JP2001133588A - 吸収棒、この挿入装置、キャスク、および使用済み核燃料集合体の搬送・貯蔵方法 - Google Patents

吸収棒、この挿入装置、キャスク、および使用済み核燃料集合体の搬送・貯蔵方法

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JP2001133588A JP31171399A JP31171399A JP2001133588A JP 2001133588 A JP2001133588 A JP 2001133588A JP 31171399 A JP31171399 A JP 31171399A JP 31171399 A JP31171399 A JP 31171399A JP 2001133588 A JP2001133588 A JP 2001133588A
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Abstract

(57)【要約】 【課題】 ＰＷＲ用の使用済み核燃料集合体に存在する
制御棒挿入空間および計測棒挿入空間を有効利用して使
用済み核燃料集合体間における未臨界を担保する距離を
短くして使用済み核燃料集合体の収納密度を高めるこ
と。 【解決手段】 原子炉内において炉心の反応度制御に用
いる円柱の制御棒の形状とほぼ同じ形状をもち、中性子
遮蔽能を有した吸収ロッド１１を、核燃料集合体１の制
御棒案内管および計測管に挿入したことを特徴とする。

Description

【発明の詳細な説明】
【０００１】
【発明の属する技術分野】この発明は、燃焼を終えた使
用済み核燃料集合体の制御棒案内管に挿入される中性子
吸収能を有する吸収棒、吸収棒を制御棒案内管に挿入す
る挿入装置、使用済み核燃料集合体を収容、搬送、貯蔵
するキャスク、およびこの使用済み核燃料集合体の搬送
・貯蔵方法に関するものである。
【０００２】
【従来の技術】核燃料サイクルの終期にあって燃焼を終
え使用できなくなった核燃料集合体を、使用済み核燃料
という。使用済み核燃料は、核分裂生成物など高放射能
物質を含むので熱的に冷却する必要があるから、原子力
発電所の冷却ピットで所定期間、冷却される。その後、
遮蔽容器であるキャスクに収納され、トラックや船舶等
で再処理施設や保管施設に搬送、貯蔵される。使用済み
核燃料集合体をキャスク内に収容するにあたっては、バ
スケットと称する格子状断面を有する保持要素を用い
る。この使用済み核燃料集合体は、バスケットに形成し
た複数の収納空間であるセルに１体ずつ挿入され、これ
によって、輸送中の振動などに対する適切な保持力を確
保している。
【０００３】このようなキャスクの従来例としては、
「原子力ｅｙｅ」（平成１０年４月１日発行：日刊工業
出版プロダクション）や特開昭６２−２４２７２５号公
報などにて様々な種類のものが開示されている。
【０００４】図１３は、キャスクの一例を示す斜視図で
ある。図１４は、図１３に示したキャスクの軸方向断面
図である。キャスク５００は、筒形状の胴本体５０１
と、胴本体５０１の外周に設けた中性子遮蔽体であるレ
ジン５０２と、その外筒５０３、底部５０４および蓋部
５０５から構成されている。胴本体５０１および底部５
０４は、γ線遮蔽体である炭素鋼製の鍛造品である。ま
た、蓋部５０５は、ステンレス製等の一次蓋５０６およ
び二次蓋５０７からなる。胴本体５０１と底部５０４
は、突き合わせ溶接によって結合してある。一次蓋５０
６および二次蓋５０７は、胴本体５０１に対してステン
レス製等のボルトによって固定されている。蓋部５０５
と胴本体５０１との間には、金属製のＯリングが介在
し、内部の気密を保持している。
【０００５】胴本体５０１と外筒５０３との間には、熱
伝導を行う複数の内部フィン５０８が設けられている。
内部フィン５０８は、熱伝導効率を高めるため、その材
料には銅を用いる。レジン５０２は、この内部フィン５
０８によって形成される空間に流動状態で注入され、熱
硬化反応等で固化形成する。バスケット５０９は、６９
本の角パイプ５１０を図１４に示すように束状に集合さ
せた構造であり、胴本体５０１のキャビティ５１１内に
挿入してある。
【０００６】角パイプ５１０は、挿入した使用済み核燃
料集合体が臨界に達しないように中性子吸収材（ホウ
素：Ｂ）を混合したアルミニウム合金からなる。なお、
キャスク本体５１２の両側には、キャスク５００を吊り
下げるためのトラニオン５１３が設けられている（一方
のみを図示）。また、キャスク本体５１２の両端部に
は、内部に緩衝材として木材などを組み込んだ緩衝体５
１４が取り付けられている（一方のみを図示）。なお、
５１５は使用済み核燃料集合体が収容されるセルであ
る。
【０００７】ところで、軽水型原子力発電には、沸騰水
型原子力発電（ＢＷＲ：boiling water reactor）と、
加圧水型原子力発電（ＰＷＲ：pressurized water reac
tor）とがある。上述したキャスク５００は、沸騰水型
原子力発電（ＢＷＲ：boilingwater reactor）に用いら
れた使用済み核燃料集合体を収容するキャスクである。
ＢＷＲ用の核燃料集合体は、図１５に示す構成をもつ。
ＢＷＲ用の核燃料集合体は、４つのチャネルボックス６
０１が格子状に配列され、その中心部分に断面形状が十
字形状をもつ制御棒６０８が介在し、この制御棒６０８
の上下動によって燃料棒６０３の反応度が制御される。
【０００８】核燃料集合体６００は、８×８本の燃料棒
６０３が格子状に配列される。各燃料棒６０３は、４メ
ートル程度の長い棒であるため、燃料棒６０３を支持す
る支持格子６０７が設けられる。各燃料棒６０３は、粉
末状の酸化ウランを焼結した複数の円柱状のペレット６
３１が核燃料として、ジルコニウム合金で構成される円
筒状の被覆管６３３内に挿入され、被覆管６３３の上部
に挿入されたスプリング６３２によって保持される。な
お、ハンドル６１０は、核燃料集合体６００の上げ下げ
に用いられる。上述したキャスク５００内のセル５１５
内に挿入されて収容される使用済み核燃料集合体は、図
１５に示したＢＷＲ用の核燃料集合体６００である。
【０００９】これに対して、図１６に示す核燃料集合体
は、加圧水型原子力発電（ＰＷＲ：pressurized water
reactor）に用いられる。このＰＷＲ用の核燃料集合体
