JPH08136697A - 高レベル核廃棄物貯蔵所 - Google Patents
高レベル核廃棄物貯蔵所Info
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- JPH08136697A JPH08136697A JP3071491A JP7149191A JPH08136697A JP H08136697 A JPH08136697 A JP H08136697A JP 3071491 A JP3071491 A JP 3071491A JP 7149191 A JP7149191 A JP 7149191A JP H08136697 A JPH08136697 A JP H08136697A
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Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
- G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
- G21F9/28—Treating solids
- G21F9/34—Disposal of solid waste
Landscapes
- Engineering & Computer Science (AREA)
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- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Filling Or Discharging Of Gas Storage Vessels (AREA)
- Underground Structures, Protecting, Testing And Restoring Foundations (AREA)
- Processing Of Solid Wastes (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【目的】高レベル廃棄物用の、危険性の少ない改良され
た貯蔵施設を提供する。 【構成】本発明は、高レベル使用済み核燃料(廃棄物)
の回収可能な貯蔵保管に関する。崩壊するにつれて熱を
発生するこのような廃棄物は密閉容器(2)内に梱包さ
れ、この密閉容器が永久的または長期間貯蔵のため、地
質学上の岩盤地層(50)内に形成したトンネルつまり
坑道(5)からなる貯蔵サイトに置かれる。細長い密閉
された冷却促進装置(7)が、坑道(5)の内壁面(1
6a−b)から延びた掘削孔(8)内に据え付けられ、
廃棄物容器(2)の位置から貯蔵サイト内のもっと遠い
場所へと熱を運ぶ。ここに開示の密閉冷却促進装置とし
ては、熱パイプ(7)、熱サイフォン、超伝導体ロッ
ド、及び熱ポンプが適用可能である。
た貯蔵施設を提供する。 【構成】本発明は、高レベル使用済み核燃料(廃棄物)
の回収可能な貯蔵保管に関する。崩壊するにつれて熱を
発生するこのような廃棄物は密閉容器(2)内に梱包さ
れ、この密閉容器が永久的または長期間貯蔵のため、地
質学上の岩盤地層(50)内に形成したトンネルつまり
坑道(5)からなる貯蔵サイトに置かれる。細長い密閉
された冷却促進装置(7)が、坑道(5)の内壁面(1
6a−b)から延びた掘削孔(8)内に据え付けられ、
廃棄物容器(2)の位置から貯蔵サイト内のもっと遠い
場所へと熱を運ぶ。ここに開示の密閉冷却促進装置とし
ては、熱パイプ(7)、熱サイフォン、超伝導体ロッ
ド、及び熱ポンプが適用可能である。
Description
【0001】
【産業上の利用分野】本発明は高レベル核廃棄物貯蔵所
の改良に関し、特に高レベル廃棄物の貯蔵保管に関する
ものである。
の改良に関し、特に高レベル廃棄物の貯蔵保管に関する
ものである。
【0002】
【従来の技術】従来技術の方法は、廃棄物容器と貯蔵領
域の温度を管理するのに、いわゆるオープンループの換
気回路を用いている。しかしこの方法では、漏れ容器か
ら汚染物が放出することがあるため、特に高レベル廃棄
物の場合、危険の可能性が存在する。例えば、米国特許
第4,326,918号、第4,725,164号及び
3,706,630号を参照。
域の温度を管理するのに、いわゆるオープンループの換
気回路を用いている。しかしこの方法では、漏れ容器か
ら汚染物が放出することがあるため、特に高レベル廃棄
物の場合、危険の可能性が存在する。例えば、米国特許
第4,326,918号、第4,725,164号及び
3,706,630号を参照。
【0003】
【発明が解決しようとする課題】本発明の目的は、高レ
ベル廃棄物用の危険性の少ない改良された貯蔵施設を提
供することにある。
