JPS6168586A - 高温ガス冷却形原子炉の炉心支持板構造 - Google Patents
高温ガス冷却形原子炉の炉心支持板構造Info
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- JPS6168586A JPS6168586A JP59190797A JP19079784A JPS6168586A JP S6168586 A JPS6168586 A JP S6168586A JP 59190797 A JP59190797 A JP 59190797A JP 19079784 A JP19079784 A JP 19079784A JP S6168586 A JPS6168586 A JP S6168586A
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- Japan
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- core support
- reactor
- temperature gas
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- 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
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- Laminated Bodies (AREA)
- Physical Or Chemical Processes And Apparatus (AREA)
- Devices And Processes Conducted In The Presence Of Fluids And Solid Particles (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
本発明は炉心構造物を炉心支持板を介して原子炉容器の
底部に支えられたダイヤグリッドに支持する高温ガス冷
却形原子炉の炉心支持板構造に関する。
底部に支えられたダイヤグリッドに支持する高温ガス冷
却形原子炉の炉心支持板構造に関する。
図面を用いて従来技術を説明する。第５図は高温ガス冷
却形原子炉の炉内構造の部分断面図である。第５図にお
いて、■は燃料体および可動反射体等からなる炉心、２
は高温プレナム部、３は固定反射体、４は炉床断熱部で
あり、これらの組立体としてなる炉心構造物５は炉心支
持板６を介して原子炉容器７の底部に支えられたダイヤ
グリッド８に担持されている。なお９は原子炉容器７゜
ダイヤグリッド８．炉心支持板６．炉床断熱部４を貫通
して高温プレナム部２に開口して配管された一次冷却材
ガスの出口管、１０は入口管、１１は炉心構造物５の外
周を取巻いて炉心構造物を締付ける炉心拘束機構、１２
はコアバレルである。なお炉心構造物５を構成している
各要素１〜４はそれぞれ黒鉛等のブロックで作られた積
層集合体とじてなり、炉心支持板の上に積層構築される
。これに対して炉心支持板６は金属製のクロムモリブデ
ン鋼からなる多数のセグメントからなり、第６図の炉心
支持板の平面図で示すように炉心支持板６は中央部に六
角形のセグメント６ａおよびその周囲を囲むセグメント
枠６ｂをキー６ｃにより互いに結合して平面上に配列し
、平坦な面としている。そして炉心支持板６は各セグメ
ント６ａ＋ セグメント枠６ｂのそれぞれの孔６ｄにダ
イヤグリッド８に設けられた支持柱を挿入し、支持柱の
頂部を孔６ｄの上部に取付けた図示しない止めねじの底
部に当接させてダイヤグリッド８に支持されている。 第５図に戻って、上記の原子炉の炉内構造にて、原子炉
運転時には４００℃程度の低温の一次冷却材ガスが矢印
Ａのように入口管１０から原子炉容器７へ導入され、固
定反射体３の外周域を上方に向けて流れた後に、炉内上
部で反転して炉心の各ガスチャンネル内を流下する。そ
して燃料体との熱交換て約１０００℃程度まで昇温した
ガスは高温プレナム部２で合流し、ここから出口管９を
通じて原子炉外に取り出される。 ところで、前述のように炉心構造物５は熱膨張係数の小
さい黒鉛等からなるが、炉心支持板６は熱膨張係数の大
きい金属からなっている。このため原子炉の運転時に原
子炉内温度が上昇すると炉心構造物５および炉心支持板
６はそれぞれ熱膨張する。 第７図は炉心支持板の熱膨張に追従する炉心構造物の挙
動を示す部分断面図である。第７図において原子炉内温
度が上昇すると炉心支持板６は全体的に矢印Ｐで示す放
