JPH0511598B2 - - Google Patents
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- JPH0511598B2 JPH0511598B2 JP60018468A JP1846885A JPH0511598B2 JP H0511598 B2 JPH0511598 B2 JP H0511598B2 JP 60018468 A JP60018468 A JP 60018468A JP 1846885 A JP1846885 A JP 1846885A JP H0511598 B2 JPH0511598 B2 JP H0511598B2
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- Japan
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- tube
- fuel
- storage system
- tubes
- nuclear fuel
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Links
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Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
- G21C19/02—Details of handling arrangements
- G21C19/08—Means for heating fuel elements before introduction into the core; Means for heating or cooling fuel elements after removal from the core
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
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- G21C19/02—Details of handling arrangements
- G21C19/06—Magazines for holding fuel elements or control elements
- G21C19/07—Storage racks; Storage pools
-
- 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
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Fuel-Injection Apparatus (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
発明の分野
本発明は原子炉から取出した照射ずみ燃料の貯
蔵システムに関する。本発明はまた予照射ずみ燃
料及び使用ずみ燃料の再処理後に出るガラス化廃
棄物の貯蔵システムにも関する。
蔵システムに関する。本発明はまた予照射ずみ燃
料及び使用ずみ燃料の再処理後に出るガラス化廃
棄物の貯蔵システムにも関する。
従来技術
一般にポンド貯蔵として知られているものにお
いて、崩壊熱レベル及び放射線レベルを十分に下
げて使用ずみ燃料を安全に輸送できるように十分
に長い間、使用ずみ燃料を水中貯蔵することは通
常行われている。ところが、かなりの期間使用ず
み燃料を貯蔵しなければならない場合、ポンド貯
蔵は完全に満足できるものとはいえない。
いて、崩壊熱レベル及び放射線レベルを十分に下
げて使用ずみ燃料を安全に輸送できるように十分
に長い間、使用ずみ燃料を水中貯蔵することは通
常行われている。ところが、かなりの期間使用ず
み燃料を貯蔵しなければならない場合、ポンド貯
蔵は完全に満足できるものとはいえない。
水環境下において長期間使用ずみ燃料を安全に
貯蔵できる能力を使用ずみ燃料を収容するクラツ
デイング材料、使用ずみ燃料及び/又はクラツデ
イングの照射歴、クラツデイングの完全性、及び
使用ずみ燃料を貯蔵する水の水質に大きく依存す
る。従つて、燃料クラツデイングが完全で、かつ
水が存在している間は、冷却機能及びシールド機
能は全く完全に作用する。しかし、腐食や取扱い
によつて燃料クラツデイングが有孔化すると、核
分裂生成物が漏れ、核分裂生成物及び放射線で汚
染された腐食物の両者が水面に浮遊し、その結
果、作業員への線量率が高くなる。加えて、ポン
ドの壁部にこれら核分裂生成物や腐食物/汚染物
が付着することになる。また、蒸発や漏れによつ
て、ポンドの水面が変化するため、空気により運
ばれると、上記物質が乾燥固化し、作業員がこれ
らを吸入する恐れがあり、大気汚染の恐れもあ
る。
貯蔵できる能力を使用ずみ燃料を収容するクラツ
デイング材料、使用ずみ燃料及び/又はクラツデ
イングの照射歴、クラツデイングの完全性、及び
使用ずみ燃料を貯蔵する水の水質に大きく依存す
る。従つて、燃料クラツデイングが完全で、かつ
水が存在している間は、冷却機能及びシールド機
能は全く完全に作用する。しかし、腐食や取扱い
によつて燃料クラツデイングが有孔化すると、核
分裂生成物が漏れ、核分裂生成物及び放射線で汚
染された腐食物の両者が水面に浮遊し、その結
果、作業員への線量率が高くなる。加えて、ポン
