JPS58155400A - 照射済み核燃料の乾式貯蔵 - Google Patents
照射済み核燃料の乾式貯蔵Info
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- JPS58155400A JPS58155400A JP58026125A JP2612583A JPS58155400A JP S58155400 A JPS58155400 A JP S58155400A JP 58026125 A JP58026125 A JP 58026125A JP 2612583 A JP2612583 A JP 2612583A JP S58155400 A JPS58155400 A JP S58155400A
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- Japan
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- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
- G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
- G21F9/28—Treating solids
- G21F9/34—Disposal of solid waste
- G21F9/36—Disposal of solid waste by packaging; by baling
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
- G21C19/02—Details of handling arrangements
- G21C19/06—Magazines for holding fuel elements or control elements
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
- G21C19/32—Apparatus for removing radioactive objects or materials from the reactor discharge area, e.g. to a storage place; Apparatus for handling radioactive objects or materials within a storage place or removing them therefrom
-
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- 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
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- Washing And Drying Of Tableware (AREA)
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。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は照射済み原子炉燃料及び嵩放射性ｍｓ物の乾式
貯蔵に関する。
貯蔵に関する。
燃料が原子炉から堆出されるとき、燃料は高い放射性を
有しているので通常冷却池に少なくとも１００日間貯蔵
され、池の水は放射ｌ！を封じ込与且つ核分訣生成物の
崩壊によって生じた熱エネルギを吸収するのに役立つ、
ａの水による冷却は、煉射済み核燃料の長期間の貯蔵例
えば５０年乃至１００年の貯蔵には適していない、何故
ならば。
有しているので通常冷却池に少なくとも１００日間貯蔵
され、池の水は放射ｌ！を封じ込与且つ核分訣生成物の
崩壊によって生じた熱エネルギを吸収するのに役立つ、
ａの水による冷却は、煉射済み核燃料の長期間の貯蔵例
えば５０年乃至１００年の貯蔵には適していない、何故
ならば。
燃料被横の腐蝕が生じ池を繍持するのに困峻性があるか
らである。照射済み核燃料及び高放射性轟棄物を長期間
貯蔵する別の方法は、燃料又はｇ＊物をコンクリート襄
のセルに入れ、それを循環空気によって冷却することで
ある。循環は、保守及び信頼性の閲ｉ［を最小にするよ
うにｒｌｌ！極的な装置によって行なわれるのがｉｉＩ
ましい、放射性汚染物ｔ−児全に封じ込むには核燃料を
ステンレススチール又は炭素鋼の密封キャニスタに収容
