JPH05249290A - 核燃料貯蔵体のフラックストラップ中性子吸収装置 - Google Patents

核燃料貯蔵体のフラックストラップ中性子吸収装置

Info

Publication number
JPH05249290A
JPH05249290A JP4191552A JP19155292A JPH05249290A JP H05249290 A JPH05249290 A JP H05249290A JP 4191552 A JP4191552 A JP 4191552A JP 19155292 A JP19155292 A JP 19155292A JP H05249290 A JPH05249290 A JP H05249290A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
storage
canister
flux trap
adjacent
side walls
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.)
Withdrawn
Application number
JP4191552A
Other languages
English (en)
Inventor
William P Kovacik
ピーター コバチック ウイリアム
Donald E Mueller
ユージーン ミュラー ドナルド
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.)
CBS Corp
Original Assignee
Westinghouse Electric Corp
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 Westinghouse Electric Corp filed Critical Westinghouse Electric Corp
Publication of JPH05249290A publication Critical patent/JPH05249290A/ja
Withdrawn legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00—Reactor types
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/02—Details of handling arrangements
    • G21C19/06—Magazines for holding fuel elements or control elements
    • G21C19/07—Storage racks; Storage pools
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/40—Arrangements for preventing occurrence of critical conditions, e.g. during storage
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F5/00—Transportable or portable shielded containers
    • G21F5/005—Containers for solid radioactive wastes, e.g. for ultimate disposal
    • G21F5/008—Containers for fuel elements
    • G21F5/012—Fuel element racks in the containers
    • 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

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • Filling Or Discharging Of Gas Storage Vessels (AREA)
  • Fuel Cell (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
  • Particle Accelerators (AREA)
  • Solid-Sorbent Or Filter-Aiding Compositions (AREA)
  • Hydrogen, Water And Hydrids (AREA)

Abstract

(57)【要約】 （修正有） 【目的】 核燃料貯蔵プール内において核燃料集合体貯
蔵缶の間に配置されていて、利用可能な燃料貯蔵スペー
スを最大にするためのフラックストラップ中性子吸収装
置を提供する。 【構成】 フラックストラップ中性子吸収装置５４は、
間隔を置き隣接して配置されている貯蔵缶４０の対向し
た側壁４０Ａの各々に沿って垂直方向に延び互いに間隔
を置いて位置した別々のポケット５０と、各ポケット５
０内に設けられた熱中性子吸収材料のプレート４８を有
する。プレート４８は互いに間隔を置いて位置し、間に
高速中性子減速領域を画定する。装置５４は、プレート
４８と隣接の側壁４０Ａのポケット５０との間で高速中
性子減速領域内に設けられた金属水素化物のスラブ６０
と、高速中性子減速領域内に位置し金属水素化物のスラ
ブ６０を収容するキャニスタ５６とを更に有する。プレ
ートの熱中性子吸収材料は通常は炭化硼素である。

