JPH0631795B2 - 使用済燃料貯蔵ラツク - Google Patents
使用済燃料貯蔵ラツクInfo
- Publication number
- JPH0631795B2 JPH0631795B2 JP60067186A JP6718685A JPH0631795B2 JP H0631795 B2 JPH0631795 B2 JP H0631795B2 JP 60067186 A JP60067186 A JP 60067186A JP 6718685 A JP6718685 A JP 6718685A JP H0631795 B2 JPH0631795 B2 JP H0631795B2
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- JP
- Japan
- Prior art keywords
- fuel
- spent fuel
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- spent
- Prior art date
- Legal status (The legal status 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 status listed.)
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-
- 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
- Sampling And Sample Adjustment (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】 〔発明の利用分野〕 本発明は、使用済燃料貯蔵ラツクに係り、特に貯蔵の高
密度化に好適な使用済燃料貯蔵ラツクの構造に関する。
密度化に好適な使用済燃料貯蔵ラツクの構造に関する。
原子炉から発生する使用済燃料の貯蔵は、原子炉建屋内
の燃料プール内で、使用済燃料貯蔵ラツクに入れて貯蔵
されている。しかし、現在の原子力発電事情は、核燃料
サイクル主工程である再処理施設建設の遅延から、原子
炉から発生する使用済燃料の貯蔵拡大および貯蔵の高密
度化が重要な問題となつている。
の燃料プール内で、使用済燃料貯蔵ラツクに入れて貯蔵
されている。しかし、現在の原子力発電事情は、核燃料
サイクル主工程である再処理施設建設の遅延から、原子
炉から発生する使用済燃料の貯蔵拡大および貯蔵の高密
度化が重要な問題となつている。
第２図および第３図に従来の使用済燃料貯蔵ラツクを示
す。
す。
従来の使用済燃料貯蔵ラツクは、貯蔵する燃料の未臨界
性を保つため一定の間隔４を置いて配列された複数のス
テンレス製角パイプ１により貯蔵セル３を形成してい
る。また角パイプ１は、使用済燃料貯蔵ラツクの上部か
ら下部に至るまでつながつており、貯蔵される燃料の軸
方向すべてをおおう様になつている。さらに、角パイプ
１は、シートプレート２に溶接により取りつけられてい
る。
性を保つため一定の間隔４を置いて配列された複数のス
テンレス製角パイプ１により貯蔵セル３を形成してい
る。また角パイプ１は、使用済燃料貯蔵ラツクの上部か
ら下部に至るまでつながつており、貯蔵される燃料の軸
方向すべてをおおう様になつている。さらに、角パイプ
１は、シートプレート２に溶接により取りつけられてい
る。
原子炉内の燃料プールに貯蔵される燃料は、使用済燃料
だけでなく、炉心燃料交換時の仮置きとして新燃料、お
よび万一、事故が発生した場合の燃焼途中の燃料も貯蔵
される。このことから、使用済燃料貯蔵ラツクの未臨界
性に対する設計は、新燃料、燃焼途中燃料の反応度を考
慮して貯蔵間隔４を決定しているため、使用済燃料を貯
蔵した場合は、貯蔵間隔４にむだがあり、貯蔵の高密度
化（貯蔵間隔４をより小さくし、同一スペースでより多
くの燃料を貯蔵すること）を妨げる原因の一つとなつて
いた。
だけでなく、炉心燃料交換時の仮置きとして新燃料、お
よび万一、事故が発生した場合の燃焼途中の燃料も貯蔵
される。このことから、使用済燃料貯蔵ラツクの未臨界
性に対する設計は、新燃料、燃焼途中燃料の反応度を考
慮して貯蔵間隔４を決定しているため、使用済燃料を貯
蔵した場合は、貯蔵間隔４にむだがあり、貯蔵の高密度
化（貯蔵間隔４をより小さくし、同一スペースでより多
