JPH0636069B2

JPH0636069B2 - 核燃料移送容器

Info

Publication number: JPH0636069B2
Application number: JP60129101A
Authority: JP
Inventors: ジヨン・スチーブン・パパイ; レオポルド・マルチ‐バラゲール
Original assignee: Westinghouse Electric Corp
Current assignee: Westinghouse Electric Corp
Priority date: 1984-06-13
Filing date: 1985-06-13
Publication date: 1994-05-11
Anticipated expiration: 2009-05-11
Also published as: BE902639A; US4780268A; JPS6111696A

Description

【発明の詳細な説明】本発明は、原子炉の外部においての使用、例えば核分裂
性物質の移送及び／又は貯蔵のために設計された中性子
吸収材要素を内部に組み込んだ構造物に向けられてい
る。

核分裂性物質を多量に、そして／又は高濃縮度で含有す
る原子炉の燃料要素及び燃料集合体の移送及び貯蔵に際
して、通常の使用中も、潜在的な事故状態の間も、確実
に臨界をさけるようにする必要がある。

例えば、核燃料移送容器は、各燃料集合体構造について
特定の最大燃料濃度（即ちU²³⁵の重量及び重量％）を移
送することを、米国原子力規制委員会により認可されて
いる。新しい核燃料移送容器の設計がこの認可を受ける
には、その新しい設計が、米国連邦規則及び規則指針の
要求に準拠していることを、米国原子力規制委員会の満
足のゆくように実証する必要がある。これらの要求は、
核燃料移送容器が収納している燃料集合体の臨界未満を
核燃料移送容器及びその内部構造物が保持するべき最大
想定事故を規定している。米国原子力規制委員会は、通
常、新しい収納済みの核燃料移送容器の９ｍ(30フイー
ト)自由落下試験と、核燃料移送容器の孔明けと、半時
間763.1℃(1475゜F)の温度にさらすことと、それに続く
８時間の水中浸漬とを要求している。これには、試験さ
れる核燃料移送容器の破壊がもちろん伴う。

臨界とは、中性子による自己持続性の核分裂連鎖反応を
生ずるに足る、与えられた形状における核分裂性物質の
量として定義される。原子炉においては、制御された臨
界が、発電のために必要とされる。しかし、原子炉の外
部では臨界は避けるべきである。核分裂性物質の質量を
少なくしたり、その形状を変えたり、核分裂性物質の間
の距離を増大させたり、そして／又は、核分裂性物質の
間に遮蔽物(即ち中性子吸収物質)を配置することによっ
て、臨界を避けうることは、よく知られている。核燃料
移送容器においては、これらの全パラメーターが、臨界
を避けるために用いられている。普通の核燃料移送容器
においては、内部の支持フレーム上に、２つの燃料集合
体が並べて保持され、該支持フレームの一部分は、これ
ら２つの燃料集合体の間に介在され、２つの中性子吸収
板を収納する。各中性子吸収板は、燃料集合体の長さ及
び幅にそれぞれ等しい長さ及び幅をもち、厚さは約4.83
mm(0.19インチ)である。従来から使用されたこれらの中
性子吸収板は、例えばAISI 304L オーステナイトステン
レス鋼からできており、少なくとも約１．３重量％の天
然ホウ素、銅又は炭素鋼を含有している。これらの中性
子吸収板を含めた核燃料移送容器の内部構造物は、最大
想定事故の条件を考慮して評価することが必要になる。

燃料濃縮度は、電力会社が燃料集合体の燃料出力を高く
して燃料サイクルの期間を延長させるようにしているこ
とにより、高くなってきている。そのため、現行の核燃
料移送容器の認可限度をこえた濃縮度の燃料を移送しう
ることが望ましい。