Description

【発明の詳細な説明】
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は一般に核燃料貯蔵／輸送
技術に関し、より詳細には、燃料貯蔵本体、例えば核燃
料輸送キャスクまたは燃料貯蔵設備の燃料貯蔵プールの
ための改良型フラックストラップ中性子吸収装置に関す
る。
【０００２】
【従来の技術及び発明が解決しようとする課題】燃料貯
蔵設備は原子力発電所における未使用の燃料集合体と使
用済み燃料集合体の両方の所内貯蔵を可能にする。燃料
貯蔵設備は、ステンレス鋼製ライナーを備えた鉄筋コン
クリート構造体であり、硼酸塩処理済みの原子炉補給水
で満たされた燃料ピットまたはプールを含む。横断面が
正方形であり間隔を置き且つ並置された列の状態で直立
した燃料貯蔵容器または缶が燃料貯蔵プール内で水中に
設けられている。燃料貯蔵缶は、多数本の燃料集合体、
例えば８５０本の燃料集合体を所定の位置で収容するよ
う設計されていて、燃料集合体は燃料貯蔵プール内で臨
界未満の列の状態に維持されるようになっている。
【０００３】一般に、スラブの形の中性子吸収体または
ポイズン、例えば炭化硼素が缶の側部に沿って垂直方向
に延びる狭いポケット内に設けられており、補給水が缶
の間の空間の残部を満たして燃料を臨界未満の状態に維
持するのに役立つ。高速中性子が燃料によって放出さ
れ、したがって、高速中性子を減速して吸収材料中によ
り効果的に吸収できるようにすることが望ましい。
【０００４】炭化硼素のスラブ及びこれらの間に存在す
る或る量の硼酸塩処理済み補給水は、貯蔵プール内で貯
蔵状態の燃料集合体の間のフラックストラップ中性子吸
収手段として役立つ。補給水は、スラブまたはプレート
の形の周囲の炭化硼素と共に高速中性子減速領域を形成
し、熱中性子吸収体となる。高速中性子は、熱中性子吸
収材料の炭化硼素性プレートの間の減速領域内に収容さ
れた水の中に入る。水中の水素原子はプレート間で高速
中性子を減速させ、これらがプレートの熱中性子吸収材
料によって吸収できるようにする。
【０００５】複数のかかるフラックストラップ中性子吸
収装置が燃料集合体を収容している缶の間に位置してい
て燃料集合体の列を安全な運転停止時の臨界未満の状態
に保つのに役立っている。燃料貯蔵プールのスペースは
原子力発電所に固定されており且つ濃縮度の一層高い燃
料の貯蔵の要請がますます重要になっているので、燃料
貯蔵プールに貯蔵できる燃料の量を最大にする必要があ
る。その結果、燃料貯蔵プール内における貯蔵セル構造
体の容積を最少限に抑えることが重要である。０．１イ
ンチという僅かな寸法上の差は、臨界未満に関する要件
を満たすと共に貯蔵能力を最大限にし且つ材料に課され
る要件を極力少なくする上で設計者にとり重要である。
【０００６】したがって、利用可能な燃料貯蔵スペース
を最大にするためのフラックストラップ中性子吸収装置
の設計改良が強く要望されている。
【０００７】
【課題を解決するための手段】本発明は、上記要望を満
足するような設計の改良型フラックストラップ中性子吸
収装置を提供する。本発明のフラックストラップ中性子
吸収装置は、燃料貯蔵本体、例えば燃料貯蔵プールまた
は燃料輸送キャスクで用いられる高速中性子減速用の水
の一部を金属水素化物で置き換えている。フラックスト
ラップ中性子吸収装置の設計効率はトラップ領域におけ
る水素原子または他の質量の小さな元素による高速中性
子の減速の度合いに応じるので水素の密度が高ければ高
いほど設計効率はよくなる。或る種の金属水素化物は水
よりも水素密度が高く、かくしてフラックストラップ中
性子吸収装置の効率が増大することになる。かかる金属
水素化物を用いると、濃縮度の一層高い燃料の貯蔵が可
能になる。
【０００８】さらに、金属水素化物を用いると、水の温
度による水中の水素密度のばらつきがなくなる。水温が
上昇すると、水素容積密度は減少し、それにより吸収装
置の効率が低下する。ある設計例では、この効果は重要
な場合がある。
【０００９】したがって、本発明は核燃料貯蔵本体内に
おける上述の複数のフラックストラップ中性子吸収装置
に関する。燃料貯蔵本体は、ある量の高速中性子減速流
体及び流体内に沈められていて、間隔を置き且つ並置さ
れた列の状態で配置された複数の直立の貯蔵缶を含む。
各貯蔵缶は各燃料集合体を受け入れて貯蔵するよう互い
に連結された複数の側壁で構成されている。複数のフラ
ックストラップ中性子吸収装置は貯蔵缶の間で貯蔵本体
内に配置されている。
【００１０】本発明の一実施例では、各フラックストラ
ップ中性子吸収装置は、間隔を置いて配置された貯蔵缶
の隣接の側壁の各々の外部に沿って垂直方向に延びると
共にこれに取り付けられていて、隣接の側壁に沿って延
び且つ互いに間隔を置いて配置されたポケットをそれぞ
れ形成する別体のポケット形成手段と、ポケットの各々
の中に設けられていて、互いに間隔を置いて配置される
と共にあいだに高速中性子減速領域を画定する熱中性子
吸収材料の細長い平らなプレートと、熱中性子吸収材料
のプレートと隣接の側壁上の別体ポケット形成手段との
間で高速中性子減速領域内に設けられた金属水素化物の
スラブと、高速中性子減速領域内に設けられている金属
水素化物のスラブを収容していて、隣接の貯蔵缶の隣接
の側壁の少なくとも１つに連結されているキャニスタと
を有することを特徴とする。
【００１１】本発明のもう１つの実施例では、各フラッ
クストラップ中性子吸収装置は、間隔を置いて配置され
た貯蔵缶の各隣接対と貯蔵缶の側壁のうちの隣接の１つ
との間に設けられていて、貯蔵缶の残りの側壁との間に
高速中性子減速領域を画定する熱中性子吸収材料の少な
くとも１つの細長い平らなプレートと、熱中性子吸収材
料のプレートと貯蔵缶の他方の側壁との間で高速中性子
減速領域内に配置された金属水素化物のスラブと、熱中
性子吸収材料のプレート及び金属水素化物のスラブを収
容したキャニスタとを有し、キャニスタは隣接の貯蔵缶
の隣接の側壁のうちの少なくとも１つに連結されてい
る。一形態では、隣接の貯蔵缶の隣接の側壁のうちの１
つに沿って垂直方向に延びると共にこれに取り付けられ
た手段は、側壁のうち前記１つに沿ってポケットを形成
し、熱中性子吸収材料で構成された第２の細長い平らな
プレートがポケット内に設けられている。
【００１２】フラックストラップ中性子吸収装置の両実
施例において、プレートの熱中性子吸収材料は好ましく
は炭化硼素である。好ましくは、スラブの金属水素化物
は水素化チタンである。変形例として、金属水素化物は
水素化ガドリニウム−チタンまたは希土類水素化物であ
るのが良い。
【００１３】以下の詳細な説明を読むにあたり、添付の
図面を参照されたい。
【００１４】
【実施例】今、図面を参照し、特に図１を参照すると、
全体を符号１０で指示した従来型核燃料集合体が示され
ている。加圧水型原子炉（ＰＷＲ）に用いられる形式の
ものであるため、従来型燃料集合体１０は基本構成要素
として、原子炉（図示せず）の炉心領域内で下部炉心板
（図示せず）上に燃料集合体を支持するための下端部構
