JPH0267995A

JPH0267995A - 高速増殖炉の燃料取扱設備

Info

Publication number: JPH0267995A
Application number: JP63220077A
Authority: JP
Inventors: Yoshiyuki Yoneda; 米田　吉之; Tadashi Goto; 忠後藤; Masatake Yamakawa; 山川　正剛
Original assignee: Hitachi Ltd
Current assignee: Hitachi Ltd
Priority date: 1988-09-02
Filing date: 1988-09-02
Publication date: 1990-03-07
Anticipated expiration: 2011-03-06
Also published as: JPH0823597B2

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】〔産業上の利用分野〕本発明は高速増殖炉の燃料取扱設備に係り、特に原子炉
運転中にも原子炉容器内から燃料を取り出せ、フレキシ
ブルな燃料の取扱いを可能とする燃料取扱設備に関する
。

〔従来の技術〕

従来の高速増殖炉の燃料取扱設備は、第１１図及び第１
２図に示すように、原子炉容器１内において炉心２の周
囲に配置された同心円状の燃料貯蔵ラック３、回転プラ
グ４に搭載された直動式の燃料交換機５、炉内中継ラッ
ク１０、燃料出入器６、炉外中継槽７、燃料洗浄槽８、
新燃料貯蔵槽９、インセルクレーン１１等で構成されて
いる。

回転プラグ４は大回転プラグ４［と小回転プラグ４Ｓと
の組み合わせからなり、両プラグの回転により燃料交換
Ｒ５を炉心２、燃料貯蔵ラック３及び炉内中継ラック１
０間を移動し、これらにある全ての燃料集合体のｆｆ＃
＆を可能としている。炉内燃料貯蔵ラック１０が燃料貯
蔵ラック３の最外周位置にあるとすれば、大回転グラブ
４Ｌの大きさはこの燃料貯蔵ラック３の大きさで決まる
。

直動型の燃料交換機５は上下方向に伸縮可能な構成を有
し、その先端に燃料集合体を把持、解放する把持部を有
している。燃料出入機６は、炉内中継ラック１０と炉外
中ｌ１１′槽７間で燃料集合体を移送する設備であり、
燃料集合体を収納した燃料パケット１２を移送する斜道
１４を有している。

原子炉容器１内において斜道１４の下部には比較的大き
なスペースがある。

なお第１２図において、１５は一次主ボンブ、１６は中
間熱交換器、１７はコールドトラップであり、−次主ボ
ンプ１５、中間熱交換器１６が各々４基の場合の高速増
殖炉を示している。コールドトラップ１７の位置する部
分も比較的スペースに余裕がある。

高速増殖炉の燃料取扱設備による燃料交換は原子炉停止
中に実施され、炉心２の使用済燃料集合体は新燃料集合
体と交換される。なお、炉心２には燃料集合体以外に制
御棒や遮蔽体等の炉心構成要素があるが、本実施例では
これらをまとめて燃料集合体と呼ぶ、炉心２の使用済燃
料集合体は燃料交換８１５により燃料貯蔵ラック３に移
送され、その崩壊熱を除去するために所定の期間、例え
ば１運転サイクル期間貯蔵される。崩壊熱が除去された
使用済燃料集合体は、その後の原子炉停止中に燃料交換
機５により燃料貯蔵ラック３より炉内中継ラック１０の
燃料パケット１２に径される。

この燃料バケツト１２に移された使用済燃料集合体は燃
料出入機６によ炉外中継ＷＩ７へ移送され、さらにイン
セルクレーン１１により燃料洗浄槽８へ運ばれ洗浄され
る。洗浄された使用済燃料集合体はインセルクレーン１
１により燃料洗浄槽８から燃料貯蔵水プールへ運ばれる
。

一方、新燃料集合体は、新燃料貯蔵槽９から先述の逆ル
ートで炉心２に移送される。すなわち新燃料集合体は、
インセルクレーン１１により新燃料貯蔵ＷＩ９から炉外
中継槽７に移送され、さらに燃料出入機６を介して炉内
中継ラック１０に運ばれる。その後、新燃料集合体は燃
料交換機５により炉内中継ラック１０から炉心２に移送
される。

