JPS60138492A - 原子炉構造設備 - 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】 し発明の技術分野］ 本発明は高速増殖炉プラントの冷却材であるナトリウム
が原子炉容器より漏洩したナトリウムか外気と反応する
ことを防止した原子炉構造設備に関する。

し発明の技術的背景］ 一般に高速増殖炉プラン１〜′Ｃは、原子炉で発生した
熱を冷却材配管および中間熱交換器等を介して蒸気発生
器へ伝達しているが、その熱輸送媒体とじて液体金属ナ
トリウムく以−トナ１〜リウムと略り）が多く使用され
ている。

このような高速増殖炉プラントでは原子炉容器から万一
ナトリウムが大量に漏洩した場合、原子炉容器内のナト
リウム液面が低下し、炉心露出事故につながる恐れがあ
る。このため原子炉容器の外側には安全容器が設けられ
、この安全容器は漏洩したナトリウムを貯留し−（原子
炉容器内に必要なナトリウムの液位を？ｉ’ｆｆ保りる
機能を右している。

ざらに原子炉容器内のナトリウムは放則能を帯びている
ため、万一ナトリウムが空気雰囲気に漏洩し、空気と反
応した場合放射性物質が空気雰囲気中に拡散される恐れ
がある。このため、原子炉容器のまわりは不活性ガスで
満たされ、空気雰囲気から完全に遮断され、漏洩したす
１−リウムと空気が反応することを防止している。

第１図は、従来タンク型高速増殖炉の一例を一部側面で
示り一縦断面図である。すなわち原子炉容器１はブラケ
ットガーダ２によってフランジ３の部分で支持されてい
る。ブラケットガーダ２は取付ボルト４によってコンク
リート壁５に取イ］られている。原子炉容器１は外面全
体を安全容器６に包まれている。安全容器６は安全容器
支持部７によってコンクリート床８から支持されている
。このコンクリート床８および前記コンクリート壁５に
は内面全体に気密ライナ９が張られている。原子炉容器
１の内部にはナトリウム液面１０をもつ冷却材ナトリウ
ム１１が満たされるとともに、中央より下方に炉心１２
か、また中間熱交換器１３、ポンプ１４、炉心上部１１
１１５、燃料交換器１６が設置され、これらはルーフス
ラブ１７によって支持されている。

このルーフスラブ１７は外周で原子炉容器１に溶接され
ている。

このようなタンク型高速増殖炉においては、原子炉容器
１からナトリウム１１が万一漏洩した場合、このナトリ
ウムは安全容器６に貯留される。

このナトリウムと外気の反応を防ぐため原子炉容器１ど
コンクリート壁５、コンクリート床８で囲まれた空間１
８には不活性ガス中に霧や蒸気のがたちとなって混入あ
るいは、安全容器６の外に飛１１りしたりしてコンクリ
ート壁５およびコンクリート床８の表面には気密ライナ
９が張設されＣいる。

［背景技術の問題点］ 第１図に示すような従来の構造では以下に示り−ような
問題があった。第１に原子炉容器１がら万一ナトリウム
が漏洩し安全容器６に貯留されｉ＝場合、貯留されたナ
トリウムと空気の反応を防ぐためには、安全容器６のす
１ヘリウム液面を不活性ガスで覆えば十分ぐある。しか
し従来の構造では原子炉容器１の外側のコンクリート壁
５、二１ンクリート床８で囲まれた空間１８全体を不活
性ガスで満たすという過大な対策を行っ“Ｃいる。第２
にこのような大規模な対策を行なっているため、コンク
リートが露出したこの空間１８を漏洩すトリウムに接触
する不活性ガスが満たずことになる。それゆえ霧や蒸気
のかたちとなって混入してくるナトリウムと、コンクリ
ート中の水分等の反応を防ぐため、コンクリート壁５お
よびコンクリート床８の表面には気密ライナ９を設ける
。これはナトリウム漏洩事故に備える安全設備である安
全容器６の外側にされに鋼製の容器を設けるのど同じよ
うな設備となっている。第３に高温のナトリウム１１を
内蔵する原子炉容器１からは、外部にむかって大量の熱
が放散されることになるが、コンクリートは構造強度上
、その温度はある温度以下に抑えられる必要がある。と
ころがコンクリート壁５およびコンクリート床８はその
内部の空間１８が不活性ガスで満たされた場合、原子炉
容器１からの放散熱にさらされることになるが、この場
合、コンクリート壁５およびコンクリート床８は外側か
ら冷却するしかなく、コンクリートの熱伝導性がそれ程
良くないため、コンクリートの構造健全性の維持が困難
になるという問題があった。

