JPS61225692A - 使用済燃料貯蔵ラツク - Google Patents
使用済燃料貯蔵ラツクInfo
- Publication number
- JPS61225692A JPS61225692A JP60067186A JP6718685A JPS61225692A JP S61225692 A JPS61225692 A JP S61225692A JP 60067186 A JP60067186 A JP 60067186A JP 6718685 A JP6718685 A JP 6718685A JP S61225692 A JPS61225692 A JP S61225692A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- fuel
- spent fuel
- storage
- rack
- spent
- 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
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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
Landscapes
- Sampling And Sample Adjustment (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
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。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の利用分野〕
本発明は、使用済燃料貯蔵ラックに係り、特に貯蔵の高
密度化に好適な使用済燃料貯蔵ラックの構造に関する。
密度化に好適な使用済燃料貯蔵ラックの構造に関する。
原子炉から発生する使用済燃料の貯蔵は、原子炉建屋内
の燃料プール内で、使用済燃料貯蔵ラックに入れて貯蔵
されている。しかし、現在の原子力発電事情は、核燃料
サイクル主工程である再処理施設建設の遅延から、原子
炉から発生する使用済燃料の貯蔵拡大および貯蔵の高密
度化が重要な問題となっている。
の燃料プール内で、使用済燃料貯蔵ラックに入れて貯蔵
されている。しかし、現在の原子力発電事情は、核燃料
サイクル主工程である再処理施設建設の遅延から、原子
炉から発生する使用済燃料の貯蔵拡大および貯蔵の高密
度化が重要な問題となっている。
第２図および第３図に従来の使用済燃料貯蔵ラックを示
す。
す。
従来の使用済燃料貯蔵ラックは、貯蔵する燃料の未臨界
性を保つため一定の間隔４を置いて配列された複数のス
テンレス製角パイプ１により貯蔵セル″３を形成してい
る。また角パイプ１は、使用済燃料貯蔵ラックの上部か
ら下部に至るまでつながっており、貯蔵される燃料の軸
方向すべてをおおう様になっている。さらに、角パイプ
１は、シートプレート２に溶接により取りつけられてい
る。
性を保つため一定の間隔４を置いて配列された複数のス
テンレス製角パイプ１により貯蔵セル″３を形成してい
る。また角パイプ１は、使用済燃料貯蔵ラックの上部か
ら下部に至るまでつながっており、貯蔵される燃料の軸
方向すべてをおおう様になっている。さらに、角パイプ
１は、シートプレート２に溶接により取りつけられてい
る。
原子炉内の燃料プールに貯蔵される燃料は、使用済燃料
だけでなく、炉心燃料交換時の仮置きとして新燃料、お
よび万一、事故が発生した場合の燃焼途中の燃料も貯蔵
される。このことから、使用済燃料貯蔵ラックの未臨界
性に対する設計は、新燃料、燃焼途中燃料の反応度を考
慮して貯蔵間隔４を決定しているため、使用済燃料を貯
蔵した場合は、貯蔵間隔４にむだがあり、貯蔵の高密度
化（貯蔵間隔４をより小さくし、同一スペースでより多
くの燃料を貯蔵すること）を妨げる原因の一つとなって
いた。
だけでなく、炉心燃料交換時の仮置きとして新燃料、お
よび万一、事故が発生した場合の燃焼途中の燃料も貯蔵
される。このことから、使用済燃料貯蔵ラックの未臨界
性に対する設計は、新燃料、燃焼途中燃料の反応度を考
