JPH0447292A - 照射済原子炉燃料集合体の試験後整体方法 - Google Patents
照射済原子炉燃料集合体の試験後整体方法Info
- Publication number
- JPH0447292A JPH0447292A JP2155372A JP15537290A JPH0447292A JP H0447292 A JPH0447292 A JP H0447292A JP 2155372 A JP2155372 A JP 2155372A JP 15537290 A JP15537290 A JP 15537290A JP H0447292 A JPH0447292 A JP H0447292A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- surplus material
- fuel
- fuel assembly
- control rod
- rod guide
- 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.)
- Granted
Links
- 238000012360 testing method Methods 0.000 title claims description 29
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims description 9
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 title claims description 7
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims abstract description 64
- 239000000463 material Substances 0.000 claims abstract description 49
- 238000003860 storage Methods 0.000 claims description 18
- 238000012958 reprocessing Methods 0.000 abstract description 9
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 abstract description 2
- 239000004035 construction material Substances 0.000 abstract 1
- 235000013372 meat Nutrition 0.000 abstract 1
- 238000003466 welding Methods 0.000 abstract 1
- 230000000712 assembly Effects 0.000 description 7
- 238000000429 assembly Methods 0.000 description 7
- 239000008188 pellet Substances 0.000 description 2
- 239000002915 spent fuel radioactive waste Substances 0.000 description 2
- 229910001093 Zr alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000005253 cladding Methods 0.000 description 1
- 238000005520 cutting process Methods 0.000 description 1
- 230000001066 destructive effect Effects 0.000 description 1
- 238000009658 destructive testing Methods 0.000 description 1
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 1
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 1
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 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、照射後試験を行った後の照射済原子炉燃料集
合体における供試燃料棒の取扱いに関するものである。
合体における供試燃料棒の取扱いに関するものである。
［従来の技術］
使用済原子炉燃料集合体は、通常、そのままの形で特殊
なキャスクに収納して再処理施設に搬出される。しかし
、照射後試験の対象となる燃料集合体の場合、供試燃料
棒が同燃料集合体から取り出される。更に、この供試燃
料棒は燃料ホットラボで破壊試験等により短尺化される
。従って、供試燃料棒の残材を再処理工場に搬出する場
合には、燃料集合体の搬出用キャスクとは別個の専用密
封容器に残材を封入して輸送することが計画されている
。
なキャスクに収納して再処理施設に搬出される。しかし
、照射後試験の対象となる燃料集合体の場合、供試燃料
棒が同燃料集合体から取り出される。更に、この供試燃
料棒は燃料ホットラボで破壊試験等により短尺化される
。従って、供試燃料棒の残材を再処理工場に搬出する場
合には、燃料集合体の搬出用キャスクとは別個の専用密