ベル廃棄物用の危険性の少ない改良された貯蔵施設を提
供することにある。
【0004】別の目的は、高い密度の燃料据え付け及び
少ない掘削で構成可能な貯蔵施設を提供することにあ
る。
少ない掘削で構成可能な貯蔵施設を提供することにあ
る。
【0005】
【課題を解決するための手段】本発明によれば、廃棄物
容器の据え付け前に、長く延び、密閉された冷却促進装
置が廃棄物容器の位置から外方へ掘削された掘削孔内に
配置され、そこから貯蔵サイト内のもっと遠い場所へと
熱を運ぶ。本発明の方式では、熱パイプ、熱サイフォ
ン、または熱ポンプからなる冷却促進装置が使える。
容器の据え付け前に、長く延び、密閉された冷却促進装
置が廃棄物容器の位置から外方へ掘削された掘削孔内に
配置され、そこから貯蔵サイト内のもっと遠い場所へと
熱を運ぶ。本発明の方式では、熱パイプ、熱サイフォ
ン、または熱ポンプからなる冷却促進装置が使える。
【0006】このようにして、廃棄物容器の物理的位置
とヒートシンクとの位置が分離される。
とヒートシンクとの位置が分離される。
【0007】
【作用】このような構成の本発明によれば、使用済みの
核燃料を含み、坑道(トンネル)の壁または床で囲まれ
た空間内に相互に接近させて据え付けられる廃棄物容器
の配列密度を高めることができる。その結果消散させる
べき熱量は集中するが、坑道が著しく短くなる。また熱
消散の問題は、坑道の両側に多数の小直径の孔を掘削
し、その孔内に適切な熱消散構造体を配置することによ
って対処される。
核燃料を含み、坑道(トンネル)の壁または床で囲まれ
た空間内に相互に接近させて据え付けられる廃棄物容器
の配列密度を高めることができる。その結果消散させる
べき熱量は集中するが、坑道が著しく短くなる。また熱
消散の問題は、坑道の両側に多数の小直径の孔を掘削
し、その孔内に適切な熱消散構造体を配置することによ
って対処される。
【0008】これらの熱消散構造体は、動作要素の数が
最小で、自家動力式の簡単な構造体であるのが好まし
い。本発明の方式では、熱消散装置用の数多くの掘削孔
を掘削する必要があるが、熱消散装置は、従来の鉱山ト
ンネル形成技術のコストと比べて最小のコストで掘削可
能な小直径の掘削孔内に配置できる。
最小で、自家動力式の簡単な構造体であるのが好まし
い。本発明の方式では、熱消散装置用の数多くの掘削孔
を掘削する必要があるが、熱消散装置は、従来の鉱山ト
ンネル形成技術のコストと比べて最小のコストで掘削可
能な小直径の掘削孔内に配置できる。
【0009】
【実施例】以下本発明の好ましい実施例の幾つかを、添
付の図面を参照して説明する。
付の図面を参照して説明する。
【0010】図1(a)及び1(b)は、垂直型貯蔵領
域1の一区画の好ましい第1実施例を示す。熱を発生す
る円筒状の廃棄物容器2は、0.7メートルの直径と4
メートルの高さを有する。各廃棄物容器2は、トンネル
つまり据え付け坑道5の床4に掘られた深さ5メートル
の円筒状ボアホール(ボーリング孔)3内に据え付けら
れる。
域1の一区画の好ましい第1実施例を示す。熱を発生す
る円筒状の廃棄物容器2は、0.7メートルの直径と4
メートルの高さを有する。各廃棄物容器2は、トンネル
つまり据え付け坑道5の床4に掘られた深さ5メートル
の円筒状ボアホール(ボーリング孔)3内に据え付けら
れる。
【0011】ボアホール3は0.76メートルの直径を
有する。ボアホール3の壁と廃棄物容器2の外面との間
に、エアギャップが設けられている。この実施例では、
冷却促進装置7として熱パイプが使われており、両端が
閉じられた単なる細長い管でよく、約1/3が水などの
液体で満たされている。各熱パイプは、水平かあるいは
熱パイプの循環系を重力で補助するように垂直かまたは
傾斜され、平行で、長さ60メートルの規則正しい配列
の掘削孔8内にそれぞれ据え付けられている。掘削孔8
は直径約10センチメートルなので、簡単に掘削だけで
形成し得る。これほど簡単ではないが、トンネル坑道5
もダイナマイト爆破用の穴を掘削し、周囲の土を吹き飛
ばすだけで作れる。つまり、トンネル坑道は高さ6.7
メートルで、壁16aから壁16bまでの幅が6.1メ
ートルだからである。
有する。ボアホール3の壁と廃棄物容器2の外面との間
に、エアギャップが設けられている。この実施例では、
冷却促進装置7として熱パイプが使われており、両端が
閉じられた単なる細長い管でよく、約1/3が水などの
液体で満たされている。各熱パイプは、水平かあるいは
熱パイプの循環系を重力で補助するように垂直かまたは
傾斜され、平行で、長さ60メートルの規則正しい配列
の掘削孔8内にそれぞれ据え付けられている。掘削孔8
は直径約10センチメートルなので、簡単に掘削だけで
形成し得る。これほど簡単ではないが、トンネル坑道5