射方向に大きく熱膨張するが、一方炉心構造物５の熱膨
張量は極めて小さい。 このため炉心支持板６の上に構築されている構造物の構
成要素である固定反射体等の黒鉛等のブロックは炉心支
持板６の熱膨張に引きずられて個々に放射方向にずれ、
結果として第７図に示すようにブロック相互の接合面の
間に隙間ｇが発生することになる。そしてこの隙間ｇが
拡大すると矢印Ｂの方向に一次冷却材ガスの一部は炉心
外周域の途中から正規の通路を通らずに前記の隙間ｇを
通じて高温ブレナム部の方へ低温のままバイパスするよ
うになり、この結果燃料チャンネルを流れる原子炉の有
効−次冷却材ガス流量が減少する。そして有効ガス流量
が減少すると、燃料体が異常に昇温しで破損の恐れが生
じる。このために第５図に示す炉心拘束機構１１を備え
、外周側から炉心構造物５を締付けて黒鉛等のブロック
の集合化を図る手段を講じている。 ところで炉心拘束機構１１による締付力は炉心構造物５
と炉心支持板６との間に働く摩擦力よりも大であること
が必要条件となるが、この締付力は炉心構造物と炉心支
持板との間の摩擦係数に大きく依存し、かつかなり大き
な力を必要とする。 しかしながら金属と黒鉛間の摩擦係数は金属の表面状態
によって大きく左右されるが、その値はおよそ０．１〜
１の間にばらつく。したがって原子炉運転の長期間にわ
たって必要な拘束力を見積もることが難しいため、炉心
拘束機構に過大締付力を保有する機能を備えさせる必要
が不可欠となる。 この欠点を取除くため上記摩擦係数を比較的小さく、か
つ安定させる構造が要望される。
却形原子炉の炉内構造の部分断面図である。第５図にお
いて、■は燃料体および可動反射体等からなる炉心、２
は高温プレナム部、３は固定反射体、４は炉床断熱部で
あり、これらの組立体としてなる炉心構造物５は炉心支
持板６を介して原子炉容器７の底部に支えられたダイヤ
グリッド８に担持されている。なお９は原子炉容器７゜
ダイヤグリッド８．炉心支持板６．炉床断熱部４を貫通
して高温プレナム部２に開口して配管された一次冷却材
ガスの出口管、１０は入口管、１１は炉心構造物５の外
周を取巻いて炉心構造物を締付ける炉心拘束機構、１２
はコアバレルである。なお炉心構造物５を構成している
各要素１〜４はそれぞれ黒鉛等のブロックで作られた積
層集合体とじてなり、炉心支持板の上に積層構築される
。これに対して炉心支持板６は金属製のクロムモリブデ
ン鋼からなる多数のセグメントからなり、第６図の炉心
支持板の平面図で示すように炉心支持板６は中央部に六
角形のセグメント６ａおよびその周囲を囲むセグメント
枠６ｂをキー６ｃにより互いに結合して平面上に配列し
、平坦な面としている。そして炉心支持板６は各セグメ
ント６ａ＋ セグメント枠６ｂのそれぞれの孔６ｄにダ
イヤグリッド８に設けられた支持柱を挿入し、支持柱の
頂部を孔６ｄの上部に取付けた図示しない止めねじの底
部に当接させてダイヤグリッド８に支持されている。 第５図に戻って、上記の原子炉の炉内構造にて、原子炉
運転時には４００℃程度の低温の一次冷却材ガスが矢印
Ａのように入口管１０から原子炉容器７へ導入され、固
定反射体３の外周域を上方に向けて流れた後に、炉内上
部で反転して炉心の各ガスチャンネル内を流下する。そ
して燃料体との熱交換て約１０００℃程度まで昇温した
ガスは高温プレナム部２で合流し、ここから出口管９を
通じて原子炉外に取り出される。 ところで、前述のように炉心構造物５は熱膨張係数の小
さい黒鉛等からなるが、炉心支持板６は熱膨張係数の大
きい金属からなっている。このため原子炉の運転時に原
子炉内温度が上昇すると炉心構造物５および炉心支持板
６はそれぞれ熱膨張する。 第７図は炉心支持板の熱膨張に追従する炉心構造物の挙
動を示す部分断面図である。第７図において原子炉内温
度が上昇すると炉心支持板６は全体的に矢印Ｐで示す放
射方向に大きく熱膨張するが、一方炉心構造物５の熱膨
張量は極めて小さい。 このため炉心支持板６の上に構築されている構造物の構
成要素である固定反射体等の黒鉛等のブロックは炉心支
持板６の熱膨張に引きずられて個々に放射方向にずれ、
結果として第７図に示すようにブロック相互の接合面の
間に隙間ｇが発生することになる。そしてこの隙間ｇが
拡大すると矢印Ｂの方向に一次冷却材ガスの一部は炉心
外周域の途中から正規の通路を通らずに前記の隙間ｇを
通じて高温ブレナム部の方へ低温のままバイパスするよ
うになり、この結果燃料チャンネルを流れる原子炉の有
効−次冷却材ガス流量が減少する。そして有効ガス流量
が減少すると、燃料体が異常に昇温しで破損の恐れが生