封容器に残材を封入して輸送することが計画されている
。
［発明が解決しようとする課題］
前述したように、従来技術においては、短尺に切断され
た供試燃料棒の残材を専用密封容器を使用して搬出する
場合、この供試燃料棒を含んでいた燃料集合体とは別に
再処理施設へ輸送しなければならず、輸送形態が複雑と
なる。また、専用密封容器は一度使用すると汚染され、
保管場所等の管理や取扱面で課題が多い。
た供試燃料棒の残材を専用密封容器を使用して搬出する
場合、この供試燃料棒を含んでいた燃料集合体とは別に
再処理施設へ輸送しなければならず、輸送形態が複雑と
なる。また、専用密封容器は一度使用すると汚染され、
保管場所等の管理や取扱面で課題が多い。
従って、供試燃料棒の残材を燃料集合体に復元すること
ができれば、当該燃料集合体を再処理施設に輸送するこ
とで供試燃料棒の残材をも輸送できることになる。本発
明の目的は、かかる課題を解決することにある。
ができれば、当該燃料集合体を再処理施設に輸送するこ
とで供試燃料棒の残材をも輸送できることになる。本発
明の目的は、かかる課題を解決することにある。
［課題を解法するための手段］
上記目的を達成するために、本発明は、照射後試験のた
めに照射済原子炉燃料集合体から取り出され短尺化され
た供試燃料棒の残材を残材収納管に収納して該残材収納
管を密封し、該残材収納管を前記燃料集合体の制御棒案
内シンブル内に挿入し、該制御棒案内シンブルの入口に
プラグを取り付けることから成る照射済原子炉燃料集合
体の試験後整体方法を特徴とする。
めに照射済原子炉燃料集合体から取り出され短尺化され
た供試燃料棒の残材を残材収納管に収納して該残材収納
管を密封し、該残材収納管を前記燃料集合体の制御棒案
内シンブル内に挿入し、該制御棒案内シンブルの入口に
プラグを取り付けることから成る照射済原子炉燃料集合
体の試験後整体方法を特徴とする。
［作用］
本発明の方法によれば、供試燃料棒の残材は元の燃料集
合体の制御棒案内シンブル内に収容され、元の燃料集合
体と供試燃料棒の残材を一体として取り扱うことができ
る。よって、残材専用の密封容器は不要となり、輸送も
燃料集合体についてのみ行えば良いこととなる。
合体の制御棒案内シンブル内に収容され、元の燃料集合
体と供試燃料棒の残材を一体として取り扱うことができ
る。よって、残材専用の密封容器は不要となり、輸送も
燃料集合体についてのみ行えば良いこととなる。
［実施例］
以下、図面と共に本発明の好適な実施例について詳細に
説明する。
説明する。
第１図は加圧水型原子炉用の一般的な燃料集合体１を示
している。この燃料集合体１は、相互に平行に配置され
た複数本の制御棒案内シンブル２と、これらの制御棒案
内シンブル２に固定された複数の支持格子３と、支持格
子３の各セルに挿通支持された複数本の燃料棒４と、制
御棒案内シンブル２の両端にそれぞれ取り付けられた上
部及び下部ノズル５．６とから構成されている。
している。この燃料集合体１は、相互に平行に配置され
た複数本の制御棒案内シンブル２と、これらの制御棒案
内シンブル２に固定された複数の支持格子３と、支持格
子３の各セルに挿通支持された複数本の燃料棒４と、制
御棒案内シンブル２の両端にそれぞれ取り付けられた上
部及び下部ノズル５．６とから構成されている。
このような燃料集合体１が使用済燃料として炉心から取
り出され、照射後試験に供せられる場合、１本又は複数
本の燃料棒３（供試燃料棒）が当該燃料集合体１から抜
き出されて、燃料ホットラボのプール内及びセル内で破
壊試験等により短尺に切断される。供試燃料棒のかかる
切断により残材を生ずるが、ここでいう残材とは、第２
図に示すような被覆管１０及びその中で保持された燃料
ベレット１１から成る残材部１２と、第４図に示す燃料
ペレット１１のみから成る脱ミート部１３とをいう。
り出され、照射後試験に供せられる場合、１本又は複数
本の燃料棒３（供試燃料棒）が当該燃料集合体１から抜
き出されて、燃料ホットラボのプール内及びセル内で破
壊試験等により短尺に切断される。供試燃料棒のかかる
切断により残材を生ずるが、ここでいう残材とは、第２
図に示すような被覆管１０及びその中で保持された燃料
ベレット１１から成る残材部１２と、第４図に示す燃料
ペレット１１のみから成る脱ミート部１３とをいう。
本発明によれば、前記残材をそのまま元の燃料集合体１
に戻すことは不可能であるため、まず、第４図及び第５
図に示す残材収納管２０内に残材部１２及び脱ミート部
１３を収納し、その両端を端栓２１により閉じ密封溶接
する。この残材収納管２０は、再処理工程に影響のない
材質、例えばジルカロイ又は５ＵＳ３０４から作られる
。また、この残材収納管２０の内径は残材の収納が可能
な大きさとされ、外径は燃料集合体１の制御棒案内シン
ブル２の内径よりも僅かに小さい。
に戻すことは不可能であるため、まず、第４図及び第５
図に示す残材収納管２０内に残材部１２及び脱ミート部
１３を収納し、その両端を端栓２１により閉じ密封溶接
する。この残材収納管２０は、再処理工程に影響のない
材質、例えばジルカロイ又は５ＵＳ３０４から作られる
。また、この残材収納管２０の内径は残材の収納が可能
な大きさとされ、外径は燃料集合体１の制御棒案内シン
ブル２の内径よりも僅かに小さい。
制御棒案内シンブル２は、通常、原子炉運転時に制御棒
の上下動を案内するためのものであり、燃料集合体１を
炉心から取り出した後は、再処理工程まで特に使用する
ことはない、そこで、本発明では、前述した如く残材収
納管２０に供試燃料棒の残材（残材部１２及び脱ミート
部１３）を収納した後、この残材収納管２０を燃料集合
