JPS64638Y2 - - Google Patents
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- Publication number
- JPS64638Y2 JPS64638Y2 JP1980133532U JP13353280U JPS64638Y2 JP S64638 Y2 JPS64638 Y2 JP S64638Y2 JP 1980133532 U JP1980133532 U JP 1980133532U JP 13353280 U JP13353280 U JP 13353280U JP S64638 Y2 JPS64638 Y2 JP S64638Y2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- rack
- storage
- fuel
- spent fuel
- lattice
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Expired
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Classifications
-
- 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
- Warehouses Or Storage Devices (AREA)
Description
【考案の詳細な説明】
この考案は原子炉施設における使用済燃料を水
を満たしたプール内に貯蔵する際の貯蔵ラツクに
関するものである。
を満たしたプール内に貯蔵する際の貯蔵ラツクに
関するものである。
原子炉の炉心から取出された使用済燃料は高崩
壊熱を有するために、施設内で高崩壊熱が十分減
衰するまで水プール内に浸漬して冷却貯蔵され
る。この手段として頭記使用済燃料貯蔵ラツク
(以下単に「ラツク」と呼称する)が用いられる。
かかるラツクは多数の使用済燃料を並べて収容支
持するものであり、一般に構築物として耐震性の
高い十分な強度を有することに加えて、収容効率
の良いことが望まれる。
壊熱を有するために、施設内で高崩壊熱が十分減
衰するまで水プール内に浸漬して冷却貯蔵され
る。この手段として頭記使用済燃料貯蔵ラツク
(以下単に「ラツク」と呼称する)が用いられる。
かかるラツクは多数の使用済燃料を並べて収容支
持するものであり、一般に構築物として耐震性の
高い十分な強度を有することに加えて、収容効率
の良いことが望まれる。
ここで従来におけるラツクの構造を第1図およ
び第3図について述べる。図において1は箱形の
ラツクフレームであり、該ラツクフレーム1は四
隈および各周辺の中間に配置した垂直梁2、垂直
梁2の相互間を結合した上下複数段の水平梁3、
傾めの筋かいとなる補強梁4、ラツクを水プール
の底壁に固定するための支持板5、および強度を
高めるための中央垂直主柱6などを組合わせたラ
ーメン構造して組立てられている。更にラツクフ
レーム1には上下面に格子梁7を設け、この格子
梁7によつてラツクフレームの内方空間を格子状
に仕切り、多数の燃料収容室8を区画形成してい
る。なお格子梁7の一部は主柱6と水平梁3とを
結合する補強梁も兼ねている。使用済燃料は図示
されていない燃料取扱機によつて炉心より水プー
ルへ移送され、ラツク上方より指定番地の収容室
8へ吊り降ろされる。なお図示されていないが実
際のラツクには各収容室8ごとに燃料を案内支持
する部材が上下数箇所に設けてある。
び第3図について述べる。図において1は箱形の
ラツクフレームであり、該ラツクフレーム1は四
隈および各周辺の中間に配置した垂直梁2、垂直
梁2の相互間を結合した上下複数段の水平梁3、
傾めの筋かいとなる補強梁4、ラツクを水プール
の底壁に固定するための支持板5、および強度を
高めるための中央垂直主柱6などを組合わせたラ
ーメン構造して組立てられている。更にラツクフ
レーム1には上下面に格子梁7を設け、この格子
梁7によつてラツクフレームの内方空間を格子状
に仕切り、多数の燃料収容室8を区画形成してい
る。なお格子梁7の一部は主柱6と水平梁3とを
結合する補強梁も兼ねている。使用済燃料は図示
されていない燃料取扱機によつて炉心より水プー
ルへ移送され、ラツク上方より指定番地の収容室
8へ吊り降ろされる。なお図示されていないが実
際のラツクには各収容室8ごとに燃料を案内支持
する部材が上下数箇所に設けてある。
ところで格子梁7は第3図に示すようにラツク
フレーム1の外周枠の各辺と平行に配列設置さ
れ、かつ互に隣接する各収容室8の隣接相互間に
は符号9で示す使用済燃料の未臨界を保証するに
必要な離間距離を確保するよう未臨界ピツチPを
基準として各格子梁7の縦、横ピツチが設定され
ている。ここで図中の点線lは未臨界ピツチPを