［発明の目的］ 本発明はこのような従来の事情に対処してなされたもの
で、第１の目的は漏洩したナトリウムを覆う不活性ガス
の空間を従来より小型化することである。第２の目的は
小型化された不活性ガスの空間に対して効果的に冷却を
行ない原子炉容器からの放散熱の除去に役立Ｃることで
ある。第３の目的は前記不活性ガスがコンクリートに直
接接触しないようにして、コンクリート表面の気密ライ
ナを削除し設備削減を図ることである。第４の目的はコ
ンクリート内部空間を空気雰囲気化しＣ外部との換気・
冷却を行ない、コンクリートの冷却を容易にすることで
ある。

［発明の概要］ 本発明は、原子炉容器と、この原子炉容器の外側に設置
された安全容器と、前記原子炉容器のフランジを支持す
るブラケットガーダと、このブラケットガーダの下部と
前記安全容器の上端をつなぐシール装置とから構成され
たことを特徴とする原子炉構造設備である。

し発明の実施例コ 以下、本発明の詳細を図面に示す実施例について説明す
る。

第２図は本発明をタンク型炉に適用した場合の原子炉構
造設備を示す。図中符＠１は原子炉容器であり、ブラケ
ットガーダ２によってフランジ３０部分で外周全体に支
持されている。このブラケットガーダ２は取付ボルト４
によってコンクリート壁５に取付けられている。原子炉
容器１は外面全体を安全容器６に包まれている。前記＝
）ンクリート壁５はこれら原子炉容器１、安全容器６を
囲／υでおり、コンクリ−［へ床７上に設置されている
。

コンクリート床７上にはさらに安全容器支持部８が設置
され、安全容器６を支持している。原子炉容器１の内部
にはナトリウム液面９をもつナトリウム１０が満たされ
ている。このナトリウム１０中にルーフスラブ１１によ
って支持された炉心１２、中間熱交換器１３、ポンプ１
４、炉心上部機構１５、燃料交換器１６が設置されてい
る。ブラケットガーダ２の下部と安全容器６の上端の間
には本発明の主要構成要素であるシール装置１７が設置
されている。このシール装置１７は地震等の変形や熱に
よる変形を吸収するため柔軟な構造を右している。また
このシール装置１７は原子炉容器１の外周全体をとり囲
むブラケットガーダ２の下部および安全容器６の−Ｌ端
をり−ぎ間４１＜覆っており、これによって原子炉容器
１の外面、安全容器６の内面およびブラケットガーダ２
の下面Ｃ″囲まれた空間１８を外気から完全に密封して
いる。

このく空間１８にはすトリウム漏洩時に６ｉ＃えて不活
性ガスが満たされて密封され（いる。またブラクッ］−
ガーダ２には外部から冷却に１１９が設りられ、ブラケ
ットガーダ２の内部を強制冷却している。一方このシー
ル装置１７によって安全容器Ｏの外部の空間２０は前記
の空間１８から完全に分Ｈされる。コンクリート壁５に
は貫通Ｌ１２１が設置され、この空間２０に対して換気
・冷Ｎ１を行なうことができる。

次に上記構成よりなる原子炉構造設備の作用を説明する
。

第１図に示づような従来の構造において不活性ガスが密
封される空間１８は、第２図に示づような本発明による
構造においてブラケットガーダ２の下部と安全容器６の
」ニ端をすき間なく覆うシール装置１７によって不活性
ガスが密１１Δれた空間１８と、コンクリート壁５に設
置された貫通口２１によって外部と連絡した空間２０と
に完全に分離される。

これによって不活性ガスが密封された空間１Ｂは、従来
のＭｅ造に比べて大幅に小型化され、密封される不活性
ガスの体積も格段に減少りる。この空間１８に直接にブ
ラケットガーダ２が接触しているが、このブラケットガ
ーダ２は外部から冷却口１９を通じて内部を強制冷却さ
れている。これによってブラケットガーダ２の下面を通
じて空間１８内の不活性ガスは体積が従来例に比べて小
さい／Ｃめ効果的に冷却される。