この新燃料集合体の炉外から炉心２への移送も原子炉停
止中に行われる。

以上の燃料取扱設備による燃料交換のスゲジュール例を
第１３図に示す。１年間原子ヂ運転後、原子炉を停止し
、約２か月のメンテナンス期間に約２００体の燃料交換
を集中して実施する。即ち、炉心より取出した約２００
体の使用済燃料集合体は一旦燃料貯蔵ラツク３に収納さ
れ、その崩壊熱を除去するために次の原子炉運転１サイ
クル期間貯蔵される。一方、原子炉運転１サイクル期間
既に燃料貯蔵ラック３に貯蔵され、崩壊熱を除去された
約２００体の使用済燃料集合体は、原子炉容鰭１から取
出し、１体毎に蒸気等で洗浄される。

また約２００体の新燃料集合体を炉外より炉内中継ラッ
ク１０を経由して炉心に装荷する。従って、約２か月の
期間に使用済燃料の洗浄を含めて燃料を取扱う必要があ
り、工程的にはかなり厳しいものになる。この対策とし
て原子炉容器１外にナトリウムを冷却材として炉外燃料
貯蔵タンクを設け、燃料交換中はこの燃料貯蔵タンクと
原子ｒ容器間の燃料移送を行えばよく、原子炉運転中に
は適宜ナトリウムを用いた炉外燃料貯蔵タンクから使用
済燃料集合体を取出し、洗浄すれば良い、しかしながら
、炉外貯蔵タンクは設備として回転機構、燃料取扱装置
、純化系設備等を設ける必要があり、合理化の観点から
設置するのは好ましくない。

なお、燃料交ｔＡ機には直動式の外にアーム式があるが
、アーム式の燃料交換機は例えば特開昭５９−５９９６
号及び特開昭５３−７４６９６号に開示され、燃料交換
機として関連するものに特開昭５５−１０１００５号が
ある。また燃料交換機の軸封装置としては特開昭５４−
１０２４９６号があり、燃料バゲットの例としては特開
昭６０−１０００９２号がある。

〔発明が解決しようとする課題〕

上記従来の燃料取扱設備は、合理化の観点から炉外のす
トリウム燃料貯蔵槽が設置されておらず、原子炉停止中
の短期間に炉心の使用済燃料を新燃料に交換する必要が
あり、使用済燃料の取出し、移送、洗浄等連続的に実施
されるので工程的に極めて厳しいものとなっていた。従
って、特にナトリウム滴下、付着によるトラブルが発生
した場合には、そのための処理に時間を必要とし、この
ための充分な時間的余裕を確保することができなかった
。

また原子炉容器の大きさは回転プラグの大きさによって
左右され、この回転プラグの大きさは、それに搭載され
る燃料交換機の移動範囲によって左右される。従来の燃
料取扱設備では、燃料貯蔵ラックは炉心の周囲に同心円
状に設けられていなので、燃料交換機の移動範囲が広く
なり、従って回転プラグ及び原子炉容器もそれに対応し
た大きさとなっていた。

本発明の目的は、原子炉運転中にも原子炉容器内から原
子炉容器外への燃料の取出しを可能とすることによりフ
レキシブルな燃料の取扱を可能とする高速増殖炉の燃料
取扱設備を提供することである。

本発明の他の目的は、回転プラグの径を小さくすること
により原子炉容器の寸法を小さくすることのできる高速
増殖炉の燃料取扱設備を提供することである。

〔課題を解決するための手段〕

上記目的は、原子炉容器内の燃料集合体の把持、解放を
行う把持部の中心と回転プラグを貫通する駆動軸の中心
間の距離を可変とする連結部を有し、かつ前記駆動軸を
軸心を中心として回転可能に構成され、回転プラグに搭
載された燃料交換機と、前記回転プラグが基準停止位置
にあるときの前記燃料交換機の駆動軸を中心として、前
記把持部の中心と駆動軸の中心間の最大距離を半径とし
て円を描いたとき、炉心を除いてこの円内に配置された
燃料集合体貯蔵用の第１の燃料貯蔵ラックと、前記円内
に配置された炉内中継ラックとで構成したことを特徴と
する高速増殖炉の燃料取扱設備によって達成される。

