JP2001264483A - Radioactive material storage facility - Google Patents
Radioactive material storage facilityInfo
- Publication number
- JP2001264483A JP2001264483A JP2000079619A JP2000079619A JP2001264483A JP 2001264483 A JP2001264483 A JP 2001264483A JP 2000079619 A JP2000079619 A JP 2000079619A JP 2000079619 A JP2000079619 A JP 2000079619A JP 2001264483 A JP2001264483 A JP 2001264483A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- concrete
- shield
- storage facility
- slit
- cylindrical
- 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
Links
Classifications
-
- Y—GENERAL 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
- 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
Abstract
Description
【０００１】[0001]
【発明の属する技術分野】本発明は放射性物質を密封し
た密封体から出る放射線を遮蔽するための放射性物体貯
蔵容器、放射性遮蔽構造物等の放射性物質貯蔵設備に関
し、詳細には熱及び外部雰囲気条件による遮蔽体の劣化
を抑制し得る、耐久性に優れた放射性物質貯蔵設備に関
する。BACKGROUND OF THE INVENTION 1. Field of the Invention The present invention relates to a radioactive substance storage facility such as a radioactive object storage container and a radioactive shielding structure for shielding radiation emitted from a sealed body in which radioactive substances are sealed, and more particularly to heat and external atmosphere conditions. The present invention relates to a durable radioactive substance storage facility capable of suppressing the deterioration of a shield due to the radiation.
【０００２】[0002]
【従来の技術】原子力発電所から発生する使用済燃料集
合体を、解体処理すると共にプルトニウム等の再度燃料
として使用できる有用物質を回収するため、再処理する
計画がある。従来、このような使用済燃料は、その再処
理を行うまでの間、原子炉の燃料集合体プール等に一次
保管されてきたが、年々増大する使用済燃料によりプー
ル等の保管設備の収容能力が限界に達するおそれがあ
る。そこで、再処理を行うまでの間、安全に、安価にか
つ取り出し可能な状態で使用済燃料を長期間保管できる
設備が必要となってきている。2. Description of the Related Art There is a plan to disassemble a spent fuel assembly generated from a nuclear power plant and to reprocess it to collect useful substances such as plutonium that can be reused as fuel. Conventionally, such spent fuel has been temporarily stored in a fuel assembly pool or the like of a nuclear reactor until the spent fuel is reprocessed. May reach its limit. Therefore, there is a need for a facility capable of storing spent fuel for a long time in a safe, inexpensive and removable state until reprocessing.
【０００３】このような設備として空気による自然冷却
を行う乾式法の開発が進められ、プールに比べて運転コ
ストの低いことが注目されている。乾式法は、溶接密封
金属容器（以下、キャニスタという）を用いた方法と輸
送キャニスタに似た金属キャスク法との２つに大きく分
類される。キャニスタ方式は、さらに多数のキャニスタ
を１つの貯蔵設備で遮蔽するボールト方式と、１つのキ
ャニスタを１つのコンクリート構造物で遮蔽するサイロ
若しくはコンクリートキャスク方式とに分けられる。そ
れぞれの方式に一長一短があるが、低コストであること
から近年米国ではコンクリートキャスク方式が注目され
てきている。図５及び図６は従来のコンクリートキャス
ク方式に使用されるコンクリートモジュールの水平方向
及び垂直方向の概略断面図を示している。[0003] As such equipment, development of a dry method for performing natural cooling by air has been promoted, and attention has been paid to the fact that the operating cost is lower than that of a pool. The dry method is broadly classified into two methods, a method using a welded sealed metal container (hereinafter, referred to as a canister) and a metal cask method similar to a transport canister. The canister system is further classified into a vault system in which many canisters are shielded by one storage facility, and a silo or concrete cask system in which one canister is shielded by one concrete structure. Although each method has advantages and disadvantages, the concrete cask method has recently attracted attention in the United States because of its low cost. FIGS. 5 and 6 are schematic cross-sectional views in the horizontal and vertical directions of a concrete module used in a conventional concrete cask system.
【０００４】このコンクリートモジュール３０は、キャ
ニスタ３１とコンクリート製遮蔽体３２とから基本的に
構成されている。キャニスタ３１は使用済燃料集合体を
複数封入した溶接密封構造であり、封入した内部の放射
性物質が外部に漏洩しない構造を有し、円筒状に形成さ
れている。このキャニスタ３１は円筒状のコンクリート
製の遮蔽体３２の中に装荷される。キャニスタ３１と遮
蔽体３２との間には冷却空気流路３３を形成する一定の
ギャップが設けられている。この冷却空気流路３３に外
部空気を導入するために、遮蔽体３２の底部側には冷却
空気入口３４が設けられ、遮蔽体３２の上部側には冷却
空気出口３５が設けられている。また、遮蔽体３２の冷
却空気流路３３の内面には金属製のライナー３６が設け
られている。[0004] The concrete module 30 basically comprises a canister 31 and a concrete shield 32. The canister 31 has a welded and sealed structure in which a plurality of spent fuel assemblies are sealed, has a structure in which the sealed radioactive substance does not leak to the outside, and is formed in a cylindrical shape. The canister 31 is loaded in a cylindrical concrete shield 32. A certain gap that forms a cooling air flow path 33 is provided between the canister 31 and the shield 32. A cooling air inlet 34 is provided on the bottom side of the shield 32 and a cooling air outlet 35 is provided on the upper side of the shield 32 for introducing external air into the cooling air passage 33. A metal liner 36 is provided on the inner surface of the cooling air passage 33 of the shield 32.
【０００５】通常、使用済燃料からは崩壊熱に伴う発熱
と放射線の発生を伴う。従って、このコンクリートモジ
ュール３０では使用済燃料の冷却、放射線の遮蔽、放射
性物質の密封性能が必要になる。コンクリートキャスク
方式では、冷却はキャニスタ３１と遮蔽体３２間の冷却
空気流路３３を流れる空気で、遮蔽は遮蔽体３２で、密
封はキャニスタ３１で担保する。また、コンクリートモ
ジュール３０の強度も遮蔽体３２で担保される。ここ
で、密封では絶対に放射性物質が外部に漏洩しないこ
と、遮蔽では貯蔵施設内や施設外の放射線量が法律に規
定された基準値以下であること、冷却では、貯蔵期間
中、キャニスタの表面温度やコンクリート製遮蔽体３２
の温度がキャニスタやコンクリートの性状に悪影響を与
えないようにすることが要求されている。[0005] Usually, the spent fuel is accompanied by the generation of heat and radiation due to decay heat. Therefore, in this concrete module 30, it is necessary to cool spent fuel, shield radiation, and seal radioactive materials. In the concrete cask system, cooling is performed by air flowing through a cooling air flow path 33 between the canister 31 and the shield 32, the shield is secured by the shield 32, and the seal is secured by the canister 31. Further, the strength of the concrete module 30 is secured by the shield 32. Here, the radioactive material must not leak to the outside when sealed, the radiation dose inside and outside the storage facility must be lower than the legally stipulated reference value for shielding, and the surface of the canister during the storage period must be cooled for cooling. Temperature and concrete shield 32
It is required that the temperature does not adversely affect the properties of the canister and concrete.
