JPS63760B2 - - Google Patents
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- JPS63760B2 JPS63760B2 JP51143933A JP14393376A JPS63760B2 JP S63760 B2 JPS63760 B2 JP S63760B2 JP 51143933 A JP51143933 A JP 51143933A JP 14393376 A JP14393376 A JP 14393376A JP S63760 B2 JPS63760 B2 JP S63760B2
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Classifications
-
- 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
-
- 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
- G21F5/06—Details of, or accessories to, the containers
- G21F5/10—Heat-removal systems, e.g. using circulating fluid or cooling fins
-
- 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)
- Particle Accelerators (AREA)
- Compositions Of Macromolecular Compounds (AREA)
- Measurement Of Radiation (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
［産業上の利用分野］
本発明は放射性物質の輸送用容器に係る。輸送
用容器は例えば原子炉から貯蔵庫へそれから再処
理プラントへと使用ずみ原子核燃料を輸送するに
用いられている。
用容器は例えば原子炉から貯蔵庫へそれから再処
理プラントへと使用ずみ原子核燃料を輸送するに
用いられている。
［発明が解決しようとする問題点］
数千キロメートルに及び陸上或いは海上を運ぶ
に際し、放射能は安全に密封せられなければなら
ず従つて容器の設計及び製造は国際的に非常に厳
密に規制を受けている。この規制はとりわけ苛酷
な取扱い条件の下でも容器が完全であり放射が安
全レベルにあることを確保しようとするものであ
る。国際的規制に完全に合致した現在の輸送容器
であつて使用ずみ原子核燃料の輸送用に広く用い
られて来たものは、取外し可能の蓋を有する全体
的に筒状をした鋳鉄のフラスクであつて外部に熱
交換フインを有するものである。この容器はフラ
スク内に偏心的に設置した環状の鉛のシールドを
容器壁から離して収めてあり、該シールドは輸送
中に使用ずみ燃料を取囲み、そしてこの構造体内
の自由空間には水を入れてある。この水は２つの
働きをなし、１つは中性子の減衰体として働くこ
と、他は使用ずみ燃料からの崩壊熱がフインに伝
達される様にする熱交換媒体として働くことであ
る。鉛のシールドは主としてガンマ線減衰器とし
ての働きをなす。然し乍ら、照射時間が長くなし
得る様に核燃料が改善され、燃料組成にプルトニ
ウムが導入され、原子炉装置系の出力が増大して
来るに及んで、以前より高い照射レベルでも許容
出来なければならなくなつて来た事は事実であ
る。鉛の様な高密度物質は良好なガンマ線吸収体
であるが、ガンマ線及び中性子放射が強くてもよ
い様にシールド材を厚くすると中味容積が減少し
て容器の利用性が悪くなり、或いは容器の大きさ
を非常に大きくせざるを得なくなつて来る。この
後者の問題は現在の輸送車輛及び船舶が大きい容
積のものを扱う様な設備がなく、且つこれを載せ
得る様に改造すると非常に高額となるので不可能
である。更に相当に大きいフラスクは国際的に密
認せられた規制内に入れる事はまず出来ない。
に際し、放射能は安全に密封せられなければなら
ず従つて容器の設計及び製造は国際的に非常に厳
密に規制を受けている。この規制はとりわけ苛酷
な取扱い条件の下でも容器が完全であり放射が安
全レベルにあることを確保しようとするものであ
る。国際的規制に完全に合致した現在の輸送容器
であつて使用ずみ原子核燃料の輸送用に広く用い
られて来たものは、取外し可能の蓋を有する全体
