JPS606798Y2 - 核燃料の輸送容器 - Google Patents

核燃料の輸送容器

Info

Publication number
JPS606798Y2
JPS606798Y2 JP1977147912U JP14791277U JPS606798Y2 JP S606798 Y2 JPS606798 Y2 JP S606798Y2 JP 1977147912 U JP1977147912 U JP 1977147912U JP 14791277 U JP14791277 U JP 14791277U JP S606798 Y2 JPS606798 Y2 JP S606798Y2
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
flask
inner container
closure plate
cleaning
dish
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
Application number
JP1977147912U
Other languages
English (en)
Other versions
JPS5474898U (ja
Inventor
アルフレツド・ジエ−ムス・スミス
Original Assignee
ブリテイツシユ ニユ−クリア フユエルス ピ−エルシ−
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 by ブリテイツシユ ニユ−クリア フユエルス ピ−エルシ− filed Critical ブリテイツシユ ニユ−クリア フユエルス ピ−エルシ−
Priority to JP1977147912U priority Critical patent/JPS606798Y2/ja
Publication of JPS5474898U publication Critical patent/JPS5474898U/ja
Application granted granted Critical
Publication of JPS606798Y2 publication Critical patent/JPS606798Y2/ja
Expired 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

  • Cleaning In General (AREA)

