JP2019191193A - Container for used nuclear fuel, and method for forming the container for used nuclear fuel - Google Patents
Container for used nuclear fuel, and method for forming the container for used nuclear fuel Download PDFInfo
- Publication number
- JP2019191193A JP2019191193A JP2019127715A JP2019127715A JP2019191193A JP 2019191193 A JP2019191193 A JP 2019191193A JP 2019127715 A JP2019127715 A JP 2019127715A JP 2019127715 A JP2019127715 A JP 2019127715A JP 2019191193 A JP2019191193 A JP 2019191193A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- nuclear fuel
- main body
- mold member
- spent nuclear
- filling
- 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
- 239000002915 spent fuel radioactive waste Substances 0.000 title claims abstract description 80
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 15
- 239000000463 material Substances 0.000 claims description 37
- 229920005989 resin Polymers 0.000 claims description 32
- 239000011347 resin Substances 0.000 claims description 32
- 230000002093 peripheral effect Effects 0.000 claims description 27
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 claims description 16
- 238000009434 installation Methods 0.000 claims description 2
- 238000002844 melting Methods 0.000 claims 1
- 230000008018 melting Effects 0.000 claims 1
- 230000000903 blocking effect Effects 0.000 abstract 4
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 6
- 239000007788 liquid Substances 0.000 description 6
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 4
- 239000002195 soluble material Substances 0.000 description 4
- 239000007769 metal material Substances 0.000 description 3
- 229910000975 Carbon steel Inorganic materials 0.000 description 2
- 239000010962 carbon steel Substances 0.000 description 2
- 238000005304 joining Methods 0.000 description 2
- 238000003466 welding Methods 0.000 description 2
- 229910000851 Alloy steel Inorganic materials 0.000 description 1
- RYGMFSIKBFXOCR-UHFFFAOYSA-N Copper Chemical compound [Cu] RYGMFSIKBFXOCR-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000004308 accommodation Effects 0.000 description 1
- 229910052782 aluminium Inorganic materials 0.000 description 1
- XAGFODPZIPBFFR-UHFFFAOYSA-N aluminium Chemical compound [Al] XAGFODPZIPBFFR-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 1
- 239000011248 coating agent Substances 0.000 description 1
- 238000000576 coating method Methods 0.000 description 1
- 229910052802 copper Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000010949 copper Substances 0.000 description 1
- 239000003822 epoxy resin Substances 0.000 description 1
- 125000004435 hydrogen atom Chemical group [H]* 0.000 description 1
- 238000011900 installation process Methods 0.000 description 1
- 239000012188 paraffin wax Substances 0.000 description 1
- 229920000647 polyepoxide Polymers 0.000 description 1
- 230000035939 shock Effects 0.000 description 1
- 229920002379 silicone rubber Polymers 0.000 description 1
- 239000002904 solvent Substances 0.000 description 1
- 239000010935 stainless steel Substances 0.000 description 1
- 229910001220 stainless steel Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000003860 storage Methods 0.000 description 1
- 239000010409 thin film Substances 0.000 description 1
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、内部に中空部が形成される中性子遮蔽体を備える使用済み核燃料用容器及び使用済み核燃料用容器の製造方法に関するものである。 The present invention relates to a spent nuclear fuel container provided with a neutron shield having a hollow portion formed therein, and a method for producing a spent nuclear fuel container.
従来から、内筒と、内筒を覆うように配置される外筒と、内筒と外筒との間に配置される中性子遮蔽体とを備える使用済み核燃料用容器が知られている。使用済み核燃料用容器は、使用済み核燃料を内筒の内部に収容した状態で保管される。そして、使用済み核燃料用容器では、収容する使用済み核燃料から放出される放射線のうち、中性子は、主として中性子遮蔽体によって遮蔽される。 Conventionally, a spent nuclear fuel container including an inner cylinder, an outer cylinder arranged so as to cover the inner cylinder, and a neutron shield disposed between the inner cylinder and the outer cylinder is known. The spent nuclear fuel container is stored in a state where the spent nuclear fuel is accommodated inside the inner cylinder. In the spent nuclear fuel container, neutrons are mainly shielded by a neutron shield in the radiation emitted from the spent nuclear fuel to be accommodated.
この種の使用済み核燃料用容器として、内筒の軸線方向において中性子遮蔽体を複数に分割し、複数の中性子遮蔽体の間に隙間(中空部)を設けた使用済み核燃料用容器が提案されている(例えば、下記特許文献1参照)。
As this kind of spent nuclear fuel container, a spent nuclear fuel container in which a neutron shield is divided into a plurality of parts in the axial direction of the inner cylinder and a gap (hollow part) is provided between the plurality of neutron shields has been proposed. (For example, see
この使用済み核燃料用容器では、中性子遮蔽体は、樹脂材料から形成されている。そして、使用済み核燃料用容器内で熱が発生すると、中性子遮蔽体は、熱膨張する。このとき、中性子遮蔽体は、中空部に入り込むように熱膨張する。
このように、この使用済み核燃料用容器では、複数の中性子遮蔽体の間の中空部が、中性子遮蔽体が熱膨張する際の伸び代を収容する領域となる。
In this spent nuclear fuel container, the neutron shield is formed of a resin material. When heat is generated in the spent nuclear fuel container, the neutron shield is thermally expanded. At this time, the neutron shield thermally expands so as to enter the hollow portion.
Thus, in this spent nuclear fuel container, the hollow portion between the plurality of neutron shields is a region that accommodates the elongation allowance when the neutron shield is thermally expanded.
