JPS6361634B2 - - Google Patents

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JPS6361634B2
JPS6361634B2 JP56163695A JP16369581A JPS6361634B2 JP S6361634 B2 JPS6361634 B2 JP S6361634B2 JP 56163695 A JP56163695 A JP 56163695A JP 16369581 A JP16369581 A JP 16369581A JP S6361634 B2 JPS6361634 B2 JP S6361634B2
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cooling
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line
cooler
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JP56163695A
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JPS5863896A (ja
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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

  • Jet Pumps And Other Pumps (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 この発明はナトリウム冷却形原子炉施設に採用
される原子炉燃料取扱機の燃料冷却装置に関す
る。
周知のように頭記原子炉の炉心から取り出され
た使用済冷却は一旦炉外使用済燃料貯蔵槽に移
し、ここである期間冷却貯蔵した後に、次にナト
リウム洗浄設備へ移して燃料に付着しているナト
リウムを除去し、更に缶詰設備にて燃料を缶詰缶
に収容した状態で、燃料貯蔵プールの水中に沈め
て崩壊熱レベルが十分低下するまで長期保管され
る。この場合に、炉心から取り出した後の各設備
間での燃料移送は燃料出入機ないしは燃料移送機
等の燃料取扱機によつて行われる。かかる燃料取
扱機は前記した各設備間に沿つて敷設されたレー
ル上を走行する走行台車に燃料収容用のコフイン
を塔載し、このコフイン内に燃料を収容して移送
を行う。
ところで炉心から取り出された直後の使用済燃
料は極めて高レベルな崩壊熱を保有しているの
で、これを直接ガス雰囲気中で取扱うことは温度
上昇により燃料破損の危険であり、一般には冷却
材としてのナトリウムを満たした移送ポツトへ収
容した状態で冷却を行いながら炉外燃料貯蔵槽へ
移送される。これに対し炉外燃料貯蔵槽で所定期
間冷却貯蔵された燃料は裸のままガス雰囲気中で
取扱いが可能なレベルまで崩壊熱が低下してお
り、したがつて以後はガス雰囲気内で冷却を行い
ながらの移送が可能である。なお原子炉および炉
外燃料貯蔵槽の冷却材として使われる液体金属ナ
トリウムは極めて化学的な活性が強いため、燃料
取扱機のコフイン内にはアルゴンガス等のカバー
ガスを封入して常に不活性ガス雰囲気に保つてい
る。
この発明は上記した使用済燃料の移送中、コフ
イン内に収容された燃料を強制冷却するための燃
料冷却装置に関するものであり、この種の冷却装
置はコフインとともに走行台車に塔載されること
から、給電装置、制御盤等を含めて装置全体がで
きるだけ小形で簡素に構成できることが望まれ
る。
一方、従来より燃料取扱機の燃料冷却装置とし
て、第1図に示す直接冷却方式および第2図に示
す間接冷却方式のものが知られている。すなわち
第1図において、1はレール2の上を走行する燃
料取扱機の走行台車、3は走行台車2に塔載され
た燃料収容用のコフイン、4はコフイン3内の燃
料通路5内を昇降操作される燃料つかみ用のグリ
ツパ、6はグリツパ5の駆動装置、7はコフイン
3の下端に結合されたドアバルブ、8が原子炉燃
料である。かかる燃料取扱機に対する直接冷却方
式の燃料冷却装置は、コフイン3の燃料通路5に
ナトリウムミストトラツプ9、空冷式ガスクーラ
10、予備機を含む2台のガスブロア11A,1
1B、およびガス加熱器12の相互を順に接続配
管して構成されたクローズドループ式の冷却ライ
ンとして成る。また空冷式ガスクーラ10には予
備機を含めて2台の外気押込導入用の空気ブロア
13A,13Bがオープンループ式に接続配管さ
れている。上記の構成により、コフイン3の燃料
通路5を含むクローズドループの冷却ラインに封
入されている不活性ガスは実線矢印のように循環
送風され、この過程で燃料8との熱交換で昇温さ
れたガスはガスクーラ10で冷やされ、燃料の崩
壊熱を周囲の大気雰囲気中に放出するとともに、
ガスブロア11A(ガスブロア11Bは予備機と
して停止中)を経由して再び燃料通路5へ送り込
まれる。なおナトリウムミストトラツプ9は燃料
通路5から引き出されたガスに混入しているナト
リウムミスト、ナトリウムベーバを取り除き、後
段のクーラ、ブロアにナトリウムが堆積付着する
のを防ぐためのものである。またガス加熱器12
は燃料通路5へ送り込むガス温度をナトリウムの
凝固温度以上なるよう保証し、グリツパ4などに
ナトリウムが不当に凝固堆積するのを防止するた
めのものである。
また第2図の間接冷却方式では、まずコフイン
3の燃料通路5の外周を取り巻いて空気冷却通風
路14が形成され、この通風路14に予備機を含
む2台の外気押込導入用の空気ブロア15A,1
5Bを接続配管したオープンループ式の冷却ライ
ンとして構成されている。この構成で通風路14
へ外気を押込送風することにより、燃料からの輻
射伝熱を周囲雰囲気へ放出して間接的に燃料を冷
却して崩壊熱を除去する。
ところで第1図、第2図に示した従来装置のう
ち、第1図の直接冷却方式は冷却効果が高い利点
がある反面、コフインの燃料通路5に封入されて
いるカバーガスを外部の冷却ラインへ導いて循環
させる。このため特に炉外燃料貯蔵槽から取り出
して裸燃料のままコフインに収容した燃料を冷却
する場合には冷却循環ガスが直接燃料を洗流する