ドの壁部にこれら核分裂生成物や腐食物/汚染物
が付着することになる。また、蒸発や漏れによつ
て、ポンドの水面が変化するため、空気により運
ばれると、上記物質が乾燥固化し、作業員がこれ
らを吸入する恐れがあり、大気汚染の恐れもあ
る。
さらに、十分な冷却作用及びシールド作用を維
持するために、ポンドの完全性を高く維持しなけ
ればならない。少量の漏れは小さな汚染問題を引
き起こすし、また大量の漏れは冷却水の損失につ
ながり、重大な危険を地域にもたらす。
持するために、ポンドの完全性を高く維持しなけ
ればならない。少量の漏れは小さな汚染問題を引
き起こすし、また大量の漏れは冷却水の損失につ
ながり、重大な危険を地域にもたらす。
原子炉施設に関する安全規準が厳しくなり、そ
して作業員に対する許容線量率の低下が望まれて
いるので、さらに高度な安全性に合わせて貯蔵シ
ステム及び他の原子炉施設を設計することが本質
的に必至になつてきている。これは特に様々な理
由から現存元々考えられた以上に長い期間使用ず
み核燃料を貯蔵しなければならなくなつてきてい
るからである。
して作業員に対する許容線量率の低下が望まれて
いるので、さらに高度な安全性に合わせて貯蔵シ
ステム及び他の原子炉施設を設計することが本質
的に必至になつてきている。これは特に様々な理
由から現存元々考えられた以上に長い期間使用ず
み核燃料を貯蔵しなければならなくなつてきてい
るからである。
イギリス特許公開第8027066号公報には、実質
的にこれらの問題がない貯蔵システムの実施態様
が記載されている。この貯蔵システムは貯蔵媒体
として空気を利用する使用ずみ燃料用エンクロー
ジユア、このエンクロージユアからフイルターを
介してこの空気を排気して、エンクロージユアの
内部をほぼ大気圧に維持する排気システム、及び
燃料をエンクロージユアに搬入・搬出する機構か
らなつている。
的にこれらの問題がない貯蔵システムの実施態様
が記載されている。この貯蔵システムは貯蔵媒体
として空気を利用する使用ずみ燃料用エンクロー
ジユア、このエンクロージユアからフイルターを
介してこの空気を排気して、エンクロージユアの
内部をほぼ大気圧に維持する排気システム、及び
燃料をエンクロージユアに搬入・搬出する機構か
らなつている。
エンクロージユア内に凹部を設けると、エンク
ロージユアを高度に完全に密閉する必要がなくな
る。というのは、漏れが生じても、エンクロージ
ユア内に吸収されるからである。従つて、上記発
明は本質的に通常の水ポンドシステムよりも安全
な貯蔵システムを提供している。さらに、腐食の
危険が少ないので、作業員が水の化学的性質を正
確なレベルに維持して、腐食物の発生を防止する
必要性、及び大気汚染の可能性がなくなる。
ロージユアを高度に完全に密閉する必要がなくな
る。というのは、漏れが生じても、エンクロージ
ユア内に吸収されるからである。従つて、上記発
明は本質的に通常の水ポンドシステムよりも安全
な貯蔵システムを提供している。さらに、腐食の
危険が少ないので、作業員が水の化学的性質を正
確なレベルに維持して、腐食物の発生を防止する
必要性、及び大気汚染の可能性がなくなる。
一方、照射ずみ燃料用の乾式貯蔵システムの別
な実施態様がイギリス特許第1583303号公報に記
載されている。このシステムは各燃料キヤンニン
グを支持する複数の開口を有するグリツドからな
り、該キヤンニングは該開口から下方に延長す
る。グリツド上方の空間が空気充填エンクロージ
ユアを形成し、これからフイルターを介して該空
間から空気を排気して、この内部を実質的に大気
圧に維持する排気システムに連動する。この貯蔵
システムにはさらに上記カンの外部に冷却空気流
れを形成する手段がある。この貯蔵システムを使
用するさいは、先ず燃料をキヤンニングに密封
し、グリツドの開口にこれらキヤンニングを設
け、未使用開口を蓋で密閉する。しかし、さらに
キヤンニングを収容するためには蓋を取外さなけ
ればならず、これは不便であると同時に、カンが
破損すると、冷却空気が汚染され、大気汚染の危
険が出てくる。
な実施態様がイギリス特許第1583303号公報に記
載されている。このシステムは各燃料キヤンニン
グを支持する複数の開口を有するグリツドからな
り、該キヤンニングは該開口から下方に延長す
る。グリツド上方の空間が空気充填エンクロージ
ユアを形成し、これからフイルターを介して該空
間から空気を排気して、この内部を実質的に大気
圧に維持する排気システムに連動する。この貯蔵
システムにはさらに上記カンの外部に冷却空気流
れを形成する手段がある。この貯蔵システムを使
用するさいは、先ず燃料をキヤンニングに密封
し、グリツドの開口にこれらキヤンニングを設
け、未使用開口を蓋で密閉する。しかし、さらに
キヤンニングを収容するためには蓋を取外さなけ
ればならず、これは不便であると同時に、カンが
破損すると、冷却空気が汚染され、大気汚染の危
険が出てくる。
発明の要約
本発明の目的はこれら問題のない、しかも後述
するような利点をもつ新規な乾式貯蔵システムを
提供することにある。
するような利点をもつ新規な乾式貯蔵システムを
提供することにある。
本発明による核燃料又はガラス化廃棄物用貯蔵シ
ステムは一端が密閉され、そして他端が着脱自在
なプラグによつて密閉可能な複数の貯蔵チユーブ
と、複数のチユーブをまとめるマニホルドに各チ
ユーブの内部に連結するパイプと、該プラグを嵌
合したときに、各チユーブの内部を維するために
