JP2010019793A - 中性子遮蔽体、原子炉ならびに中性子遮蔽方法 - Google Patents

Abstract

【課題】原子炉の炉心外側に配置される中性子遮蔽体を対象として、中性子吸収材の構造健全性に優れた中性子吸収技術を提供すること。
【解決手段】本発明に係る中性子遮蔽体では、原子炉２０（図１参照）の炉心外側に配置され、炉心から漏れ出る中性子を吸収する中性子遮蔽体において、粉末状の中性吸収材７１（たとえば、Ｂ_４Ｃ）を収容し、上下方向に積層される複数の収容体７２と、この収容体７２を格納する被覆管７４と、を備えるようにした。
【選択図】 図２

Description

本発明は、中性子の遮蔽技術に係り、特に、原子炉の炉心外側で炉心から漏れ出る中性子を吸収する中性子遮蔽体および原子炉ならびに中性子遮蔽方法に関する。

従来、Ｂ_４Ｃなどの中性子吸収材の粉末を、制御棒の用途に用いる技術が提案されている（たとえば、特許文献１参照）。しかしながら、原子炉の炉心外側に配置されて炉心から漏れ出る中性子を吸収する中性子遮蔽体としては、Ｂ_４Ｃなどの中性子吸収材を焼成したペレットが用いられ、その中性子遮蔽体に粉末状の中性子吸収材が用いられた事例は現在に至っても見聞しない。
特開平１０−３９０７２号公報

原子炉の炉心外側に配置される中性子遮蔽体は、原子炉の炉心周囲を覆うように稠密設置され、高いエネルギーの高速中性子から原子炉容器を保護する機能を果たす。しかしながら、制御棒とは事情を異にし、炉内構造物の位置付けであって一定期間は補修或いは交換が行われず長期健全性が要求される。

しかし、中性子吸収材としてペレット状のものを用いると、中性子照射によるペレットの熱膨張やスウェリングに起因して中性子遮蔽体の構造劣化が進行し、補修或いは交換の時期まで中性子遮蔽体の健全性維持が難しいという問題があった。たとえば、ペレットの熱膨張やスウェリングによってペレットが破砕し、中性子遮蔽体その他炉内構造物の損傷を引き起こす可能性がある。加えて、中性子吸収材をペレット状にする場合は、中性子吸収材の焼成工程を必要とし、製造費が高くなるという点も無視できない。

本発明は上記事情に鑑みてなされたもので、原子炉の炉心外側に配置される中性子遮蔽体を対象として、中性子吸収材の構造健全性に優れた中性子遮蔽体、原子炉および中性子吸収方法を提供することを目的とする。

上述した目的を達成するため、本発明に係る中性子遮蔽体では、原子炉の炉心外側に配置され、炉心から漏れ出る中性子を吸収する中性子遮蔽体において、粉末状の中性吸収材を収容し、上下方向に積層される複数の収容体と、前記収容体を格納する被覆管と、を備えることを特徴とする。

また、本発明に係る原子炉では、上記中性子遮蔽体を備えることを特徴とする。

また、本発明に係る中性子遮蔽方法では、Ｂ_４Ｃの粉末を用いた中性子遮蔽体を、原子炉の炉心外側に配置することにより、原子炉の炉心から漏れ出る中性子を吸収することを特徴とする。

本発明によれば、原子炉の炉心外側に配置される中性子遮蔽体を対象として、中性子吸収材の構造健全性に優れる。

本発明に係る中性子遮蔽体、原子炉ならびに中性子遮蔽方法の実施形態を、添付図面を参照して説明する。

[第１実施形態]
図１は本発明に係る中性子遮蔽体の第１実施形態を示す図である。

本実施形態の中性子遮蔽体は、原子炉２０に設けられる。原子炉２０は、核分裂に伴って発生する高速中性子を減速せずに利用する高速炉である。高速炉は、核燃料の交換なしに１０数年から数十年、例えば３０年程度連続して運転することができる原子炉であり、炉出力が３０ＭＷ〜百数十ＭＷ（電気出力で１万ＫＷ〜１０数万ＫＷ）である。冷却材には液体ナトリウムが用いられ、冷却材の温度は、液体ナトリウムが凝固しない温度以上であり、温度的余裕をもたせて原子炉容器内の冷却材流路にて３００°〜４００℃、炉心側で５００°〜５５０℃程度が用いられる。

