JPH07260991A

JPH07260991A - 使用済燃料集合体の貯蔵方法

Info

Publication number: JPH07260991A
Application number: JP6056370A
Authority: JP
Inventors: Tsukasa Kikuchi; 司菊池; Ryohei Ando; 良平安藤; Kiyoshi Ueda; 精植田
Original assignee: Toshiba Corp
Current assignee: Toshiba Corp
Priority date: 1994-03-25
Filing date: 1994-03-25
Publication date: 1995-10-13
Anticipated expiration: 2019-01-19
Also published as: JP3487897B2

Abstract

(57)【要約】【目的】臨界安全性を確保しつつ使用済燃料集合体の稠
密な貯蔵が図れる貯蔵方法を提供する。【構成】使用済燃料１１を使用済燃料用キャスク１に収
納して輸送または貯蔵を行う使用済燃料集合体の貯蔵方
法において、使用済燃料用キャスク１の中央部に、相対
的に冷却期間が長い使用済燃料集合体１１Ａを収納し、
その周囲に、相対的に冷却期間が短かい使用済燃料集合
体１１Ｂを収納する。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【産業上の利用分野】本発明は、原子力発電所で発生す
る使用済燃料集合体を使用済燃料用キャスクまたは燃料
貯蔵プールの燃料貯蔵ラックに貯蔵する使用済燃料集合
体の貯蔵方法に関する。

【０００２】

【従来の技術】一般に、原子力発電所で発生する使用済
燃料集合体は、発電所内の燃料貯蔵プールに設けられて
いる燃料貯蔵ラックに収納され、一定期間（例えば１
年）以上の冷却の後、使用済燃料用キャスクに収納され
て輸送または貯蔵される。

【０００３】ところで、原子力発電の開発初期の段階で
は、使用済燃料集合体は速かに再処理されるものと想定
されており、使用済燃料集合体の発生から再処理に至る
までの過程では、従来、放射線遮蔽と除熱とがクリティ
カルなテーマであった。発電所プラント内の燃料貯蔵プ
ールと燃料貯蔵ラックからなる中間貯蔵設備にあって
は、再処理を行うに十分な１年ないし２年程度の冷却期
間の間、原子力発電所で発生する使用済燃料集合体を貯
蔵する容量があれば十分であった。また、使用済燃料用
キャスクにあっては、発電所プラント内の中間貯蔵設備
から再処理施設への輸送が想定され、専ら放射線遮蔽と
除熱とを念頭に設計が行われてきた。

【０００４】

【発明が解決しようとする課題】しかるに、我国の全発
電容量に占める原子力発電設備への依存度は高まる傾向
にありながら、使用済燃料集合体の本格的な再処理施設
の運転開始までにはまだ数年の期間があり、使用済燃料
集合体の蓄積が大きくクローズアップされてきている。
また、再処理施設の運転開始の後であっても、使用済燃
料集合体の再処理容量が使用済燃料集合体の発生量を大
きく上回ることは期待できず、相当量の使用済燃料集合
体が慢性的に蓄積することは必至である。さらに、再処
理施設の順調な稼働後にあっては、プルトニウムとウラ
ンを混合したＭＯＸ燃料集合体が原子力発電設備に供給
されるようになり、新たにＭＯＸ燃料集合体の使用済燃
料集合体も蓄積してくることになる。

【０００５】このような状況の中、発電所プラント内の
中間貯蔵設備の使用済燃料用キャスクの運用方法は変化
してきている。すなわち、発電所プラント内の中間貯蔵
設備にあっては、貯蔵容量を拡大し、より長期の例えば
５年以上の使用済燃料集合体の貯蔵能力が求められてい
る。また、使用済燃料用キャスクにあっては、例えば５
年以上の冷却が行われた使用済燃料集合体について、再
処理が行われるまでの中間貯蔵容器としての役割が求め
られている。

【０００６】設計の観点からいえば、発電所プラント内
の中間貯蔵設備と使用済燃料用キャスクのいずれにおい
ても、使用済燃料集合体をより稠密に配置して限られた
スペースを有効に利用できることが望まれている。そし
て、例えば５年以上の冷却が行われた使用済燃料集合体
の貯蔵においては、放射線遮蔽と除熱はあまり重要でな
くなり、使用済燃料集合体の稠密化を目指す設計におい
ては、臨界安全性を確保することがよりクリティカルな
テーマとなる。

【０００７】臨界安全性を確保するために現在採られて
いる条件は、“Fresh Fuel Assem-bly ”あるいは“Mos
t Reactive Fuel”といった最も保守的なものである。
そして、使用済燃料集合体の稠密化を目指しながら、臨
界安全性を確保するためのハード的な方法の１つに、燃
料貯蔵ラックや使用済燃料用キャスクの構造材に中性子
吸収特性を持たせる方法があるが、コストアップの問題
が生じるだけでなく、機械的強度などの技術的な問題が
生じることもある。しかるに、実際の使用済燃料集合体
の中には核分裂性核種である²⁴¹Ｐｕが残存していて、
²⁴¹Ｐｕは１４．３年の半減期で中性子吸収効果の大き
い²⁴¹Ａｍに崩壊する。

【０００８】さらに、使用済燃料集合体中には核分裂生
成物として¹⁵⁵Ｅｕも蓄積していて、¹⁵⁵Ｅｕは４．９
年の半減期で中性子吸収効果の大きい¹⁵⁵Ｇｄに崩壊す
る。即ち、実際の使用済燃料集合体にあっては、冷却時
間の増大とともに、中性子吸収効果の大きい核種がより
蓄積されることとなり、臨界安全性を確保するための裕
度は自動的に拡大されていることになる。