じる。このために第５図に示す炉心拘束機構１１を備え
、外周側から炉心構造物５を締付けて黒鉛等のブロック
の集合化を図る手段を講じている。 ところで炉心拘束機構１１による締付力は炉心構造物５
と炉心支持板６との間に働く摩擦力よりも大であること
が必要条件となるが、この締付力は炉心構造物と炉心支
持板との間の摩擦係数に大きく依存し、かつかなり大き
な力を必要とする。 しかしながら金属と黒鉛間の摩擦係数は金属の表面状態
によって大きく左右されるが、その値はおよそ０．１〜
１の間にばらつく。したがって原子炉運転の長期間にわ
たって必要な拘束力を見積もることが難しいため、炉心
拘束機構に過大締付力を保有する機能を備えさせる必要
が不可欠となる。 この欠点を取除くため上記摩擦係数を比較的小さく、か
つ安定させる構造が要望される。
本発明は、前述のような点に鑑み炉心構造物を搭載する
炉心支持板の炉心構造物に接触する面での摩擦力を比較
的小さく、かつ安定させる炉心支持板構造を提供するこ
とを目的とする。
炉心支持板の炉心構造物に接触する面での摩擦力を比較
的小さく、かつ安定させる炉心支持板構造を提供するこ
とを目的とする。
上記の目的は、本発明によれば炉心構造物を搭載するそ
れぞれの炉心支持板の前記炉心構造物に接触する面にセ
ラミックの皮膜を被覆することにより達成される。
れぞれの炉心支持板の前記炉心構造物に接触する面にセ
ラミックの皮膜を被覆することにより達成される。
以下図面に基づいて本発明の詳細な説明する。
第１図は本発明の実施例による炉心構造物°要部の部分
断面図である。なお第１図および後出する第２図、第３
図において第５図、第６図と同一部分には同じ符号を付
している。第１図において、燃料体および可動反射体等
からなる炉心１．高温プレナム部２．固定反射体３．炉
床断熱部４．炉心支持板６．ダイヤグリッド８．出口管
９等の構成作用は従来技術のものと同じであるが、炉心
支持板６には本発明によるセラミックとしての酸化ジル
コニウム（ＺｒＯｇ）の皮膜１６が形成されている。 なお、炉心支持板６は従来技術の項で説明したように多
数のセグメント （第６図参照）がらなっているが、こ
れらに皮膜を被覆する実施方法は同一であるので、ここ
では第６図に示すセグメント６ａについて説明する。 第２図は炉心支持板のセグメントの平面図であり、第３
図は第２図のＸ−Ｘ断面図である。第２図、第３図にお
いて炉心支持板６を構成するセグメン）６ａの炉心構造
物に接触する面にプラズマ溶射法により酸化ジルコニウ
ムのセラミックを厚さ１００〜８００μｍの皮膜１６で
被覆している。酸化ジルコニウムの皮膜厚さの下限は原
子炉の長期運転によりこの皮膜の摩耗を考慮して１００
μ−としており、またプラズマ溶射法の制限より上限を
８００μｍとしている。 このようにして他のセグメント６ａおよびセグメント枠
６ｂにも上記の皮膜を被覆し、これらのセグメントを接
合して炉心支持板６を構成する。したがって炉心構造物
５の底面は炉心支持板６の皮膜１６に当接している。 炉心構造物と上記皮膜を被覆した炉心支持板との摺動に
よる摩擦係数の変化を調べるため、炉心構造物の材料で
ある黒鉛と酸化シルコニうムを厚さ約５５０μ園の厚さ
でクロムモリブデン鋼に被覆したものおよび被覆しない
ものとについてそれぞれ摺動試験を行った。 第４図は摺動試験結果について縦軸に摩擦係数を、横軸
に摺動距離（ｍ）をとって示したグラフである。図にお
いて線Ｑは黒鉛とクロムモリブデン鋼との摺動を、線Ｒ
は黒鉛と酸化ジルコニウムの皮膜を被覆したクロムモリ
ブデン鋼との摺動結果を示したものである。このグラフ
より黒鉛とクロムモリブデン鋼とが直接に接触している
ものは摩擦係数が摺動距離にほぼ比例して初期値約０．
４より増加していることが理解される。しかし酸化ジル
コニウム皮膜を被覆した場合には線Ｒのように摩擦係数
が初期値約０．１がら摺動距離が増加してもほぼ比較的
小さい初期値を保持して安定していることが理解される
。この原因は酸化ジルコニウムのようなセラミックは酸
化による表面状態の変化が生じないためと考えられる。 したがって酸化ジルコニウムのようなセラミックを炉心
支持板の表面に被覆することにより炉心構造物を搭載す
る炉心支持板の面での摩擦係数を安定なものとし、また
比較的小さい値に保つことができる。
断面図である。なお第１図および後出する第２図、第３
図において第５図、第６図と同一部分には同じ符号を付
している。第１図において、燃料体および可動反射体等
からなる炉心１．高温プレナム部２．固定反射体３．炉
床断熱部４．炉心支持板６．ダイヤグリッド８．出口管
