KR930010415B1 - 원자로 내압 용기용 중성자 차폐패널 설비 - Google Patents

원자로 내압 용기용 중성자 차폐패널 설비 Download PDF

Info

Publication number
KR930010415B1
KR930010415B1 KR1019850007207A KR850007207A KR930010415B1 KR 930010415 B1 KR930010415 B1 KR 930010415B1 KR 1019850007207 A KR1019850007207 A KR 1019850007207A KR 850007207 A KR850007207 A KR 850007207A KR 930010415 B1 KR930010415 B1 KR 930010415B1
Authority
KR
South Korea
Prior art keywords
reactor
core
shielding panel
vessel
shielding
Prior art date
Application number
KR1019850007207A
Other languages
English (en)
Other versions
KR860002829A (ko
Inventor
레로이 터어너 로버트
트란 킴친
레슬리 압보트 스테판
리차드 고릭 레오나드
에드워드 보일 데이비드
Original Assignee
웨스팅하우스 일렉트릭 코오포레이숀
알·엘·레인하트
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 웨스팅하우스 일렉트릭 코오포레이숀, 알·엘·레인하트 filed Critical 웨스팅하우스 일렉트릭 코오포레이숀
Publication of KR860002829A publication Critical patent/KR860002829A/ko
Application granted granted Critical
Publication of KR930010415B1 publication Critical patent/KR930010415B1/ko

Links

Images

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00Reactor types
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C11/00Shielding structurally associated with the reactor
    • G21C11/02Biological shielding ; Neutron or gamma shielding
    • G21C11/022Biological shielding ; Neutron or gamma shielding inside the reactor vessel
    • 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

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • Biomedical Technology (AREA)
  • General Health & Medical Sciences (AREA)
  • Molecular Biology (AREA)
  • Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
  • Health & Medical Sciences (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Particle Accelerators (AREA)
  • Shielding Devices Or Components To Electric Or Magnetic Fields (AREA)

Abstract

내용 없음.