原子炉２０は、有底円筒状の原子炉容器２１が台座２２に支持されたガードベッセル２３で覆われ保護される。原子炉容器２１の頂部は上部プラグを構成する遮蔽プラグ２４で閉塞される。

原子炉容器２１内に炉心２５が収容される一方、原子炉容器２１内は一次冷却材２６としての液体ナトリウムで満たされている。炉心２５は核燃料の燃料集合体２７が装荷されて、全体として円柱形状に構成される。炉心２５は、その外側が炉心槽２８で取り囲まれて保護される。

炉心槽２８の外側には間隔をおいて円筒形状の隔壁２９が設けられ、この隔壁２９は炉心支持板３０上に、炉心２５および炉心槽２８とともに支持される。炉心支持板３０は原子炉容器２１の円周壁下部に設けられた炉心支持台３１上に支持される。炉心２５は下部にエントランスモジュール３３が設けられる一方、炉心２５に装荷される燃料集合体２７の上部は上部支持板３４で支持される。

また、炉心槽２８と隔壁２９との間には、全体としてスリーブ状（円筒状あるいは円環状）の反射体３５が構成される。反射体３５は、駆動軸３６を介して反射体駆動装置３７に連結される。反射体駆動装置３７は遮蔽プラグ２４を構成する上部プラグ上に設置され、反射体駆動装置３７の駆動により、炉心２５の周囲を上下方向に移動し、炉心２５の反応度を制御している。

さらに、炉心２５の中心部には炉停止棒３８が炉停止棒駆動装置３９の駆動により炉心２５に出し入れ自在に設けられる。この炉停止棒駆動装置３９も反射体駆動装置３７とともに上部プラグ上に設置される。これらの反射体駆動装置３７および炉停止棒駆動装置３９は、格納ドーム４０内に格納され、保護される。

一方、隔壁２９の外側は、原子炉容器２１との間に一次冷却材２６の流路を形成しており、この流路に中性子遮蔽体７が配置される。中性子遮蔽体７は、炉心支持板３０上に設置され、中性子遮蔽体７の上部は上部支持板３４に支持される。中性子遮蔽体７は、炉心２５から反射体３５を透過または迂回して放射する中性子を遮蔽している。なお、中性子遮蔽体７は、炉心支持板３０と上部支持板３４とで水平方向のみが支持され、上下方向には支持されずに熱膨張に対し自由に摺動できるよう設けられる。

原子炉容器２１内においては、中性子遮蔽体７の上方に円環形状の電磁ポンプ４５が配置され、この電磁ポンプ４５の上方に中間熱交換器４６が設置される。これらの電磁ポンプ４５と中間熱交換器４６は、例えば一体あるいは一体的に構成される。電磁ポンプ４５は、原子炉容器２１内の一次冷却材２６を、実線矢印の如く循環して、冷却材流路内において上方から下方へ向って流動させる。また、中間熱交換器４６のチューブ側とシェル側に、それぞれ一次冷却材２６と二次冷却材が熱交換可能に案内される。二次冷却材は入口ノズル４７から流入して中間熱交換器４６に至り、この中間熱交換器４６で一次冷却材２６と熱交換して温度上昇した後、出口ノズル４８から原子炉容器２１外の図示しない蒸気発生器に送られるようになっている。二次冷却材も一次冷却材と同様に液体ナトリウムで構成される。

図２は中性子遮蔽体７の要部拡大図（断面図）である。図３は中性子遮蔽体７に設けられる収容体７２の支持機構を示す図（断面図）である。なお、図３における７７は被覆管７４の上部端栓であり、上部支持板３４に設けられた孔（不図示）に挿入される。

中性子遮蔽体７は、図２および図３に示すように、原子炉の炉心外側に配置され、炉心から漏れ出る高速の中性子を吸収するために設けられる。この中性子遮蔽体７は、中性子吸収材７１、収容体７２、空間７３、被覆管７４、隙間７５および支持機構７６を有する。

