KR100306887B1 - 플럭스를저지하는중성자흡수기배치장치 - Google Patents

플럭스를저지하는중성자흡수기배치장치 Download PDF

Info

Publication number
KR100306887B1
KR100306887B1 KR1019920011386A KR920011386A KR100306887B1 KR 100306887 B1 KR100306887 B1 KR 100306887B1 KR 1019920011386 A KR1019920011386 A KR 1019920011386A KR 920011386 A KR920011386 A KR 920011386A KR 100306887 B1 KR100306887 B1 KR 100306887B1
Authority
KR
South Korea
Prior art keywords
adjacent
reservoir
canister
neutron
reservoirs
Prior art date
Application number
KR1019920011386A
Other languages
English (en)
Other versions
KR930001243A (ko
Inventor
윌리엄피터코바시크
도날드유진뮐러
Original Assignee
드폴 루이스 에이
웨스팅하우스 일렉트릭 코포레이션
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by 드폴 루이스 에이, 웨스팅하우스 일렉트릭 코포레이션 filed Critical 드폴 루이스 에이
Publication of KR930001243A publication Critical patent/KR930001243A/ko
Application granted granted Critical
Publication of KR100306887B1 publication Critical patent/KR100306887B1/ko

Links

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00—Reactor types
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/02—Details of handling arrangements
    • G21C19/06—Magazines for holding fuel elements or control elements
    • G21C19/07—Storage racks; Storage pools
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/40—Arrangements for preventing occurrence of critical conditions, e.g. during storage
    • 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
    • G21F5/012—Fuel element racks in the containers
    • 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)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • Filling Or Discharging Of Gas Storage Vessels (AREA)
  • Fuel Cell (AREA)
  • Hydrogen, Water And Hydrids (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
  • Solid-Sorbent Or Filter-Aiding Compositions (AREA)
  • Particle Accelerators (AREA)

Abstract

핵연료 어셈블리(10)를 수용해서 저장하는 한쌍의 연료 저장통(40) 사이의 연료저장체(32)에 사용되는 플럭스 저지 중성자 흡수기 배치(54)는 인접하여 간격지게 설치된 저장통(40)의 각 인접 외측벽(40A)에 수직방향을 따라 연장되고 그것에 부착되는 상호 사이를 둔 분리포켓(50)과, 각 포켓(50)에 설치된 열중성자 흡수 물질인 연장된 평판(48)과, 마찬가지로 상호 사이를 두고 그 사이에 고속중성자 감속지역을 한정하는 열중성자 흡수평판(48)과, 열중성자 흡수물질인 평판(48)과 인접한 측벽(40A)상의 분리 포켓(50) 사이의 고속 중성자 감속지역에 설치된 수산화금속(60) 슬래브와, 고속중성자 감속지역에 설치된 수산화금속(60) 슬래브를 포함하고 인접한 저장통(40)의 적어도 하나의 인접한 측벽(40A)에 연결된 캐니스터(56)를 포함한다. 평판의 열중성자 흡수 물질은 보통 탄화붕소이며, 슬래브의 수산화금속은 보통 수산화 티타늄이 선호된다.

