JPH0224480B2 - - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 〔発明の技術分野〕 本発明は、高速増殖炉の炉壁保護装置に関す
る。

〔発明の技術的背景とその問題点〕

一般に、高速増殖炉は液体ナトリウム等の液体
金属を冷却材として使用しており、原子炉容器内
にその冷却材を充填し、その自由液面上とルーフ
スラブとの間の上部空間に不活性ガスからなるカ
バーガスを充填して形成されている。

一方、この液体金属からなる冷却材は熱伝達能
力が極めて大きいため、この冷却材に接している
原子炉容器の壁部の温度はこの冷却材の温度変化
に対して極めて速く追従する。しかしながら、原
子炉容器のうち冷却材の液面より上方の部分の壁
部の温度は、冷却材の温度変化には追従しない。

このため、原子炉の運転開始、停止の場合のよ
うに冷却材の温度が変化すると、原子炉容器のう
ち冷却材の液面下の部分と液面上の部分との間に
大きな温度差を生じてしまう。これに伴つて、こ
の冷却材の液面近傍の原子炉容器壁には大きな温
度勾配が生じ、過大な熱応力が発生し、原子炉容
器の健全性を損なう可能性があつた。

そこで、従来は原子炉容器の内側に断熱壁を添
設し、この断熱壁と原子炉容器内面との間に低温
の冷却材を流通させ、炉心の上面から流出した高
温の冷却材が原子炉容器に直接接触しないように
して、原子炉容器の健全性の確保を行なつてい
る。すなわち、原子炉容器内に設けられた循環ポ
ンプから炉心部に向けて送出される原子炉容器内
の低温な冷却材の一部を、前記断熱壁と原子炉容
器内面との間を流通せしめる冷却材流路を設けて
形成している。

しかし、この方式には循環ポンプがトリツプし
た時に断熱効果が低下する等の問題があつた。

そのほかに、原子炉容器内壁の液面近傍に、全
周に亘つてガス空間であるガスダムを形成する内
壁ライナを設けて、高温の冷却材と原子炉容器内
壁との直接接触を防止して、液面近傍の冷却材の
温度変化が直接原子炉容器に伝わるのを防止する
ことが行なわれている。

しかしこの構造では、自由液面から蒸発した冷
却材のうち自由液面よりも温度の低い上部ガス空
間の原子炉容器内壁やルーフスラブの下面で凝縮
した冷却材が原子炉容器と円筒内壁ライナとの間
のガスダム内に流入して溜つた場合には断熱効果
が著しく低下する問題があつた。

つまり、このガスダム内に溜つた冷却材の熱伝
導率は極めて高いので、この冷却材の保有する熱
が原子炉容器に伝達され、ガスダムを設けたこと
による断熱効果が損なわれる問題がある。

そのため従来は、このガスダム内に溜つた冷却
材を電磁ポンプにより汲出すことが提案されてい
た。しかしながら、この原子炉容器内は常に500
℃以上の冷却材で覆われており、しかも原子炉の
寿命が数10年と長く、この間常に確実に作動する
電磁ポンプを製作することは困難であつた。

このように従来の炉壁保護装置では熱遮蔽効果
が十分でなく原子炉容器の健全性を損なう不具合
や原子炉容器の構造が複雑となる問題点があつ
た。

以下第１図を参照してタンク型高速増殖炉の従
来例を説明する。

タンク型の原子炉容器１は、その外側を安全容
器２によつて保護されており、この安全容器２を
コンクリート製の格納容器３内に吊下することに
より支承されている。この原子炉容器１は、その
上端開口部をルーフスラブ４により閉塞されて密
閉容器とされ、内部に液体ナトリウム等の液体金
属からなる冷却材５が充填されており、その冷却
材５の自由液面５ａとルーフスラブ４の下面との
間のカバーガス空間６内にアルゴンガスやヘリウ
ムガス等の不活性ガスからなるカバーガスが充填
されている。また、原子炉容器１の中央底部には
高圧プレナム７を介して炉心８が設けられてお
り、この炉心８の上方にはルーフスラブ４に大回
転プラグ９および小回転プラグ１０を介して炉心
上部機構１１が設けられている。

ルーフスラブ４には冷却材５を強制循環させる
循環ポンプ１２と、一次冷却材と二次冷却材との
熱交換を行なわせる中間熱交換器１３が垂下支持
されている。原子炉容器１内は中性子遮蔽体１４
により上方の高温域１４ａと下方の低温域１４ｂ
とに隔離されている。

