JP2005069831A - Concrete cask - Google Patents

Concrete cask Download PDF

Info

Publication number
JP2005069831A
JP2005069831A JP2003299231A JP2003299231A JP2005069831A JP 2005069831 A JP2005069831 A JP 2005069831A JP 2003299231 A JP2003299231 A JP 2003299231A JP 2003299231 A JP2003299231 A JP 2003299231A JP 2005069831 A JP2005069831 A JP 2005069831A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
concrete
outer shell
cask
temperature
curve
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.)
Pending
Application number
JP2003299231A
Other languages
Japanese (ja)
Inventor
Yasuhiro Fujimoto
安宏 藤元
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.)
PS Mitsubishi Construction Co Ltd
Original Assignee
PS Mitsubishi Construction Co Ltd
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 PS Mitsubishi Construction Co Ltd filed Critical PS Mitsubishi Construction Co Ltd
Priority to JP2003299231A priority Critical patent/JP2005069831A/en
Publication of JP2005069831A publication Critical patent/JP2005069831A/en
Pending legal-status Critical Current

Links

Images

Classifications

    • 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

  • Filling Or Discharging Of Gas Storage Vessels (AREA)

Abstract

<P>PROBLEM TO BE SOLVED: To provide a concrete-made cask which is a vessel for storing and transporting spent nuclear fuel of nuclear power station. <P>SOLUTION: The cask comprises a cylindrical outer shell consisting of a multitude of precast prestressed concrete segments 11 split circumferentially and generatrix direction, inner liner 14 consisting of steel pipe, and concrete 15 inserted in between the segments 11 and the inner liner 14 and is provided with a bottom plate and an upper lid. The segments 11 are arranged in stagger on the cylindrical surface and combined in one by stressing PC tension members 12 and 13 arranged in X-shaped net in circumferential direction and cross direction. <P>COPYRIGHT: (C)2005,JPO&NCIPI

Description

本発明は、コンクリートキャスクに関する。   The present invention relates to a concrete cask.

キャスク(cask)は、原子力発電所の使用済み燃料を保管、運搬する容器であって、従来中性子遮蔽材を内蔵した金属製外壁内に、鋼製の胴部を備え、その中にリサイクル燃料を収納したバスケットを収納し、一次蓋、2次蓋の二重の蓋を備えたものが用いられている。収納容量は、通常、約10トンで、容器の外径寸法は直径2〜3m、高さ5〜6mである。   A cask is a container for storing and transporting spent fuel from a nuclear power plant. It has a steel body inside a metal outer wall that has previously contained a neutron shielding material, and contains recycled fuel. The basket which accommodated the accommodated basket and provided with the double lid | cover of a primary lid and a secondary lid is used. The storage capacity is usually about 10 tons, and the outer diameter of the container is 2 to 3 m in diameter and 5 to 6 m in height.

キャスクは、原子力発電所の使用済みリサイクル燃料を安全に貯蔵するために様々な機能を備えることを要する。例えば中性子遮蔽材等によってリサイクル燃料から発生する放射線を遮蔽し、胴部の外に設けられた伝熱フィン等によってキャスクの外部に熱を逃がし、外気の自然対流によって冷却する。また、中性子吸収剤を加えたバスケットで、核分裂の連鎖反応が起こるのを防止する。さらに、蓋を二重構造とすることによって放射性物質を確実に閉じこめるようになっている。   The cask is required to have various functions in order to safely store the spent recycled fuel of the nuclear power plant. For example, radiation generated from recycled fuel is shielded by a neutron shielding material or the like, heat is released to the outside of the cask by heat transfer fins or the like provided outside the trunk portion, and cooling is performed by natural convection of outside air. It also prevents the fission chain reaction from occurring in the basket with neutron absorber. Furthermore, the radioactive material can be reliably enclosed by making the lid into a double structure.

鋼板製の内外筒の間にコンクリートを打設して形成した鋼板コンクリートキャスクのひび割れ性能評価試験が報告されている(非特許文献1。)。
(社)日本原子力学会「2002年春の年会」(2003年3月27〜29日、 神戸商船大学)p296〜297
A crack performance evaluation test of a steel sheet concrete cask formed by placing concrete between steel sheet inner and outer cylinders has been reported (Non-patent Document 1).
Japan Atomic Energy Society "Spring Annual Meeting 2002" (March 27-29, 2003, Kobe MOL) p296-297

原子力発電所の使用済み燃料は、再処理工場で再処理されるが、再処理までの中間貯蔵が必要で、キャスクが用いられている。コンクリート製キャスクは既に海外において実用化されていると言われている。   Spent fuel from nuclear power plants is reprocessed at a reprocessing plant, but requires intermediate storage until reprocessing, and cask is used. It is said that concrete cask has already been put to practical use overseas.

本発明者らは、実用的なコンクリート製のキャスクの製造について研究を重ね、コンクリートキャスク製造時のコンクリートの水和熱及びリサイクル燃料貯蔵時の燃料の崩壊熱による温度応力がコンクリート容器に与える影響の解明を行い、品質の点で優れているプレキャストコンクリート型枠(外殻)を用いて、耐久性に富み経済的なコンクリート容器の開発を行った。   The present inventors have conducted research on the production of a practical concrete cask, and the influence of the temperature stress on the concrete container due to the heat of hydration of the concrete during the production of the concrete cask and the decay heat of the fuel during storage of the recycled fuel. We have clarified and developed a durable and economical concrete container using precast concrete formwork (outer shell) which is excellent in terms of quality.

本発明はこれらの研究結果に基いて実用的なコンクリートキャスクを開発し、これを提供することを目的とするものである。   The present invention aims to develop and provide a practical concrete cask based on these research results.

