JPS6161080B2 - - Google Patents
Info
- Publication number
- JPS6161080B2 JPS6161080B2 JP54031293A JP3129379A JPS6161080B2 JP S6161080 B2 JPS6161080 B2 JP S6161080B2 JP 54031293 A JP54031293 A JP 54031293A JP 3129379 A JP3129379 A JP 3129379A JP S6161080 B2 JPS6161080 B2 JP S6161080B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- fuel
- spent fuel
- fuel assembly
- fuel storage
- spent
- 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
Links
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims description 66
- 238000003860 storage Methods 0.000 claims description 54
- 239000002915 spent fuel radioactive waste Substances 0.000 claims description 48
- 230000000712 assembly Effects 0.000 claims description 24
- 238000000429 assembly Methods 0.000 claims description 24
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 15
- 238000009835 boiling Methods 0.000 claims description 14
- 238000000034 method Methods 0.000 claims description 12
- 239000011800 void material Substances 0.000 description 10
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 6
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 6
- 238000007796 conventional method Methods 0.000 description 4
- 238000002485 combustion reaction Methods 0.000 description 3
- 238000009826 distribution Methods 0.000 description 3
- 230000009257 reactivity Effects 0.000 description 3
- 229910052778 Plutonium Inorganic materials 0.000 description 2
- OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N plutonium atom Chemical compound [Pu] OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 1
- 239000012141 concentrate Substances 0.000 description 1
- 230000004907 flux Effects 0.000 description 1
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 1
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 1
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 description 1
- 230000002093 peripheral effect Effects 0.000 description 1
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
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は、使用済燃料集合体の貯蔵方法に係
り、特に沸騰水形原子炉から取出した使用済燃料
集合体の貯蔵方法に関するものである。DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION The present invention relates to a method for storing spent fuel assemblies, and particularly to a method for storing spent fuel assemblies taken out from boiling water nuclear reactors.
原子炉の炉心部から取出された使用済燃料集合
体は、燃料貯蔵プール内に貯蔵される。第1図お
よび第2図に燃料貯蔵プールの縦断面図と平面図
とを示す。図において、符号1が燃料貯蔵プール
の全体を示し、2はプール壁、3は燃料貯蔵プー
ル1内に設置された燃料貯蔵ラツクである。第3
図は沸騰水形原子炉から取出した使用済燃料集合
体を従来一般に行なわれている方法によつて装荷
した燃料貯蔵ラツクの平面図、第4図は第3図の
正面図であつて、燃料貯蔵ラツク3内には、その
使用済燃料貯蔵集合体がハンドルを上にした状態
で同一方向に一様に装荷されている。図中、5は
燃料貯蔵ラツク3のアンカー台を示す。 Spent fuel assemblies taken out from the core of a nuclear reactor are stored in a fuel storage pool. FIGS. 1 and 2 show a longitudinal sectional view and a plan view of the fuel storage pool. In the figure, reference numeral 1 indicates the entire fuel storage pool, 2 is the pool wall, and 3 is a fuel storage rack installed within the fuel storage pool 1. Third
Figure 4 is a plan view of a fuel storage rack loaded with spent fuel assemblies taken out from a boiling water reactor using a conventional method, and Figure 4 is a front view of Figure 3. In the storage rack 3, the spent fuel storage assemblies are uniformly loaded in the same direction with the handles facing up. In the figure, 5 indicates the anchor base of the fuel storage rack 3.
第5図は燃料集合体の無限増倍率による燃焼依
存性を示す線図であつて、実線がボイド率70%、
点線がボイド率0%の場合をそれぞれ示してい
る。また、第6図は沸騰水形原子炉の炉心軸方向
ボイド分布を示す線図であつて、符号Vがボイド
率、符号Wが熱流束をそれぞれあらわしており、
同図から、炉心上部ではボイド率が約70%、炉心
下部では、ボイド率が約0%であることがわか
る。 FIG. 5 is a diagram showing the combustion dependence of the fuel assembly due to the infinite multiplication factor, where the solid line indicates the void ratio of 70%,
The dotted lines indicate the case where the void ratio is 0%. Further, FIG. 6 is a diagram showing the void distribution in the axial direction of the core of a boiling water reactor, where the symbol V represents the void ratio and the symbol W represents the heat flux, respectively.