的に筒状をした鋳鉄のフラスクであつて外部に熱
交換フインを有するものである。この容器はフラ
スク内に偏心的に設置した環状の鉛のシールドを
容器壁から離して収めてあり、該シールドは輸送
中に使用ずみ燃料を取囲み、そしてこの構造体内
の自由空間には水を入れてある。この水は２つの
働きをなし、１つは中性子の減衰体として働くこ
と、他は使用ずみ燃料からの崩壊熱がフインに伝
達される様にする熱交換媒体として働くことであ
る。鉛のシールドは主としてガンマ線減衰器とし
ての働きをなす。然し乍ら、照射時間が長くなし
得る様に核燃料が改善され、燃料組成にプルトニ
ウムが導入され、原子炉装置系の出力が増大して
来るに及んで、以前より高い照射レベルでも許容
出来なければならなくなつて来た事は事実であ
る。鉛の様な高密度物質は良好なガンマ線吸収体
であるが、ガンマ線及び中性子放射が強くてもよ
い様にシールド材を厚くすると中味容積が減少し
て容器の利用性が悪くなり、或いは容器の大きさ
を非常に大きくせざるを得なくなつて来る。この
後者の問題は現在の輸送車輛及び船舶が大きい容
積のものを扱う様な設備がなく、且つこれを載せ
得る様に改造すると非常に高額となるので不可能
である。更に相当に大きいフラスクは国際的に密
認せられた規制内に入れる事はまず出来ない。
［発明の目的］
本発明の目的は従来型の燃料輸送フラスクのし
やへい特性を改善する事である。
やへい特性を改善する事である。
本発明の他の目的は使用ずみ燃料が高度に照射
されたものであつてもこれを輸送するに用いるフ
ラスクが従来必要としていた程しやへい材の厚み
を大きくする事のない様改善されたしやへい特性
を発揮させることにある。
されたものであつてもこれを輸送するに用いるフ
ラスクが従来必要としていた程しやへい材の厚み
を大きくする事のない様改善されたしやへい特性
を発揮させることにある。
［問題点を解決するための手段］
本発明によれば使用ずみ核燃料を輸送する輸送
容器は取り外し可能な蓋を有する鋼鉄製フラスク
より成りそして熱交換用外部フインを有し、そし
てこのフラスクは複合材料の環状の固型のシール
ドを含み、ガンマ線及び中性子放射を減衰する。
上記複合材料は固型物質である母材に分散支持さ
れたばらばらな複数箇の粒体より成るものであ
る。
容器は取り外し可能な蓋を有する鋼鉄製フラスク
より成りそして熱交換用外部フインを有し、そし
てこのフラスクは複合材料の環状の固型のシール
ドを含み、ガンマ線及び中性子放射を減衰する。
上記複合材料は固型物質である母材に分散支持さ
れたばらばらな複数箇の粒体より成るものであ
る。
シールド用として適当な複合材料とは鉛粒を分
散支持させたコンクリートや、鉛粒を分散支持さ
せたポリエチレンより成る。本発明は、使用ずみ
核燃料を輸送するため従前に国際的に容認されて
いた輸送容器の改良にあり、この従前の容器とは
熱交換フイン及び取外し可能なカバーを有し且つ
使用ずみ核燃料を取囲むための環状固型シールド
を含む鋼製フラスクより成り、改良点とは従来の
鉛の環状シールドを固型母材によつて一体化した
ばらばらの複数個の粒体より成り、ガンマ線及び
中性子の減衰特性を有する様な複合材料の環状シ
ールドに置換える事により、放射能の大きいもの
を安全に運べる様にした点にある。
散支持させたコンクリートや、鉛粒を分散支持さ
せたポリエチレンより成る。本発明は、使用ずみ
核燃料を輸送するため従前に国際的に容認されて
いた輸送容器の改良にあり、この従前の容器とは
熱交換フイン及び取外し可能なカバーを有し且つ
使用ずみ核燃料を取囲むための環状固型シールド
を含む鋼製フラスクより成り、改良点とは従来の
鉛の環状シールドを固型母材によつて一体化した
ばらばらの複数個の粒体より成り、ガンマ線及び
中性子の減衰特性を有する様な複合材料の環状シ
ールドに置換える事により、放射能の大きいもの
を安全に運べる様にした点にある。
この様なシールドの作用は二重のしやへい効果
を発揮せしめる点にある。即ち母材は主として中
性子吸収体（ポリエチレンの場合）乃至は中性
子・ガンマ線両吸収体（コンクリートの場合）と
して働き、ばらばらな粒体は主としてガンマ線吸
収体として働く。ところが従来型にあつては鉛の
環状シールドは本質的にはガンマ線減衰体として
働くのみである。
を発揮せしめる点にある。即ち母材は主として中
性子吸収体（ポリエチレンの場合）乃至は中性
子・ガンマ線両吸収体（コンクリートの場合）と
して働き、ばらばらな粒体は主としてガンマ線吸
収体として働く。ところが従来型にあつては鉛の