基準にして格子状に並べた各使用済燃料の収容位
置を通る縦、横の配列仮想線である。なお第3図
には説明上第1図の垂直支柱6は省略してある。
フレーム1の外周枠の各辺と平行に配列設置さ
れ、かつ互に隣接する各収容室8の隣接相互間に
は符号9で示す使用済燃料の未臨界を保証するに
必要な離間距離を確保するよう未臨界ピツチPを
基準として各格子梁7の縦、横ピツチが設定され
ている。ここで図中の点線lは未臨界ピツチPを
基準にして格子状に並べた各使用済燃料の収容位
置を通る縦、横の配列仮想線である。なお第3図
には説明上第1図の垂直支柱6は省略してある。
ところで、上記従来構造のラツクには以下に述
べるような問題点がある。すなわち原子炉から取
出されるものには前述した使用済燃料の他に、各
種炉心廃棄物があり、これら炉心廃棄物は使用済
燃料と同様に施設外へ搬出する以前に一時的に施
設内、特に搬出ルートの途中にある水プール内の
ラツクに貯蔵することが一般に行われている。し
かして第3図からも明らかなように、従来のラツ
クでは未臨界ピツチPを基準に画いた燃料収容位
置の配列仮想線lに対して格子梁7が平行に配置
されていて、燃料収容室8以外にはまつたく炉心
廃棄物を専用に収容する余分なスペースが形成さ
れていない。このために炉心廃棄物をラツク内に
貯蔵するには止むを得ず燃料収容室8の一部を割
いて符号10で示す炉心廃棄物を貯蔵していた
が、この方法では使用済燃料の貯蔵容量が炉心廃
棄物を貯蔵した分だけ差し引かれて低下し、使用
済燃料の貯蔵に支障を来たすことになる。
べるような問題点がある。すなわち原子炉から取
出されるものには前述した使用済燃料の他に、各
種炉心廃棄物があり、これら炉心廃棄物は使用済
燃料と同様に施設外へ搬出する以前に一時的に施
設内、特に搬出ルートの途中にある水プール内の
ラツクに貯蔵することが一般に行われている。し
かして第3図からも明らかなように、従来のラツ
クでは未臨界ピツチPを基準に画いた燃料収容位
置の配列仮想線lに対して格子梁7が平行に配置
されていて、燃料収容室8以外にはまつたく炉心
廃棄物を専用に収容する余分なスペースが形成さ
れていない。このために炉心廃棄物をラツク内に
貯蔵するには止むを得ず燃料収容室8の一部を割
いて符号10で示す炉心廃棄物を貯蔵していた
が、この方法では使用済燃料の貯蔵容量が炉心廃
棄物を貯蔵した分だけ差し引かれて低下し、使用
済燃料の貯蔵に支障を来たすことになる。
本考案は上述の点にかんがみなされたものであ
り、その目的はラツクを大形化することなしに、
しかも各燃料収容室の隣接相互間には所要の未臨
界ピツチを確保しつつ、必要な本数の使用済燃料
のほかに同時に炉心廃棄物も貯蔵できるようにし
た収容効率の高い新規な使用済燃料貯蔵ラツクを
提供することにある。
り、その目的はラツクを大形化することなしに、
しかも各燃料収容室の隣接相互間には所要の未臨
界ピツチを確保しつつ、必要な本数の使用済燃料
のほかに同時に炉心廃棄物も貯蔵できるようにし
た収容効率の高い新規な使用済燃料貯蔵ラツクを
提供することにある。
かかる目的は本考案により、未臨界ピツチを基
準にしてラツクフレームの内方空間に格子状に並
べた各使用済燃料の収容位置を通る縦、横の配列
仮想線に対して、斜めに配列した格子梁をそな
え、前記格子梁により多数の燃料収容室をラツク
フレーム内に斜方向に区画形成し、その際燃料収
容室の相互の中間に炉心廃棄物収容室を形成した
ことにより達成される。
準にしてラツクフレームの内方空間に格子状に並
べた各使用済燃料の収容位置を通る縦、横の配列
仮想線に対して、斜めに配列した格子梁をそな
え、前記格子梁により多数の燃料収容室をラツク
フレーム内に斜方向に区画形成し、その際燃料収
容室の相互の中間に炉心廃棄物収容室を形成した
ことにより達成される。
以下本考案を図示実施例に基づき詳述する。
第2図に本考案一実施例の外形斜視図、第4図
にその格子配列を表わす平面図を示す。この実施
例と第1図,第3図に示した従来のラツクと較べ
ての相違点は第4図で明示されているように、格
子梁7が未臨界ピツチPを基準にして第3図と同
様に画いた格子状に並ぶ各使用済燃料9の収容位
置を通る縦,横の配列仮想線lに対し、該仮想線
を斜めに横切るように配置されている。すなわち
各格子梁7は箱形ラツクフレーム1の対角線と平
行に延在する。この格子梁7の斜め配列により、
ラツクフレーム1の内方空間には未臨界ピツチP
を確保しつつ第3図と同じ数の燃料収容室8とと
もに、各収容室8の相互の間には炉心廃棄物10
の貯蔵スペースとして利用できる収容室11が区
画形成されることになる。なおかかる点第3図で
は、第4図における収容室11の位置する箇所を
丁度縦,横の格子梁が交叉して点有しているため
に炉心廃棄物10の専用収容室が形成できない。
したがつて従来と同じ外形寸法にもかかわらず必
要な本数の使用済燃料を未臨界ピツチを確保して
