JPH0346594A - 高速炉使用済炉心構成要素取扱方法 - Google Patents
高速炉使用済炉心構成要素取扱方法Info
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- JPH0346594A JPH0346594A JP1181854A JP18185489A JPH0346594A JP H0346594 A JPH0346594 A JP H0346594A JP 1181854 A JP1181854 A JP 1181854A JP 18185489 A JP18185489 A JP 18185489A JP H0346594 A JPH0346594 A JP H0346594A
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- sodium
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- 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
- Structure Of Emergency Protection For 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、高速増殖炉の使用済燃料、使用済制御棒、使
用済遮蔽体等の使用済炉心構成要素を原子炉から搬出し
、運搬、貯蔵する際、付着したナトリウム（冷却材）を
洗浄除去して使用済炉心構成要素をインゴット状態にし
て運搬、貯蔵する取扱方法に関する。
用済遮蔽体等の使用済炉心構成要素を原子炉から搬出し
、運搬、貯蔵する際、付着したナトリウム（冷却材）を
洗浄除去して使用済炉心構成要素をインゴット状態にし
て運搬、貯蔵する取扱方法に関する。
高速増殖炉の使用済炉心構成要素例えば使用済燃料を原
子炉から搬出する際には、付着したナトリウム（原子炉
冷却材〉を洗浄して除去する必要がある。
子炉から搬出する際には、付着したナトリウム（原子炉
冷却材〉を洗浄して除去する必要がある。
通常実用化プラントでは高発熱の使用済燃料を炉心より
取り出す際にはナトリウムを満たしたポットに入れた状
態で取扱うことが必要とされているが、このナトリウム
を満たしたポットをプールの水中に沈めることはＮａ−
水反応防止の必要性から不可能で、どうしても使用済燃
料を洗浄して付りしているナトリウムを切る必要がある
。
取り出す際にはナトリウムを満たしたポットに入れた状
態で取扱うことが必要とされているが、このナトリウム
を満たしたポットをプールの水中に沈めることはＮａ−
水反応防止の必要性から不可能で、どうしても使用済燃
料を洗浄して付りしているナトリウムを切る必要がある
。
このようなことから、最近、炉心から引抜いた使用済燃
料を水ブール内に保管するに先立って、前記炉心から引
抜いた使用済燃料の入っているポットをナトリウムが満
たされている分離槽内に移送し、次に分離槽内にナトリ
ウムよりも比重が大きく且つ融点が分離槽内のナトリウ
ム温度よりも低くしかもナトリウム及び水ブールの水に
対して低反応性の溶融金属を供給し、ナトリウムを除去
して使用済燃料を洗浄し、次いでポット内に前記溶融金
属が人っている状態で水ブール内に移送し、水ブール内
にて裸の使用済燃料をポットから取り出して水ブール内
に貯蔵する高速炉使用済燃料洗浄法がある。先行技術文
献として特開昭６３−２１５９７号がある。
料を水ブール内に保管するに先立って、前記炉心から引
抜いた使用済燃料の入っているポットをナトリウムが満
たされている分離槽内に移送し、次に分離槽内にナトリ
ウムよりも比重が大きく且つ融点が分離槽内のナトリウ
ム温度よりも低くしかもナトリウム及び水ブールの水に
対して低反応性の溶融金属を供給し、ナトリウムを除去
して使用済燃料を洗浄し、次いでポット内に前記溶融金
属が人っている状態で水ブール内に移送し、水ブール内
にて裸の使用済燃料をポットから取り出して水ブール内
に貯蔵する高速炉使用済燃料洗浄法がある。先行技術文
献として特開昭６３−２１５９７号がある。