本発明は、上記実情に鑑み開発されたもので、その技術手段は、プレキャストコンクリートからなる円筒形のプレストレストコンクリート外殻と、鋼管からなる内周ライナと、前記外殻と内周ライナ間に介装したコンクリートとからなり、底板及び上面蓋を備えたことを特徴とするコンクリートキャスクである。以下プレストレストコンクリート外殻をPC外殻と記す。   The present invention has been developed in view of the above circumstances, and technical means thereof include a cylindrical prestressed concrete outer shell made of precast concrete, an inner peripheral liner made of steel pipe, and an intermediate between the outer shell and the inner peripheral liner. A concrete cask comprising a bottom plate and a top cover. Hereinafter, the prestressed concrete outer shell is referred to as a PC outer shell.

上記コンクリートキャスクにおいて、前記円筒形の外殻は、円周方向及び母線方向に分割された多数のセグメントからなり、該セグメントが円筒面に千鳥に配置され、円周方向及び縦横X字網目状に配設されたPC緊張材を緊張して一体化した外殻とすると、製造が容易であり、好適である。   In the above-described concrete cask, the cylindrical outer shell is composed of a number of segments divided in the circumferential direction and the generatrix direction, and the segments are arranged in a staggered manner on the cylindrical surface, and are arranged in a circumferential and vertical and horizontal X-shaped mesh shape. When the arranged PC shell is made into an integrated outer shell by tension, it is easy to manufacture and is preferable.

また前記円筒形の外殻は円周輪切り状に分割された複数のリングからなり、フープ方向及び母線方向に配設したPC緊張材を緊張して一体化した外殻としてもよい。   The cylindrical outer shell may be formed of a plurality of rings divided in a circular ring shape, and may be an outer shell obtained by tensioning and integrating PC tendons arranged in the hoop direction and the busbar direction.

さらに、前記円筒形の外殻は円筒を母線に沿って分割した円弧状板からなり、該円弧状板が円周方向に配列され、円周方向に配設したPC緊張材を緊張して一体化した外殻としてもよい。   Further, the cylindrical outer shell is an arc-shaped plate obtained by dividing the cylinder along the generatrix, the arc-shaped plates are arranged in the circumferential direction, and the PC tension members arranged in the circumferential direction are tensioned and integrated. The outer shell may be a modified one.

本発明によれば、内部コンクリート打設による温度上昇を解析値で推定することができ、また温度降下による内部コンクリートのひび割れ抑制を図ることができる。また、使用済み燃料の温度上昇に伴う熱応力による内部コンクリートのひび割れも抑制できる。さらにプレキャストプレストレストコンクリート外殻はプレストレスによりひび割れ発生を制御することができ、コンクリートキャスクに全く欠陥が発生しない。これらの対応は、コンクリートキャスクの使用条件、使用地の立地条件、その他の条件を加味したプレストレスの導入量を設計することにより、種々の条件に対応することができる。   According to the present invention, it is possible to estimate an increase in temperature due to the placement of internal concrete by an analytical value, and it is possible to suppress cracking of the internal concrete due to a temperature drop. In addition, cracking of the internal concrete due to thermal stress accompanying the temperature rise of the spent fuel can be suppressed. Furthermore, the precast prestressed concrete outer shell can control the occurrence of cracks by prestress, and no defects occur in the concrete cask. These measures can respond to various conditions by designing the introduction amount of prestress in consideration of the use condition of the concrete cask, the location condition of the use place, and other conditions.

なお、転倒とか、縦方向の温度分布による熱応力に対応して母線方向のプレストレス導入量を適切に定めることができる。   It should be noted that the amount of prestress introduced in the busbar direction can be appropriately determined in accordance with the thermal stress caused by the fall or the temperature distribution in the vertical direction.

このように、本発明のコンクリートキャスクはプレストレスが導入されたPC部材の曲げ剛性、引張剛性により内部コンクリートの熱応力によるPC外殻及び内部コンクリートのひび割れを完全に防止することができる。   Thus, the concrete cask of the present invention can completely prevent cracking of the PC outer shell and the internal concrete due to the thermal stress of the internal concrete due to the bending rigidity and tensile rigidity of the PC member into which the prestress is introduced.

従って、信頼性の高い高品質のコンクリートキャスクを得ることができ、寄与するところが大である。   Therefore, a highly reliable and high-quality concrete cask can be obtained and contributes greatly.

まず本発明を完成するに至った研究経過について説明する。   First, the course of research that led to the completion of the present invention will be described.

従来のコンクリートキャスクは、原子炉の使用済み燃料を装入したバスケットを円筒状の金属キャニスタ内に内蔵させ、この金属キャニスタの外周にコンクリートの円筒壁を備えている。そして、底部に設けた冷却空気入口から冷却空気を取り入れ、この冷却空気を金属キャニスタとコンクリート円筒壁との問の隙間を通過させ、上端近傍の冷却空気排出口から排出するようになっている。   In a conventional concrete cask, a basket charged with spent fuel of a nuclear reactor is built in a cylindrical metal canister, and a concrete cylindrical wall is provided on the outer periphery of the metal canister. And cooling air is taken in from the cooling air inlet provided in the bottom part, this cooling air is made to pass through the clearance gap between a metal canister and a concrete cylindrical wall, and is discharged | emitted from the cooling air discharge port near upper end.

前記報道では、耐熱性を向上し、150℃の高温で長期使用可能なコンクリート材を開発したとしている。   According to the report, a concrete material that has improved heat resistance and can be used for a long time at a high temperature of 150 ° C. is reported.

本発明者らは、これとは異なるアプローチで研究した。すなわち、実際のコンクリートキャスクに生ずる熱応力を解析し、冷却空気を通過させることを省略することの可能性を追求すると共に、コンクリート円筒壁(シェル)に十分な強度を付与する技術について検討した。   The inventors studied with a different approach. That is, the thermal stress generated in an actual concrete cask was analyzed, the possibility of omitting the passage of cooling air was pursued, and a technique for imparting sufficient strength to the concrete cylindrical wall (shell) was examined.

以下図面を参照して本発明に係る実験と本発明の実施の形態を説明する。   Hereinafter, an experiment and an embodiment of the present invention will be described with reference to the drawings.

