JPH02129598A - 燃料貯蔵ラック - Google Patents
燃料貯蔵ラックInfo
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- JPH02129598A JPH02129598A JP63282451A JP28245188A JPH02129598A JP H02129598 A JPH02129598 A JP H02129598A JP 63282451 A JP63282451 A JP 63282451A JP 28245188 A JP28245188 A JP 28245188A JP H02129598 A JPH02129598 A JP H02129598A
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- JP
- Japan
- Prior art keywords
- storage rack
- fuel storage
- fuel
- absorption plate
- neutron
- 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.)
- Pending
Links
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Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の目的〕
（産業上の利用分野）
本発明は、原子力発電所から発生する使用済核燃料を貯
蔵する燃料貯蔵ラックに関する。
蔵する燃料貯蔵ラックに関する。
（従来の技術）
一般に、原子カプラントの運転に伴って、第３図の様な
形状の燃料集合体４が原子炉から取り出ト５、下部タイ
プレート６ｂｊ持し、チャンネルボックス７にて囲繞し
て構成されている。この使用済の核燃料４は放射線と熱
を発生する為に、第４図の様な冷却水８を満たした燃料
プール９の中に設置された燃料貯蔵ラック１０に燃料移
動装置１１を介して収納され貯蔵される。この燃料貯蔵
ラック１０は、第４図に示す様にステンレス鋼などで出
来た角管１２を束ねた構造と成っており、使用済燃料４
は、角管１２の中に収納される。燃料貯蔵ラック１０は
、貯蔵される使用済燃料４が臨界に達するのを防止する
為、角管１２の配列ピッチを十分に広げて、使用済燃料
４の間隔を保つ事や角管１２などの構造材に中性子吸収
能力を持たせる設計としている。
形状の燃料集合体４が原子炉から取り出ト５、下部タイ
プレート６ｂｊ持し、チャンネルボックス７にて囲繞し
て構成されている。この使用済の核燃料４は放射線と熱
を発生する為に、第４図の様な冷却水８を満たした燃料
プール９の中に設置された燃料貯蔵ラック１０に燃料移
動装置１１を介して収納され貯蔵される。この燃料貯蔵
ラック１０は、第４図に示す様にステンレス鋼などで出
来た角管１２を束ねた構造と成っており、使用済燃料４
は、角管１２の中に収納される。燃料貯蔵ラック１０は
、貯蔵される使用済燃料４が臨界に達するのを防止する
為、角管１２の配列ピッチを十分に広げて、使用済燃料
４の間隔を保つ事や角管１２などの構造材に中性子吸収
能力を持たせる設計としている。
（発明が解決しようとする課題）
近年において、原子力発電所の稼動率の向上を目的とし
て運転サイクルを長期化する事や、核燃料の効率的な利
用を目的として、燃料の取り出し燃焼度を増加させる事
が行なわれている。これに伴い、燃料の濃縮度が増大し
、また、反応度も増大する傾向にある。
て運転サイクルを長期化する事や、核燃料の効率的な利
用を目的として、燃料の取り出し燃焼度を増加させる事
が行なわれている。これに伴い、燃料の濃縮度が増大し
、また、反応度も増大する傾向にある。
しかしながら、今後、燃料の濃縮度及び反応度が大幅に
増大した場合には、現在稼動している原子力発電所に設
置されている使用済燃料貯蔵ラックでは、未臨界性を確
保する事が困難となるおそれがある。
増大した場合には、現在稼動している原子力発電所に設
置されている使用済燃料貯蔵ラックでは、未臨界性を確
保する事が困難となるおそれがある。
この様な場合への対応としては、原子力発電所に既に設
置されている燃料貯蔵ラックをより未臨界性の高いもの
と交換する方法がある。しかし。
置されている燃料貯蔵ラックをより未臨界性の高いもの
と交換する方法がある。しかし。
この場合には、放射能によって汚染されている燃料プー
ルや燃料貯蔵ラックを取り扱う為２作業員が被爆する事
、また、取り替え工事には、相当の費用が必要となる事
などの不都合が生じろ。
ルや燃料貯蔵ラックを取り扱う為２作業員が被爆する事
、また、取り替え工事には、相当の費用が必要となる事
などの不都合が生じろ。
本発明は、この様な点を考慮してなされたもので、その
目的は、既に稼動している原子力発電所において、既設
の燃料貯蔵ラックの当初設計の未臨界維持能力を土切る
様な、反応度の高い核燃料を使用し、これを燃料貯蔵ラ
ックに収納する場合に、既設の燃料貯蔵ラックに、容易
な改造を行なうのみで、使用可能な燃料貯蔵ラックを提
供する事にある。
目的は、既に稼動している原子力発電所において、既設
の燃料貯蔵ラックの当初設計の未臨界維持能力を土切る
様な、反応度の高い核燃料を使用し、これを燃料貯蔵ラ
ックに収納する場合に、既設の燃料貯蔵ラックに、容易
な改造を行なうのみで、使用可能な燃料貯蔵ラックを提
供する事にある。
〔発明の構成〕
（課題を解決するための手段）
上記目的を達成するために、本発明においては、原子炉