【０００９】なお、この効果はＭＯＸ燃料集合体の使用
済燃料集合体において、より顕著である。したがって、
使用済燃料集合体の稠密化を目指しながら、臨界安全性
を確保するためのアプローチとして、ハード的な面から
の改良だけでは効率的ではないという問題がある。

【００１０】本発明は、上記事情に鑑みてなされたもの
で、その目的とするところは、冷却期間の異なる使用済
燃料集合体、またはプルトニウムとウランとを混合した
ＭＯＸ燃料集合体の使用済燃料集合体を含む使用済燃料
集合体を使用済燃料用キャスクまたは燃料貯蔵プールの
燃料貯蔵ラックに収納するにあたり、冷却期間に応じ
て、または使用済燃料集合体の種類に応じて適切に使用
済燃料集合体を配置することにより、臨界安全性を確保
しつつ使用済燃料集合体の稠密な貯蔵が図れる貯蔵方法
を提供することにある。

【００１１】また、本発明の他の目的は、上述の貯蔵方
法を実施するにあたり、臨界安全面で裕度の大きな使用
済燃料集合体から使用済燃料用キャスクまたは燃料貯蔵
プールの燃料貯蔵ラックに収納することにより、誤った
使用済燃料集合体の配置となることを未然に防止するこ
とができる使用済燃料集合体の貯蔵方法を提供すること
にある。

【００１２】

【課題を解決するための手段】上記の目的を達成するた
めに、請求項１記載の発明は、使用済燃料を使用済燃料
用キャスクに収納して輸送または貯蔵を行う使用済燃料
集合体の貯蔵方法において、上記使用済燃料用キャスク
の中央部に、相対的に冷却期間が長い使用済燃料集合体
を収納し、その周囲に、相対的に冷却期間が短かい使用
済燃料集合体を収納することを特徴とする。

【００１３】請求項２記載の発明は、使用済燃料集合体
を使用済燃料用キャスクに収納して輸送または貯蔵を行
う使用済燃料集合体の貯蔵方法において、上記使用済燃
料用キャスクの中央部に、プルトニウムとウランとを混
合したＭＯＸ燃料集合体の使用済燃料集合体を収納し、
その周囲に、ウランからなるウラン燃料集合体の使用済
燃料集合体を収納することを特徴とする。

【００１４】請求項３記載の発明は、使用済燃料集合体
を燃料貯蔵プールの燃料貯蔵ラックに貯蔵する使用済燃
料集合体の貯蔵方法において、上記燃料貯蔵ラックの使
用済燃料集合体貯蔵領域の中央部に、相対的に冷却期間
が長い使用済燃料集合体を収納し、その周囲の領域に、
相対的に冷却期間が短かい使用済燃料集合体を収納する
ことを特徴する。

【００１５】請求項４記載の発明は、使用済燃料集合体
を燃料貯蔵プールの燃料貯蔵ラックに貯蔵する使用済燃
料集合体の貯蔵方法において、上記燃料貯蔵ラックの使
用済燃料集合体貯蔵領域の中央部に、プルトニウムとウ
ランとを混合したＭＯＸ燃料集合体の使用済燃料集合体
を収納し、その周囲の領域に、ウランからなるウラン燃
料集合体の使用済燃料集合体を収納することを特徴とす
る。

【００１６】請求項５記載の発明は、請求項１から４ま
でに記載の使用済燃料集合体の貯蔵方法において、相対
的に冷却期間が長い使用済燃料集合体の収納を、相対的
に冷却期間が短かい使用済燃料集合体の収納よりも先に
完了させ、またはプルトニウムとウランとを混合したＭ
ＯＸ燃料集合体の使用済燃料集合体の収納をウランから
なるウラン燃料集合体の使用済燃料集合体の収納よりも
先に完了させることを特徴とする。

【００１７】

【作用】請求項１記載の発明によれば、使用済燃料用キ
ャスクに冷却期間の異なる使用済燃料集合体を収納する
にあたり、中性子吸収効果の大きい核種がより多く蓄積
している相対的に冷却期間が長い使用済燃料集合体を前
記燃料貯蔵ラックの使用済燃料集合体を貯蔵する領域の
中央部に収納し、その周囲に相対的に冷却期間が短かい
使用済燃料集合体を収納することにより、臨界安全性を
確保するための裕度を高めることができる。

【００１８】請求項２記載の発明によれば、使用済燃料
用キャスクにＭＯＸ燃料集合体を含む使用済燃料集合体
を収納するにあたり、中性子吸収効果の大きい核種がよ
り多く蓄積しているＭＯＸ燃料集合体の使用済燃料集合
体を前記燃料貯蔵ラックの使用済燃料集合体を貯蔵する
領域の中央部に収納し、その周囲にウラン燃料集合体の
使用済燃料集合体を収納することにより、臨界安全性を
確保するための裕度を高めることができる。

【００１９】請求項３記載の発明によれば、燃料貯蔵プ
ールの燃料貯蔵ラックに冷却期間の異なる使用済燃料集
合体を収納するにあたり、中性子吸収効果の大きい核種
がより多く蓄積している相対的に冷却期間が長い使用済
燃料集合体を前記使用済燃料用キャスクの中央部に収納
し、その周囲に相対的に冷却期間が短かい使用済燃料集
合体を収納することにより、臨界安全性を確保するため
の裕度を高めることができる。

