JPH09211192A - 核燃料物質の輸送方法 - Google Patents
核燃料物質の輸送方法Info
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- JPH09211192A JPH09211192A JP8035576A JP3557696A JPH09211192A JP H09211192 A JPH09211192 A JP H09211192A JP 8035576 A JP8035576 A JP 8035576A JP 3557696 A JP3557696 A JP 3557696A JP H09211192 A JPH09211192 A JP H09211192A
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- 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
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- 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
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- 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
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Abstract
(57)【要約】
【課題】 核燃料物質の輸送に際し、核燃料物質が収納
された複数の核燃料収納缶の間、あるいは該各核燃料収
納缶の内側に中性子吸収板を配置することにより、中性
子実効増倍係数を低下させて、輸送容器の核燃料物質の
収納量を増加させることができる核燃料物質の輸送方法
を提供する。 【解決手段】 ほぼ有底円筒状の輸送容器の鉛直中心軸
に沿って、該輸送容器内に核燃料物質が収納された複数
の核燃料収納缶を直列に積み重ねて格納して輸送するに
際し、前記各核燃料収納缶の間でかつ前記輸送容器の鉛
直中心軸に直交する平面において、中性子を吸収する成
分を含んだ中性子吸収板を介在せしめる。
された複数の核燃料収納缶の間、あるいは該各核燃料収
納缶の内側に中性子吸収板を配置することにより、中性
子実効増倍係数を低下させて、輸送容器の核燃料物質の
収納量を増加させることができる核燃料物質の輸送方法
を提供する。 【解決手段】 ほぼ有底円筒状の輸送容器の鉛直中心軸
に沿って、該輸送容器内に核燃料物質が収納された複数
の核燃料収納缶を直列に積み重ねて格納して輸送するに
際し、前記各核燃料収納缶の間でかつ前記輸送容器の鉛
直中心軸に直交する平面において、中性子を吸収する成
分を含んだ中性子吸収板を介在せしめる。
Description
【０００１】
【発明の属する技術分野】本発明は、核燃料物質を輸送
するに際して、従来から用いられている輸送容器や燃料
収納缶の構造、材質、寸法を何ら変更することなく、輸
送容器に格納する核燃料物質の収納量を、従来に比して
増加しても未臨界に留めて、安全に輸送する方法に関す
るものである。
するに際して、従来から用いられている輸送容器や燃料
収納缶の構造、材質、寸法を何ら変更することなく、輸
送容器に格納する核燃料物質の収納量を、従来に比して
増加しても未臨界に留めて、安全に輸送する方法に関す
るものである。
【０００２】
【従来の技術】従来、核燃料物質は、有底円筒状の断面
を有する内容器と、この内容器を保護するため該内容器
を囲繞して外部からの熱、衝撃を吸収、遮断する断熱材
と、前記内容器と断熱材を格納する有底円筒状の外容器
と、これら両容器の上部開口部を閉鎖する蓋体とからな
る輸送容器の内容器内に、該内容器の鉛直中心軸に沿っ
て直列に積み重ねられて格納された複数の核燃料収納缶
の中に小分けされて輸送されていた。
を有する内容器と、この内容器を保護するため該内容器
を囲繞して外部からの熱、衝撃を吸収、遮断する断熱材
と、前記内容器と断熱材を格納する有底円筒状の外容器
