JPS6157894A - 原子炉の使用済み材料収容バスケツト - Google Patents

原子炉の使用済み材料収容バスケツト

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Publication number
JPS6157894A
JPS6157894A JP59179627A JP17962784A JPS6157894A JP S6157894 A JPS6157894 A JP S6157894A JP 59179627 A JP59179627 A JP 59179627A JP 17962784 A JP17962784 A JP 17962784A JP S6157894 A JPS6157894 A JP S6157894A
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JP
Japan
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basket
lid
fuel pool
nuclear reactor
opening
Prior art date
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Pending
Application number
JP59179627A
Other languages
English (en)
Inventor
茂 渡辺
輝夫 三浦
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.)
Toshiba Corp
Original Assignee
Toshiba Corp
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Filing date
Publication date
Application filed by Toshiba Corp filed Critical Toshiba Corp
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Publication of JPS6157894A publication Critical patent/JPS6157894A/ja
Pending legal-status Critical Current

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    • 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

  • Physical Or Chemical Processes And Apparatus (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】 〔発明の技術分野〕 この発明は、原子炉の使用済み材料のサンプル採取によ
って生ずる残材を燃料プール内において収容する原子炉
の使用済み材料収容バスケットに関する。
〔発明の技術的背景とその問題点〕
一般に原子炉施設で炉心内の配管類を交換する場合には
、使用済み配管類を燃料プール内に貯蔵して半年程の減
衰期間をおいた後、廃棄物処理系で廃棄処理をすること
がなされている。燃料プール内に貯蔵された照射済み配
管類の線量測定に際しては、測定箇所に対応させて配管
類を複数に切断し、これらをバスケットに収納するとと
もに、鉛防護のキャスクに収納して、たとえばマニプユ
レータを使って材料試験室まで移送する。これら作業は
ほとんど燃料プールの内部で行うことによって、被曝量
を極力少なくするようにしている。
ところで、使用済み配管類が長尺管である場合には、必
要箇所しかサンプル採取が行われないため、多くの残材
が発生する。このため、燃料プール内にこれらの残材が
散在し、燃料プールの管理運用上の支障を来たすことが
あった。
〔発明の目的〕
本発明は、この様な事情に基づきなされたものであり、
その目的とするところは、照射済み材料のサンプリング
に際して、燃料プール内に残材が無秩序で散在するのを
防止するとともに、残材の取扱いも極めて安全かつ容易
に行なえ得る原子炉の使用済み材料収容バスケットを提
供することにある。
〔発明の概要〕
本発明は、使用済みの材料のサンプル採取によって生じ
た残材を燃料プール中で収容するバスケットであり、次
のように構成されている。
すなわち、該バスケットは、底部に水抜き穴を設け開口
部を上方に向けて燃料プール中に設置される有底筒状に
形成されたバスケット本体と、このバスケット本体の開
口部を閉塞するとともにm下用部材を設けた蓋体と、前
記バスケット本体の開口部上方から該開口部に載置され
た前記蓋体を前記バスケット本体の軸心線を中心とした
前記蓋体の回転によって前記バスケット本体に固定する
ロック機構とを具備してなるものである。
〔発明の実施例〕 以下、図面を参照して本発明の一実施例について説明す
る。
第1図において、1は原子炉施設の圧力容器に隣接させ
て設けられた例えば水深10m程度の燃料プールであり
、内部に満載された水2中において、原子炉の配管等の
使用済み材料を所定の期間保管する。使用済み材料を炉
心から上記燃料プール1移動させるには、燃料プール1
の上方空間を移動自在に設けられた把持機構3によって
行われる。
燃料プール1の内部には、本実施例に係る複数の使用済
み材料収容バスケット(以下、「残材バスケット」と呼
ぶ)4が収容されている。
この残材バスケット4は、具体的には第2図乃至第4図
に示すように構成されている。
すなわち、この残材バスケット4は、大きく別けて有底
筒状に形成されたバスケット本体旦と、このバスケット
本体旦の開口部を閉塞する蓋体昆と、前記バスケット本
体旦に固定され、該バスケット本体旦に前記蓋体U−を
固定するためのロック機構旦とで構成されている。
バスケット本体旦は、底部に複数の水抜き孔16を有す
る有底筒状体17の開口部に、前記蓋体12を案内する
案内部材18を、たとえば溶接等によって固定して構成
されている。有底筒状体17は、たとえば外形500〜
600 mm、高さ4.5mのアルミニウム、ステンレ
ス鋼等からなるものである。案内部材18は、上記有底
筒状17の開口部から径方向へ外側に向けて延びるつば
状部分21と、このつば状部分21から図中上方に向け
て立上る部分22と、この部分22からさらに有底筒状
体17の径方向に内側に向けて延びるつば状部分23と
で構成されている。
すなわち、これら部分21〜23は、断面がコの字状と
なる如く形成され、その内側に案内溝24を形成するも
のである。つば状部分23には、周方向に等配されて内
周側から外周側に延びる4つの切欠部25a 、 25
b 、 25c 、 25dが形成されティる。溝部2