【００２０】請求項４記載の発明によれば、燃料貯蔵プ
ールの燃料貯蔵ラックにＭＯＸ燃料集合体を含む使用済
燃料集合体を収納するにあたり、中性子吸収効果の大き
い核種がより多く蓄積しているＭＯＸ燃料集合体の使用
済燃料集合体を前記使用済燃料用キャスクの中央部に収
納し、その周囲にウラン燃料集合体の使用済燃料集合体
を収納することにより、臨界安全性を確保するための裕
度を高めることができる。

【００２１】請求項５記載の発明によれば、上述した４
種類の貯蔵方法を実施するにあたり、臨界安全面で裕度
の大きい使用済燃料集合体から燃料貯蔵プールの燃料貯
蔵ラックまたは使用済燃料用キャスクに収納することに
より、誤った使用済燃料集合体配置となることを未然に
防止することができる。

【００２２】

【実施例】以下、図面を参照しながら、本発明の実施例
を説明する。

【００２３】まず、使用済燃料用キャスクに使用済燃料
集合体を貯蔵する場合の実施例について説明する。

【００２４】図１および図２は本発明の方法を実施する
使用済燃料用キャスクの一例を示す縦断面図および横断
面図である。

【００２５】使用済燃料用キャスク１は、球状黒鉛鋳鉄
製の有底円筒状のキャスク本体１ａの内部にバスケット
２を収容した構成とされ、キャスク本体１ａの上部に一
次蓋３および二次蓋４がボルト止めされ、この二次蓋４
の内部に中性子遮蔽板５が配置されている。

【００２６】キャスク本体１ａの胴部には、周回りに２
列状に中性子遮蔽材６が下方から充填される一方、キャ
スク本体１ａの下部には底板７が設置されている。な
お、８，９は、キャスク本体１ａの上下部にそれぞれ取
付けられ、吊り下げ時に使用する上部および下部のトラ
ニオンである。また、１０はバスケット２からキャスク
本体１ａに伝達される使用済燃料集合体（ＳＦＡ）１１
の崩壊熱を放散する放熱フィンである。

【００２７】上記バスケット２は、沸騰水型原子炉（以
下、ＢＷＲと称する）の使用済燃料集合体を収納するた
めに設計されたものの一例であって、図２に示すよう
に、円筒状の外筒１２の内部に、５２個の格子状の空間
Ｓが、ステンレス鋼またはボロン入りステンレス鋼製の
仕切板１３によって形成されている。そして、格子状の
空間Ｓには、ＢＷＲの使用済燃料集合体が、最大５２体
まで収納できるようになっている。

【００２８】図３は、冷却期間の異なる複数の使用済燃
料集合体１１を、使用済燃料用キャスク１に貯蔵する場
合の実施例を示すものである。図３中、“Ｌ”を付して
示した符号１１Ａの使用済燃料集合体は相対的に冷却期
間が長い使用済燃料集合体であり、同図では合計２４体
収納されている。同じく、“Ｓ”を付して示した符号１
１Ｂの使用済燃料集合体は相対的に冷却期間が短かい使
用済燃料集合体であり、同図では合計２８体収納されて
いる。

【００２９】また、図４は、プルトニウムとウランとを
混合したＭＯＸ燃料集合体の使用済燃料集合体と、ウラ
ンからなるウラン燃料集合体の使用済燃料集合体とを、
使用済燃料用キャスクに貯蔵する場合の実施例を示すも
のである。図４中、“Ｍ”を付して示した符号１１Ｃの
使用済燃料集合体はＭＯＸ燃料集合体の使用済燃料集合
体であり、同図では合計２４体収納されている。同じ
く、“Ｕ”を付して示した符号２７の使用済燃料集合体
はウラン燃料集合体の使用済燃料集合体であり、同図で
は合計２８体収納されている。

【００３０】次に作用について説明する。

【００３１】一般に、ある体系の臨界安全性を示す指標
は中性子増倍率である。まず、ＢＷＲの典型的な燃料集
合体の設計を例にとって、使用済燃料集合体の中性子増
倍率の特性について説明する。

【００３２】図５は、ＢＷＲにおける燃料集合体の斜視
図である。

【００３３】同図に示すように、燃料集合体１はチャン
ネルボックス１４内に複数の燃料棒１５および１または
２本のウォータロッド１６を収容して構成されている。
燃料棒１５およびウォータロッド１６は上下部タイプレ
ートによって両端が保持される。１７は上部タイプレー
トに設けられた取扱い用のハンドル、１８はチャンネル
ファスナである。

【００３４】ＢＷＲの炉心は、複数体の燃料集合体１１
を水平方向に格子状に配列して構成される。そして、運
転中のＢＷＲにあっては、中性子の減速材と炉心の冷却
材としての作用を兼ね備えた高温（３００℃程度）の軽
水が、炉心の下部から上部へ向って流れている。このと
き、炉心内を流れる過程において、軽水の一部は液相か
ら気相に移行するが、この移行する割合（以下、ボイド
率と称する）は炉心平均で４０％程度である。

【００３５】図６および図７は、ウランからなるウラン
燃料集合体１１Ｄおよびプルトニウムとウランとを混合
したＭＯＸ燃料集合体１１Ｃの典型的な設計において、
燃料集合体高さ方向の中央付近での燃料棒配置の一例を
示すものである。