造体又は下部ノズル１２と、下部ノズル１２から上方へ
突出する複数本の長さ方向に延びる案内管又はシンブル
１４とを含む。燃料集合体１０は、案内シンブル１４に
沿って軸方向に離隔した複数の横方向グリッド１６と、
グリッド１６によって横方向に間隔を置いて支持され、
整然と並んだ細長い燃料棒１８とを更に有する。また、
燃料集合体１０は、その中心に位置決めされた計装管２
０と、燃料集合体の諸部分を損傷させないで従来通りの
取り扱いが可能な一体的集合体を形成するよう案内シン
ブル１４の上端部に着脱自在に取り付けられた上端部構
造体又は上部ノズル２２とを有する。
【００１５】上述のように、燃料集合体１０内の列状の
燃料棒１８は、燃料集合体の長さに沿って離隔配置され
たグリッド１６により互いに間隔を置いた関係に保たれ
ている。各燃料棒１８は核燃料ペレット２４を含み、燃
料棒の両端は燃料棒を気密封止するための上部端栓２６
及び下部端栓２８で密閉されている。通常、ペレットを
燃料棒内に密な積重ね関係に保つためにプレナム・スプ
リング３０が上部端栓２６とペレット２４との間に設け
られている。核分裂性物質で構成される燃料ペレット２
４は原子炉の核反応力を生じさせる原因となる。液体減
速材／冷却材、例えば、水又は硼素を含有した水が炉心
の燃料集合体を通って上方へ圧送される。その目的は、
炉心で生じた熱を取り出して有益な仕事を生じさせるこ
とにある。
【００１６】図２及び図３を参照すると、未使用の燃料
が原子力発電所に受け入れられると、燃料集合体は原子
炉内に装荷されるまで、通常は発電所の原子炉施設内に
設置された燃料貯蔵設備の貯蔵プール３２内で貯蔵され
る。あるいは、燃料ペレットの反応性の相当大きな割合
が使用済みになったとき、使用済燃料集合体を炉心から
取り出して貯蔵プール３２内へ移す。
【００１７】図２及び図３で分かるように、燃料貯蔵プ
ール３２は、上部が開いた、即ちオープントップのキャ
ビティ３４Ａを備えた鉄筋コンクリート製構造体３４で
ある。キャビティ３４内にはステンレス鋼製のライナー
３６が施されている。内張されたキャビティ３４Ａは高
速中性子を減速させる、或いは遅くさせることのできる
流体、例えば硼酸塩処理済みの原子炉補給水３８で満た
されている。ライナー３６は、複数のほぼ垂直の側部３
６Ａと水平の床３６Ｂで構成されており、これら側部と
床は互いに連結されてボックス状の構造物が形成されて
いる。
【００１８】燃料貯蔵容器または缶４０が、キャビティ
のライナー３６の床３６Ｂ上に桟橋のような態様で支持
された下部プラットホーム４２上に直立状態で設けられ
ている。各貯蔵缶４０は横断面が矩形であり、互いに剛
結された複数の側壁４０Ａによって構成されるオープン
トップを有している。各貯蔵缶４０はまた、側壁４０Ａ
の下縁部に剛結された底壁４０Ｂを有している。矩形の
ブレース４４が貯蔵缶４０の上方部分を包囲した状態で
ライナー３６によって取り付けられており、缶４０を補
給水３８の表面３８Ａの下で間隔をおいて並置された列
の状態で保持するのに役立つ。かくして、直立列状に並
べられた貯蔵缶４０は、所定の位置で多数本の燃料集合
体１０（図１）を収容するよう設計されており、核燃料
集合体が燃料貯蔵プール３２内で臨界未満の列の状態で
維持されるようになる。
【００１９】図２及び図３において、より詳細には、図
４及び図５で分かるように、燃料集合体を収容している
貯蔵缶４０の相互間で貯蔵プール３２内には、複数の従
来型フラックストラップ中性子吸収装置４６が設けられ
ている。各フラックストラップ中性子吸収装置４６は、
中性子吸収剤またはポイズン、例えば炭化硼素で作られ
た一対の細長い平らなスラブまたはプレート４８及びこ
れらの間に位置した或る量の硼酸塩処理済み補給水３８
の柱状体３８Ｂを含む。各中性子吸収プレート４８は代
表的には、各貯蔵缶４０の側壁４０Ａの外部と貯蔵缶４
０の各側壁４０Ａに沿って垂直方向に延びる外側の細長
い被覆物５２との間に構成される狭い隙間またはポケッ
ト５０内に設けられると共にその周縁部に沿って缶の側
壁４０Ａに取り付けられている。外側被覆物５２は好ま
しくは、金属、例えばステンレス鋼製の細長いシートま
たはプレートの形態をしており、好ましくはこれと同種
の材料で各貯蔵缶４０の側壁４０Ａ及び底壁４０Ｂを構
成する。補給水柱状体３８Ｂは隣接の貯蔵缶４０の外側
被覆物５２の間の空間の残部を満たしている。
【００２０】これら従来型中性フラックストラップ中性
子吸収装置４６は、燃料を臨界未満の状態に保つのに役
立つ。貯蔵プール３２にを満たす硼酸塩処理済み補給水
３８内の柱状体３８Ｂは、互いに間隔をおいた対をなす
隣接の貯蔵缶４０の間に位置した高速中性子減速領域を
構成すると共にこれを占めている。高速中性子は貯蔵状
態の燃料によって放出され続け、したがってこれら高速
中性子を減速して吸収材料のプレート４８内に一層効率
的に吸収できるようにすることが望ましい。高速中性子
は、熱中性子吸収材料の炭化硼素プレート４８の間の減
速領域内に閉じ込められ、ここで、水３８中の水素原子
は高速中性子をプレート４８の間で減速し、したがって
高速中性子が熱中性子吸収材料によって吸収できるよう
にする。
【００２１】次に、図６〜図９を参照すると、本発明の
２つの基本実施例としての改良型フラックストラップ中
性子吸収装置が示されている。各フラックストラップ中
性子吸収装置は、燃料貯蔵プール３２内において、隣接
の貯蔵缶４０の各対間の空間内で用いられており、主と
して、従来型フラックストラップ吸収装置４６で従来用
いられている補給水３８の一部に代えて金属水素化物を
利用している。
【００２２】図６及び図８を参照すると、全体を５４で
示す一基本実施例としての改良型フラックストラップ中
性子吸収装置が示されている。改良型フラックストラッ
プ吸収装置５４は、被覆物５２と貯蔵缶の側壁４０Ａと
の間に構成されたポケット５０内に位置した中性子吸収
プレート４８を含み、この中性子吸収プレート４８は図
４の従来型フラックストラップ吸収装置４６におけるも
のと構造が実質的に同じである。中性子吸収プレート４
８は、上述のものと同一の材料、好ましくは炭化硼素で
形成される。
【００２３】しかしながら、改良型フラックストラップ
中性子吸収装置４６は、補給水柱状体３８Ｂを用いない
で、対向した側壁５６Ａ及びこれら側壁の間に延びてい
てこれらを互いに剛結する対向した横方向端壁５６Ｂに
よって画定される矩形横断面の中空金属キャニスタ５６
を用いている。キャニスタ５６の側壁５６Ａの一方は、
その両側の垂直方向縁部から外方に互いに逆方向に延び
る横方向取付けフランジ５８を有する。横方向取付けフ
ランジ５８は、隣接の貯蔵缶４０のうちの一方に設けら
れている被覆物５２の互いに反対側に位置した垂直方向
縁部５２Ａに取り付けられている。キャニスタ５６はそ
の互いに反対側に位置した上端部と下端部が閉鎖され、
先の実施例では補給水の柱状体３８Ｂによって占有され
ていた隣接の貯蔵缶４０の相互間の空間を占有してい
る。
【００２４】キャニスタ５６は、高速中性子の減速効果
の点で補給水よりも一層優れた金属水素化物のスラブ６