もダイナマイト爆破用の穴を掘削し、周囲の土を吹き飛
ばすだけで作れる。つまり、トンネル坑道は高さ6.7
メートルで、壁16aから壁16bまでの幅が6.1メ
ートルだからである。
【0012】文献に記されている通常の熱パイプは、蒸
発によってホット端から熱を除去し、この熱をコールド
端へ向かう蒸気の流れによって対流伝達し、コールド端
で凝縮が生じる。凝縮した液は逆に、毛管圧下の管内で
通例の圧力測定ヘッド内にある芯(ウィック)構造体中
のホット端へと移動する。重力による補助は、わずかに
傾斜した掘削孔内へ据え付けることによって容易に与え
られる。このように、熱パイプは2相の熱サイフォンモ
ードで動作し、芯構造体は流体の貯留量を最適化すると
共に、従来熱パイプの動作における限界として知られる
連行(エントレインメント)を最小にする安定化の役割
だけを果たす。
発によってホット端から熱を除去し、この熱をコールド
端へ向かう蒸気の流れによって対流伝達し、コールド端
で凝縮が生じる。凝縮した液は逆に、毛管圧下の管内で
通例の圧力測定ヘッド内にある芯(ウィック)構造体中
のホット端へと移動する。重力による補助は、わずかに
傾斜した掘削孔内へ据え付けることによって容易に与え
られる。このように、熱パイプは2相の熱サイフォンモ
ードで動作し、芯構造体は流体の貯留量を最適化すると
共に、従来熱パイプの動作における限界として知られる
連行(エントレインメント)を最小にする安定化の役割
だけを果たす。
【0013】図2は熱パイプと貯蔵場所(ボアホール)
との間の境界を詳しく示すが、図面を見やすくするため
相対的な寸法の割合は誇張してある。熱パイプ7用の長
い掘削孔や直径0.05〜0.1メートルで、この掘削
孔内に直径0.025メートルのパイプがまとめて配置
されている。冷却区域9に沿った熱パイプと掘削孔の壁
との間のギャップは、初めの8メートルの区域を除き熱
伝導充填材10で満たされており、初めの8メートルの
区域におけるギャップは熱絶縁材11で満たされてい
る。熱パイプのホット端12は廃棄物容器2と平行で、
容器据え付け孔のライナー17と密接に熱接触してい
る。ホット端12は熱伝導充填材14を用いて、垂直孔
13内に固定されている。また取付を容易とするため、
湾曲部近くの熱パイプにおいては壁が可撓性の区分15
が使われる。
との間の境界を詳しく示すが、図面を見やすくするため
相対的な寸法の割合は誇張してある。熱パイプ7用の長
い掘削孔や直径0.05〜0.1メートルで、この掘削
孔内に直径0.025メートルのパイプがまとめて配置
されている。冷却区域9に沿った熱パイプと掘削孔の壁
との間のギャップは、初めの8メートルの区域を除き熱
伝導充填材10で満たされており、初めの8メートルの
区域におけるギャップは熱絶縁材11で満たされてい
る。熱パイプのホット端12は廃棄物容器2と平行で、
容器据え付け孔のライナー17と密接に熱接触してい
る。ホット端12は熱伝導充填材14を用いて、垂直孔
13内に固定されている。また取付を容易とするため、
湾曲部近くの熱パイプにおいては壁が可撓性の区分15
が使われる。
【0014】使用済み燃料を含んだ容器のサイトでは、
約3000ワットまでの熱が消散される見込みである。
従って、細長い熱消散装置として、10〜200メート
ルの範囲の長さが考えられる。
約3000ワットまでの熱が消散される見込みである。
従って、細長い熱消散装置として、10〜200メート
ルの範囲の長さが考えられる。
【0015】また本発明によれば、貯蔵サイトで作業す
るのに、ロボット手段を使うことも考えられる。ロボッ
ト手段の作業は、図1(b)中想像線で示した一対の軌
道70を用いることによって容易化し得る。
るのに、ロボット手段を使うことも考えられる。ロボッ
ト手段の作業は、図1(b)中想像線で示した一対の軌
道70を用いることによって容易化し得る。
【0016】図1(a)、1(b)及び2に示した構造
体は全て、固い火山岩または凝灰岩中に掘削形成され
る。従って、全体の構造は極めて強固で、貯蔵所の予測
寿命の間確実な信頼性が見込まれる。同時に、その地層
の固いことは、貯蔵系を建設するために行われねばなら
ない爆破と掘削の量を最小にするという前記の重要性を
一層強めている。これに関連して、本発明の方式は、貯
蔵サイトを建設するのに通常かかる作業の約2/3を節
約できる点に留意されたい。
体は全て、固い火山岩または凝灰岩中に掘削形成され
る。従って、全体の構造は極めて強固で、貯蔵所の予測
寿命の間確実な信頼性が見込まれる。同時に、その地層
の固いことは、貯蔵系を建設するために行われねばなら
ない爆破と掘削の量を最小にするという前記の重要性を
一層強めている。これに関連して、本発明の方式は、貯
蔵サイトを建設するのに通常かかる作業の約2/3を節
