(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
４枚のパネル（１８）が中央スプライン軸（２０）を中心とする４つの９０度位置で中央スプライン軸の長手方向に沿って半径方向に延びて十字を形成する主制御要素（１６）を備えた沸騰水型原子炉の制御棒の貯蔵容積を減じる方法であって、
スプライン軸（２０）を長手方向に沿って分離することにより、各々がパネルを１枚含む４つの実質的に等しい縦方向断片（１８）に分解し、
縦方向断片を横方向に分離して横方向断片にする、各縦方向断片（１８）の縦方向長さに沿う少なくとも一つの高さ（２５）を特定し；
特定した高さにスリーブ（２１）を、スリーブが特定した高さの両側に所定距離だけ延びるように、縦方向断片の周囲に横方向に配置し、
縦方向断片の少なくとも１つと周囲に配置したスリーブとを特定した高さ（２５）で横方向に剪断すると共に、それと実質的に同時にスリーブ（２１）を当該縦方向断片の厚さ方向に関して反対側にある当該スリーブに対して封止するステップを含む、沸騰水型原子炉の制御棒の貯蔵容積を減じる方法。
【請求項２】
所定距離は実質的に１乃至４インチ（２．５４乃至１０．１６ｃｍ）の範囲内である請求項１記載の方法。
【請求項３】
所定距離は２乃至３インチ（５．０８乃至７．６２ｃｍ）の範囲内である請求項２に記載の方法。
【請求項４】
スリーブの厚さは１／８インチ（０．３２ｃｍ）である請求項１に記載の方法。
【請求項５】
スリーブ（２１）を可鍛性金属から形成するステップを含む請求項１に記載の方法。
【請求項６】
可鍛性金属はステンレス鋼または銅のいずれかである請求項５に記載の方法。
【請求項７】
中央スプライン軸（２０）を分離するステップは、スプライン軸を中心として１８０度離れた２つの位置でスプライン軸を長手方向に２回切断し、２回の切断を実質的に同時に行う請求項１記載の方法。
【請求項８】
封止ステップは、スリーブ（２１）の剪断した端部を当該縦方向断片の厚さ方向に関して反対側にある当該スリーブに対してクリンプする請求項１記載の方法。
【請求項９】
クリンプするステップと剪断するステップを実質的に同時に実行する請求項８記載の方法。
【請求項１０】
配置ステップが、特定した高さでスリーブ（２１）を縦方向断片に巻着するステップを含む請求項１記載の方法。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
関連出願の相互参照
本出願は、「Method of Segmenting Irradiated Boiling Water Reactor Control RodBlades」と題する２０１１年９月２２日に提出された米国仮特許出願第６１／５３７７０２号に基づく優先権を主張し、また、「Apparatus For Vertically Segmenting ABoiling Water Reactor Control Blade」と題する同時に提出された米国特許出願第 号(Attorney Docket NSD2011-020)に関連する。
本発明は、高放射性コンポーネントの貯蔵、輸送及び／又は廃棄に関し、より具体的には、長期貯蔵のために、高放射性の沸騰水型原子炉制御棒を減容する方法に関する。
【背景技術】
【０００２】
通常使用される沸騰水型原子炉の１つのタイプでは、燃料チャネルに囲まれた燃料棒から成る原子燃料集合体が用いられる。沸騰水型原子炉の燃料集合体の各燃料チャネルは、真直ぐに細長く延びた中空の四面部材で、丸みをつけた隅縁部を除けば実質的に正方形の断面を有する一体構造であるのが通例である。普通、各チャネルの断面寸法は５インチ（１２．７ｃｍ）×５インチ、長さは１４フィート（４．２７ｍ）であり、横方向に並んだ複数の細長い燃料要素を封入している。燃料要素は十字形の制御棒を挿入できるように配置され、制御棒は原子炉運転中に核反応を制御するべく垂直方向に移動可能である。広く知られているように、制御棒は、上部ハンドルおよび垂直方向移動時の制御棒ガイド手段として働く４個の上部ボールローラから成る上方部分と、下部鋳造体および下部ローラ１７から成る下方部分とを含む。ブレード構造物本体１６は、中央のスプライン軸２０から半径方向に延びる４枚のパネルまたはブレード１８を有している。ブレードの好ましい長さは、実質的に燃料要素の高さに等しく、約１２フィート（３．６６メートル）である。ブレード部分における制御棒の幅はパネルの幅の約２倍で、１０インチ（２５．４ｃｍ）程度であり、ブレードの厚さは約２．８インチ（７ｍｍ）である。
【０００３】
機器としての用役を終えた沸騰水型原子炉制御棒のブレードの貯蔵または廃棄は、そのサイズ、構造、脆化により、また放射能があるため、難しい仕事である。米国内ではこれまで、制御棒ブレードのプール内貯蔵は非常にスペース効率が悪く、また、キャスクによる乾式貯蔵は容易に利用できなかった。
【０００４】