Description

플럭스를 저지하는 중성자 흡수기 배치장치
제1도는 소모된 연료를 연료저장풀에 저장시키기 위한 종래기술에 의한 연료어셈블리의 부분단면도이고, 길이 감축시켰으며, 명확히 나타내기 위해서 간소화 시킨 정측면도.
제2도는 연료어셈블리로 채워지고, 저장통 사이에 종래기술에 의한 복수개의 플럭스 저지 중성자 흡수배치와 합체된 복수개의 직립 저장통을 갖는 종래기술인 연료저장풀의 평면도.
제3도는 제2도의 선분 3 -- 3을 따라서 절단된 종래기술의 연료저장풀의 측단면도.
제4도는 저장통 사이에 위치한 종래기술에 의한 플럭스 저지 중성자 흡수기 배치를 자세히 나타내기 위해 제3도의 선분 4 -- 4를 따라서 절단한 한쌍의 인접한 저장통의 부분 확대 단면도.
제5도는 저장통의 측벽과 그에 부착된 종래 기술에 의한 플럭스 저지 중성자 흡수기 배치의 일부를 나타내는 부분 확대도.
제6도는 제4도와 유사해 보이나, 제1의 플럭스 저지 중성자 흡수기 배치를 나타내는 단면도.
제7도는 제6도와 유사해 보이나, 본 발명의 제2의 플럭스 저지 중성자 흡수기 배치를 나타내는 단면도.
제8도는 제7도와 유사해 보이나, 본 발명의 제3의 플럭스 저지 중성자 흡수기 배치를 나타내는 단면도.
제9도는 제8도와 유사해 보이나, 본 발명의 제4의 플러스 저지 중성자 흡수기 배치를 나타내는 단면도.
* 도면의 주요부분에 대한 부호의 설명
10 : 어셈블리 16 : 그리드
18 : 연료봉 32 : 저장풀
36 : 라이너 40 : 저장통
48 : 평판 52 : 덮개
56 : 캐니스터
본 발명은 일반적으로 핵연료 저장 및 운송에 관한 것으로서, 특히 연료 운송 캐스크(cask) 또는 연료 저장 시설인 연료저장 풀(pool)과 같은 연료 저장체의 개량된 플럭스(flux)를 저지하는 중성자 흡수기 배치장치에 관한 것이다.
연료 저장시설은 원자력 발전소에서 새로운 연료 및 사용된 연료 어셈블리를 부지내 저장시킨다. 연료 저장 시설은 스테인레스 강철 라이너(liner)를 포함하는 강화 콘크리트 구조로 이루어지고, 그 내부에 붕소가 함유된 원자로 구성물로 채워진 연료피트(pit) 또는 연료 풀을 포함한다. 정사각형 단면을 갖고 일정간격으로 나란히 배열되게 직립으로 세워진 연료 저장 컨테이너 또는 통은 연료풀내 수중에 설치된다. 통은 다수의 연료 어셈블리, 예를 들면 850개를 수용할 수 있으면서, 연료 어셈블리가 연료풀내에서 임계 이하 상태를 유지할 수 있도록 소정의 지점에 위치토록 설계된다.
탄소화붕소와 같은 중성자 흡수기 및 유독(Poison)은 슬래브와 같은 형태를 가지면서 연료를 임계 이하 상태에 유지시키도록 통의 면을 따라 수직으로 신장된 좁은 포켓(pocket)내에 전형적으로 설치되고, 통사이의 나머지 공간은 보충물로 채워진다. 연료로 부터 고속 중성자가 방출되므로, 이것을 흡수 물질에 더욱 효과적으로 흡수시킬 수 있도록 상기 고속중성자를 감속시킬수 있는 것이 바람직하다.
탄소화 붕소 슬래브 및 그 사이의 붕소함유 보충물의 용적은 저장풀내의 저장된 연료 어셈블리 사이에서 플럭스 저지 중성자 흡수기 배열로서 작용한다. 물은 고속 중성자 감속 지역으로 작용하고, 슬래브나 플레이트형인 주위의 탄소화붕소는 열중성자 흡수기로 작용한다. 고속 중성자는 열중성자 흡수기인 탄소화 붕소 플레이트 사이의 감속지역에 저장된 물로 침투한다. 물의 수소원자는 중성자가 플레이트의 열중성자 흡수기에 의해 흡수될 수 있도록 플레이트 사이에서 고속중성자를 감속시킨다.
상기 복수개의 플럭스 저지 중성자 흡수기 배열은 연료 어셈블리 다발을 안전한 운전정지 임계 이하 상태로 유지시키도록 연료 어셈블리를 수용하는 통사이에 위치된다. 풀 공간은 원자력 발전소에 고정되어 있고 더 많은 고농축 연료 저장을 위한 요구가 중요하게 되었으므로, 거기에 저장할수 있는 연료의 양을 최대화할 필요가 있다.
따라서 풀내의 저장 셀 구조의 체적을 최소화 하는 것이 중요하다. 0.1인치 만큼 작은 체적의 변화도 설계자가 임계 이하 요구에 합치시키고, 저장용량을 최대화 시키며, 소재 필요량을 최소화 시키는데 있어서 중요하다.
결과적으로, 이용 가능한 연료 저장 공간을 최대화 시키기 위해서 플럭스 저지 흡수기 배열의 설계를 개선하여야 할 강한 필요성이 있다.
본 발명은 상기 요구를 충족시킬 수 있도록 설계된 개선된 플럭스를 저지하는 중성자 흡수기 배열장치를 제공한다. 본 발명의 배열은 연료 저장 풀 또는 연료 운송 캐스크와 같은 연료 저장체에서 사용되는 고속 중성자 감속용 물의 얼마정도를 수산화 금속으로 대체한다. 플럭스 저지 중성자 흡수기 배치장치의 설계 효율성은 저지 지역내 수소원자나 다른 질량이 낮은 원소에 의한 고속 중성자의 감속에 의존하므로, 수소의 밀도가 높을수록 설계의 효율성은 높아진다. 어떤 수산화금속은 물 보다도 더 높은 수소 밀도를 가지므로 플럭스 저지 중성자 흡수기 배치의 효율성을 증가시킬 것이다. 또한 그것의 사용은 보다 고농축의 연료를 저장할 수 있게 한다.
