JPWO2002025670A1 - 核燃料輸送容器 - Google Patents

Abstract

本発明の核燃料輸送容器は、炭素鋼（またはステンレス鋼）によって構成される第１筒状体及び第２筒状体を有する。第１筒状体は、内部に収納される複数の使用済燃料集合体を取囲む。第２筒状体は、第１筒状体を取囲む。これら筒状体よりも非弾性散乱断面積が大きい材料（例えば、Ｗ，Ｇｄ，Ｍｎ）によって構成された第１中性子遮へい体は、第１筒状体と第２筒状体との間に設けられる。水素を含む第２中性子遮へい体は、外側筒状体の内側で第２筒状体の外側で環状に配置される。第１中性子遮へい体は、１０５〜１０７ｅＶのエネルギーの中性子に対する遮へい能力を向上させ、核燃料輸送容器の重量を低減する。

Description

技術分野
本発明は、核燃料輸送容器に係り、特に、原子力発電所で発生した使用済核燃料集合体を輸送する核燃料輸送容器に関する。
背景技術
原子力発電所で発生した使用済核燃料集合体は、（１）放射線のしゃへいの確保、（２）未臨界の確保、（３）密封の確保、（４）構造強度の確保ができる専用の核燃料輸送容器（または核燃料輸送兼貯蔵容器）内に装荷され、原子力発電所から貯蔵場所まで輸送される。
従来、使用済核燃料用の核燃料輸送容器は、核燃料輸送工学（財電力中央研究所バックエンド研究会編、福田佐登志・有富正憲監修、Ｐ７６）に記載のように、高エネルギー中性子の遮へい材として炭素鋼またはステンレス鋼を用いている。この高エネルギー中性子の遮へい材は、核燃料輸送容器の容器本体の構造材としても用いられる。従来の核燃料輸送容器は、炭素鋼（またはステンレス鋼）製の外筒、外筒内に設置された、炭素鋼（またはステンレス鋼）製の内筒、及び外筒と内筒との間に配置された中性子遮へい体（水素またはボロンを含む材料で構成）を備えている。更に、その核燃料輸送容器は、内筒の内側に使用済燃料集合体を収納する複数の空間を形成するバスケットを備える。バスケット内に装荷された使用済燃料集合体から放射される中性子は、内筒で遮へいされた後に、中性子遮へい体により減速，遮へいされる。
核燃料輸送容器に用いられる中性子遮へい体は、一般的に有機物で構成されているため、安全解析評価上、特別の試験条件下の試験評価（火災時の評価）では燃えて焼失する関係上、存在しないものとして遮へい解析を実施する。このとき、核燃料輸送容器の表面（外筒の表面）から１ｍ離れた場所での線量当量率は、１０ｍＳｖ／ｈｒを下回る必要があることが日本の法律で規定されている。線量当量率のその値は、ＩＡＥＡの輸送基準値であって日本以外の各国でも守られており、制限線量当量率と呼ばれる。現在、日本において輸送の対象となっているＢＷＲ用の使用済燃料集合体は、８行８列の燃料棒配列、及び小径の水ロッドを有する燃料集合体（ステップＩ燃料集合体という）である。小径の水ロッドの直径は燃料棒の直径よりも大きいが燃料棒の配列ピッチよりも小さい。ステップＩ燃料集合体は原子炉に装荷される前の状態で約３３ＧＷｄ／ｔの燃焼度が得られる、８行８列の燃料棒配列を有する燃料集合体（ステップＩ燃料集合体という）である。このステップＩ燃料集合体は、従来の核燃料輸送容器において制限線量当量率（１０ｍＳｖ／ｈｒ）以下を達成する。
現在、ＢＷＲを用いた原子力発電所で使用されている、太径の水ロッドを設け燃料棒を８行８列に配置した高燃焼度（約３９ＧＷｄ／ｔ）の燃料集合体（ステップＩＩ燃料集合体という）、その原子力発電所で使用が開始されつつある燃料棒を９行９列に配置した更に高燃焼度（約４５ＧＷｄ／ｔ）の燃料集合体、及び使用が予定されているＭＯＸ燃料集合体は、ステップＩ燃料集合体に比べ中性子発生量が格段に多くなる。これらの高燃焼度燃料集合体及びＭＯＸ燃料集合体を輸送する核燃料輸送容器は、上記の制限線量当量率を満足する必要があるため、炭素鋼（またはステンレス鋼）製の内筒の厚さを非常に厚くしなければならない。内筒の厚みの増加は、核燃料輸送容器重量の増加につながり、ひいては核燃料輸送容器の制限重量を満足させるために内部に収納できる使用済核燃料集合体の収納体数の減少につながる。これは、核燃料輸送容器１基当たりの収納体数が減少し、使用済燃料集合体の輸送効率が低下する。
