JPH0570118B2 - - Google Patents
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- JPH0570118B2 JPH0570118B2 JP60050069A JP5006985A JPH0570118B2 JP H0570118 B2 JPH0570118 B2 JP H0570118B2 JP 60050069 A JP60050069 A JP 60050069A JP 5006985 A JP5006985 A JP 5006985A JP H0570118 B2 JPH0570118 B2 JP H0570118B2
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- sodium
- reactor
- reactor vessel
- annulus space
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- 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 claims description 79
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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
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
- Treatment Of Water By Oxidation Or Reduction (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の利用分野〕
本発明は原子炉構造に係り、特に原子炉容器の
液面近傍の原子炉容器軸方向の温度勾配に起因す
る熱応力発生を緩和でき、かつ、原子炉容器径を
小形化するのに好適なタンク型FBR原子炉構造
に関するものである。
液面近傍の原子炉容器軸方向の温度勾配に起因す
る熱応力発生を緩和でき、かつ、原子炉容器径を
小形化するのに好適なタンク型FBR原子炉構造
に関するものである。
第６図はタンク型FBR原子炉構造の一例を示
す縦断面図である。通常、タンク型FBR原子炉
構造は、原子炉容器１がルーフスラブ２に溶接す
ることによつて支持されていて、密閉空間を形成
している。原子炉容器１の中には炉心支持構造部
材３により炉心４が支持されている。また、ルー
フスラブ２には、炉心４にて加熱された高温１次
ナトリウムと２次ナトリウムとの熱交換を行う中
間熱交換器（以下IHXと称す）５、１次ナトリ
ウムを炉内で循環させるための循環ポンプ６、炉
心の出力を制御する制御棒駆動機構（図示せず）
を内包する炉心上部機構７および燃料交換時に燃
料交換機（図示せず）を所定の位置に位置決めす
るための回転プラグ８等の機器が搭載してある。
す縦断面図である。通常、タンク型FBR原子炉
構造は、原子炉容器１がルーフスラブ２に溶接す
ることによつて支持されていて、密閉空間を形成
している。原子炉容器１の中には炉心支持構造部
材３により炉心４が支持されている。また、ルー
フスラブ２には、炉心４にて加熱された高温１次
ナトリウムと２次ナトリウムとの熱交換を行う中
間熱交換器（以下IHXと称す）５、１次ナトリ
ウムを炉内で循環させるための循環ポンプ６、炉
心の出力を制御する制御棒駆動機構（図示せず）
を内包する炉心上部機構７および燃料交換時に燃
料交換機（図示せず）を所定の位置に位置決めす
るための回転プラグ８等の機器が搭載してある。
コールドプール９の低温１次ナトリウムは、ル
ーフスラブ２より吊り下げられた循環ポンプ６に
吸い込まれ、加圧されて高圧プール１０内に導か
れる。その後、炉心４を通り、高温となつてホツ
トプール１１に至り、ルーフスラブ２より吊り下
げられたIHX５のホツトプール１１内の開口部
よりIHX５内に流入し、伝熱管を介して蒸気発
生器（図示せず）を循環する２次ナトリウムと熱
交換し、低温となつてコールドプール９に戻る。
ホツトプール１１の高温１次ナトリウムの上方に
は、ナトリウムと反応しない不活性ガスであるア
ルコンガス１２が充填されており、ナトリウム液
