JP2005069831A - Concrete cask - Google Patents
Concrete cask Download PDFInfo
- 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
Links
Images
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
Landscapes
- Filling Or Discharging Of Gas Storage Vessels (AREA)
Abstract
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。)。
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
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
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
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
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
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.
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
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
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
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
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.
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
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.
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.
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.
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
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
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
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
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-
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-
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.
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
Claims (4)
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)
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)
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 |
-
2003
- 2003-08-22 JP JP2003299231A patent/JP2005069831A/en active Pending
Patent Citations (10)
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)
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)
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 |