と、これら両容器の上部開口部を閉鎖する蓋体とからな
る輸送容器の内容器内に、該内容器の鉛直中心軸に沿っ
て直列に積み重ねられて格納された複数の核燃料収納缶
の中に小分けされて輸送されていた。
【０００３】
【発明が解決しようとする課題】さて輸送容器に格納さ
れる核燃料物質は、含有する核分裂物質の量に応じて、
輸送容器に収納できる量が、臨界に至らないように質量
制限されている。換言すると、輸送容器当たりの中性子
実効増倍係数が０．９５という規定を下回るように制限
されている。このため、特に濃縮度の高い核燃料物質を
輸送するときは、核燃料物質を小分け収納する核燃料収
納缶への核燃料物質の収納量を制限するため、輸送容器
内への核燃料収納缶の格納個数を減らすことで、収納す
る核燃料物質の全体として質量制限を満足して輸送せざ
るを得なかつた。すなわち、輸送される核燃料物質の臨
界質量制限がなければ、１つの核燃料収納缶内には酸化
ウラン核燃料を約２６ｋｇ収納できる空間がありかつ１
つの輸送容器に３つの核燃料収納缶を格納できるにも拘
らず、核燃料の濃縮度が約４．９％の場合は、輸送容器
当たり中性子実効増倍係数が前記規定値を下回るように
するためには、輸送容器全体として酸化ウラン核燃料の
量を約３５ｋｇに制限されるので、前記各核燃料収納缶
には約１７ｋｇしか収納せざるを得ず、結果として輸送
容器内には２つの核燃料収納缶しか格納できなかった。
れる核燃料物質は、含有する核分裂物質の量に応じて、
輸送容器に収納できる量が、臨界に至らないように質量
制限されている。換言すると、輸送容器当たりの中性子
実効増倍係数が０．９５という規定を下回るように制限
されている。このため、特に濃縮度の高い核燃料物質を
輸送するときは、核燃料物質を小分け収納する核燃料収
納缶への核燃料物質の収納量を制限するため、輸送容器
内への核燃料収納缶の格納個数を減らすことで、収納す
る核燃料物質の全体として質量制限を満足して輸送せざ
るを得なかつた。すなわち、輸送される核燃料物質の臨
界質量制限がなければ、１つの核燃料収納缶内には酸化
ウラン核燃料を約２６ｋｇ収納できる空間がありかつ１
つの輸送容器に３つの核燃料収納缶を格納できるにも拘
らず、核燃料の濃縮度が約４．９％の場合は、輸送容器
当たり中性子実効増倍係数が前記規定値を下回るように
するためには、輸送容器全体として酸化ウラン核燃料の
量を約３５ｋｇに制限されるので、前記各核燃料収納缶
には約１７ｋｇしか収納せざるを得ず、結果として輸送
容器内には２つの核燃料収納缶しか格納できなかった。
【０００４】したがって、この質量制限による輸送方法
は、近年の濃縮度が４％以上５％未満の酸化ウラン核燃
料の輸送に際して、輸送容器の個数の増加を招き、輸送
費用がかかりはなはだ不経済であった。
は、近年の濃縮度が４％以上５％未満の酸化ウラン核燃
料の輸送に際して、輸送容器の個数の増加を招き、輸送
費用がかかりはなはだ不経済であった。
【０００５】一方、輸送容器への核燃料収納缶の格納量
を増加し、かつ核燃料物質を未臨界に保つための手段と
して、酸化ウラン核燃料の濃縮度に応じて臨界に達しな
い直径に形成した核燃料収納缶を用いて、輸送容器の鉛
直中心軸に平行な平面において前記輸送容器の内容器を
中性子吸収板で仕切って、該核燃料収納缶を輸送容器の
内容器に格納する方法が採られていた。しかしながら、
この方法では従来から用いられている輸送容器の核燃料
収納缶を格納する空間を減少せしめるばかりか、従来か
ら用いられている核燃料収納缶の構造や形状を変更させ
ねばならないため、従来から使用されている現存する核
燃料収納缶を廃棄し、新たに所望の核燃料収納缶を製作
する必要があるので極めて不経済であった。
を増加し、かつ核燃料物質を未臨界に保つための手段と
して、酸化ウラン核燃料の濃縮度に応じて臨界に達しな
い直径に形成した核燃料収納缶を用いて、輸送容器の鉛
直中心軸に平行な平面において前記輸送容器の内容器を
中性子吸収板で仕切って、該核燃料収納缶を輸送容器の
内容器に格納する方法が採られていた。しかしながら、
この方法では従来から用いられている輸送容器の核燃料
収納缶を格納する空間を減少せしめるばかりか、従来か
ら用いられている核燃料収納缶の構造や形状を変更させ