【００３６】図６に示すウラン燃料集合体１１Ｄにおい
て、燃料棒１５は、内部符号「１〜７」で示す²³⁵Ｕの
濃縮度を変化させたもの（内部符号「１〜７」の数値の
少ないものほど²³⁵Ｕの濃縮度が高い）と、内部符号Ｇ
１，Ｇ２で示すガドリニア入りウラン燃料（²³⁵Ｕの濃
縮度については、Ｇ１が内部符号「３」のものと同等，
Ｇ２が内部符号「４」のものと同等）との組合せとして
配置されている。

【００３７】また、図７に示すＭＯＸ燃料集合体１１Ｃ
において、燃料棒１５は、内部符号「１」，「２」で示
す前記同様のウラン燃料（²³⁵Ｕの濃縮度は図６の
「２」，「３」とそれぞれ同等）と、内部符号「Ｐ１〜
Ｐ４」で示すＭＯＸ燃料（²³⁵Ｕの濃縮度は図６の
「４」と全て同等，Ｐｕ−ｆ富化度は「Ｐ１」＞「Ｐ
２」＞「Ｐ３」＞「Ｐ４」）と、内部符号「Ｇ」で示す
ガドリニア入りウラン燃料（²³⁵Ｕの濃縮度は「１」と
同等）との組合せとして配置されている。

【００３８】図８は、ウラン燃料集合体１１ＤおよびＭ
ＯＸ燃料集合体１１Ｃの高さ方向中央付近に関して、運
転状態４０％ボイド率での中性子増倍率（この場合、通
常Ｋ∞で示される無限増倍率）の燃焼度に対する変化を
示したものである。なお、ウラン燃料集合体１１Ｄおよ
びＭＯＸ燃料集合体１１Ｃは、炉内に３ないし４サイク
ル期間だけ滞在し、３０ないし４０ＧＷｄ／ｔ程度の取
出燃焼度を狙ったものである。また、ＭＯＸ燃料集合体
１１Ｃは、全炉心の１／３程度までの装荷が可能な設計
となっている。

【００３９】ウラン燃料集合体１１ＤおよびＭＯＸ燃料
集合体１１Ｃを例にとって、使用済燃料集合体の中性子
増倍率の特性について考察する。

【００４０】図９は、取出燃焼度３３ＧＷｄ／ｔ程度の
場合について、冷却期間に対する中性子増倍率の低下の
様子を、取出直後，常温状態，水中での中性子増倍率を
基準として示したものである。同図のうち、冷却期間５
年および１０年の中性子増倍率の低下量は、ウラン燃料
集合体１１ＤおよびＭＯＸ燃料集合体１１Ｃの使用済燃
料集合体について下記の表１に示すようになっている。

【００４１】

【表１】

【００４２】このように、冷却期間に応じて使用済燃料
集合体の中性子増倍率が低下する要因の第１は、使用済
燃料集合体の中に残留している核分裂性核種のうち²⁴¹
Ｐｕが、半減期１４．３年で中性子吸収効果の大きい
²⁴¹Ａｍに崩壊することにあり、低下量全体の２／３程
度の寄与となる。同じく中性子増倍率が低下する要因の
第２は、使用済燃料集合体の中に蓄積している核分裂生
成物のうち¹⁵⁵Ｅｕが、半減期４．９年で中性子吸収効
果の大きい¹⁵⁵Ｇｄに崩壊することにあり、低下量全体
の１／３程度の寄与となる。

【００４３】中性子増倍率が低下する上記２つの要因
は、ＭＯＸ燃料集合体１１Ｃの使用済燃料集合体に対し
て顕著に現われ、表１に示した取出燃焼度３３ＧＷｄ／
ｔの使用済燃料集合体においては、中性子増倍率の低下
量は２倍以上になる。即ち、第１の要因にあっては、初
期のプルトニウム含有量がＭＯＸ燃料集合体１１Ｃで多
いため、必然的に²⁴¹Ｐｕの残留量も多くなるためであ
り、第２の要因にあっては、ＭＯＸ燃料集合体１１Ｃの
主要な核分裂性核種である²³⁹Ｐｕでの¹⁵⁵Ｅｕの核分
裂収量（０．１６５％）が、ウラン燃料集合体１１Ｄの
主要な核分裂性核種である²³⁵Ｕでの¹⁵⁵Ｅｕの核分裂
収量（０．０３２％）より多いためである。

【００４４】なお、燃料集合体１１の燃焼の過程におい
ては、核分裂連鎖反応とは別に、燃料集合体１１に多く
存在する²³⁸Ｕを起点とした中性子捕獲反応により、プ
ルトニウム核種が蓄積していく。このため、ウラン燃料
集合体１１ＤとＭＯＸ燃料集合体１１Ｃの燃料組成は類
似のものとなっていき、前述のような冷却過程における
中性子増倍率の低下に関して、ウラン燃料集合体とＭＯ
Ｘ燃料集合体との差は、取出燃焼度が大きくなるに従っ
て小さくなるものである。

【００４５】次に、実際の使用済燃料用キャスク１の運
用に基づく実施例における効果について説明する。

【００４６】使用済燃料用キャスク１への使用済燃料集
合体の収納は、収納作業を行う作業員の被曝低減を図る
ため、発電所プラント内の燃料貯蔵プールなどの水中で
行われる。即ち、使用済燃料用キャスク本体１ａからキ
ャスク上部の蓋３，４を取り外し、使用済燃料用キャス
ク１を水中に沈めた状態で使用済燃料集合体の収納作業
が行われる。その後、キャスク本体１ａの蓋３，４を取
付けてキャスク内部を密封し、ヘリウムガスなどをキャ
スク内部に注入してキャスク内の水を除去した後、キャ
スク１を水中から引き上げて、輸送または貯蔵の用途に
供するものである。