環状シールドは本質的にはガンマ線減衰体として
働くのみである。
［実施例］
本発明による輸送容器を１部破断側面図である
添付図面を例として次に説明する。
添付図面を例として次に説明する。
図示容器の大部分は従来型と同じであり、この
容器は熱交換フイン２及び取外し可能な蓋３とを
有する鋳鉄製フラスクより成る。フラスク１内に
は壁より離して環状シールド４があり、使用ずみ
核燃料要素が貯蔵収納される筒状の窩が形成され
る。この構造体内の自由空間はフラスクの蓋及び
側面のバルブ５により水位が適当に調節された水
を入れてある。使用ずみ核燃料を運ぶに使用する
時は、シールドが燃料の分裂生成物の崩壊からの
ガンマ放射を減衰する１方水が中性子放射を吸収
する。又シールドは容器即ちフラスク１及び蓋３
の厚い壁によつても与えられる。又水は熱交換媒
体としても働き、分裂生成物の崩壊により発生さ
れた熱がフラスクの壁に伝達されそして熱交換フ
イン２により大気に伝達される。従来の輸送用容
器においてはシールド４は鉛であるが、本発明に
よれば、シールド４は例えばポリエチレン母材の
全体にわたり鉛粒が分散して結合された複合材料
より成る。シールドの全厚みは従来型の鉛シール
ドの厚みと同じでありフラスクの開端における元
来の鉛シールドを保持するに用いられる保持ボル
ト８及び位置決め手段（図示せず）はそのまま都
合よく新たな複合材料のシールド４を保持するに
用いられる。
容器は熱交換フイン２及び取外し可能な蓋３とを
有する鋳鉄製フラスクより成る。フラスク１内に
は壁より離して環状シールド４があり、使用ずみ
核燃料要素が貯蔵収納される筒状の窩が形成され
る。この構造体内の自由空間はフラスクの蓋及び
側面のバルブ５により水位が適当に調節された水
を入れてある。使用ずみ核燃料を運ぶに使用する
時は、シールドが燃料の分裂生成物の崩壊からの
ガンマ放射を減衰する１方水が中性子放射を吸収
する。又シールドは容器即ちフラスク１及び蓋３
の厚い壁によつても与えられる。又水は熱交換媒
体としても働き、分裂生成物の崩壊により発生さ
れた熱がフラスクの壁に伝達されそして熱交換フ
イン２により大気に伝達される。従来の輸送用容
器においてはシールド４は鉛であるが、本発明に
よれば、シールド４は例えばポリエチレン母材の
全体にわたり鉛粒が分散して結合された複合材料
より成る。シールドの全厚みは従来型の鉛シール
ドの厚みと同じでありフラスクの開端における元
来の鉛シールドを保持するに用いられる保持ボル
ト８及び位置決め手段（図示せず）はそのまま都
合よく新たな複合材料のシールド４を保持するに
用いられる。
この新たな本発明構造体においては、鉛粒は先
ずガンマ放射を減衰する役をなし、ポリエチレン
は水と共に中性子放射を吸収する事ができる。
ずガンマ放射を減衰する役をなし、ポリエチレン
は水と共に中性子放射を吸収する事ができる。
環状シールド４の別の構造における複合材料は
コンクリート母材の全体にわたり鉛粒が分散して
結合されて成る複合材料である。
コンクリート母材の全体にわたり鉛粒が分散して
結合されて成る複合材料である。
鋳鉄の蓋３はフラスク１にボルト締めされ、フ
ラスクと蓋との全長は約４メートル、直径は1.75
メートルで、壁厚はフイン２を除き９センチメー
トルである。このフラスクは重さ約58トンで９で
示す脚と、釣合げ耳１０とを有し、そして１１で
示される蓋に締め付けられる装置はフインの変形
により容器に与えられる運動エネルギを吸収する
様に設計されたシヨツクアブソーバである。
ラスクと蓋との全長は約４メートル、直径は1.75
メートルで、壁厚はフイン２を除き９センチメー
トルである。このフラスクは重さ約58トンで９で
示す脚と、釣合げ耳１０とを有し、そして１１で
示される蓋に締め付けられる装置はフインの変形
により容器に与えられる運動エネルギを吸収する
様に設計されたシヨツクアブソーバである。
［効果］
本発明の主たる効果をまとめると、
１層でありながら二重のしやへい効果即ち中性
子及びガンマ線放射両方を吸収し減衰させ得るこ
と。
子及びガンマ線放射両方を吸収し減衰させ得るこ
と。
使われる鉛の重量が少くてすむ。何となれば従
来の様に別体に作つた大直径の外側環状鉛ライナ
と比較し小直径の環状体中に鉛を存在せしめ得る
からである。
来の様に別体に作つた大直径の外側環状鉛ライナ
と比較し小直径の環状体中に鉛を存在せしめ得る
からである。
鉛粒を母材中に首尾よく支持し得る。従来にあ
つては鉛ライナは自立出来ず鋼鉄製の支持枠を更