ねばならないため、従来から使用されている現存する核
燃料収納缶を廃棄し、新たに所望の核燃料収納缶を製作
する必要があるので極めて不経済であった。
【０００６】したがって、本発明の目的は、核燃料物質
の輸送に際し、核燃料物質が収納された複数の核燃料収
納缶の間、あるいは該各核燃料収納缶の内側に中性子を
吸収する効果を有する仕切板を配置することにより、中
性子実効増倍係数を規定値以下に低下させて、輸送容器
の核燃料物質の収納量を増加させることができる核燃料
物質の輸送方法を提供することである。
の輸送に際し、核燃料物質が収納された複数の核燃料収
納缶の間、あるいは該各核燃料収納缶の内側に中性子を
吸収する効果を有する仕切板を配置することにより、中
性子実効増倍係数を規定値以下に低下させて、輸送容器
の核燃料物質の収納量を増加させることができる核燃料
物質の輸送方法を提供することである。
【０００７】
【課題を解決するための手段】上記目的を達成するため
に本発明は、ほぼ有底円筒状の輸送容器の鉛直中心軸に
沿って、該輸送容器内に核燃料物質が収納された複数の
核燃料収納缶を直列に積み重ねて格納して輸送するに際
し、前記各核燃料収納缶の間でかつ前記輸送容器の鉛直
中心軸に直交する平面において、中性子を吸収する成分
を含んだ中性子吸収板を介在せしめる核燃料物質の輸送
方法を特徴とし、また前記中性子吸収板を、前記各核燃
料収納缶の蓋の上側または下側に設けるか、或いは前記
各核燃料収納缶の内側底部に敷設したものである。
に本発明は、ほぼ有底円筒状の輸送容器の鉛直中心軸に
沿って、該輸送容器内に核燃料物質が収納された複数の
核燃料収納缶を直列に積み重ねて格納して輸送するに際
し、前記各核燃料収納缶の間でかつ前記輸送容器の鉛直
中心軸に直交する平面において、中性子を吸収する成分
を含んだ中性子吸収板を介在せしめる核燃料物質の輸送
方法を特徴とし、また前記中性子吸収板を、前記各核燃
料収納缶の蓋の上側または下側に設けるか、或いは前記
各核燃料収納缶の内側底部に敷設したものである。
【０００８】
【発明の実施の形態】本発明を添付図面について説明す
る。図１は、本発明の方法で使用する中性子吸収板の斜
視図、図２は、本発明の方法を実施する輸送容器の第１
の実施例の断面図、図３は、第２の実施例の断面図、図
４は、第３の実施例の断面図であって、本発明に使用さ
れる輸送容器は、核燃料物質を格納し蓋体１ｂにより上
部開口部を閉鎖された有底円筒状本体１ａとからなる内
容器１と、この内容器１を保護するため該内容器を囲繞
して外部からの熱を遮断する断熱材２と、内容器１と断
熱材２が内装された有底円筒状本体３ａと該本体の上方
開口部を閉鎖するための一面に断熱材２ａを敷設された
蓋体３ｂとからなる外容器３とからなり、前記内容器１
内に、該内容器１の鉛直中心軸に沿って直列に、酸化ウ
ラン核燃料４を収納し、蓋５ａにより上部開口部が閉鎖
された複数の核燃料収納缶５が積み重ねられるように格
納されている。
る。図１は、本発明の方法で使用する中性子吸収板の斜
視図、図２は、本発明の方法を実施する輸送容器の第１
の実施例の断面図、図３は、第２の実施例の断面図、図
４は、第３の実施例の断面図であって、本発明に使用さ
れる輸送容器は、核燃料物質を格納し蓋体１ｂにより上
部開口部を閉鎖された有底円筒状本体１ａとからなる内
容器１と、この内容器１を保護するため該内容器を囲繞
して外部からの熱を遮断する断熱材２と、内容器１と断
熱材２が内装された有底円筒状本体３ａと該本体の上方
開口部を閉鎖するための一面に断熱材２ａを敷設された
蓋体３ｂとからなる外容器３とからなり、前記内容器１
内に、該内容器１の鉛直中心軸に沿って直列に、酸化ウ
ラン核燃料４を収納し、蓋５ａにより上部開口部が閉鎖
された複数の核燃料収納缶５が積み重ねられるように格
納されている。
【０００９】一方、本発明では積み重ねられた複数の核
燃料収納缶５の間でかつ前記輸送容器の鉛直中心軸に直
交する平面において、図１に示すような中性子を吸収す
る成分を含み、可搬・取り外し可能であって、前記輸送
容器および核燃料収納缶５とは別体の独立した中性子吸
収板６を介在して核燃料収納缶５の仕切として配置して