発明の開示
本発明の目的は、使用済燃料集合体の輸送効率を向上できる核燃料輸送容器を提供することにある。
本発明の特徴は、内部に収納される複数の使用済燃料集合体を取囲んで炭素鋼及びステンレス鋼のいずれかによって構成された筒状体に隣接して設けられ、かつその筒状体よりも非弾性散乱断面積が大きい材料によって構成された中性子遮へい体を備えたことにある。
筒状体よりも非弾性散乱断面積が大きい材料によって構成された中性子遮へい体は、この中性子遮へい体を炭素鋼及びステンレス鋼にて構成した場合に比べて、厚みを薄くできる。このため、核燃料輸送容器の重量を低減でき、核燃料輸送容器内に収納できる使用済燃料集合体が増加できる。これは、核燃料輸送容器による使用済燃料集合体の輸送効率を向上できる。
本発明の第１実施形態の特徴は、筒状体に隣接して設けられた上記中性子遮へい体が、水素を含む他の中性子遮へい体よりも内側に配置されていることにある。前者の中性子遮へい体が後者の中性子遮へい体よりも内側に位置しているため、核燃料輸送容器の重量が軽減される。これは、前者の中性子遮へい体が半径方向において内側に位置するほど、前者の中性子遮へい体の重量が小さくなるためである。
本発明の第２実施態様の特徴は、１０^５〜１０^７ｅＶのエネルギーの中性子に対する、筒状体に隣接して設けられた上記中性子遮へい体の非弾性散乱断面積が、そのエネルギーの中性子に対する、その筒状体の非弾性散乱断面積よりも大きいことにある。中性子遮へい体は１０^５〜１０^７ｅＶのエネルギーの中性子に対する遮へい能力が向上する。このため、中性子遮へい体の半径方向における厚みが薄くなり、核燃料輸送容器内に収納できる使用済燃料集合体の体数が増加する。その中性子遮へい体は、好ましくはタングステン，ガドリニウム及びマンガンのいずれかで構成される。
本発明の他の特徴は、炭素鋼及びステンレス鋼のいずれかによって構成された第１筒状体と、炭素鋼及びステンレス鋼のいずれかによって構成されて第１筒状体を取囲む第２筒状体と、第１筒状体と第２筒状体との間に設けられ、筒状体よりも非弾性散乱断面積が大きい材料によって構成された中性子遮へい体とを備えたことにある。この他の特徴によれば、前述の本発明の特徴によって得られる効果を得ることができる。更に、その他の特徴によれば、第２筒状体よりも内側に位置しているため、万が一の核燃料輸送容器の落下事故においても、筒状体よりも非弾性散乱断面積が大きい材料によって構成された中性子遮へい体が外部に飛散して核燃料輸送容器の遮へい能力が低下することを防止できる。また、その中性子遮へい体が第１筒状体よりも外側に位置するので、中性子遮へい体の重量増加が抑制され、核燃料輸送容器の重量が更に低減される。
本発明の第３実施形態の特徴は、前記第１筒状体，前記第２筒状体、及び前記第１筒状体と前記第２筒状体との間に設けられた前記中性子遮へい体である第１中性子遮へい体が、水素を含んで環状に配置された第２中性子遮へい体の内側に配置されたことにある。第３実施形態によれば、第１中性子遮へい体が第２中性子遮へい体の内側に配置されているので、前述の第１実施形態の特徴によって得られる効果と同じ効果を生じる。
本発明の第４実施形態の特徴は、第１筒状体の半径方向における厚みは前記第２筒状体の半径方向における厚みよりも薄くすることにある。第１筒状体の半径方向における厚みの減少は、第１筒状体と前記第２筒状体との間に設けられた中性子遮へい体が配置される位置を、核燃料輸送容器の軸心により近づけることになる。このため、その中性子遮へい体の重量が低減され、核燃料輸送容器の重量が更に低減される。
