JP2012163414A - Reactor vessel - Google Patents

Reactor vessel Download PDF

Info

Publication number
JP2012163414A
JP2012163414A JP2011023194A JP2011023194A JP2012163414A JP 2012163414 A JP2012163414 A JP 2012163414A JP 2011023194 A JP2011023194 A JP 2011023194A JP 2011023194 A JP2011023194 A JP 2011023194A JP 2012163414 A JP2012163414 A JP 2012163414A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
coolant
wall cooling
reactor vessel
cooling liner
self
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Granted
Application number
JP2011023194A
Other languages
Japanese (ja)
Other versions
JP5818450B2 (en
Inventor
Hideyuki Morita
英之 森田
Ryuichi Umehara
隆一 梅原
Shinji Fukao
伸次 深尾
Kazuo Hirota
和生 廣田
Naoki Sawa
直樹 澤
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Mitsubishi Heavy Industries Ltd
Original Assignee
Mitsubishi Heavy Industries Ltd
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Mitsubishi Heavy Industries Ltd filed Critical Mitsubishi Heavy Industries Ltd
Priority to JP2011023194A priority Critical patent/JP5818450B2/en
Publication of JP2012163414A publication Critical patent/JP2012163414A/en
Application granted granted Critical
Publication of JP5818450B2 publication Critical patent/JP5818450B2/en
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Images

Classifications

    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
  • Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)

Abstract

PROBLEM TO BE SOLVED: To provide a reactor vessel which reduces self-excited vibrations of a wall-cooling structure due to vibrations of sloshing (liquid surface fluctuation).SOLUTION: The reactor vessel includes: an outer cylinder of the reactor vessel; an outer wall-cooling liner being a structure disposed inside the outer cylinder, beyond which a coolant in a space between the structure and the outer cylinder overflows into the reactor vessel; an inner wall-cooling liner which forms a return passage for returning the overflowing coolant to the space, between the outer wall-cooling liner and the inner wall-cooling liner; and a plurality of self-excited vibration preventing members which are in contact with a part of the overflowing coolant or a part of the coolant in the space between the outer wall-cooling liner and the inner wall-cooling liner and are arranged in a peripheral direction of the outer cylinder. Arrangements of the self-excited vibration preventing members include an arrangement irregular in the peripheral direction of the outer cylinder.

Description

本発明は、原子炉容器に関する。   The present invention relates to a nuclear reactor vessel.

原子力プラントの原子炉では、原子炉容器の外筒と該外筒内の内筒との間に壁冷構造を設けて多重円筒構造を形成し、それらによって構成されるアニュラス内には冷却用の液体ナトリウムが流れている構造を採用することがある。例えば特許文献1には、壁冷構造の上部に前縁が液体ナトリウムの下流自由表面の上部に位置する突起を設けた自励振動防止の壁冷構造が記載されている。また、この突起により下流プレナムの液体ナトリウムのスロッシング(液面揺動)に対して越流が効果的にエネルギーを与えることができなくなり、また、壁冷構造の剛性が増加し固有値が大きくなるため、自励振動を抑制する効果を有することが記載されている。   In a nuclear power plant reactor, a wall cooling structure is provided between an outer cylinder of a reactor vessel and an inner cylinder in the outer cylinder to form a multi-cylindrical structure, and an annulus constituted by them is used for cooling. A structure in which liquid sodium flows may be adopted. For example, Patent Literature 1 describes a self-excited vibration-preventing wall cooling structure in which a protrusion whose front edge is located above the downstream free surface of liquid sodium is provided at the top of the wall cooling structure. In addition, because of this protrusion, the overflow cannot effectively give energy to the sloshing (liquid level fluctuation) of the liquid sodium in the downstream plenum, and the rigidity of the wall cooling structure increases and the eigenvalue increases. It is described that it has the effect of suppressing self-excited vibration.

実用新案登録第2590279号公報Utility Model Registration No. 2590279

スロッシング(液面揺動)の振動は、周期的な振動を含むことから、さらなるスロッシングの振動による壁冷構造の自励振動を防止する必要があった。   Since sloshing (liquid level fluctuation) vibration includes periodic vibration, it is necessary to prevent self-excited vibration of the wall cooling structure due to further sloshing vibration.

本発明は、上述した課題を解決するものであり、スロッシングの振動による壁冷構造の自励振動を低減する原子炉容器を提供することを目的とする。   The present invention solves the above-described problems, and an object of the present invention is to provide a nuclear reactor vessel that reduces self-excited vibration of a wall cooling structure caused by sloshing vibration.

上述の目的を達成するために原子炉容器は、原子炉容器の外筒と、前記外筒の内側に配置される構造体であり、前記構造体と前記外筒との間隙にある冷却材が前記原子炉容器の内側へオーバーフローして乗り越える外側壁冷ライナと、前記外側壁冷ライナとの間でオーバーフローした前記冷却材を前記間隙に戻すための戻り流路を形成する内側壁冷ライナと、 オーバーフローした前記冷却材の一部、又は前記外側壁冷ライナと前記内側壁冷ライナとの間隙の前記冷却材の一部に接し、かつ前記外筒の周方向に複数配列された自励振動防止部材と、を含み、前記自励振動防止部材の配列が前記外筒の周方向に不規則な配列を含むことを特徴とする。   In order to achieve the above-described object, the reactor vessel is a structure disposed inside the outer tube of the reactor vessel and the outer tube, and a coolant in the gap between the structure and the outer tube. An outer wall cold liner that overflows over the inside of the reactor vessel, and an inner wall cold liner that forms a return flow path for returning the coolant that has overflowed between the outer wall cold liner and the gap; Self-excited vibration prevention that is in contact with a part of the coolant that has overflowed or a part of the coolant in the gap between the outer wall cooling liner and the inner wall cooling liner and that is arranged in the circumferential direction of the outer cylinder And the array of the self-excited vibration preventing members includes an irregular array in the circumferential direction of the outer cylinder.

これにより、外側壁冷ライナと内側壁冷ライナとの間の間隙における冷却材の液面へ降り注ぐ冷却材の滴下分布量が周方向で不均等となり、スロッシングの振動が発生しても周期的な変動となるおそれが低減される。あるいは、冷却材の落下エネルギーは減衰され、スロッシングが抑制される。このため壁冷構造である外側壁冷ライナ又は内側壁冷ライナの周期的な自励振動が低減される。   As a result, the distribution amount of the coolant falling on the coolant surface in the gap between the outer wall cooling liner and the inner wall cooling liner becomes uneven in the circumferential direction, and even if sloshing vibration occurs The risk of fluctuations is reduced. Or the fall energy of a coolant is attenuate | damped and sloshing is suppressed. For this reason, the periodic self-excited vibration of the outer wall cooling liner or the inner wall cooling liner which is the wall cooling structure is reduced.

本発明の望ましい態様として、前記自励振動防止部材に、オーバーフローした前記冷却材の一部が衝突することが好ましい。これにより、オーバーフローした冷却材の流れを変更できる。このため、流れが変更された冷却材は、衝突せずに落下する冷却材との間に落下量の時間差を生み出すことになる。また、自励振動防止部材が傘となり、外側壁冷ライナと内側壁冷ライナとの間の間隙に降り注ぐ冷却材の滴下分布量が周方向で不均等となる。その結果、スロッシングは、周期的な変動となりにくく、外側壁冷ライナ又は内側壁冷ライナが周期的な自励振動を起こすおそれを低減できる。   As a desirable mode of the present invention, it is preferable that a part of the overflowed coolant collides with the self-excited vibration preventing member. Thereby, the flow of the overflowing coolant can be changed. For this reason, the coolant whose flow has been changed creates a time difference in the amount of fall between the coolant falling without colliding. Further, the self-excited vibration preventing member serves as an umbrella, and the distribution amount of the coolant that falls into the gap between the outer wall cold liner and the inner wall cold liner becomes uneven in the circumferential direction. As a result, the sloshing is less likely to be periodically fluctuated, and the possibility that the outer wall cooling liner or the inner wall cooling liner causes periodic self-excited vibration can be reduced.

本発明の望ましい態様として、前記自励振動防止部材は、前記冷却材がオーバーフローする側における前記外側壁冷ライナの端部の一部に形成された複数の凸部であり、前記凸部間からオーバーフローした前記冷却材が前記原子炉容器の内側へ落下することが好ましい。これにより、外側壁冷ライナと内側壁冷ライナとの間の間隙に降り注ぐ冷却材の滴下分布量が周方向で不均等となる。その結果、スロッシングは、周期的な変動となりにくく、外側壁冷ライナ又は内側壁冷ライナが周期的な自励振動を起こすおそれを低減できる。   As a desirable mode of the present invention, the self-excited vibration preventing member is a plurality of convex portions formed at a part of an end portion of the outer wall cooling liner on a side where the coolant overflows, and from between the convex portions. It is preferable that the coolant that has overflowed falls to the inside of the reactor vessel. Thereby, the dripping distribution amount of the coolant that pours into the gap between the outer wall cold liner and the inner wall cold liner becomes uneven in the circumferential direction. As a result, the sloshing is less likely to be periodically fluctuated, and the possibility that the outer wall cooling liner or the inner wall cooling liner causes periodic self-excited vibration can be reduced.

本発明の望ましい態様として、前記自励振動防止部材は、前記外側壁冷ライナと前記内側壁冷ライナとの間隙における前記冷却材の液面近傍に配置された貫通孔を有する部材であることが好ましい。これにより、外側壁冷ライナと内側壁冷ライナとの間の間隙の上下変動の一部は、貫通孔を有する部材の貫通孔を冷却材が通過することで減衰する。その結果、スロッシングは、周期的な変動となりにくく、外側壁冷ライナ又は内側壁冷ライナが周期的な自励振動を起こすおそれを低減できる。   As a desirable mode of the present invention, the self-excited vibration preventing member is a member having a through hole arranged in the vicinity of the liquid level of the coolant in a gap between the outer wall cooling liner and the inner wall cooling liner. preferable. Thereby, a part of the vertical fluctuation of the gap between the outer wall cooling liner and the inner wall cooling liner is attenuated by the coolant passing through the through hole of the member having the through hole. As a result, the sloshing is less likely to be periodically fluctuated, and the possibility that the outer wall cooling liner or the inner wall cooling liner causes periodic self-excited vibration can be reduced.

本発明の望ましい態様として、前記自励振動防止部材は、前記外側壁冷ライナと前記内側壁冷ライナとの間隙における前記冷却材の液面を覆う貫通孔を有する部材であることが好ましい。これにより、オーバーフローした冷却材の一部が一度、貫通孔を有する部材に衝突し、冷却材を一部貫通孔に通過させる。これにより、冷却材の落下エネルギーは減衰され、スロッシングが抑制される。また、冷却材の液面の上下変動の一部は、貫通孔を冷却材が通過することで減衰する。このため、よりスロッシングが抑制される。   As a desirable mode of the present invention, the self-excited vibration preventing member is preferably a member having a through hole that covers a liquid surface of the coolant in a gap between the outer wall cooling liner and the inner wall cooling liner. Thereby, a part of the overflowing coolant once collides with the member having the through hole, and the coolant is partially passed through the through hole. Thereby, the fall energy of a coolant is attenuated and sloshing is suppressed. Further, part of the vertical fluctuation of the coolant level is attenuated by the coolant passing through the through hole. For this reason, sloshing is suppressed more.

