【発明の詳細な説明】
本発明は液体ナトリウムを熱媒体として用いる
例えば高速増殖炉の原子炉容器等の液体ナトリウ
ム容器に関する。
従来の原子炉容器は第１図に示す如き構造を有
している。すなわち、図中１は下部に液体ナトリ
ウム（以下Naと略記する）の入口ノズル１ａ、
上部にNaの出口ノズル１ｂを有し、頭部が拡口
した原子炉容器本体である。この原子炉容器本体
１の炉心２には核燃料等が載置されている。前記
原子炉容器本体１はその最上端の屈曲部でペデス
タル３の突起部に掛止されてペデスタル３内に嵌
入されている。また、前記原子炉容器本体１の上
部開口は前記ペデスタル３の突起部に載置された
遮蔽プラグ４によつて例えばアルゴンのような不
活性ガスを封入して封印されている。
上述した原子炉において、入口ノズル１ａから
原子炉容器本体１内に供給されるNaは炉心２で
の核燃料の核分裂による熱によつて熱せられ出口
ノズル１ｂから図示しない熱交換器に送られる。
ところで、原子炉の起動、停止、スクラム等の
熱過渡時において、原子炉容器本体１のNa自由
液面近傍部Ａでは、Na液面下の部分はNaの熱伝
達性がよいためNaの温度変化に追従し易く、温
度応答が鋭敏であるのに対し、Na液面上の部分
は温度応答が緩慢であるためNa液面を起点とし
て軸方向に急激な温度勾配が生じ、それによつて
大きな応力が発生するという問題点があつた。
このため従来の原子炉においては原子炉容器本
体１のNa液面近傍部Ａに発生する応力を低く抑
えるために起動、停止時等においてNaの温度変
化率を非常に小さな値とせざるを得ずプラント運
用上大きな問題となつていた。
本発明は上記事情に鑑みてなされたものであ
り、熱過渡時において液体ナトリウムの自由液面
近傍の容器の温度勾配を緩やかにすることにより
容器に発生する応力を低減し、構造物の健全性を
高め、かつプラント運用の効率を高め得る液体ナ
トリウム容器を提供しようとするものである。
以下、本発明の実施例を第２図を参照して説明
する。
図中１１は頭部が拡口した原子炉容器本体であ
る。この原子炉容器本体１１の頭部の内側には容
器本体１１下部から延長した仕切壁としての筒状
のプロテクシヨンライナー１２が配設され、前記
容器本体１１の頭部との間に環状溜り（以下バケ
ツトと称する）Ｂを形成している。このプロテク
シヨンライナー１２の上部にはフローホール１２
ａが穿設されている。このプロテクシヨンライナ
ー１２の内側には前記フローホール１２ａより高
位置に開口し、容器本体１１下部を貫通する溢流
本管としての主オーバーフローライン１３が配置
されている。また、前記バケツトＢ内には前記フ
ローホール１２ａより低位置に開口し、前記プロ
テクシヨンライナー１２及び前記容器本体１１下
部を順次貫通する溢流副管としての補助オーバー
フローライン１４が配設されている。この補助オ
ーバーフローライン１４には前記容器本体１１外
で開閉弁１５が設けられている。また、容器本体
１１はその最上端の屈曲部でペデスタル１６の突
起部に掛止されてペデスタル１６内に嵌入されて
いる。更に、容器本体１１の上部開口は前記ペデ
スタル１６の突起部に載置された遮蔽プラグ１７
によつて例えばアルゴンのような不活性ガスを封
入して封印されている。また、Naは図示しない
入口ノズルから容器本体１１内に入り、図示しな
い出口ノズルを通して熱交換器に送られる。
上記原子炉容器の起動時及び停止時の作用を以
下に説明する。
(i) 起動時
起動時にはNaは例えば180℃〜530℃まで昇
温するが、180℃〜460℃までの間補助オーバー
フローライン１４に介装した開閉弁１５を閉と
すると、バケツトＢ内のNaは該バケツトＢに
配設した補助オーバーフローライン１４の開口
から外部へ流出しないため、バケツトＢ内の液
位及びプロテクシヨンライナー１２内側の液位
は第２図及び第３図ａに示す如く共に主オーバ
ーフローライン１３の開口位置、すなわちレベ
ルＸに保持される。そして、460℃以降におい
て前記開閉弁１５を開とすると、バケツトＢ内
に配置した補助オーバーフローライン１４の開
口位置がプロテクシヨンライナー１２内側の主
オーバーフローライン１３の開口位置より下側
であるため、プロテクシヨンライナー１２内側
のNaは該プロテクシヨンライナー１２のフロ
ーホール１２ａからバケツトＢ内に、更に該バ
ケツトＢ内の補助オーバーフローライン１４の
開口を通して外部に排出され、バケツトＢ内の
液位は第２図及び第３図ａに示す如く補助オー
バーフローライン１４の開口位置、すなわちレ
ベルＹに保持される。なお、プロテクシヨンラ
イナー１２内側の液位は、第２図に示す如く主
オーバーフローライン１３の開口位置、すなわ
ちレベルＸに保持される。
このように起動時においては第３図ｂに示す
如くある程度Naの温度が上昇してレベルＸか
らレベルＹへ液位を切換えた時点でレベルＸと
レベルＹとの間の容器本体１１が予め加熱され
ているので、同第３図ｂ中一点鎖線で示すよう
に温度勾配を緩やかにすることができる。この
結果、Na液面近傍部に発生する応力を低減す
ることができる。これに対して従来の原子炉容
器の場合は第４図ａ及びｂに示す如くNa液面
上の容器本体１は加熱されにくいので急激な温
度勾配が生じる。このため、Na液面近傍部に
発生する応力が大きい。
(ii) 停止時
停止時には例えば530℃から400℃までは開閉
弁１５を開とし、第２図及び第５図ａに示す如
くバケツトＢ内のNa液位をレベルＹに保持す
る。そして、400℃以降開閉弁１５を閉とし、
第２図及び第５図ａに示す如くバケツトＢ内の
Na液位をレベルＸに保持する。
このように停止時においては第５図ａ及びｂ
に示す如く高温下ではレベルＸの上下での温度
勾配が急であるが、ある程度温度が低下した時
点でNaの液位をレベルＹからレベルＸへ上昇
させることによりレベルＹとレベルＸとの間の
容器本体１１を加熱して第５図ｂ中破線で示す
如く液面近傍部の温度勾配を緩やかにすること
ができる。この結果、Na液面近傍部に発生す
る応力を低減できる。これに対して従来の原子
炉容器の場合は第６図ａ及びｂに示す如くNa
液面上の容器本体１は加熱されにくいので急激
な温度勾配が生じる。このため、Na液面近傍
部に発生する応力が大きい。
したがつて、例えば第７図ａ及びｂの起動時
及び停止時のヒストグラムに示すように15℃／
hrの昇降温を行なえばプラントの運用効率を高
くすることができるが、従来の原子炉容器では
容器に発生する応力レンジSnが許容値を上ま
わるため、構造物の健全性を維持するためには
温度変化率を低くせざるを得なかつた。これに
対して、上記実施例の原子炉容器においては容
器に発生する応力レンジSnの一計算例は下記
に示すようにいずれも許容値を下まわり、構造
物の健全性を維持しつつプラントの運用効率を
高めることができる。
レベルＹ：Sn≒14Kg／mm2
（定格時529℃、許容値21Kg／mm2）
レベルＸ：Sn≒33Kg／mm2
（定格時440℃、許容値35Kg／mm2）
