JPH03229198A - 使用済燃料の貯蔵方法 - Google Patents
使用済燃料の貯蔵方法Info
- Publication number
- JPH03229198A JPH03229198A JP2025730A JP2573090A JPH03229198A JP H03229198 A JPH03229198 A JP H03229198A JP 2025730 A JP2025730 A JP 2025730A JP 2573090 A JP2573090 A JP 2573090A JP H03229198 A JPH03229198 A JP H03229198A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- fuel
- spent fuel
- spent
- fuel storage
- neutron absorber
- 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
- 239000002915 spent fuel radioactive waste Substances 0.000 title claims abstract description 93
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims description 13
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims abstract description 83
- 239000006096 absorbing agent Substances 0.000 claims abstract description 36
- 210000000352 storage cell Anatomy 0.000 claims description 5
- 210000004027 cell Anatomy 0.000 claims 1
- 230000009257 reactivity Effects 0.000 description 17
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 5
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 4
- 238000012958 reprocessing Methods 0.000 description 3
- 239000000463 material Substances 0.000 description 2
- JFALSRSLKYAFGM-OIOBTWANSA-N uranium-235 Chemical compound [235U] JFALSRSLKYAFGM-OIOBTWANSA-N 0.000 description 2
- 239000011358 absorbing material Substances 0.000 description 1
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 description 1
- 230000000712 assembly Effects 0.000 description 1
- 238000000429 assembly Methods 0.000 description 1
- 238000002485 combustion reaction Methods 0.000 description 1
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 1
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 1
- 238000009510 drug design Methods 0.000 description 1
- 238000001704 evaporation Methods 0.000 description 1
- 238000009434 installation Methods 0.000 description 1
- 238000012423 maintenance Methods 0.000 description 1
- 238000005259 measurement Methods 0.000 description 1
- 238000002844 melting Methods 0.000 description 1
- 230000008018 melting Effects 0.000 description 1