予備試験として、図5に示すように、鋼管から成る内周ライナ32の外周に鉄筋コンクリート円筒31を形成した合成筒体30を製造し、内周ライナ32の中に使用ずみ原子燃料を装入し、密閉して放置した。その結果、鉄筋コンクリート円筒31に多数のクラック33が発生した。これは使用済み原子燃料の発熱によるコンクリートの温度上昇に伴う膨張に由来するクラックと認められた。   As a preliminary test, as shown in FIG. 5, a synthetic cylinder 30 in which a reinforced concrete cylinder 31 is formed on the outer periphery of an inner peripheral liner 32 made of a steel pipe is manufactured, and used nuclear fuel is charged into the inner peripheral liner 32. , Sealed and left. As a result, many cracks 33 occurred in the reinforced concrete cylinder 31. This was recognized as a crack originating from the expansion of the concrete due to the heat generated from the spent nuclear fuel.

次に、コンクリートキャスク製造時を想定したコンクリートキャスクモデル実験を行い、さらに原子炉使用済み燃料貯蔵時の温度解析、応力解析を行い、コンクリートキャスクの伝熱試験を行い、その結果に基づいて本発明を完成した。   Next, a concrete cask model experiment was conducted assuming that the concrete cask was manufactured. Further, temperature analysis and stress analysis during storage of spent nuclear reactor fuel were performed, and heat transfer tests were performed on the concrete cask. Was completed.

図6(a)に、コンクリートキャスク製造時の温度及びひずみ解析のための実験用の容器40の平面図、図6(b)にその縦断面図を示した。図6(a)、図6(b)に示すように、内径2000mm、外径2350mm、高さ2430mmのコンクリート容器40を円周4分割したピース41で製作し、接合端面42に5mm厚のクロロプレンゴムを貼着して一体に組立て、外周にPC鋼より線43として1T15.2を8本巻きつけて締付けた。この容器40中に早強ポルトランドセメントを使用したコンクリートを打設した。   FIG. 6A shows a plan view of an experimental container 40 for temperature and strain analysis at the time of manufacturing a concrete cask, and FIG. 6B shows a longitudinal sectional view thereof. As shown in FIGS. 6A and 6B, a concrete container 40 having an inner diameter of 2000 mm, an outer diameter of 2350 mm, and a height of 2430 mm is manufactured by a piece 41 divided into four circumferences, and a chloroprene having a thickness of 5 mm is formed on the joining end face 42. Rubber was stuck and assembled together, and 8 1T15.2 wires were wound around the outer periphery as PC steel strands 43 and tightened. Concrete using early-strength Portland cement was placed in the container 40.

図7(a)は熱電対45の配列を示すもので平面図、図7(b)は図7(a)のA−A矢視縦断面図である。図8(a)は容器40のひずみ測定位置を示すもので図8(a)は平面図、図8(b)はそのB−B矢視縦断面図である。図8(a)、図8(b)に示すように各所にひずみ計46及びモールドゲージ47を配設した。   FIG. 7A shows the arrangement of the thermocouple 45 and is a plan view, and FIG. 7B is a vertical cross-sectional view taken along the line AA in FIG. 7A. 8A shows a strain measurement position of the container 40, FIG. 8A is a plan view, and FIG. 8B is a vertical cross-sectional view taken along the line BB. As shown in FIG. 8A and FIG. 8B, a strain gauge 46 and a mold gauge 47 are provided at various locations.

コンクリートを打設し、温度及びひずみを測定した。経過時間(日)と温度(℃)との推移を図9に示した。図9中、太線の実線51及び破線52は中心部の実測値及び解析値、細線の実線54及び破線55は側面の実測値及び解析値、2点鎖線57は外気温度の推移を示すものである。中心部は最高温度53がほぼ90℃、側面は最高温度56がほぼ42〜45℃であった。図9に示すように実測値と解析値とはよく一致している。   Concrete was placed and the temperature and strain were measured. The transition of elapsed time (days) and temperature (° C.) is shown in FIG. In FIG. 9, the thick solid line 51 and the broken line 52 indicate the actual measurement value and analysis value of the central portion, the thin solid line 54 and the broken line 55 indicate the actual measurement value and analysis value of the side surface, and the two-dot chain line 57 indicates the transition of the outside air temperature. is there. The central portion had a maximum temperature 53 of approximately 90 ° C., and the side surface had a maximum temperature 56 of approximately 42 to 45 ° C. As shown in FIG. 9, the actual measurement value and the analysis value are in good agreement.

解析に用いた物性値は次の通りである。   The physical property values used in the analysis are as follows.

断熱温度上昇式(℃):
T=64.2(1−e-2.29t
表面熱伝達率(W/m2℃):
上面=3、側面=10、下面=6
熱伝導率(W/m2℃):2.4
密度(kg/m3):2400
比熱(kJ/kg℃):1.3
次に経過時間(日)とひずみ(μm)との関係を図10に示した。太線の実線61及び破線62はそれぞれPC型枠の実測値及び解析値、細線の実線63及び破線64は比較型枠の実測値及び解析値である。実測値61、63は解析値62、64とほぼ良好な一致を示している。
Adiabatic temperature rise type (℃):
T = 64.2 (1-e- 2.29t )
Surface heat transfer coefficient (W / m 2 ° C):
Upper surface = 3, side surface = 10, lower surface = 6
Thermal conductivity (W / m 2 ° C): 2.4
Density (kg / m 3 ): 2400
Specific heat (kJ / kg ° C): 1.3
Next, the relationship between elapsed time (days) and strain (μm) is shown in FIG. The thick solid line 61 and the broken line 62 are the actual measurement value and analysis value of the PC formwork, and the thin solid line 63 and the broken line 64 are the actual measurement value and analysis value of the comparison formwork, respectively. The actual measurement values 61 and 63 are almost in good agreement with the analysis values 62 and 64.

次に、使用済み燃料貯蔵時を想定した温度及び応力解析を行った。   Next, temperature and stress analysis was performed assuming that spent fuel was stored.

解析条件は次の通りである。   The analysis conditions are as follows.

Figure 2005069831
Figure 2005069831

外気温(℃)を25℃とし内部空気温度上昇速度を2(℃/h)とした。   The outside air temperature (° C.) was 25 ° C., and the internal air temperature increase rate was 2 (° C./h).