から取り出した核燃料を貯蔵する燃料貯蔵ラックにおい
て、前記燃料貯蔵ラックの本体内面に中性子吸収板を着
脱自在に取り付けて成ることを特徴とする燃料貯蔵ラッ
クを提供する。
から取り出した核燃料を貯蔵する燃料貯蔵ラックにおい
て、前記燃料貯蔵ラックの本体内面に中性子吸収板を着
脱自在に取り付けて成ることを特徴とする燃料貯蔵ラッ
クを提供する。
（作 用）
このように構成された燃料貯蔵ラックにおいては、通常
の燃料貯蔵ラックに中性子吸収板を着脱自在に取り付け
たので、中性子吸収板をより容易に取り付けることがで
き、従来の中性子吸収板のない燃料貯蔵ラックにおいて
もより容易に改良することができる。
の燃料貯蔵ラックに中性子吸収板を着脱自在に取り付け
たので、中性子吸収板をより容易に取り付けることがで
き、従来の中性子吸収板のない燃料貯蔵ラックにおいて
もより容易に改良することができる。
（実 施 例）
以下、本発明の一実施例を第１図及び第２図を参照して
説明する。
説明する。
第１図において、ステレンス鋼あるいはほう素を含有す
るステンレス鋼、アルミ合金などの中性子吸収能力の高
い合金で出来た薄板を、くの字状に形成した中性子吸収
板１を帯状の形状記憶合金製支持具２を用い、それぞれ
をリベット３によって中性子吸収板１の長手方向に数ケ
所結合し、角管状に形成して中性子吸収装置１５とする
。
るステンレス鋼、アルミ合金などの中性子吸収能力の高
い合金で出来た薄板を、くの字状に形成した中性子吸収
板１を帯状の形状記憶合金製支持具２を用い、それぞれ
をリベット３によって中性子吸収板１の長手方向に数ケ
所結合し、角管状に形成して中性子吸収装置１５とする
。
第２図（ａ）、 （ｂ）は、第１図に示す本発明の実施
例に用いる中性子吸収装置１５を燃料貯蔵ラック１０の
角管１２の内面に取り付ける状態を示した横断面図であ
る。装着前において形状記憶合金製支持具２は、第２図
の様に波状に変形させる。これによって、角管状に形成
した中性子吸収板１を小さくし、燃料貯蔵ラック１０の
角管１２の中に容易に挿入できる様にする。中性子吸収
装置１５を挿入した後、形状記憶合金製支持具２の温度
を上昇させて、元の形状に伸長させて、第２図（ｂ）の
様に中性子吸収板１を角管１２の内面に密着させる。
例に用いる中性子吸収装置１５を燃料貯蔵ラック１０の
角管１２の内面に取り付ける状態を示した横断面図であ
る。装着前において形状記憶合金製支持具２は、第２図
の様に波状に変形させる。これによって、角管状に形成
した中性子吸収板１を小さくし、燃料貯蔵ラック１０の
角管１２の中に容易に挿入できる様にする。中性子吸収
装置１５を挿入した後、形状記憶合金製支持具２の温度
を上昇させて、元の形状に伸長させて、第２図（ｂ）の
様に中性子吸収板１を角管１２の内面に密着させる。
次に形状記憶合金製支持具２の温度を上昇させて元の形
状に戻す方法について説明する。
状に戻す方法について説明する。
燃料プール９には、貯蔵されている使用済燃料４から発
生する熱を除去する為に冷却［１が設けられている。こ
の冷却設備によって、燃料プール９の水温は、略４０℃
以下に保つ事が出来る。この状１塵で、中性子吸収板１
を燃料貯蔵ラックｌＯの角管１２に挿入させる。その後
、−時的に冷却設備の運転を停止すると、燃料プール９
の水温は、貯蔵されている使用済燃料４から発生する熱
によって上昇する。燃料プール９の設備は、６０℃程度
以上まで耐える為、形状記憶合金製支持具２は、４０℃
から６０℃の間で元の形状に戻す様な材質にする。
生する熱を除去する為に冷却［１が設けられている。こ
の冷却設備によって、燃料プール９の水温は、略４０℃
以下に保つ事が出来る。この状１塵で、中性子吸収板１
を燃料貯蔵ラックｌＯの角管１２に挿入させる。その後
、−時的に冷却設備の運転を停止すると、燃料プール９
の水温は、貯蔵されている使用済燃料４から発生する熱
によって上昇する。燃料プール９の設備は、６０℃程度
以上まで耐える為、形状記憶合金製支持具２は、４０℃
から６０℃の間で元の形状に戻す様な材質にする。
縮少化されている為、燃料プールの外からクレーン等を
使用′して、容易に行なう事が出来る。これにより、燃
料プールの水抜きなどの大掛りな作業は不要となり、更
に、燃料プール内に使用済燃料を貯蔵したままでも、こ
の作業を実施する事ができる。
使用′して、容易に行なう事が出来る。これにより、燃
料プールの水抜きなどの大掛りな作業は不要となり、更
に、燃料プール内に使用済燃料を貯蔵したままでも、こ
の作業を実施する事ができる。
また、形状記憶合金製支持具の変形も、冷却設備の一時
的な運転停止のみで行なえる為、容易である。
的な運転停止のみで行なえる為、容易である。
以上説明した様に、本発明によれば稼動中の原予力発電
所で新たに反応度の高い燃料を採用する場合にも既設の
燃料貯蔵ラックを継続使用できる為、経済的に有利とな
る。更に、燃料貯蔵ラックを改造する作業も容易である
為、工事費が安価となり、作業員の被爆も低減させるこ
とができる。
所で新たに反応度の高い燃料を採用する場合にも既設の
燃料貯蔵ラックを継続使用できる為、経済的に有利とな
る。更に、燃料貯蔵ラックを改造する作業も容易である
為、工事費が安価となり、作業員の被爆も低減させるこ
とができる。
第１図は本発明の一実施例に係る燃料貯蔵ラックの要部
を示す斜視図、第２図（ａ）及び第２図（ｂ）は燃料貯
蔵ラックに中性子吸収材を装着する前と後をそれぞれ示
す横断面図、第３図は燃料集合体の斜視図、第４図は燃
