JPH022556B2 - - Google Patents
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- Publication number
- JPH022556B2 JPH022556B2 JP58042300A JP4230083A JPH022556B2 JP H022556 B2 JPH022556 B2 JP H022556B2 JP 58042300 A JP58042300 A JP 58042300A JP 4230083 A JP4230083 A JP 4230083A JP H022556 B2 JPH022556 B2 JP H022556B2
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- JP
- Japan
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- core
- reactor
- skirt
- reactor vessel
- vessel
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- Expired - Lifetime
Links
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 9
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 3
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 2
- 230000008646 thermal stress Effects 0.000 description 2
- DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M Ilexoside XXIX Chemical compound C[C@@H]1CC[C@@]2(CC[C@@]3(C(=CC[C@H]4[C@]3(CC[C@@H]5[C@@]4(CC[C@@H](C5(C)C)OS(=O)(=O)[O-])C)C)[C@@H]2[C@]1(C)O)C)C(=O)O[C@H]6[C@@H]([C@H]([C@@H]([C@H](O6)CO)O)O)O.[Na+] DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M 0.000 description 1
- 239000012530 fluid Substances 0.000 description 1
- 229910052708 sodium Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000011734 sodium Substances 0.000 description 1
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Treatment Of Water By Oxidation Or Reduction (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の利用分野〕
本発明は、炉心が原子炉容器内に吊設されてい
るタンク型FBR（タンク型高速増殖炉）に関す
る。
るタンク型FBR（タンク型高速増殖炉）に関す
る。
第１図は、従来のタンク型FBRの構造を示し
たものである。第１図において、コンクリート壁
１０に設けた支持スカート１２上にルーフスラブ
１４が固定してあり、このルーフスラブ１４の下
端に原子炉容器１６が吊設してある。この原子炉
容器１６は、下部が曲面を有する鏡部１８となつ
ており、原子炉容器１６の内部側壁には、下方に
向けて円錐状に配置した炉心２０を支持する炉心
支持構造２２が固定してある。また、原子炉容器
１６の下部には、原子炉容器１６と同軸的に安全
容器２４が設けてあり、原子炉容器１６の破損に
伴う冷却材であるナトリウムが外部に漏出しない
ようにしてある。
たものである。第１図において、コンクリート壁
１０に設けた支持スカート１２上にルーフスラブ
１４が固定してあり、このルーフスラブ１４の下
端に原子炉容器１６が吊設してある。この原子炉
容器１６は、下部が曲面を有する鏡部１８となつ
ており、原子炉容器１６の内部側壁には、下方に
向けて円錐状に配置した炉心２０を支持する炉心
支持構造２２が固定してある。また、原子炉容器
１６の下部には、原子炉容器１６と同軸的に安全
容器２４が設けてあり、原子炉容器１６の破損に
伴う冷却材であるナトリウムが外部に漏出しない
ようにしてある。
上記の構造を有する原子炉においては、大重量
の炉心２０の垂直方向荷重は、支持スカート１２
によつて支持されている。即ち原子炉容器１６
は、支持スカート１２に支持されているルーフス
ラブ１４に吊設されており、原子炉容器１６内の
炉心２０の荷重は、炉心支持構造２２、原子炉容
器１６を介してルーフスラブ１４に伝達され、支
持スカート１２に加わる。従つて、大重量の炉心
２０を支持する原子炉容器１６および支持スカー
ト１２は、地震時における炉心２０部よりの垂直
荷重に耐えることができる剛性を持たせるため、
