JP2021512295A - 二重基準の燃料キャニスタシステム - Google Patents

Abstract

内側の、タイプの異なる複数の使用済原子燃料用キャニスタを外側の同一キャスク系統に装填することが可能な使用済原子燃料のモジュール型乾式キャニスタシステム。この外側キャスクの系統は、典型的には、貯蔵オーバーパック、移送キャスク、輸送キャスク、および支援または補助器材を含む。様々なキャニスタを、様々なタイプの外側キャスクに入れ替え可能に装填することができる。内側キャニスタは、物理的な燃料の種類や寸法によってではなく、貯蔵される使用済燃料に適用される工学的目標や基準によって区別される。そのような目標の１つは、単一のキャニスタで多数の集合体を経済的かつ安全に貯蔵することである。２つ目の目標は、装填される使用済原子燃料がサイト外で貯蔵するために経過する必要のある冷却時間（または放射能減衰時間）を、サイト外貯蔵システムの崩壊熱に関する要件および能力を満たすべく大幅に短縮するように設計されたキャニスタである。

Description

関連出願の相互参照
本願は、２０１８年１月２６日出願の「ＤＵＡＬ-ＣＲＩＴＥＲＩＯＮ ＦＵＥＬ ＣＡＮＩＳＴＥＲ ＳＹＳＴＥＭ」と題する米国仮特許出願第６２／６２２，３５１号に基づく優先権を主張するものである。

本発明は概して使用済原子燃料貯蔵システムに関し、具体的には、使用済原子燃料の乾式貯蔵システムに関する。

図１は、加圧水型原子炉に原子燃料を供給するための典型的な燃料集合体２０を示す。燃料集合体２０は、下部ノズル２２と上部ノズル２４との間を細長い燃料棒２６が延びる。各燃料棒２６は、市販の「ジルカロイ−４」のようなジルコニウム合金製の円筒状ハウジングの中にＵ−２３５を濃縮した核***性燃料ペレットが充填してある。燃料棒２６の集合体を構成するノズル２２と２４の間には、制御棒（図示せず）および計測器（図示せず）を移動可能に収容する案内管（図示せず）が配置されている。これらの案内管の端部はノズル２２、２４に固着されて燃料棒２６を支持する骨組み構造を形成するが、燃料棒はノズル２２、２４に恒久的に固着されない。格子部材２８は、その開口を貫通する燃料棒２６および案内管のような要素を一体的に束ねる。市販の燃料集合体は、具体的な設計によるが、１７９〜２６４本の燃料棒を含む。例えば、典型的なＰＷＲ燃料集合体の長さは約４.１メートル、幅は約１９.７センチメートル、質量は約５８５キログラムである。

燃料集合体２０は、加圧水型原子炉（ＰＷＲ）では通常４〜５年の耐用年数を経過すると、Ｕ-２３５濃縮度が低下した減損燃料となる。また、燃料棒２６の中には様々な半減期を有する多種多様な核***生成物が存在する。これらの核***生成物は、集合体２０が原子炉から取り出されると強い放射能および熱を発するため、ホウ素塩を水に溶解させたプール内へ集合体２０を移送して、短期的に貯蔵保管する。そのようなプールを、図２において参照符号３０で示す。

プール３０の典型的な深さは１２.２メートルである。プール３０の底部に配置された多数の使用済燃料ラック３２は、燃料集合体２０を垂直に収容するための貯蔵スロット３４を備えている。キャスクパッド３６は、プール３０の底部に位置する。

燃料棒２６内の使用済燃料の組成は、燃料集合体２０がプール３０に貯蔵されている間に変化する。半減期の短い同位体が崩壊すると、その結果として、比較的半減期の長い核***生成物の割合が増加する。したがって、燃料集合体２０における放射能や熱の発生レベルは、ある期間は比較的急速に減少し、最終的には、熱や放射能が非常にゆっくり減少する状態に到達する。しかし、熱や放射能の発生レベルがこのように低くなっても、燃料棒２６を無期限に環境から確実に隔離する必要がある。

乾式貯蔵キャスクは、使用済燃料を長期貯蔵する一形態である。プール３０内に例えば１０年間貯蔵した後、燃料集合体２０が発生する熱が例えば１体当たり０．５〜１．０キロワットのような所定量まで低下したら、開かれたキャスクが使用済燃料プール内に下ろされる。遠隔制御により、使用済燃料をキャスク内へ移送した後、キャスクをプール３０から取り出して、封止し、使用済燃料プールの水を排出する。次いで、長期貯蔵のために、キャスクを適切に処理し、地上の貯蔵場所へ輸送する。

