JPH01162195A - 炉心構成要素用の輸送コンテナ - Google Patents

炉心構成要素用の輸送コンテナ

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JPH01162195A
JPH01162195A JP63293765A JP29376588A JPH01162195A JP H01162195 A JPH01162195 A JP H01162195A JP 63293765 A JP63293765 A JP 63293765A JP 29376588 A JP29376588 A JP 29376588A JP H01162195 A JPH01162195 A JP H01162195A
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Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は一般に原子炉に関し、特に、原子炉の炉心構成
要素、例えば制御棒クラスタアセンブリやバーナプルポ
イズンクラスタアセンブリ等を運搬するための輸送コン
テナに関するものである。
先j」1術n朋− 典型的な原子炉において、炉心は多数の細長い燃料集合
体を備えており、各燃料集合体は上部及び下部ノズルか
ら構成され、また、両ノズルの間で縦方向に延びると共
に互いに横方向に離隔された複数の細長い案内シンプル
と、該案内シンプルに沿って軸方向に互いに離隔された
複数の横向きの支持格子とを有している。また、各燃料
集合体は複数の細長い燃料要素、即ち燃料棒から成り、
これらの燃料棒は、相互に及び案内シンプルから横方向
に隔てられて上部ノズルと下部ノズルとの間で支持格子
により支持されている。これらの燃料棒は、それぞれ、
核分裂性物質を収容しており、高核分裂率を維持し、も
って熱の形で多量のエネルギの放出を維持するのに十分
な中性子束を炉心内に生じさせるように、組織化された
成る配列に群別されている。炉心に発生される熱の幾ら
かを抜き出して有用な仕事を行わせるために、液状の冷
却材が炉心を通って上方に圧送される。
炉心内の熱発生率は核分裂率と比例し、核分裂率は更に
炉心内の中性子束により決定されるので、原子炉始動時
、運転中、停止時における熱発生の制御は中性子束を変
えることにより達成される。
これは、−mに、中性子吸収材を含む制御棒クラスタア
センブリ (以下、r制御アセンブリ」と称する)の制
御棒を用いて過剰中性子を吸収することにより行われる
。また、案内シンプルは燃料気合体の構成要素である他
に、炉心内に中性子吸収制御棒の挿入を可能とする経路
も提供する。中性子束のレベル、即ち炉心の熱出力は、
通常、案内シンプルに対して制御棒を抜き差しすること
により調整される。
また、中性子束が炉心の寿命の終わりまで減損された時
に、長期間に亘り炉心の運転を継続するのに十分な反応
度が残っているよう、始動時に炉心内に過剰な量の中性
子束を設定することが従来の慣行である。この慣行の観
点から、成る原子炉の場合には、パーナブルポイズンク
ラスタアセンブリ (以下、「ポイズンアセンブリJと
称する)の可燃性吸収棒若しくはポイズン棒が幾つかの
燃料気合体の案内シンプル内に挿入され、他の燃料集合
体における案内シンプル内の制御棒を補助して寿命全体
に亘り炉心の中性子束若しくは反応度を比較的に一定に
維持するようになっている。可燃性吸収棒は、制御棒と
同様に中性子吸収材を含んでいる。可燃性吸収棒が制御
棒と異なる点は、可燃性吸収棒が炉心内での使用期間中
、案内シンプル内で固定位置に保持される点である。
前述の制御アセンブリ及びポイズンアセンブリのような
炉心構成要素を製造場所から原子炉の敷地まで移送する
ことは、勿論必要である。従来長い間、炉心構成要素は
木製のコンテナで運ばれていた。木製コンテナは典型的
には内箱と外箱とを備えている。このようなコンテナの
使用に係る近年の問題点は、炉心構成要素がおが屑及び
水分とゝ     共に原子炉の敷地に到着するという
点である。また、組立体の棒類は合板のスペーサにより
支持されているので、コンテナ内での構成要素の長期間
の貯蔵は、合板の粘着物質から解は出るハロゲンや他の
要素で汚染される可能性があるので、推奨できない。
従って、原子炉の炉心構成要素を運ぶための輸送コンテ
ナの構成について他の手段が必要とされている。放射性
物質の輸送及び貯蔵のためのコンテナの構成については
従来から色々と案出されている。かかる従来のコンテナ
の代表的なものは、米国特許第3,754,141号、
同第3,828,197号、同第3.935,467号
