JPH11109086A - ナトリウム冷却型原子炉プラントの使用済燃料取扱い設備 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】 【課題】核燃料サイクルの効率化を狙いに、原子炉から
取出して炉外燃料貯蔵設備に保管する使用済燃料集合体
の貯蔵期間を短縮し、使用済燃料を早期のうちに原子炉
施設から燃料再処理施設へ搬出できるようにする。 【解決手段】ナトリウム冷却型原子炉を据付けた原子炉
施設の施設内に、使用済燃料集合体を解体して燃料ピン
を分離する燃料解体設備を設け、原子炉から取出して一
旦炉外燃料貯蔵設備に移した使用済燃料集合体を、さら
に炉外燃料貯蔵設備から燃料解体設備に移し、ここで使
用済燃料集合体を燃料ピン単位に解体した上で、燃料ピ
ンを単位本数ずつ小分けして燃料解体設備から取出し、
ガスキャスクに収容して原子炉施設から別なサイトの燃
料再処理施設に搬出する。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【発明の属する技術分野】この発明は、ナトリウム冷却
型原子炉プラントの施設内に設けた使用済燃料の取扱い
設備に関する。

【０００２】

【従来の技術】まず、ナトリウム冷却型高速炉（以下
「ＦＢＲ」と呼称する）を対象とした原子炉プラントの
従来における原子炉施設の燃料取扱い設備、および原子
炉施設，燃料再処理施設，燃料成形加工施設の間の核燃
料サイクルをブロック図として図３に示す。

【０００３】図３において、原子炉施設内に据付けた原
子炉（ＦＢＲ）から取出した使用済燃料集合体は、燃料
移送機により同じ原子炉施設内に設備した炉外燃料貯蔵
設備の使用済燃料貯蔵部（液体ナトリウムで満たしてあ
る）に移し、ここで使用済燃料集合体の発熱量がガスキ
ャスクに収容して安全に輸送できるレベルに減衰するま
で長期間保管した後、使用済燃料集合体を炉外燃料貯蔵
プールから取出してガスキャスクに収容，密封し、この
状態で原子炉施設１から別なサイトに設置された燃料再
処理施設へ搬出される。また、燃料再処理施設では、搬
入した使用済燃料集合体を燃料解体設備にて解体し、さ
らに核燃料（燃料ペレット）を燃料再処理設備で再処理
した後、さらに別な燃料成形加工施設にて新燃料集合体
に成形，組立て、その後に新燃料キャスクに収容して原
子炉施設に輸送して炉外燃料貯蔵設備の燃料貯蔵ラック
に収容して予熱し、ここから原子炉容器に搬入して炉心
に装荷するようにしている。

【０００４】

【発明が解決しようとする課題】現在、我が国ではＦＢ
Ｒとして実験炉「常陽」，原形炉「もんじゅ」の原子炉
プラントが製作，運転されている段階であるが、近い将
来にはＦＢＲプラントが実用化され、国内で多数基のＦ
ＢＲプラントが稼働するようになるものと予測され、そ
の観点からもＦＢＲプラント１基当たりの稼働に必要な
核燃料（プルトニウム）の総量（図３に示した核燃料サ
イクルの各段階（原子炉施設，燃料再処理施設，燃料成
形加工施設）に投入されているプルトニウムの総量）を
できるだけ少なく抑えて、原子力発電需要の伸長に応じ
た効率的な発電プラント建設計画に対応できることが求
められる。

【０００５】また、ＦＢＲプラントの実用化に伴い、核
燃料の燃料集合体は高燃焼度化，大型化することが予測
されており、原子炉から取出た使用済燃料集合体の１体
当たりの発熱量は現在のＦＢＲ以上に増加する傾向にあ
る。ところで、現在の核燃料サイクル（図３参照）で
は、先記のように原子炉から取出した使用済燃料集合体
を原子炉施設内の炉外燃料貯蔵設備に搬入し、ここで使
用済燃料の発熱量が十分低レベルに減衰するまで長期期
間（現行では炉外燃料貯蔵設備で貯蔵する燃料集合体の
保管サイクルは約１．５年）保管した後、使用済燃料集
合体をガスキャスクに収容して原子炉施設から別な燃料
再処理施設に搬出するようにしている。