そのようなキャスクにはかなり厳しい要件が課される。キャスクは、長期貯蔵中に化学腐食に耐えなければならない。さらに、キャスクは、長期貯蔵中や輸送中に手荒い取り扱いを受けたり落下などの事故に遭遇したとしても如何なる軽微な破裂や破損も生じることがないように、十分な機械的堅牢性を備える必要がある。キャスクはさらに、使用済燃料からの放射線を環境に対して遮蔽する一方で、使用済燃料が発生する熱を環境へ伝達しなければならない。燃料棒２６の温度は、ジルコニウム合金製ハウジングの劣化を防ぐために、例えば４００℃のような最高温度以下に保つ必要がある。また、キャスク内で連鎖反応が持続しないように、すなわち、自己持続型反応が起きないように、実効臨界係数Ｋ_ｅｆｆを１未満に確実に保つ措置を講じる必要がある。このような要件は、完全に信頼できる態様で貯蔵機能を果たさなければならないキャスクに対して厳しい要求を課す。

モジュール型乾式使用済燃料キャニスタシステムは、内側の、タイプの異なる幾つかのキャニスタ（典型的には溶接ステンレスまたは炭素鋼製の直円筒容器）のうちの１つを、内側キャニスタの貯蔵段階に応じて、外側のキャスクの系統のうちの１つのキャスク内に装填することが可能なシステムである。この外側キャスクの系統は、典型的には、長期の乾式貯蔵向けの貯蔵オーバーパック、燃料集合体を使用済燃料プールから移送するための移送キャスク、および燃料集合体を別の貯蔵場所へ輸送するための輸送キャスクを含む。モジュール型システムでは、様々なキャニスタを、様々なタイプの外側キャスクに入れ替え可能に装填することができる。

現在入手可能なモジュール型使用済燃料キャニスタシステムは、いずれかのタイプの使用済燃料（例えばＢＷＲ、ＰＷＲ、ＰＷＲ ＸＬもしくはＶＶＥＲ燃料）またはクラスＣを超える廃棄物（ＧＴＣＣ）向けに設計された内側キャニスタを提供する。本願の発明者は、様々なキャニスタを、ただ単に、貯蔵される使用済放射性廃棄物のタイプでなくて、貯蔵されるその高レベル廃棄物にピンポイントに適用される工学的目標または基準に合わせて設計すれば、当業界にとってより有益であると認識している。

本発明は、原子力機器の乾式貯蔵システムを提供することにより、前述の目的を達成する。原子力機器の当該乾式貯蔵システムは、貯蔵オーバーパック、移送キャスクおよび輸送キャスクを含む複数の外側のキャスクより成る外側キャスクシステムであって、いずれの外側キャスクも内面が類似の輪郭形状を有する外側キャスクシステムを含む。原子力機器の当該乾式貯蔵システムはまた、複数の内側のキャニスタより成る内側キャニスタシステムであって、当該内側キャニスタはそれぞれ照射済み原子力発電所構成機器または高レベル廃棄物を共通の工学的目標または基準で貯蔵するように構成されており、外部エンベロープが当該外側キャスクの内面の当該輪郭形状に適合する内側キャニスタシステムを含む。一実施態様において、当該工学的目標または基準は、多数の照射済み原子力発電所構成機器または多量の高レベル廃棄物を貯蔵するように構成された大容量キャニスタである。この目標だけに焦点を絞ると、キャニスタを簡素化することが可能になり、実質的なコスト削減につながる可能性がある。これは、例えば、燃焼度クレジットを活用することによって実現できるが、その理由は最小燃焼度のような基準は様々な場所について設定できるからである。後続の輸送作業時に減速材を排除したり、使用済燃料プールへの装填時に可能ならホウ酸に対してクレジットを適用したりすると、この簡素化は、不要な中性子吸収材を無くせる可能性を含む。

別の実施態様では、当該共通の工学的目標または基準は最小冷却時間キャニスタであって、当該最小冷却時間キャニスタを新たな場所へ移動する前に経過する必要のある当該冷却時間または当該放射能減衰時間を、当該新たな場所の崩壊熱の要件および能力を満たすべく大幅に短縮するように構成された最小冷却時間キャニスタである。そのような実施態様において、原子力機器の当該乾式キャニスタシステムは、当該内側キャニスタと当該外側キャスクとの間に、当該内側キャニスタから熱を除去するように構成された換気ダクト系を含んでよい。そのような一実施態様において、換気ダクト系は、外側キャスクの下部に設けられた吸気口と、外側キャスクの上部に設けられた排気口と、当該吸気口から当該排気口へ、当該外側キャスクの内側と当該内側キャニスタの外側との間を延びるダクトとを含む。そのような実施態様は、当該内側キャニスタの外壁から当該ダクト内へ外向きに延びるフィンを備えてもよい。当該フィンは、当該内側キャニスタに支持されるのが好ましい。