、 同第3,971,955号、同第4,190,16
0号、同第4.218.622号、同第4,625,1
22号、同第4.627,958号、独国特許第3,1
31.126号、仏国第2.488,979号及び日本
国特許第239.3フッ号の各明細書に開示されている
。しかしながら、これらの従来構成はいずれも、原子炉
の炉心構成要素の輸送若しくは運搬に適用可能な適当な
他の手段は提供していない。
al」 本発明は前述の必要性を満足するよう設計された炉心構
成要素用輸送コンテナを提供する0本発明の輸送コンテ
ナは全体の形状が円筒形であり、合成樹脂材料から作ら
れ、炉心構成要素の輸送負荷及び取扱い負荷を最小限と
するように設計されている。また、このコンテナは気密
状態に封止することができ、木製コンテナよりも相当に
安価で内部汚染が少ない。
従って、本発明は、共通取付°構造体と、該共通取付構
造体により支持されそこから共通の方向に延びる複数の
互いに隔てられた細長い部材とを有する炉心構成アセン
ブリを収容し支持するのに用いられる輸送コンテナに向
けられている。この輸送コンテナは、(a)閉鎖底部及
び開放頂部を有し且つ炉心構成アセンブリの細長い部材
を受け入れるようになっている合成樹脂材料から成る剛
性で円筒形の本体と、(b)前記本体内に挿入され、前
記輸送コンテナの移送中に炉心構成アセンブリの細長い
部材を受け入れて安定化させるための複数の合成樹脂材
料製の細長い管と、(C)前記本体内に横向きに固定さ
れると共に該本体に沿って軸線方向に互いに離隔されて
配置されている複数の発泡合成樹脂材料製の剛性で平ら
な円筒形スペーサ板であって、前記管を受け入れ前記本
体内に互いに対して横方向に並列離隔間係に配置し且つ
前記本体の前記閉鎖底部と前記開放頂部との間で延設す
るよう複数の開口がそれぞれ穿設されていると共に、前
記炉心構成要素の部材を前記管内に収容した場合に該部
材を横方向に離隔し支持するようになっている前記スペ
ーサ板と、(d)相対する側に閉鎖頂部及び開放底部を
有し、該開放底部が前記本体の前記開放頂部上に取り付
けられる合成樹脂材料がら成る剛性で円筒形の蓋であっ
て、前記本体に取り付けられた場合に前記炉心構成アセ
ンブリの共通取付構造体を受け入れるよう、中空となっ
ている前記蓋と、(e)前記本体に対して前記蓋を掛止
及び離脱できるように作動する、前記蓋及び前記本体に
設けられた固定手段と、(f)前記蓋の開放底部と前記
本体の開放頂部との間に配置され、前記固定手段の作動
により前記蓋を前記本体に掛止した際に該本体と蓋との
間に気密シールを提供するようになっている封止要素と
、を備えている。
更に詳細には、本体、蓋及び管の合成樹脂材料はポリエ
チレンである。更に、本体は、その開放頂部の回りに取
着された環状リムと、該リムの内側であって、本体の開
放頂部を画定する縁部の上方に配置された合成樹脂材料
製の剛性で平らな支持板とを備えている。支持板は、ス
ペーサ板の開口と一致する複数の開口を有し、共通取付
構造体が蓋内に収容された場合に該構造体を支持する。
スペーサ板の1つはリムの内側であって、支持板と本体
縁部との間に配置される。また、封止要素はリムの上縁
部に配置される環状ガスケットである。
更にまた、蓋には、炉心構成アセンブリの共通取付構造
体を支持するための発泡合成樹脂材料から成る構造体が
内設されている。また、固定手段は複数のオーバーセン
タリングロック機構を備えている。更に、輸送コンテナ
は、外部持上+−y a tiと連結するために、本体
及び蓋の少なくとも一方に配置された取着手段を備え、
該コンテナの移送を容易化している。
本発明の上記利点や効果及びその他の利点や効果は、本
発明の一実施例を示している図面に沿っての以下の詳細
な説明を読むことによって、当業者にとって明らかとな
るであろう。
日の−−# 以下の説明において、同一の参照符号は、全図面を通し
て同一または相当部分を示している。また、以下の説明
において、「前方」、「後方」、「左方」、「右方」、
「上方」、「下方」等の語は便宜上の言葉であり、限定
的な語として理解されるべきものではない。
の      ム 図面、特に第1図を参照すると、従来の燃料集合体が、
正面図で、垂直方向に短縮した形で符号20により総括
的に示されている。この燃料集合体20は加圧水型原子
炉(P W R)に用いられる型式であり、基本的に、
原子炉(図示しない)の炉心領域における下部炉心板(
図示しない)上に燃料集合体20を支持するための下端
構造、即ち下部ノズル22と、この下部ノズル22から
上方に向がって突き出して長手方向に延びる複数の案内
管、即ち案内シンプル24とを備えている。更に、この