From the same figure, it can be seen that the void ratio in the upper part of the core is approximately 70%, and in the lower part of the core, the void ratio is approximately 0%.
しかして、第5図および第6図から明らかなよ
うに、原子炉の炉内において燃料は、上部が70%
ボイド率、下部が0%ボイド率というようにボイ
ド率が異なつた状態で燃焼が進むため、炉心上下
部ではプルトニウム同位元素組成の生成割合が異
なり、一般にボイド率が高ければ、燃料同位元素
の転換率は高くなり、プルトニウムの生成率が多
くなつて燃料の反応度(中性子増倍率、以下同
じ)は大きくなる。 As is clear from Figures 5 and 6, 70% of the fuel in the reactor is in the upper part.
Since combustion proceeds with different void ratios, such as 0% void ratio in the lower part, the formation ratio of plutonium isotope composition is different in the upper and lower parts of the core, and generally speaking, if the void ratio is high, the conversion of fuel isotopes is The rate increases, the rate of plutonium production increases, and the reactivity of the fuel (neutron multiplication rate, hereinafter the same) increases.
したがつて、従来一般に行なわれているよう
に、燃料貯蔵プール内において、沸騰水形原子炉
から取出した使用済燃料集合体が同一方向に一様
に貯蔵されると、その燃料貯蔵プール内では、反
応度の高い部分と低い部分とが生じて上下の反応
度バランスがくずれ、反応度の高い部分が集中す
ると、燃料貯蔵プール全体としての未臨界性が保
たれなくなるおそれがある。 Therefore, if spent fuel assemblies taken out from boiling water reactors are stored uniformly in the same direction within a fuel storage pool, as is commonly done in the past, If high-reactivity areas and low-reactivity areas occur and the upper and lower reactivity balance is disrupted, and if high-reactivity areas concentrate, there is a risk that the subcriticality of the fuel storage pool as a whole will not be maintained.
このため、従来、燃料貯蔵プール全体としての
臨界上の基準を満すことを目的として、燃料の濃
縮度を或る程度以下に抑えたり、さらには燃料プ
ール内における使用済燃料集合体の間隔を大きく
とるなどしている。 For this reason, in order to meet the criticality standards for the fuel storage pool as a whole, the fuel enrichment level has been kept below a certain level, and the spacing between spent fuel assemblies within the fuel pool has been reduced. I try to make it bigger.
しかしながら、上記した従来の沸騰水形原子炉
から取出した使用済燃料集合体の貯蔵方法による
と、燃料の濃縮度の高いいわゆる高燃焼性燃料を
使用できなくなつたり、あるいは燃料貯蔵プール
の容量を大きくする必要があり、今後における使
用済燃料集合体の増加を考慮すると早急な改善が
望まれる。 However, according to the above-mentioned conventional method of storing spent fuel assemblies taken out from boiling water reactors, it becomes impossible to use so-called highly flammable fuel with a high fuel concentration, or the capacity of the fuel storage pool is reduced. Considering the future increase in spent fuel assemblies, immediate improvements are desired.