【０００６】そのために、ＦＢＲで使用する燃料集合体
の高燃焼度化，大型化に伴い、原子炉から取出した使用
済燃料集合体の発熱量が増加するようになると、原子炉
施設内の炉外燃料貯蔵設備で保管する使用済燃料集合体
の貯蔵期間がその発熱量に相応して現行以上に長くなる
ほか、その間にも炉の燃料交換サイクルに合わせて原子
炉から定期的に取出した使用済燃料集合体が次々に炉外
燃料貯蔵設備に搬入されるため、炉外燃料貯蔵設備（使
用済燃料貯蔵プール）で発熱量の減衰待ちをする使用済
燃料集合体の貯蔵本数が多くなり、それだけＦＢＲプラ
ント１基当たりの稼働に必要なプルトニウム総量が増大
することになる。

【０００７】かかる点、炉外燃料貯蔵設備での使用済燃
料の保管期間を短縮して、早期に原子炉施設から燃料再
処理施設に搬出できるならば、炉外燃料貯蔵設備で保管
する減衰待ち燃料の貯蔵本数が少なくなってプラント１
基当たりの稼働に必要なプルトニウム総量の低減化が図
れる。しかしながら、現在における核燃料サイクル（図
３参照）のように、炉外燃料貯蔵設備から取出した使用
済燃料集合体をそのままガスキャスクに収容して原子炉
施設から燃料再処理施設に移送するようにする方式で
は、使用済燃料の発熱量が十分に減衰しない段階で炉外
燃料貯蔵設備から燃料集合体を取出してキャスク輸送す
ることは、ガスキャスクの除熱能力，燃料輸送中の安全
性を考慮すると殆ど実現不可能である。

【０００８】この発明は上記の点に鑑みなされたもので
あり、ＦＢＲプラント１基当たりの稼働に必要な核燃料
サイクル中のプルトニウム総量の減量化を狙いに、原子
炉から取出して炉外燃料貯蔵設備に保管した使用済燃料
集合体の貯蔵期間を短縮し、使用済燃料を早期のうちに
原子炉施設から搬出して別な燃料再処理施設へ安全にキ
ャスク輸送できるようにしたナトリウム冷却型原子炉の
使用済燃料取扱い設備を提供することを目的とする。

【０００９】

【課題を解決するための手段】上記目的を達成するため
に、この発明によれば、ナトリウム冷却型原子炉を据付
けた原子炉施設の施設内に、使用済燃料集合体を解体し
て燃料ピンを分離する燃料解体設備を設け、原子炉から
取出して一旦炉外燃料貯蔵設備に移した使用済燃料集合
体を、さらに炉外燃料貯蔵設備から燃料解体設備に移
し、ここで使用済燃料集合体を燃料ピン単位に解体した
上で、燃料解体設備から取出した燃料ピンを原子炉施設
から別なサイトに設置された燃料再処理施設に搬出して
再処理を行うようにするものとする（請求項１）。

【００１０】ここで、前記の燃料解体設備は、使用済燃
料集合体を液体ナトリウム中に浸漬して除熱を行いつ
つ、この状態で燃料集合体を燃料ピン単位に解体するよ
うに構成する（請求項２）ものとし、具体的には、燃料
解体設備を頂部に燃料出入用ドアバルブを備えた密閉容
器の内部に縦軸式の回転ラックと、該回転ラックの周上
に設定した燃料解体工程の各ポジションに配した燃料集
合体の取扱い用グリッパ装置，燃料ピンの取扱い用グリ
ッパ装置，および燃料集合体の解体装置を装備した構成
となし、使用済燃料集合体を液体ナトリウム入り燃料移
送ポットに収容した状態で、前記ドアバルブより搬入し
て回転ラックに搭載し、その周上を移送する途上で燃料
集合体から上部遮蔽体を切り離した上で、燃料ピンを引
き抜くようにする（請求項３）。

