JPS6047559B2 - 使用済み核燃料の包囲方法及び装置 - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 この発明は使用済み核燃料の貯蔵に関し、特に、かか
る貯蔵のためにコンクリートを使用するものてある。

大抵の原子炉は、金属被覆の中に入つたペレットの形
で燃料を使用する。

燃料の棒はダクト型構造に束ねるか、或は骨格構造を使
つて一体化され、組み立てた長さに沿つて格子を隔置す
る。原子炉からかかる燃料集合体を取り出した際、燃料
棒は固体又は気体の形の核分裂生成物を有するだけでな
く、再処理の後に別の原子炉で燃料として有効な核分裂
可能同位元素を有する。 原子炉から取り出した燃料集
合体は、熱の冷却と同時に放射線しや蔽の装置として機
能する、水を張つた使用済み燃料貯蔵プール内に入れる
のが典型的である。

しかし、これ等のプールは比較的に不足しており、また
、十分な再処理設備が不足しているために、現在必要と
されている長期間の貯蔵をこのプールで行なうことがで
きない。更に、水中貯蔵は意にかなう長期間の貯蔵信頼
性をもたらさないかも知れないし、そして地上での或は
地質的に安定な水中構迭内での長期貯蔵設備が現在考え
られている。しかし、提案された解決法は今日までのと
ころ公に受け入れられていない。従つて、使用済み核燃
料の完全貯蔵のための別の方式が望まれている。次の要
求を満たす貯蔵方式が好ましい方式であろう。即ち、使
用済み燃料中の放射性物質を入れておかねばならず、そ
して包囲燃料の浸出及び包囲体の浸食が長い貯蔵期間の
間に起きてはならない。燃料がそのコンテインメントの
健全性を危険にさらすかも知れない温度レベルに達しな
いように、包囲体は放射性崩壊による熱を適切に取り去
れるものでなければならない。更に、包囲体は、使用済
み燃料棒から放射されるガンマ放射線及び中性子放射線
から関連諸構造及び作業員を保護するために十分なしや
蔽を行ないうるのが有利である。また、所定量の放射性
崩壊があつた後、そして所望の同位体核種の再処理及び
回収が使用済み燃料に対して望まれる時に、かかる包囲
体が使用済み燃料を比較的容易に取り出させうる能力を
有することは有利である。或は、テロリスト及び転用工
作の可能性を減じるように燃料回収又は燃料への接近可
能性に関してかなりの困難度をもたらす貯蔵システムと
するのが望ましいかも知れない。そして、かかる貯蔵シ
ステムが実質的に必要とされるのは短期間であるから、
短期間内に利用できる信頼性のある包囲システムとする
のに手近の技術状態を利用するのが望ましい。従つてこ
の発明の目的は、先行技術の諸々の欠陥の解消を考えて
貯蔵するための使用済み核燃料包囲装置を提供すること
である。

上記目的からこの発明は、金属製ハウジング内に放射化
した核分裂生成物を入れた使用済み核燃料を包囲するた
めに、前記ハウジングを完全に且つ接触して囲む一様な
コンクリートを備える装置において、前記コンクリート
は、熱伝導率を増すために金属繊維を有し且つ不透過率
を増すためにポリマーを有し、また、前記装置はコンク
リートの外側表面を対流て冷却する手段を備えることを
特徴としている。

コンクリート構造は、原子炉構造から隔置されるしや蔽
体として原子カ工業の分野で使用されていたが、コンク
リートは、貯蔵した燃料棒又は燃料集合体と隣接して接
触しながら使用済み燃料を長期間貯蔵するのに有用な混
合物としては全く考えられていなかつた。

