JPH06324199A - 使用済核燃料の封入方法及び封入設備 - Google Patents
使用済核燃料の封入方法及び封入設備Info
- Publication number
- JPH06324199A JPH06324199A JP5113460A JP11346093A JPH06324199A JP H06324199 A JPH06324199 A JP H06324199A JP 5113460 A JP5113460 A JP 5113460A JP 11346093 A JP11346093 A JP 11346093A JP H06324199 A JPH06324199 A JP H06324199A
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- JP
- Japan
- Prior art keywords
- container
- nuclear fuel
- spent nuclear
- gas chamber
- inert gas
- Prior art date
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- Withdrawn
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-
- 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】
【目的】 高純度の不活性ガスを充満させた状態で収納
容器内に使用済みの核燃料集合体を収納させて封入でき
る使用済核燃料の封入方法及び及び封入設備を提供す
る。 【構成】 使用済核燃料(S)を水プール(1)に入れ
る工程と、使用済核燃料を水プールから水プールの液面
上の不活性ガス室(7)内に移送する工程と、不活性ガ
ス室内で使用済核燃料を収納容器(13)内に不活性ガ
スとともに挿入する工程と、使用済核燃料を収納した収
納容器を密閉する工程とを備える。
容器内に使用済みの核燃料集合体を収納させて封入でき
る使用済核燃料の封入方法及び及び封入設備を提供す
る。 【構成】 使用済核燃料(S)を水プール(1)に入れ
る工程と、使用済核燃料を水プールから水プールの液面
上の不活性ガス室(7)内に移送する工程と、不活性ガ
ス室内で使用済核燃料を収納容器(13)内に不活性ガ
スとともに挿入する工程と、使用済核燃料を収納した収
納容器を密閉する工程とを備える。
Description
【0001】
【産業上の利用分野】この発明は、使用済核燃料を収納
容器へ封入する使用済核燃料の封入方法及び該方法を好
適に実施し得る使用済核燃料の封入設備に関するもので
ある。
容器へ封入する使用済核燃料の封入方法及び該方法を好
適に実施し得る使用済核燃料の封入設備に関するもので
ある。
【0002】
【従来の技術】一般に、原子炉で使用された使用済み核
燃料は、解体されてプルトニウム等の有用物質を取り出
すための再処理が行なわれる。しかし、原子炉において
使用されるウラン燃料が供給過剰で価格が低下している
場合や、高速増殖炉の実用化が遅れる場合等であると、
経済性の点で使用済み核燃料を直ちに再処理することが
不利になることも考えられるため、このような状況の際
等には使用済み燃料集合体を必要に応じて適宜貯蔵する
ことが必要であると考えられる。
燃料は、解体されてプルトニウム等の有用物質を取り出
すための再処理が行なわれる。しかし、原子炉において
使用されるウラン燃料が供給過剰で価格が低下している
場合や、高速増殖炉の実用化が遅れる場合等であると、
経済性の点で使用済み核燃料を直ちに再処理することが
不利になることも考えられるため、このような状況の際
等には使用済み燃料集合体を必要に応じて適宜貯蔵する
ことが必要であると考えられる。
【0003】従来、上記使用済核燃料を貯蔵する場合に
は水プールが用いられるのが一般的である。しかしなが
ら、近年、上記した乾式貯蔵に代わり湿式貯蔵が考えら
れている。上記乾式貯蔵にはキャニスタと呼ばれる容器
が用いられるが、この容器は有底円筒状をなす胴体部を
有するもので、胴体部の内側に使用済の核燃料集合体が
収納され、その後に上端部に円盤状の上蓋を周溶接して
密閉し、該上蓋の上部に設けられた吊持部に吊具を引っ
掛けて吊り上げることにより搬送等を行なう構造のもの
である。
は水プールが用いられるのが一般的である。しかしなが
ら、近年、上記した乾式貯蔵に代わり湿式貯蔵が考えら
れている。上記乾式貯蔵にはキャニスタと呼ばれる容器
が用いられるが、この容器は有底円筒状をなす胴体部を
有するもので、胴体部の内側に使用済の核燃料集合体が