上記のような従来の使用済み核燃料用容器では、中空部は、内筒の軸線方向に分割して配置された複数の中性子遮蔽体の間に配置される。一方、中性子遮蔽体は、内筒の周面の外方であって、軸線方向における内筒の一端から他端にわたって配置される。そのため、中性子遮蔽体は、その体積が内筒の軸線方向における一端から他端にかけての全ての部分で膨らむように変化するため、中性子遮蔽体の伸び代を中空部で吸収する際に、内筒及び外筒に力が加わることがある。そして、その力に耐えるため内筒及び外筒を厚くし、重量が増加する可能性がある。 In the conventional spent nuclear fuel container as described above, the hollow portion is arranged between a plurality of neutron shields arranged separately in the axial direction of the inner cylinder. On the other hand, the neutron shield is disposed outside the peripheral surface of the inner cylinder and extends from one end of the inner cylinder to the other end in the axial direction. Therefore, since the volume of the neutron shield changes so as to swell at all parts from one end to the other end in the axial direction of the inner cylinder, when the extension of the neutron shield is absorbed by the hollow portion, the inner cylinder Moreover, force may be applied to the outer cylinder. And in order to endure the force, an inner cylinder and an outer cylinder are thickened, and a weight may increase.
本発明は、上記実情に鑑みてなされたものであり、中性子遮蔽体が熱膨張したときに、内部の部品に負荷がかかることを効率的に抑制できる使用済み核燃料用容器及び使用済み核燃料用容器の製造方法を提供することを目的とする。 The present invention has been made in view of the above circumstances, and a spent nuclear fuel container and a spent nuclear fuel container that can efficiently suppress the load on internal components when the neutron shield thermally expands. It aims at providing the manufacturing method of.
(1)本発明に係る使用済み核燃料用容器は、本体と、外筒と、複数の伝熱フィンと、複数の中性子遮蔽体と、を備える。前記本体は、内部に使用済み核燃料を収容可能な筒状である。前記外筒は、前記本体の外周面に対して間隔を隔てて対向するように前記本体を覆う。前記複数の伝熱フィンは、前記本体の外周面から前記外筒の内周面に向かって延びる。前記複数の中性子遮蔽体は、前記複数の伝熱フィンの間に配置され、内部に中空部が形成される。前記中空部は、前記複数の中性子遮蔽体のそれぞれにおいて、前記本体の軸線が延びる軸線方向に沿って延びている。 (1) A spent nuclear fuel container according to the present invention includes a main body, an outer cylinder, a plurality of heat transfer fins, and a plurality of neutron shields. The main body has a cylindrical shape capable of containing spent nuclear fuel. The outer cylinder covers the main body so as to face the outer peripheral surface of the main body with a space therebetween. The plurality of heat transfer fins extend from the outer peripheral surface of the main body toward the inner peripheral surface of the outer cylinder. The plurality of neutron shields are disposed between the plurality of heat transfer fins, and a hollow portion is formed therein. The hollow portion extends along an axial direction in which the axis of the main body extends in each of the plurality of neutron shields.
このような構成によれば、中空部は、各中性子遮蔽体の内部に形成され、かつ、軸線方向に沿って延びている。
そのため、各中性子遮蔽体が熱膨張したときに、各中性子遮蔽体の膨張代となる中空部の領域を効率的に確保できる。
その結果、各中性子遮蔽体が熱膨張したときに、本体、伝熱フィン及び外筒に負荷がかかることを効率的に抑制できる。
According to such a configuration, the hollow portion is formed inside each neutron shield and extends along the axial direction.
For this reason, when each neutron shield is thermally expanded, it is possible to efficiently secure a region of a hollow portion that becomes an expansion allowance of each neutron shield.
As a result, when each neutron shield is thermally expanded, it is possible to efficiently suppress the load on the main body, the heat transfer fin, and the outer cylinder.
(2)また、本発明に係る使用済み核燃料用容器の製造方法は、外筒設置工程と、型配置工程と、遮蔽体形成工程と、を含む。前記外筒設置工程では、内部に使用済み核燃料を収容可能であり、外周面から外方に向かって複数の伝熱フィンが延びている筒状の本体に対して、外側を覆うように外筒を被せる。前記型配置工程では、前記本体の外周面と前記外筒の内周面との間において、前記複数の伝熱フィンの間に形成された複数の充填領域のそれぞれに、前記本体の軸線が延びる軸線方向に沿って延びる型部材を配置する。前記遮蔽体形成工程では、前記複数の充填領域のそれぞれに樹脂材料を充填することにより、内部に前記軸線方向に沿って延びる中空部が形成された複数の中性子遮蔽体を形成する。 (2) Moreover, the manufacturing method of the container for spent nuclear fuel which concerns on this invention includes an outer cylinder installation process, a type | mold arrangement | positioning process, and a shield formation process. In the outer cylinder installation step, spent nuclear fuel can be accommodated inside, and the outer cylinder is covered so as to cover the outer side with respect to the cylindrical main body in which a plurality of heat transfer fins extend outward from the outer peripheral surface. Put on. In the mold arranging step, the axis of the main body extends to each of a plurality of filling regions formed between the plurality of heat transfer fins between the outer peripheral surface of the main body and the inner peripheral surface of the outer cylinder. A mold member extending along the axial direction is disposed. In the shielding body forming step, a plurality of neutron shielding bodies in which hollow portions extending along the axial direction are formed are formed by filling each of the plurality of filling regions with a resin material.
このような方法によれば、各中性子遮蔽体の内部に、軸線方向に沿って延びる中空部が形成される。
そのため、中性子遮蔽体が熱膨張したときに、中性子遮蔽体の膨張代となる中空部の領域を効率的に確保できる。
その結果、中性子遮蔽体が熱膨張したときに、本体、伝熱フィン及び外筒に負荷がかかることを効率的に抑制できる。
According to such a method, the hollow part extended along an axial direction is formed in each neutron shield.
For this reason, when the neutron shield is thermally expanded, it is possible to efficiently secure a region of the hollow portion that becomes an expansion allowance of the neutron shield.