使用済燃料の冷却時間を最短にするという工学的目標に焦点を絞ると、燃料の貯蔵期間を１．５年という短期間にすることができる。これだけ短期間であれば、崩壊熱に如何に対処するかという問題を、実質的に時間と共に変化する問題、すなわち過渡的な問題として考えることに魅力がある。非限定的な一研究例は、１．５年の減衰時間において、使用済燃料集合体の崩壊熱が１カ月に約１０％減衰することを示している。このような環境において、崩壊熱の問題に対処できる新しいツールがある。例えば、キャニスタに装填する燃料の量を変化させて、装填の過程で集合体の数を増やすことができる。キャニスタの構成が１６〜２１体の集合体を収容する２１スロットである一実施例では、比較的短い装填期間中に順次装填するキャニスタが受け容れる集合体の数を増加させる。したがって、後期のキャニスタは初期のキャニスタよりも多くの使用済燃料集合体を収容することになる。冷却時間をさらに短縮することも可能であるが、現在の業界や規制当局の考え方は、１．５年が現行では最小の減衰時間である。

当該内側キャニスタは、外壁の内側に同心円状に離隔した内壁があって、当該貯蔵キャニスタ空間を囲い込むように各端部に平板が配置された形状（以下、「表面積増強型キャニスタ形状」と称する）であり、フィンが当該内壁から、当該内壁に囲まれ外部環境に開口した概して開放的な空間内へ概して半径方向内向きに延びるように構成されている。そのような一実施態様において、当該ダクトは、当該外側キャスクと当該内側キャニスタとの間の環状通路である。

原子力機器の乾式キャニスタシステムは、照射済み原子力発電所構成機器または高レベル廃棄物の装填時に内側キャニスタを冷却するように構成された能動的冷却系をさらに含んでよい。そのような一実施態様において、当該能動的冷却系は、当該内側キャニスタを介してヘリウムを吸引する。また、当該内側キャニスタは、ヘリウムによって加圧してもよい。その場合、ヘリウムの圧力を大気圧より若干高くする。

さらに別の実施態様において、当該内側キャニスタの壁は、複合母材金属構造材から構成される。当該複合母材金属構造材は、金属母材複合材を含むのが好ましい。当該内側キャニスタは、２つの同心円状の壁が垂直方向に延びる表面積増強型キャニスタ形状でもよい。

