JPH01263595A - 原子炉の炉内構造物 - Google Patents

原子炉の炉内構造物

Info

Publication number
JPH01263595A
JPH01263595A JP63091577A JP9157788A JPH01263595A JP H01263595 A JPH01263595 A JP H01263595A JP 63091577 A JP63091577 A JP 63091577A JP 9157788 A JP9157788 A JP 9157788A JP H01263595 A JPH01263595 A JP H01263595A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
tube
memory alloy
shape memory
socket
reactor
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Pending
Application number
JP63091577A
Other languages
English (en)
Inventor
Yuji Yasuda
祐司 安田
Masayuki Shima
誠之 嶋
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Toshiba Corp
Original Assignee
Toshiba Corp
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Toshiba Corp filed Critical Toshiba Corp
Priority to JP63091577A priority Critical patent/JPH01263595A/ja
Publication of JPH01263595A publication Critical patent/JPH01263595A/ja
Pending legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (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。

Description

【発明の詳細な説明】 [発明の目的] (産業上の利用分野) 本発明は、中性子モニタ、起動用中性子源等の原子炉圧
力容器内に配置される原子炉の炉内構造物に関する。
(従来の技術) 一般に原子炉たとえば沸騰水型軽水炉(BWR)の圧力
容器内には、局部出力領域モニタ(LPRM)、中性子
源領域モニタ(SRM ) 、中間領域モニタ(IRM
)等の中性子モニタおよび起動用中性子源等の炉内構造
物が配置されている。
第3図は、このような原子炉の炉内構造物の一例として
、原子炉内の熱中性子束を計測するLPRMの上部の概
略構造を示している。オーステナイト系ステンレス鋼等
からなるカバーチューブ1は、管軸方向に分割された複
数体の管状部材1811bから構成されており、これら
の管状部材1a。
lb間にコネクター2を介挿し、溶接部3を溶接するこ
とによって固着して一体に構成されている。
また、カバーチューブ1内のコネクター2の上部には旧
居合金製のスプリング4を介しプランジャー5が配置さ
れており、カバーチューブ1の上端には、このプランジ
ャー5のストッパーの役目を果たすソケット6が溶接部
7を溶接することにより固着されている。
一方、BVHには減速材と冷却材として性質の良くわか
った取扱いの便利な水を使用しており、これを炉心内に
強制循環させ、核燃料で発生する熱を除去し沸騰により
生じた蒸気を直接タービンに導いている。
この蒸気温度を高めるため炉心を、発生蒸気温度286
℃に相当する飽和蒸気圧71.7kg /c+a2に耐
える原子炉圧力容器に内蔵させてあり、炉内構造物の一
つであるLPRMも上記環境にさらされている。
しかもLPRMは多かれ少なかれ中性子の照射を受ける
。多くの炉内機器材料であるオーステナイト系ステンレ
ス鋼は、中性子照射を受けると構成原子のはじき出しが
起こり、その結果、照射欠陥を形成する等材料のミクロ
組織の変化を来たす。その結果、たとえば強度の上昇、
伸びの低下等が現われる。また同時に、耐食性の優れた
オーステナイト系ステンレス鋼の耐食性を一部低下させ
る恐れも考えられる。
LPRMは第3図に示した構造を有することから、材質
の不連続部となる溶接部3.7およびそれに伴いカバー
チューブ1とコネクター2との間、およびカバーチュー
ブ1とソケット6との間に隙間部Aを形成することにな
る。一方、炉内において中性子照射を受ける可能性のあ
る領域では、溶接部3.7の存在は上記観点より好まし
くない。しかも当該部は、隙間部Aを有することから隙
間腐食が生じる可能性のある構造を有していた。
また、第4図は、上述のLPRMと同様の構造を持つ炉
内構造物として、起動用中性子源の概略構造を示すもの
である。
従来の起動用中性子源では、オーステナイト系ステンレ
ス鋼等からなるカバーチューブ11は、管軸方向に分割
された複数体の管状部材11a111b、11Cから構
成されており、これらの管状部材11 a s 11 
b s 11 c間にコネクター12を介挿し、溶接部
13を溶接することによって面前して一体に構成されて
いる。そして、カバーチューブ11内のコネクター12
間には、起動用中性子源14が配置され、その上下をコ
ネクター12により固定されている。
上記構成の従来の起動用中性子源でも、前述のLPRM
と同様に、カバーチューブ11に溶接部13およびこの
溶接部13に隙間部Aを有する構造とされている。した
がって、LPRMと同様な問題があり、特に、起動用中
性子源14が封入されている領域は、原子炉の中で最も
中性子照射量が高い領域であるため、より中性子照射の
影響を強く受ける。