９等の構成作用は従来技術のものと同じであるが、炉心
支持板６には本発明によるセラミックとしての酸化ジル
コニウム（ＺｒＯｇ）の皮膜１６が形成されている。 なお、炉心支持板６は従来技術の項で説明したように多
数のセグメント （第６図参照）がらなっているが、こ
れらに皮膜を被覆する実施方法は同一であるので、ここ
では第６図に示すセグメント６ａについて説明する。 第２図は炉心支持板のセグメントの平面図であり、第３
図は第２図のＸ−Ｘ断面図である。第２図、第３図にお
いて炉心支持板６を構成するセグメン）６ａの炉心構造
物に接触する面にプラズマ溶射法により酸化ジルコニウ
ムのセラミックを厚さ１００〜８００μｍの皮膜１６で
被覆している。酸化ジルコニウムの皮膜厚さの下限は原
子炉の長期運転によりこの皮膜の摩耗を考慮して１００
μ−としており、またプラズマ溶射法の制限より上限を
８００μｍとしている。 このようにして他のセグメント６ａおよびセグメント枠
６ｂにも上記の皮膜を被覆し、これらのセグメントを接
合して炉心支持板６を構成する。したがって炉心構造物
５の底面は炉心支持板６の皮膜１６に当接している。 炉心構造物と上記皮膜を被覆した炉心支持板との摺動に
よる摩擦係数の変化を調べるため、炉心構造物の材料で
ある黒鉛と酸化シルコニうムを厚さ約５５０μ園の厚さ
でクロムモリブデン鋼に被覆したものおよび被覆しない
ものとについてそれぞれ摺動試験を行った。 第４図は摺動試験結果について縦軸に摩擦係数を、横軸
に摺動距離（ｍ）をとって示したグラフである。図にお
いて線Ｑは黒鉛とクロムモリブデン鋼との摺動を、線Ｒ
は黒鉛と酸化ジルコニウムの皮膜を被覆したクロムモリ
ブデン鋼との摺動結果を示したものである。このグラフ
より黒鉛とクロムモリブデン鋼とが直接に接触している
ものは摩擦係数が摺動距離にほぼ比例して初期値約０．
４より増加していることが理解される。しかし酸化ジル
コニウム皮膜を被覆した場合には線Ｒのように摩擦係数
が初期値約０．１がら摺動距離が増加してもほぼ比較的
小さい初期値を保持して安定していることが理解される
。この原因は酸化ジルコニウムのようなセラミックは酸
化による表面状態の変化が生じないためと考えられる。 したがって酸化ジルコニウムのようなセラミックを炉心
支持板の表面に被覆することにより炉心構造物を搭載す
る炉心支持板の面での摩擦係数を安定なものとし、また
比較的小さい値に保つことができる。
以上の説明から明らかなように、本発明によれば黒鉛等
のブロックからなる炉心構造物を搭載する炉心支持板の
炉心構造物に接触する面にセラミックからなる皮膜を被
覆することにより、原子炉運転時の熱膨張により、炉心
構造物と炉心支持板とが接触面で摺動しても、その摩擦
係数は安定し、また比較的小さい値となるという効果が
ある。またこのため上記摩擦係数に基づく炉心拘束機構
の締付力は適切な値にすることができるという効果があ
る。
のブロックからなる炉心構造物を搭載する炉心支持板の
炉心構造物に接触する面にセラミックからなる皮膜を被
覆することにより、原子炉運転時の熱膨張により、炉心
構造物と炉心支持板とが接触面で摺動しても、その摩擦
係数は安定し、また比較的小さい値となるという効果が
ある。またこのため上記摩擦係数に基づく炉心拘束機構
の締付力は適切な値にすることができるという効果があ
る。
第１図は本発明の実施例による高温ガス冷却形原子炉の
炉心構造物要部の部分断面図、第２図は第１図における
炉心支持板のセグメントの平面図、第３図は第２図のＸ
−Ｘ断面図、第４図は本発明の実施例によるセラミック
の皮膜を被覆したクロムモリブデン鋼と黒鉛、およびセ
ラミックの皮膜を被覆しないクロムモリブデン鋼と黒鉛
との摺動試験結果を示すグラフ、第５図は高温ガス冷却
形原子炉の炉内構造の部分断面図、第６図は第５図にお
ける炉心支持板の平面図、第７図は第５図における炉心
支持板の熱膨張に追従する炉心構造物の挙動を示す部分
平面図である。 １：炉心、２：高温プレナム部、３：固定反射体、４：
炉床断熱部、５：炉心構造物、６：炉心支持板、８：ダ
イヤグリッド、１１：炉心拘束機構、第２図 １日 第５図 第６図 ん ）−イ 第７図
炉心構造物要部の部分断面図、第２図は第１図における
炉心支持板のセグメントの平面図、第３図は第２図のＸ
−Ｘ断面図、第４図は本発明の実施例によるセラミック
の皮膜を被覆したクロムモリブデン鋼と黒鉛、およびセ
ラミックの皮膜を被覆しないクロムモリブデン鋼と黒鉛
との摺動試験結果を示すグラフ、第５図は高温ガス冷却
形原子炉の炉内構造の部分断面図、第６図は第５図にお
