JPH0334836B2 - - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 〔発明の属する技術分野〕 本発明は、特に高速増殖炉において、原子炉燃
料を容器内に収納し燃料出入機により不活性ガス
雰囲気内にて、原子炉容器と炉外燃料中継装置と
の間を冷却材である液体金属としての液体ナトリ
ウムを充填して移送する燃料出入機のバツケツト
に関する。

〔従来技術とその問題点〕 高速増殖炉において原子炉に原子炉燃料（以下
燃料という）としての新燃料を装着したり、使用
済燃料を原子炉から取出して洗浄等の燃料取扱を
行なう燃料取扱設備としてインセルゲリツパシユ
ート方式燃料取扱設備が知られている。第３図は
この燃料取扱設備の構成を示す配置図であり、図
において、１は原子炉容器であり、原子炉容器１
内には冷却材である液体金属としての液体ナトリ
ウムが保有され、液面下に炉心１ａおよび炉内燃
料貯蔵ラツク１ｂが設けられている。燃料交換機
２は原子炉容器１内で燃料交換を行ない、原子炉
容器１からの燃料出し入れ前に炉内貯蔵ラツク１
ｂに燃料を一時載置して貯蔵する。燃料出入機３
は燃料移送セル２０の不活性ガスセル２０ａに配
設され、原子炉容器１のしやへいプラグを貫通し
て設けられた炉側シユート１ｃを通つて燃料出入
機３のスイングアーム３ａにより燃料を出し入れ
する。そしてスイングアーム３ａは不活性ガスセ
ル２０ａ内にてスイング炉外燃料中継装置４の受
け渡し口と接続され、スイングアーム３ａと炉外
燃料中継装置４との間で燃料の受け渡しが行なわ
れる。

なお、燃料移送セル２０は前述の不活性ガスセ
ル２０ａと湿潤空気セル２０ｂとからなり、不活
性ガスセル２０ａには炉外燃料中継装置４の他に
破損燃料貯蔵設備６、新燃料地下台車７が、不活
性ガスセル２０ａと湿潤空気セル２０ｂとにまた
がつて燃料洗浄設備８が、湿潤空気セル２０ｂに
は水中燃料貯蔵槽１０、キヤスク台車１１がそれ
ぞれの受け渡し口を介して配設されている。ま
た、不活性ガスセル２０ａ、湿潤空気セル２０ｂ
にはそれぞれ燃料を移送するインセルグリツパ
５，５ａが配設されている。したがつて炉外燃料
中継装置４の中継容器４ａに載置された燃料はイ
ンセルグリツ５，５ａにより上記の燃料移送セル
２０に配された燃料取扱設備間を移送される。な
お天井クレーン１２により使用済燃料は搬出トレ
ーラ１３に運ばれる。また新燃料は図示しない新
燃料置場より地下台車７により不活性ガスセル２
０ａの受け渡し口まで移送される。

ところで上記のような燃料取扱に際して燃料出
入機３により原子炉容器１に出し入れされる燃料
は燃料バケツトに収納され、この燃料バケツトが
燃料出入機３のスイングアーム３ａに移送され、
スイングアーム３ａのスイングにより原子炉容器
１と炉外燃料中継装置４との間で移送される。第
４図は従来の燃料バケツトの断面図であり、図に
おいて不活性ガスセル２０ａに受け渡し口を介し
て配設された炉外燃料中継装置４の中継容器４ａ
はフランジ４ｂによりピツト４ｃのコンクリート
床に支持されて不活性ガス雰囲気内に据付けられ
ている。燃料１５を収納する容器としての燃料バ
ケツト１６は燃料出入機のスイングアームが受け
渡し口で接続するガイドレール１７に沿つてけん
引具１８に接続されており、燃料出入機によるけ
ん引具１８の操作により炉外燃料中継装置４の中
継容器４ａに出し入れできる。なお第４図は燃料
バケツト１６が中継容器４ａに収納された状態を
示している。燃料バケツト１６には側壁にサイフ
オン管１６ａを設けており、燃料バケツト１６に
充填した液体ナトリウムの３０の液面３０ａはサ
イフオン管１６ａの内壁の開口位置に定められて
いる。燃料１５は図示しない燃料出入機のグリツ
パ１９の複数の爪１９ａを開にして、燃料１５の
グリツプ部１５ａに挿入して把持され、液体ナト
リウム３０中に浸漬されている。