図11は試験用容器70の壁の断面図である。鋼管71の外側に、PC外殻74を配設して型枠とし、その間にコンクリート壁75を打設したもので、コンクリート壁の上下面に断熱材76を備えている。図12は図11の断面の温度解析結果を示す図である。図13はPC外殻と内部コンクリートとの縁を切った場合について、図14は一体構造の場合について、応力解析を行った結果を示したものである。   FIG. 11 is a cross-sectional view of the wall of the test container 70. A PC outer shell 74 is disposed outside the steel pipe 71 to form a mold, and a concrete wall 75 is placed between them. A heat insulating material 76 is provided on the upper and lower surfaces of the concrete wall. FIG. 12 is a diagram showing the temperature analysis result of the cross section of FIG. FIG. 13 shows the result of the stress analysis for the case where the edge of the PC outer shell and the internal concrete is cut, and FIG. 14 shows the result of the stress analysis for the integral structure.

図13では内部コンクリートに応力の高い部分が生じ、PC外殻には大きな応力が生じないが、図14では内部コンクリートは応力が小さく、PC外殻に応力の高い部分が生ずる。応力の高い部分にプレストレストコンクリートを用いれば耐力が十分となり、また、コンクリートにひび割れ等が生じない。   In FIG. 13, a high stress portion is generated in the inner concrete and no large stress is generated in the PC outer shell. However, in FIG. 14, the inner concrete has a low stress and a high stress portion is generated in the PC outer shell. If prestressed concrete is used in the part where the stress is high, the proof stress will be sufficient and the concrete will not crack.

次に、貯蔵時の実験を図15に示す容器80について行った。図15は、内径1640mm、厚さ9mmの鋼管ライナ81の外側に外径3400mm、高さ1800mm、厚さ200mmのPC型枠82を配設し、その中間に厚さ671mmのコンクリート壁83を形成したものである。コンクリート壁83の上下面には断熱材85を配置し、PC型枠の外周面にはPC鋼より線84が巻きつけられている。   Next, an experiment at the time of storage was performed on the container 80 shown in FIG. In FIG. 15, a PC mold 82 having an outer diameter of 3400 mm, a height of 1800 mm, and a thickness of 200 mm is disposed outside a steel pipe liner 81 having an inner diameter of 1640 mm and a thickness of 9 mm, and a concrete wall 83 having a thickness of 671 mm is formed therebetween. It is a thing. A heat insulating material 85 is disposed on the upper and lower surfaces of the concrete wall 83, and a PC steel wire 84 is wound around the outer peripheral surface of the PC mold.

図16及び図17にそれぞれ容器80に設けた温度測定位置86及びひずみ測定位置を示した。図16(a)は容器80の平面図、図16(b)はそのC−C矢視図、図17(a)は容器80の平面図、図17(b)はそのD−D矢視図である。ひずみ計は埋込みひずみゲージ87及びモールドゲージ88である。   FIGS. 16 and 17 show the temperature measurement position 86 and the strain measurement position provided in the container 80, respectively. 16 (a) is a plan view of the container 80, FIG. 16 (b) is its CC arrow view, FIG. 17 (a) is its top view, and FIG. 17 (b) is its DD arrow view. FIG. The strain gauges are an embedded strain gauge 87 and a mold gauge 88.

容器内にヒータ及び水を入れ、ヒータによって水温を上昇させた。水温は図5に示す容器で行った予備試験データから、70℃まで上昇させ、鋼管ライナの内側で65℃になるようにした。   A heater and water were placed in the container, and the water temperature was raised by the heater. The water temperature was raised from the preliminary test data conducted in the container shown in FIG. 5 to 70 ° C. so that it reached 65 ° C. inside the steel pipe liner.

図18に温度と経過時間との関係を示した。横軸は経過日数、縦軸は温度を示し、図中曲線91は型枠側面、曲線92は型枠と内部コンクリート面、曲線93は内部コンクリート中央、曲線94はライナと内部コンクリート面、曲線95はライナ側面の温度をそれぞれ示し、曲線96は外気温を示している。   FIG. 18 shows the relationship between temperature and elapsed time. The horizontal axis indicates the number of days elapsed, and the vertical axis indicates the temperature. In the figure, the curve 91 is the side of the formwork, the curve 92 is the formwork and the internal concrete surface, the curve 93 is the center of the internal concrete, the curve 94 is the liner and the internal concrete surface, and the curve 95 Indicates the temperature of the liner side surface, and the curve 96 indicates the outside air temperature.

図19に中段部半径方向の温度分布を示した。横軸は半径方向の中心、ライナ側、型枠側を示し、縦軸は温度(℃)曲線101、102、103、104、105、106、107、108はそれぞれ経過日数0.5日、1日、2日、3日、7日、10日、14日、16日のデータを示している。   FIG. 19 shows the temperature distribution in the middle step radial direction. The horizontal axis indicates the center in the radial direction, the liner side, and the mold side, and the vertical axis indicates the temperature (° C.) curves 101, 102, 103, 104, 105, 106, 107, and 108, respectively. Data on the 2nd, 3rd, 7th, 10th, 14th, and 16th are shown.

図20は経過時間とひずみとの関係を示すもので、曲線111は上段内部コンクリート型枠側、曲線112は中段内部コンクリート中心から270mmの型枠側、曲線113は中段内部コンクリート中心、曲線114は中段内部コンクリート中心から270mmの型枠側ライナ側、曲線115は下段内部コンクリート型枠側のひずみをそれぞれ示すものである。   FIG. 20 shows the relationship between elapsed time and strain. Curve 111 is the upper internal concrete formwork side, curve 112 is the formwork side 270 mm from the middle internal concrete center, curve 113 is the middle internal concrete center, and curve 114 is 270 mm from the middle internal concrete center, the mold side liner side, curve 115 indicates the strain on the lower internal concrete form side.