以上詳述した如く本発明によれば、容器に発生
する応力を低減し、構造物の健全性を高め、かつ
プラント運用の効率を高め得る液体ナトリウム容
器を提供できるものである。 DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION The present invention relates to a liquid sodium vessel, such as a reactor vessel for a fast breeder reactor, which uses liquid sodium as a heat medium. A conventional nuclear reactor vessel has a structure as shown in FIG. That is, in the figure, 1 is an inlet nozzle 1a for liquid sodium (hereinafter abbreviated as Na) at the bottom;
It is a reactor vessel body with a Na outlet nozzle 1b at the top and an enlarged head. Nuclear fuel and the like are placed in the reactor core 2 of the reactor vessel body 1 . The reactor vessel body 1 is fitted into the pedestal 3 with its uppermost bent portion hooked onto a protrusion of the pedestal 3. Further, the upper opening of the reactor vessel body 1 is sealed by a shielding plug 4 placed on a protrusion of the pedestal 3 by filling an inert gas such as argon. In the above-mentioned nuclear reactor, Na supplied into the reactor vessel body 1 from the inlet nozzle 1a is heated by the heat generated by nuclear fission of the nuclear fuel in the reactor core 2, and is sent from the outlet nozzle 1b to a heat exchanger (not shown). By the way, during thermal transients such as reactor startup, shutdown, scram, etc., in the Na free liquid level area A of the reactor vessel body 1, the Na temperature decreases in the area below the Na liquid level due to the good heat transfer properties of Na. It is easy to follow changes and the temperature response is sensitive, whereas the temperature response above the Na liquid level is slow, resulting in a sharp temperature gradient in the axial direction starting from the Na liquid level, which causes a large There was a problem that stress was generated. For this reason, in conventional nuclear reactors, in order to keep the stress generated in the Na liquid surface area A of the reactor vessel body 1 low, the Na temperature change rate must be kept to a very small value during startup, shutdown, etc. This had become a major problem in plant operation. The present invention was made in view of the above circumstances, and it reduces the stress generated in the container by reducing the temperature gradient of the container near the free liquid surface of liquid sodium during thermal transients, thereby improving the integrity of the structure. The present invention aims to provide a liquid sodium container that can increase the efficiency of plant operation and increase the efficiency of plant operation. Hereinafter, embodiments of the present invention will be described with reference to FIG. In the figure, numeral 11 is the reactor vessel main body with an enlarged head. A cylindrical protection liner 12 as a partition wall extending from the lower part of the vessel body 11 is disposed inside the head of the reactor vessel body 11 , and an annular reservoir ( (hereinafter referred to as bucket) B is formed. A flow hole 12 is provided at the top of this protection liner 12.