くの燃料を貯蔵すること）を妨げる原因の一つとなつて
いた。
貯蔵間隔４を小さくする方法として、角パイプ１の中に
反応度制御材（ボロン等の中性子吸収材）を用いたラツ
クが考案されているが、反応度制御材をラツクの上部か
ら下部に至るまで用いており使用済燃料集合体が各パイ
プ内に存在した状態で冷却水を供給した場合、圧力損失
が増大する。
反応度制御材（ボロン等の中性子吸収材）を用いたラツ
クが考案されているが、反応度制御材をラツクの上部か
ら下部に至るまで用いており使用済燃料集合体が各パイ
プ内に存在した状態で冷却水を供給した場合、圧力損失
が増大する。
なお、従来技術を示した文献としては特開昭57-24892号
公報や特開昭56-77797号公報のものがある。
公報や特開昭56-77797号公報のものがある。
本発明の目的は、高密度貯蔵が可能で圧力損失の小さい
使用済燃料貯蔵ラックを提供することにある。
使用済燃料貯蔵ラックを提供することにある。
本発明の特徴は、ボロン含有金属材にて構成され内部に
使用済燃料集合体が挿入される互いに結合された複数の
角筒と、前記角筒の下方に位置し前記角筒内にそれぞれ
挿入された使用済燃料集合体の下端部を保持するベース
とを備え、 前記角筒は、前記ベースより上方においてこの角筒内に
挿入された前記使用済燃料集合体の上部だけを取り囲む
ように配置され、 最外周に位置する前記角筒が前記ベースに取り付けられ
た支持部材によって保持されていることにある。
使用済燃料集合体が挿入される互いに結合された複数の
角筒と、前記角筒の下方に位置し前記角筒内にそれぞれ
挿入された使用済燃料集合体の下端部を保持するベース
とを備え、 前記角筒は、前記ベースより上方においてこの角筒内に
挿入された前記使用済燃料集合体の上部だけを取り囲む
ように配置され、 最外周に位置する前記角筒が前記ベースに取り付けられ
た支持部材によって保持されていることにある。
従来、使用燃料を貯蔵する際には、燃料が貯蔵中に臨界
になるのを防ぐために、隣接する燃料集合体との間隔を
充分に広くとるとか、貯蔵用ラツクの構造部材中に天然
ボロン等の反応度制御部材（中性子吸収材）を入れるな
どの方法が行われている。
になるのを防ぐために、隣接する燃料集合体との間隔を
充分に広くとるとか、貯蔵用ラツクの構造部材中に天然
ボロン等の反応度制御部材（中性子吸収材）を入れるな
どの方法が行われている。
第４図に、典型的なＢＷＲの使用済燃料集合体の軸方向
（高さ方向）の中性子増倍率の分布５を示す。
（高さ方向）の中性子増倍率の分布５を示す。
ＢＷＲでは、原子炉炉心内に軸方向のボイド分布があ
り、一般的に、高ボイド率で燃えた燃料のほうがプルト
ニウムの生成・蓄積量が大きい性質があるため、炉心内
で十分に燃焼した燃料では、燃料上部のほうが、プルト
ニウム量が多くなり中性子増幅率は高くなる。
り、一般的に、高ボイド率で燃えた燃料のほうがプルト
ニウムの生成・蓄積量が大きい性質があるため、炉心内
で十分に燃焼した燃料では、燃料上部のほうが、プルト
ニウム量が多くなり中性子増幅率は高くなる。
このため、第４図の例のように、使用済燃料の軸方向中
央部の中性子増倍率は、上部の中性子増倍率より約２０
％程度小さくなる。
央部の中性子増倍率は、上部の中性子増倍率より約２０
％程度小さくなる。
したがつて、このような使用済燃料の中性子増倍率の軸
方向分布（高さ方向分布）に注目すると、燃料を未臨界
にするためには、特に燃料上部の中性子増倍率を低くす
ればよい。
方向分布（高さ方向分布）に注目すると、燃料を未臨界
にするためには、特に燃料上部の中性子増倍率を低くす
ればよい。
貯蔵燃料の中性子増倍率を低下させる方法として中性子
吸収材を使用済燃料ラツクに混入させる方法が良く用い
られているが、上記の使用済燃料の特性を考慮すると、
中性子増倍率の高い燃料上部約１／２の長さに相当する
使用済燃貯蔵ラツクの構造部材に中性子吸収材を混入す
れば、隣接する燃料集合体の貯蔵間隔を小さくすること
ができ、高密度かつ安価な使用済燃料貯蔵ラツクを提供
することができる。
吸収材を使用済燃料ラツクに混入させる方法が良く用い
られているが、上記の使用済燃料の特性を考慮すると、
中性子増倍率の高い燃料上部約１／２の長さに相当する
使用済燃貯蔵ラツクの構造部材に中性子吸収材を混入す
れば、隣接する燃料集合体の貯蔵間隔を小さくすること
ができ、高密度かつ安価な使用済燃料貯蔵ラツクを提供