いる。
燃料収納缶５の間でかつ前記輸送容器の鉛直中心軸に直
交する平面において、図１に示すような中性子を吸収す
る成分を含み、可搬・取り外し可能であって、前記輸送
容器および核燃料収納缶５とは別体の独立した中性子吸
収板６を介在して核燃料収納缶５の仕切として配置して
いる。
【００１０】具体的には図２のように、各核燃料収納缶
５の蓋５ａの上側に中性子吸収板６を載置したり、また
は図３のように各核燃料収納缶５の蓋５ａの下側かつ酸
化ウラン燃料４の上部に該中性子吸収板６を設置するこ
ともできるし、あるいは図４のように各核燃料収納缶５
の内側底部に該中性子吸収板６を敷設しその上に酸化ウ
ラン核燃料４を装荷して蓋５ａをする構成をとることも
できる。
５の蓋５ａの上側に中性子吸収板６を載置したり、また
は図３のように各核燃料収納缶５の蓋５ａの下側かつ酸
化ウラン燃料４の上部に該中性子吸収板６を設置するこ
ともできるし、あるいは図４のように各核燃料収納缶５
の内側底部に該中性子吸収板６を敷設しその上に酸化ウ
ラン核燃料４を装荷して蓋５ａをする構成をとることも
できる。
【００１１】そして上記した中性子吸収板６は、３ｍｍ
以上、好ましくは３〜６ｍｍの板厚、２６０〜３００ｍ
ｍの直径を有するように円形板状に成形、加工され、中
性子を吸収する成分、例えば中性子を吸収する成分とし
てボロンを０．８％以上含有させた１８クローム８ニッ
ケルステンレス或いは中性子を吸収する成分として金属
カドミウムを含むステンレスからなるものである。
以上、好ましくは３〜６ｍｍの板厚、２６０〜３００ｍ
ｍの直径を有するように円形板状に成形、加工され、中
性子を吸収する成分、例えば中性子を吸収する成分とし
てボロンを０．８％以上含有させた１８クローム８ニッ
ケルステンレス或いは中性子を吸収する成分として金属
カドミウムを含むステンレスからなるものである。
【００１２】本発明でこのように構成することによっ
て、（イ）輸送容器の鉛直中心軸に直交する平面に、各
核燃料収納缶を仕切る中性子吸収板が配置されたことに
なり、各核燃料収納缶相互の中性子を吸収遮断し、核燃
料収納缶毎に収納できる核燃料物質の量を、濃縮度４％
以上５％未満の核分裂物質を含む燃料でも増加でき、輸
送容器当たりの酸化ウラン核燃料の収納量を増加でき、
また（ロ）中性子吸収板を輸送容器や核燃料収納缶とは
別体として独立させ、かつ輸送容器の鉛直中心軸に直交
する平面に配置できるよう成形、加工したことにより、
従来の輸送容器や核燃料収納缶の構造、材質、形状を何
ら変更、改造することなく、収納量を増加する構成とす
ることができる。したがって、中性子吸収手段を持たな
い従来の輸送容器や核燃料収納缶をそのまま用いて、該
中性子吸収板を設けることにより、経済的に核燃料物質
を輸送できるものである。
て、（イ）輸送容器の鉛直中心軸に直交する平面に、各
核燃料収納缶を仕切る中性子吸収板が配置されたことに
なり、各核燃料収納缶相互の中性子を吸収遮断し、核燃
料収納缶毎に収納できる核燃料物質の量を、濃縮度４％
以上５％未満の核分裂物質を含む燃料でも増加でき、輸
送容器当たりの酸化ウラン核燃料の収納量を増加でき、
また（ロ）中性子吸収板を輸送容器や核燃料収納缶とは
別体として独立させ、かつ輸送容器の鉛直中心軸に直交
する平面に配置できるよう成形、加工したことにより、
従来の輸送容器や核燃料収納缶の構造、材質、形状を何
ら変更、改造することなく、収納量を増加する構成とす
ることができる。したがって、中性子吸収手段を持たな
い従来の輸送容器や核燃料収納缶をそのまま用いて、該
中性子吸収板を設けることにより、経済的に核燃料物質
を輸送できるものである。
【００１３】
【実施例】以下本発明の実施例を説明する。
【００１４】実施例１：有底円筒状をなす輸送容器内
に、その鉛直中心軸に沿って直列に積み重ねて格納さ
れ、かつ濃縮度が約４．９％の酸化ウラン核燃料を収納
した３つの核燃料収納缶（核燃料物質が２６ｋｇ収納可
能な内容積を有するもの）の蓋のそれぞれの上側に、図
２のように板厚４ｍｍ，直径２８０ｍｍの０．８％のボ
ロンを含む１８クローム８ニッケルステンレス製の中性
子吸収板を、前記輸送容器の鉛直中心軸に直交して載置