A is drilled. Inside the protection liner 12, a main overflow line 13, which opens at a higher position than the flow hole 12a and passes through the lower part of the container body 11 , is arranged as a main overflow pipe. Further, an auxiliary overflow line 14 is disposed in the bucket B as an overflow auxiliary pipe that opens at a lower position than the flow hole 12a and sequentially passes through the protection liner 12 and the lower part of the container body 11. . This auxiliary overflow line 14 is provided with an on-off valve 15 outside the container body 11 . Further, the container main body 11 is fitted into the pedestal 16 with its uppermost bent portion hooked onto a protrusion of the pedestal 16. Further, the upper opening of the container body 11 is provided with a shielding plug 17 placed on the protrusion of the pedestal 16.
It is sealed with an inert gas such as argon. Further, Na enters the container body 11 through an inlet nozzle (not shown) and is sent to the heat exchanger through an outlet nozzle (not shown). The operation during startup and shutdown of the reactor vessel will be described below. (i) At startup At startup, the temperature of Na rises to, for example, 180°C to 530°C, but if the on-off valve 15 installed in the auxiliary overflow line 14 is closed from 180°C to 460°C, the temperature of Na in the bucket B increases. Since the liquid does not flow out from the opening of the auxiliary overflow line 14 provided in the bucket B, the liquid level in the bucket B and the liquid level inside the protection liner 12 are both at the main level as shown in FIGS. 2 and 3 a. It is held at the open position of the overflow line 13, that is, at level X. When the opening/closing valve 15 is opened at 460° C. or higher, the opening position of the auxiliary overflow line 14 disposed inside the bucket B is lower than the opening position of the main overflow line 13 inside the protection liner 12, so the protection The Na inside the protection liner 12 is discharged from the flow hole 12a of the protection liner 12 into the bucket B and further to the outside through the opening of the auxiliary overflow line 14 in the bucket B, and the liquid level in the bucket B is as shown in FIG. and is held at the open position of the auxiliary overflow line 14, ie, level Y, as shown in FIG. 3a. The liquid level inside the protection liner 12 is maintained at the opening position of the main overflow line 13, ie, level X, as shown in FIG. In this way, at startup, as shown in Figure 3b, the temperature of Na rises to a certain extent, and when the liquid level is switched from level X to level Y, the container body 11 between level X and level Y is heated in advance. Therefore, the temperature gradient can be made gentler as shown by the dashed line in FIG. 3b. As a result, stress generated near the Na liquid surface can be reduced. On the other hand, in the case of a conventional reactor vessel, as shown in FIGS. 4a and 4b, the vessel body 1 above the Na liquid level is not easily heated, so a sharp temperature gradient occurs. Therefore, the stress generated near the Na liquid surface is large. (ii) When stopped When stopped, the on-off valve 15 is opened from, for example, 530°C to 400°C, and the Na liquid level in the bucket B is maintained at level Y as shown in FIGS. 2 and 5a. Then, after 400°C, the on-off valve 15 is closed,
As shown in Figures 2 and 5a, inside bucket B
Maintain the Na liquid level at level X. In this way, when stopped, Fig. 5 a and b
As shown in the figure, the temperature gradient above and below level X is steep under high temperature conditions, but by raising the Na liquid level from level Y to level By heating the container body 11 , the temperature gradient near the liquid level can be made gentler, as shown by the broken line in FIG. 5b. As a result, stress generated near the Na liquid surface can be reduced. On the other hand, in the case of a conventional reactor vessel, Na
Since the container body 1 above the liquid level is not easily heated, a sharp temperature gradient occurs. Therefore, the stress generated near the Na liquid surface is large. Therefore, for example, as shown in the histograms at startup and shutdown in Figures 7a and b, 15℃/
The operational efficiency of the plant can be increased by raising and lowering the temperature by hr, but in conventional reactor vessels, the stress range Sn generated in the vessel exceeds the allowable value, so it is necessary to maintain the integrity of the structure. had no choice but to lower the rate of temperature change. On the other hand, in the reactor vessel of the above example, an example of calculating the stress range Sn generated in the vessel is below the allowable value, as shown below, and the plant can be maintained while maintaining the structural integrity. Operational efficiency can be increased. Level Y: Sn≒14Kg/mm 2 (Rated at 529℃, tolerance 21Kg/mm 2 ) Level X: Sn≒33Kg/mm 2 (Rated 440℃, tolerance 35Kg/mm 2 ) As detailed above, this book According to the invention, it is possible to provide a liquid sodium container that can reduce stress generated in the container, improve the integrity of the structure, and improve the efficiency of plant operation.