０で満たされている。金属水素化物スラブ６０はキャニ
スタ５６の側壁５６Ａ及び端壁５６Ｂに接触して配置さ
れている。図６及び図８に示す一実施例の変形例では、
各貯蔵缶４０の４つの側壁のうち２つの隣接の側壁４０
Ａだけがそれぞれのキャニスタ５６を取り付け、他の２
つの隣接の側壁４０Ａにはキャニスタが取り付けられて
いないということが注目されよう。図６において、缶４
０の他の２つの隣接の側壁４０Ａはそれぞれのキャニス
タ５６によって当接状態にあり、これに対し図８では、
缶４０の他の２つの隣接の側壁４０Ａはそれぞれのキャ
ニスタ５６から間隔を置いて位置している。
【００２５】図６及び図８の基本実施例の２つの変形例
の間の主要な差異は、改良型フラックストラップ中性子
吸収装置５４で置換された補給水３８の量に関連してい
る。図６において、キャニスタ５６のそれぞれの側壁５
６Ａは、隣接の貯蔵缶４０と接触状態にあって、フラッ
クストラップ中性子吸収装置５４内には隙間がなく、か
くして水３８が存在しないようになる。これとは対照的
に、図８ではキャニスタ５６のそれぞれの側壁５６Ａ
は、隣接の貯蔵缶４０に対して離隔関係に位置され、フ
ラックストラップ中性子吸収装置５４内には隙間６１が
あり、かくして水３８が存在するようになる。また、図
８では、複数の、例えば、２つのスペーサ部材６２が、
各キャニスタ５６の側壁５６Ａのうちの１つと隣接の貯
蔵缶４０のうちの１つとの間に配置されている。スペー
サ部材６２は互いに間隔をおいて配置され、互いに軸方
向に延びてキャニスタの側壁５６Ａを一方の貯蔵缶４０
から離隔させている。
【００２６】図７及び図９を参照すると、全体を６４で
示すもう１つの実施例としての改良型フラックストラッ
プ中性子吸収装置が示されている。図６及び図８の一実
施例とは対照的に、図７及び図９の別の実施例は、少な
くとも１つの中性子吸収プレート６６を貯蔵缶４０の隣
接の対のうちの一方の側壁４０Ａに沿ってポケットのう
ちの１つから隣接の貯蔵缶４０の対の間に位置するキャ
ニスタ６８内へ再位置決めしている。プレート６６はキ
ャニスタ６８内の金属水素化物のスラブ７０と並んで配
置されている。図７では、一中性子吸収プレート４８は
被覆物５２と隣接の貯蔵缶の他方の側壁４０Ａとの間に
構成されるポケット５０内に位置したままであり、図４
の従来型フラックストラップ中性子吸収装置４６及び図
６の改良型フラックストラップ中性子吸収装置と実質的
に同一の構造をしている。中性子吸収プレート６６，４
８は上述のものと同一の材料、好ましくは炭化硼素によ
って形成されている。図９では、熱中性子吸収材料で作
られた一対のプレート６６が金属水素化物のスラブ７０
の両側でキャニスタ６８内に設けられている。プレート
６６及びスラブ７０は互いに並んで接触した関係に且つ
キャニスタ６８の側壁６８Ａ及び横方向端壁６８Ｂと接
触状態で設けられている。
【００２７】さらに、図７では、キャニスタ６８の側壁
６８Ａは隣接の貯蔵缶４０と接触状態に配置され、キャ
ニスタと隣接の貯蔵缶４０との間には隙間がなく、それ
により高速中性子減速流体が存在しないようになってい
る。これとは対照的に、図９では、キャニスタ６８の側
壁６８Ａは隣接の貯蔵缶４０から間隔をおいて位置し、
キャニスタ６８の側壁６８Ａの各々と隣接の貯蔵缶４０
との間には隙間７２が存在し、それにより高速中性子減
速流体が存在するようになっている。複数のスペーサ部
材７４がキャニスタ６８の側壁６８Ａと隣接の貯蔵缶４
０との間に位置すると共に、それに沿って軸方向に延び
ていてキャニスタの側壁を貯蔵缶から離隔させている。
かくして、置き換えられた補給水の量は図９の場合より
も図７のほうが多い。好ましくは、すべての実施例の金
属水素化物性スラブ６０，７０は、水の水素密度よりも
大きな水素密度の水素化チタンで構成されている。例え
ば、水素化チタンの水素密度は、同一量の水の水素密度
よりも約５０％大きい（９．４Ｅ２２原子／ＣＣ対６．
７Ｅ２２原子／ＣＣ）。かくして、水素化チタンの量が
少なくても、多量の水と同一の中性子減速能力を発揮す
ることができ、それにより改良型フラックストラップ中
性子吸収装置５４，６４の全体的な寸法形状を小型にで
きる。典型的な設計の貯蔵プールについてなされた中性
子理論に基づく計算によれば、水ではなくて、金属水素
化物、例えば水素化チタン（ＴｉＨ２）を用いると、セ
ル構造の寸法が約０．４インチ小さくすることができ、
スペースの著しい節約が得られた。
【００２８】さらに、水素化チタンは安定の無腐食性の
材料である。水素の発生は、約３００℃の温度に達する
までは生じない。この材料は、安定の強度及び延性を有
し、これは所要の製作工程を実施できる。他の金属水素
化物を用いることも可能である。例えば、それ自体が中
性子を吸収する金属を用いることは、改良型フラックス
トラップ中性子吸収装置の有効性を増すことになろう。
かかる材料は、水素化ガドリニウム−チタンまたは希土
類水素化物である。
【００２９】本発明の原理は、小型のポータブル式貯蔵
プールである使用済み燃料輸送キャスクにも適用できる
ことは言うまでもない。
【図面の簡単な説明】
【図１】燃料が使用済みの状態になった時に燃料貯蔵プ
ール内に貯蔵される従来型燃料集合体の部分断面部分短
縮部分切欠き側面図である。
【図２】燃料集合体が詰め込まれた複数の直立貯蔵缶及
び貯蔵缶の間の複数の従来型フラックストラップ中性子
吸収装置を含む従来型燃料貯蔵プールの平面図である。
【図３】図２の３−３線における従来型燃料貯蔵プール
の縦断面図である。
【図４】図３の４−４線における対をなす隣接の貯蔵缶
の拡大部分横断面図であり、貯蔵缶の間に位置した従来
型フラックストラップ中性子吸収装置を詳細に示す図で
ある。
【図５】貯蔵缶の側壁及びこれと関連した従来型フラッ
クストラップ中性子吸収装置の一部の拡大部分図であ
る。
【図６】図４の横断面図と類似した横断面図であるが、
本発明による一実施例としてのフラックストラップ中性
子吸収装置を示す図である。
【図７】図６の横断面図と類似した横断面図であるが、
本発明による別の実施例としてのフラックストラップ中
性子吸収装置を示す図である。
【図８】図７の横断面図と類似した横断面図であるが、
本発明による更に別の実施例としてのフラックストラッ
プ中性子吸収装置を示す図である。
【図９】図８の横断面図と類似した横断面図であるが、
本発明の更に別の実施例としてのフラックストラップ中
性子吸収装置を示す図である。
【符号の説明】
１０ 核燃料集合体 ３２ 燃料貯蔵本体、例えば、燃料貯蔵プール ４０ 燃料貯蔵缶 ４０Ａ，６８Ａ 側壁 ４８，６６ 熱中性子吸収材料のプレート ５０ ポケット ５４，６４ フラックストラップ中性子吸収装置 ５６，６８ キャニスタ ６０，７０ 金属水素化物のスラブ ６１，７２ 隙間 ６２，７４ スペーサ部材
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 ドナルド ユージーン ミュラー アメリカ合衆国 ペンシルベニア州 ピッ ツバーグ バハマ ドライブ 5012