本発明の詳細を、好ましい実施態様を例にとり、添付の図面を参照して以下に説明する。

加圧水型原子炉の典型的な燃料集合体の立面図である。

使用済燃料集合体の短期貯蔵用プールの上面図である。

本発明の非限定的な一実施態様に基づく原子力機器の乾式処理設備の外側キャスクおよび内側キャニスタの詳細を、外側キャスクの一部を破断して示す等角図である。

図３Ａの原子力機器の乾式処理設備の上面図である。

図３Ａの原子力機器の乾式処理設備の断面立面図である。

図３Ａの原子力機器の乾式処理設備の断面図である。

本発明の別の非限定的な一実施態様に基づく原子力機器の別の乾式処理設備の外側キャスクおよび内側キャニスタの詳細を、外側キャスクの一部を破断して示す等角図である。

図３Ａの原子力機器の乾式処理設備の上面図である。

図４Ａの原子力機器の乾式処理設備の断面立面図である。

図４Ａの原子力機器の乾式処理設備の断面図である。

図３Ａ〜３Ｄの原子力機器の乾式処理設備の内側キャニスタの内部の詳細を、外部の一部を破断して示す等角断面図である。

図５Ａの内側キャニスタの部分拡大図である。

図５Ｂの内側キャニスタを蓋を取り外した状態で示す上面図である。

図５Ｃの内側キャニスタの好ましい実施態様を示す断面図である。

図５Ｄの内側キャニスタの部分拡大図である。

図４Ａ〜４Ｄの原子力機器の乾式処理設備の内側キャニスタを、蓋を取り外した状態で示す概略上面図である。

図６Ａの内側キャニスタの好ましい実施態様を示す別の上面図である。

本発明の別の非限定的な実施態様に基づく原子力機器の乾式処理設備で使用される外側キャスクの概略等角図である。

本発明の別の非限定的な実施態様に基づく原子力機器の乾式処理設備で使用される外側キャスクの内部の詳細を、一部を破断して示す概略等角図である。

本発明の別の非限定的な実施態様に基づく別の内側キャニスタを、内部に複数の原子燃料機器が配置された状態で示す上面図である。

図面についてさらに具体的に述べると、図３Ａ〜３Ｄはそれぞれ、本発明の非限定的な一実施態様に基づく原子炉機器の乾式処理設備１１０の等角断面図、上面図、立面図および上面断面図である。図３Ａに明示されるように、設備１１０は、外側のキャスク（非限定的な例として貯蔵オーバーパック１１２）と、当該外側のキャスク内に選択的に配置された内側のキャニスタ１４２とを含む。貯蔵オーバーパック１１２は、内部エンベロープ１１６（図示の実施例ではほぼ円筒形）を画定するキャスクハウジング１１４を有する。キャスクハウジング１１４は概して、円筒形の本体（非限定的な例としてコンクリート製の本体１１８）と、本体１１８内におおむね同心円状に配置された管状の補助遮蔽シェル１２０と、例えばボルトや他の適切な結合機構によりコンクリート製本体１１８に選択的に結合された貯蔵蓋体１２２とを含むと言える。遮蔽シェル１２０は遮蔽機能を支援するが、これは高めの崩壊熱に関連する有意に高めの遮蔽線源を有するＭＣＴＣ１４２にとって特に重要である。以下においてさらに詳しく述べるが、内側キャニスタ１４２は、或る量の照射済み原子力発電所構成機器または高レベル廃棄物（例えば複数のＰＷＲ燃料集合体および／または複数の沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）燃料集合体）を収容し貯蔵するように構成されたキャニスタハウジング１４４を有する。キャニスタハウジング１４４はさらに、貯蔵オーバーパック１１２の内部エンベロープ１１６内に収まるように構成された外部エンベロープ１４６（図示の実施例ではほぼ円筒形）を有する。以下に詳述するように、内側キャニスタ１４２は、最小冷却時間キャニスタ（ＭＣＴＣ）１４２として機能するように構成されている。

引き続き図３Ａを参照すると、設備１１０は、内側キャニスタ１４２と貯蔵オーバーパック１１２との間に、内側キャニスタ１４２から熱を除去するように構成された換気ダクト系１３０をさらに含む。換気ダクト系１３０は、貯蔵オーバーパック１１２の下部に画定された吸気口１３２と、貯蔵オーバーパック１１２の上部に画定された排気口１３４と、吸気口１３２から排気口１３４へ、貯蔵オーバーパック１１２の内側（付番なし）と内側キャニスタ１４２の外側（付番なし）との間を延びるダクト１３６とを含む。一実施例において、ダクト１３６は、貯蔵オーバーパック１１２と内側キャニスタ１４２との間の環状流路である。この技術は、システムが自然対流を利用して内側キャニスタ１４２の表面から熱を除去する能力があることを表す。一実施態様では、貯蔵オーバーパック１１２の内壁とＭＣＴＣ１４２の外壁との間に環状の間隙が設けられ、換気ダクト系１３０が内側キャニスタの表面および貯蔵オーバーパック１１２から熱を除去する。

設備１１０は、照射済み原子力発電所構成機器または高レベル廃棄物を装填する際に内側キャニスタ１４２を冷却するための能動的冷却系（図示せず）をさらに含むことができる。この能動的冷却系は、内側キャニスタ１４２を介してヘリウムを吸引する構成のものでよい。高圧のヘリウムは、排熱と乾燥プロセスを促進する上で有利であり（例えば厳密な真空乾燥を用いる場合と比べて）、そのことは、乾燥作業において大きな熱的な利点をもたらす。

図４Ａ〜４Ｄはそれぞれ、本発明の非限定的な一実施態様に基づく原子炉機器の乾式処理設備２１０の等角断面図、上面図、立面図および上面断面図である。図４Ａに明示されるように、設備２１０は、外側キャスク（非限定的な例として貯蔵オーバーパック２１２）と、当該貯蔵オーバーパック２１２内に選択的に配置された内側のキャニスタ２４２とを含む。貯蔵オーバーパック２１２は、内部エンベロープ２１６（図示の実施例ではほぼ円筒形）を画定するキャスクハウジング２１４を有する。キャスクハウジング２１４は概して、円筒形の本体（非限定的な例としてコンクリート製の本体２１８）と、例えばボルトや他の適切な結合機構によりコンクリート製本体２１８に結合される貯蔵蓋体２２２とを含むと言える。内側のキャニスタ２４２は、或る量の照射済み原子力発電所構成機器または高レベル廃棄物（例えば複数のＰＷＲ燃料集合体および／または複数の沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）燃料集合体）を収容し貯蔵するように構成されたキャニスタハウジング２４４を有する。キャニスタハウジング２４４はさらに、貯蔵オーバーパック２１２の内部エンベロープ２１６内に収まるように構成された外部エンベロープ２４６（図示の実施例では概して円筒形）を有する。以下に詳述するように、内側キャニスタ２４２は、大容量キャニスタ（ＨＣＣ）２４２として機能するように構成されている。

引き続き図４Ａを参照すると、設備２１０は、ＨＣＣ２４２と貯蔵オーバーパック２１２との間に、ＨＣＣ２４２から熱を除去するように構成された換気ダクト系２３０をさらに含む。換気ダクト系２３０は、貯蔵オーバーパック２１２の下部に画定された吸気口２３２と、貯蔵オーバーパック２１２の上部に画定された排気口２３４と、吸気口２３２から排気口２３４へ、貯蔵オーバーパック２１２の内側（付番なし）とＨＣＣ２４２の外側（付番なし）との間を延びるダクト２３６とを含む。一実施例において、ダクト２３６は、貯蔵オーバーパック２１２とＨＣＣ２４２との間の環状通路である。