好ましくは、前記第１の燃料貯蔵ラックに対して炉心中
心と対象位置に第２の燃料貯蔵ラックを配置する。

また好ましくは、前記把持部の中心と駆動軸の中心間の
最大距離を遮蔽体炉心構成要素を含む前記炉心の半径長
さに等しくする。

上記目的はまた、回転プラグに搭載された直動型の燃料
交換機と、燃料集合体の把持、解放を行う把持部の中心
と固定プラグを貫通する駆動軸の中心間の距離を可変と
する連結部を有し、かつ前記駆動軸を軸心を中心として
回転可能に構成され、固定プラグに搭載された燃料取扱
機と、前記燃料取扱機の駆動軸を中心として、前記把持
部の中心と駆動軸の中心間の最大距離を半径として円を
描いたとき、炉心を除いてこの円内に配置された燃料集
合体貯蔵用の燃料貯蔵ラックと、前記円内に配置された
炉内中継ラックとで構成したことを特徴とする高速増殖
炉の燃料取扱設備によって達成される。

〔作用〕

このように構成された本発明においては、原子炉運転中
において燃料交換機又は燃料取扱機の駆動軸を軸心を中
心として回転させ、かつ燃料交換機の把持部を径方向に
移動させることにより、炉内中継ラックを含む燃料貯蔵
ラックにある燃料集合体は燃料交換機又は燃料取扱機の
把持部が径方向に移動するストロークの範囲内にあるの
で、燃科交換機の把持部は全ての燃′＃４集合体上に移
動することができる。従って、燃料交換機又は燃料収汲
機の駆動軸の回転、把持部の径方向への移動、把持部の
上昇、下降、把持部による燃料集合体の把持、解放動作
の組合わせにより、燃料貯蔵ラックと炉内中継ラック間
での燃料の取扱いが可能となる。

また原子炉停止中における燃料交換では、従来回転プラ
グによる燃料交換機の位置決めの必要があった炉心外周
に同心円状に設けた燃料貯蔵ラックを廃止したので、回
転プラグによる燃料交換機の位置決めは炉心の最外周の
燃料集合体又はその近傍まででよく、回転プラグの径を
小さくできる。

一方、本発明設備において燃料貯蔵ラックは、従来比教
的スペースに余裕のあった燃料出入機の斜道下部又はコ
ールドトラップ部に設置可能である。

従って原子炉容器の寸法を従来より小さくすることがで
きる。

〔実施例〕

以下、本発明の一実施例を第１図〜第６図により説明す
る。

第１図〜第３図において、高速増殖炉は原子炉容器２０
内に位置する炉心２１を有し、炉心２１の周囲には４基
の一次主ボンプ２２及び中間熱交換器２３、及び２基の
コールドトラップ２４が配置されている。また炉心２１
の上方には、炉心２１の出力を制御する制御棒駆動機構
等を含む炉上部Ｒ梢２５が配置されている。

このような高速増殖炉に対する燃料取扱設備は、炉心２
１に隣接して配置された原子炉運転及び停止期間用の取
扱燃料貯蔵ラック３０ａ、原子炉停止期間用の取扱燃料
貯蔵ラック３０ｂ、及び炉内中継ラック３１と、原子炉
容器２０の頂部遮蔽体を構成する回転プラグ３２と、回
転プラグ３２に搭載された燃料交換機３３と、燃料中継
ラック３１に至る斜道３４を有し、原子炉容器２０内か
ら燃料集合体３５を出し入れする燃料出入機３６と、燃
料出入１１１３６で出し入れされる燃料集合体を一時保
管する炉外中継槽３７とを備え、燃料出入機３６の位置
する室にはさらに、図示しない燃料洗浄槽、新燃料貯蔵
槽、インセルクレーン等が配置されている。なお燃料出
入８１３６においては使用済燃料集合体３５は燃料パケ
ット３８に入れて斜道３４内を搬送される。

回転プラグ３２は互いに偏心した大回転プラグ３２［と
小回転プラク３２Ｓとの組み合わせからなり、炉上部機
構２５及び燃料交ｆＡｆｉ３３は小回転プラグ３２２Ｓ
に搭載されている。

燃料交換Ｒ３３は、後述するように、小回転プラグ３２
Ｓを貫通する駆動軸４０及びホールドダウン軸４１と、
燃料集合体の把持、解放を行う把持部４２と、把持部４
２を駆動軸４０に径方向に伸縮可能に接続するアーム４
３とを有し、駆動軸４０及びホールドダウン軸４１はそ
の軸心を中心として回転可能に構成されている。即ち、
燃料交換機３３は従来のアーム式燃料交１ｇ１ｎの機能
に燃料交換機本体回転機能を付加したものである。そし
、て燃料交換機３３は第２図に示すように、大小回転プ
ラグ３２Ｌ、３２Ｓの一回転位置において駆動軸４０の
軸心が炉心２１の最外周上に来るように位置決めされて
いる。大小回転プラグ３２［３２８は原子炉運転中、こ
の位置で停止状態に保持される。従って本明細書では、
この回転プラグ３２１．３２３の位置を基準位置又は基
準停止位置と言う。

