JP2011508231A - 核燃料集合体用の輸送コンテナ及び核燃料集合体を輸送する方法 - Google Patents

Abstract

非照射核燃料集合体用の輸送コンテナ（１０）は、少なくとも１つの核燃料集合体を受け入れるための単一ケーシング（１１）を含み、単一ケーシング（１１）は細長い管状シェル（１２）で形成され、細長い管状シェル（１２）は、核燃料集合体（２）を受け入れるための少なくとも１つの個々のハウジング（２０）を構成する金属内部層（２２）と、金属内部層（２２）を取り囲む金属外部層（３０）と、を含み、細長い管状シェル（１２）は、内部層（２２）と外部層（３０）の間が満たされ、前記ケーシングは、ハウジング（２０）或いは各々のハウジング（２０）をシェル（１２）の長手方向両端で閉じるためのふた（１３）を有する。
【選択図】図３

Description

本発明は、非照射核燃料集合体用の輸送コンテナに関する。

新しい（或いは非照射）核燃料集合体は、一般的に、製造場で製造され、次いで、原子力発電所に輸送される。

核燃料集合体は、輸送中、安全性及び性能の要求条件下で原子炉でのそれらの後の使用を保証する目的で、通常の輸送条件下でそれらの完全性を保つために、輸送中事故の場合に性能低下のリスクを最小にするために、特に、核分裂性物質が分散すること及び臨界の状態に近づくことを防ぐために、保護されなければならない。

フランス特許第2 774 800号は、核燃料集合体用の２つの個々のハウジングを構成する内部包装と、２つの半分のシェルで形成された外部包装とを含み、内部包装が外部包装の内部に吊るされている核燃料集合体用の輸送コンテナを記載する。

その構造の目的は、２つの重ね合わされた包装及び２つの包装の間の緩衝手段のおかげで、新しい核燃料集合体を衝撃及び振動から保護することである。

それにもかかわらず、そのコンテナは、特に、嵩だかで重い。コンテナは地面上に水平にしか貯蔵することができず、さらにコンテナが地面に占める大きな表面積が、原子力発電所の敷地で中間的に貯蔵することができるコンテナの数を制限する。その大きな寸法形状は、例えば輸送プラットフォーム上にコンテナを留めるために、作業者に地面より高い所で仕事を強いる。最後に、多数の労働者が、規定に従って燃料の運搬を確実に行うために必要である。これらの特徴は、そのタイプのコンテナの輸送及び開発の費用をかなり増大させる。

本発明の目的は、輸送費用をかなり減少させ且つコンテナの開発の条件を改善させることができる核燃料集合体用の輸送コンテナを提案することである。

そのために、本発明は、非照射核燃料集合体用の輸送コンテナであって、輸送コンテナは、少なくとも１つの核燃料集合体を受け入れるための単一ケーシングを含み、単一ケーシングは細長い管状シェルで形成され、細長い管状シェルは、核燃料集合体を受け入れるための少なくとも１つの個々のハウジングを構成する金属内部層と、金属内部層を取り囲む金属外部層と、を含み、細長い管状シェルは、内部層と外部層の間が満たされ、ケーシングは、ハウジング或いは各々のハウジングをシェルの長手方向両端で閉じるためのふたを有することを特徴とする、輸送コンテナを提案する。