なお、「原子炉燃料集合体の貯蔵装置」と題す
る特開昭52−92090号公報には、「燃料貯蔵設備単
位容積当りにおける使用済燃料集合体の貯蔵率を
高める」旨の記載があるが、同公開公報にあつて
は、「燃料が入つている反応部分と燃料が入つて
いない不反応部分とを軸方向に沿つて有する燃料
集合体を貯蔵対象にする」と規定し、「隣接する
燃料集合体の反応部分と不反応部分とを隔置する
貯蔵装置」が示されているに過ぎず、これによれ
ば、燃料貯蔵設備の水平方向の単位容積当りの貯
蔵率を高めることはできても、燃料貯蔵設備の高
さ方向の寸法については認識されていない。すな
わち、特開昭52−92090号公報のように隣接して
いる使用済燃料集合体を軸方向にずらせて配置し
た場合は貯蔵ラツクの高さが高くなり、その上方
における使用済燃料集合体の移動を考慮すれば燃
料貯蔵プールの水深を深くする必要がある。 Furthermore, JP-A-52-92090 titled "Reactor Fuel Assembly Storage Device" states that it "increases the storage rate of spent fuel assemblies per unit volume of fuel storage equipment." , the same publication stipulates that ``fuel assemblies that have a reactive part that contains fuel and a non-reactive part that does not contain fuel are to be stored along the axial direction.'' According to this, it is possible to increase the storage rate per horizontal unit volume of fuel storage equipment. Even if possible, the height dimensions of the fuel storage facility are not recognized. In other words, when adjoining spent fuel assemblies are arranged offset in the axial direction as in JP-A-52-92090, the height of the storage rack becomes high, and the spent fuel assemblies above it are Considering movement, it is necessary to deepen the water depth of the fuel storage pool.
本発明はの目的は、燃料貯蔵プールの水平方向
の寸法及び高さ方向の寸法を大きくすることな
く、燃料貯蔵プール内における単位容積当りの使
用済燃料燃料集合体の貯蔵率を向上させることの
できる沸騰水形原子炉から取出した使用済燃料集
合体の貯蔵方法を提供することにある。 An object of the present invention is to improve the storage rate of spent fuel fuel assemblies per unit volume in a fuel storage pool without increasing the horizontal and vertical dimensions of the fuel storage pool. An object of the present invention is to provide a method for storing spent fuel assemblies taken out from boiling water nuclear reactors.
本発明の特徴は、沸騰水形原子炉から取出した
使用済燃料集合体の一部は、ハンドルが下になる
ように上下を逆転させた状態で燃料貯蔵プール内
にある燃料貯蔵ラツク内に装荷した、他の前記使
用済燃料集合体は、前記ハンドルが下がつた状態
で前記燃料貯蔵ラツク内に装荷し、前記ハンドル
が下になつている前記使用済燃料集合体と前記ハ
ンドルが上になつている前記使用済燃料集合体と
を隣接させて前記燃料貯蔵ラツク内に配置するこ
とにある。 A feature of the present invention is that a part of the spent fuel assembly taken out from a boiling water reactor is loaded into a fuel storage rack in a fuel storage pool with the handle turned upside down. The other spent fuel assembly is loaded into the fuel storage rack with the handle down, and the spent fuel assembly with the handle down and the other spent fuel assembly with the handle down. and the spent fuel assemblies are disposed adjacent to each other in the fuel storage rack.
以下、本発明を、第7図ないし第18図にもと
づいて説明する。 Hereinafter, the present invention will be explained based on FIGS. 7 to 18.
