CN111183489A - 核废料桶和中子屏蔽部的制作方法 - Google Patents

核废料桶和中子屏蔽部的制作方法 Download PDF

Info

Publication number
CN111183489A
CN111183489A CN201880050872.5A CN201880050872A CN111183489A CN 111183489 A CN111183489 A CN 111183489A CN 201880050872 A CN201880050872 A CN 201880050872A CN 111183489 A CN111183489 A CN 111183489A
Authority
CN
China
Prior art keywords
neutron shielding
tube
main body
nuclear waste
shielding material
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.)
Granted
Application number
CN201880050872.5A
Other languages
English (en)
Other versions
CN111183489B (zh
Inventor
樋口晃
滨田健太
森田宽之
秦彰宏
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Hitachi Zosen Corp
Original Assignee
Hitachi Zosen Corp
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Hitachi Zosen Corp filed Critical Hitachi Zosen Corp
Publication of CN111183489A publication Critical patent/CN111183489A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN111183489B publication Critical patent/CN111183489B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Images

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21FPROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F5/00Transportable or portable shielded containers
    • G21F5/06Details of, or accessories to, the containers
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21FPROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F3/00Shielding characterised by its physical form, e.g. granules, or shape of the material
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21FPROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F5/00Transportable or portable shielded containers
    • G21F5/005Containers for solid radioactive wastes, e.g. for ultimate disposal
    • G21F5/008Containers for fuel elements
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21FPROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F5/00Transportable or portable shielded containers
    • G21F5/06Details of, or accessories to, the containers
    • G21F5/10Heat-removal systems, e.g. using circulating fluid or cooling fins
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00Arrangements 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
    • G21C19/32Apparatus 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
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Measurement Of Radiation (AREA)
  • Particle Accelerators (AREA)
  • Solid Fuels And Fuel-Associated Substances (AREA)
  • Radiation-Therapy Devices (AREA)

Abstract

本发明是一种核废料桶(1),其包括筒主体(2)、外筒(3)、多个翅片(4)、以及多个中子屏蔽部(5)。筒主体(2)是以中心轴为中心的筒状,并能够容纳燃料组件。外筒(3)是包围筒主体(2)的周围的筒状。多个翅片(4)沿周向配置于在筒主体(2)与外筒(3)之间形成的筒状空间(41),并将筒主体(2)的外周面(211)与外筒(3)的内周面(311)连接,从而将筒状空间(41)分割为多个分割空间(42)。多个中子屏蔽部(5)包含在多个分割空间(42)中填充的中子屏蔽材料。各中子屏蔽部(5)具备在沿着中心轴的轴向上延伸的腔部(59)。由此,在将燃料组件容纳于核废料桶(1)的内部时,能够降低因中子屏蔽材料的热膨胀而产生于外筒(3)等的应力。