Description

원자로 내압 용기용 중성자 차폐패널 설비
제1도는 본 발명에 따라 차폐패널(Panel)을 구체화 하는 원자로 용기의 측단면도.
제2도는 제1도의 선 II-II을 따라 취한 단면도.
제3도는 제2도에서 도시된 점선으로 둘러싸인 부분의 확대도.
제4도는 제1도의 차폐패널을 도시하는 부분절단 사시도.
제5도는 본 발명에 따라 차폐패널을 고정하기 위한 대체 실시예를 도시하는 사시도.
제6도는 본 발명에 따라 차폐패널을 고정하기 위한 다른 대체 실시예를 도시하는 사시도.
제7도는 본 발명에 따라 차폐패널을 사용하는 차폐설비의 또다른 대체 실시예를 도시하는 부분 절단한 원자로 용기와 그 내부의 부분 사시도.
* 도면의 주요부분에 대한 부호의 설명
1 : 원자로 용기 11 : 노심배럴
21 : 원자로심 27 : 배플(Baffle) 구조체
31, 55 : 열 차폐체 41, 49, 57 : 차폐패널
43 : 캐니스터(Canister)
본 발명은 원자로용 중성자 차폐 설비에 관한 것이며, 특히 원자로심으로부터 방사되는 고 에너지 중성자의 충격에 대비하여 원자로 용기의 선택된 구역을 차폐하는 중성자 차폐패널을 사용하는 설비에 관한 것이다.
증기 터이빈을 구동시키는 증기를 산출하기 위하여 사용하는 가압수형 감속원자로와 비등수형 원자로에 있어서, 통상 원자로 내부 부분으로서 설명되는 원자로심과 다른 제어장치는 물로 충만된 금속 용기내에 배치된다. 핵분열은 원자로심내에서 발생되며 핵분열 과정시 발생된 에너지는 물속으로 전도되어 진다. 가압수형 감속원자로에 있어서, 가열된 물은 가열된 물의 열에너지를 터어빈을 구동시키기 위한 증기를 형성하는 다른 도관의 물에 전달하는 열교환기를 통하여 상승되어진다. 비등수형 원자로에 있어서, 핵분열 생성물의 에너지는 터어빈을 구동시키기 위한 증기를 형성하는 원자로 용기내에서 물에 전도된다. 양형태의 원자로에 있어서, 원자로심으로부터 용기에 부과되는 중성자속은, 용기의 재료에 대하여 취성을 가지도록 하는 것으로 판명되었다. 이 용기의 취성은 고 에너지 중성자에 의해 계속된 피폭과 더불어 용기의 파단 인성이 감소되는 것이며, 만일 이 상태가 계속된다면 결국 용기의 파손을 야기할 수 있는 것이다.
다양한 설계기술이 용기의 방사선 피폭을 감소시키기 위하여 활용되어 왔다. 예를 들면, 가압수형 원자로에 있어서 제조업자는 용기의 방사선 피폭을 감소시키기 위하여 강철 열 차폐체를 사용하였다. 그러한 한 설계에 있어서, 원자로심을 지지하며 에워싸고 있는 노심배럴(Barrel)은, 노심배럴의 외부 표면과 내압용기의 내부 표면으로부터 대략적으로 같은 거리에 위치하고 2인치에서 3인치의 두께를 가진 원통형 강철벽에 의하여 노심배럴 자체가 둘러싸여져 있게 된다. 원자로 용기의 내부 표면에 충돌하는 중성자속 레벨이 주변 방향으로 변화되어지는 것을 서술하고 있는 미합중국 특허 제3,868,302호에 서술된 다른 대체설계에 있어서, 노심배럴 두께는 강한 선속이 존재하는 그러한 영역에서 선택적으로 증가되게 된다.
전술한 열 차폐체 설계는 작동 수명중 일정한 원자로의 허용플루엔스(Fluence, 단위면적에 충돌하는 중성자수)에 대한 기준을 만족시킨다. 하지만 일분 원자로중의 원자로 용기의 화학적 조성은 그러한 차폐에도 불구하고 빠른 속도로 취성을 가지도록 야기하는 것으로 판명되었다. 특히 용기를 구성하는 강철단조부 또는 판이 중대한 잔여량의 동과 니켈(대략 1% 함유됨)을 함유하고 있을때, 용기의 취성 속도는 그러한 불순물을 함유하지 않는 용기를 능가하여 상당하게 증가되었다. 덧붙여서, 중요한 잔여량의 동과 니켈을 함유하며 용기를 구성하는 강철단조부, 또는 판을 접합하는 어떠한 용접부라도 역시 증가된 취성의 속도를 가지게 된다.
상기 서술한 잘 알려진 열 차폐체 설계는, 중대한 잔여량의 동과 니켈을 함유하는 용기의 용접부와 용기에 대해서는 그러한 용기나 또는 용기의 용접부가 원자로의 설계된 작동수명내에서 허용 취성에 관련하여 제안된 미합중국 원자력규제 위원회의 차폐 기준을 넘지 못하도록 하는 충분한 중성자 플루엔스 감소력을 가지지 못하는 것이다. 잘 알려진 열 차폐체 설계는 원자로와 특정 차폐체와 원자로에 의하여 약 20%에서 40%의 플루엔스를 감소할 수 있다. 하지만 중요한 잔여량의 동과 니켈을 함유하는 용기의 용접부 또는 용기는, 만일 그것이 원자로 용기중에서 높은 플루엔스 영역에 위치한다면, 4.0 혹은 그 이상의 율까지 플루엔스를 감소하는 차폐가 요구되는 것으로 결정되어 왔다.
연료 관리 기술은 노심내의 연료 집합체를 노심에서 흘러나오는 중성자를 최소화 하는 방법으로 배열될 수 있게 하는 것이라는 것은 잘 알려져 있다. 연료 관리 기술은 2.0의 율만큼 플루엔스를 감소하는 것으로 사용되어 왔다. 하지만 연료 관리 기술과 잘 알려진 차폐설계를 결합할지라도 중대한 잔여량의 동과 니켈을 함유하는 원자로 용기의 취성 속도를 허용한계내로 유지할만큼 충분히 플루엔스를 감소시키지 못하는 것이다.
