JPH02247596A - 高速増殖炉 - 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の構造に係り、特にその中枢の原子
炉容器を、その原子炉容器を保護する安全容器により支
持する方式の高速増殖炉に関する。

〔従来の技術〕

従来の高速増殖炉原子炉容器の支持方法としては、例え
ば、ＮＥＲ８Ａ発行の文献”Ｔｈｅ　Ｃｒｅｙｓ−Ｍａ
ｌｖｉｌｌｅ　ｐｏｗｅｒ　ｐｌａｎｔ　（１９８５）
”に紹介されているように仏間のスーパーフェニックス
の如く、断面が略Ｕ字形の原子炉容器が、それの側部及
び底部を取り囲む断面略Ｕ字形の安全容器と共に、その
上端をルーフデツキにより蓋をされた状態で固定されて
吊り下げられている。そして、原子炉容器と安全容器は
それぞれ密閉されている。原子炉の炉心やその他の炉内
構造物は、炉心支持構造を介して原子炉容器にて支持さ
れる。原子炉容器には冷却材なる１次ナトリウムも収容
されており。

この荷重もまた原子炉容器にて支持される。

このように原子炉容器及び安全容器がルーフデツキより
吊り下げられる形の吊り下げ支持方式の場合、原子炉容
器は、１次ナトリウムやその１次ナトリウムを覆うカバ
ーガスとしての１次アルゴンガスのバウンダリとしての
機能要求の他に、必要な荷重を支持する強度部材として
の機能も要求される６強度上、特に問題となるのは、第
一に、原子炉容器には、高温状態で長期にわたる引っ張
り応力とカバーガスによる内外差圧が作用し続けること
、 第二に、原子炉容器は、上部はルーフデツキ冷却系によ
り冷却され、下部は高温のナトリウムに接していること
から、特に液面近傍部に急激な温度勾配に伴なう大きな
熱応力が発生する、ということであり、これらの問題に
対し、従来は、原子炉容器を適度に冷却する等により低
温に保つとともに、温度勾配を抑えることで、原子炉容
器への熱的負荷を軽減し、構造健全性を成立させようと
している。

その他、ｙＸ子炉容器支持構造に関する公知例としては
、特開昭５７−２０４４９０号公報、特開昭５９−１１
６０９４号公報、特開昭６０−１４１９８号公報等に開
示されたものがある。

〔発明が解決しようとする課題〕

上記のように、従来例のようなルーフデツキ吊り下げ支
持方式の原子炉容器では、その構造健全性に関し。

第一に、原子炉容器には、高温状態で、長期にわたる引
っ張り応力と、カバーガスによる内外差圧が作用し続け
ること、 第二に、原子炉容器は特に液面近傍部に急激な温度勾配
に伴なう大きな熱応力が発生する。

という問題があり、これらの問題に対し原子炉容器を冷
却して低温に保つなどの適当な対応策によりその構造を
成立させようとする設計がとられている。

本発明の目的は、上記の問題を排除して、熱応力の軽減
できる構造を持ち、構造上より信頼性の高い原子炉容器
を有する高速増殖炉を提供することにある。

〔課題を解決するための手段〕

上記目的は、炉心と該炉心を冷却するナトリウム冷却材
と該ナトリウム冷却材を覆うカバーガスとを収容する原
子炉容器と、該原子炉容器の外側面及び外底面を囲いか
つ該原子炉容器を支持する安全容器と、該安全容器上部
の開口部と接合して密閉し該開口部で前記安全容器を吊
り下げかつ該安全容器を冷却する冷却機能を有するルー
フデツキとを備え、前記原子炉容器上端の開口部は前記
ルーフデツキから分離していることを特徴とする高速増
殖炉により、達成される。

そして、前記ルーフデツキにはそれに接合されて吊り下
げられ、かつ前記ナトリウム冷却材にまで達する補助筒
を設けるとよい。

また前記補助筒の前記ナトリウム冷却材の液面より上の
レベルに該補助筒の側板を板厚方向に貫通する連通口を
設けることが有効である。

さらに前記原子炉容器と補助筒との間にナトリウム冷却
材の溢水を防止する溢水抑制構造を設けることがよく、
その溢水抑制構造はメツシュを重ね合わせたものがよい
。

〔作用〕

原子炉容器を支持した安全容器をルーフデツキから吊り
下げ、かつ原子炉容器の上部開口部をルーフデツキから
分離した高速増殖炉においては、原子炉容器の側壁はそ
の上端が自由端になっているので、はぼ内部のナトリウ
ム冷却材の静水圧しか受けない。また原子炉容器の内外
の空間は連通されているため、内外のガス圧に差がなく
、原子炉容器にはガス圧による応力も生じない。

ルーフデツキから吊り下げられた安全容器については、
その側壁は原子炉容器、炉心、ナトリウム冷却材、安全
容器自身等の荷重を受け、さらにルーフデツキはそれら
の全荷重をうけることになる。そして安全容器はルーフ
デツキの冷却機能荷より冷却される。