燃料貯蔵ラック３０ａは次のように配置されている。小
回転プラグ３２Ｓが基準停止位置にあるときの燃料交換
８１３３の駆動軸４０を中心として、把持部４１の径方
向移動ストロークｊ　（把持部４１の中心と駆動軸４０
の中心間の最大距ｆｌｉｔ）を半径として円を描いたと
き、燃料貯蔵ラック３０ａは、炉心を除いてこの円内に
位置するように配置されており、特に本実施例では、そ
の円にほぼ一致する形状にされている。従って、燃料貯
蔵ラック３０ａ内に貯蔵された燃料集合体は把持部４２
の径方向移動ストローク１の範囲内にある。炉内中継ラ
ック３１もその円の範囲内に位置している。

このため、燃料貯蔵ラック３０ａと炉内中継ラック３１
間の燃料の移送は、燃料交＃Ａ機５により原子炉運転中
及び停止中のいずれにも可能となっている。

もう１つの燃料貯蔵ラック３０ｂは原子炉容器２０内の
熱流動の不均一さをなくすために炉心２１に対して燃料
貯蔵ラック３０ａに対称となるように配置されている。

燃料貯蔵ラック３０ｂ内の燃料集合体は回転プラグ３２
を回転できる原子炉停止中即ち燃料交換時に燃料交換８
１５により取扱可能である。

また燃料貯蔵ラック３０ａ、３０ｂはいずれも従来と同
様、下部より少量の冷却材を流して貯蔵された燃料集合
体を冷却するように構成されている。貯蔵ラック３０ａ
、３０ｂに冷却材を流すことによる炉心流量配分への影
響は小さく、無視することができる。

また炉心２１には、炉心燃料集合体、ブランケット燃料
集合体、制御棒集合体、遮蔽体等、合計的１１００＃の
炉心構成要素があり、このうちｌ燃料交換時での交換本
数は炉心燃料集合体を含めておよそ１８０体である。燃
料貯蔵ラック３０ａ及び３０ｂは、共にそれぞれ全炉心
構成要素数の１／２即ち約５５０体の炉心構成要素の貯
蔵が可能であり、原子炉停止中の燃料交換時に、約１８
０体の使用済燃料集合体を燃料交換機３３により燃料貯
蔵ラック３０ａに移送し、原子炉運転中にこれらの使用
済燃料集合体を燃料貯蔵ラック３０ａから炉心中継ラッ
ク３１を経由して原子炉容器２０外に取出し、洗浄する
ことになる。なお以下において、炉心燃料集合体、プラ
ンゲット燃料集合体、制御棒集合体、遮蔽体等の炉心構
成要素を総称して燃料集合体と称する。

以上の燃料取扱設備を用いた原子炉運転中における燃料
交換手順を以下に説明する。第１図において、回転プラ
グ３２は基準位置で停止状態にあり、炉心上部Ｒ構２５
の制御棒駆動機構により原子炉出力が制御されているも
のとする。ここでは使用済燃料集合体はその崩壊熱除去
のなめすでに前回の原子炉停止中の燃料交換において燃
料交換機３３により炉心２１から燃料貯蔵ラック３０ａ
に移送されているものとする。使用済燃料集合体は、崩
壊熱除去のため原子炉運転中の所定の期間燃料貯蔵ラッ
ク３０ａで冷却された後、燃料交換ｆｉ３３の把持部４
２により燃料貯蔵ラック３０ａから炉内中継ラック３１
の燃料パケット３８に移送される。この燃料パケット３
８は斜道３４を経て燃料出入機３６により炉外中継槽３
７に移送されるが、炉外中継槽３７から燃料洗浄槽への
移送、さらに燃料貯蔵水プールへの移送手順については
従来と同じであり省略する。