따라서 본 발명의 주된 목적은, 고 에너지 중성자속가 포격되었을때 높은 속도로 취성을 가지게 되는 원자로 용기의 특정 부분에 대하여 증가된 중성자차폐를 제공하는데 있다.
본 발명 목적의 양성에 따른면, 본 발명은, 노심으로부터 고 에너지 중성자가 포격되었을때 취성을 가지기 쉬운 원자로 용기와 원자로 용기내에 설치된 원자로심으로 구성되는 원자로 설비에 있어서, 상기 설비는 고 에너지 중성자 방사선으로부터 원자로 용기를 차폐하기 위한 차폐패널을 포함하고 있으며, 상기 차폐패널은 상기 원자로 용기가 특별히 취성을 가지기 쉬운 영역에서 상기 원자로심과 상기 원자로 용기의 내부 표면사이에 설치된 캐니스터와 , 상기 캐니스터내에 배치된 본질적으로 중금속과 수소로 이루어지는 물질로 구성되는 것을 특징으로 하는 것이다.
캐니스터는 노심을 에워싸는 원통형 차폐체를 오려낸 틀에 설치하는 것이 바람직하다. 역시 노심배럴의 외부 표면 또는 원통형 차폐체의 내부 표면에 캐니스터를 설치하는 것은 가능하다. 사상 실제 차폐체는 각각의 높은 플루엔스 영역의 노심배럴에 부착된 개개의 판의 형태로 되며, 캐니스터는 적당한 위치에서 강철판을 오려낸 틀에 설치될 수 있다.
본 발명은 첨부 도면에서 예로서 도시한 양호한 실시예의 다음 서술에 의하여 더욱 명백하게 이해될 수 있을 것이다.
도면을 참고하면, 제1도에는 일반적인 가압수형 감속 원자로 시스템용으로 설계된 긴 원통형 원자로 용기(1)가 도시되어 있다. 용기(1)는 통상의 반구형 저부(3)와, 최소한 하나의 냉각수 입구노즐(5)과 냉각수 출구노즐(7)을 가지고 있다. 용기(1)는, 헤드조립체(도시하지 않음)에 의하여 그 개방단부(9)에서 밀봉되었을때, 기밀 가압용기를 구성한다. 원통형 노심배럴(11)은 내부로 연장되는 용기(1)의 플랜지(13)에 걸려있다. 노심배럴(11)은 원주의 방사상 방위에 있는 노심배럴(11)의 위치를 고정하기 위한 키이부재(19)의 상응하는 부재에 맞물리기 위하여 노심배럴 주위 둘레에 배치된 다수의 돌출부(17)를 가지는 저부단조부(15)를 포함한다.
다수의 연료 집합체(도시하지 않음)를 포함하는 원자로심(21)은 접속소자(25)에 의하여 노심배럴(11)의 내부벽에 접속된 하부노심판(23)상에 얹혀있으며 용기(1)내에 배치된다. 노심(21)은 제2도에서 상세히 도시된 것과 같은 노심의 통상적인 장방형 외형과 일치하는 형태를 가지는 배플(Baffle) 구조체(27)에 의하여 에워싸여 있고 넣어져 있다. 배플구조체(27)는 다수의 격리판(29)에 의하여 노심배럴(11)에 접속된다. 원통형 열 차폐체(31)는 용기(1)의 내부 표면과 노심배럴(11)의 외부 표면 사이에 배치되며, 접속부재(33, 35)에 의하여 노심배럴(11)에 부착된다. 잘 알려진 바와 같이, 노심배럴(11)과, 차폐체(31)는 통상적으로 스테인레스스틸로 만들어지며, 용기(1)는 스테인레스스틸의 층(도시하지 않음)을 가지는 그 내부 표면상에 저탄소강 피복되어 있다.
작동시 냉각수는 입구노즐(5)에서 용기(1)로 들어오며 용기(1)의 내부 표면과 노심배럴(11)의 외부 표면에 의하여 형성된 체환을 통하여 아래로 향하게 흐른다. 용기(1)의 저부에서 냉각수는 저부단조부(15)에 있는 다수의 개구(36)를 통하여 상승되며 하부노심판(23)에 있는 다수의 개구(도시하지 않음)를 통과하여 위로 올려진다. 그 다음에 가압 및 가열된 물은, 물이 터어빈(도시하지 않음)을 구동하기 위한 증기 발생기(도시하지 않음)에 전달되는 출구노즐(7)을 통과하여 빠져나가게 된다.
노심(21)에 있는 핵연료는 용기(1)를 향하여 외부로 방출되는 중성자를 방사한다. 노심으로부터 방사되는 중성자속은 주변의 방향으로 변화된다. 하나의 대표적인 원자로 설계에 있어서, 가장 높은 선속레벨은 통상적인 노심의 장방형 외형의 코오너 부근이며, 그러한 코오너는 제2도에서 참고번호(37)로 지적한 것과 동일한 곳이다. 또 하나의 대표적인 설계(도시하지 않음)에 있어서, 가장 높은 선속레벨은 제2도에서 도시한 코오너(37)로 부터 45°까지 이동되어 있다
원자로 용기의 강철 단조부 또는 판은 고 에너지 중성자에 피폭되어짐에 의하여 취성을 가지게 된다는 것을 오래전부터 널리 알려져 왔다. 이러한 이유 때문에 원통형 열 차폐체(31)와 같은 열 차폐체는 용기(1)에 충돌하는 중성자속을 감소하게 하는 것으로 사용되어 왔다. 하지만 용기를 구성하는 강철이나 또는 용기에 있는 용접부의 조성이 중대한 잔여량의 동과 니켈을 포함하고 있을때 그러한 잘 알려진 차폐 장치는 불충불한 것이며, 특히 고 플루엔스 영역에서 더욱 불충분한 것이다. 원자로 용기의 그러한 부분은 추가의 차폐를 하지 않는다면 시간과 비용이 드는 방법에 의하여 보수가 필요할지도 모르는 균열성장의 증가된 감수율을 야기하도록 취성을 가지는 것으로 될 수 있다.
