JPS628097A - 樹脂系中性子吸収材料 - Google Patents

樹脂系中性子吸収材料

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JPS628097A
JPS628097A JP60145828A JP14582885A JPS628097A JP S628097 A JPS628097 A JP S628097A JP 60145828 A JP60145828 A JP 60145828A JP 14582885 A JP14582885 A JP 14582885A JP S628097 A JPS628097 A JP S628097A
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JP
Japan
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resin
neutron absorbing
absorbing material
weight
rack
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Pending
Application number
JP60145828A
Other languages
English (en)
Inventor
飯田 重雄
繁 野口
憲治 名島
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Mitsubishi Heavy Industries Ltd
Original Assignee
Mitsubishi Heavy Industries Ltd
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Publication date
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Publication of JPS628097A publication Critical patent/JPS628097A/ja
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    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

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Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。

Description

【発明の詳細な説明】 [産業上の利用分野] 本発明は原子炉における使用済燃料ラック材及びその周
辺部材、配管、容器等に適用する中性子吸収材(ポイズ
ン材)に関する。
[従来の技術] 原子炉の使用済燃料は、原子力発電所内で一定期間冷却
した後再処理することとなっているが、核燃料再処理能
力の不足から使用済燃料を長期間プラントで貯蔵する必
要が生じている。
また、長サイクル運転を目的とした燃料の高濃縮度化、
高燃焼度化に伴なう使用済燃料ピットの未臨界性維持の
なめ、燃料ラック間隔が増加することが予想されており
、これに対応した設備改造等の対応策を早急に検討する
必要が生じてきた。
即ち、使用済燃料は核分裂性のプルトニウム(P u)
23ヴを多く含有するのでビット水中に貯蔵されるが、
臨界を防止するため所定以上の間隔をとらねばならない
、高濃縮度燃料はウラン(U)235が多いから、使用
済燃料ではその分だけPu239が多く、上記傾向が強
い。
このような臨界防止間隔を狭くするために、その間に中
性子吸収材を配置する方法が行なわれてきた。中性子吸
収材を含有するラック材は、従来炭化ホウ素(84C)
を使用したものが主体であり、B、C入りステンレス板
あるいはB4C入りシリコンゴムが実用化されている。
[発明が解決しようとする問題点] しかし、ステンレスは構造材として強固であり耐久性に
富むが、加工上B、C含有量は1%程度であり、また高
価である。一方、シリコンゴムはB、C含有量が高くと
れ、例えば米国B I SC0社で商品化されているが
、軟材料であるためラック構造材として単独では使用で
きない問題点があった。
本発明はかかる問題点を解決するためになされたもので
、この両者を兼ね備えた高強度、高B、C含有量であり
、ラックピッチを現状あるいはそれ以下におさえること
のできるポイズンラック材料を提供することを目的とす
る。
[問題点を解決するための手段] 即ち本発明は、ガラス単繊維1〜5重量%を混合して補
強した、ポリアミドビスマレイミド樹脂、エポキシ樹脂
、フェノール樹脂、及びリポキシ樹脂からなる群から選
ばれた樹脂材料に中性子吸収材を添加、圧縮成形してな
る樹脂系中性子吸収材料である。
[作 用] 本発明は使用済燃料の貯蔵能力の増強及び燃料の濃縮度
上昇の一対策として、中性子吸収材を利用した樹脂系ポ
イズンラック材料に関するもので、現在、国内外におい
ては本発明の樹脂系ポイズンラック材料を使用した例は
見当たらない。
使用済燃料ビット水は通常的40℃のホウ成木C)I、
BO3;Bとして2000 ppm)であり、冷却系統
故障時にはそれ以上になる可能性があるとされているた
め、中性子吸収材料としてはこれに対する耐久性が要求
される。従って、上記水質条件において耐熱性、耐放射
線性、耐久性を有する樹脂材料が必要であり、本発明に
おいてはポリアミドビスマレイミド樹脂、エポキシ樹脂
、フェノール樹脂、又はリポキシ樹脂等を使用する。ま
た、樹脂の強度を補強するために樹脂材料に対しガラス
単繊維約1〜5重量%を混合する。これに中性子吸収材
として炭化ホウ素(84C)、酸化ガドリニウム(Gc
l、03)、又はこれらの両者を、用途に応じて樹脂材
料に対し1〜50重量%の範囲で添加する。好適にはB
、Cを1〜50重量%、又はG d 20 sを1〜1
2重量%の範囲で添加する0次いでこの樹脂材料を板状
その他の形状に圧縮成形する。
成形した樹脂系中性子吸収材料即ち樹脂系ポイズンラッ
ク材は、中性子吸収材84 C、G dz Osの添加
による材料強度、熱的性質等の低下はなく、十分実用可
能であることを確認した。
[実施例] 以下実施例に基づき、本発明をさらに詳細に説明する。
耐熱性、耐放射線性、機械的性質に優れ、且つ吸水量の
小さい例えばリポキシ樹脂にガラス単繊維5重量%を混
合し、B4C粉末50重量%を添加したものを板状に圧
縮成形し、66Coγ線照射による放射線劣化の有無を
引張強さ、弾性率について調べた。結果を表に示す。
裏 10@Rad(ラド)においても放射線による損傷は殆
ど認められず、樹脂系ポイズンラック材料として適用可
能であることを確認した。
[発明の効果] 使用済燃料を長期間プラントで貯蔵−する必要があるた
め、燃料ビット中の使用済燃料ラック間隔をできるだけ
小さくして燃料貯蔵容量を増す必要がある0本発吋によ
る樹脂系ポイズンラック材料を使用することにより中性
子を吸収し、使用済燃料ラック間隔を短縮することがで
き、従って、ピット中の貯蔵量の増大が可能となる。ま
た、弾性体と異なり樹脂系を使用するため硬質でラック
への装着が容易で、且つ変形しない。