As a result, when the neutron shield is thermally expanded, it is possible to efficiently suppress the load on the main body, the heat transfer fin, and the outer cylinder.
(3)また、前記型配置工程では、前記複数の充填領域のそれぞれに、内部に前記軸線方向に沿って延びる中空部が形成された型部材を配置してもよい。 (3) Moreover, at the said mold arrangement | positioning process, you may arrange | position the mold member in which the hollow part extended along the said axial direction was formed in each of these filling area | regions.
このような方法によれば、複数の充填領域のそれぞれに、内部に中空部が形成された型部材を配置し、複数の充填領域のそれぞれに樹脂材料を充填することで、軸線方向に沿って延びる中空部が形成された複数の中性子遮蔽体を形成できる。
そのため、型部材を除去する工程を設けることなく、各中性子遮蔽体の内部に中空部を形成できる。
According to such a method, the mold member in which the hollow portion is formed is disposed in each of the plurality of filling regions, and the resin material is filled in each of the plurality of filling regions, thereby along the axial direction. A plurality of neutron shields in which extending hollow portions are formed can be formed.
Therefore, a hollow part can be formed inside each neutron shield without providing a step of removing the mold member.
(4)また、前記型配置工程では、前記複数の充填領域のそれぞれに、可溶性の型部材を配置してもよい。前記遮蔽体形成工程では、前記複数の充填領域のそれぞれに樹脂材料を充填した後に、前記型部材を溶解することにより中空部を形成してもよい。 (4) Further, in the mold arranging step, a soluble mold member may be arranged in each of the plurality of filling regions. In the shielding body forming step, after filling the resin material into each of the plurality of filling regions, the hollow portion may be formed by dissolving the mold member.
このような方法によれば、型部材を容易に除去して、各中性子遮蔽体の内部に中空部を形成できる。 According to such a method, the mold member can be easily removed, and a hollow portion can be formed inside each neutron shield.
(5)また、前記型配置工程では、前記複数の充填領域のそれぞれに、多孔質体を含む型部材を配置してもよい。 (5) Moreover, in the said mold arrangement | positioning process, you may arrange | position the mold member containing a porous body in each of these filling area | regions.
このような方法によれば、複数の充填領域のそれぞれに型部材を配置するのみで、その型部材内の多数の孔を中空部として機能させることができる。
そのため、型部材を除去する工程を設けることなく、各中性子遮蔽体の内部に中空部を形成できる。
According to such a method, it is possible to allow a large number of holes in the mold member to function as hollow portions only by disposing the mold member in each of the plurality of filling regions.
Therefore, a hollow part can be formed inside each neutron shield without providing a step of removing the mold member.
(6)また、前記型配置工程では、前記複数の充填領域のそれぞれに、その外表面に被覆体が被せられた状態の前記型部材を配置してもよい。前記遮蔽体形成工程では、前記複数の充填領域のそれぞれに樹脂材料を充填した後に、前記複数の充填領域のそれぞれに前記被覆体を残して前記型部材を引き抜くことにより中空部を形成してもよい。 (6) Moreover, in the said mold arrangement | positioning process, you may arrange | position the said mold member of the state which covered the coating body on the outer surface in each of these filling area | regions. In the shielding body forming step, after filling each of the plurality of filling regions with a resin material, the hollow member may be formed by pulling out the mold member while leaving the covering body in each of the plurality of filling regions. Good.
このような方法によれば、複数の充填領域のそれぞれから型部材を容易に引き抜いて、中空部を形成できる。
そのため、簡易な方法で、各中性子遮蔽体の内部に中空部を形成できる。
According to such a method, a hollow part can be formed by easily pulling out the mold member from each of the plurality of filling regions.
Therefore, a hollow part can be formed inside each neutron shield by a simple method.
本発明によれば、各中性子遮蔽体内部において、中空部が軸線方向に沿って延びるように形成されるため、各中性子遮蔽体が熱膨張したときに、本体、伝熱フィン及び外筒に負荷がかかることを効率的に抑制できる。 According to the present invention, since the hollow portion is formed so as to extend along the axial direction inside each neutron shield, when each neutron shield is thermally expanded, a load is applied to the main body, the heat transfer fin, and the outer cylinder. Can be efficiently suppressed.