このタンク型高速増殖炉の運転は次のようにし
て行なわれる。

すなわち、循環ポンプ１２を嫁動させて、入口
１２ａから低温域１４ｂ内の低温の冷却材を吸込
み、そして高圧配管１５を通して冷却材を高圧プ
レナム７内に送給する。冷却材は高圧プレナム７
を経て炉心８内を上昇する間に昇温されて高温の
冷却材５となつて高温域１４ａ内に流出する。こ
の高温域１４ａ内の冷却材５は中間熱交換器１３
内へ入口１３ａから流入し、その中間熱交換器１
３内を流れる２次冷却材と熱交換して冷却され、
出口１３ｂから低温域１４ｂ内に流出され、再び
循環ポンプ１２内へ流入する。

そして、この運転の際に、カバーガス空間６内
にあるカバーガスは、冷却材がその温度変化に伴
つてその体積を膨縮された場合の原子炉容器１内
の内圧変化を吸収緩和させて、原子炉構成機器に
及ぼす悪影響の発生を防止する。更にルーフスラ
ブ４や回転プラグ９，１０に取付けられている原
子炉上部機器の熱的トラブル発生を防止し、ま
た、冷却材５自身が直接接触または付着すること
によつて生じる断熱性低下等のトラブルの発生を
防止している。

原子炉容器１の内方に、冷却材５の自由液面５
ａの上方からその下方部分までの間に断面Ｌ字形
で全周に渡る内壁ライナ１６を固着して、原子炉
容器１と内壁ライナ１６との間にカバーガス空間
６と連通するガスダム１７が形成されている。

高温域１４ａ内の冷却材５は炉心８を通過する
間に約500℃以上に加熱され、その自由液面５ａ
からカバーガス空間６内へ蒸発する。一方、ルー
フスラブ４はその上面は常温に近く低温であり、
そのためカバーガス空間６に面する下面の温度も
冷却材５の温度より低い。そこで、カバーガス空
間６内へ蒸発した冷却材５の蒸気がルーフスラブ
４の下面に凝縮する。また、原子炉容器１の壁面
も安全容器２を通して外部へ熱が放散されて冷却
される。この原子炉容器１のカバーガス空間６内
にある内壁部分の温度は冷却材５の液温よりも低
く、そのため冷却材５の蒸気が凝縮する。この冷
却材５の凝縮は原子炉運転中または冷却材５が原
子炉容器１の内壁温度よりも高温に保たれている
間は常に進行する。

従つて、原子炉容器１の内壁温度が、冷却材５
である液体金属ナトリウムの凝固温度（約98℃）
以上に保たれていると、原子炉容器１の内壁面に
凝縮したナトリウムが常に液体状態に保たれるた
めに、液滴として流下し、ガスダム１７の底部に
溜る。このガスダム１７内に溜つた液体金属ナト
リウムの熱伝導率は極めて高いので、内壁ライナ
１６内の冷却材５の保有する熱が原子炉容器１に
伝達されてしまう。

〔発明の目的〕

本発明はこれらの点に鑑みてなされたものであ
り、冷却材の液面近傍の原子炉容器内壁と高温冷
却材をガス空間を持つて区画する円筒壁構造の炉
壁保護装置において、高温冷却材から原子炉容器
への伝熱量を低減させて原子炉容器の熱応力を減
少させ、ガスダム内に移行する冷却材を抑制して
ガスダムの断熱効果を維持し炉容器の健全性を確
保できる信頼性の高い高速増殖炉の炉壁保護装置
を提供することにある。

〔発明の概要〕

本発明は上記目的を達成するために、原子炉容
器の内側に上方が開口し下方が閉塞された環状空
間を形成する円筒ライナを冷却材の液面上方から
液面下方にかけて設けるとともに、前記原子炉容
器の上部開口を閉塞するルーフスラブの外縁部と
前記原子炉容器の内壁との間に形成された間隙部
に前記原子炉容器の内壁に近接して上部円筒ライ
ナを設け、この上部円筒ライナの下端と前記円筒
ライナの上端とを上広がりの円すい台筒を介して
連結したものである。

〔発明の実施例〕

本発明は冷却材が自由液面をもつて充填されて
いる如何なる原子炉容器にも適用されるものであ
り、特に冷却材温度が500℃以上で運転されるこ
との多いループ型やタンク型の高速増殖炉の原子
炉容器に適している。