本発明の更に他の特徴は、炭素鋼及びステンレス鋼のいずれかによって構成された第１金属部、及びこの第１金属部の内部に設けられ、第１金属部がよりも非弾性散乱断面積が大きい材料によって構成された第３中性子遮へい体を有し、容器本体に取付けられる第１蓋と、炭素鋼及びステンレス鋼のいずれかによって構成された第２金属部、及びこの第２金属部の内部に設けられ、水素を含む第４中性子遮へい体を有し、第１蓋を覆って容器本体に取付けられる第２蓋とを備えたことにある。容器本体は、炭素鋼及びステンレス鋼のいずれかによって構成され、内部に収納される複数の使用済燃料集合体を取囲む第１筒状体、炭素鋼及びステンレス鋼のいずれかによって構成されて前記第１筒状体を取囲む第２筒状体、前記第１筒状体と前記第２筒状体との間に設けられ、前記筒状体よりも非弾性散乱断面積が大きい材料によって構成された第１中性子遮へい体、前記第２筒状体を取囲んで環状に配置された、水素を含む第２中性子遮へい体、及び前記環状に配置された第２中性子遮へい体の外側を取囲む外側筒状体を有する。
本発明のこの他の特徴によれば、一次蓋及び二次蓋によって二重に容器本体を密封しているため、万が一、収納している使用済燃料集合体の燃料棒被覆管が損傷しても燃料棒内の放射性物質は、核燃料輸送容器外に放出されない。一次蓋内に第３中性子遮へい体を、外側に位置する二次蓋内に第４中性子遮へい体を設けているので、一次蓋及び二次蓋はコンパクトになりそれぞれの重量が低減される。一次蓋及び二次蓋の重量低減は、核燃料輸送容器の重量低減につながる。
本発明の第５実施形態の特徴は、１０^５〜１０^７ｅＶのエネルギーの中性子に対する、第３中性子遮へい体の非弾性散乱断面積が、１０^５〜１０^７ｅＶのエネルギーの中性子に対する、第１金属部の非弾性散乱断面積よりも大きいことにある。第３中性子遮へい体は１０^５〜１０^７ｅＶのエネルギーの中性子に対する遮へい能力が向上する。このため、第３中性子遮へい体の軸方向における厚みが薄くなり、核燃料輸送容器の重量が低減される。その第３中性子遮へい体は、好ましくはタングステン，ガドリニウム及びマンガンのいずれかで構成される。
発明を実施するための最良の形態
発明者らは、核燃料輸送容器の中性子遮へい特性を検討した。特に、ステップＩＩ燃料集合体、ステップＩＩＩ燃料集合体及びＭＯＸ燃料集合体の各々を装荷した場合における核燃料輸送容器の中性子遮へい特性を検討した。これらの検討は、解析計算に基づいて行われた。例えば、高燃焼度燃料集合体の線源スペクトルを考慮して詳細な中性子の遮へい計算を行い、特別の試験条件下の試験評価（火災時の評価）時における核燃料輸送容器の制限線量当量率を評価した。この解析，評価は、中性子スペクトルの変化と線量当量率に着目して行った。炭素鋼にて製造された内筒及び外筒を備えた核燃料輸送容器に対する計算結果を、第１図に示す。第１図において、横軸は中性子のエネルギー、左側の縦軸は核燃料輸送容器表面から１ｍ離れた場所での中性子束（相対値）、右側の縦軸は核燃料輸送容器表面から１ｍ離れた場所での線量当量率（相対値）をそれぞれ示している。第１図に示された計算結果は、核燃料輸送容器表面から１ｍ離れた場所での中性子束が１ｅＶから１０^７ｅＶまで広範囲にわたって分布しているが、核燃料輸送容器表面から１ｍ離れた場所での制限線量当量率が主に１０^５〜１０^７ｅＶの高速中性子に支配されていることを示している。すなわち、核燃料輸送容器表面から１ｍ離れた場所での制限線量当量率は主に１０^５〜１０^７ｅＶの高速中性子によって決定されるため、このエネルギー領域の中性子を遮へいすることにより、線量当量率を非常に小さくできることが分かった。発明者らは、上記の核燃料輸送容器において、１０^５〜１０^７ｅＶの高速中性子が遮へいされにくい原因を解析的に究明した。この結果、発明者らは、炭素鋼の主成分である鉄（Ｆｅ）の非弾性散乱断面積が、１０^６〜１０^７ｅＶでは約１ｂａｒｎ（第２図参照）と比較的大きいものの、１０^６ｅＶ以下では約１０^−２ｂａｒｎに急激に小さくなることに気が付いた。この１０^６ｅＶ以下で鉄の非弾性散乱断面積が急激に小さくなることが、従来の核燃料輸送容器で高速中性子が遮へいされにくい原因であることが明らかになった。