1.使用済み核燃料用容器の全体構成
図1は、本発明の第1実施形態に係る使用済み核燃料用容器1であって、保管される状態の使用済み核燃料用容器1を示した斜視図である。なお、図1では、使用済み核燃料用容器1の一部を切り欠いて示している。
使用済み核燃料用容器1は、使用済み核燃料を収容するためのものであって、本体2と、外筒3と、遮蔽体4と、バスケット5と、蓋体6とを備えている。
1. FIG. 1 is a perspective view showing a spent
The spent
本体2は、略円筒形状に形成されており、例えば、低合金鋼又は炭素鋼からなる。本体2は、軸線方向における一端部が閉塞されており、軸線方向における他端部に開口2Aが形成されている。
The
外筒3は、本体2の外方に配置されている。外筒3は、本体2と軸線を共有する略円筒形状に形成されており、例えば、炭素鋼又はステンレス鋼からなる。すなわち、外筒3は、本体2の外周面に対して間隔を隔てて対向するように本体2を覆っている。
遮蔽体4は、本体2と外筒3との間に配置されている。後述するように、遮蔽体4は、放射線(中性子)を遮蔽するように構成されている。
The
The
バスケット5は、本体2内に収容されている。バスケット5は、厚板形状のブロックを複数積層することにより構成されており、内部に複数の収容室5Aが形成されている。
蓋体6は、本体2の他端部に取り付けられている。蓋体6は、円板形状に形成されており、本体2の開口2Aを密閉するように覆っている。
The
The lid body 6 is attached to the other end portion of the
使用済み核燃料用容器1では、バスケット5の収容室5A内に使用済み核燃料が収容される。そして、使用済み核燃料用容器1は、本体2の開口2Aが蓋体6により密閉され、本体2の軸線が上下方向に沿い、かつ、蓋体6が上方に配置される状態で保管される。このように、使用済み核燃料用容器1は、使用済み核燃料を、バスケット5を介して本体2内に収容する。また、本体2(バスケット5)内に収容された使用済み核燃料から放出される放射線(中性子)は、遮蔽体4によって遮蔽される。
また、使用済み核燃料用容器1は、使用済み核燃料を輸送する輸送用容器としても用いられる。
In the spent
The used
図2は、図1の使用済み核燃料用容器1が輸送される状態を示した斜視図である。なお、図2では、使用済み核燃料用容器1の一部を切り欠いて示している。
使用済み核燃料を輸送する際は、使用済み核燃料が収容された状態の使用済み核燃料用容器1において、本体2の両端部に緩衝体7が取り付けられる。そして、使用済み核燃料用容器1は、本体2の軸線が水平方向に沿う状態を保つようにして輸送される。また、輸送中に、仮に使用済み核燃料用容器1を落下などさせても、緩衝体7によって本体2に伝わる衝撃が弱められるため、使用済み核燃料用容器1を安全に輸送できる。
FIG. 2 is a perspective view showing a state in which the spent
When the spent nuclear fuel is transported, the
2.遮蔽体、及び、遮蔽体周囲の部材の詳細構成
図3は、図1の使用済み核燃料用容器1を示した平断面図である。
なお、以下の説明では、使用済み核燃料用容器1を、水平面に載置した状態を基準として説明する。
使用済み核燃料用容器1においては、本体2と外筒3との間に複数の伝熱フィン11が配置されている。
2. Detailed Configuration of Shield and Member Surrounding Shield FIG. 3 is a plan sectional view showing the spent
In the following description, the spent
In the spent
各伝熱フィン11は、上下方向(本体2の軸線方向)に延びる板形状に形成されており、例えば、銅などの熱伝導率が高い材料からなる。各伝熱フィン11は、本体2の外周面から外筒3の内周面に向かって延びている。すなわち、各伝熱フィン11は、本体2の軸線方向と直交する方向に向かって延びている。より具体的には、各伝熱フィン11は、本体2の径方向に対して傾斜する方向に向かって延びている。複数の伝熱フィン11は、本体2の周方向において、互いに間隔を隔てて配置されている。
Each
図4は、図1の使用済み核燃料用容器1を示した側断面図である。図3及び図4に示すように、使用済み核燃料用容器1においては、本体2の外周面と外筒3の内周面との間において、複数の伝熱フィン11の間に複数の充填領域12が形成されている。具体的には、各充填領域12は、本体2の外周面と、外筒3の内周面と、隣り合う伝熱フィン11における互いに対向する対向面によって形成されている。各充填領域12は、上下方向に延びている。
FIG. 4 is a side sectional view showing the spent
遮蔽体4は、複数の中性子遮蔽体41から構成されている。各中性子遮蔽体41は、各充填領域12内に充填されている。各中性子遮蔽体41は、中性子などの放射線を遮蔽する樹脂材料からなる。各中性子遮蔽体41の内部には、中空部42が形成されている。
The
図5は、図4の本体2、伝熱フィン11、外筒3及び中性子遮蔽体41を示した平断面図である。図4及び図5に示すように、各中空部42は、上下方向に見たときの形状が、本体2の径方向に対する直交方向に延びる長穴状であって、上下方向に沿って延びている。各中空部42は、上下方向に見たときに、各中性子遮蔽体41の中央部に配置されている。各中空部42の縁部は、本体2の外周面、外筒3の内周面、及び、各伝熱フィン11と間隔を隔てて配置されている。各中空部42は、各中性子遮蔽体41の上端部から下端部にわたって配置されている。
なお、各中空部42は、各中性子遮蔽体41の内部に配置されていればよい。例えば、各中空部42は、外筒3側に配置されてもよく、本体2側に配置されてもよい。
具体的には、図5に示すように、各中空部42は、本体2の径方向(幅方向)の寸法L1が、例えば、0.5cm以上、2.0cm以下である。また、各中空部42は、本体2の径方向に対する直交方向の寸法L2が、例えば、10cm以上、13cm以下である。また、図4に示すように、各中空部42は、上下方向の寸法L3が、例えば、400cm以上、500cm以下である。
FIG. 5 is a plan sectional view showing the
In addition, each
Specifically, as shown in FIG. 5, in each
3.使用済み核燃料用容器の製造方法
図6は、図1の使用済み核燃料用容器1の製造方法を説明するための平断面図である。なお、図6では、後述する型部材を概略的に示している。
3. FIG. 6 is a cross-sectional plan view for explaining a method of manufacturing the spent
使用済み核燃料用容器1を製造する際は、まず、本体2の外周面に対して、複数の伝熱フィン11が溶接により取り付けられる。そして、外周面から外方に向かって複数の伝熱フィン11が延びている本体2の外側を覆うように外筒3が被せられる。
When manufacturing the spent
次いで、外筒3の内周面に対して、複数の伝熱フィン11を溶接により取り付ける。このようにして、本体2の外周面、外筒3の内周面、及び、複数の伝熱フィン11により、複数の充填領域12が形成される。
その後、各充填領域12内に型部材13を配置する。
型部材13は、長尺状の部材であって樹脂材料からなる。型部材13は、1対の分割部材131を備えている。
各分割部材131は、長尺状の板状に形成されている。各分割部材131には、凹部131Aが形成されている。
Next, the plurality of
Thereafter, the
The
Each divided
凹部131Aは、分割部材131の一方面から内側に向かって窪んでいる。凹部131Aは、分割部材131の長手方向の一端から他端にわたって形成されている。
The