約できる点に留意されたい。
【0017】図1に示した構成の結果、据え付け用ボア
ホール3間の距離6を減じ、米国ネバダ州ユッカ(Yucc
a) 山のサイト特徴付けプランで現在DOE(米国エネ
ルギー庁)によって提案されている従来の構成では2つ
の容器で占められる長さ内に6つの容器を据え付けるこ
とによって、同じ長さ内に3倍以上の容器を据え付けら
れる。また想像線60が、従来の系によって必要となる
追加の坑道の範囲を示している。逆に言えば、この集中
据え付けは坑道の単位長さ当りの容器数を3倍とするの
で、新たな据え付け坑道間から最初のレイアウトに基づ
く2つの坑道を取り除くことができる。図示の実施例に
おいて、単純で対称的な配置とするため、熱パイプの数
が容器の数を越えている。しかし、1つの熱パイプで数
キロワットの熱を伝達でき、1つより多い容器を処理可
能なため、図示例の比は必ずしも必要ない。
ホール3間の距離6を減じ、米国ネバダ州ユッカ(Yucc
a) 山のサイト特徴付けプランで現在DOE(米国エネ
ルギー庁)によって提案されている従来の構成では2つ
の容器で占められる長さ内に6つの容器を据え付けるこ
とによって、同じ長さ内に3倍以上の容器を据え付けら
れる。また想像線60が、従来の系によって必要となる
追加の坑道の範囲を示している。逆に言えば、この集中
据え付けは坑道の単位長さ当りの容器数を3倍とするの
で、新たな据え付け坑道間から最初のレイアウトに基づ
く2つの坑道を取り除くことができる。図示の実施例に
おいて、単純で対称的な配置とするため、熱パイプの数
が容器の数を越えている。しかし、1つの熱パイプで数
キロワットの熱を伝達でき、1つより多い容器を処理可
能なため、図示例の比は必ずしも必要ない。
【0018】前記レイアウトはコンピュータシミュレー
ションを用い、実験的に有効なことが検証されている。
温度を測定するボアホールのホットスポットは、ボアホ
ールの底から外方へ、すなわち貯蔵容器の中心と反対の
方向へ、2メートル離れたボアホールの側方の地点であ
る。コンピュータシミュレーションの結果は、130℃
の蒸発温度と110℃の凝縮温度の場合に、水を充填し
た熱パイプを用いて良好な動作が達成できることを示し
ている。これらの温度は、それぞれ冷却区域に沿った
0.143MPa(20.8psia)の蒸気圧と、ホ
ット端周囲における0.1MPa(14.5psi)の
過圧に対応する。本発明によれば、据え付け坑道の長さ
に沿った300%高い容器密度にもかかわらず、容器の
ホットスポットにおけるピーク温度が27%のオーダで
著しく減少される。
ションを用い、実験的に有効なことが検証されている。
温度を測定するボアホールのホットスポットは、ボアホ
ールの底から外方へ、すなわち貯蔵容器の中心と反対の
方向へ、2メートル離れたボアホールの側方の地点であ
る。コンピュータシミュレーションの結果は、130℃
の蒸発温度と110℃の凝縮温度の場合に、水を充填し
た熱パイプを用いて良好な動作が達成できることを示し
ている。これらの温度は、それぞれ冷却区域に沿った
0.143MPa(20.8psia)の蒸気圧と、ホ
ット端周囲における0.1MPa(14.5psi)の
過圧に対応する。本発明によれば、据え付け坑道の長さ
に沿った300%高い容器密度にもかかわらず、容器の
ホットスポットにおけるピーク温度が27%のオーダで
著しく減少される。
【0019】一般的に本発明の方法は、貯蔵領域の表面
下ほぼ200メートルの深さで、坑道のサイトに至るア
クセストンネルを掘ることによって実施される。その
後、坑道が掘られ、容器2用の孔が切り開かれ、冷却促
進装置7用の掘削孔が開けられる。そして冷却促進装置
7を設置した後、廃棄物が系内に貯蔵可能となる。
下ほぼ200メートルの深さで、坑道のサイトに至るア
クセストンネルを掘ることによって実施される。その
後、坑道が掘られ、容器2用の孔が切り開かれ、冷却促
進装置7用の掘削孔が開けられる。そして冷却促進装置
7を設置した後、廃棄物が系内に貯蔵可能となる。
【0020】本発明の系の動作中、容器2内の崩壊する
核廃棄物は熱を発生する傾向を有し、この熱がボアホー
ルライナー17の側壁に伝えられ、ホット端12に隣接
した凝灰岩地層50の周囲領域を加熱する。その結果、
ホット端内の液体が沸騰して蒸発し、(場合によっては
液体の一部を伴いながら)熱パイプ7の上方領域へと移
行する。ここで蒸気は熱伝導充填材10を介した熱伝導
によって、冷却区域9を取り囲む凝灰岩地層50の領域
に至るまでその熱を放出し、蒸気を凝縮させると共に系
内へと再び戻し、貯蔵されている核廃棄物から熱を吸収
して、その後この蒸発/凝縮のサイクルを繰り返す。尚
前述したように、内側の熱パイプ7と地層との間のギャ
ップは熱絶縁物質11で満たされているため、蒸気の熱