【００１１】上記のように、ＦＢＲプラントの原子炉施
設内で原子炉から炉外燃料貯蔵設備に移した保管中の使
用済燃料集合体を、炉外燃料貯蔵設備から除熱性の高い
液体ナトリウムを入れた移送ポットに収容して同じ原子
炉施設内に設けた燃料解体設備に移し、ここで燃料集合
体を解体することにより、炉外燃料貯蔵設備から取出し
た使用済燃料集合体の発熱量レベルがかなり高い状態で
あっても、燃料集合体の発熱量が許容温度を超えない状
態に保ちながら燃料ピン単位（燃料ピンの被覆管内に燃
料ペレットを封入した状態）まで安全に解体することが
可能である。

【００１２】そして、この燃料解体設備で燃料集合体か
ら燃料ピンを１本ずつ引き抜き、単位本数ずつ等分に小
分けしたものを集合体状に組立て燃料ピン収納ラックに
保管すれば、その発熱量は解体前の燃料集合体１体当た
りの発熱量と較べて遙に小さくなる。なお、核燃料が臨
界量に達するおそれもないことは勿論である。これによ
り、キャスク輸送が不可能な高発熱レベルにある使用済
燃料集合体から引き抜いた燃料ピンを、ガスキャスクに
収容して原子炉施設から早期（炉外燃料貯蔵設備での保
管期間を現行サイクルの半分程度に短縮可能）に燃料再
処理施設へ搬出することが十分に可能となる。

【００１３】なお、燃料集合体の解体工程で取り外した
ハンドリングヘッド，上部遮蔽体などの部品は解体設備
内で仮保管しておき、リサイクル可能な部品については
新燃料集合体の組立に再利用される。これにより、原子
炉施設内の炉外燃料貯蔵設備で保管する減衰待ち燃料集
合体の貯蔵期間，および貯蔵本数が低減することにな
り、その結果として原子炉施設から燃料再処理施設，燃
料成形加工施設を経由し、新燃料として再び原子炉施設
に搬入されるまでの核燃料サイクル期間が短縮でき、こ
れに併せてＦＢＲプラント１基当たりの稼働に必要な核
燃料サイクル中のプルトニウム量の減量化が図れる。ま
た、原子炉施設に設備した炉外燃料貯蔵設備の容量も低
減できる。

【００１４】

【発明の実施の形態】以下、この発明の実施の形態を図
示の実施例に基づいて説明する。まず、図１は原子炉施
設におけるこの発明による燃料取扱い設備、およびこれ
に対応した核燃料サイクルをブロック図として表したも
のであり、図１から判るように、原子炉施設の施設内に
は、炉外燃料貯蔵設備の後段に燃料解体設備が新たに追
加設備されている。

【００１５】そして、原子炉から取出して一旦炉外燃料
貯蔵設備に移して保管した使用済燃料集合体を、炉外燃
料貯蔵設備からさらに同じ原子炉施設内に設けた燃料解
体設備に移し、ここで使用済燃料集合体を燃料ピン単位
に解体した上で、この燃料解体設備から取出した燃料ピ
ンをガスキャスクに収容し、原子炉施設から別なサイト
に設置された燃料再処理施設に搬出して再処理を行うよ
うしている。

【００１６】この場合に、後記のように炉外燃料貯蔵設
備から燃料解体設備に移した使用済燃料集合体を、除熱
性の高い液体ナトリウム中に浸漬して解体作業を行うこ
とより、炉外燃料貯蔵設備での保管期間を従来方式の１
／２サイクル程度に短縮しても許容温度以下で燃料集合
体の解体作業を安全に進められることが可能である。ま
た、使用済燃料集合体を燃料ピン単位にまで解体した上
で、小分けした本数の燃料ピンを集合体状に束ねて組立
てることにより、その発熱量は燃料集合体１体当たりの
発熱量と較べて大幅に低減する。例えば、燃料集合体１
体に組み込まれている燃料ピンの総本数を６グループに
分ければ、１グリープ当たりの発熱量は解体前の燃料集
合体１体当たりの発熱量の１／６になる。したがって、
原子炉施設の炉外燃料貯蔵設備で保管する使用済燃料集
合体の期間を従来方式から大幅に短縮して、使用済燃料
を燃料ピンの形で早期に原子炉施設から搬出して燃料再
処理施設にキャスク輸送することができるほか、炉外燃
料貯蔵設備で保管する使用済燃料集合体の貯蔵本数も少
なくなるので、これにより核燃料サイクルの短縮化と併
せて、ＦＢＲプラント１基当たりの稼働に必要なプルト
ニウム総量を低く抑えて核燃料サイクルの効率化を図る
ことが可能となる。

