JPH022116B2 - - Google Patents

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JPH022116B2
JPH022116B2 JP57221733A JP22173382A JPH022116B2 JP H022116 B2 JPH022116 B2 JP H022116B2 JP 57221733 A JP57221733 A JP 57221733A JP 22173382 A JP22173382 A JP 22173382A JP H022116 B2 JPH022116 B2 JP H022116B2
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JP
Japan
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sodium
fuel
jacket
liquid metal
aluminide
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Application number
JP57221733A
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JPS58109884A (ja
Inventor
Sutanrii Kyamuberu Chaarusu
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UK Atomic Energy Authority
Original Assignee
UK Atomic Energy Authority
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Publication date
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Publication of JPH022116B2 publication Critical patent/JPH022116B2/ja
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    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
    • G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
    • G21C3/336—Spacer elements for fuel rods in the bundle
    • 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
    • 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
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  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
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Description

【発明の詳細な説明】 本発明は液体金属ナトリウムの環境において使
用される液体金属ナトリウム冷却型原子炉に関す
る。
現在、工業的に液体金属ナトリウムを使用する
ことはよく知られており、例えば原子炉工業で
は、金属ナトリウムは炉心から水蒸気を生成し、
過熱する熱交換器に熱エネルギーを運ぶ運搬媒体
（ビヒクル）として使用される。液体金属ナトリ
ウムは特に500〜600℃の温度範囲で操作されると
き、摩耗、侵食及び支持面の間の摩擦の高い係数
が重大な問題を提起する原因となつている。例え
ば、合金鋼の構成要素が補足し合う支持面と支持
接触せしめられると、合金鋼は補足し合う支持面
に移動する傾向を有する。補足し合う支持面には
種々の材料、例えば安定化処理した２ 1/4Cr−
1Moステンレス鋼、ニツケル基合金例えばイン
コネル718（インコネルは登録商標である）、ステ
ライト及び炭化クロムが使用又は示唆されたが、
これらの支持面材料は何れも合金鋼と一緒に使用
するときは全体的に満足されるものではない。
昭和53年特許願第9203号には１つの支持面は合
金鋼であり、ニツケル基合金成分の補足し合う支
持面はアルミナイズされている装置が開示されて
いる。このような装置では、表面の摩耗が従来公
知の装置と比較したとき可成り減少され；摩耗の
軌跡（track）は比較的平滑のまゝであり、摩擦
係数も比較的低い。これらの材料の特に良好な作
用は酸素含有ナトリウムとの反応による、比較的
容易なアルミン酸ナトリウムの形成によつてもた
らされ；アルミン酸ナトリウムは潤滑剤として役
立つものと考えられる。然しながら、支持面をア
ルミナイズする方法、即ち表面にアルミニウムを
拡散する方法は高温方法であり、斯る高温度は処
理する構成要素に対し有害である。
補足し合う支持面又は摩擦面を有する合金鋼の
構成要素より成る液体金属ナトリウム環境で使用
するための液体金属ナトリウム冷却型原子炉にお
いて、本発明は構成要素の少くとも１つがニツケ
ルアルミ化物で析出被覆されている支持面を有し
ている。液体金属アルカリはアルミ化物被膜では
アルミナイズされた被膜と同様の効果を有し、装
