JPS60253896A - 燃料貯蔵設備 - Google Patents

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、原子力発電プラント用の燃料貯蔵設備に係シ
、特に、使用済燃料貯蔵容量を向上させると共に、プラ
ント稼動率を向上させるに好適な燃料貯蔵設備に関する
ものである。

〔発明の背景〕

この種の原子力発電プラント用の燃料貯蔵設備について
、沸騰水型原子炉（以下、［ＢＷＲＪと称す）を例に挙
げて以下説明する。

前記燃料貯蔵設備は、例えば、原子力発電所講座（全体
創面と付属設備）第７１頁〜第７８頁、社団法人火力原
子力発電技術協会、昭和５７年５月発行、に示されてい
るように、原子炉をはさんで使用済燃料プールと、蒸気
乾燥器・り水分１１１ｉ、器装置ピットとが設けられて
おり、これらと原子炉とがカナルを介して接続され、各
カナルには各々ゲートが設けられて構成されている。

かかる燃料貯蔵設備では、原子力発電所の稼動率向上の
観点からは、燃料交換に伴う原子炉停止期間の短縮化が
望まれている。つまシ、補供水を供給し、及び原子炉に
漂った水を戻す際における所要時間のような燃料交換作
業にとっては二次的に生ずる燃料交換期間が延びる要因
を可能な限シ縮少する必要があった。例えは、燃料交換
時に必要な補給水量は、１０００Ｍｗ級の原子力発電プ
ラントの場合、約２１００立方メートルであシ、　この
水を供給し及び戻すために要する時間は約８時間であっ
た・ また、使用済燃料貯蔵能方向上の観点からは、使用済燃
料再処理工程での処理能力、及び燃料を１００チ炉心分
取シ出すような非常時を考慮した場合に、燃料交換床に
配置可能な限シ貯蔵スペースを確保しておく必要がある
。しかしながら、との種の燃料貯蔵設備での貯蔵容量は
せいぜい５００チ炉心分程度であつ尼。

〔発明の概要〕

上記目的を達成するため、本発明は、原子力発電プラン
ト用の燃料貯蔵設備において、原子力発電所の稼動率向
上に伴い発生量が増加する使用済燃料の原子力発電所内
での貯蔵容量を確保する手段及び稼動率向上のため燃料
交換期間の短縮を可能にする手段として、補助燃料プー
ルを設けることによって、使用済燃料ゾールの貯蔵容量
に加え新たに貯蔵可能なスペースを確保し、貯蔵容量を
増加させると共に、補助燃料プールに使用済の燃料が貯
蔵されていない状態では、燃料交換時の復水補給水系か
らの補給水の一部を担う貯留槽として用いることによシ
、補給水の供給及び戻シ時間の短縮を図シ、燃料交換時
間を短くして、プラントの稼−率を向上させるものであ
る。

〔発明の実施例〕

以下、本発明の実施例を図面に基づいて説明するＯ 第１図は本発明に係る燃料貯蔵設備の実施例を示す平面
図である。第２図は第１図のＡ−Ａ線に沿う断面図であ
シ、第３図は第２図の一部を拡大して示す断面図である
。第４図は第１図のＢ−Ｂ線に沿う断８面図である。

これらの図において、燃料貯蔵設備は以下の通り構成さ
れている。

上記ＢＷＲ発％１プラントにおける燃料取扱床には、炉
心から取如出された使用済燃料を冷却のため水中に一時
保管する使用済燃料プール１と、燃料を水中移送する際
、炉心上部の遮へいのため水を保有する原子炉ウェル２
と、燃料交換時に原子炉圧力容器内からＪ！！シ出され
た蒸気乾燥器及び気交轡台車４と、補助燃狛プール１２
と〃ｊ少なくとも５設けられている・ 上記補助燃料プール１２は、、コンクリート躯体壁に不
銹銅ＳＵＳろ０４製、のライナプレートを水封、のため
内張りした構造を備え、て、おり、その補助ゾール１２
内には、使用済燃料貯蔵ラック１５の股、置ができるよ
うになってい、る。この補、助燃料プール１２の貯蔵容
量は１００％炉心分とする。さらに、補助燃料ゾール１
２には、炉心よシ取シ出された燃料を遮へい水深を保持
して水中移送するために、原子炉ウェル２との間にカナ
ル１゛４を設けている。また、該補助燃料ゾール１２は
、使用済燃料プール１と同様に、常時水を満してお−く
ことから１．カナル１４には第５図に示すように、水封
機能を有したゾールゲート１５を設置する。このプール
ゲート１５は、第５図の平面図及び第６図の一部断面図
に示されているように、本体１５０にガイド１５１が一
定間隔で設けられ、本体１５０の正面と裏面とに・臂ツ
キン１５２が固定されて、かつその底部には第７図に示
すように車輪１５５が設けられている。　− しかして、該ゾールゲート１５は、カナル１４に形成し
たゲート溝１４１に嵌脱可能に設置されると共に、ゾー
ルゲート１５はガイド１５５がカナル１４に形成したガ
イド溝１４２に案内される（第８図（Ｉ）参照）。この
ゾールゲート１５の水封構造は、補助燃料プール１２内
に水を保有している時には、第８図（ＩＩ）に示すよう
に、原子炉ウェル２側のシールが働き、水を供給し、空
の状態のＦ白には、第８図（ｍ）に示すように、補助燃
料グー押圧され、第８図（ｍ）の場合は、シールゲート
１５は補助燃料シール１２側に抑圧さ！上るものである
。