収納され、その後に上端部に円盤状の上蓋を周溶接して
密閉し、該上蓋の上部に設けられた吊持部に吊具を引っ
掛けて吊り上げることにより搬送等を行なう構造のもの
である。
【0004】
【発明が解決しようとする課題】ところで、上記キャニ
スタに使用済みの核燃料集合体を収納させる際、該キャ
ニスタ内から空気を完全に追い出し代わりに高純度のヘ
リウムガスを充満させる必要がある。これは、貯蔵中の
使用済み核燃料集合体のピンの腐食やウラシの酸化を抑
さえるためである。したがって、充満するヘリウムガス
の純度が高ければ高いほうが望ましいが、どのように高
い濃度で上記ヘリウムガス等を充満させるかが問題とな
る。特に、使用済み核燃料集合体をキャニスタ内に収納
した後、該キャニスタの上端部に上蓋を周溶接させる
が、そのときに、キャニスタ内部に空気が侵入するおそ
れがあり、これをどのような方法で防ぐかが大きな問題
となる。
スタに使用済みの核燃料集合体を収納させる際、該キャ
ニスタ内から空気を完全に追い出し代わりに高純度のヘ
リウムガスを充満させる必要がある。これは、貯蔵中の
使用済み核燃料集合体のピンの腐食やウラシの酸化を抑
さえるためである。したがって、充満するヘリウムガス
の純度が高ければ高いほうが望ましいが、どのように高
い濃度で上記ヘリウムガス等を充満させるかが問題とな
る。特に、使用済み核燃料集合体をキャニスタ内に収納
した後、該キャニスタの上端部に上蓋を周溶接させる
が、そのときに、キャニスタ内部に空気が侵入するおそ
れがあり、これをどのような方法で防ぐかが大きな問題
となる。
【0005】本発明は、上記事情に鑑みてなされたもの
で、高純度の不活性ガスを充満させた状態で収納容器内
に使用済みの核燃料集合体を収納させて封入できる使用
済核燃料の封入方法及び及び該方法を好適に実施し得る
使用済核燃料の封入設備を提供することを目的とするも
のである。
で、高純度の不活性ガスを充満させた状態で収納容器内
に使用済みの核燃料集合体を収納させて封入できる使用
済核燃料の封入方法及び及び該方法を好適に実施し得る
使用済核燃料の封入設備を提供することを目的とするも
のである。
【0006】
【課題を解決するための手段】係る目的を達成するため
に、請求項1記載の発明では、使用済核燃料を水プール
に入れる工程と、使用済核燃料を水プールから該水プー
ルの液面上の不活性ガス室内に移送する工程と、該不活
性ガス室内で使用済核燃料を収納容器内に不活性ガスと
ともに挿入する工程と、使用済核燃料を収納した収納容
器を密閉する工程とを備える構成とした。
に、請求項1記載の発明では、使用済核燃料を水プール
に入れる工程と、使用済核燃料を水プールから該水プー
ルの液面上の不活性ガス室内に移送する工程と、該不活
性ガス室内で使用済核燃料を収納容器内に不活性ガスと
ともに挿入する工程と、使用済核燃料を収納した収納容
器を密閉する工程とを備える構成とした。
【0007】また、請求項2記載の発明では、使用済核
燃料が投入される水プールと、該水プールの液面上に配
される不活性ガス室と、該不活性ガス室に配され水プー
ル中の使用済核燃料を引き上げて収納容器に挿入する引
き上げ手段と、不活性ガス室に配され使用済核燃料が収
納された収納容器を密閉する容器密閉手段とを具備する
構成とした。
燃料が投入される水プールと、該水プールの液面上に配
される不活性ガス室と、該不活性ガス室に配され水プー
ル中の使用済核燃料を引き上げて収納容器に挿入する引
き上げ手段と、不活性ガス室に配され使用済核燃料が収
納された収納容器を密閉する容器密閉手段とを具備する
構成とした。
【0008】
【作用】本発明によれば、外部空気と縁を切った不活性
ガス雰囲気中で、収納容器内に使用済みの核燃料集合体
を挿入し、かつその後収納容器を密閉するようにしてい
るから、収納容器内に空気が侵入するおそれはきわめて
少なく、使用済核燃料集合体のピンの腐食やウラシの酸
化が抑さえられ、適切な貯蔵が可能となる。
ガス雰囲気中で、収納容器内に使用済みの核燃料集合体
を挿入し、かつその後収納容器を密閉するようにしてい
るから、収納容器内に空気が侵入するおそれはきわめて
少なく、使用済核燃料集合体のピンの腐食やウラシの酸
化が抑さえられ、適切な貯蔵が可能となる。
【0009】
【実施例】以下、本発明の実施例を図面を参照して説明
する。
する。
【0010】図1は本願発明に係る実施例を示すもので
ある。図において符号1は水プールである。この水プー
ル1には、内部に燃料集合体(使用済核燃料)Sを収納
するキャスク2を運搬するためのトレーラ3の導入路4
が隣接して設けられている。水プール1とトレーラの導
