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JPS5841390A - 原子炉用燃料貯蔵ラツク - Google Patents

原子炉用燃料貯蔵ラツク

Info

Publication number
JPS5841390A
JPS5841390A JP56138438A JP13843881A JPS5841390A JP S5841390 A JPS5841390 A JP S5841390A JP 56138438 A JP56138438 A JP 56138438A JP 13843881 A JP13843881 A JP 13843881A JP S5841390 A JPS5841390 A JP S5841390A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
absorbing material
storage rack
fuel storage
neutron absorbing
amorphous alloy
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.)
Granted
Application number
JP56138438A
Other languages
English (en)
Other versions
JPS6318157B2 (ja
Inventor
博文 川崎
隆 松本
沖野　快行
宇梶　秀夫
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Hitachi Ltd
Original Assignee
Hitachi Ltd
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 Hitachi Ltd filed Critical Hitachi Ltd
Priority to JP56138438A priority Critical patent/JPS5841390A/ja
Publication of JPS5841390A publication Critical patent/JPS5841390A/ja
Publication of JPS6318157B2 publication Critical patent/JPS6318157B2/ja
Granted legal-status Critical Current

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Classifications

    • 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

  • Pressure Welding/Diffusion-Bonding (AREA)
  • Signal Processing For Digital Recording And Reproducing (AREA)

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】 本発明は原子力発電所で用いられる核燃料集合体を貯蔵
する原子炉用燃料貯蔵ラックに関する。
原子力発電所においては、原子炉炉心から取出された使
用済燃料は、再処理するために再処理工場へ搬出される
までの間、一時的に原子炉建屋内に設置されている使用
済燃料プール内水中に保管される。近年、使用済燃料再
処理の遅れから使用済燃料を多量に保管する必要があり
５、このため使用済燃料プール（以下プールと称す）内
のスペースを有効に利用して、貯蔵燃料間の間隔を短く
する改良がなされている。この改良に基づいた原子炉用
燃料貯蔵ラック（以下ラックと称す）を高密度ラックと
称している。ラックは貯蔵燃料が相互間の燃料の影響に
より臨界に達しない構造にする必要があるために燃料間
に中性子吸収材を入れている。ラックはその組立性を考
慮して、あらかじめ作られた強度部材と中性子吸収材か
らなる角筒同志を溶接あるいはボルト締めにより組立て
て製作される。
従来のこのような中性子吸収材としては、中性子吸収性
のよいボロンを含むボロンカーバイトラアルミニウムに
拡散し、さらにアルεニウムを被覆したボラル（商標名
）がある。しかし、ポラルは耐食性の面で劣るため、使
用済燃料プールの水に接しないように密封する心安があ
る。
第１図はこの種の高密度ラックの例を示し、角筒１を補
強材２，３，４、ベース５により一体のラックとしたも
のである。第２図はボラルを用いた角筒の断面図、第３
図は平面図であり、角筒は外筒６、内筒７、ボラル８、
スペーサー９，１ｏからなる。
この構造ではボラル８を密封するために角筒をステンレ
ス製の内筒７と外筒６から構成し、その間に生じる隙間
にボラル８′ｆ：挿入し、角筒の上端および下端をシー
ル溶接をする必要があり非常に手間がかかるという欠点
がある。特に、内筒７、外筒６の製作精度を厳しくする
必要があり、又、角筒の上下端のシール溶接も、中性子
吸収材であるボラルの健全を確保するだめの細心の注意
を払う必要がある。
また中性子吸収としてＢｋ含有するステンレス鋼を用い
ることが提案されているが、この場合、Ｂを含有するス
テンレス鋼の強度が中性子照射によって低下し、溶接性
も悪いためラックの製造としては好適でない。
本発明の目的は、上記した従来技術の欠点を解消し、製
造が容易であって簡単な構造の原子炉用燃料貯蔵ラック
を提供することにある。
本発明は、非晶質合金がＣｒを含有することによって耐
食性が向上し、まだ非晶質合金は通常数十μｍと薄く加
工性に優れている点に着目し、このような非晶質合金に
中性子吸収能が高い元素を添加したものを中性子吸収材
として用いることによって上に目的を達成せしめたもの
である。
すなわち、本発明は中性子吸収材としてＢ。
Ｓｍ、Ｇｄ、Ｅｕ、ＤＹ、Ｒｈ、Ｃｄ、Ｉｎ、Ｅｒ。
）（ｆおよび■ｒから選ばれる１種以上の元素を含有す
るステンレス鋼成分の非晶質合金を用いるものである。
以下、添付図面に示す実施例に基づいて本発明を説明す
る。
第４図および第５図において、角筒状の強度部材１１に
非晶質合金からなる中性子吸収材１２が固着されている
。非晶質合金からなる中性子吸収材１２は加熱によって
結晶化するおそれがあるので、強度部材１１に対し溶接
等により固着することは避ける必要がある。
本実施例において、角筒状の強度部材１１に予めリベッ
ト１３を溶接し、この強度部材の外周面に非晶質合金か
らなる中性子吸収材１２全巻装し、その後、リベット１
３をハンマー等により変形固定させる。なお、非晶質合
金からなる中性子吸収材１２は数十μｍと薄く変形能が
あるのでリベット１３を挿通させる孔はパンチングによ
って容易に穿けることができる。本発明による燃料ラッ
クは得られた角筒を第１図に示すように集合させて構成
される。
本発明において、中性子吸収材はステンレス鋼の組成に
Ｂを添加して溶解し、この溶湯を高速回転するロールに
吹きつけることによって非晶質化することにより得られ
る。したがって非晶質合金中にはＣｒ１又はＣ「および
ＮＩを含有することを必須とし、さらに中性子吸収能が
高い元素を含有する。このような中性子吸収能が高い元
素は、Ｂ、Ｓｍ、Ｇｄ、Ｅｕ、Ｄｙ、Ｒｈ、Ｃｄ、Ｉｎ
。
Ｂｒ、ＨｆおよびＪｒから選ばれる。これらの元素は非
晶質合金中に１種又は２種以上含有される。
非晶質合金中のＣｒ含有量は１２％以上であることが望
ましい。Ｃｒ含有量が１２％よりも少ないと非晶質合金
の耐食性が低下する。一方、Ｃｒ含有量が多すぎると、
中性子吸収能が高い元素としてＢを使用する場合、非晶
質化のためのＢの添加量が少なくなり、非晶質合金を中
性子吸収材として用いることが困難となるので１３％以
下とするのがよい。非晶質合金中の中性子吸収能が高い
元素の添加量として、Ｂを例にとると４〜８重量が望ま
しい。このＢの含有量によって所望の中性子吸収効果が
発揮され、またこの含有量範囲外ではいずれも非晶質化
が困難となる。
実施例 表１に示す組成からなるステンレス合金を非晶質化し、
これを第４図および第５図に示すように角筒を形成し、
使用済燃料プール内水中に接した状態に維持したところ
、表１中に示す通り耐食性は良好であった。
以上のように本発明によれば、非晶質合金が耐食性に優
れ、使用済燃料プール内水中に接しだ状態でも健全であ
るので、この非晶質合金からなる中性子吸収材を支持す
る内筒および外筒を設けてその隙間を密封することなく
、一種類の角筒のみでよいので製造が容易であり、かつ
構造が簡単である。また一種の角筒のみで補強できるこ
とと非晶質合金からなる中性子吸収材が極めて薄いため
角筒体の貯蔵密度が向上する。
【図面の簡単な説明】
第１図は従来の原子炉用燃料貯蔵ランクの正面図、第２
図は従来の角筒の縦断面図、第３図は従来の角筒の横断
面図、第４図は本発明における角筒の一例を示す横断面
図、第５図は本発明における角筒の一例を示す縦断面図
である。