上記補助燃料シール１２の大きさは、例えば１［］００
０Ｍｗの場合に、長辺約１２メ一トル×短辺約５メート
ル×深さ約１２メートルとし、その原子炉の１００チ燃
料分を収納できる＠外とするのが望ましい。さらに、上
記補助燃料プール１２には、原子炉−次格納器シールド
ウオールのため、プール内部に約５メ一トル×５メート
ル×４メートルのひな段を設けている。このような構造
であるので、本補助燃料ン°−ルの保有水量は、約４０
０立方メートルとなる。この保有水量は、例えば１０１
００Ｏ級の原子力発電所の燃料交換時に必扱な湿水量（
約２０００立方メートル）の約２０チに相当する◎ 次に、第９図を用いて給排水系統の構成を簡単に説明す
る。

第９図は給排水系統を模式的に示した部組系統図である
。したがって、現実に設置されている構成とは当然異な
っている。該補助燃料シール１２には、使用済燃料プー
ル冷却・浄化系統２０に接続される給・排水系統２１を
設置すると共に、前記プール１２よシ前記原子炉ウェル
に接続され、前記プール１２に貯留される水を前記原子
炉ウェルに移送可能となし、その逆も行える給・排水系
統２２を設置している。該冷却・浄化系統２０は、スキ
マサージタンク１００からの水を吸込む？ンプ２００と
、切換バルブ２０１と、濾過・冷却装置２０２と、バル
ブ２０５を介して接続されたディフユーザ２０４とを備
えている。

給・排水系統２１は、ポン７’２１０と、ポンプ２１０
及び装置２０２に接続されるバルブ２１１を備えた配管
２１２と、装置２０２及びプール１２に接続されるバル
ブ２１３を備えた配管２１４とを含んで構成されている
。系統２２は、ポンプ２２０．２２１と、バルブ２２２
〜２２５と、配管２２６．２２７とを含んで構成されて
いる。

尚、符号２５は復水補給水系統であり、復水補給水系統
２５け、給・排水ポンプ２５１．２５２を備えた配＠２
５５，２５４で構成されている。

以上の実施例の作用を以下に説明する。

まず、燃料交換時には、通常運転時設置されている原子
炉ウェルカバー５、原子炉−次桁納容器上蓋６、原子炉
圧力容器上蓋及び保温材７、蒸気乾燥器８をこの順序で
空中移送により取り外す。

この作業中の被曝低減を目的とする遮へい用水は、原子
炉建屋外に独立して設置されている復水補給ここて、供
給される水量は、例えば約１５０立方メートルでおる。

蒸気乾燥器を取シ外す段階で、原子炉圧力容器上フラン
ジ部まで浸水する。その後、復水補給水系統（ライン）
２５と補助燃料シール１２からの補給水給・排水系統２
１を同時運転することにより遮へい用水を供給する。こ
のように、徐々に補給を続け、原子炉ウェル２及び蒸気
乾燥器、気水分離器仮置ビット３を遮へいのだめの水で
満たす。これにより、復水補給水系統２３からの必賛給
水量は、例えば約１４５０平方メートルとなシ、約２０
チの供給時間の短ｍが可能となる◇このようにして遮へ
い準備が整った後、原子炉圧力容器内から気水分離器を
取シ出し、上記仮置ビット３へ水中移送し、炉心より使
用済となった該燃料９をカナル１ｏを通じて使用済燃料
プール１内に設置されている使用済燃料貯蔵ラック１１
へ順次遮へい水深を保ちながら移送する。

使用済燃料シール１では、使用済燃料貯蔵ラック１１の
プール内配置の最適化及び上記貯蔵ラック１１０拐質の
選択による高密度貯蔵化が図られている。

上記プール１への使用済燃料の貯蔵容量は、グランドに
よっても差はあるが、約２、．７０　ｉ炉心分が可能な
ように設計上配慮されている。

燃料の交換が終了し、供給水を復水貯蔵タンク２４及び
補助燃料プール１２へ戻す際にも双方の系統２２．２５
のボンｆ２５２．２２１を同時運転することにより、約
５０％の戻り時間短縮が可能となる。