この結果より、発明者らは、核燃料輸送容器表面から１ｍ離れた場所での線量当量率を主に決めている１０^５〜１０^７ｅＶの高速中性子を効率良く遮へいできれば、線量当量率を小さくできると考えた。そして、中性子のエネルギー１０^５〜１０^７ｅＶの範囲における非弾性散乱断面積が炭素鋼またはステンレス鋼より大きい物質を核燃料輸送容器に用いれば良いとの結論に至った。この条件を満足する物質としては、タングステン（Ｗ），ガドリニウム（Ｇｄ）及びマンガン（Ｍｎ）がある。タングステン，ガドリニウム及びマンガンにおける、それぞれの中性子のエネルギーと非弾性散乱断面積を中心とした各断面積との関係を、第２図，第３図及び第４図にそれぞれ示している。これらの図から明らかであるように、タングステン，ガドリニウム及びマンガンは、中性子のエネルギー１０^５〜１０^７ｅＶの範囲における非弾性散乱断面積は、１ｂａｒｎ程度と大きくなっており、炭素鋼（またはステンレス鋼）にて遮へいできないエネルギー領域１０^５〜１０^７ｅＶの中性子を遮へいできる。
核燃料輸送容器に、中性子のエネルギーが１０^５〜１０^７ｅＶ領域の非弾性散乱断面積が大きい材料（元素），タングステン（Ｗ），ガドリニウム（Ｇｄ），マンガン（Ｍｎ）を用いることによって、核燃料輸送容器の遮へい性能が向上する。このため、中性子の遮へいに必要な、核燃料輸送容器の厚さ（例えば炭素鋼（またはステンレス鋼）製の内筒及び外筒の少なくとも一方の厚さ）を薄くすることができ、核燃料輸送容器の直径が小さくなる。これは、核燃料輸送容器の重量が低減につながる。核燃料輸送容器の重量低減により、核燃料輸送容器一基当たりに収納できる使用済核燃料集合体の体数を増加できる。このため、使用済燃料集合体の輸送効率が向上する。
本発明の好適な一実施例である核燃料輸送容器を、第６図及び第７図を用いて以下に説明する。
本実施例の核燃料輸送容器１は、沸騰水型原子炉で発生した使用済燃料集合体を収納する。核燃料輸送容器１は、一次蓋１１，二次蓋１３及び容器本体１５を備える。容器本体１５は、バスケット３，第１内側筒状体４，中性子遮へい体５，第２内側筒状体６，中性子遮へい体７及び外側筒状体９を備える。第１内側筒状体４，中性子遮へい体５，第２内側筒状体６，中性子遮へい体７及び外側筒状体９は、同心円状に配置される。第１内側筒状体４，第２内側筒状体６及び外側筒状体９は炭素鋼製であるが、ステンレス鋼製にすることも可能である。第１内側筒状体４，第２内側筒状体６及び外側筒状体９は、それぞれ筒状の側壁部、及び側壁部につながる底部を有する容器形状となっている。中性子遮へい体５は、タングステンである。格子状に仕切られた複数の燃料収納空間を有するバスケット３が、第１内側筒状体４の内側に設けられる。バスケット３から水平方向に伸びる支持部１６が第１内側筒状体４の内面に接している。第１内側筒状体４は第２内側筒状体６の内側に位置する。中性子遮へい体５は、第１内側筒状体４と第２内側筒状体６との間に配置される。すなわち、中性子遮へい体５は、第１内側筒状体４の側壁と第２内側筒状体６の側壁との間のみならず、第１内側筒状体４の底部と第２内側筒状体６の底部との間にも設けられる。外側筒状体９は第２内側筒状体６の外側に位置している。第２内側筒状体６の軸方向に伸びる複数のフィン８が、第２内側筒状体６の外面に取付けられ、外側筒状体９の内面付近まで達している。中性子遮へい体７は第２内側筒状体６と外側筒状体９との間に配置される。中性子遮へい体７は、水素を含む物質である有機物（例えばレジン）で構成される。