Description

【考案の詳細な説明】 本考案は原子炉で照射された燃料要素の輸送に関する。
これに関連して、原子炉燃料要素は、核分裂性物質を含
み、原子炉の中で照射を受けながら、核分裂によって動
力を発生するような燃料要素の型式ばかりでなく、増殖
性要素として一般に知られ、燃料親物質を含み、原子炉
の中で照射を受けながら、燃料親物質から核分裂性物質
に変るような燃料要素の型式をも包含するものと理解し
なければならない。
照射された燃料要素を原子炉から再処理施設又は貯蔵施
設へ運ぶために輸送が必要である。
通常は適当な貯蔵および分解工程後燃料要素は再処理作
業を受け、この作業によって成る再使用可能な成分、特
に核分裂性成分を回収する。
照射後、燃料要素は放射性であるばかりでなく、核分裂
生成物の放射性崩壊で熱をも発生し続ける。
従って安全な輸送には、包括的で高価な設備を必要とす
る。
今日では、照射済燃料の輸送容器は基本的には、2つの
主部品、即ちフラスコと内容器即ちボトルからなるのが
一般的である。
内容器は、必要に応じて、遮蔽と冷却を完全にするよう
な他の手段と一緒にフラスコの中に収容されるように設
計される。
数本の燃料要素を輸送容器で同時に運ぶものと仮定すれ
ば、内容器の重要な目的は、外包囲体を構成するフラス
コの中に燃料要素の相対位置を維持することにある。
内容器に適用される1ボトルヨという用語は、完全に密
封しうる収容構造、つまり、輸送されるべき燃料要素が
漏れ、さもなければ、核分裂生成物をすぐ周囲の環境へ
放出させる見込みがある場合に特に望ましい特徴をもっ
た収容構造を意味する。
ボトルは内即ち第2の包囲体を構成するが、反対に特別
の場合に除いて、本文で1内容器ヨと称する呼名は、密
封性について限定がないことを意味る。
輸送容器は全体として、輸送中の安全性の要求に応する
ばかりでなく、安全な出し入れの要求にも応する。
取り出しについて、貯水池の中に容器全体を沈め、沈め
た状態で容器の口を開いて燃料要素を引出すのが普通の
やり方である。
これと関連して、貯水池の目的は、主として、工員に透
明な遮蔽体を提供することであり、貯水池がひどく汚染
されるようになったら、貯水池の目的は遠戚されない。
原子炉から放出された燃料要素は、付着固形物(その例
は、水冷式の原子炉で起る所謂1クラツド(crud)
ヨである)を持つかも知れないことを配慮すると、燃料
要素を貯水池の水にさらす前にこのような固形物を確実
に除去することが望ましい。
このために、燃料要素と一緒に入っている媒体、通常は
、水又はおそらくは、成る他の液体を池の水と分けて取
り出し、水を取り出すと固形物のいくらかが水に含まれ
る。
固形物を完全に除去するために、洗浄水を導入する。
来者の目的の1つは、洗浄作業の信頼しうる迅速な遂行
を容易にすることである。
この目的で、本考案は、原子炉で照射された燃料要素に
使用される輸送フラスコの中の内容器を提供し、この内
容器は、一端に皿形閉鎖板を有し、他端に取外し可能な
蓋を有する一般的に円筒形のシェルと、シェルの中に、
各々、シェルの軸線と平行な軸線をもって配置された細
長い燃料要素を受は入れるための区画室を構成する隔壁
構造と、蓋を通して延びていて、蓋から各区画室の軸線
に沿うて皿形閉鎖板へ洗浄液の流れを噴射すように構成
された密封可能なダクトとからなり、皿形閉鎖板は、排
水溜めおよび固形物をこの排水溜から内容器の前記他端
を通して排出するようになってるタクトを有する。
本考案によれば、燃料要素と一緒に入っている媒体の取
り出し後、燃料要素の各々を、蓋を通して液体流の噴射
によって洗浄して付着固形物を除去し、排水溜の中に固
形物がたまりこの固形物が引き続いて洗浄液と共に排出
ダクトによって内容器から取り出される。
排水溜めの中に固形物がたまるのを容易にし、引き続い
てこの排水溜めからの排出を容易にするために、洗浄液
の補給装置を設けるのが良い。
この補給装置は、内容器の蓋付端から延び且つ洗浄液の
流れを皿形閉鎖板の皿形表面に放出するようになってい
るダクトからなる。
好ましくは、これらのダクトは、皿形閉鎖板の表面を洗
浄するための流れに渦巻成分を与えるため皿形表面に洗
浄液の螺施流を放出するように斜めに形成されている。
内容器の洗浄作業を終えたら、蓋を外して燃料要素を取
り出すことができる。
というのは、固形物のほとんどが前もって取り出される
から、貯水池の水の汚染がほとんどないからである。
しかしながら、フラスコの外表面が池の水で汚染されな
いようにすることが望ましい。
従って本考案では、取外し可能な蓋および内容器を有す
る輸送フラスコから照射済燃料要素を取出す方法を提供
し、この方法は、フラスコを液体プールの中に沈める前
にフラスコの成る外表面を可撓性シート材で密封可能に
囲み、これによって液体を囲まれた外表面と接触させな
いようにする工程を含む。
本考案の一例を添附図面を参照して一層詳細に説明する
第1図でわかるように、内容器は基本的には、下端に皿
形閉鎖板を有する円筒形シェル11てあり、皿形閉鎖板
は浅い截頭円錐形の床表面12を形成し、シェル11は
その上端に内方に突出したラング13を備えている。
フランジ13の内方突出部は、全体的に14で示される
開放端をもった箱構造物の隔壁の外郭線と一致し、この
構造物は、本例の場合、各々、原子炉燃料要素を収容す
る15の如き14個の正方形区画室を構成している。
隔壁を形成している金属板は隣接する区画室の間16の
如きすき間を残し、これらのすき間は、ポラル(Bor
aりの名で一般的に知られている中性子毒物質を収容し
て輸送中核の臨界未満状態を確保する。
更に隔壁には、17で示されているように適当な間隔を
おいて穴があけられており、その結果水は燃料要素のま
わりを自由に通過し燃料要素と接触して熱伝達媒体とし
て作用する。
内容器の上開放端用閉鎖板は全体的に18で示されるよ
うに蓋として形成され、この蓋は大体平らなプレート1
9、半径方向桶川リブ20および中央つり上げボス21
から戒っている。
蓋は輪状に配置されたボルト22によってフランジ13
に取外し可能に取りつけられ、合せ面のガスケットによ
り、密閉を確実にすることができ、その結果本例におい
て内容器は″ボトル″として役立つ。
蓋の平らなプレート19には23(第1図)で示されて
いるように一連の洗浄液入口ダクトが貫ぬいて設けられ
、これらのダクトの各々は、それぞれの燃料要素の区画
室15に対して中央に整列し且つセルフシール管継手2