慮して貯蔵間隔４を決定しているため、使用済燃料を貯
蔵した場合は、貯蔵間隔４にむだがあり、貯蔵の高密度
化（貯蔵間隔４をより小さくし、同一スペースでより多
くの燃料を貯蔵すること）を妨げる原因の一つとなって
いた。
貯蔵間隔４を小さくする方法として、角パイプ１の中に
反応度制御材（ボロン等の中性子吸収材）を用いたラッ
クが考案されているが、反応度制御材をラックの上部か
ら下部に至るまで用いており価格面から有利とはいえな
かった。
反応度制御材（ボロン等の中性子吸収材）を用いたラッ
クが考案されているが、反応度制御材をラックの上部か
ら下部に至るまで用いており価格面から有利とはいえな
かった。
なお、従来技術を示した文献としては特開昭５７−２４
８９２号公報や特開昭５６−７７７９７号公報のものが
ある。
８９２号公報や特開昭５６−７７７９７号公報のものが
ある。
本発明の目的は、原子力用使用済燃料の貯蔵において、
高密度貯蔵（隣接する貯蔵燃料の貯蔵間隔を小さくする
こと）を可能とし、しかも安価な使用済燃料貯蔵ラック
を提供することにある。
高密度貯蔵（隣接する貯蔵燃料の貯蔵間隔を小さくする
こと）を可能とし、しかも安価な使用済燃料貯蔵ラック
を提供することにある。
本発明の特徴は、燃料貯蔵プール内で複数本の使用済燃
料集合体を所定の間隔をおいて直立状態で整列保持する
ための使用済燃料貯蔵ラックにおいて、前記使用済燃料
集合体の反応度の高い部分に相当する位置にのみ反応度
制御部材を用いたことにある。
料集合体を所定の間隔をおいて直立状態で整列保持する
ための使用済燃料貯蔵ラックにおいて、前記使用済燃料
集合体の反応度の高い部分に相当する位置にのみ反応度
制御部材を用いたことにある。
従来、使用燃料を貯蔵する際には、燃料が貯蔵中に臨界
になるのを防ぐために、隣接する燃料集合体との間隔を
充分に広くとるとか、貯蔵用ラックの構造部材中に天然
ボロン等の反応度制御部材（中性子吸収材）を入れるな
どの方法が行われている。
になるのを防ぐために、隣接する燃料集合体との間隔を
充分に広くとるとか、貯蔵用ラックの構造部材中に天然
ボロン等の反応度制御部材（中性子吸収材）を入れるな
どの方法が行われている。
第４図に、典型的なりＷＲの使用済燃料集合体の軸方向
（高さ方向）の中性子増倍率の分布５を示す。
（高さ方向）の中性子増倍率の分布５を示す。
ＢＷＲでは、原子炉炉心内に軸方向のボイド分布があり
、一般的に、高ボイド率で燃えた燃料のほうがプルトニ
ウムの生成・蓄積量が大きい性質があるため、炉心内で
十分に一焼した燃料では。
、一般的に、高ボイド率で燃えた燃料のほうがプルトニ
ウムの生成・蓄積量が大きい性質があるため、炉心内で
十分に一焼した燃料では。
燃料上部のほうが、プルトニウム量が多くなり中性子増
幅率は高くなる。
幅率は高くなる。
このため、第３図の例のように、使用済燃料の軸方向中
央部の中性子増倍率は、上部の中性子増倍率より約２０
％程度小さくなる。
央部の中性子増倍率は、上部の中性子増倍率より約２０
％程度小さくなる。
したがって、このような使用済燃料の中性子増倍率の軸
方向分布（高さ方向分布）に注目すると、燃料を未臨界
にするためには、特に燃料上部の中性子増倍率を低くす
ればよい。
方向分布（高さ方向分布）に注目すると、燃料を未臨界
にするためには、特に燃料上部の中性子増倍率を低くす
ればよい。
貯蔵燃料の中性子増倍率を低下させる方法として中性子
吸収材を使用済燃料ラックに混入させる方法が良く用い
られているが、上記の使用済燃料の特性を考慮すると、
中性子増倍率の高い燃料上部的１／２の長さに相当する
使用済燃貯蔵ラックの構造部材に中性子吸収材を混入す
れば、隣接する燃料集合体の貯蔵間隔を小さくすること
ができ、高密度かつ安価な使用済燃料貯蔵ラックを提供
することができる。
吸収材を使用済燃料ラックに混入させる方法が良く用い
られているが、上記の使用済燃料の特性を考慮すると、
中性子増倍率の高い燃料上部的１／２の長さに相当する
使用済燃貯蔵ラックの構造部材に中性子吸収材を混入す
れば、隣接する燃料集合体の貯蔵間隔を小さくすること
ができ、高密度かつ安価な使用済燃料貯蔵ラックを提供