Description

核废料桶和中子屏蔽部的制作方法
技术领域
本发明涉及一种核废料桶和中子屏蔽部的制作方法。
背景技术
以往,将从反应堆取出的使用完毕的燃料组件(下文简称为“燃料组件”)在建筑内的贮存池中进行保管,并在数年~数十年间进行冷却。之后,将燃料组件在数十年间利用中间贮存设施进行干式贮存。由于燃料组件持续放射中子、伽马射线等放射线,因此将燃料组件以收容于专用容器即核废料桶中的状态进行输送和干式贮存。核废料桶具备:容纳燃料组件的筒主体、包围筒主体的周围的外筒、以及在筒主体与外筒之间沿周向配置的多个翅片,并在由筒主体、外筒及多个翅片所划分的空间中填充有包含树脂的中子屏蔽材料。利用中子屏蔽材料抑制从燃料组件产生的中子向核废料桶外放射。
另外,在日本专利公开2004-125763号公报(文献1)和日本专利公开2001-318187号公报(文献2)中,公开了一种能够将燃料组件的衰变热有效地传递至外筒的核废料桶。就该核废料桶而言,在由筒主体、外筒及多个翅片所划分的空间中插入有在别处成型的中子屏蔽体。中子屏蔽体可通过在铝制或铜制的蜂窝状材料的内部空间中填充树脂(中子屏蔽材料)而形成。
另外,就核废料桶而言,由于中子屏蔽材料的热膨胀率比筒主体和外筒所使用的材料(例如碳素钢)的热膨胀率大,因此在将燃料组件容纳于该核废料桶内部时,可能会由于中子屏蔽材料的热膨胀而在外筒等上产生较大的应力。就核废料桶的设计而言,优选这种应力较小。
发明内容
本发明的目的在于,降低核废料桶因中子屏蔽材料的热膨胀而产生于外筒等的应力。
本发明的核废料桶,具备:筒主体,其是以中心轴为中心的筒状,并能够容纳燃料组件;外筒,其是包围所述筒主体的周围的筒状;多个翅片,其沿周向配置于在所述筒主体与所述外筒之间形成的筒状空间,并将所述筒主体的外周面与所述外筒的内周面连接,从而将所述筒状空间分割为多个分割空间;以及多个中子屏蔽部,其包含在所述多个分割空间中填充的中子屏蔽材料,各中子屏蔽部具备在沿着所述中心轴的轴向上延伸的腔部。
根据本发明,能够降低因中子屏蔽材料的热膨胀而产生于外筒等的应力。
在本发明的一个优选实施方式中,所述中子屏蔽部还具备:成型管部,其具有作为所述腔部的中空部;以及填充部,其是在所述成型管部与分割空间的外缘之间填充的中子屏蔽材料。
在这种情况下,优选地,所述成型管部由中子屏蔽材料的成型部件形成。
也可以是,所述成型管部具有:第一预制部件,其在垂直于所述轴向的截面中配置于所述腔部的一侧;以及第二预制部件,其在所述截面中配置于所述腔部的另一侧,并与所述第一预制部件结合,从而与所述第一预制部件一起包围所述腔部的周围。
优选地,所述第一预制部件和所述第一预制部件的结合部具有迷宫结构。
在本发明的另一优选实施方式中,在垂直于所述轴向的截面中,所述腔部具有沿着所述周向延伸的形状。
本发明还提供一种核废料桶中的中子屏蔽部的制作方法。在该中子屏蔽部的制作方法中,所述核废料桶具备:筒主体,其是以中心轴为中心的筒状,并能够容纳燃料组件;外筒,其是包围所述筒主体的周围的筒状;以及多个翅片,沿周向配置于在所述筒主体与所述外筒之间形成的筒状空间,并且将所述筒主体的外周面和所述外筒的内周面连接,从而将所述筒状空间分割为多个分割空间,所述中子遮蔽部的制作方法包括:将成型管部配置于分割空间内的步骤,所述成型管部具有在沿着所述中心轴的轴向上延伸的中空部;以及在所述成型管部与所述分割空间的外缘之间填充具有流动性的中子屏蔽材料并使其固化,从而形成填充部的步骤。
上述的目的以及其他的目的、特征、方式和优点可通过以下参照附图对发明进行的详细说明而明了。
附图说明
图1是表示核废料桶外观的图。
图2是表示核废料桶的剖视图。
图3是表示核废料桶的剖视图。
图4是表示成型管部的剖视图。
图5是表示成型管部的图。
图6是表示中子屏蔽部的制作流程的图
图7是表示多个分割空间的图。
图8是表示多个分割空间的图。
图9是表示试验体中使用的成型管部的图。
图10是表示成型管部的另一例的图。
图11是表示成型管部的另一例的图。
图12是表示成型管部的另一例的图。
具体实施方式
图1是本发明一实施方式的核废料桶1的外观的图。核废料桶1是能够容纳燃料组件9(即,使用完毕的燃料组件)的容器。核废料桶1例如是以朝向图1中的上下方向的中心轴J1为中心的大致圆柱形。在下文的说明中,也将沿着中心轴J1的图1中的上下方向称为“轴向”。
图2和图3是表示核废料桶1的剖面的一部分(后述的外筒3的附近)的图。在图2中示出了核废料桶1的垂直于中心轴J1的剖面,在图3中示出了核废料桶1的包含中心轴J1的剖面。
核废料桶1具备筒主体2、外筒3、多个翅片(导热翅片)4、以及多个中子屏蔽部5。筒主体2是以中心轴J1为中心的筒状的容器。筒主体2由碳素钢等金属形成。筒主体2具备主体侧壁部21和两个主体端部22a、22b。例如,主体侧壁部21是沿轴向延伸的大致圆筒状。各主体端部22a、22b是大致圆柱状或大致圆板状。轴向上的主体侧壁部21的两端开口利用两个主体端部22a、22b分别进行封闭。在图3的例子中,两个主体端部22a、22b是可装卸的盖部。主体端部22a、22b例如通过螺栓紧固而固定于主体侧壁部21。根据筒主体2的设计,也可以是一个主体端部与主体侧壁部21一体地形成。就核废料桶1而言,能够通过卸下作为盖部的主体端部,将多个燃料组件9(参照图1)收纳于筒主体2的内部。实际上,筒主体2的内部空间被篮筐分隔,使得多个燃料组件9互不接触。
外筒3是以中心轴J1为中心的筒状,且包围筒主体2的主体侧壁部21的周围。外筒3由碳素钢等金属形成。外筒3具有外筒侧壁部31和两个外筒端部32a、32b(参照图3)。例如,外筒侧壁部31是沿轴向延伸的大致圆筒状,外筒侧壁部31的直径比主体侧壁部21的直径大。在主体侧壁部21与外筒侧壁部31之间、即筒主体2的外周面211与外筒3的内周面311之间形成有以中心轴J1为中心的筒状空间41。筒状空间41在垂直于中心轴J1的截面中的形状是大致圆环状。筒状空间41在轴向上跨越外筒侧壁部31的全长。两个外筒端部32a、32b是大致圆环状,筒状空间41的轴向上的两端利用外筒端部32a、32b分别进行封闭(大致密闭)。外筒端部32a、32b例如通过焊接等与外筒侧壁部31及主体侧壁部21进行接合。
多个翅片4在筒状空间41中沿着以中心轴J1为中心的周向配置。多个翅片4由铜等金属形成。各翅片4是将筒主体2的外周面211与外筒3的内周面311连接的导热部件。各翅片4例如焊接于主体侧壁部21和外筒侧壁部31。多个翅片4相对于筒主体2的外周面211的连接位置沿周向以大致一定的间隔配置。多个翅片4相对于外筒3的内周面311的连接位置也沿周向以大致一定的间隔配置。在核废料桶1中,筒状空间41被多个翅片4分割为多个分割空间42(参照图2)。各分割空间42是填充后述的中子屏蔽材料的空间。轴向上的翅片4的长度小于外筒3的长度。在图3的例子中,翅片4仅设置于外筒3的中央部而未设置于外筒3的轴向上的两端部。