するよう配置した。その結果中性子実効増倍係数は０．
９０１であり、臨界に達しなかった。
に、その鉛直中心軸に沿って直列に積み重ねて格納さ
れ、かつ濃縮度が約４．９％の酸化ウラン核燃料を収納
した３つの核燃料収納缶（核燃料物質が２６ｋｇ収納可
能な内容積を有するもの）の蓋のそれぞれの上側に、図
２のように板厚４ｍｍ，直径２８０ｍｍの０．８％のボ
ロンを含む１８クローム８ニッケルステンレス製の中性
子吸収板を、前記輸送容器の鉛直中心軸に直交して載置
するよう配置した。その結果中性子実効増倍係数は０．
９０１であり、臨界に達しなかった。
【００１５】実施例２：有底円筒状をなす輸送容器内
に、その鉛直中心軸に沿って直列に積み重ねて格納さ
れ、かつ濃度が約４．９％の酸化ウラン核燃料を収納し
た３つの核燃料収納缶（核燃料が２６ｋｇ収納可能な内
容積を有するもの）のそれぞれの蓋の内側で酸化ウラン
核燃料の上に、図３のように板厚４ｍｍ，直径２８５ｍ
ｍの金属カドミウムを含むステンレス製の中性子吸収板
を、輸送容器の鉛直中心軸に直交して載置するよう配置
した。その結果中性子実効増倍係数は０．８９９であ
り、臨界に達しなかった。
に、その鉛直中心軸に沿って直列に積み重ねて格納さ
れ、かつ濃度が約４．９％の酸化ウラン核燃料を収納し
た３つの核燃料収納缶（核燃料が２６ｋｇ収納可能な内
容積を有するもの）のそれぞれの蓋の内側で酸化ウラン
核燃料の上に、図３のように板厚４ｍｍ，直径２８５ｍ
ｍの金属カドミウムを含むステンレス製の中性子吸収板
を、輸送容器の鉛直中心軸に直交して載置するよう配置
した。その結果中性子実効増倍係数は０．８９９であ
り、臨界に達しなかった。
【００１６】実施例３：有底円筒状をなす輸送容器内
に、その鉛直中心軸に沿って直列に積み重ねて格納さ
れ、かつ濃縮度が約４．９％の酸化ウラン核燃料を収納
した３つの核燃料収納缶（核燃料が２６ｋｇ収納可能な
内容積を有するもの）のそれぞれの内側底部で酸化ウラ
ン核燃料の下に、図４のように板厚４ｍｍ，直径２７０
ｍｍの０．９％のボロンを含む１８クローム８ニッケル
ステンレス製の中性子吸収板を、輸送容器の鉛直中心軸
に直交して敷設するよう配置した。その結果中性子実効
増倍係数は０．９０４であり、臨界に達しなかった。
に、その鉛直中心軸に沿って直列に積み重ねて格納さ
れ、かつ濃縮度が約４．９％の酸化ウラン核燃料を収納
した３つの核燃料収納缶（核燃料が２６ｋｇ収納可能な
内容積を有するもの）のそれぞれの内側底部で酸化ウラ
ン核燃料の下に、図４のように板厚４ｍｍ，直径２７０
ｍｍの０．９％のボロンを含む１８クローム８ニッケル
ステンレス製の中性子吸収板を、輸送容器の鉛直中心軸
に直交して敷設するよう配置した。その結果中性子実効
増倍係数は０．９０４であり、臨界に達しなかった。
【００１７】このように本発明の実施例によれば、酸化
ウラン核燃料物質を収納した核燃料収納缶を、１つの輸
送容器内に積み重ねて格納して輸送するに際して、濃縮
度４％以上５％未満の核燃料物質をその内容積に応じて
約２６ｋｇ収納した核燃料収納缶を３つ格納した場合で
も、１つの輸送容器当たりの中性子実効増倍係数が規定
値を下回るようにすることたができ、また従来の輸送容
器や核燃料収納缶の構造あるいは寸法等の変更を行うこ
となく、中性子実効増倍係数を低下せしめることができ
るので、従来の輸送容器等を経済的に活用することが可
能となる。
ウラン核燃料物質を収納した核燃料収納缶を、１つの輸
送容器内に積み重ねて格納して輸送するに際して、濃縮
度４％以上５％未満の核燃料物質をその内容積に応じて
約２６ｋｇ収納した核燃料収納缶を３つ格納した場合で
も、１つの輸送容器当たりの中性子実効増倍係数が規定
値を下回るようにすることたができ、また従来の輸送容
器や核燃料収納缶の構造あるいは寸法等の変更を行うこ
となく、中性子実効増倍係数を低下せしめることができ
るので、従来の輸送容器等を経済的に活用することが可
能となる。
【００１８】
【発明の効果】以上述べた通り、本発明によると、輸送
容器の鉛直中心軸に直交する平面において、容器構造や
核燃料収納缶から独立した別体の中性子吸収板により各
核燃料収納缶を仕切るよう配置したことにより、以下の