マニホルドに連結した排気手段と、そして該チユ
ーブの外面に冷却流体流れを形成する手段とから
なる。
ステムは一端が密閉され、そして他端が着脱自在
なプラグによつて密閉可能な複数の貯蔵チユーブ
と、複数のチユーブをまとめるマニホルドに各チ
ユーブの内部に連結するパイプと、該プラグを嵌
合したときに、各チユーブの内部を維するために
マニホルドに連結した排気手段と、そして該チユ
ーブの外面に冷却流体流れを形成する手段とから
なる。
発明の好適な実施態様
マニホルド/パイプ構成によつて各チユーブに
連結した排気システムを使用すると、共通のチヤ
ンバに各チユーブが連結しているシステムに比較
して、放射性粒子が貯蔵システム中に拡散するこ
とを抑制できる利点が得られる。さらに、誤動作
が生じた場合には、より簡単に発見できる。ま
た、各々が一連の貯蔵チユーブをまとめる複数の
マニホルドを使用すると、マニホルドシステムの
セクシヨン毎に分離することによつて誤動作をた
だちに追跡できる利点がある。
連結した排気システムを使用すると、共通のチヤ
ンバに各チユーブが連結しているシステムに比較
して、放射性粒子が貯蔵システム中に拡散するこ
とを抑制できる利点が得られる。さらに、誤動作
が生じた場合には、より簡単に発見できる。ま
た、各々が一連の貯蔵チユーブをまとめる複数の
マニホルドを使用すると、マニホルドシステムの
セクシヨン毎に分離することによつて誤動作をた
だちに追跡できる利点がある。
放射線レベルの上昇を検出するモニタ装置は排
気システムの都合のよい位置に設けることができ
る。なお、排気システムと共に使用するフイルタ
は貯蔵システムからの放射性粒子の漏れを防止す
るのに好適な形式ならば、いかなる形式であつて
もよい。
気システムの都合のよい位置に設けることができ
る。なお、排気システムと共に使用するフイルタ
は貯蔵システムからの放射性粒子の漏れを防止す
るのに好適な形式ならば、いかなる形式であつて
もよい。
貯蔵システムの一部を形成する貯蔵チユーブに
燃料を貯蔵するということは、まず燃料をキヤン
ニングする必要がないことを意味し、キヤンニン
グには別な作業が必要な上に、燃料を簡単にチエ
ツクできる能力がないので、有利である。さら
に、キヤンニングでは最終的に廃棄しなければな
らない汚染廃棄物が生じる。
燃料を貯蔵するということは、まず燃料をキヤン
ニングする必要がないことを意味し、キヤンニン
グには別な作業が必要な上に、燃料を簡単にチエ
ツクできる能力がないので、有利である。さら
に、キヤンニングでは最終的に廃棄しなければな
らない汚染廃棄物が生じる。
各貯蔵チユーブは好ましくは空気の充填された
ひとつの有壁コンテインメントを形成する。排気
システムによつてチユーブ内に維持された凹部が
有効に二次コンテインメントシステムを形成す
る。有利には、チユーブを垂直に支持すると共
に、チユーブに燃料を搬入・搬出するために使用
する燃料装入ハルの底部の各開口内に密閉可能な
端部を密嵌めして、空気が流れている冷却チヤン
バ内に下方にチユーブを延長させる。好ましく
は、冷却チヤンバは複数の貯蔵チユーブの一方の
側面に垂直な空気導入口を有し、そして他方の側
面に垂直な空気導出口を有しているので、該導出
口に連結されたチムニによつて強化される自然熱
サイホン過程によつて、空気が冷却チヤンバを横
断して流れ、そしてチユーブ面に流れる。
ひとつの有壁コンテインメントを形成する。排気
システムによつてチユーブ内に維持された凹部が
有効に二次コンテインメントシステムを形成す
る。有利には、チユーブを垂直に支持すると共
に、チユーブに燃料を搬入・搬出するために使用
する燃料装入ハルの底部の各開口内に密閉可能な
端部を密嵌めして、空気が流れている冷却チヤン
バ内に下方にチユーブを延長させる。好ましく
は、冷却チヤンバは複数の貯蔵チユーブの一方の
側面に垂直な空気導入口を有し、そして他方の側
面に垂直な空気導出口を有しているので、該導出
口に連結されたチムニによつて強化される自然熱
サイホン過程によつて、空気が冷却チヤンバを横
断して流れ、そしてチユーブ面に流れる。
なお、所定の貯蔵幾何学的条件では、空気の流
量は貯蔵システム内に発生する熱の支配を受ける
ので、冷却は自己調節性である。チユーブ内に空
気を使用する場合には、通常の全貯蔵条件下にお
いてチユーブ内の燃料が180℃以下の温度に十分
に維持されるように空気の流れ条件を設定するの
が好ましい。
量は貯蔵システム内に発生する熱の支配を受ける
ので、冷却は自己調節性である。チユーブ内に空
気を使用する場合には、通常の全貯蔵条件下にお
いてチユーブ内の燃料が180℃以下の温度に十分
に維持されるように空気の流れ条件を設定するの
が好ましい。
排気システムを分離し、そして空気以外のガス
をチユーブ内に使用してもよい。空気以外のガス
を使用すると、燃料に損傷を与えずにより高い温
度で燃料を貯蔵できる。これは、燃料の熱出力が
大き過ぎて、空気中貯蔵に対する許容温度を上回
るときに、限られた期間必要になることがある。
をチユーブ内に使用してもよい。空気以外のガス
を使用すると、燃料に損傷を与えずにより高い温
度で燃料を貯蔵できる。これは、燃料の熱出力が
大き過ぎて、空気中貯蔵に対する許容温度を上回
るときに、限られた期間必要になることがある。
好ましくは、上記チユーブの上端近くに肩部を
設け、これら肩部を各開口内の段部と一体化させ
て、燃料装入ホールに搬入する燃料からの放射線
に対してバリヤを形成する。該チユーブを冷却チ
