JPS6189585A - 原子炉用遮蔽パネル装置 - Google Patents
原子炉用遮蔽パネル装置Info
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- JPS6189585A JPS6189585A JP60209003A JP20900385A JPS6189585A JP S6189585 A JPS6189585 A JP S6189585A JP 60209003 A JP60209003 A JP 60209003A JP 20900385 A JP20900385 A JP 20900385A JP S6189585 A JPS6189585 A JP S6189585A
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- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
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- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C11/00—Shielding structurally associated with the reactor
- G21C11/02—Biological shielding ; Neutron or gamma shielding
- G21C11/022—Biological shielding ; Neutron or gamma shielding inside the reactor vessel
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- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
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- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Particle Accelerators (AREA)
- Shielding Devices Or Components To Electric Or Magnetic Fields (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。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
に原子炉の炉心から放出される高エネルギ中性子の１升
突からｆ呆譚するように、原子炉容器の還択された餡域
を遮蔽する中性子遮蔽バ本ル３用いる装置に関するもの
である。
突からｆ呆譚するように、原子炉容器の還択された餡域
を遮蔽する中性子遮蔽バ本ル３用いる装置に関するもの
である。
蒸気タービンを駆動する蒸気を発生させるために使用さ
れている加圧水型原子炉及び沸騰水型原子炉においては
、炉内構造物と普通呼ばれる炉心及びそグ）他の制御装
置は、水か張られた金属性の容器内に配設されている。
れている加圧水型原子炉及び沸騰水型原子炉においては
、炉内構造物と普通呼ばれる炉心及びそグ）他の制御装
置は、水か張られた金属性の容器内に配設されている。
炉心内で核分裂が起こると、核分裂過程で発生したエネ
ルギは水に伝えられる。加圧水型原子炉においては、高
温水は原子炉容器から蒸気発生器に圧送され、該蒸気発
生器内において熱エネルギを別系統の水に伝達し、ター
ビンを駆動する蒸気を発生させる．沸騰水型原子炉にお
いては、核分裂生成物のエネルギは原子炉容器内の水に
伝達され、タービンを駆動する蒸気を発生させる．これ
等の型式の原子炉においては、炉心から出て原子炉容器
に当たる中性子束によって原子炉容器の材料が脆化する
ことが分かつていた．即ち、高エネルギ中性子に長い間
照射されると、原子炉容器の破壊しん性が低下し、この
状磨が続けば最終的に原子炉容器のｖｉ．断という結果
になる。
ルギは水に伝えられる。加圧水型原子炉においては、高
温水は原子炉容器から蒸気発生器に圧送され、該蒸気発
生器内において熱エネルギを別系統の水に伝達し、ター
ビンを駆動する蒸気を発生させる．沸騰水型原子炉にお
いては、核分裂生成物のエネルギは原子炉容器内の水に
伝達され、タービンを駆動する蒸気を発生させる．これ
等の型式の原子炉においては、炉心から出て原子炉容器
に当たる中性子束によって原子炉容器の材料が脆化する
ことが分かつていた．即ち、高エネルギ中性子に長い間
照射されると、原子炉容器の破壊しん性が低下し、この
状磨が続けば最終的に原子炉容器のｖｉ．断という結果
になる。
原子炉容器の放射線照射を低減するために、今まで、幾
つかの設計技術が使用されてきた。ＰＡえば、加圧水型
原子炉の製造業者は原子炉容器の放射線照射を低減する
ために鋼製の熱遮蔽体を使用していた。このような設計
例の一つでは、炉心を取り囲み支持する炉心バレル自体
は厚さ５〜７．６ｃｍ（２〜３ ｉｎ）の円筒形ｍ製壁
によって囲まれており、この鋼製壁は、原子炉容器の内
面及び炉心バレルの外面から殆ど等しい距離に置かれて
いる。米国特許第３．８６８，３０２号明４ＩＩＩ＠に
開示された別の構造においては、原子炉容器の内面に衝
突する中性子束のレベルは円周方向に著しく変動するこ
