JPH055520Y2 - - Google Patents

Info

Publication number
JPH055520Y2
JPH055520Y2 JP1986126705U JP12670586U JPH055520Y2 JP H055520 Y2 JPH055520 Y2 JP H055520Y2 JP 1986126705 U JP1986126705 U JP 1986126705U JP 12670586 U JP12670586 U JP 12670586U JP H055520 Y2 JPH055520 Y2 JP H055520Y2
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
radiation
shielding
storage rack
fuel
container
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 - Lifetime
Application number
JP1986126705U
Other languages
English (en)
Other versions
JPS6333500U (ja
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 filed Critical
Priority to JP1986126705U priority Critical patent/JPH055520Y2/ja
Publication of JPS6333500U publication Critical patent/JPS6333500U/ja
Application granted granted Critical
Publication of JPH055520Y2 publication Critical patent/JPH055520Y2/ja
Anticipated expiration legal-status Critical
Expired - Lifetime legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Particle Accelerators (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Description

【考案の詳細な説明】 〔考案の属する技術分野〕 本考案は、原子炉の使用済燃料を収容する燃料
貯蔵槽において、この使用済燃料からの放射線を
しやへいする放射線しやへい体に関する。
〔従来技術とその問題点〕
原子炉の使用済燃料は一般に液体冷却材が充填
された容器内の貯蔵ラツクに載置されて貯蔵され
る。この容器内の液体冷却材、例えば高速増殖炉
においては液体ナトリウムは貯蔵ラツクに貯蔵さ
れる使用済燃料をカバーするように充填され、そ
の液面上部は不活性ガスからなるカバーガスで覆
われ、容器の開口は放射線しやへい材を備えた蓋
により閉鎖されている。この際貯蔵される使用済
燃料の崩壊熱を容器内に設けられた冷却管コイル
を通流する二次液体冷却材としての二次液体ナト
リウムにより冷却される。以下図面を用いて従来
技術を説明する。
第3図は従来の燃料貯蔵槽の構造要部の断面図
である。図において燃料貯蔵槽15の容器1は燃
料貯蔵槽室の下部ピツト2のコンクリート床にフ
ランジ1aに支持されて懸架されている。容器1
の開口にはコンクリートのような放射線しやへい
材3aを充填した蓋3が設けられている。容器1
内には液体冷却材としての液体ナトリウム5が充
填され液体ナトリウム5の液面と蓋3との間にア
ルゴンガスからなるカバーガスが封入されてい
る。そして液体ナトリウム5の液面下に使用済燃
料や新燃料を載置する貯蔵ラツク8が配されてい
る。そして貯蔵ラツク8の上部に設けられた回転
軸8aは蓋3を貫通し、貯蔵ラツク8を回転可能
に支持している。燃料の出入は貯蔵ラツク8の回
転により蓋3に設けられた図示しない出入口に貯
蔵ラツク8に載置された燃料を移送して行なわれ
る。
冷却管コイル9は貯蔵ラツク8の外周を囲んで
配設され、冷却管コイル9に接続する入口管10
および図示しない出口管が容器1およびピツト2