第２図は本発明をタンク型高速増殖炉に適用し
た一実施例を示したものである。

原子炉容器１内方に設けた円筒ライナ１６上方
を、炉容器１と円筒ライナ１６がなす環状空間面
積がなだらかに狭間になる方向で変化させる部
分、つまり円すい台筒１８を設けて極力環状空間
面積が狭まくなつた部分から炉容器１と平行にル
ーフスラブ狭間下面まで設けた上部円筒ライナ１
９より形成されている。なお、環状空間面積が変
化し始めるライナ変化部２０は曲面に形成されて
いる。高温域１４ａ内の冷却材５は炉心８を通過
する間に500℃以上に加熱され、その自由液面５
ａからカバーガス空間６へ蒸発する。一方ルーフ
スラブ４は、その上面は常温近く低温であり、そ
のためにカバーガス空間６に面する下面の温度も
冷却材５の温度より低い。そこでカバーガス空間
６内へ蒸発した冷却材５の蒸気がルーフスラブ４
の下面に凝縮する。また原子炉容器１の壁面も安
全容器を通して外部へ熱が放散されて冷却され
る。カバーガス空間６にある原子炉容器１の内壁
部分の温度は冷却材５の温度よりも低いため、第
１図に示す構造では、やはり蒸気が原子炉容器１
の内壁部分に凝縮する。この冷却材５の凝縮は原
子炉運転中または冷却材５が原子炉容器１の内壁
温度よりも高温に保たれている間は常に進行す
る。従つて原子炉容器１の内壁温度が冷却材５で
ある液体金属ナトリウムの凝固温度（約98℃）以
上に保たれていると、原子炉容器１の内壁面に凝
縮したナトリウムが常に液体状態に保たれる為に
液滴として流下し上部開口型の従来の環状空間
（ガスダム）１７の底に溜まる。この環状空間１
７の底に溜つたナトリウムの熱伝導率は極めて高
いので円筒ライナ１６の断熱効果が著しく低下す
る。そこで本実施例では上記で説明したように、
円筒ライナ１６上方を、環状空間面積を狭まく
し、ルーフスラブ４狭間下面まで達する構造であ
るため冷却材５ａから蒸発した蒸気が原子炉容器
１の内壁面に凝縮、流下することが少なくガスダ
ム１７には断熱空間が維持されるため熱遮蔽効果
を増す。

環状空間面積をなだらかに変化させた円すい台
筒１８は、環状空間面積を狭まくする事はもちろ
んのこと、カバーガス空間６側の壁面に凝縮した
冷却材が液滴として流下しやすい構造でなおかつ
軸方向の伸びを吸収する為のものである。又、環
状空間面積が変化し始めるライナ変化部２０の曲
面部は、軸方向の伸びによる熱応力の低減を計る
ものである。

第３図は本発明の他の実施例で、上部円筒ライ
ナ１９の冷却材側にルーフスラブ４下面より垂下
した熱遮蔽筒２１を設けた例である。

〔発明の効果〕

以上説明したように本発明に係る高速増殖炉の
炉壁保護装置は、原子炉容器の内側に上方が開口
し下方が閉塞された環状空間を形成する円筒ライ
ナを冷却材の液面上方から液面下方にかけて設け
るとともに、前記原子炉容器の上部開口を閉塞す
るルーフスラブの外縁部と前記原子炉容器の内壁
との間に形成された間隙部に前記原子炉容器の内
壁に近接して上部円筒ライナを設け、この上部円
筒ライナの下端と前記円筒ライナの上端とを上広
がりの円すい台筒を介して連結したので、原子炉
容器内のナトリウム蒸気が円筒ライナの内側に入
り込むのを防止することができ、これによりガス
ダムの底部にナトリウムが溜まるようなことがな
いので、ガスダムの断熱性能を維持することがで
きる。

【図面の簡単な説明】

第１図は従来の炉壁保護装置を備えた高速増殖
炉の縦断面図、第２図は本発明の一実施例である
炉壁保護装置の拡大断面図、第３図は本発明の他
の実施例における炉壁保護装置の部分拡大断面図
である。 １……原子炉容器、４……ルーフスラブ、５…
…冷却材、５ａ……冷却材液面、６……カバーガ
ス空間、１６……円筒ライナ、１７……ガスダ
ム、１８……円すい台筒、１９……上部円筒ライ
ナ、２０……ライナ変化部、２１……熱遮蔽筒。

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. １ 原子炉容器の内側に上方が開口し下方が閉塞
   された環状空間を形成する円筒ライナを冷却材の
   液面上方から液面下方にかけて設けるとともに、
   前記原子炉容器の上部開口を閉塞するルーフスラ
   ブの外縁部と前記原子炉容器の内壁との間に形成
   された間隙部に前記原子炉容器の内壁に近接して
   上部円筒ライナを設け、この上部円筒ライナの下
   端と前記円筒ライナの上端とを上広がりの円すい
   台筒を介して連結したことを特徴とする高速増殖
   炉の炉壁保護装置。