制御棒ブレード等の照射済ハードウェアは、通常、10 CFR 61およびその関連の規制指針"NRC's Branch Technical Position on ConcentrationAveraging and Encapsulation"によって定義され規定されるクラスＣ低レベル放射性廃棄物である。２００８年７月１日以降、アトランティック・コンパクト（コネチカット州、ニュージャージー州およびサウスカロライナ州）の域外に位置する米国内の低レベル放射性廃棄物発生事業者は、クラスＢまたはクラスＣ低レベル放射性廃棄物処理能力を利用できない状態にある。処理能力が欠如する結果、沸騰水型原子炉事業者の使用済燃料プールは相当に過密になっている。現時点では不確定性が高いが、数多くの規制及び商業的課題を解決することを条件として、比較的近い将来に、米国の残りの低レベル放射性廃棄物発生事業者はクラスＢとクラスＣ低レベル放射性廃棄物の処理能力を利用できるようになると予想される。
【０００５】
使用済燃料プールで貯蔵するために沸騰水型原子炉制御棒を減容する技術の１つは、制御棒ブレードから上方および下方部分を切り離すものである。次いで、残ったブレード構造物本体を縦方向に切断し、個々のブレードを中央スプライン軸から切り離した後、切り離した部分を積み重ねた状態で貯蔵または埋蔵するが、これは米国特許第4,507,840号明細書に記載されている。米国特許第5,055,236号明細書に提案されている別の方策によると、制御棒ブレードをスプライン軸の中心線に沿って垂直方向に切断することにより２つの山形断片に分割する。次いで山形断片を密に重ねて貯蔵する。これら方策の何れも、長さ１２フィート（３．６６メートル）の断片の遮蔽・輸送に費用がかかる。米国特許4,507,840号明細書は、ブレードには放射性ガスを含んだ中性子吸収棒が封入されているので、放射性ガスの放出を回避するには、垂直方向の切断を中央スプライン軸に極めて近接した位置で行わなければならないことを認めている。したがって、ブレードの水平方向の断片化は、中性子吸収材物質と放射性ガスを含む封止された棒を切断することになるため、問題がある。
【０００６】
したがって、安全な輸送のために、沸騰水型原子炉の制御棒の貯蔵容積を減じる新しい方法が望まれる。
【０００７】
かかる方法はさらに、既存の認可済標準輸送キャスクに適合するように、輸送される断片の長さと幅を減じるものであることが望まれる。
【０００８】
かかる方法はさらに、放射性破片の放出を最小限に抑えるものであることが望まれる。
【発明の概要】
【０００９】
上記および他の目的は、４枚のパネルが中央スプライン軸を中心とする４つの９０度位置で中央スプライン軸の長手方向に沿って半径方向に延びて十字を形成する主制御要素を備えた沸騰水型原子炉の制御棒の貯蔵容積を減じる方法により達成される。この方法は、スプライン軸を長手方向に沿って分離することにより、各々がパネルを１枚含む４つの実質的に等しい縦方向断片に分解するステップを含む。次いで、この方法は、縦方向断片を横方向に分離して横方向断片にする、各縦方向断片の縦方向長さに沿う少なくとも一つの高さを特定する。その後、スリーブを特定した高さの両側に所定距離だけ延びるように、縦方向断片の特定した高さにおいてその周囲に横方向に卷着する。その後、縦方向断片の少なくとも１つと周囲に配置したスリーブとを特定した高さで横方向に剪断すると共に、それと実質的に同時にスリーブを当該縦方向断片の厚さ方向に関して反対側にある当該スリーブに対して封止する。好ましくは、所定距離は実質的に１乃至４インチ（２．５４乃至１０．１６ｃｍ）の範囲内であり、より好ましくは、２乃至３インチ（５．０８乃至７．６２ｃｍ）の範囲内である。望ましくは、スリーブは厚さが約１／８インチ（０．３２ｃｍ）であり、ステンレス鋼または銅等の可鍛性金属から成る。
【００１０】
一実施形態において、中央スプライン軸を分離するステップは、スプライン軸を中心として１８０度離れた２つの位置でスプライン軸を長手方向に２回切断し、２回の切断を好ましくは実質的に同時に行う。封止ステップでは、スリーブの剪断した端部を当該スリーブの反対側に対してクリンプすることが望ましい。一実施形態では、クリンプするステップと剪断するステップを実質的に同時に実行する。
【図面の簡単な説明】
【００１１】
添付の図面と併せて以下の実施態様の説明を読めば、本発明のさらなる理解を得ることができよう。
【００１２】
【図Ｉ】沸騰水型原子炉の制御棒の斜視図である。
【００１３】
【図２】図１の制御棒の１枚のパネルを示す斜視図である。
【発明を実施するための形態】
【００１４】
図１は、本発明が適用される型の沸騰水型原子炉制御棒ブレードを示す。かかる制御棒ブレードは、上部ハンドル１０および４個の上部ボールローラ１２から成る上方部分１１、下部鋳造体１５および下部ローラ１７から成る下方部分１４、並びに上方部分と下方部分の間のブレード構造物本体１６を含んでいる。ブレード構造物本体１６は、中央スプライン軸２０を中心として十字形に配置された４枚のパネルまたはブレード１８を有している。本発明の一実施形態に従えば、直線ｍおよびｎで規定される平面にほぼ沿って切断することにより下方部分１４を取り除き、また直線ｊおよびｋで規定される横方向平面に沿って切断することにより上方部分１１を取り除く。別の態様に従えば、ただローラの周りをカットしてローラを取り去るかまたはハンドル１０を定位置に残したままにする。しかし、ローラを取り去ることなく本発明を実施することも可能ではあるが、ローラは通常コバルトを含有し、制御棒ブレードの他の部分よりも放射能が遥かに強いから、ローラを取り去るのが望ましい。