図21に伝熱試験における温度と経過時間との関係を示した。横軸は経過日数、縦軸は温度(℃)を示すもので、曲線121は型枠側面、曲線122は型枠と内部コンクリート面、曲線123は内面コンクリート中央、曲線124はライナと内部コンクリート面、曲線125はライナ側面の温度を示し、曲線126は外気温の推移、曲線127はヒーター温度である。   FIG. 21 shows the relationship between the temperature and the elapsed time in the heat transfer test. The horizontal axis indicates the number of days elapsed, and the vertical axis indicates the temperature (° C.). The curve 121 is the side of the mold, the curve 122 is the mold and the inner concrete surface, the curve 123 is the center of the inner concrete, and the curve 124 is the liner and the inner concrete surface. , Curve 125 shows the temperature of the liner side surface, curve 126 is the transition of the outside air temperature, and curve 127 is the heater temperature.

図22に中段部半径方向の温度分布を示した。曲線131は昇温開始時の温度分布、曲線132、133、134、135、136、137、138、139はそれぞれ経過日数1日、2日、3日、4日、5日、6日、7日、8日の温度分布データを示している。   FIG. 22 shows the temperature distribution in the radial direction of the middle stage. Curve 131 is the temperature distribution at the start of temperature rise, and curves 132, 133, 134, 135, 136, 137, 138, and 139 are the elapsed days 1, 2, 3, 4, 5, 6 and 7, respectively. The temperature distribution data on the 8th and 8th are shown.

図23にひずみと経過時間の関係を示した。曲線141は上段内部コンクリート型枠側、曲線142は中段内部コンクリート中心から270mmの型枠側、曲線143は中段内部コンクリート中心、曲線144は中段内部コンクリート中心から270mmの型枠側ライナ側、曲線145は下段内部コンクリート型枠側のひずみをそれぞれ示している。   FIG. 23 shows the relationship between strain and elapsed time. Curve 141 is the upper inner concrete formwork side, curve 142 is the 270 mm formwork side from the middle inner concrete center, curve 143 is the middle inner concrete center, curve 144 is the mold side liner side 270 mm from the middle inner concrete center, curve 145 Indicates the strain on the lower internal concrete formwork side.

図24に緊張力ΔPと経過時間との関係を示した。横軸は経過日数、縦軸は緊張力ΔP(N)を示した。16日経過したとき、ヒータの昇温を開始した。曲線151は上から2本目のPC鋼ワイヤ、曲線152は上から5本目のPC鋼より線を示している。   FIG. 24 shows the relationship between the tension force ΔP and the elapsed time. The horizontal axis represents the number of days elapsed, and the vertical axis represents the tension force ΔP (N). When 16 days passed, the heater started to rise in temperature. Curve 151 indicates the second PC steel wire from the top, and curve 152 indicates the fifth PC steel strand from the top.

次に型枠の昇温開始からの表面ひずみの変化を図26に示した。図25は型枠74の側面図で図中K1〜K8はひずみを測定した測定位置及び測定方向を示している。図26はその経時変化を示すチャートで、K1〜K8は図15に示したものと一致させて示した。   Next, the change of the surface strain from the start of temperature rising of the mold is shown in FIG. FIG. 25 is a side view of the mold 74, and K1 to K8 in the figure indicate measurement positions and measurement directions at which strain is measured. FIG. 26 is a chart showing the change over time, and K1 to K8 are shown in agreement with those shown in FIG.

図26に示す型枠表面ひずみゲージの経時変化から、ひび割れが発生しないことが示されている。またPC鋼材によるフープ方向又は鉛直方向プレストレスによる拘束力により内部コンクリートにひび割れを発生させない。   From the change with time of the mold surface strain gauge shown in FIG. 26, it is shown that no cracks occur. Also, cracks are not generated in the internal concrete due to the restraining force caused by the hoop direction or vertical prestress caused by the PC steel material.

以上の実験の結果、
(1)製造時を想定したコンクリートキャスク実験では、断熱温度上昇式、表面熱伝達率、線膨張係数を適切に設定することにより、温度、ひずみの実測値と解析値はほぼ一致した。
(2)貯蔵時を想定した温度応力解析により、PC外殻と内部コンクリートを一体構造にすることによって内部コンクリートの中間部の引張応力を小さくできることが明確になった。
(3)コンクリートキャスク伝熱試験により、コンクリート製造時におけるセメントの水和熱によるコンクリートキャスクの温度及びひずみ履歴を得た。
(4)使用済み燃料貯蔵時の模式的試験により、温度分布、ひずみ分布及びそれらの経時変化が明らかになった。従って、これらのデータに基いてコンクリートキャスクの外周にPC外殻を適切に設計することが可能であることが明確になった。
As a result of the above experiment,
(1) In the concrete cask experiment assuming the time of production, the measured values of the temperature and strain and the analytical values almost coincided with each other by appropriately setting the adiabatic temperature rise equation, the surface heat transfer coefficient, and the linear expansion coefficient.
(2) It was clarified that the tensile stress at the intermediate part of the internal concrete can be reduced by integrating the PC shell and the internal concrete by the temperature stress analysis assuming storage.
(3) The concrete cask heat transfer test obtained the temperature and strain history of the concrete cask due to the heat of hydration of cement during concrete production.
(4) Schematic tests during spent fuel storage revealed temperature distribution, strain distribution, and changes with time. Therefore, it became clear that the PC outer shell can be appropriately designed on the outer periphery of the concrete cask based on these data.

以上の知見に基づき、PC外殻を型枠として、適切な設計により、使用済み燃料貯蔵容器を得ることができるとの知見を得た。   Based on the above findings, we have obtained the knowledge that a spent fuel storage container can be obtained with an appropriate design using the PC outer shell as a formwork.

本発明は以上の結果に基いて、PC外殻を用いた使用済み燃料貯蔵容器を開発したものである。その具体例を図を参照して説明する。図1〜図4は本発明の実施例のコンクリートキャスクを示す斜視図である。   Based on the above results, the present invention has developed a spent fuel storage container using a PC outer shell. A specific example will be described with reference to the drawings. 1 to 4 are perspective views showing a concrete cask according to an embodiment of the present invention.