入路4の上方には、それらを跨ぐようにキャスククレー
ン5が設けられ、これによりトレーラ3によって搬入さ
れたキャスク2を吊り上げて図中左端部の投入場所1a
から水プール1内へ差し入れられるようになっている。
水プール1の底部には水中台車8が設けられ、これによ
り、前記キャスク2から取り出した燃料集合体Sは不活
性ガス室7の下方の燃料一時貯蔵ラック9の近傍まで移
送される。なお、上記投入場所1aは燃料集合体を収納
したキャニスタ容器13を取り出すと際の取出場所も兼
ねる
ある。図において符号1は水プールである。この水プー
ル1には、内部に燃料集合体(使用済核燃料)Sを収納
するキャスク2を運搬するためのトレーラ3の導入路4
が隣接して設けられている。水プール1とトレーラの導
入路4の上方には、それらを跨ぐようにキャスククレー
ン5が設けられ、これによりトレーラ3によって搬入さ
れたキャスク2を吊り上げて図中左端部の投入場所1a
から水プール1内へ差し入れられるようになっている。
水プール1の底部には水中台車8が設けられ、これによ
り、前記キャスク2から取り出した燃料集合体Sは不活
性ガス室7の下方の燃料一時貯蔵ラック9の近傍まで移
送される。なお、上記投入場所1aは燃料集合体を収納
したキャニスタ容器13を取り出すと際の取出場所も兼
ねる
【0011】前記水プール1の右側上方には前記不活性
ガス室7が、隔壁7a及び天井7bにより外部空気と遮
断された状態で水プール1の液面上に画成されている。
不活性ガス室7には図示しないヘリウム供給系が接続さ
れており、室内に必要に応じて高純度のヘリウムガスが
供給されるようになっている。不活性ガス室7の天井7
bにはインセルクレーン10が設けられ、前記水中台車
8で移送された燃料集合体Sを貯蔵ラック9へ移し替え
たり、また燃料集合体Sをこの貯蔵ラック9から不活性
ガス室7の溶接機12に対向する箇所まで移送できるよ
うになっている。
ガス室7が、隔壁7a及び天井7bにより外部空気と遮
断された状態で水プール1の液面上に画成されている。
不活性ガス室7には図示しないヘリウム供給系が接続さ
れており、室内に必要に応じて高純度のヘリウムガスが
供給されるようになっている。不活性ガス室7の天井7
bにはインセルクレーン10が設けられ、前記水中台車
8で移送された燃料集合体Sを貯蔵ラック9へ移し替え
たり、また燃料集合体Sをこの貯蔵ラック9から不活性
ガス室7の溶接機12に対向する箇所まで移送できるよ
うになっている。
【0012】前記溶接機12は、図3及び図4に示すよ
うに、キャニスタと称される容器13を内部に前記燃料
集合体Sを挿入した状態で上側から蓋14を被せ、該蓋
14の外周部を溶接するためのものである。
うに、キャニスタと称される容器13を内部に前記燃料
集合体Sを挿入した状態で上側から蓋14を被せ、該蓋
14の外周部を溶接するためのものである。
【0013】溶接機12は、不活性ガス室7の片持ち状
のスラブ7c上に支柱17を介してテーブル16が略水
平状となるように支持され、テーブル16には溶接トー
チ18が調整機構を介して互いに直交するX、Y、Zの
3軸方向に調整自在に支持されて構成される。そして、
溶接トーチ17の下方には、前記キャニスタ容器13が
パレット19を介して運搬台車20によって溶接トーチ
17の真下に位置するように運搬される。なお、22は
制御装置部、23は溶接電源部、24は溶接条件記録計
である。また、不活性ガス室7には、キャニスタ13の
上蓋13bを容器本体13aの上端に正確に位置合わせ
して配置できる遠隔手段が設けられている。
のスラブ7c上に支柱17を介してテーブル16が略水
平状となるように支持され、テーブル16には溶接トー
チ18が調整機構を介して互いに直交するX、Y、Zの
3軸方向に調整自在に支持されて構成される。そして、
溶接トーチ17の下方には、前記キャニスタ容器13が
パレット19を介して運搬台車20によって溶接トーチ
17の真下に位置するように運搬される。なお、22は
制御装置部、23は溶接電源部、24は溶接条件記録計
である。また、不活性ガス室7には、キャニスタ13の
上蓋13bを容器本体13aの上端に正確に位置合わせ
して配置できる遠隔手段が設けられている。
【0014】次に、上記構成の使用済核燃料の封入装置
を用いた燃料済核燃料の封入方法について説明する。
を用いた燃料済核燃料の封入方法について説明する。
【0015】まず、空のキャニスタ容器13を水プール
1を経由し、ヘリウムガスが充満されている不活性ガス
室7に導く。具体的には、トレーラ3で運ばれたキャス
ク2をキャスククレーン5を利用して投入場所1aから
水プール1に挿入し、水プール1の底部にてキャスク2