とに着目して、炉心バレルの厚さを高中性子束のある領
域において選択的に増している。
つかの設計技術が使用されてきた。ＰＡえば、加圧水型
原子炉の製造業者は原子炉容器の放射線照射を低減する
ために鋼製の熱遮蔽体を使用していた。このような設計
例の一つでは、炉心を取り囲み支持する炉心バレル自体
は厚さ５〜７．６ｃｍ（２〜３ ｉｎ）の円筒形ｍ製壁
によって囲まれており、この鋼製壁は、原子炉容器の内
面及び炉心バレルの外面から殆ど等しい距離に置かれて
いる。米国特許第３．８６８，３０２号明４ＩＩＩ＠に
開示された別の構造においては、原子炉容器の内面に衝
突する中性子束のレベルは円周方向に著しく変動するこ
とに着目して、炉心バレルの厚さを高中性子束のある領
域において選択的に増している。
前述した熱遮蔽構造はある原子炉の運ｒｉ、寿命に亙る
許容フルエンス〈単位面積に当たる中性子の数）に対す
る基準を満たしている。しかし、別のある原子炉におい
ては、このような熱遮蔽構造があっても、原子炉容器の
化学組成が該原子炉容器に高い脆化率乃至脆化速度を持
つようにさせる二とが分かった。特に、原子炉容器？構
成する鋼桁造品又は板が相当な残留量のｆＦ及び二・ノ
ゲル （両方会わせて約１％）を含む場きには、かかる
原子炉容器の脱化速度は上述したような不純物を＆、１
ない原子炉容器よりも遥かに増大することが分かった。
許容フルエンス〈単位面積に当たる中性子の数）に対す
る基準を満たしている。しかし、別のある原子炉におい
ては、このような熱遮蔽構造があっても、原子炉容器の
化学組成が該原子炉容器に高い脆化率乃至脆化速度を持
つようにさせる二とが分かった。特に、原子炉容器？構
成する鋼桁造品又は板が相当な残留量のｆＦ及び二・ノ
ゲル （両方会わせて約１％）を含む場きには、かかる
原子炉容器の脱化速度は上述したような不純物を＆、１
ない原子炉容器よりも遥かに増大することが分かった。
また、原子炉容器を形成するため多こ鋼桁造品又は板を
相互に接合する溶接部であって、相当な残留量の銅及び
ニッケルを含むものら、脱化速度が増大し易い。
相互に接合する溶接部であって、相当な残留量の銅及び
ニッケルを含むものら、脱化速度が増大し易い。
上述した既知の熱遮蔽構造は、相当な残留量の銅及びニ
ッケルを含む原子炉容器の鋼及び／又は溶接部が原子炉
の計画運転寿命内の許容脱化に関し発表されている米国
原子力規制委員会（ＮＲＣ）の１査基準を超えるのを防
止するに足る、上述の原子炉容器及び溶接部に関する十
分な中性子フルエンス減少能力を有しないことがある。
ッケルを含む原子炉容器の鋼及び／又は溶接部が原子炉
の計画運転寿命内の許容脱化に関し発表されている米国
原子力規制委員会（ＮＲＣ）の１査基準を超えるのを防
止するに足る、上述の原子炉容器及び溶接部に関する十
分な中性子フルエンス減少能力を有しないことがある。
既知の熱遮蔽構造は、マキ定の遮蔽体及び原子炉によっ
ては、約２０〜４０％フルエンスを減少させることかで
きる。
ては、約２０〜４０％フルエンスを減少させることかで
きる。
しかし、存在するとずれは原子炉の高フルエンス領域に
ある、相当な残留量の銅及びニッケルを含む、原子炉容
器及び／又はかかる原子炉容器の溶接部は、フルエンス
を４．０又はそれ以上の係数で減少させる遮蔽体を必要
とすることが分かった。
ある、相当な残留量の銅及びニッケルを含む、原子炉容
器及び／又はかかる原子炉容器の溶接部は、フルエンス
を４．０又はそれ以上の係数で減少させる遮蔽体を必要
とすることが分かった。
炉心外に中性子が流出するのを最少にする方法で炉心内
の燃料集き体を配列できる燃料管理技術は既知である。
の燃料集き体を配列できる燃料管理技術は既知である。
この燃料管理技術が用いられるとフルエンスを係数２程
度減少させることができる。
度減少させることができる。
しかし、該燃料管理技術及び既知の熱遮蔽構造を組み会
わせても、相当な残留量の銅及び二ノゲルを含む原子炉
容器の脆化速度を許容限界内に保つのに十分なほどフル
エンスを減少することはできない。
わせても、相当な残留量の銅及び二ノゲルを含む原子炉
容器の脆化速度を許容限界内に保つのに十分なほどフル
エンスを減少することはできない。
従って、本発明の目的は、高エネルギの中性子束に照射
されるときに高度に脆化し易い原子炉容器の選択された
部分に対する熱遮蔽を増すことである。
されるときに高度に脆化し易い原子炉容器の選択された
部分に対する熱遮蔽を増すことである。
この目的から本発明は、原子炉容器と、該原子炉容器内
に装着された炉心とを備える原子炉用の遮蔽パネル装置
であって、前記原子炉容器が前記炉心からの高エネルギ
中性子のＥ５ Ｍ ”：受けたときに脆化し易く、また
、該遮蔽パネル装置か高エネルギ中性子の放射線から前
記原子炉容器を４蔽する遮蔽パネルから栖成さｉｔてい
るものにおいて、該遮蔽パネルが、前記原子炉容器が特
に脆化し易い領域で前記原子炉容器の内面と前記炉心と
の間に装着されたケースと、該ケース内に入れられた、
実質的に重金属及び水素から成る物質とを有することを
特徴とするものである。
に装着された炉心とを備える原子炉用の遮蔽パネル装置
であって、前記原子炉容器が前記炉心からの高エネルギ
中性子のＥ５ Ｍ ”：受けたときに脆化し易く、また
、該遮蔽パネル装置か高エネルギ中性子の放射線から前
記原子炉容器を４蔽する遮蔽パネルから栖成さｉｔてい
るものにおいて、該遮蔽パネルが、前記原子炉容器が特