体１の制御棒案内シンブル２内に収納することとした。
の上下動を案内するためのものであり、燃料集合体１を
炉心から取り出した後は、再処理工程まで特に使用する
ことはない、そこで、本発明では、前述した如く残材収
納管２０に供試燃料棒の残材（残材部１２及び脱ミート
部１３）を収納した後、この残材収納管２０を燃料集合
体１の制御棒案内シンブル２内に収納することとした。
より詳細には、第４図に示すように、慣用の燃料棒取扱
装置２５を用いて残材収納済みの残材収納管２０を燃料
ホットラボのセルからプールに移動し、プール内で一時
保管されている元の燃料集合体１の上方に配置し、上部
ノズル５の開口から所定の制御棒案内シンブル２に挿入
する（第１図参照）、この後、残材収納管２０が制御棒
案内シンブル２から飛び出さないように、第５図に明示
するように、制御棒案内シンブル２の入口部にプラグ３
０を取り付ける。
装置２５を用いて残材収納済みの残材収納管２０を燃料
ホットラボのセルからプールに移動し、プール内で一時
保管されている元の燃料集合体１の上方に配置し、上部
ノズル５の開口から所定の制御棒案内シンブル２に挿入
する（第１図参照）、この後、残材収納管２０が制御棒
案内シンブル２から飛び出さないように、第５図に明示
するように、制御棒案内シンブル２の入口部にプラグ３
０を取り付ける。
このようにして、供試燃料棒の残材は元の燃料集合体１
に戻され、燃料集合体の形態で取り扱うことが可能とな
る。即ち、供試燃料棒の残材の再処理施設への輸送は、
当該燃料集合体１を搬出用キャスク内に装填して行い、
通常の使用済燃料集合体の輸送方法と全く同様に取り扱
うことができる。
に戻され、燃料集合体の形態で取り扱うことが可能とな
る。即ち、供試燃料棒の残材の再処理施設への輸送は、
当該燃料集合体１を搬出用キャスク内に装填して行い、
通常の使用済燃料集合体の輸送方法と全く同様に取り扱
うことができる。
［発明の効果］
以上のように、本発明によれば、供試燃料棒の残材を残
材収納管に収納し制御棒案内シンブル内に収容するので
、残材のみを輸送するための特殊な密封容器を製作する
必要がなく、また、再処理工場へ輸送する場合において
、燃料集合体として搬送できるため、取扱いが容易であ
り、安全性及びコスト面を考慮しても有利である。
材収納管に収納し制御棒案内シンブル内に収容するので
、残材のみを輸送するための特殊な密封容器を製作する
必要がなく、また、再処理工場へ輸送する場合において
、燃料集合体として搬送できるため、取扱いが容易であ
り、安全性及びコスト面を考慮しても有利である。
第１図は燃料集合体の全体を示す一部切欠き正面図、第
２図は供試燃料棒の残材部を示す一部切欠き斜視図、第
３図は供試燃料棒の脱ミート部を示す斜視図、第４図は
残材収納管を制御棒案内シンブル内に挿入する工程を示
す断面図、第５図は制御棒案内シンブル内での残材収納
管の収納状態を示す断面図である６図中、 １・・・燃料集合体 ２・・・制御棒案内シンブル
３・・・燃料棒 １２・・・残材部１３・・・
脱ミート部 ２０・・・残材収納管２１・・・端栓
３０・・・プラグ輩 ！ 図 禁４図
２図は供試燃料棒の残材部を示す一部切欠き斜視図、第
３図は供試燃料棒の脱ミート部を示す斜視図、第４図は
残材収納管を制御棒案内シンブル内に挿入する工程を示
す断面図、第５図は制御棒案内シンブル内での残材収納
管の収納状態を示す断面図である６図中、 １・・・燃料集合体 ２・・・制御棒案内シンブル
３・・・燃料棒 １２・・・残材部１３・・・
脱ミート部 ２０・・・残材収納管２１・・・端栓
３０・・・プラグ輩 ！ 図 禁４図
Claims (1)
- 照射後試験のために照射済原子炉燃料集合体から取り出
され短尺化された供試燃料棒の残材を残材収納管に収納
して該残材収納管を密封し、該残材収納管を前記燃料集
合体の制御棒案内シンブル内に挿入し、該制御棒案内シ
ンブルの入口にプラグを取り付けることから成る照射済
原子炉燃料集合体の試験後整体方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2155372A JP2713644B2 (ja) | 1990-06-15 | 1990-06-15 | 照射済原子炉燃料集合体の試験後整体方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2155372A JP2713644B2 (ja) | 1990-06-15 | 1990-06-15 | 照射済原子炉燃料集合体の試験後整体方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0447292A true JPH0447292A (ja) | 1992-02-17 |
| JP2713644B2 JP2713644B2 (ja) | 1998-02-16 |
Family
ID=15604495
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP2155372A Expired - Lifetime JP2713644B2 (ja) | 1990-06-15 | 1990-06-15 | 照射済原子炉燃料集合体の試験後整体方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP2713644B2 (ja) |
-
1990
- 1990-06-15 JP JP2155372A patent/JP2713644B2/ja not_active Expired - Lifetime