燃料集合体20は、案内シンプル24に沿って軸線方向
に互いに隔てられた複数の横向きの支持格子26と、該
支持格子26によって互いに横方向に隔てられ且つ支持
された細長い燃料棒28の組織化された配列とを備えて
いる。また、燃料集合体20は、その中心部に配置され
ている計装管30と、案内シンプル24の上端に取り付
けられる上端構造、即ち上部ノズル32とを備えている
。燃料集合体20は、各部材のこのような配列によって
、構成部材を損傷させることなく普通に取り扱うことの
できる一体ユニットを形成している。
上述したように、燃料集合体20において前記配列の燃
料棒28は、燃料集合体20の長手方向に沿って隔てら
れた支持格子26によって相互に離間された関係に保持
されている。各燃料棒28は核燃料ベレット34を具備
しており、燃料棒28の両端は、該燃料棒18を気密に
封止するように、上部端栓36と下部端栓38により閉
じられている。一般に、燃料棒28内に燃料ベレット3
4を隙間なく、積重体の関係で保持するために、プレナ
ムばね40が上部端栓36と燃料ペレット34との間に
配置されている。核分裂性物質から構成された燃料ペレ
ット34はPWRの反応出力の発生を担っている。F心
で発生される熱を抜き出して有用な仕事を行わせるため
に、水またはホウ素含有水のような液状の減速・冷却材
が炉心の燃料集合体を通って上方に圧送される。
の  ・ポ ズン センダ1 次に、第1図と共に、第2図及び第3図について説明す
る。pwRにおいては、原子炉の始動時、運転中及び停
止時での熱発生を制御することが望まれている。この熱
発生制御は炉心内の中性子束を変化させることにより行
われ、この中性子束の変化は、制御アセンブリ42を用
いて過剰中性子を吸収することにより達成される。制御
アセンブリ42は米国特許第4,326,919号明細
書に開示されているが、本願では、燃料集合体20に取
り付けられた状態が第1図に示されており、燃料集合体
20から分離した状態が第2図に示されている。
より詳細には、制御アセンブリ42は成る配列の制御棒
44を具備し、これらの制御棒44は、案内シンプル2
4のパターンに一致したパターンで配列され、且つスパ
イダサブアセンブリ48のアーム若しくはフルーグ4B
によりその上端のみで支持されている。制御棒44はそ
れぞれ中性子吸収材を含み、スパイダサブアセンブリ4
8から下方に互いにほぼ平行に延びている。スパイダサ
ブアセンブリ48は更に制御棒駆動機構(図示しない)
に連結され、炉心出力を調整するために、燃料集合体2
0の中空の案内シンプル24に対して制御棒44を垂直
方向に抜差しさせるよう周知の態様(ステッピング作動
と呼ばれている)で作動される。
ここで、第4図及び第5図を参照する。PWRの運転に
おいては、ウラン燃料をより有効に利用し、それによっ
て燃料コストを低減するために、炉心の寿命をできるだ
け長く延ばすことが望まれている。この目的を達成する
ために、炉心内に最初に過剰の反応度を与え、同時にそ
の寿命全体に亘り反応度を比較的に一定に維持するため
の手段を提供することが一般的な慣行である。前記手段
は一般にポイズンアセンブリ5Gの形をとり、これは、
抑えサブアセンブリ54により支持された長さが短縮さ
れた複数の可燃性吸収棒52を備えている。
並列離隔関係に吸収棒52を支持する抑えサブアセンブ
リ54は、穿孔された下部支持板56を有しており、こ
の支持板56は上部ノズル32のアダプタ板58に載置
される。抑えサブアセンブリ54はまた、支持板56の
中央開口62に下端が取り付けられそこから上方に延び
ているスリーブ60と、上部抑え板64とを備えている
。従って、上部抑え板64を介して作用する上部炉心板
(図示しない)により圧縮されるコイルばね66により
、支持板42は上部ノズル32のアダプタ板58に対し
て押し付けられる。このような構成によって、燃料集合
体20の案内シンプル24のパターンと一致するパター
ンで支持板56に取り付けられ且つ案内シンプル24内
に挿入される吸収棒52が上方に向かう冷却材の流体力
により燃料集合体20から押し出されるということはな
い。
I゛1      の ゛コンーナ 第6図〜第13図を参照すると、本発明の輸送コンテナ
(以下、単に「コンテナ」とも称する)が符号68で総
括的に示されている。コンテナ68は、制御アセンブリ
42又はポイズンアセンブリ50のような炉心構成要素
を製造工場から原子炉の敷地へ容易に移送するために収
容し支持する場合に用いるのに特に適している。−例と
して、第13図には、制御アセンブリ42がコンテナ6
8内で支持されている状態が想像線で示されている。以
下、コンテナ68の構成が制御アセンブリ42との使用