如图2所述,多个中子屏蔽部5分别设置于多个分割空间42。实际上,中子屏蔽部5设置于全部的分割空间42。各中子屏蔽部5具有成型管部50、以及填充部55。成型管部50由中子屏蔽材料形成。中子屏蔽材料例如是含有大量氢原子的高分子材料,也称为“树脂”。中子屏蔽材料能够屏蔽中子。中子屏蔽材料的一例是混合了碳化硼(B4C)以及氢氧化铝的环氧树脂。中子屏蔽材料具有热塑性。成型管部50沿着轴向延伸,且具有与外筒3大致相同的长度。成型管部50具有在轴向的全长上延伸的中空部59。如后所述,成型管部50是多个预制部件51、52的组装体。
填充部55是在成型管部50与主体侧壁部21、外筒侧壁部31以及翅片之间,即成型管部50与分割空间42的外缘之间填充的中子屏蔽材料。在常温下,填充部55是中子屏蔽材料的固化体。优选地,构成填充部55的中子屏蔽材料与成型管部50的中子屏蔽材料是相同的种类。在这种情况下,成型管部50与填充部55可大致成为一体。两者的边界也未必明确。中子屏蔽部5是由中子屏蔽材料形成的中空结构体。如前文所述,在外筒3的轴向的两端部未设置翅片4,因此就该两端部而言,在多个中子屏蔽部5中,填充部55沿着周向连续。在下文的说明中,填充部55的中子屏蔽材料与成型管部50的中子屏蔽材料是相同的种类,但是两者也可以是不同种类。
图4和图5是表示一个成型管部50的图。在图4中示出了成型管部50的垂直于轴向的截面,在图5中示出了沿周向观察的成型管部50。成型管部50具备多个预制部件51、52。各预制部件51、52是通过对外部的装置中的中子屏蔽部件进行成型(铸造)而预先获得的较长的成型部件,是中子屏蔽部件的固化体。如图4所示,在成型管部50的垂直于轴向的截面中,中空部59由两个预制部件51、52围成(形成)。即,在成型管部50中设置有第一预制部件51和第二预制部件52,所述第一预制部件51配置于中空部59的一侧;所述第二预制部件52配置于中空部59的另一侧并与第一预制部件51结合,从而与第一预制部件51一起包围中空部59的周围。在第一预制部件51中,中空部59与相反侧的外表面511具有圆弧状的外形。在分割空间42中,第一预制部件51的外表面511沿着外筒3的内周面311配置(参照图2)。另外,在第二预制部件52中,中空部59与相反侧的外表面521具有直线状的外形。
在图4所示的成型管部50的截面中,大致圆弧状的凹部513形成于第一预制部件51的与外表面511为相反侧的内表面512。凹部513在第二预制部件52的相反侧凹下。在内表面512中,在凹部513的两外侧设置有阶梯部514。阶梯部514中,在远离凹部513的部位在外表面511的相反侧突出。阶梯部514的边缘的形状是Z字状(榫槽状)。大致圆弧状的凹部523形成于第二预制部件52的与外表面521为相反侧的内表面522。凹部523在第一预制部件51的相反侧凹下。在内表面522中,凹部523的两外侧设置有阶梯部524。在阶梯部524中,远离凹部523的部位在外表面521侧凹下。阶梯部524的边缘的形状是Z字状。例如,第一预制部件51和第二预制部件52的截面形状沿着轴向保持恒定。
在成型管部50中,第一预制部件51的阶梯部514与第二预制部件52的阶梯部524彼此卡合而形成结合部53。在成型管部50的截面中,阶梯部514和阶梯部524的边界线多次且呈锐角地折返成Z字状,且结合部53具有迷宫结构。在第一预制部件51与第二预制部件52结合的状态下,第一预制部件51的凹部513与第二预制部件52的凹部523彼此相对并形成前文所述的中空部59。在成型管部50的垂直于轴向的截面中,中空部59具有沿着周向(图4中的大致横向)延伸的形状。中空部59在垂直于周向的径向(图4中的大致纵向)上的宽度在周向的中央部为最大,且随着朝向各结合部53而逐渐减小。原则上,在各分割空间42中,除了中空部59和后述的辅助腔部58之外,充满了中子屏蔽材料。在下文的说明中,将中空部59称为“腔部59”。
如图5所示,在成型管部50中,多个第一预制部件51沿着轴向连结,且多个第二预制部件52也沿着轴向连结。多个第一预制部件51具有彼此相同的结构。在轴向上相邻的两个第一预制部件51的端部通过粘结剂彼此接合,从而连结这两个第一预制部件51。粘结剂优选包含中子屏蔽材料,更优选包含与预制部件51、52以及填充部55为相同种类的中子屏蔽材料。多个第二预制部件52具有彼此相同的结构。在轴向上相邻的两个第二预制部件52的端部通过粘结剂彼此接合,从而连结这两个第二预制部件52。在轴向上,多个第一预制部件51的各连结位置与多个第二预制部件52的任意连结位置都不相同。
如图3所示,在分割空间42中,除了一个外筒端部32a附近之外,在成型管部50的周围填充有作为填充部55的中子屏蔽材料。在分割空间42中,在外筒端部32a与填充部55的端面之间设置有辅助腔部58,该辅助腔部58是不存在中子屏蔽材料的空间。在各分割空间42中,在腔部59和辅助腔部58填充有空气。
在核废料桶1中,在主体端部22a、22b也设置有省略图示的中子屏蔽材料的部件。在燃料组件9收纳于筒主体2内部时,利用中子屏蔽部5和主体端部22a、22b的中子屏蔽材料,对燃料组件9所产生的中子向外部的放射进行屏蔽。实际上,中子屏蔽材料并非配置在筒主体2内部的以燃料组件9为中心的整个方向上,例如辅助腔部58是不屏蔽中子的屏蔽欠缺部。
在容纳有燃料组件9的核废料桶1中,筒主体2的温度会由于燃料组件9的衰变热等而升高,使多个中子屏蔽部5、多个翅片4以及外筒3的温度也随之升高。例如,中子屏蔽部5的温度会上升到比中子屏蔽材料的玻璃化转变点更高的温度(120~130℃)。此时,中子屏蔽材料的热膨胀系数比形成筒主体2、翅片4以及外筒3的金属材料的热膨胀系数高,中子屏蔽材料的体积膨胀大于该金属材料。另外,中子屏蔽材料具有当其温度高于玻璃化转变点时则成为橡胶状态的性质。在实际的核废料桶1中,会由于中子屏蔽材料的热膨胀而如图4中的双点划线所示那样,使得中子屏蔽部5(成型管部50和填充部55)以腔部59的垂直于轴向的截面积减小的方式变形。具体而言,腔部59的径向上的宽度的变化量在周向的中央部为最大,并随着朝向各结合部53而逐渐减小。因此,就变形后的腔部59而言,该宽度在周向上大致保持恒定,即腔部59是沿着周向的大致线状。
如上所述,在中子屏蔽部5中,中子屏蔽材料膨胀使得腔部59受挤压,从而使得由于中子屏蔽材料的热膨胀而产生于外筒侧壁部31和主体侧壁部21的应力较小。换言之,外筒侧壁部31和主体侧壁部21的热应力通过腔部59的收缩而被吸收。实际上,中子屏蔽材料也沿着轴向膨胀。此时,由于中子屏蔽材料沿着轴向伸展而使得辅助腔部58减小,因此不会在外筒端部32a、32b产生过大的应力。