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JP2713644B2 (ja) | 1998-02-16 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US8130895B2 (en) | Method and a device for packaging leaky nuclear fuel rods for the purposes of transport and long-duration storage or warehousing | |
| US6327321B1 (en) | Borated aluminum rodlets for use in spent nuclear fuel assemblies | |
| JP3310098B2 (ja) | 核燃料ペレットを被覆管に装填するための装置及び方法 | |
| EP0928487A1 (en) | Nuclear fuel assembly | |
| JPH0447292A (ja) | 照射済原子炉燃料集合体の試験後整体方法 | |
| JPS6319036B2 (ja) | ||
| US20010022827A1 (en) | Nuclear reactor fuel assembly with a high burnup | |
| US4402904A (en) | Method for determining clad integrity of a nuclear fuel rod | |
| Peehs et al. | Spent fuel storage: A reliable technology in the back end of fuel cycle | |
| KR200449416Y1 (ko) | 핵연료 집합체의 락커 도포장치 | |
| KR102601360B1 (ko) | 연료 어셈블리용 모듈식 바스켓 어셈블리 | |
| KR102683242B1 (ko) | 이중-기준 연료 캐니스터 시스템 | |
| KR101887782B1 (ko) | 코발트 다발의 노심장전방법 | |
| Holmer | Encapsulation of nuclear fuel residues from PIE and fuel testing at Studsvik for interim storage at CLAB in Sweden | |
| Collignon et al. | Emergency response and solutions for damaged fuel assembly handling events-Lessons learned from a 2013 fuel positioning issue | |
| Hilbert et al. | The SD-20K, a large Type B (U) F Package for Waste Containers-18181 | |
| Wikmark | Swedish Solution for Reconditioning, Transport, Interim Storage and Final Disposal of Failed Fuel–17024 | |
| Singer | Cascad dry storage concept for spent fuel | |
| JPH01165995A (ja) | 使用済燃料貯蔵装置 | |
| Ozawa | Method for removing scale from nuclear fuel rods | |
| KR20200105526A (ko) | 이중-기준 연료 캐니스터 시스템 | |
| JPS6328277B2 (ja) | ||
| Roland et al. | Dual/multi purpose canisters and the reprocessing option | |
| Roland | Serving the fuel cycle: preparing tomorrow's packagings | |
| Lee et al. | Thermal Evaluations for Hypothetically Drain-Down Spent Fuel Storage Facility at SRS |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20081031 Year of fee payment: 11 |
|
| FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20081031 Year of fee payment: 11 |
|
| FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20091031 Year of fee payment: 12 |
|
| FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20101031 Year of fee payment: 13 |
|
| EXPY | Cancellation because of completion of term | ||
| FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20101031 Year of fee payment: 13 |