JPH09318788A - 核燃料保管用ラック - Google Patents
核燃料保管用ラックInfo
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- JPH09318788A JPH09318788A JP8134864A JP13486496A JPH09318788A JP H09318788 A JPH09318788 A JP H09318788A JP 8134864 A JP8134864 A JP 8134864A JP 13486496 A JP13486496 A JP 13486496A JP H09318788 A JPH09318788 A JP H09318788A
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- JP
- Japan
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- rack
- nuclear fuel
- fuel storage
- rack cell
- cell
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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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- Fuel Cell (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【課題】稠密な核燃料保管用ラックを提供する。
【解決手段】複数本からなる角形ラックセル２を垂直に
格子状に並べて構成する核燃料保管用ラックであって、
角形ラックセルはボロン（Ｂ）含有量が0.75％以下で、
下記(1) 式で計算される熱中性子吸収能力から見たボロ
ン当量（Ｎc値）が1.0 以上のステンレス鋼であり、か
つ隣接する角形ラックセルの相互間隔Ｌ(mm)が下記 (2)
式を満足する核燃料保管用ラック。 Ｎc ＝｛（１− 0.015×Ｂ％）×Ｂ％｝＋（ 4.4×Ｇd
％）・・・(1) 36／Ｎc ≦ Ｌ ＜ 60 ・・・・(2) ここで、％とあるのは重量％である。
格子状に並べて構成する核燃料保管用ラックであって、
角形ラックセルはボロン（Ｂ）含有量が0.75％以下で、
下記(1) 式で計算される熱中性子吸収能力から見たボロ
ン当量（Ｎc値）が1.0 以上のステンレス鋼であり、か
つ隣接する角形ラックセルの相互間隔Ｌ(mm)が下記 (2)
式を満足する核燃料保管用ラック。 Ｎc ＝｛（１− 0.015×Ｂ％）×Ｂ％｝＋（ 4.4×Ｇd
％）・・・(1) 36／Ｎc ≦ Ｌ ＜ 60 ・・・・(2) ここで、％とあるのは重量％である。
Description
【０００１】
【発明の属する技術分野】この発明は原子炉内で燃焼し
た使用済み核燃料を保管するためのラックに関するもの
である。
た使用済み核燃料を保管するためのラックに関するもの
である。
【０００２】
【従来の技術】原子炉内で燃焼した核燃料は、使用済み
核燃料と呼ばれ再処理されるまでの間、原子力発電所内
の核燃料保管プールの水中で、核燃料保管用ラックに挿
入されて保管される。しかしながら、近年の原子力情勢
では、再処理されるまでの期間が長くなる傾向にある。
このため、プールに保管されている使用済み核燃料の量
が年々増加し、保管スペースの確保が必須の課題となり
つつある。
核燃料と呼ばれ再処理されるまでの間、原子力発電所内
の核燃料保管プールの水中で、核燃料保管用ラックに挿
入されて保管される。しかしながら、近年の原子力情勢
では、再処理されるまでの期間が長くなる傾向にある。
このため、プールに保管されている使用済み核燃料の量
が年々増加し、保管スペースの確保が必須の課題となり
つつある。
【０００３】図１は、核燃料保管用ラックの一例を示す
図である。符号の１が核燃料保管用ラック、２がラック
セル、３が格子状にラックセルを垂直に並べる支持部
