JPH0274897A - 原子炉容器の熱遮蔽装置 - Google Patents

原子炉容器の熱遮蔽装置

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Publication number
JPH0274897A
JPH0274897A JP63226408A JP22640888A JPH0274897A JP H0274897 A JPH0274897 A JP H0274897A JP 63226408 A JP63226408 A JP 63226408A JP 22640888 A JP22640888 A JP 22640888A JP H0274897 A JPH0274897 A JP H0274897A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
reactor vessel
shielding plate
nuclear reactor
thermal shielding
coolant
Prior art date
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Pending
Application number
JP63226408A
Other languages
English (en)
Inventor
Hiroshi Nakamura
博 中村
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.)
Toshiba Corp
Original Assignee
Toshiba Corp
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Publication date
Application filed by Toshiba Corp filed Critical Toshiba Corp
Priority to JP63226408A priority Critical patent/JPH0274897A/ja
Publication of JPH0274897A publication Critical patent/JPH0274897A/ja
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    • 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)

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】 C発明の目的) (産業上の利用分野) 本発明はナトリウム冷却型の高速増殖炉に係り、特に、
ガスダム槽内の熱遮蔽板を支持する支持構造を改良した
高速増殖炉に関する。
(従来の技術) 一般に、この種の高速増殖炉は液体ナトリウムを冷却材
として使用しており、この冷却材は熱伝達能力が極めて
大きいために、冷却材に接している部分の原子炉容器壁
の温度がこの冷却材の温度変化に対して極めて早く追従
する一方で、冷却材液面より上方の壁の部分は冷却材の
温度変化に対して、それ程早くは追従しない。
したがって、原子炉容器の運転時と停止時のように冷却
材の温度が大きく変化すると、原子炉容器はその冷却材
液面下の部分と、液面上の部分との間に大きな温度差を
生ずる。
その結果、冷却材液面周辺の原子炉容器壁には大きな温
度勾配が生じ、過大な熱応力が発生して原子炉容器の健
全性を損う恐れがある。
そこで、従来の高速増殖炉は第4図に示すように原子炉
容器1の側周壁1aの内周にガスダム槽2を環状に配設
し、原子炉容器1内の冷却材3の熱をガスダム槽2によ
り熱遮蔽するようになっている。
ガスダム槽2は原子炉容器1より小径の円筒状の内側仕
切壁4の外周面と、原子炉容器1の側周壁1aの内周面
とで画成される環状空間に形成され、このガスダム槽2
内底部は、内側仕切壁4の下端に設けた外向フランジ4
aにより閉塞されて、比較的少量のす]ヘリウム5が貯
溜されるナトリウム槽6が形成されている。
このナトリウム槽6内のナトリウム5と内側仕切壁4の
内側の冷却材3とにより内側仕切壁4の外向フランジ4
aが上下両面から加熱されるので、ナトリウム5と冷却
材3の温度変化により外向フランジ4aが径方向に伸縮
しても、この外向フランジ4aに接続される原子炉容器
1の側周壁1aに発生する熱応力を緩和することができ
る。
カスダム槽2内には熱遮蔽板7の複数枚が径方向に所要
の間隙をおいて並設され、これら熱遮蔽板7は複?11
個の取イ」ボルト8により原子炉容器1の側周壁1aの
内面に固定され、熱遮蔽板7の下端部がナトリウム槽6
内のナトリウム5に浸漬されている。
一方、原子炉容器1の上端開口は遮蔽プラグ9により閉
塞され、この遮蔽プラグ9の下端面と冷却材3液面とで
画成される空間にはカバーカスを充填するカバーガス空
間10が設定され、このカバーガス空間10中のナトリ
ウムミストがガスダム櫓2内に侵入するのを防止するカ
バー11をガスダム槽2の上端に設け、カバー11の上
端フランジ11aを原子炉容器1の側周壁1a内面の凹
状係合段部に係合させて取付けている。
(発明が解決しようとする課題) しかしながら、このように構成された従来の高速増殖炉
では、地震発生時にガスダム槽2内の複数枚の熱遮蔽板
7に荷重が発生した場合には、この荷重が、熱遮蔽板7
を原子炉容器1の側周壁1a内面に取付ける取付ボルト
8の取付部に局所的に集中し、応力集中が発生する恐れ
がある。
また、熱遮蔽板7の熱は取付ボルト8を介して原子炉容
器1の側周壁1aに伝熱されるので、この側周壁1aと
取付ボルト8との温度差によっては側周壁1aの取付ボ
ルト8の取付部に過大な熱応力が発生する恐れがあると
いう問題がある。
そこで、本発明は熱遮蔽板の取付ボルトに起因する熱応
力を緩和して、原子炉容器の健全性の向上を図ることが
できる高速増殖炉を提供することを目的とする。
(発明の構成〕 (課題を解決するための手段) 本発明は、従来例の問題点が、ガスダム槽内の熱遮蔽板
