JPS6021490A - 核燃料貯蔵方法 - Google Patents

核燃料貯蔵方法

Info

Publication number
JPS6021490A
JPS6021490A JP58129874A JP12987483A JPS6021490A JP S6021490 A JPS6021490 A JP S6021490A JP 58129874 A JP58129874 A JP 58129874A JP 12987483 A JP12987483 A JP 12987483A JP S6021490 A JPS6021490 A JP S6021490A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
fuel
square pipe
rack
spent
pool
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.)
Pending
Application number
JP58129874A
Other languages
English (en)
Inventor
太田 和恵
沖野 快行
高橋 敏依
隆 松本
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Hitachi Ltd
Original Assignee
Hitachi Ltd
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 by Hitachi Ltd filed Critical Hitachi Ltd
Priority to JP58129874A priority Critical patent/JPS6021490A/ja
Publication of JPS6021490A publication Critical patent/JPS6021490A/ja
Pending 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)
  • Crystals, And After-Treatments Of Crystals (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。

Description

【発明の詳細な説明】 〔発明の利用分野〕 本発明は、原子力発電所で用いられた使用済核燃料を燃
料貯蔵ラックに貯蔵する為の方法に関する。
〔発明の背景〕
原子力発電所において、燃料交換は、はぼ毎年1回の割
合で行なわれ、毎年一定数の燃料が使用済燃料として取
出され、同数の新燃料が装荷される。燃料交換される照
射燃料は、遮へいおよび冷却のためにすべて水中で取扱
われる。使用済燃料は、崩壊熱を除去するため使用済燃
料プール(以下燃料プールと称す)内水中に設置された
原子炉用燃料貯蔵ラック(以下燃料ラックと称す)に冷
却保管された後、使用済燃料輸送容器に入れて再処理工
場へ搬出される。
近年使用済燃料再処理能力の不足が懸念され、原子炉建
屋内の燃料プールにおける、使用済燃料の長期・効率的
貯蔵法が望まれている。
第1・2図に沸騰水型原子炉の燃料ラックを設置する燃
料プールの平面・断面、第3図に従来の燃料ラックの外
形、第4図に燃料ラックの設置状態を示す。
燃料プールlは、原子炉建屋最上階に位置し、使用済燃
料を含む放射性固体廃棄物を貯蔵する設備である。燃料
プールlは、第1図に示す如くゲート7を設けた通路4
を介して、原子炉ウェル2と接続されていて、燃料8が
らの放射線防護・冷却のために常時水を満たしている。
燃料プールl内には、貯蔵容量が最低限全炉心毎および
1回取替量以上の燃料8を貯蔵するために燃料ラック1
2が設置される。
燃料ラック12の構造は、貯蔵する燃料8相互間の影響
によシ、燃料8が臨界に達しない構造にする必要がある
。燃料8は未臨界を確保するために、適切な貯蔵間隔を
保ち貯蔵されなければならない。燃料2ツク12は、高
密度貯蔵を図るため中性子吸収性のよいステンレス環の
角バイア’13を使用し、燃料8と燃料80間に中性子
吸収壁を形成する。角パイプ13は燃料8の長さ4.5
mを覆う長さとなっておシ補強材14に溶接連結され、
さらにシートプレート15に溶接される。また、シート
プレー)15の下部にはベース16が取付られ、燃料プ
ール床3に設けられたラック取付ポル)17によシ固定
設置される。
次に従来の燃料交換手順を以下に説明する。
燃料プール1は常時水が満たされておシ、燃料交換時に
は原子炉ウェル2内にも燃料プール1内の水位まで水を
 る。その後、原子炉格納容器ヘッド・原子炉圧力容器
ヘツ゛ドを取外し、また炉内構造物の蒸気乾燥器・気水
分離器を取外し所定位置へ仮置する。さらに、燃料プニ
ル1と原子炉ウェル2を隔てているゲート7を取外す。
熱交台車9に取付けられた燃料ツカミ装置10にて、炉
心6内よシ燃料移送高さまで燃料8を吊上げる。吊上げ
られた燃料8は熱交台車9により、通路4を通り燃料プ
ール1側に移送される。燃料8が所定貯蔵位置に移送さ
れた後、燃料2ツク12上部よ多角パイプ13内に吊下
し設置貯蔵される。
以上説明の如く、従来の燃料ラック12の高さは燃料8
長さ4.5mと同一の嵩さとなっていることから以下に
示すプール深さが必要となる。
第5図に沸騰水型原子炉の燃料ラックを設置する燃料プ
ール断面の水深訳を示す。燃料プール1は約11.5m
の深さがあシ、その構成は貯蔵燃料高さa、貯蔵燃料と
移送燃料とのクリアランスb、移送燃料高さC1移送燃
料遮へい水深dであシ、各々約4.6m、0.2m、4
.5m、2.2mである。
したがって、貯蔵燃料高さ4.6mに比べ約2.5倍の
水深が必要となル、燃料プールスペースの有効利用の面
から考えると改善の余地が残っている。
〔発明の目的〕