の壁を貫通して外部に設けられた二次冷却系室1
3の冷却系12に接続している。二次冷却系室1
3には冷却系12として電磁ポンプ12a、冷却
器12b、バルブ等を備えた冷却系管路が設けら
れ、冷却管コイル9に二次液体冷却材としての二
次液体ナトリウムを通流させて貯蔵ラツク8に載
置された使用済燃料の崩壊熱を容器1内の液体ナ
トリウムの自然循環により除去している。しか
し、冷却管コイル9は使用済燃料の近くに位置す
るための冷却管コイル9内を通流する二次液体ナ
トリウムは使用済燃料からの中性子を含む放射線
により誘導放射化される。このため二次冷却系室
13の冷却系管路は放射化された二次液体ナトリ
ウムが通流するので二次冷却系室13は放射化さ
れた二次液体ナトリウムからの放射線により管理
区域となり、作業者は放射線被曝管理されるため
二次冷却室には常時出入できないため、二次冷却
系室に配設されたバルブや計装品等の運転操作や
保守、補修に支障を来たす。また使用済燃料から
の中性子を含む放射線は上方向のみならず横方向
にも放出され、ピツト室2の蓋で反射して矢印1
1のように上方向に向いたいわゆるまわりこみの
放射線となつて蓋3に達する。このための蓋3の
放射線しやへい材の厚さもこのまわりこみ放射線
量により厚くなり、製作費が高くなるという欠点
がある。
本出願人は以上のような欠点を解決するために
先に実願昭60−5032にて貯蔵ラツクと冷却管コイ
ルとの間に放射線しやへい体を設けることを提案
している。第4図は上記の提案による放射線しや
へい体を配した部分断面図であり、第5図は第4
図のA−A断面図である。第4図、第5図におい
て、貯蔵ラツク8と冷却管コイル9との間に筒状
の放射線しやへい体14を配し、この放射線しや
へい体14は冷却管コイル9を覆う大きさとし、
貯蔵ラツク8に取付けられている。また放射線し
やへい体14は、貯蔵ラツク8の筒状の外板17
を囲む筒状のケーシング18を配して、外板17
とケーシング18とがなすアニユラス状のしやへ
い室20に収納されている。なお、しゃへい室2
0の上下は上板16と下板19により密閉されて
いる。
上記のしやへい室20は通常大きく、例えば高
速増殖炉では外板17の直径約5.3m、内径約5.2
m高さ約2.8mであるので第5図に示すように円
周方向に板21により分割されている。そして分
割された各区画20aにしやへい材が充填され、
このしやへい材は中性子しやへい性および貯蔵中
の液体ナトリウムの温度が約300℃等の点からB4
C(ボロンカーバイト)材が使用される。ところ
でしやへい材のB4Cをしやへい室20に充填す
る方法として各区画20aにB4C粉末を充填、
つき固め、第6図、第7図に示すようにB4C粉
末22を充填する。あるいはB4Cを焼結、成型
したロツク成型体23を各区画20aに積み上げ
る方法がある。この場合、いずれの方法でも放射
線しやへい体としての性能を確保するにはしやへ
い室内にてB4Cの所定充填量(充填率70%以上)
を確保することが要求されている。しかしなが
ら、しやへい材を充填、つき固める方法はつぎの
ような問題点がある。
(1) B4C粉末の粒径とその配合比率を工夫して
も充填率は65%程度である。
(2) B4C粉末をつき固めたのみでは、貯蔵中に
振動が加わつた際、容易に減容し、B4Cが充
填されない部分が生じる。
(3) 分割された区画ごとに均一な充填率を確保す
るように施工管理することは極めて困難であ
る。
また、しやへい材としてロツク成型体を使用す
る方法もつぎのような問題がある。
(1) B4Cの充填率は確保できるがロツク成型体
を製作するコストが大巾に高くなる。
(2) ロツク成型体を分割されたしやへい室に設置
するコストはB4C粉末を用いた場合に比し、
2.5〜7倍となり著しく高くなる。
〔考案の目的〕
本考案は、前述のような点に鑑みしやへい材を
しやへい室内に放射線しやへいに必要な充填量を
確保して充填でき、かつ放射線しやへい体全体と
しての均質性を確保できる燃料貯蔵槽の放射線し
やへい体を提供することを目的とする。
〔考案の要旨〕
上記の目的は燃料貯蔵槽の貯蔵ラツクの外囲と
冷却管コイルとの間に設けられる放射線しやへい
体を、前記冷却管コイルの高さを越える領域にし
やへい材を充填した筒状体と、この筒状体の上下