一方、新しい燃料集合体も従来と同じように新燃料貯蔵
槽から炉外中継槽３７内の燃料バゲット３８に移送され
た後、炉外中継槽３７から炉内中継ラック３１まで燃料
パケット毎燃料出入１！１３６により移送される。さら
にこの新燃料集合体は炉内中継ラック３１内の燃料パケ
ット３８から燃料交換機３３により取出され、燃料貯蔵
ラック３０ａに装荷される。炉内中継ラック３１と燃料
貯蔵ラック３０ａ間の燃料集合体の把持、移送、解放の
動作は燃料交換機の駆動軸４０、ホールドダウン軸４１
及び把持部４２の動作により行われる。

燃料交換ｆｉ３３の把持部４２の燃料集合体上部への位
置決めは、燃料交換機３３の径方向へのアーム４２の傾
き動作及び駆動軸４０の回転動作の組合わせにより行う
、これら燃料交換機３３の動作については後に詳述する
。

次に、原子炉停止中の燃料交換では、大小回転プラグ３
２１，３２３の回転動作と、燃料交換機３３の把持部４
２の把持、解放、上下動作及び燃料交換機３３の駆動軸
４０の回転動作により燃料貯蔵ラック３０ａ、燃料貯蔵
ラック３０ｂ、炉内中継ラック３１、及び炉心２１の４
領域のうちの２領域間で燃料集合体を移送する。ここで
炉内中継ラック３１と炉心２１間の燃料集合体の移送は
従来の燃料交換と同じである。炉内中継ラック３１と燃
料貯蔵ラック３０ａ、３０ｂ間、燃料貯蔵ラック３０ａ
、３０ｂと炉心２１間の燃料集合体の移送は、大小回転
プラグ３２１，３２３及び燃料交換８１３３による従来
の燃料交換機能の他に、燃料交換ｆｉ３３の駆動軸４０
の回転動作により可能となる。

以上の燃料取扱設備による燃料交換のスケジュ−ル例を
第４図に示す。１年間原子炉運転後、原子炉を停止し、
約２か月のメンテナンス期間に炉心２１の燃料交換を行
う、即ち、炉心より取出した約１８０＃の使用済燃料集
合体は一旦燃料貯蔵ラツク３０ａに収納され、その崩壊
熱を除去するために次の原子炉運転１サイクル期間貯蔵
される。

また約１８０体の新燃料集合体を炉外より炉内中継ラッ
ク３１を経由して炉心に装荷する。一方、次の原子炉運
転１サイクル期間においては、燃料貯蔵ラック３０ａに
貯蔵され、崩壊熱を除去された約１８０体の使用済燃料
集合体を原子炉容器２０から取出し、１体毎に蒸気等で
洗浄する。従って、この洗浄を含めた使用済燃料集合体
の取扱いを期間の短いメインテナンス期間に行う必要が
なく、工程的に相当余裕ができる。このためたとえナト
リウム滴下、付着によるトラブルが発生しなとしても、
その処理のための時間を十分確保することができる。

以上のように本実施例においては、原子炉運転中におい
ても燃料貯蔵ラック３０ａ内の使用済燃料集合体の原子
炉容器２０外への取出し、洗浄が可能となり、従来原子
炉停止中に限られていた燃料交換の自由度か増し、原子
炉停止中のメンテナンス期間中の燃料交換時には、従来
時間を必要とした燃料集合体の洗浄を省略でき、原子炉
停止中のメンテナンス期間中の燃料交換時間を短縮でき
る。

また本実施例においては、原子炉停止中における燃料交
換では従来、回転プラグ３２による燃料交換機３３の位
置決めの必要があった炉心外周に同心円状に設けた燃料
貯蔵ラックを廃止しなので、回転プラグ３２による燃料
交換機の位置決めは炉心の最外周の燃料集合体まででよ
く、その分回転プラグ３２（大小回転プラグ３２１．３
２３　）の径を小さくできる。また燃料貯蔵ラック３０
ａ３０ｂは、従来比教的スペースに余裕のあった燃料出
入機３６の斜道３４下部又はコールドトラップ２４の位
置する部分に設置可能である。従って原子炉容器２０の
寸法を従来より小さくすることができる。

