JPS645680B2 - - Google Patents

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Publication number
JPS645680B2
JPS645680B2 JP57033737A JP3373782A JPS645680B2 JP S645680 B2 JPS645680 B2 JP S645680B2 JP 57033737 A JP57033737 A JP 57033737A JP 3373782 A JP3373782 A JP 3373782A JP S645680 B2 JPS645680 B2 JP S645680B2
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
air
fuel
waste
upstream
recirculating
Prior art date
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Expired
Application number
JP57033737A
Other languages
English (en)
Other versions
JPS57172300A (en
Inventor
Buretsudorii Nooman
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.)
NASHONARU NYUUKURIA CORP Ltd
Original Assignee
NASHONARU NYUUKURIA CORP Ltd
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Publication date
Application filed by NASHONARU NYUUKURIA CORP Ltd filed Critical NASHONARU NYUUKURIA CORP Ltd
Publication of JPS57172300A publication Critical patent/JPS57172300A/ja
Publication of JPS645680B2 publication Critical patent/JPS645680B2/ja
Granted legal-status Critical Current

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    • Y—GENERAL 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
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Fuel Cell (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は照射済原子炉燃料および高い放射性廃
棄物の乾式貯蔵に関する。
燃料が原子炉からとり出されるとき、燃料は放
射能が高く、通常は冷却池に少くとも100日間貯
蔵される。この冷却池の水は放射能を封じ込み、
かつ核分裂生成物の崩壊によつて生じ熱エネルギ
を吸収する役割をする。冷却池の水冷却は、照射
済核燃料の、例えば50年ないし100年という長期
間の貯蔵にはむいていない。というのは燃料被覆
の腐蝕がおこり、また冷却池を維持するには多く
の困難があるからである。照射済核燃料および高
い放射性廃棄物を長期間貯蔵するもう一つの方法
は燃料または廃棄物をコンクリートセルの中に貯
蔵しそれを空気の循環により冷却することであ
る。好適にはこの循環は受身の装置で行なわれる
ので、維持や信頼性の問題は少くなる。放射性汚
染を完全に制するためには、ステンレスあるいは
カーボンスチール製の密閉缶に核燃料を収容する
のが賢明であるが、長期間には、自然崩壊熱が下
がるにつれ空気中の湿気および塩化物などの非放
射性汚染物が缶やセル構造体の腐蝕を生じさせる
という問題がある。
本発明の目的は、照射済核燃料あるいは高い放
射性廃棄物の乾式貯蔵セルにおいて、缶の腐蝕を
抑制する手段を提供することである。
本発明によれば、冷却空気を、入口および出口
を介して自然通風換気によりセルに流して燃料ま
たは廃棄物を収容している缶と熱交換させるよう
にした、貯蔵セルの中に照射済核燃料または高い
放射性廃棄物を貯蔵する方法において、燃料また
は廃棄物か冷却空気に伝達される熱エネルギの一
部分を、燃料または廃棄物の上流の空気に再循環
させ、それによつて缶に亘る空気流れの温度を露
点以上に上昇させることを特徴とする。缶および
セル構造体における蒸気の凝縮を調節することに
よつて腐蝕は大巾に避けられまた段階的に空気入
口を絞ることによつて長い貯蔵期間中最良の空気
温度が維持される。熱エネルギの一部分は、缶の
下流の熱い空気流れの一部分を缶の上流へ再循環
させることによつて再循環されてもよい。
一方、熱エネルギの一部分は、熱い空気出口ダ
クトと冷い空気取入れダクトとの間に延びる熱伝
導管の集合体によつて再循環されてもよい。熱伝
導管集合体は、燃料または廃棄物の全冷却期間を
通してずつと作動する完全に受身の再循環装置を
提供する。
本発明の別の観点によれば、照射済原子炉燃料
または高い放射性廃棄物を貯蔵する乾式貯蔵セル
の構造体は、缶の中の核燃料または廃棄物を収容
するための垂直な平行チユーブの集合体を具備し