从燃料组件9收纳于核废料桶1内部起经过数年~数十年之后,燃料组件9的衰变热等会减少,核废料桶1整体的温度也会降低。由此,使得中子屏蔽部5的中子屏蔽材料发生收缩。此时,由于腔部59内存在空气,橡胶状态的中子屏蔽材料会发生收缩,使得腔部59的垂直于轴向的截面积增大。即,再次形成腔部59。由于中子屏蔽材料的收缩,辅助腔部58也同样地会伸展。而且,当中子屏蔽部5的温度低于中子屏蔽材料的玻璃化转变点时,则中子屏蔽材料会发生固化。在中子屏蔽材料固化了的状态下,中子屏蔽部5的形状与容纳燃料组件9之前大致相同,不会产生预料之外的较大的屏蔽欠缺部。
接着,参照图6来说明核废料桶1中的中子屏蔽部5的制作。在制作中子屏蔽部5时,准备制作途中的核废料桶1(步骤S11),该制作途中的核废料桶1在筒主体2的外周面211安装有多个翅片4,并且在多个翅片4上安装有外筒3。在制作途中的核废料桶1中,在外筒侧壁部31和主体侧壁部21的一个端部(图3中的下侧的端部)接合有外筒端部32b,且在另一端部(图3中的上侧的端部)尚未接合外筒端部32a。制作途中的核废料桶1使外筒端部32b保持为相对于外筒侧壁部31而言在铅垂方向下侧配置的状态。在从上侧朝向下方观察该核废料桶1的情况下,如图7所示,多个分割空间42是向上方开放的状态。实际上,如图3所示,在主体侧壁部21的上部设置有向径向外侧突出的凸缘部212,主体端部22a具有与凸缘212在轴向上重叠的部位。在图7和后述的图8中,省略了与多个分割空间42在轴向上重叠的凸缘部212和主体端部22a的上述部位的图示。
接着,准备成型管部50(步骤S12)。如前文所述,成型管部50是多个第一预制部件51和多个第二预制部件52的组装体。在组装成型管部50时,使第一预制部件51和第二预制部件52中的一方相对于另一方沿着轴向(长度方向)移动,从而使该一方的部件的阶梯部与该另一方的部件的阶梯部嵌合。由此,使第一预制部件51与第二预制部件52结合。对多个第一预制部件51和多个第二预制部件52重复进行上述操作,并且使多个第一预制部件51在轴向上连结,也使多个第二预制部件52在轴向上连结。其结果是,组装成为具有沿轴向延伸的腔部59的成型管部50。
在组装成型管部50时,利用粘结剂来进行第一预制部件51之间的连结和第二预制部件52之间的连结。由此,可在后述的形成填充部55时防止或抑制中子屏蔽材料从第一预制部件51之间的连结位置和第二预制部件52之间的连结位置向腔部59内进入。在优选的成型管部50中,在轴向上,第一预制部件51之间的连结位置和第二预制部件52之间的连结位置不同。因此,在将第一预制部件51彼此连结时,通过使两者的阶梯部514与相同的第二预制部件52的阶梯部524嵌合,从而完成两者的位置配合。在将第二预制部件52彼此连结的情况下也同样。另外,在第一预制部件51和第二预制部件52的结合部53不使用该粘结剂。也可以在结合部53使用该粘结剂。
当准备好成型管部50时,如图8所示,在制作途中的核废料桶1的各分割空间42内配置成型管部50(步骤S13)。如前文所述,多个分割空间42是向上方开放的状态,成型管部50能够从分割空间42的上侧(经由图3中的凸缘部212的外缘与外筒侧壁部31的内周面311之间的间隙)插入到分割空间42内。在分割空间42内,第一预制部件51的外表面511与外筒3的内周面311相对。在优选的核废料桶1中,第一预制部件51的外表面511的曲率与外筒3的内周面311的曲率大致相同,第一预制部件51的外表面511与外筒3的内周面311大致无间隙地接触。另外,也可以在第一预制部件51与外筒3的内周面311之间设置间隙。
接着,使液状(或膏状)的中子屏蔽材料向筒状空间41内流入。此时,筒状空间41的下方由外筒端部32b覆盖,中子屏蔽材料不会漏出到外部。另外,中子屏蔽材料从多个翅片4的上侧和下侧起沿着周向即向全部的分割空间42扩散。此时,第二预制部件52的外表面521被流入的中子屏蔽材料向第一预制部件51推压,因此使得第一预制部件51的阶梯部514与第二预制部件52的阶梯部524贴紧(参照图4)。其结果是,可防止或抑制中子屏蔽材料(具体而言是中子屏蔽材料所含的液状成分,也称为透明树脂(日文:クリアレジン))从阶梯部514、524之间的间隙向腔部59内进入。如前文所述,在第一预制部件51之间的连结位置、第二预制部件52之间的连结位置充填有粘结剂,因此中子屏蔽材料不会从该连结位置进入腔部59内。另外,中子屏蔽材料也可以进入到第一预制部件51的外表面511与外筒3的内周面311之间。
在从外筒侧壁部31的上端面(参照图3)起离开规定距离的下方位置形成液状(或膏状)的中子屏蔽材料的液面之前,中子屏蔽材料流入到多个分割空间42内,之后则停止中子屏蔽材料的流入。在液状的中子屏蔽材料中添加有固化剂,中子屏蔽材料在经过规定时间而固化。如上所述,向各分割空间42的外缘与成型管部50之间填充具有流动性的中子屏蔽材料,并使其固化而形成填充部55(步骤S14)。由此,完成了多个中子屏蔽部5的制作。实际上,在轴向上未设置翅片4的范围内,在多个中子屏蔽部5中,填充部55沿着周向连续。多个中子屏蔽部5分别包含在多个分割空间42中填充的中子屏蔽材料。在制作了中子屏蔽部5之后,使外筒端部32a与外筒侧壁部31和主体侧壁部21的上侧的端部接合,使分割空间42的上方封闭。
接着,对使用了模拟中子屏蔽部5的试验体的实验进行说明。就试验体而言,其通过将成型管部配置于金属制的规定的容器内并在其周围填充中子屏蔽材料而形成了填充部。这里使用了图9所示的成型管部50。在图9中示出了沿轴向观察的成型管部50。在该成型管部50中设置有细长的矩形的腔部59并省略了图4的阶梯部514、524。具体而言,在第二预制部件52的内表面522设置有一定深度的凹部523,而在第一预制部件51的内表面512则未设置凹部。另外,在第二预制部件52的内表面522,在该凹部523的两外侧设置有缺口部525,通过向缺口部525涂布粘结剂而使第一预制部件51与第二预制部件52结合。在容纳试验体的容器上设置有能够用来观察成型管部50的腔部59的窗部。
在本实验中,针对试验体再现了与容纳有燃料组件9的核废料桶1中所发生的温度变化相同的温度变化。具体而言,首先,在恒温槽内将试验体从20℃加热到150℃,之后在规定的期间内保持150℃。此时,经由容器的窗部确认了成型管部50的腔部59缩小。实际上,就图9中的腔部59在纵向上的宽度而言,在图9的横向上的中央部比端部小。另外,根据容器发生的形变(日文:ひずみ)计算出的压力(发生热膨胀的中子屏蔽材料作用于容器的压力)不足1MPa。接着,使恒温槽的温度从150℃下降到20℃。此时,确认了腔部59的大小复原(恢复为实验前的大小)。
另一方面,在容器内部被中子屏蔽材料充满的情况下,即中子屏蔽部件5中未设置腔部59的情况下进行了同样的实验,发生热膨胀的中子屏蔽材料作用于容器的压力为8MPa以上。因此可以认为,在设置有腔部59的试验体中,能够降低因中子屏蔽材料的热膨胀而产生于容器的应力。