中性子吸収材７１は、Ｂ_４Ｃ（炭化ホウ素）の粉末体により構成され、収容体７２に振動充填される。

収容体７２は複数設けられており、各収容体７２はＢ_４Ｃの粉末体を収容する。この収容体７２は、シュラウド管721、蓋板722、底板723および接合部724を有して構成される。各収容体７２は、一側の収容体７２の蓋板722が他側の収容体７２Ａの底板723と当接されて収容体の積層構造を成している。なお、収容体７２の蓋板722と底板723は、共に平面状に形成される。

収容体７２のシュラウド管721は、オーステナイト系ステンレス鋼製であり、肉厚は約０．２ｍｍ、軸方向長さは１つのシュラウド管721当たり約１ｍである。

収容体７２の蓋板722と底板723は、シュラウド管721の上部開口と下部開口を塞ぐように、接合部724の所でシュラウド管721と接合される。接合の方法は、スポット溶接などの抵抗溶接や熱影響と熱変形の少ないレーザ溶接などが用いられる。この接合部724には、収容体７２が密閉構造にならないように隙間（不図示）が設けられる。

空間７３は、仕切り構造を用いることなく、収容体７２の内部に中性子吸収材７１が完全充填されないことで形成される。

被覆管７４は、直径約２００ｍｍ、全長約８ｍに寸法設定され、収容体７２を格納する。そして、収容体７２が被覆管７４に格納された状態で、その収容体７２と被覆管７４の合せ面に約０．５ｍｍの隙間７５が設けられる。この被覆管７４は、中性子照射によるスウェリング現象を抑えるため、冷間加工されたオーステナイト系ステンレス鋼或いはＨＴ−９により構成される。そして、図３に示すように、被覆管７４の上部には上部室741が設けられ、その上部室741には収容体７２の支持機構７６が設けられる。

支持機構７６は、図３に示すように、最上層の収容体７２の蓋板722を下方向に押圧して収容体７２の積層構造を支持すると共に収容体７２の熱膨張或いはスウェリングその他の要因に基づく収容体７２の変形に伴って上方への変位が許容されるよう構成される。この支持機構７６は、被覆管７４の上部端栓７７に取り付けられたベース761、このベース761に締結具762により取り付けられた案内棒763、収容体７２の蓋板722に圧接されるガイド764およびスプリング765により構成される。

次に、中性子遮蔽体７の効果を説明する。

中性子遮蔽体７にあっては、
(1) 粉末状の中性吸収材７１（たとえば、Ｂ_４Ｃ）を収容し、上下方向に積層される複数の収容体７２と、この収容体７２を格納する被覆管７４と、を備える。このため、収容体７２の内部において、たとえば^１０Ｂ（ｎ，α）^７Ｌｉ反応により発生したヘリウムガスを粉末充填領域の微細隙間に収容可能となる。そして、複数の独立した収容体７２を積層した構成であるため、収容体７２の力学的安定性に優れる。したがって、原子炉の炉心外側に配置される中性子遮蔽体を対象として、中性子吸収材の構造健全性に優れる。

ところで、収容体７２における中性子吸収材７１の充填密度は、設計仕様に基づく所定値に設定される。このため、中性子遮蔽体７を被覆管７４と同程度の長さの収容体７２に中性子吸収材７１を振動充填して製造する場合、高さ方向に均一な充填密度を達成するにあたって極めて長い時間を要する。また、中性子遮蔽体７は、原子炉２０の運転寿命中に補修・交換を予定しない長期使用されることが予定されるため、長期間の使用後に核反応生成物による比重バランスの崩れや重力作用によって充填密度が変化しうる。原子炉２０の中性子遮蔽体７にあっては、独立した複数の収容体７２に中性子吸収材７１が収容され、各収容体７２が積層された構造を有する。このため、収容体７２の内部における中性子吸収材７１の不均一化を良好に防止できる中性子遮蔽体７の製造が容易となる。また、高さ方向の充填密度を変化させる中性子吸収対７の製造も容易となる。

加えて、ペレット状の中性子吸収材７１と異なり、中性子吸収材の製造にあたって焼成工程が不要となり、製造費の低減が図られる。

(2) 収容体７２は、その内部上方に空間７３を残して粉末状の中性子吸収材７１を収容する。このため、中性子照射による中性子吸収材７１の放熱およびスウェリングにより生じうる収容体７２の膨張収縮変形が吸収され、(1)の効果が高められる。