を取付ボルトにより原子炉容器内面に取付でいる点に起
因することに着目してなされたものであり、次のように
構成される。
冷却材を収容する原子炉容器内に円筒上の仕切壁を同軸
上に収容し、この内側仕切壁と上記原子炉容器とで画成
されるガスダム槽内に熱遮蔽板を配設する高速増殖炉に
おいて、上記ガスダム槽内にて上記熱遮蔽板を内側仕切
板の下端部に取付け、熱遮蔽板を自立支持させたもので
ある。
(作 用) 熱遮蔽板の自重荷重は、ガスダム壁の下端に支持され、
原子炉容器胴に均等に負荷される。地震時に発生する熱
遮蔽板の荷重も同様原子炉容器胴に均等に負荷される。
又熱遮蔽板が原子炉容器胴に直接固定接触していないた
め、原子炉容器胴に局所的な温度分15を与えることが
なく、熱応力を発生させることもない。従って原子炉容
器胴の健全性の向上を図ることができる。
(実施例) 以下、本発明の一実施例を第1図ないし第3図に基づい
て説明する。
第3図は本発明の一実施例の全体構成を縦断面で示して
おり、図において、原子炉容器20内に炉心槽21が冷
却材22に浸漬されて収容されている。
この炉心槽21内上部には炉心23が収容され、その炉
心槽21下部には下部プレナム24が形成され、この下
部プレナム24は冷却材入口管25に連通して低温の冷
却材22aが導入される。
一方、原子炉容器20内の炉心23の上方にて入口端が
開口する冷却材出口管25Aの一端は、原子炉容器20
の側周壁20aを径方向に貫通して外部に延出し、ここ
で図示しない中間熱交換器の一次側入口に結合され、こ
の中間熱交換器の一次側出口は図示しない配管を介して
循環ポンプの吸込口に接続され、その吐出口が冷却材入
口管25Bの一端に結合され、冷却材22が循環する閉
ループが形成されている。
したがって、原子炉容器20内の炉心23で加熱された
冷却材22は炉心23の上方へ昇流して冷却材出口管2
5Aに案内され、中間熱交換器および循環ポンプをそれ
ぞれ経て、ざらに、冷却材入口配管258を通って再び
原子炉容器20内の炉心23へ強制循環される。
原子炉容器20の上端開口は遮蔽プラグ26により閉塞
され、この遮蔽プラグ26は原子炉容器20の上端開口
外周部に固定される固定プラグ26Aの中央部に、大回
転プラグ26Bと小回転プラグ26Cとを回転自在に設
けて構成されており、小回転プラグ26Cには炉心上部
機構27や燃料交換機28が取付けられている。
遮蔽プラグ26の下端面と原子炉容器20内の冷却材2
2液面とで画成される空間にはアルゴンガス等のカバー
ガスが封入されて、カバーガス空間29が形成され、こ
のカバーガス空間29により冷却材22液面からの放熱
の熱遮蔽が図られている。
また、原子炉容器20内上部には、この原子炉容器20
より若干小径の円筒状の内側仕切壁30が同軸状に収容
され、内側仕切壁30と原子炉容器20の側周壁20a
とで画成される環状空間がガスダム槽31に形成され、
このガスダム槽31により冷却材22からの放熱の熱遮
蔽が図られている。
内側仕切壁30の下端には、外向7ランジ30aが外径
方向に下り勾配で傾斜するように突設され、この外向7
ランジ30aの外端が原子炉容器20の側周壁20a内
面に固着されてガスダム槽31の底部が形成され、この
底部には第1図に示すように少量のナトリウム32が貯
蔵されるナトリウム櫓33が形成される。
第1図は、第2図の部分詳細図を示すもので、原子炉容
器20の内側に設けた熱遮蔽装置の詳細図である。第1
図に示すとうり、熱遮蔽板35は円筒状をなし原子炉容
器20と内側仕切壁30の間に配設され、内側仕切壁3
0の下端に突設させる外向フランジ30aに取付けられ
る。熱遮蔽板35はその下端を支持するのみで、自立構
造でおる。ガスダム槽31内の下部に貯留するナトリウ
ムは熱遮蔽板35の内側及び外側で連通すべく、熱遮蔽
板35の下端にナトリウム連通孔41を有する。
内側仕切壁30の上端部外周面側にはカバー37が配置
されてあり、カバーガス空間29中のナトリウムミスト
がガスダム槽31内に侵入するのを抑制している。
熱遮蔽板35の上端上方には、断熱体40が配設される
第2図は、第1図に対し他の実施例を示すもので、熱遮
蔽板は、遮蔽プラグ26より懸垂させ下端を自由端とし
た構造であり、その他は第1図と同じである。
次に本実施例の作用について述べる。
地震が発生してガスダム槽31の熱遮蔽板35に荷重が
発生した場合には、この荷重が原子炉器20の壁にもし
くは遮蔽プラグ26の下端取付部に均一に伝達をされる
。従って、従来技術で示したように原子炉容器20の取
付部(ボルト等)に局所的に多大な荷重が負荷されるこ
とを防止できるため、原子炉容器20の健全性の向上を
図ることができる。
又熱遮蔽板35自体にも局所的な荷重が負荷されないた
め、熱遮蔽板35の健全性も向上をする。
又熱遮蔽板が原子炉容器20に直接ボルト等で取付けら
れている場合は、取付ボルト部からの局所的な入熱があ
り、取付ボルト付近に温度差が生じ、局所に熱応力が発
生するが、本発明の熱遮蔽板は原子炉容器20に直接接
触しないため原子炉容器20の局所に熱応力が発生する
ことはなく、原子炉容器20の健全性の向上を図ること
ができる。又熱遮蔽板35の取付が簡素なため、その組
立作業性の向上を図ることができる。
〔発明の効果〕
以上説明したように本発明は、ガスダム槽内の熱遮蔽板
をその下端もしくは上端の取付のみで自立構造とし、原
子炉容器には全く支持をさせない構造であるため、地震
発生時に原子炉容器に荷重を負荷することを防止するこ
とができ、また局所的に熱遮蔽板から原子炉容器に熱を
伝えることがなく原子炉容器の局所的に熱遮蔽板から原
子炉容器に熱を伝えることがなく原子炉容器の局所熱応
力の発生を防止することができる等原子炉容器の健全性
を大巾に向上させることができる。
【図面の簡単な説明】
第1図は本発明に係る高速増殖炉の一実施例の要部縦断
面図、第2図は他の実施例の要部縦断面図、第3図は第
1図及び第2図で示す実施例の全体構成を示す縦断面図
、第4図は従来の高速増殖炉の一部縦断面図である。 代理人 弁理士 則 近 憲 佑 同    第子丸   健 第 図