ヤンバの床から支持して、自由に上方に熱膨張さ
せるようにする。
設け、これら肩部を各開口内の段部と一体化させ
て、燃料装入ホールに搬入する燃料からの放射線
に対してバリヤを形成する。該チユーブを冷却チ
ヤンバの床から支持して、自由に上方に熱膨張さ
せるようにする。
必要と判つた場合には、この支持方法によつて
冷却チヤンバからチユーブを上方半径方向に燃料
装入ホールに引き抜いて交換できる。
冷却チヤンバからチユーブを上方半径方向に燃料
装入ホールに引き抜いて交換できる。
プラグとチユーブの壁部との間にシールを設け
て、プラグを嵌合したチユーブが有効に気密エン
クロージユアを形成するようにするのが好まし
い。しかし、シールが完全に気密である必要はな
い。というのは、漏れが生じた場合、排気システ
ムが作動している間はそれは内部に向かうからで
ある。
て、プラグを嵌合したチユーブが有効に気密エン
クロージユアを形成するようにするのが好まし
い。しかし、シールが完全に気密である必要はな
い。というのは、漏れが生じた場合、排気システ
ムが作動している間はそれは内部に向かうからで
ある。
プラグがその動作位置にあるときには、一緒に
なつて燃料装入ホールの床になる着脱自在なタイ
ルによつて載置されているのが好ましい。なお、
燃料装入ホール及び冷却チヤンバの両者は好まし
くは鉄筋コンクリートなどの放射線シールド材に
よつて囲んでおかなければならない。
なつて燃料装入ホールの床になる着脱自在なタイ
ルによつて載置されているのが好ましい。なお、
燃料装入ホール及び冷却チヤンバの両者は好まし
くは鉄筋コンクリートなどの放射線シールド材に
よつて囲んでおかなければならない。
本発明によれば、貯蔵システムは複数の独立し
て操作できる貯蔵構造体を利用して、モジユール
式で組立てることができる。
て操作できる貯蔵構造体を利用して、モジユール
式で組立てることができる。
以下本発明の一実施態様を添付図面について説
明する。
明する。
図示の貯蔵システムは鉄筋コンクリート製の
壁、床及び天井をもつチヤンバ1からなる。この
チヤンバの天井2には一定の形で開口3を設け
る。第2図からよく判るように、開口上端は開口
下端より直径が幾分大きく、段部4で大径部と小
径部が一体化する。各開口3内に鋼製の貯蔵チユ
ーブ5の上端を設ける。開口3内のチユーブ部分
の上部6はそれ以外の部分よりも直径が大きく、
環状肩部7によつてそこに連結されいる。このよ
うにして形成された段付環状ギヤツブがチユーブ
内容物からの放射線を減衰する。チユーブ5はチ
ヤンバ1の床8に支持し、開口3を介して上方に
自由に熱膨張する。
壁、床及び天井をもつチヤンバ1からなる。この
チヤンバの天井2には一定の形で開口3を設け
る。第2図からよく判るように、開口上端は開口
下端より直径が幾分大きく、段部4で大径部と小
径部が一体化する。各開口3内に鋼製の貯蔵チユ
ーブ5の上端を設ける。開口3内のチユーブ部分
の上部6はそれ以外の部分よりも直径が大きく、
環状肩部7によつてそこに連結されいる。このよ
うにして形成された段付環状ギヤツブがチユーブ
内容物からの放射線を減衰する。チユーブ5はチ
ヤンバ1の床8に支持し、開口3を介して上方に
自由に熱膨張する。
底部が閉鎖されたチユーブ5は照射ずみ核燃料
を例えば9で貯蔵する。チユーブ5の上端は傾斜
肩部7の内面によつてチユーブ内に支持されるプ
ラグ10によつて閉鎖する。各プラグの頂部とチ
ユーブとの間にシール11を設け、各チユーブ/
プラグ構造体の上に着脱自在なタイル21を載置
する。これらタイルは一緒になつて燃料装入ホー
ル12(第13図)の床を形成する。該ホールの
壁及び天井も鉄筋コンクリートで構成し、該ホー
ルに貯蔵チユーブ5に、そしてこれから燃料を搬
入・搬出するために、適当な構成をもつ装入機/
ガントリ13を設ける。
を例えば9で貯蔵する。チユーブ5の上端は傾斜
肩部7の内面によつてチユーブ内に支持されるプ
ラグ10によつて閉鎖する。各プラグの頂部とチ
ユーブとの間にシール11を設け、各チユーブ/
プラグ構造体の上に着脱自在なタイル21を載置
する。これらタイルは一緒になつて燃料装入ホー
ル12(第13図)の床を形成する。該ホールの
壁及び天井も鉄筋コンクリートで構成し、該ホー
ルに貯蔵チユーブ5に、そしてこれから燃料を搬
入・搬出するために、適当な構成をもつ装入機/
ガントリ13を設ける。
チヤンバ1の床の開口14は吸気ダクトを介し
てルーバー式空気導入口16(第13図)に連絡
し、そしてチヤンバ1の天井2の開口17は空気
導入口16の上方に間隔をおいて設けられたルー
バー式空気導入口19まで上方に延長している排
出スタツク18内に達している。開口17は導入
口14に対してチヤンバ1の反対側に設ける。使
用時、貯蔵チユーブ内の使用ずみ燃料9からの崩
壊熱は伝導、対流及び放射によつてチユーブ壁に
伝達される。
てルーバー式空気導入口16(第13図)に連絡
し、そしてチヤンバ1の天井2の開口17は空気
導入口16の上方に間隔をおいて設けられたルー
バー式空気導入口19まで上方に延長している排
出スタツク18内に達している。開口17は導入
口14に対してチヤンバ1の反対側に設ける。使
用時、貯蔵チユーブ内の使用ずみ燃料9からの崩
壊熱は伝導、対流及び放射によつてチユーブ壁に
伝達される。
自然熱サイホン過程によつてチユーブ5から熱
は大気に取去られ、そして対流によつて排出スタ
ツク18内を上昇する加熱された空気は導入口1
