JPH0523398B2 - - Google Patents
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- Publication number
- JPH0523398B2 JPH0523398B2 JP60093412A JP9341285A JPH0523398B2 JP H0523398 B2 JPH0523398 B2 JP H0523398B2 JP 60093412 A JP60093412 A JP 60093412A JP 9341285 A JP9341285 A JP 9341285A JP H0523398 B2 JPH0523398 B2 JP H0523398B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- fuel
- bucket
- sodium
- simulated
- assembly
- 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 - Lifetime
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Classifications
-
- 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)
- Solid Fuels And Fuel-Associated Substances (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
［産業上の利用分野］
本発明は、原子炉の使用済燃料を新燃料に交換
するための燃料移送設備に用いられる燃料バケツ
トに残留するナトリウムを除去する方法に関す
る。
するための燃料移送設備に用いられる燃料バケツ
トに残留するナトリウムを除去する方法に関す
る。
［従来技術とその問題点］
液体金属であるナトリウムを冷却材に用いた原
子炉における燃料移送装置は、第３図に示す如く
原子炉容器１と炉外燃料貯蔵槽８を跨ぐように設
けられた斜道５，７と、この斜道５，７内を燃料
を収納して移動する燃料バケツト３と、該燃料バ
ケツト３を昇降さすための巻上装置４と、斜道の
転換を行うための可動斜道６とから構成されてい
る。原子炉２に於いて使用済みとなつた燃料は、
燃料把持装置１２によつて把持され、図の位置に
特機している。一方燃料バケツト３は、巻上装置
４によつて巻降され、燃料把持装置１２の直下ま
で斜道５内を滑降したのち、待機中の使用済み燃
料を収納し、巻上装置４によつて可動斜道６内ま
で引き揚げられ、次に可動斜道６をスイングし
て、斜道７に連結し、この状態で燃料バケツト３
を滑降し、使用済み燃料を炉外燃料貯蔵槽８に移
送し貯蔵する。他方炉外燃料貯蔵槽８内に貯蔵さ
れている新燃料を燃料バケツト３内に収納し、同
じ経路を逆の方向にたどつて原子炉２に装填す
る。このようにして新しい燃料に交換されるので
ある。使用済燃料は、核分裂によつて生成した分
裂物質の崩壊によつてより安定な物質に転換して
行く過程に於いて発生する崩壊熱によつて高温に
加熱されるので、燃料要素の破損を防止するため
に、燃料バケツト３内に冷却用のナトリウムが充
填されている。上記のように燃料交換が終了した
後は、可動斜道６内に燃料バケツト３を引揚げ、
可動斜道６を垂直にして燃料交換時期が来るまで
待機するが、燃料バケツト３内のナトリウムを長
期間そのままの状態で放置することは、使用済み
燃料を取り扱つた関係上ナトリウムの放射能レベ
ルが非常に高いため、例えば巻上装置４、或るい
は可動斜道６の駆動部とがが故障した場合の補修
時、或るいは燃料移送装置の供用期間中検査等に
より燃料移送セル１４内に入る必要が生じた際、
接近が不可能となる。そのため燃料交換用の諸設
備点検、補修時の作業員の被曝線量低減の観点か
ら待機中の燃料バケツト３からは出来るかぎりナ
トリウムを抜きとり、燃料移送セル１４内の放射
能レベルを低減しておくことが必要である。又燃
料バケツト３内にナトリウムを充填した状態で長
期間待機すると、保持温度をナトリウム溶融温度
以上に保たないかぎりナトリウムが固化してしま
うので、この除去作業は放射能レベルが高いこと
もあつて困難をきわめることになる。
子炉における燃料移送装置は、第３図に示す如く
原子炉容器１と炉外燃料貯蔵槽８を跨ぐように設
けられた斜道５，７と、この斜道５，７内を燃料
を収納して移動する燃料バケツト３と、該燃料バ
ケツト３を昇降さすための巻上装置４と、斜道の
転換を行うための可動斜道６とから構成されてい
る。原子炉２に於いて使用済みとなつた燃料は、
燃料把持装置１２によつて把持され、図の位置に
特機している。一方燃料バケツト３は、巻上装置
４によつて巻降され、燃料把持装置１２の直下ま
で斜道５内を滑降したのち、待機中の使用済み燃
料を収納し、巻上装置４によつて可動斜道６内ま
で引き揚げられ、次に可動斜道６をスイングし
て、斜道７に連結し、この状態で燃料バケツト３
を滑降し、使用済み燃料を炉外燃料貯蔵槽８に移
送し貯蔵する。他方炉外燃料貯蔵槽８内に貯蔵さ
れている新燃料を燃料バケツト３内に収納し、同
じ経路を逆の方向にたどつて原子炉２に装填す