【図面の簡単な説明】[Brief explanation of drawings]
第１図は従来の原子炉容器を示す断面図、第２
図は本発明の実施例における原子炉容器の要部断
面図、第３図ａ及び第５図ａは夫々本発明の実施
例における原子炉容器の起動時及び停止時におけ
るNa液位を示す説明図、第３図ｂ及び第５図ｂ
は夫々第３図ａ及び第５図ａにおける原子炉容器
の温度分布を示す線図、第４図ａ及び第６図ａは
夫々従来の原子炉容器の起動時及び停止時におけ
るNa液位を示す説明図、第４図ｂ及び第６図ｂ
は夫々第４図ａ及び第６図ａにおける原子炉容器
の温度分布を示す線図、第７図ａ及びｂは夫々起
動時及び停止時のヒストグラムである。
１１……原子炉容器本体、１２……プロテクシ
ヨンライナー、１２ａ……フローホール、１３…
…主オーバーフローライン、１４……補助オーバ
ーフローライン、１５……開閉弁、１６……ペデ
スタル、１７……遮蔽プラグ。
Figure 1 is a sectional view showing a conventional reactor vessel;
The figure is a sectional view of the main part of the reactor vessel in the embodiment of the present invention, and Figures 3a and 5a are explanations showing the Na liquid level at the time of startup and shutdown of the reactor vessel in the embodiment of the present invention, respectively. Figures 3b and 5b
are diagrams showing the temperature distribution of the reactor vessel in Figures 3a and 5a, respectively, and Figures 4a and 6a are diagrams showing the Na liquid level at startup and shutdown of the conventional reactor vessel, respectively. Explanatory diagrams shown in Fig. 4b and Fig. 6b
are diagrams showing the temperature distribution of the reactor vessel in FIGS. 4a and 6a, respectively, and FIGS. 7a and 7b are histograms at startup and shutdown, respectively. 11 ... Reactor vessel body, 12... Protection liner, 12a... Flow hole, 13...
...Main overflow line, 14...Auxiliary overflow line, 15...Opening/closing valve, 16...Pedestal, 17...Shielding plug.
【特許請求の範囲】[Claims]
１ 原子炉格納容器の容器壁を貫通させて設ける
ための配管の周囲に、多数の補強鉄筋を配設する
とともに、これら補強鉄筋の基部を覆う如く上記
配管の周囲にコンクリートを打設して予め配管ブ
ロツクを構成しておき、次いで、上記容器壁の配
管貫通部に、上記配管ブロツクを設置した後、上
記容器壁のコンクリート層に埋設される多数の鉄
筋を配筋し、これらの鉄筋に上記補強鉄筋の先端
部を接続することを特徴とする原子炉格納容器の
配管貫通部における配管の取付け方法。
1. A large number of reinforcing bars will be installed around the piping that will be installed to penetrate the vessel wall of the reactor containment vessel, and concrete will be placed around the piping to cover the base of these reinforcing bars. After constructing a piping block and installing the piping block at the pipe penetration part of the container wall, a large number of reinforcing bars to be buried in the concrete layer of the container wall are arranged, and the reinforcing bars are A method for installing piping in a piping penetration part of a nuclear reactor containment vessel, characterized by connecting the tips of reinforcing reinforcing bars.