本発明の望ましい態様として、前記自励振動防止部材は、前記外側壁冷ライナと前記内側壁冷ライナの間で径方向へ延び、かつ前記外側壁冷ライナと前記内側壁冷ライナとの間隙における前記冷却材の液面の一部を遮る板部材であることが好ましい。これにより、外側壁冷ライナと内側壁冷ライナとの間の間隙で発生するスロッシングの遮蔽具合を周方向又は径方向で不均等とすることができる。その結果、スロッシングは、周期的な変動となりにくく、外側壁冷ライナ又は内側壁冷ライナが周期的な自励振動を起こすおそれを低減できる。   As a desirable mode of the present invention, the self-excited vibration preventing member extends in a radial direction between the outer wall cooling liner and the inner wall cooling liner, and in a gap between the outer wall cooling liner and the inner wall cooling liner. The plate member is preferably a plate member that blocks a part of the liquid surface of the coolant. Thereby, the shielding of the sloshing generated in the gap between the outer wall cooling liner and the inner wall cooling liner can be made uneven in the circumferential direction or the radial direction. As a result, the sloshing is less likely to be periodically fluctuated, and the possibility that the outer wall cooling liner or the inner wall cooling liner causes periodic self-excited vibration can be reduced.

上述の目的を達成するために原子炉容器は、原子炉容器の外筒と、前記外筒の内側に配置される構造体であり、前記構造体と前記外筒との間隙にある冷却材の液面が前記原子炉容器の内側へオーバーフローして乗り越える外側壁冷ライナと、前記外側壁冷ライナとの間でオーバーフローした前記冷却材を前記間隙に戻すための戻り流路を形成する内側壁冷ライナと、を含み、前記外側壁冷ライナと前記内側壁冷ライナとの間隙における前記冷却材の液面の少なくとも一部を遮る自励振動防止部材を有することを特徴とする。   In order to achieve the above-described object, the reactor vessel is a structure disposed inside the outer tube of the reactor vessel and the outer tube, and the coolant in the gap between the structure and the outer tube. An outer wall cooling liner whose liquid level overflows to the inside of the reactor vessel and an inner wall cooling that forms a return flow path for returning the coolant that has overflowed between the outer wall cooling liner to the gap. And a self-excited vibration preventing member that blocks at least a part of a liquid level of the coolant in a gap between the outer wall cooling liner and the inner wall cooling liner.

これにより、外側壁冷ライナと内側壁冷ライナとの間の間隙における冷却材の液面で発生するスロッシングの遮蔽をし、スロッシングのエネルギーを減衰できる。その結果、外側壁冷ライナ又は内側壁冷ライナが周期的な自励振動を起こすおそれを低減できる。   Thereby, the sloshing generated at the coolant level in the gap between the outer wall cooling liner and the inner wall cooling liner can be shielded, and the sloshing energy can be attenuated. As a result, it is possible to reduce the possibility that the outer wall cooling liner or the inner wall cooling liner causes periodic self-excited vibration.

本発明によれば、スロッシングの振動による壁冷構造の自励振動を低減する原子炉容器を提供することができる。   ADVANTAGE OF THE INVENTION According to this invention, the nuclear reactor vessel which reduces the self-excited vibration of the wall cooling structure by vibration of sloshing can be provided.

図1は、原子力プラントの原子炉容器を模式的に示す説明図である。FIG. 1 is an explanatory diagram schematically showing a nuclear reactor vessel of a nuclear power plant. 図2は、実施形態1の自励振動防止部材の構成を示す斜視図である。FIG. 2 is a perspective view showing the configuration of the self-excited vibration preventing member of the first embodiment. 図3は、図2の平面図である。FIG. 3 is a plan view of FIG. 図4は、実施形態2の自励振動防止部材の構成を示す斜視図である。FIG. 4 is a perspective view showing the configuration of the self-excited vibration preventing member of the second embodiment. 図5は、図4の平面図である。FIG. 5 is a plan view of FIG. 図6は、実施形態3の自励振動防止部材の構成を示す斜視図である。FIG. 6 is a perspective view showing the configuration of the self-excited vibration preventing member of the third embodiment. 図7は、図6の平面図である。FIG. 7 is a plan view of FIG. 図8は、実施形態3の自励振動防止部材の構成を示す斜視図である。FIG. 8 is a perspective view showing the configuration of the self-excited vibration preventing member of the third embodiment. 図9は、図8の平面図である。FIG. 9 is a plan view of FIG.

本発明を実施するための形態(実施形態)につき、図面を参照しつつ詳細に説明する。以下の実施形態に記載した内容により本発明が限定されるものではない。また、以下に記載した構成要素には、当業者が容易に想定できるもの、実質的に同一のものが含まれる。さらに、以下に記載した構成要素は適宜組み合わせることが可能である。   DESCRIPTION OF EMBODIMENTS Embodiments (embodiments) for carrying out the present invention will be described in detail with reference to the drawings. The present invention is not limited by the contents described in the following embodiments. The constituent elements described below include those that can be easily assumed by those skilled in the art and those that are substantially the same. Furthermore, the constituent elements described below can be appropriately combined.

(実施形態1)
図1は、原子力プラントの原子炉容器を模式的に示す説明図である。原子力プラントには、例えば、液体ナトリウム等の液体金属で原子炉炉心を冷却する高速炉型原子炉がある。高速炉型原子炉は、液体ナトリウム−水反応による影響を回避するために、1次ナトリウム系と2次ナトリウム系とを設けており、この2系統間の熱交換を行なう中間熱交換器を有する。2次ナトリウムの熱は蒸気発生器において水に伝えられて蒸気を発生させる。そして、この蒸気が蒸気タービンに供給されることにより、蒸気タービンが駆動されて発電機に動力が供給される。
(Embodiment 1)
FIG. 1 is an explanatory diagram schematically showing a nuclear reactor vessel of a nuclear power plant. In a nuclear power plant, for example, there is a fast reactor type reactor that cools a reactor core with a liquid metal such as liquid sodium. In order to avoid the influence of the liquid sodium-water reaction, the fast reactor type reactor is provided with a primary sodium system and a secondary sodium system, and has an intermediate heat exchanger that performs heat exchange between the two systems. . The heat of secondary sodium is transferred to water in a steam generator to generate steam. Then, when the steam is supplied to the steam turbine, the steam turbine is driven to supply power to the generator.

図1に示す原子力プラントの原子炉容器は、高速炉型原子炉の原子炉容器である。原子炉容器1は、中心軸Oを中心に円筒形である。図1では、原子炉容器1は、中心軸Oを対称軸としているので、一部を省略した部分断面図で示してある。図1に示す原子炉容器1は、炉心構造物11と、外筒13と、内側壁冷ライナ19と、外側壁冷ライナ17と、下部プレナム21と、下部中間プレナム23と、外側アニュラス25と、内側アニュラス27と、上部中間プレナム31と、上部プレナム33と、入口フローホール41、出口フローホール42、冷却材流路F1、F2、F3、F4、F5、F6、F7とを含んでいる。   The reactor vessel of the nuclear power plant shown in FIG. 1 is a reactor vessel of a fast reactor type reactor. The nuclear reactor vessel 1 has a cylindrical shape around the central axis O. In FIG. 1, the reactor vessel 1 has a central axis O as an axis of symmetry, and thus is shown in a partial cross-sectional view with a part omitted. A reactor vessel 1 shown in FIG. 1 includes a core structure 11, an outer cylinder 13, an inner wall cooling liner 19, an outer wall cooling liner 17, a lower plenum 21, a lower intermediate plenum 23, and an outer annulus 25. , An inner annulus 27, an upper intermediate plenum 31, an upper plenum 33, an inlet flow hole 41, an outlet flow hole 42, and coolant flow paths F1, F2, F3, F4, F5, F6, and F7.

炉心構造物11は、燃料棒を含み、燃料棒にはPu−U混合酸化物等のペレットが含まれる。原子炉を運転することで、炉心構造物11内のPuを増殖することができる。外筒13は、略円筒形状をしており、内部に炉心構造物11を保持できる。   The core structure 11 includes fuel rods, and the fuel rods include pellets such as Pu-U mixed oxide. By operating the nuclear reactor, Pu in the core structure 11 can be propagated. The outer cylinder 13 has a substantially cylindrical shape and can hold the core structure 11 therein.

外側壁冷ライナ17は、外筒13の内周に所定間隔を有して形成される円筒形状である。これにより、外側壁冷ライナ17は、液体ナトリウム等の液体金属である冷却材を外筒13との環状の間隙である外側アニュラス25で保持できる。内側壁冷ライナ19は、外側壁冷ライナ17の内周に所定間隔を有して形成される円筒形状である。内側壁冷ライナ19は、冷却材を外側壁冷ライナ17との環状の間隙である内側アニュラス27で保持できる。これにより、内側アニュラス27は、冷却材の戻り流路となる。なお、内側壁冷ライナ19と、外側壁冷ライナ17との間の内側アニュラス27には、冷却材の流れを整流する整流板が挿入されてもよい。また、外側壁冷ライナ17又は内側壁冷ライナ19は、壁冷構造となる。   The outer side wall cooling liner 17 has a cylindrical shape formed at a predetermined interval on the inner periphery of the outer cylinder 13. Thereby, the outer wall cooling liner 17 can hold the coolant, which is a liquid metal such as liquid sodium, by the outer annulus 25 that is an annular gap with the outer cylinder 13. The inner wall cold liner 19 has a cylindrical shape formed at a predetermined interval on the inner periphery of the outer wall cold liner 17. The inner wall cold liner 19 can hold the coolant with an inner annulus 27 that is an annular gap with the outer wall cold liner 17. As a result, the inner annulus 27 becomes a return flow path for the coolant. A rectifying plate that rectifies the flow of the coolant may be inserted into the inner annulus 27 between the inner wall cooling liner 19 and the outer wall cooling liner 17. Further, the outer wall cooling liner 17 or the inner wall cooling liner 19 has a wall cooling structure.

下部プレナム21と、下部中間プレナム23と、上部中間プレナム31と、上部プレナム33とは、原子炉容器1内で冷却材を炉心構造物11周囲へ流通させる空間である。炉心構造物11は、下部プレナム21と上部プレナム33とに上下に挟み込むように配置されている。中間熱交換器から供給された冷却材は、下部プレナム21に供給されている。また、上部プレナム33の冷却材は、中間熱交換器へ供給されている。下部中間プレナム23と、上部中間プレナム31とは、下部プレナム21から上部プレナム33への冷却材の流路の中間に設けられた空間であり、冷却材の流路に応じて省略可能である。入口フローホール41は、下部中間プレナム23と、外側アニュラス25とを繋ぐ孔である。出口フローホール42は、内側アニュラス27と、上部中間プレナム31とを繋ぐ孔である。   The lower plenum 21, the lower intermediate plenum 23, the upper intermediate plenum 31, and the upper plenum 33 are spaces through which the coolant flows around the core structure 11 in the reactor vessel 1. The core structure 11 is disposed so as to be sandwiched between the lower plenum 21 and the upper plenum 33. The coolant supplied from the intermediate heat exchanger is supplied to the lower plenum 21. The coolant of the upper plenum 33 is supplied to the intermediate heat exchanger. The lower intermediate plenum 23 and the upper intermediate plenum 31 are spaces provided in the middle of the coolant flow path from the lower plenum 21 to the upper plenum 33 and can be omitted depending on the coolant flow path. The inlet flow hole 41 is a hole that connects the lower intermediate plenum 23 and the outer annulus 25. The outlet flow hole 42 is a hole that connects the inner annulus 27 and the upper intermediate plenum 31.