〔発明が解決しようとする課題）
ところで、上記の高速炉使用済燃料洗浄法では、使用済
燃料を裸で水ブール内に貯蔵する為、破損燃料の取扱い
は別途缶詰する等の設備が必要である。また水ブール内
の水に低融点金属が混入する為水ブール浄化系にてこれ
を除去する必要があり、その為の設備も必要となる。さ
らに貯蔵設備として水ブールを用いている為、ブール水
浄化系から比較的多量の放射性廃棄物が発生する。
燃料を裸で水ブール内に貯蔵する為、破損燃料の取扱い
は別途缶詰する等の設備が必要である。また水ブール内
の水に低融点金属が混入する為水ブール浄化系にてこれ
を除去する必要があり、その為の設備も必要となる。さ
らに貯蔵設備として水ブールを用いている為、ブール水
浄化系から比較的多量の放射性廃棄物が発生する。
そこで本発明は、破損燃料の取扱設備を必要とせず、ま
た水ブールを使用する場合でも水ブール内の水に金属が
混入せず、さらに放射性廃棄物か発生しないように使用
済燃料を始めとする使用済制御棒、使用済遮蔽体等の高
速炉使用済炉心構成要素を洗浄し、運搬、貯蔵する取扱
方法を提（Ｊｔ シようとするものである。
た水ブールを使用する場合でも水ブール内の水に金属が
混入せず、さらに放射性廃棄物か発生しないように使用
済燃料を始めとする使用済制御棒、使用済遮蔽体等の高
速炉使用済炉心構成要素を洗浄し、運搬、貯蔵する取扱
方法を提（Ｊｔ シようとするものである。
〔課題を解決するための手段）
上記課題を解決するための本発明の高速炉使用済炉心構
成要素取扱方法は、使用済炉心構成要素をナトリウム入
り燃料移送ポットに収納した状態で原子炉から取り出し
て分離権内に入れ、次に分離槽内に高融点でナトリウム
よりも比重が大きく且つナトリウムと高温で溶解せず熱
伝達特性に優れた金属を溶融状態で供給し、ナトリウム
を上部に浮上させることによりオーバーフローさせて除
去し、次いで燃料移送ポット内の前記高融点金属を固化
させ、然る後インゴット状態で使用済炉心構成要素を運
搬、貯蔵するものである。
成要素取扱方法は、使用済炉心構成要素をナトリウム入
り燃料移送ポットに収納した状態で原子炉から取り出し
て分離権内に入れ、次に分離槽内に高融点でナトリウム
よりも比重が大きく且つナトリウムと高温で溶解せず熱
伝達特性に優れた金属を溶融状態で供給し、ナトリウム
を上部に浮上させることによりオーバーフローさせて除
去し、次いで燃料移送ポット内の前記高融点金属を固化
させ、然る後インゴット状態で使用済炉心構成要素を運
搬、貯蔵するものである。
上述の如く本発明の高速炉使用済炉心構成要素取扱方法
は、使用済炉心構成要素を収容したナトリウム入り燃料
移送ポットを分離槽に入れた後、ナトリウムよりも比重
が大きく且つナトリウムと高温で溶解せず熱伝達特性の
優れた高融点の溶融金属を燃料移送ポットに導入してナ
トリウムを上記に浮上させて除去し、溶融金属を固化し
て、燃料移送ポット内の使用済炉心構成要素を固化金属
に封入した状態で貯蔵するので、例えば使用済炉心構成
要素が破損燃料の場合は、破損孔が溶融金属によって封
塞される為、健全燃料と同一の取扱いが可能で、特別な
設備は不要である。また燃料移送ポットの外表面を空気
で冷却し乍ら貯蔵すれば、放射性廃棄物が殆んど発生し
ない。さらに水との反応性の無い金属を用いることによ
って貯蔵に水プールを使用する場合でも水プールの水に
金属が混入することが無いので、水プール浄化系で金属
を除去する設備は不要であり、また使用済燃料の表面に
残留するナトリウムが水と接触することが無く、反応が
起こらないので、放射性腐食生成物が拡散せず、保守、
補修に伴う被曝も少ない。
は、使用済炉心構成要素を収容したナトリウム入り燃料
移送ポットを分離槽に入れた後、ナトリウムよりも比重
が大きく且つナトリウムと高温で溶解せず熱伝達特性の
優れた高融点の溶融金属を燃料移送ポットに導入してナ
トリウムを上記に浮上させて除去し、溶融金属を固化し
て、燃料移送ポット内の使用済炉心構成要素を固化金属
に封入した状態で貯蔵するので、例えば使用済炉心構成
要素が破損燃料の場合は、破損孔が溶融金属によって封
塞される為、健全燃料と同一の取扱いが可能で、特別な