他の実施形態によると、輸送コンテナは孤立して又は技術的に可能な組合せで取られた次の特徴の１つ又は２以上を有する。本発明の輸送コンテナは、ハウジング或いは各個々のハウジングを構成し且つハウジングの全長にわたってほぼ平滑である横面を含み；
ハウジング或いは各個々のハウジングの横面とハウジングの内部に受け入れられる燃料集合体との間の横方向隙間は、ハウジング内の相対移動によって引き起こされる燃料集合体の損傷を回避するように選択され；
ハウジング或いは各個のハウジングの横面とハウジングの内部に受け入れられる燃料集合体との間の横方向隙間は、０．１ｍｍ乃至５ｍｍ、好ましくは０．３ｍｍ乃至３ｍｍ、さらに好ましくは０．５ｍｍ乃至１ｍｍであり；
横方向隙間は、ハウジングの内面に固定されたプレートを追加することによって調節され；
ハウジング或いは各ハウジングは、Ｖの形状に配置された２組の横面によって画成される四角形断面を有し、シェルは、ハウジング或いは各ハウジング毎に、Ｖの形状に配置された横面２対のうち一対を持つ支持部と、Ｖの形状に配置された横面の２対のうちの他方一対をもつドアと、ドアと支持部の位置を、Ｖ形状に配置された面の対の交差線を通る横方向に調節することができる、ドアを支持部に固定するための手段と、を含み；
シェルは、中性子を吸収する遮蔽のための中間層と、衝撃からの保護のための中間層、とを含み；
熱保護のための層は、衝撃に対する保護のための中間層に加えられ；
保護層は、中性子吸収遮蔽層を取り囲み；
シェルは、中性子吸収遮蔽層と、保護層を分離する中間金属分離層を含む。

本発明は、また、少なくとも１つの非照射核燃料集合体を輸送する方法に関し、少なくとも１つの非照射核燃料集合体は、上述の輸送コンテナに配置され、コンテナは、コンテナのケーシングが、コンテナの落下の場合に核燃料集合体をそれだけで保護するように輸送車両に配置され、コンテナは最初の場所から次の場所まで輸送される。

ある実施形態によると、緩衝部材は、シェルと設置面の間に配置される。

本発明及び本発明の利点は、添付図面を参照して、例示として純粋に与えられる以下の記述を参照してよりよく理解される。

核燃料集合体の概略斜視図である。 図１に記載された２つの核燃料集合体を輸送するために提供される、本発明によるコンテナの斜視図である。 平面III−IIIによる、図２のコンテナの断面図である。 平面IV−IVによる、図２のコンテナの断面図である。 コンテナを入れる２つの方法を例示する、図２のコンテナの図である。 コンテナを入れる２つの方法を例示する、図２のコンテナの図である。 本発明の変形によるコンテナの入れ方を例示する、図５及び図６の図と同様の図である。 本発明の変形によるコンテナの入れ方を例示する、図５及び図６の図と同様の図である。 図２に記載のコンテナの中間貯蔵用の装置の概略図である。 図２に記載のコンテナを輸送する車両の概略側面図である。

図１の核燃料集合体２は、加圧水型原子炉（ＰＷＲ）で用いられるタイプのものである。

核燃料集合体２は、長手方向Ｌに細長い。核燃料集合体２は、核燃料棒４の束と、核燃料棒４を支持するための骨組み５とを含む。核燃料集合体２は、例示された例では、正方形断面を有する。

核燃料棒４は、核燃料ペレットを詰め且つその両端がプラグによって閉じられたチューブの形態である。

普通であるように、骨組み５は、核燃料集合体２の長手方向両端に配置された２つの端ピース６と、端ピース６の間に長手方向に延びるガイドチューブ（図示せず）と、燃料棒６を保持するための格子８と、を含む。ガイドチューブは、これらの端が端ピース６に固定される。格子８は、ガイドチューブに固定され且つ端ピース６の間に分布されている。核燃料棒４は、核燃料棒４を長手方向に及び横方向に保持する格子８の中を延びる。

核燃料集合体は、通常、製造場で製造され、次いで、原子力発電所に輸送され、原子炉の炉心に導入される前に、核燃料集合体は中間的にここに貯蔵される。

図２は、核燃料集合体２を製造場から原子力発電所に輸送することができる本発明によるコンテナ１０を示す。

コンテナ１０は、シェル１２で形成され、核燃料集合体を受け入れる単一ケーシング１１と、２つのふた１３とを含む。

シェル１２は、管状で長手方向Ｅに且つ長手方向に細長い。シェル１２は、内部キャビティを画成する内面１４及び外面１６を有する。

シェル１２は、シェル１２の内部キャビティを２つの別個別々のハウジング２０に分離する長手方向仕切り１８を含む。ハウジング２０は、シェル１２の長手方向Ｅに、仕切り１８の各側に１つずつ互いに平行に延びる。