材、４が台盤、５が燃料集合体である。
図である。符号の１が核燃料保管用ラック、２がラック
セル、３が格子状にラックセルを垂直に並べる支持部
材、４が台盤、５が燃料集合体である。
【０００４】使用済み核燃料は、原子炉内で使用されて
いる状態、即ち燃料ペレットを封入した管を複数本結束
した燃料集合体５に構成されている。複数本のラックセ
ルを垂直に格子状に並べて結束した核燃料保管用ラック
１の各ラックセルに燃料集合体５は挿入される。
いる状態、即ち燃料ペレットを封入した管を複数本結束
した燃料集合体５に構成されている。複数本のラックセ
ルを垂直に格子状に並べて結束した核燃料保管用ラック
１の各ラックセルに燃料集合体５は挿入される。
【０００５】図２は、ラックセルの一部を軸方向から見
た水平断面を示す図である。同図に示すように、ラック
セルは、燃料ペレットを封入した管（核燃料６）を複数
本結束した燃料集合体５の水平断面形状に合わせて角形
に成形加工されている。ラックセルは、使用済み核燃料
から放出される熱中性子による核分裂連鎖反応を防止す
るため、相互に間隔Ｌ（以下、これを「ラックセル間
隔」という）をあけて、核燃料保管用ラックに組立られ
る。
た水平断面を示す図である。同図に示すように、ラック
セルは、燃料ペレットを封入した管（核燃料６）を複数
本結束した燃料集合体５の水平断面形状に合わせて角形
に成形加工されている。ラックセルは、使用済み核燃料
から放出される熱中性子による核分裂連鎖反応を防止す
るため、相互に間隔Ｌ（以下、これを「ラックセル間
隔」という）をあけて、核燃料保管用ラックに組立られ
る。
【０００６】ラックセルは、鋼板を冷間で長手方向に曲
げ成形して円筒状にした後、シーム溶接によって断面が
丸形の管となし、外面をロールで押圧することにより、
断面が角形状の角管に成形して製造される。したがっ
て、ラックセル用材料には、加工性や溶接性が良好で、
水中での耐食性に優れた SUS304 系のオーステナイト系
ステンレス鋼が用いられてきた。
げ成形して円筒状にした後、シーム溶接によって断面が
丸形の管となし、外面をロールで押圧することにより、
断面が角形状の角管に成形して製造される。したがっ
て、ラックセル用材料には、加工性や溶接性が良好で、
水中での耐食性に優れた SUS304 系のオーステナイト系
ステンレス鋼が用いられてきた。
【０００７】現在のラックセルは、熱中性子吸収元素で
あるＢ（ボロン）を0.75重量％前後含むオーステナイト
系ステンレス鋼で作られているが、前記の核分裂連鎖反
応の危険をなくすためラックセル間隔Ｌを 60mm として
設計されている。しかし、使用済み核燃料の保管量が増
大するにともない、保管スペースの節減のために、ラッ
クセル間隔Ｌをより小さくして、単位面積当たりの燃料
の保管量を増すこと（稠密な保管）が強く要望されてい
る。
あるＢ（ボロン）を0.75重量％前後含むオーステナイト
系ステンレス鋼で作られているが、前記の核分裂連鎖反
応の危険をなくすためラックセル間隔Ｌを 60mm として
設計されている。しかし、使用済み核燃料の保管量が増
大するにともない、保管スペースの節減のために、ラッ
クセル間隔Ｌをより小さくして、単位面積当たりの燃料
の保管量を増すこと（稠密な保管）が強く要望されてい
る。
【０００８】ラックセルの熱中性子吸収能力を高めるた
めに、熱中性子吸収元素であるＢやＧd （ガドリニウ
ム）を含有させたステンレス鋼が提案されている（例え
ば特公昭57−45464 号公報、特開平5-255812号公報、特
開平6-192792号公報参照）。しかし、これらの提案は、
熱間加工性、曲げ加工性、溶接性などの性能改善に向け
られたものである。
めに、熱中性子吸収元素であるＢやＧd （ガドリニウ
ム）を含有させたステンレス鋼が提案されている（例え
ば特公昭57−45464 号公報、特開平5-255812号公報、特
開平6-192792号公報参照）。しかし、これらの提案は、
熱間加工性、曲げ加工性、溶接性などの性能改善に向け
られたものである。
【０００９】一方、熱中性子吸収能力を高めた核燃料保
管用ラックとして、熱中性子吸収元素を含有させた非晶