設備は不要である。また燃料移送ポットの外表面を空気
で冷却し乍ら貯蔵すれば、放射性廃棄物が殆んど発生し
ない。さらに水との反応性の無い金属を用いることによ
って貯蔵に水プールを使用する場合でも水プールの水に
金属が混入することが無いので、水プール浄化系で金属
を除去する設備は不要であり、また使用済燃料の表面に
残留するナトリウムが水と接触することが無く、反応が
起こらないので、放射性腐食生成物が拡散せず、保守、
補修に伴う被曝も少ない。
尚、破損燃料については、インゴット状にした後再び炉
内に戻して、炉内の破損燃料貯蔵場所にて貯蔵する取扱
いも可能である。
内に戻して、炉内の破損燃料貯蔵場所にて貯蔵する取扱
いも可能である。
〔実施例）
本発明の高速炉使用済炉心構成要素取扱方法の一実施例
を第１図によって説明すると、炉心１で発生した使用済
燃料２は、燃料交換機３と回転プラグ４とにより燃料交
換位置５に運び、予め用意された燃料移送ポット６に挿
入する。この燃料移送ポット６は燃料出入機７により斜
道８を通してＡｒガスセル９内に引上げ、燃料出入機７
のスイング作動と吊り降ろし作動により炉外中継層１０
内に一旦収納する。
を第１図によって説明すると、炉心１で発生した使用済
燃料２は、燃料交換機３と回転プラグ４とにより燃料交
換位置５に運び、予め用意された燃料移送ポット６に挿
入する。この燃料移送ポット６は燃料出入機７により斜
道８を通してＡｒガスセル９内に引上げ、燃料出入機７
のスイング作動と吊り降ろし作動により炉外中継層１０
内に一旦収納する。
その後燃料移送ポット６は燃料移送機１１により炉外中
継層１０内より引上げて移送し、分離［１２内に吊り降
ろす。次に分離槽１２内に、高融点でナトリウムよりも
比重が大きく、ナトリウム及び水と殆んど反応せず、熱
伝達特性の優れている金属として、例えばＡＩ（融点６
６０℃、比重的３）又はＡｌ−３ｉ１３％合金（シル主
ンと呼はれる。融点５７０℃、比重約３）等のＡ１合金
、又はカドくラム（融点３２１℃、比重約８．６）等を
熔融状態で供給し、燃料移送ポット６内に導入して先に
人っていたナトリウムを上部のオーバーフローホールよ
リオーバーフローさせて除去する。次いで燃料移送ポッ
ト６内の溶融金属を自然冷却により固化させて、内部の
使用済燃料２を封入する。こうしてインゴット状態とな
った使用済燃料２は燃料移送ボット６ごとに燃料移送機
１１により分離槽１２内より引上げて移送し、Ａｒガス
セル９から隣の空気セル１３に連絡する地下室１４の燃
料移送用台車１５に吊り降ろし、この燃料移送用台車１
５の走行により空気セル１３側に移送し、空気セル１３
内の燃料移送機１６により燃料移送ポット６を燃料移送
台車１５より空気セル１３内に引上げて移送し、地下の
貯蔵庫１７内に吊り降ろして貯蔵する。
継層１０内より引上げて移送し、分離［１２内に吊り降
ろす。次に分離槽１２内に、高融点でナトリウムよりも
比重が大きく、ナトリウム及び水と殆んど反応せず、熱
伝達特性の優れている金属として、例えばＡＩ（融点６
６０℃、比重的３）又はＡｌ−３ｉ１３％合金（シル主
ンと呼はれる。融点５７０℃、比重約３）等のＡ１合金
、又はカドくラム（融点３２１℃、比重約８．６）等を
熔融状態で供給し、燃料移送ポット６内に導入して先に
人っていたナトリウムを上部のオーバーフローホールよ
リオーバーフローさせて除去する。次いで燃料移送ポッ
ト６内の溶融金属を自然冷却により固化させて、内部の
使用済燃料２を封入する。こうしてインゴット状態とな
った使用済燃料２は燃料移送ボット６ごとに燃料移送機
１１により分離槽１２内より引上げて移送し、Ａｒガス
セル９から隣の空気セル１３に連絡する地下室１４の燃
料移送用台車１５に吊り降ろし、この燃料移送用台車１
５の走行により空気セル１３側に移送し、空気セル１３
内の燃料移送機１６により燃料移送ポット６を燃料移送
台車１５より空気セル１３内に引上げて移送し、地下の
貯蔵庫１７内に吊り降ろして貯蔵する。
このように、本発明の高速炉使用済炉心構成要素取扱方
法では、使用済燃料２を収容したナトリウム入り燃料移
送ボット６を分離相１２内に入れ、燃料移送ボット６に