【００４７】上述の一連の使用済燃料集合体の収納作業
過程において、臨界安全の上で最も厳しくなるのは、使
用済燃料用キャスク１に全ての使用済燃料集合体を収納
した後の同キャスク内に水が満たされている状態であ
る。即ち、使用済燃料集合体の燃料棒間隙などに存在す
る水が中性子の減速材として作用し、使用済燃料用キャ
スク内の中性子増倍率を高める要因となる。なお、キャ
スク本体１ａは、鉄を主体に中性子減速材（ポリエチレ
ンなど）などと組み合せて構成され、キャスク外部への
放射線遮蔽体として作用して中性子も吸収するが、キャ
スク内部から見ると中性子の反射体としても作用するこ
ととなり、臨界安全上は必ずしも有利とはいえない。

【００４８】以上のような事情に鑑み、キャスク内が水
で満たされた状態で全ての使用済燃料集合体が収納され
た場合を例にとって、本実施例における効果について説
明する。

【００４９】図３に示したような、冷却期間の異なる複
数の使用済燃料集合体を使用済燃料用キャスク１に貯蔵
する場合の本発明の実施例に関して、その体系の中性子
増倍率は、炉物理学でよく知られた拡散理論により計算
することができる。

【００５０】図１０は、本実施例の効果を示すために、
リファレンスとして設定した使用済燃料用キャスク内の
使用済燃料集合体配置である。ここで、図１０は、冷却
期間の異なる複数の使用済燃料集合体を無作為に配置し
た状態を模擬したものであり、相対的に冷却期間の長い
使用済燃料集合体１１Ａと相対的に冷却期間の短かい使
用済燃料集合体１１Ｂの体数の内訳は図３の使用済燃料
集合体数と同一であり、使用済燃料集合体の水平面径方
向の配置はほぼ均等である。また、図３および図１０の
使用済燃料集合体配置に対して拡散理論による計算を実
施するにあたり、相対的に冷却期間の長い使用済燃料集
合体１１Ａとしては、図６に示したウラン燃料集合体ま
たは図７に示したウラン燃料集合体がボイド率４０％で
燃焼、取出燃焼度３３ＧＷｄ／ｔとして発生した使用済
燃料集合体について、冷却期間として１０年が経過した
ものを想定することにする。同様に、相対的に冷却期間
の短かい使用済燃料集合体１１Ｂとしては、同様の使用
済燃料集合体について冷却期間として５年が経過したも
のを想定することにする。

【００５１】上述のような設定に基づいて、図１０の使
用済燃料集合体配置をリファレンスとした図３の使用済
燃料集合体配置の中性子増倍率の低下量は、使用済燃料
集合体がウラン燃料集合体１１Ｄの場合とＭＯＸ燃料集
合体１１Ｃの場合で、それぞれ下記の表２に示すように
なった。

【００５２】

【表２】

【００５３】また、図４に示したような、ＭＯＸ燃料集
合体１１Ｃとウラン燃料集合体の使用済燃料集合体１１
Ｄとを、使用済燃料用キャスク１に貯蔵する場合の実施
例に関しても、その体系の中性子増倍率は同様にして計
算することができる。

【００５４】図１１は、本実施例の効果を示すために、
リファレンスとして設定した使用済燃料用キャスク１内
の使用済燃料集合体配置である。ここで、図１１は、Ｍ
ＯＸ燃料集合体の使用済燃料集合体１１Ｃとウラン燃料
集合体の使用済燃料集合体１１Ｄとを無作為に配置した
状態を模擬したものであり、ＭＯＸ燃料集合体の使用済
燃料集合体１１Ｃとウラン燃料集合体の使用済燃料集合
体１１Ｄとの体数の内訳は図４の使用済燃料集合体の場
合と同一であり、使用済燃料集合体の水平面径方向の配
置はほぼ均等である。また、図４および図１１の使用済
燃料集合体配置に対して拡散理論による計算を実施する
にあたり、ＭＯＸ燃料集合体の使用済燃料集合体１１Ｃ
としては、図７に示したＭＯＸ燃料集合体１１Ｃがボイ
ド率４０％燃焼し、取出燃焼度３３ＧＷｄ／ｔとして発
生した使用済燃料集合体について、冷却期間として５
年、または１０年が経過したものを想定することにす
る。同様に、ウラン燃料集合体の使用済燃料集合体１１
Ｄとしては、図６に示したウラン燃料集合体がボイド率
４０％で燃焼し、取出燃焼度３３ＧＷｄ／ｔとして発生
した使用済燃料集合体について、同様の冷却期間が経過
したものを想定することにする。

【００５５】上記のような設定に基づいて、図１１の使
用済燃料集合体配置をリファレンスとした図４の使用済
燃料集合体配置の中性子増倍率の低下量は、使用済燃料
集合体の冷却期間が５年の場合と１０年の場合で、それ
ぞれ、表３のようになった。

【００５６】

【表３】

【００５７】次に、燃料貯蔵プールの燃料貯蔵ラックに
使用済燃料集合体を貯蔵する場合の本発明の実施例につ
いて説明する。

【００５８】図１２および図１３は本発明の方法を実施
する燃料貯蔵ラック２１の一例を示す側面図および平面
図である。燃料貯蔵ラック２１は、使用済燃料集合体収
納用の角筒３１を束ねて配置し、台座３２に配置したも
のである。なお、図１２および図１３の符号３３は、束
ねて配置された角筒３１の周囲に溶接付けされ、角筒３
１を一体化させるための補強板である。