質合金をラックセルの外側に被覆した核燃料保管用ラッ
ク（特開昭58−41390 号公報参照）や板状の熱中性子吸
収材をラックセルの間に挿入する核燃料保管用ラック
（特開昭61-62897号公報）なとが提案されている。これ
らの核燃料保管用ラックでは、その組立工程の複雑さの
ためＢを含有する SUS304 系ステンレス鋼を使用した核
燃料保管用ラックに比べ製作コストが高くなるという欠
点がある。
管用ラックとして、熱中性子吸収元素を含有させた非晶
質合金をラックセルの外側に被覆した核燃料保管用ラッ
ク（特開昭58−41390 号公報参照）や板状の熱中性子吸
収材をラックセルの間に挿入する核燃料保管用ラック
（特開昭61-62897号公報）なとが提案されている。これ
らの核燃料保管用ラックでは、その組立工程の複雑さの
ためＢを含有する SUS304 系ステンレス鋼を使用した核
燃料保管用ラックに比べ製作コストが高くなるという欠
点がある。
【００１０】
【発明が解決しようとする課題】単位面積当たりの燃料
の保管量を増すには、ラックセル間隔Ｌを小さくすれば
よい。ラックセル間隔を小さくするには、熱中性子吸収
元素であるＢ含有量を高めたステンレス鋼を使用すれば
よい。しかし、Ｂ含有量を高めると熱間加工性、溶接
性、冷間曲げ加工性が低下して、ラックセルの成形加工
が困難となる。
の保管量を増すには、ラックセル間隔Ｌを小さくすれば
よい。ラックセル間隔を小さくするには、熱中性子吸収
元素であるＢ含有量を高めたステンレス鋼を使用すれば
よい。しかし、Ｂ含有量を高めると熱間加工性、溶接
性、冷間曲げ加工性が低下して、ラックセルの成形加工
が困難となる。
【００１１】この発明の目的は、ラックセル間隔を小さ
くして単位面積当たりの保管量を増した核燃料保管用ラ
ックであって、しかも核分裂連鎖反応の防止機能が従来
の核燃料保管用ラック以上であるものを提供することに
ある。
くして単位面積当たりの保管量を増した核燃料保管用ラ
ックであって、しかも核分裂連鎖反応の防止機能が従来
の核燃料保管用ラック以上であるものを提供することに
ある。
【００１２】
【課題を解決するための手段】本発明者らは、ラックセ
ルの間隔を小さくするには、材料の熱中性子吸収能力を
高める必要があると考えた。一方、材料の加工性、溶接
性の面からＢ含有量は0.75重量％以下に抑えることと
し、検討を行った。その結果、ＢおよびGd含有量から求
まる熱中性子吸収能力から見たボロン当量（Ｎc 値）を
1.0 以上にすれば、Ｂ含有量が0.75重量％以下であって
も熱中性子吸収量を低下させないことを確認した。
ルの間隔を小さくするには、材料の熱中性子吸収能力を
高める必要があると考えた。一方、材料の加工性、溶接
性の面からＢ含有量は0.75重量％以下に抑えることと
し、検討を行った。その結果、ＢおよびGd含有量から求
まる熱中性子吸収能力から見たボロン当量（Ｎc 値）を
1.0 以上にすれば、Ｂ含有量が0.75重量％以下であって
も熱中性子吸収量を低下させないことを確認した。
【００１３】本発明はこの確認に基づき完成され、その
要旨は図２に示す下記の核燃料保管用ラックにある。以
下、化学成分において「％」とあるのは、「重量％」で
あることを示す。
要旨は図２に示す下記の核燃料保管用ラックにある。以
下、化学成分において「％」とあるのは、「重量％」で
あることを示す。
【００１４】複数本からなる角形ラックセルを垂直に格
子状に並べて構成する核燃料保管用ラックであって、角
形ラックセルはＢ含有量が0.75％以下で、下記(1) 式で
計算される熱中性子吸収能力から見たボロン当量（Ｎc
値）が1.0 以上のステンレス鋼であり、かつ隣接する角
形ラックセルの相互間隔Ｌ(mm)が下記(2) 式を満足する
核燃料保管用ラック。
子状に並べて構成する核燃料保管用ラックであって、角
形ラックセルはＢ含有量が0.75％以下で、下記(1) 式で
計算される熱中性子吸収能力から見たボロン当量（Ｎc
値）が1.0 以上のステンレス鋼であり、かつ隣接する角
形ラックセルの相互間隔Ｌ(mm)が下記(2) 式を満足する
核燃料保管用ラック。