７００は、燃料棒７０３の間に適宜、分散配置された制
御棒７０８が配列され、燃料棒７０３と制御棒７０８と
が１７×１７の格子状に配置されている。この１７×１
７の核燃料集合体７００では、中央に配置された１本の
計測管と２４本の制御棒７０８が分散して配置される。
【００１０】この制御棒７０８を上下動することによっ
て、炉心の反応度が制御される。各燃料棒７０３は、Ｂ
ＷＲ用の燃料棒６０３と同様に、４メートル程度の長い
棒であるため、燃料棒７０３を支持する支持格子７０７
が設けられる。各燃料棒７０３は、ジルコニウム合金で
構成された円筒状の被覆管７３３内に複数のペレット７
３１が挿入され、被覆管７３３の上部に挿入されたスプ
リング７３２によって保持される。そして、キャスクに
は、この燃料集合体７０単位で、使用済み核燃料集合体
としてセル内に収容される。
【００１１】図１７は、ＰＷＲ用のキャスクの軸方向断
面図である。図１７において、ＰＷＲ用のキャスク８０
０のキャビティ８１１内には、半径方向に延びるプレー
ト８１７を交互に組み合わせて断面が矩形状のセル８１
５を形成したバスケット８０９を有する。各プレート８
１７は、ＢＷＲ用の角パイプ５１０と同様に、中性子吸
収材であるＢを混合したアルミニウム合金によって構成
される。
【００１２】ただし、各プレート８１７は、軸方向に延
びる冷却水流路８１６の貫通孔、いわゆるウォーターゾ
ーンを有し、使用済み核燃料集合体の冷却時に、各バス
ケットセル内およびこの貫通孔に水を満たし、中性子の
減速を行い、プレート８１７およびレジン８０２による
中性子吸収を効率的に行うようにしている。なお、この
冷却水流路８１６に満たされた水は、所定の冷却期間経
過後、水抜きが行われ、乾燥される。
【００１３】冷却水流路８１６を設けたのは、ＰＷＲ用
の核燃料集合体のウラン濃縮度が、ＢＷＲ用の核燃料集
合体に比して高いこと、および核燃料集合体当たりのウ
ラン装荷量も多く、核燃料集合体断面積も大きいため、
これを配列した体系の反応度が高くなるためである。こ
こで、図１７に示す距離ｄｄは、使用済み核燃料集合体
が未臨界となることを担保する距離であり、ＰＷＲ用の
距離ｄｄは、ＢＷＲ用の距離に比して大きな距離を持た
せる必要がある。また、各セル８１５の配置が格子状で
なく、位置ずれをしているのは、ＢＷＲの使用済み燃料
集合体に比してその核燃料集合体断面積が大きいＰＷＲ
用の使用済み核燃料集合体を効率的にキャビティ８１１
に配置するためである。
【００１４】
【発明が解決しようとする課題】ところで、上述したＰ
ＷＲ用の使用済み核燃料集合体は、格子状に配列された
燃料棒７０３の間に散在する制御棒７０８は引き抜かれ
た状態となっており、この制御棒７０８が引き抜かれた
状態の使用済み核燃料集合体７００が、キャスク８００
内のバスケット８０９によって形成されるセル８１５内
に挿入され、収容されることになる。
【００１５】したがって、使用済み核燃料集合体内にお
ける制御棒７０８あるいは図示しない計測棒が引き抜か
れて出来た空間は無駄な空間となっており、この空間を
有効利用することが要望される。
【００１６】また、ＰＷＲ用のバスケットを形成するプ
レートあるいは角パイプは、冷却水流路８１６を形成し
なければならず、プレートあるいは角パイプの生成がＢ
ＷＲ用のプレートあるいは角パイプの生成に比して複雑
であり、時間と労力がかかるという問題点があった。
【００１７】さらに、ＰＷＲ用の使用済み核燃料集合体
自体の核燃料集合体断面積が矩形で大きく、しかも冷却
水流路８１６を設ける必要があるため、キャスクに対す
る使用済み核燃料集合体の収納効率が悪いという問題点
があった。
【００１８】この発明は上記に鑑みてなされたもので、
ＰＷＲ用の使用済み核燃料集合体に存在する制御棒挿入
空間および計測棒挿入空間を有効利用して使用済み核燃
料集合体間における未臨界を担保する距離ｄｄを短くし
て、使用済み核燃料集合体の収納密度を高めることがで
きる吸収棒、この挿入装置、キャスク、および使用済み
核燃料集合体の搬送・貯蔵方法を提供することを目的と
する。
【００１９】
【課題を解決するための手段】上記目的を達成するた
め、請求項１にかかる吸収棒は、原子炉内において炉心
の反応度制御に用いる円柱のＰＷＲ用制御棒の形状とほ
ぼ同じ形状をもち、中性子遮蔽能を有することを特徴と
する。
【００２０】この発明によれば、原子炉内において炉心
の反応度制御に用いる円柱のＰＷＲ用制御棒の形状とほ
ぼ同じ形状をもち、中性子遮蔽能を有する吸収棒を設
け、この吸収棒を使用済み核燃料集合体の制御棒案内管
あるいは計測管を含む制御棒案内管に挿入するようにし
ている。
【００２１】また、請求項２にかかる吸収棒は、上記の
発明において、ＰＷＲ用使用済み核燃料集合体の制御棒
案内管あるいは計測管を含む制御棒案内管の断面位置に
対応した位置に前記吸収棒を固定する固定部材をさらに
有したことを特徴とする。
【００２２】この発明によれば、ＰＷＲ用使用済み核燃
料集合体の制御棒案内管あるいは計測管を含む制御棒案
内管の断面位置に対応した位置に前記吸収棒を固定する
固定部材を設け、この固定部材によって、複数の吸収棒
を一括して使用済み核燃料集合体の制御棒案内管あるい
は計測管を含む制御棒案内管に挿入することができる。
【００２３】また、請求項３にかかる吸収棒は、上記の
発明において、前記吸収棒は、ＡｌまたはＡｌ合金粉末
に中性子吸収性能をもつＢまたはＢ化合物の粉末を添加
したＡｌ複合材またはＡｌ合金によって構成されること
を特徴とする。
【００２４】この発明によれば、吸収棒を、Ａｌまたは
Ａｌ合金粉末に中性子吸収性能をもつＢまたはＢ化合物
の粉末を添加したＡｌ複合材またはＡｌ合金によって構
成し、使用済み核燃料集合体内部において中性子吸収を
行うようにしている。
【００２５】また、請求項４にかかるキャスクは、原子
炉内において炉心の反応度制御に用いる円柱のＰＷＲ用
制御棒の形状とほぼ同じ形状をもち、中性子遮蔽能を有
した吸収棒群と、前記吸収棒群が挿入される制御棒案内
管あるいは計測管を含む制御棒案内管群を有したＰＷＲ
用使用済み核燃料集合体と、前記吸収棒群が挿入された
ＰＷＲ用使用済み核燃料集合体を収納する格子状セルを
形成したバスケットと、前記バスケットを内部に収納
し、外周に中性子遮蔽体を有し且つγ線の遮蔽を行う胴