次に、図1に示す原子炉容器1の冷却材の流路について説明する。冷却材流路F1、F2、F3、F4、F5、F6、F7は、原子炉容器1内の冷却材を循環させる流路系である。冷却材流路F1は、下部プレナム21から下部中間プレナム23へ冷却材を搬送する流路である。冷却材流路F2は、下部中間プレナム23から入口フローホール41を介して外側アニュラス25へ冷却材を搬送する流路である。冷却材流路F3は、外側アニュラス25内の冷却材を液面方向へ搬送する流路である。冷却材流路F4は、外側アニュラス25内の冷却材の液面が原子炉容器1の内側へオーバーフローして、冷却材が外側壁冷ライナ17を乗り越える冷却材のオーバーフロー流路(越流)である。冷却材流路F5は、内側アニュラス27内の冷却材が内側アニュラス27内の液面から遠ざかる方向へ冷却材を搬送する流路である。冷却材流路F6は内側アニュラス27から出口フローホール42を介して上部中間プレナム31へ冷却材を搬送する流路である。冷却材流路F7は、上部中間プレナム31から上部プレナム33へ冷却材を搬送する流路である。原子炉容器1は、冷却材を循環させる流路系を有することにより、炉心構造物11により加熱された冷却材を原子炉容器1内で循環させることができる。これにより、原子炉容器1内での熱分布が調整され、原子炉容器1に生じる熱応力が緩和される。   Next, the coolant flow path of the reactor vessel 1 shown in FIG. 1 will be described. The coolant channels F 1, F 2, F 3, F 4, F 5, F 6, and F 7 are channel systems that circulate the coolant in the reactor vessel 1. The coolant channel F1 is a channel for conveying the coolant from the lower plenum 21 to the lower intermediate plenum 23. The coolant flow path F <b> 2 is a flow path for transporting the coolant from the lower intermediate plenum 23 to the outer annulus 25 via the inlet flow hole 41. The coolant channel F3 is a channel for conveying the coolant in the outer annulus 25 in the liquid surface direction. The coolant channel F4 is a coolant overflow channel (overflow) in which the coolant level in the outer annulus 25 overflows to the inside of the reactor vessel 1 and the coolant passes over the outer wall cooling liner 17. is there. The coolant channel F5 is a channel for transporting the coolant in a direction in which the coolant in the inner annulus 27 moves away from the liquid surface in the inner annulus 27. The coolant flow path F6 is a flow path for transporting the coolant from the inner annulus 27 to the upper intermediate plenum 31 via the outlet flow hole 42. The coolant channel F7 is a channel for conveying the coolant from the upper intermediate plenum 31 to the upper plenum 33. The reactor vessel 1 has a flow path system for circulating the coolant, so that the coolant heated by the core structure 11 can be circulated in the reactor vessel 1. Thereby, the heat distribution in the reactor vessel 1 is adjusted, and the thermal stress generated in the reactor vessel 1 is relaxed.

図2は、実施形態1の自励振動防止部材の構成を示す斜視図である。図3は、図2の平面図である。図2に示すように、外側壁冷ライナ17は、内側アニュラス27側の壁面に自励振動防止部材51、52、53を有している。   FIG. 2 is a perspective view showing the configuration of the self-excited vibration preventing member of the first embodiment. FIG. 3 is a plan view of FIG. As shown in FIG. 2, the outer wall cooling liner 17 has self-excited vibration preventing members 51, 52, 53 on the wall surface on the inner annulus 27 side.

自励振動防止部材51、52、53は、平板状である。自励振動防止部材51、52、53は、図3に示す原子炉容器1の外筒13の周方向と平行な周方向Cに、間隔をあけて配置されている。自励振動防止部材51、52、53の周方向Cの幅は、それぞれ幅w1、w2、w3である。自励振動防止部材51と自励振動防止部材52の間隔は、間隔t1である。自励振動防止部材52と自励振動防止部材53の間隔は、間隔t2である。   The self-excited vibration preventing members 51, 52 and 53 have a flat plate shape. The self-excited vibration preventing members 51, 52, 53 are arranged at intervals in a circumferential direction C parallel to the circumferential direction of the outer cylinder 13 of the reactor vessel 1 shown in FIG. The widths in the circumferential direction C of the self-excited vibration preventing members 51, 52, and 53 are widths w1, w2, and w3, respectively. The interval between the self-excited vibration preventing member 51 and the self-excited vibration preventing member 52 is an interval t1. The interval between the self-excited vibration preventing member 52 and the self-excited vibration preventing member 53 is an interval t2.

図2に示す冷却材流路F4は、上述したように、外側アニュラス25内の冷却材の液面が原子炉容器1の内側へオーバーフローして、冷却材が外側壁冷ライナ17を乗り越える冷却材のオーバーフロー流路(越流)である。本実施形態の自励振動防止部材51、52、53には、外側壁冷ライナ17を乗り越え、落下する冷却材の一部が衝突する。これにより、冷却材の流れは、図2に示す冷却材流路F11のように、自励振動防止部材51、52、53に沿って変更され、自励振動防止部材51、52、53に衝突せずに落下する冷却材との間に落下量の時間差を生み出すことになる。また、自励振動防止部材51、52、53が傘となり、内側アニュラス27へ降り注ぐ冷却材の滴下分布量が内側アニュラス27の周方向Cで不均等となる。   As described above, the coolant flow path F4 shown in FIG. 2 is a coolant in which the coolant level in the outer annulus 25 overflows to the inside of the reactor vessel 1 and the coolant passes over the outer wall cooling liner 17. Overflow channel (overflow). The self-excited vibration preventing members 51, 52, and 53 of the present embodiment collide with a part of the coolant that falls over the outer wall cooling liner 17 and falls. Thereby, the flow of the coolant is changed along the self-excited vibration preventing members 51, 52, 53 as in the coolant flow path F11 shown in FIG. 2, and collides with the self-excited vibration preventing members 51, 52, 53. This will create a time difference in the amount of fall with the coolant that falls without it. In addition, the self-excited vibration preventing members 51, 52, and 53 serve as umbrellas, and the amount of the coolant dropped onto the inner annulus 27 becomes uneven in the circumferential direction C of the inner annulus 27.

内側アニュラス27へ降り注ぐ冷却材の滴下分布量を周方向Cに沿って不均等とするために、自励振動防止部材51、52、53の配列は、原子炉容器1の外筒13の周方向Cに不規則な配列を含むことが好ましい。図3に示すように、自励振動防止部材51、52、53は、幅w1、w2、w3が同じ場合、間隔t1、t2が異なるように配置される。自励振動防止部材51、52、53は、原子炉容器1の外筒13の周方向Cに不等間隔で配置される。又は、自励振動防止部材51、52、53は、間隔t1、t2が同じ場合、幅w1、w2、w3が異なるように配置される。自励振動防止部材51、52、53は、原子炉容器1の外筒13の周方向Cに不等幅で配置される。あるいは、自励振動防止部材51、52、53は、幅w1、w2、w3及び、間隔t1、t2がそれぞれ異なるように配置されていてもよい。なお、図2及び図3に例示した自励振動防止部材の配列は、原子炉容器1の外筒13の周方向Cの全周のいずれかに不規則な配列を含んでいればよい。   The arrangement of the self-excited vibration preventing members 51, 52, 53 is arranged in the circumferential direction of the outer cylinder 13 of the nuclear reactor vessel 1 in order to make the distribution amount of the coolant falling on the inner annulus 27 uneven along the circumferential direction C. C preferably contains an irregular arrangement. As shown in FIG. 3, when the widths w1, w2, and w3 are the same, the self-excited vibration preventing members 51, 52, and 53 are arranged so that the intervals t1 and t2 are different. The self-excited vibration preventing members 51, 52, 53 are arranged at unequal intervals in the circumferential direction C of the outer cylinder 13 of the reactor vessel 1. Alternatively, the self-excited vibration preventing members 51, 52, and 53 are arranged so that the widths w1, w2, and w3 are different when the intervals t1 and t2 are the same. The self-excited vibration preventing members 51, 52 and 53 are arranged with unequal widths in the circumferential direction C of the outer cylinder 13 of the nuclear reactor vessel 1. Alternatively, the self-excited vibration preventing members 51, 52, 53 may be arranged such that the widths w1, w2, w3 and the intervals t1, t2 are different from each other. Note that the arrangement of the self-excited vibration preventing members illustrated in FIGS. 2 and 3 only needs to include an irregular arrangement on any of the entire circumference in the circumferential direction C of the outer cylinder 13 of the nuclear reactor vessel 1.

以上説明したように、本実施形態の原子炉容器は、原子炉容器1の外筒13と、外筒13の内側に配置される構造体であり、前記構造体と外筒13との間隙にある外側アニュラス25内の冷却材の液面が原子炉容器1の内側へオーバーフローして乗り越える外側壁冷ライナ17と、外側壁冷ライナ17との間でオーバーフローした前記冷却材を前記間隙である内側アニュラス27に戻すための戻り流路を形成する内側壁冷ライナ19と、オーバーフローした冷却材の一部に接し、かつ外筒13の周方向Cに複数配列された外側壁冷ライナ17の自励振動防止部材51、52、53と、を含み、自励振動防止部材51、52、53の配列が原子炉容器1の外筒13の周方向Cに不規則な配列を含んでいる。   As described above, the reactor vessel of the present embodiment is the outer cylinder 13 of the nuclear reactor vessel 1 and the structure disposed inside the outer cylinder 13, and is located in the gap between the structure and the outer cylinder 13. The coolant that overflows between the outer wall cooling liner 17 and the outer wall cooling liner 17 where the coolant level in an outer annulus 25 overflows and enters the inside of the reactor vessel 1 is the inner space that is the gap. Self-excitation of an inner wall cooling liner 19 that forms a return channel for returning to the annulus 27 and a plurality of outer wall cooling liners 17 that are in contact with a part of the overflowed coolant and arranged in the circumferential direction C of the outer cylinder 13 The vibration preventing members 51, 52, 53 are included, and the arrangement of the self-excited vibration preventing members 51, 52, 53 includes an irregular arrangement in the circumferential direction C of the outer cylinder 13 of the reactor vessel 1.