一次蓋１１は、炭素鋼で作られている。この一次蓋１１は、タングステンで構成された中性子遮へい体１０を内部に有し、第８図に示すようにねじ１７によって容器本体１５の第１内側筒状体４に取付けられる。二次蓋１３も炭素鋼で作られている。レジンで構成される中性子遮へい体１２が二次蓋１３の内部に設けられる。二次蓋１３は第８図に示すように容器本体１５の第２内側筒状体６にねじ１８によって取付けられる。環状ガスケット１９が一次蓋１１と第１内側筒状体４との間をシールし、環状ガスケット２０が二次蓋１３と第２内側筒状体６との間をシールする。一次蓋１１及び二次蓋１３は、ステンレス鋼で作成してもよい。
沸騰水型原子炉から発生した使用済燃料集合体は、原子炉建屋内の使用済燃料貯蔵プールに貯蔵される。そこで所定期間貯蔵された使用済燃料集合体１４が核燃料輸送容器１内に収納される。すなわち、一次蓋１１及び二次蓋１３が取外された状態で、使用済燃料集合体１４がバスケット３内に収納される。バスケット３内の全ての燃料収納空間内に使用済燃料集合体が収納された後、一次蓋１１及び二次蓋１３によって核燃料輸送容器１を密封する。使用済燃料集合体１４を収納した核燃料輸送容器１は、原子力発電所から核燃料再処理施設に輸送される。核燃料再処理施設内で核燃料輸送容器１の二次蓋１３及び一次蓋１１が順次はずされる。バスケット３内の使用済燃料集合体１４は、核燃料輸送容器１から取出されて核燃料再処理施設内の使用済燃料貯蔵プール内に移送され、ここで再処理されるまで貯蔵される。バスケット３は、ボロン含有ステンレス鋼で構成される。バスケット３はボロンを含んでいるので、隣接して収納された使用済燃料集合体内の核燃料物質の臨界を防止できる。核燃料輸送容器１にて使用済燃料集合体１４の輸送中において、使用済燃料集合体１４において発生する熱は、バスケット３からの輻射、及びバスケット３及び支持部１６を介する伝熱によって、第１内側筒状体４に伝えられる。この熱は、第１内側筒状体４から、中性子遮へい体５，第２内側筒状体６、及びフィン８を介して外側筒状体９まで伝えられ、外側筒状体９から外部の空気に放出される。中性子遮へい体７はレジンで構成されるため熱伝導率が低く、第２内側筒状体６から外側筒状体９への熱の移動がフィン８の設置によって促進される。
通常の状態では、使用済核燃料集合体１４から放出された中性子は、核燃料輸送容器１の半径方向においては、バスケット３のプレート、第１内側筒状体４，中性子遮へい体５，第２内側筒状体６，中性子遮へい体７及び外側筒状体９によって遮へいされる。特に、第１内側筒状体４及び第２内側筒状体６は、使用済核燃料集合体１４から放出された高エネルギー中性子を遮へいする。中性子遮へい体５は、金属のタングステンで構成されており、前述したように、１０^５〜１０^７ｅＶのエネルギーを有する高エネルギー中性子に対する非弾性散乱断面積が大きい。このため、中性子遮へい体５は、第１内側筒状体４及び第２内側筒状体６において遮へい能力が低下する、１０^５〜１０^７ｅＶの高エネルギー中性子を効率良く遮へいする。中性子遮へい体７は、第２内側筒状体６を透過した中性子を減速させて遮へいする。核燃料輸送容器１の底部（第６図において下側）においても、中性子は、バスケット３の底板，第１内側筒状体４，中性子遮へい体５，第２内側筒状体６，中性子遮へい体７及び外側筒状体９によって遮へいされる。なお、核燃料輸送容器１の蓋の部分でも、中性子は、一次蓋１１の金属部（炭素鋼）、中性子遮へい体１０、二次蓋１３の金属部（炭素鋼）及び中性子遮へい体１２によって遮へいされる。中性子遮へい体１０は、中性子遮へい体５と同様に、１０^５〜１０^７ｅＶの高エネルギー中性子を効率良く遮へいする。中性子遮へい体１０は、一次蓋１１の金属部において遮へい能力が低下する、１０^５〜１０^７ｅＶの高エネルギー中性子を遮へいする。