ルーフデツキからナトリウム冷却材に達する補助筒を設
けた場合、補助筒はナトリウム冷却材のスロッシングを
抑制し、また補助筒に連通孔を設ければ原子炉容器内外
のガス圧差がなくなるので原子炉容器にカバーガスによ
る応力が生じない。

原子炉容器と補助筒の間には溢水抑制構造例えばメツシ
ュを重ね合わせた構造のものを設ければ、その溢水抑制
構造は原子炉容器内部のナトリウム冷却材が外に溢れる
ことを抑制し、かつカバーガスを原子炉容器と安全容器
の間を流通させる。

〔実施例〕

以下、第１図〜第８図を参照しながら、本発明の実施例
について説明する。

第１図に本発明による原子炉容器支持方式の高速増殖炉
の第１実施例を示す、原子炉容器１は断面が略Ｕ字形で
あり、その原子炉容器１の側部及び底部の外側を取り囲
む安全容器２の内底に設けられた原子炉容器支持構造３
により支持されている。安全容器２は、その上端を冷却
機能を有するルーフデツキ４に蓋された状態で固定され
て吊り下げられ、その内部は密閉されている。一方原子
炉容器２の上端はルーフデツキ４とは分離されている。

そして原子炉容器１の側壁内面に沿って。

補助筒５がルーフデツキから吊り下げられ、原子炉容器
１の収容するナトリウム冷却材としての１次ナトリウム
液面まで達している。

第１図に示す構造によれば、１次ナトリウム中の炉心６
やその他の炉内構造物の荷重は１次ナトリウムの荷重と
ともに原子炉容器１に伝達され。

さらに原子炉容器支持構造３を介して安全容器２に伝達
される。したがって、この原子炉容器１は上記の荷重を
、従来例の原子炉容器がその上端のルーフデツキの吊り
下がり部分で受は持っていたようには、支持しなくても
よい。

このように、原子炉容器１を安全容器２で支持すること
により、原子炉容器１の上端部には１次ナトリウム、炉
心６等の荷重による引っ張り力が作用しなくなる。

また、補助筒５の１次ナトリウム液面から上の位置に連
通孔５ａを設けて原子炉容器１と安全容器２の空間を連
通させたので、従来のように１次ナトリウムを覆うカバ
ーガスによる原子炉容器内外の圧力差もなくなり、原子
炉容器１にはガス圧による内圧も外圧も作用しなくなる
。

以上の作用により、原子炉容器に長期的に作用するのは
、１次ナトリウムによる静水圧のみとなることから、原
子炉容器の構中健全性の点からその信頼性が向上するこ
ととなる。

さらに、原子炉容器１の上部は、ルーフデツキ４とは分
離されており、この場合、従来の吊り下げ方式のように
、原子力圧力容器上部が冷却されることがないのでナト
リウム液面近傍に急激な温度勾配が生ずることがない。

このことは、原子炉容器の構造健全性確保という点から
は、原子炉容器を適当に冷却する必要がなくなることに
つながり、従来のような炉壁保護構造、例えば原子炉容
器のナトリウム液面近傍に設けた冷却構造あるいは熱遮
へい構造を簡単な構造のものに置きかえて合理化できる
可能性がある。

一方、原子炉容器１の上端をルーフデツキ４から分離し
た場合、その上部は地震時にロッキングを生じやすくな
る。したがって原子炉容器１の内側に近接してルーフデ
ツキ４から吊り下げられた補助筒５を設置し、Ｘ子炉容
器１と直接に又は間接的に干渉させることで、このロッ
キングを防止する。この補助筒５はまた、地震時の液面
スロッシングにより、原子炉容器外へナトリウムが溢水
するのを抑制する効果もある。原子炉容器１外へのナト
リウム溢水をさらに抑制するためには、原子炉容器１と
補助筒５の間隙部にメツシュ等を詰め込んだ溢水抑制構
造７を設置しておく。

第２図〜第４図により原子炉容器支持構造３を説明する
。第２図は第１図の■−■矢視図であり、原子炉容器１
の底部外側には中心から放射状に適切な数例えば８個の
縦リブ８が設けられ、それに対応して安全容器２の底部
内側にも、半径方向に凹形の縦リブ９が設置されている
。

第３図（第１図の■−■断面図）と第４図（第３図のＩ
Ｖ−ＩＶ断面図）に示すように、原子炉容器の縦リブ８
は各箇所に１枚構造、安全容器の縦リブ９はそれをはさ
むように２′枚構造とすることにより、原子炉容器１と
安全容器２の円周方向への振れを防止する。一方、径方
向には、原子炉容器１、安全容器２の両容器の温度差に
よる熱膨張差により、変位差が生じるため、この変位逃
がす、または吸収する構造としておく必要がある。その
ため、本実施例では、径方向へは自由となる縦リブ８，
９を用いることで、この相対変位を逃がす構造としてい
る。したがって１Ｍ子炉容器１側の縦リブ８の頂部が安
全容器２側の縦リブ９の底部に設けた摺動部材１０面上
を摺動することにより、相対変位を円滑に逃がせるよう
にしておく、また、これらの縦リブ８，９は円周方向に
適切な数だけ配置することにより、原子炉容１Ｉ１１と
安全容器２の軸ずれを防ぐことができる。