第7図ないし第14図に本発明方法の実施に用
いて好適な燃料集合体方向転換装置(以下、転換
装置と略称する)を示す。第7図および第8図に
おいて、7は燃料貯蔵プール1の底部に設置され
た転換装置6の支持台であつて、支持台7には、
回転案内板8が固定的に取付けられている。9は
回転案内板8にシヤフト10を介して取付けた回
転体であつて、回転体9の上下両端背面部には、
ローラ11が装着されており、このローラ11
は、回転案内板8の周縁部に案内されて回転する
よう構成されている。また、回転体9の上下両端
には、それぞれ燃料集合体嵌装キヤツプ12およ
び13が着脱可能に取付けられている。沸騰水形
原子炉から取出した使用済燃料集合体4の上端を
支持する燃料集合体嵌装キヤツプ12の構造を第
9図に示す。第9図aは第7図A部の一部破断平
面図、第9図bは同じく第7図A部の一部破断正
面図である。しかして、キヤツプ12の内部に
は、使用済燃料集合体4の上端を嵌装する空所1
4が形成されている。15はキヤツプ12の背面
に設けたキヤツプ取付キーで、このキヤツプ取付
キー15は、回転体9に形成したキー溝16に着
脱可能に嵌合されている。次に、使用済燃料集合
体4の下端を支持する燃料集合体嵌装キヤツプ1
3の構造を第10図に示す。第10図は第7図B
部の一部破断側面図である。しかして、キヤツプ
13の内部には、使用済燃料集合体4の下端を嵌
装する空所17が形成されており、かつキヤツプ
13は、キヤツプ12と同様、回転体9に対して
着脱可能に嵌合されている。第7図および第8図
において、18は回転体9の中央部に取付けられ
た燃料集合体支持部材、19は回転体9の停止時
における不安定な動きを阻止するストツパを示
す。 7 to 14 show a fuel assembly direction changing device (hereinafter abbreviated as a changing device) suitable for use in carrying out the method of the present invention. In FIGS. 7 and 8, 7 is a support stand for the conversion device 6 installed at the bottom of the fuel storage pool 1, and the support stand 7 includes:
A rotation guide plate 8 is fixedly attached. Reference numeral 9 denotes a rotating body attached to the rotation guide plate 8 via a shaft 10, and on the back side of both upper and lower ends of the rotating body 9,
A roller 11 is installed, and this roller 11
is configured to rotate while being guided by the peripheral edge of the rotation guide plate 8. Furthermore, fuel assembly fitting caps 12 and 13 are removably attached to the upper and lower ends of the rotating body 9, respectively. FIG. 9 shows the structure of the fuel assembly mounting cap 12 that supports the upper end of the spent fuel assembly 4 taken out from the boiling water reactor. 9a is a partially cutaway plan view of section A in FIG. 7, and FIG. 9b is a partially cutaway front view of section A in FIG. 7. Therefore, inside the cap 12, there is a cavity 1 into which the upper end of the spent fuel assembly 4 is fitted.
4 is formed. Reference numeral 15 denotes a cap attachment key provided on the back surface of the cap 12, and this cap attachment key 15 is removably fitted into a key groove 16 formed in the rotating body 9. Next, a fuel assembly fitting cap 1 supporting the lower end of the spent fuel assembly 4 is installed.
The structure of No. 3 is shown in FIG. Figure 10 is Figure 7B
It is a partially cutaway side view of the section. Thus, a cavity 17 is formed inside the cap 13 into which the lower end of the spent fuel assembly 4 is fitted, and the cap 13, like the cap 12, can be attached to and detached from the rotating body 9. It is fitted. In FIGS. 7 and 8, reference numeral 18 indicates a fuel assembly support member attached to the center of the rotating body 9, and 19 indicates a stopper for preventing unstable movement of the rotating body 9 when it is stopped.
本発明方法の実施に用いて好適な転換装置6の
構成は以上のとおりであり、次に、この転換装置
6を用いて沸騰水形原子炉から取出された使用済
燃料集合体4の上下方向を逆転させる場合につい
て説明する。 The configuration of the conversion device 6 suitable for carrying out the method of the present invention is as described above, and next, the vertical direction of the spent fuel assembly 4 taken out from the boiling water reactor using this conversion device 6 is as follows. We will explain the case of reversing.