また、本発明による補助燃料ブール１２祉、使用済燃料
の再処理能力と各原子力発電所からの使用済燃料の発生
量との関係で、使用済燃料１−ル１への貯蔵量が容量の
限界に近くなった際のバッファラグとしても使用できる
。

以下に、その際の運転方法について説明する。

蒸気乾燥器８を取シ外し、機器仮置ピッ）５ｔで空中移
送した後、復水補給水ライン２５によシ、原子炉ウェル
２及び機器仮置ビット３内に水を供糺する。Ｂ１定弾の
種水が完了した後、原子炉ウェル２と補助燃料ブール１
２間のカナル１４に設置された補助燃料ブールゲート１
５を取シ外し仮置場所に置く。こうしてから、使用済燃
料ブール１へ使用済燃料９を移送するのと同様の方法で
、補助燃料プール内に設置されている貯蔵ラック１！Ｉ
内へ収納する。尚、貯ん７ラツク１５の構造性、第１０
図及び第１１図に示すような構造となっている。

炉心からの使用済燃料の移送及び新燃料装荷が完了した
ら、補助燃料プールゲート１５をカナル１４に設置し、
原子炉内から取シ外した機器を元に戻し、原子炉ウェル
２及び機器仮置ビット３内の水を復水供給ライン２５を
運転して復水タンク２４に戻し、再び運転に入る。

本実施例によれば、補助燃料プールに使用済燃料が入っ
ていない状態では、補助燃料プール内の貯留水を復水補
給水系復水貯蔵タンクの補助として用いることによシ、
給水時間の２０％短縮と戻し時間５０チ短縮が可能とな
る。これにより、燃料交換作業時間が短縮でき、プラン
トの稼動率向上が可能となる。また、補助燃料プールを
復水補給水系の一端を担うように用いることにより、間
接的な系統の２系列化ということになり、原子力発電所
の信頼性向上にも役立つ◇ 本実施例によれば、補助燃料プールを原子炉建屋内の燃
料交換床に設置することによシ、使用済燃料の貯蔵容量
向上が可能となる。

〔発明の効果〕

以上述べたように、本発明によれば、補助燃料プールを
設置することにより、使用済燃料の貯蔵スペースが確保
できると共に、燃料交換時の補給水の供給も可能となる
ので、使用済燃料の貯蔵容量向上と燃料交換に係る作業
時間の一部を短縮でき、プラント稼動率向上のできる効
果がある。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明に係る燃料貯蔵設備の実施例を示すブロ
ック図、第２図は第１図のＡ−Ａ線に沿う断面図、第５
図は第２図の一部を拡大して示す断面図、第４因は第１
図の１３−Ｂ線に沿う断面図、第５図は補助燃料プ゛−
ルゲートを示す正面図、第６図は第５図のＣ−Ｃ線に沿
って示す断面図、第７図は上記ブールゲートの車輪の取
付構造を示す底面図、第８図（Ｉ）〜（ＩＩＩ）Ｕｆ−
ルゲートの水封構造を説−するために示す平面図・第９
図は本実施例で用いる給ｖ１、水系統の原理的構成を示
す部組系統図、第１０図は使用済燃料貯蔵ラックを示す
正面図、第１１図は第１０図のＤ−Ｄ線に沿つて示す断
面図である。 １・・・使用済燃料ブール、 ２・・・原子炉ウェル、 ５・・・蒸気乾燥器、気水分離器仮置ビット、４・・・
燃料交換台車、 ５・・・原子炉ウェルカバー、 ６・・・原子炉−欠格納容器上蓋、 ７・・・原子炉圧力容器上蓋及び保温材、８・・・蒸気
乾燥器、 ９・・・使用済燃料集合体、 １０・・・使用済燃料グールー原子原子炉ウェルカバー
１・・・使用済燃料貯蔵ラック、 １２・・・補助燃料プール、 １５・・・補助燃料プール内使用済燃料貯蔵ラック、１
４・・・補助燃料プール−原子原子炉ウェルカバー５・
・・ブールゲート。 代理人　弁理士　鵜　沼　辰　之 第５図 第８図 １４と

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 （１）使用済燃料プールと機器仮置ビットとが原子炉を
   はさんで配設されてなる沸騰水型原子力発電所の燃料貯
   蔵設備において、上記使用済燃料プール及び機器仮置ビ
   ットとは異なる補助燃料プールを設け、前記補助燃料プ
   ールと原子炉とをゲートを備えたカナルで連通させ、か
   つ上記補助燃料プールと原子炉との間で給排水のできる
   給・排水系統を備えてなることを特徴とする燃料貯蔵設
   備。 （２、特許請求の範囲第１項において、上記補助燃料プ
   ールは、使用済燃料プールと原子炉を社さんで対峙し、
   かつ機器仮置ビットに隣接して設けられていることを特
   徴とする燃料貯蔵設備。 （３）特許請求の範囲第１項において、前記カナルに設
   けられたゲートにはシール機能を有することを特徴とす
   る燃料貯蔵設備。