JPH01109298A - 原子炉容器 - Google Patents

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】 〔産業上の利用分野〕 本発明は、高速増殖炉（以下ＦＢＲと略す）の原子炉容
器に係り、特に、地震時に原子炉全体に作用するせん断
力により発生する原子炉容器の耐座屈強度を増すのに好
適な原子炉の構造に関する。

〔従来の技術〕

従来の構造について、スーパーフェニックスを例にとり
、第４図により以下に説明する。

原子炉容器１は、板厚が５０ｍｍ、直径２０ｍ程度の薄
肉容器で原子炉−次冷却材１１及び炉内構造物を内包し
、ルーフスラブ構造３より直接溶接により吊り下げられ
ている。主要器内は水平隔壁１４により冷却材が上部の
ホットブレナムと下部のコールドプレナムに分けられる
。炉心４は、容器１の底の鎖部に設置する炉心支持構造
物５により支持されている。

ルーフスラブ強度部材は、軽量で、かつ、高剛性を確保
するため、マルチセルボックスビーム構造で構成され、
容器１及び熱交換器８．ポンプ等の機器を搭載し、最外
周でルーフスラブ３の支持部によりペデスタルに設置し
である。ルーフスラブは軽量であるが剛性が大きいため
、地震に対しても十分な強度を持っている。

炉心４は、十数枚の半径方向リブで構成された炉心支持
構造物５で支持されている。この各々のリブの内周部は
、中性子連へい体を収納する円筒容器に溶接で接続し、
外周部は容器鎖部に設置されるスカート構造１３に溶接
で接続される。

次に、地震の場合について述べる。水平地震時にはルー
フスラブ３の支持部には、原子炉容器全重量が加わる。

炉心４の重量は、炉心支持構造物５を介して、容器１の
鎖部に伝わり、容器を通ってルーフスラブ３の支持部に
伝わる。コールドプレナムの重量は、容器１の鎖部に一
様に伝わり、容器１を通ってルーフスラブ３の支持部に
伝わる。

ホットプレナムの重量は、はじめ、垂直隔壁１７に加わ
り、次に、水平隔壁１４に伝わる。それから容器１を通
ってルーフスラブ３の支持部に伝わる。ポンプ９及び熱
交換器８の重量は半分が水平隔壁１４を介して隔壁溶接
部に伝わり、容器１を通ってルーフスラブ３の支持部に
伝わる。残り半分は直接ルーフスラブ３の支持部に伝わ
る。

炉上部のルーフスラブ３の重量２回転プラグの重量は、
直接ルーフスラブ３の支持部に伝わる。

ここで、炉心４の重量、コールドプレナムの重量、ホッ
トプレナムの重量、ポンプ９と熱交換器８の重量の半分
は、地震時には、容器１を介して原子炉の支持部である
ルーフスラブ３の支持部に伝わる。

〔発明が解決しようとする問題点〕

−従来構造は、水平地震時には原子炉全重量の７０％は
、容器１の胴体の中央部以下に加わり、容器１の胴体を
介して原子炉支持部であるルーフスラブ３の支持部に伝
わる。従って、容器１の胴部は大きなせん断力を受ける
ことになりせん断崖屈が発生し易い、＊た、容器１の胴
体には補強となるものがないので、結果的に、容器胴体
１のせん断剛性が小さく、せん断崖屈に対する強度が低
くなる。

本発明の目的は、原子炉支持部の位置を考慮して、容器
胴体に加わるせん断力を極力小さくシ。

せん断座屈発生の可能性を低くすること、及び、原子炉
支持部を主容器胴体の補強として設置し、容器胴体のせ
ん断剛性を上げてせん断座屈に対する強度を増すことに
ある。

〔問題点を解決するための手段〕

上記の目的は、タンク型ＦＢＨの原子炉構造において、
炉心を支持するために炉心支持構造物として、リブ状の
支持構造物を炉心から原子炉容器の胴部に接続し、また
、原子炉容器そのものの支持部も容器の胴部に設け、こ
の両者の位置を一致させることによって達成される。