- 238000010248 power generation Methods 0.000 description 1
- 229910001220 stainless steel Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000010935 stainless steel Substances 0.000 description 1
- 238000003466 welding Methods 0.000 description 1
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】
[産業上の利用分野]
本発明は、原子炉から発生した異なる残留濃縮度の使用
済燃料を貯蔵するのに好適な方法に関する。
済燃料を貯蔵するのに好適な方法に関する。
[従来の技術]
原子炉から発生する使用済燃料は、原子炉の燃料貯窯プ
ール内で貯蔵した後、再処理工場へ移送され、燃料貯蔵
プール内に設置された燃料貯蔵ラックに垂直に収納・貯
蔵される。
ール内で貯蔵した後、再処理工場へ移送され、燃料貯蔵
プール内に設置された燃料貯蔵ラックに垂直に収納・貯
蔵される。
燃料貯蔵ラッック内での貯蔵燃料の未臨界性は、互いに
隣接する燃料を一定の間隔において保持し得るステンレ
ス製の燃料貯蔵セル(以下角パイプという)及び水によ
り確保される。従来の燃料貯蔵ランクの未臨界性に対す
る通常の設計は、炉心装荷燃料において想定できる状態
の最大反応度をベースに、燃料の貯蔵間隔を決定してい
るが、これは占有スペースが大きくなる欠点がある。
隣接する燃料を一定の間隔において保持し得るステンレ
ス製の燃料貯蔵セル(以下角パイプという)及び水によ
り確保される。従来の燃料貯蔵ランクの未臨界性に対す
る通常の設計は、炉心装荷燃料において想定できる状態
の最大反応度をベースに、燃料の貯蔵間隔を決定してい
るが、これは占有スペースが大きくなる欠点がある。
そこで、限られた大きさの燃料貯蔵プールを有効利用す
る目的で、中性子吸収材を用いて、燃料のuia間隔を
狭くする方法が考えられている。この種の燃料貯蔵ラッ
クの構造としては、例えば特開昭62−116297号
公報が挙げられる。また、炉心での燃料の燃焼によるウ
ラン235の残留濃縮度に着目した燃料貯蔵ランクにつ
いても一般的に知られている。
る目的で、中性子吸収材を用いて、燃料のuia間隔を
狭くする方法が考えられている。この種の燃料貯蔵ラッ
クの構造としては、例えば特開昭62−116297号
公報が挙げられる。また、炉心での燃料の燃焼によるウ
ラン235の残留濃縮度に着目した燃料貯蔵ランクにつ
いても一般的に知られている。
[発明が解決しようとする課題]
原子炉に装荷される燃料は、燃料サイクルコスト低減の
観点から炉内で十分燃焼され、使用済燃料のウラン23
5の残留濃縮度は1%未満となるものが大多数である。
観点から炉内で十分燃焼され、使用済燃料のウラン23
5の残留濃縮度は1%未満となるものが大多数である。
このことがらみると、上記従来の通常の設計は貯蔵燃料
の未臨界性の点がらは保守的すぎるものとなっており、
現実的な使用済燃料の反応度について考慮されておらず
、使用済燃料の高密度貯蔵化の観点からは過剰な設計に
なっているという問題があった。
の未臨界性の点がらは保守的すぎるものとなっており、
現実的な使用済燃料の反応度について考慮されておらず
、使用済燃料の高密度貯蔵化の観点からは過剰な設計に
なっているという問題があった。
また、使用済燃料の残留濃縮度を1%として燃料1?蔵
ラツクの設計を行なった場合、残留濃縮度が1%以上の
使用済燃料は、この燃料貯蔵ランクでは貯蔵できないと
いう問題がある。
ラツクの設計を行なった場合、残留濃縮度が1%以上の
使用済燃料は、この燃料貯蔵ランクでは貯蔵できないと
いう問題がある。
また、残留濃縮度が1%未満の使用済燃料が圧倒的に多
いにも拘らず、残留濃縮度が1%以上の使用済燃料を貯
蔵できるよう、燃料貯蔵ラックのいずれの角パイプ内に
も中性子吸収体を備えるのは、極めて不経済である。
いにも拘らず、残留濃縮度が1%以上の使用済燃料を貯
蔵できるよう、燃料貯蔵ラックのいずれの角パイプ内に
も中性子吸収体を備えるのは、極めて不経済である。
本発明の目的は、低残留濃縮度の使用済燃料用に設計さ
れた燃料財源ラックに高残留濃縮度の使用済燃料を貯蔵
可能にする使用済燃料貯蔵方法を提供することにある。
れた燃料財源ラックに高残留濃縮度の使用済燃料を貯蔵
可能にする使用済燃料貯蔵方法を提供することにある。
[課題を解決するための手段]
本発明では、高残留濃縮度の使用済燃料の反応度を低減
するため、若脱自在の中性子吸収体を燃料貯蔵ラックの
