JPH02103493A - 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、ナトリウム冷却高速増殖炉に係り、特に原子
炉容器に発生する軸方向温度分布による過大な熱応力を
緩和するのに好適な構造健全性にすぐれた原子炉容器に
関する。

〔従来の技術〕

本発明に近い従来技術の１つとして、スーパーフェニッ
クスニュース１９８２年３月（ＳｕｐｅｒＰｈｅｎｉｘ
ｎｅｗｓ、　Ｍａｒｃｈ　１９８２　）がある。なお、
この種の装置として関連するものには例えば特開昭５５
−１８９１４号公報、特開昭５６−７４６９３号公報、
特開昭５６−７４６９４号公報、特開昭６２−１８７２
８８号公報。

特開昭６２−１８８９９３号公報、特開昭６２−１８１
１１９９５号公報、特開昭５９−７９８８９号公報、特
開昭６０−４８８５号公報、特開昭６０−４６４９２号
公報、特開昭６２−２１４３９１号公報が挙げられる。

ナトリウム冷却型高速増殖炉の原子炉容器の液面近傍部
は、一般に高温であることに加えて、容器の直径が大き
いことから、非常に高い熱応力が発生する部位である。

そのため、何らかの炉壁保護構造を設けなければ、構造
の健全性が確立できない情況にある。

原子炉容器の熱応力を緩和する炉壁保護構造としては、
主に下記の３種類およびそれらの組合せ構造が知られて
いる。

従来技術第１は、炉壁冷却構造であり、第３図に示す公
知例が、その代表例である。

従来技術第２は、ガスじゃへい構造であり第４図に示す
公知例が、その代表例である。

従来技術第３は、熱しゃへい板構造であり第５図に示す
公知例が、その代表例である。本発明は、第２．第３の
両方に適用できる軸方向の熱応力緩和構造に関するもの
である。

第３図の公知例について説明する。第３図は、仏間のタ
ンク型ＦＢＲ，５ＦＸ−１に採用されている構造概念で
、その構成は、原子炉容器１の内側に内壁１６を設け、
さらにホットプレナム１５には内壁１６の内側にバッフ
ル板１３を設けである。コールドプレナム１７の低温の
冷却材ナトリウムの一部は１次循環ポンプの吐出圧によ
り、原子炉容器１と内壁１６の間を上昇し、ここで折返
して、内壁１６の頂部をオーバーフローした後、内壁１
６とバッフル板１３の間を下降し、下部出口孔１４から
コールドプレナム１７に戻される。

この構造は、ホットプレナムのサーマルストライビング
（熱の層状化現象）の問題もなく、冷却能力も良好であ
るが、炉壁冷却材をコールドプレナム１７に戻す流路形
成のために、図示のような原子炉容器の内側に２層以上
の内壁を設ける必要があるため構造が複雑になる。

第６図はすｌ−リウム液面近傍部の公知例である。

その構成は、原子炉容器１の内側にはナトリウム液面５
からのふく射熱を遮断するために断熱材８がカバーガス
空間７に取り付けられている。原子炉容器１の外側は、
建物ペデスタル２１の温度制限（５０℃以下）を守るた
めに保温材４でＹ交われる構造となっている。この構造
では、ナトリウム液面からルーフスラブ下面までの温度
分布が第２図（詳細移報する）の点線で示したようにな
り、液面近傍部と原子炉容器支持部の温度変化率が大と
なり、熱応力的にきわめて厳しくなる傾向があつた。

〔発明が解決しようとする課題〕

上記従来技術第１（第３図）は、原子炉容器の内側に、
さらに二重、三重の仕切壁を投首する必要があることか
ら、原子炉容器径が大きくなり。

かつ重量も増大する傾向がある。

また、従来技術第２（第４図）、第３（第５図）は、構
造的に単純ではあるが、従来技術第１に比べて炉壁温度
が高温になるため、冷却効果が不十分で据付面との間で
の軸方向温度変化を緩和し、熱応力を低減させるために
は、さらに構造の改善が必要である。

本発明の目的は、炉壁保護構造として、ガスじゃへい構
造又は、熱しゃへい板構造を採用する場合に必要不可欠
な、ナトリウム液面と据付面との間の温度変化率を緩和
し、熱応力を低減させることにある。