各ハウジング２０は、図１の核燃料集合体のような核燃料集合体２を受け入れ、対応する断面、ここでは正方形断面を有する。

各ハウジング２０は、必要であれば、核燃料集合体を形成するように組み立てられる、或いは以前に運ばれた核燃料集合体を修理するために使用される核燃料棒を収容する燃料棒ケースを受け入れることができる。

ふた１３が、ハウジング２０をシェル１２の長手方向両端で閉じるために設けられる。

普通であるように、各ふた１３が、バルサウッド、フォーム或いは蜂の巣状構造のようなエネルギー散逸材料を包囲する金属プレートを含む。ふた１３が、コンテナ１０が軸線方向に落ちる場合にエネルギーを散逸させるための装置を形成する。

変形の方法として、ふた１３は、下述のシェル１２の内部構造と同様の内部構造を有する。

シェル１２の内部構造を、シェル１２の断面図である図３及び４に示す。

図３に示すように、シェル１２は、層をなし且ついくつかの並置された層を含む。

より正確には、シェル１２は、シェル１２の内側から外側まで、金属内部層２２、中性子遮蔽層２４、金属中間層２６、保護層２８及び金属外部層３０を含む。

中間層２４、２６及び２８は、隙間を実質的に残すことなく、シェル１２を内部層２２と外部層３０の間で満たしている。

内部層２２は、ハウジング２０を画成する。外部層３０は、シェル１２の外皮を画成する。中間層２６は、遮蔽層２４と保護層２８を分離する。

保護層２８は、激しい機械的な衝撃エネルギーを吸収し且つ核燃料集合体２を外側に関して熱的に断熱することにある。シェル１２の機械的な強度に寄与するために、保護層２８は、好ましくは固体である。保護層２８は、例えば、高密度フォーム或いはバルサウッドによって形成される。

遮蔽層２４は、ハウジング２０内に受け入れた核燃料集合体によって放射された中性子を吸収する中性子吸収層（neutrophage layer）である。遮蔽層２４は、好ましくは、シェル１２の機械的な強度に寄与するために固体である。遮蔽層２４は、例えば、ホウ素のような中性子吸収化合物或いは要素で充填され且つ水素リッチである樹脂、或いは、ハフニウムのような中性子吸収金属材料のシート状の樹脂である。

本発明の変形例では、層２２、２４及び２６は、例えば、硼素鋼或いは硼素アルミニウム（単位質量あたり硼素数％）よりなる単一の厚い金属内部層によって置き換えられる。

シェル１２は、任意的に、内部層２２と外部層３０との間で、シェル１２の厚さ内に配置される、長手方向のビーム形態の補強部材３１を含む。補強部材３１は、例えば、”Ｉ”型断面を有する金属輪郭であり、補強部材３１の１つの足部は内部層２２に固定され、補強部材３１の芯部は外側に向かって半径方向に延びる。

機械的な補強の他の適当な手段が予想できる。かくして、変形或いは任意のやり方では、内部補強部材は、２つの金属層の間、例えば、金属中間層２６と金属外層３０の間、及び/又は金属内層２２と金属中間層２６の間におのおの配置され且つ例えば溶接によってそれらにしっかりと接合される、扁平輪郭、チューブ、角形部材或いは波形金属シートの形態で設けられる。

変形或いは任意の方法により、シェル１２は、例えば、外部層からシェル１２の外側に向かって突出するリブの形態の、外部層を補強するための部材を含む。リブは、外部層３０と一体であるか或いは外部層に取付けられる。