に設けなければくずれ落ちてしまうからである。
との３つにある。
つては鉛ライナは自立出来ず鋼鉄製の支持枠を更
に設けなければくずれ落ちてしまうからである。
との３つにある。
添付図面は本発明の１実施例を示す容器の１部
破断側面図である。 １…フラスク、２…フイン、３…蓋、４…環状
シールド、５…バルブ。
破断側面図である。 １…フラスク、２…フイン、３…蓋、４…環状
シールド、５…バルブ。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ 使用ずみ原子核燃料の輸送用容器にして、該
容器は取外し可能の蓋及び熱交換外部フインを有
する鋼鉄製フラスクより成り、この鋼鉄製フラス
クはガンマ線及び中性子放射を減衰させるための
固型の環状シールドを含みこの環状シールドによ
り形成された窩の中に使用ずみ原子核燃料を入れ
る輸送用容器において、該環状シールドは中性子
及びガンマ線放射を両方共減衰させる特性を有す
る複合材料より構成され、この複合材料はばらば
らにされた複数箇の鉛粒が分布されたポリエチレ
ンの固型母材により構成され、上記鉛粒は主とし
てガンマ線放射の減衰体であり、上記ポリエチレ
ンは実質的に中性子放射減衰体である事を特徴と
する輸送用容器。 ２ 使用ずみ原子核燃料の輸送用容器にして、該
容器は取外し可能の蓋及び熱交換外部フインを有
する鋼鉄製フラスクより成り、この鋼鉄製フラス
クはガンマ線及び中性子放射を減衰させるための
固型の環状シールドを含みこの環状シールドによ
り形成された窩の中に使用ずみ原子核燃料を入れ
る輸送用容器において、該環状シールドは中性子
及びガンマ線放射を両方共減衰させる特性を有す
る複合材料より構成され、この複合材料はばらば
らにされた複数箇の鉛粒が分布されたコンクリー
トの固型母材により構成され、上記鉛粒は主とし
てガンマ線放射の減衰体であり、上記コンクリー
トは実質的に中性子放射減衰体である事を特徴と
する輸送用容器。
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| GB49250/75A GB1496846A (en) | 1975-12-01 | 1975-12-01 | Transport containers for radioactive material |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5267499A JPS5267499A (en) | 1977-06-03 |
| JPS63760B2 true JPS63760B2 (ja) | 1988-01-08 |
Family
ID=10451693
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP51143933A Granted JPS5267499A (en) | 1975-12-01 | 1976-11-30 | Container for transporting nuclear fuel |
Country Status (5)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS5267499A (ja) |
| DE (1) | DE2654297A1 (ja) |
| FR (1) | FR2334177A1 (ja) |
| GB (1) | GB1496846A (ja) |
| IT (1) | IT1074294B (ja) |
Families Citing this family (9)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DE2740933C2 (de) * | 1977-09-10 | 1982-11-25 | GNS Gesellschaft für Nuklear-Service mbH, 4300 Essen | Transport- bzw. Lagerbehälter für radioaktive Stoffe, insbesondere bestrahlte Kernreaktorbrennelemente |
| CH637499A5 (de) * | 1979-05-07 | 1983-07-29 | Elektrowatt Ing Ag | Verfahren zum transport und zur lagerung von radioaktiven materialien. |