용기의 강철자체가 그러한 잔여의 원소를 함유할때 또는 고 플루엔스 영역을 통과하는 용접부가 중대한 잔여량의 동과 니켈을 함유하는 것으로 결정되었을때 고 플루엔스 영역에서 차폐를 강화하는 것은 필수적인 것이 된다. 본 발명은 중대한 잔여량의 동과 니켈의 함유로 야기되는 증가된 속도로 취성을 가지게 되는 용기영역의 인접한 부근의 열 차폐체를 대신 하거나, 또는 첨가하여 사용되어질 수 있는 차폐패널의 제공함에 의하여 이 문제를 해결한다.
다시 제1도를 참고하면, 원자로 용기(1)는 용접밴드(39)와 같은 용접부에 의하여 함께 접합되어진 다수의 강철셀층(38a에서 38e)으로 구성되는 것을 도시하고 있다. 용접밴드(39)는 원자로심의 상부와 하부단부 사이에 위치하며, 이와 같이 코오너(37, 제2도)의 부근에 있는 네개의 고 플루엔스 영역을 통과한다. 본 발명을 설명하기 위하여, 용접밴드(39)는 중대한 잔여량의 동과 니켈을 함유하며 이것 때문에 고 에너지 중성자에 피폭되었을때 증가된 속도로 취성을 가지게 되는 것으로 가정된다. 전술한 바와 같이 널리 알려진 열차폐체(31)는 그러한 용접부에 대하여 충분한 차폐를 제공하지 못하는 것이다. 본 발명에 따라서 차폐패널(41)은 용접밴드가 고 플루엔스 영역을 통과하는 각각의 위치에 있는 용접밴드(39)에 대향하게 설치된다. 제1도에서 제4도까지 예시된 본 발명의 실시예에 있어서 각각의 차폐패널(41)은 각각의 고 플루엔스 영역에 있는 용접밴드(39)에 대향한 적절한 위치에서 열 차폐체(31)의 부분을 오려냄으로서 열 차폐체(31)에 형성된 틀에 삽입된다. 각각의 틀은 삽입되게 되는 차폐패널(41)의 크기와 일치하는 크기를 가진다.
본 발명의 양호한 실시예에 일치하는 제3도를 참고하면, 차폐패널(41)은 중금속 수소화합물로 충만한 공동(45)를 완전히 에워싸는 인코넬 합금 또는 스테인레스스틸로 만든 외부벽(43)을 가지는 캐니스터로 구성된다. 충전재료는 최고의 차폐정도를 제공하는 것으로 판명된 티타늄 수소화합물(TiH2)로 구성되는 것이 바람직하다. 지르코늄 수소화합물 역시 그것 하나만으로 또는 티타늄 수소화합물과 조합하여 충전 재료로 사용되어 질 수 있다. 감속중원소 또는 중원소와 수소의 일반적인 화합은 전체에너지 영역에서 고속중성자를 효과적으로 감속하는 것으로 판명되어 왔다. 중원소는 비탄선 산란충돌의 결과로서 1MeV까지 중성자를 감속시키는 것에 대해서는 효과적이다. 하지만 1MeV의 근처에서 중원소에 의하여 중성자를 감속시키는 것은 탄성 충돌에 의하여 효과적으로 중성자를 감속시킬 수 있는 수소와 같은 경원소에 의한 중성자 감속보다도 적은 효과를 나타낸다.
효율적인 차폐는 중원소와 수소의 균형에 달려있기 때문에, 중원소와 수소의 균형을 최적 차폐 능력을 완성하는데 중요한 역할을 하는 금속 수소화합물의 이론적 조성에 따른다. 예를 들면, 티타늄은 이론적으로 티타늄분의 수소의 비율이 2로 산출되는 수소와 함께 포화되어질 수 있다. 하지만, 상업적인 목적에 있어서, 널리 알려진 다양한 제조방법은 티타늄 분의 수소의 비율이 1.8가까이 까지 허용된다. 그러한 제조방법의 하나는 미합중국 특허 제3,720,751호와 제3,720,752호에 서술되어 있으며 반호우텐(Van Houten) 방법으로 널리 알려져 있다. 티타늄 수소화합물의 이론적 조성의 변화에 대한 차폐율의 감도는 아래 표에 잘 나타나 있으며, 차폐율은 중성자속이 차폐패널의 사용과 함께 감소되어지는 비율이다. 보는 바와 같이 티타늄 수소화합물의 차폐능력은 수소함량의 감소와 함께 감소된다.
금속 수소화합물의 밀도 역시 차폐율에 있어서 중요한 역할을 한다. 예를 들면, 티타늄 수소화합물 제조방법에 의하여 분말 또는 부서지기 쉬운 조각의 형태로 들어가게 된다. 밀도으 범위는 이론적 밀도의 85%와 100% 사이로 변화된다. 차폐율은, 아래표에서 보여주는 바와 같이 밀도가 낮아짐으로서 감소된다. 저밀도 티타늄 수소화합물의 차폐능력은 감속산란 교호작용의 비율이 밀도와 함께 비례하여 감소되기 때문에 더 적은 것이다.
티타늄 수소화합물의 두께는 역시 아래표에서 보여주는 바와 같이 차폐율에 영향을 준다. 아래표에 있어서, 차폐율은 두께 1.3cm인 스테인레스스틸 캐니스터 벽의 차폐 효과를 계산속에 넣은 것이며, 캐니스터의 전 후벽의 총두께는 1인치이다.
Figure kpo00001