するのが有利であり、英国特許明細書第ＧＢ２，０９６
，９５８＾号には、ｔ？賊に先立って、燃料又は魂東物
を準備室からこれに隣接したクリーン室内でキャニスタ
に入れる、照射★み原子炉燃料及び鳩放射性鳴乗物の乾
式貯械用セルの構造が開示されていて、この構造では、
−１１１１室からクリーン室へ延びる管状ポート部材
を１える装入設備があり、管状４−ト部材ｌｉ準備室に
４接した端に取外し可能な閉−デラグ倉有し、ａ端に閉
議Φヤニスタの本体を受入れるための開口部を有してお
り、閉議プラグは、キャニスタ閉議体を保持してこれを
管状？−ト部材の中・〜引出すために管状ポート部材内
に引っ込み可能な保持装置を備えそして保持装置はキャ
ニスタ閉鎖体の外ｃｌｉｉｔ−密封可能に覆うためのフ
ードを有している。→作にあ友って、管状テート部材に
よってｉＷ ｎ ｑＩ Ｄに連結されたキャニスタが準
備室の延艮部全形成し、キャニスタ閉鎖体全キャニスタ
から取外した後に、キャニスタの装入を可能にする把ｒ
ｊ器とともに準備室の中へ引出すことができ、モヤニス
タ閉鎖体を覆うことによってその外面の汚染が回避され
る。
らである。照射済み核燃料及び高放射性轟棄物を長期間
貯蔵する別の方法は、燃料又はｇ＊物をコンクリート襄
のセルに入れ、それを循環空気によって冷却することで
ある。循環は、保守及び信頼性の閲ｉ［を最小にするよ
うにｒｌｌ！極的な装置によって行なわれるのがｉｉＩ
ましい、放射性汚染物ｔ−児全に封じ込むには核燃料を
ステンレススチール又は炭素鋼の密封キャニスタに収容
するのが有利であり、英国特許明細書第ＧＢ２，０９６
，９５８＾号には、ｔ？賊に先立って、燃料又は魂東物
を準備室からこれに隣接したクリーン室内でキャニスタ
に入れる、照射★み原子炉燃料及び鳩放射性鳴乗物の乾
式貯械用セルの構造が開示されていて、この構造では、
−１１１１室からクリーン室へ延びる管状ポート部材
を１える装入設備があり、管状４−ト部材ｌｉ準備室に
４接した端に取外し可能な閉−デラグ倉有し、ａ端に閉
議Φヤニスタの本体を受入れるための開口部を有してお
り、閉議プラグは、キャニスタ閉議体を保持してこれを
管状？−ト部材の中・〜引出すために管状ポート部材内
に引っ込み可能な保持装置を備えそして保持装置はキャ
ニスタ閉鎖体の外ｃｌｉｉｔ−密封可能に覆うためのフ
ードを有している。→作にあ友って、管状テート部材に
よってｉＷ ｎ ｑＩ Ｄに連結されたキャニスタが準
備室の延艮部全形成し、キャニスタ閉鎖体全キャニスタ
から取外した後に、キャニスタの装入を可能にする把ｒ
ｊ器とともに準備室の中へ引出すことができ、モヤニス
タ閉鎖体を覆うことによってその外面の汚染が回避され
る。
本発明の目的は一人設備の有効性を伸ばすことにあり、
本発明によれば、照射済み原子炉燃料及び高放射性旙秦
物の乾式貯蔵用セルの構造において、放射性物質を汚染
しない仕方で４１室からクリーン室内でキャニスタへ移
すための装入設備があり、装入設備は閉鎖した中ヤニス
タを汚染しない仕方で準備室からクリーン室内の容器に
移すための装置を有する。
本発明によれば、照射済み原子炉燃料及び高放射性旙秦
物の乾式貯蔵用セルの構造において、放射性物質を汚染
しない仕方で４１室からクリーン室内でキャニスタへ移
すための装入設備があり、装入設備は閉鎖した中ヤニス
タを汚染しない仕方で準備室からクリーン室内の容器に
移すための装置を有する。
一人設備は準備セルからクリーンセルへ延びる管状ポー
ト部材を備えｌ状ポート部材は準備セルにｄｉｉした端
に取外し０Ｔ能な閉鎖プラグを有し。
ト部材を備えｌ状ポート部材は準備セルにｄｉｉした端
に取外し０Ｔ能な閉鎖プラグを有し。
他端に、閉鎖したキャニスタの本体を受入れるための開
口Ｓｔ有し、閉鎖プラグは管状ポート部材内にキャニス
タｖＡｗＡ体を保持しこれを管状ポート部材の中に引出
すための引っ込みＩＴ能な保持装置を備え、保持装置は
キャニスタ閉鎖体の外面を密封−■舵に憶うためのツー
Ｖを有し、装入設備にはさらに＃４１の管状ポート部材
の外１１にこれと同軸に配置されそして中ヤニスタ用の
容器ｔ’ｍｓ可能に囲む九めの開口部を有する＠２の管
状ポート部材があり、謝１のポート部材は容器の閉鎖体
を密封口）能に囲むための開口部を形成する延長部を有
し、使って別の酸点からは、投入設備は２つの態別の様
式の挿作を行なうことができそれによってキャニスタ又
は中ヤニスタ用の容器を準備セルの勉潰部を形成するよ
うに配電することができ、キャニスタ及び容器用の閉鎖