面とルーフスラブ２との間を満している。
ーフスラブ２より吊り下げられた循環ポンプ６に
吸い込まれ、加圧されて高圧プール１０内に導か
れる。その後、炉心４を通り、高温となつてホツ
トプール１１に至り、ルーフスラブ２より吊り下
げられたIHX５のホツトプール１１内の開口部
よりIHX５内に流入し、伝熱管を介して蒸気発
生器（図示せず）を循環する２次ナトリウムと熱
交換し、低温となつてコールドプール９に戻る。
ホツトプール１１の高温１次ナトリウムの上方に
は、ナトリウムと反応しない不活性ガスであるア
ルコンガス１２が充填されており、ナトリウム液
面とルーフスラブ２との間を満している。
このような原子炉構造において、原子炉容器１
の温度分布に着目すると、ナトリウム液面より下
方では、原子炉容器１の温度は、ほぼナトリウム
温度と同程度の温度となるのに対し、その上方、
例えば、ルーフスラブ２に接合されている部分に
おいては、ほぼ室温程度となつている。したがつ
て、ナトリウム液面より上方の原子炉容器１で
は、非常に大きな軸方向温度勾配が生じ、これに
起因した高い熱応力がナトリウム液面近傍の原子
炉容器１に発生する。
の温度分布に着目すると、ナトリウム液面より下
方では、原子炉容器１の温度は、ほぼナトリウム
温度と同程度の温度となるのに対し、その上方、
例えば、ルーフスラブ２に接合されている部分に
おいては、ほぼ室温程度となつている。したがつ
て、ナトリウム液面より上方の原子炉容器１で
は、非常に大きな軸方向温度勾配が生じ、これに
起因した高い熱応力がナトリウム液面近傍の原子
炉容器１に発生する。
このような高い熱応力の発生を防止するため、
従来から、例えば、特開昭53−67089号公報ある
いは特開昭57−186193号公報に示してあるよう
に、原子炉容器１と高温ナトリウムとが接しない
ようにし、低温ナトリウムを接触させて、原子炉
容器１の高温レベルを下げ、温度勾配を小さくし
ている。なお、第６図において、１３は炉壁冷却
断熱構造である。
従来から、例えば、特開昭53−67089号公報ある
いは特開昭57−186193号公報に示してあるよう
に、原子炉容器１と高温ナトリウムとが接しない
ようにし、低温ナトリウムを接触させて、原子炉
容器１の高温レベルを下げ、温度勾配を小さくし
ている。なお、第６図において、１３は炉壁冷却
断熱構造である。
第７図は従来の炉壁冷却断熱構造の説明図で、
第７図においては、原子炉容器１を冷却するため
の流路を形成するため、原子路容器１の内側にさ
らに２重の円筒容器１９を設けてあり、このため
のスペースが原子路容器１内に必要となり、原子
炉容器１のコンパクト化を妨げていた。
第７図においては、原子炉容器１を冷却するため
の流路を形成するため、原子路容器１の内側にさ
らに２重の円筒容器１９を設けてあり、このため
のスペースが原子路容器１内に必要となり、原子
炉容器１のコンパクト化を妨げていた。
そこで、第８図に示すように、ホツトプール１
１の高温１次ナトリウムと原子炉容器１との間に
断熱層となる垂直隔壁１４を設け、垂直隔壁１４
と原子炉容器１との間には、ナトリウム出入口孔
１６を有する底板１７を設け、低温１次ナトリウ
ムがたまるアニユラス空間１８を形成し、原子炉
容器１の１軸方向温度勾配の緩和を行つており、
ホツトプール１１内の高温１次ナトリウムの液面
とアニユラス空間１８内の低温１次ナトリウムの
液面との液面差は、循環ポンプ６によつて生じる
ようにしてある。
１の高温１次ナトリウムと原子炉容器１との間に
断熱層となる垂直隔壁１４を設け、垂直隔壁１４
と原子炉容器１との間には、ナトリウム出入口孔
１６を有する底板１７を設け、低温１次ナトリウ
ムがたまるアニユラス空間１８を形成し、原子炉
容器１の１軸方向温度勾配の緩和を行つており、
ホツトプール１１内の高温１次ナトリウムの液面
とアニユラス空間１８内の低温１次ナトリウムの
液面との液面差は、循環ポンプ６によつて生じる
ようにしてある。
ところで、垂直隔壁１４の下端の底板１７に設
けたナトリウム出入口孔１６は、通常、垂直隔壁
１４と原子炉容器１とで形成される空間であるア
ニユラス空間１８内にナトリウムが供給される形
状寸法の開口部があればよいというだけの制約条
件で設計されており、他に何ら考慮された条件は
なかつた。
けたナトリウム出入口孔１６は、通常、垂直隔壁