この発明は使用済み燃料を完全に且つ接触して包囲する
コンクリート混合物の利用を開示するものであつて、放
射性物質は閉じ込められ、崩壊熱は除去され、ガンマ放
射線及び中性子放射線に対するしや蔽がもたらされ、し
かも手近の技術状態が利用されるようになつている。従
つて、使用済み燃料は、放射性崩壊熱の分散及び除去の
ため熱伝導率を高める金属繊維が混合されたコンクリー
トの中に完全に包囲され、しかして該コンクリートには
ポリマーが含浸されていて、浸出を軽減する実質的に不
透過性の構造となつている。コンクリート全体にわたつ
て金属繊維及びポリマーを一様に分散せしめうる。或は
、金属繊維を有するコンクリートの内層が使用済み燃料
を完全に囲み、そしてポリマーを有するコンクリートの
外層がコンクリート内層を完全に囲むようにしうる。ま
た、ファンその他の構造を利用するような付加的手段で
コンクリート外表面からの対流を増し、崩壊熱を除去で
きる。更に、モノマーと、コンクリート毛管内でこのモ
ノマーをポリマーに転化するに適する触媒とを添加する
ことにより、コンクリート構造の毛管内にポリマーを含
浸せしめうる。

化学的触媒の他に、熱又は放射線を加えるようなその他
の反応によつてモノマーからポリマーへの転化を行なう
ことができる。更に、所定の温度を与えられた時に分解
してコンクリートの破壊により使用済み燃料の取り出し
を可能とするような、コンクリート用接着剤の一部とし
て、有機添加剤を使用てきる。また、しや蔽を強化する
ために特定の中性子吸収材をコンクリート混合物に添加
できる。特に、内層として高伝導率のコンクリート、外
層として低透過率のコンクリートが使用されている場合
、コ゛ンクリートの遊離水分率を高熱伝導率及び低透過
率の要求と両立できるように調節することが好ましい。
この発明は、その例示的諸実施例に関する以下の記載を
添付図面に関連して読めば、該記載から一層容易に明ら
かとなろう。

第１図を参照すると、後述するようなコンクリート混合
物又はマトリクス１２内に完全に且つ接触して囲まれた
該燃料棒１０が図示されている。

燃料棒１０は、ステンレス鋼又はジルコニウム合金のよ
うな金属製被覆１６（ハウジング）内に気密に封止され
た複数の核燃料ペレット１４を含んでいる。原子炉の運
転中、二酸化ウラン（ＵＯ２）のセラミック形式のよう
な初期燃料は“燃焼゛し、原子炉から取り出す際には、
燃料棒は非常に放射性の強い状態の固体及び気体核分裂
生成物を含む放射性核種を含んでいる。また、再処理し
て原子炉の炉心内に入れた時に相当価値のある核分裂可
能同位体も含まれている。核分裂生成物のガスは、燃料
棒１０の上部にあるプレナム１８に入つているのが普通
であり、また、燃料棒の全内部と流体連通している。気
密に封止されてはいても、使用済み燃料貯蔵装置はどれ
も、燃料棒被覆の破損、コンクリートマトリクス１２の
ような包囲構造への核分裂生成物の放出といつた仮定を
浸出の可能性と共に考慮に入れておかねばならない。更
に、放射性核分裂生成物はかなりの量の崩壊熱を出すの
で、燃料棒の破損につながるかも知れない燃料棒の過熱
及び過度応力が生じないように、この崩壊熱も包囲構造
で取り去らねばならない。このことは、第１図に示した
コンクリートマトリクス１２では、金属繊維２０のよう
にコンクリートの熱伝導率を増す手段と、コンクリート
マトリクス１２内の毛管２４を満たすポリマー２２のよ
うな不透過率を増す手段ととをコンクリートマトリクス
に合体することにより行なわれる。第２図に示す別の実
施例では、複数の燃料棒１０と、包囲の前に燃料棒から
取り除かれていてもいなくてもよい支持構造とで構成さ
れる燃料集合体２６がコンクリートの内層２８及び外層
３０に入れられている。燃料集合体２６に接触して完全
に囲む内層２８は、その全体にわたつて一様に分散した
金属繊維２０を含み、外層３０はその不透過率を増すよ
うにポリマー２２を含浸したコンクリートで構成されて
いる。また、第２図には、ファン又はブロワー３４のよ
うに外層３０の外表面３２の対流による冷却を促進する
手段も図示されているが、自然対流冷却を利用すること
もできる。十分な冷却導管をコンクリートマトリクスに
通してそこに所望の冷却材を流すことによつて、伝導で
冷却するようなその他の手段を利用できるが、これは当
該技術に習熟した者にとつて明らかであろう。しかしな
がらこのような冷却はより実効があるが、好適な自然又
は強制対流冷却手段に依存する場合と比較して相当な保
守と監視とを要するであろう。また、大地への伝導も有
利に使用できる。温度その他の監視装置３１をコンクリ
ート近傍或は内部で使用して、温度その他の諸状態を離
れた場所にある装置３３に指示することができる。これ
等の包囲構造では、燃料棒又は燃料集合体が補強棒とし
て作用し、単なるコンクリートブロックより強度のある
完全包囲装置を与える。当該技術に習熟した者にとつて
明らかなように、厚さ、密度、熱伝導率、水分率その他
のコンクリート層の諸特性はコンクリート包囲内に置か
れる使用済み燃料の特定要件に従つて変えることができ
る。例えば、使用済み燃料棒内の崩壊熱及び強度は、原
子炉の炉心から燃料棒を取り出した後の経過時間に従つ
て実質的に減少する関数である。従つて、この発明は、
コンクリートマトリクス内への包囲前に大体５年間に及
ぶ期間にわたつて水冷却のような短期間貯蔵手段と共に
使用されると考えられる。しかし、マトリクスの特性は
、外部対流冷却から最も離れた領域であるコンクリート
カプセル中央の燃料棒１０又は燃料集合体２６を守るこ
とができない程度に該燃料棒又は燃料集合体が孤立して
しまわないように、調節されるべきである。従つて、使
用済み燃料の崩壊熱をマトリクス並びに金属繊維を通じ
て十分な高率で外部へ伝導して、被覆とコンクリートと
の境界面での温度が過度にならないようにすべきである
。このような情況において、境界面の上限温度は、例え
ば、（ａ）被覆溶解温度を超えてはならない、（ｂ）核
分裂ガスの内圧の下に被覆が変形するかも知れない温度
以下でなければならない、（ｃ）被覆の連続酸化が起こ
る温度以下でなければならない、（ｄ）被覆がコンクリ
ートの諸成分と望ましくない反応をする温度以下でなけ
ればならない、（ｅ）コンクリートの特質が望ましくな
く低落する温度以下でなければならない。