【０００６】ところで、従来のコンクリート製遮蔽体で
は、外表面は常温であるが、内表面は使用済燃料からの
崩壊熱により高温となり、内外表面における温度差が大
きくなって、熱応力（内周部で圧縮応力、外周部で引張
応力）が作用し、外周部での引張り応力がコンクリート
の引張り強度より大きくなることが多く、このため外周
部にひび割れが発生する要因となっている。コンクリー
ト製遮蔽体に過度な温度ひび割れが発生すると、外表面
を覆うシール材等が施されていない場合には、ひび割れ
を通して水分や塩分が浸入し易くなるため、鉄筋の発錆
が促進され、コンクリート製遮蔽体の耐久性や遮蔽性能
の低下が懸念される。また、温度ひび割れが過度に発生
した場合には、コンクリート製遮蔽体の構造一体性の低
下も懸念され、結果的には、耐久性や放射線遮蔽性能が
低下して、使用に適さなくなるという問題があった。In the conventional concrete shield, the outer surface is at room temperature, but the inner surface is heated to high temperature by the decay heat from the spent fuel. Compressive stress at the outer portion and tensile stress at the outer peripheral portion), and the tensile stress at the outer peripheral portion is often greater than the tensile strength of concrete, which causes cracks at the outer peripheral portion. If excessive temperature cracks occur in the concrete shield, moisture or salt easily penetrates through the cracks if no sealing material or the like covering the outer surface is provided, so that rusting of the reinforcing steel is promoted and concrete There is a concern that the durability and shielding performance of the shield made of the polymer may decrease. In addition, if temperature cracks occur excessively, there is a concern that the structural integrity of the concrete shielding body may be reduced, and as a result, durability and radiation shielding performance may be reduced, and the unsuitable use may occur. there were.
【０００７】この熱によるひび割れの影響を防止するた
め、例えば、周知の技術としてプレストレストを導入し
熱応力による引張力をキャンセルする方法がある。ま
た、特開平７−２７８９７号公報、同８−４３５９１号
公報には、キャニスタ或いはその金属ライナーと遮蔽体
との間に遮熱板或いはさらにヒートパイプを配置する構
造が開示されている。このような構造においては、プレ
ストレス導入工法は技術的には可能であるが高コストで
あり、遮熱板やヒートパイプを設けることによりコンク
リート製遮蔽体の内部温度の上昇をある程度抑えること
は期待できるが、内外面温度差やコンクリートの乾燥収
縮によりコンクリート製遮蔽体の外表面に発生するひび
割れや表面より進むコンクリートの経年劣化（中性化、
塩分の浸入等）を防止することは困難であり、さらに、
高コストであるという問題があった。このため、低コス
トで、長期間にわたり耐久性や遮蔽性能の低下が無い放
射線物質貯蔵設備が切望されていた。[0007] In order to prevent the influence of cracks due to heat, for example, there is a well-known technique of introducing a prestressed to cancel the tensile force due to thermal stress. Japanese Patent Application Laid-Open Nos. 7-27897 and 8-43591 disclose a structure in which a heat shield plate or a heat pipe is arranged between a canister or its metal liner and a shield. In such a structure, the prestressing method is technically feasible but expensive, and it is expected that the provision of heat shields and heat pipes will suppress the rise in the internal temperature of the concrete shield to some extent. It is possible, but cracks that occur on the outer surface of the concrete shield due to the difference in temperature between the inner and outer surfaces and the drying shrinkage of the concrete, and aging of concrete that progresses from the surface (neutralization
It is difficult to prevent salt intrusion, etc.)
There was a problem of high cost. For this reason, there has been a long-felt need for a radiation material storage facility that is low in cost and does not deteriorate in durability or shielding performance for a long period of time.
【０００８】[0008]
【発明が解決しようとする課題】本発明は、このような
背景に鑑みてなされたもので、放射性物質の密封体から
発せられた放射熱によるコンクリート製遮蔽体の内外面
温度差及び内面の金属製ライナーあるいは内面鋼板の温
度上昇による熱応力に起因する温度ひび割れの発生を防
止し、コンクリート製遮蔽体の耐久性及び放射線遮蔽能
力を長期間にわたって維持することができる放射線物質
貯蔵設備を提供することにある。SUMMARY OF THE INVENTION The present invention has been made in view of such a background, and has been made in consideration of the above-mentioned circumstances. To provide a radioactive substance storage facility capable of preventing the occurrence of temperature cracks due to thermal stress due to a rise in temperature of a liner made of steel or an inner steel plate and maintaining the durability and radiation shielding ability of a concrete shield for a long period of time. It is in.
【０００９】[0009]
【課題を解決するための手段】本発明者らは鋭意検討の
結果、コンクリート製遮蔽体の一部に内面温度の上昇に
よる変形を吸収し得るスリットを設けることで、前記問
題を解決し得ることを見出し、本発明を完成した。即
ち、本発明の放射性物質貯蔵設備は、放射性物質を密封
した密封体の外側を円筒状のコンクリート製遮蔽体で囲
み、該密封体と該遮蔽体との間に空気流入空間を設け、
該空気流入空間の内部を流れる空気により放射性物質が
発生する熱を除去する放射性物質貯蔵設備において、該
円筒状のコンクリート製遮蔽体の内周を金属製ライナー
又は内面鋼板で被覆し、該金属製ライナー又は内面鋼板
と、厚肉円筒状のコンクリート製遮蔽体の少なくとも１
部に内面温度の上昇による熱変形を吸収するスリットを
設けてなることを特徴とする。Means for Solving the Problems As a result of intensive studies, the present inventors have found that the above-mentioned problem can be solved by providing a slit in a part of a concrete shield to absorb deformation due to an increase in inner surface temperature. And completed the present invention. That is, the radioactive substance storage facility of the present invention surrounds the outside of the sealed body that seals the radioactive substance with a cylindrical concrete shield, and provides an air inflow space between the sealed body and the shield,
In a radioactive substance storage facility for removing heat generated by a radioactive substance due to air flowing inside the air inflow space, an inner periphery of the cylindrical concrete shield is covered with a metal liner or an inner steel plate, At least one of a liner or an inner steel plate and a thick cylindrical concrete shield
A slit is provided in the portion to absorb thermal deformation due to an increase in the inner surface temperature.
【００１０】このような円筒状のコンクリート製遮蔽体
に形成するスリット中には、コンクリートに比べて剛性
の小さい放射線遮蔽用の物質を充填することが好まし
く、また、この放射線遮蔽用物質は液状或いはゲル状の
流動性を有する物質であることがハンドリング性の観点
からは好ましく、このような液状の放射線遮蔽用物質を
用いる場合、この物質が内部に漏れ出すのを防止する目
的で、コンクリート製遮蔽体の熱変形時に内部に液状物
質を保持するための凹部をスリットの一部に形成するこ
とが好ましい。It is preferable that the slit formed in such a cylindrical concrete shield is filled with a radiation shielding material having a lower rigidity than concrete, and the radiation shielding material is liquid or liquid. It is preferable from the viewpoint of handling properties that the substance has a gel-like fluidity. When such a liquid radiation shielding substance is used, a concrete shielding substance is used in order to prevent the substance from leaking into the inside. It is preferable to form a recess in a part of the slit for holding the liquid substance inside when the body is thermally deformed.