第５図には、第１図の変形として炉心６を原子炉容器１
の横から支持する場合に用いる本発明の第２実施例を示
す、炉心６の支持方式及び原子炉容器支持構造３以外は
、第１図と同様である。

第６図、第７図には、第５図の第２実施例における原子
炉容器支持構造３の構造例を示す。原子炉容器１の縦リ
ブ８と安全容器の縦リブ９を、両容器の側部に設置する
以外は、第３図、第４図に示すのと同様の構造１機能と
なる。

第８図には、第１図及び第５図に示したナトリウム溢水
抑制構造７の構造例を示す、ナトリウム溢水抑制構造７
は、原子炉容器１と補助筒５の間隙の全周に亘り、かつ
ナトリウム液面より上のレベルに設けられる。そして原
子炉容器１の内周面に設けられた取付座１１と、補助筒
５の外周面に設けた取付座１２との間に、メツシュ１３
等をはさみ、ボルト等で固定する。

両取付座１１．１２は、カバーガスの通り抜けが可能な
ように多孔板で構成する。さらに、メツシュ１３の軸方
向長さは、両取付座１１．１２間のギヤツブ輻より若干
長めのものを用い、設置時に圧縮締めつけをすることに
より、ナトリウムの溢水径路となるような不必要なすき
間をなくすようにしておく。

〔発明の効果〕

本発明によれば、高速増殖炉は、炉心、ナトリウム冷却
材等を収容する原子炉容器を安全容器で支持し、その安
全容器をルーフデツキから吊しかつ冷却する構造とし、
かつ原子炉容器をルーフデツキから分離した形としたの
で、ＩＭ子炉容器にはナトリウム冷却材による静水圧し
かかからず、従来の原子炉容器をルーフデツキから吊り
下げた型の高速増殖炉に見られるような、炉心、ナトリ
ウム冷却材等の荷重により原子炉容器に発生する高い応
力や下からの加熱および上からの冷却により原子炉容器
に生ずる急激な温度勾配を回避することができ、また原
子炉容器と安全容器の各空間を連通させる構造としたの
で、原子力容器にかかるカバーガス圧の作用を排除する
ことができ、高速増殖炉の構造健全性の点から、信頼性
の向上を図ることができる。

また、ルーフデツキからナトリウム冷却材に達する補助
筒を設け、補助筒と原子炉容器の間に溢水抑制構造を設
けることにより、ナトリウム冷却材が原子炉容器から外
にとび出ることを防ぐことができる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明による第１実施例の高速増殖炉を示す図
、第２図は第１図のｎ−ｎ矢視図で原子炉容器支持構造
の配置図、第３図および第４図は第１実施例の原子炉容
器支持構造の断面図、第５図は本発明による第２実施例
の高速増殖炉を示す図、第６図および第７図は第２実施
例の原子炉容器支持構造の断面図、第８図は第１図およ
び第５図のナトリウム溢水構造を示す図である。 １・・・原子炉容器、２・・・安全容器、３・・・原子
炉容器支持構造、４・・・ルーフデツキ、５・・・補助
筒、５ａ・・・連通口、６・・・炉心、７・・・ナトリ
ウム溢水抑制構造、８・・・縦リブ、９・・・縦リブ、
１０・・・摺動部材、１１・・・取付座、１２・・・取
付座、１３・・・メツシュ。 第 図 １　：原子Ｐ２宕ｔ１ ２：安全官器 ３：＃子す戸客器支ｎｍ−，先 ４°ルーフチ１７キ メ′戸　曳・ ５：予電Ｂ力簡 ７：溢水ネどｐ朱りＬ晦゛ｊ１ ５ａ：ＪＪＬ孔 第 図 第２図 （π−■矢予見） 第 図 （Ｖ−ＶＵｆｒ面） 第 図 （■−■ｌ！ａ面］

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １、炉心と該炉心を冷却するナトリウム冷却材と該ナト
   リウム冷却材を覆うカバーガスとを収容する原子炉容器
   と、該原子炉容器の外側面及び外底面を囲いかつ該原子
   炉容器を支持する安全容器と、該安全容器上部の開口部
   と接合して密閉し該開口部で前記安全容器を吊り下げか
   つ該安全容器を冷却する冷却機能を有するルーフデッキ
   とを備え、前記原子炉容器上端の開口部は前記ルーフデ
   ッキから分離していることを特徴とする高速増殖炉。 ２、前記ルーフデッキに接合されて吊り下げられ、かつ
   前記ナトリウム冷却材にまで達する補助筒を設けたこと
   を特徴とする請求項１記載の高速増殖炉。 ３、前記補助筒の側板で前記ナトリウム冷却材の液面よ
   り上の部分に該側板の板厚方向に貫通する連通孔を設け
   たことを特徴とする請求項２記載の高速増殖炉。 ４、前記原子炉容器と補助筒との間にナトリウム冷却材
   の溢水を防止する溢水抑制構造を設けたことを特徴とす
   る請求項２又は３記載の高速増殖炉。 ５、前記溢水抑制構造はメッシュを重ね合わせたもので
   あることを特徴とする請求項４記載の高速増殖炉。