本発明の目的は、使用済燃料搬入時における燃料貯蔵ラ
ックの上端を低くすることにょシ、燃料貯蔵プールの水
深を浅くすることが可能な核燃料貯蔵方法を提供するこ
とにある。
〔発明の概要〕
上記の目的を達成する為、本発明の核燃料貯蔵方法は、
中性子吸収壁である角パイプを燃料貯蔵プールの固定部
から独立して取外せるようになし、高さを低くした燃料
貯蔵ラックに使用済燃料を収納後、角パイプを設置して
使用済燃料を覆うようにしたと七を特徴とする。
〔発明の実施例〕
以下、本発明の実施例を第6図〜第15図にょシ説明す
る。
第6図は本発明による燃料ラックの外形を示す。
本燃料ラック20の構造は、上部には平板を格子状に溶
接取付し、外周を型鋼で溶接構成された上部グリッド2
1がある。この上部グリッド21の格子間寸法は、中性
子吸収壁の角パイプ22の外形寸法とギャップを確保し
角パイプ22が通過可能な寸法となっている。下部には
、上部グリッド21と同構造の下部グリッド23がある
。下部グリッド23には燃料8および角パイプ22を着
座させるためシートプレート24が取付けられる。
このシートプレート24は、燃料8の下部タイプレート
29の形状に合せて傾斜をつけた穴25が複数個設けら
れた一枚のプレートから成る。尚、穴25のピッチは上
部グリッド21および下部グリッド23の格子ピッチと
同じで、シートプレート24に設けられた穴25の中心
が下部グリッド23の格子中心と一致する様に溶接され
る。更に’/−トプレー)24の下面には、プレート同
志ノ溶接組立よ構成るベース26が溶接取付けられる。
前記構成部材の上部グリッド21と下部グリッド23は
、両者の格子中心が一致する様に、斜めサポート27と
縦サポート28にょシ溶接取付けられている。上部グリ
ッド21の高さは、シートプレー24上に燃料8および
角パイプ22を着座させた状態で燃料8の重心位置の高
さとすれば安定性が保たれる。
以上の様な構造で構成される燃料ラック2oは、従来構
造同様、燃料プール床3に設けられたラック取付ポルト
17により固定設置される。
尚、上部グリシ)21部の燃l#+8と角パイプ22と
の相互関係詳細を第7図に示す。又、シートプレート2
4および下部グリッド23部の燃料8と角パイプ22と
の相互関係詳細を第8図に示す。
前記構成される、燃料シック20を用いた燃料8の燃料
交換手順を以下に記載する。
原子炉圧力容器5の炉心6よシ取出される燃料8は、燃
料プール1側に移送され燃料ラック20の上部グリッド
21の格子中心上に静止させ、燃料ツカミ装置10を降
下して燃料8を燃料ラック20のシートプレート24に
着座設置する。次に、天井クレーン又は熱交台車9に数
句けられたジブクレーン11にあらかじめ角パイプ専用
ツカミ具を取付けて、角パイプ22を掴み、前記収納設
置されている燃料8に上部から挿入する。更に上部グリ
ッド21および下部グリッド23をガイドとして、シー
トプレート24上に設置する。尚、貯蔵順序は燃料プー
ルの奥から順番に行なう。又、燃料8の燃料プール1外
への搬出の際は、前記移送貯蔵手順と逆の手順で行なう
第10図に示す燃料ラック30の構造は、角パイプを上
段と下段とに分割し中性子吸収壁を構成する。下段角パ
イプ31は補強材33に溶接連結され、シートプレート
34に溶接される。このシートフレート34は、燃料8
の下部タイプレート29の形状に合せて傾斜をつけた穴
が複数個設けられた一枚のプレートから成る。尚、下段
角パイプ31はシートプレート34の穴と下段角パイプ
31の中心と一致する様に溶接される。更に、シートプ
レート34の下面にはプレート同志の溶接組立よ構成る
ベース35が溶接取付けられる。前記構成部材の下段角
パイプ31の内面上端部には、上段角パイプ32が差込
まれた場合のストッパ36が溶接されている。下段角パ
イプ31の高さは、シートプレート34上に燃料8を着
座させた状態で燃料8の重心位置の高さとしている。以
上の様な構造で構成される燃料ラック3oは、従来構造
同様燃料プール床3に設けられたラック取付用ボルト1
7によシ固定設置される。
前記構成される、燃料ラック3oを用いた燃料8の燃料
交換手順を以下に記載する。
燃料8は、前記説明した燃料ラック2oの燃料交換手順
と同様に、燃料プールl側へ移送された後、燃料ラック
30の下段角パイプ31の中心上に静止させ、燃料ツカ
ミ装置lOを降下して燃料8を燃料ランク30のシート
プレート34に着座設置する。次に天井クレーン又は熱
交台車9のジブクレーン11に、あらかじめ角パ1プ専
用ツカミ具を取付け、上段角パイプ32を掴み、前記収
納設置されている燃料8に上部から挿入する。更に下段
角パーイブ31の上部内面に取付けられたストッパ36
まで上段角パイプ32を差込み設置する。尚、貯蔵順序
および燃料プール外への搬出は、前記説明の燃料ラック
20と同様とする。
第10図に示す燃料ラック40の構造は、前記説明の燃
料ラック30の構造と同一構造であるが、燃料8設置後
下段角パイプ31に上段角パイプ32を差込む方法と違
い、中性子吸収壁の角パイプを二重管構造とし、燃料8
設置後内側の角パイプを引上げ中性子吸収壁を形成する
ものである。
第13図〜第15図に本燃料ラック40の二重管構造詳
細を示す・。下段角パイプ41の上端部には、上段角パ
イプ42の上下方向の動きを止めるだめのボール43と
ボール43を押付けるスプリング44とスプリング44
を閉込めるプレート46とから成るストッパ45が溶接
取付されている。ストッパ46は、下段角パイプ41間
を小さくするため、第14図に示す如く下段角パイプ4
1両側に筋違いになる様2ケ所取付けられる。上段角パ
イプ42下部には、スプリング44よシ押付けられるボ
ール43が入込む溝47が設けられている。
この溝47位置は、燃料8を着座設置後、上段角パイプ
42を所定引上げ位置まで引上げた時にボール43が入
込む位置とする。
前記構成される、燃料ラック40を用いた燃料8の燃料