シェル１２は、長手方向Ｅに細長いいくつかのシェル部分で形成される。

より正確には、シェル１２は、”Ｔ”の形状の断面を有する支持部３２を形成する第１シェル部分及び”Ｌ”の形状の断面を有する２つのドア３４によって形成された第２シェル部分によって形成される。

支持部３２は、”Ｔ”の縦線（down-stroke）を定義する仕切り１８と、仕切り１８の両側に対称に延び且つ”Ｔ”の横線(cross stroke)を定義する２つのウイング３８を含む。仕切り１８は、ウイング３８の遮蔽層２４の材料で満たされた、内部層２２の一部分のリブによって形成される。その結果、ハウジング２０は、ハウジング２０内に配置された２つの核燃料集合体２の間の核反応の開始を防止する中性子遮蔽層によって分離される。

各ドア３４は、仕切り１８の一端及びウイング３８の一端に固定される。各ハウジング２０は、９０度のＶを形成する支持部３２の２つの面４０及び９０度のＶを形成するドア３４の各々の２つの面４２によって画成される。支持部３２の面４０のうち一方は、仕切り１８の面であり、他方はウイング３８の面である。

面４０及び４２は、ハウジング２０の全長にわたって平滑である。これらは、ハウジング２０内に受け入れられるようになっている図１の燃料集合体２の端ピース６及び格子８の断面にほぼ対応する断面を画成する。

面４０、４２と格子８の間の全体の横隙間は、ハウジング２０内で燃料集合体２の相対的移動を回避し、同時に集合体２のハウジング２０内への長手方向の挿入を可能にするために、０．１ｍｍ乃至５ｍｍであり、好ましくは０．３ｍｍ乃至３ｍｍであり、さらに好ましくは０．５ｍｍ乃至１ｍｍであり、隙間の幅が広がると、ハウジング内に受け入れる燃料集合体を損傷する可能性がある。

コンテナ１０には、ハウジング２０内部の燃料集合体２を横方向にクランプするための手段がない。燃料集合体２とハウジング２０の間に在る小さな隙間は、燃料集合体２とハウジング２０の間の相対移動の大きさを制限でき且つ燃料集合体２の完全さを保つことができる。

さらに、支持部３２とドア３４の間の協力のおかげで、ハウジング２０内側に、燃料集合体２のわずかなクランプを見込むことが可能である。

そのために、図３の断面図と異なる平面での断面図を示す図４に示すように、シェル１２は、ドア３４の面４２によって画成されるＶの頂点及び支持部３２の面４０によって画成されるＶの頂点を通る直線とほぼ平行な方向にクランプすることによって各ドア３４を支持部３２に固定するための手段を含む。固定部材は、例えば、図４に概略的に示すねじ４４からなる。例えばゴムの弾性支持部が、ドア３４と支持部３２の間の接触領域に設けられてもよい。

外部層３０は、外面１６から内部層２２まで延びる、ねじ４４の通路のためのくぼみ穴４６を含む。くぼみ穴４６は、外部層３０と内部層２２の間に延びる補強ステーを形成するのが好ましい。

異なるサイズの燃料集合体の輸送を可能にするために、適当な厚さの調節プレートをハウジング２０の１つ或いは２つ以上の横面４０、４２に加えることによってハウジング２０のサイズを調節することができる。

任意に、上ふた１３は、上ふた１３を位置決めし且つコンテナ１０を閉じた後、且つ全ての取扱い及び輸送作業中に、ハウジング２０内での燃料集合体２の長手方向Ｌにおける燃料集合体のいかなる変移を回避するために燃料集合体を長手方向にクランプするための装置を含む。

シェル１２の端面図を示す図５に示すように、燃料集合体２は、支持部３２を地面に配置し、ドア３４を係合から外し、燃料集合体２を支持部３２上に配置し、次いでドア３４を再び閉じ、ドア３４を支持部３２上にクランプすることによって入れられてもよい。ふた１３は、この入れ方を行うために、個々のケースに応じて、取り去ってもとりさらなくてもよい。燃料集合体の取り出しが同じ方法で実行されてもよい。