に脆化し易い領域で前記原子炉容器の内面と前記炉心と
の間に装着されたケースと、該ケース内に入れられた、
実質的に重金属及び水素から成る物質とを有することを
特徴とするものである。
ケースは炉心を取り囲む円筒形の遮蔽体に切欠かれた窓
、即ち開口部に装着するのが好ましい。
、即ち開口部に装着するのが好ましい。
また、ケースは円筒形遮蔽体の内面に或は炉心バレルの
外面に装着することが可能である。既存の遮蔽体が各高
フルエンス領域において炉心バレルに取着される個々の
板の形聾である揚重には、ケースは適切な位置で鋼製の
板に切にかれた開口部に装着してもよい。
外面に装着することが可能である。既存の遮蔽体が各高
フルエンス領域において炉心バレルに取着される個々の
板の形聾である揚重には、ケースは適切な位置で鋼製の
板に切にかれた開口部に装着してもよい。
本発明は添付図面に一例として示した好適な実施例に関
する以下の記載から一層容５に明らかとなろう。
する以下の記載から一層容５に明らかとなろう。
図面を参照すると、第１図には、加圧水型原子炉にＪ〕
いて使用する通常の設計の長い円筒形原子炉容器１が図
示されている。原子炉容器１は通畠の半球形成部３と、
少なくとも一つの冷却水入口ノズル５と、少なくとも一
つの冷却水出口ノズル７と３有する。原子炉容器１は、
その開放端９が蓋体（図示せず〉によって封止されると
、密閉加圧容器を形成する。内方に延びる原子炉容器１
のフランジ１３からは円筒形の炉心バレル１１が懸架さ
れている。炉心バレル１１は、円周方向及び半径方向に
おける炉心バレル１１の位置を安定化させるために、対
応する多数のキ一部材１９に係合するよう円周方向に配
置された複数の突出部１７を存する鍛造底部１５を有す
る。
いて使用する通常の設計の長い円筒形原子炉容器１が図
示されている。原子炉容器１は通畠の半球形成部３と、
少なくとも一つの冷却水入口ノズル５と、少なくとも一
つの冷却水出口ノズル７と３有する。原子炉容器１は、
その開放端９が蓋体（図示せず〉によって封止されると
、密閉加圧容器を形成する。内方に延びる原子炉容器１
のフランジ１３からは円筒形の炉心バレル１１が懸架さ
れている。炉心バレル１１は、円周方向及び半径方向に
おける炉心バレル１１の位置を安定化させるために、対
応する多数のキ一部材１９に係合するよう円周方向に配
置された複数の突出部１７を存する鍛造底部１５を有す
る。
複数の燃利集自体（図示しない）が入っている炉心２１
は原子炉容器１内に配設されており、そして連結部材２
５により炉心バレル１１の内壁に接続された下部炉心板
２３上に載っている。炉心２１は、第２図にもっと明確
に示すように炉心のほぼ矩形の外形に対応する形状を有
するバッフル構造２７内に入つており、詠バッフル棺遣
２７によって取り囲まれている。バッフル構造２７は複
数の分ｐｌ「板２９によって炉心バレル１１に接合され
ている。円筒形の熱遮蔽体３１が、原子炉容器１の内面
と炉心バレル１１の外面との間に配置されて、該炉心バ
レル１１に結き部材３３．３５によって取着されている
。周知のように、炉心バレル１１及び熱遮蔽体３１は両
方共ステンレス鋼から形成するのが一般的であり、また
、原子炉容器１は内面にステンレス鋼の層（図示しない
）を有する低炭素鋼で形成されている。
は原子炉容器１内に配設されており、そして連結部材２
５により炉心バレル１１の内壁に接続された下部炉心板
２３上に載っている。炉心２１は、第２図にもっと明確
に示すように炉心のほぼ矩形の外形に対応する形状を有
するバッフル構造２７内に入つており、詠バッフル棺遣
２７によって取り囲まれている。バッフル構造２７は複
数の分ｐｌ「板２９によって炉心バレル１１に接合され
ている。円筒形の熱遮蔽体３１が、原子炉容器１の内面
と炉心バレル１１の外面との間に配置されて、該炉心バ
レル１１に結き部材３３．３５によって取着されている
。周知のように、炉心バレル１１及び熱遮蔽体３１は両
方共ステンレス鋼から形成するのが一般的であり、また
、原子炉容器１は内面にステンレス鋼の層（図示しない
）を有する低炭素鋼で形成されている。
運転中、冷却水は入口ノズル５から原子炉容器１に入り
、炉心バレル１１の外面と原子炉容器１の内面との間に
形成された環状路を通って下方に流れる。冷却水は原子
炉容器１の底部において、底部鍛造体１５にある複数の
通孔３６を上方に貫流し、下部炉心板２３にある図示し
、ない複数の通孔を経て燃料集合体く図示せず）を通り
上方に流れる。その後、加圧及び加熱された冷却水は、
出口ノズル７を通過し、タービン（図示せず）を駆動す
るため図示しない蒸気発生器に運ばれる。
、炉心バレル１１の外面と原子炉容器１の内面との間に
形成された環状路を通って下方に流れる。冷却水は原子
炉容器１の底部において、底部鍛造体１５にある複数の
通孔３６を上方に貫流し、下部炉心板２３にある図示し
、ない複数の通孔を経て燃料集合体く図示せず）を通り
上方に流れる。その後、加圧及び加熱された冷却水は、
出口ノズル７を通過し、タービン（図示せず）を駆動す
るため図示しない蒸気発生器に運ばれる。
炉心２１内の核燃料から放出された中性子は原子炉容器
１に向がって外側に放射される。炉心がら放射される中
性子束は円周方向に変化する。−っの典型的な原子炉構
造においては、最６高い中性子束レベルは、実質的に矩
形の炉心の、第２図に参照符号３７で表示されているコ
ーナ一部（脆化し易い領域）近傍にある。別の典型的な
