JPS6318157B2 - - Google Patents
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- JPS6318157B2 JPS6318157B2 JP56138438A JP13843881A JPS6318157B2 JP S6318157 B2 JPS6318157 B2 JP S6318157B2 JP 56138438 A JP56138438 A JP 56138438A JP 13843881 A JP13843881 A JP 13843881A JP S6318157 B2 JPS6318157 B2 JP S6318157B2
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Classifications
-
- 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
- Pressure Welding/Diffusion-Bonding (AREA)
- Signal Processing For Digital Recording And Reproducing (AREA)
Description
〔産業上の利用分野〕
本発明は、原子力発電所で用いられる核燃料集
合体を貯蔵する原子炉用燃料貯蔵ラツクに関す
る。 〔従来の技術〕 原子力発電所において、原子炉炉心から取り出
された使用済み燃料は、再処理のために再処理工
場へ搬出されるまでの間、原子炉建屋内に設置さ
れている使用済み燃料プール内水中に一時保管さ
れる。近年、使用済み燃料再処理の遅れから、使
用済み燃料を多量に保管する必要がある。このた
め、使用済み燃料プール内のスペースを有効に利
用して、貯蔵燃料間の間隔を狭くする改良がなさ
れている。このように改良した原子炉用燃料貯蔵
ラツク（以下ラツクという）を高密度ラツクと称
している。ラツクは、貯蔵燃料が燃料相互間の影
響により臨界に達しない構造にする必要があるた
め、燃料間に中性子吸収材を入れている。ラツク
は、その組立性を孝慮して、あらかじめ作られた
強度部材と中性子吸収材とからなる角筒同士を溶
接あるいはボルト締めにより組み立てて製作され
る。 〔発明が解決しようとする問題点〕 従来の中性子吸収材としては、中性子吸収性の
良いＢ（ボロン）を含むボロンカーバイドをアル
ミニウムに拡散し、さらにアルミニウムを被覆し
たボラル（商標名）がある。しかし、ボラルは耐
食性の面で劣るため、使用済み燃料プールの水に
接しないように密封する必要があつた。 第１図にこの種の高密度ラツクの一例を示す。
多数の角筒１を補強材２，３，４およびベース５
により固定して一体のラツクとしたものである。
第２図はボラルを用いた角筒の縦断面図、第３図
は平面図である。角筒は、外筒６、内筒７、ボラ
ル８、スペーサ９，１０からなる。 この構造では、ボラル８を密封するために、角
筒をステンレス製の内筒７と外筒６の二重構造と
し、その間に生ずる隙間にボラル８を挿入し、角
筒の上端および下端をシール溶接する必要があ
り、非常に手間がかかる欠点があつた。特に、内
筒７と外筒６の製作精度は厳しくする必要があ
り、また、角筒の上下端のシール溶接も、中性子
吸収材であるボラルの健全性を確保するために細
心の注意を払わなければならなかつた。 さらに、中性子吸収材としてＢを含有するステ
ンレス鋼を用いることが提案されているが、この
場合、Ｂを含有するステンレス鋼の強度が中性子
照射によつて低下し、溶接性も悪いため、ラツク
の材質としては好適ではない。 そこで、例えば特開昭57−110649号公報に記載
のように、Ｂ、Bm、Gd、Eu、Dy等を中性子吸
収元素として含有するステンレス鋼成分の非晶質
合金を用いることが提案されている。 このように非晶質化すると、中性子吸収断面積
の大きい金属の成分比を、結晶質の場合の数倍か
ら数十倍に高めることができるとされている。 ところが、非晶質合金の中性子吸収材で角筒を
形成する際に溶接を施すと、合金は溶接熱により
非晶質から結晶質に変化してしまい、結果とし
て、所定の中性子吸収断面積が得られなくなる。 本発明の目的は、角筒に形成した後でも中性子
吸収材の吸収断面積を充分に確保できる構造の原
子炉用燃料貯蔵ラツクを提供することである。 〔問題点を解決するための手段〕 本発明は、上記目的を達成するために、Ｂ、
Bm、Gd、Eu、Dy、Rh、Cd、In、Er、Hf、Ir
から選んだ少なくとも１種の元素を含有するステ
ンレス鋼成分の非晶質合金からなる中性子吸収材
を強度部材に巻いて角筒を形成する際に、前記中
性子吸収材を前記角筒外周に設けたリベツトによ
り固定する構造を提案するものである。 〔作用〕 非晶質合金は、加熱によつて結晶化するおそれ
があるので、本発明においては、溶接等による固
着を避け、角筒外周にあらかじめ設けたリベツト
により固定する方式を採用した。 〔実施例〕 以下、第４図および第５図を参照して、本発明