図５Ａ〜５Ｅはそれぞれ、図３Ａ〜３ＤのＭＣＴＣ１４２の等角断面図、等角拡大図、上面図、断面図および拡大図である。図示のようにキャニスタハウジング１４４は、外壁１４８から複数の放熱フィン１５０が半径方向外向きに延びる。外壁１４８は、頂部１５２と、頂部１５２の反対側で遠位の底部１５４とを有し、好ましくは、放熱フィン１５０の大部分、より好ましくは実質的にその全てが、頂部１５２付近から底部１５４付近まで長手方向に延びている。さらに、図５Ｄに明示されるように、外壁１４８は好ましくは円筒状で、この実施例の放熱フィン１５０は、外壁１４８に沿って実質的に等間隔である。さらに、この実施例では、ＭＣＴＣ１４２のエンベロープ１４６は、ＭＣＴＣ１４２内のヘリウムによって加圧された状態にある。ヘリウムの圧力は大気圧に近いが、大気圧よりわずかに大きいのが好ましい。

再び図５Ａ、５Ｂを参照すると、ＭＣＴＣ１４２は、外壁１４８の内側に配置された複数の位置決め構造体１６０と、複数の区画１６４（複数の潜在的に空の位置１６５を含む）を画定する複数のプレート部材１６２とをさらに含む。区画１６４は、使用時には、或る量の照射済み原子力発電所構成機器または高レベル廃棄物（非限定的な例としてＰＷＲおよびＢＷＲ燃料集合体）を貯蔵する構成であることがわかる。同様に、好ましい実施態様として、そのような燃料集合体を貯蔵しない潜在的に空の区画１６５を取って置くと、それ以外の区画１６４に貯蔵中の燃料集合体の冷却時間を短縮できる利点がある。

本発明の目的の１つは、運転停止中か運転停止が間近に迫っており、廃炉のオプションが想定されている原子力発電所から、保管中の使用済原子燃料（ＳＮＦ）を迅速に搬出できるようにすることである。発電所の既存の貯蔵施設（一般的には１つまたは複数の使用済燃料プール（ＳＦＰまたは「湿式貯蔵施設」とも呼ばれる））からの燃料の搬出は、コストを大幅に削減できる可能性があり、原子力発電所の廃炉に関する種々の決定、計画策定、関連作業を容易にすることにもなる。

既存のモジュール型乾式使用済燃料キャニスタシステムの供給業者は、発電所貯蔵施設からの使用済燃料の搬出時間を短縮すると有利であることを認識しているようであるが、この搬出時間の短縮化は、これまでは使用済燃料の装填戦略の問題であって、本願に記載されるように冷却時間の短縮化に特化したキャニスタを開発する方向で取り組まれていたわけではない。ＭＣＴＣ１４２は、高熱で冷却時間の短い使用済原子燃料（ＳＮＦ）を取り扱う原子力機器の乾式処理設備１１０（図３Ａ〜３Ｄ）の能力を高めるために、例えば前述のようなフィン設計、小容量、換気ダクト系１３０（図３Ａ）、能動的冷却を含む多数の技術や、複合基質金属構造材などの別の技術と共に、潜在的に空の位置を設けたり、装填を時間と共に変化させたりする解決法や表面積増強型キャニスタ形状のキャニスタ設計を採用している。

複合母材金属構造材に関して、ＭＣＴＣ１４２の構造壁を比較的少ない材料で構成して、材料の変遷が「サンドイッチ構造」に比べて少なくなるようにすると、熱伝達が改善される。さらに、ＭＣＴＣ１４２では、熱伝導性を高めるために簡素化された構造（すなわち、不均質な複合材やサンドイッチ構造などを低減または排除した構造）が望ましい。一実施例では、ＭＣＴＣ１４２の構造壁にホウ素含有材料を使用することが望ましい。これは例えば、発電所の最終的な運転停止が早期に行われたため、使用済燃料の燃焼度がＨＣＣ２４２について想定されるよりも低い状況に当てはまる可能性がある。ＨＣＣ２４２にはホウ素を含む材料が要求されないから、これは、様々な工学的目標を達成するために様々なタイプのキャニスタを使用すると利点が大きいことを表す。

フィンの設計に関しては、図５Ａ〜５Ｅに示す放熱フィン１５０に、ＭＣＴＣ１４２の除熱を改善するうえで大きな利点があることがわかる。放熱フィン１５０は、除熱を促進するために、ＭＣＴＣ１４２の外壁１４８、すなわち内側の環状面上に支持させるのが好ましい。コストは増えるが、熱を除去し、冷却時間を短縮するうえで利点が大きい。

容量減少に関しては、ＭＣＴＣ１４２はＨＣＣ２４２に比べて収容する燃料集合体の数が少ない。このことは、総熱負荷を低減し、熱冷却経路の改善を可能にするという二重の利点がある。キャニスタ外面から燃料集合体までの平均距離および／または最大距離が小さくなっているのが好ましい。