〔課題を解決するための手段〕

上記課題を解決するための本発明に係る原子炉容器の構
成は、下面側に冷却層を取付けたルーフスラブから、内
部にナトリウム液を溜めた原子炉容器胴体を吊り下げ、
前記ルーフスラブをペデスタル上に据付けである原子炉
容器において、原子炉容器胴体の内面に、ナトリウム液
面から所定高さ離れた位置から上方へ、断熱材を取付け
、該胴体の外面に、ルーフスラブ取付部から一ド方へ所
定高さの円環状密閉空間を設けるとともに、この円環状
密閉空間から下方へ保温材を取付け、前記断熱材および
保温材は、前記原子炉容器胴体の高さ方向に、一部分が
互いに重なるようにしたことである。

〔作用〕

第６図は、従来例のナトリウム冷却高速実証炉の原子炉
容器液面近傍の構造を示す部分模式図である。同図にお
いて、１は、原子炉容器胴体（炉容器と云う）、２は、
ルーフスラブ（上部じゃへい構造物）、３は、熱しゃへ
い板、４は、保温材、５は、ナトリウム液面、６は、冷
却層、７は、カバーガス空間、８は、断熱材、２１は、
ペデスタル（床台座）である。第６図かられかるように
、炉容器の内側は、建築物のコンクリートの高温化を緩
和するために断熱材８で覆われ、また、炉容器を支持す
るルーフスラブ２の下面には、据付部の温度制限を保持
するために冷却層が設けられている。さらに、炉容器の
全外周部を被包するように保温材４が具備されている。

本発明の実施例では、第１図（後述する）および第２図
のように改善した。

第２図は、炉容器胴体の改善構造とその軸方向温度分布
変化を示す模式図である。すなわち、第６図の従来例に
おける炉容器内側の断熱材８を、ナトリウム液面から所
定高さだけ炉容器全周にわたって除去したこと、および
炉容器外周部の保温材４を、ルーフスラブの冷却層下面
から所定高さだけ撤去すると共に、その跡に円環状の密
閉空間部９を新設したことである。これによって、伝熱
工学上の観点から、前者をふく射領域１０、後者を自然
対流領域１２とし、両者の中間部を断熱領域１１と呼称
するようにした。

実証炉の要求仕様では、ナトリウム液面温度Ｔｕ５３０
°Ｃであり、ルーフスラブ冷却層下面の温度Ｔ　ｂは最
高５０℃以下に抑えねばならない。

第２図の構成は、１は、原子炉容器胴体、４は、保温材
、６は、冷却層、９は密閉空間、１０は、ふく射領域、
１１は、断熱領域、１２は、自然対流領域である。

以下、第２図を用いて説明する。

まず、原子炉容器胴体の軸方向の温度勾配であるが、従
来例は、ＴｏからＴしに向って直線状（点線で示す）に
変化するのに対して、本実施例では、ふく射領域１０．
断熱領域１１．自然対流領域１２を設けたので、前記温
度勾配を緩和させるように、弯曲状（実線で示す）に変
化することによって炉容器の受ける熱応力の低減に有効
である。詳細に説明すると、ナトリウム液面５近傍での
原子炉容器胴体１の温度は、ふく射領′ｒ８Ｊｊ、ｌＯ
では、ナトリウム液面５からのふく射熱で上昇し。

従来例の点線から実線のような温度変化をするために、
液面近傍部が受ける熱応力は緩和される。

つぎに、胴体を伝わる熱は、断熱領域１１では、外部か
らの熱影響を受けずに熱伝導により、ルーフスラブ２側
へ放熱される。さらに、自然対流領域１２では、ルーフ
スラブ冷却層６の冷却効果と、密閉空間９の自然対流効
果によって、胴体温度は、点線のような温度から実線の
ような温度に変化し、炉容器１の支持部が受ける熱応力
の緩和に効果がある。

また、第２図に示す、原子炉容器胴体の軸方向温度分布
曲線については、既に実機を模擬した実験が行なわれ、
予想通りの計算結果が得られている。

〔実施例〕

以下、本発明の実施例を第１図を用いて説明する。

第１図は、本実施例に係るナトリウム冷却高速実証炉の
原子炉容器液面近傍の構造を示す部分模式図である。

第１図の構成は、１は、原子炉容器胴体、２は、ルーフ
スラブで、ペデスタル２１に据付けられている。ルーフ
スラブ２の据付面温度を、できるだけ低温化（５０°Ｃ
以下に保つ）するために、このルーフスラブ２には冷却
層６が設けられている。

原子炉容器胴体１の外側は、保温材４で覆われ、該原子
炉容器胴体１の支持部（ルーフスラブ２よりの吊下げ支
持部）の外側には、円環状の密閉空間９を設けるように
しである。