角パイプ内に挿入することができるようにしである。
するため、若脱自在の中性子吸収体を燃料貯蔵ラックの
角パイプ内に挿入することができるようにしである。
使用済燃料を貯蔵管理する場合には、未臨界性を確保す
るため、使用済燃料の照射履歴を明らかにすると共に、
必要に応じて燃焼度測定を行い。
るため、使用済燃料の照射履歴を明らかにすると共に、
必要に応じて燃焼度測定を行い。
使用済燃料用々の残留濃縮度を明確にする。上記のよう
な方法で残留濃縮度を明確にしておくことにより、燃料
貯蔵ラックの設計条件の残留濃縮度(すなわち残留濃縮
度の設定値、例えば1%)を超える使用済燃料が明確に
なる。
な方法で残留濃縮度を明確にしておくことにより、燃料
貯蔵ラックの設計条件の残留濃縮度(すなわち残留濃縮
度の設定値、例えば1%)を超える使用済燃料が明確に
なる。
燃料貯蔵ラックの設計条件の残留濃縮度、すなわち、残
留濃縮度の設定値(例えば1%)を超える使用済燃料は
、該設定[以下の残留濃縮度の使用済燃料について設計
された燃料貯蔵ラックに貯蔵できないので、中性子吸収
体を用いて残留濃縮度が設定値以下の使用済燃料と同程
度まで反応度を低くすることにより、同一の燃料貯蔵ラ
ックにF2することが可能となる。
留濃縮度の設定値(例えば1%)を超える使用済燃料は
、該設定[以下の残留濃縮度の使用済燃料について設計
された燃料貯蔵ラックに貯蔵できないので、中性子吸収
体を用いて残留濃縮度が設定値以下の使用済燃料と同程
度まで反応度を低くすることにより、同一の燃料貯蔵ラ
ックにF2することが可能となる。
すなわち、使用済M料個々の残留濃縮度を確認し、残留
濃縮度の高い使用済燃料の場合は中性子吸収体を燃料貯
蔵ラックの角パイプ内に挿入することにより、反応度を
低減し、これにより、残留濃縮度の低い使用済燃料用に
設計した燃料貯蔵ラックに、残留濃縮度の低い使用済燃
料のみでなく、残留濃縮度の高い使用済燃料も貯蔵する
ことが可能となる。
濃縮度の高い使用済燃料の場合は中性子吸収体を燃料貯
蔵ラックの角パイプ内に挿入することにより、反応度を
低減し、これにより、残留濃縮度の低い使用済燃料用に
設計した燃料貯蔵ラックに、残留濃縮度の低い使用済燃
料のみでなく、残留濃縮度の高い使用済燃料も貯蔵する
ことが可能となる。
[作 用]
原子炉から発生する使用済燃料の残留濃縮度は前述の通
り1%未満となるものが大多数であり、燃料の炉心装荷
中の最大反応度を考慮して未臨界設計を行うことは使用
済燃料の高密度貯蔵化の観点からは合理的な設計ではな
い。本発明の燃料貯蔵ラックは使用済燃料の残留濃縮度
を1%として設計すれば、貯蔵燃料同志の間隔を狭くす
ることが可能となり、同一のスペース内の貯蔵容量を増
加することが可能となる。また、残留濃縮度が1%を超
える使用済燃料をこの燃料貯蔵ラックに貯蔵する際には
、使用済燃料と燃料貯蔵ラックの角パイプの間に中性子
吸収体を挿入することにより反応度を低減し、貯蔵が可
能となる。
り1%未満となるものが大多数であり、燃料の炉心装荷
中の最大反応度を考慮して未臨界設計を行うことは使用
済燃料の高密度貯蔵化の観点からは合理的な設計ではな
い。本発明の燃料貯蔵ラックは使用済燃料の残留濃縮度
を1%として設計すれば、貯蔵燃料同志の間隔を狭くす
ることが可能となり、同一のスペース内の貯蔵容量を増
加することが可能となる。また、残留濃縮度が1%を超
える使用済燃料をこの燃料貯蔵ラックに貯蔵する際には
、使用済燃料と燃料貯蔵ラックの角パイプの間に中性子
吸収体を挿入することにより反応度を低減し、貯蔵が可
能となる。
また、該中性子吸収体は残留濃縮度の高い使用済燃料を
財蒸する際にのみ使用するため、着脱が可能な構造にな
っており、その寿命を予想して定期的に取替えることが
できるため、長年の使用にあたって、中性子吸収体の一
部が寿命に達して未臨界性が保てなくなるという問題を
解決できる。
財蒸する際にのみ使用するため、着脱が可能な構造にな
っており、その寿命を予想して定期的に取替えることが
できるため、長年の使用にあたって、中性子吸収体の一
部が寿命に達して未臨界性が保てなくなるという問題を
解決できる。
さらに、反応度が異なる使用済燃料を同一の燃料貯蔵ラ
ンク内に貯蔵することができるため、貯蔵スペースの効
率的な活用が可能となる。
ンク内に貯蔵することができるため、貯蔵スペースの効
率的な活用が可能となる。
[実 施 例]
以下1本発明の一実施例を第1図から第4図により説明
する。
する。
第1図は本発明に用いられる燃料貯蔵ラックの横断面図
、第2図は本発明に用いる中性子吸収体の斜視図を示す
。燃料貯蔵ラック4は、使用済燃料a、a’ を収納・
保持するため間隔を置いて配列された複数の角パイプl
で構成されている。使用済燃料の未臨界性は、隣接する