(3) 収容体７２が被覆管７４に格納された状態で、その収容体７２と被覆管７４の合せ面に、たとえば０．５ｍｍ程度の隙間７５が形成される。このため、収容体７２に膨張収縮変形が生じても被覆管７４に荷重が作用しにくいものとなり、(1)の効果が高められる。

(4) 収容体７２は、中性子吸収材７１の充填領域を密閉しないように構成される。このため、収容体７２の内部において^１０Ｂ（ｎ，α）^７Ｌｉ反応により発生したヘリウムガスがシュラウド管721の外部へ逃がれることとなり、収容体７２の内圧上昇が緩和される。その結果、(1)の効果が高められる。

(5) 被覆管７４の内部上方設けられ、^１０Ｂ（ｎ，α）^７Ｌｉ反応により発生して収容体７２の外側に漏れ出たヘリウムガスなどが案内される上部室741と、その上部室741に設けられ、最上層の収容体７２を収容体の積層方向に押圧することにより各収容体７２を支持すると共に収容体７２の熱膨張或いはスウェリングその他の要因に基づく変形を許容する支持機構７６と、を備える。すなわち、収容体７２の振動を防止する支持機構７６の設置スペースたる上部室741を利用して、接合部724を通り収容部７２の内側から外側へと逃れたヘリウムガスを案内し貯留できる。したがって、上部室741の容量を適宜設定することにより、ヘリウムガスなどの閉じ込め作用を維持しつつ被覆管７４の内圧上昇を緩和できる。

[第２実施形態]
図４は本発明に係る中性子遮蔽体の第２実施形態を示す図である。第２実施形態は、第１実施形態の収容体７２における蓋板722および底板723の構成を変更した例である。なお、第１実施形態と同様の構成は同一符号を付して説明を省略し、第１実施形態の構成を変更し或いは新たに追加した構成は符号末尾に「Ａ」を付して説明する。

中性子遮蔽体７Ａは、図４に示すように、収容体７２Ａを有する。そして、この収容体７２Ａは、蓋板722Ａおよび底板723Ａを有する。

収容体７２Ａの蓋板722Ａは、部分的に、その収容体７２Ａに収容される中性子吸収材７１に埋没する陥没部を有し、断面において下向きの凸状に形状設定される。一方、収容体７２Ａの底板723Ａは、蓋板722Ａの陥没部に勘合するように、断面において下向きの凸状に形状設定される。

次に、中性子遮蔽体７Ａの効果を説明する。

中性子遮蔽体７Ａにあっては、第１実施形態の(1)〜(5)の効果に加え、下記の効果を得ることができる。

(6) 炉心２５（図１参照）で発生して中性子遮蔽体７Ａに向かう中性子うち収容体７２Ａの空間７３を通過する中性子数が低減し、第１実施形態の(2)の効果を得るにあたって中性子吸収効果の低下防止が図られる。

[第３実施形態]
図５は本発明に係る中性子遮蔽体の第３実施形態を示す図である。第３実施形態は、第１実施形態の収容体７２における蓋板722および底板723の構成を変更した例である。なお、第１実施形態と同様の構成は同一符号を付して説明を省略し、第１実施形態の構成を変更し或いは新たに追加した構成は符号末尾に「Ｂ」を付して説明する。

中性子遮蔽体７Ｂは、図４に示すように、収容体７２Ｂを有する。そして、この収容体７２Ｂは、蓋板722Ｂおよび底板723Ｂを有する。

収容体７２Ｂの蓋板722Ｂは、部分的に、その収容体７２Ｂに収容される中性子吸収材７１に埋没する陥没部を有し、断面において下向きに凸のＶ字状に形状設定される。一方、収容体７２Ｂの底板723Ｂは、蓋板722Ｂの陥没部に勘合するように、断面において下向きに凸のＶ字状に形状設定される。

次に、中性子遮蔽体７Ｂの効果を説明する。

中性子遮蔽体７Ｂにあっては、第１実施形態の(1)〜(5)の効果および第２実施形態の(6)の効果に加え、下記の効果を得ることができる。

(7) 収容体７２Ｂの蓋板722ＢにおけるＶ字部の成形にあたって、溶接手段が不要であると共に機械的加工の必要量も少ないため、製造性に優れる。

以上、本発明に係る中性子遮蔽体、原子炉および中性子吸収方法を第１実施形態〜第３実施形態に基づき説明してきたが、具体的な構成については、これらの実施形態に限られるものではなく、本発明の要旨を逸脱しない限り設計の変更や追加等は許容される。