本体と、前記吸収棒群が挿入されたＰＷＲ用使用済み核
燃料集合体を前記格子状セルに出し入れするために前記
胴本体の開口部に設けられた着脱可能な蓋部とを備えた
ことを特徴とする。
【００２６】この発明によれば、原子炉内において炉心
の反応度制御に用いる円柱のＰＷＲ用制御棒の形状とほ
ぼ同じ形状をもち、中性子遮蔽能を有した吸収棒群を、
使用済み核燃料集合体の制御棒案内管あるいは計測管を
含む制御棒案内管群に挿入した使用済み核燃料集合体を
キャスク内に収納し、使用済み核燃料集合体から外部に
放射される中性子数を減少し、使用済み核燃料集合体間
の離隔距離を小さくすることができる。
【００２７】また、請求項５にかかるキャスクは、上記
の発明において、前記吸収棒はＰＷＲ用制御棒であるこ
とを特徴とする。
【００２８】この発明によれば、ＰＷＲ用制御棒自体が
回収されるような場合に、吸収棒をＰＷＲ用制御棒自体
とし、制御棒を挿入したままの使用済み核燃料集合体と
している。
【００２９】また、請求項６にかかるキャスクは、上記
の発明において、ＰＷＲ用使用済み核燃料集合体に挿入
された吸収棒の断面積の対応分、当該キャスク内部にお
いて前記ＰＷＲ用使用済み核燃料集合体を保持するバス
ケットを構成するプレートあるいは角パイプの中性子吸
収能あるいは中性子減速能に対応した等価厚みを、前記
ＰＷＲ用使用済み核燃料集合体に挿入された吸収棒の中
性子吸収能あるいは中性子減速能に対応した等価断面積
分、薄くしたことを特徴とする。
【００３０】この発明によれば、前記ＰＷＲ用使用済み
核燃料集合体に挿入された吸収棒の断面積の対応分、当
該キャスク内部において前記ＰＷＲ用使用済み核燃料集
合体を保持するバスケットを構成するプレートあるいは
角パイプの中性子吸収能あるいは中性子減速能に対応し
た等価厚みを、前記ＰＷＲ用使用済み核燃料集合体に挿
入された吸収棒の中性子吸収能あるいは中性子減速能に
対応した等価断面積分、薄くしたバスケット形状にし、
特にウラン濃縮度の高いＰＷＲのバスケットに設けられ
るウォーターゾーンを一層狭くでき、もしくはウォータ
ゾーンを削除したバスケット形状とすることができよう
にしている。
【００３１】また、請求項７にかかるキャスクは、上記
の発明において、前記吸収棒および前記バスケットは、
ＡｌまたはＡｌ合金粉末に中性子吸収性能をもつＢまた
はＢ化合物の粉末を添加したＡｌ複合材またはＡｌ合金
によって構成されることを特徴とする。
【００３２】この発明によれば、吸収棒およびバスケッ
トを、ＡｌまたはＡｌ合金粉末に中性子吸収性能をもつ
ＢまたはＢ化合物の粉末を添加したＡｌ複合材またはＡ
ｌ合金によって構成し、使用済み核燃料集合体内部およ
び周囲において中性子吸収を行うようにしている。
【００３３】また、請求項８にかかる挿入装置は、ＰＷ
Ｒ用使用済み核燃料集合体の制御棒案内管あるいは計測
管を含む制御棒案内管の断面位置に対応した位置に、炉
心の反応度制御に用いる円柱のＰＷＲ用制御棒の形状と
ほぼ同じ形状をもち、中性子遮蔽能を有した吸収棒群を
固定部材によって固定し、ＰＷＲ用使用済み核燃料集合
体の上部ノズル開口部を介して該上部ノズル内部に前記
固定部材が挿入可能な吸収棒体と、ＰＷＲ用使用済み核
燃料集合体の上部ノズル開口部を介して該上部ノズル内
部に挿入可能で、前記制御棒案内管あるいは計測管を含
む制御棒案内管の断面位置に対応した位置に前記吸収棒
群が挿入可能な貫通孔を有し、静止時に前記吸収棒群の
先端が該貫通孔に挿入された状態で前記固定部材に懸装
される案内部材と、前記吸収棒体の固定部材を着脱自在
に懸吊し、着装時に該吸収棒体を上下動させる吊り部
と、前記案内部材に設けられ、前記案内部材に設けられ
た貫通孔群の配置位置とこれに対応する前記ＰＷＲ用使
用済み核燃料集合体の制御棒案内管群の配置位置との相
対位置関係を検出する位置検出手段とを備え、前記位置
検出手段の検出結果をもとに前記貫通孔群と前記制御棒
案内管群との相対位置とを合わせ、前記吸収棒群を降下
させて前記吸収棒群を前記制御棒案内管あるいは計測管
を含む制御棒案内管に挿入させることを特徴とする。
【００３４】この発明によれば、位置検出手段の検出結
果をもとに案内部材の貫通孔群と使用済み核燃料集合体
の制御棒案内管群との相対位置とを合わせ、前記吸収棒
体を降下させることによって貫通孔群が案内孔として作
用し、長い吸収棒群を確実に制御棒案内管あるいは計測
管を含む制御棒案内管の中に挿入させることができる。
【００３５】また、請求項９にかかる挿入装置は、上記
の発明において、前記吊り部と前記固定部材との距離が
所定距離内になったことを検出する距離検出手段をさら
に備えたことを特徴とする。
【００３６】この発明によれば、距離検出手段が、吊り
部と固定部材との距離が所定距離内になったことを検出
し、制御棒案内管等に吸収棒群が確実に挿入されたこと
を検知し、挿入途中における吸収棒群の落下を防止す
る。
【００３７】また、請求項１０にかかる使用済み核燃料
集合体の搬送・貯蔵方法は、原子炉内において炉心の反
応度制御に用いる円柱のＰＷＲ用制御棒の形状とほぼ同
じ形状をもち、中性子遮蔽能を有した吸収棒群を、ＰＷ
Ｒ用使用済み核燃料集合体の計測管を含む制御棒案内管
群に挿入する挿入工程と、前記吸収棒群が挿入された状
態で前記ＰＷＲ用使用済み核燃料集合体を搬送し、貯蔵
する搬送・貯蔵工程とを含むことを特徴とする。
【００３８】この発明によれば、挿入工程によって、原
子炉内において炉心の反応度制御に用いる円柱のＰＷＲ
用制御棒の形状とほぼ同じ形状をもち、中性子遮蔽能を
有した吸収棒群を、ＰＷＲ用使用済み核燃料集合体の計
測管を含む制御棒案内管群に挿入し、その後、搬送・貯
蔵工程によって、前記吸収棒群が挿入された状態で前記
ＰＷＲ用使用済み核燃料集合体を搬送し、貯蔵するよう
にし、使用済み核燃料集合体間の離隔距離を小さくでき
るようにしている。
【００３９】また、請求項１１にかかる使用済み核燃料
集合体の搬送・貯蔵方法は、上記の発明において、前記
吸収棒は、ＰＷＲ用制御棒であることを特徴とする。
【００４０】この発明によれば、ＰＷＲ用制御棒が回収
されるような場合に、吸収棒をＰＷＲ用制御棒自体と
し、ＰＷＲ用制御棒を挿入したままの使用済み核燃料集
合体となるようにしている。
【００４１】
【発明の実施の形態】以下、添付図面を参照して、この
発明にかかる吸収棒、この挿入装置、キャスク、および