第7図および第8図は転換装置6に使用済燃料
集合体4が嵌装されている状態を示す。このよう
に、転換装置6に使用済燃料集合体4を嵌装する
には、まずホイスト機構を介して回転体9から燃
料集合体嵌装キヤツプ12が取外される。次に、
燃料つかみ具を介して炉心から取出された使用済
燃料集合体が回転体9の上方から燃料集合体嵌装
キヤツプ13に挿し込まれる(第10図の状
態)。使用済燃料集合体4の下部がキヤツプ13
の空所17に嵌装されたならば、キヤツプ12を
再び回転体9の上端に取付け、キヤツプ12の空
所14に使用済燃料集合体4の上部を嵌装させる
(第9図の状態)。このようにして、使用済燃料集
合体4が回転体9の所定位置にセツトされたなら
ば、ストツパ19を後退させて回転体9のそれま
での拘束を解き、回転体駆動機構を介して回転体
9を180度回転させる。回転体9の回転途中の状
態を第11図および第12図に示す。回転体9が
180度回転したならば、回転体駆動機構を停止さ
せ、キヤツプ12をストツパ19で拘束する。こ
の状態を第13図および第14図に示す。次に、
回転体9からキヤツプ13を取外し、続いて上下
方向を逆転された使用済燃料集合体4をキヤツプ
12から取出し、これを燃料貯蔵ラツクに装架さ
せればよい。第15図は以上のようにして上下方
向を逆転させてハンドルを下にした使用済燃料集
合体4aと、逆転操作を行なわずハンドルが上に
なつている沸騰水形原子炉から取出された使用済
燃料集合体4bとを交互に配列した燃料貯蔵ラツ
ク3の平面図、第16図は第15図の正面図、第
17図は第16図C部の底面図、第18図は第1
7図のD−D断面図である。 7 and 8 show the spent fuel assembly 4 fitted into the conversion device 6. As shown in FIG. In this way, in order to fit the spent fuel assembly 4 into the conversion device 6, the fuel assembly fitting cap 12 is first removed from the rotating body 9 via the hoist mechanism. next,
The spent fuel assembly taken out from the core via the fuel gripper is inserted into the fuel assembly fitting cap 13 from above the rotating body 9 (the state shown in FIG. 10). The lower part of the spent fuel assembly 4 is the cap 13
Once the spent fuel assembly 4 has been fitted into the space 17 of the spent fuel assembly, the cap 12 is again attached to the upper end of the rotating body 9, and the upper part of the spent fuel assembly 4 is fitted into the space 14 of the cap 12 (the state shown in Fig. 9). . In this way, once the spent fuel assembly 4 is set at a predetermined position on the rotating body 9, the stopper 19 is moved back to release the previous restraint on the rotating body 9, and it is rotated via the rotating body drive mechanism. Rotate body 9 180 degrees. FIGS. 11 and 12 show a state in which the rotating body 9 is in the middle of rotation. The rotating body 9
Once it has rotated 180 degrees, the rotating body drive mechanism is stopped and the cap 12 is restrained by the stopper 19. This state is shown in FIGS. 13 and 14. next,
The cap 13 is removed from the rotating body 9, and then the spent fuel assembly 4, which has been reversed in the vertical direction, is taken out from the cap 12 and mounted on a fuel storage rack. Figure 15 shows the spent fuel assembly 4a with the handle turned down by reversing the vertical direction as described above, and the spent fuel assembly 4a taken out from the boiling water reactor with the handle turned up without performing the reversal operation. FIG. 16 is a front view of FIG. 15, FIG. 17 is a bottom view of section C in FIG.
7 is a sectional view taken along line DD in FIG. 7. FIG.
第19図は本発明方法を実施して得られた燃料
貯蔵プール内の中性子増倍率を従来のそれとの比
較において示した線図であつて、符号Xが本発明
の貯蔵方法による場合を、符号Yが従来の貯蔵方
法による場合を示している。同図から明らかなよ
うに、本発明方法を実施して得られた燃料貯蔵プ
ール内の中性子増倍率は、従来のそれとの比較に
おいて約半分程度に抑えられていることがわか
る。このことは、燃料貯蔵プール内の中性子増倍
率を従来と同程度に保つと、燃料貯蔵ラツクのピ
ツチ間隔を従来の約半分に減ずることができるこ
とを示している。 FIG. 19 is a diagram showing the neutron multiplication factor in the fuel storage pool obtained by implementing the method of the present invention in comparison with that of the conventional one, where the symbol X indicates the case where the storage method of the present invention is used. This shows the case where Y is stored using a conventional storage method. As is clear from the figure, the neutron multiplication factor in the fuel storage pool obtained by implementing the method of the present invention is suppressed to about half that of the conventional method. This shows that if the neutron multiplication factor in the fuel storage pool is kept at the same level as before, the pitch spacing of the fuel storage racks can be reduced to about half of the conventional one.