Claims (4)

    【特許請求の範囲】
  1. (1)ガラス単繊維1〜5重量%を混合して補強した、
    ポリアミドビスマレイミド樹脂、エポキシ樹脂、フェノ
    ール樹脂、及びリポキシ樹脂からなる群から選ばれた樹
    脂材料に中性子吸収材を添加、圧縮成形してなることを
    特徴とする樹脂系中性子吸収材料。
  2. (2)中性子吸収材が樹脂材料に対し炭化ホウ素及び酸
    化ガドリニウムの少なくとも1種の1〜50重量%であ
    る特許請求の範囲第1項記載の樹脂系中性子吸収材料。
  3. (3)中性子吸収材が樹脂材料に対し炭化ホウ素1〜5
    0重量%である特許請求の範囲第2項記載の樹脂系中性
    子吸収材料。
  4. (4)中性子吸収材が樹脂材料に対し酸化ガドリニウム
    1〜12重量%である特許請求の範囲第2項記載の樹脂
    系中性子吸収材料。
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Cited By (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH0312596A (ja) * 1989-06-10 1991-01-21 Power Reactor & Nuclear Fuel Dev Corp 遮蔽物付多層スラブタンク
JPH05267504A (ja) * 1992-03-18 1993-10-15 Shin Etsu Chem Co Ltd 樹脂組成物及びこの樹脂組成物で封止又は被覆した半導体装置
JP2006145421A (ja) * 2004-11-22 2006-06-08 Hazama Corp 耐熱中性子遮蔽体及び中性子遮蔽方法
JP2008172054A (ja) * 2007-01-12 2008-07-24 Sumitomo Bakelite Co Ltd 半導体封止用樹脂組成物及び半導体装置
JP2011058934A (ja) * 2009-09-09 2011-03-24 Japan Atomic Energy Agency 中性子線吸収シート
JP2013205359A (ja) * 2012-03-29 2013-10-07 Toshiba Corp ゲル状中性子吸収材及び炉心溶融物回収方法
EP2997595A4 (en) * 2013-05-16 2017-01-25 National Institute Of Aerospace Associates Radiation hardened microelectronic chip packaging technology
JP2017026563A (ja) * 2015-07-28 2017-02-02 株式会社▲高▼田機械製作所 中性子遮蔽材、その製造方法、および、中性子遮蔽容器
US10262951B2 (en) 2013-05-16 2019-04-16 National Institute Of Aerospace Associates Radiation hardened microelectronic chip packaging technology
WO2022145401A1 (ja) * 2020-12-28 2022-07-07 新日本繊維株式会社 無機組成物及びその繊維並びにフレーク

Cited By (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH0312596A (ja) * 1989-06-10 1991-01-21 Power Reactor & Nuclear Fuel Dev Corp 遮蔽物付多層スラブタンク
JPH05267504A (ja) * 1992-03-18 1993-10-15 Shin Etsu Chem Co Ltd 樹脂組成物及びこの樹脂組成物で封止又は被覆した半導体装置
JP2006145421A (ja) * 2004-11-22 2006-06-08 Hazama Corp 耐熱中性子遮蔽体及び中性子遮蔽方法
JP2008172054A (ja) * 2007-01-12 2008-07-24 Sumitomo Bakelite Co Ltd 半導体封止用樹脂組成物及び半導体装置
JP2011058934A (ja) * 2009-09-09 2011-03-24 Japan Atomic Energy Agency 中性子線吸収シート
JP2013205359A (ja) * 2012-03-29 2013-10-07 Toshiba Corp ゲル状中性子吸収材及び炉心溶融物回収方法
EP2997595A4 (en) * 2013-05-16 2017-01-25 National Institute Of Aerospace Associates Radiation hardened microelectronic chip packaging technology
US10262951B2 (en) 2013-05-16 2019-04-16 National Institute Of Aerospace Associates Radiation hardened microelectronic chip packaging technology
JP2017026563A (ja) * 2015-07-28 2017-02-02 株式会社▲高▼田機械製作所 中性子遮蔽材、その製造方法、および、中性子遮蔽容器
WO2022145401A1 (ja) * 2020-12-28 2022-07-07 新日本繊維株式会社 無機組成物及びその繊維並びにフレーク
KR20230128019A (ko) * 2020-12-28 2023-09-01 닛폰 파이버 코포레이션 무기 조성물 및 그의 섬유 그리고 플레이크

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