次に、火災時における核燃料輸送容器１の放射線遮へい能力について説明する。火災時においては、有機物で構成されている中性子遮へい体７及び１２は焼失する。従って、使用済核燃料集合体１４から放出された中性子は、核燃料輸送容器１の半径方向及び底部においては、バスケット３，第１内側筒状体４，中性子遮へい体５，第２内側筒状体６及び外側筒状体９によって遮へいされる。また、核燃料輸送容器１の蓋の部分においては、中性子は、一次蓋１１の金属部，中性子遮へい体１０及び二次蓋１３の金属部によって遮へいされる。
火災によって中性子遮へい体７及び１２が焼失した際における、▲１▼本実施例における半径方向における中性子遮へい能力と、▲２▼中性子遮へい体５の替りに炭素鋼を用いた場合における核燃料輸送容器の半径方向における中性子の遮へい能力を、それぞれ検討した。ケース▲２▼（炭素鋼設置）では、火災時の制限線量当量率（１０ｍＳｖ／ｈｒ以下）を満足する炭素鋼の板厚は約３３０ｍｍとなった。ケース▲１▼（中性子遮へい体５設置）では、火災時の制限線量当量率（１０ｍＳｖ／ｈｒ以下）を満足する中性子遮へい体５の厚みは約１３０ｍｍであった。比重は炭素鋼が７．８９ｇ／ｃｍ^３、タングステンが１９．１ｇ／ｃｍ^３である。タングステンは、比重が炭素鋼に比べて高いけれども、中性子遮へい体５の厚みは炭素鋼の厚みに比べて約２００ｍｍ薄くできる。したがって、ケース▲１▼における核燃料輸送容器の総重量は、使用済燃料集合体が収納されていない状態で、ケース▲２▼におけるその総重量に比べて軽くなる。その総重量の低減分は、ケース▲１▼での核燃料輸送容器内に収納できる使用済核燃料集合体の収納体数を、ケース▲２▼のその収納対数の約２倍に増加できる。すなわち、中性子エネルギー１０^５〜１０^７ｅＶ領域の非弾性散乱断面積が大きいタングステンにより構成された中性子遮へい体５を用いた場合は、中性子遮へい体５の替りに炭素鋼を用いた場合に比べて、核燃料輸送容器に収納できる使用済核燃料集合体の収納体数を約２倍に増加できる。これは、使用済燃料集合体の輸送効率を増大する。
中性子遮へい体５は、中性子遮へい体７よりも内側に位置しているため、核燃料輸送容器１の重量が軽減される。すなわち、中性子遮へい体５は、半径方向においてどの位置に配置されても１０^５〜１０^７ｅＶのエネルギーの中性子を遮へいするために前述した所定の厚さを必要とする。このため、中性子遮へい体５の重量は、中性子遮へい体５の内径が小さいほど、軽くなる。
中性子遮へい体５を構成するタングステンは、もろいが、剛体である第１内側筒状体４及び第２内側筒状体６によって取囲まれているので、周囲に飛散せず、中性子遮へい体５としての機能を発揮する。例えば、中性子遮へい体５を、第２内側筒状体６よりも外側、例えば第２内側筒状体６と中性子遮へい体７との間に配置した場合には、輸送中に核燃料輸送容器が落下して外側筒状体９が損傷を受けて中性子遮へい体７が外部に飛散したとき、中性子遮へい体５も外部に飛散する可能性がある。中性子遮へい体７の外部への飛散は、核燃料輸送容器１における、１０^５〜１０^７ｅＶのエネルギーの中性子に対する遮へい能力を低下させる。本実施例は、中性子遮へい体５を第２内側筒状体６の内側に配置しているので、そのような遮へい能力の低下を防止できる。また、第１内側筒状体４を設けることによって第２内側筒状体６の内側で中性子遮へい体５をほぼ均一な厚みで環状に配置できる。バスケット３の横断面は第７図に示すように正方形をしている。このため、第１内側筒状体４を設けない場合は、中性子遮へい体５は、第２内側筒状体６とバスケット３との間に配置される。この場合、中性子遮へい体５の半径方向の厚みは、一番厚みの薄い位置で前述の所定の厚みを満足させる必要がある。したがって、中性子遮へい体５の半径方向の厚みが必要以上に厚くなる場所も有り、核燃料輸送容器の重量が増加することになる。