交換手順は、燃料ラック3oを用いた場合とほぼ同様で
、燃料8をシートプレート34に着座設置後、二重管と
なっている上段角パイプ42を角パイプ専用ツカミ具に
よシ所定引上げ位置まで引上げ貯蔵児了するものである
第9図に、本発明による燃料ラック20を使用した場合
(燃料ラック30、燃料シック4oを使用した場合も同
様)の燃料プール断面水深内訳を示す。前記説明の如く
、中性子吸収壁である角パイプを燃料ラック20に燃料
8を設置区、挿入・差込み・引上げ設定するため、燃料
8の設置時点での燃料ランク20高さは、従来の燃料ラ
ック12の高さ4.5mに対し、その約半分の高さだけ
でよいことから、燃料プール深さは9.2mとなる。
その構成は、燃料ラック高さe、燃料ラックと移送燃料
とのクリアランスf、移送燃料高さg、移送燃料遮へい
水深りであり、各々2.3 m 、 4.5 m 。
2.2mである。したがって、燃料ラック市さが低くな
った約22m燃料プール深さを浅く出き、貯蔵燃料高さ
4.6mに比べ約2倍の水深だけでよいことになる。又
、本発明の燃料ランク20については、角パイプを後か
ら挿入し角パイプ自体は燃料ラック20に溶接取付され
ないことから、従来の燃料ラック12よジも非常に単純
な構造にすることが可能である。
第16・17図は、本発明の応用例を示すもので、従来
の燃料プール深さのまま、燃料8を二段状貯蔵を可能と
するものである。第13図に示す燃料ランク40と異な
るのは、下段角パイプ51の長さを従来の燃料ラック1
2の角パイプ13と同じ長さとし、上段角パイプ52の
長さは下段燃料8の上に上段燃料8を貯蔵するのに必要
な長さを有している。下段角パイプ51は上段角パイプ
52と二重管構造となっておシ、補強材54で溶接連結
され、更にシートプレート55に溶接される。またシー
トプレート55下面にはベース56が溶接され、プール
床3に設けられたラック取付用ポルト17によシ固定設
置される。第17図に本発明の応用例の二重管構造詳細
を示す。下段角パイプ51上端部には、第13図に示す
燃料ラック40同様上段角パイプ52の上下方向の動き
を止めるためのストッパが取付けられてお夛、また、上
段角パイプについても、燃料ラック40と同様になって
いる。しかし、上段に燃料8を着座設置させるため、ス
イング可能なプレート53が上段角パイプ52の内面両
側に2分割され取付けられている。以上の構成部材から
二段積貯蔵可能な燃料ラック50が構成される。
前記構成された、燃料ラック50を用いた燃料8の燃料
交換手順は、原子炉圧力容器5の炉心6よシ取出される
燃料8は燃料プール1llIllへ移送される。燃料8
は燃料ランク50の下段角パイプ51上に静止させ、燃
料ツカミ装置10を降下して燃料8を燃料ラック50の
シートプレート55に着座設置する。この時、上段角パ
イプ52は下段角パイプ51内に収納されている。この
様な手順をくシ返し、下段角パイプ51への貯蔵終了後
、1段目の燃料8の上に2段目の燃料8を貯蔵するため
、前記移送手順と同様に、2段目の燃料8をすでに貯蔵
設置されている1段目の燃料8上へ移送静止させる。次
に、天井クレーンに角パイプ専用ツカミ具を取付け、上
段角パイプ52を掴み、上段角パイプ52を所定位置ま
で引上げ、前記移送静止しである2段目の燃料8を包込
む。上段角パイプ52の下部内面に取付けられているプ
レート53が着座可能状態確認後、燃料8をプレート5
3に着座設置し貯蔵完了するものである。
本発明の応用例により燃料ラックを使用した場合、2段
目の燃料8を移送状態のまま貯蔵可能となるため、燃料
プール深さは約11.5mとなり、その構成は、第16
図に示す如く、1段目の貯蔵燃料高さに、1段目の貯蔵
燃料と2段目の移送燃料とのクリアランスt、移送燃料
高さm、移送燃料遮へい水深nであシ、各々約4.6 
m 、 0.2 m 。
4.5m、2.2mとなる。したがって、従来の燃料プ
ール深さのままで、2倍の燃料貯蔵が可能となる。
〔発明の効果〕
本発明によれば、燃料ラックの構造が単純に出き、また
、燃料プール内スペースを鳴動に活用し深さを浅く出き
安価な燃料貯蔵設備を提供することが可能である。
【図面の簡単な説明】
第1図は使用済燃料プールおよび原子炉ウェルの平面図
である。第2図は第1図のA−A線断面図である。第3
図は従来の使用済燃料貯蔵ラックの外形図である。第4
図は第3図の部分詳到図で、使用済燃料貯蔵ラックの使
用済燃料プールへの取付部分を示している。$5図は従
来の匣用済燃料プール内の燃料移送状態を示すものであ
る。第6図は本発明による使用済燃料貯蔵ラックの外形
図である。第7図は第6図のA−A線断面図である。 第8図は第6図のB−B線断面図である。第9図は本拠
明による使用済燃料プール内の燃料移送状態を示すもの
である。第1O図は本発明による使用済燃料貯蔵ラック
の外形図である。第11図は第10図のG部詳細図で、
燃料挿入後中性子吸収壁を設置する状態図である。第1
2図は第11図のD−Draft面図である。第13図
は第10図のG部詳細図で、燃料挿入後中性子吸収壁を
引上げ設置する状態図である。第14図は第13図のE
−E線断面図である。第15図は第13図のF部詳細図
である。第16図は本発明による第13図に対する応用
例である。第17図は第16図のG部詳細図で応用例の
動作を示すものである。 20・・・燃料ラック、21川上部グリッド、22・・
・角パイプ、23・・・下部グリッド、24・・・ジー
ドブL/−1,30・・・燃料ラック、31・・・下段
角パイプ、32・・・上段角パイプ、40・・・燃料ラ
ック、41・・・下段角パイプ、42・・・上段角パイ
プ、47・・・溝、50・・・燃料ラック、51・・・
下段角パイプ、52・・・躬 3 図 招4図 躬 S 昭 ′13 G 図 拓 7121 も 8 図 躬 13 口 45 ¥14図 智、5刀 第1G El