伝送はホット端12と冷却区域9との間の領域では生じ
ない。
核廃棄物は熱を発生する傾向を有し、この熱がボアホー
ルライナー17の側壁に伝えられ、ホット端12に隣接
した凝灰岩地層50の周囲領域を加熱する。その結果、
ホット端内の液体が沸騰して蒸発し、(場合によっては
液体の一部を伴いながら)熱パイプ7の上方領域へと移
行する。ここで蒸気は熱伝導充填材10を介した熱伝導
によって、冷却区域9を取り囲む凝灰岩地層50の領域
に至るまでその熱を放出し、蒸気を凝縮させると共に系
内へと再び戻し、貯蔵されている核廃棄物から熱を吸収
して、その後この蒸発/凝縮のサイクルを繰り返す。尚
前述したように、内側の熱パイプ7と地層との間のギャ
ップは熱絶縁物質11で満たされているため、蒸気の熱
伝送はホット端12と冷却区域9との間の領域では生じ
ない。
【0021】図1(a)の本発明の系において、一部の
ボアホール3に1つの熱消散パイプ7を配する一方、残
りのボアホールに2つの熱消散パイプを配することもで
きる。1つの熱消散パイプが不良となった場合、隣合う
ボアホール3間に存在する物質の熱伝導性により、追加
の負荷は他の隣合う熱消散パイプ7へと移される。
ボアホール3に1つの熱消散パイプ7を配する一方、残
りのボアホールに2つの熱消散パイプを配することもで
きる。1つの熱消散パイプが不良となった場合、隣合う
ボアホール3間に存在する物質の熱伝導性により、追加
の負荷は他の隣合う熱消散パイプ7へと移される。
【0022】別の実施例では、集中した容器のレイアウ
トで、水平式の容器据え付けも採用できる。また、蒸気
と凝縮液とを分離して連行を避けるため、重力補助式の
熱パイプ内に幹線チューブを使用することもできる。
トで、水平式の容器据え付けも採用できる。また、蒸気
と凝縮液とを分離して連行を避けるため、重力補助式の
熱パイプ内に幹線チューブを使用することもできる。
【0023】冷却促進装置は、孔の変形に適合可能な弾
性塑性であるのが好ましい熱伝導充填材で、掘削孔内に
固定可能である。
性塑性であるのが好ましい熱伝導充填材で、掘削孔内に
固定可能である。
【0024】あるいは、熱ポンプを冷却促進装置として
使用してもよい。この場合、熱ポンプの凝縮機は、熱パ
イプまたは熱サイフォンについて前述したのと同様に、
掘削孔の側面と熱接触するように配置できる。熱ポンプ
の吸引圧縮機は、良好な熱伝導性を得るため、ボアホー
ルのライナーに取り付けられる。熱ポンプの気化器は、
掘削孔のホット端に固定したり、あるいは坑道表面の溝
内へと延出可能である。
使用してもよい。この場合、熱ポンプの凝縮機は、熱パ
イプまたは熱サイフォンについて前述したのと同様に、
掘削孔の側面と熱接触するように配置できる。熱ポンプ
の吸引圧縮機は、良好な熱伝導性を得るため、ボアホー
ルのライナーに取り付けられる。熱ポンプの気化器は、
掘削孔のホット端に固定したり、あるいは坑道表面の溝
内へと延出可能である。
【0025】別の一組の熱パイプ、熱式サイフォンまた
は超伝導ロッドを、坑道の側壁に垂直方向に近づけて配
置すれば、定期的な保守、モニターまたは回収時におけ
る坑道の表面温度及び空気冷却の必要をさらに減少でき
る。また、廃棄物貯蔵所における容器温度を低く保つた
め、一組の長い冷却促進装置を坑道、通路または地下貯
蔵室の周囲に配置することもできる。
は超伝導ロッドを、坑道の側壁に垂直方向に近づけて配
置すれば、定期的な保守、モニターまたは回収時におけ
る坑道の表面温度及び空気冷却の必要をさらに減少でき
る。また、廃棄物貯蔵所における容器温度を低く保つた
め、一組の長い冷却促進装置を坑道、通路または地下貯
蔵室の周囲に配置することもできる。
【0026】従来のポンプよりも循環の不安定性及び過
剰燃焼が少ない熱パイプの好ましい実施例では、熱サイ
フォンとして動作が開始し、ホット端の温度が水飽和温
度を越えると重力補助の熱パイプに移行する。この実施
例は、空所を内部に閉じ込めた圧縮部材によって形成さ
れるパイプのホット端部内に組み込まれた膨張室を用い
て達成できる。パイプの残りの容積に、液体が満たされ
る。
剰燃焼が少ない熱パイプの好ましい実施例では、熱サイ
フォンとして動作が開始し、ホット端の温度が水飽和温
度を越えると重力補助の熱パイプに移行する。この実施
例は、空所を内部に閉じ込めた圧縮部材によって形成さ
れるパイプのホット端部内に組み込まれた膨張室を用い
て達成できる。パイプの残りの容積に、液体が満たされ
る。
【0027】本発明によれば、系の適正な動作におい
て、2相系の冷却促進パイプが空気などのを非液体化物
質を含む必要がないことに留意するのが重要である。
て、2相系の冷却促進パイプが空気などのを非液体化物
質を含む必要がないことに留意するのが重要である。