4を備え、この管継手24により、外部に施された管と
の連結を容易且つ取外し可能に行なうことができる。
同様なセルフシール管継手26,27,28,29,3
1.32,33,34,35,36.38がフランジ1
3の外縁に様々の間隔をおいて位置し、蓋18はフラン
ジから直立する継手を受は入れる切欠25を有している
4個所26,27.28および29の継手は床12の中
央に位置した排水溜42に30のようなそれぞれのダク
トによって恒久的に連結され、これらのダクトは容器の
内側で隔壁構造物と円筒状側壁との間の空間内に延在し
且つ密封様式で床12を貫通して半径方向に排水溜42
に達する。
6個所31,32,33,34.35および36の継手
は同じように位置したダクト37と恒久的に連結されて
いるが、これらのダクトは床12といくらか離れた解放
端を備えており、その結果輪状にかなり規則的に隔置さ
れたこれらの継手は、蓋の継手24を通して導入された
洗浄液に付加的な液体を噴射するための設備を提供する
38により示されているようなフランジの最後の管継手
は、水を満している水位を決定するためのものであり、
あるいは更に熱膨張効果を調節するように容器の中に残
った自由空間あるいは損量の量を決定するためのもので
ある。
このためこの管継手38と連通ずるダクト(図示せず)
は、前に述べたダクトと同様な仕方で、しかし容器内の
限られた深さまで、例えば約0.677Lの深さまで延
びている。
容器が密閉されてるとき、容器の中の十分満された水の
表面に継手24の1つによって空気供給源から加圧空気
を導入し且つ流出物の中に空気が現われ始めるまで水を
空気によって継手38を通して排出させる。
而して水位は容器の内部で継手38に取付けられた上記
パイプの底のレベルまで落ちる。
これによって正確な水位が決定され、空気の供給源が継
手24から取り外される。
容器はおそらく可成りの長さ、例えば5rr1.である
から、ダクトブラケット(図面では見えない)および3
9.40のような位置決めプレートが十分な構造強度を
提供するために隔壁構造物と円筒状側壁との間の空間に
設けられることが必要である。
内容器を収容するようになっている型式の輸送フラスコ
の例は、196師6月発行された1国際原子力技術ヨの
504ページに記載されており、これは広(使用され良
く知られた設計のフラスコである。
蓋に形成され且つ内容器の長さ方向に延在するチャンネ
ル41は、フラスコの内方突出キーと協同してフラスコ
の中に内容器の正しい相対向きを確保する。
輸送フラスコが、照射済原子炉燃料要素を装填した状態
で放出地点に到着し、貯水池に沈められると、フラスコ
の端閉鎖板が取り除かれ、内容器自体の作業の第1段階
として燃料と共に運ばれた水を排出する。
この水の排出は、空気入口ダクトを入口管継手すなわち
24あるいは31−36の1つに連結し十分に加圧され
た空気を噴出させて排水溜42を通して出口ダクトを接
続した出口管継手26−29の1つあるいは1つ以上へ
水を押し出すことにより行なわれる。
次に出口ダクトの接続を維持して洗浄段階へ移る。
各々の洗浄個所を所定の順序で変えるかあるいはグルー
プであるいは一度に全部同時に洗浄個所とすることがで
き、各々の洗浄個所では、ダクトの接続が適当な管継手
に対して簡単になされ且つ洗浄をおさえたら外される。
一般には、フランジの洗浄個所31〜36は個所24か
らの洗浄に続いて使用される。
というのは、個所31〜36から洗浄液が床12の末端
に放出され、従って、燃料要素から追出された結果床の
上にたまった固形物に洗浄作用を加えるのに有効だから
である。
洗浄ダクト37は、床を洗浄するための洗浄液の流れに
渦巻成分を与えるため、皿形表面に洗浄液の螺旋流を放
出させるように斜めに形成されるのが良い。
床の上に洗浄液のジェット流を形成しかつ差し向けるた
めのノズル又は他の装置を必要に応じて入口ダクトの端
に取付けても良い。
安全な取り出しに関係する本考案の特徴は、フラスコの
外部を貯水池の汚染から護ることに関係する。
いくらか汚染が生ずるような可能性は無視すべきでない
ことである。
この特徴によれば、沈めた状態で輸送フラスコからの照
射済核燃料要素の取出し作業は、沈める前に、フラスコ
が沈められている間フラスコの外部に触れる必要のある
部分以外のあらゆる部分を可撓性シート材で囲む工程を
含み、かくして、この囲まれた部分は沈める際に液体に
直接さらされない。
このような方法で囲まれる表面のほとんどは、おそらく
、前に参照した設計におけるように冷却の目的でフィン
を備え、乾いた状態に保つことによって、フラスコを貯
水池か取出した後フラスコに必要とされる洗浄程度は大
変少くなる。
触れることができるようにしておかねばならない部分は
原理的には、おそらくもっばら、フラスコの蓋とこの蓋
を固定する取付具である。
フラスコを囲むために、可撓性シート材の袋の中にフラ
スコを導入するのが良い。
この袋の開放端の縁を、可能な限り蓋に近接してフラス
コを巻付ける仮の帯で液密にクランプする。
フラスコを貯水池の中へ下げたり引き上げたりするよう
な取扱いの目的で、フラスコの袋が成る附属部分を覆わ
ないようにしておくことが必要であるかも知れない。
この種の部分はフラスコの壁からの突出物、例えば、ク
レーン装置と協働するように取付けられる耳軸である。
この場合には、可撓性シート材の袋は、フラスコの突出
部が突き出ることのできる適当に位置決め且つ寸法法め
された穴を有し、これらの穴の縁は前のように帯で仮に
クランプされる。
フラスコのフィン付の不連続な表面上で破れないで伸び
るのに十分な品質と厚さであれはプラスチックで作られ
たシート材が適当である。
1つの例はナイロンで補強された塩化ビニールである。
フラスコは価値のある品物であるから、このフラスコの
引返えしを早くするために、内容器からの分離は、貯水
池に沈めてから早い段階で行なわれる。
内容器を正しい直立の状態に支持するためにスタンドが
必要である。
内容器を池の中に沈められている間にフラスコからスタ
ンドへ引出してしまえば、フラスコは自由になり、次の
輸送に備える。
【図面の簡単な説明】
第1図は照射済燃料の輸送フラスコの中に使用される内
容器の断片的な縦断面図、第2図は、上半分が所定位置
にある蓋を示し、下半分がこれを除いて示しである平面
図である。 11・・・・・・シェル、12・・・・・・床、18・
・・・・・蓋、15・・・・・・区画室、23,37,
30・・・・・・ダクト、42・・・・・・排水溜。