貯蔵させつつ、しかも炉心廃棄物を燃料収容室8
の一部を割くことなしに専用の収容室11に貯蔵
でき、その実益は極めて大である。
にその格子配列を表わす平面図を示す。この実施
例と第1図,第3図に示した従来のラツクと較べ
ての相違点は第4図で明示されているように、格
子梁7が未臨界ピツチPを基準にして第3図と同
様に画いた格子状に並ぶ各使用済燃料9の収容位
置を通る縦,横の配列仮想線lに対し、該仮想線
を斜めに横切るように配置されている。すなわち
各格子梁7は箱形ラツクフレーム1の対角線と平
行に延在する。この格子梁7の斜め配列により、
ラツクフレーム1の内方空間には未臨界ピツチP
を確保しつつ第3図と同じ数の燃料収容室8とと
もに、各収容室8の相互の間には炉心廃棄物10
の貯蔵スペースとして利用できる収容室11が区
画形成されることになる。なおかかる点第3図で
は、第4図における収容室11の位置する箇所を
丁度縦,横の格子梁が交叉して点有しているため
に炉心廃棄物10の専用収容室が形成できない。
したがつて従来と同じ外形寸法にもかかわらず必
要な本数の使用済燃料を未臨界ピツチを確保して
貯蔵させつつ、しかも炉心廃棄物を燃料収容室8
の一部を割くことなしに専用の収容室11に貯蔵
でき、その実益は極めて大である。
第1図および第2図はそれぞれ従来および本考
案一実施例による使用済燃料貯蔵ラツクの外形斜
視図、第3図および第4図はそれぞれ第1図およ
び第2図における使用済燃料等の貯蔵配列を示す
略示平面図である。 1……箱形のラツクフレーム、7……格子梁、
8……燃料収容室、9……使用済燃料、10……
炉心廃棄物、11……炉心廃棄物収容室。
案一実施例による使用済燃料貯蔵ラツクの外形斜
視図、第3図および第4図はそれぞれ第1図およ
び第2図における使用済燃料等の貯蔵配列を示す
略示平面図である。 1……箱形のラツクフレーム、7……格子梁、
8……燃料収容室、9……使用済燃料、10……
炉心廃棄物、11……炉心廃棄物収容室。
Claims (1)
- 箱形のラツクフレームに格子梁を配列してラツ
クフレームの内方空間を格子状に仕切り、隣接相
互間に使用済燃料の未臨界ピツチを確保する多数
の燃料収容室を区画形成した原子炉用使用済燃料
の貯蔵ラツクにおいて、未臨界ピツチを基準にし
てラツクフレームの内方空間に格子状に並べた各
使用済燃料の収容位置を通る縦、横の配列仮想線
に対し斜めに配列した格子梁をそなえ、前記格子
梁により多数の燃料収容室をラツクフレーム内に
斜方向に区画形成し、その際各燃料収容室の相互
の中間に炉心廃棄物収容室を形成したことを特徴
とする原子炉用使用済燃料の貯蔵ラツク。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1980133532U JPS64638Y2 (ja) | 1980-09-19 | 1980-09-19 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1980133532U JPS64638Y2 (ja) | 1980-09-19 | 1980-09-19 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5761599U JPS5761599U (ja) | 1982-04-12 |
| JPS64638Y2 true JPS64638Y2 (ja) | 1989-01-09 |
Family
ID=29493756
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP1980133532U Expired JPS64638Y2 (ja) | 1980-09-19 | 1980-09-19 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS64638Y2 (ja) |
Family Cites Families (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4063999A (en) * | 1976-01-28 | 1977-12-20 | Westinghouse Electric Corporation | Nuclear fuel storage arrangement |
-
1980
- 1980-09-19 JP JP1980133532U patent/JPS64638Y2/ja not_active Expired
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS5761599U (ja) | 1982-04-12 |
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