中性子吸収材要素は、核分裂性物質の貯蔵及び取扱いに
も使用され、作業員に対する放射線被曝を制限すると共
に、臨界事故を防止する助けとなつている。

ほうろう引きや、耐火性金属及びセラミックの被覆即ち
サーメット被覆の設計、製造及び使用は、金属被覆技術
の分野では、従来から広く知られており、ほうろう部門
では、カークーオスマーの「エンサイクロペデイア・オ
ブ・メミカル・テクノロジー」第３版、第９号、１〜20
頁(1980年ジョン・ワイリー・アンド・サンズ刊行)と、
「メタルズ・ハンドブック」第９版、第５号、509〜531
頁の「表面洗浄、表面仕上げ及び被覆」(1982年アメリ
カン・リサイエテイ・フオア・メタルズ)とに、またサ
ーメット被覆については、軍事仕様書「被覆、金属及び
セラミック」MIL-C-81751B、1972年１月17日に、それぞ
れ記載されている。

前出の軍事仕様書に示されたサーメットは、産業用サー
メットで、耐火性セラミックスとしての酸化アルミニウ
ム及び／又は酸化ジルコニウムと、金属としてのアルミ
ニウム及び／又はジルコニウムとから主に成り、そのほ
かに結合剤として、相当な量の他の酸化物例えばホウ酸
ガラスが用いられている。使用された粘土添加物中に見
られる少量の成分も補助的に存在している。これらのサ
ーメットは、ジェット噴射装置又は熱交換器のような耐
熱性又は耐薬品性の被覆を必要とする用途に用いられ
る。形状及び強度を付与する鋼基体を被覆することは、
比較的簡単な溶射溶融工程であり、この工程は、ほうろ
う引きやサーメット被覆の技術において周知の工業的な
装置及び技術を用いて行うことができる。

前述したように、現行の認可された限界を超過するU²³⁵
濃度(重量値)を用いた燃料集合体を移送することの必要
性に留意して、本発明者らは、最大想定事故時の条件を
満足し、所望のU²³⁵濃縮度の増大に対処しうるような、
より有効な入手可能な中性子吸収材要素を見い出すため
の研究を重ねた。これにより、内部構造物を含めた全部
の核燃料移送容器の再検定と新設計の検定とが不要にな
るものと期待された。

中性子吸収材要素は、最大想定事故時の条件を満たすこ
とのほかに、認可された普通の内部支持フレームにおい
て利用可能なスペースに嵌合させうる厚さを有している
べきである。

これらのことに留意して、本発明者らは、現用の銅又は
炭素鋼の中性子吸収板よりも有効な中性子吸収材である
普通に入手可能な中性子吸収材について研究を行った。
ボラル及びビスコ・ボラフレックスが特に研究された。
ボラル（Boral）は、1100アルミニウムシートの間に挾
持された炭化ホウ素のアルミニウム中分散体であり、米
合州国ミシガン州リボニア、私書箱2067、ブルックス・
アンド・パーキンズ社により製造されている。ボラフレ
ックス(Boraflex)は、ボラルと類似しているが、炭化ホ
ウ素のシリコンゴム中分散体であり、ビスコ（ブランド
・インダストリアル・サービス・カンパニー）により製
造されている。

ボラル及びボラフレックスは、最大想定事故時の763.1
℃(1475゜F)の条件に耐えられなかった。

ホウ酸塩処理したステンレス鋼についても研究したが、
この材料は、装置の利用可能なスペースである最大厚さ
6.4mm(0.25インチ)及び燃料濃縮度の増大した要求につ
いて、中性子吸収材として不適切なことが明らかになっ
た。

既存の中性子吸収材が所期の設計条件を十分に満たしえ
ないことによって、本発明者らは、代替材料の開発に着
手した。鋼バッキング上炭化ホウ素ニッケルブレーズ中
懸濁体（suspension ofboron carbide in nickel braze
on a steelbacking）は、完成品の脆さと厚さが必要で
あることのため成功しなかった。炭化ホウ素及びステン
レス鋼粉末の混合物の火炎溶射によって得た被覆は、容
認しえない程度にホウ素含量が少なかった。これよりも
相当に有効な中性子吸収材である酸化ガドリニウムを用
いた同様の試みも成功しなかった。米合州国ニュージャ
ージ州サウス・プレーンフイールド，ビック・スリー・
インダストリーズ社、テンピル・デイビジョンにより市
販されている高温塗料「パイロマーク2500」の透明な展色
剤を、酸化カドリニウムに混合させることにより、非常
に適切な吸収材被覆が得られた。この混合物をステンレ
ス鋼に適用しキュアリングすることにより、763.1℃(14
75゜F)の温度に耐えうるほぼ不透過(即ち、実質的に全
ての中性子を吸収する)の中性子吸収材が得られた。こ
の中性子吸収材により形成された吸収板組立体の厚さ
は、現用の中性子吸収板の厚さよりも小さいため、容易
に代替可能と思われる。この被覆は、763.1℃(1475゜F)
の温度と、その後の水の飛沫による熱衝撃には耐えられ
るが、日常的な摩擦に対する耐性が非常に低いため、何
らかの強靭な保護上塗りが必要になる。この被覆の最大
の欠陥は、適切なキュアリングのために時間−温度サイ
クルが必要となることである。本発明者らは、高温塗料
の開発の努力の結果として、本発明に到達することがで
きた。