더욱이, 수산화금속의 사용은 물 온도에 따른 물내의 수소 밀도의 변화를 제거할 것이다. 물의 온도가 상승하면, 체적에 대한 수소밀도가 감소하여 흡수기 효율을 감소시킨다. 어떤 설계에 있어서는 이러한 효과는 중요할 수 있다.
따라서, 본 발명은 핵연료 저장체에서 설명된 복수개의 플럭스 저지 중성자 흡수기 배치장치에 관한 것이다. 연료 저장체는 고속 중성자 감속유체풀과 유체내에 침잠되고 공간이 형성되게 나란한 배열로 설치된 복수개의 직립 저장통을 포함한다. 각 저장통은 핵 연료 어셈블리를 수용 및 저장할 수 있도록 함께 연결된 복수개의 측벽으로 구성된다. 복수개의 플럭스 저지 중성자 흡수기 배치는 저장통 사이의 저장체내에 설치된다.
본 발명의 제1 실시예에서, 각 플럭스 저지중성자 흡수기 배치장치는 (a) 인접한 측벽을 따라서 연장되고 상호 간격이 주어진 각각의 포켓(pocket)을 형성하기 위해서 인접하여 사이를 둔 저장통의 각각의 인접한 외측벽을 따라 수직으로 연장되고 그것에 부착된 분리 수단; (b) 마찬가지로 상호 간격이 형성되어 있으며, 각 포켓에 설치된 열 중성자 흡수물질의 연장된 평판과 그 사이에 고속 중성자 감속지역을 한정하고; 그리고 (d) 고속중성자 감속지역내에 설치된 수산화금속의 슬래브를 포함하고, 인접한 저장통의 적어도 하나의 인접한 측벽에 연결된 캐니스터(canister)를 구비한다.
본 발명의 제2 실시예에서, 각 플럭스 저지 중성자 흡수기 배치장치는 (a) 간격진 저장통의 각각의 인접쌍과 저장통의 인접한 하나의 측벽과의 사이에 설치되고, 저장통의 다른 측벽과 함께 그 사이에 고속 중성자 감속지역을 한정하는 열중성자 흡수물질인 적어도 하나의 연장된 평판; (b) 열중성자 흡수 물질인 평판과 저장통의 다른 측벽과의 사이의 고속 중성자 감속지역에 설치된 수산화 금속 슬래브; 및 열중성자 흡수 물질인 평판과 수산화 금속 슬래브를 포함하고, 인접한 저장통의 적어도 하나의 인접벽에 연결되어 있는 캐니스터(canister)를 구비한다. 한 형태로서, 인접한 하나의 측벽을 따라 수직으로 연장하고 그에 부착된 수단은 하나의 측벽을 따라 연장하는 포켓을 형성하고, 열 중성자 흡수물질의 제2 연장된 평판은 포켓내에 설치된다.
상기 배치의 양 실시예에서, 열중성자 흡수 물질인 평판은 탄소화 붕소가 바람직하다. 또한, 수산화 금속 슬래브도 수산화 티타늄이 바람직하다. 그러나 수산화 금속으로서 달리 수산화 가돌리늄-티타늄(gadolinium-titanium)이나 수산화된 희토류(rare earth)를 사용할 수 있다.
본 발명을 첨부된 도면에 의거 상세히 설명하면 다음과 같다.
제1도에는 종래기술에 의한 핵연료 어셈블리가 도시되어 있으며, 일반부호(10)로 표시되어 있다. 가압경수로(PWR)형인 종래 기술에 의한 연료 어셈블리(10)는 기본적으로 원자로(도시되지 않음) 중심부내의 하측 코어 플레이트(도시되지 않음)상의 어셈블리를 지지하기 위한 하단 구조 또는 저부노즐(12)과, 저부노즐(12)로 부터 상측으로 돌출된 다수의 길이 방향으로 연장된 유도튜브 또는 심블(Thimble 14)을 포함한다. 어셈블리(10)는 유도심블(14)을 따라서 측상으로 간격이 형성된 복수개의 가로 그리드(transverse grid 16)와, 그리드(16)에 의해 가로로 간격이 형성되고 지지되는 연장된 연료봉(18)의 조직화된 다발을 추가로 포함한다. 또한, 어셈블리(10)는 어셈블리 부품들을 손상시키지 않고 일체화된 어셈블리를 재래식으로 조작하기 위하여 어셈블리 중앙에 계장 튜브(instrumentation tube 20)와, 유도심블(14)의 상단에 제거 가능하게 부착된 상단구조 또는 상측노즐(22)을 포함한다.
상기와 같이, 어셈블리(10)의 다발내 연료봉(18)은 연료 어셈블리 길이방향을 따라 간격이 형성된 그리드(16)에 의해서 서로 공간관계를 유지하도록 고정된다. 각각의 연료봉(18)은 핵연료 펠릿(pellet 24)을 포함하며, 연료봉의 타단은 연료봉이 기밀을 유지할 수 있도록 밀봉하기 위하여 상측 및 하측 단부 플러그(26,28)에 의해 차폐된다. 일반적으로, 플리넘 스프링(plenum spring 30)은 연료 봉(18) 내의 펠릿들을 상호 단단히 정위치시키도록 상측 단부 플러그(26)과 펠릿(24)사이에 설치된다. 핵분열성 물질로 이루어진 연료 펠릿(24)은 원자로의 무효 전력(reactive power)을 생산하는 요소이다. 물 또는 붕소를 함유한 물과 같은 액체 감속재 및 냉각재는 원자로내에서 발생되는 열을 추출하여 유용한 에너지를 생산할 수 있도록 원자로의 연료 어셈블리를 통하여 상측으로 주입된다.
제2도 및 제3도에서, 새로운 연료가 원자력 발전소에 공급되며, 이 연료 어셈블리는 원자로에 장입될 때까지 발전소내에 설치된 연료 저장 시설인 저장 풀(32)에 일반적으로 저장된다. 또는, 연료 펠릿의 반응도의 상당량이 소모되며, 사용된 연료 어셈블리는 원자로에서 제거되어 저장풀(32)로 이송된다.
