JPS60138497A - 使用済み核燃料取扱装置 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。

Description

【発明の詳細な説明】 〔発明の技術分野〕 本発明は原子炉の使用済み核燃料を取扱う使用済み核燃
料取扱装置に関する。

〔発明の技術的背景とその問題点〕

一般に原芋炉で使用した使用済み核燃料は、原子力発電
所内の核燃料冷却プール内で数か月間冷却され、崩壊熱
が十分低下した後に耐放射線構造の輸送容器に収容され
て再処理工場へ送られる。

そして、再処理工場に送られた使用済み核燃料は輸送容
器から取出されて、工場内の核燃料貯蔵施設で数か月間
貯蔵され、燃料中の放射能が減衰してから再処理が行わ
れる。

ところで、使用済み核燃料を輸送容器に収容して貯蔵施
設に送り出す方法としては従来より湿式取扱法と乾式取
扱法との２つの取扱方法がある。

湿式取扱法は主に沸騰水形原子炉で使用されている方法
で、原子力発電所で使用済み核燃料を輸送容器内に直立
した状態で装荷し、その周囲に水を充満させた後に容器
を密閉して、貯蔵施設に送り出す方法である。また、乾
式取扱法は主に加圧水彩原子炉で使用されている方法で
、原子力発電所で使用済み核燃料を輸送容器内に直立し
た状態で装荷し、その周囲に不活性ガスを充填した後に
容器を密閉して、貯蔵施設に送り出す方法である。

これらの方法によって貯蔵施設に搬入された使用済み核
燃料を輸送容器から取出す際には、原子力発電所で使用
済み核燃料を輸送容器に収容した場合と同様の方法で、
これと全く逆の手順で使用済み核燃料の取出しが行われ
る。例えば、湿式取扱法にて原子力発電所から送り出さ
れた使用済み核燃料を輸送容器から取出す場合は、先ず
輸送容器をクレーンで放射性遮蔽流体である水で満たさ
れた核燃料取扱プール内に水没させ、水中で輸送容器の
蓋を開けた後、核燃料交換機！機で使用済み核燃料を輸
送容器から取出し、これを水中で核燃料取扱プールの隣
りに設けられた核燃料貯蔵プールに移送して貯蔵するよ
うになっている。また、乾式取扱法にて原子力発電所か
ら送り出された使用済み核燃料を輸送容器から取出す場
合は、同様にクレーンで輸送容器を空の核燃料取扱プー
ル内に空気雰囲気中にさらした状態で設置し、この状態
で輸送容器の蓋を開けた後、核燃料交換機で使−用済み
核燃料を輸送容器から取出し、これを空中で放射性遮蔽
流体で満たされた核燃料貯蔵プールに移送して貯蔵する
ようになっている。したがって、この種の貯蔵施設には
通常、湿式取扱と乾式取扱との両方式が可能な取扱装置
が設備されている。

ところが、従来の取扱装置においては輸送容器から取出
した使用済み核燃料を核燃料貯蔵プールに貯蔵する場合
、使用済み核燃料を輸送容器から取出す度に１本１本核
燃料貯蔵プールに貯蔵していたため作業時間が長くなり
、運転費用の増大を招くという欠点があった。また、湿
式取扱法にて原子力発電所から送り出された輸送容器は
使用済み核燃料を取出した後に除染作業が行われるが、
輸送容器の外表面には冷却用のフィンが多数取付けられ
ているため、除染作業が完全に行われ難く、その結果輸
送容器の外表面に付着したプール水が滴下して、プール
の周辺設備を汚染するというおそれもあった。

（発明の目的〕 本発明は上記の事情に基づいてなされたものであり、そ
の目的は湿式取扱および乾式取扱の両方式が可能で、プ
ールの周辺設備等を汚染することなく、安全かつ迅速に
使用済み核燃料の取扱作業を行なうことのできる使用済
み核燃料取扱装置を提供することにある。

〔発明の概要〕

本発明は上記の目的を達成するために、底部に使用済み
核燃料の輸送容器外周を包囲する核燃料取扱凹部と複数
の使用済み核燃料が収容可能な放射性遮蔽流体で満たさ
れた核燃料仮置凹部とを有する核燃料取扱プールと、こ
の核燃料取扱プールに隣接して設けられ使用済み核燃料
を貯蔵する核燃料貯蔵プールと、この核燃料貯蔵プール
と前記核燃料取扱プール間を水密に仕切る開閉ゲートと
、前記核燃料取扱凹部内に前記輸送容器を上方より昇降
する昇降装置と、前記核燃料取扱凹部上端面および前記
輸送容器上端面にそれぞれ結合して前記核燃料取扱凹部
内を気水密に仕切る仕切装置と、前記核燃料敗退プール
に放射線遮蔽流体を給排水する給排水手段と、前記核燃
料取扱プールおよび核燃料貯蔵プール間を移動し前記輸
送容器に対して使用済み核燃料の取入れ取出しを行なう
核燃料交換機とを具備したことを特徴とするものである
。