【００５９】角筒３１は、図１３に示すように、１１×
１０に配列されていて、使用済燃料集合体が最大１１０
体まで収納できるようになっている。そして、近年の発
電所プラントにおいては、適当な配列からなる燃料貯蔵
ラックを組み合せて燃料貯蔵プールに設置され、燃料貯
蔵プール内に設置された燃料貯蔵ラック全体では、３な
いし４炉心分の使用済燃料集合体が収納可能となってい
る。

【００６０】図１４は、冷却期間の異なる複数の使用済
燃料集合体を、燃料貯蔵プールの燃料貯蔵ラックに貯蔵
する場合の本発明の一実施例を示すものである。図１４
中，“Ｌ”を付して示した符号１１Ａの使用済燃料集合
体は相対的に冷却期間が長い使用済燃料集合体であり、
同図では合計６０体収納している。同じく、“Ｓ”を付
して示した符号１１Ｂの使用済燃料集合体は相対的に冷
却期間が短かい使用済燃料集合体であり、同図では合計
５０体収納している。

【００６１】また、図１５は、プルトニウムとウランと
を混合したＭＯＸ熱媒体の使用済燃料集合体と、ウラン
からなるウラン燃料集合体の使用済燃料集合体とを、燃
料貯蔵プールの燃料貯蔵ラックに貯蔵する場合の本発明
の一実施例を示すものである。図１５中、“Ｍ”を付し
て示した符号１１の使用済燃料集合体はＭＯＸ燃料集合
体の使用済燃料集合体であり、同図では合計６０体収納
している。同じく、“Ｕ”を付して示した符号１１Ｄの
使用済燃料集合体はウラン燃料集合体の使用済燃料集合
体であり、同図では合計５０体収納している。

【００６２】これら図１４および図１５に示した本実施
例においても、前述した使用済燃料キャスク１に使用済
燃料集合体を貯蔵する場合と略同様に臨界安全性を確保
しつつ稠密貯蔵が行える等の効果が奏される。

【００６３】図１６（ａ）〜（ｄ）は、冷却期間の異な
る使用済燃料集合体あるいはＭＯＸ熱媒体の使用済燃料
集合体とウラン燃料集合体の使用済燃料集合体とを、燃
料貯蔵プールの燃料貯蔵ラック２１に貯蔵する場合の他
の実施例を示すものである。即ち、中性子吸収効果の大
きい核種があまり蓄積していない使用済燃料集合体の収
納領域を、中性子吸収効果の大きい核種がより多く蓄積
している使用済燃料集合体の収納領域で、幾つかに分割
する使用済燃料集合体の貯蔵方法についてのものであ
る。

【００６４】同図（ａ）あるいは（ｂ）の中で、“Ｌ”
を付して示した符号１１Ａの使用済燃料集合体は相対的
に冷却期間が長い使用済燃料集合体であり、同図では合
計２２体あるいは４６体収納している。同じく、“Ｓ”
を付して示した符号１１（Ｂ）の使用済燃料集合体は相
対的に冷却期間が短かい使用済燃料集合体であり、同図
では合計８８体あるいは６４体収納している。

【００６５】また、同図（ｃ）あるいは（ｄ）の中で、
“Ｍ”を付して示した符号１１Ｃの使用済燃料集合体は
ＭＯＸ燃料集合体の使用済燃料集合体であり、同図では
合計２２体あるいは４６体収納している。同じく、
“Ｕ”を付して示した符号１１Ｄの使用済燃料集合体は
ウラン燃料集合体の使用済燃料集合体であり、同図では
合計８８体あるいは６４体収納している。

【００６６】このような図１６に示した貯蔵において、
同図（ａ）あるいは（ｃ）の場合にあっては、中性子吸
収効果の大きい核種があまり蓄積していない相対的に冷
却期間が短かい使用済燃料集合体１１Ｂあるいはウラン
燃料集合体の使用済燃料集合体１１Ｄの収納領域を中性
子吸収効果の大きい核種がより多く蓄積している相対的
に冷却期間の長い使用済燃料集合体１１ＡあるいはＭＯ
Ｘ燃料集合体の使用済燃料集合体１１Ｃの収納領域で２
分割した、いわゆる、３領域の配置例である。

【００６７】また、同図（ｂ）あるいは（ｄ）の場合に
あっては、中性子吸収効果の大きい核種があまり蓄積し
ていない相対的に冷却期間が短かい使用済燃料集合体１
１Ｂあるいはウラン燃料集合体の使用済燃料集合体１１
Ｄの収納領域を、中性子吸収効果の大きい核種がより多
く蓄積している相対的に冷却期間の長い使用済燃料集合
体１１ＡあるいはＭＯＸ燃料集合体の使用済燃料集合体
１１Ｃの収納領域で４分割した、いわゆる、５領域の配
置例である。

【００６８】さらに、図１６には示していないが、中性
子吸収効果の大きい核種があまり蓄積していない相対的
に冷却期間が短かい使用済燃料集合体あるいはウラン燃
料集合体の使用済燃料集合体の収納領域を、中性子吸収
効果の大きい核種がより多く蓄積している相対的に冷却
期間が長い使用済燃料集合体あるいはＭＯＸ燃料集合体
の使用済燃料集合体のＹ字型の収納領域で３分割した、
いわゆる、４領域の配置も可能である。