肉厚を厚くしなければならない。しかし、原子炉
容器１６の肉厚を厚くすると、原子炉容器１６は
内部が高温であり、外部が低温であるため、原子
炉容器１６に熱勾配が生じ、熱応力的に不利とな
り、且つ原子炉容器１６の全重量が増加する。し
かも原子炉容器１６、炉心２０等を支持している
支持スカート１２に、地震時において大きな垂直
荷重が加わり、支持スカート１２にも大きな影響
を与える。
の炉心２０の垂直方向荷重は、支持スカート１２
によつて支持されている。即ち原子炉容器１６
は、支持スカート１２に支持されているルーフス
ラブ１４に吊設されており、原子炉容器１６内の
炉心２０の荷重は、炉心支持構造２２、原子炉容
器１６を介してルーフスラブ１４に伝達され、支
持スカート１２に加わる。従つて、大重量の炉心
２０を支持する原子炉容器１６および支持スカー
ト１２は、地震時における炉心２０部よりの垂直
荷重に耐えることができる剛性を持たせるため、
肉厚を厚くしなければならない。しかし、原子炉
容器１６の肉厚を厚くすると、原子炉容器１６は
内部が高温であり、外部が低温であるため、原子
炉容器１６に熱勾配が生じ、熱応力的に不利とな
り、且つ原子炉容器１６の全重量が増加する。し
かも原子炉容器１６、炉心２０等を支持している
支持スカート１２に、地震時において大きな垂直
荷重が加わり、支持スカート１２にも大きな影響
を与える。
本発明は、前記従来技術の欠点を解消するため
になされたもので、原子炉容器の肉厚を薄くする
ことができる原子炉を提供することを目的とす
る。
になされたもので、原子炉容器の肉厚を薄くする
ことができる原子炉を提供することを目的とす
る。
本発明は、原子炉容器の底部にスカートを固定
し、炉心の下部にこのスカートの上面に対向して
板体を設けることにより、地震時における炉心の
垂直荷重変動を冷却材に吸収させ、原子炉容器等
の肉厚を薄くすることができるように構成したも
のである。
し、炉心の下部にこのスカートの上面に対向して
板体を設けることにより、地震時における炉心の
垂直荷重変動を冷却材に吸収させ、原子炉容器等
の肉厚を薄くすることができるように構成したも
のである。
本発明に係る原子炉の好ましい実施例を添付図
面に従つて詳説する。なお、前記従来技術におい
て説明した部分に対応する部分については、同一
の符号を付しその説明を省略する。
面に従つて詳説する。なお、前記従来技術におい
て説明した部分に対応する部分については、同一
の符号を付しその説明を省略する。
第２図は、本発明に係る原子炉の構造を示す説
明図である。第２図において炉心１６の底部、即
ち鏡部１８の中央には、円錐台状の耐振用スカー
ト２６が固定してある。この耐振用スカート２６
は、上面２８が平板状となつており、側部には複
数の孔２９が穿設されて、耐振用スカート２６の
重量軽減を図ると共に、冷却材が耐振用スカート
２６内を流通できるようになつている。そして、
耐振用スカート２６の上方には、炉心２０の下部
にリブ３０をもつて取り付けた円板３２が上面２
８に対向して設けてある。この円板３２は、炉心
構造３４の一部をなし、周囲に他端を原子炉容器
１６に固定してある複数のリブ３６の一端が接続
してある。なお、耐振用スカート２６の上面２８
と、円板３２との間の間隙３８は、円板３２の約
１割程度であることが望ましく、一般的には300
〜400mm程度である。
明図である。第２図において炉心１６の底部、即
ち鏡部１８の中央には、円錐台状の耐振用スカー
ト２６が固定してある。この耐振用スカート２６
は、上面２８が平板状となつており、側部には複
数の孔２９が穿設されて、耐振用スカート２６の
重量軽減を図ると共に、冷却材が耐振用スカート
２６内を流通できるようになつている。そして、
耐振用スカート２６の上方には、炉心２０の下部
にリブ３０をもつて取り付けた円板３２が上面２
８に対向して設けてある。この円板３２は、炉心
構造３４の一部をなし、周囲に他端を原子炉容器
１６に固定してある複数のリブ３６の一端が接続
してある。なお、耐振用スカート２６の上面２８
と、円板３２との間の間隙３８は、円板３２の約
１割程度であることが望ましく、一般的には300
〜400mm程度である。
上記した構造を有する実施例の原子炉において
は、地震時における炉心２０の上下動に伴う垂直
荷重の変化が小さくなるため、原子炉容器１６の
肉厚を薄くすることができる。即ち、炉心２０の
上下動が熱膨張等のようにゆつくりしたものであ
る場合には、冷却材が耐振用スカート２６の上面
２８と円板３２との間の間隙３８に抵抗なく流入
し、炉心２０の上下動を妨げることはない。しか
し、炉心２０が急激に上方に動こうとする場合に
は、上面２８と円板３２との間の間隙３８の体積
増加に対し、周囲からの冷却材の流入が充分追従
することができない。そのため、間隙３８の部分
が周囲に較べ負圧となり、炉心２０の上方への移
動が妨げられ、間隙３８の体積がほぼ一定に保た
れる。
は、地震時における炉心２０の上下動に伴う垂直
荷重の変化が小さくなるため、原子炉容器１６の
肉厚を薄くすることができる。即ち、炉心２０の
上下動が熱膨張等のようにゆつくりしたものであ
る場合には、冷却材が耐振用スカート２６の上面
２８と円板３２との間の間隙３８に抵抗なく流入
し、炉心２０の上下動を妨げることはない。しか
し、炉心２０が急激に上方に動こうとする場合に