【0028】コイル状に巻ける湾曲自在な材料で作製さ
れた袋状及び細長い形状の部分を有する冷却パイプの使
用は、パイプを遠隔の工場でていねいに製造し、それを
設置現場へ輸送するのを可能とする。
れた袋状及び細長い形状の部分を有する冷却パイプの使
用は、パイプを遠隔の工場でていねいに製造し、それを
設置現場へ輸送するのを可能とする。
【0029】また超伝導性複合材料の使用は、冷却促進
装置を実現する別の実施例を表している。最新のピッチ
ファイバは、純銅よりも約3倍高い伝導性を有する。
装置を実現する別の実施例を表している。最新のピッチ
ファイバは、純銅よりも約3倍高い伝導性を有する。
【0030】
【発明の効果】以上述べたように本発明によれば、使用
済みの核燃料を含み、坑道の壁または床で囲まれた空間
内に相互に接近させて据え付けられる廃棄物容器の配列
密度を高めることができる。この結果坑道が著しく短く
なり、また熱消散の集中は坑道の両側に多数の小直径の
孔を掘削し、その孔内に適切な熱消散構造体を配置する
ことによって解消される。これらの熱消散構造体は、動
作要素の数が最小で、簡単な構造体を使用でき、最小の
コストで掘削可能な小直径の掘削孔内に配置可能であ
る。
済みの核燃料を含み、坑道の壁または床で囲まれた空間
内に相互に接近させて据え付けられる廃棄物容器の配列
密度を高めることができる。この結果坑道が著しく短く
なり、また熱消散の集中は坑道の両側に多数の小直径の
孔を掘削し、その孔内に適切な熱消散構造体を配置する
ことによって解消される。これらの熱消散構造体は、動
作要素の数が最小で、簡単な構造体を使用でき、最小の
コストで掘削可能な小直径の掘削孔内に配置可能であ
る。
【図1】図1aは本発明による新規な長い冷却促進装置
を用いた、垂直型廃棄物容器の配置の概略平面図であ
る。図1bは図1aの1(b)−1(b)線に沿った側
面図である。
を用いた、垂直型廃棄物容器の配置の概略平面図であ
る。図1bは図1aの1(b)−1(b)線に沿った側
面図である。
【図2】図1aの実施例に基づく垂直型容器に接続され
た熱パイプを示す。
た熱パイプを示す。
2 廃棄物容器 3 ボアホール 5 トンネル坑道 7 熱伝達装置 8 熱伝達掘削孔 50 地層
Claims (1)
- 【請求項1】熱を発生する使用済み核燃料貯蔵用の長期
貯蔵所で: (a)安定な地質学的地層; (b)前記地層内に形成されたトンネル坑道で、高さ及
び幅と、該高さ及び幅よりはるかに大きい長さを有する
トンネル坑道; (c)前記安定構造の地層内に形成され、前記トンネル
坑道と連通する複数の容器収納ボアホール; (d)熱を発生する使用済み核燃料を収容する複数の容
器で、前記容器収納ボアホール内に配置される容器;を
備えたものにおいて、 (e)長さと、該長さよりもはるかに小さい平均断面幅
とを有し、前記トンネル坑道から離れた地質学的地層内
の熱消散領域へと延びている複数の細長い熱伝達掘削
孔;及び (f)前記安定構造の地層のうち前記容器収納ボアホー
ルの1つに隣接した部分から前記細長い熱伝達掘削孔内
へと延び、さらに前記細長い熱伝達掘削孔を通って前記
熱消散領域へと延びた各熱伝達装置;を備えたことを特
徴とする使用済み核燃料用長期貯蔵所。
Applications Claiming Priority (2)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
US07/504,612 US5078958A (en) | 1990-04-04 | 1990-04-04 | Underground cooling enhancement for nuclear waste repository |
US07/504612 | 1990-04-04 |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPH08136697A true JPH08136697A (ja) | 1996-05-31 |
Family
ID=24007015
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP3071491A Pending JPH08136697A (ja) | 1990-04-04 | 1991-04-04 | 高レベル核廃棄物貯蔵所 |
Country Status (3)
Country | Link |
---|---|
US (2) | US5078958A (ja) |
JP (1) | JPH08136697A (ja) |
CA (1) | CA2039747C (ja) |