Claims (13)

    【特許請求の範囲】
  1. 【請求項１】 或る量の高速中性子減速流体と、前記流
    体中に沈められていて、互いに間隔を置き且つ並置され
    た列の状態で設けられており、各々が核燃料集合体を受
    け入れて貯蔵するよう互いに連結された複数の側壁で構
    成されている複数の直立の貯蔵缶とを含む核燃料貯蔵体
    において、貯蔵缶の間で貯蔵体内に位置した複数のフラ
    ックストラップ中性子吸収装置が各々、間隔を置いて配
    置された貯蔵缶の隣接の側壁の各々の外部に沿って垂直
    方向に延びると共にこれに取り付けられていて、隣接の
    側壁に沿って延び且つ互いに間隔を置いて配置されたポ
    ケットをそれぞれ形成する別体のポケット形成手段と、
    ポケットの各々の中に設けられていて、互いに間隔を置
    いて配置されると共にあいだに高速中性子減速領域を画
    定する熱中性子吸収材料の細長い平らなプレートと、熱
    中性子吸収材料のプレートと隣接の側壁上の別体ポケッ
    ト形成手段との間で高速中性子減速領域内に設けられた
    金属水素化物のスラブと、高速中性子減速領域内に設け
    られている金属水素化物のスラブを収容していて、隣接
    の貯蔵缶の隣接の側壁の少なくとも１つに連結されてい
    るキャニスタとを有することを特徴とするフラックスト
    ラップ中性子吸収装置。
  2. 【請求項２】 ポケット形成手段は、隣接の側壁の各々
    に沿って垂直方向に延びると共に周囲が各側壁に取り付
    けられた外側の細長い被覆物であることを特徴とする請
    求項１のフラックストラップ中性子吸収装置。
  3. 【請求項３】 外側被覆物は金属製のプレートであるこ
    とを特徴とする請求項２のフラックストラップ中性子吸
    収装置。
  4. 【請求項４】 キャニスタは、一対の互いに間隔をおい
    て位置した側壁と、側壁の間に延びていて側壁を互いに
    剛結する一対の横方向端壁とで構成される横断面が矩形
    の中空金属容器であることを特徴とする請求項１のフラ
    ックストラップ中性子吸収装置。
  5. 【請求項５】 キャニスタは、側壁のうちの１つの互い
    に反対側に位置した垂直方向縁部に取り付けられると共
    に該縁部から外方に向かって互いに逆方向に延びる一対
    の横方向取付けフランジを更に有し、横方向取付けフラ
    ンジはそれぞれ対応関係にある被覆物の互いに反対側に
    位置した垂直方向縁部に取り付けられていることを特徴
    とする請求項４のフラックストラップ中性子吸収装置。
  6. 【請求項６】 キャニスタは金属水素化物のスラブによ
    って満たされ、金属水素化物のスラブはキャニスタの側
    壁及び横方向端壁と接触状態にあることを特徴とする請
    求項４のフラックストラップ中性子吸収装置。
  7. 【請求項７】 キャニスタの側壁は隣接の貯蔵缶と接触
    状態にあり、キャニスタと隣接の貯蔵缶との間には隙間
    がなく、それにより高速中性子減速流体が存在しないよ
    うになっていることを特徴とする請求項４のフラックス
    トラップ中性子吸収装置。
  8. 【請求項８】 キャニスタの側壁は隣接の貯蔵缶から間
    隔を置いて位置していて、キャニスタの側壁の各々と隣
    接の貯蔵缶との間には隙間が存在し、それにより高速中
    性子減速流体が存在するようになっていることを特徴と
    する請求項４のフラックストラップ中性子吸収装置。
  9. 【請求項９】 キャニスタの側壁のうちの１つと隣接の
    貯蔵缶のうちの１つとの間に設けられていて、これらに
    沿って軸方向に延びキャニスタの側壁を前記貯蔵缶のう
    ちの１つから離隔させている複数のスペーサ部材を更に
    有することを特徴とする請求項４のフラックストラップ
    中性子吸収装置。
  10. 【請求項１０】 貯蔵缶の各々は側壁のうち４つを有
    し、キャニスタのうちの４つは貯蔵缶の４つの側壁に隣
    接してそれぞれ位置し、４つのキャニスタのうち２つは
    貯蔵缶の４つの側壁のうちの２つの隣接の側壁によって
    取り付けられ、４つのキャニスタのうち残りの２つは貯
    蔵缶の２つの他の隣接の側壁と当接状態にあることを特
    徴とする請求項１のフラックストラップ中性子吸収装
    置。
  11. 【請求項１１】 各貯蔵缶は側壁のうち４つを有し、キ
    ャニスタのうち４つは貯蔵缶の４つの側壁に隣接してそ
    れぞれ位置し、４つのキャニスタのうち２つは貯蔵缶の
    ４つの側壁のうち２つの隣接の側壁によって取り付けら
    れ、４つのキャニスタのうち残りの２つは貯蔵缶の２つ
    の他の隣接の側壁に対し間隔を置いた関係に配置されて
    いることを特徴とする請求項１のフラックストラップ中
    性子吸収装置。
  12. 【請求項１２】 プレートを構成する熱中性子吸収材料
    は炭化硼素であることを特徴とする請求項１のフラック
    ストラップ中性子吸収装置。
  13. 【請求項１３】 金属水素化物は水素化チタンであるこ
    とを特徴とする請求項１のフラックストラップ中性子吸
    収装置。
JP4191552A 1991-06-28 1992-06-25 核燃料貯蔵体のフラックストラップ中性子吸収装置 Withdrawn JPH05249290A (ja)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US07/723035 1991-06-28
US07/723,035 US5232657A (en) 1991-06-28 1991-06-28 Metal hydride flux trap neutron absorber arrangement for a nuclear fuel storage body