제2도 및 제3도에 도시된 바와 같이, 연료 저장풀(32)는 상부-개방 캐비티(open-top cavity 34A)를 한정하는 강화 콘크리트 구조(34)이다. 스테인레스 강철 라이너(36)는 캐비티(34A)에 설치된다. 정렬된 캐비티(34A)는 원자로내에 채워지는 붕소함유물(38)과 같은 고속중성자를 감속할 수 있는 액체로 채워진다. 라이너(36)는 박스 모양의 구조를 형성하도록 상호 연결된 복수개의 보통의 수직면(36A)과 수평바닥(36B)으로 형성된다.
연료 저장 컨테이너 또는 통(40)은 캐비티 라이너(36)의 바닥(36B)상에 교각 모양으로 지지된 하측 플랫폼(42)상에 직립으로 형성된다. 각 저장통(40)는 단면이 직사각형이고 상호 고정되게 결합된 복수개의 측벽(40A)에 의해 정의되고 상부가 개방된 개구를 갖는다. 또한, 각 저장통(40)은 측벽(40A)의 하측 가장자리에 고정되게 연결된 저부벽(40B)을 포함한다. 라이너(36)에 의해 설치되고 저장통(40)의 상측부를 감싸는 직각 브레이스(brace 44)는 차례로 공간을 두면서 다발로 형성된 통(40)을 물(38)로 채워진 풀의 수면(38A)하부에 유지되도록 보존한다. 따라서, 직립 다발인 저장통(40)은 연료 어셈블리가 연료 저장풀(32)에서 임계 이하 상태의 다발을 유지하면서 소정의 지점에 다수의 연료 어셈블리(제1도의 10)를 수용할 수 있도록 설계된다.
제2, 3도에 도시되고, 또한 제4, 5도에 보다 상세하게 나타낸 바와 같이, 복수개의 종래기술에 의한 플럭스 저지 중성자 흡수기 배치장치(46)가 연료 어셈블리를 포함하는 저장통(40)사이의 저장풀(32)내에 설치된다. 각 플럭스 저지 중성자 흡수기 배치장치(46)는 탄화붕소와 같은 중성자 흡수기 또는 유독(Poison)물질인 한 쌍의 연장된 평슬래브 또는 평판(48)과, 그 사이에 원자로 충진물인 붕소 함유물(38)의 용적이나 지역(38B)을 포함한다. 전형적으로 각 중성자 흡수기 평판(48)은, 각 저장통(40)의 외측벽(40A)과 저장통(40)의 각 측벽(40A)을 따라 수직으로 연장되고 그 외주 가장자리를 따라서 통의 측벽(40A)에 부착된 외측 연장된 덮개(52)사이에 한정된 좁은 틈새나 포켓(50)에 설치된다. 외측 덮개(52)는 각 저장통(40)의 측벽(40A)이나 저부벽(40B)을 주로 형성하는 것과 같은 물질인 스테인레스 강철같은 금속으로 형성된 연장된 박판이나 평판의 형태로 주로 구성된다.
물로 충진된 지역(38B)은 인접한 저장통(40)상에 부착된 외측 덮개(52)사이의 나머지 공간을 채워준다.
상기 종래기술에 의한 플럭스 저지 중성자 흡수기 배치장치(46)는 연료를 임계이하 상태로 유지하는 것을 도와준다. 저장 풀(32)을 채우는 붕소 함유물로 충진된 지역(38B)은 인접한 저장통(40)쌍들의 간격사이에 형성되는 고속 중성자 감속 지역을 구성 및 차지한다. 고속 중성자가 저장된 연료에서 계속 방출되므로, 이것이 흡수물질인 평판(48)에 더욱 효과적으로 흡수될수 있도록 이를 감속시킬수 있는 것이 바람직하다. 고속 중성자는 열중성자 흡수기인 탄화붕소 평판(48) 사이의 감속지역내에 함유된 물로 충진된 지역(38B)으로 침투하며, 여기서 물(38)의 수소원자는 중성자가 열중성자 흡수물질에 흡수될 수 있도록 평판(48) 사이에서 고속 중성자를 감속시킨다.
제6도 내지 제9도에 본 발명에 해당하는 개량된 플럭스를 저지하는 중성자 흡수기 배치장치의 두가지 기본 실시예의 변형예가 도시되어 있다.
각각의 플럭스 저지 중성자 흡수기 배치장치는 연료 저장풀(32)내 인접한 저장통(40)의 각 쌍 사이의 공간에서 사용되고, 종래기술에 의한 플럭스 저지 배치장치(46)에서 종래 채용된 충진된 약간의 물(38)을 우선적으로 수산화 금속으로 대체한다.
제6 및 제8도에는 전체적으로 54로 표시된 개량된 플럭스 저지 중성자 흡수기의 기본적인 일실시예가 도시되어 있다. 개량된 플럭스 저지 배치장치(54)는 덮개(52)와 저장통 측벽(40A)사이에 한정된 포켓(50)내에 중성자 흡수평판(48)을 포함하며, 이는 실질적으로 제4도에 도시된 종래 기술에 의한 플럭스 저지 배치장치(46)의 구성과 같다.
중성자 흡수평판(48)은 종래와 마찬가지로 주로 탄화붕소로 형성된다. 그러나, 물 충진 지역(38B)을 형성하는 대신에, 개량된 플럭스 저지 중성자 흡수기 배치장치(46)는 측벽과 단단히 상호 연결되고 그 사이에서 연장되는 상호 마주보는 측벽(56A)과 측단벽(56B)에 의해 한정된 직사각 단면을 갖는 속빈 금속 캐니스터(56)를 채용한다. 캐니스터(56)의 측벽(56A)중 하나는 캐니스터의 서로 반대편 직각 가장자리에서 표면상 반대방향으로 연장되는 측방으로 설치된 플랜지(58)를 갖는다.
측방으로 설치된 플랜지(58)는 한개의 인접한 저장통(40)상의 덮개(52)의 반대편 직각 가장자리부(52A)에 부착된다. 캐니스터(56)는 상호 반대편 상단과 하단에서 폐쇄되고, 종래 물 충진 지역(38B)에 의해 점유된 인접한 저장통(40) 사이의 공간을 점유한다.