캐니스터의 방위각 및 길이 치수 뿐만 아니라 캐니스터 벽의 두께와 티타늄 수소화합물의 두께는, 필요 차폐율과 아울러 차폐되어지는 용기 영역의 치수를 고려에 넣는 각각의 특별 적용을 위하여 설계되어져야 할 것이다. 예를 들면 한 경우에 있어서, 차폐패널 설계는 50°의 방위각 스팬과, 76cm의 높이와, 1.3cm의 캐니스터 벽두께와, 9.53cm의 티타늄분의 수소화합물에 대한 두께로 계산된다. 상술한 치수의 차폐패널에 대한 차폐율은, 1.8과 2 사이의 티타늄 수소의 이론적 비율과, 이론적 밀도의 85%와 100% 사이의 티타늄 수소화합물의 밀도 변화에 의하여 2.0과 2.9 사이로 변화한다.
제2도에 점선 부분 A를 확대하여 도시하는 제3도와 특히 제4도를 참고하면, 차폐패널(41)은 그 주변 주위에 연장되는 플랜지(46)를 가지며, 열 차폐체(31)에 차폐패널을 부착하기 위한 다수의 보울트(47)를 넣기 위하여 절삭가공되어 있음을 알 수 있다. 열 차폐체(31)는, 설치되었을때 차폐패널(41)의 외부 표면이 열 차폐체(31)의 외부 표면과 평평하게 되는 그러한 카운터싱크(Counter-Sink, 48)를 가지는 것이 바람직하다.
제5도는 본 발명의 원리에 일치하는 대체 패널설비를 도시한다. 제5도에 있어서 금속 수소화합물로서 충만된 인코넬 합금 캐니스터 또는 스테인레스스틸 캐니스터로 구성되는 차폐패널(49)은 보울트(52)에 의하여 원통형 열 차폐체(31)의 내부 표면(50)에 접속된다. 차폐패널(49)은 제1도에서 제4까지에 있는 차폐패널(41)과 같은 유사한 차폐특성을 가지는 것이다. 원통형 차폐체(31)와 노심배럴(11) 사이의 공간은 제1도와 제2도에서 도시된 것과 같이 좁게 되어 있기 때문에, 차폐패널(49)은 용기(1)와 노심배럴(11) 사이의 페환에 흐르는 냉각수의 통행을 허용하도록 다수의 세로 흐름 구경(51)을 가진다.
원통형 차폐체(31)의 내부 표면상에 차폐패널(49)를 설치하는 대신에 제6도에서 도시된 것과 같은 차폐패널(49)을 노심배럴(11)의 외부 표면(53) 상에 설치하는 것은 역시 가능한 것이다.
차폐패널의 적용을 예시하는 제7도는 미합중국 특허 제3,868,302호에 서술된 것과 같은 부분 열 차폐체와 함께 본 발명에 따라 도시한 것이다. 부분 열 차폐체는 원통형 열 차폐체의 기능과 동일한 작용을 수행하는 것이다. 하지만 다수의 부분 열 차폐체는 노심배럴을 완전히 에워싸는 것이라기 보다는 각각의 노심의 고 플루엔스 영역에 있는 노심배럴의 외부 표면에 고정되는 것이다. 제7도는 노심배럴(11)에 설치된 하나는 상기 부분 열 차폐체(55)를 도시한다. 부분 열 차폐체(55)는 고 플루엔스 영역의 방위각 범위에 상응하는 방위각 방위에 있는 아아크를 가진다. 부분 열 차폐체(55)의 세로치수는 각각의 고 플루엔스 영역이 노심의 전체길이에 따라 연장되어지므로 원자로 노심의 길이와 대략적으로 같은 것이 된다. 차폐패널(57)은, 제1도에서 제4도까지에 있는 차폐패널(41)의 설치와 같은 방법으로 도시되어 있으며, 그러므로 패널(57)의 외부 주변영역에 배치된 다수의 보울트에 의하여 열차폐 부분(55)을 오려내 틀에 설치되어 진다. 제7도에 도시된 원자로 용기(1)는, 제1도에서와 같은 잔여량의 동과 니켈을 가지는 것으로 가정되며 이것 때문에 고비율로 취성이 있게 되어지는 용접밴드(39)를 가진다. 따라서, 차폐패널(57)은 용접밴드(39)에 대향되어지게 위치선정되어진다.
만일 용기(1)을 구성하는 강철단조부와 판, 혹은 길이의 용접부가 그것들에 대해 더욱 취성을 받게 하도록 하는 동과 니켈을 함유한다면, 도면에서 예시된 차폐패널의 세로치수는, 증가된 취성으로 영향을 받기쉬운 전체영역을 더퍼야 할 필요가 생기므로 증가되어질 것이다. 일부 경우에 있어서 차폐패널의 세로치수는 노심의 전체길이로 확정되고 고 플루엔스 영역의 세로치수에 일치하게 된다.
본 발명에 따라 차폐패널을 구성하는 캐니스터의 조성은 특별 적용의 차폐요건에 의하여 역시 변경되어진다. 예를 들면, 차폐패널이 스테인레스스틸 또는 인코넬 합금의 고체블록으로 구성되는 것은 본 발명의 원리내에서 가능한 것이다. 인코넬 합금 또는 스테인레스스틸의 고체블록은 전술한 것과 같은 중금속 수소화합물로 충만된 캐니스터보다 낮은 정도의 차폐를 제공하지만, 특별적용에서 제1도에서 제4도까지의 원통형 열 차폐체의 두께보다 더 큰 두께를 가지는 인코넬 합금 또는 스테인레스스틸의 고체블록은 플루엔스를 허용레벨까지 낮추도록 하는 충분한 양의 추가 차폐를 제공할 것이다. 본 발명의 이러한 특별 적용에서, 스테인레스스틸 또는 인코넬 합금의 고체블록은 제1도에서 제4도까지에 있는 차폐패널(41)의 형태와 동일한 방법으로 배열되며 도면에서 도시한 것과 같은 동일 방법으로 열 차폐체(31)을 오려낸 틀에 설치된다, 간격제한과 원통형 차폐체(31)의 내부 표면에 대한 접근의 용이성 때문에 스테인레스스틸 또는 인코넬 합금의 고체블록은 제5도에 도시된 차폐패널(49)의 설치와 동일한 방법으로 원통형 차폐체(31)의 내부 표면에 설치되어진다.