原子炉容器胴体１の内側のカバーガス空間７には炉壁面
にそって、断熱材８が取付けられるがナトリウム液面５
の近傍部では断熱材８を除去し、ふく射領域１０を任意
の長さに設定する。そのふく射領域１０の上部には、内
外両側が断熱材８と保温材４に覆われた断熱領域１１を
設定する。さらにその上部には、内側が断熱材８、外側
が密閉空間９により形成された自然対流領域１２を設定
する。原子炉容器胴体１の内側のナトリウム液中には、
熱衝撃を緩和するために熱しゃへい板３を設けている。

上記のような構成の実証炉の原子炉容器胴体１に、設計
温度５３０”Ｃの冷却材ナトリウムを装荷した場合、該
原子炉容器胴体１の胴体各部の受ける熱変形挙動につい
て、第２図を用いて説明する。

ナトリウム液面５近傍における原子炉容器胴体１の胴体
温度は、ふく射領域１０では、高温ナトリウムからのふ
く射熱のために上昇する。胴体軸方向の温度変化は、従
来例のようにふく射領域１０がない場合（点線）に比べ
て、実線のように変化し、液面近傍部の胴体の熱応力は
若干緩和される。さらに胴体を伝わって逃げる熱は、断
熱領域１１では、外部からの熱の影響を受けることなく
熱伝導して、ルーフスラブ２の方向へ放熱される。自然
対流領域１２では、冷却層６の冷却効果を受ける他に、
本発明による密閉空間９の自然対流効果の影響が著しく
、密閉空間９のない従来例（点線）の温度変化に比べて
、実線で示されたように温度は低下して、原子炉容器胴
体１の支持部近傍での胴体の受ける熱応力は著しく緩和
される。

以上説明したように、本実施例の効果は、原子炉容器胴
体１の胴体にそって、ふく射領域１０および自然対流領
域１２を設けることにより、ナトリウム液面近傍および
ルーフスラブ下面部における熱応力を大幅に緩和するこ
とができるので、炉容器設計上で大いに有効である。

また、本発明の実施例では、定常時における熱応力の緩
和につき説明したが、プラントの熱過渡現象等において
も同様な効果がある。

〔発明の効果〕 本発明によれば、炉容器周辺の１部の構造を改善すると
いう比較的単純な手法により、炉容器胴体の熱応力を緩
和し、炉壁保護を行なうことができる。これにより、ナ
トリウム液面と据付面との長さを短縮することができ、
ガスじゃへい構造。

熱しゃへい板等の構造の簡素化が計られ、物ｈ１低誠に
よる製作コスト低減の効果が著しい。

以上要するに、ナトリウム冷却高速実証炉の炉容器炉壁
体構造として、ガスじゃへい構造、熱しゃへい板構造を
採用する場合に必要な、ナトリウム液面と据付面との距
離を短縮することができる炉容器を開発することができ
たことである。

【図面の簡単な説明】

第１図は、本実施例に係るナトリウム冷却高速実証炉の
炉容器液面近傍の部分模式図、第２図は。 同上炉容器胴体の軸方向温度分布図、第３図は、従来例
の炉壁冷却構造の１例示図、第４図は、従来例のガスじ
ゃへい構造の１例示図、第５図は、従来例の熱しゃへい
板構造の１例示図、第６図は、従来例のナトリウム冷却
高速実証炉の炉容器液面近傍の部分模式図である。 １・・・原子炉容器胴体、４・・・保温材、５・・・ナ
トリウム液面、６・・・冷却層、８・・・断熱材、９・
・・密閉空間、１０・・・ふく射領域、１１・・断熱領
域、１２・・・自然対流領域。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １、下面側に冷却層を取付けたルーフスラブから、内部
   にナトリウム液を溜めた原子炉容器胴体を吊り下げ、前
   記ルーフスラブをペデスタル上に据付けてなる原子炉容
   器において、 原子炉容器胴体の内面に、ナトリウム液面から所定高さ
   離れた位置から上方へ、断熱材を取付け、 該胴体の外面に、ルーフスラブ取付部から下方へ所定高
   さの円環状密閉空間を設けるとともに、この円環状密閉
   空間から下方へ保温材を取付け、 前記断熱材および保温材は、前記原子炉容器胴体の高さ
   方向に、一部分が互いに重なるようにしたことを特徴と
   する原子炉容器。