することができる。
以下、本発明の一実施例を第３図から第１０図により説
明する。第１図は、使用済燃料の軸方向の中性子増倍率
の分布から（第４図）発明した使用済燃料貯蔵ラックの
構造を示している。
明する。第１図は、使用済燃料の軸方向の中性子増倍率
の分布から（第４図）発明した使用済燃料貯蔵ラックの
構造を示している。
第５図は、第１図の■−Ｖ線矢視図を示しており、ラッ
クの上部的１７２に相当する部分は、中性子吸収材７を
含有するステンレス製角パイプ８（第６図）同志を溶接
して構成され、貯蔵セルを形成している。また、ラック
の下半分は外側のみのフレーム９構造となっており、シ
ートプレート１０に溶接されている。
クの上部的１７２に相当する部分は、中性子吸収材７を
含有するステンレス製角パイプ８（第６図）同志を溶接
して構成され、貯蔵セルを形成している。また、ラック
の下半分は外側のみのフレーム９構造となっており、シ
ートプレート１０に溶接されている。
第７図に本ラックのシートプレート１０の平面図を示す
、シートプレート１０には、貯蔵燃料集合体１２の下部
を支持するための支持穴１１が設けられ、燃料を常に垂
直に保持し、かつ、隣接する燃料との間隔を一定に保つ
様になっている。
、シートプレート１０には、貯蔵燃料集合体１２の下部
を支持するための支持穴１１が設けられ、燃料を常に垂
直に保持し、かつ、隣接する燃料との間隔を一定に保つ
様になっている。
以下１本ラックにおける燃料の未臨界性について述べる
。第９図は、貯蔵燃料の中性子増倍率を計算するための
解析モデルを示しており、隣接する燃料集合体１２は、
水１３、アルミニウム１４および天然ボロン入リアルミ
ニウム１５の各層により囲まれている。
。第９図は、貯蔵燃料の中性子増倍率を計算するための
解析モデルを示しており、隣接する燃料集合体１２は、
水１３、アルミニウム１４および天然ボロン入リアルミ
ニウム１５の各層により囲まれている。
本計算条件により解析した結果を第４図の点線６に示す
、貯蔵燃料の中性子増倍率は０．７〜０．８ となり
、天然ボロンがない場合に比較して、２５〜３０％中性
子増倍率を低下させることができる。
、貯蔵燃料の中性子増倍率は０．７〜０．８ となり
、天然ボロンがない場合に比較して、２５〜３０％中性
子増倍率を低下させることができる。
このため、中性子増倍率の高い燃料上部的１７２の長さ
に相当する使用済燃料貯蔵ラックの構造部材に天然ボロ
ン等の反応度制御部材を入れると、燃料上部の中性子増
倍率を燃料下部の中性子増倍率よりも低くすることがで
きる。
に相当する使用済燃料貯蔵ラックの構造部材に天然ボロ
ン等の反応度制御部材を入れると、燃料上部の中性子増
倍率を燃料下部の中性子増倍率よりも低くすることがで
きる。
第５図は、アルミニウムの代わりにステンレス製の角バ
イブ８を用いているが、ステンレスの方が中性子吸収能
力１強度供高いことから、より信頼性は向上するので特
に問題はない。
イブ８を用いているが、ステンレスの方が中性子吸収能
力１強度供高いことから、より信頼性は向上するので特
に問題はない。
また、使用済燃料集合体下部についても、中性子増倍率
が１．０以下（第４図の曲線５）であるため、従来の様
に、隣接する貯蔵燃料集合体間にステンレス製の角パイ
プを設けなくても周囲の水のみで未臨界性は十分保た九
る。このことから。
が１．０以下（第４図の曲線５）であるため、従来の様
に、隣接する貯蔵燃料集合体間にステンレス製の角パイ
プを設けなくても周囲の水のみで未臨界性は十分保た九
る。このことから。
ラックの下部は、上部角パイプ８とシートプレート１０
を結合し、ラックを形成するためのフレーム構造とする
ことができる。尚、このアレーム９は、地震時のラック
に作用する荷重に対しても一分な強度が保てる構成とな
っている６ 本ラックの構造により、従来のステンレス製角パイプを
用いたラックよりも、約１．２倍の貯蔵容量が確保でき
、貯蔵の高密度化が計れる。また、使用する角パイプ物
量が従来の１７２で済むこと。
を結合し、ラックを形成するためのフレーム構造とする
ことができる。尚、このアレーム９は、地震時のラック
に作用する荷重に対しても一分な強度が保てる構成とな