ことからガスの放射能レベルが極めて高くなるた
めに、冷却ラインにおける放射線のしやへい、管
理が厄介な問題となる。しかも左程高くない崩壊
熱レベルの燃料に対して大きな冷却能力をもつた
直接冷却系の冷却ラインを運転するのは必要以上
に電力を消費するし、またナトリウムミストトラ
ツプのメインテナンスも早めに実施しなければな
らぬなど、運転コストがかさむことになる。一
方、第2図の間接冷却方式は、コフイン内のカバ
ーガスは燃料通路5に封じ込めたままコフインよ
り外部に引き出さないので放射線しやへいの煩わ
しい問題がない利点がある反面、冷却効果は第1
図の直接冷却方式に較べて低く、特に炉心から取
り出した高崩壊熱レベルの使用済燃料を燃料移送
ポツトに入れたままコフインに収容して移送する
場合には十分に冷却能力を発揮できない難点があ
る。
上述の観点から、各冷却方式の利点を生かし、
欠点を互に補うように、コフインに対して前述し
た直接冷却方式と間接冷却方式の各冷却装置を付
設し、炉心から取り出したポツト入りの使用済燃
料を炉外燃料貯蔵まで移送する間は直接冷却系の
冷却装置を運転して燃料を冷却し、それ以後の裸
燃料のままコフインに収容して行う燃料移送時に
は間接冷却系の冷却装置を運転させる冷却方式が
提晶されている。
しかしながらコフインに対し第1図の冷却装置
と第2図の冷却装置をそのまま組合わせて設置し
たのでは、第1図におけるガスブロア11A,1
1B、クーラ送風用空気ブロア13A,13B、
および第2図における空気ブロア15A,15B
の合計6台のブロアを走行台車に塔載することに
なり、この結果燃料取扱機全体が大形になるし、
更には給電装置を含めて制御機器も多く複雑化す
る。
この発明は上記の点にかんがみなされたもので
あり、その目的はコフインに対して直接冷却系と
間接冷却系の冷却装置を組合わせるに際し、燃料
取扱機への塔載機器が少なくて済み、装置全体と
して小形かつ簡素化できるようにした燃料冷却装
置を提供することにある。
上記目的は、この発明によれば、コブインの燃
料通路に接続配管された空冷式ガスクーラおよび
ガスブロアを含むクローズドループ式の直接冷却
系冷却ラインと、コフインの燃料通路の外周を包
囲して形成されている空気冷却通風路に接続配管
された外気押込導入用の空気ブロアを含むオープ
ンループ式の間接冷却系冷却ラインと、前記間接
冷却系冷却ラインの空冷式ガスクーラに接続配管
されたクーラ送風ラインと、前記ガスクーラの上
流側に空冷強制冷却式ナトリウムミストトラツプ
が介挿され、このナトリウムミストトラツプに前
記クーラ送風ラインに接続する配管と、間接冷却
系冷却ラインおよびクーラ送風ラインにそれぞれ
介挿された送風切換弁とから構成する原子炉燃料
取扱機の燃料冷却装置によつて達成される。
以下この発明を図示実施例に基づき詳述する。
第3図において、コフイン3には第1図に示し
た冷却装置と基本構成が同様な直接冷却系冷却ラ
イン16と、第2図に示した冷却装置と同様な間
接冷却系の冷却ライン17とがそれぞれ接続配管
されている。更に冷却ライン17の途中から分岐
して空冷式ガスクーラ10との間にはクーラ送風
ライン18が接続配管され、しかも前記分岐点P
の下流側には送風切換弁19,20がそれぞれ冷
却ライン17、送風ライン18に介挿されてい
る。なお2個の送風切換弁19と20を分岐点P
に介挿した三方弁に置き替えてもよい。また図示
実施例では、直接冷却系冷却ライン16のナトリ
ウムミストトラツプ9が空冷強制冷却式のミスト
トラツプとして構成されており、かつこのミスト
トラツプ9へ前記の送風ライン18が延長して接
続配管されている。なお図示例は送風ライン18
がクーラ10とミストトラツプ9とを直列接続し
ているが、並列接続してもよい。
次に上記の回路構成の運転動作を述べる。まず
直接冷却系冷却ライン16の運転時には、空気ブ
ロア15A,15Bのいずれか一方、例えば15
Aを運転するとともに、送風切換弁19を閉じ、
20を開く。したがつて空気ブロア15Aを通じ
て吸込まれた室温の周囲外気は点線矢印のように
送風ライン18を通つて空冷式ガスクーラ10に
供給され、冷却ライン16の循環ガスを冷やす。
更にクーラ10を出た空気はナトリウムミストト
ラツプ9を経由した後に周囲雰囲気へ吐出され
る。ここでナトリウムミストトラツプ9は強制冷
却されることになり、コフインの燃料通路5から
引き出されたカバーガス中に含まれているナトリ
ウムベーパがナトリウムミストトラツプ9を通過
する過程で凝縮し、トラツプフイルタに折出され
る。これによりナトリウムミストおよびナトリウ
ムベーパの除去性能がより一層高まることにな
る。一方、間接冷却系冷却ライン17の運転時に
は、送風切換弁19が開、20が閉に切換えられ
る。したがつて空気ブロア15Aを通じてコフイ
ン内の空気冷却通風路14に外気が押込み通風さ
れ、燃料通路5に収容されている燃料8の間接冷
却を行う。なおこの場合には直接冷却系冷却ライ
ンの入口、出口弁21,22はいずれも閉じてお
く。
上述したようにこの発明は、コフインに直接冷
却系と間接冷却系の冷却ラインを装備するととも
に、外気押込導入用の空気ブロアを間接冷却系、
および直接冷却系における空冷式ガスクーラへの
送風に共用できるよう回路構成したものである。
したがつて燃料取扱機に塔載されるブロアの全台
数は予備機を含めて合計4台で済み、装置全体を
より小形化して構成できる。加えて送風外気をナ
トリウムミストトラツプに導いて強制冷却するよ
うにしたことにより、ナトリウムミスト、ベーパ
の除去性能をより高めることができて、高レベル
の放射能を帯びたナトリウムミストによる直接冷
却系冷却ラインの汚染を抑制し得るなど、実益の
大なる燃料取扱機の燃料冷却装置を提供すること
ができる。
【図面の簡単な説明】
第1図および第2図はそれぞれ異なる従来にお
ける燃料冷却装置の回路図、第3図はこの発明の
実施例の回路図である。 3…コフイン、5…燃料通路、8…燃料、9…
ナトリウムミストトラツプ、10…空冷式ガスク
ーラ、11A,11B…ガスブロア、14…空気
冷却通風路、15A,15B…空気ブロア、16
…直接冷却系冷却ライン、17…間接冷却系冷却
ライン、18…クーラ送風ライン、19,20…
送風切換弁。