に関連して述べられているが、ポイズンアセンブリ50
に関しても同様に有効であることを理解されたい。
構成に関して述べるならば、輸送コンテナ68は、剛性
の円筒形本体70と、剛性の円筒形端部キャップ若しく
は蓋72と、複数の細長い管74と、複数の剛性で平ら
な円筒形スペーサ板76の形態をとるスペーサ手段と、
複数のオーバーセンタリングロック機構78の形態の固
定手段と、環状のガスケット80の形態の封止手段と、
アイリング82の形態の取着手段とを備えている。アイ
リング82は!!72に固着され、コンテナ68を容易
に持ち上げるために外部機構(図示しない)と連結でき
るようになっている。
より詳細には、円筒形の本体70は、ポリエチレンのよ
うな適当な合成樹脂材料から構成されるのが好適である
0本体70は、平らな閉鎖底部86を画成する下端キャ
ップ86を、本体70の開放頂部92を画成する上縁部
90を有する継ぎ目のない直立の側壁88の下端に固着
することにより形成されている。
また、環状のリム94が本体70の開放頂部92の回り
に取着され、前記上様部90の上方に延びている。
好適には、環状ガスケット80はリム94の上縁部96
に配置される0本体70は、第13図に示されるように
、制御アセンブリ42の細長い制御棒44を受け入れる
のに十分な長さと径を有している。
コンテナ68の蓋フ2は、ポリエチレンのような適当な
合成樹脂材料から作られるのが好適である。
M72は、閉鎖頂部102と開放底部104を画成する
ように上端壁98を継ぎ目のない外部側壁100に一体
的に結合することにより形成されている。蓋72はその
外部側壁100の下縁部106で本体7oのリム94の
上縁部98上に取付可能となっている。実際には、環状
ガスケット80が側壁88の上縁部96と側壁100の
下縁部106との間に配置される。また、蓋72は外部
側壁100の内部に固定された継ぎ目のない内部側壁1
08を有し、その下縁部110は外部側壁100の下縁
部106よりも下方に延びている。蓋72が本体フ0に
取り付けられた場合、蓋72の内部側壁108の下縁部
106は木板70の側壁88の上縁部98及び、該上縁
部98上に載置された環状ガスケット80よりも下方に
延びている。
更に、蓋72は好適にはエタフォーム(ethafor
m)のような適当な発泡合成樹脂材料から作られた円筒
形スラブ112の形の構造体を備え、このスラブ112
は蓋72内の内部側壁10Bの上端部分に固定されてい
る。蓋72は中央凹部114を有し、註凹部114は、
制御アセンブリ42が本体70に取り付けられた場合に
、そのスパイダサブアセンブリ48の上端を受け入れ支
持するように画成されている。必要ならば、スラブ11
2はスパイダサブアセンブリ48(RCCハブ)及びバ
ーナプルポイズン抑え板64の両者に適合可能としても
良い。
コンテナ68の細長い管74もまたポリエチレン合成樹
脂材料から作られると良い、制御アセンブリ42の細長
い制御棒44を受け入れると共に、コンテナ68の移送
中に制御棒44を安定化させるよう、これらの管74は
本体70内に配置されている。各管74は本体70の側
壁88の長さよりもやや短い、管フ4は、好適には発泡
合成樹脂材料から作られた複数の円筒形スペーサ板76
によって、互いに所望の並列離隔関係に保持されている
。スペーサ板76は、本体フ0の側壁88の内部に取着
された場合、本体フ0内で横方向に動かないように配置
され、本体70に沿って軸線方向に互いに間隔が置かれ
ている。各スペーサ板76には、制御棒44の配列のパ
ターンと一致するパターンで画成された複数の開口11
6が穿設されている。従って、スペーサ板76の開口1
16に摺動可能に挿入されて取り付けられた管74は、
制御棒44の配列のパターンと一致する所望の横向き並
列離隔関係で保持される。このように、スペーサ板76
は管74を側方から支持し、よって制御アセンブリ42
が本体70内に取り付けられた際に制御アセンブリ42
の制御棒44を側方から支持するよう機能する。
各オーバーセンタリングロック機構78は、本体のリム
96上の部片120に枢動可能に取り付けられた作動ハ
ンドル118を有している。また、リング要$122が
このハンドル118に枢動可能に結合されている0本体
70上の部片120と整列して蓋72の側壁100の下
縁部106に設けられた他の部片124は、その上端に
形成された凹状切欠き126を有している0本体フ0に
蓋フ2を据え付けた後、本体フOに蓋72を掛止するた
めに、まず、各リング要素122の上端が切欠き126
の上方に配置されるよう、該リング要素122を上方に
枢動する0次いで、作動ハンドル118をオーバーセン