体は外面の放射性汚染を阻止するように覆われるう 本発明ｔ−実施する照射済み核燃料及び高放射性発−物
用の乾式貯蔵セルの構造を例示として添付図面全参照し
て説明する。
口Ｓｔ有し、閉鎖プラグは管状ポート部材内にキャニス
タｖＡｗＡ体を保持しこれを管状ポート部材の中に引出
すための引っ込みＩＴ能な保持装置を備え、保持装置は
キャニスタ閉鎖体の外面を密封−■舵に憶うためのツー
Ｖを有し、装入設備にはさらに＃４１の管状ポート部材
の外１１にこれと同軸に配置されそして中ヤニスタ用の
容器ｔ’ｍｓ可能に囲む九めの開口部を有する＠２の管
状ポート部材があり、謝１のポート部材は容器の閉鎖体
を密封口）能に囲むための開口部を形成する延長部を有
し、使って別の酸点からは、投入設備は２つの態別の様
式の挿作を行なうことができそれによってキャニスタ又
は中ヤニスタ用の容器を準備セルの勉潰部を形成するよ
うに配電することができ、キャニスタ及び容器用の閉鎖
体は外面の放射性汚染を阻止するように覆われるう 本発明ｔ−実施する照射済み核燃料及び高放射性発−物
用の乾式貯蔵セルの構造を例示として添付図面全参照し
て説明する。
第１図に示し比乾式貯蔵セルの構造において。
・−ｓｍ＊ｘ及びｅ送路を構成する１ｌｉ１優したクリ
ーン４２がある。移送路内に軌道３があり、この軌道は
、各々照射済み核燃料を受入れるためのキャニスタ５會
収容する一連の移送容器即ちパケット４會支持する。第
４［は、各々準備室からクリーン室へ延びる管状ポート
部材６を備える２つの値人設置ＩＩｔ有し、ポート部材
は通常、準備室に一領した収外しｏ］能な閉鎖プラグ７
によって閉鎖畜れている、／−上部材６の他端は閉鎖し
たキャニスタ５０本体を受入れるｔめの開口Ｗ６６ｍを
有している。ｖ４鎖プラグ７は、管状ポート部材の中に
線形作動器をもつ把持器８の形をした引込み可能な保持
装置を備え１把神器８＃′ｉキヤニスメ閉鎖体を把持し
てこれｔ／−上部材の中へ引出すためのものである。把
持器は、ＩＯＫよって示したキャニスタ閉鎖体の外＋ｆ
ｆｉを′！！！爾可１１！に覆う九めのフード９を有し
ている。成る変形構造では、保持装置は真空作動把持装
置であり、第２の変形構造では、磁気作動式把持装置で
ある。
ーン４２がある。移送路内に軌道３があり、この軌道は
、各々照射済み核燃料を受入れるためのキャニスタ５會
収容する一連の移送容器即ちパケット４會支持する。第
４［は、各々準備室からクリーン室へ延びる管状ポート
部材６を備える２つの値人設置ＩＩｔ有し、ポート部材
は通常、準備室に一領した収外しｏ］能な閉鎖プラグ７
によって閉鎖畜れている、／−上部材６の他端は閉鎖し
たキャニスタ５０本体を受入れるｔめの開口Ｗ６６ｍを
有している。ｖ４鎖プラグ７は、管状ポート部材の中に
線形作動器をもつ把持器８の形をした引込み可能な保持
装置を備え１把神器８＃′ｉキヤニスメ閉鎖体を把持し
てこれｔ／−上部材の中へ引出すためのものである。把
持器は、ＩＯＫよって示したキャニスタ閉鎖体の外＋ｆ
ｆｉを′！！！爾可１１！に覆う九めのフード９を有し
ている。成る変形構造では、保持装置は真空作動把持装
置であり、第２の変形構造では、磁気作動式把持装置で
ある。
１吏用に当り、ポート部材６の開口部６ｍｔｉ、すぐＦ
に位置する中ヤニスタ５のまわりを密封し。
に位置する中ヤニスタ５のまわりを密封し。
ツーｌ／９【有する把持器８を管状／−）部材内にＦげ
、キャニスタ閉鎖体１０を密封可能に覆う。
、キャニスタ閉鎖体１０を密封可能に覆う。
次に、把持器を閉鎖体１０に係合させ、把持器を引込め
て閉鎖体を上昇させキャニスタから離す。
て閉鎖体を上昇させキャニスタから離す。
準備室内Ｏ把持ａｓ（図示せず）が、閉鎖プラダ７を把
持器８、フード９及びキャニスタ閉鎖体１０と一緒に準
備室の中へ引出し、それによって命ヤきの燃料ｑＮ素の
形態の照射済み核燃料を容器の中−＼移し、その後、プ
ラダ７を把持！！８、フード９及びキャニスタ閉鎖体ｌ
Ｏと一１ＩｌＩＫ管状−一ト部材に戻す。次に１把神器
を延ばして閉鎖体１Ｇをキャニスタ５の上に再び置き、
その後、ｄＰヤエスタを設備から引き抜１８１）Ｋよっ
て閉鎖体を固着しそして外面の放射能汚染を調べる九め
に取外す。
持器８、フード９及びキャニスタ閉鎖体１０と一緒に準
備室の中へ引出し、それによって命ヤきの燃料ｑＮ素の
形態の照射済み核燃料を容器の中−＼移し、その後、プ
ラダ７を把持！！８、フード９及びキャニスタ閉鎖体ｌ
Ｏと一１ＩｌＩＫ管状−一ト部材に戻す。次に１把神器
を延ばして閉鎖体１Ｇをキャニスタ５の上に再び置き、