料貯蔵ラックの設置状態を示す斜視図である。 １・・・中性子吸収板 ２・・・形状記憶合金製支持具 ４・・燃料集合体 １０・・・燃料貯蔵ラック代
理人 弁理士 則 近 憲 佑 同 第子丸 健 （０，） （ｂ） 第 図
を示す斜視図、第２図（ａ）及び第２図（ｂ）は燃料貯
蔵ラックに中性子吸収材を装着する前と後をそれぞれ示
す横断面図、第３図は燃料集合体の斜視図、第４図は燃
料貯蔵ラックの設置状態を示す斜視図である。 １・・・中性子吸収板 ２・・・形状記憶合金製支持具 ４・・燃料集合体 １０・・・燃料貯蔵ラック代
理人 弁理士 則 近 憲 佑 同 第子丸 健 （０，） （ｂ） 第 図
Claims (1)
- 原子炉から取り出した燃料集合体を貯蔵する燃料貯蔵ラ
ックにおいて、前記燃料貯蔵ラックの本体内面に中性子
吸収板を着脱自在に取り付けて成ることを特徴とする燃
料貯蔵ラック。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63282451A JPH02129598A (ja) | 1988-11-10 | 1988-11-10 | 燃料貯蔵ラック |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63282451A JPH02129598A (ja) | 1988-11-10 | 1988-11-10 | 燃料貯蔵ラック |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH02129598A true JPH02129598A (ja) | 1990-05-17 |
Family
ID=17652598
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP63282451A Pending JPH02129598A (ja) | 1988-11-10 | 1988-11-10 | 燃料貯蔵ラック |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH02129598A (ja) |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US6442227B1 (en) * | 1999-11-24 | 2002-08-27 | Westinghouse Electric Co. Llc | Sleeve assembly for nuclear fuel racks |
| US6741669B2 (en) * | 2001-10-25 | 2004-05-25 | Kenneth O. Lindquist | Neutron absorber systems and method for absorbing neutrons |
| US20110142189A1 (en) * | 2008-07-04 | 2011-06-16 | Tn International | Storage rack for fresh or spent nuclear fuel assemblies |
| US10580540B2 (en) | 2014-08-13 | 2020-03-03 | Curtiss-Wright Flow Control Corporation | Neutron absorber member configured for insertion into a control rod guide tube of a spent fuel assembly |
-
1988
- 1988-11-10 JP JP63282451A patent/JPH02129598A/ja active Pending
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US6442227B1 (en) * | 1999-11-24 | 2002-08-27 | Westinghouse Electric Co. Llc | Sleeve assembly for nuclear fuel racks |
| US6741669B2 (en) * | 2001-10-25 | 2004-05-25 | Kenneth O. Lindquist | Neutron absorber systems and method for absorbing neutrons |
| US20110142189A1 (en) * | 2008-07-04 | 2011-06-16 | Tn International | Storage rack for fresh or spent nuclear fuel assemblies |
| US8848853B2 (en) * | 2008-07-04 | 2014-09-30 | Tn International | Storage rack for fresh or spent nuclear fuel assemblies |
| US10580540B2 (en) | 2014-08-13 | 2020-03-03 | Curtiss-Wright Flow Control Corporation | Neutron absorber member configured for insertion into a control rod guide tube of a spent fuel assembly |
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