液体ナトリウム等の冷却材の液面のスロッシング(液面揺動)は、冷却材流路F4及び冷却材流路F11により発生する。ここで、内側アニュラス27へ降り注ぐ冷却材の滴下分布量が内側アニュラス27の周方向Cで不均等なため、スロッシングは、周期的な変動となりにくく、外側壁冷ライナ17又は内側壁冷ライナ19が周期的な自励振動を起こすおそれを低減できる。   Sloshing (liquid level fluctuation) of the coolant such as liquid sodium is generated by the coolant channel F4 and the coolant channel F11. Here, since the distribution amount of the coolant that falls on the inner annulus 27 is uneven in the circumferential direction C of the inner annulus 27, the sloshing is less likely to be periodically fluctuated, and the outer wall cooling liner 17 or the inner wall cooling liner 19 The risk of causing periodic self-excited vibration can be reduced.

自励振動防止部材51、52、53には、落下するオーバーフローした冷却材の一部が衝突する。これにより、自励振動防止部材51、52、53が傘となり、内側アニュラス27へ降り注ぐ冷却材の滴下分布量が内側アニュラス27の周方向Cで不均等となる。例えば、自励振動防止部材51、52、53を複数の貫通孔を有する多孔質板で形成すると、自励振動防止部材51、52、53へ衝突した冷却材の一部が自励振動防止部材51、52、53を通過し、内側アニュラス27へ滴下できる。これにより、内側アニュラス27へ降り注ぐ冷却材の滴下分布量が内側アニュラス27の周方向Cで不均等となる。なお、貫通孔は、冷却材の自由落下方向に平行に形成されていることが好ましい。   A part of the overflowing coolant that falls falls on the self-excited vibration preventing members 51, 52, and 53. As a result, the self-excited vibration preventing members 51, 52, 53 serve as umbrellas, and the amount of the coolant dropped onto the inner annulus 27 becomes uneven in the circumferential direction C of the inner annulus 27. For example, when the self-excited vibration preventing members 51, 52, 53 are formed of a porous plate having a plurality of through holes, a part of the coolant that collides with the self-excited vibration preventing members 51, 52, 53 is self-excited vibration preventing member. It can pass through 51, 52, 53 and can be dropped onto the inner annulus 27. As a result, the distribution amount of the coolant dropped onto the inner annulus 27 becomes uneven in the circumferential direction C of the inner annulus 27. The through hole is preferably formed in parallel with the free fall direction of the coolant.

(実施形態2)
図4は、実施形態2の自励振動防止部材の構成を示す斜視図である。図5は、図4の平面図である。本実施形態に係る原子炉容器2は、自励振動防止部材が外側壁冷ライナの冷却材液面側の端部の一部に形成された複数の凸部であり、この凸部間からオーバーフローした冷却材が原子炉容器の内側へ落下することに特徴がある。次の説明においては、実施形態1で説明したものと同じ構成要素には同一の符号を付して、重複する説明は省略する。
(Embodiment 2)
FIG. 4 is a perspective view showing the configuration of the self-excited vibration preventing member of the second embodiment. FIG. 5 is a plan view of FIG. In the reactor vessel 2 according to the present embodiment, the self-excited vibration preventing member is a plurality of convex portions formed at a part of the end portion on the coolant liquid surface side of the outer wall cooling liner, and overflows from between the convex portions. The feature is that the cooled coolant falls to the inside of the reactor vessel. In the following description, the same components as those described in the first embodiment are denoted by the same reference numerals, and redundant descriptions are omitted.

図4に示すように、外側壁冷ライナ17は、冷却材がオーバーフローする端部を凹凸形状とし、外側壁冷ライナ17のオーバーフローする端部に形成された切り欠き61、62、63、64を有している。切り欠き61は、凸部65と、凸部66とに挟まれた空間である。切り欠き62は、凸部66と、凸部67とに挟まれた空間である。切り欠き63は、凸部67と、凸部68とに挟まれた空間である。切り欠き64は、凸部68と、凸部69とに挟まれた空間である。   As shown in FIG. 4, the outer wall cooling liner 17 has an uneven shape at the end where the coolant overflows, and has notches 61, 62, 63, 64 formed at the overflowing end of the outer wall cooling liner 17. Have. The notch 61 is a space sandwiched between the convex portion 65 and the convex portion 66. The notch 62 is a space sandwiched between the convex portion 66 and the convex portion 67. The notch 63 is a space sandwiched between the convex portion 67 and the convex portion 68. The notch 64 is a space sandwiched between the convex portion 68 and the convex portion 69.

切り欠き61、62、63、64は、凸部65、66、67、68、69の頂部に対して低いため、外側アニュラス25内の冷却材の液面に近くなる。このため、外側アニュラス25内の冷却材が切り欠き61、62、63、64を凸部65、66、67、68、69より優先して越え、内側アニュラス27へ冷却材が落下する。切り欠き61、62、63、64は、図5に示す原子炉容器2の外筒13の周方向と平行な周方向Cに、間隔をあけて配置されている。切り欠き61の周方向Cの幅は、幅w11である。切り欠き62の周方向Cの幅は、幅w12である。切り欠き63の周方向Cの幅は、幅w13である。切り欠き64の周方向Cの幅は、幅w14である。切り欠き61と切り欠き62の間隔である凸部66の幅は、幅t11である。切り欠き62と切り欠き63の間隔である凸部67の幅は、幅t12である。切り欠き63と切り欠き64の間隔である凸部68の幅は、幅t13である。   Since the notches 61, 62, 63, 64 are lower than the tops of the convex portions 65, 66, 67, 68, 69, they are close to the coolant level in the outer annulus 25. For this reason, the coolant in the outer annulus 25 exceeds the notches 61, 62, 63, 64 in preference to the convex portions 65, 66, 67, 68, 69, and the coolant falls to the inner annulus 27. The notches 61, 62, 63, 64 are arranged at intervals in a circumferential direction C parallel to the circumferential direction of the outer cylinder 13 of the reactor vessel 2 shown in FIG. The width in the circumferential direction C of the notch 61 is a width w11. The width in the circumferential direction C of the notch 62 is a width w12. The width in the circumferential direction C of the notch 63 is a width w13. The width in the circumferential direction C of the notch 64 is a width w14. The width of the projection 66, which is the distance between the notch 61 and the notch 62, is a width t11. The width of the convex portion 67 that is the distance between the notch 62 and the notch 63 is a width t12. The width of the convex portion 68 that is the distance between the notch 63 and the notch 64 is a width t13.

図4に示す冷却材流路F4は、上述したように、外側アニュラス25内の冷却材の液面が原子炉容器2の内側へ自励振動防止部材である凸部65、66、67、68、69の間である切り欠き61、62、63、64をオーバーフローして、冷却材が外側壁冷ライナ17を乗り越える冷却材のオーバーフロー流路(越流)である。これにより、冷却材の流れは、自励振動防止部材である凸部65、66、67、68、69の配置に沿って変更され、落下する冷却材との間に落下量の時間差を生み出すことになる。また、自励振動防止部材である凸部間の切り欠き61、62、63、64に優先してオーバーフローすることとなり、内側アニュラス27へ降り注ぐ冷却材の滴下分布量が内側アニュラス27の周方向Cで不均等となる。   As described above, the coolant flow path F4 shown in FIG. 4 has the convex portions 65, 66, 67, 68 in which the coolant level in the outer annulus 25 is a self-excited vibration preventing member inside the reactor vessel 2. , 69 overflows the notches 61, 62, 63, 64, and the coolant flows over the outer wall cooling liner 17 (overflow). As a result, the flow of the coolant is changed along the arrangement of the convex portions 65, 66, 67, 68, 69 which are self-excited vibration preventing members, and a time difference in the amount of fall between the coolant and the falling coolant is generated. become. In addition, it overflows in preference to the notches 61, 62, 63, 64 between the convex portions, which are self-excited vibration preventing members, and the amount of the coolant dropped onto the inner annulus 27 is reduced in the circumferential direction C of the inner annulus 27. Becomes unequal.

内側アニュラス27へ降り注ぐ冷却材の滴下分布量を周方向Cに沿って不均等とするために、自励振動防止部材である凸部65、66、67、68、69の配列は、原子炉容器2の外筒13の周方向Cに不規則な配列を含んでいることが好ましい。凸部66、67、68は、切り欠きの幅w11、w12、w13、w14がそれぞれ同じ場合、凸部の幅t11、t12、t13がそれぞれ異なるように配置される。又は、凸部66、67、68は、凸部の幅t11、t12、t13がそれぞれ同じ場合、切り欠きの幅w11、w12、w13、w14がそれぞれ異なるように配置される。あるいは、凸部66、67、68は、切り欠きの幅w11、w12、w13、w14及び、凸部の幅t11、t12、t13がそれぞれ異なるように配置されていてもよい。凸部65、69についても同様である。なお、図4及び図5に例示した自励振動防止部材の配列は、原子炉容器2の外筒13の周方向Cの全周のいずれかに不規則な配列を含んでいればよい。   In order to make the amount of distribution of the coolant dropped onto the inner annulus 27 non-uniform along the circumferential direction C, the arrangement of the convex portions 65, 66, 67, 68, 69, which are self-excited vibration preventing members, is It is preferable that an irregular arrangement is included in the circumferential direction C of the two outer cylinders 13. The convex portions 66, 67, and 68 are arranged so that the widths t11, t12, and t13 of the convex portions are different when the notch widths w11, w12, w13, and w14 are the same. Alternatively, the protrusions 66, 67, and 68 are arranged so that the notch widths w11, w12, w13, and w14 are different when the protrusions have the same widths t11, t12, and t13. Or convex part 66, 67, 68 may be arrange | positioned so that notch width w11, w12, w13, w14 and convex part width t11, t12, t13 may each differ. The same applies to the convex portions 65 and 69. Note that the arrangement of the self-excited vibration preventing members illustrated in FIGS. 4 and 5 may include an irregular arrangement on any of the entire circumferences in the circumferential direction C of the outer cylinder 13 of the reactor vessel 2.

以上説明したように、本実施形態の原子炉容器は、原子炉容器2の外筒13と、外筒13の内側に配置される構造体であり、前記構造体と外筒13との間隙にある外側アニュラス25内の冷却材の液面が原子炉容器2の内側へオーバーフローして乗り越える外側壁冷ライナ17と、外側壁冷ライナ17との間でオーバーフローした前記冷却材を前記間隙である内側アニュラス27に戻すための戻り流路を形成する内側壁冷ライナ19と、オーバーフローした冷却材の一部に切り欠き61、62、63、64で接し、かつ外筒13の周方向Cに複数配列された自励振動防止部材である凸部65、66、67、68、69と、を含み、自励振動防止部材である凸部65、66、67、68、69の配列が原子炉容器2の外筒13の周方向Cに不規則な配列を含んでいる。   As described above, the reactor vessel of the present embodiment is a structure disposed inside the outer tube 13 of the reactor vessel 2 and the outer tube 13, and in the gap between the structure and the outer tube 13. The coolant that overflows between the outer wall cooling liner 17 and the outer wall cooling liner 17 where the liquid level of the coolant in the outer annulus 25 overflows and enters the inside of the reactor vessel 2 is the inner space that is the gap. The inner wall cooling liner 19 forming a return flow path for returning to the annulus 27 is in contact with a part of the overflowed coolant at the notches 61, 62, 63, 64 and is arranged in the circumferential direction C of the outer cylinder 13. Including the convex portions 65, 66, 67, 68, 69 that are the self-excited vibration preventing members, and the arrangement of the convex portions 65, 66, 67, 68, 69 that are the self-excited vibration preventing members is the reactor vessel 2 Irregular in the circumferential direction C of the outer cylinder 13 It contains the Do array.