そして、この1対の分割部材131は、凹部131Aが互いに対向する状態で接合される。さらに、1対の凹部131Aの一端部が、樹脂材料によって閉塞される。このようにして、型部材13が形成される。また、型部材13において、1対の凹部131Aによって覆われる領域が中空部42として形成される。
And this pair of
また、型部材13は、その長手方向が本体2の軸線方向に沿うように、各充填領域12内に配置される。なお、各型部材13は、図示しない保持部材によって、各充填領域12内において一定位置を保つように保持されている。
Further, the
このとき、本体2の軸線方向に見ると、各型部材13は、各充填領域12の中央部に配置されている。また、型部材13は、各充填領域12内に配置された状態で、本体2の軸線方向において、その一端部が本体2の一端部と略同じ位置に配置されており、その他端部が本体2の他端部と略同じ位置に配置されている。
なお、各型部材13は、各充填領域12の内部に配置されていればよい。例えば、各型部材13は、外筒3側に配置されてもよく、本体2側に配置されてもよい。
その後、本体2の軸線が上下方向に沿った状態とされる。このとき、本体2は、図4とは上下反転させた状態となる。
この状態で、各充填領域12に、液状の樹脂材料が充填される。なお、この各充填領域12に充填される樹脂材料は、水素原子を多く含む樹脂材料であって、例えば、エポキシ系樹脂などの樹脂材料である。
At this time, when viewed in the axial direction of the
Each
Thereafter, the axis of the
In this state, each filling
そして、充填した樹脂材料が硬化することにより、その樹脂材料、及び、型部材13が、図5に示すように、各中性子遮蔽体41として形成される。このようにして、本体2の軸線方向に延びる中空部42が形成された複数の中性子遮蔽体41が形成される。
その後は、本体2が、上下反転されることにより図4の状態となり、上記した使用済み核燃料用容器1を構成する各部材が適宜取り付けられることにより、使用済み核燃料用容器1が構成される。
Then, as the filled resin material is cured, the resin material and the
After that, the
図1に示すように、このようにして製造した使用済み核燃料用容器1を保管している間には、使用済み核燃料用容器1内において熱が発生する。そして、図5に示すように、その熱によって、各中性子遮蔽体41は、各充填領域12内において熱膨張する。このとき、各中性子遮蔽体41は、各中空部42側を膨張代として膨張する。
なお、上記の説明では、各充填領域12には、本体2の軸線方向に延びる1つの型部材13が配置されるとしたが、型部材13が予め本体2の軸線方向に複数に分割され、当該分割された部材が各充填領域12内に順次配置されて、各充填領域12内で型部材13が構成されてもよい。
As shown in FIG. 1, heat is generated in the spent
In the above description, one
4.作用効果
(1)本実施形態では、図4に示すように、中空部42は、各中性子遮蔽体41の内部に形成される。そして、中空部42は、本体2の軸線方向に延びている。
そのため、各中性子遮蔽体41が熱膨張したときに、各中性子遮蔽体41の膨張代となる中空部42の領域を効率的に確保できる。
その結果、各中性子遮蔽体41が熱膨張したときに、本体2、各伝熱フィン11及び外筒3に負荷がかかることを効率的に抑制できる。
4). Effects (1) In the present embodiment, as shown in FIG. 4, the
Therefore, when each
As a result, when each
(2)また、本実施形態では、図6に示すように、各充填領域12内には、中空部42が形成された型部材13が配置される。そして、その状態において、中空部42は、本体2の軸線方向に沿って配置される。
(2) Moreover, in this embodiment, as shown in FIG. 6, the
そのため、各充填領域12内に型部材13を配置し、各充填領域12に樹脂材料を充填することで、本体2の軸線方向に延びる中空部42が形成された複数の中性子遮蔽体41を形成できる。
その結果、型部材13を除去する工程を設けることなく、各中性子遮蔽体41の内部に、本体2の軸線方向に延びる中空部42を形成できる。
Therefore, by arranging the
As a result, the
5.第2実施形態
図7〜図11を参照して、本発明の他の実施形態について説明する。なお、以下において、上記した第1実施形態と同様の構成には同様の符号を付し、その説明を省略する。
5. Second Embodiment Another embodiment of the present invention will be described with reference to FIGS. In the following description, the same components as those in the first embodiment are denoted by the same reference numerals, and the description thereof is omitted.
上記した第1実施形態では、各充填領域12内に配置される型部材13は、1対の分割部材131を備えている。そして、各分割部材131に、凹部131Aが形成されている。
対して、第2実施形態では、図7に示すように、各充填領域12内に配置される型部材14において、第1型部材141にのみ凹部141Aが形成されている。
詳しくは、第2実施形態では、各充填領域12内に、型部材13に代えて、型部材14が配置される。
型部材14は、長尺状の部材であって樹脂材料からなる。型部材14は、第1型部材141と、第2型部材142とを備えている。
In the first embodiment described above, the
On the other hand, in 2nd Embodiment, as shown in FIG. 7, in the
Specifically, in the second embodiment, a
The
第1型部材141は、長手方向に見たときの形状が櫛状に形成されている。第1型部材141には、複数の凹部141Aが形成されている。
The
各凹部141Aは、長手方向に見たときの形状が矩形状であって、第1型部材141の一方面から内側に向かって窪んでいる。各凹部141Aは、第1型部材141の長手方向の一端から他端にわたって形成されている。複数の凹部141Aは、長手方向と直交する方向において、互いに間隔を隔てて配置されている。
第2型部材142は、長尺状の板状に形成されている。
Each
The
そして、第2型部材142は、複数の凹部141Aを覆うようにして、第1型部材141に接合される。さらに、各凹部141Aの一端部を、樹脂材料によって閉塞させる。このようにして、型部材14が形成される。また、型部材14において、第2型部材142によって覆われる複数の凹部141Aが、中空部として形成される。
このとき、各凹部141A(中空部)は、本体2の軸線方向に延びている。なお、中空部が本体2の軸線方向に延びている状態には、各凹部141A(中空部)が本体2の軸線方向に連続的に延びている状態、及び、各凹部141A(中空部)が本体2の軸線方向に互いに近接して断続的に延びている状態の両方が含まれる。
The
At this time, each
型部材14は、その長手方向が本体2の軸線方向に沿うようにして、各充填領域12内に配置される。
その後は、各充填領域12に、液状の樹脂材料が充填される。
本実施形態によれば、第1実施形態と同様の作用効果を得ることができる。
The
Thereafter, each filling
According to this embodiment, the same effect as that of the first embodiment can be obtained.
