WO2011148742A1 - 放射性物質格納容器 - Google Patents

放射性物質格納容器 Download PDF

Info

Publication number
WO2011148742A1
WO2011148742A1 PCT/JP2011/059722 JP2011059722W WO2011148742A1 WO 2011148742 A1 WO2011148742 A1 WO 2011148742A1 JP 2011059722 W JP2011059722 W JP 2011059722W WO 2011148742 A1 WO2011148742 A1 WO 2011148742A1
Authority
WO
WIPO (PCT)
Prior art keywords
basket
storage container
radioactive substance
substance storage
subcritical
Prior art date
Application number
PCT/JP2011/059722
Other languages
English (en)
French (fr)
Inventor
坂下　毅一郎
Original Assignee
三菱重工業株式会社
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 三菱重工業株式会社 filed Critical 三菱重工業株式会社
Priority to EP11786442.1A priority Critical patent/EP2579263A4/en
Priority to US13/634,474 priority patent/US8822964B2/en
Publication of WO2011148742A1 publication Critical patent/WO2011148742A1/ja

Links

Images

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
    • G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
    • G21F9/28—Treating solids
    • G21F9/34—Disposal of solid waste
    • G21F9/36—Disposal of solid waste by packaging; by baling

Definitions

  • the present invention relates to a radioactive substance storage container, and more particularly to a radioactive substance storage container that can further improve the subcritical safety of the container in addition to the neutron shielding performance of the basket.
  • a conventional radioactive substance storage container includes a trunk body and a lid having a sealed structure, and a basket that is accommodated in the trunk body and holds a fuel assembly. And since the basket has neutron shielding performance, the subcritical safety of the container is enhanced.
  • a technique described in Patent Document 1 is known.
  • the present invention has been made in view of the above, and an object thereof is to provide a radioactive substance storage container that can further improve the subcritical safety of the container in addition to the neutron shielding performance of the basket.
  • a radioactive substance storage container is a radioactive substance storage container comprising a trunk body and a lid having a sealed structure, and a basket that is accommodated in the trunk body and holds a fuel assembly. And a neutron shielding material, between the inner peripheral surface of the trunk body and the outer peripheral face of the basket, between the bottom face of the trunk body and the bottom face of the basket, and the bottom face of the lid and the upper face of the basket And a subcritical performance reinforcing member disposed at least at one point between the two.
  • the subcritical performance reinforcing member is disposed between the bottom surface of the trunk body and the bottom surface of the basket, and between the bottom surface of the lid and the top surface of the basket. Is done.
  • the subcritical performance reinforcing member is provided between the inner peripheral surface of the barrel main body and the outer peripheral surface of the basket, and between the bottom surface of the trunk main body and the bottom surface of the basket. And between the bottom surface of the lid and the top surface of the basket.
  • the subcritical performance reinforcing member has a buffer structure.
  • the buffer part is between the trunk body and the basket, between the basket and the body trunk bottom part, or The impact is absorbed by being interposed between the basket and the inner surface of the body case lid.
  • the subcritical performance reinforcing member is arranged so as to surround the outer periphery of the basket, neutrons emitted from the fuel assembly are shielded not only by the basket but also by the subcritical performance reinforcing member.
  • security of a container improves further.
  • a subcritical performance reinforcing member in the same manner on the bottom and lid inner surface side of the radioactive substance storage container, it is possible to shield neutrons in all directions, which has the advantage of further improving the subcritical safety of the container. is there.
  • FIG. 1 is an axial sectional view showing a radioactive substance storage container according to an embodiment of the present invention.
  • FIG. 2 is a radial cross-sectional view showing the radioactive substance storage container shown in FIG. 1.
  • FIG. 3 is a plan view showing a basket of the radioactive substance storage container described in FIG. 1.
  • FIG. 4 is an assembled perspective view showing a basket of the radioactive substance storage container described in FIG. 1.
  • FIG. 5 is a cross-sectional view showing a modification of the subcritical performance reinforcing member of the radioactive substance storage container shown in FIG. 1.
  • FIG. 6 is a cross-sectional view showing a modification of the subcritical performance reinforcing member of the radioactive substance storage container shown in FIG. 1.
  • FIG. 7 is an axial sectional view showing a modification of the radioactive substance storage container shown in FIG. 1.
  • FIG. 1 is an axial sectional view showing a radioactive substance storage container according to an embodiment of the present invention.
  • FIG. 2 is a radial sectional view showing the radioactive substance storage container shown in FIG. 1.
  • 3 and 4 are a plan view (FIG. 3) and an assembled perspective view (FIG. 4) showing a basket of the radioactive substance storage container described in FIG.
  • the radioactive substance storage container 100 is a container (so-called cask) for storing a fuel assembly.
  • fuel assemblies for PWR (Pressurized Water Reactor) or BWR (Boiling Water Reactor) used for nuclear power generation have been collected, stored in radioactive material storage containers 100, transported to storage facilities, and stored for a certain period of time.
  • a recycling method (pull thermal) has been proposed and implemented.
  • the radioactive substance storage container 100 includes a trunk body 1, a neutron shield 2, an outer cylinder 3, a basket 5, and a lid 10 (see FIG. 1).
  • the trunk body 1 has a bottomed integrated structure made of a material such as stainless steel, carbon steel or alloy steel.
  • a structure in which the trunk body 1 is doubled will be mainly described. It consists of an inner container 8 mainly having sealing performance and an outer container 9 mainly having gamma ray shielding performance.
  • the inner container 8 has a bottomed integrated structure made of a material such as stainless steel, carbon steel, or alloy steel. With this bottomed integrated structure, the sealing performance of the inner container 8 is improved.
  • the inner container 8 has a flange 11 for attaching the lid 10 on the opening side end face.
  • the outer container 9 is a container made of a material such as stainless steel, carbon steel, or alloy steel, and has a structure in which a cylindrical body 12 and a bottom plate 13 that are thicker than the inner container 8 are integrated by butt welding. By this butt welding, the sealing performance and mechanical strength of the outer container 9 are improved.
  • the inner container 8 and the outer container 9 are configured by inserting the inner container 8 into the outer container 9 and performing shrink fitting, cold fitting, or fitting.