4を介してチヤンバ1内に供給された冷却空気に
取つて代えられる。チヤンバ1の両側に導入口1
4及び排出口を設けているため、第1図において
矢印で示すように、チユーブ軸線に対して横断方
向及び垂直方向にチユーブ間を空気が確実に流
れ、最適な冷却が達成される。なお、空気流れの
量は、貯蔵システム内に発生する熱によつて支配
されるので、チユーブ内に適用されるガスによつ
て異なる安全温度にチユーブ内の燃料を十分に維
持できるように貯蔵システムは設計されている。
は大気に取去られ、そして対流によつて排出スタ
ツク18内を上昇する加熱された空気は導入口1
4を介してチヤンバ1内に供給された冷却空気に
取つて代えられる。チヤンバ1の両側に導入口1
4及び排出口を設けているため、第1図において
矢印で示すように、チユーブ軸線に対して横断方
向及び垂直方向にチユーブ間を空気が確実に流
れ、最適な冷却が達成される。なお、空気流れの
量は、貯蔵システム内に発生する熱によつて支配
されるので、チユーブ内に適用されるガスによつ
て異なる安全温度にチユーブ内の燃料を十分に維
持できるように貯蔵システムは設計されている。
本発明によれば、各チユーブ5の内部はシール
11下方のチユーブ側に連結されたパイプ20に
よつて複数のチユーブに共通なマニホルド22に
連絡し、これによつて適当なフイルター24を通
つた後、フアン23によつて各チユーブから空気
を取出すことができる。取出された空気はスタツ
ク18に送り、大気中に排出する。マニホルド内
の例えば25などにモニタ装置を設けて、放射線
レベル及び汚染レベルの有意味な上昇を検出す
る。
11下方のチユーブ側に連結されたパイプ20に
よつて複数のチユーブに共通なマニホルド22に
連絡し、これによつて適当なフイルター24を通
つた後、フアン23によつて各チユーブから空気
を取出すことができる。取出された空気はスタツ
ク18に送り、大気中に排出する。マニホルド内
の例えば25などにモニタ装置を設けて、放射線
レベル及び汚染レベルの有意味な上昇を検出す
る。
貯蔵チユーブ5内に維持された凹部は、チユー
ブ5及び密封プラグ10によつて形成される、燃
料用密封エンクロージユアの高度な完全性を保完
するものである。というのは、漏れが起つた場合
に、それが内部に向かうからある。同様に、シー
ル11部で漏れが生じても、それも内部に向か
う。
ブ5及び密封プラグ10によつて形成される、燃
料用密封エンクロージユアの高度な完全性を保完
するものである。というのは、漏れが起つた場合
に、それが内部に向かうからある。同様に、シー
ル11部で漏れが生じても、それも内部に向か
う。
個々の貯蔵チユーブにパイプを介して連結した
排気システムを使用すると、誤動作が生じた場合
に、より簡単に検出できる利点がある。
排気システムを使用すると、誤動作が生じた場合
に、より簡単に検出できる利点がある。
所望ならば、個々のパイプ及び/又はマニホル
ド22に例えば26などに分離弁を設けて、誤動
作が生じた場合に、各チユーブ又は一連のチユー
ブを迅速に分離することも可能であり、このため
誤動作位置を迅速に追跡できる。
ド22に例えば26などに分離弁を設けて、誤動
作が生じた場合に、各チユーブ又は一連のチユー
ブを迅速に分離することも可能であり、このため
誤動作位置を迅速に追跡できる。
所望ならば、ポータブル式のモニタ装置を使用
して、個々のパイプの水出し点(タツピングポイ
ン)に連結するか、チユーブ壁か各プラグ10を
介して各チユーブの内部に連絡するパイプを分離
するかによつて、チユーブ5内の条件を定期的に
チエツクすることも可能である。
して、個々のパイプの水出し点(タツピングポイ
ン)に連結するか、チユーブ壁か各プラグ10を
介して各チユーブの内部に連絡するパイプを分離
するかによつて、チユーブ5内の条件を定期的に
チエツクすることも可能である。
以上説明した貯蔵システムは、キヤンニングし
ていない燃料を貯蔵できる上に、検査及びモニタ
を容易に実施できる利点がある。また、必要なら
ば、各タイル及びプラグを単に取外すことによつ
て、周囲の貯蔵チユーブを妨害する必要なく、貯
蔵システムから燃料を迅速に取出すことができ
る。燃料を取出した後の燃料チユーブの再使用は
操業上の選択である。
ていない燃料を貯蔵できる上に、検査及びモニタ
を容易に実施できる利点がある。また、必要なら
ば、各タイル及びプラグを単に取外すことによつ
て、周囲の貯蔵チユーブを妨害する必要なく、貯
蔵システムから燃料を迅速に取出すことができ
る。燃料を取出した後の燃料チユーブの再使用は
操業上の選択である。
加えて、貯蔵チユーブ5を支持する方法によ
り、検査や交換が必要な場合には燃料装入ホール
に上方にチユーブを容易に引抜くことができる。
り、検査や交換が必要な場合には燃料装入ホール
に上方にチユーブを容易に引抜くことができる。
チユーブ5の上部にタイル21を載置するよう
に図示してあるけれども、所望ならば、タイルの
スカート部27を延長して、コンクリート表面に
これらを載置できるようにし、これによつて燃料
装入ホールへの床面をより平坦にすることも可能
である。
に図示してあるけれども、所望ならば、タイルの
スカート部27を延長して、コンクリート表面に
これらを載置できるようにし、これによつて燃料
装入ホールへの床面をより平坦にすることも可能
である。
貯蔵チユーブ5の横断面は通常円形であるが、
これは本質的なものではなく、別な形態を任意に