使用済燃料aを一定の間隔を置いて保持する角パイプ1
及び使用済燃料aの周囲の水3により確保される。隣接
する使用済燃料aの間隔は燃料貯蔵ラック4の設計条件
となる使用済燃料の残留濃縮度(ここでは1%)により
決定される。使用済燃料aの残留濃縮度は該設計条件以
下であり、これはラック4にそのまま貯蔵できるが、こ
の設計条件を超える残留濃縮度の使用済燃料a′を同一
の燃料貯蔵ラック4にそのまま貯蔵すると未臨界性を保
持できなくなる可能性があるため、このような使用済燃
料a′と角バイブ1の間に着脱可能な中性子吸収体2を
挿入することにより、高残留濃縮度の使用済燃料a′の
反応度を低残留濃縮度の使用済燃料aと同程度以下にま
で低減することができる。
、第2図は本発明に用いる中性子吸収体の斜視図を示す
。燃料貯蔵ラック4は、使用済燃料a、a’ を収納・
保持するため間隔を置いて配列された複数の角パイプl
で構成されている。使用済燃料の未臨界性は、隣接する
使用済燃料aを一定の間隔を置いて保持する角パイプ1
及び使用済燃料aの周囲の水3により確保される。隣接
する使用済燃料aの間隔は燃料貯蔵ラック4の設計条件
となる使用済燃料の残留濃縮度(ここでは1%)により
決定される。使用済燃料aの残留濃縮度は該設計条件以
下であり、これはラック4にそのまま貯蔵できるが、こ
の設計条件を超える残留濃縮度の使用済燃料a′を同一
の燃料貯蔵ラック4にそのまま貯蔵すると未臨界性を保
持できなくなる可能性があるため、このような使用済燃
料a′と角バイブ1の間に着脱可能な中性子吸収体2を
挿入することにより、高残留濃縮度の使用済燃料a′の
反応度を低残留濃縮度の使用済燃料aと同程度以下にま
で低減することができる。
中性子吸収体2は角パイプ1と同様の形状で、角パイプ
1の内法寸法より/hさく、また、使用済燃料a′より
大きい寸法であり、例えば沸騰水型原子炉(以下BWR
という)の使用済燃料用であれば、内幅が134mm以
上、外幅が150mn+程度の大きさとなる。中性子吸
収体2の厚さは貯蔵する高残留濃縮度の使用済燃料a″
の反応度及び中性子吸収体2の材料により決定される。
1の内法寸法より/hさく、また、使用済燃料a′より
大きい寸法であり、例えば沸騰水型原子炉(以下BWR
という)の使用済燃料用であれば、内幅が134mm以
上、外幅が150mn+程度の大きさとなる。中性子吸
収体2の厚さは貯蔵する高残留濃縮度の使用済燃料a″
の反応度及び中性子吸収体2の材料により決定される。
中性子吸収体2の材料は、10B、Cd等中性子吸収断
面積の大きな元素を含有するものであり、成形加工が容
易に行なえるものが好適である。
面積の大きな元素を含有するものであり、成形加工が容
易に行なえるものが好適である。
BWRの燃料集合体にはチャンネルボックスが装着され
ているが、チャンネルボックスは使用済燃料には必ずし
も必要なものではない。従って、高残留濃縮度の使用済
燃料a′の貯蔵時には、まずチャンネルボックスを取外
し、その代りにチャンネルボックスと同様な形状に成形
した中性子吸収体2を使用済燃料a′に装着することに
より、他の使用済燃料aと同様に取扱うことが可能とな
る。
ているが、チャンネルボックスは使用済燃料には必ずし
も必要なものではない。従って、高残留濃縮度の使用済
燃料a′の貯蔵時には、まずチャンネルボックスを取外
し、その代りにチャンネルボックスと同様な形状に成形
した中性子吸収体2を使用済燃料a′に装着することに
より、他の使用済燃料aと同様に取扱うことが可能とな
る。
この中性子吸収体2は前述のように取外しが可能である
ため、必要に応じてメンテナンスが可能になり、使用済
燃料の安定貯蔵の観点から信頼性を確保することが可能
となる。
ため、必要に応じてメンテナンスが可能になり、使用済
燃料の安定貯蔵の観点から信頼性を確保することが可能
となる。
また、中性子吸収体2は第2図に示すような箱型の構造
だけではなく、第3図に示すように平板の中性子吸収体
2を4枚組合せたものとしても同様の効果がある。また
、この実施例では角パイプ1と中性子吸収体2との間に
間隔を確保できる。
だけではなく、第3図に示すように平板の中性子吸収体
2を4枚組合せたものとしても同様の効果がある。また
、この実施例では角パイプ1と中性子吸収体2との間に
間隔を確保できる。
以上のように、角パイプ1と高残留濃縮度の使用済燃料
a′との間に取外し可能な中性子吸収体2を挿入するこ
とにより、低残留濃縮度の使用済燃料に対して設計され
た燃料貯蔵ラック4に高残留濃縮度の使用済燃料a′を
低残留濃縮度の使用済燃料aと同様に貯蔵できる。
a′との間に取外し可能な中性子吸収体2を挿入するこ
とにより、低残留濃縮度の使用済燃料に対して設計され