Claims (1)

    【特許請求の範囲】
  1. 冷却材を収納する原子炉容器内に円筒状の内側仕切板を
    同軸上に収容し、この内側仕切板と上記原子炉容器とで
    画成されるガスダム槽内に熱遮蔽板を配設する高速増殖
    炉において、上記ガスダム槽内にて上記熱遮蔽板を内側
    仕切板の下端部に取付け、熱遮蔽板を自立支持させたこ
    とを特徴とする原子炉容器の熱遮蔽装置。
JP63226408A 1988-09-12 1988-09-12 原子炉容器の熱遮蔽装置 Pending JPH0274897A (ja)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP63226408A JPH0274897A (ja) 1988-09-12 1988-09-12 原子炉容器の熱遮蔽装置

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP63226408A JPH0274897A (ja) 1988-09-12 1988-09-12 原子炉容器の熱遮蔽装置

Publications (1)

Publication Number Publication Date
JPH0274897A true JPH0274897A (ja) 1990-03-14

Family

ID=16844652

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP63226408A Pending JPH0274897A (ja) 1988-09-12 1988-09-12 原子炉容器の熱遮蔽装置

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JP (1) JPH0274897A (ja)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US8036335B2 (en) 2003-03-04 2011-10-11 Japan Nuclear Cycle Development Institute Thermal load reducing system for nuclear reactor vessel

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
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US8036335B2 (en) 2003-03-04 2011-10-11 Japan Nuclear Cycle Development Institute Thermal load reducing system for nuclear reactor vessel

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