JPS6367599A - 使用済燃料集合体の洗浄方法 - 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】 【発明の属する技術分野】

この発明は、１次冷却材としてナトリウム等の液体金属
を使用する高速増殖炉の使用済燃料集合体を対象とした
使用済燃料集合体の洗浄装置に関する。

【従来技術とその問題点】

周知のように頭記した原子炉から取出した使用済燃料集
合体は、燃料貯蔵プール内に保管する前段階の工程で燃
料集合体に付着しているナトリウム等の液体金属を洗浄
することが一般に行われている。 この場合の使用済燃料集合体の洗浄法として、従来では
使用済燃料集合体を洗浄槽内に収容した状態で使用済燃
料集合体に蒸気を含む湿潤ガスを吹付け、さらに水で洗
浄した後に、燃料集合体を温風等で乾燥させる蒸気−水
洗浄法が一般に採用されている。しかしてかかる蒸気−
水洗浄法は１本の使用済燃料集合体の洗浄に１．５時間
にも及ぶ長時間を要する他、さらに洗浄に伴って使用済
燃料集合体１本当たりで約１．５トンにも及ぶ放射性ク
ランド、放射性腐食生成物等を含む多量の放射性洗浄廃
液が発生するために、廃液処理系設備の大形化、および
放射能汚染の増加などの廃棄物処理上での厄介な問題が
派生する。 一方、前記した従来の蒸気−水洗浄方式に代わるものと
して、放射性廃液の発生を伴わずに使用済燃料集合体に
付着している液体金属を排除する乾式減圧洗浄方式が提
唱されている。この乾式減圧洗浄方式は、使用済燃料集
合体をナトリウム等の液体金属の溶融温度以上の温度ま
で昇温して予熱し、この予熱済みの使用済燃料集合体を
洗浄槽内に収容した状態で洗浄槽内の雰囲気を前記の予
熱温度に対する液体金属の飽和蒸気圧以下に減圧させる
ことにより、燃料集合体に付着している液体金属を蒸発
させて排除するようにした方式である。かかる乾式減圧
洗浄方式によれば洗浄過程で蒸気、水等を使用しないの
で洗浄に伴う放射性廃液の発生が無く、少ない量の排ガ
スを気体廃棄物処理系で処理するだけで使用済燃料集合
体を効果的に洗浄することが可能となる。 一方、前記した乾式減圧洗浄方式における使用済燃料集
合体の予熱方法として、発明者は使用済燃料集合体自ら
発生する崩壊熱で予熱温度まで昇温させる方法、使用済
燃料集合体を収容した洗浄槽に対して外部より高温加熱
した不活性ガスを使用済燃料集合体ヘブローする高温ガ
ス予熱方法、および洗浄槽の周域に加熱ヒータを配備し
、洗浄槽内に封入した不活性ガスを熱媒として間接的に
使用済燃料集合体を加熱するヒータ予熱方法等の各種予
熱方法を試みた。しかして燃料集合体は周知のように崩
壊熱を発熱する燃料ピンと、これを取り巻く上下のブラ
ケット部、およびラッパ管等の非発熱部とからなる構造
体であり、前記した各予熱方法のうち自己崩壊熱による
予熱方法では、崩壊熱による発熱量が少なく加熱速度が
発熱部である燃料ビン近傍でも数℃／分程度で低く、し
がち燃料ピンは燃料集合体全長の４分の工程度であるた
めに燃料ピンから離れた非発熱部分の昇温が不充分とな
る。また高温ガスプロー予熱方法は大規模なガス循環ル
ープが必要である他に熱媒であるガスの熱容量が小さい
ので予熱に比較的長い時間がかかる。さらにヒータ予熱
方法は加熱効率が低く予熱に長時間を要する等の問題が
あり、短時間の内に効率よく使用済燃料集合体の全域を
均一に予熱することに難点のあることが判明した。しか
も使用済燃料集合体の予熱に長時間がかかると、次段の
減圧操作工程を含めてそれだけ洗浄の所要時間が長引く
ことから、使用済燃料取扱設備に設置して使用する場合
には原子炉の燃料交換作業の進行に対応し切れなくなる
問題が派生する。

【発明の目的】

この発明は上記の点にかんがみなされたものであり、完
配の乾式減圧洗浄装置を対象に使用済燃料集合体を短時
間で所定の予熱温度まで均一に加熱できるようにした使
用済燃料集合体の洗浄装置を提供することを目的とする
。

【発明の要点】

上記目的を達成するために、この発明は使用済燃料集合
体の予熱手段として、その内部に原子炉１次冷却材と同
じ液体金属を加熱溶融状態で満たした予熱タンクを備え
、該予熱タンク内で使用済燃料集合体を液体金属に浸漬
して予熱し、しかる後に減圧操作により使用済燃料集合
体に付着した液体金属を蒸発させて洗浄するようにした
ものである。