  • the neutron shield 2 is a cylindrical body that shields neutrons, and is disposed so as to surround the outer periphery of the trunk body 1. For example, in this embodiment, a space defined by a plurality of heat transfer fins 17 is formed between the trunk body 1 and the outer cylinder 3 (see FIG. 2). In these spaces, the neutron shield 2 is filled and molded. Further, the neutron shield 2 is made of a resin containing a predetermined amount of hydrogen and added with boron or a boron compound, and the heat transfer fins 17 are made of a material having high thermal conductivity (for example, copper or aluminum). ing.
  • the outer cylinder 3 is a thin-walled cylindrical body and is disposed so as to surround the outer periphery of the neutron shield 2.
  • the basket 5 is a frame-like body for holding the fuel assembly, and is inserted into the inner container 8 of the trunk body 1 and fixed (see FIGS. 1 and 2).
  • the basket 5 is made of a material obtained by adding boron or a boron compound to an aluminum material or an aluminum alloy.
  • the basket 5 has a structure in which a large number of plate members 6 are assembled in a lattice shape while meshing with each other, and as a whole, a honeycomb-like structure along the inner diameter of the trunk body 1 (inner container 8). It has a substantially cylindrical shape (see FIGS. 3 and 4).
  • the basket 5 has a long and plural cells 7 defined by these plate members 6, and the fuel assemblies can be inserted and held in these cells 7.
  • this basket 5 is accommodated in the inner container 8 of the trunk
  • a spacer 16 is inserted into a gap in the outer peripheral portion of the basket 5 (a gap generated on the outer periphery of the assembled plate member 6; a gap other than the cell 7). Since the basket 5 has a structure in which the plate materials 6 are engaged with each other, heat transfer is efficiently performed. Moreover, since heat transfer to the trunk body 1 is performed also through the spacer 16, heat transfer is performed more efficiently. Thereby, when the combustion assembly is stored in the basket 5, the decay heat of the fuel assembly can be efficiently transferred from the basket 5 to the trunk body 1. Moreover, even if an impact is applied to the inside due to a fall accident during transportation, since the plate members 6 are engaged with each other, the durability performance against a load is high. Furthermore, the structural strength of the basket 5 is increased by the spacer 16.
  • the lid 10 has a double structure formed by welding two circular plate members 10a and 10b, and has an inlay structure because the inner circular plate member 10a has a small diameter.
  • the lid 10 is fixed by being bolted to the flange 11 of the inner container 8 by fitting the inner circular plate member 10 a into the opening of the inner container 8 of the trunk body 1.
  • the lid 10 seals the inside of the trunk body 1.
  • at least one of the circular plate members 10a and 10b is filled and filled with a neutron shielding material (for example, a resin containing a predetermined amount of hydrogen, not shown) to give neutron shielding performance.
  • the lid 10 has a double structure (see FIG. 1).
  • the present invention is not limited to this, and the lid 10 may have a single layer structure or a triple lid structure (not shown). .
  • the recovered fuel assembly is inserted and stored in each cell 7 of the basket 5, and then the lid 10 is fitted to the trunk body 1 to seal the trunk body 1.
  • the outer periphery of the basket 5 is sealed and shielded by the trunk body 1 having sealing performance and ⁇ -ray shielding performance, and the outer circumference of the trunk body 1 is surrounded by the neutron shield 2 made of the resin layer.
  • the sealing performance and neutron shielding performance of the radioactive substance storage container 100 are highly secured.
  • the outer periphery of the trunk body 1 and the outer cylinder 3 are connected via a plurality of heat transfer fins 17.
  • the decay heat of the fuel assembly is transferred to the barrel body 1 via the plate 6 and the spacer 16 of the basket 5, and is transferred from the barrel body 1 to the outer cylinder 3 via the heat transfer fins 17. To be released. This ensures a structure that can dissipate the decay heat of the fuel assembly.
  • the radioactive substance storage container 100 includes a subcritical performance reinforcing member 20 in order to further improve the subcritical safety (see FIGS. 1 and 2).
  • This subcritical performance reinforcing member 20 is configured to include a neutron shielding material, between the inner peripheral surface of the trunk body 1 and the outer peripheral face of the basket 5, between the bottom surface of the trunk body 1 and the bottom surface of the basket 5, and a lid. 10 and at least one place between the bottom surface of the basket 5 and the top surface of the basket 5.
  • the subcritical performance reinforcing member 20 is a steel material, an aluminum material or an aluminum alloy added with boron or a boron compound, or the boron or boron compound is inserted with a steel material, an aluminum material or an aluminum alloy. It consists of a material that has a laminated structure. Boron may be added together with an aluminum base material, or boron powder may be mixed with aluminum powder and mixed by a mixer or mechanically alloyed by mechanical alloying.
  • the subcritical performance reinforcing member 20 has a thickness of 1 to 5 [mm], preferably 2 to 4 [mm].
  • the gap between the inner peripheral surface of the trunk body 1 and the outer peripheral surface of the basket 5 is 5 [mm] to 10 [mm]
  • the inner surface of the lid 10 and the basket 5 The gap with the upper surface is set to about 50 [mm].
  • the thickness of these subcritical performance reinforcing members, the gap between the inner peripheral surface of the trunk body 1 and the outer peripheral surface of the basket 5, and the gap between the inner side surface of the lid 10 and the upper surface of the basket 5 are considered in the design of the radioactive substance storage container.
  • the present invention is not limited to this.
  • the subcritical performance reinforcing member 20 has a bottom surface portion 21, a side surface portion 22, and a lid surface portion 23.
  • the bottom surface portion 21 is a portion located between the inner bottom surface of the trunk body 1 and the bottom surface of the basket 5 and has a disc shape along the inner bottom surface of the trunk body 1 (inner container 8).
  • the side surface portion 22 is a portion located between the inner peripheral surface of the trunk body 1 and the outer peripheral surface of the basket 5, and has a cylindrical shape along the inner peripheral surface of the trunk body 1.
  • the lid surface portion 23 is a portion located between the bottom surface of the lid 10 and the top surface of the basket 5, and has a disk shape along the bottom surface of the lid 10.
  • the shape of the subcritical performance reinforcing material 20 is a disc shape, but a suitable shape can be selected according to the shape of the radioactive substance storage container 100.
  • the bottomed container shape by which the bottom face part 21 and the side part 22 were integrally molded (refer FIG. 1).
  • the sealing performance is improved and the generation of a welded hardened portion due to a thermal effect or welding as compared with a configuration in which these are welded together. This is preferable in that generation of cracks and the like is difficult to occur.
  • the present invention is not limited to this, and the bottom surface portion 21 and the side surface portion 22 may have a separated structure, or the side surface portion 22 may be composed of a plurality of segments divided in the radial direction (not shown). .