た燃料貯蔵ラック4に高残留濃縮度の使用済燃料a′を
低残留濃縮度の使用済燃料aと同様に貯蔵できる。
次に、本実施例によるBWR燃料の貯湯時作業手順を第
4図に示す。
4図に示す。
原子炉から取出された使用済燃料は、厳密な炉心管理に
より個々の使用済燃料の性状が明らかになっている。ま
た、再処理施設は原子力発電所と事業が異なることから
、使用済燃料せん断接の溶解槽での臨界管理上、燃焼度
を測定し、使用済燃料の残留濃縮度を確認する。このよ
うにして残留濃縮度が明らかになった使用済燃料のうち
、残留濃縮度が1%未満の使用済燃料aはそのまま燃料
貯蔵ラック4に貯蔵し、残留濃縮度が1%を超える使用
済燃料a′についてはチャンネルボックス着脱装置によ
りチャンネルボックスを取外し、その後にチャンネルボ
ックス着脱装置により中性子吸収体2を取付け、燃料貯
蔵ラック4に貯蔵する。
より個々の使用済燃料の性状が明らかになっている。ま
た、再処理施設は原子力発電所と事業が異なることから
、使用済燃料せん断接の溶解槽での臨界管理上、燃焼度
を測定し、使用済燃料の残留濃縮度を確認する。このよ
うにして残留濃縮度が明らかになった使用済燃料のうち
、残留濃縮度が1%未満の使用済燃料aはそのまま燃料
貯蔵ラック4に貯蔵し、残留濃縮度が1%を超える使用
済燃料a′についてはチャンネルボックス着脱装置によ
りチャンネルボックスを取外し、その後にチャンネルボ
ックス着脱装置により中性子吸収体2を取付け、燃料貯
蔵ラック4に貯蔵する。
チャンネルボックス着脱装置は、チャンネルボックス付
の使用済燃料を受は入れる再処理施設であれば既設の装
置であり、また、チャンネルホックスの一時仮置き場所
もあることから、本発明を実施するために特別に設置す
る必要はなく、経済的かつ高密度に使用済燃料を貯蔵す
ることが可能となる。
の使用済燃料を受は入れる再処理施設であれば既設の装
置であり、また、チャンネルホックスの一時仮置き場所
もあることから、本発明を実施するために特別に設置す
る必要はなく、経済的かつ高密度に使用済燃料を貯蔵す
ることが可能となる。
また、高残留濃縮度の使用済燃料を貯蔵するための作業
ステップは増加するものの、この様な高残留濃縮度燃料
の発生割合はごくわずかであり、全体の作業に影響を与
えるものではない。
ステップは増加するものの、この様な高残留濃縮度燃料
の発生割合はごくわずかであり、全体の作業に影響を与
えるものではない。
前述のように、使用済燃料の残留濃縮度を1%として設
計した燃料貯蔵ラック4は従来の燃料貯蔵ラックと比べ
燃料貯蔵ピッチを狭くすることか可能であり、より多く
の使用済燃料を同一のスペースに貯蔵することが可能と
なる。また、貯蔵容量が決まっている施設であれば、よ
りコンパクトな施設となり、経済的な貯蔵施設とするこ
とがてきる。なお、チャンネルボックスを必ずしも取外
す必要はない様な設計とすることも可能である。
計した燃料貯蔵ラック4は従来の燃料貯蔵ラックと比べ
燃料貯蔵ピッチを狭くすることか可能であり、より多く
の使用済燃料を同一のスペースに貯蔵することが可能と
なる。また、貯蔵容量が決まっている施設であれば、よ
りコンパクトな施設となり、経済的な貯蔵施設とするこ
とがてきる。なお、チャンネルボックスを必ずしも取外
す必要はない様な設計とすることも可能である。
近年、軽水炉発電設備の経済性向上及び燃料サイクルコ
ストの低減の目的で、燃料の高燃焼度化が進められてい
る。現在の原子炉に付属する燃料貯蔵プール内の燃料貯
蔵ラックは、前述のように。
ストの低減の目的で、燃料の高燃焼度化が進められてい
る。現在の原子炉に付属する燃料貯蔵プール内の燃料貯
蔵ラックは、前述のように。
想定できる最大反応度をベースに未臨界設計を行ってい
る。高燃焼度燃料は現在の燃料よりウラン235の濃縮
度を高めたものであるため、既存の燃料貯蔵ラックに貯
蔵することができない。
る。高燃焼度燃料は現在の燃料よりウラン235の濃縮
度を高めたものであるため、既存の燃料貯蔵ラックに貯
蔵することができない。
本発明によれば、着脱自在の中性子吸収体を使用して上
記のような高燃焼度燃料に対しても反応度を低減できる
ので、既存の燃料貯蔵ラックに高残留濃縮燃料を貯蔵す
ることが可能である。
記のような高燃焼度燃料に対しても反応度を低減できる
ので、既存の燃料貯蔵ラックに高残留濃縮燃料を貯蔵す
ることが可能である。
すなわち、本発明によれば、燃料It?蔵ラシラツク性
子吸収体を挿入することにより、反応度の低い使用済燃
料用に設計された燃料貯蔵ラックに反応度の高い使用済
燃料を貯蔵できる効果がある。
子吸収体を挿入することにより、反応度の低い使用済燃
料用に設計された燃料貯蔵ラックに反応度の高い使用済
燃料を貯蔵できる効果がある。