地面を占められる小さい表面積及びコンテナの小さい容積は、その開発を容易にする。しかしながら、コンテナ１０が水平姿勢である間、出し入れの変形例は、大部分は燃料棒ケースとして用いられる。

斜視図を表す図６に示されるように、燃料集合体２の出し入れは、コンテナ１０を垂直位置に配置し、支持部３２を壁或いは支持構造にもたれて配置し、上ふた１３を取り除き、適当な持ち上げグリッパーによる周知の方法で、燃料集合体２をその上端ピース６でグリップすることによって、さらに燃料集合体２をハウジング２０の１つの中に垂直に変移させることによって、行うことができる。

これは、横面４０、４２が全長にわたってほぼ平滑である事実によって可能であり、さらに、したがって、燃料集合体２がハウジング２０内側の隆起部分に引っ掛けるリスクがない。この出し入れ方法は、この方法がコンテナ１０を水平位置に貯蔵することを回避するので大きな空間節約を可能にし、さらにこの方法が、ドア３４を取り外すことを回避するので大きな時間節約を可能にし、上ふた１３だけは取り外さなければならない。

図７で示す変形例では、ドア３４は、長手方向軸線を有するヒンジによって支持部３２のウイング３８に関節でつながれる。

このようなコンテナを図６に示す方法で、頂部から、或いは図８に示す方法で側面から入れることができる。これを行うために、コンテナ１０が垂直位置で配置され且つ上ふた１３が取り外されるときで、ドア３４は、燃料集合体２を挿入する或いは引き抜くために開かれる。

その入れ方は、建物の高さが制限されているときに、より適している。コンテナ１０が垂直位置にあるとき、ドア３４を開くことができるために、コンテナ１０の下ふた１３は出し入れ作業中ドア３４に連結されないことが条件である。

図９に示すように、複数のコンテナ１０を互いの隣り合わせの上向き位置で、水平位置での貯蔵と比較して特に大きなスペース節約で、且つ時間の制限なく、中間的に貯蔵することができる、ラックタイプの中間貯蔵装置を原子力発電所内に設けることができる。水平位置でのみ貯蔵を可能にする普通のコンテナでは、水平に貯蔵されるように設計されていない燃料集合体の損傷を防ぐために、貯蔵期間が制限される。

コンテナは、輸送中、核燃料集合体が、特に事故が起きるとき衝撃から確実に護らなければならない。

燃料集合体輸送コンテナは、国際原子力機関（ＩＡＥＡ）の放射性物質の輸送規則、陸路による危険物品の国際輸送に関する欧州協定（ＡＤＲ）、鉄道による危険物品の国際輸送に関する規則（ＲＩＤ）、及び国際海上危険物規則（ＩＭＤＧ）のような、国際標準によって規定されたとても厳しい認定試験に合格しなければならない。

特に、コンテナは、一般に第一の落下ではコンテナの長手方向が垂直位置にあり、第二の落下の状態では、コンテナの長手方向が最大の損傷を生じさせるために予め決められた値だけ水平に関して傾むけられ、その傾斜値は、例えば、むちうち効果を得るために、１５度程度のものであり、９ｍの高さから規定落下試験を受け、さらに１．５ｍの高さからパンチへの規定落下試験を特に受け、これら試験中、内部層２２が開いてはならない。

シェル１２及びふた１３によって形成されたケーシング１１は、それだけで、非照射核燃料集合体を輸送するのに適している。換言すると、ケーシング１１は、輸送中、特に規定落下試験中ケーシングが収容する燃料集合体をそれだけで保護することができる。

シェル１２の多層構造は、かなり大きい機械的な衝撃強度をシェル１２に与える。シェル１２の機械的な強度は、とりわけ、次の寸法によって決定される：金属層２２、２６、３０を形成する金属シートの厚さ；遮蔽層２４の材料及び厚さ；保護層２８の材料及び厚さ；補強部材３１の材料、形状、寸法、数及び位置。