また、本実施形成では、図7に示すように、複数の凹部141Aが形成される第1型部材141に、板状の第2型部材142を接合することにより、型部材14が形成される。そして、型部材14において、第2型部材142によって覆われる複数の凹部141Aが、中空部として形成される。
そのため、型部材14において、複数の領域からなる中空部を容易に形成できる。
Further, in this embodiment, as shown in FIG. 7, the
Therefore, in the
6.第3実施形態
上記した第1実施形態では、各充填領域12内に配置される型部材13は、樹脂材料からなり、1対の分割部材131が接合されることにより形成される。
対して、第3実施形態では、図8に示すように、各充填領域12内には、金属材料からなる型部材15が配置される。
詳しくは、第3実施形態では、各充填領域12内に、型部材13に代えて、型部材15が配置される。
6). Third Embodiment In the first embodiment described above, the
On the other hand, in 3rd Embodiment, as shown in FIG. 8, the
Specifically, in the third embodiment, a
型部材15は、扁平な長尺状の筒状の部材であって、その一端部が閉塞されている。型部材15は、金属材料からなり、例えば、アルミニウムなどの剛性が低い材料からなる。型部材15では、その内部空間15Aが中空部として形成されている。
型部材15は、その長手方向が本体2の軸線方向に沿うようにして、各充填領域12内に配置される。
その後は、各充填領域12に、液状の樹脂材料が充填される。
本実施形態によれば、第1実施形態と同様の作用効果を得ることができる。
また、本実施形成では、図8に示すように、各充填領域12内には、内部に中空部が形成され、金属材料からなる型部材15が配置される。
そのため、簡易に形成された型部材15を、各充填領域12内に配置できる。
The
The
Thereafter, each filling
According to this embodiment, the same effect as that of the first embodiment can be obtained.
Further, in this embodiment, as shown in FIG. 8, a hollow portion is formed inside each filling
Therefore, the simply formed
7.第4実施形態
上記した第1実施形態では、各充填領域12内には、内部に中空部42が形成された型部材13が配置される。
対して、第4実施形態では、図9に示すように、各充填領域12内には、可溶性の材料により形成される型部材16が配置される。
詳しくは、第4実施形態では、各充填領域12内に、型部材13に代えて、型部材16が配置される。
型部材16は、長尺状の板状の部材である。型部材16は、可溶性の材料からなり、例えば、パラフィンなどの熱で溶かすことのできる材料からなる。ただし、型部材16は、溶剤などの熱以外の手段で溶かすことができる材料からなるものであってもよい。
型部材16は、その長手方向が本体2の軸線方向に沿うようにして、各充填領域12内に配置される。
その後、本体2の軸線が上下方向に沿う状態で、各充填領域12に、液状の樹脂材料が充填される。
各充填領域12内の樹脂材料が硬化した後、型部材16は、加熱されて溶解される。溶解した型部材16は、使用済み核燃料用容器1から除去される。このとき、使用済み核燃料用容器1が上下反転されることにより、溶解した型部材16が除去されてもよい。
そして、各中性子遮蔽体41では、型部材16が配置されていた領域が、型部材16が除去されることにより、中空部として形成される。
本実施形態によれば、第1実施形態と同様の作用効果を得ることができる。
7). Fourth Embodiment In the first embodiment described above, a
On the other hand, in 4th Embodiment, as shown in FIG. 9, the
Specifically, in the fourth embodiment, a
The
The
Thereafter, each filling
After the resin material in each filling
And in each
According to this embodiment, the same effect as that of the first embodiment can be obtained.
また、本実施形成では、図9に示すように、各充填領域12には、可溶性の材料により形成される型部材16が配置される。そして、各充填領域12に樹脂材料を充填し、その樹脂材料が硬化した後、型部材16を溶解することにより中空部が形成される。
そのため、型部材16を容易に除去して、各中性子遮蔽体12の内部に中空部を形成できる。
In the present embodiment, as shown in FIG. 9, a
Therefore, the
8.第5実施形態
上記した第1実施形態では、各充填領域12内には、内部に中空部42が形成された型部材13が配置される。
対して、第5実施形態では、図10に示すように、各充填領域12内には、多孔質体からなる型部材17が配置される。
詳しくは、第5実施形態では、各充填領域12内に、型部材13に代えて、型部材17が配置される。
8). Fifth Embodiment In the first embodiment described above, a
On the other hand, in the fifth embodiment, as shown in FIG. 10, a
Specifically, in the fifth embodiment, a
型部材17は、長尺状の板状の部材である。型部材17は、多数の孔を有する多孔質体からなり、例えば、シリコンゴムスポンジなどの弾性体からなる。型部材17では、その内部の多数の孔が中空部として形成されている。
型部材17は、その長手方向が本体2の軸線方向に沿うようにして、各充填領域12内に配置される。
その後、各充填領域12に、液状の樹脂材料が充填される。
The
The
Thereafter, each filling
そして、使用済み核燃料用容器1内において熱が発生して、各中性子遮蔽体41が熱膨張する。このとき、各中性子遮蔽体41が中空部(多孔質領域)側を膨張代として膨張することにより、型部材17が弾性変形する。
本実施形態によれば、第1実施形態と同様の作用効果を得ることができる。
また、本実施形成では、図10に示すように、各充填領域12に、多孔質体からなる型部材17が配置される。
そのため、各充填領域12に型部材17を配置するのみで、その型部材17内の多数の孔を中空部として機能させることができる。
そのため、型部材17を除去する工程を設けることなく、各中性子遮蔽体41の内部に中空部を形成できる。
Then, heat is generated in the spent
According to this embodiment, the same effect as that of the first embodiment can be obtained.