開口を密閉する蓋とからなる複数のしやへいパイ
プをしやへい室に前記貯蔵ラツクの外周にわたり
冷却管コイルを覆うように隙間なく配置しかつ複
数のしやへいパイプからなるパイプ列を複数層配
列することにより達成される。
〔考案の実施例〕
以下図面に基づいて本考案の実施例について説
明する。第1図は本考案の実施例による燃料貯蔵
槽の放射線しやへい体を備えた燃料貯蔵槽の部分
断面図、第2図は第1図のB−B部分断面図であ
る。なお、第1図、第2図において第3図ないし
第9図の従来例と同一部品には同じ符号を付し、
その説明は省略している。第1図、第2図におい
て先願による提案と異なるのは貯蔵ラツク8の外
囲に設けられたしやへい室20にしゃへいパイプ
24を貯蔵ラツク8の外囲に沿つて2層に配列し
たことである。しやへいパイプ24はステンレス
製の筒状体23にB4C粉末を振動充填等の特殊
な施工が可能な程度の大きさとし、B4C粉末を
前述のような所定充填量を確保するように重量管
理を行なつて充填する。この際充填高さが冷却管
コイル9の垂直方向高さを越える領域にする。そ
してしやへいパイプ24の上下開口を突起25a
を有する蓋としての端栓25で密閉している。こ
のB4C粉末が充填されたしやへいパイプ24は
しやへい室20内に貯蔵ラツク8の外板17の外
囲に沿つて2層に互いに隙間なく、かつ第2層目
は第1層目の配列隙間を満たすように千鳥に配列
され、しやへいパイプ24のしやへい材が冷却管
コイル9を覆うように配設されている。なおしや
へいパイプ24は端栓25の凸起部25aを環状
の固定リング27の凹部に挿入して固定されてい
る。なお、しやへいパイプ24は密閉構造である
に拘らず、ケーシング18を設けてしやへい室2
0を密閉しているのは、万一のしやへいパイプ2
4の破損事故によりB4C粉末が外部に出てきて
も燃料貯蔵槽内に飛散しないようにするためであ
る。
このような構成により貯蔵ラツク8に貯蔵され
た使用済燃料からの中性子を含む放射線は貯蔵ラ
ツク8の外囲に沿つて配列された2層のしやへい
パイプ24によりしやへいされる。この場合第1
層目のしやへいパイプ24の配列隙間を通る中性
子を含む放射線は第2層目のしやへいパイプ24
によりしやへいされる。このため冷却管コイル9
を通流する二次液体ナトリウムの放射化や、まわ
りこみの中性子を含む放射線量も著しく低減す
る。
なお、放射線しやへい体は複数のしやへいパイ
プにより構成されているので、放射線しやへい体
全体としての外表面積が増大し、B4Cの中性子
吸収によるしやへい性が増加する。
〔考案の効果〕
以上の説明から明らかなように、しやへい材を
充填したしやへいパイプを燃料貯蔵槽の貯蔵ラツ
クと冷却管コイルとの間に、貯蔵ラツクの外囲に
沿つて複数層配設することにより、しやへい材は
あらかじめ振動充填などの特殊施工によりしやへ
いパイプ内に充填されるので、しやへい材は容易
に必要充填量が充填、確保され、また各しやへい
パイプも同じように充填されるので貯蔵ラツクの
外囲全体にしやへいの均質性が確保され、良好な
中性子を含む放射線のしやへいをすることがで
き、冷却管コイルを通流する二次液体冷却材も放
射化されず、したがつて二次冷却系室は非管理区
域となり、作業者は常時二次冷却系室に出入で
き、運転、保守、補修が容易になる。またまわり
こみの中性子を含む放射線量も低減し、燃料貯蔵
槽の蓋に備えられたしやへい材の厚さも薄くな
り、製作コストも低減する。
【図面の簡単な説明】
第1図は本考案の実施例による放射線しやへい
体を備えた燃料貯蔵槽の部分断面図、第2図は第
1図のB−B部分断面図、第3図は従来の燃料貯
蔵槽の断面図、第4図は従来例による燃料貯蔵槽
の断面図、第5図は第4図のA−A断面図、第6
図は第4図のP部の放射線しやへい体の詳細部分
断面図、第7図は第6図のC−C詳細部分断面
図、第8図は第4図のP部の異なる放射線しやへ
い体の詳細部分断面図、第9図は第8図のD−D
詳細断面図である。 1……容器、3……蓋、5……液体冷却材、6
……カバーガス、7……使用済燃料、8……貯蔵
ラツク、9……冷却管コイル、12……冷却系、
14……放射線しやへい体、15……燃料貯蔵
槽、20……しやへい室、23……筒状体、24
……しやへいパイプ、25……蓋としての端栓。