さまざまな層の厚さ及びその性質は、輸送される燃料集合体の特性に基づいて当業者によって容易に決定できる。

遮蔽層２４の性質及び厚さは、例えば、燃料棒４に含まれる核分裂性物質のウラン２３５の濃縮度による。臨界の研究により、最も適当な物質及び必要な厚さを容易に決定でき、それは、例えば、１ミリの数百分の１乃至数十分の１の厚さのハフニウムシート、或いは数パーセントのホウ素及び、数パーセントのホウ素を充填した数センチ（５０乃至７５ｍｍ）の樹脂に相当する、ポリエチレンのような数センチの減速材と関連した数ミリメートル（例えば１．５ｍｍ乃至４ｍｍ）の厚さを有するホウ素アルミニウム又はスチールのシートである。

金属層を形成する金属シート２２、２６、３０の厚さ、及び補強部材３１の材料、形状、寸法、数及び位置は、例えば、コンテナ及び輸送組立体のいかなる変形を防ぎ且つ規定の試験にうまく合格するための必要な機械的強度を保証するために、材料に関する強度計算によって決定される。

例示として、屈曲金属シートの形態で提供される金属層２２、２６、３０を形成する金属シート及び補強部材３１の厚さは、好ましくは１ｍｍ乃至６ｍｍである。Ｉ型ビームの形態の補強部材３１は、例えばEU規準19乃至57による範囲８０乃至１４０内にある。

外側に配置された保護層２８は、衝撃から護り、且つ衝撃の場合に、遮蔽層２４が過度に影響され且つ変形されるのを防止する。保護層２８の厚さは、有利には、３０ｍｍ乃至１５０ｍｍである。

遮蔽層２４は、核分裂性物質によって放出された中性子を吸収し且つこれら中性子がコンテナ１０の外側に拡散されるのを防ぐ。

全ての層は、これらの層の間に隙間なく、ハウジング２０内に受け入れられる核燃料集合体２にできるだけ近くに一まとめにされる。これは、物質の量を減らすことによってコンテナ１０の容積及び質量を制限すること、機械的な衝撃に対するシェル１２の抵抗を増大させること、及びコンテナ１０の落下の場合に放散されるべきエネルギーを制限することを可能にする。

コンテナは、また、正常な輸送条件下（損傷をうけていないコンテナ）で、しかし又事故の発生後の輸送条件下（上述の規定試験による落下後の損傷したコンテナ）で火災の場合に核燃料集合体を保護しなければならない。

特に、コンテナは、規定の耐火試験を受け、試験中、コンテナが炭化水素火災によって引き起こされる摂氏８５０度の高温に３０分間耐えなければならない。

シェル１２及びふた１３は、火災の場合にこれらだけで、核燃料集合体を保護することができる。

シェル１２の層構造は、燃料集合体とその構成部品を損傷させる可能性がある温度の上昇を回避するために有効な熱保護を保証する。

保護層２８は、また、シェル１２の外側から内側までの熱の伝達に対するバリアを形成するように構成されている。

変形例では、特定の断熱層が、金属層２６と３０の間に加えられる。

かくして、シェル１２及びふた１３は、未照射核燃料集合体の陸上、鉄道、海上或いは航空輸送のための資格が与えられる前に、コンテナが受けるさまざまな規定の試験において、非照射核燃料集合体をそれらだけで保護することができる。これは過大包装を設ける必要がない。

コンテナ１０は、特に、コンパクト且つ軽量である。その結果、輸送時に、その操作が、容易である。多数の容器１０を、貨物自動車、貨物列車或いは、海上或いは航空コンテナのような、同じ輸送手段に配置することができる。従って、輸送及び開発の費用が減少する。

中性子吸収材の量及び燃料集合体にできるだけ近い中性子吸収材の存在は、また、数に関していかなる制限も無く、互いに装填され、輸送され或いは貯蔵される複数のコンテナ１０間の核反応を開始するリスクを防ぐ。