潜在的に空の位置の利用については、図５Ｄを参照されたい。ＭＣＴＣ１４２の中央部にある潜在的に空の位置１６５（例えば図示の網掛けされた区画）は、ＭＣＴＣ１４２の使用時に空にすることができる区画である。これにより、集合体の数や燃料の所望の減衰時間に関する発電所の要件に最も適合するような様々な装填方式を導き出すことができる。

装填を時間と共に変化させる解決法に関しては、本発明で考えられるような使用済燃料の短い減衰時間（非限定的な例として１．５年という短期間）では、崩壊熱に対処する問題は本質的に時間と共に変化する問題、換言すれば過渡的な問題と考えることができる。減衰時間が１.５年ほどの使用済燃料の場合、非限定的な一実施例において、使用済燃料集合体の崩壊熱は１カ月につき約１０％減衰する。これにより、熱量を時間の関数として対処する新しい方法が可能となる。例えば、ＭＣＴＣ１４２に装填する燃料の量を、装填の過程で集合体の数を増やすように変化させることができる。キャニスタの一実施例は、１６〜２１体の集合体を収容する２１スロット構成であり、比較的短い装填期間中に、受け容れる集合体の数を増加させる。例えば、図５Ｄを参照のこと。したがって、キャニスタは初期のものよりも後期のものが多くの使用済燃料集合体を収容することになる。

表面積増強型キャニスタ形状のキャニスタ設計とは、減数された燃料集合体をそれぞれ１つまたは２つのキャスク外壁の近くに収容する環状キャニスタ構成のことである。そのようにＭＣＴＣの容量を減少し熱経路を短縮すると、除熱が促進される。

図６Ａ、６Ｂはそれぞれ、図４Ａ〜４Ｄの内側のキャニスタ２４２の一部を示す概略図および上面図である。上述したように、内側キャニスタ２４２は、大容量キャニスタ（ＨＣＣ）２４２として機能する。したがって、図６Ａを参照すると、ＨＣＣ２４２のキャニスタハウジング２４４の一実施例は、外面２７０と内部領域２７２とを有する。内部領域２７２には、好ましくは複数の区画２７４が存在する。ＨＣＣ２４２は、多めの区画２７４を有するのが好ましい。非限定的な例として、ＨＣＣ２４２は３７個の区画２７４を有し、各区画は、或る量の照射済み原子力発電所構成機器または高レベル廃棄物（非限定的な例としてＰＷＲおよびＢＷＲ燃料集合体）を収容し貯蔵するように構成されている。さらに、一実施例では、内部領域２７２に、いずれも中性子毒物を含む材料が存在しない複数の構成部材が収容される。一実施例において、当該複数の構成部材は、いずれも中性子毒物が存在しない材料で構成された複数の燃料セル壁部であってよい。

ＨＣＣ２４２は、比較的多くの照射済み原子力発電所構成機器または高レベル廃棄物を収容し貯蔵するために、多数の技術を用いるのが好ましい。ＨＣＣ２４２は例えば、離間距離および／または複雑さを減らし、核***生成毒物のクレジットを適用するための解析法を使用し、例えば輸送時に水などの中性子減速材を確実に排除する比較的乾いたキャニスタ構造を採用し、臨界制御（例えば金属母材複合材などの使用）に重点を置くことが好ましい。臨界制御に関してより具体的に述べると、解析や減速材排除の方法を用いたり、使用済燃料プール内のホウ酸を考慮したりするだけでは不十分と判断される場合に、これらの技術が必要に応じて使用される。

図７は、本発明の別の非限定的な実施態様に基づく原子力機器の別の乾式処理設備に使用される別の外側のキャスク（非限定的な例として輸送キャスク４１２）を示す概略等角図である。内側のキャニスタ（例えば上述の内側キャニスタ１４２、２４２のいずれか一方）は、輸送キャスク４１２の内部に配置されるように構成されている。好ましい実施態様では、輸送キャスク４１２それ自体に減速材を排除する機能がある。

図８は、本発明の別の非限定的な実施態様に基づく原子力機器の別の乾式処理設備に使用される別の外側のキャスク（非限定的な例として移送キャスク５１２）の一部を示す概略等角断面図である。内側のキャニスタ（例えば上述の内側のキャニスタ１４２、２４２のいずれか１つ）は、例えば電力会社の使用済燃料プールへの使用済燃料の装填時に、移送キャスク５１２の内部に配置されるように構成されている。