【発明の実施例】

第１図および第２図はそれぞれこの発明の異なる実施例
の洗浄装置を示すものであり、まず第１図の実施例にお
いて、１は燃料移送機、２は洗浄槽、３は洗浄槽２と独
立してその前段に配備された予熱手段としての予熱タン
ク、４が使用済燃料集合体である。ここで洗浄槽２はそ
の頂部にドアバルブ２ａを備えた密封容器として成り、
かつ該洗浄槽２には真空タンク５．ベーパートラップ６
゜真空ポンプ７、およびバルブ８．９を介して気体廃棄
物処理系１０に通じる減圧排気ライン１１が接続配管さ
れている。なお１２は洗浄工程に伴って洗浄槽２に付着
した液体金属ナトリウムを槽外のドレン回収タンク１３
に排除する際に使用する加熱ヒータであり、同様な加熱
ヒータは真空タンク５にも装備されている。一方、予熱
タンク３はその頂部にドアバルブ３ａを装備した密封容
器であり、その内部には原子炉の１次冷却材と同じナト
リウムＮａで満たされている。また予熱タンク３の周域
にはナトリウムＮａを加ｌ！！！！溶融させる加熱ヒー
タ１４が装備しである。なお洗浄槽２には槽内のガス置
換を行う不活性ガス源１５が接続されている。 次に上記構成による使用済燃料集合体の洗浄操作の手順
に付いて説明する。まず待機状態ではヒータ１４に通電
して予熱タンク３に収容したナトリウムＮａを所定温度
に加熱昇温しで置く、ここで原子炉から取り出した使用
済燃料集合体４は、まず燃料移送機１によりドアバルブ
３ａを通じて予熱タンク３内に搬入し、溶融加熱状態に
あるナトリウムＮａ内に浸漬させる。これにより自己の
崩壊熱により約１５０℃程度に昇温している使用済燃料
集合体４は発熱部、非発熱部を含めた全体の温度が短時
間の内に所定の予熱温度（好ましくは４５０〜５５０℃
程度）まで昇温するようになる。なおこの予熱工程と並
行して減圧排気ライン１１のバルブ８を閉じた状態で真
空ポンプ７を始動して真空タンク５を充分に減圧して置
く。 上記した予熱工程が済むと、次に燃料移送機１の操作で
使用済燃料集合体４を予熱タンク３から引出して洗浄槽
２内に移し替え、さらに不活性ガス源１５より例えばア
ルゴンガスの不活性を洗浄槽２内に導入してガス置換を
行う０次いで真空タンク５に通じるバルブ８を開放して
洗浄槽２の内部を急激に減圧させるとともに、さらに真
空ポンプ７により引続き洗浄Ｎ２内を真空引きし、洗浄
槽２の内圧がその温度に対するナトリウム飽和蒸気圧以
下１例えば４〜１０Ｔｏｒｒ程度となるように減圧排気
させる。これにより使用済燃料集合体４の表面、内部に
付着したいたナトリウムは蒸発促進され、ナトリウム蒸
気、ミストの形で使用済燃料集合体４より洗浄除去され
るようになる。なおこの過程で生じたナトリウム蒸気、
ミストの大半は洗浄槽２おおよび真空タンク５の内部に
移行して付着し、残りの浮遊蒸気、ミストは排ガスに同
伴して減圧排気ライン１１に介挿したペーパートラップ
６に吸着除去されるようになり、洗浄槽２の内容積に見
合う量の排ガスのみが気体廃棄物処理系１０に送出され
て浄化処理される。 また前記の洗浄に伴って洗浄槽２．真空タンク５に付着
したナトリウムは、洗浄槽、真空タンクに装備した加熱
ヒータ１２により加熱してナトリウムを溶融させた上で
、ナトリウムをドレンタンク１３へ排出して回収する。 なお回収されたナトリウムは必要により予熱タンク３へ
戻して再度使用される。 このようにして使用済燃料集合体４を加熱溶融したナト
リウム中に浸漬して予熱することにより、ナトリウムの
熱容量が不活性ガスに比べて大であるので使用済燃料集
合体を短時間の内に所定の予熱温度まで加熱昇温するこ
とができる。また予熱タンク３に収容した熱媒としての
ナトリウムは原子炉の１次冷却材と同一のものであるの
で何等問題はない、しかも予熱タンク３より使用済燃料
集合体を引き上げる際には、使用済燃料集合体が加熱昇
温状態にあるので付着ナトリウムの切れがよく、原子炉
から取り出した使用済燃料集合体を直接洗浄槽２内に収
容する場合に比べて付着ナトリウム量は少なくなる利点
が得られる。 次に第２図に別な実施例を示す、この実施例では第１図
で述べた予熱タンクと洗浄槽とを同一容器１６で兼用し
ており、さらにこの容器１６に対して一方では減圧排気
ライン１１が接続配管され、さらに容器１６とその下方
に配備した別置のナトリウム貯留タンク１７との間がナ
トリウム給排用配管ＩＢを介して相互接続されている。 なお、容器１６にはその頂部にドアバルブ１６ａ１周域
には加熱ヒータ１４が装備されており、またナトリウム
貯留タンク１７には貯留ナトリウムの加熱溶融用ヒータ
１９が、さらにナトリウム給排用配管１８にはパルプ２
０．およびナトリウム送液用のｔｍポンプ２１が設置さ
れている。 かかる構成による使用済燃料集合体の洗浄操作は、まず
電磁ポンプ２１を運転してナトリウム貯留タンク１７内
に貯留されているナトリウムを容器１６へ汲み上げ、さ
らに加熱ヒータ１４を通電して容器１５を満たしたナト
リウムを所定温度に加熱して置く、この状態で燃料移送
機１の操作により原子炉より取り出した使用済燃料集合
体４をドアパルプを通じて容器１６内に搬入し、加熱溶
融状態のナトリウム中に浸漬させる。ここで使用済燃料
集合体４が所定の予熱温度に昇温すると、次にパルプ２
０を開放して容器１６内のナトリウムをナトリウム貯留
タンク１７へ全て排出し、代わりに不活性ガス源１５よ
り容器１６内に不活性ガスを送り込んでガス置換する。 続いて減圧工程に移行し、あらかじめ減圧していた真空
タンク５と容器１６との間のパルプ８を開放して容器１
６内を減圧排気することにより前記実施例と同様に使用
済燃料集合体４に付着していたナトリウムを蒸発させて
洗浄する。また洗浄が済めば使用済燃料集合体４を搬出
し、続いて電磁ポンプ２１を始動してナトリウム貯留タ
ンク１７からナトリウムを容器１６へ汲み上げて次回の
洗浄に備える。