  • Such a configuration is preferable in that the workability of the bottom surface portion 21 and the side surface portion 22 is improved.
  • a subcritical performance reinforcing member 20 composed of only the bottom surface portion 21 and the lid surface portion 23 (see FIG. 7).
  • the criticality can be prevented.
  • the bottom surface portion 21 and the side surface portion 22 are attached to the inner peripheral surface of the trunk body 1 (inner container 8), and then the basket 5 is carried into the trunk body 1. Installed (not shown). In such a configuration, the bottom surface portion 21 and the side surface portion 22 are accurately installed along the inner peripheral surface of the trunk main body 1 (particularly, when the bottom surface portion 21 and the side surface portion 22 have a divided structure, these are not spaced). It is preferable in that it can be performed. However, the present invention is not limited to this.
  • the bottom surface portion 21 or the side surface portion 22 is attached to the bottom surface or the outer peripheral surface of the basket 5, and then the assembly of the bottom surface portion 21 or the side surface portion 22 and the basket 5 is the body 1. It may be carried in and installed (not shown). Such a configuration is preferable in that the bottom surface portion 21 or the side surface portion 22 can be accurately installed with respect to the basket 5 (particularly, when the bottom surface portion 21 and the side surface portion 22 have a divided structure, these can be installed without a gap). In any configuration, the neutron shielding performance is enhanced by arranging the bottom surface portion 21 or the side surface portion 22 at a position closer to the basket 5 than the trunk body 1.
  • the lid surface portion 23 is attached to the circular plate 10a on the bottom side of the lid 10 (see FIG. 1). And the cover surface part 23 is comprised so that the opening part of the side part 22 may be plugged up in the installation state of the cover 10. Thereby, the neutron shielding performance in the lid
  • the configuration in which the lid surface portion 23 is attached to the bottom side of the lid 10 is preferable in terms of easy handling and installation of the lid surface portion 23.
  • the present invention is not limited thereto, and after the fuel assembly is stored in the basket 5, the lid surface portion 23 may be installed on the upper surface of the basket 5, and then the lid 10 may be attached to the trunk body 1 (not shown). .
  • the radioactive substance storage container 100 in a present Example employ
  • the subcritical performance reinforcing members 20 only some of the subcritical performance reinforcing members (for example, the lid surface portion 23) are pasted, and other subcritical performance reinforcing members (for example, the bottom surface portion 21 and the side surface portion 22) are pasted. You may employ
  • FIG. 5 and 6 are cross-sectional views showing modifications of the subcritical performance reinforcing member of the radioactive substance storage container shown in FIG.
  • the subcritical performance reinforcing member 20 has a buffer portion 24.
  • the buffer part 24 is comprised from the plate-shaped member (refer FIG. 5) which has a bellows cross-sectional shape, and the some pipe member (refer FIG. 6) which can be crushed.
  • the buffer portion 24 is interposed between the trunk body 1 and the basket 5 to absorb the impact. Thereby, the safety
  • the bottom surface portion 21, the side surface portion 22, the lid surface portion 23, and the buffer portion 24 of the subcritical performance reinforcing member 20 are composed of separate members, and these are laminated to constitute the subcritical performance reinforcing member 20.
  • the buffer part 24 is comprised, for example from the steel material. Therefore, the neutron shielding material is used only for the bottom surface portion 21, the side surface portion 22, and the lid surface portion 23. Thereby, the manufacturing cost of the subcritical performance reinforcing member 20 is reduced.
  • the buffer portion 24 and the other portions 21 to 23 including the neutron shielding material are made of separate members, even if the buffer portion 24 is crushed by an impact, the other portions 21 to 23 including the neutron shielding material are damaged. It can remain without. Thereby, the neutron shielding performance which is the main purpose of the subcritical performance reinforcing member 20 is appropriately ensured.
  • the total thickness of the subcritical performance reinforcing member 20 including the buffer portion 24 is set in a range that fits in the gap between the trunk body 1 and the basket 5.
  • the radioactive substance storage container 100 includes the neutron shielding material and includes the subcritical performance reinforcing member 20 disposed between the inner peripheral surface of the trunk body 1 and the outer peripheral surface of the basket 5 (see FIG. 1 and FIG. 2).
  • the subcritical performance reinforcing member 20 is disposed so as to surround the outer periphery of the basket 5, neutrons emitted from the fuel assembly are shielded not only by the basket 5 but also by the subcritical performance reinforcing member 20.
  • security of a container improves further.
  • neutrons can be shielded in all directions, and the subcritical safety of the container is further improved.
  • the subcritical performance reinforcing member 20 is disposed between the trunk body 1 and the basket 5, the neutron shielding performance is excellent as compared with the configuration in which the subcritical performance reinforcing member is disposed on the outer periphery of the trunk body 1.
  • the diameter of the subcritical performance reinforcing member 20 can be reduced, there is an advantage that the amount of neutron shielding material used and the weight of the container can be reduced.
  • the subcritical performance reinforcing member 20 is interposed between the trunk body 1 and the basket 5, the decay heat of the fuel assembly can be transferred from the basket 5 to the trunk body 1 via the subcritical performance reinforcing member 20. . Thereby, there exists an advantage which can dissipate the decay
  • the subcritical performance reinforcing member 20 is disposed by being attached to the inner peripheral surface of the trunk body 1. In such a configuration, there is an advantage that the subcritical performance reinforcing member 20 can be accurately installed along the inner peripheral surface of the trunk body 1.
  • the subcritical performance reinforcing member 20 is disposed on the outer peripheral surface of the basket 5 and disposed. With such a configuration, there is an advantage that the subcritical performance reinforcing member 20 can be accurately installed along the outer peripheral surface of the basket 5.
  • the subcritical performance reinforcing member 20 has a buffer structure (buffer part 24) (see FIGS. 5 and 6).
  • buffer part 24 buffer part 24
  • FIGS. 5 and 6 it is preferable that the subcritical performance reinforcing member 20 has a buffer structure (buffer part 24) (see FIGS. 5 and 6).
  • the radioactive substance storage container according to the present invention is useful in that it can further improve the subcritical safety of the container in addition to the neutron shielding performance of the basket.