(発明が解決しようとする課題) 上述のように、従来の原子炉の炉内構造物では、カバー
チューブ等の管体に材質の不連続部となる溶接部および
それに伴い隙間部が形成されており、中性子照射により
健全性が損われる可能性があるという問題がある。
本発明は、かかる従来の事情に対処してなされたもので
、溶接部および隙間構造をなくすことにより、従来に較
べて大幅に信頼性の向上を図ることのできる原子炉の炉
内構造物を提供しようとするものである。
[発明の構成コ (課題を解決するための手段) すなわち、本発明は、原子炉圧力容器内に配置される原
子炉の炉内構造物において、一体的に構成された筒状の
管体と、この管体内に収縮した状態で挿入し、この後形
状を変化さることにより該管体に固着した形状記憶合金
からなる部材とを備えたことを特徴とする。
(作 用) 上記構成の本発明の原子炉の炉内構造物では、カバーチ
ューブ等の管体が一体的に構成されており、この管体に
、収縮した状態で挿入しこの後形状を変化さることによ
り、形状記憶合金からなる部材が固着しである。したが
って、溶接部および隙間構造をなくすことができ、従来
に較べて大幅に信頼性の向上を図ることができる。
(実施例) 以下、本発明の詳細を図面を参照して実施例について説
明する。
第1図は、本発明をLPRMに適用した実施例の要部を
示すもので、オーステナイト系ステンレス鋼等からなる
カバーチューブ101は、一体に構成されている。また
、カバーチューブ101内には、形状記憶合金により環
状に形成された係止部材102が挿入、固定されており
、この係止部材102により、スプリング103の下端
部が係止されている。また、スプリング103の上部に
は、プランジャー104が配置され、カバーチューブ1
01の上端には、プランジャー104のストッパーの役
目を果たす形状記憶合金製のソケット105が配置され
ている。
上記係止部材102およびソケット105を構成する形
状記憶合金としてはTl−N1二元系合金等、熱弾性型
マルテンサイト変態を行う合金を使用することができる
。この熱弾性型マルテンサイト変態を行う合金は母相か
らの冷却によりマルテンサイト相となり、一方、マルテ
ンサイト相からの加熱により母相となる性質を有する。
そして、母相状態で合金に任意の形状を記憶させた後、
母相をマルテンサイト相にし、このマルテンサイト相下
において合金の形状を変化させたものが形状記憶合金で
あり、この形状記憶合金は母相状態では元の記憶させた
形状に回復する。この形状回復の際、発生する応力はマ
ルテンサイト相の合金を変形させるのに十分である。
そして、上記形状記憶合金を用いて、係止部材102お
よびソケット105を構成し、以下のようにしてカバー
チューブ101に固着する。
すなわち、係止部材102およびソケット105のマル
テンサイト変態の始まる温度をMs点、逆変態の始まる
温度をAs点とした場合、温度TがT≧Asの時に第1
図に示した形状を覚えさせる。そして、T≦Msとし、
収縮させた状態でカバーチューブ101内に挿入し位置
決めを行い、しかる後、当該部を管外面からバーナー等
で加熱することにより、T≧Asとする。この結果、係
止部材102およびソケット105は膨脂し、このとき
カバーチューブ101内面から外面方向に応力が発生し
、係止部材102およびソケット105は、カバーチュ
ーブ101に強固に固定される。
以上の実施例によれば、次の効果を得ることができる。
カバーチューブ101の溶接部を削減したことにより、
材質的な不連続部が削減されて均質な材質となることか
ら、中性子照射により生ずる材質の劣化度が従来よりも
低減される。その結果、さらに信頼性の高いLPRMを
提供できる。
また、従来は溶接構造であったため、必然的に隙間構造
が生じていたが、本発明を適用することにより隙間構造
を削減できるため、当該部の耐食性も飛躍的に向上する
次に、本発明を起動用中性子源に適用した実施例を、第
2図を参照して説明する。
オーステナイト系ステンレス鋼等からなるカバーチュー
ブ201は、一体に構成されており、このカバーチュー
ブ201内には、前述の実施例と同様な形状記憶合金に
より環状に形成された2つの係止部材202が挿入、固
定されている。そして、これらの係止部材202の間に
は、起動用中性子源203が配置され、その上端および
下端を係止部材202により係止されている。なお、係
止部材202の固定は、前述の実施例と同様に行う。ま
た、カバーチューブ201の上端部には、前述の実施例
と同様に形状記憶合金製コネクター(図示せず)を配置
する。
上記構成のこの実施例では、前述の実施例と同様に溶接
部および隙間構造の全くない構成とすることができ、従
来に較べて大幅に信頼性の向上を図ることができる。
なお、上記実施例では、本発明をLPRMおよび起動用
中性子源に適用した例について説明したが、本発明はか
かる実施例に限定されるものではなく、他の原子炉の炉
内構造物たとえば、SRM 、IRM等についても本発
明を適用することができ、同様な効果を得ることができ
ることはもちろんである。
[発明の効果] 以上説明したように、本発明の原子炉の炉内構造物によ
れば、溶接部および隙間構造をなくすことができ、従来
に較べて大幅に信頼性の向上を図ることができる。
【図面の簡単な説明】
第1図は本発明の一実施例のLPRMの上部の構造を示
す断面図、第2図は本発明の他の実施例の起動用中性子
源の中央部の構造を示す断面図、第3図は従来のLPR
Mの上部の構造を示す断面図、第4図は従来の起動用中
性子源の中央部の構造を示す断面図である。 101・・・・・・・・・カバーチューブ102・・・
・・・・・・係止部材(形状記憶合金製)103・・・
・・・・・・スプリング 104・・・・・・・・・プランジャー105・・・・
・・・・・ソケット(形状記憶合金製)代理人 弁理士
  則 近 憲 右 同     第子丸  健 第1図 第2図 第3図