【００１７】次に、前記した燃料解体設備の具体的な構
成を図２(a) 〜(c) に示す。図において、７は頂部に床
ドアバルブ８を備えた密閉容器で、この密閉容器７の内
部には縦軸式の回転ラック（後記の燃料移送ポットを搭
載する）９を内蔵しており、さらに回転ラック９の上方
には、その周上の回転位置に設定した燃料解体工程の各
ポジションに合わせて燃料集合体を取扱うグリッパ装置
１０，燃料ピンを取扱うグリッパ装置１１，および燃料
集合体１から上部遮蔽体の切り離し作業を遠隔操作で行
うために専用のマスタースレーブマニプレータ１１を装
備している。

【００１８】そして、原子炉施設内の炉外燃料貯蔵設備
で保管していた使用済燃料集合体を、炉外燃料貯蔵設備
から取出して燃料解体設備に移す際には、高温状態にあ
る使用済燃料集合体１を１体ずつ液体ナトリウム入りの
燃料移送ポット１３に収容して除熱しながら、燃料移送
機により前記した床ドアバルブ８より案内管８ａを通じ
て密閉容器７内に吊り降ろし、その燃料受入れポジショ
ンで回転ラック９に搭載する。続いて、回転ラック９を
９０°回転し、燃料集合体取扱い用グリッパ装置１０の
直下に到達したところで、燃料集合体１のハンドリング
ヘッドをグリッパで掴み、先記したマニプレータの操作
で燃料集合体１から上部遮蔽体を分離し、これを回転ラ
ック９の周上に備えた上部遮蔽体置場に移して仮保管す
る。次に、回転ラック９の回転を進めて上部遮蔽体を外
した燃料集合体を燃料ピン取扱い用グリッパ装置１１の
直下に移動し、この位置でグリッパ装置１１の操作によ
り燃料集合体（上部遮蔽体は既に外してある）から燃料
ピンを１本ずつ上方へ抜き取った上で、回転ラック９に
準備されている別な燃料ピン収納ラックに挿入し、ここ
で単位本数ずつ小分けして集合体状に組立てる。

【００１９】そして、一連の燃料集合体の解体作業が終
了すると、単位本数ずつ小分けした燃料ピンの集合体，
および燃料ピンを抜き取った後の燃料集合体を燃料解体
設備から床ドアバルブ８を通じて外部に取出し、さらに
ガスキャスクに収容した上で原子炉施設から別な燃料再
処理施設に搬出する。なお、燃料集合体から分離したハ
ンドリングヘッド，上部遮蔽体などの部品は燃料解体設
備から取り出してリサイクル利用する。

【００２０】

【発明の効果】以上述べたように、この発明によれば、
ナトリウム冷却型原子炉を据付けた原子炉施設の施設内
に、使用済燃料集合体を解体して燃料ピンを取り出す燃
料解体設備を設け、原子炉から取出して一旦炉外燃料貯
蔵設備に移した使用済燃料集合体を、さらに炉外燃料貯
蔵設備から燃料解体設備に移し、ここで使用済燃料集合
体を燃料ピン単位に解体した上で、燃料解体設備から取
出した燃料ピンを原子炉施設から別な燃料再処理施設に
搬出して再処理を行うようにしたことより、原子炉施設
内の炉外燃料貯蔵設備で保管する減衰待ち燃料集合体の
貯蔵期間，および貯蔵本数を低減して、使用済燃料を早
期に原子炉施設から燃料再処理施設へ安全にキャスク輸
送することが可能となり、その結果としてＦＢＲプラン
ト１基当たりの稼働に必要な核プルトニウム総量の減量
化が図れる。