Claims (1)

    【実用新案登録請求の範囲】
  1. 照射剤原子炉燃料要素輸送用フラスコの中の内容器であ
    って、一端に皿形閉鎖板を有し他端に取外し可能な蓋を
    有する円筒形シェルと、前記シェル内に、該シェルの軸
    線と平行な軸線をもって配置された細長い原子炉燃料要
    素を受入れるための区画室を構成する隔壁構造物と、洗
    浄液の流れを内容器内に噴射するように配置され前記蓋
    を通って延びている密封可能なダクトと、洗浄液および
    固形物を前記皿形閉鎖板を通して内容器から排出するた
    めの排出ダクトとを含むものにおいて、前記密封可能な
    ダクトのうちの幾つかは、前記皿形閉鎖板の表面を洗浄
    するための洗浄液の流れに渦巻成分を与えるため前記シ
    ェルの縦軸線に対して傾斜され、かつ前記皿形閉鎖板の
    表面12に洗浄液の螺旋流を放出するように配置されて
    いるダクト37から戒っていることを特徴とする内容器
JP1977147912U 1977-11-02 1977-11-02 核燃料の輸送容器 Expired JPS606798Y2 (ja)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP1977147912U JPS606798Y2 (ja) 1977-11-02 1977-11-02 核燃料の輸送容器

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP1977147912U JPS606798Y2 (ja) 1977-11-02 1977-11-02 核燃料の輸送容器

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPS5474898U JPS5474898U (ja) 1979-05-28
JPS606798Y2 true JPS606798Y2 (ja) 1985-03-05

Family

ID=29129812

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP1977147912U Expired JPS606798Y2 (ja) 1977-11-02 1977-11-02 核燃料の輸送容器

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JPS606798Y2 (ja)

Also Published As

Publication number Publication date
JPS5474898U (ja) 1979-05-28

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US3917953A (en) Method for decreasing radiation hazard in transporting radioactive material
US5646971A (en) Method and apparatus for the underwater loading of nuclear materials into concrete containers employing heat removal systems
US3845315A (en) Packaging for the transportation of radioactive materials
US6853697B2 (en) Hermetically sealable transfer cask
US4171002A (en) Nuclear fuel transportation containers
JPH0116400B2 (ja)
JPS606798Y2 (ja) 核燃料の輸送容器
US6617484B1 (en) Containment and transportation of decommissioned nuclear reactor pressure vessels and the like
JPH10332891A (ja) 使用済み核燃料の貯蔵方法
Smith Nuclear fuel transportation containers
Smith Improvements in nuclear fuel transportation containers
JPS54148999A (en) Contamination prevention device of spent fuel transport vessel
JP2001174592A (ja) 使用済燃料の貯蔵方法及び装置
JPH0556476B2 (ja)
JPS606797Y2 (ja) 使用済核燃料輸送容器の汚染防止装置
JPH01254333A (ja) 容器に物質を充填する方法及び容器に物質を移すのに使用する装置
JPS62144096A (ja) 原子炉設備のキヤスクピツト
JPH0129279B2 (ja)
RU2079910C1 (ru) Приемное устройство для отработавшей тепловыделяющей сборки
JPS598236Y2 (ja) 使用済核燃料運搬容器の汚染防止装置
JPH0342398Y2 (ja)
JPS6249957B2 (ja)
JPH0618996U (ja) 原子炉ウェルのシール装置
JPH0339759Y2 (ja)
JPH11211893A (ja) 鋼製容器型貯蔵設備