캐니스터(56)는 고속 중성자를 감속시키는데 물 충진보다도 더 효과적인 수산화금속인 슬래브(60)로 채워진다. 수산화 금속슬래브(60)는 캐니스터(56)의 측벽 및 단벽(56A, 56B)과 접촉하도록 설치된다. 제6도 및 제8도의 변형된 일 실시예에서 알 수 있겠지만, 각 저장통(40)의 네개의 측벽중 인접한 두개의 측벽(40A) 만이 각각의 캐니스터(56)상에 위치하고, 다른 두개의 측벽(40A)만이 각각의 캐니스터(56)상에 위치하고, 다른 두개의 측벽(40A)은 그렇지 않다. 제6도에서, 통(40)의 다른 두개의 인접한 측벽(40A)은 각 캐니스터(56)에 의해 접촉되고, 반면에 제8도에서 통(40)의 다른 두개의 인접한 측벽(40A)은 각 캐니스터(56)로 부터 분리되어 있다.
제6도 및 제8도의 수개의 변형된 기본 실시예 사이의 주요 차이점은 배치(54)에 의해 대체된 충진된 물(38)의 양에 관련이 있다.
제6도에서, 캐니스터(56)의 각 측벽(56A)은 플럭스 저지 중성자 흡수기 배치(54)내에 틈새나 물(38)이 존재하지 않도록 인접한 저장통(40)에 접촉하여 설치된다. 상기와 비교되게, 제8도에는 캐니스터(56)의 각 측벽(56A)은 플럭스 저지 중성자 흡수기 배치장치(54)내에 틈새(61)가 형성되어 물이 침투할 수 있도록 인접한 저장통(40)과 간격이 주어진 관계로 설치된다. 또한, 제8도에는 각 캐니스터(56)의 한 개의 측벽(56A)과 한개의 인접한 저장통(40)사이에 설치된 복수개의 스페이서 부재(spacer member 62), 예를 들면 두개의 이러한 부재(62)가 존재한다. 스페이서 부재(62)는 상호 간격이 져 있고, 캐니스터 측벽(56A)을 하나의 저장통(40)으로 부터 사이를 두기 위해 상기 측벽을 따라서 축상으로 연장된다.
제7도 및 제9도에는 전체적으로 64로 표시된 개량된 플럭스 저지 중성자 흡수기 배치장치의 다른 실시예를 나타낸다. 제6도 및 제8도의 일실시예와 비교되게, 제7도 및 제9도의 다른 실시예는 인접한 저장통(40)쌍중 하나의 측벽(40A)을 따라 하나의 포켓으로 부터 적어도 하나의 중성자 흡수 평판(66)을 인접한 저장통(40)쌍 사이에 설치된 캐니스터(68)로 재위치시킨다. 평판(66)은 캐니스터(68)내 수산화금속 슬래브(70)와 차례로 위치한다. 제7도에는, 하나의 중성자 흡수 평판(48)이 덮개(52)와 다른 인접한 저장통의 측벽(40A) 사이에 한정된 포켓(50)내에 잔류하며, 사실상 제4도의 종래기술에 의한 플럭스 저지 배치장치(46)와 제6도의 개량된 플럭스 저지 배치장치와 구성상에 있어서 같다. 중성자 흡수평판(66,48)는 종래와 같은 물질인 주로 탄화붕소로 형성된다. 제9도에서, 열중성자 흡수물질인 한쌍의 평판(66)은 수산화금속인 슬래브(70)의 타측상의 캐니스터(68) 내에 설치된다. 평판(66)과 슬래브(70)는 상호 차례로 접촉하는 관계로서, 또 캐니스터(68)의 측면 및 측단벽(68A, 68B)과 접촉하도록 설치된다.
또한, 제7도에서 캐니스터(68)의 측벽(68A)은 캐니스터(68)와 인접한 저장통(40)사이에 틈이 발생하여 고속 중성자의 유체가 침투하지 못하도록 인접한 저장통(40)과 접촉하도록 설치된다. 상기와 대조적으로, 제9도에서는 캐니스터(68)의 측벽(68A)이 캐니스터(68)의 각 측벽(68A)과 인접한 저장통(40)사이에 틈(72)이 형성되어 고속 중성자의 감속유체가 존재할 수 있도록 인접한 저장통(40)으로 부터 간격을 갖는다. 복수개의 스페이서 부재(74)는 캐니스터(68)의 측벽(68A)과 인접한 저장통(40)사이에 설치되며, 캐니스터 측벽을 저장통으로 부터 사이를 두기 위해 벽을 따라 축상으로 연장된다.
그리하여, 대체된 충진물의 양은 제9도에서 보다도 제7도에서 더 많다. 바람직하게, 모든 실시예의 수산화 금속 슬래브(60,70)는 물보다도 수소밀도가 더 높은 수산화 티타늄으로 구성된다. 예를 들면, 수산화 티타늄은 같은 부피의 물보다 수소 밀도가 약 50% 높다(9.4 E22 원소/cc 대 6.7 E22 원소/cc). 그러므로, 작은 부피의 수산화 티타늄으로도 더 큰 부퍼의 물과 같은 중성자 감속능력을 제공하며, 따라서 개량된 플럭스 저지 흡수기 배치(54, 64)의 전체적인 체적을 감소시킬 수 있다. 전형적인 저항 풀 설계를 위해 제작된 중성자 계산기에 따르면, 물 대신에 수산화 티타늄(TiH2)과 같은 수산화 금속을 사용하면 셀(cell)구조의 체적을 거의 0.4 인치 줄일수 있었으며, 이는 공간의 중요한 절약이다.
더우기 수산화 티타늄은 안정된 비부식 물질이다. 수소방출(Hydrogen evolution)은 온도가 약 300°에 이를 때까지 발생하지 않는다. 그것은 또한 가공 과정에 필요한 적당한 강도 및 연상을 가지고 있다. 다른 수산화 금속을 사용할수도 있다. 예를 들면, 그 자신이 중성자를 흡수하는 금속을 사용하면 개량된 플럭스 저지 흡수기 배치의 효과를 증진시킬 것이다. 그러한 물질은 수산화 가돌리늄-티타늄 또는 수산화된 희토류가 될 수 있다.
본 발명의 원리는 또한 작은 규모의 운반가능한 저장풀인 사용된 연료운송캐스크에 동일하게 적용될 수 있다.