Families Citing this family (17)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US5078958A (en) * | 1990-04-04 | 1992-01-07 | University Of Nevada System | Underground cooling enhancement for nuclear waste repository |
US5387741A (en) * | 1993-07-30 | 1995-02-07 | Shuttle; Anthony J. | Method and apparatus for subterranean containment of hazardous waste material |
FR2791805B1 (fr) * | 1999-03-30 | 2001-08-03 | Commissariat Energie Atomique | Installation d'entreposage de tres longue duree de produits calorifiques tels que des dechets nucleaires |
TW557219B (en) * | 2002-06-28 | 2003-10-11 | Jiun-Guang Luo | Quick-freezing medical device |
US20060241331A1 (en) * | 2005-02-17 | 2006-10-26 | Board Of Regents Of The University And College Systems Of Nevada | Arrangement and method with thermal field for nuclear storage |
IL173635A0 (en) * | 2006-02-09 | 2006-07-05 | Waldhorn Joshua | Blast driven reciprocating internal combustion engines |
WO2007091270A2 (en) * | 2006-02-09 | 2007-08-16 | Joshua Waldhorn | Anaerobic deflagration internal piston engines, anaerobic fuels and vehicles comprising the same |
US8073096B2 (en) * | 2007-05-14 | 2011-12-06 | Stc.Unm | Methods and apparatuses for removal and transport of thermal energy |
US8933289B2 (en) * | 2009-03-10 | 2015-01-13 | Henry Crichlow | Method for temporary or permanent disposal of nuclear waste |
US9646726B2 (en) * | 2013-02-06 | 2017-05-09 | Westinghouse Electric Company Llc | Alternate passive spent fuel pool cooling systems and methods |
CN103915123B (zh) * | 2014-03-26 | 2017-07-07 | 中国核电工程有限公司 | 一种乏燃料干式贮存的局部强化冷却系统 |
US10427191B2 (en) * | 2017-04-06 | 2019-10-01 | Henry Crichlow | Deep geologic disposal of nuclear waste |
US10692618B2 (en) | 2018-06-04 | 2020-06-23 | Deep Isolation, Inc. | Hazardous material canister |
WO2020131916A1 (en) | 2018-12-18 | 2020-06-25 | Deep Isolation, Inc. | Radioactive waste repository systems and methods |
US10943706B2 (en) | 2019-02-21 | 2021-03-09 | Deep Isolation, Inc. | Hazardous material canister systems and methods |
US10878972B2 (en) | 2019-02-21 | 2020-12-29 | Deep Isolation, Inc. | Hazardous material repository systems and methods |