ような顕著な効果を奏する。 （１）酸化ウラン燃料の例では核分裂性ウランの濃縮度
が高い場合でも、従来に比して多くの装荷量をもって輸
送することができる。 （２）中性子吸収材を板状に成形、加工して用いること
により、現在使用されている輸送容器内の各核燃料収納
缶の間に該中性子吸収板を介在すれば、従来の輸送容器
や核燃料収納缶の構造、材質、寸法に変更を加えたり、
構成する部品等の設計変更やこれに伴う作り替え等の不
経済な事柄を何ら発生することなく、輸送容器当たりの
核燃料物質の収納量の増加を図ることができる。
容器の鉛直中心軸に直交する平面において、容器構造や
核燃料収納缶から独立した別体の中性子吸収板により各
核燃料収納缶を仕切るよう配置したことにより、以下の
ような顕著な効果を奏する。 （１）酸化ウラン燃料の例では核分裂性ウランの濃縮度
が高い場合でも、従来に比して多くの装荷量をもって輸
送することができる。 （２）中性子吸収材を板状に成形、加工して用いること
により、現在使用されている輸送容器内の各核燃料収納
缶の間に該中性子吸収板を介在すれば、従来の輸送容器
や核燃料収納缶の構造、材質、寸法に変更を加えたり、
構成する部品等の設計変更やこれに伴う作り替え等の不
経済な事柄を何ら発生することなく、輸送容器当たりの
核燃料物質の収納量の増加を図ることができる。
【図１】本発明の方法に使用する中性子吸収板の斜視図
である。
である。
【図２】本発明の方法を実施する輸送容器の第１の実施
例の断面図である。
例の断面図である。
【図３】同上第２の実施例の断面図である。
【図４】同上第３の実施例の断面図である。
１ 内容器 １ａ 有底円筒状本体 １ｂ 蓋体 ２ 断熱材 ２ａ 断熱材 ３ 外容器 ３ａ 有底円筒状本体 ３ｂ 蓋体 ４ 酸化ウラン核燃料 ５ 核燃料収納缶 ５ａ 蓋 ６ 中性子吸収板
Claims (3)
- 【請求項１】 ほぼ有底円筒状の輸送容器の鉛直中心軸
に沿って、該輸送容器内に核燃料物質が収納された複数
の核燃料収納缶を直列に積み重ねて格納して輸送するに
際し、前記各核燃料収納缶の間でかつ前記輸送容器の鉛
直中心軸に直交する平面において、中性子を吸収する成
分を含んだ中性子吸収板を介在せしめることを特徴とす
る核燃料物質の輸送方法。 - 【請求項２】 前記中性子吸収板を、前記各核燃料収納
缶の蓋の上側または下側に設けたことを特徴とする請求
項１記載の核燃料物質の輸送方法。 - 【請求項３】 前記中性子吸収板を、前記各核燃料収納
缶の内側底部に敷設したことを特徴とする請求項１記載
の核燃料物質の輸送方法。
Priority Applications (4)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP8035576A JPH09211192A (ja) | 1996-01-30 | 1996-01-30 | 核燃料物質の輸送方法 |
| US08/784,391 US5848112A (en) | 1996-01-30 | 1997-01-17 | Method of transporting nuclear fuel substance |
| GB9701235A GB2309661B (en) | 1996-01-30 | 1997-01-22 | Method of transporting nuclear fuel substance |
| FR9701311A FR2744278B1 (fr) | 1996-01-30 | 1997-01-30 | Procede pour le transport en securite d'une matiere combustible nucleaire |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP8035576A JPH09211192A (ja) | 1996-01-30 | 1996-01-30 | 核燃料物質の輸送方法 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
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