使用済み核燃料集合体の搬送・貯蔵方法の好適な実施の
形態を詳細に説明する。なお、この実施の形態によりこ
の発明が限定されるものではない。
【００４２】（実施の形態１）まず、この発明が適用さ
れる使用済み核燃料集合体について説明する。図１は、
ＰＷＲ用の使用済み核燃料集合体の構成を示す斜視図で
ある。図１において、使用済み核燃料集合体である核燃
料集合体１は、燃料棒４と制御棒案内管５と計測管６と
が格子状に束ねられ、その断面が１４×１４のマトリッ
クス配置となっている。このマトリックス配置は、燃料
棒４、制御棒案内管５、および計測管６の長手方向の適
宜な箇所に設けられた支持格子７によって支持される。
また、制御棒案内管５および計測管６は、上部ノズル２
および下部ノズル３によって支持される。
【００４３】すなわち、制御棒案内管５と計測管６は、
円筒形状を有し、制御棒案内管５と計測管６のマトリッ
クス状の配置位置に対応して設けられた上部ノズル２と
下部ノズル３との貫通孔によって保持される。制御棒案
内管５は、原子炉内において中性子吸収能を有する制御
棒が挿入され、この制御棒の挿入本数および挿入深さに
よって炉心の反応度が制御される。制御棒案内管５は、
マトリックス配置上、分散して配置される。計測管６
は、原子炉内において図示しない計測棒が定期的に挿入
され、温度あるいは放射線量が計測され、炉心管理の情
報として用いられる。しかし、使用済み核燃料集合体と
して収納される場合、制御棒案内管５に挿入される制御
棒は引き抜かれており、同様に計測管６は計測棒が引き
抜かれている。
【００４４】そこで、図２に示すように制御棒案内管５
および計測管６に挿入される制御棒および計測管と同じ
円柱形状をもち、中性子吸収能を有する複数の吸収ロッ
ド１１を新たに形成し、この吸収ロッド１１を核燃料集
合体１の制御棒案内管５および計測管６に挿入する。吸
収ロッド１１の一端は、上部ノズル２の上部開口部から
内部に挿入可能な矩形の板状部材である端板１２に接合
され、他端は、テーパ状を形成し、制御棒案内管５およ
び計測管６に挿入しやすいようになっている。
【００４５】また、吸収ロッド１１の長さは、燃料有効
長さを包絡する長さとする。さらに、吸収ロッド１１の
半径は、制御棒案内管５および計測管６の内径未満の値
を有し、可能な限り、制御棒案内管５および計測管６の
内径に近いものが好ましいが、約４メートルの長さを有
するため、ある程度のクリアランスを持たせる必要があ
る。
【００４６】図３は、図２（ｂ）に示した核燃料集合体
１の平面図である。図３に示した上部ノズル２は、マト
リックス配置に対応して制御棒案内管５と計測管６とが
配置される。また、原子炉内における軽水の流路２１の
貫通孔が複数設けられている。吸収ロッド１１は、この
制御棒案内管５および計測管６を貫通して挿入される。
【００４７】また、図４は、図２（ｂ）に示した核燃料
集合体１の支持格子７のＡ−Ａ線断面図である。支持格
子７は、燃料棒４、制御棒案内管５、および計測管６か
らなる１４×１４の格子状態を保持する。吸収ロッド１
１は、図４に示した支持格子７の制御棒案内管５および
計測管６を貫通して挿入される。
【００４８】したがって、図２（ａ）に示した端板１２
は、吸収ロッド１１が制御棒案内管５および計測管６に
挿入された状態を保持するように吸収ロッド１１を接合
する。この複数の吸収ロッド１１と端板１２とが接合さ
れた吸収ロッド体１０を用いることによって、複数の吸
収ロッド１１を一括して制御棒案内管５および計測管６
に挿入することができる。なお、端板１２を用いて吸収
ロッド１１を接合せずに各吸収ロッド１１を個別に各制
御棒案内管５および計測管６に挿入するようにしてもよ
い。ただし、核燃料集合体１に吸収ロッド１１が挿入さ
れた状態で運搬する場合には、吸収ロッド体１０を用い
る方が吸収ロッド１１の保持が容易である。
【００４９】図５は、燃料棒４の構成を示す正面図であ
る。図５において、燃料棒４は、ジルコニウム合金で構
成された円筒状の被覆管３３内に複数のペレット３１が
挿入され、ペレット３１は、被覆管３３内の上部に挿入
されたスプリング３２によって保持される。この燃料棒
４は、上述したように使用済み核燃料集合体を主として
構成するものである。
【００５０】なお、吸収ロッド１１は、ＡｌまたはＡｌ
合金粉末に中性子吸収能をもつＢ（ホウ素）またはＢ化
合物の粉末を添加したＡｌ複合材またはＡｌ合金によっ
て構成され、使用済み核燃料集合体自体が内部から臨界
に達しないようにしている。また、吸収ロッド１１は、
Ａｌ複合材またはＡｌ合金によって構成されるので、軽
量であり、中性子遮蔽能で核燃料集合体間の距離を小さ
くできるので、同じ核燃料収容体数でよいならばキャス
クの軽量化が一層、促進される。なお、中性子吸収能を
有するのであれば、Ａｌ複合材あるいはＡｌ合金に限ら
ず、他の材料を用いてもよい。したがって、吸収ロッド
１１に代えて、制御棒４そのものを挿入してもよい。
【００５１】この実施の形態１によれば、中性子吸収能
を有する吸収ロッド１１を使用済み核燃料集合体の制御
棒案内管５および計測管６に挿入するようにしているの
で、制御棒案内管５および計測管６の空間を有効に利用
して中性子を吸収することができ、使用済み核燃料集合
体内部から中性子の放出を低減するようにし、使用済み
核燃料集合体間における未臨界のための離隔距離を低減
できる。また、複数の吸収ロッド１１を端板１２によっ
て接合した吸収ロッド体１０を用いることによって、吸
収ロッド１１を一括して制御棒案内管５および計測管６
に挿入することができ、作業効率が向上する。
【００５２】（実施の形態２）つぎに、実施の形態２に
ついて説明する。この実施の形態２は、上述した実施の
形態１による吸収ロッド１１が挿入された使用済み核燃
料集合体を収納するキャスクであり、このキャスクにお
けるバスケットのプレートに設けられた冷却流水路が削
除された構成となっている。
【００５３】図６は、キャスクの径方向断面図であり、
図１７に示した従来のＰＷＲ用のキャスクを改良したも
のである。図１７に示したプレート８１７は、ＰＷＲ用
の使用済み核燃料集合体のウラン濃縮度が高いこと、お
よびＢＷＲ用と比して核燃料集合体当たりのウラン装荷
量も多く、核燃料集合体断面積も大きいため、これを配
列した体系の反応度が高くなることから、冷却時におけ