【００１１】通常、放射性物質の密封体から発せられた
放射熱によってコンクリート製遮蔽体の内面温度が上昇
し、遮蔽体の内外面温度差及び遮蔽体の内面に取り付く
金属製ライナーあるいは内面鋼板の温度上昇により、コ
ンクリート製遮蔽体に引張応力が発生する。この引張応
力は、コンクリートの引張強度を超える場合が多く、コ
ンクリート製遮蔽体の外側表面を起点としてコンクリー
ト製遮蔽体内部に熱応力による温度ひび割れが発生する
ことが避けられない。本発明によれば、放射性物質貯蔵
設備の円筒形コンクリート製遮蔽体の内周部を金属製ラ
イナー或いは内面鋼鈑で被覆し、これらの被覆体とコン
クリート製遮蔽体の一部に、スリットを形成すること
で、コンクリート製遮蔽体内外面の温度差による変形を
吸収することができ、所望されない外周表面を起点とす
るひび割れの発生を効果的に防止することができる。ま
た、好ましい態様として、このスリット中に剛性の小さ
い放射線遮蔽用の物質を充填することで、熱変形に対す
るひび割れ防止効果を低下させることなく、スリットの
形成部分における放射性遮蔽性能を確保することができ
る。Usually, the inner surface temperature of the concrete shield rises due to the radiant heat generated from the sealed body of the radioactive substance, and the temperature difference between the inner and outer surfaces of the shield and the temperature of the metal liner or the inner steel plate attached to the inner surface of the shield. The rise causes tensile stress in the concrete shield. This tensile stress often exceeds the tensile strength of concrete, and it is inevitable that thermal cracks occur due to thermal stress inside the concrete shield starting from the outer surface of the concrete shield. According to the present invention, the inner peripheral portion of the cylindrical concrete shield of the radioactive substance storage facility is coated with a metal liner or an inner steel plate, and a slit is formed in these coatings and a part of the concrete shield. By doing so, it is possible to absorb the deformation due to the temperature difference between the outer surface of the inside of the concrete shield and the occurrence of cracks starting from an undesired outer peripheral surface can be effectively prevented. Further, as a preferred embodiment, by filling a material for radiation shielding having a small rigidity into the slit, it is possible to secure the radiation shielding performance in a portion where the slit is formed without lowering the effect of preventing cracking against thermal deformation. .
【００１２】[0012]
【発明の実施の形態】以下に、本発明を詳細に説明す
る。本発明の放射性物質貯蔵設備は、放射性物質を密封
した密封体の外側をコンクリート製遮蔽体で囲み、該密
封体と該遮蔽体との間に空気流入空間を設け、該空気流
入空間の内部を流れる空気により放射性物質が発生する
熱を除去させる構成を有するが、厚肉円筒状のコンクリ
ート製遮蔽体に、内周表面より外周表面に向かい、且
つ、円筒状のコンクリート製遮蔽体を貫通しないスリッ
トを設けるとともに、コンクリート製遮蔽体内面に配置
された金属製ライナーあるいは内面鋼板にもスリットを
設け、キャニスタ装荷時のコンクリート製遮蔽体の熱変
形を吸収する機構を有することにより、コンクリート製
遮蔽体の温度ひび割れを防止することを特徴とする。DESCRIPTION OF THE PREFERRED EMBODIMENTS The present invention will be described below in detail. In the radioactive material storage facility of the present invention, the outside of a sealed body that seals a radioactive substance is surrounded by a concrete shield, an air inflow space is provided between the seal and the shield, and the inside of the air inflow space is provided. It has a configuration that removes heat generated by radioactive substances due to flowing air, but a thick cylindrical concrete shield, a slit that goes from the inner peripheral surface to the outer peripheral surface, and does not penetrate the cylindrical concrete shield In addition to providing a slit in the metal liner or inner steel plate placed on the inside surface of the concrete shield, and having a mechanism to absorb the thermal deformation of the concrete shield when loading the canister, the concrete shield It is characterized by preventing temperature cracks.
【００１３】このようなスリットは、円周方向に対して
１カ所設けても、複数箇所設けても良く、設備の大きさ
やコンクリート製遮蔽体の材質、円筒部分の肉厚などの
条件を考慮して、必要に応じて設ければよいが、複数箇
所にスリットを設ける場合には、原則的に円周を等分割
するよう設けることが効果の観点から好ましい。このス
リットは、キャニスタ装荷時にコンクリート製遮蔽体の
熱変形、即ち、コンクリート製遮蔽体が熱膨張した場合
にスリットが隙間無く塞がるような位置、形状・寸法と
なるように、形状、材質の熱膨張率、温度条件などを考
慮して設計することにより、熱変形時における放射線遮
蔽性能も確保される。例えば、コンクリート遮蔽体の内
半径（ｒ）を１０００ｍｍ程度、内面温度の上昇（Δ
Ｔ）を６０℃程度とすると、線膨張係数α（１×１０-5
／℃）を用いて、温度膨張による内面の長さの変化は次
式により求められる。 Δｌ＝２π・Ｒ・αΔＴ この式に上記数値を当てはめれば、Δｌ＝２×１０００
×１０-5×６０×π＝３．８（ｍｍ）となり、これがコ
ンクリート遮蔽体の内周面における長さの変化（膨張）
となるため、この膨張を吸収するのに必要な内周面にお
けるスリット幅は約３．８ｍｍとなる。One or more slits may be provided in the circumferential direction. Considering conditions such as the size of the equipment, the material of the concrete shield, and the thickness of the cylindrical portion, etc. The slit may be provided as needed, but when slits are provided at a plurality of locations, it is preferable in principle to divide the circumference equally, from the viewpoint of the effect. The thermal expansion of the shape and material is such that the slits are thermally deformed when the canister is loaded, that is, the positions, shapes and dimensions are such that the slits are closed without gaps when the concrete shield thermally expands. By designing in consideration of the rate, temperature condition, etc., radiation shielding performance during thermal deformation is also ensured. For example, when the inner radius (r) of the concrete shield is about 1000 mm, the inner surface temperature rises (Δ
T) is about 60 ° C., the coefficient of linear expansion α (1 × 10 −5)
/ ° C), the change in the length of the inner surface due to temperature expansion can be obtained by the following equation. Δl = 2π · R · αΔT By applying the above numerical values to this equation, Δl = 2 × 1000
× 10 -5 × 60 × π = 3.8 (mm), which is the change in length (expansion) on the inner peripheral surface of the concrete shield.
Therefore, the slit width on the inner peripheral surface required to absorb this expansion is about 3.8 mm.
【００１４】なお、キャニスタ装荷時に、熱変形により
スリットが隙間無く塞がるまでの間、放射線遮蔽性能を
確保する目的で、スリット中にコンクリートに比べて剛
性の小さい放射線遮蔽用の適当な物質を充填することも
好ましい態様である。このような物質としては、例え
ば、コールタール等が挙げられる。なお、放射線遮蔽用
の充填物質として、例えば、コールタールのような液状
或いはゲル状物質等の流動性を有する物質を充填する場
合は、スリットの一部に凹部を設ける等してコンクリー
ト製遮蔽体の熱変形時にこれらの物質を遮蔽体内部に誘
導し、保持して、コンクリート製遮蔽体の内面に漏れ出
ることがない機構を設けることが望ましい。例えば、図
１に示すようなスリットの中間部に凹部１７ａを設ける
態様が挙げられる。温度の上昇とともに内部に充填され
たコールタールの流動性が高くなり、スリットが狭まる
とともにコールタールが内部に誘導され、スリットが閉
じた状態ではその凹部１７ａに保持されることになる。When the canister is loaded, the slit is filled with an appropriate substance for radiation shielding, which is less rigid than concrete, for the purpose of ensuring radiation shielding performance until the slit is completely closed by thermal deformation when the canister is loaded. This is also a preferred embodiment. Examples of such a substance include coal tar. As a filling material for radiation shielding, for example, when filling a material having fluidity such as a liquid or gel-like material such as coal tar, a concrete shielding member is provided by providing a concave portion in a part of a slit or the like. It is desirable to provide a mechanism that guides and holds these substances inside the shield during thermal deformation of the concrete shield so that it does not leak to the inner surface of the concrete shield. For example, there is a mode in which a concave portion 17a is provided in an intermediate portion of the slit as shown in FIG. As the temperature rises, the fluidity of the coal tar filled therein increases, and the slit narrows and the coal tar is guided inside. When the slit is closed, it is held in the recess 17a.