本発明のコンクリートキャスクは、プレキャストプレストレストコンクリートから成る円筒形の外殻と、鋼管からなる内周ライナと、前記外殻と内周ライナ間に介装したコンクリートとからなり、底板及び上面蓋を備えている。   The concrete cask of the present invention comprises a cylindrical outer shell made of precast prestressed concrete, an inner peripheral liner made of steel pipe, and concrete interposed between the outer shell and the inner peripheral liner, and includes a bottom plate and an upper surface lid. ing.

図1に示すコンクリートキャスク10は、輪切り状の円周を複数分割した多角形状のセグメント11を、円筒形に組合せ円周PC鋼材12と、X字状に円周及び長手方向に傾斜したPC鋼材13とで構成したPC殻を形成し、内部の鋼製ライナ14との間にコンクリート15を打設して形成されたものである。コンクリート15は放射線遮蔽性能を有するコンクリートとすることは当然である。   A concrete cask 10 shown in FIG. 1 includes a polygonal segment 11 obtained by dividing a plurality of circular cut circumferences into a cylindrical shape, a combined circumferential PC steel material 12, and an X-shaped circumferentially and longitudinally inclined PC steel material. 13 is formed, and concrete 15 is placed between the inner steel liner 14 and the PC shell. Naturally, the concrete 15 is a concrete having radiation shielding performance.

図2は、図1の多角形のセグメント11の代りに矩形円弧状のセグメント11を用いた例である。   FIG. 2 is an example in which a rectangular arc segment 11 is used instead of the polygonal segment 11 of FIG.

図3は、円筒リング状のセグメント16を長手方向につなぎ合わせ、母線に平行なPC鋼材17で長手方向を締めつけて形成した例である。   FIG. 3 shows an example in which cylindrical ring-shaped segments 16 are joined in the longitudinal direction and the longitudinal direction is fastened with a PC steel material 17 parallel to the bus bar.

以上の図1〜図3の実施例ではPC外殻にプレストレスを導入した後、鋼製ライナと型枠間に場所打ちコンクリート15を打設するとよい。   In the embodiment shown in FIGS. 1 to 3, after prestress is introduced into the PC outer shell, the cast-in-place concrete 15 is preferably placed between the steel liner and the mold.

図4は、円周を複数分割した円弧板状のセグメント21を組み合わせて、円周方向PC鋼材22で周方向を結合した例で、各セグメント21の外面にピラスタ23を形成しておき、PC鋼材をここで交差させて締付ける。長手方向はプレテンション方式で予めプレストレスを導入しておけばよい。この実施例ではプレキャスト型枠を組立てて場所打ちコンクリートを打設し、その後円周方向プレストレスを導入するとよい。   FIG. 4 is an example in which circular plate-like segments 21 each having a plurality of circumferences are combined, and the circumferential direction is coupled by a circumferential PC steel material 22. Pillars 23 are formed on the outer surface of each segment 21. The steel is crossed here and tightened. In the longitudinal direction, prestress may be introduced in advance by a pretension method. In this embodiment, the precast formwork is assembled and cast-in-place concrete is cast, and then circumferential prestress is introduced.

以上のコンクリートキャスクの大きさは外径2〜3m、高さ5〜6mである。円周PC鋼材は上記実験から得られたひずみを抑制する緊張力を有するものとすればよく、また、格別の空気取入口や空気排出口等を設けて冷却する必要はない。   The size of the above concrete cask is 2 to 3 m in outer diameter and 5 to 6 m in height. The circumferential PC steel material only needs to have a tension that suppresses the strain obtained from the above-described experiment, and there is no need to provide a special air intake or air discharge port or the like for cooling.

本発明の実施例のコンクリートキャスクを示す斜視図である。It is a perspective view which shows the concrete cask of the Example of this invention. 本発明の実施例のコンクリートキャスクを示す斜視図である。It is a perspective view which shows the concrete cask of the Example of this invention. 本発明の実施例のコンクリートキャスクを示す斜視図である。It is a perspective view which shows the concrete cask of the Example of this invention. 本発明の実施例のコンクリートキャスクを示す斜視図である。It is a perspective view which shows the concrete cask of the Example of this invention. 予備試験の合成筒体の斜視図である。It is a perspective view of the synthetic cylinder of a preliminary test. コンクリートキャスク製造時の温度及びひずみ解析のための実験用の容器の平面図である。It is a top view of the container for experiment for the temperature and strain analysis at the time of concrete cask manufacture. 図6(a)の縦断面図である。It is a longitudinal cross-sectional view of Fig.6 (a). 熱電対45の配列を示す平面図である。3 is a plan view showing an arrangement of thermocouples 45. FIG. 図7(a)のA−A矢視縦断面図である。It is an AA arrow longitudinal cross-sectional view of Fig.7 (a). 容器40のひずみ測定位置を示す平面図である。4 is a plan view showing a strain measurement position of the container 40. FIG. 図8(a)のB−B矢視縦断面図である。It is a BB arrow longitudinal cross-sectional view of Fig.8 (a). 経過時間と温度の推移を示すチャートである。It is a chart which shows transition of elapsed time and temperature. 経過時間とひずみの推移を示すチャートである。It is a chart which shows transition of elapsed time and distortion. 試験用容器の壁の断面図である。It is sectional drawing of the wall of the container for a test. 図11の断面の温度解析結果を示す図である。It is a figure which shows the temperature analysis result of the cross section of FIG. 図11の断面の応力解析結果を示す図である。It is a figure which shows the stress analysis result of the cross section of FIG. 図11の断面の応力解析結果を示す図である。It is a figure which shows the stress analysis result of the cross section of FIG. 貯蔵実験用容器の平面図である。It is a top view of the container for storage experiment. 図15(a)の縦断面図である。It is a longitudinal cross-sectional view of Fig.15 (a). 温度測定位置を示す平面図である。It is a top view which shows a temperature measurement position. 図16(a)の縦断面図である。It is a longitudinal cross-sectional view of Fig.16 (a). ひずみ測定位置を示す平面図である。It is a top view which shows a strain measurement position. 図17(a)の縦断面図である。It is a longitudinal cross-sectional view of Fig.17 (a). 経過時間と温度の推移を示すチャートである。It is a chart which shows transition of elapsed time and temperature. 中段部半径方向の温度分布を示すグラフである。It is a graph which shows the temperature distribution of a middle step part radial direction. 経過時間とひずみの変化を示すチャートである。It is a chart which shows change of elapsed time and distortion. 経過時間と温度の変化を示すチャートである。It is a chart which shows the change of elapsed time and temperature. 中段部半径方向の温度分布を示すグラフである。It is a graph which shows the temperature distribution of a middle step part radial direction. 経過時間とひずみの変化を示すチャートである。It is a chart which shows change of elapsed time and distortion. 経過時間と緊張力の変化を示すチャートである。It is a chart which shows change of elapsed time and tension. ひずみ測定位置と方向を示す型枠の側面図である。It is a side view of a formwork which shows a strain measurement position and direction. 型枠のひずみの経時変化を示すチャートである。It is a chart which shows the time-dependent change of the distortion of a formwork.