【００１５】 Ｎc ＝｛（１− 0.015×Ｂ％）×Ｂ％｝＋（ 4.4×Ｇd ％）・・・(1) 36／Ｎc ≦ Ｌ ＜ 60 ・・・(2) Ｂ含有量が0.75％以下で、ボロン当量（Ｎc ）が1.0 以
上のステンレス鋼としては、下記のオーステナイト系ス
テンレス鋼が一例として挙げられる。
上のステンレス鋼としては、下記のオーステナイト系ス
テンレス鋼が一例として挙げられる。
【００１６】Ｂ：0.05〜0.75％、 Gd：0.05〜1.50％、 Ｃ：0.03％以下、 Si：1.0 ％以下、 Mn： 0.1〜2.0 ％、 Ｐ：0.03％以下、 Ｓ：0.01％以下、 Cr：18〜26％、 Ni： 7〜22％、 Al：0.1 ％以下。
【００１７】
【発明の実施の形態】単位面積当たりの核燃料保管量を
高くするためには、図２に示したようにラックセルの間
隔Ｌを小さくする必要がある。ラックセル間隔Ｌの大き
さは、核燃料のＵ235 の濃縮度、ラックセル材料の熱中
性子吸収能力、ラックセルの板厚により決定される。ラ
ックセルの熱中性子吸収能力を高めるには、ラックセル
を構成する材料に熱中性子吸収元素であるＢを含有させ
ることである。しかし、材料中のＢ含有量が高くなる
と、板製造時の熱間圧延性、溶接性、冷間曲げ加工性が
低下する。
高くするためには、図２に示したようにラックセルの間
隔Ｌを小さくする必要がある。ラックセル間隔Ｌの大き
さは、核燃料のＵ235 の濃縮度、ラックセル材料の熱中
性子吸収能力、ラックセルの板厚により決定される。ラ
ックセルの熱中性子吸収能力を高めるには、ラックセル
を構成する材料に熱中性子吸収元素であるＢを含有させ
ることである。しかし、材料中のＢ含有量が高くなる
と、板製造時の熱間圧延性、溶接性、冷間曲げ加工性が
低下する。
【００１８】本発明の核燃料保管用ラックは、ラックセ
ルに使用される材料にボロン当量（Ｎc 値）の考えを導
入して、ボロン当量を1.0 よりも大きな材料を選定し、
ボロン当量によってラックセル間隔Ｌを決定した。これ
により、ラックセル間隔Ｌは従来のものより小さくする
ことができる。
ルに使用される材料にボロン当量（Ｎc 値）の考えを導
入して、ボロン当量を1.0 よりも大きな材料を選定し、
ボロン当量によってラックセル間隔Ｌを決定した。これ
により、ラックセル間隔Ｌは従来のものより小さくする
ことができる。
【００１９】次に、ラックセルに使用する材料成分の限
定、およびラックセル間隔Ｌを規定する理由について述
べる。
定、およびラックセル間隔Ｌを規定する理由について述
べる。
【００２０】(1) Ｂ含有量を0.75％以下とすることにつ
いて：Ｂは、熱中性子吸収能力を高める元素であるが、
多量に含有すると熱間加工性や曲げ成形性を低下させる
ことは知られており、0.75％前後のＢを含有したオース
テナイト系ステンレス鋼が使用されている。本発明で
は、従来使用されている材料と熱間加工性、溶接性およ
び曲げ成形性において同等以上とするために、Ｂ含有量
は0.75％以下とする。そして、次に述べるボロン当量の
考えを導入して熱中性子吸収能力を高める。
いて：Ｂは、熱中性子吸収能力を高める元素であるが、
多量に含有すると熱間加工性や曲げ成形性を低下させる
ことは知られており、0.75％前後のＢを含有したオース
テナイト系ステンレス鋼が使用されている。本発明で
は、従来使用されている材料と熱間加工性、溶接性およ
び曲げ成形性において同等以上とするために、Ｂ含有量
は0.75％以下とする。そして、次に述べるボロン当量の
考えを導入して熱中性子吸収能力を高める。
【００２１】(2) ボロン当量（Ｎc 値）について：Ｇd
の熱中性子吸収能力は、Ｂと比較して同じ重量では約
4.4倍の効果がある。本発明者らは、ＢとＧd をともに
含有させた場合に「ボロン当量（Ｎc 値）」の考えを導
入し、この値が1.0 以上であればＢ含有量が0.75％以下
であっても熱中性子吸収力を高められることを確認し
た。そしてボロン当量は、次の (1)式で計算されること
を見出した。
の熱中性子吸収能力は、Ｂと比較して同じ重量では約
4.4倍の効果がある。本発明者らは、ＢとＧd をともに