这里,假设为省略了成型管部50的比较例的核废料桶。在比较例的核废料桶中,除了辅助腔体58之外,在全部的分割空间42无间隙地填充中子屏蔽材料而构成中子屏蔽部。就该中子屏蔽部而言,垂直于轴向的截面为实心。因此,当筒主体2的内部容纳有燃料组件9时,会由于中子屏蔽部的中子屏蔽材料的热膨胀而在外筒侧壁部31和主体侧壁部21上产生较大的应力。另外,由于中子屏蔽材料在轴向上的伸展也较大,因此需要预先将辅助腔部58设计为较大。换言之,在中子屏蔽部未发生热膨胀的状态下,需要设置较大的屏蔽欠缺部(辅助腔部58),使得比较例的核废料桶的中子屏蔽性能降低。另外,当燃料组件9的衰变热等减少、中子屏蔽部的温度降低时,则中子屏蔽材料会发生收缩而使得中子屏蔽部的垂直于轴向的截面积(实心截面的面积)减小。此时,会在翅片4与中子屏蔽部之间产生间隙,有可能产生预料之外的屏蔽欠缺部。
另一方面,就图2的核废料桶1而言,各中子屏蔽部5具备在轴向上延伸并且周围直接地被中子屏蔽材料包围的腔部59。由此,能够利用腔部59来吸收中子屏蔽材料的热膨胀,从而降低由于中子屏蔽材料的热膨胀而产生于外筒3等的应力。另外,能够减小屏蔽欠缺部即辅助腔部58的大小(体积)。另外,当核废料桶的温度在上升之后下降时,能够再次形成腔部59而使中子屏蔽部5恢复膨胀前的形状,从而抑制预料之外的屏蔽欠缺部的产生。
就核废料桶1而言,在垂直于轴向的截面中,腔部59具有沿着周向延伸的形状。由此,能够在中子屏蔽部5中抑制与中子的屏蔽率有关的中子屏蔽材料的径向总厚度在周向上出现较大偏差。另外,就图4的腔部59而言,中央部在周向上的宽度比端部在周向上的宽度大,且由于中子屏蔽材料的热膨胀而成为沿着周向的大致线状。由此,能够抑制不必要形成较大的腔部59,从而抑制核废料桶1的大型化。
在各中子屏蔽部5中设置成型管部50和填充部55,所述成型管部50由中子屏蔽材料的成型部件形成并具有作为腔部59的中空部,所述填充部55是在成型管部50与分割空间42的外缘之间填充的中子屏蔽材料。由此,能够容易地制作具有腔部59的中子屏蔽部5。成型管部50的中子屏蔽材料与填充部55的中子屏蔽材料为相同种类,因此能够提高成型管部50与填充部55的亲合性,从而防止或抑制在两者之间产生预料之外的间隙(屏蔽欠缺部)等。
另外,例如也可以考虑如日本专利公开2004-125763号公报和日本专利公开2001-318187号公报(上述专利文献1和专利文献2)所述那样,在核废料桶的分割空间中使用在铝制或铜制的蜂窝状材料的内部空间中填充中子屏蔽材料而成的中子屏蔽体。但是,就这样的中子屏蔽体而言,蜂窝状材料可能会由于中子屏蔽材料的热膨胀而变形,当中子屏蔽材料由于中子屏蔽体的温度降低而收缩时,会导致在蜂窝状材料与中子屏蔽材料之间产生预料之外的间隙(屏蔽欠缺部)。另外,在分割空间中,中子屏蔽材料的总厚度会减小相当于蜂窝状材料的量。
与此相对,就核废料桶1而言,成型管部50自身由中子屏蔽材料形成,因此能够通过由其他种类的材料形成的部件的存在,防止中子屏蔽材料的总厚度(中子的屏蔽率)减小。另外,如前文所述,在中子屏蔽材料收缩时,会再次形成腔部59,因此能够抑制预料之外的屏蔽欠缺部的产生。
在制作中子屏蔽部5时,由分割型预制件(多个预制部件51、52)形成成型管部50,从而与一体地形成成型管部50时相比,能够容易地处置成型管部50。另外,通过使阶梯部514与阶梯部524嵌合,从而使第一预制部件51与第二预制部件52结合,因此能够容易地进行两者的位置配合。
第一预制部件51和第二预制部件52的结合部53具有迷宫结构,因此能够防止或抑制在形成填充部55时液状(或膏状)的中子屏蔽材料进入到腔部59内。另外,由于不在结合部53使用粘结剂,从而减少了粘结剂的使用量,能够降低中子屏蔽部5的制作成本。另外,也能够缩短粘结剂的涂布、固化等所要的时间,并缩短成型管部50的组装所需的时间。另外,就图9的成型管部50而言,通过将粘结剂无间隙地涂布于缺口部525,能够防止或抑制中子屏蔽材料从第一预制部件51与第二预制部件52之间的间隙进入到腔部59内。
在上述核废料桶1和中子屏蔽部5的制作方法中可以进行各种变形。
在成型管部50中,也可以采用腔部59的宽度在周向的中央部为最大,且随着朝向周向的端部而逐渐减小的其他形状。图10是这样的成型管部50的一例,就该成型管部50而言,腔部59是沿着周向延伸的菱形。可以像这样适当地变更腔部59的形状。就图4、图9、图10的成型管部50(以及后述的图11、图12的成型管部50)而言,腔部59具有沿着周向延伸的形状,能够抑制中子屏蔽材料的径向的总厚度在周向上出现较大偏差。
也可以在成型管部50设置多个腔部59。在图11所示的例子中,分别沿轴向延伸的两个腔部59在周向上排列设置。另外,如图12所示,也可以在各分割空间42中沿周向配置多个(在图12中是两个)成型管部50。也可以通过成型管部50的设计,根据轴向的位置来变更腔部59的截面形状和大小。
在分割空间42中,腔部59不是必须设置在外筒3附近,例如也可以设置在筒主体2附近。仅通过在图6的步骤S13中变更分割空间42中的成型管部50的位置能够容易地制作这样的中子屏蔽部5。
构成成型管部50的成型部件也可以通过切削等机械加工来形成。成型管部50也可以由一个成型部件构成。另外,也可以在轴向的各位置由三个以上的成型部件构成成型管部50。成型管部50可以由中子屏蔽材料以外的材料形成。该材料是通常不被作为中子屏蔽材料使用的材料,例如是不含硼、镉的树脂等。优选该材料也与中子屏蔽材料同样地具有随着温度上升而成为橡胶状态的性质。由此,当核废料桶1的温度在上升之后下降时,能够再次形成腔部59来抑制屏蔽欠缺部的产生。
在上述核废料桶1中,就外筒3的轴向上的两端部而言,多个中子屏蔽部5的填充部55沿着周向连续,但是在各翅片4从外筒3的一端延伸至另一端为止等情况下,也可以是多个中子屏蔽部5以互不连续的状态存在。
例如也可以是,在核废料桶1的垂直于轴向的截面中,多个翅片4相对于筒主体2的外周面211的倾斜度沿着周向逐渐改变,多个分割空间4的形状互不相同。在这种情况下,也能够适当地制作多个中子屏蔽部5,这是由于按照中子屏蔽部5的上述制作方法利用外部装置来制作成型管部50,并在成型管部50与分割空间42的外缘之间填充了具有流动性的中子屏蔽材料而形成填充部55。也可以通过核废料桶1的设计,将外形与分割空间42匹配地形成的成型管部50插入该分割空间42来制作中子屏蔽部5。
上述实施方式和各变形例中的结构在不相矛盾的情况下可以适当地进行组合。
以上对发明进行了详细的描述说明,上述说明仅为例示而非限定。因此,在不脱离本发明的范围内,能够实施多种变形方式。
附图标记说明
1-核废料桶;2-筒主体;3-外筒;4-翅片;5-中子屏蔽部;9-燃料组件;41-筒状空间;42-分割空间;50-成型管部;51、52-预制部件;53-结合部;54-填充部;59-腔部(中空部);211-(筒主体的)外周面;311(外筒的)内周面;J1-中心轴;S11~S14-步骤。