〔発明の実施例〕

以下、図面を参照して本発明の詳細な説明する。

第１図及び第２図は本発明の一実施例を示す図で、第１
図は本装置を設置した核燃料貯蔵施設の断面図である。

この核燃料貯蔵プール００には原子力発電所よりトレー
ラにて輸送された輸送容器１を建屋内の天井クレーン３
の移動範囲内に搬入するための１〜ラツクヤード２が敷
設されている。

そして、天井クレーン３の移動範囲内には輸送容器１°
から使用済み核燃料４を取出すための核燃料取扱プール
５が設（す、られている。この核燃料取扱プール５の隣
には輸送容器１から取出された使用済み核燃料４を貯蔵
するための核燃料貯蔵プール６が設けられており、この
核燃料貯蔵プール６には放射性遮蔽流体であるプール水
８が常時溝たされている。また、核燃料取扱プール５と
核燃料貯蔵プール６との間には観音開き式の開閉ゲート
７が設けられており、この開閉ゲート７によって核燃料
取扱プール５と核燃料貯蔵プール６とは水密に仕切られ
るようになっている。そして、この開閉ゲート７には核
燃料取扱プール５内にプール水８を供給する手段として
の開閉バルブ１０が設けられており、この開閉バルブ１
０を操作することにより核燃料貯蔵プール６のプール水
８が核燃料取扱プール５に流入するようになっている。

また、核燃料取扱プール５の底部には輸送容器１の外周
を包囲する核燃料取扱凹部１１ど複数の使用済み核燃料
が収容可能なプール水で満たされた核燃料仮置凹部１２
とが設けられている。そして、核燃料取扱凹部１１の底
部にはショック・アブソーバ１３が設けられており、こ
のショック・アブソーバ１３上に輸送容器１が直立した
状態で置かれるようになっている。また、核燃料仮置凹
部１２の底部には複数の使用済み核燃料４を垂直に保持
するための耐震構造のラック９が設けられており、この
ラック９は使用済み核燃料４を垂直に保持したまま核燃
料交換機７部１２から取出すことが可能な構成となって
いる。

また、核燃料取扱凹部１１の側壁には輸送容器１の外表
面を冷却するための送風口１４ど排気口１５とがそれぞ
れ設けられており、送風口１４は給気管１６を介して建
屋の床面に据付けられた送」機１７に接続され、排気口
１５は排気管１８を介して建屋内の空気雰囲気に連通し
ている。また、核燃料取扱プール５の中段すなわち核燃
料取扱凹部１１の上端面には図示を省略したが、輸送容
器１の上部に仕切装置１９を設置するためのポル１−穴
が配設されている。仕切装置１つは第２図に示すように
、輸送容器１の上端面にボルト結合する内側フランジ２
０と核燃料取扱凹部１１の上端面にボルト結合する外側
フランジ２１、およびこれらフランジ２０．２１間を気
水密かつ伸縮自在に結合するベローズ２２から構成され
、核燃料取扱凹部１１内を気水密に仕切るようになって
いる。

また、核燃料取扱プール５の中段には水中モータ式の排
水ポンプ２３が据付けられており、核燃料取扱プール５
内のプール水８を排水管２４を介して隣の核燃料貯蔵プ
ール６に移すようになっている。なお、上記排水管２４
にはプール水中のごみを除去するためのフィルタ２５及
びバルブ２６が設けられている。また、核燃料取扱プー
ル５の上部には輸送容器１から使用済み核燃料４の取出
しを行なう核燃料交換Ｉａ２７が設けられており、この
核燃料交換機２７は核燃料取扱プール５および核燃料貯
蔵プール６間を移動できるようになっている。