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Environmental & Geological Engineering (AREA)
  • Butt Welding And Welding Of Specific Article (AREA)
  • Measurement Of Radiation (AREA)
  • Filling Or Discharging Of Gas Storage Vessels (AREA)

Abstract

　この放射性物質格納容器１００は、密封構造を有する胴本体１および蓋１０と、胴本体１に収容されて燃料集合体を保持するバスケット５とを備えている。また、バスケット５が中性子遮蔽材を含んで構成されている。また、放射性物質格納容器１００は、中性子遮蔽材を含むと共に胴本体１の内周面とバスケット５の外周面との間に未臨界性能補強部材２０を備えている。

Description

放射性物質格納容器
　この発明は、放射性物質格納容器に関し、さらに詳しくは、バスケットの中性子遮蔽性能に加え、容器の未臨界安全性をさらに向上できる放射性物質格納容器に関する。
　近年では、原子力発電に用いられたＰＷＲ（Pressurized　Water　Reactor）用またはＢＷＲ（Boiling　Water　Reactor）用の燃料集合体を回収して放射性物質格納容器に収容し、貯蔵施設に輸送して一定期間貯蔵した後にリサイクルする方法（プルサーマル）が提案されている。かかる放射性物質格納容器では、高燃焼度の使用済燃料、既存燃料以上にウランを濃縮した燃料、またはＭＯＸ燃料（Mixed　Oxide　Fuel）などの燃料を放射性物質格納容器に収納するにおいて、その未臨界安全性をさらに向上することが望まれている。
　かかる課題において、従来の放射性物質格納容器は、密封構造を有する胴本体および蓋と、胴本体に収容されて燃料集合体を保持するバスケットとを備えている。そして、バスケットが中性子遮蔽性能を有することにより、容器の未臨界安全性が高められている。かかる構成を採用する従来の放射性物質格納容器として、特許文献１に記載される技術が知られている。
特許第４２４１８６９号公報
　この発明は、上記に鑑みてなされたものであって、バスケットの中性子遮蔽性能に加え、容器の未臨界安全性をさらに向上できる放射性物質格納容器を提供することを目的とする。
　上記目的を達成するため、この発明にかかる放射性物質格納容器は、密封構造を有する胴本体および蓋と、胴本体に収容されて燃料集合体を保持するバスケットとを備える放射性物質格納容器であって、中性子遮蔽材を含むと共に、前記胴本体の内周面と前記バスケットの外周面との間、前記胴本体の底面と前記バスケットの底面との間、および、前記蓋の底面と前記バスケットの上面との間の少なくとも1箇所に配置される未臨界性能補強部材を備えることを特徴とする。
　この放射性物質格納容器は、未臨界性能補強部材がバスケットの外周を囲んで配置されるので、燃料集合体から放射された中性子がバスケットのみならず未臨界性能補強部材によっても遮蔽される。これにより、容器の未臨界安全性がさらに向上する利点がある。また、放射性物質格納容器の底部や蓋部内面側に同様に未臨界性能補強部材を配置することにより、あらゆる方向において中性子を遮蔽することができ、容器の未臨界安全性がさらに向上する利点がある。
　また、この発明にかかる放射性物質格納容器は、前記未臨界性能補強部材が、前記胴本体の底面と前記バスケットの底面との間、および、前記蓋の底面と前記バスケットの上面との間に配置される。
　また、この発明にかかる放射性物質格納容器は、前記未臨界性能補強部材が、前記胴本体の内周面と前記バスケットの外周面との間、前記胴本体の底面と前記バスケットの底面との間、および、前記蓋の底面と前記バスケットの上面との間に配置される。
　また、この発明にかかる放射性物質格納容器は、前記未臨界性能補強部材が緩衝構造を有する。
　放射性物質格納容器では、輸送中の落下事故などの衝撃が加えられた場合において、内部に衝撃が加わったときに、緩衝部が胴本体とバスケットとの間、バスケットと本体胴底部と間、またはバスケットと本体胴蓋内面部との間に介在して衝撃を吸収する。これにより、衝撃に対する安全性が向上する利点がある。
　この発明にかかる放射性物質格納容器は、未臨界性能補強部材がバスケットの外周を囲むように配置されるので、燃料集合体から放射された中性子がバスケットのみならず未臨界性能補強部材によっても遮蔽される。これにより、容器の未臨界安全性がさらに向上する利点がある。また、放射性物質格納容器の底部や蓋部内面側に同様に未臨界性能補強部材を配置することにより、あらゆる方向において中性子を遮蔽することができ、容器の未臨界安全性がさらに向上する利点がある。
図１は、この発明の実施の形態にかかる放射性物質格納容器を示す軸方向断面図である。 図２は、図１に記載した放射性物質格納容器を示す径方向断面図である。 図３は、図１に記載した放射性物質格納容器のバスケットを示す平面図である。 図４は、図１に記載した放射性物質格納容器のバスケットを示す組立斜視図である。 図５は、図１に記載した放射性物質格納容器の未臨界性能補強部材の変形例を示す断面図である。 図６は、図１に記載した放射性物質格納容器の未臨界性能補強部材の変形例を示す断面図である。 図７は、図１に記載した放射性物質格納容器の変形例を示す軸方向断面図である。
　以下、この発明につき図面を参照しつつ詳細に説明する。なお、この実施の形態によりこの発明が限定されるものではない。また、この実施の形態の構成要素には、発明の同一性を維持しつつ置換可能かつ置換自明なものが含まれる。また、この実施の形態に記載された複数の変形例は、当業者自明の範囲内にて任意に組み合わせが可能である。
［放射能物質格納容器］
　図１は、この発明の実施の形態にかかる放射性物質格納容器を示す軸方向断面図である。図２は、図１に記載した放射性物質格納容器を示す径方向断面図である。図３および図４は、図１に記載した放射性物質格納容器のバスケットを示す平面図（図３）および組立斜視図（図４）である。
　この放射性物質格納容器１００は、燃料集合体を格納する容器（いわゆるキャスク）である。近年では、原子力発電に用いられたＰＷＲ（Pressurized　Water　Reactor）用またはＢＷＲ（Boiling　Water　Reactor）用の燃料集合体を回収して放射性物質格納容器１００に収容し、貯蔵施設に輸送して一定期間貯蔵した後にリサイクルする方法（プルサーマル）が提案され実施されている。
　放射性物質格納容器１００は、胴本体１と、中性子遮蔽体２と、外筒３と、バスケット５と、蓋１０とを備える（図１参照）。