Claims (11)

  1. 고속 중성자 감속유체(38)풀과, 유체(38)에 침잠되고 간격을 두면서 차례로 배열되도록 설치된 복수개의 직립 저장통(40); 복수개의 측벽(40a)이 상호 연결되어 핵연료 어셈블리(10)를 수용 및 저장할 수 있도록 구성된 상기 각 저장통(40); 상기 저장통(40) 사이의 상기 저장체(32)에 설치된 복수개의 플럭스를 저지하는 중성자 흡수기 배치장치(54)를 포함하는 핵 연료 저장체(32)에 있어서, (a) 인접한 저장통의 측벽(40A)을 따라서 연장되고 상호 간격을 둔 각각의 포켓(50)을 형성하기 위하여 상기 간격진 저장통(40)의 인접쌍의 각 인접한 외측벽(40A)에 부착되어 수직으로 연장되는 분리수단; (b) 상기 각각의 포켓(50)내에 설치되고, 마찬가지로 상호 공간이 형성되어 있으며, 그 사이에 고속 중성자 감속지역을 한정하는 열중성자 흡수 물질인 연장된 평판(48); (c) 열중성자 흡수물질인 상기 평판(48)과 상기 인접한 측벽(40A)상의 상기 분리수단사이의 상기 고속중성자 감속지역에 설치된 수산화 금속인 슬래브(60); 및 (d) 상기 고속중성자 감속지역에 설치된 수산화 금속인 슬래브(60)를 포함하고, 상기 인접한 저장통(40)의 적어도 하나의 인접한 측벽(40A)에 연결되는 캐니스터(56)를 구비하고, 상기 캐니스터(56)는 한쌍의 간격을 둔 측벽(56A)과 상기 측벽(56A)을 고정 연결하고 그 사이에서 연장되는 한쌍의 측단벽(56B)에 의해 한정되고, 직사각형 단면을 갖는 속이 빈 금속 컨테이너이며, 상기 캐니스터(56)의 상기 측벽(56A)은 상기 캐니스터(56)와 상기 인접한 저장통(40)사이에 틈새를 형성시키지 않으므로서 고속 중성자 감속유체가 침투하지 못하도록 상기 인접한 저장통(40)과 접촉하여 설치되는 것을 특징으로 하는 플럭스를 저지하는 중성자 흡수기 배치장치.
  2. 제1항에 있어서, 상기 분리수단은 상기 각각의 인접한 측벽(40A)의 외주를 따라 부착되고 수직으로 연장된 외측의 연장된 덮개(52)인 것을 특징으로 하는 플럭스를 저지하는 중성자 흡수기 배치장치.
  3. 제2항에 있어서, 상기 외측 덮개(52)는 금속판인 것을 특징으로 하는 플럭스를 저지하는 중성자 흡수기 배치장치.
  4. 제1항에 있어서, 상기 캐니스터(56)는 상기 한개의 측벽(56A)의 반대편 수직의 가장자리에 부착되어 외측을 향해 반대방향으로 연장되는 한쌍의 측방 설치 플랜지(58)를 추가로 포함하며, 상기 측방 설치 플랜지(58)는 상기 각 덮개(52)의 반대편 수직 가장자리부(52A)에 부착되는 것을 특징으로 하는 플럭스를 저지하는 중성자 흡수기 배치장치.
  5. 제1항에 있어서, 상기 캐니스터(56)는 수산화 금속인 상기 슬래브(60)로 채워지고, 상기 수산화금속 슬래브(60)는 상기 캐니스터(56)의 상기 측면 및 측단면(56A, 56B)과 접촉하여 설치되는 것을 특징으로 하는 플럭스를 저지하는 중성자 흡수기 배치장치.
  6. 고속 중성자 감속유체(38)풀과, 유체(38)에 침잠되고 간격을 두면서 차례로 배열되도록 설치된 복수개의 직립 저장통(40); 복수개의 측벽(40a)이 상호 연결되어 핵연료 어셈블리(10)를 수용 및 저장할 수 있도록 구성된 상기 각 저장통(40); 상기 저장통(40) 사이의 상기 저장체(32)에 설치된 복수개의 플럭스를 저지하는 중성자 흡수기 배치장치(54)를 포함하는 핵 연료 저장체(32)에 있어서, (a) 인접한 저장통의 측벽(40A)을 따라서 연장되고 상호 간격을 둔 각각의 포켓(50)을 형성하기 위하여 상기 간격진 저장통(40)의 인접쌍의 각 인접한 외측벽(40A)에 부착되어 수직으로 연장되는 분리수단; (b) 상기 각각의 포켓(50)내에 설치되고, 마찬가지로 상호 공간이 형성되어 있으며, 그 사이에 고속 중성자 감속지역을 한정하는 열중성자 흡수 물질인 연장된 평판(48); (c) 열중성자 흡수물질인 상기 평판(48)과 상기 인접한 측벽(40A)상의 상기 분리수단사이의 상기 고속중성자 감속지역에 설치된 수산화 금속인 슬래브(60); 및 (d) 상기 고속중성자 감속지역에 설치된 수산화 금속인 슬래브(60)를 포함하고, 상기 인접한 저장통(40)의 적어도 하나의 인접한 측벽(40A)에 연결되는 캐니스터(56)를 구비하고, 상기 캐니스터(56)는 한쌍의 간격을 둔 측벽(56A)과 상기 측벽(56A)을 고정 연결하고 그 사이에서 연장되는 한쌍의 측단벽(56B)에 의해 한정되고, 직사각형 단면을 갖는 속이 빈 금속 컨테이너이며, 상기 캐니스터(56)의 상기 측벽(56A)은 상기 캐니스터(56)와 상기 인접한 저장통(40)사이에 틈새를 형성시키지 않으므로서 고속 중성자 감속유체가 침투하지 못하도록 상기 인접한 저장통(40)과 접촉하여 설치되고 상기 캐니스터(56)의 상기 측벽(56A)은 상기 캐니스터(56)의 각각의 상기 측벽(56A)과 상기 인접한 저장통(40)사이에 틈새(61)가 형성되어 고속 중성자 감속유체(38)가 침투하도록 상기 인접한 저장통(40)으로 부터 간격이 형성된 것을 특징으로 하는 플럭스를 저지하는 중성자 흡수기 배치장치.
  7. 제1항에 있어서, 상기 캐니스터(56)의 한개의 측벽(56A)과 상기 인접한 저장통(40)사이에 설치되고, 상기 캐니스터의 측벽(56A)을 상기 한개의 저장통(40)으로 부터 분리시키기 위해 측벽을 따라서 축상으로 연장된 복수개의 스페이서 부재(62)를 추가로 구비하는 것을 특징으로 하는 플럭스를 저지하는 중성자 흡수기 배치장치.
  8. 제1항에 있어서, 각각의 상기 저장통(40)은 네개의 상기 측벽(40A)과, 상기 저장통(40)의 상기 네개 측벽(40A)에 상호 인접되게 설치된 네개의 상기 캐니스터(56)와, 상기 저장통(40)의 상기 네개의 측벽(40A)중 두개의 인접한 측벽(40A)에 의해 설치된 상기 네개의 캐니스터(40)중 두개의 캐니스터, 그리고 상기 저장통(40)의 다른 두개의 인접한 측벽(40A)과 접촉되게 설치된 상기 네개의 캐니스터(40)중 다른 두개의 캐니스터를 갖는 것을 특징으로 하는 플럭스를 저지하는 중성자 흡수기 배치장치.
  9. 제1항에 있어서, 상기 각각의 저장통(40)은 4 개의 상기 측벽(40A)과, 상기 저장통(40)의 상기 네개의 측벽(40A)과 각각 인접되게 설치된 네개의 상기 캐니스터(56)와, 상기 저장통(40)의 상기 네개의 측벽(40A)의 인접한 두개의 측벽(40A)에 의해 설치된 상기 네개의 캐니스터(56)를 두개의 캐니스터, 그리고 상기 저장통(40)의 다른 두개의 인접한 측벽(40A)과 상호 간격이 형성되게 설치된 상기 네개의 캐니스터(56)중 다른 두개의 캐니스터를 포함하는 것을 특징으로 하는 플럭스를 저지하는 중성자 흡수기 배치 장치.
  10. 제1항에 있어서, 상기 평판(48)의 상기 열중성자 흡수 물질은 탄화 붕소인 것을 특징으로 하는 플럭스를 저지하는 중성자 흡수기 배치장치.
  11. 제1항에 있어서, 상기 수산화 금속(60)은 수산화티타늄인 것을 특징으로 하는 플럭스를 저지하는 중성자 흡수기 배치장치.
KR1019920011386A 1991-06-28 1992-06-27 플럭스를저지하는중성자흡수기배치장치 KR100306887B1 (ko)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US723,035 1991-06-28
US07/723,035 US5232657A (en) 1991-06-28 1991-06-28 Metal hydride flux trap neutron absorber arrangement for a nuclear fuel storage body