Further, in this embodiment, as shown in FIG. 10, a
Therefore, only by disposing the
Therefore, a hollow portion can be formed inside each
9.第6実施形態
上記した第1実施形態では、各充填領域12内には、内部に中空部42が形成された型部材13が配置される。
対して、第6実施形態では、図11に示すように、各充填領域12には、内部に中空部が形成されていない型部材18が配置される。
詳しくは、第6実施形態では、各充填領域12内に、型部材13に代えて、型部材18が配置される。
型部材18は、長尺状の板状の部材である。型部材18は、その外表面に被覆体19が被せられている。
9. Sixth Embodiment In the first embodiment described above, a
On the other hand, in the sixth embodiment, as shown in FIG. 11, a
Specifically, in the sixth embodiment, a
The
被覆体19は、薄い膜状に形成されており、型部材18の外表面に密着している。被覆体19は、例えば、スポンジなどの柔軟な材料又は可溶性材料からなる。
そして、被覆体19によって覆われている型部材18が、各充填領域12内に配置される。
その後、各充填領域12に、液状の樹脂材料が充填される。
The covering 19 is formed in a thin film shape and is in close contact with the outer surface of the
Then, the
Thereafter, each filling
各充填領域12内の樹脂材料が硬化した後、各充填領域12内に被覆体19が残されて、型部材18が引き抜かれる。そして、型部材18が配置されていた領域が中空部として形成される。
After the resin material in each filling
そして、使用済み核燃料用容器1内において熱が発生して、各中性子遮蔽体41が熱膨張する。このとき、各中性子遮蔽体41が中空部側を膨張代として膨張することにより、被覆体19が変形する。
本実施形態によれば、第1実施形態と同様の作用効果を得ることができる。
Then, heat is generated in the spent
According to this embodiment, the same effect as that of the first embodiment can be obtained.
また、本実施形成では、図11に示すように、各充填領域12に、被覆体19によって覆われている型部材18が配置される。各充填領域12に樹脂材料が充填され、その樹脂材料が硬化すると、各充填領域12内に被覆体19が残されて、型部材18が引き抜かれる。そして、型部材18が配置されていた領域が中空部として形成される。
そのため、各充填領域12から被覆体19を容易に引き抜いて、中空部を形成できる。
その結果、簡易な方法で、各中性子遮蔽体41の内部に中空部を形成できる。
In the present embodiment, as shown in FIG. 11, the
Therefore, the covering
As a result, a hollow portion can be formed inside each
1 使用済み核燃料用容器
2 本体
3 外筒
11 伝熱フィン
12 充填領域
13〜18 型部材
19 被覆体
41 中性子遮蔽体
42 中空部
DESCRIPTION OF
Claims (6)
前記本体の外周面に対して間隔を隔てて対向するように前記本体を覆う外筒と、
前記本体の外周面から前記外筒の内周面に向かって延びる複数の伝熱フィンと、
前記複数の伝熱フィンの間に配置され、内部に中空部が形成される複数の中性子遮蔽体と、を備え、
前記中空部は、前記複数の中性子遮蔽体のそれぞれにおいて、前記本体の軸線が延びる軸線方向に沿って延びていることを特徴とする使用済み核燃料用容器。 A cylindrical body capable of containing spent nuclear fuel inside;
An outer cylinder that covers the main body so as to face the outer peripheral surface of the main body with a space therebetween;
A plurality of heat transfer fins extending from the outer peripheral surface of the main body toward the inner peripheral surface of the outer cylinder;
A plurality of neutron shields disposed between the plurality of heat transfer fins and having hollow portions formed therein,
The said hollow part is a spent nuclear fuel container characterized by extending along the axial direction where the axis of the said main body extends in each of these neutron shields.
前記本体の外周面と前記外筒の内周面との間において、前記複数の伝熱フィンの間に形成された複数の充填領域のそれぞれに、前記本体の軸線が延びる軸線方向に沿って延びる型部材を配置する型配置工程と、
前記複数の充填領域のそれぞれに樹脂材料を充填することにより、内部に前記軸線方向に沿って延びる中空部が形成された複数の中性子遮蔽体を形成する遮蔽体形成工程と、を含むことを特徴とする使用済み核燃料用容器の製造方法。 An outer cylinder installation step of covering an outer cylinder so as to cover an outer side of a cylindrical main body in which a spent nuclear fuel can be accommodated and a plurality of heat transfer fins extend outward from an outer peripheral surface; ,
Between the outer peripheral surface of the main body and the inner peripheral surface of the outer cylinder, each of a plurality of filling regions formed between the plurality of heat transfer fins extends along an axial direction in which the axis of the main body extends. A mold placement process for placing mold members;
A shielding body forming step of forming a plurality of neutron shielding bodies in which hollow portions extending along the axial direction are formed by filling a resin material into each of the plurality of filling regions. A method for producing a spent nuclear fuel container.
前記遮蔽体形成工程では、前記複数の充填領域のそれぞれに樹脂材料を充填した後に、前記型部材を溶解することにより中空部を形成することを特徴とする請求項2に記載の使用済み核燃料用容器の製造方法。 In the mold arrangement step, a soluble mold member is arranged in each of the plurality of filling regions,
3. The spent nuclear fuel according to claim 2, wherein in the shielding body forming step, a hollow portion is formed by melting the mold member after filling each of the plurality of filling regions with a resin material. Container manufacturing method.