Publications (1)

Publication Number Publication Date
JPH05249290A true JPH05249290A (ja) 1993-09-28

Family

ID=24904538

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP4191552A Withdrawn JPH05249290A (ja) 1991-06-28 1992-06-25 核燃料貯蔵体のフラックストラップ中性子吸収装置

Country Status (8)

Country Link
US (1) US5232657A (ja)
EP (1) EP0520438B1 (ja)
JP (1) JPH05249290A (ja)
KR (1) KR100306887B1 (ja)
CA (1) CA2072471C (ja)
DE (1) DE69210885T2 (ja)
ES (1) ES2087348T3 (ja)
TW (1) TW202515B (ja)

Cited By (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH10268082A (ja) * 1997-03-21 1998-10-09 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 使用済み核燃料貯蔵設備
JP2003500669A (ja) * 1999-05-21 2003-01-07 ゼネラル・エレクトリック・カンパニイ 酸化ウラン輸送容器
JP2005265560A (ja) * 2004-03-17 2005-09-29 Toshiba Corp 燃料体収納ラックおよび燃料体収納ラックの設計方法
JP2007010434A (ja) * 2005-06-29 2007-01-18 Toshiba Corp 照射燃料貯蔵ラック
KR101535934B1 (ko) * 2013-12-26 2015-07-13 재단법인 포항산업과학연구원 캐스크용 바스켓 어셈블리
JP2016183875A (ja) * 2015-03-25 2016-10-20 三菱重工業株式会社 放射性物質収納用バスケットおよび放射性物質収納容器