【００１５】コンクリート製遮蔽体の内周表面には、金
属製ライナー或いは内面鋼鈑が取りつけられる。金属製
ライナーとしては一般的なものが使用できる。また、内
面鋼鈑の素材としては、一般的にはＪＩＳ Ｇ３１０
１、ＪＩＳ Ｇ３１０６に規定される構造用圧延鋼材な
どが好適に使用できる。金属製ライナーや内面鋼鈑の厚
みには特に制限はなく、必要とする強度に応じて適宜選
択されるが一般的には５〜２０ｍｍ程度、さらに１０ｍ
ｍ前後が好適である。また、内面鋼鈑には耐久性向上の
目的で錆止め塗装などの防錆処理を施すことが好まし
い。A metal liner or an inner steel plate is attached to the inner peripheral surface of the concrete shield. A general metal liner can be used. In addition, as a material for the inner steel plate, generally, JIS G310 is used.
1. Structural rolled steel materials specified in JIS G3106 can be suitably used. The thickness of the metal liner or inner steel sheet is not particularly limited and is appropriately selected depending on the required strength, but is generally about 5 to 20 mm, and further about 10 m.
m is preferable. Further, it is preferable that the inner steel plate is subjected to a rust preventive treatment such as a rust preventive coating for the purpose of improving durability.
【００１６】コンクリート製遮蔽体は、強度確保のた
め、鉄筋コンクリート構造で構築するか、コンクリート
の表面を鋼板で被覆する構造で構築することが好まし
い。コンクリート製遮蔽体を鋼鈑で被覆する場合には、
鋼鈑に頭付きスタッド等のずれ止め形成し、コンクリー
トと鋼鈑とを一体化した鋼板コンクリート構造で構築し
ても良い。このような、鋼鈑コンクリート構造は、先に
本発明者らが提案した特願２０００−３６８３４号明細
書に詳細に記載されている。In order to ensure strength, the concrete shield is preferably constructed with a reinforced concrete structure or a structure in which the surface of concrete is covered with a steel plate. When covering a concrete shield with steel plate,
The steel plate may be formed with a steel plate concrete structure in which concrete and the steel plate are integrated by forming a stopper such as a stud with a head on the steel plate. Such a steel plate concrete structure is described in detail in the specification of Japanese Patent Application No. 2000-36834 previously proposed by the present inventors.
【００１７】コンクリート製遮蔽体を鉄筋コンクリー卜
構造で構築する場合、前記スリット長さを外側円周方向
鉄筋と厚肉円筒壁内面との距離より短くし、外側円周方
向鉄筋を周方向に連続的に配置するとともに、内側円周
方向鉄筋はスリット部を貫通せず、折り曲げ等によりコ
ンクリート製遮蔽体内に定着することにより、コンクリ
ート製遮蔽体の構造一体性を必要程度確保しつつ、熱変
形吸収機構を有するコンクリート製遮蔽体を構築するこ
とが出来る。In the case of constructing a concrete shield with a reinforcing bar concrete structure, the slit length is made shorter than the distance between the outer circumferential reinforcing bar and the inner surface of the thick cylindrical wall, and the outer circumferential reinforcing bar is continuously connected in the circumferential direction. In addition, the inner circumferential rebar does not penetrate the slit, but is fixed in the concrete shield by bending, etc., so that the structural integrity of the concrete shield is secured to a necessary degree and thermal deformation is absorbed. A concrete shield having a mechanism can be constructed.
【００１８】コンクリート製遮蔽体を鋼板コンクリート
構造で構築する場合、内側鋼板にはスリットを設ける
が、外側鋼板は円周方向に連続した構造とすることによ
り、コンクリート製遮蔽体の構造一体性を必要程度確保
しつつ、熱変形吸収機構を有するコンクリート製遮蔽体
を構築することが出来る。When the concrete shield is constructed of a steel plate concrete structure, the inner steel plate is provided with a slit, but the outer steel plate is formed to be continuous in the circumferential direction, so that the structural integrity of the concrete shield is required. It is possible to construct a concrete shield having a thermal deformation absorbing mechanism while securing the degree.
【００１９】また、金属製ライナーあるいは内面鋼板と
コンクリート製遮蔽体の温度上昇を抑え、内表面近傍の
コンクリート製遮蔽体の高温による劣化を防止するた
め、必要に応じ、金属製ライナーあるいは内面鋼板の表
面に例えばセラミック系の断熱材を取り付けても良い。Further, in order to suppress a rise in temperature of the metal liner or the inner steel plate and the concrete shield, and to prevent deterioration of the concrete shield near the inner surface due to high temperature, if necessary, the metal liner or the inner steel plate may be used. For example, a ceramic heat insulating material may be attached to the surface.
【００２０】以下に、本発明を図面を参照して具体的に
説明する。図１に、本発明の第１の実施の態様に係る放
射性物質貯蔵設備１０、即ち、コンクリート製遮蔽体を
鉄筋コンクリート製で構築し、遮蔽体の円筒部に熱変形
吸収用のスリットを設けた態様の概略平面図を示す。図
２はその概略立断面図である。この放射性物質貯蔵設備
１０はキャニスタ１１とコンクリート製遮蔽体１２から
構成される。キャニスタ１１は円筒状であり、内部には
放射性物質が密封されている。Hereinafter, the present invention will be specifically described with reference to the drawings. FIG. 1 shows a radioactive substance storage facility 10 according to a first embodiment of the present invention, that is, an embodiment in which a concrete shield is constructed of reinforced concrete and a slit for absorbing thermal deformation is provided in a cylindrical portion of the shield. FIG. FIG. 2 is a schematic vertical sectional view thereof. The radioactive substance storage facility 10 includes a canister 11 and a concrete shield 12. The canister 11 has a cylindrical shape, and a radioactive substance is sealed inside.
【００２１】コンクリート製遮蔽体１２は、内面に金属
製ライナー１３を有する鉄筋コンクリート製の円筒部分
１２ａとこれを支持する厚肉円板１２ｂ、及び、キャニ
スタ搬入出口の上蓋１２ｃより構成されている。遮蔽体
１２の内径とキャニスタ１１の外径との間の間隙は冷却
空気流路１４として機能する。遮蔽体１２の下側には、
遮蔽体外部と冷却空気流路１４を連通するための単数又
は複数の冷却空気流路１５が形成されている。この入り
口側の冷却空気流路１５は、外側に水平に形成された第
１水平部、第１水平部の内側の端部から上に伸びる垂直
部、及び垂直部の上側端部から内側に水平に伸びる第２
水平部から構成されている。第１水平部の上面は第２水
平部の下面と同一平面上に又は第２水平部の下面の下側
に位置し、これにより第２水平部を通った放射線が屈曲
部の壁面で反射されて外部に漏洩しないようになってい
る。なお、各水平部は内側になるにつれて上に傾斜して
もよい。遮蔽体１２の入口側の冷却空気流路１５より上
側の内部には図示しない複数の突起が形成されており、
この突起によりキャニスタ１１が遮蔽体１２に支持され
る。The concrete shield 12 comprises a reinforced concrete cylindrical portion 12a having a metal liner 13 on the inner surface, a thick disk 12b for supporting the cylindrical portion, and an upper lid 12c for a canister carry-in / out port. The gap between the inner diameter of the shield 12 and the outer diameter of the canister 11 functions as a cooling air flow path 14. On the lower side of the shield 12,
One or more cooling air passages 15 for communicating the outside of the shield with the cooling air passage 14 are formed. The cooling air flow path 15 on the entrance side is horizontally formed from a first horizontal portion formed horizontally on the outside, a vertical portion extending upward from an inner end of the first horizontal portion, and an upper end of the vertical portion. The second stretches to
It is composed of a horizontal part. The upper surface of the first horizontal portion is located on the same plane as the lower surface of the second horizontal portion or below the lower surface of the second horizontal portion, whereby radiation passing through the second horizontal portion is reflected by the wall surface of the bent portion. So that it does not leak outside. Note that each horizontal portion may be inclined upward as it goes inside. A plurality of projections (not shown) are formed inside the cooling air flow path 15 on the inlet side of the shield 12,
The canister 11 is supported by the shield 12 by the projection.