従って、本発明は、燃料集合体を支持するための支持手
段内に収納される少なくとも２つの中性子吸収材要素を
備え、該中性子吸収材要素の各々は、その主要面に1cm²
当たり少なくとも0.02gのGd₂O₃が添加されており、且つ
延性金属基体の外側に接合された耐火性被覆を備え、前
記Gd₂O₃の添加により前記耐火性被覆を熱中性子に対し
て実質的に不透過にしている該燃料移送容器において、
前記耐火性被覆は、ガドリニアと、粘土成分と、ホウ酸
塩ガラスと、アルミナ及び／又はジルコニアと、アルミ
ニウム及び／又はジルコニウムとから基本的になる金属
・セラミック混合物であることを特徴としている。

本発明らは、基本的に不透過の中性子吸収材要素を形成
するに足る厚さ及びガドリニア含量の耐火性被覆(金属
・セラミック混合物)を有する延性金属基体が、所期の
寸法要求を満たすと共に、最大想定事故基準に基づいた
設計条件も満たすことを見いだした。

本発明の好適な実施例によれば、中性子吸収材要素は鋼
シート材であり、その主表面に耐火性金属・セラミック
混合物の被覆を有する。該金属・セラミック混合物の被
覆は、表面の１cm²当たり少なくとも0.02gのガドリニア
を存在させるに足るガドリニア濃度及び厚さを備えてい
る。中性子吸収材要素の最大厚さは、0.48cm(0.19in)よ
りも大きくないことが好ましい。また、実施例の核燃料
移送容器は、約3.65重量％、好ましくは約４．３重量％
を超える濃度においてU²³⁵を各々含有する２つの燃料集
合体を収容するのに都合がよい。

次に、図面に示した本発明の好ましい実施例について一
層詳細に説明する。

本発明による中性子吸収材要素１は、第１，２図に示さ
れている。第１図は、この中性子吸収材要素の断面図で
ある。中性子吸収材要素１は、延性金属基体10に接着状
に結合された耐火性被覆５を備えている。延性金属基体
10は、予定される使用条件に適合したどんな延性金属材
料でもよく、ほうろう引きやサーメット被覆技術に普通
に使用される材料から選択するのが好ましい。一例とし
て、ほうろう引き等級即ちほうろう引きに使用しうる程
度の品質の炭素鋼板即ちステンレス鋼板、例えばAISI 3
04を、本明細書中に記載される核燃料移送容器の用途に
用いてもよい。炭素鋼板のほうろう引き等級は、ASTM A
424の化学的要求に適合したものとするのが好ましい。
ほうろう引き及びサーメット被覆技術において慣用され
るように、耐火性被覆の施工前に、ニッケルフラッシュ
（ニツケルの薄い被覆）を炭素鋼基体に施工してもよ
い。これは、炭素鋼基体と被覆との間の表面凝集力を増
大させるために普通に用いられる方法であるが、必ずし
も全部の被覆又は構造に適用されるものではない。

