JPS63140997A - 燃料輸送容器 - Google Patents

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、原子炉燃料の輸送容器に関する。

〔従来の技術〕

従来の燃料輸送容器は、菊池、へ木二　′高速炉用燃料
の輸送′Ｎα１０　、３０　（１９８５）原子カニ業に
開示され、第３図に示すように、本体１．蓋２゜缶詰缶
３．バスケット４およびショックアブソーバ５から構成
される。本体と蓋により密封容器を構成し、燃流集合体
９を一体収納した缶詰缶が複数本バスケットに収納され
る。バスケットは缶詰缶を所定の位置に固定し、未臨界
性を保つために用いられ、その上、下部には遮蔽層が確
保されている。ショックアブソーバは容器の両端に取付
けられ、落下衝撃の緩和に用いられる。

容器本体には、バスケットを取囲むようにガンマ線遮蔽
体６とその外側に中性子遮蔽体７がある。

ガンマ線遮蔽体には鉛、ステンレス鋼等が用いられ、中
性子遮蔽体には水、樹脂等が用いられている。本体の表
面には、円環状フィン８が取付けられており、遮蔽体を
介して伝熱される収納物の崩壊熱を大気中に放熱する助
けをする。

輸送容器に収納される高速炉の燃料集合体の例では、燃
料としてウラン・プルトニウム混合酸化物燃料（ＭＯＸ
燃料）を用い、原子炉の中では液体ナトリウムに冷却さ
れながら高線出力密度で照射される。このため、集合体
内の燃料ピンは、大径でジルカロイに被覆された軽水炉
燃料に比べ細径でオーステナイト系３１６ステンレス鋼
で被覆されている。また、燃料ビン内のウラン・プルト
ニウ燃料には通常２０％前後のプルトニウムが含まれて
おり、ウラン−２３５を含む核分裂性物質は軽水炉燃料
に比較して多い。これら多数本の燃料ピンが六角形状に
組み合わさって、その周囲をステンレス鋼製のラッパ管
内に収納されたものが、燃料集合体である。

〔発明が解決しようとする問題点〕

高速炉の燃料笑合体は構造自体も軽水炉に比較すると大
きく変わっているが、輸送の観点から考えると、プルト
ニウムを含有していることが特徴である。プルトニウム
は毒性が強いこと、自発核分裂および（α＋ｎ）反応で
中性子を放出すること、プル１〜ニウムは−２４１が崩
壊してできるアメリシウム−２４１がガンマ線を放出す
ること等の理由で、軽水炉新燃料に比較して密封性、遮
蔽性、臨界設計に特に留意する必要がある。

また、軽水炉燃料に比較して高速炉使用済燃料の特徴は
、炉内で高燃焼度まで燃やされるので。

使用済燃料比発熱量および使用済燃料比放射能が大きい
こと、中性子の発生が大きいこと、燃料サイクルの経済
性の観点から短冷却期間で輸送を実ｊＩすしなければな
らないため熱的に厳しくなること。

およびプルトニウムの含有駄が多いので密封性能が「１
（要になることが挙げられる。

しかし、従来の輸送容器は中性子遮蔽体に水を用いる例
が多いが、こわを高速炉の使用済燃料集合体に使用する
と、中性子遮蔽体の厚さが増して輸送容器が大きくなる
ため、輸送における容器の取扱い、ａ遂時間等の観点か
ら遮蔽性能を高めて容器を小型化する必要がある。

本発明の目的は、密封性および遮蔽性に優れた。

伝熱性の良い、燃料輸送容器を提供することにある。

〔問題点を解決するための手段〕

上記目的は、中性子遮蔽体を、中性子減速材である金属
水素化物と中性子吸収材とで構成させることにより達成
される。

〔作用〕

中性子遮蔽体に金属水素化物を用いることにより、輸送
容器の強度が増し、容器破損率が低下する。この結果、
容器の密封性および遮蔽性能が増す。

また、金属水素化物は中性子減速能の大きい物質である
ため、中性子吸収能の大きい物質と共に中性子の遮蔽効
果を高める。すなわち、燃料集合体から放出される中性
子は、主に自発核分裂によるものであり、その大部分は
約１〜２　Ｍ　ｅ　Ｖのエネルギを持つ高速中性子であ
る。一般に、中性子吸収材である核種は、高エネルギ側
では吸収断面積は小さく、エネルギが低くなるにつれ、
１／Ｊ−こ比例して大きくなってゆく。そこで、金属水
素化物により中性子を十分に減速し、中性子吸収率を高
めることで遮蔽性能を増す。その結果。

中性子遮蔽体の厚さを薄くすることが可能となり、輸送
容器を小型化することができる。

更に、金属水素化物は、水に比べて伝熱性が良く、使用
済核燃料の崩壊熱除去にも有効である。

一方、金属水素化物には、ガンマ線遮蔽機能もある。す
なわち、ガンマ線には光電効果、電子対生成およびコン
プトン効果の二つの吸収過程があり、光電効果は低エネ
ルギのガンマ線吸収、電子対生成は高エネルギ、コンプ
トン効果は中間エネルギのガンマ線吸収が著しい。これ
らの吸収断面積は吸収原子の原子番号Ｚに関係し、それ
ぞれＺの五乗、Ｚの二層、Ｚにほぼ比例する６すなわち
。