ナトリウムよりも比重が大きくナトリウムと低反応性で
且つ融点の高い金属を溶融状態で導入し、ナトリウムを
オーバーフローさせて除去し、溶融金属を固化して使用
済燃料２をインゴット中に封入した状態で貯蔵するので
、使用済燃料２が破損している場合、破損孔が溶融金属
によって封塞されて固化する。従って、健全な使用済燃
料２と同一の取扱いができて、特別な設備は不要である
。また地下の貯蔵庫１７内に貯蔵した際、第１図に示さ
れるようにブロワ−１８により貯蔵庫１７内に空気を吹
込んで、燃料移送ボット６の外表面を空気で冷却し乍ら
貯蔵すれば、放射性廃棄物が殆んど発生しない。さらに
地下の貯蔵庫１７内で貯蔵するのに代えて水との反応性
の無い金属を用いた場合には、第２図に示す水ブール１
９内の貯蔵ラック２０に貯蔵した際、水ブール１９内の
水に金属が混入することが無いので、水ブール浄化系で
金属を除去する設備は不要であり、また使用済燃料２の
表面に残留するナトリウムが水と接触することが無く、
反応が起こらない。
法では、使用済燃料２を収容したナトリウム入り燃料移
送ボット６を分離相１２内に入れ、燃料移送ボット６に
ナトリウムよりも比重が大きくナトリウムと低反応性で
且つ融点の高い金属を溶融状態で導入し、ナトリウムを
オーバーフローさせて除去し、溶融金属を固化して使用
済燃料２をインゴット中に封入した状態で貯蔵するので
、使用済燃料２が破損している場合、破損孔が溶融金属
によって封塞されて固化する。従って、健全な使用済燃
料２と同一の取扱いができて、特別な設備は不要である
。また地下の貯蔵庫１７内に貯蔵した際、第１図に示さ
れるようにブロワ−１８により貯蔵庫１７内に空気を吹
込んで、燃料移送ボット６の外表面を空気で冷却し乍ら
貯蔵すれば、放射性廃棄物が殆んど発生しない。さらに
地下の貯蔵庫１７内で貯蔵するのに代えて水との反応性
の無い金属を用いた場合には、第２図に示す水ブール１
９内の貯蔵ラック２０に貯蔵した際、水ブール１９内の
水に金属が混入することが無いので、水ブール浄化系で
金属を除去する設備は不要であり、また使用済燃料２の
表面に残留するナトリウムが水と接触することが無く、
反応が起こらない。
尚、上記実施例では使用済燃料の取扱方法について説明
したが、使用済制御棒、使用済遮蔽体の取扱いも同様に
行われるものである。
したが、使用済制御棒、使用済遮蔽体の取扱いも同様に
行われるものである。
〔発明の効果）
以上の説明で判るように本発明の高速炉使用済炉心構成
要素取扱方法によれば、従来必要であった破損燃料の取
扱設備が不要となり、燃料取扱システムの簡素化が可能
である。また使用済炉心構成要素が燃料移送ポット内で
インゴット中に封入された状態で貯蔵されるので、燃料
移送ボットを冷却し乍ら貯蔵することにより放射性廃棄
物が殆んど発生しない。さらに上記燃料移送ボットを水
ブール内に貯蔵した場合、金属が水プール内の水に混入
しないので、水プール浄化系に金属除去設備は不要であ
り、しかも万一使用済炉心構成要素の表面にナトリウム
が残留付着していてもインゴット中に封じ込められてい
る為直接水プールの水と反応することが無いので、水ブ
ール貯蔵システムを確立できる。
要素取扱方法によれば、従来必要であった破損燃料の取
扱設備が不要となり、燃料取扱システムの簡素化が可能
である。また使用済炉心構成要素が燃料移送ポット内で
インゴット中に封入された状態で貯蔵されるので、燃料
移送ボットを冷却し乍ら貯蔵することにより放射性廃棄
物が殆んど発生しない。さらに上記燃料移送ボットを水
ブール内に貯蔵した場合、金属が水プール内の水に混入
しないので、水プール浄化系に金属除去設備は不要であ
り、しかも万一使用済炉心構成要素の表面にナトリウム
が残留付着していてもインゴット中に封じ込められてい
る為直接水プールの水と反応することが無いので、水ブ
ール貯蔵システムを確立できる。
第１図は本発明の高速炉使用済炉心構成要素取扱方法を
実施する燃料取扱システムを示す図、第２図は第１図の
一部変更例を示す図である。
実施する燃料取扱システムを示す図、第２図は第１図の
一部変更例を示す図である。
Claims (1)