耐火性被覆５は、当該技術において周知の標準的なサー
メット被覆技術を用いてニッケル被覆した炭素鋼基体に
適用され結合された金属・セラミツク混合物の被覆であ
る。耐火性被覆５の好ましい組成は、主に、ホウ酸塩ガ
ラスと、耐火性セラミックスであるアルミナ及び／又は
ジルコニアと、アルミニウム及び／又はジルコニウムと
から成り、これを相当高い濃度のガドリニアの添加によ
って変更した組成である。本発明の好ましい実施例によ
れば、耐火性被覆５は、10〜50重量％のガドリニアと、
金属・セラミック混合物において普通に見られるレベル
のホウ酸塩ガラスと、アルミナ及び／又はジルコニア
と、金属アルミニウム及び／又はジルコニウムと、低レ
ベルの無機粘土成分とを含有している。

ガドリニアは、ASTM C888-78の条件に好ましくは適合し
た粉末として、被覆の調合の間に、他の標準タイプの原
材料と共に添加される。フィッシャーサブシーブ分析に
より測定したガドリニア出発物質の粒径は、１〜10μｍ
である。これよりも相当に粗いガドリニア粒子を用いて
もよい。

調合された被覆は、スラリーとして延性金属基体に適用
され、乾燥され、標準的なほうろう引き及びサーメト被
覆技術を用いて焼成される。最終的に被覆される中性子
吸収材要素１は、全面を被覆しても、１面のみ被覆して
もよいが、第１図の実施例によれば、耐火性被覆５は、
延性金属基体10の両方の主要面15の実質的に全部を覆
い、側面20からは故意に除かれている。被覆厚さCTは、
実質的に一様であることが好ましく、好ましくは1.0〜
0.6mm(0.04〜0.025インチ)、特に好ましくは0.2〜0.4mm
(0.008〜0.016インチ)である。各面の耐火性被覆５の厚
さは、中性子吸収材要素１のほぼ全体に亘って、各面の
１cm²当たり少なくとも0.020ｇのレベルの、特に好まし
くは、各面の１cm²当たり少なくとも0.025ｇのガドリニ
アを存在させるに足る値とするのが好ましい。これらの
レベルにおいては、第１図の実施例による中性子吸収材
要素１を熱中性子に対し実質的に不透過にするに足るガ
ドリニアが存在している。換言すれば、耐火性被覆５に
向けられた実質的に全部の熱中性子が吸収される。機械
的な衝撃又は曲げによる剥落に対する耐性のような、耐
火性被覆の機械的強度を最適にするために、被覆厚みを
最小にすることが望ましい。

中性子吸収材要素１におけるガドリニアの存在及び濃度
は、Ｘ線けい光分析技術によって検定するのが好まし
い。被覆された中性子吸収材要素１を横切る種々の個所
をそのガドリニア濃度について、好ましくは、テキサス
・ニュークリア・ポータブル・アナライザー(9200シリ
ーズ)又はこれと同種のＸ線けい光分析装置を用いた測
定によって試験する。使用するアナライザーは、既知の
ガドリニア濃度を有する標準吸収材要素に対して較正す
る。

中性子吸収材要素１の厚さＴは、多くの用途にとっては
重量ではないが、6.35mm(0.25インチ)の開口幅の既存の
核燃料移送容器に使用する場合には、重要とり、この場
合は、6.35mm(0.25インチ)よりも小さく、好ましくは、
4.83mm(0.19インチ)よりも小さくすべきである。これよ
りも広いか又は狭いスペースを有する核燃料移送容器に
ついては、この上限値は、重要でなく、適用されないこ
とがありうる。中性子吸収材要素１の厚さＴが実質的に
一様となることが望ましいが、第２図に示すように、一
様な厚みから相当にかけ離れた厚さとしてもよい。