〔作用〕

本発明の原子炉構造で地震が作用した場合、まず、炉心
に作用する荷重は炉心支持構造物によりこれを通して原
子炉容器に伝えられる。原子炉容器には炉心支持構造物
の接合部と同じ位置に容器の支持部があるので、炉心支
持構造物から伝わった荷重は原子炉容器に負担をかける
ことなく、効果的に原子炉建屋へと流きれる。次に、原
子炉容器の内部にあるＮａ冷却材、内部構造物、［子炉
容器に取り付いている付属構造物、及び、原子炉容器本
体、原子炉容器蓋（ルーフスラブ、回転プラグ）のそれ
ぞれに作用する荷重は炉心支持構造物位置原子炉容器上
部の原子炉容器蓋から伝わってくるが、これらも主に炉
心支持構造物の位置より荷重が伝えられるため、効果的
に原子炉建屋へと流される。

また、原子炉容器蓋は軽量で、かつ、剛な構造となって
いるので、重量的には影響を与えずに原子炉容器の上部
に加わる荷重を伝達することができる。

このように、炉心支持構造物、及び、原子炉容器の支持
部を地震時に作用する荷重の伝達に有効な位置に設けて
いるので、地震に対して高い安全性を保つことができる
。

〔実施例〕

以下、本発明の一実施例を第１図により説明する。第１
図は原子炉本体の縦断面図である。

図において、１は原子炉容器、２は安全容器、３は原子
炉容器蓋、４は炉心、５は炉心支持構造、６は炉心上部
機構、７は制御棒駆動機構、８は熱交換器、９は循環ポ
ンプ、１０は配管、１１は冷却材、１２は原子炉建屋、
１４は隔壁、１６は原子炉容器支持構造である。

原子炉容器１と原子炉容器１の外側に設けられた安全容
器２は原子炉容器蓋３に取り付けられている。原子炉容
器１内には炉心４が設けられ炉心４は炉心支持構造５を
介して原子炉容器１に取り付けられている。また、原子
炉容器蓋３を貫通して炉心上部機構６が設けられており
、炉心上部機構６には制御棒駆動機構７が設けられてい
る。制御棒駆動機構７によって制御棒（図示せず）が炉
心４内に対し、挿入、引き抜きが行なわれ出力が制御さ
れるようになっている。

また、原子炉容器蓋３を貫通して熱交換器８と循環ポン
プ９が設けられており、熱交換器８の上部には熱を原子
炉容器１の外に導く配管１０が設けられ、配管１ｏには
原子炉建屋１２側と熱交換器８側との間がフレキシブル
構造（図示せず）に接続されており、互いに独立に動く
ことができる。

また、炉心４と炉心支持構造５は冷却材１１中に浸漬さ
れ、熱交換器８．循環ポンプ９及び炉心上部機構６は下
部を冷却材１１中に浸漬されている。

炉心４内で核分裂によって生じた熱により加熱された冷
却材１１は炉心４の上面から原子炉容器１の中を上部に
流れ、熱交換器８内に流入し熱交換している。そして、
熱交換により低温となった冷却材１１は熱交換Ｉ８の下
部から原子炉容器１内下部に流出し循環ポンプ９によっ
て炉心４の下部に送られる。

原子炉容器１は原子炉容器支持構造１６により支持され
、これにより原子炉全体が支持される。

第２図は原子炉容器支持構造の詳細図であり、第３図は
支持構造の平面図である。

炉心支持構造５はリブ状の構造物で炉心２を支持し原子
炉容器１に接合している。この接合部と同じ高さで安全
容器２を貫通して円筒形状に原子炉支持構造１６があり
、原子炉建屋１２と接合して、原子炉構造全体を支持し
ている。