Claims (8)

  1. 노심(21)으로부터 고 에너지가 포격되었을때 취성을 가지기 쉬운 원자로 용기(1)와 상기 원자로 용기(1)내에 설치된 원자로심(21)으로 구성되는 원자로설비에 있어서, 상기 설비는 고 에너지 중성자 방사선으로부터 원자로 용기를 차폐하기 위한 차폐패널을 포함하고 있으며, 상기 차폐패널은 상기 원자로 용기가 특별히 취성을 가지기 쉬운 영역(37)에서 상기 원자로심(21)과 상기 원자로 용기(1)의 내부 표면 사이에 설치된 캐니스터와, 상기 캐니스터(43)내에 배치된 본질적으로 중금속과 수소로 이루어지는 물질로 구성되는 것을 특징으로 하는 원자로 내압용기용 중성자 차폐패널 설비.
  2. 제1항에 있어서, 상기 캐니스터(43)는 스테인레스스틸 또는 인코넬 합금으로 구성되는 것을 특징으로 하는 원자로 내압용기용 중성자 차폐패널 설비.
  3. 제1항 또는 제2항에 있어서, 상기 물질은 티타늄 수소화합물과 지르코늄 수소화합물 중에서 적어도 하나를 포함하는 것을 특징으로 하는 원자로 내압용기용 중성자 차폐패널 설비.
  4. 제1항에 있어서, 차폐패널(41, 49, 57)은, 상기 원자로 용기가 고율의 중성자 방사선에 피폭되는 영역(37)에서 상기 원자로심(21)과 상기 원자로 용기(1) 사이에 배치되며, 상기 중금속과 수소충전물이 들어 있는 캐니스터(43)로 구성되는 것을 특징으로 하는 원자로 내압용기용 중성자 차폐패널 설비.
  5. 제4항에 있어서, 노심배럴(11)은, 상기 노심(21)을 지지하고 에워싸고 있으며, 상기 차폐패널(41, 49, 57)을 상기 노심배럴(11)과 상기 용기(1) 사이에 설치하고 있는 것을 특징으로 하는 원자로 내압용기용 중성자 차폐패널 설비.
  6. 제5항에 있어서, 열 차폐체를 형성하는 강철벽(31, 35)은, 상기 노심배럴(11)과 상기 용기(1) 사이에 설치되고 상기 노심과 같은 넓이를 가지며 상기 노심의 측에 평행하게 되어 있고, 상기 차폐패널(43, 49)을 직접 부착하고 있는 것을 특징으로 하는 원자로 내압용기용 중성자 차폐패널 설비.
  7. 제6항에 있어서, 상기 강철벽(31)은 상기 노심배럴로 부터 일정하게 간격져 있고 상기 노심배럴을 마주 대하고 있는 내부 표면(50)을 가지며, 상기 차폐패널(49)을 설치하고 있는 것을 특징으로 하는 원자로 내압용기용 중성자 차폐패널 설비.
  8. 제7항에 있어서, 상기 강철벽(31)은 상기 영역에 대향하는 개방부를 가지며, 상기 차폐패널(41)을 상기 개방부에 설치하는 것을 특징으로 하는 원자로 내압용기용 중성자 차폐패널 설비.
KR1019850007207A 1984-09-28 1985-09-28 원자로 내압 용기용 중성자 차폐패널 설비 KR930010415B1 (ko)