中の燃料体集合Sを水中台車8に移し替えて不活性ガス
室7の下方へ移送する。そして、インセンクレーン10
により燃料集合体Sを吊り上げて不活性ガス室7内の所
定箇所に移送する。なお、水中台車8で移送されてきた
燃料集合体Sを直接不活性ガス室7に運ぶ代わりに、図
に示すように貯蔵ラック9に一時的に蓄えておき、この
貯蔵ラック9から不活性ガス室7へ運ぶようにしてもよ
い。こうすることで、トレーラ3によって一度に多量の
キャスク2が運ばれたとき等に、燃料集合体Sを一時的
に貯蔵ラック9に貯えて処理できる。
1を経由し、ヘリウムガスが充満されている不活性ガス
室7に導く。具体的には、トレーラ3で運ばれたキャス
ク2をキャスククレーン5を利用して投入場所1aから
水プール1に挿入し、水プール1の底部にてキャスク2
中の燃料体集合Sを水中台車8に移し替えて不活性ガス
室7の下方へ移送する。そして、インセンクレーン10
により燃料集合体Sを吊り上げて不活性ガス室7内の所
定箇所に移送する。なお、水中台車8で移送されてきた
燃料集合体Sを直接不活性ガス室7に運ぶ代わりに、図
に示すように貯蔵ラック9に一時的に蓄えておき、この
貯蔵ラック9から不活性ガス室7へ運ぶようにしてもよ
い。こうすることで、トレーラ3によって一度に多量の
キャスク2が運ばれたとき等に、燃料集合体Sを一時的
に貯蔵ラック9に貯えて処理できる。
【0016】次いで、不活性ガス室7にて吊り上げた燃
料集合体Sを空のキャニスタ容器本体13a内に入れ
る。このとき、キャニスタ容器本体13a及び上蓋13
bは前記燃料集合体Sと同じ経路を通って予め不活性ガ
ス室7内に入れられる。また、上記キャニスタ容器本体
13a内の水は不活性ガス室7にて予め払い出してお
く。
料集合体Sを空のキャニスタ容器本体13a内に入れ
る。このとき、キャニスタ容器本体13a及び上蓋13
bは前記燃料集合体Sと同じ経路を通って予め不活性ガ
ス室7内に入れられる。また、上記キャニスタ容器本体
13a内の水は不活性ガス室7にて予め払い出してお
く。
【0017】次いで、不活性ガス室7にてキャニスタ容
器13上に遠隔操作によって蓋14を載せる。この状態
で、キャニスタ容器13を運搬台車20を介して溶接機
12の溶接トーチ18の真下まで移送する。そして、蓋
14の外周部を溶接することによりキャニスタ容器13
に固着する。このとき、キャニスタ容器13内部は不活
性ガス室7内と同じヘリウム純度となっている。
器13上に遠隔操作によって蓋14を載せる。この状態
で、キャニスタ容器13を運搬台車20を介して溶接機
12の溶接トーチ18の真下まで移送する。そして、蓋
14の外周部を溶接することによりキャニスタ容器13
に固着する。このとき、キャニスタ容器13内部は不活
性ガス室7内と同じヘリウム純度となっている。
【0018】上記溶接したキャニスタ容器13は前記と
は逆の過程を経て水プール1を経由して水プールの図中
左側の投入場所を兼ねる取出場所から外部へ取り出す。
は逆の過程を経て水プール1を経由して水プールの図中
左側の投入場所を兼ねる取出場所から外部へ取り出す。
【0019】上記のように、キャニスタ容器13ならび
に燃料集合体Sは一旦水プール1を経由して不活性ガス
室7に導くため、キャニスタ容器13の内部に空気は残
っておらず全てヘリウムガスに置き換えられるので、キ
ャニスタ容器13内は不活性ガス室7と同じ純度のヘリ
ウムガスが充填される。さらに、この不活性ガス室7で
そのまま上蓋13bが溶接されるので、溶接の際にも空
気等の他のガスがキャニスタ容器13内に侵入するおそ
れはなく、キャニスタ容器13内のヘリウムガス純度は
良好に保たれる。
に燃料集合体Sは一旦水プール1を経由して不活性ガス
室7に導くため、キャニスタ容器13の内部に空気は残
っておらず全てヘリウムガスに置き換えられるので、キ
ャニスタ容器13内は不活性ガス室7と同じ純度のヘリ
ウムガスが充填される。さらに、この不活性ガス室7で
そのまま上蓋13bが溶接されるので、溶接の際にも空
気等の他のガスがキャニスタ容器13内に侵入するおそ
れはなく、キャニスタ容器13内のヘリウムガス純度は
良好に保たれる。
【0020】変形例 図5は不活性ガス室7にてキャニスタ容器13を密閉す
る場合に用いられる溶接機の他の例を示す。
る場合に用いられる溶接機の他の例を示す。
【0021】すなわち、具体的な構成について説明する
と、符号30は、開閉自在でかつ内部にキャニスタ容器
13が挿入される密閉容器30であり、この密閉容器3
0は有底円筒状の容器本体31と蓋32とから構成され
る。蓋32には前記燃料集合体Sが挿入されるキャニス
タ容器13にその上から被せられる蓋14を溶接するた