【００２２】また、遮蔽体１２の上部には、遮蔽体の下
側に形成された冷却空気流路（入口側）１５に対向する
位置に冷却空気流路（出口側）１６が形成されている。
この冷却空気流路（出口側）１６は内側に水平に形成さ
れた第１水平部、第１水平部の外側の端部から上に伸び
る垂直部、及び垂直部の上側端部から外側に水平に伸び
る第２水平部から構成されている。第１水平部の上面は
第２水平部の下面と同一平面上に又は第２水平部の下面
の下側に位置し、これにより第１水平部を通った放射線
が屈曲部の壁面で反射されて外部に漏洩しないようにな
っている。なお、各水平部は外側になるにつれて上に傾
斜してもよい。これらの冷却空気流路（入口）１５及び
冷却空気流路（出口側）１６の内側には、金属製ライナ
ー１３が取り付けられる。A cooling air flow path (outlet side) 16 is formed above the shield 12 at a position opposite to a cooling air flow path (inlet side) 15 formed below the shield. .
The cooling air flow path (outlet side) 16 is formed from a first horizontal portion formed horizontally inside, a vertical portion extending upward from an outer end of the first horizontal portion, and a horizontal portion extending outward from an upper end of the vertical portion. The second horizontal portion extends to the right side. The upper surface of the first horizontal portion is located on the same plane as the lower surface of the second horizontal portion or below the lower surface of the second horizontal portion, whereby radiation passing through the first horizontal portion is reflected on the wall surface of the bent portion. So that it does not leak outside. In addition, each horizontal part may incline upward as it becomes outside. A metal liner 13 is attached inside the cooling air flow path (inlet) 15 and the cooling air flow path (outlet side) 16.
【００２３】冷却空気は冷却空気流路（入口）１５から
遮蔽体内部の下側に導入され、冷却空気流路１４を通過
する際に遮蔽体１２内に装填されたキャニスタ１１を冷
却し、自然対流により遮蔽体内を上昇して冷却空気流路
（出口側）１６から排気される。この過程において、キ
ャニスタ１１内の放射性物質から出る崩壊熱は、冷却空
気流路１４を通る空気の自然対流により外部に排出され
ると共に、崩壊熱の一部はコンクリート製遮蔽体１２の
金属製ライナー１３及び金属製ライナを介してコンクリ
ートに伝達される。The cooling air is introduced from the cooling air flow path (entrance) 15 to the lower side of the inside of the shield, and cools the canister 11 loaded in the shield 12 when passing through the cooling air flow path 14, and is naturally cooled. The air flows upward in the shield by convection and is exhausted from the cooling air flow path (outlet side) 16. In this process, the decay heat from the radioactive substance in the canister 11 is discharged to the outside by natural convection of the air passing through the cooling air flow path 14, and a part of the decay heat is reduced by the metal liner of the concrete shield 12. 13 and to the concrete via the metal liner.
【００２４】コンクリート製遮蔽体１２のスリット１７
は、こうした放射性物質の崩壊熱により遮蔽体円筒部１
２ａに生じる温度勾配による熱変形を吸収するため、円
筒部１２ａ内側より外側に向かって幅を狭めるように形
成すると共に、冷却空気の自然対流により円筒部の鉛直
方向に生じる温度差を考慮して下方より上方に向かって
拡幅するなど、放射性物質貯蔵設備使用時に円筒部の熱
変形を吸収するための必要十分な形状・寸法とすること
を原則とする。The slit 17 of the concrete shield 12
Is caused by the heat of decay of the radioactive material.
In order to absorb the thermal deformation due to the temperature gradient generated in the cylindrical portion 12a, the width is reduced from the inside to the outside of the cylindrical portion 12a, and a temperature difference generated in the vertical direction of the cylindrical portion by natural convection of the cooling air is taken into consideration. In principle, the shape and dimensions should be sufficient and sufficient to absorb the thermal deformation of the cylindrical part when the radioactive material storage facility is used, such as widening from below to above.
【００２５】なお、図示した実施例では、円筒部１２ａ
にスリット１７を１カ所設けた例を示したが、これに限
らず、必要に応じてスリット１７を複数箇所設けても良
く、複数箇所設ける場合には、円周を大略等分割するよ
うスリット１７を配置することが望ましい。また、金属
ライナー１３の内側には所望により断熱材層を設けるこ
とができる。In the illustrated embodiment, the cylindrical portion 12a
Although the example in which one slit 17 is provided is shown in the figure, the present invention is not limited to this, and a plurality of slits 17 may be provided as needed. It is desirable to arrange. Further, a heat insulating material layer can be provided inside the metal liner 13 as desired.
【００２６】また、キャニスタ１１装荷直後より円筒部
１２ａの熱変形によりスリット１７が完全に閉じるまで
間の遮蔽性能を確保するため、スリット１７部に流体や
ゲル状等の放射線遮蔽物質を予め充填し、円筒部の熱変
形時には、これをスリットに設けた排出溝や保持用の凹
部（前述の１７ａとして例示される）に誘導し、内部に
保持するか、外部に排出する機構を設けることが望まし
い。In order to secure the shielding performance from immediately after the loading of the canister 11 to the time when the slit 17 is completely closed due to the thermal deformation of the cylindrical portion 12a, the slit 17 is previously filled with a radiation shielding material such as a fluid or a gel. When the cylindrical portion is thermally deformed, it is desirable to provide a mechanism for guiding the cylindrical portion to a discharge groove or a holding concave portion (illustrated as the above-described 17a) provided in the slit and holding it inside or discharging it outside. .
【００２７】本態様の如き、鉄筋コンクリート構造の遮
蔽体を構成する場合、円筒部１２ａの一体性を必要程度
確保するため、スリット１７を外側に配置された鉄筋
（外周鉄筋）１８位置よりも内側で止め、外周鉄筋１８
は周方向に対して連続して配筋するが、内周鉄筋１９は
スリット部において同方向に分断し、その端部を折り曲
げるなどして円筒部コンクリートに定着する構成とする
ことが強度確保の観点から好ましい。When a shield of a reinforced concrete structure is constructed as in this embodiment, in order to ensure the necessary degree of integrity of the cylindrical portion 12a, the slit 17 is formed inside the position of the reinforcing bar (outer peripheral reinforcing bar) 18 disposed outside. Stopper, outer reinforcing bar 18
Is continuously arranged in the circumferential direction, but the inner reinforcing bar 19 is divided in the same direction at the slit portion, and the end portion is bent and fixed to the cylindrical concrete by securing the strength. Preferred from a viewpoint.
【００２８】別の実施態様として、図３にコンクリート
製遮蔽体を鋼板コンクリート製で構築し、円筒部内面鋼
板及びコンクリート内部に熱変形吸収用のスリットを設
けた例（実施例２）を示す。図４はその概略立断面図で
ある。キャニスタ１１内の放射性物質から出る崩壊熱の
冷却方法やキャニスタの支持方法等は実施例１と同様で
ある。As another embodiment, FIG. 3 shows an example (Example 2) in which a concrete shield is made of steel plate concrete, and a slit for absorbing thermal deformation is provided inside the steel plate inside the cylindrical portion and inside the concrete. FIG. 4 is a schematic vertical sectional view. The method of cooling the decay heat from the radioactive material in the canister 11 and the method of supporting the canister are the same as those in the first embodiment.