- １）使用済炉心構成要素をナトリウム入り燃料移送ポッ
トに収納した状態で原子炉から取り出して分離槽内に入
れ、次に分離槽内に高融点でナトリウムよりも比重が大
きく且つナトリウムと高温で溶解せず熱伝達特性に優れ
た金属を溶融状態で供給し、ナトリウムを上部に浮上さ
せることによりオーバーフローさせて除去し、次いで燃
料移送ポット内の前記高融点金属を固化させ、然る後イ
ンゴット状態で使用済炉心構成要素を運搬、貯蔵するこ
とを特徴とする高速炉使用済炉心構成要素取扱方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1181854A JP2933951B2 (ja) | 1989-07-14 | 1989-07-14 | 高速炉使用済炉心構成要素取扱方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1181854A JP2933951B2 (ja) | 1989-07-14 | 1989-07-14 | 高速炉使用済炉心構成要素取扱方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0346594A true JPH0346594A (ja) | 1991-02-27 |
| JP2933951B2 JP2933951B2 (ja) | 1999-08-16 |
Family
ID=16107993
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP1181854A Expired - Fee Related JP2933951B2 (ja) | 1989-07-14 | 1989-07-14 | 高速炉使用済炉心構成要素取扱方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP2933951B2 (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH0554598U (ja) * | 1991-12-24 | 1993-07-20 | 日本フエルト株式会社 | 抄紙用エンドレスニードルフェルトの基布 |
Families Citing this family (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CA3187112A1 (en) | 2020-08-17 | 2022-02-24 | Jesse R. CHEATHAM III. | Fuel handling system, layout, and process for nuclear reactor |
| US12555694B2 (en) | 2020-08-17 | 2026-02-17 | Terrapower, Llc | Fuel handling system, layout, and process for nuclear reactor |
| WO2025053854A2 (en) * | 2022-07-12 | 2025-03-13 | Terrapower, Llc | Fuel handling system, layout, and process for nuclear reactor |
-
1989
- 1989-07-14 JP JP1181854A patent/JP2933951B2/ja not_active Expired - Fee Related
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH0554598U (ja) * | 1991-12-24 | 1993-07-20 | 日本フエルト株式会社 | 抄紙用エンドレスニードルフェルトの基布 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JP2933951B2 (ja) | 1999-08-16 |
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