JPH0321516Y2 - - Google Patents

Info

Publication number
JPH0321516Y2
JPH0321516Y2 JP1985005032U JP503285U JPH0321516Y2 JP H0321516 Y2 JPH0321516 Y2 JP H0321516Y2 JP 1985005032 U JP1985005032 U JP 1985005032U JP 503285 U JP503285 U JP 503285U JP H0321516 Y2 JPH0321516 Y2 JP H0321516Y2
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
radiation
cooling pipe
storage rack
fuel
pipe coil
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
JP1985005032U
Other languages
English (en)
Other versions
JPS61122600U (ja
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 filed Critical
Priority to JP1985005032U priority Critical patent/JPH0321516Y2/ja
Publication of JPS61122600U publication Critical patent/JPS61122600U/ja
Application granted granted Critical
Publication of JPH0321516Y2 publication Critical patent/JPH0321516Y2/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

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Description

【考案の詳細な説明】 【考案の属する技術分野】
本考案は原子炉の使用済燃料をカバーガスで覆
つ液体冷却材を充填した燃料貯蔵槽内に貯蔵し、
この貯蔵槽内に設けられた冷却管コイルに液体冷
却材を通流させて使用済燃料の崩壊熱を冷却して
しやへいする燃料貯蔵槽の放射線しやへい材構続
造に関する。
【従来技術とその問題点】
原子炉の使用済燃料は一般に容器内に貯蔵ラツ
クを設け、この貯蔵ラツクに使用済燃料を載置
し、液体冷却材、例えば高速増殖炉においては液
体ナトリウムを使用済燃料をカバーするように容
器内に満たし、その液面上部を不活性ガスのカバ
ーガスで覆い、容器の開口を放射線しやへい材を
備えた蓋により閉鎖している。そして貯蔵ラツク
の外囲を囲んで冷却管コイルを設け、この冷却管
に二次液体冷却材を通流して使用済燃料の崩壊熱
を冷却している。以下図面を用いて従来技術につ
いて説明する。第3図は従来の燃料貯蔵槽の構造
要部の断面図である。第3図において燃料貯蔵槽
の容器1は燃料貯蔵槽室の下部ピツト2のコンク
リート床にフランジ1aにより支持されて懸架さ
れている。容器1の開口にはコンクリートのよう
な放射線しやへい材3aを充填した蓋3が設けら
れている。容器1内には液体冷却材、例えば高速
増殖炉においては液体ナトリウム5が充填され、
液体ナトリウム5の液面と蓋3との間にアルゴン
ガスかなるカバーガス6が封入されている。そし
て液体ナトリウム5の液面以下に使用済燃料7や
新燃料を載置する貯蔵ラツク8が配されている。
そして貯蔵ラツク8の上部に設けられた回転軸8
aは蓋3を貫通し、貯蔵ラツク8を回転可能に支
持している。燃料の出入は貯蔵ラツクの回転によ
り載置された燃料を蓋3に設けられた図示しない
出入口に移送して行なわれる。 貯蔵ラツク8の外囲を囲んで冷却管コイル9が
配設されており、入口管10および図示しない出
口管が容器しおよびビツト2の壁を貫通して外部
に設けられた二次冷却系室13の冷却系12に接
続している。二次冷却系室13には冷却系12と
して電磁ポンプ12a、冷却容器12b、バルブ
等を備えた冷却系管路が設けられ、冷却管コイル