【００６９】このような他の実施例においても、冷却期
間の異なる使用済燃料集合体の体数の内訳、あるいは、
ＭＯＸ燃料集合体の使用済燃料集合体とウラン燃料集合
体の使用済燃料集合体の体数の内訳を同一としながら、
使用済燃料集合体を無作為に配置した貯蔵方法に比べ
て、その貯蔵体系の中性子増倍率が小さくなるものであ
る。

【００７０】図１６においては、燃料貯蔵プールの燃料
貯蔵ラック２１に使用済燃料集合体を貯蔵する場合を例
にとっているが、使用済燃料用キャスク１に使用済燃料
集合体を貯蔵する場合においても、前記同様の貯蔵方法
は適用可能であり、前記同等の効果が得られることは勿
論である。

【００７１】ところで、燃料貯蔵プールの燃料貯蔵ラッ
ク２１、あるいは、使用済燃料用キャスク１を構成する
にあたり、各使用済燃料集合体の収納スペースは、前者
にあっては角筒３１により、後者にあっては仕切板１３
により、それぞれ十分な強度を確保しつつ設けられてい
る。ここで、使用済燃料集合体の稠密な貯蔵を図りなが
ら臨界安全性を確保するハード的な方法の１つとして、
複数の使用済燃料集合体の収納スペースを、中性子吸収
板などで幾つかに分割する方法も考えられる。

【００７２】前述のように構成した燃料貯蔵プールの燃
料貯蔵ラック、あるいは、使用済燃料用キャスクにあっ
ては、中性子吸収板などの中性子吸収能力に応じて、中
性子吸収板などで幾つかに分割した領域ごとに本発明の
貯蔵方法を適用すると、臨界安全性の面で有利となるこ
ともある。即ち、中性子吸収板などの中性子吸収能力が
大きい場合には、中性子吸収板などで分割された領域相
互の中性子のやりとりが少なくなり、各々の領域が独立
した中性子増倍体系となるものである。

【００７３】ところで、以上に述べた使用済燃料集合体
の貯蔵方法は、冷却期間の異なる使用済燃料集合体、ま
たはＭＯＸ燃料集合体の使用済燃料集合体を含む使用済
燃料集合体を、燃料貯蔵プールの燃料貯蔵ラックまたは
使用済燃料用キャスクに収納するにあたり、使用済燃料
集合体の冷却期間あるいは種類に応じて適切に使用済燃
料集合体を配置することにより、使用済燃料集合体の稠
密な貯蔵を図りつつ臨界安全性を確保したものである
が、このような貯蔵方法においては適切な使用済燃料集
合体の配置となるべきものが万一、適切でない使用済燃
料集合体の配置となり、臨界安全性が確保できなくなる
可能性が考えられる。

【００７４】そこで本発明においては、中性子吸収効果
の大きい核種がより多く蓄積している使用済燃料集合
体、即ち、相対的に冷却期間が長い使用済燃料集合体１
１ＡあるいはＭＯＸ燃料集合体の使用済燃料集合体１１
Ｃを先に収納し、その後に中性子吸収効果の大きい核種
があまり蓄積していない使用済燃料集合体、即ち、相対
的に冷却期間が短かい使用済燃料集合体１１Ｂあるい
は、ウラン燃料集合体の使用済燃料集合体１１Ｄを収納
する。

【００７５】このような方法を実施することにより、適
切でない使用済燃料集合体の配置となることを回避する
ことができる。

【００７６】このような本発明の方法について、その逆
の方法、即ち中性子吸収効果の大きい核種があまり蓄積
していない使用済燃料集合体を収納し、続いて、中性子
吸収効果の大きい核種がより多く蓄積している使用済燃
料集合体を収納する方法と対比して、その優劣について
説明する。

【００７７】本発明の方法では、全ての使用済燃料集合
体が収納されるまでの過程の中に、中性子吸収効果の大
きい核種がより多く蓄積していいる使用済燃料集合体だ
けが、全て収納された状態がある。この状態での体系の
中性子増倍率が、全ての使用済燃料集合体が収納された
状態での体系の中性子増倍率より小さくなることは明ら
かである。

【００７８】これに対し、前述した逆の方法では、全て
の使用済燃料集合体が収納されるまでの過程の中に、中
性子吸収効果の大きい核種があまり蓄積されていない使
用済燃料集合体だけが、全て収納された状態がある。こ
の状態での体系の中性子増倍率は、例えば、全ての使用
済燃料集合体が収納された体系の中性子増倍率より小さ
くなることは必ずしもいえず、場合によっては、大きく
なることもあり得る。すなわち、使用済燃料集合体を収
納する過程において、臨界安全性を確保できなくなる可
能性がある。

【００７９】なお、以上の実施例では、本発明をＢＷＲ
から発生する使用済燃料集合体を使用済燃料用キャスク
および燃料貯蔵ラックに貯蔵する場合に適用したが、加
圧水型原子炉から発生する使用済燃料集合体を使用済燃
料用キャスクおよび燃料貯蔵ラックに貯蔵する場合につ
いても前記同様に適用することができる。

【００８０】また、以上の説明では断面正方形の使用済
燃料集合体に対する適用例を示したが、断面が円形や多
角形あるいは長方形の使用済燃料集合体であっても、本
発明が適用できることは勿論である。