することができる。
以下、本発明の一実施例を第３図から第１０図により説
明する。第１図は、使用済燃料の軸方向の中性子増倍率
の分布から（第４図）発明した使用済燃料貯蔵ラツクの
構造を示している。
明する。第１図は、使用済燃料の軸方向の中性子増倍率
の分布から（第４図）発明した使用済燃料貯蔵ラツクの
構造を示している。
第５図は、第１図のＶ−Ｖ線矢視図を示しており、ラツ
クの上部約１／２に相当する部分は、中性子吸収材７を
含有するステンレス製角パイプ８（第６図）同志を溶接
して構成され、貯蔵セルを形成している。また、ラツク
の下半分は外側のみのフレーム９構造となつており、シ
ートプレート１０に溶接されている。
クの上部約１／２に相当する部分は、中性子吸収材７を
含有するステンレス製角パイプ８（第６図）同志を溶接
して構成され、貯蔵セルを形成している。また、ラツク
の下半分は外側のみのフレーム９構造となつており、シ
ートプレート１０に溶接されている。
第７図に本ラツクのシートプレート１０の平面図を示
す。シートプレート１０には、貯蔵燃料料集合体１２の
下部を支持するための支持穴１１が設けられ、燃料を常
に垂直に保持し、かつ、隣接する燃料との間隔を一定に
保つ様になつている。
す。シートプレート１０には、貯蔵燃料料集合体１２の
下部を支持するための支持穴１１が設けられ、燃料を常
に垂直に保持し、かつ、隣接する燃料との間隔を一定に
保つ様になつている。
以下、本ラツクにおける燃料の未臨界性について述べ
る。第９図は、貯蔵燃料の中性子増倍率を計算するため
の解析モデルを示しており、隣接する燃料集合体１２
は、水１３、アルミニウム１４および天然ボロン入りア
ルミニウム１５の各層により囲まれている。
る。第９図は、貯蔵燃料の中性子増倍率を計算するため
の解析モデルを示しており、隣接する燃料集合体１２
は、水１３、アルミニウム１４および天然ボロン入りア
ルミニウム１５の各層により囲まれている。
本計算条件により解析した結果を第４図の点線６に示
す。貯蔵燃料の中性子増倍率は０．７〜０．８となり、
天然ボロンがない場合に比較して、２５〜３０％中性子
増倍率を低下させることができる。
す。貯蔵燃料の中性子増倍率は０．７〜０．８となり、
天然ボロンがない場合に比較して、２５〜３０％中性子
増倍率を低下させることができる。
このため、中性子増倍率の高い燃料上部約１／２の長さ
に相当する使用済燃料貯蔵ラツクの構造部材に天然ボロ
ン等の反応度制御部材を入れると、燃料上部の中性子増
倍率を燃料下部の中性子増倍率よりも低くすることがで
きる。
に相当する使用済燃料貯蔵ラツクの構造部材に天然ボロ
ン等の反応度制御部材を入れると、燃料上部の中性子増
倍率を燃料下部の中性子増倍率よりも低くすることがで
きる。
第５図は、アルミニウムの代わりにステンレス製の角パ
イプ８を用いているが、ステンレスの方が中性子吸収能
力、強度供高いことから、より信頼性は向上するので特
に問題はない。
イプ８を用いているが、ステンレスの方が中性子吸収能
力、強度供高いことから、より信頼性は向上するので特
に問題はない。
また、使用済燃料集合体下部についても、中性子増倍率
が１．０以下（第４図の曲線５）であるため、従来の様
に、隣接する貯蔵燃料集合体間にステンレス製の角パイ
プを設けなくても周囲の水のみで未臨界性は十分保たれ
る。このことから、ラツクの下部は、上部角パイプ８と
シートプレート１０を結合し、ラツクを形成するための
フレーム構造とすることができる。尚、このアレーム９
は、地震時のラツクに作用する荷重に対しても一分な強
度が保てる構成となつている。
が１．０以下（第４図の曲線５）であるため、従来の様
に、隣接する貯蔵燃料集合体間にステンレス製の角パイ
プを設けなくても周囲の水のみで未臨界性は十分保たれ
る。このことから、ラツクの下部は、上部角パイプ８と
シートプレート１０を結合し、ラツクを形成するための
フレーム構造とすることができる。尚、このアレーム９
は、地震時のラツクに作用する荷重に対しても一分な強
度が保てる構成となつている。
本ラツクの構造により、従来のステンレス製角パイプを
用いたラツクよりも、約１．２倍の貯蔵容量が確保で
き、貯蔵の高密度化が計れる。また、使用する角パイプ
物量が従来の１／２で済むこと、角パイプとシートプレ
ートとの溶接がなくなること、更に、従来の中性子吸収
材入りラツクに比べ、高価な中性子吸収材物量を１／２