原子炉構造（図示せず）においては、最も高い中性子束
レベルは第２図に示したコーナ一部３７から４５°シフ
トされている。
１に向がって外側に放射される。炉心がら放射される中
性子束は円周方向に変化する。−っの典型的な原子炉構
造においては、最６高い中性子束レベルは、実質的に矩
形の炉心の、第２図に参照符号３７で表示されているコ
ーナ一部（脆化し易い領域）近傍にある。別の典型的な
原子炉構造（図示せず）においては、最も高い中性子束
レベルは第２図に示したコーナ一部３７から４５°シフ
トされている。
原子炉容器の鋼製鍛造品又は鋼板が高エネルギ中性子の
照射によって脆化し易いことは昔から知られてい°た。
照射によって脆化し易いことは昔から知られてい°た。
そのなめ、円筒形の熱遮蔽体３１のような熱遮蔽体を使
用して原子炉容器１に衝突する中性子束を減少させてい
た５しがし、原子炉容器を構成する鋼が、或は原子炉容
器における溶接部をぜ■成する泪が相当な残留量の銅及
びニンゲルを３む場合、上述したような既知の熱遮蔽手
段は特に高フルエンス’ｕＸ Ｉｆ＜においては不十分
であることが分かっていた。遮蔽を追加しないと、原子
炉容器の上述したような部分が脆化して割れの成長率が
増し、時間及び経費のかがる修理が必要になる。
用して原子炉容器１に衝突する中性子束を減少させてい
た５しがし、原子炉容器を構成する鋼が、或は原子炉容
器における溶接部をぜ■成する泪が相当な残留量の銅及
びニンゲルを３む場合、上述したような既知の熱遮蔽手
段は特に高フルエンス’ｕＸ Ｉｆ＜においては不十分
であることが分かっていた。遮蔽を追加しないと、原子
炉容器の上述したような部分が脆化して割れの成長率が
増し、時間及び経費のかがる修理が必要になる。
従って、高フルエンス領域を貫通ずる溶接部が相当な残
留量の銅及びニッケルを含有すると決定されたとき、或
は原子炉容器の鋼自体がこのような残留成分を有すると
き、高フルエンス領域における遮蔽を増す必要がある１
本発明は、この問題を、相当な量の残留鋼及びニッケル
を含有するために脆化速度が増大した原子炉容器の領域
の回毎において、熱遮蔽体と共に或はこの熱遮蔽体の代
わりに使用できる、遮蔽パネルによって解決するもので
ある。
留量の銅及びニッケルを含有すると決定されたとき、或
は原子炉容器の鋼自体がこのような残留成分を有すると
き、高フルエンス領域における遮蔽を増す必要がある１
本発明は、この問題を、相当な量の残留鋼及びニッケル
を含有するために脆化速度が増大した原子炉容器の領域
の回毎において、熱遮蔽体と共に或はこの熱遮蔽体の代
わりに使用できる、遮蔽パネルによって解決するもので
ある。
再び第１１２Ｉをう照して、原子炉容器１は、ガース溶
接部３９のような溶接部によって互いに一緒に結合され
た複数の鋼部分３８ａ〜３８ｅがら構成されるものとし
て図示されている。ガース溶接部３９は炉心の上端及び
下端の間に位置しており、ＩＩＭって、コーナ一部３７
（第２［２１蓼照）の近傍の４つの高フルエンス領域を
通っている。そのため、ガース溶接部３９は相当な残留
量の銅及び二・ノヶルを含有し、従って高エネルギ中性
子に照射されたときに脱化する速度が高いと認められる
６上述したように、既知の熱遮蔽体３１はこのような溶
接部に対して十分な遮蔽を与えない。本発明によると、
ガース溶接部が高フルエンス領域を通る各場所において
、ガース溶接部３９に対向して遮蔽パネル４１が装着さ
れている。第１図〜第４図に示した本発明の実施例にお
いては、各遮蔽パネル４１は、各高フルエンス領域にお
けるガース溶接部３９に対向する適切な場所て熱遮蔽体
３１の一部を切り抜くことによって熱遮蔽体３１に形成
した窓、即ち開口部に挿入されている。各窓は挿入ずべ
き遮蔽パネル４１に対応する寸法を有する。
接部３９のような溶接部によって互いに一緒に結合され
た複数の鋼部分３８ａ〜３８ｅがら構成されるものとし
て図示されている。ガース溶接部３９は炉心の上端及び
下端の間に位置しており、ＩＩＭって、コーナ一部３７
（第２［２１蓼照）の近傍の４つの高フルエンス領域を
通っている。そのため、ガース溶接部３９は相当な残留
量の銅及び二・ノヶルを含有し、従って高エネルギ中性
子に照射されたときに脱化する速度が高いと認められる
６上述したように、既知の熱遮蔽体３１はこのような溶
接部に対して十分な遮蔽を与えない。本発明によると、
ガース溶接部が高フルエンス領域を通る各場所において
、ガース溶接部３９に対向して遮蔽パネル４１が装着さ
れている。第１図〜第４図に示した本発明の実施例にお
いては、各遮蔽パネル４１は、各高フルエンス領域にお
けるガース溶接部３９に対向する適切な場所て熱遮蔽体
３１の一部を切り抜くことによって熱遮蔽体３１に形成
した窓、即ち開口部に挿入されている。各窓は挿入ずべ
き遮蔽パネル４１に対応する寸法を有する。
第３図において、本発明の好適な実施例によれば、遮蔽
パネル４１はステンレス川又はインコネルで形成された
外壁４３ｔ！−有するケースを有しており、該ケースが
ｆｆｉ金属水素化物が充填された空所４５を完全に取り
囲んでいる。充填材料として好適なものは、最も高度の
遮蔽を与えることが分かった水素化チタン（ＴｉＨｚ）
である。また、水素化ジルコニウム自体を或はそれと水
素化チタンとを組み音わせて充填材１−１として使用し
てもよい。一般に、適度に重い元素或は重元素とＪ）ζ
にとの化合物は全エネルキ領域において高速中性子を効
果的に減速することが分かった。重元素は、非弾性散乱