　胴本体１は、ステンレス鋼、炭素鋼または合金鋼などの材料からなる有底一体構造を有する。ここでは主に胴本体1が二重化された構造について説明する。主として密封性能を有する内容器８と、主としてγ線遮蔽性能を有する外容器９とから成る。内容器８は、ステンレス鋼、炭素鋼または合金鋼などの材料からなる有底一体構造を有する。この有底一体構造により、内容器８の密封性能が向上する。また、内容器８は、蓋１０を取り付けるためのフランジ１１を開口側端面に有する。外容器９は、ステンレス鋼、炭素鋼または合金鋼などの材料からなる容器であり、内容器８よりも厚肉な筒体１２および底板１３を突き合わせ溶接により一体化して成る構造を有する。この突き合わせ溶接により、外容器９の密封性能および機械的強度が向上する。これらの内容器８および外容器９は、内容器８が外容器９に挿入されて焼き嵌め、冷し嵌め、または嵌め合いにより構成される。
　中性子遮蔽体２は、中性子を遮蔽する筒状体であり、胴本体１の外周を囲んで配置される。例えば、この実施の形態では、胴本体１と外筒３との間に、複数の伝熱フィン１７により区画された空間が形成されている（図２参照）。そして、これらの空間に、中性子遮蔽体２が充填成形されている。また、中性子遮蔽体２が所定量の水素を含有し、ボロンまたはボロン化合物を添加したレジンから構成され、また、伝熱フィン１７が熱伝導性の高い材料（例えば、銅やアルミニウム）から構成されている。
　外筒３は、薄肉の筒状体であり、中性子遮蔽体２の外周を囲んで配置される。
　バスケット５は、燃料集合体を保持するための枠状体であり、胴本体１の内容器８に挿入されて固定される（図１および図２参照）。このバスケット５は、アルミニウム材もしくはアルミニウム合金にボロンもしくはボロン化合物を添加した材料から構成される。例えば、この実施の形態では、バスケット５が多数の板材６を相互に噛み合わせつつ格子状に組み上げて成る構造を有し、全体として胴本体１（内容器８）の内径に沿ったハニカム状の略円柱形状を有している（図３および図４参照）。また、バスケット５が、これらの板材６により区画されて成る長尺かつ複数のセル７を有し、これらのセル７に燃料集合体を挿入して保持できるようになっている。そして、このバスケット５が胴本体１の内容器８に収容されてスポット溶接により固定されている。また、バスケット５の外周部の隙間（組み上げられた板材６の外周に生ずる隙間。セル７以外の隙間。）にスペーサ１６が挿入されている。かかるバスケット５は、板材６が相互に噛み合う構造なので、熱伝達が効率的に行われる。また、スペーサ１６を介しても胴本体１への熱伝達が行われるので、熱伝達がより効率的に行われる。これにより、燃焼集合体がバスケット５に収納されたときに、燃料集合体の崩壊熱がバスケット５から胴本体１に効率的に伝熱できる。また、輸送中の落下事故により内部に衝撃が加わったとしても、板材６が相互に噛み合う構造なので、荷重に対する耐久性能が高い。さらに、スペーサ１６によりバスケット５の構造強度が高められる。
　蓋１０は、２枚の円形板材１０ａ、１０ｂを溶接して成る二重構造を有し、内側の円形板材１０ａが小径を有することにより、インロー構造を有する。この蓋１０は、内側の円形板材１０ａを胴本体１の内容器８の開口部に嵌め込んで内容器８のフランジ１１にボルト締めされて固定される。この蓋１０により、胴本体１の内部が密封される。また、円形板材１０ａ、１０ｂの少なくとも一方には、中性子遮蔽材（例えば、所定量の水素を含有したレジン。図示省略。）が充填封入されて、中性子遮蔽性能が付与される。なお、この実施の形態では、蓋１０が二重構造を有するが（図１参照）、これに限らず、蓋１０が単層構造を、または三重蓋構造を有しても良い（図示省略）。
　この放射性物質格納容器１００では、回収された燃料集合体がバスケット５の各セル７内に挿入されて収納され、その後に蓋１０が胴本体１に嵌め合わされて胴本体１が密封される。かかる構成では、バスケット５の外周が密封性能およびγ線遮蔽性能を有する胴本体１により密封および遮蔽され、また、この胴本体１の外周がレジン層からなる中性子遮蔽体２により囲まれる。これにより、放射性物質格納容器１００の密封性能および中性子遮蔽性能が高度に確保される。また、胴本体１の外周と外筒３とが複数の伝熱フィン１７を介して連結される。したがって、燃料集合体の崩壊熱がバスケット５の板材６およびスペーサ１６を介して胴本体１に熱伝達し、この胴本体１から伝熱フィン１７を介して外筒３に熱伝達して、外部に放出される。これにより、燃料集合体の崩壊熱を放熱できる構造が確保される。
［未臨界性能補強部材］
　この放射性物質格納容器１００は、その未臨界安全性をさらに向上させるために、未臨界性能補強部材２０を備える（図１および図２参照）。この未臨界性能補強部材２０は、中性子遮蔽材を含んで構成され、胴本体１の内周面とバスケット５の外周面との間、胴本体１の底面とバスケット５の底面との間、蓋１０の底面とバスケット５の上面との間の少なくとも1箇所に配置される。
　例えば、この実施の形態では、未臨界性能補強部材２０が、鋼材、アルミニウム材もしくはアルミニウム合金に、ボロンもしくはボロン化合物を添加した材料、またはボロンもしくはボロン化合物が鋼材、アルミニウム材もしくはアルミニウム合金により挿まれ積層構造となった材料から構成されている。なお、ボロン添加は、アルミニウム母材と共に溶融しても良いし、アルミニウム粉末にボロン粉末を混合し、ミキサーによる混合またはメカニカルアロイングによる機械的合金化を施すようにしても良い。また、未臨界性能補強部材２０が１～５［ｍｍ］の厚みを有しており、望ましくは２～４［ｍｍ］の厚みを有する。なお、放射性物質格納容器１００の組立状態では、胴本体１の内周面とバスケット５の外周面との隙間が５［ｍｍ］～１０［ｍｍ］であり、蓋１０の内側面とバスケット５の上面との隙間が約５０［ｍｍ］に設定されている。なお、これら未臨界性能補強部材の厚み、胴本体１の内周面とバスケット５の外周面との隙間、及び蓋１０の内側面とバスケット５の上面との隙間は放射性物質格納容器の設計に依るものであり、これに限定されない。
　また、未臨界性能補強部材２０が、底面部２１と、側面部２２と、蓋面部２３とを有している。底面部２１は、胴本体１の内底面とバスケット５の底面との間に位置する部分であり、胴本体１（内容器８）の内底面に沿った円盤形状を有している。側面部２２は、胴本体１の内周面とバスケット５の外周面との間に位置する部分であり、胴本体１の内周面に沿った円筒形状を有している。蓋面部２３は、蓋１０の底面とバスケット５の上面との間に位置する部分であり、蓋１０の底面に沿った円盤形状を有している。そして、これらの底面部２１、側面部２２および蓋面部２３がバスケット５全体を囲んで略密封するように、構成されている。これにより、中性子遮蔽性能が高められている。なお、本実施例では未臨界性能補強材２０の形状を円盤状としたが、放射性物質格納容器１００の形状に合わせ、好適な形状を選択できる。
　また、底面部２１と側面部２２とが一体成形された有底容器形状を有している（図１参照）。かかる構成は、底面部２１と側面部２２とが継ぎ目を有さないので、これらを溶接して継ぎ合わせた構成と比較して、密封性能が向上すると共に熱影響による溶接硬化部の発生や溶接割れなどの発生が生じ難い点で、好ましい。しかし、これに限らず、底面部２１と側面部２２とが分離した構造を有しても良いし、側面部２２が径方向に分割された複数のセグメントから構成されても良い（図示省略）。かかる構成は、底面部２１および側面部２２の加工性が向上する点で、好ましい。