タを越えて下方に倒し、蓋72の側壁100の外面に接
触させて第6図に示される位置とすると、リング要素1
22の上端は切欠き126内に捕捉される。また、ハン
ドル118を逆方向に回動させることにより、各リング
要素122は切欠き126から解除され、それによって
蓋72は本体フ0から非掛止状態とされる。
コンテナ68内で制御アセンブリ42のスパイダサブア
センブリ(共通取付構造体)48を支持するために、ポ
リエチレン合成樹脂材料から成る剛性の円筒形の平坦な
支持板128が、本体70のリム94内であって本体側
壁88の上縁部90の上方に配置されている。この支持
板128は、スペーサ板76を貫通する開口116と一
致するパターンで複数の穴130を有している。直径が
他のスペーサ板よりも瓜かに大きい1つのスペーサ板7
6が、リム94の内側で、支持板128及び本体側壁8
8の上縁部90の上に接して配置されている。また、支
持板′128及び最上部のスペーサ板7Bには比較的に
大きな直径の中央開口132が穿設されており、そこか
ら短い通路134が径方向に延びている。開口132と
通路134とはそれぞれ、制御アセンブリ42の中央支
柱136とフルーグ46の下縁部を着座させる。
尚、窒素のような乾燥ガスでコンテナ68を浄化し満た
すのを容易にするために、コンテナ68の上端部と底端
部とにそれぞれ、充填パルプと排出バルブを配設しても
良い。
本発明及びこれに付随する多くの利点は、上の説明から
理解されるであろう、また、本発明の精神および範囲を
逸脱することなく、或はその実質的な利点を犠牲にする
ことなく形態、構成及び配列に関し、種々の変更が可能
であることは明らかであり、よって、以上に述べられた
形態は単に本発明の好適な実施例に過ぎない。
【図面の簡単な説明】
第1図は明瞭化のために一部を切り欠いて垂直方向に短
縮して示した従来一般の燃料集合体の一部断両立面図、
第2図は第1図の燃料集合体から取り外された従来一般
の制御アセンブリの立面図であって、制御棒を垂直方向
に短縮して示す図、第3図は第2図の3−3線に沿って
見た制御アセンブリの平面図、第4図は第1図の燃料集
合体に挿入可能な従来のポイズンアセンブリの立面図で
あって可燃性吸収棒を垂直方向に短縮して示す図、第5
図は第4図の5−5線に沿って見たポイズンアセンブリ
の平面図、第6図は第2図〜第5図に示される制御アセ
ンブリ及びポイズンアセンブリのような炉心構成要素の
ための本発明に従った輸送コンテナの立面図で5って、
垂直方向に短縮して示す図、第7図は第6図の7−7線
に沿って見た輸送コンテナの平面図、第8図は第6図の
輸送コンテナの拡大分解縦断面図、第9図は第8図の9
−9線に沿っての輸送コンテナの本体の拡大断面図、第
10図は第8図の10−10線に沿っての輸送コンテナ
の本体の拡大断面図、第11図は第8図の11−11線
に沿って見た輸送コンテナの本体の拡大平面図、第12
図は第8図の12−12線に沿っての輸送コンテナの蓋
の拡大断面図、第13図は第6図の輸送コンテナの拡大
縦断面図であって、内部に配置された制御アセンブリを
想像線で示す図である。 図中、 20・・・燃料集合体 42・・・制御アセンブリ(炉心構成要素)44・・・
制御棒 48・・・スパイダサブアセンブリ(共通取付構造体)
50・・・ポイズンアセンブリ(炉心構成要素)52・
・・可燃性吸収棒 54・・・抑えサブアセンブリ(共通取付構造体)68
・・・輸送コンテナ  70・・・本体72・・・蓋 
     74・・・管76・・・スペーサ板(スペー
サ手段)78・・・オーバーセンタリングロック機構(
固定手段) 80・・・ガスケット   82・・・アイリングFI
G、 9 1A4 +34 FIG、 IQ FIG、 12

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 原子炉の炉心構成要素を輸送するための輸送コンテナで
    あつて、 (a)相対する側に閉鎖端部及び開放端部を有し且つ炉
    心構成要素を受け入れるようになつている剛性で管状の
    本体と、 (b)前記本体内に挿入され、前記輸送コンテナの移送
    中に炉心構成要素の部材を受け入れて安定化させるため
    の複数の細長い管と、 (c)前記管を受け入れ前記本体内に互いに対して並列
    離隔関係に配置し且つ前記本体の前記閉鎖端部と前記開
    放端部との間で延設するよう複数の開口が穿設されてい
    ると共に前記本体内に横方向に配置されるスペーサ手段
    であつて、前記炉心構成要素の部材を前記管内に収容し
    た場合に該部材を横方向に離隔し支持するようになって