【００１５】
一般的な説明のために、制御棒ブレードの主要構成要素は、吊り上げハンドル１０、ステライト製ローラ軸受１２および１７、速度制限器１９を有する下方部分１４、そしてブレードまたはパネル１８および中央スプライン軸２０を含む十字形本体１６である。制御棒ブレード部分１６を解体するには、先ず上方部分１１および下方部分１４を制御棒ブレード減容プロセスの一部として、既存技術に合致する態様で取り除く。
【００１６】
十字形本体１６は、粉末炭化ホウ素等の中性子吸収材を含有する金属製管体が金属被覆で覆われた４枚の「パネル」を、十字を形成するように相対する角度で、互いに、また、中央スプライン軸２０に長手方向に溶接したものである。制御棒には放射能があるため、減容プロセスは水中で、最も好ましくは使用済燃料プール内で行う必要がある。制御棒を実際的に輸送可能な断片に分解するには、本体１６を横方向に断片化する必要がある。しかしながら、水中で横方向にパネル１６を断片化すると、パネルの被覆とその内部の管体が破れて、使用済燃料プールが被覆材、管体および炭化ホウ素より成る破片に曝されるという望ましくない結果が生じる。制御棒は長期に亘る原子炉内での中性子被爆により脆化しているため、横方向の断片化は一層困難である。
【００１７】
貯蔵するため制御棒ブレードを減容する従来方法の１つには、米国特許第5,055,236号公報に記載されているように、制御棒ブレードの十字形本体１６を中央スプライン軸１３に沿って機械的に縦方向に断片化して、２つの山形断片にするものがある。このような断片化法によると、プール内における貯蔵効率は向上するが、山形断片は遠隔地への輸送、貯蔵、または横方向の断片化のためには実用的な形態ではない。本明細書に記載した方法の一態様は、各山形断片をスプライン１３の残部に沿って縦方向にさらに断片化することにより、４枚の別々のパネル１８に分離する。この後段の断片化により、プール内における貯蔵効率が向上し、横方向の断片化が実質的に容易になるため、輸送および廃棄するためのコンテナ化および最適な放射線特性評価が容易になる。
【００１８】
物理学および放射線学の両方の基準に従って、パネル１８の長手方向における望ましい横方向断片化位置を決める。換言すれば、輸送キャスクの構造、分離されたパネル断片の輸送キャスク内における意図された配置、および断片の放射線強度のすべてが、パネル１８をどの高さで横方向断片化すべきかの決定に関与する。パネルを横方向断片化する望ましい点を決定したら、予め成形された可鍛性金属のバンドであるスリーブを、パネルの長さに沿ってその位置まで摺動させるか、その位置でパネルに巻着する。図２はそのようなスリーブ２１を２つ示しているが、上方のパネル断片２２、中間のパネル断片２３および下方のパネル断片２４は等しい長さであってもなくてもよく、また、パネル断片の数および使用するスリーブの数は、上記基準に従って変わり得ることが理解されるべきである。一例として、スリーブ２１は３０３ステンレス鋼または銅から形成され、境界線の両側に１乃至４インチ（２．５４乃至１０．１６ｃｍ）延び、厚さは約１／８インチ（０．３２ｃｍ）である。好ましくは、スリーブ２１は境界線の両側に２乃至３インチ（５．０８乃至７．６２ｃｍ）延びる。このようにスリーブ２１を配置したパネル１８を、望ましい横方向断片化点およびその両側数インチに亘ってクリンプすることによって、分離される断片の両方を、境界点で封止する。クリンプしたパネルとスリーブ両方の横方向断片化は、剪断工程が進む方向を符号２５で表象的に示す液圧剪断によって達成する。スリーブ２１をクリンプするのは、パネル被覆のスプリングバックを抑制または阻止し、かつ、破損した被覆および中性子照射のため脆化した被覆内の管体中の中性子吸収材を捕捉するためである。剪断が終われば、パネル断片２２、２３及び２４を、物理的および放射線学的効率が最適となる態様で処理し、パッケージ化することができる。
【００１９】
本発明の特定の実施形態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形態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形態は説明目的だけのものであり、本発明の範囲を何らも制約せず、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である。
【図１】
0006001075.tif 000002
【図２】
0006001075.tif 000003