JPH03189595A - 原子炉容器構造 - 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〕 本発明はタンク型ＦＢＲ原子炉の主容器構造に関り、特
に、ルーフスラブ近傍の板厚を大として座屈強度を高め
ると共に、液面近傍の板厚を薄くすることにより、熱応
力を小さくして熱疲労強度を向上すると共に、熱ラチニ
ット変形をも小さくする原子炉主容器に関する。

〔従来の技術〕

従来の構造は、特開昭６０−９７７７号公報に記載のよ
うに、タンク炉の主容器板厚は一定の構造となっていた
。

〔発明が解決しようとする課題〕

上記従来技術は、座屈強度の確保と熱応力軽減の観点よ
り両面からのバランスで原子炉の主容器板厚を決定し、
全て同一板厚で主容器を製作していた。

しかし、座屈強度の必要な部分には板厚を大きくし、熱
応力が大きい部分には板厚の小さな構造とすることによ
り、より合理的に強度信頼性を向上するという観点から
の考慮がなされていない。

〔課題を解決するための手段〕

上記目的を達成するために、本発明では座屈強度の問題
となる主容器のルーフスラブとの付根部は板厚を大とし
、熱応力が大きく熱疲労の問題となる液面近傍は板厚を
小さくした。

〔作用〕

主容器の座屈強度は地震時の荷重、及び、スロッシング
による横ゆれに対する容器の剛性によって決定される。

つまり、強度を向上するには板厚を大として容器の剛性
を大きくして発生する応力を小さくすることが有効であ
る。

一方、熱応力は主容器の剛性を大きくしても、減少せず
、逆に増大する原因となる。それは、熱応力σは板厚ｔ
と主容器半径をＲとすると次式で表示できることから明
らかである。

σ＝、υＴ つまり、主容器半径Ｒが一定の場合、板厚ｔを小さくす
ることが熱応力σを減少するに有効である。

本発明はこの原理を組合せたものである。

〔実施例〕

本発明のタンク型ＦＢＲの炉容器構造を第１図に示す。

主容器１ａ、ｌｂはルーフスラブ２に取り付けられて、
冷却材の高温ナトリウム３をたくねえている役割を果し
ている。

ルーフスラブ２の付根部における主容器１ａは板厚Ｌ１
が大きく、高温ナトリウム３の液面５の近傍における板
厚し２を小さくした構造となっている。

このような構造とした場合、ルーフスラブ２の近傍で板
厚が大であるため地震による発生応力を小さくできるた
め、座屈強度を向上することができる。また、熱衝撃に
よる熱応力σの大きい液面５の近傍の板厚ｔｚを小さく
すると、板厚ｔと熱応力σの関係は、はぼ、次式で表示
できることから、ｔを小さくして、 σｃｘ：４１Ｔ 熱応力σを小さくすることができる。ここで、Ｒは主容
器半径を示す。つまり、ルーフスラブ付根部の座屈強度
を向上し、かつ、液面近傍での発生熱応力を小さくする
ことから熱疲労強度を向上し。

さらに熱ラチエツト変形を小さくするメリットがある。

本発明の応用例として、第２図のように、液面近傍５の
みの主容器板厚を小さくする構造でも、目的を達するこ
とができる。

〔発明の効果〕

本発明によれば、ルーフスラブ近傍での座屈強度を向上
することができ、しかも、液面近傍での熱疲労強度の向
上及び熱ラチエツト変形を小さくして、原子炉の構造信
頼性を合理的に確保することができる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明原子炉の主容器構造の部分断面図、第２
図は本発明の他の実施例の部分断面図である。 ｌａ、ｌｂ・・・主容器、２・・・ルーフスラブ、３・
・・高温ナトリウム、４・・・カバーガス、５・・・液
面。

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. １、タンク型ＦＢＲの主容器において、ルーフスラブと
   の取付け部における前記主容器の板厚よりも、ナトリウ
   ム液面近傍の前記主容器板厚を薄くしたことを特徴とす
   る原子炉容器構造。