第２図には、第１図に断面図によって示した中性子吸収
材要素１が、斜視図により示されている。中性子吸収材
要素１は、燃料集合体における燃料の長さ及び幅に実質
的に等しい長さ及び幅を好ましくは備えている。燃料の
長さは、典型的には、燃料集合体の設計に依存して、30
5〜427cm（120〜168インチ）である。この長さの中性子
吸収材要素は、従来の販用装置によりワンピースで形成
することができる。しかし、本発明者らが利用しうる装
置の場合には、装置のサイズに制限があるため、所望の
長さの中性子吸収材要素をワンピースで製造することが
できないので、第２図に示すように、２つの中性子吸収
材要素１を別々に被覆したのち、それらを１つに溶接し
た所望の長さとする。第２図に示すように、中性子吸収
材要素１の両側のTIG溶接部25を用いて重ね溶接継手を
形成する。TIG溶接前に、そして被覆を焼成する前に、
被覆ビスク(coating bisque)を、溶接しようとする個所
に最も近い領域からブラシがけによって除去する。第２
図には、製造中に中性子吸収材要素１を取り扱うために
使用する通し孔30も図示されている。通し孔35は、核燃
料移送容器にこの中性子吸収材要素１を取り付けたり取
り外したりするために使用される。溶接後、発錆を防止
するために、実質的に全部の露出した鋼部分例えば側面
20及び通し孔30，35の内側壁を好ましくは塗装する。

前述したように、本発明による中性子吸収材要素１は、
既存の核燃料移送容器に使用するには、最大想定事故規
準に基づいた厳密な材料特性基準を満たさねばならな
い。次の例によって、本発明がより明瞭に説明されると
共に、その利点及び特徴が示される。

基本的には第１，２図に示した中性子吸収材要素１を前
述したようにして製造した。使用した延性金属基体は、
ASTM A424に準拠したほうろう引き等級の厚さが約0.89m
m(0.35mm)の薄板鋼である。ガドリニアを含む金属・セ
ラミック混合物を適用する前に、ニッケルフラッシュ被
覆を施した。多孔性の金属・セラミック混合物被覆は、
表Ｉに示す組成を有し、各々の主要面15上の厚さは、約
0.34mm(0.0135インチ)であった。

中性子吸収材要素１の寸法は、約1.57×184.15×4064mm
(0.062×7.25×160インチ)であり、重ね溶接継手での厚
さは約3.17mm(0.125インチ)、溶接ビードでの厚さは約
4.75mm(0.188インチ)であつた。明らかなように、この
中性子吸収材要素は、核燃料移送容器の寸法要求に容易
に適合する。

本発明による装荷済みの核燃料移送容器の簡略な横断面
図が、第３図に示されている。この核燃料移送容器の内
部には、２つの燃料集合体45が並置され、締付けフレー
ム55によって移送容器支持フレーム(燃料集合体の支持
手段)50にクランプされている。この組立体全体は、緩
衝取付フレーム60及び緩衝取付部材65により核燃料移送
容器40に連結されている。支持フレーム50は、２つの燃
料集合体45の間に垂直に延長する延長部分（燃料集合体
の支持手段）70を有し、この延長部分70の内部には、少
なくとも２つの本発明による中性子吸収材要素１がシー
ルされて収納されている。支持フレーム50の延長部分70
中における中性子吸収材要素１の位置は、第４図により
詳細に図示されている。

第４図からわかるように、燃料集合体45は、支持フレー
ム50及びその延長部分70上に載置されており、これら
は、ラバーコルク系クッション材77の層を外面に備えた
鋼シート材の連続体である。延長部分70の内部において
中性子吸収材要素１は、延長部分70の長さに沿って配分
された幅6.35mm×長さ38.10mm(幅1/4インチ×長さ１．
５インチ)の支持パッド80上に載置されている。中性子
吸収材要素１は、はしご状のフレーム85と表面75との間
に各々配置されており、該フレーム85は、長さが約38.1
mm(1.5インチ)の角形の管体であり、第５に示すよう
に、約508〜610mm(20〜24インチ)の間隔に配設されてい
る。

中性子吸収材要素１は、被覆を剥落させることなく撓み
うることが求められている。より詳細には、中性子吸収
材要素１は、無支持長さ約508mm(20インチ)に対して約5
0.8mm(２インチ)の湾曲を可能とすべきである。（前記
無支持長さは、フレーム85間の最小距離である）。全サ
イズの中性子吸収材要素１からの一部を用いたこの状態
の簡単なシミュレーションにより、いかなる大きな割れ
又は剥落も被覆が受けていないことが示された。この試
験によって鋼基体にわずかな永久硬化が見られた。中性
子吸収材要素１の予想される取扱い及び使用は、機能的
な障害なしに撓む中性子吸収材要素１の能力を超過しな
いであろう。