    いる前記スペーサ手段と、 (d)相対する側に閉鎖端部及び開放端部を有し、該開
    放端部が前記本体の前記開放端部上に取り付けられる剛
    性で管状の蓋であって、前記本体に取り付けられた場合
    に前記炉心構成要素の共通取付構造体を受け入れるよう
    、中空となっている前記蓋と、 (e)前記本体に対して前記蓋を掛止及び離脱できるよ
    うに作動する、前記蓋及び前記本体に設けられた固定手
    段と、 を備える炉心構成要素用の輸送コンテナ。
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Families Citing this family (16)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4988473A (en) * 1988-12-08 1991-01-29 Westinghouse Electric Corp. Self-latching reactivity-reducing device for use in on-site spent fuel assembly storage
US4917856A (en) * 1988-12-08 1990-04-17 Westinghouse Electric Corp. Self-latching reactivity-reducing device for use in on-site spent fuel assembly storage
US4930650A (en) * 1989-04-17 1990-06-05 Nuclear Assurance Corporation Spent nuclear fuel shipping basket
US5438597A (en) * 1993-10-08 1995-08-01 Vectra Technologies, Inc. Containers for transportation and storage of spent nuclear fuel
US5442666A (en) * 1994-03-04 1995-08-15 Westinghouse Electric Corporation Apparatus for storing control drive rod shafts during chemical decontamination of a reactor
US5481117A (en) * 1994-09-01 1996-01-02 Westinghouse Electric Corporation Shipping container for a nuclear fuel assembly
WO1997039457A1 (de) * 1996-04-12 1997-10-23 Siemens Aktiengesellschaft Kanister zum aufnehmen von kernbrennstoff enthaltenden brennstäben
US6166391A (en) * 1999-05-21 2000-12-26 General Electric Company Uranium oxide shipping container
US6603133B2 (en) * 2000-12-01 2003-08-05 Global Nuclear Fuel -- Americas Llc End support system for a shipping container for nuclear fuel
US8630384B2 (en) * 2003-10-10 2014-01-14 Nac International, Inc. Container and method for storing or transporting spent nuclear fuel
US9183954B2 (en) * 2010-04-23 2015-11-10 Jeffrie Joseph Keenan Systems and method for reducing tritium migration
US8565365B2 (en) * 2010-10-21 2013-10-22 Westinghouse Electric Company Llc Unirradiated nuclear fuel component transport system
US11515054B2 (en) 2011-08-19 2022-11-29 Holtec International Method of retrofitting a spent nuclear fuel storage system