Publications (2)

Publication Number Publication Date
KR930001243A KR930001243A (ko) 1993-01-16
KR100306887B1 true KR100306887B1 (ko) 2001-11-30

Family

ID=24904538

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
KR1019920011386A KR100306887B1 (ko) 1991-06-28 1992-06-27 플럭스를저지하는중성자흡수기배치장치

Country Status (8)

Country Link
US (1) US5232657A (ko)
EP (1) EP0520438B1 (ko)
JP (1) JPH05249290A (ko)
KR (1) KR100306887B1 (ko)
CA (1) CA2072471C (ko)
DE (1) DE69210885T2 (ko)
ES (1) ES2087348T3 (ko)
TW (1) TW202515B (ko)

Families Citing this family (29)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE59501715D1 (de) * 1994-01-26 1998-04-30 Siemens Ag Lagerkorb zur lagerung und zum transport von brennelementen
US5629964A (en) * 1994-03-11 1997-05-13 Roberts; Paul Neutron absorbing apparatus
CZ280289B6 (cs) * 1994-05-03 1995-12-13 ŠKODA JS a.s. Vnitřní vestavba kontejneru na transport a skladování jaderného paliva
DE19509214C1 (de) * 1995-03-17 1996-07-04 Siemens Ag Lagergestell für Kernreaktor-Brennelemente
US5905770A (en) * 1995-03-17 1999-05-18 Siemens Aktiengelsellschaft Storage framework for nuclear reactor fuel elements
DE19532368A1 (de) * 1995-09-01 1997-03-06 Siemens Ag Absorberelement und Absorptionsstruktur zur Absorption von Neutronen sowie Verfahren zur Herstellung derselben
US5926516A (en) * 1995-05-24 1999-07-20 Siemens Aktiengesellschaft Absorption structure for absorbing neutrons and method for producing an absorption structure
JPH09211192A (ja) * 1996-01-30 1997-08-15 Sumitomo Metal Mining Co Ltd 核燃料物質の輸送方法
FR2747825B1 (fr) * 1996-04-19 1998-05-22 Transnucleaire Casier de rangement d'assemblages combustibles nucleaires dont les alveoles contiennent un profile neutrophage
DE19640390C2 (de) * 1996-09-30 2000-11-02 Siemens Ag Absorptionselement und Absorptionsstruktur zur Absorption von Neutronen sowie Verfahren zur Herstellung des Absorptionselements
JPH10268082A (ja) * 1997-03-21 1998-10-09 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 使用済み核燃料貯蔵設備
US5898747A (en) * 1997-05-19 1999-04-27 Singh; Krishna P. Apparatus suitable for transporting and storing nuclear fuel rods and methods for using the apparatus
DE19757843C1 (de) * 1997-12-24 1999-08-12 Nuklear Service Gmbh Gns Lagerbehälter für die Zwischen- und/oder Endlagerung abgebrannter Brennelemente
FR2792762B1 (fr) * 1999-04-23 2001-06-08 Atea Soc Atlantique De Tech Av Procede de decoupe d'une tole de maintien d'une feuille de materiau neutrophage sur une paroi d'une alveole de ratelier de stockage d'assemblages de combustible nucleaire
US6166391A (en) * 1999-05-21 2000-12-26 General Electric Company Uranium oxide shipping container
DE19937670C2 (de) * 1999-08-10 2003-10-30 Framatome Anp Gmbh Verfahren und Vorrichtung zum Austausch verbrauchter Absorberelemente eines Brennelent-Lagergestells
FR2813701B1 (fr) * 2000-09-01 2002-11-29 Transnucleaire Panier de rangement pour matieres radioactives
JP4528545B2 (ja) * 2004-03-17 2010-08-18 株式会社東芝 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
US8576976B2 (en) * 2007-10-29 2013-11-05 Holtec International, Inc. Apparatus for supporting radioactive fuel assemblies and methods of manufacturing the same
ES2407982T3 (es) * 2006-09-13 2013-06-17 Holtec International, Inc. Aparato y método para soportar conjuntos combustibles en un entorno subacuático que tiene carga de acceso lateral
US7786456B2 (en) * 2006-10-11 2010-08-31 Holtec International, Inc. Apparatus for providing additional radiation shielding to a container holding radioactive materials, and method of using the same to handle and/or process radioactive materials
US8158962B1 (en) 2008-04-29 2012-04-17 Holtec International, Inc. Single-plate neutron absorbing apparatus and method of manufacturing the same
US8681924B2 (en) 2008-04-29 2014-03-25 Holtec International Single-plate neutron absorbing apparatus and method of manufacturing the same
US11569001B2 (en) 2008-04-29 2023-01-31 Holtec International Autonomous self-powered system for removing thermal energy from pools of liquid heated by radioactive materials
US8995604B2 (en) 2009-11-05 2015-03-31 Holtec International, Inc. System, method and apparatus for providing additional radiation shielding to high level radioactive materials
WO2013096966A1 (en) * 2011-12-22 2013-06-27 Holtec International, Inc. Storage system for nuclear fuel
KR101535934B1 (ko) * 2013-12-26 2015-07-13 재단법인 포항산업과학연구원 캐스크용 바스켓 어셈블리
JP2016183875A (ja) * 2015-03-25 2016-10-20 三菱重工業株式会社 放射性物質収納用バスケットおよび放射性物質収納容器