EP4359641A1 (en) * | 2021-06-21 | 2024-05-01 | Deep Isolation, Inc. | Hazardous waste repository systems |
Family Cites Families (10)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US1119427A (en) * | 1914-02-02 | 1914-12-01 | V L Metts | Means to prevent gas explosions in coal-mines. |
US3864208A (en) * | 1972-04-11 | 1975-02-04 | Watase Kinichi | Geothermal-nuclear waste disposal and conversion system |
US4040480A (en) * | 1976-04-15 | 1977-08-09 | Atlantic Richfield Company | Storage of radioactive material |
DE3015621A1 (de) * | 1980-04-23 | 1981-10-29 | Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim | Einrichtung zur lagerung von radioaktivem material in einem gebaeude mit in die gebaeudewand eingesetzten waermerohren |
GB2137404B (en) * | 1982-06-09 | 1986-04-23 | John Canevall | Procedure for permanently storing radioactive material |
SE442926B (sv) * | 1983-09-19 | 1986-02-03 | Boliden Ab | Anleggning for forvaring av radioaktivt material i berg |
US4586849A (en) * | 1983-12-01 | 1986-05-06 | Nuclear Protection Systems, Inc. | Nuclear disposal method and system |
SE442927B (sv) * | 1984-04-10 | 1986-02-03 | Boliden Ab | Anleggning for forvaring av radioaktivt material i berg |
US4851183A (en) * | 1988-05-17 | 1989-07-25 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Underground nuclear power station using self-regulating heat-pipe controlled reactors |
US5078958A (en) * | 1990-04-04 | 1992-01-07 | University Of Nevada System | Underground cooling enhancement for nuclear waste repository |
-
1990
- 1990-04-04 US US07/504,612 patent/US5078958A/en not_active Expired - Lifetime
-
1991
- 1991-04-04 JP JP3071491A patent/JPH08136697A/ja active Pending
- 1991-04-04 CA CA002039747A patent/CA2039747C/en not_active Expired - Fee Related
- 1991-07-12 US US07/728,672 patent/US5314264A/en not_active Expired - Fee Related
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
CA2039747A1 (en) | 1991-10-05 |
US5078958A (en) | 1992-01-07 |
CA2039747C (en) | 1998-11-17 |
US5314264A (en) | 1994-05-24 |
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