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1、原子炉で発生する使用済燃料を所定の間隔を置いて
    直立状態で整列保持する核燃料貯蔵方法において、前記
    使用済燃料をその収納高さが前記使用済燃料よシも短か
    い燃料貯蔵ラックに収納し、しかるのち、少なくとも燃
    料貯蔵ラックをはみ出した前記使用済燃料を角パイプを
    もって覆うことを特徴とする核燃料貯蔵方法。 2、前記燃料貯蔵ラックには予め下段角パイプを設置し
    た後、前記使用済燃料をこの下段角パイプに収納し、し
    かるのち、前記下段角パイプに上段角パイプを差込み前
    記使用済燃料の全長を覆うことを特徴とする特許請求の
    範囲第1項記載の核燃料貯蔵方法。 3、前記燃料貯蔵ラックには予め上下2段の角パイプを
    二重構造にして設置した後、前記使用済燃料を角パイプ
    に収納し、しかるのち、上段角パイプを引上げることに
    よシ、前記使用済燃料の、全長を覆うことを特徴とする
    特許請求の範囲第1項記載の核燃料貯蔵方法。
JP58129874A 1983-07-15 1983-07-15 核燃料貯蔵方法 Pending JPS6021490A (ja)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP58129874A JPS6021490A (ja) 1983-07-15 1983-07-15 核燃料貯蔵方法