Families Citing this family (24)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
ES2114737T3 (es) * 1994-01-26 1998-06-01 Siemens Ag Cesta de almacenamiento para almacenar y para transportar elementos combustibles.
US5629964A (en) * 1994-03-11 1997-05-13 Roberts; Paul Neutron absorbing apparatus
CZ280289B6 (cs) * 1994-05-03 1995-12-13 ŠKODA JS a.s. Vnitřní vestavba kontejneru na transport a skladování jaderného paliva
DE19509214C1 (de) * 1995-03-17 1996-07-04 Siemens Ag Lagergestell für Kernreaktor-Brennelemente
US5905770A (en) * 1995-03-17 1999-05-18 Siemens Aktiengelsellschaft Storage framework for nuclear reactor fuel elements
DE19532368A1 (de) * 1995-09-01 1997-03-06 Siemens Ag Absorberelement und Absorptionsstruktur zur Absorption von Neutronen sowie Verfahren zur Herstellung derselben
US5926516A (en) * 1995-05-24 1999-07-20 Siemens Aktiengesellschaft Absorption structure for absorbing neutrons and method for producing an absorption structure
JPH09211192A (ja) * 1996-01-30 1997-08-15 Sumitomo Metal Mining Co Ltd 核燃料物質の輸送方法
FR2747825B1 (fr) * 1996-04-19 1998-05-22 Transnucleaire Casier de rangement d'assemblages combustibles nucleaires dont les alveoles contiennent un profile neutrophage
DE19640390C2 (de) * 1996-09-30 2000-11-02 Siemens Ag Absorptionselement und Absorptionsstruktur zur Absorption von Neutronen sowie Verfahren zur Herstellung des Absorptionselements
US5898747A (en) * 1997-05-19 1999-04-27 Singh; Krishna P. Apparatus suitable for transporting and storing nuclear fuel rods and methods for using the apparatus
DE19757843C1 (de) * 1997-12-24 1999-08-12 Nuklear Service Gmbh Gns Lagerbehälter für die Zwischen- und/oder Endlagerung abgebrannter Brennelemente
FR2792762B1 (fr) * 1999-04-23 2001-06-08 Atea Soc Atlantique De Tech Av Procede de decoupe d'une tole de maintien d'une feuille de materiau neutrophage sur une paroi d'une alveole de ratelier de stockage d'assemblages de combustible nucleaire
DE19937670C2 (de) * 1999-08-10 2003-10-30 Framatome Anp Gmbh Verfahren und Vorrichtung zum Austausch verbrauchter Absorberelemente eines Brennelent-Lagergestells
FR2813701B1 (fr) * 2000-09-01 2002-11-29 Transnucleaire Panier de rangement pour matieres radioactives
US12033764B2 (en) 2006-09-06 2024-07-09 Holtec International Fuel rack for storing spent nuclear fuel
ES2407982T3 (es) * 2006-09-13 2013-06-17 Holtec International, Inc. Aparato y método para soportar conjuntos combustibles en un entorno subacuático que tiene carga de acceso lateral
US7786456B2 (en) * 2006-10-11 2010-08-31 Holtec International, Inc. Apparatus for providing additional radiation shielding to a container holding radioactive materials, and method of using the same to handle and/or process radioactive materials
WO2009058896A1 (en) * 2007-10-29 2009-05-07 Holtec International, Inc. Apparatus for supporting radioactive fuel assemblies
US8681924B2 (en) * 2008-04-29 2014-03-25 Holtec International Single-plate neutron absorbing apparatus and method of manufacturing the same
US11569001B2 (en) 2008-04-29 2023-01-31 Holtec International Autonomous self-powered system for removing thermal energy from pools of liquid heated by radioactive materials
US8158962B1 (en) 2008-04-29 2012-04-17 Holtec International, Inc. Single-plate neutron absorbing apparatus and method of manufacturing the same
US8995604B2 (en) 2009-11-05 2015-03-31 Holtec International, Inc. System, method and apparatus for providing additional radiation shielding to high level radioactive materials
EP2795625A4 (en) * 2011-12-22 2015-09-02 Holtec International Inc STORAGE SYSTEM FOR NUCLEAR FUEL

