷却
材流動孔近傍に取付けられた隔壁用弁を備え、ま
た前記蓋体には前記燃料集合体のハンドリングヘ
ツドが嵌合する開口部を有するハンドリングヘツ
ドホルダが該容器本体内方に向つて突設されてい
るとともに該開口部にはハンドリングヘツド用弁
が設けられ、該キヤスクの縦置時に於いては前記
2種の弁は開放状態となり、該キヤスクの横置時
に於いては前記2種の弁は閉止状態となるものの
隔壁用弁は燃料集合体外部におけるハンドリング
ヘツド側からエントランスノズル側への冷却材の
流動を許容し、ハンドリングヘツド用弁は燃料集
合体内部の冷却材がハンドリングヘツドからの流
出を許容するものであることを特徴とする使用済
燃料集合体輸送キヤスク。
1 A container body, a lid body, and a biological shield surrounding them, in which a liquid coolant is sealed with a free liquid level, and the spent fuel assembly is fixed and transported immersed therein. A cask for use in the cask, wherein the cask interior space is divided approximately at the center by a partition wall having an opening into which the fuel assembly is inserted;
The bulkhead has a gas passage hole, a coolant flow hole, and a bulkhead valve installed near the coolant flow hole, and the lid has a handling head into which a handling head of the fuel assembly fits. A head holder protrudes inward from the container body, and a handling head valve is provided in the opening, and when the cask is placed vertically, the two types of valves are open, and the opening is provided with a handling head valve. When the cask is placed horizontally, the above two types of valves are closed, but the bulkhead valve allows the coolant to flow from the handling head side to the entrance nozzle side outside the fuel assembly, and the handling head valve is closed. A cask for transporting spent fuel assemblies, characterized in that the coolant inside the fuel assemblies is allowed to flow out from a handling head.
JP57060614A 1982-04-12 1982-04-12 Transporting cask for spent fuel assembly Granted JPS58178296A (en)

Priority Applications (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP57060614A JPS58178296A (en) 1982-04-12 1982-04-12 Transporting cask for spent fuel assembly
FR8305852A FR2530855B1 (en) 1982-04-12 1983-04-11 USED NUCLEAR FUEL EXPEDITION CASTLE

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP57060614A JPS58178296A (en) 1982-04-12 1982-04-12 Transporting cask for spent fuel assembly

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPS58178296A JPS58178296A (en) 1983-10-19
JPH0129279B2 true JPH0129279B2 (en) 1989-06-08

Family

ID=13147319

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP57060614A Granted JPS58178296A (en) 1982-04-12 1982-04-12 Transporting cask for spent fuel assembly

Country Status (2)

Country Link
JP (1) JPS58178296A (en)
FR (1) FR2530855B1 (en)

Families Citing this family (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO1997039456A1 (en) * 1996-04-12 1997-10-23 Siemens Aktiengesellschaft Canister for a bundle of nuclear reactor fuel rods

Family Cites Families (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB1250009A (en) * 1968-06-20 1971-10-20 English Electric Co Ltd Cooling arrangements
FR2147777B1 (en) * 1971-05-28 1976-08-20 Commissariat Energie Atomique
FR2379139A1 (en) * 1977-01-26 1978-08-25 Commissariat Energie Atomique HANDLING POT OF A FUEL ASSEMBLY FOR NUCLEAR REACTOR

Also Published As

Publication number Publication date
JPS58178296A (en) 1983-10-19
FR2530855A1 (en) 1984-01-27
FR2530855B1 (en) 1987-02-20

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US4781883A (en) Spent fuel storage cask having continuous grid basket assembly
US11728058B2 (en) Systems and methods for transferring spent nuclear fuel from wet storage to dry storage
US10453578B2 (en) Managing nuclear reactor spent fuel rods
US4055508A (en) Cask handling method and apparatus
CN112313756B (en) Multi-component cask for storing and transporting spent nuclear fuel
EP0520438B1 (en) Metal hydride neutron absorber arrangement for a nuclear fuel storage body
US20080137794A1 (en) Systems and methods for loading and transferring spent nuclear fuel
EP0175140B1 (en) Spent fuel storage cask having continuous grid basket assembly
US20020003851A1 (en) Systems and methods for storing exothermic materials
US5894134A (en) Shipping container for radioactive material
US5612543A (en) Sealed basket for boiling water reactor fuel assemblies
JP4082179B2 (en) Spent nuclear fuel storage container
JPH0129279B2 (en)
US6784444B2 (en) Containment and transportation of decommissioned nuclear reactor pressure vessels
JPS61102596A (en) Cask for storing spent nuclear fuel
US4318492A (en) Fuel assembly storage capsule for storing spent fuel assemblies
JP2000098082A (en) Spent fuel storage cask and its using method
JPH06294891A (en) Storage facility for spent fuel
JP2003270382A (en) Radioactive material containment vessel and radioactive material containment method
CA2567090A1 (en) Std module. container for storage, transportation and disposal of used nuclear fuel and fuel wastes
KR102683242B1 (en) Dual-reference fuel canister system
KR930011450B1 (en) Transportation tool of nuclear fuel
JPH01165996A (en) Spent fuel storage device
JPS606798Y2 (en) Nuclear fuel transport container
JP2003270385A (en) Radiation shielding device for spent fuel conveyance/ storage vessel