めの溶接機34が取り付けられている。また、前記密閉
容器30には密閉容器30内のガスを外部へ排出するた
めの排出手段35が併設されている。
と、符号30は、開閉自在でかつ内部にキャニスタ容器
13が挿入される密閉容器30であり、この密閉容器3
0は有底円筒状の容器本体31と蓋32とから構成され
る。蓋32には前記燃料集合体Sが挿入されるキャニス
タ容器13にその上から被せられる蓋14を溶接するた
めの溶接機34が取り付けられている。また、前記密閉
容器30には密閉容器30内のガスを外部へ排出するた
めの排出手段35が併設されている。
【0022】そして、上記構成の溶接機によれば、まず
燃料集合体Sをキャニスタ容器13内に設置する。次い
で、上記キャニスタ容器13を密閉容器30の容器本体
31に入れ、上側から蓋32を降ろして密封する。次い
で、密閉容器30の蓋32の裏面に予め支持させていた
蓋13bを降ろし、下方のキャニスタ容器13aの上端
に位置合わせし、排出手段35により溶接容器30内の
ガスを吸引しながら溶接する。その後、密閉容器の蓋3
2を取り除き、内部のキャニスタ容器13を所定の貯蔵
区域内へ運びそこで貯蔵する。
燃料集合体Sをキャニスタ容器13内に設置する。次い
で、上記キャニスタ容器13を密閉容器30の容器本体
31に入れ、上側から蓋32を降ろして密封する。次い
で、密閉容器30の蓋32の裏面に予め支持させていた
蓋13bを降ろし、下方のキャニスタ容器13aの上端
に位置合わせし、排出手段35により溶接容器30内の
ガスを吸引しながら溶接する。その後、密閉容器の蓋3
2を取り除き、内部のキャニスタ容器13を所定の貯蔵
区域内へ運びそこで貯蔵する。
【0023】上記した溶接機34によれば、溶接時に生
じたガス排出手段35を介して外部へ排出しながら溶接
できるので、溶接時に生じる不要なガスがキャニスタ容
器13に侵入するのを未然に防止でき、より長時間の貯
蔵が可能とある。
じたガス排出手段35を介して外部へ排出しながら溶接
できるので、溶接時に生じる不要なガスがキャニスタ容
器13に侵入するのを未然に防止でき、より長時間の貯
蔵が可能とある。
【0024】なお、上記実施例によれば、不活性ガスと
してヘリウムガスを用いているが、これに限られること
なく、ネオンガスあるいはアルゴンガス等の他の不活性
ガスを用いてもよい。
してヘリウムガスを用いているが、これに限られること
なく、ネオンガスあるいはアルゴンガス等の他の不活性
ガスを用いてもよい。
【0025】
【発明の効果】以上説明したように、請求項1記載の本
発明によれば、外部空気と縁を切った不活性ガス雰囲気
中で、収納容器内に使用済みの核燃料集合体を挿入する
とともに、その後収納容器を密閉するから、収納容器内
に空気が侵入するおそれはきわめて少なく、使用済核燃
料集合体のピンの腐食やウラシの酸化が抑さえられ、適
切な貯蔵が可能となる。また、請求項2記載の発明によ
れば、前記使用済核燃料の封入方法を好適に実施でき
る。
発明によれば、外部空気と縁を切った不活性ガス雰囲気
中で、収納容器内に使用済みの核燃料集合体を挿入する
とともに、その後収納容器を密閉するから、収納容器内
に空気が侵入するおそれはきわめて少なく、使用済核燃
料集合体のピンの腐食やウラシの酸化が抑さえられ、適
切な貯蔵が可能となる。また、請求項2記載の発明によ
れば、前記使用済核燃料の封入方法を好適に実施でき
る。
【図1】本発明の実施例を示す全体側面図である。
【図2】同実施例の要部を示す拡大断面図である。
【図3】燃料集合体を貯蔵するキャニスタの一例を示す
断面図である。
断面図である。
【図4】同キャニスタの要部拡大断面図である。
【図5】本発明の変形例を示す側面図である。
1 水プール 1a 投入場所・取出場所 7 不活性ガス室 10 引き上げ手段(インセルクレーン) 13 キャニスタ 18 容器密閉手段(溶接トーチ) 30 密閉容器 34 容器密閉手段(溶接機) 35 排出装置 S 使用済核燃料(燃料集合体)
Claims (2)
- 【請求項1】 使用済核燃料を水プールに入れる工程
と、使用済核燃料を水プールから該水プールの液面上の
不活性ガス室内に移送する工程と、該不活性ガス室内で
使用済核燃料を収納容器内に不活性ガスとともに挿入す
る工程と、使用済核燃料を収納した収納容器を密閉する
工程とを備えることを特徴とする使用済核燃料の封入方
法。 - 【請求項2】 使用済核燃料が投入される水プールと、
該水プールの液面上に配される不活性ガス室と、該不活
性ガス室に配され水プール中の使用済核燃料を引き上げ
て収納容器に挿入する引き上げ手段と、不活性ガス室に