4の、切欠部25bと切欠部25cとの間の位置には、
平板を折曲して形成されたストッパ26が装着されてい
る。このストッパ26は、端部が有底筒状体17の側面
にボルト27によって固定されている。なお、有底筒状
体17の側面で底部近傍の対向位置には、棒状部材を屈
曲させて形成された吊り耳 28a。
28bが固定されており、これら吊り耳28a 、 2
8bには、例えばローフ29が引掛けられている。
つば状部分23の上面で、がっ切欠部25aと切欠部2
5の丁度中間位置には、後述するところのロック機構本
体30の基端部がボルト31によって固定されている。
ロック機構本体3oの先端部は、有底筒状体17の中心
部に向かって突出している。ロック機構本体30の先端
側は、ロック動作を司る重要部分であるため、その上面
をカバー32によって覆うようにしている。このカバー
32は、ロック機構本体30の両側に配置されてその基
端部を前記っは状部分23の上面にボルト33で固定さ
れた取付は座34の先端部に、ボルト35によって固定
されている。
蓋体旦は、円板状の蓋体本体37と、この蓋体本体37
の上面外周部の対向する位置に固定された吊下部材38
a 、 38bとで構成されている。蓋体本体37は、
その外周部に、前記バスケット本体旦の切欠部25a〜
25dと嵌合し得るような、径方向へ外向きに延出する
等配された4つの突起39a 、 39b 。
39c 、 39dを有している。また、蓋体本体37
の突起39aと突起39dとの間には、前記ロック機構
30のカバー32を図中上下方向に通過し得る大きさの
、径方向へ内側に延びる切欠部40を有している。なお
、吊下部材38a 、 38bには、吊下げ用のロープ
41が引掛けられている。
蓋体本体37の中心部には、角形塵43がボルト44に
よって固定されている。角形塵43は、四隅を突起39
a〜39dに向けて配置されており、突起39a。
39cに向かう隅部はフラット面を形成するように除肉
されている。
この角形塵43と、前記ロック機構本体30とでロック
機構Uが構成されている。ロック機構本体30は、第4
図に示すように構成されている。すなわち、図中46は
、先端側を狭小化させた角形筒状のボデーである。この
ボデー46の内部には、コイルバネ47が収容されてい
る。コイルバネ47の基端部は、ボデー46に装着され
た押しねじ48によって固定され、コイルバネ47の先
端部は、チャック49を支持している。チャック49の
先端部には、前記角形塵44の隅部と嵌合し得るように
V溝50が形成されている。
次に、このように構成された残材用バスケット4の作用
について説明する。
すなわち、炉心から把持機構3によって取り外された使
用済み材料は、燃料プール1に一時保管される。そして
、必要に応じて上記使用済み材料の線量測定を行なう場
合には、材料の必要箇所を切断してサンプル採取が行わ
れる。この時、燃料プール1内には、残材用バスケット
4が配置されているので、蓋体比を外した状態で残材用
バスケット4の開口部の上部において切断作業が行われ
る。したがって、サンプル採取によって生じた残材は、
順次この残材バスケット4の内部に収容されていく。
残材が全て収容されたら、把持機構3を操作して、蓋体
用をバスケット本体旦の開口部位置まで移動さけ、蓋体
比の各突起39a〜39dと、バスケット本体旦の各切
欠き部25a〜25dとを位置合わせして、上記突起3
9a〜39(Iをつば状部分21の上面に重合させるこ
とによって、バスケット本体旦に蓋体比を載置する。次
に上記把持機構3によって蓋体比を時計回りに回転させ
ると、蓋体用は、突起39a〜39dが案内溝24に案
内されて回転する。
これによって、ロック機構V−のチャック49の先端部
は、角形塵43に摺接しながら、徐々にコイルバネ47
を付勢する向きに移動する。蓋体Uが45°回転すると
、角形塵43の隅部がチャック49のV溝50と嵌合す
る。この時、突起39bの先端部は、ストッパ26に乗
上げ、蓋体12をコイルバネ47がさらに収縮する向き
に押付ける。この結果、バスケット本体旦と蓋体U−と
がロック状態となる。したがって、この状態で蓋体用に
接続されたロー141を引上げれば、残材バスケット4
を燃料プール1中で移動させることができ、また、燃料
プール1から引上げることもできる。なお、残材バスケ
ラ1〜4を燃料プール1から引上げる場合には、バスケ
ット本体旦の底部に設けた水抜き孔16および蓋体比に
形成された切欠部40は、残材バスケット4の内部の水
抜きに寄与する。また、吊り耳28a 、 28bに接
続されたローブ29は、残材バスケット4を傾斜させる
のに使用される。
このように、本実施例によれば、残材を、ある決まった
区分ごとに、纏めて燃料プール1内に収容しておくこと
ができるので、残材管理上域に都合が良い。しかも、残
材バスケット4には、蓋体Rが設けられているので、異
なる残材が同じバスケット内に混入してしまう危険性が
少ない。
また、蓋体比とバスケット本体旦とは、ロック機構Uに
よって固定されるので、上記蓋体用を残材バスケット4
の移動のための機構として用いることができる。そして
、この場合には、蓋体比の着脱を全て燃料プール1の上
から容易に行なうことができるので、これによる被曝量
を極めて軽微に抑えることができる。
〔発明の効果〕
以上のように、本発明によれば、原子炉の使用済み材料
のサンプル採取によって生ずる残材を燃料プール内にお
いて散在させることなく、所定の区分ごとに纏めて保管
できるので、線量測定、保管期間の把握など、管理上の
メリットを多く得ることができる。
また、蓋体の着脱は、燃料プールの上方から行なえ、し
かも蓋体の吊下部材を設けているので、この蓋体を吊下
することによってバスケットを容易に移動できる。した
がって、被曝量の少ない、安全性の高い作業が行なえる
【図面の簡単な説明】
第1図は本発明の一実施例に係る使用済み材料収容バス
ケットを燃料ブール内に配置した状態を示す図、第2図
乃至第4図は同バスケットを示す図で、第2図は全体を
示す斜視図、第3図は一部切欠した分解斜視図、第4図
は同バスケッ1〜のロック機構を一部切欠して示すへ方
向矢視図である。 1・・・燃料プール、2・・・水、3・・・把持機構、
4・・・使用済み材料収容バスケット、11−・・バス
ケット本体、12 ・・・蓋体、U・・・ロック機構、
16・・・水抜き孔、17・・・有底筒状体、18・・
・案内部々オ、21.23・・・つば状2.     
部分、24・・・案内溝、25a〜25d・・・切欠部
、26・・・ストッパ、28a 、 28b・・・吊り
耳、29. /11・・・ロープ、30・・・ロック機
構本体、32・・・カバー、34・・・取付は座、37
・・・蓋体本体、38a 、 38b・・・吊下部材、
39a〜39d・・・突起、40・・・切欠部、43・
・・角形用、46・・・ボデー、47・・・コイルバネ
、48・・・押しねじ、49・・・ヂャック、50・・
・V溝。