次に本装置の作用を説明する。先ず始めに、湿式取扱法
にて原子力発電所から送り出された使用済み核燃料を輸
送容器から取出す場合について説明する。原子力発電所
よりトレーラに積載されてトラックヤード２に搬入され
た輸送容器１は天井クレーン３で吊上げられ、近くの床
上に横倒しの状態で仮置きされる。そして、輸送容器１
の吊る位置を変えて輸送容器１を立てた状態で吊上げ、
核燃料取扱プール５の上方に移動させる。このとき、核
燃料取扱プール５は空の状態となっており、この状態を
確認した後に輸送容器１を天井クレーン３で核燃料取扱
プール５内に静かに吊下し、核燃料取扱凹部１１底部の
ショック・アブソーバ１３上に直立した状態で設置する
。次に天井クレーン３で仕切装置１つを輸送容器１の上
部に吊下し、仕切装置１つの内側フランジ２０を輸送容
器１上端面にボルト結合するとともに仕切装ｆｉｒ１９
の外側フランジ２１を核燃料取扱凹部１１上端面にポル
１ル結合する。これらの作業が完了したら、輸送容器１
のＭ（図示せず）のボルトを緩め、輸送容器１の蓋に浮
力体（図示せず）をチェーンを介して取付だ後、開閉バ
ルブ１０を操作して燃料取扱プール５内にプール水８を
注水する。そうすると、浮力体の浮力作用により輸送容
器１の蓋が輸送容器１本体から浮き上がり、輸送容器１
が開放される。

次に、核燃料交換機２７を操作して輸送容器１の中から
使用済み核燃料４を取出し、これを核燃料仮置凹部１２
に仮置きする。なお、このとき使用済み核燃料の取出し
作業中は送風機１７を駆動して、輸送容器１外表面の冷
却を行なう。使用済み核燃料４の取出し作業が完了した
ら、次に開閉バルブ１０を閉弁し、排水ポンプ２３を駆
動して核燃料取扱プール５内のプール水を全て核燃料貯
蔵プール６に移送する。そして、仕切り装置１９を輸送
容器１上部より取外し、輸送容器１を天井クレーン３で
吊上げて核燃料取扱プール５外に搬出し、次の輸送容器
１の使用済み核燃料の取出し作業を上述した手順と同様
に行なえばよい。そして、核燃料仮置凹部１２内に仮置
きされた使用済み核燃料４が一杯になった場合は開閉グ
ー１〜７を開き、核燃料仮置凹部１２内の使用済み核燃
料４をラック９ごと核燃料貯蔵プール６に移送して貯蔵
する。

次に、乾式取扱法にて原子力発電所から送り出された使
用済み核燃料を輸送容器から取出す場合について説明す
る。上述した手順と同様に輸送容器１を天井クレーン３
で吊上げ、空の核燃料取扱プール５内に静かに吊下し、
核燃料取扱凹部１１、底部のショック・アブソーバ１３
上に直立した状態で設置する。そして、天井クレーン３
で仕切装置１９を輸送容器１の上部に吊下し、仕切装置
１９の内側フランジ２０を輸送容器１上端面にポルｉ・
結合するとともに仕切装置１９の外側フランジ２１を核
燃料取扱凹部１１上端面にポル１ル結合した後、輸送容
器１の蓋（図示せず）のボルトを緩め、天井クレーン３
のフックと輸送容器１の蓋をワイヤロープで連結する。

これらの作業が完了したら、作業員を放射線的に安全な
遠隔制御室に退避させ、この遠隔制御室より天井クレー
ン３を操作して輸送容器１の蓋を取外す。そして、遠隔
制御室より核燃料交換機２７を操作して使用済み核燃料
４を輸送容器１から取出し、これを核燃料仮置凹部１２
に仮置きする。なお、使用済み核燃料の取出し作業中は
送風機１７を駆動して、輸送容器１外表面の冷却を行な
う。使用済み核燃料４の取出し作業が完了したら、次に
仕切り装置１９を輸送容器１上部より取外し、輸送容器
１を天井クレーン３で吊上げて核燃料取扱プール５外に
搬出し、次の輸送容器１の使用済み核燃料の取出し作業
を上述した手順と同様に行なえばよい。なお、このとき
輸送容器１から取出された使用済み核燃料４はプール水
で満たされた核燃料仮置凹部１２内に仮置きされている
ので、放射線的に安全である。また、核燃料仮置凹部１
２内に仮置きされた使用済み核燃料４が一杯になった場
合は上述したように核燃料仮置凹部１２内の使用済み核
燃料４をラック９ごと核燃料貯蔵プール６に貯蔵すれば
よい。