その後、ｄＰヤエスタを設備から引き抜１８１）Ｋよっ
て閉鎖体を固着しそして外面の放射能汚染を調べる九め
に取外す。
より詳細には、パケット４は詳細一１１で運ばれ、選択
した一つの設備のＦＫ次々に位置決めされる。第２図に
示すように、プラダ７はクランプ１２及び１３によって
準備室のポート開口部に固着され、ポート開口部の汚染
面がクリーン１１に露出しないようにするために密封体
１４，１５゜１６が設けられている。次に、設備の下に
位置したパケットｔシャツｄＰ１７（第１図）Ｋよって
土性させ、開口部６１とパケットで運ばれるキ岑＝スタ
とｔ係合させる。１８で示した密封体が中ヤニスタ閉鎖
体をフード９でＷＩ＃するために設けられ １９で示し
たＷＩ＃体がキャニスタを詳細ト部材に対して密封する
ために設けられ、次に！Ｊｌｔ体１６．１８及び１９に
よって作られた内空間を連結体２０によって真空試験し
密封体の効率ｔ−調べる６次に密封体１６【ｓ除し、上
述したように、把持器８及び線形作動器２１が閉鎖体１
０をキャニスタから取外し、その後、クランプ１２ｔ−
外し。
した一つの設備のＦＫ次々に位置決めされる。第２図に
示すように、プラダ７はクランプ１２及び１３によって
準備室のポート開口部に固着され、ポート開口部の汚染
面がクリーン１１に露出しないようにするために密封体
１４，１５゜１６が設けられている。次に、設備の下に
位置したパケットｔシャツｄＰ１７（第１図）Ｋよって
土性させ、開口部６１とパケットで運ばれるキ岑＝スタ
とｔ係合させる。１８で示した密封体が中ヤニスタ閉鎖
体をフード９でＷＩ＃するために設けられ １９で示し
たＷＩ＃体がキャニスタを詳細ト部材に対して密封する
ために設けられ、次に！Ｊｌｔ体１６．１８及び１９に
よって作られた内空間を連結体２０によって真空試験し
密封体の効率ｔ−調べる６次に密封体１６【ｓ除し、上
述したように、把持器８及び線形作動器２１が閉鎖体１
０をキャニスタから取外し、その後、クランプ１２ｔ−
外し。
プラダ７、作動器２１％把持器８、フード９及び閉鎖体
ｌＯから成る組立体を準備室へ引出す０次に、照射済み
燃料をキャニスタの中に投入し、セしてプラダ作動器１
把神器、フード及び閉鎖体から成る組立体を戻す、戻し
た後にクランプ１２を再び係合させ、閉鎖体１０を作動
器によってキャニスタの上に戻し、密封体を再び係合さ
せて真空試験する。内空間をがス洗浄によって汚染除去
し、！封体１８．１９を解除し、その後パケット及びキ
ャニスタを移送−詳細へ下げ引続いて中ヤニスタを閉鎖
体溶ＩＩＩ設備へ移す。
ｌＯから成る組立体を準備室へ引出す０次に、照射済み
燃料をキャニスタの中に投入し、セしてプラダ作動器１
把神器、フード及び閉鎖体から成る組立体を戻す、戻し
た後にクランプ１２を再び係合させ、閉鎖体１０を作動
器によってキャニスタの上に戻し、密封体を再び係合さ
せて真空試験する。内空間をがス洗浄によって汚染除去
し、！封体１８．１９を解除し、その後パケット及びキ
ャニスタを移送−詳細へ下げ引続いて中ヤニスタを閉鎖
体溶ＩＩＩ設備へ移す。
ｌＩ４５図は、準備１［１で処分する必要のある欠陥キ
ャニスタを取扱うための追加設備を示す。欠陥キャニス
タは、汚染がパケット内に収容されるように、閉一体２
２ｔ−取付けたバケツ）４に入れて設備に戻される。欠
陥中ヤニスタを準備室の中へ引出す九めの手ｌｌＩ［ｒ
ｉ、一般的にキャニスタ閉鎖体ｔＰ、料準備室の中へ引
出すためのｌｌ１ｒ述の手順と同様である。
ャニスタを取扱うための追加設備を示す。欠陥キャニス
タは、汚染がパケット内に収容されるように、閉一体２
２ｔ−取付けたバケツ）４に入れて設備に戻される。欠
陥中ヤニスタを準備室の中へ引出す九めの手ｌｌＩ［ｒ
ｉ、一般的にキャニスタ閉鎖体ｔＰ、料準備室の中へ引
出すためのｌｌ１ｒ述の手順と同様である。
設置ＩＩＩは、準備室ｌとクリーン室２との間の障鐘と
一体で且つクリーン室へ同軸的に延びるｌＩ２の管状ポ
ート部材２３１備えている。纂２の管状ポート部材の内
側に配置された管状／−）部材６はｇ＆艮部２４’ｉ有
し、１６．１８．１９で示した密封体と同様の密封体２
５．２６％２γ及び真空連結体２８がある。
一体で且つクリーン室へ同軸的に延びるｌＩ２の管状ポ
ート部材２３１備えている。纂２の管状ポート部材の内
側に配置された管状／−）部材６はｇ＆艮部２４’ｉ有
し、１６．１８．１９で示した密封体と同様の密封体２
５．２６％２γ及び真空連結体２８がある。
ａｍ一体８．１９．２６．２７は中空断面のものであり
、切換弁（ＩｉＥｌ示せず）によって真空源に連結ｃｉ
