[发明专利]核反应堆用部件

说明书

技术领域

本发明涉及核反应堆用部件，例如，轻水反应堆(例如沸水反应堆和压水反应堆)，重水反应堆，气冷反应堆(例如高温气冷反应堆和超高温气冷反应堆)，液态金属冷却反应堆，和快中子增殖反应堆。尤其是，本发明涉及用作中子慢化剂和中子屏障的部件。

背景技术

由于石墨材料表现出对中子的吸收性很小，并且具有相对高的中子慢化能力，该材料已被广泛地用作核反应堆的中子慢化剂和中子屏障。

石墨材料已被用作石墨减速反应堆和高温气冷反应堆中的中子慢化剂，在这些方面的研究和开发近来已取得进展。另外，石墨材料已被用作快反应堆等领域中的中子屏障。

然而，石墨块体表现出以下行为：在辐射后其收缩，并且当体积达到被称为回转点(TA)的最小体积后，其开始膨胀(以下称为“肿胀(swelling)”)。将石墨结构的寿命终点设计成不超过辐射尺寸变化的TA辐射剂量。另外，已知在中子辐射下会发生蠕变变形(以下称为“蠕变变形”)，并且蠕变变形随着核反应堆的运行而增加，从而导致妨碍石墨结构的功能。

此外，对于每个制造商和每个等级，石墨材料都表现出不同的蠕变变形和肿胀行为，因此对于每个等级的石墨材料都进行了中子辐射研究，并且将蠕变变形和肿胀的数据收集并放入数据库中，并将其体现在核反应堆用部件的设计上。

专利文献1描述了用于抑制蠕变变形的发生的核反应堆操作方法。具体地，描述了一种减少石墨结构中产生的剩余应力来延长石墨结构的寿命的方法，其通过以下方式进行：改变核反应堆的操作模式以改变核反应堆中石墨结构的温度，从而在产生压缩应力的部分产生反向拉伸应力，由此引起反向的蠕变变形。

现有技术文献

专利文献

专利文献1：JP-A-2001-194481

发明内容

发明要解决的技术问题

然而，如上描述的方法不是抑制石墨结构(石墨材料)本身的蠕变变形的方法，而是试图通过操作方法来延长石墨结构寿命的方法。

由于上述方法约束了核反应堆的操作方法，因此不仅无法充分实现核反应堆的能力，而且考虑到保持核反应堆的稳定性，频繁改变核反应堆的输出的操作也是不优选的。

另外，延长核设施的石墨材料的寿命的一种方法是提高石墨材料的品质从而开发出耐蠕变变形和肿胀的材料，但是，为了使此材料可应用在实际的核反应堆中，不可避免地要对新石墨材料进行中子辐射测试来收集关于肿胀和蠕变变形的数据。在受到中子辐射的石墨材料中，石墨中所包含的超过1％的量的C-13被中子辐射激活，从而产生放射性C-14(其半衰期为5,730年)并包含在其中，而且还会形成各种物质，因此，有必要等到辐射产生停止，或注意要在完全屏蔽辐射的环境下进行分析。因此，凭借提高石墨材料的品质来开发抗蠕变变形的材料需要时间和劳动，认为这是一个问题。

本发明的一个目的是提供一种使用现有的石墨材料的核反应堆用部件，在对核反应堆操作条件或设备没有其他改进的情况下，即使直接暴露于中子，所述部件也可以稳定使用而不会有肿胀和蠕变变形。

解决问题的手段

(1)用于解决至少一部分上述问题的本发明的核反应堆用部件包括：包含石墨颗粒物的聚集体的核心部分；和，覆盖上述核心部分的包含陶瓷致密体的覆盖层。

此外，以下实施方式是优选的。

(2)所述颗粒物不是相互结合的。

(3)所述颗粒物包含天然石墨或合成石墨。

(4)所述覆盖层是气相沉积层。

(5)所述覆盖层包含一个或两个以上覆盖层，它们各自由选自热解碳、碳化硅、锆碳化物、钽碳化物和钛碳化物中的材料组成。

(6)用于中子慢化或中子屏蔽的部件，所述部件使用所述核反应堆用部件。

发明效果