Claims (7)

1.一种核废料桶,其具备:
筒主体,其是以中心轴为中心的筒状,并能够容纳燃料组件;
外筒,其是包围所述筒主体的周围的筒状;
多个翅片,其沿周向配置于在所述筒主体与所述外筒之间形成的筒状空间,并将所述筒主体的外周面与所述外筒的内周面连接,从而将所述筒状空间分割为多个分割空间;以及
多个中子屏蔽部,其包含在所述多个分割空间中填充的中子屏蔽材料,
各中子屏蔽部具备在沿着所述中心轴的轴向上延伸的腔部。
2.根据权利要求1所述的核废料桶,其特征在于,
所述中子屏蔽部还具备:
成型管部,其具有作为所述腔部的中空部;以及
填充部,其是在所述成型管部与所述分割空间的外缘之间填充的中子屏蔽材料。
3.根据权利要求2所述的核废料桶,其特征在于,
所述成型管部由中子屏蔽材料的成型部件形成。
4.根据权利要求2或3所述的核废料桶,其特征在于,
所述成型管部具有:
第一预制部件,其在垂直于所述轴向的截面中配置于所述腔部的一侧;以及
第二预制部件,其在所述截面中配置于所述腔部的另一侧,并与所述第一预制部件结合,从而与所述第一预制部件一起包围所述腔部的周围。
5.根据权利要求4所述的核废料桶,其特征在于,
所述第一预制部件与所述第一预制部件的结合部具有迷宫结构。
6.根据权利要求1至5中任一项所述的核废料桶,其特征在于,
在垂直于所述轴向的截面中,所述腔部具有沿着所述周向延伸的形状。
7.一种核废料桶中的中子遮蔽部的制作方法,
所述核废料桶具备:
筒主体,其是以中心轴为中心的筒状,并能够容纳燃料组件;
外筒,其是包围所述筒主体的周围的筒状;以及
多个翅片,沿周向配置于在所述筒主体与所述外筒之间形成的筒状空间,并将所述筒主体的外周面与所述外筒的内周面连接,从而将所述筒状空间分割为多个分割空间,
所述中子遮蔽部的制作方法包括:
将成型管部配置于分割空间内的步骤,所述成型管部具有在沿着所述中心轴的轴向上延伸的中空部;以及
在所述成型管部与所述分割空间的外缘之间填充具有流动性的中子屏蔽材料并使其固化,从而形成填充部的步骤。
CN201880050872.5A 2017-08-08 2018-07-25 核废料桶和中子屏蔽部的制作方法 Active CN111183489B (zh)