の一実施例を説明する。 これらの図において、角筒状の強度部材１１に
非晶質合金からなる中性子吸収材１２が固着され
ている。非晶質合金は加熱によつて結晶化するお
それがあるので、中性子吸収材１２を強度部材１
１に対し溶接等により固着することは避ける必要
がある。 本実施例においては、角筒状の強度部材１１に
あらかじめリベツト１３を溶接し、この強度部材
１１の外周面に非晶質合金からなる中性子吸収材
１２を巻き、その後、リベツト１３をハンマー等
により変形させ固定してある。非晶質合金からな
る中性子吸収材１２は数十μmと薄く変形能があ
るので、リベツト１３を挿通させる孔はパンチン
グにより容易に穿けられる。このような角筒を集
合させて燃料ラツクを構成する。 本発明の中性子吸収材は、ステンレス鋼の組成
にＢ、Bm、Gd、Eu、Dy、Rh、Cd、In、Er、
Hf、Irから選んだ少なくとも１種の元素を添加
して溶解し、この溶湯を高速回転するロールに吹
き付け非晶質化させて得られる。したがつて非晶
質合金中には、CrまたはCrおよばNi（ニツケル）
を含有することを必須とし、さらに中性子吸収能
が高い上記元素を含有する。 非晶質合金中のCr含有量は12％以上であるこ
とが望ましい。Cr含有量が12％より少ないと非
晶質合金の耐食性が低下する。一方、含有量が多
すぎると、中性子吸収能が高い元素として例えば
Ｂを使用する場合、非晶質化のためＢの添加量が
少なくなり、非晶質合金を中性子吸収材として用
いることが困難となるので、13％以下とするのが
よい。Ｂの添加量は４〜８重量％が望ましい。こ
のＢ含有量の範囲で所望の中性子吸収効果が発揮
され、またこの含有量範囲外では、いずれも非晶
質化が困難になる。 さて、表１に示す組成からなるステンレス合金
を非晶質化し、これで第４図および第５図に示す
ように角筒を形成し、使用済み燃料プール内水中
に接した状態に維持したところ、耐食性は良好で
あつた。
合体を貯蔵する原子炉用燃料貯蔵ラツクに関す
る。 〔従来の技術〕 原子力発電所において、原子炉炉心から取り出
された使用済み燃料は、再処理のために再処理工
場へ搬出されるまでの間、原子炉建屋内に設置さ
れている使用済み燃料プール内水中に一時保管さ
れる。近年、使用済み燃料再処理の遅れから、使
用済み燃料を多量に保管する必要がある。このた
め、使用済み燃料プール内のスペースを有効に利
用して、貯蔵燃料間の間隔を狭くする改良がなさ
れている。このように改良した原子炉用燃料貯蔵
ラツク（以下ラツクという）を高密度ラツクと称
している。ラツクは、貯蔵燃料が燃料相互間の影
響により臨界に達しない構造にする必要があるた
め、燃料間に中性子吸収材を入れている。ラツク
は、その組立性を孝慮して、あらかじめ作られた
強度部材と中性子吸収材とからなる角筒同士を溶
接あるいはボルト締めにより組み立てて製作され
る。 〔発明が解決しようとする問題点〕 従来の中性子吸収材としては、中性子吸収性の
良いＢ（ボロン）を含むボロンカーバイドをアル
ミニウムに拡散し、さらにアルミニウムを被覆し
たボラル（商標名）がある。しかし、ボラルは耐
食性の面で劣るため、使用済み燃料プールの水に
接しないように密封する必要があつた。 第１図にこの種の高密度ラツクの一例を示す。
多数の角筒１を補強材２，３，４およびベース５
により固定して一体のラツクとしたものである。
第２図はボラルを用いた角筒の縦断面図、第３図
は平面図である。角筒は、外筒６、内筒７、ボラ
ル８、スペーサ９，１０からなる。 この構造では、ボラル８を密封するために、角
筒をステンレス製の内筒７と外筒６の二重構造と
し、その間に生ずる隙間にボラル８を挿入し、角
筒の上端および下端をシール溶接する必要があ
り、非常に手間がかかる欠点があつた。特に、内
筒７と外筒６の製作精度は厳しくする必要があ
り、また、角筒の上下端のシール溶接も、中性子
吸収材であるボラルの健全性を確保するために細
心の注意を払わなければならなかつた。 さらに、中性子吸収材としてＢを含有するステ
ンレス鋼を用いることが提案されているが、この
場合、Ｂを含有するステンレス鋼の強度が中性子
照射によつて低下し、溶接性も悪いため、ラツク
の材質としては好適ではない。 そこで、例えば特開昭57−110649号公報に記載
のように、Ｂ、Bm、Gd、Eu、Dy等を中性子吸
収元素として含有するステンレス鋼成分の非晶質
合金を用いることが提案されている。 このように非晶質化すると、中性子吸収断面積
の大きい金属の成分比を、結晶質の場合の数倍か
ら数十倍に高めることができるとされている。 ところが、非晶質合金の中性子吸収材で角筒を
形成する際に溶接を施すと、合金は溶接熱により
非晶質から結晶質に変化してしまい、結果とし
て、所定の中性子吸収断面積が得られなくなる。 本発明の目的は、角筒に形成した後でも中性子
吸収材の吸収断面積を充分に確保できる構造の原
子炉用燃料貯蔵ラツクを提供することである。 〔問題点を解決するための手段〕 本発明は、上記目的を達成するために、Ｂ、