に減らすことができる。
用いたラツクよりも、約１．２倍の貯蔵容量が確保で
き、貯蔵の高密度化が計れる。また、使用する角パイプ
物量が従来の１／２で済むこと、角パイプとシートプレ
ートとの溶接がなくなること、更に、従来の中性子吸収
材入りラツクに比べ、高価な中性子吸収材物量を１／２
に減らすことができる。
次に、本ラツクの構成により得られる、二次的な効果に
ついて述べる。
ついて述べる。
従来の使用済燃料貯蔵ラツクのシートプレート２は、角
パイプが燃料集合体１２の上部から下部に至るまでの長
さをおおつていたため、貯蔵燃料下部を支持するための
支持穴１１の他に、角パイプとシートプレートを溶接す
る際の角パイプ支持穴、および貯蔵燃料と角パイプの間
に冷却水を循環させるための冷却水流入穴など多数の穴
をあける必要があつた。ところが、本実施例のシートプ
レート１０には、第７図に示すように、貯蔵燃料下部を
支持するための支持穴１１のみで良く、大巾な製作価格
低減が可能となる。尚、第８図は、第７図に示した燃料
集合体支持穴１１の断面を示しており、燃料集合体１２
の下部を安定して支持するため、面取り部１１ａが設け
られている。
パイプが燃料集合体１２の上部から下部に至るまでの長
さをおおつていたため、貯蔵燃料下部を支持するための
支持穴１１の他に、角パイプとシートプレートを溶接す
る際の角パイプ支持穴、および貯蔵燃料と角パイプの間
に冷却水を循環させるための冷却水流入穴など多数の穴
をあける必要があつた。ところが、本実施例のシートプ
レート１０には、第７図に示すように、貯蔵燃料下部を
支持するための支持穴１１のみで良く、大巾な製作価格
低減が可能となる。尚、第８図は、第７図に示した燃料
集合体支持穴１１の断面を示しており、燃料集合体１２
の下部を安定して支持するため、面取り部１１ａが設け
られている。
貯蔵燃料の冷却については、本実施例によるラツクは、
燃料集合体の下部を裸のままで貯蔵できること、およ
び、角パイプ長さが、従来のラツクの半分程度であるた
め上部角パイプと貯蔵燃料集合体間を流れる冷却水１６
の圧力損失は、半分程度となることから、従来のラツク
に比べて冷却能力も向上する。
燃料集合体の下部を裸のままで貯蔵できること、およ
び、角パイプ長さが、従来のラツクの半分程度であるた
め上部角パイプと貯蔵燃料集合体間を流れる冷却水１６
の圧力損失は、半分程度となることから、従来のラツク
に比べて冷却能力も向上する。
また、シートプレート１０には、貯蔵燃料の重量に対す
る面外変形を防止するため補強リブ１７を設けている。
この補強リブ１７は、シートプレートの反対側に設けて
もよい。
る面外変形を防止するため補強リブ１７を設けている。
この補強リブ１７は、シートプレートの反対側に設けて
もよい。
次に本ラツクを燃料貯蔵設備として実用化する場合の実
施例を示す。
施例を示す。
第１０図は、本ラツクを原子力発電所内の燃料プールで
使用する場合のラツクエリアの配置例を示している。原
子炉建物内の燃料プールでは、使用済燃料だけでなく炉
心燃料交換時の新燃料の仮置きおよび万一事故が起きた
場合の燃焼途中燃料の仮置きとしても使用されるため、
本ラツクを用いた使用済燃料のみの貯蔵エリア１８と、
従来のラツクを用いた新燃料等の貯蔵エリア１９に区分
する必要がある。尚、貯蔵エリア１９のスペースは、前
述の理由により１００％炉心分の貯蔵が確保できればよ
い。
使用する場合のラツクエリアの配置例を示している。原
子炉建物内の燃料プールでは、使用済燃料だけでなく炉
心燃料交換時の新燃料の仮置きおよび万一事故が起きた
場合の燃焼途中燃料の仮置きとしても使用されるため、
本ラツクを用いた使用済燃料のみの貯蔵エリア１８と、
従来のラツクを用いた新燃料等の貯蔵エリア１９に区分
する必要がある。尚、貯蔵エリア１９のスペースは、前
述の理由により１００％炉心分の貯蔵が確保できればよ
い。
しかし、原子力発電所外の独立の燃料貯蔵設備において
は、使用済燃料しか貯蔵されないため、貯蔵エリアを区
分する必要はなく、本ラツクのみで対処可能であるた
め、より大きな効果が得られる。
は、使用済燃料しか貯蔵されないため、貯蔵エリアを区
分する必要はなく、本ラツクのみで対処可能であるた
め、より大きな効果が得られる。
また、本ラツク採用による貯蔵密度の増加に伴い、従来
と同一容量で比較した場合、プールの縮小化が可能とな
り、燃料貯蔵設備全体としての価格低減の効果もある。