１４と原子炉容器１とで形成される空間であるア
ニユラス空間１８内にナトリウムが供給される形
状寸法の開口部があればよいというだけの制約条
件で設計されており、他に何ら考慮された条件は
なかつた。
しかし、このようなタンク型FBR原子炉構造
の炉壁保護装置では、第９図に示すように、通常
運転中の循環ポンプ６による圧力から生じるホツ
トプール１１内の高温１次ナトリウムの液面とア
ニユラス空間１８内の低温１次ナトリウムの液面
との液面差が、トリツプ時には循環ポンプ６の停
止により圧力差がなくなり、短時間で低温１次ナ
トリウムの液面が上昇し、原子炉容器１の軸方向
温度勾配は、通常運転時に比べ、トリツプ時の方
が、第９図ｂ中の丸印に示す位置において急勾配
となつてしまう。このため、炉心４や全ナトリウ
ム重量を支持する原子炉容器１に熱応力が発生
し、タンク型原子炉構造の構造健全性を脅かす要
因ともなりかねないという問題がある。
の炉壁保護装置では、第９図に示すように、通常
運転中の循環ポンプ６による圧力から生じるホツ
トプール１１内の高温１次ナトリウムの液面とア
ニユラス空間１８内の低温１次ナトリウムの液面
との液面差が、トリツプ時には循環ポンプ６の停
止により圧力差がなくなり、短時間で低温１次ナ
トリウムの液面が上昇し、原子炉容器１の軸方向
温度勾配は、通常運転時に比べ、トリツプ時の方
が、第９図ｂ中の丸印に示す位置において急勾配
となつてしまう。このため、炉心４や全ナトリウ
ム重量を支持する原子炉容器１に熱応力が発生
し、タンク型原子炉構造の構造健全性を脅かす要
因ともなりかねないという問題がある。
本発明は上記に鑑みてなされたもので、その目
的とするところは、原子炉容器の液面近傍の原子
炉容器軸方向の温度勾配に起因する熱応力を通常
運転時もトリツプ時にも緩和することができ、か
つ、原子炉容器径を小形化することができる原子
炉構造を提供することにある。
的とするところは、原子炉容器の液面近傍の原子
炉容器軸方向の温度勾配に起因する熱応力を通常
運転時もトリツプ時にも緩和することができ、か
つ、原子炉容器径を小形化することができる原子
炉構造を提供することにある。
本発明は、タンク型FBR原子炉構造の原子炉
容器液面近傍に設けられる炉壁保護装置の断熱層
である隔壁下端部に設ける低温１次ナトリウム出
入口開口部の形状寸法は、起動時には原子炉容器
軸方向の温度勾配を最小限にするため、低温１次
ナトリウム液面が大きな抵抗なく低下し、また、
トリツプ時および停止時には、原子炉容器の液面
近傍軸方向温度勾配を最小限にするため、低温１
次ナトリウムの液面が徐々に上昇する形状寸法で
あることが望ましいことに着目して行われたもの
で、上記開口部は、この開口部の開口断面積を
A1、アニユラス空間の水平断面積をA2、ホツト
プールと上記アニユラス空間とのナトリウム液位
差をＨ、1/2ＨをH0、原子炉のトリツプ時のナト
リウム温度変化幅をΔT、上記アニユラス空間へ
の液位差H0におけるナトリウムの流入流速をv0、
ナトリウムの密度をρ、ナトリウムの比熱をＣ、
上記アニユラス空間内のナトリウムから原子炉ト
リツプ時に上記ホツトプールおよび上記原子炉容
器外の雰囲気への放出熱量をそれぞれQ1、2とし
たときに、 A2H0／v0A1＝ρCΔTHA2／Q1＋Q2 を満足する構造としてあることを特徴としてい
る。
容器液面近傍に設けられる炉壁保護装置の断熱層
である隔壁下端部に設ける低温１次ナトリウム出
入口開口部の形状寸法は、起動時には原子炉容器
軸方向の温度勾配を最小限にするため、低温１次
ナトリウム液面が大きな抵抗なく低下し、また、
トリツプ時および停止時には、原子炉容器の液面
近傍軸方向温度勾配を最小限にするため、低温１
次ナトリウムの液面が徐々に上昇する形状寸法で
あることが望ましいことに着目して行われたもの
で、上記開口部は、この開口部の開口断面積を
A1、アニユラス空間の水平断面積をA2、ホツト
プールと上記アニユラス空間とのナトリウム液位
差をＨ、1/2ＨをH0、原子炉のトリツプ時のナト
リウム温度変化幅をΔT、上記アニユラス空間へ
の液位差H0におけるナトリウムの流入流速をv0、
ナトリウムの密度をρ、ナトリウムの比熱をＣ、
上記アニユラス空間内のナトリウムから原子炉ト
リツプ時に上記ホツトプールおよび上記原子炉容
器外の雰囲気への放出熱量をそれぞれQ1、2とし