Bm、Gd、Eu、Dy、Rh、Cd、In、Er、Hf、Ir
から選んだ少なくとも１種の元素を含有するステ
ンレス鋼成分の非晶質合金からなる中性子吸収材
を強度部材に巻いて角筒を形成する際に、前記中
性子吸収材を前記角筒外周に設けたリベツトによ
り固定する構造を提案するものである。 〔作用〕 非晶質合金は、加熱によつて結晶化するおそれ
があるので、本発明においては、溶接等による固
着を避け、角筒外周にあらかじめ設けたリベツト
により固定する方式を採用した。 〔実施例〕 以下、第４図および第５図を参照して、本発明
の一実施例を説明する。 これらの図において、角筒状の強度部材１１に
非晶質合金からなる中性子吸収材１２が固着され
ている。非晶質合金は加熱によつて結晶化するお
それがあるので、中性子吸収材１２を強度部材１
１に対し溶接等により固着することは避ける必要
がある。 本実施例においては、角筒状の強度部材１１に
あらかじめリベツト１３を溶接し、この強度部材
１１の外周面に非晶質合金からなる中性子吸収材
１２を巻き、その後、リベツト１３をハンマー等
により変形させ固定してある。非晶質合金からな
る中性子吸収材１２は数十μmと薄く変形能があ
るので、リベツト１３を挿通させる孔はパンチン
グにより容易に穿けられる。このような角筒を集
合させて燃料ラツクを構成する。 本発明の中性子吸収材は、ステンレス鋼の組成
にＢ、Bm、Gd、Eu、Dy、Rh、Cd、In、Er、
Hf、Irから選んだ少なくとも１種の元素を添加
して溶解し、この溶湯を高速回転するロールに吹
き付け非晶質化させて得られる。したがつて非晶
質合金中には、CrまたはCrおよばNi（ニツケル）
を含有することを必須とし、さらに中性子吸収能
が高い上記元素を含有する。 非晶質合金中のCr含有量は12％以上であるこ
とが望ましい。Cr含有量が12％より少ないと非
晶質合金の耐食性が低下する。一方、含有量が多
すぎると、中性子吸収能が高い元素として例えば
Ｂを使用する場合、非晶質化のためＢの添加量が
少なくなり、非晶質合金を中性子吸収材として用
いることが困難となるので、13％以下とするのが
よい。Ｂの添加量は４〜８重量％が望ましい。こ
のＢ含有量の範囲で所望の中性子吸収効果が発揮
され、またこの含有量範囲外では、いずれも非晶
質化が困難になる。 さて、表１に示す組成からなるステンレス合金
を非晶質化し、これで第４図および第５図に示す
ように角筒を形成し、使用済み燃料プール内水中
に接した状態に維持したところ、耐食性は良好で
あつた。
本発明によれば、角筒外周にあらかじめ設けた
リベツトにより中性子吸収材を角筒に固定するの
で、従来のような溶接等による加熱で結晶化する
おそれがなく、固定後も所定の中性子吸収断面積
を確保できる。
リベツトにより中性子吸収材を角筒に固定するの
で、従来のような溶接等による加熱で結晶化する
おそれがなく、固定後も所定の中性子吸収断面積
を確保できる。
第１図は従来の原子炉用燃料貯蔵ラツクの正面
図、第２図は従来の角筒の縦断面図、第３図は従
来の角筒の横断面図、第４図は本発明による原子
炉用燃料貯蔵ラツクに用いる角筒の一実施例の横
断面図、第５図は第４図実施例の縦断面図であ
る。 １１……強度部材、１２……中性子吸収材、１
３……リベツト。
図、第２図は従来の角筒の縦断面図、第３図は従
来の角筒の横断面図、第４図は本発明による原子
炉用燃料貯蔵ラツクに用いる角筒の一実施例の横
断面図、第５図は第４図実施例の縦断面図であ
る。 １１……強度部材、１２……中性子吸収材、１
３……リベツト。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ 複数本の燃料集合体を所定間隔をおいて直立
状態で整列保持するためにＢ、Bm、Gd、Eu、
Dy、Rh、Cd、In、Er、Hf、Irから選んだ少な
くとも１種の元素を含有するステンレス鋼成分の
非晶質合金からなる中性子吸収材を強度部材に巻
いた角筒を複数個集め形成した原子炉用燃料貯蔵
ラツクにおいて、 前記非晶質合金からなる中性子吸収材を前記角
筒外周に設けたリベツトにより固定したことを特
徴とする原子炉用燃料貯蔵ラツク。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP56138438A JPS5841390A (ja) | 1981-09-04 | 1981-09-04 | 原子炉用燃料貯蔵ラツク |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP56138438A JPS5841390A (ja) | 1981-09-04 | 1981-09-04 | 原子炉用燃料貯蔵ラツク |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5841390A JPS5841390A (ja) | 1983-03-10 |
| JPS6318157B2 true JPS6318157B2 (ja) | 1988-04-16 |