Claims (1)

    【実用新案登録請求の範囲】
  1. 原子炉の使用済燃料を貯蔵ラツクに載置して容
    器に収容し、該容器内に液体冷却材を充填し前記
    液体冷却材の液面をカバーガスによつて覆い、前
    記貯蔵ラツクの周りのしやへい室に放射線しやへ
    い体を備え、前記しやへい室の外径側に冷却管コ
    イルを備えるとともに、前記容器の開口を放射線
    をしやへいする蓋によつて閉鎖してなる燃料貯蔵
    槽において、前記放射線しやへい体は、筒状体と
    該筒状体の前記冷却管コイルの垂直方向高さを越
    える領域に充填されたしやへい材と、前記筒状体
    の上下開口を閉鎖する蓋とからなる複数のしやへ
    いパイプを、前記しやへい室内に前記貯蔵ラツク
    の外周にわたり前記冷却管コイルの内径側を覆う
    ように隙間なく配置し、かつ複数のしやへいパイ
    プからなるパイプ列を同心に複数層配列したこと
    を特徴とする燃料貯蔵槽の放射線しやへい体。
JP1986126705U 1986-08-20 1986-08-20 Expired - Lifetime JPH055520Y2 (ja)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP1986126705U JPH055520Y2 (ja) 1986-08-20 1986-08-20

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP1986126705U JPH055520Y2 (ja) 1986-08-20 1986-08-20

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPS6333500U JPS6333500U (ja) 1988-03-03
JPH055520Y2 true JPH055520Y2 (ja) 1993-02-12

Family

ID=31020765

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP1986126705U Expired - Lifetime JPH055520Y2 (ja) 1986-08-20 1986-08-20

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JPH055520Y2 (ja)

Also Published As

Publication number Publication date
JPS6333500U (ja) 1988-03-03

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US4045286A (en) Molten fuel-salt reactor
US4158599A (en) Method of refueling reactor
CA1142655A (en) Transport and storage vessel for radioactive materials
CA1111577A (en) Transport and storage vessel for radioactive materials
JPH06222177A (ja) コリウム防護用アセンブリ
KR100366322B1 (ko) 이중용기누출적응성을갖는수동공냉식액체금속냉각형원자로
US4636645A (en) Closure system for a spent fuel storage cask
GB1426301A (en) Nuclear reacotr installations
US3438857A (en) Containment vessel construction for nuclear power reactors
CN1011097B (zh) 具有球形工作元件固定堆芯的气体冷却核反应堆
US3868302A (en) Thermal shield of a nuclear reactor
CN102439667A (zh) 待安装在可变的净空间隙中的辐射屏蔽体
US3271262A (en) Nuclear reactor with improved fuel handling facility
JPH055520Y2 (ja)
US4022657A (en) Device for the thermal protection of a fast reactor vessel
JPH0321516Y2 (ja)
WO2020251383A1 (ru) Контейнер для транспортировки и/или хранения отработавших тепловыделяющиих сборок
GB1249331A (en) Improvements in or relating to liquid metal cooled fast breeder nuclear reactors
US3486976A (en) Graphite moderated nuclear reactor
JP2986348B2 (ja) 上鏡蓋型原子炉容器
JPS62261993A (ja) 原子炉の遮蔽構造
Peinado et al. Gas-cooled nuclear reactor
Garabedian Nuclear reactor
JPH0314151B2 (ja)
JP2725804B2 (ja) 原子炉容器