たときに、 A2H0／v0A1＝ρCΔTHA2／Q1＋Q2 を満足する構造としてあることを特徴としてい
る。
以下本発明を第１図に示した実施例および第２
図〜第５図を用いて詳細に説明する。
図〜第５図を用いて詳細に説明する。
本発明に係る原子炉構造の概要は第６図と同様
であるが、原子炉容器１の液面近傍軸方向の温度
勾配を最小限にするための上記した第８図の原子
炉容器１とホツトプール１１内の高温１次ナトリ
ウムとの間に設けた断熱層である垂直隔壁１４の
下端部に設けるナトリウム出入口孔の形状寸法に
工夫がこらしてある。
であるが、原子炉容器１の液面近傍軸方向の温度
勾配を最小限にするための上記した第８図の原子
炉容器１とホツトプール１１内の高温１次ナトリ
ウムとの間に設けた断熱層である垂直隔壁１４の
下端部に設けるナトリウム出入口孔の形状寸法に
工夫がこらしてある。
第１図は本発明の原子炉構造の炉壁保護装置の
一実施例を示す部分縦断面図である。第１図にお
いて、１は原子炉容器、１２はカバーガスである
アルゴンガス、１１は高温１次ナトリウムが入つ
ているホツトプール、１４は高温１次ナトリウム
と原子炉容器１との間に設けた断熱層である垂直
隔壁で、垂直隔壁１４と原子炉容器１との間の空
間に低温１次ナトリウムがたまるアニユラス空間
１８が成形してあり、垂直隔壁１４の下端部の底
板１７に図示のようなナトリウム出入口孔（開口
部）１５が設けてある。
一実施例を示す部分縦断面図である。第１図にお
いて、１は原子炉容器、１２はカバーガスである
アルゴンガス、１１は高温１次ナトリウムが入つ
ているホツトプール、１４は高温１次ナトリウム
と原子炉容器１との間に設けた断熱層である垂直
隔壁で、垂直隔壁１４と原子炉容器１との間の空
間に低温１次ナトリウムがたまるアニユラス空間
１８が成形してあり、垂直隔壁１４の下端部の底
板１７に図示のようなナトリウム出入口孔（開口
部）１５が設けてある。
次に、熱応力低減の原理について説明する。
先に第９図にて説明したように、原子炉トリツ
プ後、アニユラス空間１８内の低温１次ナトリウ
ムの液面が急激に上昇すると、液面近傍部の原子
炉容器１に高い熱応力が発生する原因となる。し
かしながら、いま、第２図ａに示すように、原子
炉トリツプ後、低温１次ナトリウムの液面がゆる
やかに上昇し、定格運転時の原子炉容器１の温度
勾配を保持するように液面上昇し、かつ、アニユ
ラス空間１８内の温度が低下すれば、原子炉トリ
ツプ後に高い熱応力が発生することがなくなる。
プ後、アニユラス空間１８内の低温１次ナトリウ
ムの液面が急激に上昇すると、液面近傍部の原子
炉容器１に高い熱応力が発生する原因となる。し
かしながら、いま、第２図ａに示すように、原子
炉トリツプ後、低温１次ナトリウムの液面がゆる
やかに上昇し、定格運転時の原子炉容器１の温度
勾配を保持するように液面上昇し、かつ、アニユ
ラス空間１８内の温度が低下すれば、原子炉トリ
ツプ後に高い熱応力が発生することがなくなる。
そこで、第３図に示すように、垂直隔壁１４の
内外径をそれぞれD1、D2、原子炉容器１の内外
径をそれぞれD3、D4、ホツトプール１１内の高
温１次ナトリウムの液面とアニユラス空間１８内
の低温１次ナトリウムの液面との定格運転時にお
ける液位差をＨ、ナトリウム出入口孔１５の開口
断面積をA1、上記アニユラス空間１８の水平断
面積をA2とする。また、原子炉トリツプ直後に
上記アニユラス空間１８へ流入する低温１次ナト
リウムのナトリウム出入口孔１５におけるナトリ
ウム流速をｖとすると、液位差Ｈは、 Ｈ＝ξv2／2g ……(1) ここに、ξ：ナトリウム出入口孔１５における
抵抗係数 ｇ：重力加速度 で表わすことができる。
内外径をそれぞれD1、D2、原子炉容器１の内外
径をそれぞれD3、D4、ホツトプール１１内の高
温１次ナトリウムの液面とアニユラス空間１８内
の低温１次ナトリウムの液面との定格運転時にお
ける液位差をＨ、ナトリウム出入口孔１５の開口
断面積をA1、上記アニユラス空間１８の水平断
面積をA2とする。また、原子炉トリツプ直後に
上記アニユラス空間１８へ流入する低温１次ナト
リウムのナトリウム出入口孔１５におけるナトリ
ウム流速をｖとすると、液位差Ｈは、 Ｈ＝ξv2／2g ……(1) ここに、ξ：ナトリウム出入口孔１５における