Ｊ馳である。正常状態では、密封体は中ヤニスタ５及び
容ｉｉ！）４ｔ９１趙するように包■することができる
が、真ｇ！源に遍結するとき、密封体はそれらのハウジ
ング内に引っ込められ、キャニスタ及び谷ａｔ−解放し
、その結果命ヤ隼スタ及び容器の直線運動が密封体との
接触ｔたって１ＭＡこる。
、切換弁（ＩｉＥｌ示せず）によって真空源に連結ｃｉ
Ｊ馳である。正常状態では、密封体は中ヤニスタ５及び
容ｉｉ！）４ｔ９１趙するように包■することができる
が、真ｇ！源に遍結するとき、密封体はそれらのハウジ
ング内に引っ込められ、キャニスタ及び谷ａｔ−解放し
、その結果命ヤ隼スタ及び容器の直線運動が密封体との
接触ｔたって１ＭＡこる。
別の構造では、密爾体がガス圧力によって膨張するとき
、Ｗ封体はキャニスタ及び容器會密爾包囲し、大気圧で
は豊触から引っ込められる。
、Ｗ封体はキャニスタ及び容器會密爾包囲し、大気圧で
は豊触から引っ込められる。
操作にあたっては、１１１−）の汚染面がクリーン室に
露出しないように投入／−） ｔＩＨＩ体１４．１５．
１６及び２５によって密封し、プラダ７ｔクランプ１２
，１３によって固着する。パケットを、密封体２６．２
７と係合するようにシャツ命１７によって上昇させそし
て真空試験を行なう。
露出しないように投入／−） ｔＩＨＩ体１４．１５．
１６及び２５によって密封し、プラダ７ｔクランプ１２
，１３によって固着する。パケットを、密封体２６．２
７と係合するようにシャツ命１７によって上昇させそし
て真空試験を行なう。
次に１作動１６２１を有する閉鎖体取外し用把持器が閉
鎖体２２１−＠１の管状ポート部材６の中へ引出し、ク
ランプ１３を外した後に管状部材６、作動器２１、把持
ＩＩ！８及び閉鎖体２２から成る組立体を燃料準備装置
の中へ上昇させることがで龜る。
鎖体２２１−＠１の管状ポート部材６の中へ引出し、ク
ランプ１３を外した後に管状部材６、作動器２１、把持
ＩＩ！８及び閉鎖体２２から成る組立体を燃料準備装置
の中へ上昇させることがで龜る。
＆にキャニスタ１０をパケット４から準備室の中へ引出
し、組立体を外スリーブ即ち管状ポート部材２３に戻す
。
し、組立体を外スリーブ即ち管状ポート部材２３に戻す
。
戻した後、クランプ１３を再び係合させそして閉鎖体２
２ｔ−作動器２１によってパケットの上に戻す、密封体
２５１再び係合させ真空試験を行なてパケットｔさらに
汚染除去のために移１ｉｆる。
２ｔ−作動器２１によってパケットの上に戻す、密封体
２５１再び係合させ真空試験を行なてパケットｔさらに
汚染除去のために移１ｉｆる。
渠１図は、乾式貯蔵用セルの側断面図であｐ。
第２図は第一の操作機式を示す装入設備の側断面図であ
り、４３図は第２図の操作様式を示す装入設備の側断面
図である。
り、４３図は第２図の操作様式を示す装入設備の側断面
図である。
Claims (2)
- （１）照射済み原子炉燃料及び高放射性廃秦物の乾式貯
蔵用セルの構造ＫＧいて、放射性物質を汚染しない仕方
で準備室からクリーン室内でキャニスタに移すための義
人設備があシ、装入設備は、キャニスタの閉鎖カバーを
覆いそれを準備１１に引出すための装置及び中ヤニスタ
を収容するための容器の閉鎖カバーを覆いそれを準備室
へ引出すための装置を備え為ことを特徴とする乾式貯蔵
用セルの構造。 - （２）照射済み原子炉燃料及び高放射性廃集物の乾式貯
蔵用セルの構造であって％露出した放射性物質を収容す
るための準備室と、準備室Ｋ１１ｌ！し密閉し九放射性
物質を収容する九めのクリーン室と、放射性物質を室と
室との間に移す丸めの装入設備とから成る構造にシーて
装入設備は、準備室からクリーン室へ延びる第１の管
状ポート部材と、準備室に一書し九第１の管状Ｉ−ト部
材の端に設けられた取外し可能な閉鎖プラグと、講１の
管状ポート部材の他端内に設けられ閉鎖し九キャニスタ
の本体を囲むための密封装置と、第１の管状４−ト部材
内の閉鎖プラグによって支持され中ヤニスタ閉鎖体を保
持し引出すための引っ込み可能な保持装置と、保持装置
によって支持されキャニスタ閉鎖体の外面ｔ−密封ロエ
馳に橿う九めに配置され九フードと。 準備室からクリーン室へ延び且つ纂１の管状メート部材
の外側に同軸的に配置された１ｓ２の管状ポート部材と
、第２の管状ポート部材０他端内に設けられキャニスタ
用の容器の本体ｔ−囲む友めのＶＢ封装置と、第１の管
状４−ト部材の延＆部の中に設けられ容器の閉鎖体を密
封可＊＠に囲む九めの装置とから成ることを特徴とする