【００８１】

【発明の効果】以上説明したように、本発明によれば、
使用済燃料用キャスクまたは燃料貯蔵プールの燃料貯蔵
ラックに冷却期間が異なる使用済燃料集合体またはＭＯ
Ｘ燃料集合体の使用済燃料集合体を含む複数の使用済燃
料集合体を収納するにあたって、冷却期間または使用済
燃料集合体の種類に応じた配置とすることより、使用済
燃料集合体の稠密な貯蔵を図りながらも臨界安全性を確
保することができる。また、前述の収納を確実に行うこ
とができる。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明の方法を実施する使用済燃料用キャスク
の縦断面図。

【図２】図１のII−II線断面図。

【図３】図１に示す使用済燃料用キャスクに、冷却期間
の異なる使用済燃料集合体を貯蔵した場合の説明図。

【図４】図１に示す使用済燃料用キャスクに、ＭＯＸ燃
料集合体の使用済燃料集合体を含む使用済燃料集合体を
貯蔵した場合の説明図。

【図５】沸騰水型原子炉用燃料集合体の上部斜視図。

【図６】ウラン燃料集合体の高さ方向中心付近の燃料棒
配置の一例を示す説明図。

【図７】ＭＯＸ燃料集合体の高さ方向中心付近の燃料棒
配置の一例を示す説明図。

【図８】ウラン燃料集合体およびＭＯＸ燃料集合体の、
燃焼に伴う中性子増倍率の変化を示す説明図。

【図９】ウラン燃料集合体およびＭＯＸ燃料集合体の使
用済燃料集合体の、冷却期間に伴う中性子増倍率の低下
を示す説明図。

【図１０】図３に示した本発明の実施例の効果を説明す
るための対応図。

【図１１】図４に示した本発明の実施例の効果を説明す
るための対応図。

【図１２】本発明の方法を実施する燃料貯蔵ラックの側
面図。

【図１３】図１２の平面図。

【図１４】図１２に示す燃料貯蔵ラックに、冷却期間の
異なる使用済燃料集合体を貯蔵した場合の説明図。

【図１５】図１２に示す燃料貯蔵ラックに、ＭＯＸ燃料
集合体の使用済燃料集合体を貯蔵した場合の説明図。

【図１６】（ａ）〜（ｄ）はそれぞれ本発明の応用例を
示す説明図。

【符号の説明】

１キャスク１ａキャスク本体２バスケット３一次蓋４二次蓋５中性子遮蔽板６中性子遮蔽材７底板８，９トラニオン１０フィン１１燃料集合体（使用済燃料集合体）１１Ａ相対的に冷却期間の長い燃料集合体（使用済燃
料集合体）１１Ｂ相対的に冷却期間の短かい燃料集合体（使用済
燃料集合体）１１ＣＭＯＸ燃料集合体（使用済燃料集合体）１１Ｄウラン燃料集合体（使用済燃料集合体）１２外筒１３仕切板１４チャンネルボックス１５燃料棒１６ウォータロッド１７ハンドル１８チャンネルファスナ３１角筒３２台座３３補強板

Claims

【特許請求の範囲】

【請求項１】使用済燃料を使用済燃料用キャスクに収
納して輸送または貯蔵を行う使用済燃料集合体の貯蔵方
法において、上記使用済燃料用キャスクの中央部に、相
対的に冷却期間が長い使用済燃料集合体を収納し、その
周囲に、相対的に冷却期間が短かい使用済燃料集合体を
収納することを特徴とする使用済燃料集合体の貯蔵方
法。
【請求項２】使用済燃料集合体を使用済燃料用キャス
クに収納して輸送または貯蔵を行う使用済燃料集合体の
貯蔵方法において、上記使用済燃料用キャスクの中央部
に、プルトニウムとウランとを混合したＭＯＸ燃料集合
体の使用済燃料集合体を収納し、その周囲に、ウランか
らなるウラン燃料集合体の使用済燃料集合体を収納する
ことを特徴とする使用済燃料集合体の貯蔵方法。
【請求項３】使用済燃料集合体を燃料貯蔵プールの燃
料貯蔵ラックに貯蔵する使用済燃料集合体の貯蔵方法に
おいて、上記燃料貯蔵ラックの使用済燃料集合体貯蔵領
域の中央部に、相対的に冷却期間が長い使用済燃料集合
体を収納し、その周囲の領域に、相対的に冷却期間が短
かい使用済燃料集合体を収納することを特徴する使用済
燃料集合体の貯蔵方法。
【請求項４】使用済燃料集合体を燃料貯蔵プールの燃
料貯蔵ラックに貯蔵する使用済燃料集合体の貯蔵方法に
おいて、上記燃料貯蔵ラックの使用済燃料集合体貯蔵領
域の中央部に、プルトニウムとウランとを混合したＭＯ
Ｘ燃料集合体の使用済燃料集合体を収納し、その周囲の
領域に、ウランからなるウラン燃料集合体の使用済燃料
集合体を収納することを特徴とする使用済燃料集合体の
貯蔵方法。
【請求項５】請求項１から４までに記載の使用済燃料
集合体の貯蔵方法において、相対的に冷却期間が長い使
用済燃料集合体の収納を、相対的に冷却期間が短かい使
用済燃料集合体の収納よりも先に完了させ、またはプル
トニウムとウランとを混合したＭＯＸ燃料集合体の使用
済燃料集合体の収納をウランからなるウラン燃料集合体
の使用済燃料集合体の収納よりも先に完了させることを
特徴とする使用済燃料集合体の貯蔵方法。