JPH0247590A - 末減蓑原子炉燃料の誤取出検知方法 - Google Patents
末減蓑原子炉燃料の誤取出検知方法Info
- Publication number
- JPH0247590A JPH0247590A JP63198493A JP19849388A JPH0247590A JP H0247590 A JPH0247590 A JP H0247590A JP 63198493 A JP63198493 A JP 63198493A JP 19849388 A JP19849388 A JP 19849388A JP H0247590 A JPH0247590 A JP H0247590A
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- JP
- Japan
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- fuel
- reactor
- shoot
- spent
- detector
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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】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。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
〔産業上の利用分野〕
本発明は、原子炉で燃焼した原子炉燃料を減衰のため貯
蔵する燃料貯蔵設備から所定の減衰状態の原子炉燃料を
取出したか否かを検知する未減衰原子炉燃料の誤取出検
知方法に関する。
蔵する燃料貯蔵設備から所定の減衰状態の原子炉燃料を
取出したか否かを検知する未減衰原子炉燃料の誤取出検
知方法に関する。
〔従来の技術］
原子炉で所定の燃焼が終了した原子炉燃料、例えば使用
済燃料は再処理等のため原子炉から取出されて燃料取扱
設備にて処理された後再処理工場等に送られる。この場
合使用済燃料は核分裂生成物の崩壊熱を有するので、燃
料貯蔵設備、すなわち原子炉の炉内または炉外の貯蔵設
備に使用済燃料を長時間貯蔵冷却して崩壊熱を除去する
とともに取出し可能な崩壊熱を有する所定の減衰状態に
し、この減衰された使用済燃料を燃料貯蔵設備から取出
しているが、未減衰状態で誤って取出されると崩壊熱の
ため使用済燃料が過熱破損し、被ばく等の事故を起こす
恐れがある。
済燃料は再処理等のため原子炉から取出されて燃料取扱
設備にて処理された後再処理工場等に送られる。この場
合使用済燃料は核分裂生成物の崩壊熱を有するので、燃
料貯蔵設備、すなわち原子炉の炉内または炉外の貯蔵設
備に使用済燃料を長時間貯蔵冷却して崩壊熱を除去する
とともに取出し可能な崩壊熱を有する所定の減衰状態に
し、この減衰された使用済燃料を燃料貯蔵設備から取出
しているが、未減衰状態で誤って取出されると崩壊熱の
ため使用済燃料が過熱破損し、被ばく等の事故を起こす
恐れがある。
上記のような使用済燃料の誤取出しを防止する方法とし
て燃料を管理する部署が燃料１体ごとに新燃料として原
子炉施設内に搬入された時点から搬出するまで、燃料を
処理するために移送する移送先および移送口を台帳また
は計算機に記録して燃料の履歴を管理することにより使
用済燃料の冷却期間を把握することが知られている。
て燃料を管理する部署が燃料１体ごとに新燃料として原
子炉施設内に搬入された時点から搬出するまで、燃料を
処理するために移送する移送先および移送口を台帳また
は計算機に記録して燃料の履歴を管理することにより使
用済燃料の冷却期間を把握することが知られている。
上記のような使用済燃料の誤取出し防止方法は、作業者
のミスまたは計算機の故障による誤出力があれば、誤取
出しが行われ、未減衰使用済燃料を取出し、燃料取扱設
備における燃料の移送中に崩壊熱のため燃料が過熱して
破損する恐れがある。
のミスまたは計算機の故障による誤出力があれば、誤取
出しが行われ、未減衰使用済燃料を取出し、燃料取扱設
備における燃料の移送中に崩壊熱のため燃料が過熱して
破損する恐れがある。
このため、燃料の取扱は厳重な管理体制の下に多重チェ
７ク等により慎重に行う必要があり、このために燃料管
理するための人員や機器を多く必要とし、人手と時間が
大きくなるという欠点がある。
７ク等により慎重に行う必要があり、このために燃料管
理するための人員や機器を多く必要とし、人手と時間が
大きくなるという欠点がある。
本発明の目的は、減衰のために貯蔵する燃料貯蔵設備か
ら取出された原子炉燃料の減衰状態を検知する未減衰原
子炉燃料の検知方法を提供することである。
ら取出された原子炉燃料の減衰状態を検知する未減衰原
子炉燃料の検知方法を提供することである。
［課題を解決するための手段］
上記１課題を解決するために、本発明によれば原子炉燃
料の減衰のために貯蔵される燃料貯蔵設備から取出した
原子炉燃料の減衰状態を検知する未減衰原子炉燃料の検
知方法であって、燃料貯蔵設備から取出されて原子炉燃
料が移送される移送通路に放射線検出器を設け、この放
射線検出器により検出した放射線強度をあらかじめ求め
られた所定の減衰状態の放射線強度と比較して未減衰状