ており、これらチユーブの端部は、冷却空気をチ
ユーブに流して缶と熱交換させるため、対向した
室と連通し、缶に亘る空気流れの温度を露点以上
に上昇させるため、燃料または廃棄物から冷却空
気に伝達された熱エネルギの一部分を燃料または
廃棄物の上流空気に再循環させる手段を備えてい
る。
本発明の構造的な実施例を以下添附図面を参照
して説明する。
第1図に示す構造体は空気取入れダクト2の各
側に1つずつ配置された一対のコンクリートセル
1を備えている。セル1はダクト3を介して煙突
(図示せず)に通じているので、セルを通る空気
の自然循環が行なわれる。各セルに貯蔵される燃
料は、650本の竪型スチール製冷却チヤネルチユ
ーブ4の列をなした円筒型スチール缶内に全部封
入される。チユーブの下端部は、床部より上に設
定された有孔コンクリート台5で支持され、空間
部は空気入口混合室6を構成している。チユーブ
4の上端部は、チユーブの頂部とスラブ8の下側
との間に出口室を構成する空気空間7をもつて格
子マトリツクスに位置している。燃料を収容して
いる缶は対をなしてスチール製チヤネルチユーブ
4の中に積み重ねられる。燃料からの残余熱は、
各缶とチユーブとの間の環状部に自然通風をおこ
し、惹きおこされた対流が缶壁から熱をとり除
き、封入燃料を許容温度に保つのである。缶の冷
却チヤネルを離れる空気の流れはチユーブの上の
空間7内で混合し、ダクト3によつて排出され
る。
缶において空気の流れからの蒸気の凝縮を紡げ
るために、缶から冷却空気に伝達された熱エネル
ギの一部分を缶の上流の空気に再循環させる手段
が設けられ、また第1図に示すように、熱エネル
ギのリサイクル作用は缶の下流の熱空気の流れの
一部分を缶の上流に(矢印“A”で示したよう
に)再循環させることによつて行なわれることが
できる。
排気煙突は80℃以下の温度で操作するように設
計され、またセルにおいては、コンクリート表面
仕上げは別として、可動部または特別なライニン
グは何もない。温度は、取入れ空気からの湿気を
凝縮しないようにして腐蝕に結びつくような条件
を避けるように、スチール製チユーブが十分に加
熱されるぐらいのものである。従つてセル内で維
持や取りかえの必要はない。コンテナ(缶)を入
れてないチヤネル冷却チユーブは空気の流れを発
生せず、従つて熱除去の行程には大きく関与しな
い。コンテナの入つたチユーブは自動調整してい
る。空気の出入流れは、直接の放射流れを防ぐた
めに作られたくの字型屈曲部をもつた遮蔽ダクト
を通過するようになつている。
第2図は、チユーブの上の出口空気空間7から
入口室6へと流れる空気流れの一部分を再循環さ
せる好適な装置を示す。空気入口2aは室6に形
成されているチヨーク10に入る噴射ノズル9を
備える。セルの煙突は、それ自体の摩擦およびセ
ルへの空気の進入に打ち勝ち、かつ噴射ノズル9
の運動エネルギを供給するのに十分な自然通風を
作る。燃料缶の温度上昇は缶に亘る空気流れの摩
擦損失に打ち勝つのに十分な自然通風を作り、噴
射ノズルの運動エネルギは缶の高さに亘つて発生
した自然通風に打ち勝つのに十分であり、従つて
出口冷却空気のほぼ50%を入口室6へ再循環させ
る。この結果缶への空気入口温度は充分高く腐蝕
を妨げる。
第3図は冷却空気流れの部分を再循環させるも
う1つの噴射ノズル装置を示す。チヨーク12に
入るノズル11は外部圧縮空気源によつて付勢さ
れる。
第4図は、空気空間7と入口室6とを接続して
いるダクト14内に配置した循環用フアン13に
よつて熱空気を再循環させるまたもう1つの装置
を示す。
第2図に示した噴射ノズル再循環装置を有する
照射済核燃料の乾式貯蔵セルは、完全に受身であ
るという点で、第3図および第4図に示した再循
環装置を有するものと較べて利点がある。この変
形構造は受身の自然通風冷却を有するが再循環装
置は能動的であり、したがつて信頼性およびよけ
いな物の設置およびプラントの維持を必要とす
る。
第5図は熱空気煙突と冷空気入口ダクト2との
間に延びている熱伝導管集合体14を図式で示
す。管は水または冷却剤などの液体を収容し、こ
の液体は自然対流で循環して熱エネルギを出てい
く熱空気から入つてくる冷空気に伝達するので、
入口空気はその露点温度以上に充分保たれる。そ
の結果として生じる煙突温度は熱空気の一部分を
再循環することによる温度よりも低く、従つて自
然通風を減少させるが、この自然通風の損失は、
より低い流れの再循環エネルギ損失で補償され
る。
又第5図に示すように、熱伝導管をバイパスさ
せるように(または第2図の実施例で記載した構
造体の噴射ノズルをバイパスさせるように)配置
した調節バルブ17をもつた第2の冷空気取入れ
ダクト16を設けることもできる。このバイパス
は、周囲温度が異常に高いというような悪条件の
場合に冷却装置の全体にわたる温度を下げるとい
う役割をしており、さもなければ煙突温度が80℃
という設計上の好適な最大温度を越えてしまうこ
とになる。
熱伝導管を用いている構造体は、噴射ノズルま
たはフアン循環装置を使用しているものよりもあ
まり、複雑でないという利点を有する。
【図面の簡単な説明】
第1図は、一対の典型的な照射済核燃料用乾式
貯蔵セルの立断面図、第2図、第3図および第4
図は燃料の下流で空気の流れの一部分を再循環さ
せる空気入口および出口の配置の構造的な変形例
を示す図、第5図は、熱エネルギ再循環装置を示
図である。 1……セル、2,3……ダクト、4……チユー
ブ、5……ラフト、8……スラブ、9……噴射ノ
ズル、11……ノズル、13……フアン、14…
…熱伝導管集合体。