ける炉心支持板の平面図、第７図は第５図における炉心
支持板の熱膨張に追従する炉心構造物の挙動を示す部分
平面図である。 １：炉心、２：高温プレナム部、３：固定反射体、４：
炉床断熱部、５：炉心構造物、６：炉心支持板、８：ダ
イヤグリッド、１１：炉心拘束機構、第２図 １日 第５図 第６図 ん ）−イ 第７図
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １）炭素または黒鉛ブロックの積層体としてなる炉心、
固定反射体、高温プレナム部および炉床断熱部等からな
る炉心構造物を原子炉容器の底部に支えられたダイヤグ
リッド上に金属製の複数のセグメントからなる炉心支持
板を介して搭載する高温ガス冷却形原子炉の炉心支持板
構造において、前記それぞれの炉心支持板の前記炉心構
造物に接触する面にセラミックの皮膜を被覆したことを
特徴とする高温ガス冷却形原子炉の炉心支持板構造。 ２）特許請求の範囲第１項記載の炉心支持板構造におい
て、セラミックの皮膜を酸化ジルコニウムからなるもの
とし、その厚さを１００〜８００μｍとして被覆したこ
とを特徴とする高温ガス冷却形原子炉の炉心支持板構造
。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59190797A JPS6168586A (ja) | 1984-09-12 | 1984-09-12 | 高温ガス冷却形原子炉の炉心支持板構造 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59190797A JPS6168586A (ja) | 1984-09-12 | 1984-09-12 | 高温ガス冷却形原子炉の炉心支持板構造 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6168586A true JPS6168586A (ja) | 1986-04-08 |
| JPH0334832B2 JPH0334832B2 (ja) | 1991-05-24 |
Family
ID=16263899
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP59190797A Granted JPS6168586A (ja) | 1984-09-12 | 1984-09-12 | 高温ガス冷却形原子炉の炉心支持板構造 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6168586A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2680597A1 (fr) * | 1991-08-20 | 1993-02-26 | Framatome Sa | Structure interne d'un reacteur nucleaire a neutrons rapides. |
-
1984
- 1984-09-12 JP JP59190797A patent/JPS6168586A/ja active Granted
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2680597A1 (fr) * | 1991-08-20 | 1993-02-26 | Framatome Sa | Structure interne d'un reacteur nucleaire a neutrons rapides. |
| US5227126A (en) * | 1991-08-20 | 1993-07-13 | Framatome | Internal structure for a fast neutron nuclear reactor |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH0334832B2 (ja) | 1991-05-24 |
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Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| R250 | Receipt of annual fees |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250 |
|
| EXPY | Cancellation because of completion of term |