というように漸次限定することができる。

これ等の規準と両立できる好適な上限温度は大体２００
℃である。例えば、液体貯蔵プールにおけるポスト照射
（ＰＯｓｔ−１ｒｒａｄｉａｔｉ０ｎ）冷却の５年後に
加圧水形原子炉（ＰＷＲ）から取り出した平均の燃料集
合体２６は、原子炉中にある間の燃料棒の定常状態にお
ける核分裂出力密度について、各燃料棒１０における崩
壊出力密度が約４×１０−４である。

代表的原子炉（ＰＷＲ）内で約１０ＫＷ１ｆｔで運転す
る一つの燃料棒については、燃料棒取出し後５年の崩壊
出力密度は約４×１０−３ＫＷ／Ｆｔ／燃料棒であろう
。或は２５０の燃料棒を有する燃料集合体については約
１ＫＷＩｆｔであろう。典型的燃料集合体の燃料棒は長
さが約３．６ｒｒＬ（１２ｆｔ）である。約１ＢＴＵ−
Ｆｔｌｈｒ−Ｆｔ２−゜Ｆの熱伝導率と３０．５ｃ１ｎ
（１２ｉｎ）の厚さを有する通常のコンクリートに関し
ては、１ＫＷＩｆｔの定常エネルギ出力は、コンクリー
トの外表面から燃料集合体中心線まで約４３０゜Ｃの温
度士昇をもたらすであろう。しかし、１＠の割合で財伝
導率を増せば温度上昇は約４３゜Ｃに減少するであろう
し、また、単に対流手段により実施可能なコンクリート
の表面冷却を行なえば、中心線温度は最高温度規準内に
十分入るであろう。更に、そ１〃他の諸理由で燃料集合
体以上にコンクリートの厚さを例えば６１ｃ７！（２４
１ｎ）まで倍にすれば、繊維補強コンクリートで約５Ｃ
ｆＣの熱の差となるであろう。コンクリートの熱伝導率
は、その密度、使用する骨材及びセメントの種類、遊離
水分含有率等の複雑な関数である。