配され使用済核燃料が収納された収納容器を密閉する容
器密閉手段とを具備することを特徴とする使用済核燃料
の封入設備。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP5113460A JPH06324199A (ja) | 1993-05-14 | 1993-05-14 | 使用済核燃料の封入方法及び封入設備 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP5113460A JPH06324199A (ja) | 1993-05-14 | 1993-05-14 | 使用済核燃料の封入方法及び封入設備 |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPH06324199A true JPH06324199A (ja) | 1994-11-25 |
Family
ID=14612805
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP5113460A Withdrawn JPH06324199A (ja) | 1993-05-14 | 1993-05-14 | 使用済核燃料の封入方法及び封入設備 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPH06324199A (ja) |
Cited By (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
WO1997039454A1 (de) * | 1996-04-12 | 1997-10-23 | Siemens Aktiengesellschaft | Verfahren zum einsetzen jeweils eines einzelnen bestrahlten kernreaktorbrennelements in einen kanister |
FR2803427A1 (fr) * | 1999-12-29 | 2001-07-06 | Framatome Sa | Procede et installation d'entreposage de produits irradies et notamment d'assemblages de combustible nucleaire irradies |
KR101279642B1 (ko) * | 2011-06-17 | 2013-06-27 | 한국수력원자력 주식회사 | 고 방사선물질 보관용기의 헬륨 기체 원격 충진 시스템 및 이를 이용한 충진방법 |
-
1993
- 1993-05-14 JP JP5113460A patent/JPH06324199A/ja not_active Withdrawn
Cited By (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
WO1997039454A1 (de) * | 1996-04-12 | 1997-10-23 | Siemens Aktiengesellschaft | Verfahren zum einsetzen jeweils eines einzelnen bestrahlten kernreaktorbrennelements in einen kanister |
FR2803427A1 (fr) * | 1999-12-29 | 2001-07-06 | Framatome Sa | Procede et installation d'entreposage de produits irradies et notamment d'assemblages de combustible nucleaire irradies |
WO2001050479A1 (fr) * | 1999-12-29 | 2001-07-12 | Framatome Anp | Procede et installation d'entreposage de produits irradies et notamment d'assemblages de combustible nucleaire irradies |
KR101279642B1 (ko) * | 2011-06-17 | 2013-06-27 | 한국수력원자력 주식회사 | 고 방사선물질 보관용기의 헬륨 기체 원격 충진 시스템 및 이를 이용한 충진방법 |
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