液体ナトリウム等の冷却材の液面のスロッシングは、冷却材流路F4により発生する。内側アニュラス27へ降り注ぐ冷却材の滴下分布量が内側アニュラス27の周方向Cで不均等なため、スロッシングは、周期的な変動となりにくく、外側壁冷ライナ17又は内側壁冷ライナ19が周期的な自励振動を起こすおそれを低減できる。   The sloshing of the liquid level of the coolant such as liquid sodium is generated by the coolant channel F4. Since the distribution amount of the coolant that pours into the inner annulus 27 is uneven in the circumferential direction C of the inner annulus 27, the sloshing is less likely to be periodically varied, and the outer wall cooling liner 17 or the inner wall cooling liner 19 is periodic. The possibility of causing self-excited vibration can be reduced.

自励振動防止部材は、外側壁冷ライナ17の冷却材液面側の端部の一部に形成された複数の凸部65、66、67、68、69であり、凸部間である切り欠き61、62、63、64からオーバーフローした冷却材が原子炉容器2の内側へ落下する。これにより、内側アニュラス27へ降り注ぐ冷却材の滴下分布量が内側アニュラス27の周方向Cで不均等となる。   The self-excited vibration preventing member is a plurality of convex portions 65, 66, 67, 68, 69 formed at a part of the end portion on the coolant liquid surface side of the outer wall cooling liner 17, and a cut between the convex portions. The coolant that has overflowed from the notches 61, 62, 63, 64 falls into the reactor vessel 2. As a result, the distribution amount of the coolant dropped onto the inner annulus 27 becomes uneven in the circumferential direction C of the inner annulus 27.

(実施形態3)
図6は、実施形態3の自励振動防止部材の構成を示す斜視図である。図7は、図6の平面図である。本実施形態に係る原子炉容器3は、自励振動防止部材が外側壁冷ライナと内側壁冷ライナとの間隙における冷却材の液面近傍に配置した複数の貫通孔を有する部材であることに特徴がある。次の説明においては、上述した実施形態で説明したものと同じ構成要素には同一の符号を付して、重複する説明は省略する。
(Embodiment 3)
FIG. 6 is a perspective view showing the configuration of the self-excited vibration preventing member of the third embodiment. FIG. 7 is a plan view of FIG. The reactor vessel 3 according to the present embodiment is a member in which the self-excited vibration preventing member has a plurality of through holes arranged in the vicinity of the coolant level in the gap between the outer wall cold liner and the inner wall cold liner. There are features. In the following description, the same components as those described in the above-described embodiment are denoted by the same reference numerals, and redundant description is omitted.

図6及び図7に示すように、自励振動防止部材である多孔板71、72、73は、外側壁冷ライナ17からオーバーフローする冷却材の一部を通過可能としている。多孔板71、72、73は、複数の貫通孔を有する部材である。励振動防止部材である多孔板71、72、73は、外側壁冷ライナ17と内側壁冷ライナと19の間隙における冷却材の液面よりも下に埋没されている。冷却材の液面の上下変動の一部は、多孔板71、72、73の貫通孔を冷却材が通過することで減衰する。このためスロッシングが抑制される。多孔板71、72、73は、本実施形態では板状部材であるが、球状でも円筒状でも良い。貫通孔は、スロッシングがない場合の冷却材の液面に垂直(冷却材の自由落下方向と平行)に形成されることがこのましい。これにより、冷却材が通過しやすくなる。   As shown in FIGS. 6 and 7, the perforated plates 71, 72, 73 that are self-excited vibration preventing members can pass a part of the coolant overflowing from the outer wall cooling liner 17. The perforated plates 71, 72, 73 are members having a plurality of through holes. The perforated plates 71, 72, 73 which are excitation vibration preventing members are buried below the coolant level in the gap between the outer wall cold liner 17 and the inner wall cold liner 19. A part of the vertical fluctuation of the coolant level is attenuated by the coolant passing through the through holes of the perforated plates 71, 72, 73. For this reason, sloshing is suppressed. The perforated plates 71, 72, 73 are plate-like members in this embodiment, but may be spherical or cylindrical. The through hole is preferably formed perpendicular to the coolant level when there is no sloshing (parallel to the free fall direction of the coolant). Thereby, a coolant becomes easy to pass.

本実施形態の原子炉容器は、原子炉容器3の外筒13と、外筒13の内側に配置される構造体であり、前記構造体と外筒13との間隙にある冷却材の液面が原子炉容器3の内側へオーバーフローして乗り越える外側壁冷ライナ17と、外側壁冷ライナ17との間でオーバーフローした前記冷却材を前記間隙に戻すための戻り流路を形成する内側壁冷ライナ19とを含み、自励振動防止部材である貫通孔を有する部材であって、多孔板71、72、73の貫通孔内部へ冷却材を含むように配置することが好ましい。これにより、冷却材を貫通孔内で上下させる。これにより、液面の上下振動のエネルギーは減衰され、スロッシングが抑制される。   The reactor vessel of the present embodiment is a structure disposed inside the outer tube 13 of the reactor vessel 3 and the outer tube 13, and the coolant level in the gap between the structure and the outer tube 13. An inner wall cold liner that forms a return flow path for returning the coolant that has overflowed between the outer wall cold liner 17 and the outer wall cold liner 17 to the inside of the reactor vessel 3. 19, and a member having a through hole that is a self-excited vibration preventing member, and is preferably disposed so as to include a coolant inside the through holes of the perforated plates 71, 72, 73. Thereby, the coolant is moved up and down in the through hole. Thereby, the energy of the vertical vibration of the liquid level is attenuated, and sloshing is suppressed.

自励振動防止部材である多孔板71、72、73は、図7に示す原子炉容器3の外筒13の周方向と平行な周方向Cに、間隔をあけて配置されている。多孔板71の周方向Cの幅は、幅w21である。多孔板72の周方向Cの幅は、幅w22である。多孔板71と多孔板72の間隔は、間隔t21である。多孔板72と多孔板73の間隔は、間隔t22である。間隔t21と間隔t22はそれぞれ異ならせることが好ましい。原子炉容器3の径方向を径方向Dとすると、多孔板71の径方向Dの長さは、幅d1である。多孔板72の径方向Dの長さは、幅d2である。幅d2は、径方向Dの外側壁冷ライナ17から内側壁冷ライナ19迄の長さ(距離)と等しい。これにより、多孔板72は、径方向Dのスロッシングを抑制することができる。多孔板71の径方向Dの長さと多孔板72の径方向Dの長さとが異なることにより、スロッシングを不規則とすることができる。なお、多孔板71、72、73は、分割せず、内側アニュラス27と同じ又は相似形の円環状の板部材であってもよい。   The perforated plates 71, 72, 73, which are self-excited vibration preventing members, are arranged at intervals in a circumferential direction C parallel to the circumferential direction of the outer cylinder 13 of the reactor vessel 3 shown in FIG. The width in the circumferential direction C of the perforated plate 71 is the width w21. The width in the circumferential direction C of the porous plate 72 is a width w22. The interval between the perforated plate 71 and the perforated plate 72 is an interval t21. The interval between the perforated plate 72 and the perforated plate 73 is the interval t22. The interval t21 and the interval t22 are preferably different from each other. When the radial direction of the reactor vessel 3 is a radial direction D, the length of the porous plate 71 in the radial direction D is a width d1. The length in the radial direction D of the porous plate 72 is a width d2. The width d2 is equal to the length (distance) from the outer wall cold liner 17 to the inner wall cold liner 19 in the radial direction D. Thereby, the porous plate 72 can suppress the sloshing in the radial direction D. Since the length in the radial direction D of the porous plate 71 and the length in the radial direction D of the porous plate 72 are different, sloshing can be made irregular. The perforated plates 71, 72, and 73 may be annular plate members that are the same as or similar to the inner annulus 27 without being divided.

図6に示す冷却材流路F4は、上述したように、外側アニュラス25内の冷却材の液面が原子炉容器3の内側へオーバーフローして冷却材が外側壁冷ライナ17を乗り越える冷却材のオーバーフロー流路(越流)である。これにより、冷却材の流れは、自励振動防止部材である多孔板71、72、73へ滴下することになる。多孔板71、72、73は、貫通孔を有する部材で形成されているので、冷却材を貫通孔に一部通過させる。これにより、液面の上下振動のエネルギーは減衰され、スロッシングが抑制される。   As described above, the coolant flow path F4 shown in FIG. 6 has a coolant level in the outer annulus 25 that overflows to the inside of the reactor vessel 3 and the coolant passes over the outer wall cooling liner 17. An overflow channel (overflow). Thereby, the flow of the coolant is dripped onto the perforated plates 71, 72, 73 which are self-excited vibration preventing members. Since the perforated plates 71, 72, 73 are formed of a member having a through hole, the coolant is partially passed through the through hole. Thereby, the energy of the vertical vibration of the liquid level is attenuated, and sloshing is suppressed.

また、多孔板71、72、73は、周方向C又は径方向Dに不規則に配列されることにより、内側アニュラス27へ降り注ぐ冷却材の滴下分布量が内側アニュラス27の周方向C又は径方向Dで不均等となる。多孔板71、72は、幅w21、w22がそれぞれ同じ場合、間隔t21、t22がそれぞれ異なるように配置される。また、多孔板71、72は、間隔t21、t22がそれぞれ同じ場合、幅w21、w22がそれぞれ異なるように配置される。あるいは、多孔板71、72は、幅w21、w22及び、間隔t21、t22がそれぞれ異なるように配置されていてもよい。これは、多孔板73についても同様である。なお、図6及び図7に例示した自励振動防止部材の配列は、原子炉容器3の外筒13の周方向Cの全周のいずれかに不規則な配列を含んでいればよい。   Further, the perforated plates 71, 72, 73 are irregularly arranged in the circumferential direction C or the radial direction D, so that the amount of coolant dropped onto the inner annulus 27 is reduced in the circumferential direction C or radial direction of the inner annulus 27. D is unequal. When the widths w21 and w22 are the same, the porous plates 71 and 72 are arranged such that the intervals t21 and t22 are different from each other. Further, the porous plates 71 and 72 are arranged so that the widths w21 and w22 are different when the intervals t21 and t22 are the same. Or the perforated plates 71 and 72 may be arrange | positioned so that width | variety w21 and w22 and space | interval t21 and t22 may each differ. The same applies to the perforated plate 73. Note that the arrangement of the self-excited vibration preventing members illustrated in FIGS. 6 and 7 may include an irregular arrangement on any of the entire circumferences in the circumferential direction C of the outer cylinder 13 of the reactor vessel 3.