Family
ID=15221981
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP56138438A Granted JPS5841390A (ja) | 1981-09-04 | 1981-09-04 | 原子炉用燃料貯蔵ラツク |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS5841390A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2008039617A (ja) * | 2006-08-07 | 2008-02-21 | Central Res Inst Of Electric Power Ind | 中性子吸収材及びその製造方法 |
Families Citing this family (4)
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|---|---|---|---|---|
| JPS62297787A (ja) * | 1986-06-17 | 1987-12-24 | 富士電機株式会社 | 使用済燃料の貯蔵ラツク |
| JPH02187643A (ja) * | 1989-01-17 | 1990-07-23 | Shimizu Corp | 低放射化材料 |
| JPH10268082A (ja) * | 1997-03-21 | 1998-10-09 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | 使用済み核燃料貯蔵設備 |
| JP2002372597A (ja) * | 2001-06-13 | 2002-12-26 | Toshiba Corp | 中性子吸収材の製造方法およびこの方法により製造される中性子吸収材 |
Citations (7)
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| US4096392A (en) * | 1975-07-11 | 1978-06-20 | Nuclear Services Corporation | Rack for storing spent nuclear fuel elements |
| JPS5457094A (en) * | 1977-09-22 | 1979-05-08 | Kraftwerk Union Ag | Fuel assembly storage rack |
| JPS5486098A (en) * | 1977-11-30 | 1979-07-09 | Kraftwerk Union Ag | Storage rack for long fuel aggregate |
| JPS54121396A (en) * | 1978-03-13 | 1979-09-20 | Gen Electric | Storage module for nuclear fuel assembly |
| JPS57110649A (en) * | 1980-12-27 | 1982-07-09 | Toshiba Corp | Neutron absorber |
| JPS57207896A (en) * | 1981-06-17 | 1982-12-20 | Hitachi Ltd | Neutron absorbing material |
-
1981
- 1981-09-04 JP JP56138438A patent/JPS5841390A/ja active Granted
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| JPS57207896A (en) * | 1981-06-17 | 1982-12-20 | Hitachi Ltd | Neutron absorbing material |
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| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2008039617A (ja) * | 2006-08-07 | 2008-02-21 | Central Res Inst Of Electric Power Ind | 中性子吸収材及びその製造方法 |
| JP4743532B2 (ja) * | 2006-08-07 | 2011-08-10 | 財団法人電力中央研究所 | 中性子吸収材及びその製造方法 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS5841390A (ja) | 1983-03-10 |
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