っている６ 本ラックの構造により、従来のステンレス製角パイプを
用いたラックよりも、約１．２倍の貯蔵容量が確保でき
、貯蔵の高密度化が計れる。また、使用する角パイプ物
量が従来の１７２で済むこと。
角パイプとシートプレートとの溶接がなくなること、更
に、従来の中性子吸収材入りラックに比べ、高価な中性
子吸収材物量を１７２に減らせることなど１価格面でも
有利である。
に、従来の中性子吸収材入りラックに比べ、高価な中性
子吸収材物量を１７２に減らせることなど１価格面でも
有利である。
次に１本ラックの構成により得られる、二次的な効果に
ついて述べる。
ついて述べる。
従来の使用済燃料貯蔵ラックのシートプレート２は、角
パイプが燃料集合体１２の上部から下部に至るまでの長
さをおおっていたため、貯蔵燃料下部を支持するための
支持穴１１の他に、角パイプとシートプレートを溶接す
る際の角パイプ支持穴、および貯蔵燃料と角パイプの間
に冷却水を循環させるための冷却水流入穴など多数の穴
をあける必要があった。ところが、本発明のシートプレ
ート１０には、第７図に示すように、貯蔵燃料下部を支
持するための支持穴１１のみで良く、大巾な製作価格低
減が可能となる。尚、第８図は、第７図に示した燃料集
合体支持穴１１の断面を示しており、燃料集合体１２の
下部を安定して支持するため、面取り部１１ａが設けら
れている。
パイプが燃料集合体１２の上部から下部に至るまでの長
さをおおっていたため、貯蔵燃料下部を支持するための
支持穴１１の他に、角パイプとシートプレートを溶接す
る際の角パイプ支持穴、および貯蔵燃料と角パイプの間
に冷却水を循環させるための冷却水流入穴など多数の穴
をあける必要があった。ところが、本発明のシートプレ
ート１０には、第７図に示すように、貯蔵燃料下部を支
持するための支持穴１１のみで良く、大巾な製作価格低
減が可能となる。尚、第８図は、第７図に示した燃料集
合体支持穴１１の断面を示しており、燃料集合体１２の
下部を安定して支持するため、面取り部１１ａが設けら
れている。
貯蔵燃料の冷却については、本発明によるラックは、燃
料集合体の下部を裸のままで貯蔵できること、および、
角パイプ長さが、従来のラックの半分程度であるため上
部角パイプと貯蔵燃料集合体間を流れる冷却水１６の圧
力損失は、半分程度となることから、従来のラックに比
べて冷却能力も向上する。
料集合体の下部を裸のままで貯蔵できること、および、
角パイプ長さが、従来のラックの半分程度であるため上
部角パイプと貯蔵燃料集合体間を流れる冷却水１６の圧
力損失は、半分程度となることから、従来のラックに比
べて冷却能力も向上する。
また、シートプレート１０には、貯蔵燃料の重量に対す
る面外変形を防止するため補強リブ１７を設けている。
る面外変形を防止するため補強リブ１７を設けている。
この補強リブ１７は、シートプレートの反対側に設けて
もよい。
もよい。
次に本ラックを燃料貯蔵設備として実用化する場合の実
施例を示す。
施例を示す。
第１０図は、本ラックを原子力発電所内の燃料プールで
使用する場合のラックエリアの配置例を示している。原
子炉建物内の燃料プールでは、使用済燃料だけでなく炉
心燃料交換時の新燃料の仮置きおよび万一事故が起きた
場合の燃焼途中燃料の仮置きとしても使用されるため１
本ラックを用いた使用済燃料のみの貯蔵エリア１８と、
従来のラックを用いた新燃料等の貯蔵エリア１９に区分
する必要がある。尚、貯蔵エリア１９のスペースは、前
述の理由により１００％炉心分の貯蔵が確保できればよ
い。
使用する場合のラックエリアの配置例を示している。原
子炉建物内の燃料プールでは、使用済燃料だけでなく炉
心燃料交換時の新燃料の仮置きおよび万一事故が起きた
場合の燃焼途中燃料の仮置きとしても使用されるため１
本ラックを用いた使用済燃料のみの貯蔵エリア１８と、
従来のラックを用いた新燃料等の貯蔵エリア１９に区分
する必要がある。尚、貯蔵エリア１９のスペースは、前
述の理由により１００％炉心分の貯蔵が確保できればよ
い。
しかし、原子力発電所外の独立の燃料貯蔵設備において
は、使用済燃料しか貯蔵されないため、貯蔵エリアを区
分する必要はなく、本ラックのみで対処可能であるため