次に、燃料交換ｌＲ３３の詳細構造を第５図及び第６図
を参照して説明する。燃料交換ｆｉ３３は前述したよう
に駆動軸４０、ホールドダウン軸４１、アーム４２、把
持部４３を備えている。駆動軸４０は２本のワイヤ４４
で吊られ、このワイヤは交換機本体４５の最上部にある
駆動装置４６により上下動され、それに伴って駆動軸４
０従って把持部４３も上下動される。この駆動装置４６
はワイヤ巻取ドラム、減速機、モータで構成され、汎用
のものである。アーム４２はアーム駆動軸４７に接続さ
れ、アーム駆動軸４７の動作によりアーム４２の傾きθ
が変わり、把持部４３と駆動軸４０間の距離１′を前述
した移動ストローク１の範囲内で変える０把持部４３に
は爪があり、この爪の開閉は駆動軸４０の上端に設けら
れた駆動装置４８内にある減速機、モータにより行われ
る。またアーム駆動軸４７の駆動も駆動装置４８内にあ
る減速機、モータにより行われる。またホールドダウン
軸４１も前述の駆動軸４０の上下動に連動させて上端に
設けらた駆動装置４９により上下動作させる０以上の燃
料集合体の把持、解放、上下動作を行うための構成はい
ずれも基本的には特開昭５９−５９９６号、特開昭５３
−７４６９６号等に記載のように公知のものであり、詳
述を省略する。

ホールドダウン＄１１１４１の上端には燃料交換機孔ド
アバルブ５０及び燃料交換機ドアバルブ５１が設置され
、燃料交換機孔ドアバルブ５１には軸封装！５２が設け
られている。燃料交換機孔ドアバルブ５０及び燃料交換
機ドアバルブ５１は、メンテナンス期間にそれぞれ原子
炉容器２０のバウンダリ及び燃料交換８１３３のバウン
ダリを形成するもので、それぞれ“０”リング付きのシ
ャッタをボールネジ、減速機を介してモータで駆動する
構成となっている。これらの構造も公知であり、ドアバ
ルブ５０．５１のシャッタは燃料交換Ｒ３３の使用中に
は開状態にある。特に燃料交換機ドアバルブ５１の軸封
装置５２は燃料交換機３３の使用中には炉容器のカバー
ガス境界となる。この軸封装置５２には“０”リングや
ガスゲット等がシ一部材として使用され、かつフレッシ
ュなアルゴンガスを軸封袋２５２から炉内に向って吹出
す構造としている。

燃料交換機３３の特徴は前述したように上述したアーム
式燃料交換機に駆動軸４０及びホールドダウン軸４１の
回転機能を付加したことにあり、以下この点を説明する
。交換機本体４５は燃料交換機ドアバルブ５１上に設け
た軸受５３で支持される。また交換機本体４５には歯車
５４を設け、この歯車５４を燃料交換機ドアバルブ５１
上に設置したモータ５５に減速機５６を介して連結され
た別の歯車５７に噛み合わせ回転させる。これにより交
換機本体４５は回転する。このときの交換機水＃、４５
の回転位には、歯車５７の中心軸に設けな凡用のセルシ
ン発信器５８からの信号を受信器に受けて検出する。こ
れらの構成は回転プラグ３２の駆動装置及び回転位置検
出装置と同じである。

一方、駆動１Ｉｌ１４０は交換機本体４５の内周面に設
けられた上下方向の案内溝５９内を移動する支持体６０
を有し、交換機本体４５が回転すると、案内溝５つと支
持体６０の係合によりそれに伴って駆動軸４０も回転す
る。またホールドダウン軸４１は下方部分４１Ａが上方
部分４１Ｂに対して軸受６１により回転可能に構成され
ている。従って、駆動軸４０が回転するとホールドダウ
ン軸４１Ａも回転し、把持部４３も駆動軸４０の軸心を
中心として回転する。

原子炉定格運転中には、炉心出口ナトリウムは約５００
℃に達するが、カバーガスの圧力は所定の値に制御され
、特に大きく上昇することはない。

原子炉定格運転中における燃料交換機３３の把持部４３
、駆動軸４０等のナトリウム浸漬部分の熱変形について
は、常温から燃料交換温度（２００℃）に達しなときの
駆動軸４０の延びは１０關前後であり、燃料交換温度（
２００°Ｃ）から原子炉運転温度（約５００℃）に達し
たときの駆動軸４０はさらに゛２０１Ｉ１ｍ１前後伸び
る。これらの伸びはいずれも現有装置で吸収し得る。ま
た、原子炉運転中において燃料交換機３３による燃料貯
蔵ラック３０ａ内の燃料集合体を取扱う場合には、燃料
集合体間の間隔があり、隣接する燃料集合体との干渉が
ないので燃料集合体の引抜き、挿入は円滑に実施でき、
原子炉停止中の燃料交換と同等の取扱性能か得ら”れる
。