第１内側筒状体４の半径方向における厚みは、第２内側筒状体４の半径方向における厚みよりも薄い。このため、第２内側筒状体４に隣接している比重の大きな中性子遮へい体５の内径が小さくなる。これは、中性子遮へい体５の重量低減につながり、核燃料輸送容器１の重量を低減する。
本実施例は、一次蓋１１及び二次蓋１３によって二重に容器本体１５を密封しているため、万が一、収納している使用済燃料集合体の燃料棒被覆管が損傷しても燃料棒内の放射性物質は、核燃料輸送容器１外に放出されない。また、内側に位置する一次蓋１１内に中性子遮へい体１０を、外側に位置する二次蓋１３内に中性子遮へい体１２を、中性子遮へい体１０及び中性子遮へい体１２を分けて設けているので、一次蓋１１及び二次蓋１３はコンパクトになりそれぞれの重量が低減される。
中性子遮へい体５，１０は、金属のタングステンではなく、Ｗ−Ｆｅ及びＷ−Ｐｂのようなタングステン合金、及びタングステンの焼結体のいずれかで構成してもよい。更には、中性子遮へい体５，１０は、ガドリニウムまたはマンガンで構成してもよい。ここで、ガドリニウムは、金属のガドリニウム，Ｇｄ−Ｆｅ及びＧｄ−Ｐｂのようなガドリニウム合金、及びガドリニウムの焼結体のいずれかの形態で用いられる。また、マンガンを用いる場合には、金属のマンガン，Ｍｎ−Ｆｅ及びＭｎ−Ｐｂのようなマンガン合金、及びマンガンの焼結体のいずれかの形態になる。中性子遮へい体５，１０は、タングステン，ガドリニウム及びマンガンのうち少なくとも１つの物質を含んでいればよい。
加圧水型原子炉から発生した使用済燃料集合体も、核燃料輸送容器を用いて輸送される。この核燃料輸送容器にも、核燃料輸送容器１と同じ構造を適用できる。しかし、加圧水型原子炉から発生する使用済燃料集合体の横断面積は、沸騰水型原子炉から発生する使用済燃料集合体のそれよりも大きい。このため、加圧水型原子炉から発生した使用済燃料集合体を収納する核燃料輸送容器は、バスケット内に形成される燃料収納空間の横断面積が、沸騰水型原子炉から発生した使用済燃料集合体を収納するその横断面積よりも大きい。中性子遮へい体５，１２を備えている、加圧水型原子炉から発生した使用済燃料集合体を収納する核燃料輸送容器は、前述の核燃料輸送容器１で生じる効果を得ることができる。
核燃料輸送・貯蔵容器は、使用済燃料集合体の輸送及び貯蔵に用いられる。この核燃料輸送・貯蔵容器に、核燃料輸送容器１で用いられた中性子遮へい体５，１２を適用することもできる。中性子遮へい体５，１２を適用した核燃料輸送・貯蔵容器は、核燃料輸送容器１の構成を有する。核燃料輸送・貯蔵容器も、核燃料輸送容器である。
産業上の利用可能性
本発明は、沸騰水型原子力発電所で発生する使用済燃料集合体を収納する核燃料輸送容器だけでなく、加圧水型原子力発電所で発生する使用済燃料集合体を収納する核燃料輸送容器に適用することが可能である。また、本発明は、貯蔵機能を有する核燃料輸送・貯蔵容器への適用も可能である。
【図面の簡単な説明】
第１図は炭素鋼を用いた核燃料輸送容器における中性子エネルギーと核燃料輸送容器の表面から１ｍ離れた場所での中性子束及び線量当量率との関係を示す特性図、第２図は中性子エネルギーと鉄（Ｆｅ）の各断面積との関係を示す特性図、第３図は中性子エネルギーとタングステン（Ｗ）の各断面積との関係を示す特性図、第４図は中性子エネルギーとガドリニウム（Ｇｄ）の各断面積との関係を示す特性図、第５図は中性子エネルギーとマンガン（Ｍｎ）の各断面積との関係を示す特性図、第６図は本発明の好適な一実施例である核燃料輸送容器の縦断面図、第７図は第６図の横断面図、第８図は第６図の蓋部の拡大縦断面図である。

Claims (12)