る中性子を減速させて中性子吸収を効率的に行わせるた
めに、中性子減速材としての水を冷却水流路８１６内に
満たすようにしていた。しかし、上述した実施の形態１
で説明した吸収ロッド１１を挿入した使用済み核燃料集
合体は、使用済み核燃料集合体内部に中性子吸収材を含
んでいるため、使用済み核燃料集合体自体から外部に放
出する中性子が低減されることになる。
【００５４】この結果、使用済み核燃料集合体の冷却時
における未臨界のための離隔距離を短くすることがで
き、冷却時における冷却水流路８１６を設ける必要がな
い。そのため、図６に示したＰＷＲ用のキャスク４０の
バスケット４９を構成するプレート５０は、ＢＷＲ用の
バスケット構造と同様に、冷却水流路を設けていない。
【００５５】この結果、図６に示したＰＷＲ用のキャス
ク４０では、図１７に示したＰＷＲ用のキャスク８００
のキャビティ８１１と同じキャビティ容積にもかかわら
ず、プレート５０の厚みを薄くすることができるので、
一層多くの使用済み核燃料集合体を格納することができ
る。たとえば、図１７に示したキャスク８００では、１
９体の使用済み核燃料集合体を収納することができる
が、図６に示したキャスク４０では、３２体の使用済み
核燃料集合体を収納することができ、この実施の形態２
におけるキャスク４０を適用することによって、１３体
の使用済み核燃料集合体をさらに収納することができ
る。換言すれば、使用済み核燃料集合体の集積密度を高
めて収納することができる。
【００５６】なお、バスケット形状を図１７に示した形
状のままで、実施の形態１を適用した使用済み核燃料集
合体を収納すると、中性子の放出量が低減されるため、
レジンの厚みを薄くすることも可能である。これによっ
て、同じ体数の使用済み核燃料集合体を収納する場合に
おけるキャスク全体の大きさを小型化することも可能で
ある。
【００５７】なお、上述した実施の形態２では、プレー
ト５０を格子状に組み合わせて、セル５５を形成する構
成としたが、これに限らず、角パイプによってセルを構
成してもよい。
【００５８】この実施の形態２では、実施の形態１にお
ける使用済み核燃料集合体を収納する場合、キャスクの
バスケットを構成するプレートの厚みを、使用済み核燃
料集合体に挿入された吸収ロッドによる中性子吸収能に
対応させて薄くすることができ、結果的にキャスク内に
収容される使用済み核燃料集合体の体数を多くすること
ができる。また、ＰＷＲ用のキャスクの特徴である冷却
水流路をプレートあるいは角パイプに設ける必要がな
く、ＢＷＲ用のプレートあるいは角パイプと同様な単純
構造のプレートあるいは角パイプを用いることができ
る。
【００５９】（実施の形態３）つぎに、実施の形態３に
ついて説明する。実施の形態１では、複数の吸収ロッド
１１を有する吸収ロッド体１０を用いることによって、
複数の吸収ロッド１１を一括して挿入し、作業効率の向
上を図るようにしていたが、この実施の形態３では、さ
らに、複数の吸収ロッド１１の使用済み核燃料集合体へ
の挿入を容易かつ安全確実に行うようにしている。
【００６０】図７は、この実施の形態３が適用される挿
入装置の構成を示す図である。図７において、この挿入
装置は、吸収ロッド１１が接合された上部端板６１、吸
収ロッド１１の案内を行う下部端板６２、および上部端
板６１を移動させる吊り部６４を有する。
【００６１】上部端板６１は、吸収ロッド体１０に対応
する。上部端板６１と下部端板６２とは、吊具６３によ
って懸吊される。図８は、下部端板６２のＢ−Ｂ線断面
図であり、下部端板６２は、吸収ロッド１１を案内する
案内孔７７を有する。この案内孔７７は、制御棒案内管
５および計測管６の位置に対応して設けられる。また、
上部端板６１と下部端板６２とが吊具６３によって懸吊
される場合、静止時あるいは初期状態においては、吸収
ロッド１１の先端が少なくとも案内孔７７に挿入された
状態でなければならない。また、上部端板６１と下部端
板６２の水平方向の幅は、上部ノズル２の上部開口部か
ら挿入できる幅である必要があり、少なくとも制御棒案
内管５および計測管６の案内孔７７を設けられる幅であ
ることが必要である。
【００６２】上部端板６１のほぼ中央部には、吊り孔７
８が設けられ、吊り孔７８の内壁には、後述する拘束具
６５のつめ６９が掛かるくぼみ７０を有する。拘束具６
５は、上部端板６１に対応した平板である吊り板６０に
設けられた支点６８を中心に自在に回動するが、拘束具
６５の上部に設けられ、互いに拘束具６５の上部を引き
付ける引張バネ６６によって、拘束具６５の下部に設け
られたつめ６９を常に開脚させる状態にし、これによっ
て上部端板６１を保持する。上部端板６１の保持を解除
する場合、すなわち、上部端板６１および下部端板６２
と、吊り部６４とを切り離す場合には、拘束具６５の上
部を相互に接続するエアシリンダ６７によって、拘束具
６５の上部を引張バネ６６の引張力に打ち勝って押し広
げる。これによって、つめ６９は、くぼみ７０から離
れ、吊り孔７８を介してそれぞれ分離される。
【００６３】吊り板６０とロードセル８１とはロープ８
４を介して懸吊され、さらにロードセル８１は、懸吊す
る負荷を検知しながら、ロープ８３を介してフック８２
に吊され、このフック８２は、図示しない揚重機に接続
される。図示しない揚重機は、吊り部６４全体を移動さ
せ、特に上下動させるとともに、拘束具６５を介して結
合される上部端板６１および下部端板６２を同時に移動
させることができる。
【００６４】吊り板６０上には、巻取部７３を介して光
ファイバ７１が下部端板６２の上下動に対応して巻き回
される。光ファイバ７１は、吊り板６０の貫通孔７６お
よび上部端板６１の貫通孔７５を貫通し、下部端板６２
の撮像孔９４まで延びる。光ファイバ７１の先端には光
ファイバ７１のレンズ７２を有し、レンズ７２は撮像孔
９４を介して下部に向けられる。光ファイバ７１の先端
には、おもり９１が設けられ、光ファイバ７１のレンズ
７２を圧し、画像を安定して撮像できるようにしてい
る。光ファイバ７１の他端は、巻取部７３を介して図示
しない撮像部に接続され、カメラ等によってレンズ７２
近傍の画像が撮像される。
【００６５】また、吊り板６０には、下部に突起をもつ
検出器９２を有する。さらに、この検出器９２に対応し
た下部端板６２上には、検出突起９３を有し、この検出
突起９３は、上部端板６１の貫通孔７４を介して検出器