また燃料交換機ドアバルブ５１の軸封装置５２について
も、原子炉定格運転中にはナトリウムベーパが増えるが
、軸封袋！５２から炉内へのフレッシュアルゴンガス量
を多くすることにより、ナトリウムベーパの上昇を防ぐ
ことができる。またカバーガスの圧力も所定の値に制御
できるので軸封装置５２として公知の軸封装置の使用が
可能である。

原子炉定格運転中には燃料交換機３３により燃料貯蔵ラ
ック３０ａのみの燃料集合体を取扱うので、炉心内の燃
料集合体への流量配分の影響は無視できる。

本発明の池の実施例を第７図〜第９図を参照して説明す
る０図中第１図に示す部材と同等の部材には同じ符号を
付している０本実施例の燃料取扱設備は直動式の燃料交
換１１１７０と、燃料取扱機７１とを有し、燃料交換ｌ
１７０は従来の直動式の燃料交換機と同じであり、把持
部は上下方向にのみ移動可能である。燃料取扱機７１は
、第１の実施例で説明した燃料交換Ｒ３３と同じ構造の
ものであり、従来のアーム式の燃料交換機に回転機能を
付与したものである。

燃料交換機７０は小回転プラグ３２Ｓに搭載され、燃料
取扱機７１は大回転プラグ３２［の周囲に位置する固定
プラグ７２に搭載されている。また燃料交換機７０は、
大小回転プラグ３２１，３２８の基準停止位置において
軸心が炉心２１の最外周位置に近接して燃料貯蔵ラック
７３内に来るように位置決めされている。

炉心２１に隣接して燃料貯蔵ラック７３が設置されてお
り、これは第１の実施例の燃料貯蔵ラック３０ａに相当
する。従って本実施例では第１の実施例の燃料貯蔵ラッ
ク３０ｂに相当するものは設置されていない、燃料貯蔵
ラック７３は、第１の実施例と同様、燃料取扱８１７１
の駆動軸を中心とし把持部の径方向移動ストローク」を
半径とした円を描いたときに、炉心を除いてこの円内に
位置するように配置されている。従って、燃料貯蔵ラッ
ク７３内に貯蔵された燃料集合体は燃料取扱１幾７１の
操乍範囲内にある。また燃料貯蔵ラック７３の外側のそ
の円内に炉内中継ラック７４が配置されている。このた
め燃料貯蔵ラック７３と炉内中継ラック７４間の燃料の
移送は、燃料取扱機７１により原子炉運転中及び゛停止
中のいずれにも可能となっている。

このような燃料取扱設備においては、原子炉停止中は回
転プラグ３２の回転による燃料交換機７０の操作及び燃
料取扱ｔｌ！１７１により、回転プラグが基準停止位置
にあるときの燃料交換機７０直下にある燃料貯蔵ラック
７３の炉心隣接部分を炉内中継ラックとして利用して炉
心２１の燃料交換を行い、使用済燃料集合体を崩壊熱除
去のため燃料貯蔵ラック７３内に貯蔵する。原子炉運転
中には、回転プラク３２及び燃料交換機７０は停止状態
にあり、燃料取扱機７１により燃料貯蔵ラック７３の燃
料集合体を取扱い、炉内中継ラック７４を経由して、燃
料集合体を原子炉容器外に取出し、洗浄を実施する。

本実施例においても第１の実施例と同様、原子炉運転中
の燃料集合体の原子炉容器内から原子炉容器外への取出
が可能であり、また従来に比べ回転プラグの径を小さく
できるので、原子炉容器の寸法を小さくすることができ
る。

次に、燃料パケットの好適実施例を第１０図を参照して
説明する。第１０図において、燃料パケット８０は一度
に４体の燃料集合体８１を収納できるように４つの室８
２に区分され、その中央に燃料出入機の把持部８３が係
合するハンドリングヘッド部８４を設けている。

本実施例によれば、燃料出入機の把持部８３が容易に４
体の使用済燃料集合体を収納した燃料パケット８０を取
扱うことができるので、燃料バケット８０毎に燃料洗浄
槽に収納できるようにし、かつ大容量のブロワを製作し
４体の使用済燃料集合体の洗浄を一度に行えるようにす
ることにより、燃料交換作業の大幅な時間短縮が可能と
なる。