乾式貯蔵用セルの構造。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| GB4798 | 1982-02-18 | ||
| GB8204798 | 1982-02-18 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS58155400A true JPS58155400A (ja) | 1983-09-16 |
Family
ID=10528429
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP58026125A Pending JPS58155400A (ja) | 1982-02-18 | 1983-02-18 | 照射済み核燃料の乾式貯蔵 |
Country Status (5)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US4755347A (ja) |
| JP (1) | JPS58155400A (ja) |
| DE (1) | DE3305452A1 (ja) |
| ES (1) | ES8407619A1 (ja) |
| GB (1) | GB2116900B (ja) |
Families Citing this family (16)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB8710388D0 (en) * | 1987-05-01 | 1987-06-03 | British Nuclear Fuels Plc | Posting ports |
| DE3717189C1 (de) * | 1987-05-22 | 1988-11-10 | Nuklear Service Gmbh Gns | Vorrichtung fuer die UEbergabe eines radioaktiven Gegenstandes aus einem Erstbehaelter in einen Zweitbehaelter |
| DE3717479A1 (de) * | 1987-05-23 | 1988-12-01 | Noell Gmbh | Behaelterfuelleinrichtung |
| DE3829017A1 (de) * | 1988-03-15 | 1989-09-28 | Freiberg Brennstoffinst | Verfahren und vorrichtung zur entsorgung von radioaktivem gut |
| DE3814938A1 (de) * | 1988-05-03 | 1989-11-16 | Wiederaufarbeitung Von Kernbre | Andockvorrichtung zum anschliessen eines transport- und/oder lagerbehaelters an einen radioaktiv belasteten arbeitsraum |
| FR2674225B1 (fr) * | 1991-03-20 | 1993-07-16 | Euritech | Procede et installation pour transferer des produits d'une enceinte contaminee dans une deuxieme enceinte, sans contaminer cette derniere. |
| JP2000206294A (ja) | 1999-01-14 | 2000-07-28 | Hitachi Ltd | 大型機器の搬出方法 |
| EP1109173A1 (de) * | 1999-12-17 | 2001-06-20 | Siemens Aktiengesellschaft | Behältersystem, Materialbehälter und Verfahren zur Konditionierung von radioaktivem Material |
| US6793450B2 (en) * | 2002-02-05 | 2004-09-21 | Holtec International, Inc. | Below grade cask transfer facility |