態を検知するものとする。
料の減衰のために貯蔵される燃料貯蔵設備から取出した
原子炉燃料の減衰状態を検知する未減衰原子炉燃料の検
知方法であって、燃料貯蔵設備から取出されて原子炉燃
料が移送される移送通路に放射線検出器を設け、この放
射線検出器により検出した放射線強度をあらかじめ求め
られた所定の減衰状態の放射線強度と比較して未減衰状
態を検知するものとする。
長期間貯蔵冷却されて燃料貯蔵設備から取出された原子
炉燃料は燃料取扱設備で処理されるため移送通路により
移送されるが、移送通路に設けられた放射線検出器によ
り移送中の原子炉燃料の放射線強度が検出され、この検
出された放射線強度とあらかじめ求められた所定の減衰
状態の放射線強度と比較することにより取出された原子
炉燃料が未減衰であるか否か確認し、未減衰の原子炉燃
料の誤取出しを検知する。
炉燃料は燃料取扱設備で処理されるため移送通路により
移送されるが、移送通路に設けられた放射線検出器によ
り移送中の原子炉燃料の放射線強度が検出され、この検
出された放射線強度とあらかじめ求められた所定の減衰
状態の放射線強度と比較することにより取出された原子
炉燃料が未減衰であるか否か確認し、未減衰の原子炉燃
料の誤取出しを検知する。
〔実施例］
以下図面に基づいて本発明の実施例について説明する。
第２図は原子炉内に燃料貯蔵ランクを有する原子炉から
取出された使用済燃料や新燃料を取扱う燃料取扱設備の
系統図である。図において、ｌは一次冷却材である液体
金属ナトリウムとともに炉心２を収容した原子炉容器で
あり、炉容器１には燃料交換機３．炉内燃料貯蔵ラシク
４を装備している。一方、５は炉外側に構築してその内
部を不活性ガス雰囲気とした燃料取扱セルであり、その
床面傷には炉容器１に近い側から順に燃料中継槽６．破
損燃料貯蔵ラック７、新燃料搬入用の地下走行台車装置
８．燃料洗浄装置９．水中燃料貯蔵槽ｌＯ，キャスク台
車装置１１等の各種燃料取扱設備が設置されており、か
つセル５内には原子炉容器ｌに挿入設置されたシュート
１７と燃料中継槽６との間にまたがってスイング式の燃
料出入機１２、および床面傷の各種燃料取扱設備の上方
を走行するセル内燃料移送機Ｌ３．１４が配備されてい
る。なお１５はセル外の天井クレーン、１６は燃料を収
容したキャスクを輸送するトレーラである。
取出された使用済燃料や新燃料を取扱う燃料取扱設備の
系統図である。図において、ｌは一次冷却材である液体
金属ナトリウムとともに炉心２を収容した原子炉容器で
あり、炉容器１には燃料交換機３．炉内燃料貯蔵ラシク
４を装備している。一方、５は炉外側に構築してその内
部を不活性ガス雰囲気とした燃料取扱セルであり、その
床面傷には炉容器１に近い側から順に燃料中継槽６．破
損燃料貯蔵ラック７、新燃料搬入用の地下走行台車装置
８．燃料洗浄装置９．水中燃料貯蔵槽ｌＯ，キャスク台
車装置１１等の各種燃料取扱設備が設置されており、か
つセル５内には原子炉容器ｌに挿入設置されたシュート
１７と燃料中継槽６との間にまたがってスイング式の燃
料出入機１２、および床面傷の各種燃料取扱設備の上方
を走行するセル内燃料移送機Ｌ３．１４が配備されてい
る。なお１５はセル外の天井クレーン、１６は燃料を収
容したキャスクを輸送するトレーラである。
かかる燃料取扱設備で、燃料交換機３により炉心２から
取出した使用済燃料は昇降／スイング式燃料出入！１１
２の受は渡し操作で一旦燃料中継槽６に移され、ここか
らセル内燃料移送機１３．１４により洗浄装置９を経て
水中燃料貯蔵槽１０へ搬入され、ここで一定期間冷却し
た後にキャスクへ移し替え、さらにトレーラ１６に搭載
して燃料再処理施設へ搬出される。一方、新燃料は地下
走行台車８からセル内燃料移送機１３．燃料中継槽６．
昇ｉｌ！／スイング式燃料出入機１２を経て炉容器１内
に搬入され、ここから燃料交換機３に受は渡して炉心２
に装荷される。
取出した使用済燃料は昇降／スイング式燃料出入！１１
２の受は渡し操作で一旦燃料中継槽６に移され、ここか
らセル内燃料移送機１３．１４により洗浄装置９を経て
水中燃料貯蔵槽１０へ搬入され、ここで一定期間冷却し
た後にキャスクへ移し替え、さらにトレーラ１６に搭載
して燃料再処理施設へ搬出される。一方、新燃料は地下
走行台車８からセル内燃料移送機１３．燃料中継槽６．
昇ｉｌ！／スイング式燃料出入機１２を経て炉容器１内
に搬入され、ここから燃料交換機３に受は渡して炉心２
に装荷される。
上記のような燃料取扱設備において原子炉から取出した
使用済燃料を原子炉容器ｌから燃料出入機１２に移送す
る際の移送通路であるシュートＩ７にｒｌＪｌの放射線
検出器を第１図に示すように取付けている。図において
シュート１７の外壁にはしゃへい体１８が取付けられ、
Ｔ線の放射線検出器２０はしゃへい体１９に囲まれてシ
ュー）１７の外壁に接して設けられている。なお、２１
は使用済燃料であり、液体ナトリウム２３が充填された
パケット２２に収納されて不活性ガス雰囲気のシュート
１７を経て原子炉容器１から燃料出入機１２に移送され
る。この移送中放射線検出器２０により使用済燃料２１
の放射線強度を測定し、この放射線強度を、減衰状態の
使用済燃料からの放射線強度と崩壊熱看との関係からあ
らかしめ求められた使用済燃料を焼を員しない崩壊熱量
を有する減衰状態の放射線強度と比較し、未減衰か否か