燃料バケツト１６内の液体ナトリウムは原子炉
容器内の冷却材としての液体ナトリウムが充填さ
れたものであり、燃料出入機により原子炉容器の
液体ナトリウム液面上に吊り上げられたとき燃料
バケツト１６の上端面まで満たされた液体ナトリ
ウムがサイフオン管１６ａから原子炉容器内に流
出して液面３０ａが保持されている。なおこの液
面３０ａは燃料１５を充分カバーする高さとして
いる。このため燃料、特に使用済燃料を燃料バケ
ツト１６により移送する際、崩壊熱は燃料１５の
複数のエントランスノズル孔１５ｂと燃料１５内
の燃料ピン間の冷却材通流チヤンネルと頂部の開
口１５ｃとを介して矢印方向の液体ナトリウムの
自然循環により除去され、特に移送中に事故が生
じ長時間同一場所に停留してもこの自然循環によ
つて崩壊熱は除去される。ところで燃料バケツト
１６内の燃料１５は液体ナトリウム中にあるの
で、インセルグリツパのグリツパ１９の爪１９ａ
を開閉するつかみ機構の爪操作部は液体ナトリウ
ム中で作動が行なわれて燃料１５を把持、釈放し
ている。

しかしながら、このような構造ではグリツパ１
９ａ等からなる爪操作部、例えば爪を開閉する回
動部等には液体ナトリウムが付着し、この状態で
液体ナトリウム外に取出されて冷却されるとつか
み機構の爪操作部等がナトリウムにより固着して
燃料を把持、釈放する操作ができなくなるという
問題がある。このため固着したナトリウムを加熱
して溶け流す加熱装置や、頻繁にグリツパのつか
み機構を洗浄することが必要となり、このため設
備費がかゝり、また燃料交換時間が長くなるとい
う問題がある。

〔発明の目的〕

本発明は、前述のような点に鑑みインセルグリ
ツパのグリツパのつかみ機構を固着の原因となる
液体金属内への浸漬を行なわずに燃料バケツト内
の燃料を把持、釈放して燃料を移送できる燃料出
入機の燃料バケツトを提供することを目的とす
る。

〔発明の要旨〕

上記の目的は、本発明によれば原子炉燃料を収
納する容器の側壁に備えたサイフオンは、原子炉
燃料のグリツプ部が使用済燃料の崩壊熱に伴う液
体金属の熱膨張により上昇して定まる液体金属液
面より上に露出するように容器の内面に開口を有
し、かつ該サイフオン管の有効高さは燃料移送時
に燃料出入機内に傾斜させたまゝ燃料を収納した
容器を停止させたとき液体金属の熱膨張により上
昇する液体金属液面を保持するようにしたことに
よつて達成される。

〔発明の実施例〕

以下図面に基づいて本発明の実施例を説明す
る。第１図は本発明の実施例による燃料出入機の
燃料バケツトを炉外燃料中継装置に収納した部分
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、第４図の従来例と同一部品には
同じ符号を付している。第１図において炉外燃料
中継装置４、中継容器４ａ、燃料１５、燃料バケ
ツト１６、けん引具１８、グリツパ１９等の構
造、作用は従来技術と同じなので説明を省略す
る。本実施例では燃料バケツト１６の側壁に設け
られるサイフオン管１６ａの内壁開口で定まる冷
却材である液体金属としての液体ナトリウムの液
面Ａは炉外燃料中継装置４から下流の燃料取扱装
置に移送されるまでの約30分程度の短時間の間に
収納された燃料１５、特に使用済燃料の崩壊熱に
より液体ナトリウムが熱膨脹して液面Ｂまで上昇
するが、燃料１５のグリツプ部１５ａが液面Ｂ上
の空間に露出するようにサイフオン管１６ａの位
置を定めている。なおサイフオン管１６ａの有効
高さはこの収納時における熱膨脹による液面上昇
より高くなる後述する移送中継時の液面上昇、す
なわち傾斜したガイドレール１７に沿つて傾斜し
た燃料バケツトの液体ナトリウムの液面が熱膨脹
により上昇しても、充填された液体ナトリウムが
サイフオン管内を通つて燃料バケツト外に排出さ
れないようにとられている。

このような構造により炉外燃料中継装置４の中
継容器４ａに収納された燃料１５はそグリツプ部
１５ａが熱膨脹により上昇した液体ナトリウム液
面Ｂ上の空間にあるのでグリツパ１９のつかみ機
構は液面Ｂ上の空間、すなわちグリツパ１９の爪
の開閉は液面上の不活性ガス雰囲気中で行なわれ
る。このためグリツパ１９のつかみ機構の爪操作
部等は液体ナトリウム中に浸されないのでナトリ
ウムが爪操作部の爪開閉回動部に付着しないため
冷却による固着が発生せず、良好な爪開閉能力を
長時間にわたつて保持できる。

なお、通常の燃料移送の場合燃料１５は前述の
ように燃料バケツト１６内に短時間だけ留まるの
で燃料１５が使用済燃料であつてもその崩壊熱に
より燃料の温度を異常上昇させない。