以上説明したように、本実施形態の原子炉容器は、原子炉容器3の外筒13と、外筒13の内側に配置される構造体であり、前記構造体と外筒13との間隙にある外側アニュラス25内の冷却材の液面が原子炉容器3の内側へオーバーフローして乗り越える外側壁冷ライナ17と、外側壁冷ライナ17との間でオーバーフローした前記冷却材を前記間隙である内側アニュラス27に戻すための戻り流路を形成する内側壁冷ライナ19と、外側壁冷ライナ17と内側壁冷ライナ19との間隙で戻り流路を形成する冷却材の一部に接し、かつかつ前記外筒の周方向Cに複数配列された自励振動防止部材である貫通孔を有する部材(多孔板71、72、73)と、を含み、通孔部材(多孔板71、72、73)の配列が外筒13の周方向Cに不規則な配列を含んでいる。   As described above, the reactor vessel of the present embodiment is a structure disposed inside the outer tube 13 of the reactor vessel 3 and the outer tube 13, and in the gap between the structure and the outer tube 13. The coolant that overflows between the outer wall cooling liner 17 and the outer wall cooling liner 17 where the liquid level of the coolant in an outer annulus 25 overflows and enters the inside of the reactor vessel 3 is the inner space that is the gap. The inner wall cooling liner 19 that forms a return channel for returning to the annulus 27, and a part of the coolant that forms the return channel in the gap between the outer wall cooling liner 17 and the inner wall cooling liner 19, and Members having through holes (perforated plates 71, 72, 73) that are self-excited vibration preventing members arranged in a plurality in the circumferential direction C of the outer cylinder, and including through-hole members (porous plates 71, 72, 73) Arrangement is irregular in the circumferential direction C of the outer cylinder 13 It contains an array.

液体ナトリウム等の冷却材の液面のスロッシングは、冷却材流路F4により発生する。ここで、内側アニュラス27へ降り注ぐ冷却材の滴下分布量が内側アニュラス27の周方向Cで不均等なため、スロッシングは、周期的な変動となりにくく、外側壁冷ライナ17又は内側壁冷ライナ19が周期的な自励振動を起こすおそれを低減できる。   The sloshing of the liquid level of the coolant such as liquid sodium is generated by the coolant channel F4. Here, since the distribution amount of the coolant that falls on the inner annulus 27 is uneven in the circumferential direction C of the inner annulus 27, the sloshing is less likely to be periodically fluctuated, and the outer wall cooling liner 17 or the inner wall cooling liner 19 The risk of causing periodic self-excited vibration can be reduced.

自励振動防止部材である多孔板71、72、73は、外側壁冷ライナ17との間で戻り流路を形成する内側アニュラス27の冷却材の液面近傍に配置した貫通孔を有する部材である。また、内側アニュラス27へ降り注ぐ冷却材の滴下分布量が内側アニュラス27の周方向Cで不均等となる。   The perforated plates 71, 72, 73 that are self-excited vibration preventing members are members having through holes arranged in the vicinity of the coolant level of the inner annulus 27 that forms a return channel with the outer wall cooling liner 17. is there. In addition, the distribution amount of the coolant dropped onto the inner annulus 27 is uneven in the circumferential direction C of the inner annulus 27.

自励振動防止部材である多孔板72は、外側壁冷ライナ17と内側壁冷ライナと19の間隙の内側アニュラス27の冷却材の液面近傍に配置した貫通孔を有する部材であり、径方向Dの長さが内側アニュラス27の長さと等しいことが好ましい。これにより、径方向Dのスロッシングは、周期的な変動となりにくく、外側壁冷ライナ17又は内側壁冷ライナ19が周期的な自励振動を起こすおそれを低減できる。   The perforated plate 72 which is a self-excited vibration preventing member is a member having a through hole disposed in the vicinity of the coolant level of the inner annulus 27 in the gap between the outer wall cooling liner 17 and the inner wall cooling liner 19 and the radial direction. It is preferable that the length of D is equal to the length of the inner annulus 27. As a result, the sloshing in the radial direction D is unlikely to periodically change, and the possibility that the outer wall cooling liner 17 or the inner wall cooling liner 19 causes periodic self-excited vibration can be reduced.

自励振動防止部材である多孔板71、72、73は、外側壁冷ライナ17と内側壁冷ライナと19の間隙における冷却材の液面を覆うようにしてもよい。これにより、オーバーフローした冷却材の一部が一度、多孔板71、72、73に衝突し、冷却材を一部通過させる。これにより、冷却材の落下エネルギーは減衰され、スロッシングが抑制される。また、冷却材の液面の上下変動の一部は、多孔板71、72、73の貫通孔を冷却材が通過することで減衰する。このため、よりスロッシングが抑制される。   The perforated plates 71, 72, 73 that are self-excited vibration preventing members may cover the coolant level in the gap between the outer wall cold liner 17 and the inner wall cold liner 19. As a result, a part of the overflowed coolant once collides with the perforated plates 71, 72, 73 and partially passes the coolant. Thereby, the fall energy of a coolant is attenuated and sloshing is suppressed. Further, part of the vertical fluctuation of the coolant level is attenuated by the coolant passing through the through holes of the perforated plates 71, 72, 73. For this reason, sloshing is suppressed more.

本実施形態の原子炉容器は、原子炉容器3の外筒13と、外筒13の内側に配置される構造体であり、前記構造体と外筒13との間隙にある冷却材の液面が原子炉容器3の内側へオーバーフローして乗り越える外側壁冷ライナ17と、外側壁冷ライナ17との間でオーバーフローした前記冷却材を前記間隙に戻すための戻り流路を形成する内側壁冷ライナ19とを含み、外側壁冷ライナ17と内側壁冷ライナ19との間隙における冷却材の液面の少なくとも一部を遮る自励振動防止部材である多孔板71、72、73としてもよい。   The reactor vessel of the present embodiment is a structure disposed inside the outer tube 13 of the reactor vessel 3 and the outer tube 13, and the coolant level in the gap between the structure and the outer tube 13. An inner wall cold liner that forms a return flow path for returning the coolant that has overflowed between the outer wall cold liner 17 and the outer wall cold liner 17 to the inside of the reactor vessel 3. 19, and may be perforated plates 71, 72, 73 that are self-excited vibration preventing members that block at least a part of the coolant level in the gap between the outer wall cooling liner 17 and the inner wall cooling liner 19.

径方向Dに発生するスロッシングは、旋回モードと呼ばれる。この旋回モードの発生は、自励振動防止部材である多孔板71、72、73のいずれかにより、低減できる。その結果、旋回モードに起因する外側壁冷ライナ17又は内側壁冷ライナ19の振動が低減される。貫通孔を有する部材で冷却材の液面が遮られることで、内側アニュラス27の径方向Dに発生するスロッシングのエネルギーを減衰できる。その結果、外側壁冷ライナ17又は内側壁冷ライナ19が周期的な自励振動を起こすおそれを低減できる。また、冷却材の液面の上下変動の一部は、多孔板71、72、73の貫通孔を冷却材が通過することで減衰する。このため、よりスロッシングが抑制される。   The sloshing that occurs in the radial direction D is called a turning mode. Generation | occurrence | production of this turning mode can be reduced with either of the perforated plates 71, 72, and 73 which are self-excited vibration prevention members. As a result, the vibration of the outer wall cold liner 17 or the inner wall cold liner 19 due to the turning mode is reduced. By blocking the liquid surface of the coolant by the member having the through hole, the energy of sloshing generated in the radial direction D of the inner annulus 27 can be attenuated. As a result, the possibility that the outer wall cold liner 17 or the inner wall cold liner 19 causes periodic self-excited vibration can be reduced. Further, part of the vertical fluctuation of the coolant level is attenuated by the coolant passing through the through holes of the perforated plates 71, 72, 73. For this reason, sloshing is suppressed more.

(実施形態4)
図8は、実施形態3の自励振動防止部材の構成を示す斜視図である。図9は、図8の平面図である。本実施形態に係る原子炉容器4は、自励振動防止部材が外側壁冷ライナと内側壁冷ライナの間で径方向へ延び、前記外側壁冷ライナと前記内側壁冷ライナとの間隙における冷却材の液面の一部を遮る板部材であることに特徴がある。次の説明においては、上述した実施形態で説明したものと同じ構成要素には同一の符号を付して、重複する説明は省略する。
(Embodiment 4)
FIG. 8 is a perspective view showing the configuration of the self-excited vibration preventing member of the third embodiment. FIG. 9 is a plan view of FIG. In the reactor vessel 4 according to the present embodiment, the self-excited vibration preventing member extends in the radial direction between the outer wall cooling liner and the inner wall cooling liner, and is cooled in the gap between the outer wall cooling liner and the inner wall cooling liner. It is characterized by being a plate member that blocks part of the liquid surface of the material. In the following description, the same components as those described in the above-described embodiment are denoted by the same reference numerals, and redundant description is omitted.

図8及び図9に示すように、自励振動防止部材であるスロッシング遮蔽板81、82、83、84、85、86は、外側壁冷ライナ17と内側壁冷ライナ19の間で径方向Dへ延び、外側壁冷ライナ17と内側壁冷ライナ19との間隙である内側アニュラス27における冷却材の液面の一部を遮る板部材である。   As shown in FIGS. 8 and 9, the sloshing shielding plates 81, 82, 83, 84, 85, 86 that are self-excited vibration preventing members are arranged in the radial direction D between the outer wall cooling liner 17 and the inner wall cooling liner 19. This is a plate member that extends to the side and blocks a part of the coolant level in the inner annulus 27 that is the gap between the outer wall cooling liner 17 and the inner wall cooling liner 19.