このように本発明は、先行技術の方法とは対照的に、燃料や他の高レベル廃棄物の物理的な種類や寸法によってではなく、対象となる使用済燃料や他の高レベル廃棄物に適用される工学的な目標や基準の種類によって異なる内側キャニスタモジュールを具備する二重基準の燃料キャニスタシステムを提供することを理解されたい。一例として、工学的目標または基準は、多数の集合体を経済的かつ安全に貯蔵するための１体のキャニスタ（例えばＨＣＣ２４２）を含んでよい。そのようなキャニスタ（例えばＨＣＣ２４２）は、少なくとも３７体のＰＷＲ燃料集合体、または少なくとも８９体のＢＷＲ燃料集合体を貯蔵することが可能であろう。別の例では、崩壊熱に関する支配的な要件および能力を満たすように使用済原子燃料を装填して貯蔵または輸送するために経過する必要のある冷却時間（または放射能減衰時間）を、従来型の使用済燃料貯蔵キャニスタに比べて大幅に短縮するようにキャニスタを設計することができる。この２番目の例は、最小冷却時間キャニスタ（ＭＣＴＣ）と呼ばれている。冷却時間は、好ましくは約１０年から約２年未満まで、より好ましくは約１.５年未満まで短縮される。

図９は、本発明の別の非限定的な実施態様に基づく原子力機器の乾式処理設備（非限定的な例として原子力機器の乾式処理設備１１０）において、内側キャニスタ１４２の代わりに使用可能な、複数の燃料集合体３２０を収容する別の内側のキャニスタ（非限定的な例としてＭＣＴＣ３４２）を示す上面図である。一実施例において、ＭＣＴＣ３４２は表面積増強型キャニスタ形状であり、外壁３４８と、外壁３４８の内側に同心円状に離隔したキャニスタ内壁３６８と、外壁３４８から半径方向外向きに延びる複数の放熱フィン３５０と、概して開放的な空間内で概して半径方向内向きに延びる別の複数の放熱フィン３７０とを含み、当該空間は側面が当該同心円状のキャニスタ内壁３６８によって囲まれ、外部環境に対して開放されていることを特徴とする。この実施態様はまた、ＭＣＴＣ３４２が従来型キャスクに比べて、燃料集合体の貯蔵容量が小さいこと（例えば図９には８体の燃料集合体のみが示されている）、および集合体と壁との間の平均離隔距離が小さいことを示している。

本発明の特定の実施態様について詳しく説明してきたが、当業者は、本開示書全体の教示するところに照らして、これら詳述した実施態様に対する種々の変更および代替への展開が可能である。したがって、ここに開示した特定の実施態様は説明目的だけのものであり、本発明の範囲を何ら制約せず、本発明の範囲は添付の特許請求の範囲に記載の全範囲およびその全ての均等物を包含する。

Claims (15)