と同一容量で比較した場合、プールの縮小化が可能とな
り、燃料貯蔵設備全体としての価格低減の効果もある。
さらに、今後、原子力発電所は、稼動率向上のための長
サイクル運転が計画されており、高燃焼度燃料の貯蔵方
法についての検討を要求されることが予想される。高燃
焼度燃料は、炉心の中で中性子照射を受ける期間が長い
ことから、使用済燃料の崩壊熱が多くなり、燃料貯蔵プ
ール内で効率良く冷却を行う必要がある。この点に関し
ても本実施例は、前述の構造から、特に問題はない。し
たがつて本実施例は、原子力用使用済燃料の貯蔵に関し
高密度かつ信頼性の高い貯蔵方法を提供することができ
る。
サイクル運転が計画されており、高燃焼度燃料の貯蔵方
法についての検討を要求されることが予想される。高燃
焼度燃料は、炉心の中で中性子照射を受ける期間が長い
ことから、使用済燃料の崩壊熱が多くなり、燃料貯蔵プ
ール内で効率良く冷却を行う必要がある。この点に関し
ても本実施例は、前述の構造から、特に問題はない。し
たがつて本実施例は、原子力用使用済燃料の貯蔵に関し
高密度かつ信頼性の高い貯蔵方法を提供することができ
る。
本発明によれば、ボロン含有金属材にて構成された角筒
が、この角筒内に挿入された使用済燃料集合体の中性子
増倍率の大きな上部を取り囲むように配置されているの
で、使用済燃料集合体を未臨界の状態に保持でき使用済
燃料集合体の貯蔵密度を高くできる。
が、この角筒内に挿入された使用済燃料集合体の中性子
増倍率の大きな上部を取り囲むように配置されているの
で、使用済燃料集合体を未臨界の状態に保持でき使用済
燃料集合体の貯蔵密度を高くできる。
更に、角筒が使用済燃料集合体の上部だけを取り囲んで
いるので、隣接する各角筒内に挿入された使用済燃料集
合体の下部が角筒の外に露出し冷却水は隣接する使用済
燃料集合体間を自由に流れることができる。このため、
各角筒内に挿入された使用済燃料集合体の下部の冷却効
率が向上する。角筒が使用済燃料集合体の上部だけを取
り囲んでいることは、角筒内の圧力損失の低減につなが
り、各角筒内に挿入された使用済燃料集合体の上部の冷
却効率も増加する。
いるので、隣接する各角筒内に挿入された使用済燃料集
合体の下部が角筒の外に露出し冷却水は隣接する使用済
燃料集合体間を自由に流れることができる。このため、
各角筒内に挿入された使用済燃料集合体の下部の冷却効
率が向上する。角筒が使用済燃料集合体の上部だけを取
り囲んでいることは、角筒内の圧力損失の低減につなが
り、各角筒内に挿入された使用済燃料集合体の上部の冷
却効率も増加する。
第１図は本発明の使用済燃料貯蔵ラツクの一実施例を示
す斜視図、第２図は従来の使用済燃料貯蔵ラツクを示す
正面図、第３図は従来の使用済燃料貯蔵ラツクを示す平
面図、第４図はＢＷＲの使用済燃料軸方向の中性子増倍
率分布を示す線図、第５図は、第１図のＶ−Ｖ線矢視
図、第６図は、第５図のＢ部詳細、第７図は第５図のVI
I−VII線矢視図、第８図は第７図のVIII−VIII線矢視
図、第９図は貯蔵燃料の未臨界性の解析モデルを示す
図、第１０図は、本発明によるラツクを原子炉建屋内で
用いる場合の燃料プール内配置図を示す図である。 １…ステンレス製角パイプ、２…従来ラツクのシートプ
レート、３…燃料集合体貯蔵セル、４…燃料集合体貯蔵
間隔、５…使用済燃料集合体の中性子増倍率分布、６…
中性子吸収材を用いた場合の使用済燃料集合体の中性子
増倍率分布、７…中性子吸収材、８…中性子吸収材入り
角パイプ、９…フレーム、１０…本発明におけるシート
プレート、１１…燃料集合体支持穴、１２…燃料集合
体、１３…水、１４…アルミニウム、１５…ボロン入り
アルミニウム、１６…冷却水、１７…補強リブ、１８…
使用済燃料貯蔵エリア、１９…新燃料仮置および１００
％炉心分エリア。
す斜視図、第２図は従来の使用済燃料貯蔵ラツクを示す
正面図、第３図は従来の使用済燃料貯蔵ラツクを示す平
面図、第４図はＢＷＲの使用済燃料軸方向の中性子増倍
率分布を示す線図、第５図は、第１図のＶ−Ｖ線矢視
図、第６図は、第５図のＢ部詳細、第７図は第５図のVI
I−VII線矢視図、第８図は第７図のVIII−VIII線矢視
図、第９図は貯蔵燃料の未臨界性の解析モデルを示す
図、第１０図は、本発明によるラツクを原子炉建屋内で
用いる場合の燃料プール内配置図を示す図である。 １…ステンレス製角パイプ、２…従来ラツクのシートプ