Applications Claiming Priority (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP2017153612A JP6918624B2 (ja) 2017-08-08 2017-08-08 キャスクおよび中性子遮蔽部の作製方法
JP2017-153612 2017-08-08
PCT/JP2018/027989 WO2019031251A1 (ja) 2017-08-08 2018-07-25 キャスクおよび中性子遮蔽部の作製方法

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN111183489A true CN111183489A (zh) 2020-05-19
CN111183489B CN111183489B (zh) 2023-06-27

Family

ID=65272081

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201880050872.5A Active CN111183489B (zh) 2017-08-08 2018-07-25 核废料桶和中子屏蔽部的制作方法

Country Status (4)

Country Link
US (1) US11107597B2 (zh)
JP (1) JP6918624B2 (zh)
CN (1) CN111183489B (zh)
WO (1) WO2019031251A1 (zh)

Citations (13)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2001021684A (ja) * 1999-07-06 2001-01-26 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 使用済燃料輸送貯蔵用キャスク、放射線遮蔽体及びその形成方法
JP2001083296A (ja) * 1999-09-10 2001-03-30 Hitachi Ltd 発熱物質収納容器
JP2001201589A (ja) * 2000-01-21 2001-07-27 Mitsubishi Heavy Ind Ltd キャスク製造方法
JP2001235596A (ja) * 2000-02-23 2001-08-31 Ishikawajima Harima Heavy Ind Co Ltd 使用済燃料貯蔵装置
JP2001318187A (ja) * 2000-05-02 2001-11-16 Mitsubishi Heavy Ind Ltd キャスク
US20020021779A1 (en) * 2000-07-12 2002-02-21 Mitsubishi Heavy Industries, Ltd. 5-1, Marunouchi 2-Chome, Chiyoda-Ku, Tokyo, Japan Aluminum composite material, aluminum composite powder and its manufacturing method, spent fuel storage member and its manufacturing method
JP2003149382A (ja) * 2001-11-15 2003-05-21 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 使用済み燃料集合体格納用角状パイプおよびバスケット、並びに放射性物質格納容器
JP2004125763A (ja) * 2002-09-30 2004-04-22 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 放射性物質格納容器およびその製造方法
JP2005024514A (ja) * 2003-07-04 2005-01-27 Kobe Steel Ltd 放射性物質の輸送貯蔵キャスク
US20050224729A1 (en) * 2002-07-23 2005-10-13 Mitsubishi Heavy Industries, Ltd. Cask and method of producing the same
JP2006226787A (ja) * 2005-02-16 2006-08-31 Hitachi Ltd 使用済み燃料収納容器
US20080265182A1 (en) * 2006-10-11 2008-10-30 Singh Krishna P Apparatus for providing additional radiation shielding to a container holding radioactive materials, and method of using the same to handle and/or process radioactive materials
CN101889315A (zh) * 2007-12-12 2010-11-17 三菱重工业株式会社 放射性物质储存容器及放射性物质储存容器的制造方法