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 １、　複数本の燃料集合体を所定間隔をおいて直立状態
    で整列保持するための保持部材にして中性子吸収材とこ
    れを保持する強度部材とによって形成される角筒を用い
    る原子炉用燃料貯蔵ラックにおイテ、前記中性子吸収材
    が、Ｂ、Ｂｍ、Ｇｄ、Ｅｕ。 Ｄｙ、Ｒｈ、Ｃｄ、Ｉｎ、　Ｅｒ、Ｈｆお！びＩ　ｒか
    ら選ばれる１種以上の元素を含有するステンレス鋼成分
    の非晶質合金であることを特徴とする原子炉用燃料貯蔵
    ラック。
JP56138438A 1981-09-04 1981-09-04 原子炉用燃料貯蔵ラツク Granted JPS5841390A (ja)

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JP56138438A JPS5841390A (ja) 1981-09-04 1981-09-04 原子炉用燃料貯蔵ラツク

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JP56138438A JPS5841390A (ja) 1981-09-04 1981-09-04 原子炉用燃料貯蔵ラツク

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Publication Number Publication Date
JPS5841390A true JPS5841390A (ja) 1983-03-10
JPS6318157B2 JPS6318157B2 (ja) 1988-04-16

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ID=15221981

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JP56138438A Granted JPS5841390A (ja) 1981-09-04 1981-09-04 原子炉用燃料貯蔵ラツク

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