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP58129874A JPS6021490A (ja) 1983-07-15 1983-07-15 核燃料貯蔵方法

Publications (1)

Publication Number Publication Date
JPS6021490A true JPS6021490A (ja) 1985-02-02

Family

ID=15020439

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP58129874A Pending JPS6021490A (ja) 1983-07-15 1983-07-15 核燃料貯蔵方法

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JPS6021490A (ja)

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US5651038A (en) Sealed basket for pressurized water reactor fuel assemblies
US4177385A (en) Nuclear fuel storage
US3036964A (en) Control method and apparatus
US4400344A (en) Storage rack for nuclear fuel assemblies
US4248668A (en) Storage module for nuclear fuel assemblies
US5612543A (en) Sealed basket for boiling water reactor fuel assemblies
EP0120232B1 (en) Storage of spent nuclear fuel
JP3487897B2 (ja) 使用済燃料集合体の貯蔵方法
JP6933593B2 (ja) 使用済核燃料の支持構造物、支持構造物の製造方法及び使用済核燃料容器
JP3105992B2 (ja) 燃料収納装置
JPH01119799A (ja) 核分裂性物質の貯蔵方法
JPS603599A (ja) 使用済燃料貯蔵ラツク
JPS6013293A (ja) 原子炉用燃料貯蔵設備
JPH0719033Y2 (ja) ドリップトレイ
JPH0244240Y2 (ja)
Changrani et al. Storage of spent fuel from power reactors in India management and experience
JPS61225692A (ja) 使用済燃料貯蔵ラツク
JPS6021491A (ja) 使用済燃料貯蔵設備
JPS59137894A (ja) 使用済核燃料貯蔵装置
JPH07191183A (ja) 使用済燃料貯蔵方法及び使用済燃料貯蔵ラック
JPS64638Y2 (ja)
JPH02165099A (ja) 燃料集合体収納装置
JPS62297787A (ja) 使用済燃料の貯蔵ラツク
Johnson Methods for expanding spent fuel storage facilities
JPH01136096A (ja) 原子炉炉心の運転方法