　さらに変形例として、底面部２１と蓋面部２３のみで構成される未臨界性能補強部材２０が挙げられる（図７参照）。この未臨界性能補強部材２０を有する放射性物質格納容器１００では、輸送中の落下事故などの衝撃が放射性物質格納容器１００の蓋側、あるいは底側に加えられた場合において、もし内部に収納した燃料集合体に衝撃が加わった場合であっても臨界を防ぐことができる点で好ましい。
　また、放射性物質格納容器１００の組立工程では、まず、底面部２１および側面部２２が胴本体１（内容器８）の内周面に貼り付けられ、その後に、バスケット５が胴本体１に搬入されて設置されている（図示省略）。かかる構成では、底面部２１および側面部２２を胴本体１の内周面に沿って精度良く（特に、底面部２１と側面部２２とが分割構造を有する場合には、これらを隙間無く）設置できる点で好ましい。しかし、これに限らず、まず、底面部２１あるいは側面部２２がバスケット５の底面あるいは外周面に貼り付けられ、その後に、底面部２１あるいは側面部２２とバスケット５との組立体が胴本体１に搬入されて設置されても良い（図示省略）。かかる構成では、底面部２１あるいは側面部２２をバスケット５に対して精度良く（特に、底面部２１と側面部２２とが分割構造を有する場合には、これらを隙間無く）設置できる点で好ましい。いずれの構成においても、底面部２１あるいは側面部２２がバスケット５に対して胴本体１よりも近い位置に配置されることより、中性子遮蔽性能が高められている。
　また、蓋面部２３が、蓋１０の底側の円形板材１０ａに貼り付けられて設置されている（図１参照）。そして、蓋１０の設置状態にて、蓋面部２３が側面部２２の開口部を塞ぐように構成されている。これにより、蓋１０側における中性子遮蔽性能が高められている。このように、蓋面部２３を蓋１０の底側に貼り付ける構成では、蓋面部２３のハンドリングおよび設置が容易な点で好ましい。しかし、これに限らず、燃料集合体がバスケット５に収納された後に、バスケット５の上面に蓋面部２３が設置され、その後に、蓋１０が胴本体１に取り付けられても良い（図示省略）。なお、本実施例における放射性物質格納容器１００は未臨界性能補強部材２０を胴本体１、蓋１０、バスケット５に貼り付ける構造を採用しているが、必ずしも貼り付ける必要はなく、胴本体１と蓋１０によって形成される空間とバスケットとのスペースに未臨界性能補強部材２０を設置する構造を採用しても良い。また未臨界性能補強部材２０のうち、一部の未臨界性能補強部材(例えば、蓋面部２３)のみを貼り付け、その他の未臨界性能補強部材（例えば、底面部２１と側面部２２）は貼り付けず、ただ設置するのみといった構造を採用してもよい。
［未臨界性能補強部材の緩衝構造］
　図５および図６は、図１に記載した放射性物質格納容器の未臨界性能補強部材の変形例を示す断面図である。
　この変形例にかかる未臨界性能補強部材２０は、緩衝部２４を有している。緩衝部２４は、蛇腹断面形状を有する板状部材（図５参照）や圧壊可能な複数のパイプ部材（図６参照）から構成される。かかる構成では、輸送中の落下事故により内部に衝撃が加わったときに、緩衝部２４が胴本体１とバスケット５との間に介在して衝撃を吸収する。これにより、衝撃に対する安全性が向上する。
　例えば、この変形例では、未臨界性能補強部材２０の底面部２１、側面部２２および蓋面部２３と、緩衝部２４とが別部材から成り、これらが積層されて未臨界性能補強部材２０が構成されている（図５および図６参照）。また、緩衝部２４が、例えば、スチール材から構成されている。したがって、中性子遮蔽材が底面部２１、側面部２２および蓋面部２３にのみ使用されている。これにより、未臨界性能補強部材２０の製造コストが低減されている。また、緩衝部２４と中性子遮蔽材を含む他の部分２１～２３に対して別部材から成るので、衝撃により緩衝部２４が圧壊しても、中性子遮蔽材を含む他の部分２１～２３が破損することなく残存できる。これにより、未臨界性能補強部材２０の主たる目的である中性子遮蔽性能が適正に確保される。なお、緩衝部２４を含む未臨界性能補強部材２０の総厚さは、胴本体１とバスケット５との隙間に収まる範囲に設定されている。
［効果］
　以上説明したように、この放射性物質格納容器１００は、中性子遮蔽材を含むと共に胴本体１の内周面とバスケット５の外周面との間に配置される未臨界性能補強部材２０を備える（図１および図２参照）。かかる構成では、未臨界性能補強部材２０がバスケット５の外周を囲んで配置されるので、燃料集合体から放射された中性子がバスケット５のみならず未臨界性能補強部材２０によっても遮蔽される。これにより、容器の未臨界安全性がさらに向上する利点がある。また、放射性物質格納容器１００の底部や蓋部内面側に同様に未臨界性能補強部材２０を配置することにより、あらゆる方向において中性子を遮蔽することができ、容器の未臨界安全性がさらに向上する利点がある。
　また、未臨界性能補強部材２０が胴本体１とバスケット５との間に配置されるので、未臨界性能補強部材が胴本体１の外周に配置される構成と比較して、中性子遮蔽性能が優れるという利点があり、また、未臨界性能補強部材２０の径を小さくできるので、中性子遮蔽材の使用量および容器の重量を低減できる利点がある。また、未臨界性能補強部材２０が胴本体１とバスケット５との間に介在することにより、燃料集合体の崩壊熱がバスケット５から未臨界性能補強部材２０を介して胴本体１に熱伝達できる。これにより、燃料集合体の崩壊熱を効率的に放熱できる利点がある。
　また、この放射性物質格納容器１００では、未臨界性能補強部材２０が胴本体１の内周面に貼り付けられて配置されることが好ましい。かかる構成では、未臨界性能補強部材２０を胴本体１の内周面に沿って精度良く設置できる利点がある。
　また、この放射性物質格納容器１００では、未臨界性能補強部材２０がバスケット５の外周面に貼り付けられて配置されることが好ましい。かかる構成では、未臨界性能補強部材２０をバスケット５の外周面に沿って精度良く設置できる利点がある。
　また、放射性物質格納容器１００では、未臨界性能補強部材２０が緩衝構造（緩衝部２４）を有することが好ましい（図５および図６参照）。かかる構成では、輸送中の落下事故により内部に衝撃が加わったときに、緩衝部２４が胴本体１とバスケット５との間に介在して衝撃を吸収する。これにより、衝撃に対する安全性が向上する利点がある。
　以上のように、この発明にかかる放射性物質格納容器は、バスケットの中性子遮蔽性能に加え、容器の未臨界安全性をさらに向上できる点で有用である。
１　　　　　胴本体
２　　　　　中性子遮蔽体
３　　　　　外筒
５　　　　　バスケット
６　　　　　板材
７　　　　　セル
８　　　　　内容器
９　　　　　外容器
１０　　　蓋
１０ａ、１０ｂ　　　　　　　円形板材
１１　　　フランジ
１２　　　筒体
１３　　　底板
１６　　　スペーサ
１７　　　伝熱フィン
２０　　　未臨界性能補強部材
２１　　　底面部
２２　　　側面部
２３　　　蓋面部
２４　　　緩衝部
１００　放射性物質格納容器