【００２９】コンクリート製遮蔽体１２は、円筒部の内
周面外周面に取り付けられた鋼板２０ａ、２０ｂと円筒
状の内部コンクリー卜１２ａ、円筒部１２ａを支持する
厚肉円板１２ｂ、及び、キャニスタ搬入出口の上蓋１２
ｃより構成されている。鋼板２０ａ，２０ｂとコンクリ
ートとは鋼板２０ａ，２０ｂに設けた頭付きスタッド等
のずれ止め２１により一体化されている。入口側及び出
口側の冷却空気流路の形成方法及び構造は実施例１と同
様である。円筒部の内面鋼板２０ａには、内面鋼板２０
ａの熱変形吸収用のスリット１７を設けるが、外面鋼板
２０ｂにはスリット１７を設けない。スリット１７の形
成方法やコンクリート製遮蔽体１２の熱変形によりスリ
ット１７が閉じるまでの間の遮蔽性能の確保の方法等は
実施例１と同様である。The concrete shield 12 includes steel plates 20a and 20b attached to the inner and outer peripheral surfaces of the cylindrical portion, a cylindrical internal concrete 12a, a thick disk 12b supporting the cylindrical portion 12a, and a canister. Upper lid 12 for loading / unloading
c. The steel plates 20a and 20b and the concrete are integrated by a stopper 21 such as a headed stud provided on the steel plates 20a and 20b. The method and structure of forming the cooling air passages on the inlet side and the outlet side are the same as in the first embodiment. The inner steel plate 20a of the cylindrical portion includes the inner steel plate 20a.
The slit 17 for absorbing the thermal deformation of a is provided, but the slit 17 is not provided in the outer steel plate 20b. The method of forming the slit 17 and the method of ensuring the shielding performance until the slit 17 closes due to thermal deformation of the concrete shield 12 are the same as those in the first embodiment.
【００３０】本発明の遮蔽体を構成するコンクリートと
しては、公知のものを適宜、使用することができ、その
製造方法としては、例えば、ミキサーにセメント及び細
骨材・粗骨材を順次投入して数秒間空練りをした後、必
要に応じて、セメント分散剤や減水剤等の添加剤を水と
ともに加えて練り混ぜ、得られたペースト状のコンクリ
ート組成物を型枠に打設して製造する方法が挙げられ
る。As the concrete constituting the shielding body of the present invention, known concrete can be used as appropriate. For example, the concrete can be produced by sequentially charging cement, fine aggregate and coarse aggregate into a mixer. After kneading for several seconds, if necessary, add additives such as a cement dispersant and a water reducing agent together with water and knead, and then cast the obtained paste-like concrete composition into a mold to produce Method.
【００３１】ここで、使用可能なセメントとしては、普
通セメント、早強セメント、中庸熱ポルトランドセメン
ト等の各種ポルトランドセメントのほか、高炉セメン
ト、フライアッシュセメント、シリカフュームセメント
等の各種混合セメントを使用できる。また、必要に応じ
て、本発明の効果を損なわない範囲で、これらのセメン
トに、高炉スラグ微粉末、硅石粉、石灰石粉、シリカヒ
ューム微粉末等の無機質粉体を添加して用いることもで
きる。Here, usable cements include various portland cements such as ordinary cement, early-strength cement and moderately heated portland cement, and various mixed cements such as blast furnace cement, fly ash cement and silica fume cement. Further, if necessary, inorganic powders such as blast furnace slag fine powder, silica stone powder, limestone powder, silica fume fine powder and the like can be added to these cements as long as the effects of the present invention are not impaired. .
【００３２】[0032]
【発明の効果】本発明によれば、コンクリート製遮蔽体
の内外面温度差及び金属製ライナーあるいは内面鋼板の
温度上昇に起因する温度ひび割れを防止し、耐久性能と
遮蔽性能に優れた放射線物質貯蔵設備を提供することが
できる。According to the present invention, it is possible to prevent a temperature difference between the inner and outer surfaces of a concrete shield and a temperature crack caused by a rise in the temperature of a metal liner or an inner steel plate, and to provide a radiation material storage excellent in durability and shielding performance. Equipment can be provided.
【図１】 本発明の第１の実施の形態に係る放射性物質
貯蔵設備の概略平面図を示す。FIG. 1 is a schematic plan view of a radioactive substance storage facility according to a first embodiment of the present invention.
【図２】 図１の放射性物質貯蔵設備の垂直方向の概略
断面図を示す。FIG. 2 is a schematic vertical sectional view of the radioactive substance storage facility of FIG. 1;
【図３】 遮蔽体を鋼鈑コンクリート構造とした第２の
実施例の放射性物質貯蔵設備の概略平面図を示す。FIG. 3 is a schematic plan view of a radioactive substance storage facility of a second embodiment in which the shield has a steel plate concrete structure.
【図４】 図３の放射性物質貯蔵設備の垂直方向の概略
断面図を示す。FIG. 4 is a schematic vertical sectional view of the radioactive substance storage facility of FIG. 3;
【図５】 従来の放射性物質貯蔵設備の水平方向の概略
断面図を示す。FIG. 5 is a schematic cross-sectional view of a conventional radioactive substance storage facility in a horizontal direction.
【図６】 図５の放射性物質貯蔵設備の垂直方向の概略
断面図を示す。6 is a schematic vertical sectional view of the radioactive substance storage facility of FIG. 5;
１０ 放射性物質貯蔵設備 １１ キャニスタ １２ 遮蔽体 １２ａ 遮蔽体円筒部 １２ｂ 遮蔽体円筒部を支持する厚肉円板 １２ｃ 遮蔽体の上蓋 １３ 金属製ライナー １４ 間隙（冷却空気流路） １５ 入口側の冷却空気流路 １６ 出口側の冷却空気流路 １７ スリット １７ａ スリットに形成された凹部 １８ 外側に配置された鉄筋（外周鉄筋） １９ 内周鉄筋 ２０ａ 内面鋼鈑（表面鋼鈑） ２０ｂ 外周部鋼鈑（表面鋼鈑） ２１ 頭付きスタッド（ずれ止め部材） ２０ 断熱材層 DESCRIPTION OF SYMBOLS 10 Radioactive substance storage equipment 11 Canister 12 Shield 12a Shield cylindrical part 12b Thick disk supporting a shield cylindrical part 12c Shield top lid 13 Metal liner 14 Gap (cooling air flow path) 15 Cooling air on the entrance side Channel 16 Cooling air channel on the outlet side 17 Slit 17a Recess formed in slit 18 Reinforcing bar (outer bar) 19 Inner bar 20a Inner steel plate (surface steel plate) 20b Outer steel plate (surface) Steel plate) 21 Stud with head (Slip stopper) 20 Insulation layer
フロントページの続き (72)発明者 田中 幸一郎 東京都中央区銀座八丁目21番１号 株式会 社竹中工務店東京本店内 (72)発明者 石川 幸雄 千葉県印西市大塚１丁目５番地１ 株式会 社竹中工務店技術研究所内 (72)発明者 和泉 意登志 千葉県印西市大塚１丁目５番地１ 株式会 社竹中工務店技術研究所内 (72)発明者 樋口 祥明 千葉県印西市大塚１丁目５番地１ 株式会 社竹中工務店技術研究所内 (72)発明者 岡田 克也 千葉県印西市大塚１丁目５番地１ 株式会 社竹中工務店技術研究所内 (72)発明者 山崎 武久 東京都中央区銀座八丁目21番１号 株式会 社竹中工務店東京本店内Continued on the front page (72) Inventor Koichiro Tanaka 8-21-1, Ginza, Chuo-ku, Tokyo Inside Tokyo Head Office Takenaka Corporation (72) Inventor Yukio Ishikawa 1-5-1, Otsuka, Inzai City, Chiba Pref. Inside Takenaka Corporation Technical Research Institute (72) Inventor Ishizumi Izumi 1-5-1, Otsuka, Inzai City, Chiba Prefecture Incorporated Company Takenaka Corporation Technical Research Institute (72) Inventor Yoshiaki Higuchi 1-5-5 Otsuka, Inzai City, Chiba Prefecture 1 Within Takenaka Corporation Technical Research Institute (72) Inventor Katsuya Okada 1-5-1, Otsuka, Inzai City, Chiba Prefecture 1 Within Takenaka Corporation Technical Research Institute (72) Inventor Takehisa Yamazaki 8-chome Ginza, Chuo-ku, Tokyo No. 21 1 Inside Takenaka Corporation Tokyo Head Office
Claims (3)
筒状のコンクリート製遮蔽体で囲み、該密封体と該遮蔽
体との間に空気流入空間を設け、該空気流入空間の内部
を流れる空気により放射性物質が発生する熱を除去する
放射性物質貯蔵設備において、該円筒状のコンクリート
製遮蔽体の内周を金属製ライナー又は内面鋼板で被覆
し、該金属製ライナー又は内面鋼板と、円筒状のコンク
リート製遮蔽体の少なくとも１部に内面温度上昇による
熱変形を吸収するスリットを設けてなることを特徴とす
る放射性物質貯蔵設備。1. An outside of a sealed body in which a radioactive substance is sealed is surrounded by a cylindrical concrete shield, an air inflow space is provided between the seal and the shield, and the air flows in the air inflow space. In a radioactive material storage facility that removes heat generated by radioactive materials by air, the inner periphery of the cylindrical concrete shield is covered with a metal liner or inner steel plate, and the metal liner or inner steel plate and the cylindrical A slit for absorbing thermal deformation due to an increase in the inner surface temperature is provided in at least a part of the concrete shielding body.