一方、貫通口２１によって外部と連絡した空間２０は、
漏洩ナトリウムを覆う不活性ガスで満たされなくなる。

このため、従来の構造では必要であったコンクリート壁
５およびコンクリート床８の内面に張られた第１図に示
す気密ライナ９が不要となる。一方この空間２０はコン
クリート壁５に設置されている貫通［１２１を通じて外
部ど連絡しているため、外部からの換気・冷却が可能で
ある。

［発明の効果］ 以上のように構成された原子炉構造設備においては、第
１に不活性ガスの密封空間が小型化される。第２に小型
化された不活性ガス密封空間に対してブラケットガーダ
を通じ゛Ｃ効果的に冷１４０が行なえる。これによって
原子炉容器からの敢敗熱の除去が容易となる。第３にコ
ンクリート壁、＝Ｊコンクリート床内面に張られた気密
ライナが不要どなる。第４に安全容器とコンクリート壁
、コンクリ−１〜床どの間の空間が空気雰囲気となり、
外部との貫通口を通じて換気・冷却を行なうことにＪ：
リコンクリートの冷却、構造健全性の維持が容易となる
等の効果が得られる。

以上、原子炉構造設備にＪ３いて本発明を説明したが、
本発明は高速増殖炉の炉外燃料貯蔵設備においても実施
可能である。炉外燃料貯蔵設ｉｆ５どは使用済燃料を一
時貯蔵する目的で設置される。使用済燃料は長期にわた
って崩壊熱を発生し、かつ強い放−耐曲を帯びているた
め、その貯蔵設備は原子炉と同じ思想で設計１されてい
る。そのため内部に放射性流体を貯える主容器と、主容
器からの放射性流体の漏洩に備える安全容器の設備、放
射ｔＱ流体と外気の反応を防ぐための不活性ガスの密封
方法等について本発明はそのまま適用可能である。

【図面の簡単な説明】

第１図はタンク型の高速増殖炉の原子炉構造設備を示す
構成図、第２図は本発明の原子炉構造設備の一実施例を
示すｌｊＩ￥成図である。 １・・・・・・・・・・・・原子炉容器２・・・・・・
・・・・・・ブラケッ１−ガーダ３・・・・・・・・・
・・・フランジ ６・・・・・・・・・・・・安全容器 １７・・・・・・・・・・・・シール装置第１図 ３ 第２図 手　続　補　正　占 昭和　６０−２月８　臼 ２、発明の名称 原子炉構造設備 ３、補正をづる者 事件どの関係　・　特ＴｈＱ出願人 神奈用県用崎市幸区堀用町７２番地 （３０７）株式会社　東芝 ４　、　代　理　人　〒　１０１ ５、補正命令の日付 自発 （１）第２頁１行１１「たす１−リウｌ＼が」をｌ’ｉ
ｌｌ除する。 （２〉第１１頁７行「１［−不活１」カス」４［小話１
′１ガスが植ｉたされる。またこの不活性カス］とａＪ
ＩＴ′？Ｉ゛る。 （３）同９行「１「すして」を「プトリウｌ＼か」ンク
リー１−と接触し、コンクリ−１・中の水分等と反応づ
−るのを防くため」とｇＪ　ｊｆする。 （４）第５頁９行「二１「されに−ｊを「さらに−１と
ｔ丁正ηる。 （５）第８１−ｉ　１１ｆｊ　「１　ｒこのくｊを「こ
の」ど１．１正Ｊ８゜

Claims (3)

【特許請求の範囲】
1. （１）原子炉容器と、こ−の原子炉容器の外側に設置さ
   れた安全容器と、前記原子炉容器のフランジを支持する
   ブラケットガーダと、このブラケットガーダの下部と前
   記安全容器の上端をつなぐシール装置とｈｓ　＋ら構成
   されたことを特徴とり−る原子炉構造設備。
2. （２）前記原子炉容器と安全容器とブラケットガーダお
   よびシール装置によって囲まれる空間には不活性ガスが
   密封されたことを特徴とする特許請求の範囲第１項記載
   の原子炉構造設備。
3. （３）前記ブラケットガーダの内部空間は冷却され、そ
   れによってこのブラケットガーダが不活性ガスに対し【
   冷却機能を右することを特徴とする特許請求の範囲第１
   項記載の原子炉構造設備。