符号の説明Explanation of symbols

10 コンクリートキャスク
11 セグメント
12 PC鋼材
13 PC鋼材
14 鋼製ライナ
15 コンクリート
16 セグメント
17 PC鋼材
21 セグメント
22 PC鋼材
23 ピラスタ
30 合成筒体
31 鉄筋コンクリート円筒
32 内周ライナ
33 クラック
40 容器
41 ピース
43 PC鋼より線
45 熱電対
46 ひずみ計
47 モールドゲージ
51 太線の実線
52 破線
53 最高温度
54 細線の実線
55 破線
56 最高温度
57 2点鎖線
61 太線の実線
62 破線
63 細線の実線
64 破線
61、63 実測値
62、64 解析値
70 試験用容器
71 鋼管ライナ
72 コンクリート
73 蓋
74 PC外殻
75 コンクリート壁
76 断熱材
80 容器
81 鋼管ライナ
82 PC型枠
83 コンクリート壁
84 PC鋼材より線
85 断熱材
86 温度測定位置
87 埋込みひずみゲージ
88 モールドゲージ
91〜96 曲線
101〜108 曲線
111〜115 曲線
121〜127 曲線
131〜139 曲線
141〜145 曲線
151、152 曲線
DESCRIPTION OF SYMBOLS 10 Concrete cask 11 Segment 12 PC steel 13 PC steel 14 Steel liner 15 Concrete 16 Segment 17 PC steel 21 Segment 22 PC steel 23 Pillar 30 Composite cylinder 31 Reinforced concrete cylinder 32 Inner peripheral liner 33 Crack 40 Container 41 Piece 43 PC steel Wire 45 Thermocouple 46 Strain gauge 47 Mold gauge 51 Solid line of thick line 52 Broken line 53 Maximum temperature 54 Solid line of thin line 55 Broken line 56 Maximum temperature 57 Two-dot chain line 61 Solid line of thick line 62 Broken line 63 Solid line of fine line 64 Broken line 61, 63 Actual measurement 62 64 Analysis value 70 Test vessel 71 Steel pipe liner 72 Concrete 73 Lid 74 PC outer shell 75 Concrete wall 76 Insulation material 80 Container 81 Steel pipe liner 82 PC formwork 83 Concrete wall 84 From PC steel Wire 85 Thermal insulation material 86 Temperature measurement position 87 Embedded strain gauge 88 Mold gauge 91-96 Curve 101-108 Curve 111-115 Curve 121-127 Curve 131-139 Curve 141-145 Curve 151, 152 Curve

Claims (4)

プレキャストプレストレストコンクリートから成る円筒形の外殻と、鋼管からなる内周ライナと、前記外殻と内周ライナ間に介装したコンクリートとからなり、底板及び上面蓋を備えたことを特徴とするコンクリートキャスク。 A concrete comprising a cylindrical outer shell made of precast prestressed concrete, an inner peripheral liner made of steel pipe, and a concrete interposed between the outer shell and the inner peripheral liner, and comprising a bottom plate and a top cover. Cask. 前記円筒形の外殻は、円周方向及び母線方向に分割された多数のセグメントからなり、該セグメントが円筒面に千鳥に配置され、円周方向及び縦横X字網目状に配設されたPC緊張材を緊張して一体化した外殻であることを特徴とする請求項1記載のコンクリートキャスク。 The cylindrical outer shell is composed of a large number of segments divided in the circumferential direction and the generatrix direction. The segments are arranged in a staggered manner on the cylindrical surface, and are arranged in a circumferential and vertical and horizontal X-shaped mesh pattern. The concrete cask according to claim 1, wherein the concrete cask is an outer shell integrated by tensioning a tendon. 前記円筒形の外殻は円周輪切り状に分割された複数のリングからなり、フープ方向及び母線方向に配設したPC緊張材を緊張して一体化した外殻であることを特徴とする請求項1記載のコンクリートキャスク。 The cylindrical outer shell is composed of a plurality of rings divided in a circumferential ring shape, and is an outer shell obtained by tensioning and integrating PC tendons arranged in a hoop direction and a busbar direction. Item 2. A concrete cask according to item 1. 前記円筒形の外殻は円筒を母線に沿って分割した円弧状板からなり、該円弧状板が円周方向に配列され、円周方向に配設したPC緊張材を緊張して一体化した外殻であることを特徴とする請求項1記載のコンクリートキャスク。 The cylindrical outer shell is formed of an arc-shaped plate obtained by dividing a cylinder along a generatrix, the arc-shaped plates are arranged in the circumferential direction, and the PC tension members arranged in the circumferential direction are tensioned and integrated. The concrete cask according to claim 1, wherein the concrete cask is an outer shell.
JP2003299231A 2003-08-22 2003-08-22 Concrete cask Pending JP2005069831A (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP2003299231A JP2005069831A (en) 2003-08-22 2003-08-22 Concrete cask

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP2003299231A JP2005069831A (en) 2003-08-22 2003-08-22 Concrete cask

Publications (1)