US9831006B2 (en) * 2013-02-13 2017-11-28 Bwxt Mpower, Inc. Shipping container for unirradiated nuclear fuel assemblies
ES2764277T3 (es) 2014-04-24 2020-06-02 Holtec International Sistema de almacenamiento para combustible nuclear
CN107533871A (zh) * 2015-04-23 2018-01-02 霍尔泰克国际公司 用于存储核燃料的反应性控制装置

Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS61176891A (ja) * 1985-01-30 1986-08-08 コンバツシヨン・エンヂニアリング・インコーポレーテツド 放射線遮蔽の運搬兼貯蔵用キヤスク

Family Cites Families (26)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB924013A (en) * 1960-05-24 1963-04-18 Atomic Energy Authority Uk Improvements in or relating to shielded containers for nuclear fuel elements
US3111586A (en) * 1961-08-25 1963-11-19 Baldwin Lima Hamilton Corp Air-cooled shipping container for nuclear fuel elements
US3229096A (en) * 1963-04-03 1966-01-11 Nat Lead Co Shipping container for spent nuclear reactor fuel elements
GB1145983A (en) * 1965-05-07 1969-03-19 Atomic Energy Authority Uk Improvements in or relating to transport containers for radioactive materials
US3669299A (en) * 1970-10-30 1972-06-13 Uniroyal Inc Mechanical and thermal damage protection and insulation materials usable therefor
FR2113805B1 (ja) * 1970-11-17 1976-03-19 Transnucleaire
BE795276A (fr) * 1972-02-11 1973-08-09 Atomic Energy Authority Uk Recipient de transport d'elements combustibles
US3754141A (en) * 1972-07-12 1973-08-21 Atomic Energy Commission Shipping and storage container for high power density radioactive materials
US3828197A (en) * 1973-04-17 1974-08-06 Atomic Energy Commission Radioactive waste storage
US3935467A (en) * 1973-11-09 1976-01-27 Nuclear Engineering Co., Inc. Repository for fissile materials
US3971955A (en) * 1975-08-14 1976-07-27 E. R. Squibb & Sons, Inc. Shielding container
GB1554605A (en) * 1976-08-25 1979-10-24 Atomic Energy Authority Uk Assembly for the transport of fuel elements
US4208247A (en) * 1977-08-15 1980-06-17 Westinghouse Electric Corp. Neutron source