置の使用に際し慣用装置におけるよりも減少せる
消耗と侵食及び低い摩擦係数とを有する。金属が
ナトリウムである場合、これらの材料の特に良好
な作用が酸素含有ナトリウムとの反応による比較
的容易なアルミン酸ナトリウムの形成によつても
たらされ、アルミン酸ナトリウムは潤滑剤として
役立つものと考えられる。
析出被覆（deposition coating）とは、支持又
は摩擦面に拡散するよりは寧ろその面に材料の層
を置くことを意味し、斯る析出被覆は構成要素を
許容し難い高温度に上昇することによつてその効
率が弱められることのない方法例えばプラズマ又
は爆発銃によつて適用することができる。
本発明の装置では、補足し合う支持面はニツケ
ルクロム合金例えばニクロム（登録商標）15−
20V／Ｏの金属結合層と結合したニツケルアルミ
化物で被覆される。主として、アルミ化物粒子は
亜化学当量（hypostoichiometric）アルミ化物、
代表的にはNiAlの粒子を結合するアルミニウム
含有ニツケル基合金を形成するために結合層と反
応する。
本発明は液体金属ナトリウム冷却型の原子炉用
の燃料副集合体（サブアセンブリー）として使用
する装置に一つの用途が見い出され、而も燃料ピ
ンの束を収容する管状外被より成り、外被は隣接
する副集合体と接合するために外部接合面を有
し、かつ接合面はアルミ化物で析出被覆されてい
る。
第１図に垂直に置かれて図示されている燃料副
集合体は６角の断面を有する管状合金鋼外被１に
封入された一束の間隔を有する細長い燃料ピンの
束（図示していない）より成る。外被は上部中性
子遮蔽部２及び下部尖端部３を有し、そこで原子
炉燃料集合体の隣接する副集合体と互に接して直
立させるための原子炉燃料集合体の支持構造体に
おけるソケツトに差し込むことができるようにな
つている。両端の中間で外被は各側面にパツド
（pad）４を備え、それにより原子炉燃料集合体
に使用するに際し隣接する燃料副集合体のパツド
は互に接触する。接触するパツドは正確に副集合
体に間隔をあけ、燃料集合体用の円周拘束手段で
突張りを与え、それによつて照射ボイドスウエリ
ング（irradiation void swelling）及びクリープ
による曲がりは可成り減少される。パツドは放射
状に外方向にプレス成形することによつて外被に
形成されるが、他の構造では合金鋼の別個のパツ
ドが外被に溶接することにより附設される。侵食
による摩耗を低下するためにパツド４の表面はニ
ツケルアルミ化物で析出被覆される。
本発明の他の予想される用途は補足し合う支持
面が熱交換チユーブ及びその突張り支持体の支持
面である熱交換装置及び補足し合う支持面がステ
ンレス鋼クラツド燃料ピン及びそのセル状突張り
グリツドの支持面である原子炉燃料副集合体にお
けるものである。
【図面の簡単な説明】
第１図は液体金属ナトリウム冷却型の高速増殖
原子炉用の燃料副集合体の側面図、第２図は第１
図の２−２線の断面図である。 図中、１……管状外被、２……上部中性子遮蔽
部分、３……下部尖端部分、４……パツド。
【特許請求の範囲】
１ 液体ナトリウムが熱媒体として内部を流れ、
該液体ナトリウムの自由液面が形成される頭部を
拡口した容器本体と、該容器本体の頭部内側の一
部にその頭部との間に環状溜りを形成するように
配設され、上部にフローホールを有する筒状仕切
壁と、該仕切壁内側の前記フローホールよりも高
位置に開口し、前記容器本体下部を貫通する溢流
本管と、前記環状溜りの前記溢流本管開口よりも
低位置に開口し、前記仕切壁及び前記容器本体下
部を順次貫通して外部に開閉弁を設けた溢流副管
とを具備したことを特徴とする液体ナトリウム容
器。
JP57221733A 1981-12-18 1982-12-17 液体金属ナトリウム冷却型原子炉 Granted JPS58109884A (ja)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
GB8138264 1981-12-18
GB8138264 1981-12-18

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPS58109884A JPS58109884A (ja) 1983-06-30
JPH022116B2 true JPH022116B2 (ja) 1990-01-16

Family

ID=10526705

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP57221733A Granted JPS58109884A (ja) 1981-12-18 1982-12-17 液体金属ナトリウム冷却型原子炉

Country Status (4)

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US (1) US4769210A (ja)
EP (1) EP0082660B1 (ja)
JP (1) JPS58109884A (ja)
DE (1) DE3277149D1 (ja)

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JPS58109884A (ja) 1983-06-30
US4769210A (en) 1988-09-06
EP0082660A1 (en) 1983-06-29
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