Claims (1)

    【特許請求の範囲】
  1. (1)原子炉圧力容器内に配置される原子炉の炉内構造
    物において、 一体的に構成された筒状の管体と、この管体内に収縮し
    た状態で挿入し、この後形状を変化させることにより該
    管体に固着した形状記憶合金からなる部材とを備えたこ
    とを特徴とする原子炉の炉内構造物。
JP63091577A 1988-04-15 1988-04-15 原子炉の炉内構造物 Pending JPH01263595A (ja)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP63091577A JPH01263595A (ja) 1988-04-15 1988-04-15 原子炉の炉内構造物

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP63091577A JPH01263595A (ja) 1988-04-15 1988-04-15 原子炉の炉内構造物

Publications (1)

Publication Number Publication Date
JPH01263595A true JPH01263595A (ja) 1989-10-20

Family

ID=14030391

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP63091577A Pending JPH01263595A (ja) 1988-04-15 1988-04-15 原子炉の炉内構造物

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JPH01263595A (ja)

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US6160862A (en) Method for fabricating 99 Mo production targets using low enriched uranium, 99 Mo production targets comprising low enriched uranium
US3184392A (en) Fast nuclear reactor fuel elements
EP3526800B1 (en) Resistance pressure weld for nuclear reactor fuel rod tube end plug
JP2763740B2 (ja) 燃料要素およびその中での熱伝達を改善する方法
IL46627A (en) Conditioning of nuclear reactor fuel
US3145150A (en) Fuel-moderator element for a nuclear reactor and method of making
US3049487A (en) Direct-cycle, boiling-water nuclear reactor
US3262860A (en) Flexible clad nuclear fuel element
US5317612A (en) Use of shape memory alloys in fuel pellet holddown springs
Ono et al. Next-step spherical torus experiment and spherical torus strategy in the course of development of fusion energy
JPH01263595A (ja) 原子炉の炉内構造物
EP0214812A2 (en) Antivibration bar installation apparatus
EP4141889A1 (en) Fuel rod of a water-cooled water-moderated nuclear reactor
US3384551A (en) Fuel element heat transfer arrangement
JP2010539505A (ja) 高速中性子炉のための燃料組立体
Bottcher et al. ODS steel clad MOX fuel-pin fabrication and irradiation performance in EBR-II
US5343508A (en) Spacer grid retainer
US20130114780A1 (en) Nuclear core component
JPH02221895A (ja) 制御棒駆動ハウジングと原子炉圧力容器の接合構造
Bahonar et al. Preliminary Analysis of the Cladding Mechanical Behavior of a Nuclear Superheat Boiling Water Reactor
US3346461A (en) Nuclear reactor fuel element
Price et al. Thin-walled large-diameter zirconium alloy tubes in CANDU reactors
Pickman Interactions between fuel pins and assembly components
Hardy Burst testing of zircaloy cladding from irradiated pickering-type fuel bundles
JPH0791586A (ja) 止栓プラグ