本発明によれば、沸騰水形原子炉から取出され
た使用済燃料集合体の貯蔵において、使用済燃料
集合体の上下方向を逆転したものと逆転しないも
のとを混在させて燃料貯蔵ラツクに装荷するので
燃料貯蔵プール内の反応度分布を従来よりも均一
化することができ、しかも燃料貯蔵ラツクの高さ
を高くする必要もない。その結果、沸騰水形原子
炉から取出された使用済燃料集合体を燃料貯蔵プ
ール内貯蔵するに当り燃料貯蔵プールの水平方向
の寸法及び高さ方向の寸法を増大させることな
く、燃料貯蔵プール内の中性子倍増率を従来と同
程度に維持させた場合に当該プール内における単
位容積当りの燃料集合体の貯蔵率を向上させるこ
とができる。 According to the present invention, in the storage of spent fuel assemblies taken out from boiling water reactors, spent fuel assemblies whose vertical directions are reversed and those whose vertical directions are not reversed are mixed and loaded into a fuel storage rack. Therefore, the reactivity distribution within the fuel storage pool can be made more uniform than before, and there is no need to increase the height of the fuel storage rack. As a result, when storing spent fuel assemblies taken out from boiling water reactors in the fuel storage pool, it is possible to store the spent fuel assemblies in the fuel storage pool without increasing the horizontal and height dimensions of the fuel storage pool. When the neutron multiplication rate of is maintained at the same level as before, the storage rate of fuel assemblies per unit volume in the pool can be improved.
第1図は燃料貯蔵プールの内部構造を示す縦断
面図、第2図は第1図の平面図、第3図は使用済
燃料集合体を従来一般におこなわれている方法に
よつて装架した燃料貯蔵ラツクの平面図、第4図
は第3図の正面図、第5図は燃料集合体の無限増
倍率による燃焼依存性を示す線図、第6図は沸騰
水形原子炉の炉心軸方向ボイド分布を示す線図、
第7図、第11図および第13図は本発明方法の
実施に用いて好適な燃料集合体方向転換装置の正
面図、第8図、第12図および第14図はそれぞ
れ第7図、第11図および第13図の側面図、第
9図aは第7図A部の一部破断平面図、第9図b
は同じく第7図A部の一部破断正面図、第10図
は第7図B部の一部破断側面図、第15図は本発
明方法により使用済燃料集合体を装架した燃料貯
蔵ラツクの平面図、第16図は第15図の正面
図、第17図は第16図C部の底面図、第18図
は第17図のD−D断面図、第19図は本発明方
法を実施して得られた燃料貯蔵プール内の中性子
増倍率を従来のそれとの比較において示した線図
である。
1……燃料貯蔵プール、3……燃料貯蔵ラツ
ク、4,4aおよび4b……使用済燃料集合体、
6……燃料集合体方向転換装置。
Figure 1 is a vertical cross-sectional view showing the internal structure of the fuel storage pool, Figure 2 is a plan view of Figure 1, and Figure 3 shows the spent fuel assembly mounted in a conventional manner. A plan view of the fuel storage rack, Fig. 4 is a front view of Fig. 3, Fig. 5 is a diagram showing combustion dependence due to infinite multiplication factor of the fuel assembly, and Fig. 6 is the core axis of a boiling water reactor. Diagram showing directional void distribution,
7, 11 and 13 are front views of a fuel assembly direction changing device suitable for carrying out the method of the present invention, and FIGS. 8, 12 and 14 are respectively shown in FIGS. Figures 11 and 13 are side views, Figure 9a is a partially cutaway plan view of section A in Figure 7, Figure 9b is
7 is a partially cutaway front view of section A in FIG. 7, FIG. 10 is a partially cutaway side view of section B in FIG. 7, and FIG. 15 is a fuel storage rack in which spent fuel assemblies are mounted by the method of the present invention. 16 is a front view of FIG. 15, FIG. 17 is a bottom view of section C in FIG. 16, FIG. 18 is a sectional view taken along line DD in FIG. 17, and FIG. It is a diagram showing the neutron multiplication factor in the fuel storage pool obtained in comparison with that of the conventional method. 1...Fuel storage pool, 3...Fuel storage rack, 4, 4a and 4b...Spent fuel assembly,
6...Fuel assembly direction changing device.