このように本実施例においては、湿式取扱法にて原子力
発電所から送り出された使用済み核燃料を輸送容器から
取出す場合、仕切装置１９によって輸送容器１がプール
水に浸されることがないので除染する必要がなく、輸送
容器１外表面にプール水８が付着しないのでプールの周
辺設備を汚染するようなおそれもない。また、輸送容器
１から取出した使用済み核燃料４を核燃料仮置き凹部１
２に一時貯蔵するようにしたので、従来のように使用済
み核燃料４を１本１本核燃料貯蔵プール６に移送する必
要がなく、その分作業時間の短縮が図れ、使用済み核燃
料の取扱作業を効率よく行なうことができる。しかも作
業時間の短縮による相乗効果により作業員の放射線波＠
量をも大きく減少させることができる。また、核燃料取
扱凹部１１内に複数の輸送容器１を置けるようにすれば
、さらに作業時間の短縮を図ることも可能である。

なお、上記実施例では湿式取扱の場合に輸送容器１の蓋
の取外しに浮力体とチェーンを使用して、天井クレーン
３のワイヤ・ロープをプール水中に漬けるのを避けた構
成としたが、例えば天井クレーン３のワイヤ・ロープに
耐水性のものを使用すれば浮力体とチェーンを使用しな
くても同様の効果を得ることができる。また、仕切波＠
１９を設置したときの核燃料取扱凹部１１内の気圧を核
燃料取扱プール５の静水頭以上になるようにしておけば
、仕切装置１９に水漏れがあった場合でも輸送置器１の
外周面にプール水が付着することを防止できる。また、
本実施例では輸送容器１から使用済み核燃料４を取出す
場合について述べたが、使用済み核燃料４を輸送容器１
に収容する場合にも適用でき、上述した作業手順と逆の
手順で行なえばよい。

〔発明の効果〕

以上の説明から明らかなように本発明によれば、底部に
使用済み核燃料の輸送容器外周を包囲する核燃料取扱凹
部と複数の使用済み核燃料が収容可能な放射性遮蔽流体
で満たされた核燃料仮置凹部とを有する核燃料取扱プー
ルと、この核燃料取扱プールに隣接して設けられ使用済
み核燃料を貯蔵する核燃料貯蔵プールと、この核燃料貯
蔵プールと前記核燃料取扱プール間を水密に仕切る開閉
ゲートと、前記核燃料取扱凹部内に前記輸送容器を上方
より昇降する昇降装置と、前記核燃料取扱凹部上端面お
よび前記輸送容器上端面にそれぞれ結合して前記核燃料
取扱凹部内を気水密に仕切る仕切装置と、前記核燃料取
扱プールに放射線遮蔽流を給排水する給排水手段と、前
記核燃料取扱プールおよび核燃料貯蔵プール間を移動し
前記輸送容器に対して使用済み核燃料の取入れ取出しを
行なう核燃料交換機とを具備した構成としたので、湿式
取扱および乾式取扱の両方式が可能で、プールの周辺設
備等を汚染することなく、安全かつ迅速に使用済み核燃
料の取扱作業を行なうことのできる使用済み核燃料取扱
装置を提供できる。

【図面の簡単な説明】

第１図及び第２図はいずれも本発明の一実施例を示す図
で、第１図は使用済み核燃料貯蔵施設の縦断面図、第２
図は仕切装置の縦断面図である。 １・・・輸送容器、２・・・トラックヤード、３・・・
天井クレーン、４・・・使用済み核燃料、５・・・核燃
料取扱プール、６・・・核燃料貯蔵プール、７・・・開
閉グー１〜．１０・・・開閉バルブ、１１・・・核燃料
取扱四部、１２・・・核燃料仮置凹部、１４・・・送風
口、１５・・・排気口、１７・・・送風改、１９・・・
仕切装置、２３・・・排水ポンプ、２７・・・核燃料交
換機。 出願人代理人　弁理士　鈴江武彦

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. 底部に使用済み核燃料の輸送容器外周を包囲する核燃料
   取扱凹部と複数の使用済み核燃料が収容可能な放射性遮
   蔽流体で満たされた核燃料仮置凹部とを有する核燃料取
   扱プールと、この核燃料取扱プールに隣接して設けられ
   使用済み核燃料を貯蔵する核燃料貯蔵プールと、この核
   燃料貯蔵プールと前記核燃料取扱プール間を水密に仕切
   る開閉ゲートと、前記核燃料取扱凹部内に前記輸送容器
   を上方より昇降する昇降装置と、前記核燃料取扱凹部上
   端面および前記輸送容器上端面にそれぞれ結合して前記
   核燃料取扱凹部内を気水密に仕切る仕切装置と、前記核
   燃料取扱プールに放射線遮蔽流体を給排水する給排水手
   段と、前記核燃料取扱プールおよび核燃料貯蔵プール間
   を移動し前記輸送容器に対して使用済み核燃料の取入れ
   取出しを行なう核燃料交換機とを具備したことを特徴と
   する使用済み核燃料取扱装置。