たとえば、第１実施形態において、中性子吸収材としてＢ_４Ｃの粉末を用いる例を示したが、中性子吸収材としては、銀合金の粉末或いはカドミウム化合物の粉末などを用いてもよい。また、収容体７２の積層数は特に制限されない。

本発明に係る中性子遮蔽体の第１実施形態を示す図。 中性子遮蔽体の要部拡大図（断面図）。 中性子遮蔽体に設けられる収容体の支持機構を示す図。 本発明に係る中性子遮蔽体の第２実施形態を示す図。 本発明に係る中性子遮蔽体の第３実施形態を示す図。

符号の説明

２０…原子炉， ２１…原子炉容器，２２…台座， ２３…ガードベッセル， ２４…遮蔽プラグ， ２５…炉心， ２６…一次冷却材， ２７…燃料集合体， ２８…炉心槽， ２９…隔壁， ３０…炉心支持板， ３１…炉心支持台， ３３…エントランスモジュール， ３４…上部支持板， ３５…反射体， ３６…駆動軸， ３７…反射体駆動装置， ３８…炉停止棒， ３９…炉停止棒駆動装置， ４０…格納ドーム， ４５…電磁ポンプ， ４６…中間熱交換器， ４７…２次冷却材入口ノズル， ４８…２次冷却材出口ノズル， ７、７Ａ…中性子遮蔽体， ７１…中性子吸収材， ７２、７２Ａ、７２Ｂ…収容体， ７２１…シュラウド管， ７２２、７２２Ａ、７２２Ｂ…蓋板， ７２３、７２３Ａ、７２３Ｂ…底板， ７２４…接合部， ７３…空間， ７４…被覆管， ７４１…上部室， ７５…隙間， ７６…支持機構， ７６１…ベース， ７６２…締結具， ７６３…案内棒， ７６４…ガイド， ７６５…スプリング， ７７…上部端栓。

Claims (8)

1. 原子炉の炉心外側に配置され、炉心から漏れ出る中性子を吸収する中性子遮蔽体において、
   粉末状の中性吸収材を収容し、上下方向に積層される複数の収容体と、
   前記収容体を格納する被覆管と、
   を備えることを特徴とする中性子遮蔽体。
2. 前記収容体は、その内部上方に空間を残して前記粉末状の中性子吸収材を収容することを特徴とする請求項１に記載の中性子遮蔽体。
3. 前記収容体が被覆管に格納された状態で、その収容体と被覆管の合せ面に隙間が形成されることを特徴とする請求項１に記載の中性子遮蔽体。
4. 前記収容体は、中性子吸収材の充填領域を密閉しないように構成されることを特徴とする請求項１に記載の中性子遮蔽体。
5. 前記被覆管の内部上方設けられ、中性子吸収材の中性子吸収反応により生じて収容体の外側に漏れ出た気体が案内される上部室と、その上部室に設けられ、最上層の収容体を収容体の積層方向に押圧することにより各収容体を支持すると共に収容体の熱膨張或いはスウェリングその他の要因に基づく変形を許容する支持機構と、を備えることを特徴とする請求項４に記載の中性子遮蔽体。
6. 前記収容体は、中性子吸収材を収納するシュラウド管と、シュラウド管の上部開口を塞ぐ蓋板と、シュラウド管の下部開口を塞ぐ底板と、を有し、
   前記収容体の蓋板は、部分的に、その収容体に収容される中性子吸収材に埋没する陥没部を有して形成され、
   前記収容体の底板は、前記蓋板の陥没部に勘合するように形成されることを特徴とする請求項２に記載の中性子遮蔽体。
7. 請求項１乃至請求項６の何れか１項に記載の中性子遮蔽体を備えたことを特徴とする原子炉。
8. Ｂ_４Ｃの粉末を用いた中性子遮蔽体を、原子炉の炉心外側に配置することにより、原子炉の炉心から漏れ出る中性子を吸収することを特徴とする中性子遮蔽方法。

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