レート、３…燃料集合体貯蔵セル、４…燃料集合体貯蔵
間隔、５…使用済燃料集合体の中性子増倍率分布、６…
中性子吸収材を用いた場合の使用済燃料集合体の中性子
増倍率分布、７…中性子吸収材、８…中性子吸収材入り
角パイプ、９…フレーム、１０…本発明におけるシート
プレート、１１…燃料集合体支持穴、１２…燃料集合
体、１３…水、１４…アルミニウム、１５…ボロン入り
アルミニウム、１６…冷却水、１７…補強リブ、１８…
使用済燃料貯蔵エリア、１９…新燃料仮置および１００
％炉心分エリア。
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 松本 隆 茨城県日立市幸町３丁目１番１号 株式会 社日立製作所日立工場内 (72)発明者 持田 貴顕 茨城県日立市幸町３丁目１番１号 株式会 社日立製作所日立工場内 (72)発明者 高橋 寿晴 茨城県日立市幸町３丁目２番１号 日立エ ンジニアリング株式会社内 (56)参考文献 特開 昭61−114191（ＪＰ，Ａ)
Claims (1)
- 【請求項１】ボロン含有金属材にて構成され内部に使用
済燃料集合体が挿入される互いに結合された複数の角筒
と、前記角筒の下方に位置し前記角筒内にそれぞれ挿入
された使用済燃料集合体の下端部を保持するベースとを
備え、 前記角筒は、前記ベースより上方においてこの角筒内に
挿入された前記使用済燃料集合体の上部だけを取り囲む
ように配置され、 最外周に位置する前記角筒が前記ベースに取り付けられ
た支持部材によって保持されていることを特徴とする使
用済燃料貯蔵ラック。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60067186A JPH0631795B2 (ja) | 1985-03-29 | 1985-03-29 | 使用済燃料貯蔵ラツク |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60067186A JPH0631795B2 (ja) | 1985-03-29 | 1985-03-29 | 使用済燃料貯蔵ラツク |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS61225692A JPS61225692A (ja) | 1986-10-07 |
| JPH0631795B2 true JPH0631795B2 (ja) | 1994-04-27 |
Family
ID=13337611
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60067186A Expired - Lifetime JPH0631795B2 (ja) | 1985-03-29 | 1985-03-29 | 使用済燃料貯蔵ラツク |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0631795B2 (ja) |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| ES2205974B1 (es) * | 2001-05-24 | 2005-05-01 | Equipos Nucleares, S.A. | Bastidor segmentado de matriz celular entrelazada, para almacenar combustibles provenientes de reactores nucleares. |
Family Cites Families (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS61114191A (ja) * | 1984-11-09 | 1986-05-31 | 原子燃料工業株式会社 | 燃料保管ラツク |
-
1985
- 1985-03-29 JP JP60067186A patent/JPH0631795B2/ja not_active Expired - Lifetime
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS61225692A (ja) | 1986-10-07 |
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