Applications Claiming Priority (3)

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
US655,953 1996-05-31

Publications (2)

Publication Number Publication Date
KR860002829A KR860002829A (ko) 1986-04-30
KR930010415B1 true KR930010415B1 (ko) 1993-10-23

Family

ID=24631046

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
KR1019850007207A KR930010415B1 (ko) 1984-09-28 1985-09-28 원자로 내압 용기용 중성자 차폐패널 설비

Country Status (7)

Country Link
US (1) US4743423A (ko)
EP (1) EP0177266B1 (ko)
JP (2) JPS6189585A (ko)
KR (1) KR930010415B1 (ko)
BE (1) BE903252A (ko)
DE (1) DE3581038D1 (ko)
ES (1) ES8705678A1 (ko)

Families Citing this family (18)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4941159A (en) * 1988-10-14 1990-07-10 Westinghouse Electric Corp. Low neutron fluence nuclear reactor internals
US4997619A (en) * 1989-10-13 1991-03-05 The Babcock & Wilcox Company Shield for a nuclear reactor
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
US5436945A (en) * 1993-12-03 1995-07-25 Combustion Engineering, Inc. Shadow shielding
US6452994B2 (en) * 2000-01-11 2002-09-17 Nac International, Inc. Systems and methods for storing exothermic materials
JP3845685B2 (ja) * 2001-07-10 2006-11-15 独立行政法人 日本原子力研究開発機構 放射性廃棄物固体内の核***性物質量の非破壊的測定装置
FR2893176A1 (fr) * 2005-11-04 2007-05-11 Framatome Anp Sas Cuve de reacteur nucleaire a eau sous pression.
US8064564B2 (en) * 2007-12-04 2011-11-22 Westinghouse Electric Company Llc Neutron shielding panels for reactor pressure vessels
US9959944B2 (en) 2012-04-12 2018-05-01 Bwxt Mpower, Inc. Self-supporting radial neutron reflector
EP4365601A2 (en) 2013-03-15 2024-05-08 Abbott Laboratories Automated diagnostic analyzers having rear accessible track systems and related methods
US9431135B2 (en) 2013-12-17 2016-08-30 Global Nuclear Fuel—Americas, LLC Nuclear reactor fluence reduction systems and methods
US20160099083A1 (en) * 2014-10-01 2016-04-07 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Fast flux shield and method of reducing fast neutron fluence at a core shroud of a boiling water reactor using the same
JP6470994B2 (ja) * 2015-02-17 2019-02-13 株式会社東芝 コアバレルの製造方法およびコアバレル
CN109994227A (zh) * 2017-12-29 2019-07-09 中国核动力研究设计院 一种钨材料热屏蔽板
EP4214723A4 (en) * 2020-09-18 2024-02-21 Ultra Safe Nuclear Corporation RADIATION SHIELDING FOR COMPACT AND TRANSPORTABLE NUCLEAR POWER SYSTEMS
CN112489827A (zh) * 2020-11-26 2021-03-12 中广核研究院有限公司 一种用于紧凑布置小型堆的屏蔽结构
CN112530608B (zh) * 2020-11-26 2024-03-01 中广核研究院有限公司 一种用于小型堆的近堆屏蔽装置