大抵のコンクリートでは、これ等の諸要素が約２倍の割
合以上に熱伝導率の可変性を制御する。このことは、骨
材の種類による１熱伝導率の変化を示す第１表及び玄武
岩の骨材でつくつたコンクリートについての遊離水分含
有率の関数として熱伝導率の変化を示す第３図に記載さ
れている。骨材の種類と遊離水分含有率だけの変化によ
つては、所望の熱伝導率の一例１０ＢＴＵ−Ｆｔｌｈｒ
−Ｆｔ２゜Ｆを得られらいことが明らかであろう。

しかし、コンクリート全体にわたつて金属繊維を分散さ
せることによつて大きな熱伝導率上昇を行ないうる。更
に、金属の分散を行なう方法は繊維補強技術に現存して
おり、また、熱伝導率に加えて使用済み燃料貯蔵に有用
な特性の改良も行なわれている。銅、アルミニウム或は
鋼のような金属繊維が好適であり、また、良好な熱伝導
率を保証するその他の繊維も利用できる。無作為に分散
したアスペクト割合（縦横比）６０−１００の繊維を使
用するコンクリートの繊維補強は、曲げ及び割れ強度特
性をコンクリートに付与する手段として良く知られてい
る。また、圧縮、剪断、疲労、衝撃及び凍結一融解耐久
度特性も上昇する。「ＣｅｍｅｎｔａｎｄＣＯｎｃｒｅ
ｔｅＲｅｓｅａｒｃｈ」第４巻第４９７〜５０９頁（１
９７４年）は、小さい容積濃度の銅繊維の添加によつて
繊維補強コンクリート熱伝導率を約７〜川倍の割合（第
４図）で増大できると、説明している。また、振動によ
るつき固めて繊維をある程度整列させ、熱の流れる方向
に指向させうることも示しているが、これは第４図にお
ける実験値と理論値との間の差を説明している。従つて
、オムニミキサー（０ｍｎｉ−Ｍｉｘｅｒ．特別な一例
）のような効果的な混合機を使用すると共に、コンクリ
ートに適当な表面活性剤を添加すれば、特定の使用済み
燃料の貯蔵に利用可能な値の熱伝導率を金属繊維含有率
の増大によつて得ることができると予測される。熱伝導
率の増大に加えて、天然の重い骨材或は銅その他の金属
繊維のような人工骨材の使用を通じて得た密度増大によ
り、コンクリートによるガンマ線吸収が増大される。

しかし、沈降過程における分離を回避するように、骨材
は良く分粒すべきである。第２表はコンクリートに対す
る微細骨材の分粒の一例をふるい分けの関数として表わ
している。ポツツオラナ（ＰＯｚｚＯｌａｎａ）及びア
イアンシヨツトと共にタイプＩのボートランドセメント
を使用することにより、３００１ｂＩｆｔ３以上の密度
を有するコンクリートが得られることが分かつていた。
従つて、ＮａｔｉＯｎａＩＧｙＰＳｌｌｎｌＣＯ．のＨ
ｕｒＯｎＣｅｍｅｎｔＤｉｖｉｓｊＯｎから入手できる
「ＲｅｇＬｌｌａｔｅｄＳｅｔＣｅｍｅｎｔ（調整セッ
トセメント）」、急結及び強度利点のある改良ボートラ
ンドセメントのような急結セメントを、タイプＩのボー
トランドセメント及び金属繊維又は（及び）メタルショ
ットのような金属骨材と組み合わせて使用すれば、３０
０〜６００１ｂ１ｆｔ３の密度を有するコンクリートが
分離の問題を生じることなく都合好く得られると考えら
れる。このよう高密度のコンクリートは熱伝導率を増大
させるだけてなく、所定のしや蔽規準を達成するに必要
な包囲コンクリートの厚さを減じることになる。また、
ある与えられた熱伝導率に対して、コンクリート厚さの
減少はコンクリート包囲厚さ両端間の温度上昇を低下さ
せる結果となる。注：「−」は通過、「＋」は残留を表
わす。