抵抗係数 ｇ：重力加速度 で表わすことができる。
原子炉トリツプ後、時間が経過するにつれて液
位差Ｈは徐々に減少し、最終的に零になる。そこ
で、平均的な流速として、定格運転時の液位差の
１／２の液位差H0のときのナトリウム出入口孔１５
におけるナトリウム流速をv0とすると、(1)式と同
様に、 H0＝ξv0 2／2g ……(2) なる式が成立する。
位差Ｈは徐々に減少し、最終的に零になる。そこ
で、平均的な流速として、定格運転時の液位差の
１／２の液位差H0のときのナトリウム出入口孔１５
におけるナトリウム流速をv0とすると、(1)式と同
様に、 H0＝ξv0 2／2g ……(2) なる式が成立する。
このとき、アニユラス空間１８内に流れ込む低
温１次ナトリウム流量をＱとすれば、この流量Ｑ
は、流入ナトリウム流速v0とナトリウム出入口孔
１５の開口断面積A1との積で表わされ、 Ｑ＝v0A1 ……(3) となる。
温１次ナトリウム流量をＱとすれば、この流量Ｑ
は、流入ナトリウム流速v0とナトリウム出入口孔
１５の開口断面積A1との積で表わされ、 Ｑ＝v0A1 ……(3) となる。
したがつて、アニユラス空間１８内を満たすに
必要なナトリウムがアニユラス空間１８に流入す
るに要する時間t1は、アニユラス空間１８の体積
を単位時間当りアニユラス空間１８に流入するナ
トリウム流量で除して得られ、これは t1＝A2H0／v0A1 ……(4) で表わすことができる。
必要なナトリウムがアニユラス空間１８に流入す
るに要する時間t1は、アニユラス空間１８の体積
を単位時間当りアニユラス空間１８に流入するナ
トリウム流量で除して得られ、これは t1＝A2H0／v0A1 ……(4) で表わすことができる。
次に、アニユラス空間１８から内側のホツトプ
ール１１内および外側の原子炉容器１の外側への
熱の逃げ量について考えてみる。
ール１１内および外側の原子炉容器１の外側への
熱の逃げ量について考えてみる。
第４図は原子炉容器炉壁保護装置周りの熱の流
れを示す図である。垂直隔壁１４の内面、アニユ
ラス空間１８内および原子炉容器１外面における
熱伝達係数をそれぞれα1、α2、α3、垂直隔壁１４
および原子炉容器１の熱伝導率をそれぞれλ1、
λ2、アニユラス空間１８から内側のホツトプール
１１に単位時間当り逃げる熱量をQ1、原子炉容
器１の外側に逃げる熱量をQ2とする。また、ア
ニユラス空間１８内の低温１次ナトリウム温度と
ホツトプール１１内の高温１次ナトリウム温度と
の温度差をΔT1、低温１次ナトリウム温度と原子
炉容器１の外側の雰囲気ガス温度との温度差を
ΔT2とすると、Q1、Q2はそれぞれ次式で表わす
ことができる。
れを示す図である。垂直隔壁１４の内面、アニユ
ラス空間１８内および原子炉容器１外面における
熱伝達係数をそれぞれα1、α2、α3、垂直隔壁１４
および原子炉容器１の熱伝導率をそれぞれλ1、
λ2、アニユラス空間１８から内側のホツトプール
１１に単位時間当り逃げる熱量をQ1、原子炉容
器１の外側に逃げる熱量をQ2とする。また、ア
ニユラス空間１８内の低温１次ナトリウム温度と
ホツトプール１１内の高温１次ナトリウム温度と
の温度差をΔT1、低温１次ナトリウム温度と原子
炉容器１の外側の雰囲気ガス温度との温度差を
ΔT2とすると、Q1、Q2はそれぞれ次式で表わす
ことができる。
Q1πHΔT1／１／α1D1＋１／α2D2＋１／2λ1lnD
2／D1……(5) Q2＝πHΔT2／１／α2D3＋１／α2D4＋１／2λ2l
nD4／D3……(6) したがつて、アニユラス空間１８内の低温１次
ナトリウム温度がΔTだけ低下するのに要する時
間はt2は、 t2＝ρCΔTHA2／Q1＋Q2 ……(7) ここに、ρ；ナトリウムの密度 Ｃ；ナトリウムの比熱 で表わされる。
2／D1……(5) Q2＝πHΔT2／１／α2D3＋１／α2D4＋１／2λ2l
nD4／D3……(6) したがつて、アニユラス空間１８内の低温１次
ナトリウム温度がΔTだけ低下するのに要する時
間はt2は、 t2＝ρCΔTHA2／Q1＋Q2 ……(7) ここに、ρ；ナトリウムの密度 Ｃ；ナトリウムの比熱 で表わされる。
この時間t2とアニユラス空間１８にナトリウム
が流入充満するのに要する時間t1とが等しくなる
ことを満足するような構造とすることが必要であ
り、本発明では次式を満足する構造としてある。