る。このようにして新しい燃料に交換されるので
ある。使用済燃料は、核分裂によつて生成した分
裂物質の崩壊によつてより安定な物質に転換して
行く過程に於いて発生する崩壊熱によつて高温に
加熱されるので、燃料要素の破損を防止するため
に、燃料バケツト３内に冷却用のナトリウムが充
填されている。上記のように燃料交換が終了した
後は、可動斜道６内に燃料バケツト３を引揚げ、
可動斜道６を垂直にして燃料交換時期が来るまで
待機するが、燃料バケツト３内のナトリウムを長
期間そのままの状態で放置することは、使用済み
燃料を取り扱つた関係上ナトリウムの放射能レベ
ルが非常に高いため、例えば巻上装置４、或るい
は可動斜道６の駆動部とがが故障した場合の補修
時、或るいは燃料移送装置の供用期間中検査等に
より燃料移送セル１４内に入る必要が生じた際、
接近が不可能となる。そのため燃料交換用の諸設
備点検、補修時の作業員の被曝線量低減の観点か
ら待機中の燃料バケツト３からは出来るかぎりナ
トリウムを抜きとり、燃料移送セル１４内の放射
能レベルを低減しておくことが必要である。又燃
料バケツト３内にナトリウムを充填した状態で長
期間待機すると、保持温度をナトリウム溶融温度
以上に保たないかぎりナトリウムが固化してしま
うので、この除去作業は放射能レベルが高いこと
もあつて困難をきわめることになる。
従来、燃料バケツト３内のナトリウムの除去
は、燃料バケツト３の底部にドレン抜き用のプラ
グを設けて抜くのが一般的である。この方法では
何らかの原因でプラグが緩み、冷却用ナトリウム
が漏出した場合、冷却不足から燃料バケツト３内
に収納されている燃料の崩壊熱によつて燃料要素
自体が溶損し、高レベルの放射能が燃料移送セル
１４内に放出される危険があり、その対策が急が
れていた。
は、燃料バケツト３の底部にドレン抜き用のプラ
グを設けて抜くのが一般的である。この方法では
何らかの原因でプラグが緩み、冷却用ナトリウム
が漏出した場合、冷却不足から燃料バケツト３内
に収納されている燃料の崩壊熱によつて燃料要素
自体が溶損し、高レベルの放射能が燃料移送セル
１４内に放出される危険があり、その対策が急が
れていた。
［発明の目的］
本発明は上記の技術的問題に鑑みなされたもの
で、原子炉容器あるいは炉外燃料貯蔵槽におい
て、容易に燃料バケツト内のナトリウムを排出す
ることを可能ならしめた燃料バケツト内の残留ナ
トリウム排出用模擬燃料集合体による残留ナトリ
ウムの除去方法を提供とすることを目的とするも
のである。
で、原子炉容器あるいは炉外燃料貯蔵槽におい
て、容易に燃料バケツト内のナトリウムを排出す
ることを可能ならしめた燃料バケツト内の残留ナ
トリウム排出用模擬燃料集合体による残留ナトリ
ウムの除去方法を提供とすることを目的とするも
のである。
［発明の構成］
本発明は、燃料交換を終了した時点で炉外燃料
貯蔵槽内に於いて、燃料バケツト内に残る残留ナ
トリウムを、非放射性金属から成るナトリウム排
出用金具である模擬燃料集合体を、燃料バケツト
内に交換燃料の代りに挿入して、該模擬燃料集合
体の容積分だけ排除せしめて残留放射性ナトリウ
ムを低減する方法であり、その後燃料バケツトを
燃料移送セル内に移動待機させることにより、燃
料移送セル内の放射能レベルの低減を可能にする
ものである。
貯蔵槽内に於いて、燃料バケツト内に残る残留ナ
トリウムを、非放射性金属から成るナトリウム排
出用金具である模擬燃料集合体を、燃料バケツト
内に交換燃料の代りに挿入して、該模擬燃料集合
体の容積分だけ排除せしめて残留放射性ナトリウ
ムを低減する方法であり、その後燃料バケツトを
燃料移送セル内に移動待機させることにより、燃
料移送セル内の放射能レベルの低減を可能にする
ものである。
なお模擬燃料集合体の形状は、かならずしも燃
料集合体と同一に模擬する必要はなく、燃料バケ
ツト内に挿入可能であれば円柱状でもよい。
料集合体と同一に模擬する必要はなく、燃料バケ
ツト内に挿入可能であれば円柱状でもよい。
［実施例］
本発明による残留ナトリウムの除去方法の一実
施例を詳細に説明する。燃料バケツト３は第２図
に示すごとく円筒状の斜道５内に設けられた案内
軌道１０に車輪９にて案内され、第３図の巻上装
置４によつて昇降されるようになつている。燃料
バケツト３内には第１，２図に示す如く２本の円
筒体１５が設置されており、一方の円筒体１５内
には図示の如く燃料集合体が挿入されるようにな
つている。
施例を詳細に説明する。燃料バケツト３は第２図
に示すごとく円筒状の斜道５内に設けられた案内
軌道１０に車輪９にて案内され、第３図の巻上装
置４によつて昇降されるようになつている。燃料
バケツト３内には第１，２図に示す如く２本の円
筒体１５が設置されており、一方の円筒体１５内
には図示の如く燃料集合体が挿入されるようにな
つている。
さて、原子炉容器１より使用済み燃料を排出
し、新燃料を装填して燃料交換を完了した時点
で、原子炉容器用燃料把持装置１２の真下からナ
トリウムを充填したままの状態で燃料バゲツト３
を巻上装置４により引き上げて可動斜道６内に収
納し、その後斜道６をスイングして斜道７に連結
し、斜道７を滑降せしめて燃料貯蔵槽８内の燃料
把持装置１２の直下の所定の位置に設置する。該
燃料バケツト３が設置される位置はナトリウムの