、より大きな効果が得られる。
は、使用済燃料しか貯蔵されないため、貯蔵エリアを区
分する必要はなく、本ラックのみで対処可能であるため
、より大きな効果が得られる。
また、本ラック採用による貯蔵密度の増加に伴い、従来
と同一容量で比較した場合、プールの縮小化が可能とな
り、燃料貯蔵設備全体としての価格低減の効果もある。
と同一容量で比較した場合、プールの縮小化が可能とな
り、燃料貯蔵設備全体としての価格低減の効果もある。
さらに、今後、原子力発電所は、稼動率向上のための長
サイクル運転が計画されており、高燃焼度燃料の貯蔵方
法についての検討を要求されることが予想される。高燃
焼度燃料は、炉心の中で中性子照射を受ける期間が長い
ことから、従用済燃料の崩壊熱が多くなり、燃料貯蔵プ
ール内で効率良く冷却を行う必要がある。この点に関し
ても本発明は、前述の構造から、特に問題はない、した
がって本発明は、原子力用使用済燃料の貯蔵に関し高密
度かつ安価なしかも信頼性の高い貯蔵方法を提供するこ
とができる。
サイクル運転が計画されており、高燃焼度燃料の貯蔵方
法についての検討を要求されることが予想される。高燃
焼度燃料は、炉心の中で中性子照射を受ける期間が長い
ことから、従用済燃料の崩壊熱が多くなり、燃料貯蔵プ
ール内で効率良く冷却を行う必要がある。この点に関し
ても本発明は、前述の構造から、特に問題はない、した
がって本発明は、原子力用使用済燃料の貯蔵に関し高密
度かつ安価なしかも信頼性の高い貯蔵方法を提供するこ
とができる。
本発明によれば、使用済燃料の貯蔵を高密度化できかつ
使用済燃料ラックの製作費を低減でき、さらに貯蔵燃料
の冷却能力をも向上させることができるので、性能、信
頼性の高い、しかも安価な使用済燃料の貯蔵が可能とな
る。
使用済燃料ラックの製作費を低減でき、さらに貯蔵燃料
の冷却能力をも向上させることができるので、性能、信
頼性の高い、しかも安価な使用済燃料の貯蔵が可能とな
る。
【図面の簡単な説明】
第１図は本発明の使用済燃料貯蔵ラックの一実施例を示
す斜視図、第２図は従来の使用済燃料貯蔵ラックを示す
正面図、第３図は従来の使用済燃料貯蔵ラックを示す平
面図、第４図はＢＷＲの使用済燃料軸方向の中性子増倍
率分布を示す線図、第５図は、第１図の■−Ｖ線矢視図
、第６図は。 第５図のＢ部詳細、第７図は第５図の■−■線矢視図、
第８図は第７図の■−■線矢視図、第９図は貯蔵燃料の
未臨界性の解析モデルを示す図、第１０図は１本発明に
よるラックを原子炉建屋内で用いる場合の燃料プール内
配置図を示す図である。 １・・・ステンレス製角パイプ、２・・・従来ラックの
シートプレート、３・・・燃料集合体貯蔵セル、４・・
・燃料集合体貯蔵間隔、５・・・使用済燃料集合体の中
性子増倍率分布、６・・・中性子吸収材を用いた場合あ
使用済燃料集合体の中性子増倍率分布、７・・・中性子
吸収材、８・・・中性子吸収材入り角パイプ、９・・・
フレーム、１０・・・本発明におけるシートプレート、
１１・・・燃料集合体支持穴、１２・・・燃料集合体、
１３・・・水、１４・・・アルミニウム、１５・・・ボ
ロン入リアルミニウム、１６・・・冷却水、１７・・・
補強リブ、１８・・・使用済燃料貯蔵エリア、１９・・
・新燃料仮置および１００％炉心分エリア。 第 １ 図 刈笠ず丹上文熱 １２１）り三ｊ二すη１イ嘉七ヰミ 第 了 図 第 ｑｒｉＪ
す斜視図、第２図は従来の使用済燃料貯蔵ラックを示す
正面図、第３図は従来の使用済燃料貯蔵ラックを示す平
面図、第４図はＢＷＲの使用済燃料軸方向の中性子増倍
率分布を示す線図、第５図は、第１図の■−Ｖ線矢視図
、第６図は。 第５図のＢ部詳細、第７図は第５図の■−■線矢視図、
第８図は第７図の■−■線矢視図、第９図は貯蔵燃料の
未臨界性の解析モデルを示す図、第１０図は１本発明に
よるラックを原子炉建屋内で用いる場合の燃料プール内
配置図を示す図である。 １・・・ステンレス製角パイプ、２・・・従来ラックの
シートプレート、３・・・燃料集合体貯蔵セル、４・・
・燃料集合体貯蔵間隔、５・・・使用済燃料集合体の中
性子増倍率分布、６・・・中性子吸収材を用いた場合あ
使用済燃料集合体の中性子増倍率分布、７・・・中性子