成するスリット中に、コンクリートに比べて剛性の小さ
い放射線遮蔽用の物質を充填することを特徴とする請求
項１に記載の放射性物質貯蔵設備。2. The radioactive substance storage facility according to claim 1, wherein the slit formed in the cylindrical concrete shield is filled with a radiation shielding substance having a lower rigidity than concrete. .
リット中に充填する放射線遮蔽用の物質が液状或いはゲ
ル状の流動性を有する物質であり、スリットの一部に該
放射線遮蔽用の物質をコンクリート製遮蔽体の熱変形時
に内部に保持するための凹部を形成することを特徴とす
る請求項２に記載の放射性物質貯蔵設備。3. The radiation shielding substance filled in the slit formed in the concrete shield is a substance having a liquid or gel-like fluidity, and the radiation shielding substance is partially applied to the concrete. 3. The radioactive substance storage facility according to claim 2, wherein a recess is formed for holding the shield inside when the shield is made thermally deformed.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2000079619A JP4567839B2 (en) | 2000-03-22 | 2000-03-22 | Radioactive material storage equipment |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2000079619A JP4567839B2 (en) | 2000-03-22 | 2000-03-22 | Radioactive material storage equipment |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JP2001264483A true JP2001264483A (en) | 2001-09-26 |
| JP4567839B2 JP4567839B2 (en) | 2010-10-20 |
Family
ID=18596847
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP2000079619A Expired - Fee Related JP4567839B2 (en) | 2000-03-22 | 2000-03-22 | Radioactive material storage equipment |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP4567839B2 (en) |
Cited By (15)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US7590213B1 (en) | 2004-03-18 | 2009-09-15 | Holtec International, Inc. | Systems and methods for storing spent nuclear fuel having protection design |
| US7933374B2 (en) | 2005-03-25 | 2011-04-26 | Holtec International, Inc. | System and method of storing and/or transferring high level radioactive waste |
| US8098790B2 (en) * | 2004-03-18 | 2012-01-17 | Holtec International, Inc. | Systems and methods for storing spent nuclear fuel |
| JP2013170888A (en) * | 2012-02-20 | 2013-09-02 | Ihi Corp | Radiation shield vessel |
| US8798224B2 (en) | 2009-05-06 | 2014-08-05 | Holtec International, Inc. | Apparatus for storing and/or transporting high level radioactive waste, and method for manufacturing the same |
| US9001958B2 (en) | 2010-04-21 | 2015-04-07 | Holtec International, Inc. | System and method for reclaiming energy from heat emanating from spent nuclear fuel |
| US9105365B2 (en) | 2011-10-28 | 2015-08-11 | Holtec International, Inc. | Method for controlling temperature of a portion of a radioactive waste storage system and for implementing the same |
| US9293229B2 (en) | 2010-08-12 | 2016-03-22 | Holtec International, Inc. | Ventilated system for storing high level radioactive waste |
| US9443625B2 (en) | 2005-03-25 | 2016-09-13 | Holtec International, Inc. | Method of storing high level radioactive waste |
| US9514853B2 (en) | 2010-08-12 | 2016-12-06 | Holtec International | System for storing high level radioactive waste |
| US10811154B2 (en) | 2010-08-12 | 2020-10-20 | Holtec International | Container for radioactive waste |
| US10892063B2 (en) | 2012-04-18 | 2021-01-12 | Holtec International | System and method of storing and/or transferring high level radioactive waste |
| US11373774B2 (en) | 2010-08-12 | 2022-06-28 | Holtec International | Ventilated transfer cask |
| US11569001B2 (en) | 2008-04-29 | 2023-01-31 | Holtec International | Autonomous self-powered system for removing thermal energy from pools of liquid heated by radioactive materials |
| US11887744B2 (en) | 2011-08-12 | 2024-01-30 | Holtec International | Container for radioactive waste |
Citations (10)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH0197296U (en) * | 1987-12-21 | 1989-06-28 | ||
| JPH0727897A (en) * | 1993-07-15 | 1995-01-31 | Hitachi Zosen Corp | Radioactive material transportation vessel |
| JPH0843591A (en) * | 1994-07-26 | 1996-02-16 | Nuclear Fuel Ind Ltd | Concrete-made cask |
| JPH10186092A (en) * | 1996-12-24 | 1998-07-14 | Chichibu Onoda Cement Corp | Radioactive object storage cask |
| JPH1162050A (en) * | 1997-08-15 | 1999-03-05 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | Heat-resisting steel plate concrete structure |
| JPH1184069A (en) * | 1997-09-12 | 1999-03-26 | Hitachi Ltd | Concrete module for storing radioactive substance |
| JPH11117407A (en) * | 1997-10-14 | 1999-04-27 | Ohbayashi Corp | Crack inducing joint structure |
| JPH11350617A (en) * | 1998-06-11 | 1999-12-21 | Asahi Chem Ind Co Ltd | Joint structure between large decorative plate for precast concrete composite panel |
| JP2001083296A (en) * | 1999-09-10 | 2001-03-30 | Hitachi Ltd | Container for housing exothermic substance |
| JP2001305275A (en) * | 2000-02-15 | 2001-10-31 | Takenaka Komuten Co Ltd | Radioactive material storage facility |
-
2000
- 2000-03-22 JP JP2000079619A patent/JP4567839B2/en not_active Expired - Fee Related
Patent Citations (10)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH0197296U (en) * | 1987-12-21 | 1989-06-28 | ||
| JPH0727897A (en) * | 1993-07-15 | 1995-01-31 | Hitachi Zosen Corp | Radioactive material transportation vessel |
| JPH0843591A (en) * | 1994-07-26 | 1996-02-16 | Nuclear Fuel Ind Ltd | Concrete-made cask |
| JPH10186092A (en) * | 1996-12-24 | 1998-07-14 | Chichibu Onoda Cement Corp | Radioactive object storage cask |
| JPH1162050A (en) * | 1997-08-15 | 1999-03-05 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | Heat-resisting steel plate concrete structure |
| JPH1184069A (en) * | 1997-09-12 | 1999-03-26 | Hitachi Ltd | Concrete module for storing radioactive substance |
| JPH11117407A (en) * | 1997-10-14 | 1999-04-27 | Ohbayashi Corp | Crack inducing joint structure |
| JPH11350617A (en) * | 1998-06-11 | 1999-12-21 | Asahi Chem Ind Co Ltd | Joint structure between large decorative plate for precast concrete composite panel |
| JP2001083296A (en) * | 1999-09-10 | 2001-03-30 | Hitachi Ltd | Container for housing exothermic substance |
| JP2001305275A (en) * | 2000-02-15 | 2001-10-31 | Takenaka Komuten Co Ltd | Radioactive material storage facility |
Cited By (25)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US9916911B2 (en) | 2004-03-18 | 2018-03-13 | Holtec International, Inc. | Systems and methods for storing spent nuclear fuel |
| US8098790B2 (en) * | 2004-03-18 | 2012-01-17 | Holtec International, Inc. | Systems and methods for storing spent nuclear fuel |
| US8625732B2 (en) | 2004-03-18 | 2014-01-07 | Holtec International, Inc. | Systems and methods for storing spent nuclear fuel |
| US7590213B1 (en) | 2004-03-18 | 2009-09-15 | Holtec International, Inc. | Systems and methods for storing spent nuclear fuel having protection design |