Family Cites Families (24)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3943210A (en) * 1964-04-09 1976-03-09 Rockwell International Corporation Preparation of metal hydride bodies by improved powder metallurgy process
US3720752A (en) * 1967-04-11 1973-03-13 Houten R Van Massive metal hydride structures and methods for their preparation
US3781189A (en) * 1971-07-07 1973-12-25 Atlantic Richfield Co Spent nuclear fuel shipping casks
JPS4940842A (ko) * 1972-08-25 1974-04-17
US4039842A (en) * 1976-01-08 1977-08-02 Brooks & Perkins, Incorporated Fuel storage rack
US4034227A (en) * 1976-02-02 1977-07-05 Olaf Soot Nuclear fuel storage rack
JPS5356497A (en) * 1976-10-29 1978-05-22 Hitachi Ltd Fuel storage rack for nuclear reactor
US4143276A (en) * 1977-05-09 1979-03-06 Brooks & Perkins, Incorporated Spent nuclear fuel storage racks
US4143277A (en) * 1977-08-08 1979-03-06 Firma Gg. Noell Gmbh Bearing support for receiving used fuel elements of nuclear power stations
US4400344A (en) * 1977-11-14 1983-08-23 Wachter William J Storage rack for nuclear fuel assemblies
US4218622A (en) * 1978-01-17 1980-08-19 The Carborundum Company Neutron absorbing article and method for manufacture thereof
US4248668A (en) * 1978-03-13 1981-02-03 General Electric Company Storage module for nuclear fuel assemblies
DE7911030U1 (de) * 1979-04-14 1979-08-23 Transnuklear Gmbh, 6450 Hanau Abschirmbehaelter zum transport und/ oder zur lagerung abgebrannter brennelemente
DE7932527U1 (de) * 1979-11-17 1980-04-24 Transnuklear Gmbh, 6450 Hanau Transport- und/oder lagerbehaelter fuer radioaktive stoffe
US4382060A (en) * 1980-05-22 1983-05-03 Joseph Oat Corporation Radioactive fuel cell storage rack
US4399366A (en) * 1981-04-24 1983-08-16 Bucholz James A Separator assembly for use in spent nuclear fuel shipping cask
DE3209605A1 (de) * 1982-03-17 1983-09-29 Deutsche Gesellschaft für Wiederaufarbeitung von Kernbrennstoffen mbH, 3000 Hannover Neutronen-moderator fuer behaelter zur lagerung von abgebrannten kernbrennstoffen
DE3301965C2 (de) * 1983-01-21 1986-12-04 Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim Abschirmelement für einen aus Kernbrennstoffelementen und den Abschirmelementen aufgebauten Reaktorkern
US4948553A (en) * 1983-03-01 1990-08-14 Westinghouse Electric Corp. Method of making a rack for the storage of spent nuclear fuel
US4780268A (en) * 1984-06-13 1988-10-25 Westinghouse Electric Corp. Neutron absorber articles
US4781883A (en) * 1984-09-04 1988-11-01 Westinghouse Electric Corp. Spent fuel storage cask having continuous grid basket assembly
US4743423A (en) * 1984-09-28 1988-05-10 Westinghouse Electric Corp. Neutron shield panel arrangement for a nuclear reactor pressure vessel
ES8705990A1 (es) * 1984-12-24 1987-05-16 Westinghouse Electric Corp Un barril para almacenamiento de larga duracion de combus- tible nuclear gastado
JPS61290400A (ja) * 1985-06-18 1986-12-20 株式会社神戸製鋼所 中性子遮蔽材

Also Published As

Publication number Publication date
EP0520438B1 (en) 1996-05-22
JPH05249290A (ja) 1993-09-28
DE69210885T2 (de) 1996-10-31
KR930001243A (ko) 1993-01-16
DE69210885D1 (de) 1996-06-27
CA2072471A1 (en) 1992-12-29
TW202515B (ko) 1993-03-21
CA2072471C (en) 2003-06-03
ES2087348T3 (es) 1996-07-16
EP0520438A1 (en) 1992-12-30
US5232657A (en) 1993-08-03

Similar Documents

Publication Publication Date Title
KR100306887B1 (ko) 플럭스를저지하는중성자흡수기배치장치
US6088420A (en) Reactor core
CA1058774A (en) Fissionable mass storage device
US9666318B2 (en) Storage, transportation and disposal system for used nuclear fuel assemblies
US20150221402A1 (en) Storage system for nuclear fuel
US4177385A (en) Nuclear fuel storage
US4044267A (en) Fissionable mass storage device
US4248668A (en) Storage module for nuclear fuel assemblies
US6327321B1 (en) Borated aluminum rodlets for use in spent nuclear fuel assemblies
DE3372240D1 (en) Nuclear reactor with improved efficiency
JPH07306285A (ja) 原子炉の炉心
US11282614B2 (en) Dual-criterion fuel canister system
JP2004212372A (ja) 原子炉の燃料集合体
JP4220101B2 (ja) 燃料集合体収納装置
JP5597523B2 (ja) 燃料集合体収納方法および燃料集合体収納体
KR0127779B1 (ko) 정상 사용후핵연료의 저장용기
JPH09211192A (ja) 核燃料物質の輸送方法
JP4528545B2 (ja) 燃料体収納ラックおよび燃料体収納ラックの設計方法
KR820002281B1 (ko) 핵연료 저장장치
JP2007010434A (ja) 照射燃料貯蔵ラック
JPS61111493A (ja) 燃料集合体の輸送及び貯蔵方法
JPH02165099A (ja) 燃料集合体収納装置
JP2020134327A (ja) 核燃料貯蔵用ラック、核燃料貯蔵用ラックの設置方法並びに核燃料貯蔵用ラックの製造方法
JP2021089254A (ja) 沸騰水型原子炉
JPH03229198A (ja) 使用済燃料の貯蔵方法

Legal Events

Date Code Title Description
A201 Request for examination
E902 Notification of reason for refusal
E902 Notification of reason for refusal
E701 Decision to grant or registration of patent right
GRNT Written decision to grant
FPAY Annual fee payment

Payment date: 20110728

Year of fee payment: 11

EXPY Expiration of term