使用済み核燃料の包囲装置はいずれも核分裂生成物の放
出可能性及び浸出の問題を考慮しなければならないので
、包囲コンクリートの選過率を減じねばならない。高い
遊離水分含有率によつてコンクリートを通る熱伝導は増
大するが、透過率もまた増大する。所望の最終結果は熱
伝導率の増大と透過率の低下であるから、コンクリート
の遊離水含分有率に関するこれらの特性間に交換が成立
しなければならない。また、不透過率はコンクリート毛
管構造へのポリマーの添加によつても増大する。そして
、異なつた遊離水分含有率を望む楊合には、第２図に示
すような使用済み燃料貯蔵構造を利用するのが有利であ
つて、内層２８が高遊離水分含有率を有し外層３０が低
遊離水分含有率を有する。水とセメントの割合が低いセ
メントペーストが非常に小さい透過率を有することは知
られている。例えば、約０．４の水対セメント比でつく
つた十分に硬化した水硬セメントペーストは、稠密トラ
ップ岩の透過率に大体等しい約２．５Ｘ１０−１２Ｃ７
７１１ＳｅＣ透過率を持つ。水対セメント比が異なる種
々のセメントペーストに対する天然鉱物透過率の比較を
第３表に示す。養生による水和状態の関数としてのセメ
ントペーストの透過率を水対セメント比が０．７の場合
にノついて第４表に示す。

第 ４ 表 セメントペーストの透過率減少 養生日数 透過率Ｃｍｌｓｅｃ初期
２×１０−４ 召レ（１１）く
Ｖ −
番ｖ水対セメント比の他に、コンクリート中の全セメ
ント含有量も第５表に示すように透過率に影響する。

第５表はダムで使用されるのが代表的なコンクリートに
基づいている。適当な養生手順と関連して混合物のセメ
ント含有量及びフライアッシュのようなポツツオラナ様
物質の添加を適切に選択することによつて、非常に低い
透過率のコンクリートを製造できる。

ゲル細孔は１０〜１５Ａの程度の小ささなので物理的に
は、セメントペーストの透過率は第５図に示すように毛
管細孔によつて主として制御される。コンクリート毛管
のネットワークを満たすため有機樹脂又はポリマーを直
接浸透させる他に、コンクリート混合物内に適当なモノ
マー及び触媒を組み入れて、有機液体組織を熱或は放射
線のような駆動要因の影響の下にコンクリートの微細構
造内でポリマー組織に転化することにより、非常に透過
率の低いコンクリートを得ることができる。混合段階中
に開始されるモノマーからポリマーへの転化を使用する
他に、モノマーを例えば排気の後にコンクリートの微細
構造に注入可能であり、また、適当な触媒及び活性手段
と共同してモノマーをコンクリート毛管の微細構造を満
たすポリマーに転化可能である。次に例示する組成及び
手順は、比較的に高い熱伝導率と低い透過率の所望特性
をもたらすコンクリート中への使用済み核燃料及び（又
は）燃料集合体の埋め込み及び包囲に適している。技術
に習熟した者は、使用した個々の諸成分又はパラメータ
に代わるものとしてその他の諸実施例を思い付くであろ
う。実施例はいずれも、オムニミキサーのような高効率
混合機中で諸成分を混合すること、使用済み燃料棒又は
燃料集合体を埋め込み且つ包囲するためにコンクリート
混合物を型の中に鋳込むこと、金属繊維を整列させ且つ
空間を除く作用のある型の振動によりコンクリートの構
成を促進することを含む。

ポリマーコンクリートの実施例については、水硬セメン
ト結合コンクリート中の埋め込みの外面に全包囲体とし
て或は低透過率層として、３『Ｈｇ程度の真空を型込め
工程中に使用する。実施例ポリマーコンクリート 養生 ↓υυ１υυ 混合物を真空タンク内側の振動テーブル上で型込めする
。

タンクは振動装置を運転しながら排気し約３０ＴｎＩｎ
Ｈｇの真空度に維持する。しかる後、混合物を約６０Ｉ
〜７０のに加熱する。次にタンクに圧力パルスを作用さ
せ、１０分間の間隔で再排気する。重合は約３吟で十分
に進行し、空気及び圧力パルスを停止する。重合は３時
間で実質的に完了し、コンクリート本体を型から取り出
しうる。被覆コンクリート本体の表面層は蒸発によりポ
リマーの中で水分減少するかも知れない。