Claims (1)
合体の一部は、ハンドルが下になるように上下を
逆転させた状態で燃料貯蔵プール内にある燃料貯
蔵ラツク内に装荷し、他の前記使用済燃料集合体
は、前記ハンドルが上になつている状態で前記燃
料貯蔵ラツク内に装荷し、前記ハンドルが下にな
つている前記使用済燃料集合体と前記ハンドルが
上になつている前記使用済燃料集合体とを隣接さ
せて前記燃料貯蔵ラツク内に配置することを特徴
とする使用済燃料集合体の貯蔵方法。1. A part of the spent fuel assembly taken out from the boiling water reactor is loaded into a fuel storage rack in the fuel storage pool with the handle upside down so that it is at the bottom. The spent fuel assembly is loaded into the fuel storage rack with the handle facing up, and the spent fuel assembly with the handle facing down and the spent fuel assembly with the handle facing up. A method for storing spent fuel assemblies, characterized in that the spent fuel assemblies are placed adjacent to each other in the fuel storage rack.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP3129379A JPS55124097A (en) | 1979-03-16 | 1979-03-16 | Method of storing spent nuclear fuel assembly |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP3129379A JPS55124097A (en) | 1979-03-16 | 1979-03-16 | Method of storing spent nuclear fuel assembly |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS55124097A JPS55124097A (en) | 1980-09-24 |
| JPS6161080B2 true JPS6161080B2 (en) | 1986-12-24 |
Family
ID=12327251
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP3129379A Granted JPS55124097A (en) | 1979-03-16 | 1979-03-16 | Method of storing spent nuclear fuel assembly |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS55124097A (en) |
-
1979
- 1979-03-16 JP JP3129379A patent/JPS55124097A/en active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS55124097A (en) | 1980-09-24 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US4474727A (en) | Arrangement for storing spent nuclear fuel rods at a reactor site | |
| US5232657A (en) | Metal hydride flux trap neutron absorber arrangement for a nuclear fuel storage body | |
| US4056435A (en) | Loading and unloading of a nuclear reactor core | |
| US5369676A (en) | Reactor refueling mechanism | |
| US4400344A (en) | Storage rack for nuclear fuel assemblies | |
| US4056437A (en) | Fast reactor core | |
| US6327321B1 (en) | Borated aluminum rodlets for use in spent nuclear fuel assemblies | |
| EP3743927A2 (en) | Dual-criterion fuel canister system | |
| US4695424A (en) | Cell for a spent nuclear fuel rack | |
| JPS58113894A (en) | fuel rack module | |
| EP0005623B1 (en) | Storage container for holding spent nuclear fuel rods at a reactor site | |
| JPS6161080B2 (en) | ||
| US4474398A (en) | Fuel assembly locking apparatus | |
| US7844025B2 (en) | Fuel assembly for a pressurized water nuclear reactor containing plutonium-free enriched uranium | |
| JP2007514141A5 (en) | ||
| US4789518A (en) | Liquid-cooled nuclear reactor especially a boiling-water reactor | |
| US5881120A (en) | Nuclear fuel assembly storage rack whose cells contain a neutrophage section | |
| JPH07260991A (en) | Storage method for spent fuel assemblies | |
| JPH0160799B2 (en) | ||
| EP0240602A2 (en) | Fuel transfer means | |
| JP4022024B2 (en) | Loading method and rotating device of control rod assembly for nuclear reactor | |
| GB1528272A (en) | Nuclear reactors | |
| JPH0244240Y2 (en) | ||
| JPH07191183A (en) | Spent fuel storage method and spent fuel storage rack | |
| JPS61111493A (en) | Method of transporting and storing fuel aggregate |