は、上面２８と円板３２との間の間隙３８の体積
増加に対し、周囲からの冷却材の流入が充分追従
することができない。そのため、間隙３８の部分
が周囲に較べ負圧となり、炉心２０の上方への移
動が妨げられ、間隙３８の体積がほぼ一定に保た
れる。
また、炉心２０が急激に下方に移動しようとす
る場合には、円板３２が間隙３８部分の冷却材を
圧縮する。しかし、間隙３８の部分に存在する冷
却材は、炉心２０の動きに追従して急激に間隙３
８から排出されることがないため、炉心２０の降
下量は小さい。
る場合には、円板３２が間隙３８部分の冷却材を
圧縮する。しかし、間隙３８の部分に存在する冷
却材は、炉心２０の動きに追従して急激に間隙３
８から排出されることがないため、炉心２０の降
下量は小さい。
このように、地震時のように炉心に急激な上下
動の変動力が加えられても、耐振用スカート２６
と円板３２と間隙３８に存在する冷却材とによる
炉心２０の速い動きを抑制する現象、いわゆる流
体制振効果により、炉心２０の上下動を炉心の近
傍において吸収し、抑えることができる。このた
め、炉心の大きな上下動によつて生ずる垂直荷重
の変動がなくなり、原子炉容器１６の肉厚を垂直
荷重の変動を考慮したものとする必要がなく、原
子炉容器１６の肉厚を薄くでき、熱応力の低減を
図ることができる。しかも、鏡部１８には、耐振
用スカート２６が固定してあるため、鏡部１８が
補強され、炉心２０の上下動に対して最も弱かつ
た大口径の鏡部１８の中央部の肉厚を薄くするこ
とができる。
動の変動力が加えられても、耐振用スカート２６
と円板３２と間隙３８に存在する冷却材とによる
炉心２０の速い動きを抑制する現象、いわゆる流
体制振効果により、炉心２０の上下動を炉心の近
傍において吸収し、抑えることができる。このた
め、炉心の大きな上下動によつて生ずる垂直荷重
の変動がなくなり、原子炉容器１６の肉厚を垂直
荷重の変動を考慮したものとする必要がなく、原
子炉容器１６の肉厚を薄くでき、熱応力の低減を
図ることができる。しかも、鏡部１８には、耐振
用スカート２６が固定してあるため、鏡部１８が
補強され、炉心２０の上下動に対して最も弱かつ
た大口径の鏡部１８の中央部の肉厚を薄くするこ
とができる。
以上説明したように本発明によれば、炉心の上
下動を炉心容器の底部に設けたスカートと、炉心
の下部に設けた板体とをもつて冷却材に吸収させ
ることにより、原子炉容器の肉厚を薄くすること
ができる。
下動を炉心容器の底部に設けたスカートと、炉心
の下部に設けた板体とをもつて冷却材に吸収させ
ることにより、原子炉容器の肉厚を薄くすること
ができる。
第１図は従来のタンク型FBRの構造を示す説
明図、第２図は本発明に係るタンク型FBRの構
造を示す説明図である。 １４……ルーフスラブ、１６……原子炉容器、
２０……炉心、２２，３４……炉心支持構造、２
６……耐振用スカート、２８……上面、３２……
円板。
明図、第２図は本発明に係るタンク型FBRの構
造を示す説明図である。 １４……ルーフスラブ、１６……原子炉容器、
２０……炉心、２２，３４……炉心支持構造、２
６……耐振用スカート、２８……上面、３２……
円板。
Claims (1)
- １ ルーフスラブに吊設した原子炉容器と、この
原子炉容器内の中央部に配置した炉心と、この炉
心を支持しているサポートとを備えた原子炉にお
いて、前記原子炉容器の底部に固定した上面部を
有するスカートと、このスカートの上面部に対向
して前記炉心の下部に取り付けた板体とを設けた
ことを特徴とする原子炉。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58042300A JPS59168390A (ja) | 1983-03-16 | 1983-03-16 | 原子炉 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58042300A JPS59168390A (ja) | 1983-03-16 | 1983-03-16 | 原子炉 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS59168390A JPS59168390A (ja) | 1984-09-22 |
| JPH022556B2 true JPH022556B2 (ja) | 1990-01-18 |
Family
ID=12632173
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP58042300A Granted JPS59168390A (ja) | 1983-03-16 | 1983-03-16 | 原子炉 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS59168390A (ja) |
-
1983
- 1983-03-16 JP JP58042300A patent/JPS59168390A/ja active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS59168390A (ja) | 1984-09-22 |
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