Publication Number Publication Date
JP2005069831A true JP2005069831A (en) 2005-03-17

Family

ID=34404509

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP2003299231A Pending JP2005069831A (en) 2003-08-22 2003-08-22 Concrete cask

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JP2005069831A (en)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2013160547A (en) * 2012-02-02 2013-08-19 Shimizu Corp Method for testing concrete quality management

Citations (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH02287197A (en) * 1989-03-31 1990-11-27 Westinghouse Electric Corp <We> Storage module of nuclear waste enclosing package and manufacturing method of the same
JPH03287099A (en) * 1990-04-04 1991-12-17 Shimizu Corp Radioactive waste storage container and its manufacture
JP2000065993A (en) * 1998-08-21 2000-03-03 Hitachi Zosen Corp Concrete cask
JP2001141891A (en) * 1999-11-10 2001-05-25 Mitsubishi Heavy Ind Ltd Concrete-made storage container, and storage room of the concrete-made storage container
JP2001296392A (en) * 2000-04-17 2001-10-26 Takenaka Komuten Co Ltd Radioactive material storage facility
JP2001305275A (en) * 2000-02-15 2001-10-31 Takenaka Komuten Co Ltd Radioactive material storage facility
JP2002006083A (en) * 2000-06-15 2002-01-09 Mitsubishi Heavy Ind Ltd Concrete-made storage vessel
JP2002323593A (en) * 2001-04-27 2002-11-08 Ishikawajima Harima Heavy Ind Co Ltd Concrete cask
JP2003057386A (en) * 2001-08-13 2003-02-26 Toshiba Corp Spent fuel storage device, its manufacturing method and spent fuel storage method
JP2003172794A (en) * 2001-12-06 2003-06-20 Mitsubishi Heavy Ind Ltd Canister

Patent Citations (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH02287197A (en) * 1989-03-31 1990-11-27 Westinghouse Electric Corp <We> Storage module of nuclear waste enclosing package and manufacturing method of the same
JPH03287099A (en) * 1990-04-04 1991-12-17 Shimizu Corp Radioactive waste storage container and its manufacture
JP2000065993A (en) * 1998-08-21 2000-03-03 Hitachi Zosen Corp Concrete cask
JP2001141891A (en) * 1999-11-10 2001-05-25 Mitsubishi Heavy Ind Ltd Concrete-made storage container, and storage room of the concrete-made storage container
JP2001305275A (en) * 2000-02-15 2001-10-31 Takenaka Komuten Co Ltd Radioactive material storage facility
JP2001296392A (en) * 2000-04-17 2001-10-26 Takenaka Komuten Co Ltd Radioactive material storage facility
JP2002006083A (en) * 2000-06-15 2002-01-09 Mitsubishi Heavy Ind Ltd Concrete-made storage vessel
JP2002323593A (en) * 2001-04-27 2002-11-08 Ishikawajima Harima Heavy Ind Co Ltd Concrete cask
JP2003057386A (en) * 2001-08-13 2003-02-26 Toshiba Corp Spent fuel storage device, its manufacturing method and spent fuel storage method
JP2003172794A (en) * 2001-12-06 2003-06-20 Mitsubishi Heavy Ind Ltd Canister

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
満木泰郎,溝淵利明,中峰淳夫,藤元安宏: "プレキャストPC型枠を用いたコンクリート製使用済み燃料貯蔵容器の開発(その1)", 日本原子力学会春の年会要旨集, vol. 第40回,第2分冊, JPN6009002211, 5 March 2002 (2002-03-05), pages 298, ISSN: 0001231304 *

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2013160547A (en) * 2012-02-02 2013-08-19 Shimizu Corp Method for testing concrete quality management

Similar Documents

Publication Publication Date Title
Kim et al. Long-term reliability evaluation of nuclear containments with tendon force degradation
JP5028504B2 (en) Steel plate concrete structure of nuclear reactor containment facility
JP2005069831A (en) Concrete cask
US3466227A (en) Blast shield for nuclear reactor
Saini et al. Preliminary studies on thermal cycling of reactor pressure vessel steel
JP4278824B2 (en) Radioactive material storage equipment
US3540176A (en) Prestressed concrete pressure vessels
US4313902A (en) Prestressed concrete pressure vessels
US4279701A (en) Shield wall for surrounding reactor containment vessel for nuclear reactor and method for constructing the same
RU2264670C2 (en) Hazardous material storage device
US3974027A (en) Nuclear reactor installation
RU2307214C1 (en) Method for inspection well hatch manufacturing
JP2004125763A (en) Radioactive substance containment vessel and manufacturing method therefor
Benjamin et al. Structural Assessment Of A French Double Reactor Containments Vessel’s: Mechanical Study In Situation Of Severe Accident And Experimental Research Perspective
Steinwarz et al. Concept of a Prestressed Cast Iron Pressure Vessel for a Modular High Temperature Reactor
RU2157010C1 (en) Reinforced-concrete container for transportation and/or storage of spent nuclear fuel
JP2003530577A (en) Hazardous substance storage device
Baker et al. THE DESIGN, CONSTRUCTION, AND TESTING OF A PRESTRESSED CONCRETE REACTOR PRESSURE VESSEL MODEL.
Moncrieff NUCLEAR REACTORS
JP2002006083A (en) Concrete-made storage vessel
McLenegan Temperature Transients in Underground Tanks Storing Nuclear Process Residues
Corum et al. Mortar Models of Prestressed Concrete Reactor Vessels
Kwon et al. Analysis of temperature and internal pressure loading effect on psc containment structure with unbonded tendon
Basha et al. Studies on Influence of Steel Liner and Pre-Stressing Tendons on Ultimate Load Capacity of Pre-stressed Concrete Containment Test Model (H004)
SU349208A1 (en) NUCLEAR REACTOR CASE

Legal Events

Date Code Title Description
A621 Written request for application examination

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A621

Effective date: 20060802

A977 Report on retrieval

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A971007

Effective date: 20081222

A131 Notification of reasons for refusal

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131

Effective date: 20090127

A02 Decision of refusal

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A02

Effective date: 20090602