| DE3063611D1 (en) * | 1979-08-20 | 1983-07-07 | Elektrowatt Ing Ag | Container for carrying radioactive materials |
| DE3006507A1 (de) * | 1980-02-21 | 1981-08-27 | Nukem Gmbh, 6450 Hanau | Stoerfallschutz fuer die lagerung selbsterhitzender radioaktiver stoffe |
| JPS58165700U (ja) * | 1982-04-28 | 1983-11-04 | 三菱重工業株式会社 | 使用済核燃料の輸送容器 |
| JPS5946599A (ja) * | 1982-09-09 | 1984-03-15 | 株式会社神戸製鋼所 | 放射性物質輸送容器 |
| DE3310233A1 (de) * | 1983-03-22 | 1984-10-04 | Strabag Bau-AG, 5000 Köln | Behaeltnis zur lagerung radioaktiver elemente |
| HU191255B (en) * | 1984-03-05 | 1987-01-28 | Eroemue- Es Halozattervezoe Vallalat,Hu | Container for transporting radioactive matters |
| JP4681681B1 (ja) * | 2010-07-02 | 2011-05-11 | 三菱重工業株式会社 | キャスク用緩衝体 |
Family Cites Families (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DE1297869B (de) * | 1963-02-08 | 1969-06-19 | Huels Chemische Werke Ag | Herstellen von Formkoerpern zum Schutz gegen Gamma- und Neutronenstrahlung |
| BE791334A (fr) * | 1971-11-15 | 1973-03-01 | Lemer & Cie | Dispositif perfectionne pour le refroidissement par air de chateau de transport de produits radioactifs |
| FR2310415A1 (fr) * | 1975-05-06 | 1976-12-03 | Bremat Sa | Alliage pour la fabrication de beton au plomb et beton au plomb fabrique a l'aide dudit alliage |
-
1975
- 1975-12-01 GB GB49250/75A patent/GB1496846A/en not_active Expired
-
1976
- 1976-11-30 IT IT69864/76A patent/IT1074294B/it active
- 1976-11-30 JP JP51143933A patent/JPS5267499A/ja active Granted
- 1976-11-30 FR FR7636084A patent/FR2334177A1/fr active Granted
- 1976-11-30 DE DE19762654297 patent/DE2654297A1/de not_active Withdrawn
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| FR2334177B1 (ja) | 1980-09-26 |
| IT1074294B (it) | 1985-04-20 |
| FR2334177A1 (fr) | 1977-07-01 |
| JPS5267499A (en) | 1977-06-03 |
| GB1496846A (en) | 1978-01-05 |
| DE2654297A1 (de) | 1977-06-08 |
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