装荷した核燃料移送容器を、最大想定事故の一部とし
て、かたい表面上に、約９ｍ(30フイート)自由に落下さ
せた。内部構造物の懸架方式は、該内部構造物の全エネ
ルギーを吸収しえないので、内部構造物が機械的な衝撃
を受ける。本発明による中性子吸収材要素１の耐衝撃性
を示すために、比較的撓まない厚さ約12.7mm(1/2イン
チ)の鋼板上に中性子吸収材要素１のみを約９ｍ(30フイ
ート)自由に落下させた。案内ワイヤを使用し、フラッ
ト形態（中性子吸収材要素１の幅を水平にした形態）と
ギロチン形態（中性子吸収材要素１の幅を垂直にした形
態）で、中性子吸収材要素１を落下させた。フラット形
態のみが、被覆に明白な損傷のない鋼基体を与えた。中
性子吸収材要素１を縁部から先に落下させるギロチン形
態は、中性子吸収材要素１の縁部を局所的に変形させる
と共に、板縁から約3.2mm(1/8インチ)まで離れた被覆の
縁部にランダムな剥落をひき起こした。大部分の被覆
は、この苛酷な衝撃によって影響されなかつた。これら
の試験によって、核燃料移送容器の支持フレーム内部の
保護された位置において偶発的な条件下に受ける衝撃よ
りも著しく大きな衝撃に被覆が耐えうることが示され
た。

支持フレーム50の延長部分70中に位置された中性子吸収
材要素１は、異常な摩擦力が起こりうる条件の下におか
れていない。中性子吸収材要素１の縁部は、被覆作業に
よってたまたま被覆物質がそこに付着するとしても、被
覆される必要はなく、故意に被覆されていない。中性子
吸収材要素１の下部縁は、内部構造物との境界であり、
中性子吸収材要素１の重量を支持している。そのため、
被覆され融解された中性子吸収材要素１の縁部は、下地
金属まで摩耗され、ガドリニウムを含有した細片が発生
してそれが核燃料移送容器から検査中或は洗浄又は塗装
中に移動する可能性が除かれる。

中性子吸収材要素１の側面は、大きな荷重を受けず、広
い接触面積を備えている。被覆は、分布荷重による影響
を受け難い。硬く尖鋭な縁部をもつた工具により相当大
きな圧力を手で加えることが、被覆面に目にみえる損傷
を与えるために必要となる。そのため被覆は、適切に耐
摩耗性となり、その苛酷な環境に耐え、機能上の性能を
保つことができる。

核燃料移送容器及びその内部の機構が、半時間763.1℃
(1475゜F)の温度及びその後の冷却に耐えうることが、
基本的に、最大想定事故の場合に要求されている。市販
の材料は、中性子吸収材として不適切であるか、又は、
763.1℃(1475゜F)の温度にさらされた時に劣化する。

中性子吸収材要素１と核燃料移送容器の内部構造物との
境界及び中性子吸収材要素１相互間の境界をシミュレー
トするために、マツフル炉内に中性子吸収材要素１のサ
ンプルを収容した。試験の目的は、中性子吸収材要素１
の被覆が境界と接触することにより変化してその機能上
の特性が劣化しないことを確かめることにあった。準備
終了後に、マッフル炉を作動させ、763.1℃(1475゜F)で
３．５時間安定状態とした後、炉の作動を停止した。指
示温度が93.3℃(200゜F)に降下した時に、マッフル炉の
ドアを開放し、中性子吸収材要素１を取り出した。どの
場合にも中性子吸収材要素１は試験前の状態から大きく
変化してはいなかった。

米国原子力委員会の規則は、放射係数０．９、パツケー
ジ吸収係数0.8で、763.1℃(1475゜F)の放射線環境に露
出させることを規定している。そのためパッケージは、
この半時間の間に、最高温度までの加熱を受けている。
また、パッケージの冷却は、実際上は、放射線環境が除
かれると直ちに開始される。実行される試験は、中性子
吸収材要素１が半時間の全期間及び自然の冷却がなされ
る次の３時間の期間763.1℃(1475゜F)の温度に保たれて
いるので、保守的とされている。