従つて、外部から付けた保護被覆を有利に使用できる。
ＢｒＯＯｋｈａｖｅｎＮａｔｉＯｎａｌレＢＯｒａｔＯ
ｒｙで開発したポリアクリル／パラフィンシールコート
Ｃ′ＣＯｎＣｒｅｔｅ−ＰＯｌｙｒＴｌｅｒＭａｔｅｒ
ｉａｌｓ５′、第５トピカルレポート、ＢＮＬ５Ｏ３９
Ｏ、１９７坪１２月）のような適当な被覆材料を利用で
きる。

ＨＡＬＡＲＥＣＴＦ′Ｅ（ＡｌｌｌｅｄＣｈｅｍｊｃａ
ｌＣＯｒｐ．）、ＳＩＮＲＲＡＣＩＮ（Ｓｉａｒｒａｃ
ｊｎＣＯｒｐ）、ＥＮＶＩＲＥＺ（ＰＰＧＩｎｄｕｓｔ
ｒｊｅｓ）のような販売業者からのその他の所有者の処
方を利用できる。被覆はポリマーコンクリート表面に塗
布、吹き付け、或はプラズマ吹き付けてつくることがて
き、所定場所で重合する。実施例ポリマー浸コンクリー
ト 養生 混合物は、鋳込みの間及びその後も約１〜２時間振動を
続けながら、振動テーブル上で型込めされる。

型を２４時間の凝結期間後に取り払い、その後更に２橋
間約１５０゜Ｃで蒸気中で養生してから、更なる処理の
前に最低２４時間空気中に放置する。崩壊熱による内部
加熱及び放射線による加熱が養生処理を続行する。含浸 コンクリート表面を４時間、１５０℃の表面温度で真空
中で乾燥させる。

内部加熱を受けているならコンクリート表面を冷却する
。例えば、メチル・メタクリレート・モノマー（ＭＭＡ
）とトリ゛メチルプロパン−トリメタアクリレート架橋
剤（ＴＭＰＴＭＡ）とベンゾイル過酸化物（ＢＰＯ）触
媒とが９０：１０：１の重量比になつている樹脂混合物
を、コンクリート本体を浸す真空室に注入する。約１５
〜３吟を吸収のために見ておき、そしてコンクリート本
体をゲージカ３．５ｋｇＩｃｆ１（５０ｐＳｉ）に加圧
して毛管細孔内に液体を圧入する。加圧は１〜２時間維
持する。次に圧力を減じ、過剰の樹脂混合物を排出する
。未使用の樹脂混合物は次の含浸まで重合を遅らせるた
めに冷蔵して貯蔵できる。しかる後、コンクリートをゲ
ージ圧力１．４〜１．８ｋｇ１ｃ這（２０〜２５ＰＳｉ
）まで再び加圧し、そして必要なら６０〜７０゜Ｃの表
面温度まで加熱し、その温度を１〜２時間維持する。

真空室内の揮発分を次に除き、周囲空気を導入し、包囲
された核燃料を貯蔵区域へ取り出す。実施例のコンクリ
ートマトリクスから期待される微細な毛管細孔のネット
ワークは表面に近い層への含浸剤の浸透を、マトリクス
の不透過率の指標である深さ約２．５４〜１５．２４ｃ
ｍ（１〜６１ｎ）に制限すべきである。

含浸剤ポリマーは表面を封止しコンクリート本体の透過
率を更に減じるであろう。大きな直径の毛管細孔を有す
るマトリクスでは樹脂混合物が一層深く浸透し、本来の
場所の重合により透過率が小さくなる。包囲された核燃
料からの放射線は重合を促進させ交差結合を強めると期
待できる。実施例 二層コンクリート 層になつた包囲構造は、第１包囲体としての、金属繊維
を増した水硬セメント結合コンクリートと、金属繊維を
増したポリマーコンクリートからなる後から付けた表面
層とを組み合わせたものである。