9に二次液体冷却材を通流させて貯蔵ラツク8に
載置された使用済燃料の崩壊熱を冷却している。 しかしながら冷却管コイル9は使用済燃料の近
くに位置するため冷却管コイル9内を通流する二
次液体冷却材は使用済燃料からの中性子線を含む
放射線により放射化される。このため二次冷却系
室13の冷却系管路は放射化された二次液体冷却
材が通流するので放射線量により二次冷却系室1
3のしやへい区分が定められる。 ところで二次冷却系室13にはこの冷却系室に
配設されたバルブや計装品等の運転操作や保守、
補修のために作業員が常時出入する必要がある。
しかし従来の二次冷却系室のしやへい区分では作
業者の作業時間が制限されるので作業期間が長期
化したり延べ作業員が増大する等して管理費が増
加するという問題がある。 また使用済燃料からの放射線は上方向のみなら
ず横方向にも放出され、ビツト室2の壁で反射し
て矢印11のように上方向に向い、いわゆるまわ
りこみの放射線となつて蓋3に達する。このため
蓋3の放射線しやへい材の厚さもこのまわり込み
の放射線量の附加により厚くなり、製作費が増加
するという欠点がある。
【考案の目的】
本考案は、前述のような点に鑑み燃料貯蔵槽内
の使用済燃料からの放射線を有効にしやへいする
ことのできる燃料貯蔵槽の放射線しやへい構造を
提供することを目的とする。
【考案の要点】
上記の目的は、本考案によれば燃料貯蔵槽に液
体冷却材を充幹してその中に設けられる貯蔵ラツ
クに載置される使用済燃料の崩壊熱を冷却するた
め貯蔵ラツクの外囲を囲むように設けられた冷却
管コイルとこの貯蔵ラツクとの間に筒状の放射線
しやへい体を設け、このしやへい体の高さを冷却
管コイルの高さより高くし、かつ冷却管コイルの
高さを覆うように配することによつて達成され
る。
【考案の実施例】
以下図面に基づいて本考案の実施例を説明す
る。第1図は本考案の実施例による放射線しやへ
い構造を備えた燃料貯蔵槽15の断面図である。
なお第1図および後述する第2図において第3図
の従来例と同一部分には同じ符号を付している。
第1図において燃料貯蔵槽15の容器1、蓋3、
貯蔵ラツク8、冷却管コイル9および冷却系1
2、二次冷却系室13等の構造、作用は従来技術
のものと同じである。本実施例において冷却管コ
イル9と貯蔵ラツク8の外囲との間に筒状の放射
線しやへい体14を設けている。放射線しやへい
体14は第1図の楕円P部の拡大図である第2図
に示すように放射線しやへい材14a、例えばボ
ロンカーバイドを内臓してケーシング14bで覆
つたものであり、貯蔵ラツク8の外囲に取付けて
いる。そして放射線しやへい体14の高さを冷却
管コイル9の高さより高くし、かつ冷却管コイル
9の高さを覆うように取付けている。 したがつて放射線しやへい体14は貯蔵ラツク
8に載置された使用済燃料の近くにある冷却管コ
イル9に対して中性子を含む放射線の横方向の放
射線しやへいを行ない、冷却管コイル9に通流す
る二次液体冷却材の放射化を低減している。
【考案の効果】
以上の説明から明らかなように、本考案によれ
ば燃料貯蔵槽内の貯蔵ラツクと冷却管コイルとの
間に貯蔵ラツクの外囲を囲う筒状の放射線しやへ
い体を設けることにより、貯蔵ラツクに載置され
た使用済燃料の横方向にある冷却管コイルへの放
射線しやへいを行なうことができるので、冷却管
コイル内を通流する二次液体冷却材の放射化を低
減し、この二次液体冷却材の冷却器等を備えた二
次冷却系室のしやへい区分を常時立入区域にする
ことができる。このため二次冷却系室内機器の運
転やメンテナンス等の作業に時間制限がなくな
り、作業期間の短縮や延べ作業員の削減を行なう
ことができ、管理費が低減するという効果があ
る。また放射線しやへい体があるため壁等に反射
して上向きに向う放射線、いわゆるまわりこみ放
射線量も低減するので燃料貯蔵槽の蓋に備えられ
る放射線しやへい材の厚さも低減することができ
コストが低下するという効果もある
【図面の簡単な説明】
第1図は本考案の実施例による放射線しやへい
体を備えた燃料貯蔵槽の断面図、第2図は第1図
の楕円P部の拡大断面図、第3図は従来の燃料貯
蔵槽の断面図である。 1:容器、3:蓋、5:液体冷却材、6:カバ
ーガス、7:使用済燃料、8:貯蔵ラツク、9:
冷却管コイル、12:冷却系、14:筒状の放射
線しやへい体、15:燃料貯蔵槽。