衝突の結果として、中性子をＩＭｃｖまて滅Ｊｇする＜
７１に有効である。しかし、ＩＭｅｖの近傍においては
、重元素による中性子の減速よりも、弾性衝突により中
性子を効果的に減速できる水素のような軽い元素による
中性子の減速のほうが効果的になる。
パネル４１はステンレス川又はインコネルで形成された
外壁４３ｔ！−有するケースを有しており、該ケースが
ｆｆｉ金属水素化物が充填された空所４５を完全に取り
囲んでいる。充填材料として好適なものは、最も高度の
遮蔽を与えることが分かった水素化チタン（ＴｉＨｚ）
である。また、水素化ジルコニウム自体を或はそれと水
素化チタンとを組み音わせて充填材１−１として使用し
てもよい。一般に、適度に重い元素或は重元素とＪ）ζ
にとの化合物は全エネルキ領域において高速中性子を効
果的に減速することが分かった。重元素は、非弾性散乱
衝突の結果として、中性子をＩＭｃｖまて滅Ｊｇする＜
７１に有効である。しかし、ＩＭｅｖの近傍においては
、重元素による中性子の減速よりも、弾性衝突により中
性子を効果的に減速できる水素のような軽い元素による
中性子の減速のほうが効果的になる。
効果的な遮蔽は重元素及び水素のバランスに依存するの
で、水素化金属化半量論的組成は最適の遮蔽能力を達成
する際に重要な役割を演することになる。例えば、チタ
ンは理論的には、水素、／チタン比が２となるように水
素で飽和することができる。しかし、商業的環境におい
ては、種々の既知製造プロセスが１８に近い水素／・′
チタン比を生み出している。このような製造プロセスの
一つはパン ホーテン プロセス（Ｖａｎ １ｌｏｕｔ
ｃｎ ｐｒｏｃｅｓｓ）として既知であり、米国特許第
３．７２０，７５１号及び第３．７２０，７５２号明細
書に記載されている。
で、水素化金属化半量論的組成は最適の遮蔽能力を達成
する際に重要な役割を演することになる。例えば、チタ
ンは理論的には、水素、／チタン比が２となるように水
素で飽和することができる。しかし、商業的環境におい
ては、種々の既知製造プロセスが１８に近い水素／・′
チタン比を生み出している。このような製造プロセスの
一つはパン ホーテン プロセス（Ｖａｎ １ｌｏｕｔ
ｃｎ ｐｒｏｃｅｓｓ）として既知であり、米国特許第
３．７２０，７５１号及び第３．７２０，７５２号明細
書に記載されている。
水素化チタンの化学量論的組成の変化に対する遮蔽係数
の感度は下記のテーブルに表されている。
の感度は下記のテーブルに表されている。
遮蔽係数とは遮蔽パネルの使用によって中性子束が減少
する係数である。このテーブルに見られるように、水素
化チタンの遮蔽特性゛は水素含量の低下と共に減少する
。
する係数である。このテーブルに見られるように、水素
化チタンの遮蔽特性゛は水素含量の低下と共に減少する
。
また、水素化金属の密度は遮蔽係数においてら役割を持
っている。例えば、水素化チタンは製造プロセスに応し
て粉体又は砕片の形男になる。密度の範囲は理論密度の
８５％〜１００％のｍＩで変１ヒする。下記のテーブル
に示すように、遮蔽係数は密度が低下するにつれて減少
する。より低密度の水素化チタンの遮蔽特性は小さくな
るが、その理由は、滅運−散乱相互１￥用の割合が密度
に比例して減少するがらである。
っている。例えば、水素化チタンは製造プロセスに応し
て粉体又は砕片の形男になる。密度の範囲は理論密度の
８５％〜１００％のｍＩで変１ヒする。下記のテーブル
に示すように、遮蔽係数は密度が低下するにつれて減少
する。より低密度の水素化チタンの遮蔽特性は小さくな
るが、その理由は、滅運−散乱相互１￥用の割合が密度
に比例して減少するがらである。
また、水素化チタンの厚さは下記のテーブルに示すよう
に遮蔽係数に影響する。
に遮蔽係数に影響する。
下記のテーブルにおいて、遮蔽係数はステンレス鋼グー
ス壁Ｌ 、３ｃｍの遮蔽効果を持っている。ケースの前
／］ｌの全肉厚は１ ｉ＋＋（２，５ｃｍ＞で、Ｐ）る
。
ス壁Ｌ 、３ｃｍの遮蔽効果を持っている。ケースの前
／］ｌの全肉厚は１ ｉ＋＋（２，５ｃｍ＞で、Ｐ）る
。
遮蔽（糸数 密度（％） Ｔｉ１ｌｘ ＴｉＨｘ
厚さ１．８９ ’１．ＯＴ’＋Ｈ２６，８５２
，２０１、ＯＴｉ１１． ７．６２３．００
１ 、ＯＴｉｔｈ ９．５３１．２６
．８５ Ｔｉ１１． 、＋ ６．
８５１．４７ ．８５ Ｔｉ１１
１．ｓ ７．１３２２．００ ．８５
Ｔｉ１ｌ、、、 ９．５３ケースの方位
成分及び縦方向の寸法は５″７−ス璧の厚さ及び水素化
チタンの厚さと同ｔｉに、遮蔽すべき原子炉容器の面積
の寸法と所望の遮蔽係数とを考慮して、特定の適用毎に
設計すべきである。
厚さ１．８９ ’１．ＯＴ’＋Ｈ２６，８５２
，２０１、ＯＴｉ１１． ７．６２３．００
１ 、ＯＴｉｔｈ ９．５３１．２６
．８５ Ｔｉ１１． 、＋ ６．
８５１．４７ ．８５ Ｔｉ１１
１．ｓ ７．１３２２．００ ．８５
Ｔｉ１ｌ、、、 ９．５３ケースの方位
成分及び縦方向の寸法は５″７−ス璧の厚さ及び水素化
チタンの厚さと同ｔｉに、遮蔽すべき原子炉容器の面積
の寸法と所望の遮蔽係数とを考慮して、特定の適用毎に
設計すべきである。
−例として、Ｊ匡蔽ノマ不ｌし！′Ｉ４遣はある場き、
５０”の方位角スパン、７６ｃｍの高さ、１．３ｃ＋＋
のケース壁肉厚、９．５３ｃ＋＋＋のチタン水素化物厚
さ含有する。前述した寸法の遮蔽パネルについての遮蔽
係数は、１８〜２の水Ａ；対対ソタン化学ｊＬ論的割合
と、理論密度の８５°０〜＋００９５の間の水素（ヒチ