Claims (1)

    【特許請求の範囲】
  1. 1 燃料取扱機のコフインに収容された使用済燃
    料を冷却する燃料冷却装置であつて、コフインの
    燃料通路に接続配管された空冷式ガスクーラおよ
    びガスブロアを含むクローズドループ式の直接冷
    却系冷却ラインと、コフインの燃料通路の外周を
    包囲して形成されている空気冷却通風路に接続配
    管された外気押込導入用の空気ブロアを含むオー
    プンループ式の間接冷却系冷却ラインと、前記間
    接冷却系冷却ラインの空冷式ガスクーラに接続配
    管されたクーラ送風ラインと、前記ガスクーラの
    上流側に空冷強制冷却式ナトリウムミストトラツ
    プが介挿され、このナトリウムミストトラツプに
    前記クーラ送風ラインを接続する配管と、間接冷
    却系冷却ラインおよびクーラ送風ラインにそれぞ
    れ介挿された送風切換弁とから構成することを特
    徴とする原子炉燃料取扱機の燃料冷却装置。
JP56163695A 1981-10-14 1981-10-14 原子炉燃料取扱機の燃料冷却装置 Granted JPS5863896A (ja)

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JP56163695A JPS5863896A (ja) 1981-10-14 1981-10-14 原子炉燃料取扱機の燃料冷却装置

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Publication Number Publication Date
JPS5863896A JPS5863896A (ja) 1983-04-15
JPS6361634B2 true JPS6361634B2 (ja) 1988-11-29

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JP56163695A Granted JPS5863896A (ja) 1981-10-14 1981-10-14 原子炉燃料取扱機の燃料冷却装置

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