本発明はこのように構成されているので以下に示す作用
を奏することができる。

地震が発生した場合、原子炉全体には地震荷重が作用す
るが、まず、炉心４に作用する荷重は炉心支持構造５を
介して原子炉容器１に伝えられる。

原子炉容器１には炉心支持構造５の接合部と同じ位置に
原子炉容器支持構ｉ１６があるので、炉心支持構造５か
ら伝わった荷重が原子炉容器１に負担をかけることなく
原子炉建屋１２へと流すことができる。次に、原子炉容
器１の内部にある冷却材１１９Ｍ子炉容器上蓋３とこれ
に取り付いている炉心上部機構６．熱交換器８．循環ポ
ンプ９等の付属構造物、及び、原子炉容器１本体のそれ
ぞれに作用する荷重は炉心支持構造５の位置からと原子
炉容器蓋３から伝わってくるが、これらも主に炉心支持
構造より荷重が伝えられるため、有効に原子炉建屋１２
へと流される。

また、原子炉容器蓋３は軽量で、かつ、剛な構造となっ
ているので、重量的には影響を与えずに原子炉容器上部
に加わる荷重を伝達することができる。

このように、本実施例によれば地震時に原子炉本体に加
わる荷重を効果的に原子炉建屋１２に流すことができる
。

従って、原子炉本体には地震時に発生するせん断力と補
強部外の胴体の長さに関連してぜん断座屈が発生するが
、本実施例によれば、まず炉心４に作用する荷重は支持
構造を伝わって原子炉建屋１２に流れるため、支持点と
の距離は無いとして考えられるので、座屈はほとんど発
生しない。続いてその他の部分に作用する荷重について
も、主に荷重は炉心支持構造の位置より伝わるため、地
震荷重は原子炉容器１の胴体をほとんど通らないで効率
的に原子炉容器支持構造１６に流れ、原子炉容器の耐座
屈強度を増している。原子炉容器上部構造物（ルーフス
ラブ３２回転プラグ７）は重量が小さいので原子炉容器
支持構造１６からの距離が離れても座屈への影響は小さ
い。

ここで、耐座屈強度の割合を従来の場合と本発明の場合
で比較してみると、従来の場合は原子炉本体の上端に支
持点があり、座屈に関係する主な荷重が容器胴部に全体
の約７０％作用し、支持点から作用点までの距離が上端
から容器胴部となるのに対し、本発明の場合では、原子
炉本体の胴部に支持点があるため、座屈に関係する主な
荷重が全体の約３０％に低下し、支持点から作用点まで
の距離は容器支持部から上端となる。従って、本発明の
場合はせん断力が半減し、かつ、原子炉容器胴部に補強
が入ったことになるので酎座屈強度は、二倍以上になる
。

さらに、炉心支持構造５を原子炉容器１に単に接合させ
ると、荷重が薄肉の容器に作用するため。

局部座屈が発生するが、本発明では炉心支持構造５と支
持部である原子炉容器支持構造１６の位置を一致させて
いるので局部座屈の発生を防ぐことができる。

〔発明の効果〕

本発明によれば、原子炉本体に作用する荷重の大きさと
荷重の作用点から支持点までの距離を小さくでき、せん
断剛性を高められるので座屈を発生しにくくすることが
できる。さらに、原子炉容器の局部座屈を防ぐことがで
きる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明による原子炉構造の一実施例の縦断面図
、第２図は本発明による原子炉容器支持構造の詳細断面
図、第３図は本発明による支持構造の平面図、第４図は
従来の原子炉構造の縦断面図である。 １・・・原子炉容器、２・・・安全容器、３・・・原子
炉容器蓋、４・・・炉心、５・・・炉心支持構造、６・
・・炉心上部機構、７・・・制御棒駆動機構、８・・・
熱交換器。 第１図 第３図 第４図

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １、炉心および一次冷却系機器などを収納する原子炉容
   器において、 前記炉心の支持構造物を前記原子炉容器の胴部に接続し
   、前記原子炉容器の支持部も前記胴部に設け、両者の位
   置を一致させたことを特徴とする原子炉容器。