Family Cites Families (12)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3449208A (en) * 1956-12-17 1969-06-10 North American Rockwell Small nuclear reactor heat source
US3720752A (en) * 1967-04-11 1973-03-13 Houten R Van Massive metal hydride structures and methods for their preparation
US3720751A (en) * 1967-06-15 1973-03-13 Houten R Van Hydriding process
US3868302A (en) * 1971-05-12 1975-02-25 Westinghouse Electric Corp Thermal shield of a nuclear reactor
US3781189A (en) * 1971-07-07 1973-12-25 Atlantic Richfield Co Spent nuclear fuel shipping casks
US4123392A (en) * 1972-04-13 1978-10-31 Chemtree Corporation Non-combustible nuclear radiation shields with high hydrogen content
US4146430A (en) * 1975-11-25 1979-03-27 Westinghouse Electric Corp. Nuclear reactor core flow baffling
US4039842A (en) * 1976-01-08 1977-08-02 Brooks & Perkins, Incorporated Fuel storage rack
DE2629737A1 (de) * 1976-07-02 1978-01-05 Babcock Brown Boveri Reaktor Einrichtung zur reduzierung des neutronenflusses
JPS58155383A (ja) * 1982-03-11 1983-09-16 日本原子力事業株式会社 原子炉
EP0119781A1 (en) * 1983-03-04 1984-09-26 KABUSHIKI KAISHA KOBE SEIKO SHO also known as Kobe Steel Ltd. A neutron shielding material
US6370353B1 (en) * 2000-10-12 2002-04-09 Heidelberg Digital, L.L.C. Pressure roller system and an improved method for installing a pressure roller

Also Published As

Publication number Publication date
US4743423A (en) 1988-05-10
ES547206A0 (es) 1987-05-01
BE903252A (fr) 1986-03-18
EP0177266B1 (en) 1991-01-02
EP0177266A2 (en) 1986-04-09
JPH0517679Y2 (ko) 1993-05-12
ES8705678A1 (es) 1987-05-01
KR860002829A (ko) 1986-04-30
JPH0488897U (ko) 1992-08-03
JPS6189585A (ja) 1986-05-07
EP0177266A3 (en) 1987-09-30
DE3581038D1 (de) 1991-02-07

Similar Documents

Publication Publication Date Title
KR930010415B1 (ko) 원자로 내압 용기용 중성자 차폐패널 설비
US5057271A (en) Protection system for the basemat reactor containment buildings in nuclear power stations
JP4993835B2 (ja) 中性子発生のための破砕装置
US8462910B2 (en) Neutron shield
US4663533A (en) Storage and shipping cask for spent nuclear fuel
EP0367963B1 (en) Low neutron fluence nuclear reactor internals
US5995573A (en) Dry storage arrangement for spent nuclear fuel containers
EP0390486A2 (en) Nuclear reactor containment safety cooling system
EP2579263A1 (en) Radioactive substance storage container
US3016462A (en) Multi-layer vessel having a gamma ray flux absorbing layer
JPS61117483A (ja) 原子炉における中性子束減少装置
CN85106787A (zh) 核反应堆压力容器的中子屏蔽板布置
EP0599617A1 (en) Internal passive hydrogen peroxide decomposer for a boiling water reactor
US4687625A (en) Piping of nuclear reactor containment vessel
JPS61181992A (ja) 原子炉
JP3502100B2 (ja) 非円形断面鍛造鋼ボディを備える核燃料集合体用容器
GB2157880A (en) An improved nuclear reactor plant construction
US20030198313A1 (en) Thermal shunts and method for dry storage of spent nuclear fuel
US4997619A (en) Shield for a nuclear reactor
US20240170167A1 (en) Nuclear reactor with a heavy liquid metal coolant
Robino et al. Nickel-based gadolinium alloy for neutron adsorption application in RAM packages
Wilson et al. Aqueous homogeneous type research reactors
Cadena Jr Neutron-Embrittlement of Steels in Nuclear Pressure Vessels
Odano et al. Shielding design for steam generator of advanced marine reactor MRX
Bultman Engineering design of the Lujan Center target

Legal Events

Date Code Title Description
A201 Request for examination
G160 Decision to publish patent application
E701 Decision to grant or registration of patent right
NORF Unpaid initial registration fee