本発明において、金属元素としてより原子番号の大きい
元素を金属水素化物に用いれば、中性子遮蔽ばかりでな
く、ガンマ線の遮蔽にも有効となり、ガンマ線遮蔽体で
ある釦を削減し、更に容器を小型化することもできる。

本発明に好適な中性子減速材には、ＺｒＨｚ。

ＴｉＩ（２，Ｎａ、ＬｉＨなど、好適な中性子吸収材に
は、ＢａＣＨＥ　ｕｚｏ３ｇ　’１　ａ　ＨＲｅ　＋　
Ｉ　ｒなどがある。

〔実施例〕

以下、本発明の一実施例を第１図及び第２図により説明
する。この実施例では、容器本体ｌの遮蔽体が、内側に
鉛によるガンマ線遮蔽体６、その外側に金属水素化物に
中性子吸収材を混入した中性子遮蔽体１０からなる二層
構造をしている。

次に、本発明の効果について定量的に述べる。

まず、金属水素化物と中性子吸収材との中性子遮蔽効果
であるが、この効果は、中性子吸収材と減速材の体積比
によって異なるので、その影響を調べた。炭化ボロン（
Ｂ　ａ　Ｃ）を中性子吸収材とし、水素化ジルコニウム
（ＺｒＨ２）を中性子減速材とした時の中性子遮蔽効果
を第４図に示す。縦軸は、遮蔽体を漏洩する中性子の個
数であり、横軸は、吸収材が全体に占める体積比である
。図から明らかなように、減速材の割合が全体積の約１
／４であれば遮蔽効果を最大にすることができる。

そこで、吸収材と減速材との比を一対三とした場合につ
いて、遮蔽体厚さを変えて漏洩中性子の個数を調べた。

その結果を、第５図に示す。本発明では、従来例である
水を用いた中性子遮蔽体と同じ遮蔽能力を、厚さを約４
０％薄くした遮蔽体で実現することができる。

次に、金属水素化物によるガンマ線遮蔽効果であるが、
金属元素としてジルコニウム（Ｚｒ）について調べた。

燃料集合体から放出されるガンマ線は、主に、自発核分
裂により放出される高エネルギ（平均５　Ｍ　ａ　Ｖ　
）のガンマ線と、核分裂生成物のガンマ崩壊により放出
される中エネルギ（平均０．７ＭｅＶ）のガンマ線であ
る。従来例のガンマ線遮蔽体である鉛（Ｊ７；を子番号
８２）に比べてジルコニウム（原子番号４０）はガンマ
線遮蔽効果は約１／４と小さいが、中性子遮蔽体である
金属水素化物を、約１／４厚さ相当の鉛の遮蔽体として
共用することができる。

本発明の具体的な取出し燃焼度約８０，０００Ｍ　Ｗ　
Ｄ／Ｔの使用済燃料の輸送容器に適用すると、外径約５
０１のバスケットの外側に位置する鉛のガンマ線遮蔽体
は、／ＩＸさが約２５Ｇから１５％薄くでき、また、更
に外側の中性子遮蔽体は、約２５■の厚さを約１５１に
できる。この結果、輸送容器本体の外径は約１５％小さ
くなり、その容積は約２５％減少し、容器を３／４に小
型化できる。

他の実施例を第６図、第７図に示す。

第６図は、輸送容器の水平断面である。遮蔽体が、内側
から、鉛、金属水素化物１１．中性子吸収材１２の三層
構造をし、金属水素化物１１中で十分に減速された中性
子を最外側の吸収材で遮蔽している。

第７図も輸送容器の水平断面である。金属水素化物１１
中に多数の孔を開け、そこに中性子吸収材１２を挿入す
る。この際、金属水素化物１１は中性子吸収材１２の封
入筒の役割をし、中性子吸収材１２の量の調整、吸収物
質の置換などに利用でき、遮蔽効果を変えることができ
、仕様の異なる燃料に適用できる輸送容器となる。

〔発明の効果〕

本発明によれば、遮蔽体の量を低減し、輸送容器の構造
を小型化し、また、遮蔽体の強度を増すことができる。

【図面の簡単な説明】

第１図および第２図は本発明の一実施例を示す高速炉用
燃料輸送容器の垂直および水平断面図、第３図は従来例
を示す高速炉用燃料輸送容器の垂直および水平断面図、
第４図および第５図はそれぞれ本発明の効果を示す漏洩
中性子数の、吸収材体積割合および中性子遮蔽体厚さと
の関係図、第６図および第７図は本発明の他の実施例の
高速炉用燃料輸送容器の水τ１１断面回。 ９・・・燃料集合体、１０・・・中性子遮蔽体、１１・
・金属水素化物、１２・・・中性子吸収材。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １、原子炉燃料を輸送するガンマ線遮蔽体と中性子遮蔽
   体からなる燃料輸送容器において、 前記中性子遮蔽体が中性子減速材である金属水素化物と
   中性子吸収材とで構成されることを特徴とする燃料輸送
   容器。