次に、上述した中性子吸収材要素１を個別に763.1℃(14
75゜F)に加熱し、その温度で取り出して、一側から室温
の水をかけた。次に、中性子吸収材要素１を再び加熱
し、取り出し、室温の水のバケット内で急冷させた。中
性子吸収材要素１は、いかなる大きな割れ、剥落又は分
離も示さなかった。中性子吸収材要素は、それが核燃料
移送容器において経験しうる熱衝撃としても適切な熱衝
撃に対して耐性を示した。

これらの試験により、所要の高温事故状態及び苛酷な熱
衝撃にも中性子吸収材要素１が耐えうることが明らかに
された。

中性子吸収材要素の被覆は、そのサーメットとしての性
質によって、８時間水に露出させても実質的に水を透過
させない。

これらの中性子吸収材要素１を備えた核燃料移送容器の
核設計は、確立された規則及び技術に従つて行った。本
発明による中性子吸収材要素を用いたことによる利点
は、以前の承認されたパッケージの内容を示す表IIと本
発明に従って認可されるものとして表IIIに提起される
パッケージの内容との比較によって明らかにされる通り
である。５．０重量％濃縮度の14×14及び16×16配列
は、任意に定めた限界である。特定の装置について、こ
れよりも高い限界を定めてもよい。

前述した例は、本発明のすぐれた作用及び効果を示すも
のであるが、これらは単に本発明を説明するためのもの
に過ぎず、本発明は、以上に示された形状もしくは寸法
又は要素の性質に限定されると解釈すべきではない。本
発明による中性子吸収材要素は、新しい構造の核燃料移
送容器及び既に認可された古い構造の核燃料移送容器の
両方に使用しうる。また、本発明による中性子吸収材要
素は、中性子遮蔽により核燃料物質の貯蔵及び取扱いが
利益をうるどんな場合にも使用しうる。本発明による中
性子吸収材要素は、使用済み燃料集合体を搬送し貯蔵す
るために使用する構造物に組み込むことが特に好まし
い。これらの応用において、中性子吸収材要素が少なく
とも或る時間通常水中におかれていることが必要とされ
るならば、AISI 304のようなステンレス鋼から延性金属
基体を製造することが好ましい。

【図面の簡単な説明】

第１図は、本発明による中性子吸収材要素を示し、第２
図のＩ−Ｉ線に沿った横断面図、第２図は、第１図に示
した中性子吸収材要素の斜視図、第３図は、第１，２図
に示した中性子吸収材要素の位置を示す、核燃料移送容
器の断面図、第４図は、第３図に示した移送容器フレー
ムと燃料集合体と中性子吸収材要素との部分的な拡大断
面図、第５図は、支持フレーム及び中性子吸収材要素を
示し、第４図のＶ−Ｖ線に沿った断面図である。１……中性子吸収材要素、５……耐火性被覆 10……延性金属基体、15……主要面 40……核燃料移送容器 50……支持フレーム（燃料集合体の支持手段） 70……延長部分（燃料集合体の支持手段）

───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (56)参考文献特開昭52−41635（ＪＰ，Ａ) 特開昭53−90597（ＪＰ，Ａ) 特開昭58−120755（ＪＰ，Ａ)

Claims

【特許請求の範囲】

【請求項１】燃料集合体を支持するための支持手段内に
収納される少なくとも２つの中性子吸収材要素を備え、
該中性子吸収材要素の各々は、その主要面に1cm²当たり
少なくとも0.02gのGd₂O₃が添加されており、且つ延性金
属基体の外側に接合された耐火性被覆を備え、前記Gd₂O
₃の添加により前記耐火性被覆を熱中性子に対して実質
的に不透過にしている核燃料移送容器において、前記耐
火性被覆は、ガドリニアと、粘土成分と、ホウ酸塩ガラ
スと、アルミナ及び／又はジルコニアと、アルミニウム
及び／又はジルコニウムとから基本的になる金属・セラ
ミック混合物であることを特徴とする核燃料移送容器。