吸収材、８・・・中性子吸収材入り角パイプ、９・・・
フレーム、１０・・・本発明におけるシートプレート、
１１・・・燃料集合体支持穴、１２・・・燃料集合体、
１３・・・水、１４・・・アルミニウム、１５・・・ボ
ロン入リアルミニウム、１６・・・冷却水、１７・・・
補強リブ、１８・・・使用済燃料貯蔵エリア、１９・・
・新燃料仮置および１００％炉心分エリア。 第 １ 図 刈笠ず丹上文熱 １２１）り三ｊ二すη１イ嘉七ヰミ 第 了 図 第 ｑｒｉＪ
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、燃料貯蔵プール内で複数本の使用済燃料集合体を所
定の間隔をおいて直立状態で整列保持するための使用済
燃料貯蔵ラックにおいて、前記使用済燃料集合体の反応
度の高い部分に相当する位置にのみ反応度制御部材を用
いたことを特徴とする使用済燃料貯蔵ラック。 ２、特許請求の範囲第１項において、使用済燃料集合体
の反応度の低い部分に相当する位置の構造をフレーム構
造としたことを特徴とする使用済燃料貯蔵ラック。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60067186A JPH0631795B2 (ja) | 1985-03-29 | 1985-03-29 | 使用済燃料貯蔵ラツク |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60067186A JPH0631795B2 (ja) | 1985-03-29 | 1985-03-29 | 使用済燃料貯蔵ラツク |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS61225692A true JPS61225692A (ja) | 1986-10-07 |
| JPH0631795B2 JPH0631795B2 (ja) | 1994-04-27 |
Family
ID=13337611
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60067186A Expired - Lifetime JPH0631795B2 (ja) | 1985-03-29 | 1985-03-29 | 使用済燃料貯蔵ラツク |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0631795B2 (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2003014882A (ja) * | 2001-05-24 | 2003-01-15 | Equipos Nucleares Sa | セグメント化格子ラック |
Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS61114191A (ja) * | 1984-11-09 | 1986-05-31 | 原子燃料工業株式会社 | 燃料保管ラツク |
-
1985
- 1985-03-29 JP JP60067186A patent/JPH0631795B2/ja not_active Expired - Lifetime
Patent Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS61114191A (ja) * | 1984-11-09 | 1986-05-31 | 原子燃料工業株式会社 | 燃料保管ラツク |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2003014882A (ja) * | 2001-05-24 | 2003-01-15 | Equipos Nucleares Sa | セグメント化格子ラック |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH0631795B2 (ja) | 1994-04-27 |
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