Claims (1)

    【実用新案登録請求の範囲】
  1. 原子炉の使用済燃料を収容する燃料貯蔵槽の容
    器内に充填した液体冷却材の液面以下に設けた貯
    蔵ラツクに載置し、前記液体冷却材の液面をカバ
    ーガスにより覆つて前記容器の開口を放射線しや
    へい材を備えた蓋により閉鎖し、前記貯蔵ラツク
    の外囲を囲んで冷却管コイルを設け、該冷却管コ
    イルに前記容器を貫通し、外部の冷却系と連通す
    る管路により二次液体冷却材を通流して前記使用
    済燃料の崩壊熱を冷却してしやへいする放射線し
    やへい構造において、前記冷却管コイルと貯蔵ラ
    ツクとの間に筒状の放射線しやへい体を設け、該
    放射線しやへい体の高さを前記冷却管コイルの高
    さより高くし、前記冷却管コイルの高さを覆うよ
    うにしたことを特徴とする燃料貯蔵槽の放射線し
    やへい構造。
JP1985005032U 1985-01-18 1985-01-18 Expired JPH0321516Y2 (ja)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP1985005032U JPH0321516Y2 (ja) 1985-01-18 1985-01-18

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP1985005032U JPH0321516Y2 (ja) 1985-01-18 1985-01-18

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPS61122600U JPS61122600U (ja) 1986-08-01
JPH0321516Y2 true JPH0321516Y2 (ja) 1991-05-10

Family

ID=30481173

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP1985005032U Expired JPH0321516Y2 (ja) 1985-01-18 1985-01-18

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JPH0321516Y2 (ja)

Families Citing this family (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US10395784B2 (en) 2012-09-11 2019-08-27 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Method and system for external alternate suppression pool cooling for a BWR

Also Published As

Publication number Publication date
JPS61122600U (ja) 1986-08-01

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US5420897A (en) Fast reactor having reflector control system
US8331523B2 (en) Liquid cooled nuclear reactor with annular steam generator
US6519308B1 (en) Corrosion mitigation system for liquid metal nuclear reactors with passive decay heat removal systems
JPH05196779A (ja) 後備冷却流路をそなえた液体金属冷却原子炉用受動冷却系
JPH0318792A (ja) 受動形冷却装置
GB964841A (en) Nuclear reactors cooled by liquid metal
EP0410667B1 (en) Liquid metal cooled nuclear reactors with passive cooling system
US4382907A (en) Liquid metal cooled nuclear reactor
JPH0321516Y2 (ja)
US3271262A (en) Nuclear reactor with improved fuel handling facility
JP3126502B2 (ja) 反射体制御方式の原子炉
JPH0664168B2 (ja) 原子炉
US3802962A (en) Neutron flux measurement installation for liquid-cooled nuclear reactors
JPH055520Y2 (ja)
CN119724652B (zh) 适用于反应堆的三旋塞组件及适用于三旋塞组件的控制棒驱动旋塞
GB1249331A (en) Improvements in or relating to liquid metal cooled fast breeder nuclear reactors
JPH0552979A (ja) 小型高速炉
JPH0749391A (ja) 原子炉
JP3110901B2 (ja) 高速増殖炉
JP2006010313A (ja) 放射性物質貯蔵建屋
JPH0314151B2 (ja)
JPS6117099A (ja) 使用済燃料貯蔵用キヤスク貯蔵システム
JPS61272696A (ja) 原子炉の燃料搬出入設備構造
GB1307680A (en) Nuclear reactors
JPS62108188A (ja) 軽水冷却型原子炉