９２の下部突起に当接することができる。この検出突起
９３と検出器９２の下部突起とが当接する場合は、吸収
ロッド１１が制御棒案内管５および計測管６に全て挿入
された場合である。この当接は、検出器９２によって検
出され、検出結果は図示しない検出部に出力される。
【００６６】ここで、さらに図９〜図１１を参照して、
挿入装置による吸収ロッド１１の挿入動作について説明
する。図７に示した状態は、挿入の初期状態であり、上
部端板６１が吊り部６４に結合され、吊具６３が延びき
った状態である。この状態において、光ファイバ７１の
レンズ７２を介して下部端板６２の位置と上部ノズル２
の位置との相対位置関係を検出する。この相対位置関係
の検出は、画像処理を行うことによって行われ、たとえ
ばパターンマッチングによって相対位置ずれが所定値以
下であるか否かを決定し、所定値以下の場合には、おお
よそ下部端板６２と上部ノズル２との位置が一致した、
すなわち下部端板６２の案内孔７７のそれぞれと、上部
ノズル２の制御棒案内管５のそれぞれとが一致する相対
位置関係にあると判断する。
【００６７】具体的には、図９（ａ）に示すように相対
位置ずれのない基準画像を取得しておく。下部端板６２
が図上、右上に位置ずれしている場合には、図９（ｂ）
に示すように流路２１および制御棒案内管５が図上、左
下に位置し、上部ノズル２の壁面上端であるノズル筐体
１００の領域が大きくなる。一方、下部端板６２が図
上、左下に位置ずれしている場合には、図９（ｃ）に示
すように流路２１および制御棒案内管５が図上、右上に
位置し、ノズル筐体１００の領域が小さくなる。したが
って、図９（ｂ），（ｃ）に示した画像と図９（ａ）に
示した基準画像とのパターンマッチングを行うことによ
って、下部端板６２の位置ずれ、すなわち吸収ロッド１
１の位置ずれを検出することができる。この位置ずれの
情報は、揚重機を操作する操作員に伝達され、操作員
は、この位置ずれの情報をもとに揚重機を操作して位置
ずれをなくすように操作する。
【００６８】この位置ずれの補正が終わると、操作員は
揚重機を下降させ、上部端板６１を下降させることによ
って、吸収ロッド１１を下降させ、案内孔７７を介して
吸収ロッド１１が制御棒案内管５および計測管６に挿入
される。この場合、下部端板６２は、位置ずれのない位
置で上部ノズル２の内部上面に載置された状態となる。
【００６９】制御棒案内管５等に対する吸収ロッド１１
の挿入が終了すると、検出器９２の突起と検出突起９３
とが当接し、この検出結果が図示しない検出部に出力さ
れる。この検出結果をもとに、操作員は、エアシリンダ
６７を押し広げる操作を行い、つめ６９の引っかかりを
なくす。その後、操作員は、揚重機を上昇させて上部端
板６１と吊り部６４とを切り離す。実際に切り離された
か否かは、ロードセル８１によって確認することができ
る。
【００７０】この結果、図１１に示すように、吸収ロッ
ド１１は、制御棒案内管５等に挿入され、吸収ロッド１
１を保持している上部端板６１および吸収ロッド１１を
案内した下部端板６２は、上部ノズル２の内部に収ま
り、上部ノズル２の形状を超えることがない。したがっ
て、吸収ロッド１１を挿入しない使用済み核燃料集合体
と同じ形状の使用済み核燃料集合体となる。
【００７１】なお、上述した検出器９２と検出突起９３
との当接は、磁気的あるいは電気的手段によって検出す
ることができる。また、検出器９２を光検出器とし、光
学的な手段によって距離を測定し、距離が所定値以下に
なった場合に挿入が完了したものと判断するようにして
もよい。
【００７２】また、上述した上部端板６１と下部端板６
２とをそれぞれ吸収ロッド１１と同様に、Ｂ−Ａｌ材等
の中性子吸収能をもった材質によって形成することによ
って、水に浸けた状態で保存する湿式のキャスクの場合
に蓋部方向のレジンの厚みを薄くすることができる。
【００７３】この実施の形態３によれば、挿入装置を用
いて吸収ロッドと制御棒案内管５等の相対位置ずれを検
出し、大まかな位置補正を行って吸収ロッドと制御棒案
内管５等の相対位置を一致させ、吸収ロッドの先端のテ
ーパ形状を用いて、確実かつ容易に吸収ロッドを制御棒
案内管５に挿入することができる。また、挿入完了の検
出を行うようにしているので、挿入時における安全も確
保することができる。
【００７４】（実施の形態４）つぎに、実施の形態４に
ついて説明する。実施の形態２は、実施の形態１による
使用済み核燃料集合体をキャスクに収納するものであっ
たが、この実施の形態４では、貯蔵プールに使用済み核
燃料集合体を貯蔵する場合における貯蔵方法を示してい
る。
【００７５】図１２は、使用済み核燃料集合体としての
核燃料集合体１０１をプール１０２内に貯蔵する場合の
配置を示す模式図である。図１２において、実施の形態
１で示した吸収ロッド１１が挿入された核燃料集合体１
０１は、水１０３が満たされたプール１０２内に配置さ
れたラック１０４内のラックセルに貯蔵される。ここ
で、核燃料が未臨界を担保する離隔距離ｄ分、相互に離
隔してプール１０３内に貯蔵されるが、各核燃料集合体
１０１には、中性子吸収能を有した吸収ロッド１１が挿
入されているため、吸収ロッド１１を挿入しない場合に
おける離隔距離ｄに比較して、離隔距離ｄを短くするこ
とができる。
【００７６】したがって、この実施の形態４によれば、
各核燃料集合体１０１は、高密度に配置することがで
き、貯蔵可能な核燃料集合体１０１数の増加、あるいは
プール１０２の小型化を促進することができる。
【００７７】なお、上述した実施の形態１〜４では、１
４×１４のＰＷＲ用の使用済み核燃料集合体を例にあげ
て説明したが、これに限らず、たとえば図１６に示した
ように、１７×１７あるいは１５×１５等のＰＷＲ用の
使用済み核燃料集合体にも同様に適用できるのは明らか
である。
【００７８】
【発明の効果】以上説明したように、この発明にかかる
吸収棒（請求項１）によれば、原子炉内において炉心の
反応度制御に用いる円柱のＰＷＲ用制御棒の形状とほぼ
同じ形状をもち、中性子遮蔽能を有する吸収棒を設け、
この吸収棒を使用済み核燃料集合体の制御棒案内管ある
いは計測管を含む制御棒案内管に挿入するようにしてい
るので、使用済み核燃料集合体内部で有効に中性子遮蔽
を行うことができるという効果を奏する。
【００７９】また、この発明にかかる吸収棒（請求項