が流入充満するのに要する時間t1とが等しくなる
ことを満足するような構造とすることが必要であ
り、本発明では次式を満足する構造としてある。
A2H0／v0A1＝ρCΔTHA2／Q1＋Q2……(8)
このような構造にすると、ナトリウム温度が
ΔTだけ低下する間に液位がＨだけ上昇し、原子
炉トリツプ後の各時刻におけるアニユラス空間１
８内のナトリウム液面近傍での原子炉容器１の温
度勾配が変化しないことになり、原子炉容器１で
発生する熱応力を最小にすることができる。
ΔTだけ低下する間に液位がＨだけ上昇し、原子
炉トリツプ後の各時刻におけるアニユラス空間１
８内のナトリウム液面近傍での原子炉容器１の温
度勾配が変化しないことになり、原子炉容器１で
発生する熱応力を最小にすることができる。
以上、原子炉トリツプ時のナトリウム液面変動
について論議したが、次に、起動時について説明
する。起動時においては、アニユラス空間１８内
のナトリウム液位が低下しつつナトリウム温度が
徐々に上昇するという関係があるため、第５図に
示すように、原子炉容器１の温度勾配はあまり大
きくならない。したがつて、液面制御を行うこと
は本質的に必要とせず、構造上の工夫も不必要で
ある。
について論議したが、次に、起動時について説明
する。起動時においては、アニユラス空間１８内
のナトリウム液位が低下しつつナトリウム温度が
徐々に上昇するという関係があるため、第５図に
示すように、原子炉容器１の温度勾配はあまり大
きくならない。したがつて、液面制御を行うこと
は本質的に必要とせず、構造上の工夫も不必要で
ある。
そこで、本発明においては、第１図に示すよう
に、ナトリウム出入口孔１５は逆八字型の縦断面
構造としてあり、本構造によれば、原子炉トリツ
プ時におけるアニユラス空間１８への低温１次ナ
トリウムの流入流量が低く抑えられ（縮流現象が
発生するため）、(8)式を満足させることができ、
原子炉容器１の液面近傍部の原子炉容器１の軸方
向温度勾配が抑制され、熱応力発生を緩和するこ
とができる。
に、ナトリウム出入口孔１５は逆八字型の縦断面
構造としてあり、本構造によれば、原子炉トリツ
プ時におけるアニユラス空間１８への低温１次ナ
トリウムの流入流量が低く抑えられ（縮流現象が
発生するため）、(8)式を満足させることができ、
原子炉容器１の液面近傍部の原子炉容器１の軸方
向温度勾配が抑制され、熱応力発生を緩和するこ
とができる。
以上説明したように、本発明によれば、原子炉
トリツプ時に循環ポンプ停止による原子炉容器内
に設置した断熱隔壁との間のアニユラス空間内の
低温１次ナトリウムの液面上昇速度を抑制するこ
とができ、原子炉容器の液面近傍の原子炉容器軸
方向の温度勾配に起因する熱応力を緩和すること
ができ、かつ、原子炉容器径を小形化することが
できるという効果がある。
トリツプ時に循環ポンプ停止による原子炉容器内
に設置した断熱隔壁との間のアニユラス空間内の
低温１次ナトリウムの液面上昇速度を抑制するこ
とができ、原子炉容器の液面近傍の原子炉容器軸
方向の温度勾配に起因する熱応力を緩和すること
ができ、かつ、原子炉容器径を小形化することが
できるという効果がある。
第１図は本発明の原子炉構造の炉壁保護装置の
一実施例を示す部分縦断面図、第２図は本発明に
よる場合の原子炉トリツプ後の原子炉容器液面近
傍軸方向の温度変化を説明するための図、第３図
は第１図の炉壁保護装置の寸法説明図、第４図は
第１図の炉壁保護装置周りの熱の流れの説明図、
第５図は起動時の原子炉容器液面近傍軸方向の温
度変化を説明するための図、第６図はタンク型
FBR原子炉構造の縦断面図、第７図は従来の炉
壁冷却断熱構造の説明図、第８図は従来の他の炉
壁保護装置の部分断面図、第９図は第８図による
場合の原子炉トリツプ後の原子炉容器液面近傍軸
方向の温度変化を説明するための図である。 １……原子炉容器、２……ルーフスラブ、４…
…炉心、５……中間熱交換器、６……循環ポン
プ、７……炉心上部機構、８……回転プラグ、９
……コールドプール、１１……ホツトプール、１
４……垂直隔壁、１５……ナトリウム出入口孔、
１７……底板、１８……アニユラス空間。
一実施例を示す部分縦断面図、第２図は本発明に
よる場合の原子炉トリツプ後の原子炉容器液面近
傍軸方向の温度変化を説明するための図、第３図