第２図は第３図の燃料バケツト使用済燃料を収
納した状態で炉外燃料中継装置と原子炉容器との
間を傾斜したシユートスリーブ２２に沿つて燃料
出入機のけん引具１８により移送中、事故により
移送が中継されて停止した燃料バケツト１６の状
態を示している。この場合ナトリウム液面は当初
サイフオン管１６ａで定まる液面ｃにあるが、グ
リツプ部１５ａは不活性ガス中にあるので燃料バ
ケツト内で自然循環が行なわれないため液体ナト
リウムは温度上昇し液面は上昇する。そして長時
間の停止により液面がＤ液面まで上昇すると燃料
１５はナトリウム液面Ｄ以下に浸漬される。この
ため燃料１５のエントラインスノズル孔１５ｂと
頂部の開口１５ｃとを介して矢印方向に前述のよ
うに自然循環が行なられ、使用済燃料の崩壊熱を
除去して使用済燃料の温度の異常上昇を生じさせ
ず、またナトリウム液面も液面Ｄを保持する。ま
た、サイフオン管１６ａの有効高さは前述のよう
に液面Ｄに上昇しても燃料バケツト１６内のナト
リウム液がサイフオン管１６ａを通つて外部にこ
ぼれない高さとしているのでナトリウム液面は保
持される。

なお事故が回復し、正常状態になつた時は再び
燃料バケツトを燃料出入機により原子炉容器内の
液体ナトリウムに浸漬して冷却後再びナトリウム
液面上の不活性ガスのカバーガス中に引き上げる
ことにより、燃料バケツト１６内の液面はサイフ
オン管１６ａの内壁の開口位置で定まる液面Ａ
（第１図参照）を保持する。したがつて燃料バケ
ツトに収納された燃料は再び液体ナトリウムにグ
リツパのつかみ機構を浸漬せずにグリツパにより
把持、釈放される。

〔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
ば原子炉燃料を収納する燃料バケツトの液体金属
液面を、燃料バケツトの側壁に設けられたサイフ
オン管により定め、さらに燃料バケツトの通常移
送時に使用済燃料としての原子炉燃料の崩壊熱に
より前記液面より上昇した液面から露出して原子
燃料のグリツプ部を位置させ、かつサイフオン管
の有効高さを燃料バケツトが傾斜したシユートス
リーブ上で事故により停止した場合液体金属液面
が熱膨脹により上昇しても液面を保持し得るもの
としたことにより、燃料を把持、釈放するグリツ
パは常にナトリウム液面より上の不活性ガス中で
行なわれるので、ナトリウムがグリツパのつかみ
機構に付着して爪の開閉等の操作部が固着しない
ので、固着を溶かす加熱装置を必要としないため
設備費が安くなり、またグリツパのつかみ機構の
洗浄頻度も低減して燃料取扱時間も短縮できる。
また移送事故時、燃料バケツトが停止しても使用
済燃料の崩壊熱を液体金属の熱膨脹による液体金
属液面の上昇により使用済燃料を液体金属が覆う
ことになるので自然循環が行なわれ、崩壊熱の除
去を良好に行ない、燃料の溶融を防止できるとい
う効果がある。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の実施例による燃料出入機の燃
料バケツトを炉外燃料中継装置に収納した部分断
面図、第２図は第１図の燃料バケツトをシユート
スリーブに沿う移送時に停止した状態を示す部分
断面図、第３図は燃料取扱設備の配置図、第４図
は従来の燃料出入機の燃料バケツトを炉外燃料中
継装置に収納した部分断面図である。 １：原子炉容器、３：燃料出入機、４：炉外燃
料中継装置、５：インセルグリツパ、１５：原子
炉燃料、１５ａ：グリツプ部、１６：燃料バケツ
ト、１６ａ：サイフオン管、１９：グリツパ。

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. １ 不活性ガス雰囲気にて冷却材として液体金属
   を充填し、側壁にサイフオンを備え、原子炉燃料
   を収納する容器からなり、頂部にグリツプ部を有
   する原子炉燃料を原子炉容器から出入する燃料出
   入機の燃料バケツトにおいて、前記サイフオン
   は、前記原子炉燃料のグリツプ部が使用済燃料の
   崩壊熱に伴う液体金属の熱膨脹により上昇して定
   まる液体金属液面より上に露出するように容器の
   内面に開口を有し、かつ該サイフオン管の有効高
   さは燃料移送時に燃料出入機内に傾斜させたまゝ
   燃料を収納した容器を停止させたとき、液体金属
   の熱膨脹により上昇する液体金属液面を保持する
   ようにしたことを特徴とする燃料出入機の燃料バ
   ケツト。