図２に示すように、コンテナ１０は、その操作、その留めること及びその輸送用の固定部材を含む。

コンテナ１０は、コンテナ１０の外面１６の第１面１６Ａを介して補強部材３１に横方向に固定される２つの管状足５２を含む。管状足５２は、関係する輸送プラットフォーム（貨物自動車、貨物列車或いは、海上或いは航空コンテナ）に、或いは、コンテナ１０の下に配置されたコンテナ或いは中間構造に取付けられた固定部材の係合及び係止を可能にするように構成されている。

コンテナ１０は、第１の面と反対側の、コンテナ外面１６の第２の面１６Ｂを介して補強部材３１に固定された固定部材５４を含む。これらの固定部材５４は、コンテナ１０或いは中間構造に積み重ねられたもう１つ他のコンテナの足に固定される。

コンテナ１０は、コンテナを持ち上げて貨物自動車或いは貨物列車に配置することができるようにするために、リフトトラックのフォークを受け入れるためのチューブ５６を第２面１６Ｂ上に含む。チューブ５６は、取扱い工具固定部材を受け入れ且つ適当なリフト手段（回転するブリッジ、クレーン）によってコンテナの取扱い及び輸送プラットフォームからの垂直の荷上げ/荷降ろしを可能にするように配置されている。

図１０に示すように、本輸送方法によると、少なくとも１つの未照射核燃料集合体２がコンテナ１０内に配置され、コンテナ１０が車両５８、特に陸上輸送車両に配置され、コンテナ１０は最初の場所（例えば製造場所）から次の場所（例えば原子力発電所）まで、もし必要であれば、複合一貫輸送手段（貨物自動車、貨物列車或いは、海上及び/或いは航空輸送）を用いて輸送される。

コンテナ１０は、シェル１２が、コンテナの落下の場合に、燃料集合体２をそれだけで護るように車両５８に配置される。かくして、閉鎖された追加の包装及び過剰包装がシェル１２の周りに配置されることがない。

コンテナのシェル１２の多層構造によってコンテナに与えられるコンテナ１０の衝撃強度は、保護層２８によってさらに高められ、コンテナの遮蔽層２４によってコンテナに与えられる中性子遮蔽は、過剰な包装をすることなくコンテナを輸送できる。

さらに、燃料集合体は、核燃料棒４の支持部を支持格子８内で損傷させる可能性があり或いは、燃料ペレット柱の軸線方向変位を生じさせ且つ原子炉内で燃料集合体の後の使用を妨げ或いは損傷させる可能性がある振動から保護されなければならない。

核燃料集合体の完全性は、外層３０にしっかり連結された内層２２を含む本発明によるコンテナ１０で緩衝部材なしに効率的に保たれ、さらに、各核燃料集合体２は、純粋に、集合体とハウジング２０の構成する面４０、４２との間の小さな隙間のおかげで対応するハウジング２０内に保持される。

輸送によって引き起こされる振動をフィルタするために、車両５８の輸送プラットフォーム６２とコンテナ１０の間に緩衝部材６０を設けることができる。緩衝部材６０は、例えば、単一のエラストマーブロックである。

また、コンテナが輸送プラットフォーム６２に積み重ねられるとき、設置面がコンテナ１０の下に位置決めされたもう１つの他のコンテナであるか或いは中間構造体であるかにかかわらず、コンテナ１０といかなる設置面の間に緩衝部材を設けることができる。

Claims (12)