タンのＴ、度変化とに応じて、２０〜２９の間で変１ヒ
する。
５０”の方位角スパン、７６ｃｍの高さ、１．３ｃ＋＋
のケース壁肉厚、９．５３ｃ＋＋＋のチタン水素化物厚
さ含有する。前述した寸法の遮蔽パネルについての遮蔽
係数は、１８〜２の水Ａ；対対ソタン化学ｊＬ論的割合
と、理論密度の８５°０〜＋００９５の間の水素（ヒチ
タンのＴ、度変化とに応じて、２０〜２９の間で変１ヒ
する。
第２図の点線領域Ａを拡大して示す第３図と特に第・１
図とを９ ！！？！すると、 ３１！蔽パネル４１は、
その周囲を取り囲んで延びる７ランフ４６分有しており
、また、該遮蔽パネル含熱遮蔽体３１に取着する複数の
ホルト４７を受は入れるように機械加工されている。組
みけけな時に遮蔽パネル４１の外面が熱遮蔽１本３１の
外面と同一面になるように、熱遮蔽体３１に皿ぐり部４
８を設けるのが好ましい。
図とを９ ！！？！すると、 ３１！蔽パネル４１は、
その周囲を取り囲んで延びる７ランフ４６分有しており
、また、該遮蔽パネル含熱遮蔽体３１に取着する複数の
ホルト４７を受は入れるように機械加工されている。組
みけけな時に遮蔽パネル４１の外面が熱遮蔽１本３１の
外面と同一面になるように、熱遮蔽体３１に皿ぐり部４
８を設けるのが好ましい。
第５図は本発明の原理に従った別の遮蔽パネル構造を示
している。第５図において、水素１ヒ金属が充填された
ステンレス鋼又はインコイ・ル製ケースからなる遮蔽パ
ネル４９はボルト５２により円筒形熱遮蔽体３１の内面
に接続されている。遮蔽パネル４９は第１ｒ３〜第４図
の遮蔽パネル４１と同様の遮蔽特性を有する０円筒形の
熱遮蔽体３１と炉心バレル１１との間のスペースは第１
図及び第２図に示すように限定されているので、遮蔽パ
ネル４９に複数の流孔５１を縦方向に設けて、炉心バレ
ル１１と原子炉容器１との間の環状路を流れる冷却水の
通過を許容するようにしてもよい。
している。第５図において、水素１ヒ金属が充填された
ステンレス鋼又はインコイ・ル製ケースからなる遮蔽パ
ネル４９はボルト５２により円筒形熱遮蔽体３１の内面
に接続されている。遮蔽パネル４９は第１ｒ３〜第４図
の遮蔽パネル４１と同様の遮蔽特性を有する０円筒形の
熱遮蔽体３１と炉心バレル１１との間のスペースは第１
図及び第２図に示すように限定されているので、遮蔽パ
ネル４９に複数の流孔５１を縦方向に設けて、炉心バレ
ル１１と原子炉容器１との間の環状路を流れる冷却水の
通過を許容するようにしてもよい。
また、熱遮蔽体３１の内面に遮蔽パネル４９と取着４゛
る代わりに、第６図に示すように、炉心バレル１１の外
面５３に遮蔽パオ・ル４９を装着することも可ｆｉＦｓ
で、らる。
る代わりに、第６図に示すように、炉心バレル１１の外
面５３に遮蔽パオ・ル４９を装着することも可ｆｉＦｓ
で、らる。
第７図は、本発明に従って構成された遮蔽パオ・ルの応
用例を示すもので！ンリ、この遮蔽パオ・ルはＡ Ｖ
ｎ ＦＦ 第３ 、８ Ｇ ８ 、３０２４ 明ａ Ｊ
４： ｒｆＦＩ 示すｈ タようなセグメント化乃至
区分された熱遮蔽体ｆ！：備えている６セグメント化さ
れた熱遮蔽体は円筒形熱遮蔽体と同様の機能を持ってい
る。しかし、複数の２ｈ４蔽体セグメントは、炉心バレ
ルを完全に取り囲むというよりむしろ、炉心の高フルエ
ンス領域の各々において炉心バレルの外面に装着されて
いる。第７図は炉心バレル１１に装着されたこのようｆ
、 ７％遮蔽体セグメント５５の一つを示している。熱
遮蔽体セグメント５５は高フルエンス領域の方位成分の
寸法に対応する弧状部分Ｐ方位角方向に有する。各高フ
ルエンス領域は炉心の全長に沿って延びているので、熱
遮蔽体セグメント５５の長手方向の寸法は大体炉心の長
さに匹敵する。遮蔽パネル５７は第１図〜第４図の遮蔽
パネル４１と同様の磨様でｆｌｏ・１成されており、ｂ
′Ｃって、熱遮蔽体セグメント５５に切欠かれた窓に、
複数のボルトによって装着されている。これ等のボルト
は遮蔽パネル５７の外周ＣＤ域を取り巻いて設けられて
いる。第７図にお（）る原子炉容器１は、第１図の場合
と同様に残留ニッケル及び銅を有し従って高率で脆化を
受けると考えられるカース溶接部３９を存する。従って
、３１！蔽パネル５７はガース溶接部３９に対向して配
置されている。
用例を示すもので！ンリ、この遮蔽パオ・ルはＡ Ｖ
ｎ ＦＦ 第３ 、８ Ｇ ８ 、３０２４ 明ａ Ｊ
４： ｒｆＦＩ 示すｈ タようなセグメント化乃至
区分された熱遮蔽体ｆ！：備えている６セグメント化さ
れた熱遮蔽体は円筒形熱遮蔽体と同様の機能を持ってい
る。しかし、複数の２ｈ４蔽体セグメントは、炉心バレ
ルを完全に取り囲むというよりむしろ、炉心の高フルエ
ンス領域の各々において炉心バレルの外面に装着されて
いる。第７図は炉心バレル１１に装着されたこのようｆ
、 ７％遮蔽体セグメント５５の一つを示している。熱
遮蔽体セグメント５５は高フルエンス領域の方位成分の
寸法に対応する弧状部分Ｐ方位角方向に有する。各高フ
ルエンス領域は炉心の全長に沿って延びているので、熱
遮蔽体セグメント５５の長手方向の寸法は大体炉心の長
さに匹敵する。遮蔽パネル５７は第１図〜第４図の遮蔽
パネル４１と同様の磨様でｆｌｏ・１成されており、ｂ
′Ｃって、熱遮蔽体セグメント５５に切欠かれた窓に、
複数のボルトによって装着されている。これ等のボルト
は遮蔽パネル５７の外周ＣＤ域を取り巻いて設けられて
いる。第７図にお（）る原子炉容器１は、第１図の場合