は第１図の炉壁保護装置の寸法説明図、第４図は
第１図の炉壁保護装置周りの熱の流れの説明図、
第５図は起動時の原子炉容器液面近傍軸方向の温
度変化を説明するための図、第６図はタンク型
FBR原子炉構造の縦断面図、第７図は従来の炉
壁冷却断熱構造の説明図、第８図は従来の他の炉
壁保護装置の部分断面図、第９図は第８図による
場合の原子炉トリツプ後の原子炉容器液面近傍軸
方向の温度変化を説明するための図である。 １……原子炉容器、２……ルーフスラブ、４…
…炉心、５……中間熱交換器、６……循環ポン
プ、７……炉心上部機構、８……回転プラグ、９
……コールドプール、１１……ホツトプール、１
４……垂直隔壁、１５……ナトリウム出入口孔、
１７……底板、１８……アニユラス空間。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ 炉心、１次冷却系機器および炉内機器を収納
する原子炉容器と、該原子炉容器の内側に配設し
た当該原子炉容器壁を熱的に保護する断熱層であ
る隔壁と、前記隔壁と前記原子炉容器との間に形
成されるアニユラス空間に下部からコールドプー
ル内のナトリウムを供給する開口部とを備えた原
子炉において、前記開口部は、該開口部の開口断
面積をA1、前記アニユラス空間の水平断面積を
A2、ホツトプールと前記アニユラス空間内との
ナトリウム液位差をＨ、1/2ＨをH0、前記原子炉
のトリツプ時のナトリウム温度変化幅をΔT、前
記アニユラス空間への液位差H0におけるナトリ
ウムの流入流速をv0、ナトリウムの密度をδ、ナ
トリウムの比熱をＣ、前記アニユラス空間内のナ
トリウムから原子炉トリツプ時に前記ホツトプー
ルおよび前記原子炉容器外の雰囲気への放出熱量
をそれぞれQ1、Q2としたときに、 A2H0／v0A1＝ρCΔTHA2／Q1＋Q2 を満足する構造としてあることを特徴とする原子
炉構造。 ２ 前記開口部の縦断面形状が逆八字型としてあ
る特許請求の範囲第１項記載の原子炉構造。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60050069A JPS61209388A (ja) | 1985-03-13 | 1985-03-13 | 原子炉構造 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60050069A JPS61209388A (ja) | 1985-03-13 | 1985-03-13 | 原子炉構造 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS61209388A JPS61209388A (ja) | 1986-09-17 |
| JPH0570118B2 true JPH0570118B2 (ja) | 1993-10-04 |
Family
ID=12848707
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60050069A Granted JPS61209388A (ja) | 1985-03-13 | 1985-03-13 | 原子炉構造 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS61209388A (ja) |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2605136B1 (fr) * | 1986-10-09 | 1990-05-04 | Novatome | Dispositif de refroidissement de la cuve principale d'une reacteur nucleaire a neutrons rapides refroidi par un metal liquide |
-
1985
- 1985-03-13 JP JP60050069A patent/JPS61209388A/ja active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS61209388A (ja) | 1986-09-17 |
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