含有させた場合に「ボロン当量（Ｎc 値）」の考えを導
入し、この値が1.0 以上であればＢ含有量が0.75％以下
であっても熱中性子吸収力を高められることを確認し
た。そしてボロン当量は、次の (1)式で計算されること
を見出した。
【００２２】 Ｎc ＝｛（１− 0.015×Ｂ％）×Ｂ％｝＋（ 4.4×Ｇd ％）・・・(1) この式では、Ｂを添加した場合のボライドの生成による
密度変化を考慮してある。
密度変化を考慮してある。
【００２３】(3) ラックセル間隔ＬをＮc との関連で規
定する理由について：ラックセル間隔Ｌは、熱中性子吸
収の観点から従来の核燃料保管用ラックと同等以上の安
全性を確保するため、上記のボロン当量（Ｎc 値）を導
入して、次の(2)式で計算されることを見出した。
定する理由について：ラックセル間隔Ｌは、熱中性子吸
収の観点から従来の核燃料保管用ラックと同等以上の安
全性を確保するため、上記のボロン当量（Ｎc 値）を導
入して、次の(2)式で計算されることを見出した。
【００２４】36／Ｎc ≦ Ｌ ＜ 60 ・・・・(2) この「36／Ｎc 」は、従来のラックセルには0.75％前後
のＢを含有するステンレス鋼が使用され、ラックセル間
隔を60mmとしているので、Ｂ含有量が0.6 ％に低下した
と仮定して、上記 (1)式で求まるＮc 値の比として計算
した最小のラックセル間隔である。すなわち、本発明の
最小のラックセル間隔は、60mm(0.5946/Ｎc)≒36／Ｎc
として求めることができる。また、「60」は、従来のラ
ックセル間隔が60mmであるので、これ以下とするためで
ある。
のＢを含有するステンレス鋼が使用され、ラックセル間
隔を60mmとしているので、Ｂ含有量が0.6 ％に低下した
と仮定して、上記 (1)式で求まるＮc 値の比として計算
した最小のラックセル間隔である。すなわち、本発明の
最小のラックセル間隔は、60mm(0.5946/Ｎc)≒36／Ｎc
として求めることができる。また、「60」は、従来のラ
ックセル間隔が60mmであるので、これ以下とするためで
ある。
【００２５】ラックセル間隔Ｌを小さくするには、ボロ
ン当量（Ｎc 値）を高める必要がある。
ン当量（Ｎc 値）を高める必要がある。
【００２６】Ｂ含有量を低減し、熱中性子吸収能力をＧ
d によって補った材料は、曲げ成形性が改善され、ラッ
クセルの角形状に成形する曲げ半径Ｒを小さくできる。
d によって補った材料は、曲げ成形性が改善され、ラッ
クセルの角形状に成形する曲げ半径Ｒを小さくできる。
【００２７】図３は、ラックセルの隅角半径と燃料集合
体の収容状態との関係を示す図である。隅角半径が破線
のR1から実線のR2に小さくなると、図２に示す内法対角
長さＣが小さくなる。そして燃料集合体５を収容したと
きのラックセルと燃料集合体との間隔は、d1からd2に小
さくなる。これはラックセルの一辺Ａを小さくできるこ
とに相当し、水平断面が同じサイズの燃料集合体を収容
するのに、小型のラックセルを使用できることを意味す
る。なお、図２、３は、理論的説明のための図であり、
実際には燃料集合体を挿入する作業性を確保するため、
燃料集合体とラックセルとの間にはある程度の間隙を設
ける。
体の収容状態との関係を示す図である。隅角半径が破線
のR1から実線のR2に小さくなると、図２に示す内法対角
長さＣが小さくなる。そして燃料集合体５を収容したと
きのラックセルと燃料集合体との間隔は、d1からd2に小
さくなる。これはラックセルの一辺Ａを小さくできるこ
とに相当し、水平断面が同じサイズの燃料集合体を収容
するのに、小型のラックセルを使用できることを意味す
る。なお、図２、３は、理論的説明のための図であり、
実際には燃料集合体を挿入する作業性を確保するため、
燃料集合体とラックセルとの間にはある程度の間隙を設
ける。
【００２８】
【実施例】表１に示す化学組成のオーステナイト系ステ
ンレス鋼板（板厚ｔ＝６mm）を用意し、表２に示すラッ
クセルを製作した。鋼種Ａ、Ｂ、Ｃは、ボロン当量（Ｎ
c値）を1.07以上とした材料であり、鋼種Ｄは従来使用