Claims (1)

    【特許請求の範囲】
  1. 底部に水抜き穴を設け開口部を上方に向けて燃料プール
    中に設置される有底筒状のバスケット本体と、このバス
    ケット本体の開口部を閉塞するとともに吊下用部材を設
    けた蓋体と、前記バスケット本体の開口部上方から該開
    口部に載置された前記蓋体を前記バスケット本体の軸心
    線を中心とした前記蓋体の回転によって前記バスケット
    本体に固定するロック機構とを具備してなることを特徴
    とする原子炉の使用済み材料収容バスケット。
JP59179627A 1984-08-29 1984-08-29 原子炉の使用済み材料収容バスケツト Pending JPS6157894A (ja)

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JP59179627A JPS6157894A (ja) 1984-08-29 1984-08-29 原子炉の使用済み材料収容バスケツト

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JP59179627A JPS6157894A (ja) 1984-08-29 1984-08-29 原子炉の使用済み材料収容バスケツト

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JPS6157894A true JPS6157894A (ja) 1986-03-24

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ID=16069068

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JP59179627A Pending JPS6157894A (ja) 1984-08-29 1984-08-29 原子炉の使用済み材料収容バスケツト

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Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO1995010838A1 (en) * 1993-10-08 1995-04-20 Vectra Technologies, Inc. Containers for transportation and storage of spent nuclear fuel
CN102623074A (zh) * 2012-03-28 2012-08-01 苏州海陆重工股份有限公司 核电用吊篮上出水口的开孔方法

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO1995010838A1 (en) * 1993-10-08 1995-04-20 Vectra Technologies, Inc. Containers for transportation and storage of spent nuclear fuel
US5438597A (en) * 1993-10-08 1995-08-01 Vectra Technologies, Inc. Containers for transportation and storage of spent nuclear fuel
US5550882A (en) * 1993-10-08 1996-08-27 Vectra Technologies, Inc. Containers for transportation and storage of spent nuclear fuel
CN102623074A (zh) * 2012-03-28 2012-08-01 苏州海陆重工股份有限公司 核电用吊篮上出水口的开孔方法

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