Claims (4)

  1. 　密封構造を有する胴本体および蓋と、胴本体に収容されて燃料集合体を保持するバスケットとを備える放射性物質格納容器であって、
    　中性子遮蔽材を含むと共に、前記胴本体の内周面と前記バスケットの外周面との間、前記胴本体の底面と前記バスケットの底面との間、および、前記蓋の底面と前記バスケットの上面との間の少なくとも１箇所に配置される未臨界性能補強部材を備えることを特徴とする放射性物質格納容器。
  2. 　前記未臨界性能補強部材が、前記胴本体の底面と前記バスケットの底面との間、および、前記蓋の底面と前記バスケットの上面との間に配置される請求項１に記載の放射性物質格納容器。
  3. 　前記未臨界性能補強部材が、前記胴本体の内周面と前記バスケットの外周面との間、前記胴本体の底面と前記バスケットの底面との間、および、前記蓋の底面と前記バスケットの上面との間に配置される請求項１に記載の放射性物質格納容器。
  4. 　前記未臨界性能補強部材が緩衝構造を有する請求項１～３のいずれか一つに記載の放射性物質格納容器。
    　
PCT/JP2011/059722 2010-05-25 2011-04-20 放射性物質格納容器 WO2011148742A1 (ja)

Priority Applications (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
EP11786442.1A EP2579263A4 (en) 2010-05-25 2011-04-20 STORAGE CONTAINER FOR RADIOACTIVE SUBSTANCES
US13/634,474 US8822964B2 (en) 2010-05-25 2011-04-20 Radioactive substance storage container

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP2010119905A JP2011247701A (ja) 2010-05-25 2010-05-25 放射性物質格納容器
JP2010-119905 2010-05-25

Publications (1)

Publication Number Publication Date
WO2011148742A1 true WO2011148742A1 (ja) 2011-12-01

Family

ID=45003734

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
PCT/JP2011/059722 WO2011148742A1 (ja) 2010-05-25 2011-04-20 放射性物質格納容器

Country Status (4)

Country Link
US (1) US8822964B2 (ja)
EP (1) EP2579263A4 (ja)
JP (1) JP2011247701A (ja)
WO (1) WO2011148742A1 (ja)

Families Citing this family (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US9233776B2 (en) 2012-06-07 2016-01-12 Bayer Healthcare Llc Molecular imaging vial transport container and fluid injection system interface
US9757306B2 (en) 2013-03-13 2017-09-12 Bayer Healthcare Llc Vial container with collar cap
US9327886B2 (en) * 2013-03-13 2016-05-03 Bayer Healthcare Llc Vial container with collar cap
KR20190088214A (ko) * 2018-01-18 2019-07-26 에스케이하이닉스 주식회사 반도체 소자의 항공운송을 위한 중성자 차폐용 포장체
ES2951707A1 (es) * 2022-03-15 2023-10-24 Ingecid Investig Y Desarrollo De Proyectos S L Contenedor para residuos radioactivos