選択できる。ある場合には、任意の好便な構成を
もつ外部冷却フインをチユーブに設けて、空気流
れの冷却効果を高めることができる。
これは本質的なものではなく、別な形態を任意に
選択できる。ある場合には、任意の好便な構成を
もつ外部冷却フインをチユーブに設けて、空気流
れの冷却効果を高めることができる。
第3図は上記複数の独立貯蔵システムモジユー
ルを示すもので、各部分Cは一緒になつて、この
場合使用ずみ燃料またはガラス化廃棄物用の共通
な搬入・搬出建物Aを有する核燃料貯蔵構造体を
形成し、燃料装入ホール及び貯蔵チユーブに装入
する前に、最初に廃棄燃料を貯蔵する貯蔵サブモ
ジユールと協働する。ガントリー13の場合と同
様に、燃料装入ホール12は全貯蔵モジユールに
対して共通である。
ルを示すもので、各部分Cは一緒になつて、この
場合使用ずみ燃料またはガラス化廃棄物用の共通
な搬入・搬出建物Aを有する核燃料貯蔵構造体を
形成し、燃料装入ホール及び貯蔵チユーブに装入
する前に、最初に廃棄燃料を貯蔵する貯蔵サブモ
ジユールと協働する。ガントリー13の場合と同
様に、燃料装入ホール12は全貯蔵モジユールに
対して共通である。
第1図は貯蔵システムの要部を示す概略断面
図、第2図は第1図の貯蔵システムにおける個々
の貯蔵システムを示す拡大図、そして第3図は第
1図に図示した貯蔵システム複数からなる構造体
を示す概略斜視図である。 1…冷却チヤンバ、4…段部、5…貯蔵チユー
ブ、7…肩部、8…床、10…着脱自在なプラ
グ、12…燃料装入ホール、20…パイプ、22
…マニホルド、23…排気手段、25…モニタ装
置、26…遮断バルブ。
図、第2図は第1図の貯蔵システムにおける個々
の貯蔵システムを示す拡大図、そして第3図は第
1図に図示した貯蔵システム複数からなる構造体
を示す概略斜視図である。 1…冷却チヤンバ、4…段部、5…貯蔵チユー
ブ、7…肩部、8…床、10…着脱自在なプラ
グ、12…燃料装入ホール、20…パイプ、22
…マニホルド、23…排気手段、25…モニタ装
置、26…遮断バルブ。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 1 着脱自在なプラグ10によつて一端が閉鎖さ
れた複数の貯蔵チユーブ5と、該チユーブの内部
を大気圧以下に維持する排気手段23と、そして
該チユーブの外面上に冷却流体の流れを形成する
手段とからなる核燃料又はガラス化廃棄物用貯蔵
システムであつて、 パイプ20によつて複数のチユーブをまとめる
マニホルド22に各チユーブ5を連結し、そして
該マニホルドを該排気手段に連結したことを特徴
とする核燃料又はガラス化廃棄物用貯蔵システ
ム。 2 上記パイプ20の各々に遮断バルブ26を組
込んだ特許請求の範囲第1項記載の核燃料又はガ
ラス化廃棄物用貯蔵システム。 3 上記マニホルド22内の放射線レベルをモニ
タするモニタ装置25を少なくとも一個有する特
許請求の範囲第1項又は第2項記載の核燃料又は
ガラス化廃棄物用貯蔵システム。 4 上記各パイプ20を介して複数のチユーブに
それぞれ連結した複数のマニホルド22を有する
特許請求の範囲第1〜3項のいずれかに記載の核
燃料又はガラス化廃棄物用貯蔵システム。 5 上記チユーブ5に、及び該チユーブから燃料
を搬入・搬出するために使用する燃料装入ホール
12底部の各開口内に密嵌めする密閉自在な端部
で該チユーブを垂直に支持して、空気が流れる冷
却チヤンバ1に該チユーブを下方に延長し、該チ
ヤンバの複数の貯蔵チユーブ5の一方の側部に垂
直な空気導入口を設け、そして他方の側部に垂直
な空気導出口18を設けて、自然熱サイホン過程
によつて該チユーブを横断し、かつ該チユーブ外
面上を流れるように空気を流すようにした特許請
求の範囲第1〜4項のいずれかに記載の核燃料又
はガラス化廃棄物用貯蔵システム。 6 上記チユーブ5内に空気を使用する場合、通
常の全条件下においてチユーブ内の燃料を180℃
以下の温度に維持するように空気の流れ条件を設
定した特許請求の範囲第5項記載の核燃料又はガ
ラス化廃棄物用貯蔵システム。 7 上記チユーブ5の上端近くに肩部7を設け、
該肩部7を各開口内の段部4と一体化させて、燃
料装入ホールに搬入する燃料からの放射線に対し
てバリヤを形成し、該チユーブ5を上記冷却チヤ
ンバ1の床8から支持して、自由に上方に熱膨張
させるようにした特許請求の範囲第5項又は第6
項記載の核燃料又はガラス化廃棄物用貯蔵システ
ム。 8 上記燃料装入ホール12に対して上記床8を
形成する着脱自在なタイル21をプラグ1に載置
した特許請求の範囲第5〜7項のいずれかに記載
の核燃料又はガラス化廃棄物用貯蔵システム。
Applications Claiming Priority (2)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
GB8402669 | 1984-02-01 | ||
GB848402669A GB8402669D0 (en) | 1984-02-01 | 1984-02-01 | Storage arrangements for nuclear fuel |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPS60181690A JPS60181690A (ja) | 1985-09-17 |
JPH0511598B2 true JPH0511598B2 (ja) | 1993-02-15 |