と同様に残留ニッケル及び銅を有し従って高率で脆化を
受けると考えられるカース溶接部３９を存する。従って
、３１！蔽パネル５７はガース溶接部３９に対向して配
置されている。
原子炉容器１を構成する鋼桁造品、板或は縦方向溶接部
がそれ等をもつと脆化するようなニッケル及び銅を含ん
でいれば、図示した遮蔽パネルの縦方向寸法は、脆化が
増し易い全領域をカバーすべく・ビ・要に応じて大きく
してもよい、成る場合には、遮蔽パネルの縦方向寸法が
炉心の全ｊモに互る高フルエンス領域の縦方向寸法に対
応することがありうる。
がそれ等をもつと脆化するようなニッケル及び銅を含ん
でいれば、図示した遮蔽パネルの縦方向寸法は、脆化が
増し易い全領域をカバーすべく・ビ・要に応じて大きく
してもよい、成る場合には、遮蔽パネルの縦方向寸法が
炉心の全ｊモに互る高フルエンス領域の縦方向寸法に対
応することがありうる。
本発明にＵｅって遮蔽パイ匍し含棺成するケースの組成
も各応用例の遮蔽要求に応じて変えることがてきる。例
えば、遮蔽パネルをステンレス鋼又はインコネルの中実
ブロノつて′桿１成することが本発明の原理内で可能て
島る。ステンレスＳｌ又はインコネルの中実ブロックは
上述したように水素化金属が充填されたケースよりも遮
蔽度が低いが、特定の応用例においては、第１図〜第４
図の円筒形熱遮蔽体よりも大きな厚さ分有するステンレ
ス鋼又はインコネルの中実ブロックはフルエンスを許容
レベルまで軽減するような十分な旦の付加的遮蔽を与え
るであろう。本発明のこの聾様において、ステンレス鋼
又はインコネルの中実ブロックは第１図〜第４図におけ
る遮蔽パネル４１の形状と同様の仕方で形成することが
てきる。ステンレス≦１又はインコネルの中実ブロック
は、スペースの制限と円筒形熱遮蔽体３１の内面に対す
る接近の容易性とに応じて 第５図における遮蔽パネル
４９のシー着 、５と同（羊の罪作て円筒形熱遮蔽体３
１の内面に装着しうる。
も各応用例の遮蔽要求に応じて変えることがてきる。例
えば、遮蔽パネルをステンレス鋼又はインコネルの中実
ブロノつて′桿１成することが本発明の原理内で可能て
島る。ステンレスＳｌ又はインコネルの中実ブロックは
上述したように水素化金属が充填されたケースよりも遮
蔽度が低いが、特定の応用例においては、第１図〜第４
図の円筒形熱遮蔽体よりも大きな厚さ分有するステンレ
ス鋼又はインコネルの中実ブロックはフルエンスを許容
レベルまで軽減するような十分な旦の付加的遮蔽を与え
るであろう。本発明のこの聾様において、ステンレス鋼
又はインコネルの中実ブロックは第１図〜第４図におけ
る遮蔽パネル４１の形状と同様の仕方で形成することが
てきる。ステンレス≦１又はインコネルの中実ブロック
は、スペースの制限と円筒形熱遮蔽体３１の内面に対す
る接近の容易性とに応じて 第５図における遮蔽パネル
４９のシー着 、５と同（羊の罪作て円筒形熱遮蔽体３
１の内面に装着しうる。
４、面の簡単な説明
第１Ｉ２Ｉは本発明による遮蔽パネルを用いたノ４１
Ｔ炉’ｅＦ ｈのα（ｑ部所面図、第２図ζユ第１図の
線ＩＩ−Ｉｔに沿う断面図、第３Ｉ２Ｉは第２図におい
て点線で囲まれた領域Ａの拡大断面図、第４図は第１図
の遮蔽パネルを示す一部切欠き斜視図、第５図は本発明
に従って遮蔽パネルを装着する別の実施例の斜読図、第
６図は本発明に従って遮蔽パ本ルを装着する更に別の実
施例の斜視図、第７図は本発明に従って遮蔽パネルを用
いる遮蔽構造の更に別の実施例を示す、原子炉容器及び
その内部構造物の一部切欠き斜視図である。
Ｔ炉’ｅＦ ｈのα（ｑ部所面図、第２図ζユ第１図の
線ＩＩ−Ｉｔに沿う断面図、第３Ｉ２Ｉは第２図におい
て点線で囲まれた領域Ａの拡大断面図、第４図は第１図
の遮蔽パネルを示す一部切欠き斜視図、第５図は本発明
に従って遮蔽パネルを装着する別の実施例の斜読図、第
６図は本発明に従って遮蔽パ本ルを装着する更に別の実
施例の斜視図、第７図は本発明に従って遮蔽パネルを用
いる遮蔽構造の更に別の実施例を示す、原子炉容器及び
その内部構造物の一部切欠き斜視図である。
■・・原子炉容１ｉＳ１１・・・炉心バレル２１・・炉
心 ３Ｉ・・・熱遮蔽体３７ コーナ一部（
脆化し易い領域〉４］・・遮蔽パネル ４３・・・外
壁（ケース）４９・・遮蔽パネル ５７・・遮蔽パネ
ルＦＩＧ、 ７
心 ３Ｉ・・・熱遮蔽体３７ コーナ一部（
脆化し易い領域〉４］・・遮蔽パネル ４３・・・外
壁（ケース）４９・・遮蔽パネル ５７・・遮蔽パネ
ルＦＩＧ、 ７
Claims (1)
- 原子炉容器と、該原子炉容器内に装着された炉心とを備
える原子炉用の遮蔽パネル装置であって、前記原子炉容
器が前記炉心からの高エネルギ中性子の衝撃を受けたと
きに脆化し易く、また、該遮蔽パネル装置が高エネルギ
中性子の放射線から前記原子炉容器を遮蔽する遮蔽パネ
ルから構成されているものにおいて、該遮蔽パネルが、
前記原子炉容器が特に脆化し易い領域で前記原子炉容器
の内面と前記炉心との間に装着されたケースと、該ケー
ス内に入れられた、実質的に重金属及び水素から成る物
質とを有することを特徴とする原子炉用遮蔽パネル装置
。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US655953 | 1984-09-28 | ||