Citations (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS5390597A (en) * 1977-01-19 1978-08-09 Toshiba Corp Transporting container of used fuel
JPS5559394A (en) * 1978-10-17 1980-05-02 Transnuklear Gmbh Shielding vessel having neutron shielding body for transporting and or storing spent fuel assembly
JPS57179699A (en) * 1981-04-06 1982-11-05 British Nuclear Fuels Ltd Cask for transporting and storing nuclear fuel
JPS59132396A (ja) * 1983-01-18 1984-07-30 株式会社神戸製鋼所 放射性物質の収納容器の製造方法
JPS6426194A (en) * 1987-04-20 1989-01-27 Nuclear Ashiyuaransu Corp Basket and cask for transporting nuclear fuel used
JPH08194092A (ja) * 1995-01-18 1996-07-30 Toshiba Eng Co Ltd 使用済燃料キャスク
JP2000275391A (ja) * 1999-03-24 2000-10-06 Hitachi Ltd 使用済燃料貯蔵キャスク
JP2006505780A (ja) * 2002-11-06 2006-02-16 コジェマ ロジスティックス 核燃料集合体のような未照射の放射性物質の貯蔵／運搬用容器
JP4241869B2 (ja) 2007-12-14 2009-03-18 三菱重工業株式会社 放射性物質格納容器

Family Cites Families (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP0116412A1 (en) 1983-01-18 1984-08-22 Kabushiki Kaisha Kobe Seiko Sho A casing for radioactive materials and a method of manufacture of the same
US4718552A (en) * 1986-12-11 1988-01-12 Fluoroware, Inc. Disk shipper and transfer tray
US4880088A (en) * 1988-11-07 1989-11-14 Conoco Inc. Collision protecting system for TLP structures
FR2786309B1 (fr) * 1998-11-23 2001-01-26 Transp S De L Ind Nucleaire Tr Dispositif amortisseur de chocs pour conteneurs de matieres radioactives
JP2001116885A (ja) * 1999-10-18 2001-04-27 Mitsubishi Heavy Ind Ltd レジン充填装置およびレジン充填方法
FR2804941B1 (fr) * 2000-02-15 2002-05-03 Commissariat Energie Atomique Structure de paroi amortisseuse de choc a hauteur energie et conteneur utilisant une telle structure

Patent Citations (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS5390597A (en) * 1977-01-19 1978-08-09 Toshiba Corp Transporting container of used fuel
JPS5559394A (en) * 1978-10-17 1980-05-02 Transnuklear Gmbh Shielding vessel having neutron shielding body for transporting and or storing spent fuel assembly
JPS57179699A (en) * 1981-04-06 1982-11-05 British Nuclear Fuels Ltd Cask for transporting and storing nuclear fuel
JPS59132396A (ja) * 1983-01-18 1984-07-30 株式会社神戸製鋼所 放射性物質の収納容器の製造方法
JPS6426194A (en) * 1987-04-20 1989-01-27 Nuclear Ashiyuaransu Corp Basket and cask for transporting nuclear fuel used
JPH08194092A (ja) * 1995-01-18 1996-07-30 Toshiba Eng Co Ltd 使用済燃料キャスク
JP2000275391A (ja) * 1999-03-24 2000-10-06 Hitachi Ltd 使用済燃料貯蔵キャスク
JP2006505780A (ja) * 2002-11-06 2006-02-16 コジェマ ロジスティックス 核燃料集合体のような未照射の放射性物質の貯蔵／運搬用容器
JP4241869B2 (ja) 2007-12-14 2009-03-18 三菱重工業株式会社 放射性物質格納容器

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
See also references of EP2579263A4 *

Also Published As

Publication number Publication date
EP2579263A4 (en) 2013-10-23
JP2011247701A (ja) 2011-12-08
US8822964B2 (en) 2014-09-02
US20130001446A1 (en) 2013-01-03
EP2579263A1 (en) 2013-04-10

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US20170110209A1 (en) Systems and Methods for Dry Storage And/Or Transport Of Consolidated Nuclear Spent Fuel Rods
WO2011148742A1 (ja) 放射性物質格納容器
JP2008076270A (ja) 放射性物質の輸送兼貯蔵容器
KR20190117759A (ko) 사용후핵연료의 저장 및 운반용 컨테이너
JP4625530B1 (ja) 燃料集合体収納容器
JP5808303B2 (ja) 放射性物質輸送貯蔵容器
JP2004156997A (ja) 使用済核燃料収納容器
JP4241869B2 (ja) 放射性物質格納容器
KR101535932B1 (ko) 방사성폐기물 운반 및 저장 용기
JP2001318187A (ja) キャスク
JP2007240173A (ja) 放射性物質の輸送・貯蔵容器
JP3502100B2 (ja) 非円形断面鍛造鋼ボディを備える核燃料集合体用容器
JP2003270382A (ja) 放射性物質格納容器および放射性物質の格納方法
Ko et al. Design Features of an OASIS-32D Metal Cask for both Transport and Storage of SNF
JP6216548B2 (ja) 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
JP2005214870A (ja) リサイクル燃料集合体収納容器
JP6143573B2 (ja) 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
JP6253881B2 (ja) 放射性物質収納用バスケット及び放射性物質収納容器
JP7357025B2 (ja) 保護装置、保護装置の設計方法、放射性物質収納容器
JP2011237293A (ja) 放射性物質収納方法
JP6165011B2 (ja) 放射性物質収納容器
JP2023059088A (ja) 使用済燃料輸送又は貯蔵キャスクのバスケット
JPS61195398A (ja) 使用済核燃料輸送容器
JP2005009960A (ja) 輸送・貯蔵方法及び輸送・貯蔵容器用構造体
Wells et al. A High Capacity Storage Cask

Legal Events

Date Code Title Description
121 Ep: the epo has been informed by wipo that ep was designated in this application

Ref document number: 11786442

Country of ref document: EP

Kind code of ref document: A1

WWE Wipo information: entry into national phase

Ref document number: 13634474

Country of ref document: US

WWE Wipo information: entry into national phase

Ref document number: 2011786442

Country of ref document: EP

NENP Non-entry into the national phase

Ref country code: DE