Family Cites Families (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP3150670B1 (ja) * 1999-09-09 2001-03-26 三菱重工業株式会社 キャスクおよびキャスクの製造方法、並びに埋没型
JP3416657B2 (ja) 2001-01-25 2003-06-16 三菱重工業株式会社 キャスクおよびキャスクの製造方法
JP3553520B2 (ja) * 2001-04-19 2004-08-11 三菱重工業株式会社 放射性物質貯蔵部材の製造方法および押出成形用ビレット
US8905259B2 (en) * 2010-08-12 2014-12-09 Holtec International, Inc. Ventilated system for storing high level radioactive waste

Patent Citations (13)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2001021684A (ja) * 1999-07-06 2001-01-26 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 使用済燃料輸送貯蔵用キャスク、放射線遮蔽体及びその形成方法
JP2001083296A (ja) * 1999-09-10 2001-03-30 Hitachi Ltd 発熱物質収納容器
JP2001201589A (ja) * 2000-01-21 2001-07-27 Mitsubishi Heavy Ind Ltd キャスク製造方法
JP2001235596A (ja) * 2000-02-23 2001-08-31 Ishikawajima Harima Heavy Ind Co Ltd 使用済燃料貯蔵装置
JP2001318187A (ja) * 2000-05-02 2001-11-16 Mitsubishi Heavy Ind Ltd キャスク
US20020021779A1 (en) * 2000-07-12 2002-02-21 Mitsubishi Heavy Industries, Ltd. 5-1, Marunouchi 2-Chome, Chiyoda-Ku, Tokyo, Japan Aluminum composite material, aluminum composite powder and its manufacturing method, spent fuel storage member and its manufacturing method
JP2003149382A (ja) * 2001-11-15 2003-05-21 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 使用済み燃料集合体格納用角状パイプおよびバスケット、並びに放射性物質格納容器
US20050224729A1 (en) * 2002-07-23 2005-10-13 Mitsubishi Heavy Industries, Ltd. Cask and method of producing the same
JP2004125763A (ja) * 2002-09-30 2004-04-22 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 放射性物質格納容器およびその製造方法
JP2005024514A (ja) * 2003-07-04 2005-01-27 Kobe Steel Ltd 放射性物質の輸送貯蔵キャスク
JP2006226787A (ja) * 2005-02-16 2006-08-31 Hitachi Ltd 使用済み燃料収納容器
US20080265182A1 (en) * 2006-10-11 2008-10-30 Singh Krishna P Apparatus for providing additional radiation shielding to a container holding radioactive materials, and method of using the same to handle and/or process radioactive materials
CN101889315A (zh) * 2007-12-12 2010-11-17 三菱重工业株式会社 放射性物质储存容器及放射性物质储存容器的制造方法

Also Published As

Publication number Publication date
CN111183489B (zh) 2023-06-27
JP2019032241A (ja) 2019-02-28
WO2019031251A1 (ja) 2019-02-14
US20200176144A1 (en) 2020-06-04
US11107597B2 (en) 2021-08-31
JP6918624B2 (ja) 2021-08-11

Similar Documents

Publication Publication Date Title
KR100499208B1 (ko) 캐스크 및 그의 제조 방법
KR100709829B1 (ko) 캐스크 및 캐스크의 제조 방법
JP3600535B2 (ja) キャスク
JP7033809B2 (ja) 冷却装置の製造方法及びそれを用いたモータハウジング冷却装置
CN101652817B (zh) 用于运输和/或存储核材料的包括铸造在金属加固件上的铅制辐射保护装置的包装
KR20100074281A (ko) 방사성 물질 저장 용기 및 방사성 물질 저장 용기의 제조 방법
CN111183489A (zh) 核废料桶和中子屏蔽部的制作方法
JP4246894B2 (ja) キャスクおよびキャスクの製造方法
JP2007139677A (ja) 放射性物質収納容器およびその製造方法
WO2011148742A1 (ja) 放射性物質格納容器
JP4241869B2 (ja) 放射性物質格納容器
JP2008076408A (ja) 放射性物質格納容器
JP4052450B2 (ja) 放射性物質格納容器
JP4015331B2 (ja) Pwr用バスケットおよびそれを構成する角パイプ
RU2479876C1 (ru) Контейнер для транспортировки и/или хранения отработавшего ядерного топлива
JP2006226787A (ja) 使用済み燃料収納容器
JP6574394B2 (ja) 放射性物質収納容器
KR102193217B1 (ko) 사용후연료 운반 및 건식 저장용기용 중성자차폐박스 조립용 지그 및 이를 이용한 조립 방법
JP4221042B2 (ja) 放射性物質格納容器
JP6165011B2 (ja) 放射性物質収納容器
JP2008107362A (ja) 放射性物質格納容器
JP2017044656A (ja) 使用済み核燃料用容器、及び、使用済み核燃料用容器の製造方法
JP2008107359A (ja) 放射性物質格納容器
JP2019191193A (ja) 使用済み核燃料用容器、及び、使用済み核燃料用容器の製造方法
JP2021522472A (ja) より容易な製造と改善された熱伝導率を達成する放射性物質の輸送および/または保管のためのパッケージング

Legal Events

Date Code Title Description
PB01 Publication
PB01 Publication
SE01 Entry into force of request for substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
GR01 Patent grant
GR01 Patent grant