1. 炭素鋼及びステンレス鋼のいずれかによって構成され、内部に収納される複数の使用済燃料集合体を取囲む筒状体と、前記筒状体に隣接して設けられ、かつ前記筒状体よりも非弾性散乱断面積が大きい材料によって構成された中性子遮へい体とを備えたことを特徴とする核燃料輸送容器。
2. 水素を含む第２中性子遮へい体が環状に配置され、前記環状に配置された第２中性子遮へい体の外側を取囲む外側筒状体が設けられ、前記中性子遮へい体である第１中性子遮へい体、及び前記内側筒状体が、前記第２中性子遮へい体よりも内側に配置された請求項１の核燃料輸送容器。
3. 前記第１中性子遮へい体は、１０^５〜１０^７ｅＶのエネルギーの中性子に対する非弾性散乱断面積が前記筒状体のその非弾性散乱断面積よりも大きい請求項１の核燃料輸送容器。
4. 前記第１中性子遮へい体は、タングステン，ガドリニウム及びマンガンのいずれかを含んでいる請求項３の核燃料輸送容器。
5. 炭素鋼及びステンレス鋼のいずれかによって構成され、内部に収納される複数の使用済燃料集合体を取囲む第１筒状体と、炭素鋼及びステンレス鋼のいずれかによって構成されて前記第１筒状体を取囲む第２筒状体と、前記第１筒状体と前記第２筒状体との間に設けられ、前記筒状体よりも非弾性散乱断面積が大きい材料によって構成された中性子遮へい体とを備えたことを特徴とする核燃料輸送容器。
6. 前記第１筒状体，前記第２筒状体、及び前記第１筒状体と前記第２筒状体との間に設けられた前記中性子遮へい体である第１中性子遮へい体が、水素を含んで環状に配置された第２中性子遮へい体の内側に配置され、前記環状に配置された第２中性子遮へい体の外側を取囲む外側筒状体が設けられた請求項５の核燃料輸送容器。
7. 前記第１筒状体の半径方向における厚みは前記第２筒状体の半径方向における厚みよりも薄い請求項５または請求項６の核燃料輸送容器。
8. 前記中性子遮へい体は、１０^５〜１０^７ｅＶのエネルギーの中性子に対する非弾性散乱断面積が前記筒状体のその非弾性散乱断面積よりも大きい請求項５の核燃料輸送容器。
9. 前記中性子遮へい体は、タングステン，ガドリニウム及びマンガンのいずれかを含んでいる請求項８の核燃料輸送容器。
10. 炭素鋼及びステンレス鋼のいずれかによって構成され、内部に収納される複数の使用済燃料集合体を取囲む第１筒状体，炭素鋼及びステンレス鋼のいずれかによって構成されて前記第１筒状体を取囲む第２筒状体、前記第１筒状体と前記第２筒状体との間に設けられ、前記筒状体よりも非弾性散乱断面積が大きい材料によって構成された第１中性子遮へい体、前記第２筒状体を取囲んで環状に配置された、水素を含む第２中性子遮へい体、及び前記環状に配置された第２中性子遮へい体の外側を取囲む外側筒状体を有する容器本体と、
    炭素鋼及びステンレス鋼のいずれかによって構成された第１金属部、及びこの第１金属部の内部に設けられ、前記第１金属部よりも非弾性散乱断面積が大きい材料によって構成された第３中性子遮へい体を有し、前記容器本体に取付けられる第１蓋と、
    炭素鋼及びステンレス鋼のいずれかによって構成された第２金属部、及びこの第２金属部の内部に設けられ、水素を含む第４中性子遮へい体を有し、前記第１蓋を覆って前記容器本体に取付けられる第２蓋とを備えた核燃料輸送容器。
11. 前記第１中性子遮へい体は、１０^５〜１０^７ｅＶのエネルギーの中性子に対する非弾性散乱断面積が前記筒状体のその非弾性散乱断面積よりも大きく、前記第３中性子遮へい体は、１０^５〜１０^７ｅＶのエネルギーの中性子に対する非弾性散乱断面積が前記第１金属部のその非弾性散乱断面積よりも大きい請求項１０の核燃料輸送容器。
12. 前記第１中性子遮へい体及び前記第３中性子遮へい体は、タングステン、ガドリニウム及びマンガンのいずれかを含んでいる請求項１１の核燃料輸送容器。

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