スロッシング遮蔽板81、82、83、84、85、86は、図9に示す原子炉容器4の外筒13の周方向と平行な周方向Cに、間隔をあけて配置されている。スロッシング遮蔽板81、82、83、84、85、86の径方向Dの長さは、それぞれ長さd31、d32、d33、d34、d35、d36である。スロッシング遮蔽板81とスロッシング遮蔽板82の間隔は、間隔t31である。スロッシング遮蔽板82とスロッシング遮蔽板83の間隔は、間隔t32である。スロッシング遮蔽板83とスロッシング遮蔽板84の間隔は、間隔t33である。スロッシング遮蔽板84とスロッシング遮蔽板85の間隔は、間隔t34である。スロッシング遮蔽板85とスロッシング遮蔽板86の間隔は、間隔t35である。間隔t31、t32、t33、t34、t35はそれぞれ異ならせることが好ましい。長さd36は、径方向Dの外側壁冷ライナ17から内側壁冷ライナ19迄の距離と等しい。これにより、スロッシング遮蔽板86は、径方向Dのスロッシングを抑制することができる。また、スロッシング遮蔽板81、82、83、84、85、86の径方向Dの長さが異なることにより、スロッシングを不規則とすることができる。スロッシング遮蔽板81、83、84、86は、外側壁冷ライナ17と固定されている。スロッシング遮蔽板82、85、86は、内側壁冷ライナ19と固定されている。これにより、外側壁冷ライナ17と内側壁冷ライナ19との間隙である内側アニュラス27における冷却材の液面の一部を遮る位置を異ならせることができる。なお、図8及び図9に例示した自励振動防止部材は原子炉容器4の外筒13の周方向Cの全周のいずれかに不規則な配列を含んでいればよい。   The sloshing shielding plates 81, 82, 83, 84, 85, 86 are arranged at intervals in a circumferential direction C parallel to the circumferential direction of the outer cylinder 13 of the reactor vessel 4 shown in FIG. 9. The lengths in the radial direction D of the sloshing shielding plates 81, 82, 83, 84, 85, 86 are lengths d31, d32, d33, d34, d35, d36, respectively. The interval between the sloshing shielding plate 81 and the sloshing shielding plate 82 is an interval t31. The interval between the sloshing shielding plate 82 and the sloshing shielding plate 83 is an interval t32. The interval between the sloshing shielding plate 83 and the sloshing shielding plate 84 is an interval t33. The interval between the sloshing shielding plate 84 and the sloshing shielding plate 85 is an interval t34. The interval between the sloshing shielding plate 85 and the sloshing shielding plate 86 is an interval t35. The intervals t31, t32, t33, t34, and t35 are preferably different from each other. The length d36 is equal to the distance from the outer wall cold liner 17 to the inner wall cold liner 19 in the radial direction D. Thereby, the sloshing shielding board 86 can suppress the sloshing in the radial direction D. Moreover, sloshing can be made irregular by the length of the radial direction D of the sloshing shielding board 81, 82, 83, 84, 85, 86 differing. The sloshing shielding plates 81, 83, 84 and 86 are fixed to the outer wall cooling liner 17. The sloshing shielding plates 82, 85, 86 are fixed to the inner wall cold liner 19. Thereby, the position which interrupts a part of the liquid level of the coolant in the inner annulus 27 which is the gap between the outer wall cooling liner 17 and the inner wall cooling liner 19 can be varied. Note that the self-excited vibration preventing member illustrated in FIGS. 8 and 9 only needs to include an irregular arrangement in any of the entire circumferences in the circumferential direction C of the outer cylinder 13 of the reactor vessel 4.

図8に示す冷却材流路F4は、上述したように、外側アニュラス25内の冷却材の液面が原子炉容器4の内側へオーバーフローして、冷却材が外側壁冷ライナ17を乗り越える冷却材のオーバーフロー流路(越流)である。これにより、スロッシングが側アニュラス27における冷却材の液面で発生しても、自励振動防止部材であるスロッシング遮蔽板81、82、83、84、85、86のいずれかにより、液面の一部が遮られる。このため、スロッシング遮蔽板81、82、83、84、85、86により、スロッシングが遮蔽される。これにより、スロッシングは抑制される。径方向Dに発生するスロッシングは、旋回モードと呼ばれる。この旋回モードの発生は、自励振動防止部材であるスロッシング遮蔽板81、82、83、84、85、86のいずれかにより、低減できる。その結果、旋回モードに起因する外側壁冷ライナ17又は内側壁冷ライナ19の振動が低減される。   As described above, the coolant channel F4 shown in FIG. 8 is a coolant in which the coolant level in the outer annulus 25 overflows to the inside of the reactor vessel 4 and the coolant gets over the outer wall cooling liner 17. Overflow channel (overflow). As a result, even if sloshing occurs on the coolant level in the side annulus 27, the sloshing shield plate 81, 82, 83, 84, 85, 86, which is a self-excited vibration preventing member, can reduce the level of the liquid level. Part is blocked. For this reason, the sloshing is shielded by the sloshing shielding plates 81, 82, 83, 84, 85, 86. Thereby, sloshing is suppressed. The sloshing that occurs in the radial direction D is called a turning mode. Generation | occurrence | production of this turning mode can be reduced by either of the sloshing shielding boards 81, 82, 83, 84, 85, 86 which are self-excited vibration preventing members. As a result, the vibration of the outer wall cold liner 17 or the inner wall cold liner 19 due to the turning mode is reduced.

また、スロッシング遮蔽板81、82、83、84、85、86は、周方向C又は径方向Dに不規則に配列されることにより、内側アニュラス27で発生するスロッシングの遮蔽具合が内側アニュラス27の周方向C又は径方向Dで不均等となる。スロッシング遮蔽板81、82、83、84、85、86は、長さd31、d32、d33、d34、d35、d36がそれぞれ同じ場合、間隔t31、t32、t33、t34、t35がそれぞれ異なるように配置される。又は、スロッシング遮蔽板81、82、83、84、85、86は、間隔t31、t32、t33、t34、t35がそれぞれ同じ場合、長さd31、d32、d33、d34、d35、d36がそれぞれ異なるように配置される。あるいは、スロッシング遮蔽板81、82、83、84、85、86は、長さd31、d32、d33、d34、d35、d36及び、間隔t31、t32、t33、t34、t35がそれぞれ異なるように配置されていてもよい。   Further, the sloshing shielding plates 81, 82, 83, 84, 85, 86 are irregularly arranged in the circumferential direction C or the radial direction D, so that the sloshing shielding state generated in the inner annulus 27 is reduced. It becomes unequal in the circumferential direction C or the radial direction D. When the lengths d31, d32, d33, d34, d35, d36 are the same, the sloshing shielding plates 81, 82, 83, 84, 85, 86 are arranged so that the intervals t31, t32, t33, t34, t35 are different. Is done. Or, the sloshing shielding plates 81, 82, 83, 84, 85, 86 have different lengths d31, d32, d33, d34, d35, d36 when the intervals t31, t32, t33, t34, t35 are the same. Placed in. Alternatively, the sloshing shielding plates 81, 82, 83, 84, 85, 86 are arranged such that the lengths d31, d32, d33, d34, d35, d36 and the intervals t31, t32, t33, t34, t35 are different. It may be.

以上説明したように、本実施形態の原子炉容器は、原子炉容器4の外筒13と、外筒13の内側に配置される構造体であり、前記構造体と外筒13との間隙にある外側アニュラス25内の冷却材の液面が原子炉容器4の内側へオーバーフローして乗り越える外側壁冷ライナ17と、外側壁冷ライナ17との間でオーバーフローした前記冷却材を間隙である内側アニュラス27に戻すための戻り流路を形成する内側壁冷ライナ19と、外側壁冷ライナ17と内側壁冷ライナ19との間隙で戻り流路を形成する冷却材の一部に接し、かつ外筒13の周方向Cに複数配列された自励振動防止部材であるスロッシング遮蔽板81、82、83、84、85、86と、を含み、スロッシング遮蔽板81、82、83、84、85、86の配列が原子炉容器4の外筒13の周方向Cに不規則な配列を含んでいる。   As described above, the nuclear reactor vessel of the present embodiment is a structure disposed inside the outer cylinder 13 of the nuclear reactor vessel 4 and the outer cylinder 13, and is located in the gap between the structure and the outer cylinder 13. The coolant level in a certain outer annulus 25 overflows into the reactor vessel 4 and gets over the outer wall cold liner 17, and the coolant that overflows between the outer wall cold liner 17 and the inner annulus as a gap. 27, an inner wall cooling liner 19 that forms a return flow path for returning to 27, a gap between the outer wall cooling liner 17 and the inner wall cooling liner 19, and a part of the coolant that forms the return flow path, and an outer cylinder And sloshing shielding plates 81, 82, 83, 84, 85, 86, which are self-excited vibration preventing members arranged in a plurality of circumferential directions C, and the sloshing shielding plates 81, 82, 83, 84, 85, 86. Array of nuclear reactors It contains irregular arranged in the circumferential direction C of 4 of the outer tube 13.

液体ナトリウム等の冷却材の液面のスロッシングは、冷却材流路F4により発生する。ここで、内側アニュラス27で発生するスロッシングの遮蔽具合が内側アニュラス27の周方向C又は径方向Dで不均等となる。このため、スロッシングは、周期的な変動となりにくく、外側壁冷ライナ17又は内側壁冷ライナ19が周期的な自励振動を起こすおそれを低減できる。   The sloshing of the liquid level of the coolant such as liquid sodium is generated by the coolant channel F4. Here, the degree of shielding of sloshing generated in the inner annulus 27 becomes uneven in the circumferential direction C or the radial direction D of the inner annulus 27. For this reason, the sloshing is less likely to cause periodic fluctuations, and the possibility that the outer wall cooling liner 17 or the inner wall cooling liner 19 causes periodic self-excited vibration can be reduced.

自励振動防止部材であるスロッシング遮蔽板81、82、83、84、85、86は、外側壁冷ライナ17と内側壁冷ライナ19の間で径方向Dへ延び、外側壁冷ライナ17と内側壁冷ライナ19との間隙における冷却材の液面の一部を遮る板部材である。これにより、内側アニュラス27で発生するスロッシングの遮蔽具合が内側アニュラス27の周方向C又は径方向Dで不均等とすることができる。   Sloshing shielding plates 81, 82, 83, 84, 85, 86 which are self-excited vibration preventing members extend in the radial direction D between the outer wall cooling liner 17 and the inner wall cooling liner 19, and It is a plate member that blocks a part of the liquid level of the coolant in the gap with the wall cooling liner 19. As a result, the shielding of sloshing generated in the inner annulus 27 can be made uneven in the circumferential direction C or the radial direction D of the inner annulus 27.

自励振動防止部材は、スロッシング遮蔽板86であり、径方向Dの長さが内側アニュラス27の長さと等しいことが好ましい。これにより、径方向Dのスロッシングは、周期的な変動となりにくく、外側壁冷ライナ17又は内側壁冷ライナ19が周期的な自励振動を起こすおそれを低減できる。   The self-excited vibration preventing member is a sloshing shielding plate 86, and the length in the radial direction D is preferably equal to the length of the inner annulus 27. As a result, the sloshing in the radial direction D is unlikely to periodically change, and the possibility that the outer wall cooling liner 17 or the inner wall cooling liner 19 causes periodic self-excited vibration can be reduced.

本実施形態の原子炉容器4は、原子炉容器の外筒13と、外筒13との間隙にある冷却材の液面が原子炉容器4の内側へオーバーフローして乗り越える外側壁冷ライナ17と、オーバーフローした冷却材が外側壁冷ライナ17との間で戻り流路を形成する内側壁冷ライナ19とを含み、外側壁冷ライナ17と内側壁冷ライナ19との間隙における冷却材の液面の少なくとも一部を遮る自励振動防止部材であるスロッシング遮蔽板81、82、83、84、85、86のいずれかを有する。   The reactor vessel 4 of the present embodiment includes an outer cylinder 13 of the reactor vessel, and an outer wall cooling liner 17 that the coolant level in the gap between the outer vessel 13 overflows to the inside of the reactor vessel 4 and gets over. And an inner wall cooling liner 19 in which the overflowing coolant forms a return channel with the outer wall cooling liner 17, and the coolant level in the gap between the outer wall cooling liner 17 and the inner wall cooling liner 19. One of the sloshing shielding plates 81, 82, 83, 84, 85, 86 which is a self-excited vibration preventing member that blocks at least a part of the

内側アニュラス27で発生するスロッシングの遮蔽をし、スロッシングのエネルギーを減衰できる。その結果、外側壁冷ライナ17又は内側壁冷ライナ19が周期的な自励振動を起こすおそれを低減できる。   The sloshing generated in the inner annulus 27 is shielded, and the sloshing energy can be attenuated. As a result, the possibility that the outer wall cold liner 17 or the inner wall cold liner 19 causes periodic self-excited vibration can be reduced.