1. 非照射核燃料集合体用の輸送コンテナ（１０）であって、
   前記輸送コンテナは、少なくとも１つの核燃料集合体を受け入れるための単一ケーシング（１１）を含み、
   前記単一ケーシング（１１）は細長い管状シェル（１２）で形成され、前記細長い管状シェル（１２）は、核燃料集合体（２）を受け入れるための少なくとも１つの個々のハウジング（２０）を構成する金属内部層（２２）と、前記金属内部層（２２）を取り囲む金属外部層（３０）と、を含み、前記細長い管状シェル（１２）は、前記内部層（２２）と前記外部層（３０）の間が満たされ、
   前記単一ケーシングは、前記ハウジング（２０）或いは各々の前記ハウジング（２０）を前記シェル（１２）の長手方向両端で閉じるためのふた（１３）を有する、ことを特徴とする、前記輸送コンテナ。
2. 前記細長い管状シェル（１２）は、前記ハウジング（２０）或いは各個々の前記ハウジング（２０）を構成し且つ前記ハウジング（２０）の全長にわたってほぼ平滑である横面（４０、４２）を含む、請求項１に記載の輸送コンテナ（１０）。
3. 前記ハウジング（２０）或いは各個々の前記ハウジング（２０）の横面と前記ハウジングの内部に受け入れられる燃料集合体（２）との間の前記横方向隙間は、前記ハウジング（２０）内の相対移動によって引き起こされる前記燃料集合体（２）の損傷を回避するように選択される、請求項１又は２の何れか１項に記載の輸送コンテナ（１０）。
4. 前記ハウジング（２０）或いは各個々の前記ハウジング（２０）の前記横面と前記ハウジングの内部に受け入れられる燃料集合体（２）との間の横方向隙間は、０．１ｍｍ乃至５ｍｍ、好ましくは０．３ｍｍ乃至３ｍｍ、さらに好ましくは０．５ｍｍ乃至１ｍｍである、請求項１乃至３の何れか１項に記載の輸送コンテナ（１０）。
5. 前記横方向隙間は、前記ハウジング（２０）の内面（１４）に固定されたプレートを追加することによって調節される、請求項３又は４の何れか１項に記載の輸送コンテナ（１０）。
6. 前記ハウジング（２０）或いは各ハウジング（２０）は、Ｖの形状に配置された２対の横面によって画成される四角形断面を有し、前記シェル（１２）は、前記ハウジング（２０）或いは各ハウジング（２０）毎に、Vの形状に配置された横面の２対のうち１対を担持する支持部（３２）と、Ｖの形状に配置された前記横面の２対のうちもう１対を担持するドア（３４）と、ドア（３４）及び支持部（３２）の位置を、Ｖの形状に配置された面の２対の交差線を通る横方向に調節することができる、ドア（３４）を支持部（３２）に固定するための、手段（４４、４６）とを含む、前記請求項１乃至５の何れか１項に記載の輸送コンテナ（１０）。
7. 前記シェル（１２）は、中性子を吸収する遮蔽のための中間層（２４）と、衝撃からの保護のための中間層（２８）、とを含む、前記請求項１乃至６の何れか１項に記載の輸送コンテナ（１０）。
8. 熱保護のための層は、衝撃からの保護のための前記中間層に加えられる、前記請求項７に記載の輸送コンテナ（１０）。
9. 保護層（２８）は、中性子吸収遮蔽層（２４）を取り囲む、前記請求項７に記載の輸送コンテナ（１０）。
10. 前記シェル（１２）は、中性子吸収遮蔽層（２４）と、保護層（２８）を分離する中間金属分離層（２６）と、を含む、前記請求項７に記載の輸送コンテナ（１０）。
11. 少なくとも１つの非照射核燃料集合体（２）は、請求項１乃至１０の何れか１項に記載の輸送コンテナ（１０）に配置され、前記コンテナ（１０）は、前記コンテナ（１０）の前記ケーシング（１１）が、前記コンテナ（１０）の落下の場合に前記核燃料集合体をそれだけで保護するように輸送車両に配置され、コンテナ（１０）が最初の場所から次の場所まで輸送される、少なくとも１つの核燃料集合体を輸送する方法。
12. 緩衝部材は、シェル（１２）と設置面の間に配置される、請求項１３に記載の輸送方法。

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