US4218622A (en) * 1978-01-17 1980-08-19 The Carborundum Company Neutron absorbing article and method for manufacture thereof
JPS582634B2 (ja) * 1978-04-05 1983-01-18 株式会社日立製作所 制御棒の貯蔵方法
US4190160A (en) * 1979-03-06 1980-02-26 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Accident resistant transport container
US4382512A (en) * 1979-08-06 1983-05-10 The Radiochemical Centre Ltd. Container system for dangerous materials
DE7930459U1 (de) * 1979-10-27 1980-03-06 Transnuklear Gmbh, 6450 Hanau Transport- und/oder lagerbehaelter fuer radioaktive stoffe
DE3037328C2 (de) * 1980-10-02 1982-12-23 Transnuklear Gmbh, 6450 Hanau Stoßdämpfer für Behälter zum Transport und/oder zur Lagerung von radioaktivem Material
DE3131126A1 (de) * 1981-08-06 1983-02-24 GNS Gesellschaft für Nuklear-Service mbH, 4300 Essen "abschirmanordnung fuer die lagerung, insbesondere zwischenlagerung, und den transport von bestrahlten kernreaktorbrennelementen
DE3320071A1 (de) * 1983-06-03 1984-12-06 Siemens AG, 1000 Berlin und 8000 München Anordnung zum aufnehmen abgebrannter kernreaktor-brennstaebe und verfahren zu ihrer handhabung
DE3322770C2 (de) * 1983-06-24 1985-10-03 Deutsche Gesellschaft für Wiederaufarbeitung von Kernbrennstoffen mbH, 3000 Hannover Vorrichtung zur Handhabung und zum Schutz von Lagergebinden für radioaktive Stoffe
JPS60129699A (ja) * 1983-12-19 1985-07-10 秩父セメント株式会社 多重型容器
JPS60201292A (ja) * 1984-03-26 1985-10-11 原子燃料工業株式会社 使用済バ−ナブルポイズンロツド保管装置
US4560069A (en) * 1985-05-02 1985-12-24 Simon B Kenneth Package for hazardous materials
JPS6276498A (ja) * 1985-09-30 1987-04-08 株式会社東芝 燃料貯蔵ラツク

Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS61176891A (ja) * 1985-01-30 1986-08-08 コンバツシヨン・エンヂニアリング・インコーポレーテツド 放射線遮蔽の運搬兼貯蔵用キヤスク

Also Published As

Publication number Publication date
EP0317781A2 (en) 1989-05-31
JP2580292B2 (ja) 1997-02-12
ES2035212T3 (es) 1993-04-16
KR890008857A (ko) 1989-07-12
US4803042A (en) 1989-02-07
DE3874682D1 (de) 1992-10-22
EP0317781B1 (en) 1992-09-16
EP0317781A3 (en) 1989-11-29
DE3874682T2 (de) 1993-02-11

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