1. 原子力機器の乾式処理設備（１１０、２１０）において外側のキャスク（１１２、２１２、４１２、５１２）と共に使用する内側のキャニスタ（１４２、２４２、３４２）であって、当該内側キャニスタ（１４２、２４２、３４２）は或る量の照射済み原子力発電所構成機器（３２０）または高レベル廃棄物を収容し貯蔵するように構成されたキャニスタハウジング（１４４、２４４）を具備し、当該キャニスタハウジング（１４４、２４４）は当該外側キャスク（１１２、２１２、４１２、５１２）の内面の輪郭形状に適合するように構成された外部エンベロープ（１４４、２４４）を有し、当該内側キャニスタ（１４２、２４２、３４２）は最小冷却時間キャニスタ（１４２、３４２）または大容量キャニスタ（２４２）のいずれか一方として機能するように構成されていることを特徴とする内側キャニスタ。
2. 前記内側キャニスタは最小冷却時間キャニスタ（１４２、３４２）として機能するように構成され、前記キャニスタハウジング（１４４）は外壁（１４８、３４８）と半径方向外向きに延びる複数の放熱フィン（１５０、３５０）とを具備することを特徴とする、請求項１の内側キャニスタ（１４２、３４２）。
3. 前記外壁（１４８、３４８）は、互いに反対側で遠位の頂部（１５２）および底部（１５４）を有し、前記複数の放熱フィン（１５０、３５０）のうちの少なくとも大半は当該頂部（１５２）付近から当該底部（１５４）付近へ長手方向に延びていることを特徴とする、請求項２の内側キャニスタ（１４２、３４２）。
4. 前記内側キャニスタは大容量キャニスタ（２４２）として機能するように構成されており、前記キャニスタハウジング（２４４）は複数の構成機器が内部領域（２７２）に収容されており、当該複数の構成機器には中性子毒物を含む材料が存在しないことを特徴とする、請求項１の内側のキャニスタ（２４２）。
5. 前記内側キャニスタは大容量キャニスタ（２４２）として機能するように構成されており、前記キャニスタハウジング（２４４）はいずれも中性子毒物が存在しない材料製の複数の燃料セル壁をさらに具備することを特徴とする、請求項１の内側キャニスタ（２４２）。
6. 原子力機器の乾式処理設備（１１０、２１０）であって、
   内部エンベロープ（１１６、２１６）を画定するキャスクハウジング（１１４、２１４）を有する外側のキャスク（１１２、２１２、４１２、５１２）と、
   或る量の照射済み原子力発電所構成機器（３２０）または高レベル廃棄物を収容し貯蔵するように構成されたキャニスタハウジング（１４４、２４４）を有する内側のキャニスタ（１４２、２４２、３４２）であって、当該キャニスタハウジング（１４４、２４４）は当該外側キャスク（１１２、２１２、４１２、５１２）の当該内部エンベロープ（１１６、２１６）の中に収まるように構成された外部エンベロープ（１４６、２４６）を有することを特徴とする内側キャニスタとを有し、
   当該内側キャニスタ（１４２、２４２、３４２）は最小冷却時間キャニスタ（１４２、３４２）または大容量キャニスタ（２４２）のいずれか一方として機能するように構成されていることを特徴とする、原子力機器の乾式処理設備。
7. 前記内側キャニスタ（１４２、２４２、３４２）と前記外側キャスク（１１２、２１２、４１２、５１２）との間に、前記内側キャニスタ（１４２、２４２、３４２）から熱を除去するように構成された換気ダクト系（１３０、２３０）を含む、請求項６の原子力機器の乾式処理設備（１１０、２１０）。
8. 請求項７の原子力機器の乾式処理設備（１１０、２１０）であって、前記換気ダクト系（１３０、２３０）は、
   前記外側キャスク（１１２、２１２、４１２、５１２）の下部に設けられた吸気口（１３２、２３２）と、
   前記外側キャスク（１１２、２１２、４１２、５１２）の上部に設けられた排気口（１３４、２３４）と、
   前記外側キャスク（１１２、２１２、４１２、５１２）の内側と前記内側キャニスタ（１４２、２４２、３４２）の外側との間に画定され、当該吸気口（１３２、２３２）から当該排気口（１３４、２３４）へ延びるダクト（１３６、２３６）と
   を具備する請求項７の原子力機器の乾式処理設備。
9. 前記内側キャニスタ（３４２）は表面積増強型のキャニスタ形状であり、前記外壁（３４８）の内側に同心円状に離隔したキャニスタ内壁（３６８）を有し、前記内側キャニスタ（３４２）は概して開放的な空間内で概して半径方向内向きに延びる複数の放熱フィン３７０をさらに含み、当該空間は側面が当該同心円状のキャニスタ内壁（３６８）によって囲まれ、外部環境に対して開放されていることを特徴とする、請求項８の原子力機器の乾式処理設備（１１０、２１０）。
10. 前記ダクト（１３６、２３６）は前記外側キャスク（１１２、２１２、４１２、５１２）と前記内側キャニスタ（１４２、２４２、３４２）との間の環状流路である、請求項８の原子力機器の乾式処理設備（１１０、２１０）。
11. 前記内側キャニスタ（１４２、２４２、３４２）の前記エンベロープ（１４６、２４６）がヘリウムによって加圧される、請求項６の原子力機器の乾式処理設備（１１０、２１０）。
12. 前記内側キャニスタ（１４２、２４２、３４２）の壁が複合母材金属構造材を含む、請求項６の原子力機器の乾式処理設備（１１０、２１０）。
13. 原子力機器の乾式キャニスタシステムであって、
    貯蔵オーバーパック（１１２、２１２）、移送キャスク（５１２）および輸送キャスク（４１２）を含む複数の外側のキャスク（１１２、２１２、４１２、５１２）を具備する外側キャスクシステムであって、いずれの外側キャスクの内面も類似の輪郭形状を有することを特徴とする外側キャスクシステムと、
    複数の内側のキャニスタ（１４２、２４２、３４２）を具備する内側キャニスタシステムであって、当該内側キャニスタの各々は共通の工学的な目標または基準で、照射済み原子力発電所構成機器または高レベル廃棄物を貯蔵するように構成されており、当該外側キャスク（１１２、２１２、４１２、５１２）の内面の輪郭形状に適合する外部エンベロープ（１４６、２４６）を有することを特徴とする内側キャニスタシステムと
    を具備する原子力機器の乾式キャニスタシステム。
14. 前記共通の工学的な目標または基準が、多数の照射済み原子力発電所構成機器または多量の高レベル廃棄物を貯蔵するように構成された大容量キャニスタ（２４２）である、請求項１３の原子力機器の乾式キャニスタシステム。
15. 前記共通の工学的目標または基準が最小冷却時間キャニスタ（１４２、３４２）であって、当該最小冷却時間キャニスタ（１４２、３４２）を新たな場所へ移動する前に経過する必要のある前記冷却時間または前記放射能減衰時間を、当該新たな場所の崩壊熱の要件および能力を満たすべく大幅に短縮するように構成された最小冷却時間キャニスタ（１４２、３４２）であることを特徴とする、請求項１３の原子力機器の乾式キャニスタシステム。
    

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