さらに、特にBWRの使用済燃料については、中性子吸
収体をチャンネルボックスの代りに取付けることもでき
るため、使用済燃料の冷却に関して、中性子吸収体2を
チャンネルボックスと同様の効果を奏する。
収体をチャンネルボックスの代りに取付けることもでき
るため、使用済燃料の冷却に関して、中性子吸収体2を
チャンネルボックスと同様の効果を奏する。
[発明の効果]
以上述べたように本発明によれば、反応度の高い使用済
燃料と角パイプの間に中性子吸収体を挿入することによ
り、反応度の高い使用済燃料を反応度の低い使用済燃料
と同等に取扱うことができ、使用済燃料の貯蔵ピッチを
最小とすることができるので、従来のR′i蔵方法に対
して単位面積当りの貯蔵効率を約20%向上することが
できる。さらに、中性子吸収体を取替えることができる
ので使用済燃料貯蔵の信頼性を向上させ得るという効果
がある。
燃料と角パイプの間に中性子吸収体を挿入することによ
り、反応度の高い使用済燃料を反応度の低い使用済燃料
と同等に取扱うことができ、使用済燃料の貯蔵ピッチを
最小とすることができるので、従来のR′i蔵方法に対
して単位面積当りの貯蔵効率を約20%向上することが
できる。さらに、中性子吸収体を取替えることができる
ので使用済燃料貯蔵の信頼性を向上させ得るという効果
がある。
第1図は本発明の一実施例の燃料貯蔵ラックの横断面図
、第2図は中性子吸収体の斜視図、第3図は中性子吸収
体の変形例の斜視図、第4図は使用済燃料の貯蔵時作業
手順を示す図である。 1・・・角パイプ 2・・・中性子吸収体・使
用済燃料周囲の水 ・燃料貯蔵ラック a、a’ ・・使用済燃料 (他1名) 第 1 図 乙 第 図 第 図 第 図
、第2図は中性子吸収体の斜視図、第3図は中性子吸収
体の変形例の斜視図、第4図は使用済燃料の貯蔵時作業
手順を示す図である。 1・・・角パイプ 2・・・中性子吸収体・使
用済燃料周囲の水 ・燃料貯蔵ラック a、a’ ・・使用済燃料 (他1名) 第 1 図 乙 第 図 第 図 第 図
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 1 原子炉で発生する使用済燃料を燃料貯蔵プール内で
所定の間隔を保って整列保持するための保持部材として
横断面が矩形中空状の燃料貯蔵セル(角パイプ)を備え
た燃料貯蔵ラックに使用済燃料を貯蔵する方法において
、使用済燃料の残留濃縮度を確認した後に、残留濃縮度
が設定値を超える使用済燃料は該使用済燃料と前記中空
状の燃料貯蔵セルの内壁との間に着脱可能な中性子吸収
体を介在させて該燃料貯蔵セル内に収納し、残留濃縮度
が前記設定値以下の使用済燃料は中性子吸収体を介在さ
せずに燃料貯蔵セル内に収納することを特徴とする使用
済燃料の貯蔵方法。 2 前記中性子吸収体が矩形中空状の横断面を有する請
求項1に記載の使用済燃料の貯蔵方法。 3 使用済燃料に装着されているチャンネルボックスを
取り外し、その代り前記中性子吸収体を前記使用済燃料
に取付けた後、これを燃料貯蔵セル内に収納する請求項
1又は2に記載の使用済燃料の貯蔵方法。 4 前記中性子吸収体が前記チャンネルボックスとほぼ
等しい横断面をもつ請求項1、2又は3に記載の使用済
燃料の貯蔵方法。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP2025730A JPH03229198A (ja) | 1990-02-05 | 1990-02-05 | 使用済燃料の貯蔵方法 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP2025730A JPH03229198A (ja) | 1990-02-05 | 1990-02-05 | 使用済燃料の貯蔵方法 |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPH03229198A true JPH03229198A (ja) | 1991-10-11 |
Family
ID=12173926
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP2025730A Pending JPH03229198A (ja) | 1990-02-05 | 1990-02-05 | 使用済燃料の貯蔵方法 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPH03229198A (ja) |
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2005265560A (ja) * | 2004-03-17 | 2005-09-29 | Toshiba Corp | 燃料体収納ラックおよび燃料体収納ラックの設計方法 |