この包囲構造は、第１層のための上記ポリマー含浸実施
例のコンクリートのコンクリート組成、型込め及び養生
処理を含む。乾燥後、ポリマーコンクリート実施例に記
載した組成のポリマーコンクリートを内層の周囲に鋳る
。ポリマーコンクリートの実施例におけるような最終の
養生で処理が完了する。この発明に従つて形成した高熱
伝導率及び低透過率のコンクリートは、明らかに、包囲
コンクリートから燃料棒又は燃料集合体を取り出すのに
コンクリートセルをこわす機械的処理を必要とするであ
ろう。

このような処理には、離れた場所から操作を必要とする
穴くり及び空気つち打ちが含まれる。しかし、燃料棒内
の残留核分裂燃料はかなりの量であるから、もつと容易
な使用済み燃料の取出し方法が望ましい。この目的で、
コンクリート内の有機結合を利用して外部の熱から３０
０〜５００℃の範囲にあるような高温に当たつた時に、
崩壊し破壊することができる。かかる方法は、転用工作
を軽減するためにその他の予防手段を講じる場合に利用
するのが好ましいであろう。金属繊維の添加及びコンク
リートの密度増大によつて得られる以上のしや蔽強化が
必要なら高い熱中性吸収特性を有する特定の材料もコン
クリートマトリクス内に含浸させることができる。

例えば、ホウ素塩を混合の時点でコンクリート全体に分
散させることが可能であり、或はカドミウムその他の良
く知られた中性子吸収材の繊維のような追加金属繊維を
一体に組み入れても中性子吸収率を増大できる。明らか
なように、この発明に従つて形成した高熱伝導率、低透
過率のコンクリートは、封止した金属ドラム又はタンク
内に入れた放射性核廃棄物の長期貯蔵にも使用できる。

従つて、この発明及びその範囲から逸脱しない数々の改
変は、構造的利点、しや蔽利点、及び転用制限或は回収
利点と共に高熱伝導率及び低透過率を有するコンクリー
トの使用によつて、原子炉の使用済み燃料及びその他の
金属ケースに入つた放射性核種の安全な長期貯蔵に利用
できる。

【図面の簡単な説明】

第１図はこの発明の第１実施例に従つて使用済み核燃料
を包囲する装置を断面で示す立面図、第２図はこの発明
の第２実施例を断面で示す立面図、第３図はコンクリー
トの遊離水分含有率（Ｘ軸 ％）と熱伝導率（Ｙ軸、Ｂ
ＴＵｆｔＩｈｒ−Ｆｔ２゜Ｆ）との関係を示すグラフ、
第４図は金属繊維の容積％（Ｘ軸）とコンクリート熱伝
導率を表わす比（Ｙ軸）との関係を示すグラフ、第５図
はセメントペーストの毛管有孔率（Ｘ軸、％）と透過率
（Ｙ軸、１０１１ｃｍＩｓｅｃ）との関係を示すグラフ
である。 １０・・・・・・核燃料棒、１２・・・・コンクリート
マトロノクス、１４・・・・・・核燃料ペレット、１６
・・・・・・被覆（ハウジング）、２０・・・・・・金
属繊維、２２・・・・ポリマー、２６・・・・・・燃料
集合体、２８・・・・・内層、３０・・・外層、３４・
・・・・・対流手段。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １ 金属製ハウジング内に放射性核種を入れた使用済み
   核燃料の包囲方法において、一様に分散した金属繊維を
   有する所定遊離水分率のコンクリート内層で前記ハウジ
   ングを完全に且つ接触して囲み、前記内層の所定遊離水
   分率より小さい遊離水分率を有し且つポリマーの分散し
   たコンクリート外層で前記内層を完全に且つ接触して囲
   む使用済み核燃料の包囲方法。 ２ 金属製ハウジング内に放射化した核分裂生成物を入
   れた使用済み核燃料を包囲するために、前記ハウジング
   を完全に且つ接触して囲む一様なコンクリートを備える
   装置において、前記コンクリートは、熱伝導率を増すた
   めに金属繊維を有し且つ不透過率を増すためにポリマー
   を有し、また前記装置はコンクリートの外側表面を対流
   で冷却する手段を備えることを特徴とする使用済み核燃
   料の包囲装置。