【００２１】また、燃料解体設備に搬入した使用済燃料
集合体を液体ナトリウム中に浸漬して除熱しつつ、この
状態で燃料集合体を燃料ピン単位に解体するようにし、
具体的には燃料解体設備を、頂部に燃料出入用ドアバル
ブを備えた密閉容器の内部に回転ラックと、該回転ラッ
クの周上に設定した燃料解体工程の各ポジションに配し
た燃料集合体の取扱い用グリッパ装置，燃料ピンの取扱
い用グリッパ装置，および燃料集合体の解体用作業具を
装備して構成し、使用済燃料集合体を液体ナトリウム入
り燃料移送ポットに収容した状態で、前記ドアバルブよ
り搬入して回転ラックに搭載し、この状態で燃料集合体
から上部遮蔽体を切り離した上で、燃料ピンを引き抜く
ようにしたことにより、炉外燃料貯蔵設備から取出した
使用済燃料集合体の発熱量レベルがかなり高い状態であ
っても、燃料集合体の発熱量が許容温度を超えない状態
に保ちながら燃料ピン単位まで安全に解体すること可能
となる。

【図面の簡単な説明】

【図１】この発明による原子炉施設の燃料取扱い設備，
およびその核燃料サイクルをブロック図として表した図

【図２】図１における燃料解体設備の構成図であり、
(a) は縦断面図、(b) は(a) 図の矢視Ａ−Ａ断面図、
(c) は(b) 図の矢視Ｂ−Ｂ断面図

【図３】従来における原子炉施設の燃料取扱い設備，お
よびその核燃料サイクルをブロック図として表した図

【符号の説明】

１ 燃料集合体 ７ 燃料解体設備の密閉容器 ８ 床ドアバルブ ９ 回転ラック １０ 燃料集合体用グリッパ装置 １１ 燃料ピン用グリッパ装置 １２ マニプレータ（燃料集合体の解体装置）

Claims (3)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】ナトリウム冷却型原子炉を据付けた原子炉
   施設の施設内に、使用済燃料集合体を解体して燃料ピン
   を分離する燃料解体設備を設け、原子炉から取出して一
   旦炉外燃料貯蔵設備に移した使用済燃料集合体を、さら
   に炉外燃料貯蔵設備から燃料解体設備に移し、ここで使
   用済燃料集合体を燃料ピン単位に解体した上で、燃料解
   体設備から取出した燃料ピンを原子炉施設から別なサイ
   トに設置された燃料再処理施設に搬出して再処理を行う
   ようにしたことを特徴とするナトリウム冷却型原子炉プ
   ラントの使用済燃料取扱い設備。
2. 【請求項２】請求項１記載の使用済燃料取扱い設備にお
   いて、燃料解体設備に搬入した使用済燃料集合体を液体
   ナトリウム中に浸漬して除熱しつつ、この状態で燃料集
   合体を燃料ピン単位に解体するようにしたことを特徴と
   するナトリウム冷却型原子炉プラントの使用済燃料取扱
   い設備。
3. 【請求項３】請求項２記載の使用済燃料取扱い設備にお
   いて、燃料解体設備が、頂部に燃料出入用ドアバルブを
   備えた密閉容器の内部に回転ラックと、該回転ラックの
   周上に設定した燃料解体工程の各ポジションに配した燃
   料集合体用グリッパ装置，燃料ピン用グリッパ装置，お
   よび燃料集合体の解体装置を装備した構成になり、使用
   済燃料集合体を液体ナトリウム入り燃料移送ポットに収
   容した状態で、前記ドアバルブより搬入して回転ラック
   に搭載し、この状態で燃料集合体から上部遮蔽体を切り
   離した上で、燃料ピンを引き抜くようにしたことを特徴
   とするナトリウム冷却型原子炉プラントの使用済燃料取
   扱い設備。