Family
ID=10555913
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP60018468A Granted JPS60181690A (ja) | 1984-02-01 | 1985-02-01 | 核燃料又はガラス化廃棄物用貯蔵システム |
Country Status (7)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US4832903A (ja) |
EP (1) | EP0151035B1 (ja) |
JP (1) | JPS60181690A (ja) |
DE (1) | DE3560656D1 (ja) |
ES (1) | ES8607602A1 (ja) |
FI (1) | FI83461C (ja) |
GB (1) | GB8402669D0 (ja) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
WO1998036423A1 (fr) * | 1997-02-14 | 1998-08-20 | Hitachi, Ltd. | Installation de stockage a sec pour substance radioactive |
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FR2601809B1 (fr) * | 1986-07-17 | 1988-09-16 | Commissariat Energie Atomique | Dispositif de stockage a sec de materiaux degageant de la chaleur, notamment de materiaux radioactifs |
JPH0528559Y2 (ja) * | 1987-11-30 | 1993-07-22 | ||
FR2721430B1 (fr) * | 1994-06-17 | 1996-09-13 | Cogema | Dispositif et procédé de stockage à sac de matériaux dégageant de la chaleur. |
TW444209B (en) * | 1998-12-24 | 2001-07-01 | Hitachi Ltd | Radioactive material dry storage facility |
FR2814274B1 (fr) * | 2000-09-15 | 2002-11-29 | Commissariat Energie Atomique | Installation d'entreposage de combustible irradie ou de matieres radioactives |
US8718220B2 (en) * | 2005-02-11 | 2014-05-06 | Holtec International, Inc. | Manifold system for the ventilated storage of high level waste and a method of using the same to store high level waste in a below-grade environment |
US11569001B2 (en) | 2008-04-29 | 2023-01-31 | Holtec International | Autonomous self-powered system for removing thermal energy from pools of liquid heated by radioactive materials |
US9001958B2 (en) | 2010-04-21 | 2015-04-07 | Holtec International, Inc. | System and method for reclaiming energy from heat emanating from spent nuclear fuel |
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US8929505B2 (en) * | 2009-08-28 | 2015-01-06 | Terrapower, Llc | Nuclear fission reactor, vented nuclear fission fuel module, methods therefor and a vented nuclear fission fuel module system |
US9269462B2 (en) | 2009-08-28 | 2016-02-23 | Terrapower, Llc | Nuclear fission reactor, a vented nuclear fission fuel module, methods therefor and a vented nuclear fission fuel module system |