〔発明の効果〕

本発明によれば、燃料交換機又は燃料取扱機を回転可能
とし、その回転による操作範囲内に燃料貯蔵ラック及び
炉内中継ラックを設けたので、原子炉運転中においても
燃料貯蔵ラック内の使用済燃料集合体の原子炉容器外へ
の取出し、洗浄が可能となり、従来原子炉停止中に限ら
れていた燃料取扱いの自由度が増し、原子炉停止中のメ
ンテナンス期間中の燃料交換時には、従来時間を必要と
した燃料集合体の洗浄を省略でき、原子炉停止中のメン
テナンス期間中の燃料交換時間を短縮できる。

また、回転プラグの径を小さくでき、かつ従来スペース
に余裕のあった斜道下部に燃料貯蔵ラックを集中して設
けるので、原子炉容器の径を小さくできる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の一実施例による燃料取扱設備を示す縦
断面図であり、第２図は第１図の■−■線に沿った水平
断面図であり、第３図はその都心と燃料貯蔵ラック部分
の拡大図であり、第４図は本実施例による燃料交換スゲ
ジュールの一例を示す図であり、第５図は同燃料取扱設
備における燃料交換機の縦断面図であり、第６図はその
一部の拡大図であり１．第７図は本発明の他の実施例に
よる燃料取扱設備の縦断面図であり、第８図は第７図と
断面位置を変えた同燃料取扱設備の縦断面図であり、第
９図は同燃料集合体における炉心と燃料貯蔵ラックの位
置関係を示す平面図であり、第１０図は本発明の一実施
例による燃料パケットの斜視図であり、第１１図は従来
の燃料取扱設備の縦断面図であり、第１２図は同燃料取
扱設備の原子炉容器上方から見た平面図であり、第１３
図は同燃料取扱８（ｉｉｌｉによる燃料交換スゲジュー
ルの一例を示す図である。符号の説明２０・・・原子炉容器　　　２１・・・炉心３０ａ、３
０ｂ・・・燃料貯蔵ラック３１・・・中継ラック　　　３２・・・回転プラグ３３
・・・燃料交換機４２・・・把持部７０・・・燃料交換機７３・・・燃料貯蔵ラック０・・・駆動軸３・・・アーム（連結部）１・・・燃料取扱機４・・・中継ラック

Claims

【特許請求の範囲】

（１）原子炉容器内の燃料集合体の把持、解放を行う把
持部の中心と回転プラグを貫通する駆動軸の中心間の距
離を可変とする連結部を有し、かつ前記駆動軸を軸心を
中心として回転可能に構成され、回転プラグに搭載され
た燃料交換機と、前記回転プラグが基準停止位置にある
ときの前記燃料交換機の駆動軸を中心として、前記把持
部の中心と駆動軸の中心間の最大距離を半径として円を
描いたとき、炉心を除いてこの円内に配置された燃料集
合体貯蔵用の第１の燃料貯蔵ラックと、前記円内に配置
された炉内中継ラックとで構成したことを特徴とする高
速増殖炉の燃料取扱設備。
（２）前記第１の燃料貯蔵ラックに対して炉心中心と対
象位置に第２の燃料貯蔵ラックを配置したことを特徴と
する請求項１記載の高速増殖炉の燃料取扱設備。
（３）前記把持部の中心と駆動軸の中心間の最大距離を
遮蔽体炉心構成要素を含む前記炉心の半径長さに等しく
したことを特徴とする請求項１記載の高速増殖炉の燃料
取扱設備。
（４）回転プラグに搭載された直動型の燃料交換機と、
燃料集合体の把持、解放を行う把持部の中心と固定プラ
グを貫通する駆動軸の中心間の距離を可変とする連結部
を有し、かつ前記駆動軸を軸心を中心として回転可能に
構成され、固定プラグに搭載された燃料取扱機と、前記
燃料取扱機の駆動軸を中心として、前記把持部の中心と
駆動軸の中心間の最大距離を半径として円を描いたとき
、炉心を除いてこの円内に配置された燃料集合体貯蔵用
の燃料貯蔵ラックと、前記円内に配置された炉内中継ラ
ックとで構成したことを特徴とする高速増殖炉の燃料取
扱設備。