【発明の効果】

以上述べたようにこの発明によれば、使用済燃料集合体
の予熱手段としてその内部に原子炉１次冷却材と同じ液
体金属を加熱溶融状態で満たした予熱タンクを備え、該
予熱タンク内で使用済燃料集合体を液体金属に浸漬して
予熱し、しかる後に減圧操作によって使用済燃料集合体
を洗浄するようにしたことにより、使用済燃料集合体を
短時間の内に所定の予熱温度まで均一に加熱昇温するこ
とができ、従来の崩壊熱による予熱法、高温ガスプロー
予熱法１量接加熱によるヒータ予熱法等に比べて洗浄時
間の大幅な短縮化を図ることができる。

【図面の簡単な説明】

第１図、第２図はそれぞれこの発明の異なる実施例によ
る洗浄装置の系統図である。各図において、 ２：洗浄槽、３：予熱タンク、４：使用済燃料集合体、
５：真空タンク、７：真空ポンプ、１１：減圧排気ライ
ン、１４：加熱ヒータ、１６：予熱タンクと洗浄槽と兼
ねた容器、１７：ナトリウム貯留タンク、１８：ナトリ
ウム給排用配管。 第１図

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １）ナトリウム等の液体金属を１次冷却材とする原子炉
   の使用済燃料集合体の洗浄装置であって、予熱手段によ
   り使用済燃料集合体を所定温度に加熱昇温して予熱し、
   しかる後に使用済燃料集合体を洗浄槽内に収容した状態
   で該洗浄槽内の雰囲気を減圧操作することにより、使用
   済燃料集合体に付着している液体金属を蒸発、除去して
   洗浄するようにしたものにおいて、前記の予熱手段とし
   てその内部に原子炉１次冷却材と同じ液体金属を加熱溶
   融状態で満たした予熱タンクを備え、該予熱タンク内で
   使用済燃料集合体を液体金属に浸漬して予熱するように
   したことを特徴とする使用済燃料集合体の洗浄装置。 ２）特許請求の範囲第１項記載の洗浄装置において、予
   熱タンクが洗浄槽と分離独立して液体金属を満たしたタ
   ンクであり、かつ該予熱タンクに液体金属加熱用ヒータ
   が装備されていることを特徴とする使用済燃料集合体の
   洗浄装置。 ３）特許請求の範囲第１項記載の洗浄装置において、予
   熱タンクと洗浄槽とを同一容器で兼用し、かつ該容器に
   液体金属加熱用ヒータを装備するとともに、容器と別置
   の液体金属貯留タンクとの間が液体金属給排用配管を介
   して接続されていることを特徴とする使用済燃料集合体
   の洗浄装置。