| US6674828B1 (en) * | 2002-06-14 | 2004-01-06 | David P. Weber | Safe lift and process for transporting canisters of spent nuclear fuel |
| US7096600B2 (en) * | 2002-12-13 | 2006-08-29 | Holtec International, Inc. | Forced gas flow canister dehydration |
| US7771156B2 (en) * | 2003-09-25 | 2010-08-10 | Corning Incorporated | Method and apparatus for reactor monolith loading |
| US7707741B2 (en) | 2005-06-06 | 2010-05-04 | Holtec International, Inc. | Method and apparatus for dehydrating high level waste based on dew point temperature measurements |
| WO2009120246A2 (en) | 2007-12-21 | 2009-10-01 | Holtec International, Inc. | System and method for preparing a container loaded with wet radioactive elements for dry storage |
| KR101406076B1 (ko) * | 2013-01-08 | 2014-06-13 | 한전원자력연료 주식회사 | 핵연료봉의 봉단마개 자동 용접장치 |
| RU2568814C2 (ru) * | 2014-01-09 | 2015-11-20 | Акционерное общество "Центральное конструкторское бюро машиностроения" (АО "ЦКБМ") | Шахта стыковки камеры разделки отработавших твэлов с транспортным контейнером |
Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5531994A (en) * | 1978-08-25 | 1980-03-06 | Commissariat Energie Atomique | Device and method for transporting and sealing harmful materials |
Family Cites Families (13)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| BE623505A (ja) * | 1961-10-25 | |||
| FR1330796A (fr) * | 1962-05-14 | 1963-06-28 | Commissariat Energie Atomique | Dispositif de transfert vertical pour enceinte étanche |
| US3290502A (en) * | 1963-08-20 | 1966-12-06 | Jr Dewey F Skinner | Port apparatus for extracting materials from radioactive enclosures |
| FR1446339A (fr) * | 1965-04-20 | 1966-07-22 | Commissariat Energie Atomique | Dispositif pour le chargement et le déchargement des châteaux de transport de matériaux irradiés |
| FR1444253A (fr) * | 1965-05-21 | 1966-07-01 | Commissariat Energie Atomique | Château de transport d'objets radioactifs |
| FR1470137A (fr) * | 1966-02-25 | 1967-02-17 | Metallgesellschaft Ag | Procédé de préparation de masses réfractaires à pulvériser, à durcissement rapide |