２）によれば、ＰＷＲ用使用済み核燃料集合体の制御棒
案内管あるいは計測管を含む制御棒案内管の断面位置に
対応した位置に前記吸収棒を固定する固定部材を設け、
この固定部材によって、複数の吸収棒を一括して使用済
み核燃料集合体の制御棒案内管あるいは計測管を含む制
御棒案内管に挿入することができるので、複数の吸収棒
を容易かつ確実に使用済み核燃料集合体の制御棒案内管
あるいは計測管を含む制御棒案内管に挿入することがで
きるという効果を奏する。
【００８０】また、この発明にかかる吸収棒（請求項
３）によれば、吸収棒を、ＡｌまたはＡｌ合金粉末に中
性子吸収性能をもつＢまたはＢ化合物の粉末を添加した
Ａｌ複合材またはＡｌ合金によって構成し、使用済み核
燃料集合体内部において中性子吸収を行うようにしてい
るので、使用済み核燃料集合体内部における中性子吸収
を有効に行うことができるとともに、吸収棒は使用済み
核燃料集合体内部に挿入されるため、強度上要求される
性能が低くなり、軽量化を促進することができるという
効果を奏する。
【００８１】また、この発明にかかるキャスク（請求項
４）によれば、原子炉内において炉心の反応度制御に用
いる円柱のＰＷＲ用制御棒の形状とほぼ同じ形状をも
ち、中性子遮蔽能を有した吸収棒群を、使用済み核燃料
集合体の制御棒案内管あるいは計測管を含む制御棒案内
管群に挿入した使用済み核燃料集合体をキャスク内に収
納し、使用済み核燃料集合体から外部に放射される中性
子数を減少し、使用済み核燃料集合体間の離隔距離を小
さくすることができるので、外周に中性子遮蔽体を有し
且つγ線の遮蔽を行う胴本体のキャビティ内に格納でき
る使用済み核燃料集合体の数を増大することができる効
果を有し、あるいは、従来例と同じ収容体数でよけれ
ば、胴本体のキャビティ形状を小さくすることができ、
あるいは外周の中性子遮蔽体の厚みを小さくすることが
でき、結果的にキャスク全体の大きさを小さくすること
ができるという効果を奏する。
【００８２】また、この発明にかかるキャスク（請求項
５）によれば、ＰＷＲ用制御棒自体が回収されるような
場合に、吸収棒をＰＷＲ用制御棒自体とし、制御棒を挿
入したままの使用済み核燃料集合体としているので、回
収される制御棒の有効利用を図ることができるという効
果を奏する。
【００８３】また、この発明にかかるキャスク（請求項
６）によれば、前記使用済み核燃料集合体に挿入された
吸収棒の断面積の対応分、当該キャスク内部において前
記使用済み核燃料集合体を保持するバスケットを構成す
るプレートあるいは角パイプの中性子吸収能あるいは中
性子減速能に対応した等価厚みを、前記使用済み核燃料
集合体に挿入された吸収棒の中性子吸収能あるいは中性
子減速能に対応した等価断面積分、薄くしたバスケット
形状にし、特にウラン濃縮度の高いＰＷＲのバスケット
に設けられるウォーターゾーンを一層狭くでき、もしく
はウォーターゾーンを削除したバスケット形状とするこ
とができようにしているので、ウラン濃縮度の高いＰＷ
Ｒ用のバスケット形状を単純なＢＷＲ用のバスケットと
同様な形状とすることができ、バスケット生成の効率化
を図れることができるという効果を奏する。
【００８４】また、この発明にかかるキャスク（請求項
７）によれば、吸収棒およびバスケットを、Ａｌまたは
Ａｌ合金粉末に中性子吸収性能をもつＢまたはＢ化合物
の粉末を添加したＡｌ複合材またはＡｌ合金によって構
成し、使用済み核燃料集合体内部および周囲において中
性子吸収を行うようにしているので、使用済み核燃料集
合体内部および周囲における中性子吸収を有効に行うこ
とができるとともに、吸収棒は使用済み核燃料集合体内
部に挿入されるため、強度上要求される性能が低くな
り、軽量化を促進することができるという効果を奏す
る。
【００８５】また、この発明にかかる挿入装置（請求項
８）によれば、位置検出手段の検出結果をもとに案内部
材の貫通孔群と使用済み核燃料集合体の制御棒案内管群
との相対位置とを合わせ、前記吸収棒体を降下させるこ
とによって貫通孔群が案内孔として作用し、長い吸収棒
群を確実に制御棒案内管あるいは計測管を含む制御棒案
内管の中に挿入させることができるので、制御棒案内管
等に対する吸収棒群の挿入を容易かつ確実に行うことが
でき、挿入作業の効率化を図ることができるという効果
を奏する。
【００８６】また、この発明にかかる挿入装置（請求項
９）によれば、距離検出手段が、吊り部と固定部材との
距離が所定距離内になったことを検出し、制御棒案内管
等に吸収棒群が確実に挿入されたことを検知し、挿入途
中における吸収棒群の落下を防止するので、挿入作業の
効率化を図ることができるとともに、一連の挿入作業の
終了を確実に検知でき、挿入作業を安全に実施できると
いう効果を奏する。
【００８７】また、この発明にかかる使用済み核燃料集
合体の搬送・貯蔵方法（請求項１０）によれば、挿入工
程によって、原子炉内において炉心の反応度制御に用い
る円柱のＰＷＲ用制御棒の形状とほぼ同じ形状をもち、
中性子遮蔽能を有した吸収棒群を、ＰＷＲ用使用済み核
燃料集合体の計測管を含む制御棒案内管群に挿入し、そ
の後、搬送・貯蔵工程によって、前記吸収棒群が挿入さ
れた状態で前記ＰＷＲ用使用済み核燃料集合体を搬送
し、貯蔵するようにし、使用済み核燃料集合体間の離隔
距離を小さくできるようにしているので、ＰＷＲ用使用
済み核燃料集合体の搬送あるいは貯蔵時における該ＰＷ
Ｒ用使用済み核燃料集合体の密度を高くすることがで
き、効率的な搬送あるいは貯蔵を行うことができるとい
う効果を奏する。
【００８８】また、この発明にかかる使用済み核燃料集
合体の搬送・貯蔵方法（請求項１１）によれば、ＰＷＲ
用制御棒が回収されるような場合に、吸収棒をＰＷＲ用
制御棒自体とし、ＰＷＲ用制御棒を挿入したままの使用
済み核燃料集合体となるようにしているので、回収され
る制御棒の有効利用を図ることができるという効果を奏
する。
【図面の簡単な説明】
【図１】ＰＷＲ用の使用済み核燃料集合体の構成を示す
斜視図である。
【図２】使用済み核燃料集合体に挿入される吸収ロッド
体の構成と挿入関係を示す図である。
【図３】使用済み核燃料集合体を示す平面図である。
【図４】支持格子のＡ−Ａ線断面図である。
【図５】燃料棒の構成を示す図である。
【図６】この発明が適用されるキャスクの構成を示す径
方向断面図である。