を判定して誤取出しを検知する。なお、未減衰であれば
元の燃料貯蔵ラックに戻して減衰させる。
使用済燃料を原子炉容器ｌから燃料出入機１２に移送す
る際の移送通路であるシュートＩ７にｒｌＪｌの放射線
検出器を第１図に示すように取付けている。図において
シュート１７の外壁にはしゃへい体１８が取付けられ、
Ｔ線の放射線検出器２０はしゃへい体１９に囲まれてシ
ュー）１７の外壁に接して設けられている。なお、２１
は使用済燃料であり、液体ナトリウム２３が充填された
パケット２２に収納されて不活性ガス雰囲気のシュート
１７を経て原子炉容器１から燃料出入機１２に移送され
る。この移送中放射線検出器２０により使用済燃料２１
の放射線強度を測定し、この放射線強度を、減衰状態の
使用済燃料からの放射線強度と崩壊熱看との関係からあ
らかしめ求められた使用済燃料を焼を員しない崩壊熱量
を有する減衰状態の放射線強度と比較し、未減衰か否か
を判定して誤取出しを検知する。なお、未減衰であれば
元の燃料貯蔵ラックに戻して減衰させる。
なお、放射線検出器２０は上記のシュート１７の他第２
図に示す燃料出入機１２のスイング収納筒２２゜セル内
移送機１３の収納筒２３に同じ要領で設けても前述と同
し効果が得られる。
図に示す燃料出入機１２のスイング収納筒２２゜セル内
移送機１３の収納筒２３に同じ要領で設けても前述と同
し効果が得られる。
本実施例では放射線検出器としてγ線の放射線検出器を
使用したが中性子線の放射線検出器を使用しても同じ効
果が得られる。
使用したが中性子線の放射線検出器を使用しても同じ効
果が得られる。
以上の説明から明らかなように、本発明によれば原子炉
燃料の移送通路に設けた放射線検出器により減衰された
原子炉燃料の放射線強度を測定し、この放射線強度をあ
らかじめ求められた所定の減衰状態の放射線強度と比較
して未減衰か否か検知するので、従来のように多大な人
手と時間のかかる管理を必要とせずに誤取出した原子炉
燃料を検知できる。
燃料の移送通路に設けた放射線検出器により減衰された
原子炉燃料の放射線強度を測定し、この放射線強度をあ
らかじめ求められた所定の減衰状態の放射線強度と比較
して未減衰か否か検知するので、従来のように多大な人
手と時間のかかる管理を必要とせずに誤取出した原子炉
燃料を検知できる。
第１図は本発明の実施例による未減衰原子炉燃料の誤取
出検知方法における放射線検出器を取付けたシュート部
の断面図、第２図は原子炉燃料を取扱う燃料取扱設備の
系統図である。 ２０：放射線検出器。 第１図
出検知方法における放射線検出器を取付けたシュート部
の断面図、第２図は原子炉燃料を取扱う燃料取扱設備の
系統図である。 ２０：放射線検出器。 第１図
Claims (1)
- １）原子炉燃料の減衰のために貯蔵される燃料貯蔵設備
からの未減衰状態の原子炉燃料の誤取出しを検知する方
法であって、燃料貯蔵設備から取出された原子炉燃料が
移送される移送通路に放射線検出器を設け、この放射線
検出器により検出した放射線強度をあらかじめ求められ
た所定の減衰状態の放射線強度と比較して未減衰状態を
確認して誤取出しを検知する未減衰原子炉燃料の誤取出
検知方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63198493A JPH0247590A (ja) | 1988-08-09 | 1988-08-09 | 末減蓑原子炉燃料の誤取出検知方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63198493A JPH0247590A (ja) | 1988-08-09 | 1988-08-09 | 末減蓑原子炉燃料の誤取出検知方法 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0247590A true JPH0247590A (ja) | 1990-02-16 |
Family
ID=16392039
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP63198493A Pending JPH0247590A (ja) | 1988-08-09 | 1988-08-09 | 末減蓑原子炉燃料の誤取出検知方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0247590A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2007315947A (ja) * | 2006-05-26 | 2007-12-06 | Hitachi Ltd | 使用済燃料集合体の収納方法 |
-
1988
- 1988-08-09 JP JP63198493A patent/JPH0247590A/ja active Pending
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2007315947A (ja) * | 2006-05-26 | 2007-12-06 | Hitachi Ltd | 使用済燃料集合体の収納方法 |
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