JP2015184108A (ja) * | 2014-03-24 | 2015-10-22 | 株式会社東芝 | 溶融燃料除去装置及び方法 |
-
1990
- 1990-02-05 JP JP2025730A patent/JPH03229198A/ja active Pending
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2005265560A (ja) * | 2004-03-17 | 2005-09-29 | Toshiba Corp | 燃料体収納ラックおよび燃料体収納ラックの設計方法 |
JP2015184108A (ja) * | 2014-03-24 | 2015-10-22 | 株式会社東芝 | 溶融燃料除去装置及び方法 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
EP0520438B1 (en) | Metal hydride neutron absorber arrangement for a nuclear fuel storage body | |
EP1085525B1 (en) | Light water reactor core and fuel assembly | |
US4400344A (en) | Storage rack for nuclear fuel assemblies | |
US6327321B1 (en) | Borated aluminum rodlets for use in spent nuclear fuel assemblies | |
RU2678564C1 (ru) | Тепловыделяющая сборка, способ проектирования активной зоны и способ проектирования тепловыделяющей сборки легководного ядерного реактора | |
JPH03229198A (ja) | 使用済燃料の貯蔵方法 | |
JP3487897B2 (ja) | 使用済燃料集合体の貯蔵方法 | |
US5610959A (en) | Hafnium doped replacement rod for nuclear fuel reconstitution | |
JP6933593B2 (ja) | 使用済核燃料の支持構造物、支持構造物の製造方法及び使用済核燃料容器 | |
JP4528545B2 (ja) | 燃料体収納ラックおよび燃料体収納ラックの設計方法 | |
JP2007512505A (ja) | ガドリニウム含有量が異なる2つのロッドを含む加圧水型原子炉用の燃料集合体 | |
JPH11287881A (ja) | 燃料集合体 | |
JPS62278496A (ja) | 使用済燃料貯蔵ラツク | |
JP2007010434A (ja) | 照射燃料貯蔵ラック | |
KR0127779B1 (ko) | 정상 사용후핵연료의 저장용기 | |
JPS6276498A (ja) | 燃料貯蔵ラツク | |
Schneider et al. | Foreign experience on effects of extended dry storage on the integrity of spent nuclear fuel | |
JP2014098663A (ja) | 破損燃料容器収納ラック | |
Wasim et al. | Criticality Study of PARR spent fuel storage | |
JP2012112834A (ja) | 燃料集合体収納方法および燃料集合体収納体 | |
JPH04289498A (ja) | 使用済燃料集合体の貯蔵方法 | |
Sani et al. | Evaluation of the problems associated with ENEL's irradiated fuel management | |
JPS61225692A (ja) | 使用済燃料貯蔵ラツク | |
KESSLER | Criticality Safety Evaluation Report CSER-96-019 for Spent Nuclear Fuel (SNF) Processing and Storage Facilities Multi Canister Overpack (MCO) | |
Kuenel | Normal and compact spent fuel storage in light water reactor power plants |