【図７】この発明が適用される挿入装置の構成を示す図
である。
【図８】下部端板のＢ−Ｂ線断面図である。
【図９】撮像された画像情報の一例を示す図である。
【図１０】挿入が完了した直後における挿入装置の状態
を示す図である。
【図１１】挿入が完了した使用済み核燃料集合体の構成
および吊り部の構成を示す図である。
【図１２】貯蔵プールにおける使用済み核燃料集合体の
貯蔵配置関係を示す模式図である。
【図１３】ＢＷＲ用のキャスクの構成を示す斜視図であ
る。
【図１４】図１３に示したキャスクの構成を示す径方向
断面図である。
【図１５】ＢＷＲ用の核燃料集合体の構成を示す図であ
る。
【図１６】ＰＷＲ用の核燃料集合体の構成を示す図であ
る。
【図１７】従来におけるＰＷＲ用のキャスクの構成を示
す径方向断面図である。
【符号の説明】
１ 核燃料集合体 ２ 上部ノズル ３ 下部ノズル ４ 燃料棒 ５ 制御棒案内管 ６ 計測管 １０ 吸収ロッド体 １１ 吸収ロッド １２ 端板 ６０ 吊り板 ６１ 上部端板 ６２ 下部端板 ６３ 吊り具 ６４ 吊り部
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 坂下 毅一郎 神戸市兵庫区和田崎町一丁目１番１号 三 菱重工業株式会社神戸造船所内 (72)発明者 伊藤 智博 兵庫県高砂市荒井町新浜２丁目１番１号 三菱重工業株式会社高砂研究所内

Claims (10)

    【特許請求の範囲】
  1. 【請求項１】 原子炉内において炉心の反応度制御に用
    いる円柱のＰＷＲ用制御棒の形状とほぼ同じ形状をも
    ち、中性子遮蔽能を有することを特徴とする吸収棒。
  2. 【請求項２】 ＰＷＲ用使用済み核燃料集合体の制御棒
    案内管あるいは計測管を含む制御棒案内管の断面位置に
    対応した位置に前記吸収棒を固定する固定部材をさらに
    有したことを特徴とする請求項１に記載の吸収棒。
  3. 【請求項３】 前記吸収棒は、ＡｌまたはＡｌ合金粉末
    に中性子吸収性能をもつＢまたはＢ化合物の粉末を添加
    したＡｌ複合材またはＡｌ合金によって構成されること
    を特徴とする請求項１または２に記載の吸収棒。
  4. 【請求項４】 原子炉内において炉心の反応度制御に用
    いる円柱のＰＷＲ用制御棒の形状とほぼ同じ形状をも
    ち、中性子遮蔽能を有した吸収棒群と、 前記吸収棒群が挿入される制御棒案内管あるいは計測管
    を含む制御棒案内管群を有したＰＷＲ用使用済み核燃料
    集合体と、 前記吸収棒群が挿入されたＰＷＲ用使用済み核燃料集合
    体を収納する格子状セルを形成したバスケットと、 前記バスケットを内部に収納し、外周に中性子遮蔽体を
    有し且つγ線の遮蔽を行う胴本体と、 前記吸収棒群が挿入されたＰＷＲ用使用済み核燃料集合
    体を前記格子状セルに出し入れするために前記胴本体の
    開口部に設けられた着脱可能な蓋部と、 を備えたことを特徴とするキャスク。
  5. 【請求項５】 前記吸収棒はＰＷＲ用制御棒であること
    を特徴とする請求項４に記載のキャスク。
  6. 【請求項６】 前記ＰＷＲ用使用済み核燃料集合体に挿
    入された吸収棒の断面積の対応分、当該キャスク内部に
    おいて前記ＰＷＲ用使用済み核燃料集合体を保持するバ
    スケットを構成するプレートあるいは角パイプの中性子
    吸収能あるいは中性子減速能に対応した等価厚みを、前
    記ＰＷＲ用使用済み核燃料集合体に挿入された吸収棒の
    中性子吸収能あるいは中性子減速能に対応した等価断面
    積分、薄くしたことを特徴とする請求項４または５に記
    載のキャスク。
  7. 【請求項７】 前記吸収棒は、ＡｌまたはＡｌ合金粉末
    に中性子吸収性能をもつＢまたはＢ化合物の粉末を添加
    したＡｌ複合材またはＡｌ合金によって構成されること
    を特徴とする請求項４〜６のいずれか一つに記載したキ
    ャスク。
  8. 【請求項８】 ＰＷＲ用使用済み核燃料集合体の制御棒
    案内管あるいは計測管を含む制御棒案内管の断面位置に
    対応した位置に、炉心の反応度制御に用いる円柱のＰＷ
    Ｒ用制御棒の形状とほぼ同じ形状をもち、中性子遮蔽能
    を有した吸収棒群を固定部材によって固定し、ＰＷＲ用
    使用済み核燃料集合体の上部ノズル開口部を介して該上
    部ノズル内部に前記固定部材が挿入可能な吸収棒体と、 ＰＷＲ用使用済み核燃料集合体の上部ノズル開口部を介
    して該上部ノズル内部に挿入可能で、前記制御棒案内管
    あるいは計測管を含む制御棒案内管の断面位置に対応し
    た位置に前記吸収棒群が挿入可能な貫通孔を有し、静止
    時に前記吸収棒群の先端が該貫通孔に挿入された状態で
    前記固定部材に懸装される案内部材と、 前記吸収棒体の固定部材を着脱自在に懸吊し、着装時に
    該吸収棒体を上下動させる吊り部と、 前記案内部材に設けられ、前記案内部材に設けられた貫
    通孔群の配置位置とこれに対応する前記ＰＷＲ用使用済
    み核燃料集合体の制御棒案内管群の配置位置との相対位
    置関係を検出する位置検出手段と、 を備え、 前記位置検出手段の検出結果をもとに前記貫通孔群と前
    記制御棒案内管群との相対位置とを合わせ、前記吸収棒
    群を降下させて前記吸収棒群を前記制御棒案内管あるい
    は計測管を含む制御棒案内管に挿入させることを特徴と
    する挿入装置。
  9. 【請求項９】 前記吊り部と前記固定部材との距離が所
    定距離内になったことを検出する距離検出手段をさらに
    備えたことを特徴とする請求項８に記載の挿入装置。
  10. 【請求項１０】 原子炉内において炉心の反応度制御に
    用いる円柱のＰＷＲ用制御棒の形状とほぼ同じ形状をも
    ち、中性子遮蔽能を有した吸収棒群を、ＰＷＲ用使用済
    み核燃料集合体の計測管を含む制御棒案内管群に挿入す
    る挿入工程と、 前記吸収棒群が挿入された状態で前記ＰＷＲ用使用済み
    核燃料集合体を搬送し、貯蔵する搬送・貯蔵工程と、 を含むことを特徴とする使用済み核燃料集合体の搬送・
    貯蔵方法。
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