されているＢを0.66％含有する材料である。なお、鋼種
Ｅは、Ｂ含有量が高く、成形のさいに割れが発生してラ
ックセルの製作ができなかった。
ンレス鋼板（板厚ｔ＝６mm）を用意し、表２に示すラッ
クセルを製作した。鋼種Ａ、Ｂ、Ｃは、ボロン当量（Ｎ
c値）を1.07以上とした材料であり、鋼種Ｄは従来使用
されているＢを0.66％含有する材料である。なお、鋼種
Ｅは、Ｂ含有量が高く、成形のさいに割れが発生してラ
ックセルの製作ができなかった。
【００２９】
【表１】
【００３０】
【表２】
【００３１】番号１、３および４は、ラックセル自体の
寸法は従来例と同じ（Ｒ＝12mm) とした。番号２および
５は、Ｂ含有量が少なくて加工性が良いことを利用し
て、ラックセル自体の寸法（Ｒ＝５mm) も小さくした。
寸法は従来例と同じ（Ｒ＝12mm) とした。番号２および
５は、Ｂ含有量が少なくて加工性が良いことを利用し
て、ラックセル自体の寸法（Ｒ＝５mm) も小さくした。
【００３２】稠密度の計算は、図２に示すように格子状
に構成された１つのラックセルが、破線の斜線で示す１
つの格子内に占める面積を理論的に計算によって求め
た。そしてラックセル間隔Ｌは、本発明で定める Ｌ＝
36／Ｎc で求めた値（最小値）を用いた。また、ラック
セルの隅角部内半径を５mmとした場合の内法寸法は、燃
料集合体（水平断面積214 mm×214 mm）をラックセルの
隅角部に密着させるように挿入したと仮定して、理論的
に217 mm×217 mmを求めた。これらの計算結果を理論占
有面積、理論占有内法寸法として表２に示し、鋼種Ｄを
用いた場合の理論占有面積を100 として省スペース指数
として示した。
に構成された１つのラックセルが、破線の斜線で示す１
つの格子内に占める面積を理論的に計算によって求め
た。そしてラックセル間隔Ｌは、本発明で定める Ｌ＝
36／Ｎc で求めた値（最小値）を用いた。また、ラック
セルの隅角部内半径を５mmとした場合の内法寸法は、燃
料集合体（水平断面積214 mm×214 mm）をラックセルの
隅角部に密着させるように挿入したと仮定して、理論的
に217 mm×217 mmを求めた。これらの計算結果を理論占
有面積、理論占有内法寸法として表２に示し、鋼種Ｄを
用いた場合の理論占有面積を100 として省スペース指数
として示した。
【００３３】これらの結果から、ボロン当量（Ｎc 値）
を1.07、2.26および2.29とした鋼種Ａ、Ｂ、Ｃをラック
セル材料に用いた番号１、３および４は、ラックセル間
隔Ｌを34mm、16mmと小さくできるので、省スペース指数
が86および75と小さい。即ち、単位面積当たりの燃料保
管量は、従来のものよりも14％ないし25％増加する。ま
た、Ｂ含有量が0.15％および0.18％の材料を用いた番号
２および５は、ラックセルの曲げ半径を５mmにできるの
で、さらに単位面積当たりの燃料保管量が増加する。
を1.07、2.26および2.29とした鋼種Ａ、Ｂ、Ｃをラック
セル材料に用いた番号１、３および４は、ラックセル間
隔Ｌを34mm、16mmと小さくできるので、省スペース指数
が86および75と小さい。即ち、単位面積当たりの燃料保
管量は、従来のものよりも14％ないし25％増加する。ま
た、Ｂ含有量が0.15％および0.18％の材料を用いた番号
２および５は、ラックセルの曲げ半径を５mmにできるの
で、さらに単位面積当たりの燃料保管量が増加する。
【００３４】
【発明の効果】ボロン当量（Ｎc 値）を一定値以上とし
て熱中性子吸収能力を高め、しかもＢ含有量が少なく加
工性のよい材料を用いることによって、ラックセル間隔
を小さくすることができる。また、ラックセル自体も小
さくできる。これにより、核燃料保管面積の大幅な低減
を達成する核燃料保管用ラックが得られる。
て熱中性子吸収能力を高め、しかもＢ含有量が少なく加
工性のよい材料を用いることによって、ラックセル間隔
を小さくすることができる。また、ラックセル自体も小
さくできる。これにより、核燃料保管面積の大幅な低減
を達成する核燃料保管用ラックが得られる。
【図１】核燃料保管用ラックの一例を示す図である。