| US11342091B2 (en) | 2004-03-18 | 2022-05-24 | Holtec International | Systems and methods for storing spent nuclear fuel |
| US7933374B2 (en) | 2005-03-25 | 2011-04-26 | Holtec International, Inc. | System and method of storing and/or transferring high level radioactive waste |
| US8351562B2 (en) | 2005-03-25 | 2013-01-08 | Holtec International, Inc. | Method of storing high level waste |
| US11250963B2 (en) | 2005-03-25 | 2022-02-15 | Holtec International | Nuclear fuel storage facility |
| US10373722B2 (en) | 2005-03-25 | 2019-08-06 | Holtec International | Nuclear fuel storage facility with vented container lids |
| US9443625B2 (en) | 2005-03-25 | 2016-09-13 | Holtec International, Inc. | Method of storing high level radioactive waste |
| US11569001B2 (en) | 2008-04-29 | 2023-01-31 | Holtec International | Autonomous self-powered system for removing thermal energy from pools of liquid heated by radioactive materials |
| US8798224B2 (en) | 2009-05-06 | 2014-08-05 | Holtec International, Inc. | Apparatus for storing and/or transporting high level radioactive waste, and method for manufacturing the same |
| US10332642B2 (en) | 2009-05-06 | 2019-06-25 | Holtec International | Apparatus for storing and/or transporting high level radioactive waste, and method for manufacturing the same |
| US10418136B2 (en) | 2010-04-21 | 2019-09-17 | Holtec International | System and method for reclaiming energy from heat emanating from spent nuclear fuel |
| US9001958B2 (en) | 2010-04-21 | 2015-04-07 | Holtec International, Inc. | System and method for reclaiming energy from heat emanating from spent nuclear fuel |
| US11373774B2 (en) | 2010-08-12 | 2022-06-28 | Holtec International | Ventilated transfer cask |
| US9293229B2 (en) | 2010-08-12 | 2016-03-22 | Holtec International, Inc. | Ventilated system for storing high level radioactive waste |
| US10811154B2 (en) | 2010-08-12 | 2020-10-20 | Holtec International | Container for radioactive waste |
| US10217537B2 (en) | 2010-08-12 | 2019-02-26 | Holtec International | Container for radioactive waste |
| US9514853B2 (en) | 2010-08-12 | 2016-12-06 | Holtec International | System for storing high level radioactive waste |
| US11887744B2 (en) | 2011-08-12 | 2024-01-30 | Holtec International | Container for radioactive waste |
| US9105365B2 (en) | 2011-10-28 | 2015-08-11 | Holtec International, Inc. | Method for controlling temperature of a portion of a radioactive waste storage system and for implementing the same |
| JP2013170888A (en) * | 2012-02-20 | 2013-09-02 | Ihi Corp | Radiation shield vessel |
| US10892063B2 (en) | 2012-04-18 | 2021-01-12 | Holtec International | System and method of storing and/or transferring high level radioactive waste |
| US11694817B2 (en) | 2012-04-18 | 2023-07-04 | Holtec International | System and method of storing and/or transferring high level radioactive waste |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JP4567839B2 (en) | 2010-10-20 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| JP2001264483A (en) | Radioactive material storage facility | |
| US4649018A (en) | Container for the storage of radioactive elements | |
| JP6140760B2 (en) | Used nuclear fuel assembly storage container, used nuclear fuel assembly storage container assembly, and spent nuclear fuel assembly storage container assembly method | |
| US5577553A (en) | Regenerator | |
| JP2001141891A (en) | Concrete-made storage container, and storage room of the concrete-made storage container | |
| RU2084975C1 (en) | Container for spent fuel transporting and/or storage | |
| JP4278824B2 (en) | Radioactive material storage equipment | |
| JP2001305275A (en) | Radioactive material storage facility | |
| RU2510770C1 (en) | Container for spent nuclear fuel transportation and/or storage | |
| US3471599A (en) | Method of constructing a containment and radiation shielding system | |
| US6414211B1 (en) | Method of packing a nuclear reactor vessel for decommissioning and removal | |
| JP2001116895A (en) | Radioactive material storage facility | |
| JP4783197B2 (en) | Metal cask and method for manufacturing the same | |
| JP3168189B2 (en) | Cask storage facility | |
| RU2463677C1 (en) | Shipping packaging set for spent fuel assemblies of nuclear reactors | |
| JPH10186092A (en) | Radioactive object storage cask | |
| JPS5930479Y2 (en) | Radioactive material storage container | |
| JP2019132778A (en) | Accident countermeasures, nuclear power plant, and radiation shielding method | |
| FI71030C (en) | KAERNREAKTORSCHAKT | |
| JPH1184069A (en) | Concrete module for storing radioactive substance | |
| JP2002257990A (en) | Container for containing radioactive substance | |
| RU2691099C2 (en) | Method of preparing radioactive dust for long-term storage or burial and device for its implementation | |
| JP2948332B2 (en) | Shielding container | |
| JP2000304893A (en) | Radiation shielding concrete and its manufacture | |
| JP5696457B2 (en) | Vitrified substance storage facility |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| A621 | Written request for application examination |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A621 Effective date: 20061227 |
|
| A977 | Report on retrieval |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A971007 Effective date: 20090219 |
|
| A131 | Notification of reasons for refusal |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131 Effective date: 20090310 |
|
| A521 | Written amendment |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523 Effective date: 20090511 |
|
| A131 | Notification of reasons for refusal |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131 Effective date: 20090707 |
|
| A521 | Written amendment |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523 Effective date: 20090907 |
|
| TRDD | Decision of grant or rejection written | ||
| A01 | Written decision to grant a patent or to grant a registration (utility model) |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A01 Effective date: 20100803 |
|
| A01 | Written decision to grant a patent or to grant a registration (utility model) |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A01 |
|
| A61 | First payment of annual fees (during grant procedure) |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A61 Effective date: 20100806 |
|
| R150 | Certificate of patent or registration of utility model |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R150 |
|
| FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20130813 Year of fee payment: 3 |
|
| LAPS | Cancellation because of no payment of annual fees |