Family Cites Families (24)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3943210A (en) * 1964-04-09 1976-03-09 Rockwell International Corporation Preparation of metal hydride bodies by improved powder metallurgy process
US3720752A (en) * 1967-04-11 1973-03-13 Houten R Van Massive metal hydride structures and methods for their preparation
US3781189A (en) * 1971-07-07 1973-12-25 Atlantic Richfield Co Spent nuclear fuel shipping casks
JPS4940842A (ja) * 1972-08-25 1974-04-17
US4039842A (en) * 1976-01-08 1977-08-02 Brooks & Perkins, Incorporated Fuel storage rack
US4034227A (en) * 1976-02-02 1977-07-05 Olaf Soot Nuclear fuel storage rack
JPS5356497A (en) * 1976-10-29 1978-05-22 Hitachi Ltd Fuel storage rack for nuclear reactor
US4143276A (en) * 1977-05-09 1979-03-06 Brooks & Perkins, Incorporated Spent nuclear fuel storage racks
US4143277A (en) * 1977-08-08 1979-03-06 Firma Gg. Noell Gmbh Bearing support for receiving used fuel elements of nuclear power stations
US4400344A (en) * 1977-11-14 1983-08-23 Wachter William J Storage rack for nuclear fuel assemblies
US4218622A (en) * 1978-01-17 1980-08-19 The Carborundum Company Neutron absorbing article and method for manufacture thereof
US4248668A (en) * 1978-03-13 1981-02-03 General Electric Company Storage module for nuclear fuel assemblies
DE7911030U1 (de) * 1979-04-14 1979-08-23 Transnuklear Gmbh, 6450 Hanau Abschirmbehaelter zum transport und/ oder zur lagerung abgebrannter brennelemente
DE7932527U1 (de) * 1979-11-17 1980-04-24 Transnuklear Gmbh, 6450 Hanau Transport- und/oder lagerbehaelter fuer radioaktive stoffe
US4382060A (en) * 1980-05-22 1983-05-03 Joseph Oat Corporation Radioactive fuel cell storage rack
US4399366A (en) * 1981-04-24 1983-08-16 Bucholz James A Separator assembly for use in spent nuclear fuel shipping cask
DE3209605A1 (de) * 1982-03-17 1983-09-29 Deutsche Gesellschaft für Wiederaufarbeitung von Kernbrennstoffen mbH, 3000 Hannover Neutronen-moderator fuer behaelter zur lagerung von abgebrannten kernbrennstoffen
DE3301965C2 (de) * 1983-01-21 1986-12-04 Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim Abschirmelement für einen aus Kernbrennstoffelementen und den Abschirmelementen aufgebauten Reaktorkern
US4948553A (en) * 1983-03-01 1990-08-14 Westinghouse Electric Corp. Method of making a rack for the storage of spent nuclear fuel
US4780268A (en) * 1984-06-13 1988-10-25 Westinghouse Electric Corp. Neutron absorber articles
US4781883A (en) * 1984-09-04 1988-11-01 Westinghouse Electric Corp. Spent fuel storage cask having continuous grid basket assembly
US4743423A (en) * 1984-09-28 1988-05-10 Westinghouse Electric Corp. Neutron shield panel arrangement for a nuclear reactor pressure vessel
ES8705990A1 (es) * 1984-12-24 1987-05-16 Westinghouse Electric Corp Un barril para almacenamiento de larga duracion de combus- tible nuclear gastado
JPS61290400A (ja) * 1985-06-18 1986-12-20 株式会社神戸製鋼所 中性子遮蔽材

Cited By (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH10268082A (ja) * 1997-03-21 1998-10-09 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 使用済み核燃料貯蔵設備
JP2003500669A (ja) * 1999-05-21 2003-01-07 ゼネラル・エレクトリック・カンパニイ 酸化ウラン輸送容器
JP4761625B2 (ja) * 1999-05-21 2011-08-31 ゼネラル・エレクトリック・カンパニイ 酸化ウラン輸送容器
JP2005265560A (ja) * 2004-03-17 2005-09-29 Toshiba Corp 燃料体収納ラックおよび燃料体収納ラックの設計方法
JP2007010434A (ja) * 2005-06-29 2007-01-18 Toshiba Corp 照射燃料貯蔵ラック
KR101535934B1 (ko) * 2013-12-26 2015-07-13 재단법인 포항산업과학연구원 캐스크용 바스켓 어셈블리
JP2016183875A (ja) * 2015-03-25 2016-10-20 三菱重工業株式会社 放射性物質収納用バスケットおよび放射性物質収納容器

Also Published As

Publication number Publication date
EP0520438B1 (en) 1996-05-22
ES2087348T3 (es) 1996-07-16
KR930001243A (ko) 1993-01-16
EP0520438A1 (en) 1992-12-30
CA2072471A1 (en) 1992-12-29
TW202515B (ja) 1993-03-21
KR100306887B1 (ko) 2001-11-30
DE69210885D1 (de) 1996-06-27
US5232657A (en) 1993-08-03
CA2072471C (en) 2003-06-03
DE69210885T2 (de) 1996-10-31

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JPH05249290A (ja) 核燃料貯蔵体のフラックストラップ中性子吸収装置
US6088420A (en) Reactor core
US4781883A (en) Spent fuel storage cask having continuous grid basket assembly
US9704605B2 (en) Storage, transportation and disposal system for used nuclear fuel assemblies
JPH0640137B2 (ja) 燃料集合体および沸騰水型原子炉
US4010375A (en) Storage rack for nuclear fuel assemblies
EP0175140B1 (en) Spent fuel storage cask having continuous grid basket assembly
US4319960A (en) Modular nuclear fuel assembly rack
US4044267A (en) Fissionable mass storage device
US5715289A (en) Rack for nuclear fuel assemblies, mainly comprising a single bundle of contiguous tubes
US6327321B1 (en) Borated aluminum rodlets for use in spent nuclear fuel assemblies
US4400344A (en) Storage rack for nuclear fuel assemblies
US4248668A (en) Storage module for nuclear fuel assemblies
US20190237210A1 (en) Dual-criterion fuel canister system
US5844957A (en) Reactor core
US4331244A (en) Modular nuclear fuel assembly rack
US4789518A (en) Liquid-cooled nuclear reactor especially a boiling-water reactor
JP3487897B2 (ja) 使用済燃料集合体の貯蔵方法
JP5597523B2 (ja) 燃料集合体収納方法および燃料集合体収納体
JP2002040192A (ja) 燃料集合体収納装置
JP2001311794A (ja) 燃料集合体収納装置
JP2004212372A (ja) 原子炉の燃料集合体
JP4528545B2 (ja) 燃料体収納ラックおよび燃料体収納ラックの設計方法
JP2020180945A (ja) 使用済み燃料収納容器
JP2007010434A (ja) 照射燃料貯蔵ラック

Legal Events

Date Code Title Description
A300 Application deemed to be withdrawn because no request for examination was validly filed

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A300

Effective date: 19990831