US8488734B2 (en) * | 2009-08-28 | 2013-07-16 | The Invention Science Fund I, Llc | Nuclear fission reactor, a vented nuclear fission fuel module, methods therefor and a vented nuclear fission fuel module system |
US20110150167A1 (en) * | 2009-08-28 | 2011-06-23 | Searete Llc, A Limited Liability Corporation Of The State Of Delaware | Nuclear fission reactor, a vented nuclear fission fuel module, methods therefor and a vented nuclear fission fuel module system |
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US4410802A (en) * | 1976-04-15 | 1983-10-18 | Szulinski Milton J | Storage depot for radioactive material |
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US4277361A (en) * | 1977-05-04 | 1981-07-07 | Atlantic Richfield Company | Ventilating system for reprocessing of nuclear fuel rods |
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EP0028442A3 (en) * | 1979-10-31 | 1981-10-21 | The English Electric Company Limited | Storage arrangements for nuclear fuel elements |
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DE3404329A1 (de) * | 1984-02-08 | 1985-08-08 | Deutsche Gesellschaft für Wiederaufarbeitung von Kernbrennstoffen mbH, 3000 Hannover | Lager fuer radioaktive abfaelle und abgebrannte brennelemente |
-
1984
- 1984-02-01 GB GB848402669A patent/GB8402669D0/en active Pending
-
1985
- 1985-01-30 DE DE8585300628T patent/DE3560656D1/de not_active Expired
- 1985-01-30 EP EP85300628A patent/EP0151035B1/en not_active Expired
- 1985-01-31 FI FI850414A patent/FI83461C/fi not_active IP Right Cessation
- 1985-02-01 ES ES540070A patent/ES8607602A1/es not_active Expired
- 1985-02-01 JP JP60018468A patent/JPS60181690A/ja active Granted
-
1988
- 1988-05-11 US US07/193,268 patent/US4832903A/en not_active Expired - Lifetime
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Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
DE3560656D1 (en) | 1987-10-22 |
EP0151035A2 (en) | 1985-08-07 |
JPS60181690A (ja) | 1985-09-17 |
GB8402669D0 (en) | 1984-03-07 |
US4832903A (en) | 1989-05-23 |
FI83461C (fi) | 1991-07-10 |
ES540070A0 (es) | 1986-06-01 |
EP0151035A3 (en) | 1985-08-28 |
FI850414L (fi) | 1985-08-02 |
EP0151035B1 (en) | 1987-09-16 |
ES8607602A1 (es) | 1986-06-01 |
FI850414A0 (fi) | 1985-01-31 |
FI83461B (fi) | 1991-03-28 |
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Deacon | Storage arrangements for nuclear fuel |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
EXPY | Cancellation because of completion of term |