| US06/655,953 US4743423A (en) | 1984-09-28 | 1984-09-28 | Neutron shield panel arrangement for a nuclear reactor pressure vessel |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6189585A true JPS6189585A (ja) | 1986-05-07 |
Family
ID=24631046
Family Applications (2)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60209003A Pending JPS6189585A (ja) | 1984-09-28 | 1985-09-24 | 原子炉用遮蔽パネル装置 |
| JP1991016233U Expired - Lifetime JPH0517679Y2 (ja) | 1984-09-28 | 1991-03-19 |
Family Applications After (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP1991016233U Expired - Lifetime JPH0517679Y2 (ja) | 1984-09-28 | 1991-03-19 |
Country Status (7)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US4743423A (ja) |
| EP (1) | EP0177266B1 (ja) |
| JP (2) | JPS6189585A (ja) |
| KR (1) | KR930010415B1 (ja) |
| BE (1) | BE903252A (ja) |
| DE (1) | DE3581038D1 (ja) |
| ES (1) | ES8705678A1 (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2016151481A (ja) * | 2015-02-17 | 2016-08-22 | 株式会社東芝 | コアバレルの製造方法およびコアバレル |
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| US5082621A (en) * | 1990-07-31 | 1992-01-21 | Ovonic Synthetic Materials Company, Inc. | Neutron reflecting supermirror structure |
| US5232657A (en) * | 1991-06-28 | 1993-08-03 | Westinghouse Electric Corp. | Metal hydride flux trap neutron absorber arrangement for a nuclear fuel storage body |
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| RU2222061C2 (ru) * | 2001-01-15 | 2004-01-20 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Красная звезда" | Космическая ядерная энергетическая установка |
| RU2225647C2 (ru) * | 2001-01-15 | 2004-03-10 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Красная звезда" | Космическая ядерная энергетическая установка |
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| RU2273900C2 (ru) * | 2004-06-07 | 2006-04-10 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Красная звезда" | Космическая ядерная энергетическая установка |
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- 1985-09-24 JP JP60209003A patent/JPS6189585A/ja active Pending
- 1985-09-25 DE DE8585306831T patent/DE3581038D1/de not_active Expired - Lifetime
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1991
- 1991-03-19 JP JP1991016233U patent/JPH0517679Y2/ja not_active Expired - Lifetime
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| ES547206A0 (es) | 1987-05-01 |
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