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1 冷却空気を入口および出口を介して自然通風
    換気によりセルに流して燃料または廃棄物を収容
    している缶と熱交換させ、燃料または廃棄物から
    冷却空気に伝達された熱エネルギの一部分を燃料
    または廃棄物の上流の空気に再循環させそれによ
    つて缶上の空気流れの温度を露点以上にまで上昇
    させることを特徴とする照射済原子炉燃料または
    高い放射性廃棄物を貯蔵セルに貯蔵する方法。 2 熱エネルギの一部分は、缶の下流の熱い空気
    流の一部分を缶の上流に再循環させることによつ
    て再循環される、特許請求の範囲第1項による方
    法。 3 照射済原子炉燃料または高い放射性廃棄物を
    貯蔵する乾式貯蔵セルにおいて、該セルは、缶の
    中の核燃料または廃棄物を収容するための堅型の
    平行チユーブの集合体を備えており、該チユーブ
    の端部は、冷却空気をチユーブに流して缶と熱交
    換させるため、対向した室と連通しており、缶上
    の空気流れの温度を露点以上に上昇させるため、
    燃料または廃棄物から冷却空気に伝達された熱エ
    ネルギの一部分を燃料または残廃棄の上流の空気
    に再循環させる手段を備えている、ことを特徴と
    する乾式貯蔵セルの構造体。 4 熱エネルギの一部分を再循環させるため、缶
    の下流の空気流れの一部分を缶の上流に再循環さ
    せる手段を備えている特許請求の範囲第3項によ
    る乾式貯蔵セルの構造体。 5 回路の下流の空気流れの一部分を缶の上流に
    再循環させる手段は、下流空気の空気流れによつ
    てセル内へ引き込むように配置された噴射ノズル
    を備える、特許請求の範囲第4項による乾式貯蔵
    セルの構造体。 6 缶の下流の空気流れの一部分を缶の上流に再
    循環させる手段は、下流空気を外部圧縮空気源か
    らの圧縮空気流れによつてセル内へ引き込むよう
    に配置された噴射ノズルを備える、特許請求の範
    囲第4項による乾式貯蔵セルの構造体。 7 缶の下流の空気流れの一部分を缶の上流に再
    循環させる手段は、循環フアンを備える、特許請
    求の範囲第4項による乾式貯蔵セルの構造体。 8 熱エネルギの一部分を再循環させる手段はセ
    ルの熱空気出口ダクトと冷空気取入れダクトとの
    間に延びている熱伝導管の集合体を備える、特許
    請求の範囲第3項による乾式貯蔵セルの構造体。 9 流れ調節装置を包含しおよび第1の冷空気取
    入れダクトと連関した熱伝導管の集合体をバイパ
    スさせるように配置した第2の冷空気取入れダク
    トを備える、特許請求の範囲第8項による乾式貯
    蔵セルの構造体。
JP57033737A 1981-03-03 1982-03-03 Method and device for storing irradiated nuclear fuel in dry Granted JPS57172300A (en)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
GB8106586 1981-03-03

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPS57172300A JPS57172300A (en) 1982-10-23
JPS645680B2 true JPS645680B2 (ja) 1989-01-31

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ID=10520087

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Application Number Title Priority Date Filing Date
JP57033737A Granted JPS57172300A (en) 1981-03-03 1982-03-03 Method and device for storing irradiated nuclear fuel in dry

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JP3881545B2 (ja) * 2001-11-30 2007-02-14 株式会社日立製作所 キャスク貯蔵施設

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JPS57172300A (en) 1982-10-23

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