| FR1499227A (fr) * | 1966-07-27 | 1967-10-27 | Commissariat Energie Atomique | Passage étanche pour le transfert de produits nocifs |
| FR1494950A (fr) * | 1966-08-04 | 1967-09-15 | Commissariat Energie Atomique | Perfectionnements apportés aux systèmes pour introduire ou extraire des appareils, notamment des moulfles, destinés à opérer dans des enceintes radioactives |
| FR2041517A5 (ja) * | 1969-04-28 | 1971-01-29 | Commissariat Energie Atomique | |
| DE2524218C2 (de) * | 1975-05-31 | 1985-08-01 | Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe | Vorrichtung zum Einschleusen von radioaktiven Stoffen in eine Heiße Zelle |
| DE2840558A1 (de) * | 1978-09-18 | 1980-03-27 | Kraftwerk Union Ag | Verfahren und einrichtung zur behandlung von verbrauchten brennelementen wassergekuehlter kernreaktoren |
| US4260312A (en) * | 1978-09-27 | 1981-04-07 | United Kingdom Atomic Energy Authority | Apparatus for transferring toxic and radioactive materials |
| GB2096938B (en) * | 1981-03-03 | 1984-06-13 | Nat Nuclear Corp Ltd | Dry storage cells for radioactive material |
-
1983
- 1983-02-14 GB GB08304059A patent/GB2116900B/en not_active Expired
- 1983-02-17 DE DE19833305452 patent/DE3305452A1/de not_active Ceased
- 1983-02-18 ES ES519915A patent/ES8407619A1/es not_active Expired
- 1983-02-18 JP JP58026125A patent/JPS58155400A/ja active Pending
-
1986
- 1986-07-25 US US06/889,358 patent/US4755347A/en not_active Expired - Fee Related
Patent Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5531994A (en) * | 1978-08-25 | 1980-03-06 | Commissariat Energie Atomique | Device and method for transporting and sealing harmful materials |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| US4755347A (en) | 1988-07-05 |
| ES519915A0 (es) | 1984-09-16 |
| ES8407619A1 (es) | 1984-09-16 |
| DE3305452A1 (de) | 1983-08-25 |
| GB2116900A (en) | 1983-10-05 |
| GB2116900B (en) | 1985-06-05 |
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