液面下にあるため、燃料バケツト内にはナトリウ
ムが充満されている。ここで燃料把持装置１２に
より燃料貯蔵槽８内に保管されているナトリウム
排出用金具である模擬燃料集合体１７を第１図の
如く燃料バケツト３内に挿入して、燃料バケツト
３内に入り込んでいるナトリウムを追い出して除
去したのち、該燃料バケツト３を巻上装置４によ
つて斜道７内を引き揚げて上昇せしめ、可動斜道
６内に収納し、該可動斜道６を斜道７から切りは
なし、垂直にして次の燃料交換まで待機する。
し、新燃料を装填して燃料交換を完了した時点
で、原子炉容器用燃料把持装置１２の真下からナ
トリウムを充填したままの状態で燃料バゲツト３
を巻上装置４により引き上げて可動斜道６内に収
納し、その後斜道６をスイングして斜道７に連結
し、斜道７を滑降せしめて燃料貯蔵槽８内の燃料
把持装置１２の直下の所定の位置に設置する。該
燃料バケツト３が設置される位置はナトリウムの
液面下にあるため、燃料バケツト内にはナトリウ
ムが充満されている。ここで燃料把持装置１２に
より燃料貯蔵槽８内に保管されているナトリウム
排出用金具である模擬燃料集合体１７を第１図の
如く燃料バケツト３内に挿入して、燃料バケツト
３内に入り込んでいるナトリウムを追い出して除
去したのち、該燃料バケツト３を巻上装置４によ
つて斜道７内を引き揚げて上昇せしめ、可動斜道
６内に収納し、該可動斜道６を斜道７から切りは
なし、垂直にして次の燃料交換まで待機する。
［発明の効果］
以上詳述した通り本発明は、模擬燃料集合体を
燃料バケツト内に挿入するのであるから、燃料バ
ケツト内に内蔵する放射性ナトリウム量を減少す
ることが出来る。従つて、燃料バケツトを燃料移
送セル内に待機させるに於いて、燃料移送セル内
の放射能レベルを下げることが可能となり、燃料
交換諸設備の点検、補修時の作業員の被曝線量を
著しく低減することが出来る。
燃料バケツト内に挿入するのであるから、燃料バ
ケツト内に内蔵する放射性ナトリウム量を減少す
ることが出来る。従つて、燃料バケツトを燃料移
送セル内に待機させるに於いて、燃料移送セル内
の放射能レベルを下げることが可能となり、燃料
交換諸設備の点検、補修時の作業員の被曝線量を
著しく低減することが出来る。
第１図は本発明の模擬燃料集合体を挿入した燃
料バケツトの斜視図、第２図は斜道内の燃料バケ
ツト内に模擬燃料集合体が挿入されている状態を
示す断面図、第３図は燃料交換装置の全体を示す
縦断面図である。 １……原子炉容器、３……燃料バケツト、５，
６……斜道、６……可動斜道、８……炉外燃料貯
蔵槽、１７……模擬燃料集合体。
料バケツトの斜視図、第２図は斜道内の燃料バケ
ツト内に模擬燃料集合体が挿入されている状態を
示す断面図、第３図は燃料交換装置の全体を示す
縦断面図である。 １……原子炉容器、３……燃料バケツト、５，
６……斜道、６……可動斜道、８……炉外燃料貯
蔵槽、１７……模擬燃料集合体。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ 炉外燃料貯蔵槽内に於いて、燃料集合体の形
状を模擬した模擬燃料集合体を燃料バケツト内に
挿入し、該燃料バケツト内より残留ナトリウムを
除去することを特徴とする燃料バケツトの残留ナ
トリウム除去方法。 ２ 前記模擬燃料集合体の形状を円柱状とする特
許請求の範囲第１項記載の燃料バケツトの残留ナ
トリウム除去方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60093412A JPS61251797A (ja) | 1985-04-30 | 1985-04-30 | 燃料バケツトの残留ナトリウムの除去方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60093412A JPS61251797A (ja) | 1985-04-30 | 1985-04-30 | 燃料バケツトの残留ナトリウムの除去方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS61251797A JPS61251797A (ja) | 1986-11-08 |
| JPH0523398B2 true JPH0523398B2 (ja) | 1993-04-02 |
Family
ID=14081583
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60093412A Granted JPS61251797A (ja) | 1985-04-30 | 1985-04-30 | 燃料バケツトの残留ナトリウムの除去方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS61251797A (ja) |
-
1985
- 1985-04-30 JP JP60093412A patent/JPS61251797A/ja active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS61251797A (ja) | 1986-11-08 |
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