前記遮蔽体形成工程では、前記複数の充填領域のそれぞれに樹脂材料を充填した後に、前記複数の充填領域のそれぞれに前記被覆体を残して前記型部材を引き抜くことにより中空部を形成することを特徴とする請求項2に記載の使用済み核燃料用容器の製造方法。 In the mold arranging step, the mold member in a state where a covering is covered on the outer surface of each of the plurality of filling regions is arranged,
In the shielding body forming step, after filling the resin material in each of the plurality of filling regions, the hollow member is formed by pulling out the mold member while leaving the covering body in each of the plurality of filling regions. The method for producing a spent nuclear fuel container according to claim 2, wherein:
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP2019127715A JP6691629B2 (en) | 2019-07-09 | 2019-07-09 | Spent nuclear fuel container and method for manufacturing spent nuclear fuel container |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP2019127715A JP6691629B2 (en) | 2019-07-09 | 2019-07-09 | Spent nuclear fuel container and method for manufacturing spent nuclear fuel container |
Related Parent Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP2015169416A Division JP6599695B2 (en) | 2015-08-28 | 2015-08-28 | Method for producing spent nuclear fuel container |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JP2019191193A true JP2019191193A (en) | 2019-10-31 |
JP6691629B2 JP6691629B2 (en) | 2020-04-28 |
Family
ID=68391336
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP2019127715A Active JP6691629B2 (en) | 2019-07-09 | 2019-07-09 | Spent nuclear fuel container and method for manufacturing spent nuclear fuel container |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JP6691629B2 (en) |
Citations (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4896046A (en) * | 1988-05-24 | 1990-01-23 | Westinghouse Electric Corp. | Fuel rod shipping cask having peripheral fins |
JP2001021648A (en) * | 1999-07-09 | 2001-01-26 | Japan Radio Co Ltd | Underwater detecting device |
JP2001083296A (en) * | 1999-09-10 | 2001-03-30 | Hitachi Ltd | Container for housing exothermic substance |
JP2002055195A (en) * | 2000-08-11 | 2002-02-20 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | Cask and its manufacturing method |
JP2007139677A (en) * | 2005-11-22 | 2007-06-07 | Hitachi Ltd | Radioactive material storage container, and manufacturing method therefor |
-
2019
- 2019-07-09 JP JP2019127715A patent/JP6691629B2/en active Active
Patent Citations (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4896046A (en) * | 1988-05-24 | 1990-01-23 | Westinghouse Electric Corp. | Fuel rod shipping cask having peripheral fins |
JP2001021648A (en) * | 1999-07-09 | 2001-01-26 | Japan Radio Co Ltd | Underwater detecting device |
JP2001083296A (en) * | 1999-09-10 | 2001-03-30 | Hitachi Ltd | Container for housing exothermic substance |
JP2002055195A (en) * | 2000-08-11 | 2002-02-20 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | Cask and its manufacturing method |
JP2007139677A (en) * | 2005-11-22 | 2007-06-07 | Hitachi Ltd | Radioactive material storage container, and manufacturing method therefor |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
JP6691629B2 (en) | 2020-04-28 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US3005105A (en) | Shipping cask for radioactive materials | |
US3962587A (en) | Shipping cask for spent nuclear fuel assemblies | |
KR101811401B1 (en) | Canister for transporting and/or storing radioactive materials, including improved thermal conduction means | |
US11764422B2 (en) | Thermal management of energy storage devices via oscillating heat pipes | |
KR102653230B1 (en) | Passive cooling device for casks containing nuclear fuel | |
JP6599695B2 (en) | Method for producing spent nuclear fuel container | |
JP4246894B2 (en) | Cask and cask manufacturing method | |
JP2011102800A (en) | Canister for transporting and/or storing radioactive material including radially stacked radiation protection material | |
JP2019191193A (en) | Container for used nuclear fuel, and method for forming the container for used nuclear fuel | |
JP2021044111A (en) | Vehicle battery pack | |
JP2017050334A (en) | Reactor | |
JP2017044661A (en) | Method for manufacturing container for spent nuclear fuel | |
JP2017044666A (en) | Method for manufacturing container for spent nuclear fuel | |
JP6828030B2 (en) | Cooling element with base to dissipate heat from the package | |
JP2517755B2 (en) | Radioactive material storage container basket | |
JP4398929B2 (en) | Spent fuel storage container | |
JP2008076408A (en) | Radioactive material container | |
JP2011102802A (en) | Canister for transporting and/or storing radioactive material enhanced in thermal conductivity | |
JP2001201595A (en) | Basket and cask | |
JP6971885B2 (en) | How to install the void layer forming sheet, how to manufacture the radioactive material storage container, and the sheet assembly | |
JP7104664B2 (en) | Storage container for radioactive materials and its manufacturing method | |
JP6574394B2 (en) | Radioactive material storage container | |
JP2008292251A (en) | Basket structure and spent fuel cask | |
JP2019135496A (en) | Radioactive material storing container | |
JP2015140987A (en) | Thermal storage device, structure and process of manufacture of thermal storage device |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
A521 | Request for written amendment filed |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523 Effective date: 20190710 |
|
A621 | Written request for application examination |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A621 Effective date: 20190710 |
|
A977 | Report on retrieval |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A971007 Effective date: 20200311 |
|
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: 20200407 |
|
A61 | First payment of annual fees (during grant procedure) |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A61 Effective date: 20200410 |
|
R150 | Certificate of patent or registration of utility model |
Ref document number: 6691629 Country of ref document: JP Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R150 |
|
S531 | Written request for registration of change of domicile |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R313531 |
|
R350 | Written notification of registration of transfer |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R350 |
|
R250 | Receipt of annual fees |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250 |
|
R250 | Receipt of annual fees |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250 |