【図２】ラックセルの一部を軸方向から見た水平断面を
示す図である。
示す図である。
【図３】ラックセルの隅角半径と燃料集合体収容状態と
の関係を示す図である。
の関係を示す図である。
１．核燃料ラック ２．ラックセル ３．支持部材 ４．台盤 ５．燃料集合体 ６．核燃料 Ａ．内法寸法 Ｌ．ラックセル間隔 Ｒ．隅角半径 ｔ．板厚
Claims (1)
- 【請求項１】複数本からなる角形ラックセルを垂直に格
子状に並べて構成する核燃料保管用ラックであって、角
形ラックセルはボロン（Ｂ）含有量が0.75％以下で、下
記(1) 式で計算される熱中性子吸収能力から見たボロン
当量（Ｎc 値）が1.0 以上のステンレス鋼であり、かつ
隣接する角形ラックセルの相互間隔Ｌ(mm)が下記(2)式
を満足することを特徴とする核燃料保管用ラック。 Ｎc ＝｛（１− 0.015×Ｂ％）×Ｂ％｝＋（ 4.4×Ｇd ％）・・・・(1) 36／Ｎc ≦ Ｌ ＜ 60 ・・・・(2) ここで、％とあるのは重量％である。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP8134864A JPH09318788A (ja) | 1996-05-29 | 1996-05-29 | 核燃料保管用ラック |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP8134864A JPH09318788A (ja) | 1996-05-29 | 1996-05-29 | 核燃料保管用ラック |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH09318788A true JPH09318788A (ja) | 1997-12-12 |
Family
ID=15138266
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP8134864A Withdrawn JPH09318788A (ja) | 1996-05-29 | 1996-05-29 | 核燃料保管用ラック |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH09318788A (ja) |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| 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 |
| JP2011526685A (ja) * | 2008-07-04 | 2011-10-13 | テーエヌ・アンテルナシオナル | 未使用または使用済み核燃料アセンブリ用の貯蔵ラック |
| CN104040638A (zh) * | 2011-12-22 | 2014-09-10 | 霍尔泰克国际股份有限公司 | 用于核燃料的存储系统 |
-
1996
- 1996-05-29 JP JP8134864A patent/JPH09318788A/ja not_active Withdrawn
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| 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 |
| JP2011526685A (ja) * | 2008-07-04 | 2011-10-13 | テーエヌ・アンテルナシオナル | 未使用または使用済み核燃料アセンブリ用の貯蔵ラック |
| CN104040638A (zh) * | 2011-12-22 | 2014-09-10 | 霍尔泰克国际股份有限公司 | 用于核燃料的存储系统 |
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Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
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