上述した実施形態1、2、3、4における自励振動防止部材は、いずれかを組み合わせて実施することができる。   The self-excited vibration preventing member in the first, second, third, and fourth embodiments described above can be implemented in combination.

1、2、3、4 原子炉容器
11 炉心構造物
13 外筒
17 外側壁冷ライナ
19 内側壁冷ライナ
21 下部プレナム
23 下部中間プレナム
25 外側アニュラス
27 内側アニュラス
31 上部中間プレナム
33 上部プレナム
41 入口フローホール
42 出口フローホール
51、52、53 自励振動防止部材
65、66、67、68、69 凸部(自励振動防止部材)
71、72、73 多孔板(自励振動防止部材)
81、82、83、84、85、86 スロッシング遮蔽板(自励振動防止部材)
F1、F2、F3、F4、F5、F6、F7、F11 冷却材流路
1, 2, 3, 4 Reactor vessel 11 Core structure 13 Outer cylinder 17 Outer wall cooling liner 19 Inner wall cooling liner 21 Lower plenum 23 Lower intermediate plenum 25 Outer annulus 27 Inner annulus 31 Upper intermediate plenum 33 Upper plenum 41 Inlet flow Hall 42 Outlet flow hole 51, 52, 53 Self-excited vibration preventing member 65, 66, 67, 68, 69 Convex part (self-excited vibration preventing member)
71, 72, 73 Perforated plate (self-excited vibration preventing member)
81, 82, 83, 84, 85, 86 Sloshing shielding plate (self-excited vibration preventing member)
F1, F2, F3, F4, F5, F6, F7, F11 Coolant flow path

Claims (7)

原子炉容器の外筒と、
前記外筒の内側に配置される構造体であり、前記構造体と前記外筒との間隙にある冷却材が前記原子炉容器の内側へオーバーフローして乗り越える外側壁冷ライナと、
前記外側壁冷ライナとの間でオーバーフローした前記冷却材を前記間隙に戻すための戻り流路を形成する内側壁冷ライナと、
オーバーフローした前記冷却材の一部、又は前記外側壁冷ライナと前記内側壁冷ライナとの間隙の前記冷却材の一部に接し、かつ前記外筒の周方向に複数配列された自励振動防止部材と、を含み、
前記自励振動防止部材の配列が前記外筒の周方向に不規則な配列を含むことを特徴とする原子炉容器。
A reactor vessel outer cylinder,
An outer wall cooling liner that is disposed inside the outer cylinder, and the coolant in the gap between the structure and the outer cylinder overflows over the inside of the reactor vessel;
An inner wall cooling liner that forms a return channel for returning the coolant that has overflowed with the outer wall cooling liner to the gap;
Self-excited vibration prevention that is in contact with a part of the coolant that has overflowed or a part of the coolant in the gap between the outer wall cooling liner and the inner wall cooling liner and that is arranged in the circumferential direction of the outer cylinder And a member,
The nuclear reactor vessel characterized in that the arrangement of the self-excited vibration preventing members includes an irregular arrangement in the circumferential direction of the outer cylinder.
前記自励振動防止部材に、オーバーフローした前記冷却材の一部が衝突する請求項1に記載の原子炉容器。   The nuclear reactor vessel according to claim 1, wherein a part of the overflowed coolant collides with the self-excited vibration preventing member. 前記自励振動防止部材は、前記冷却材がオーバーフローする側における前記外側壁冷ライナの端部の一部に形成された複数の凸部であり、前記凸部間からオーバーフローした前記冷却材が前記原子炉容器の内側へ落下する請求項1に記載の原子炉容器。   The self-excited vibration preventing member is a plurality of convex portions formed at a part of an end portion of the outer wall cooling liner on a side where the coolant overflows, and the coolant overflowing from between the convex portions is the The reactor vessel according to claim 1, which falls to the inside of the reactor vessel. 前記自励振動防止部材は、前記外側壁冷ライナと前記内側壁冷ライナとの間隙における前記冷却材の液面近傍に配置された貫通孔を有する部材である請求項1に記載の原子炉容器。   2. The nuclear reactor vessel according to claim 1, wherein the self-excited vibration preventing member is a member having a through hole disposed in the vicinity of a liquid level of the coolant in a gap between the outer wall cooling liner and the inner wall cooling liner. . 前記自励振動防止部材は、前記外側壁冷ライナと前記内側壁冷ライナとの間隙における前記冷却材の液面を覆う貫通孔を有する部材である請求項1に記載の原子炉容器。   2. The nuclear reactor vessel according to claim 1, wherein the self-excited vibration preventing member is a member having a through hole that covers a liquid surface of the coolant in a gap between the outer wall cooling liner and the inner wall cooling liner. 前記自励振動防止部材は、前記外側壁冷ライナと前記内側壁冷ライナの間で径方向へ延び、かつ前記外側壁冷ライナと前記内側壁冷ライナとの間隙における前記冷却材の液面の一部を遮る板部材である請求項1に記載の原子炉容器。   The self-excited vibration preventing member extends in a radial direction between the outer wall cooling liner and the inner wall cooling liner, and a liquid level of the coolant in a gap between the outer wall cooling liner and the inner wall cooling liner. The reactor vessel according to claim 1, wherein the reactor vessel is a plate member that partially shields the reactor vessel. 原子炉容器の外筒と、
前記外筒の内側に配置される構造体であり、前記構造体と前記外筒との間隙にある冷却材の液面が前記原子炉容器の内側へオーバーフローして乗り越える外側壁冷ライナと、
前記外側壁冷ライナとの間でオーバーフローした前記冷却材を前記間隙に戻すための戻り流路を形成する内側壁冷ライナと、を含み、
前記外側壁冷ライナと前記内側壁冷ライナとの間隙における前記冷却材の液面の少なくとも一部を遮る自励振動防止部材を有することを特徴とする原子炉容器。
A reactor vessel outer cylinder,
An outer wall cooling liner disposed on the inner side of the outer cylinder, the coolant level in the gap between the structure and the outer cylinder overflowing into the inner side of the reactor vessel;
An inner wall cooling liner that forms a return flow path for returning the coolant that has overflowed with the outer wall cooling liner to the gap,
A reactor vessel having a self-excited vibration preventing member that blocks at least a part of a liquid level of the coolant in a gap between the outer wall cooling liner and the inner wall cooling liner.
JP2011023194A 2011-02-04 2011-02-04 Reactor vessel Active JP5818450B2 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP2011023194A JP5818450B2 (en) 2011-02-04 2011-02-04 Reactor vessel

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP2011023194A JP5818450B2 (en) 2011-02-04 2011-02-04 Reactor vessel

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JP2012163414A true JP2012163414A (en) 2012-08-30
JP5818450B2 JP5818450B2 (en) 2015-11-18

Family

ID=46842943

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP2011023194A Active JP5818450B2 (en) 2011-02-04 2011-02-04 Reactor vessel

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JP5818450B2 (en)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN112693576A (en) * 2021-01-26 2021-04-23 广船国际有限公司 Ship inclination test device
JP7394041B2 (en) 2020-10-05 2023-12-07 三菱重工業株式会社 Reactor

Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH01132996A (en) * 1987-11-18 1989-05-25 Hitachi Ltd Reactor wall cooling structure
JPH02281193A (en) * 1989-04-21 1990-11-16 Mitsubishi Atom Power Ind Inc Sloshing prevention mechanism consisting of wire-mesh structure
JPH03130597U (en) * 1990-04-16 1991-12-27
JPH07167979A (en) * 1993-12-14 1995-07-04 Toshiba Corp Vessel wall cooling structure of reactor vessel
JPH08160178A (en) * 1994-12-01 1996-06-21 Hitachi Ltd Liquid metal-cooled reactor

Patent Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH01132996A (en) * 1987-11-18 1989-05-25 Hitachi Ltd Reactor wall cooling structure
JPH02281193A (en) * 1989-04-21 1990-11-16 Mitsubishi Atom Power Ind Inc Sloshing prevention mechanism consisting of wire-mesh structure
JPH03130597U (en) * 1990-04-16 1991-12-27
JPH07167979A (en) * 1993-12-14 1995-07-04 Toshiba Corp Vessel wall cooling structure of reactor vessel
JPH08160178A (en) * 1994-12-01 1996-06-21 Hitachi Ltd Liquid metal-cooled reactor

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP7394041B2 (en) 2020-10-05 2023-12-07 三菱重工業株式会社 Reactor
CN112693576A (en) * 2021-01-26 2021-04-23 广船国际有限公司 Ship inclination test device

Also Published As

Publication number Publication date
JP5818450B2 (en) 2015-11-18

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP5542062B2 (en) Neutron shielding panels for reactor pressure vessels.
JP4786616B2 (en) Reactor
KR102538650B1 (en) nuclear pile
JP5818450B2 (en) Reactor vessel
JP2012251977A (en) Reactor internal structure and nuclear reactor
US4158605A (en) Nuclear core baffling apparatus
US9251919B2 (en) Pressurized water reactor
EP2850617B1 (en) Fuel bundle for a liquid metal cooled nuclear reactor
KR101406872B1 (en) Side-screen flow mixing header for an integral nuclear reactor
JP2007232467A (en) Nuclear fuel assembly and its manufacturing method
KR101967583B1 (en) Cooling system comprising thermal insulating barrier for external cooling in nuclear reactor vessel
KR100647808B1 (en) Flow mixing header for an integrated reactor downcomer
JP2014215250A (en) Air-cooling system of reactor containment vessel
JP2999124B2 (en) Substructure inside a pressurized water reactor
JP5558779B2 (en) Reflector controlled reactor
KR102620916B1 (en) Assemblies that stabilize reactor flow
JP2014066582A (en) Nuclear fuel assembly for pressurized water reactor and lower nozzle used therein
KR101617299B1 (en) Fast nuclear reactor
US20150092905A1 (en) Feed water distributing system for a nuclear power plant, and method for operating a nuclear power plant
JP4202200B2 (en) Reactor internal structure
US11211175B2 (en) Hydrodynamic pin for centering a nuclear reactor core
KR101760328B1 (en) Reflector and nuclear fuel assembly comprising thereof
JP2010038577A (en) Strainer equipment for reactor containment vessel, and method of assembling the same
US20150310944A1 (en) Steam separation system and nuclear boiling water reactor including the same
JP2012008048A (en) Pressure loss adjustment member and atomic reactor

Legal Events

Date Code Title Description
A621 Written request for application examination

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A621

Effective date: 20140124

A977 Report on retrieval

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A971007

Effective date: 20141022

A131 Notification of reasons for refusal

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131

Effective date: 20141104

A521 Written amendment

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523

Effective date: 20141218

A131 Notification of reasons for refusal

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131

Effective date: 20150512

A521 Written amendment

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523

Effective date: 20150703

TRDD Decision of grant or rejection written
A01 Written decision to grant a patent or to grant a registration (utility model)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A01

Effective date: 20150901

A61 First payment of annual fees (during grant procedure)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A61

Effective date: 20150929

R151 Written notification of patent or utility model registration

Ref document number: 5818450

Country of ref document: JP

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R151