JPH03125994A - 高速増殖炉の原子炉容器 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。

Description

【発明の詳細な説明】 ［発明の目的］ （産業上の利用分野） 本発明はタンク型高速増殖炉における原子炉容器保護に
係り、特に原子炉容器壁の低温維持と周方向温度分布の
均一化に関する。

（従来の技術） 従来タンク型の高速増殖炉は第７図の構成断面図で示す
ように、原子炉容器１内には炉心２及び−次冷却材３が
収容されている。また原子炉容器１の上面は炉心上部機
構４を設置した遮蔽プラグ５により密封されでおり、こ
の遮蔽プラグ５を貫通して原子炉容器１内に中間熱交換
器６と循環ポンプ７等の機器が設置されている。なお原
子炉容器１内は上から下へホットブレナム８、中間ブレ
ナム９及びコールドブレナム１０に区分されていて、例
えばナトリウムである一次冷却材３のホットブレナム８
内液面と遮蔽プラグ５の下面の間には、例えばアルゴン
のカバーガス１１が充満されている。

一次冷却材３は下部のコールドブレナムｌＯから循環ポ
ンプ７に吸込まれて炉心２に送られ、炉心２において加
熱されて上部のホットブレナム８に上昇し、中間熱交換
器６に導かれてこの中間熱交換器６内を循環する二次冷
却材と熱交換した後に、温度が低下して再びコールドプ
レナムｌＯに還流する。前記中間ブレナム９は、ホット
ブレナム８とコールドブレナムｌＯとを隔離してその間
の断熱を行うと共に、原子炉容器１及びその内部構造物
を熱より保護している。

また原子炉容器１の内周にはガスダム１２が設置されて
いて、ホットブレナム８内の高温の一次冷却材３と原子
炉容器１の壁との間に例えばアルゴンによるガス空間を
設けることにより、−次冷却材３の温度変化の影響を受
けないように原子炉容器１を保護している。さらに原子
炉容器１の外側には、原子炉容器１の破損等による一次
冷却材３の漏洩事故時のバウンダリとして安全容器１３
が設けてあり、この安全容器１３と原子炉容器１との空
間のアニユラス部１４には、例えば窒素ガス等の不活性
ガスが充填されている。なおこの安全容器１３の外側は
保温のための保温材で覆われ、さらにその外側にはコン
クリート璧１５によるピット１６で構成されている。

（発明が解決しようとする課題） 原子炉容器１と外部との熱伝達については、原子炉容器
１の内周に設けられたガスダム１２の内部にはガスダム
１２の壁と原子炉容器１の壁との間の温度差により、ア
ルゴンガスの自然対流が発生して周方向に旋回する流れ
となり熱伝達が起きる。

また同様に原子炉容器１と安全容器１３との間のアニユ
ラス部１４にも不活性ガスによる自然対流が生じて周方
向の旋回流により熱伝達がされる。一方ガスダム１２の
壁と原子炉容器１の壁及び安全容器工３の壁の間には輻
射による熱伝達があるが、安全容器１３の外側が断熱材
で保温されているため、夫々の構造物間の温度差は小さ
く輻射熱伝達は少ない。従って前記したガスダム１２及
びアニユラス部１４におけるガスの自然対流による熱伝
達の影響が大きく、これにより原子炉容器１の壁及び安
全容器１３の壁に周方向温度差が生じる。

また原子炉容器ｌの上部やここを封止する遮蔽プラグ５
等は外気にさらされて低温となっているが、原子炉容器
１内の遮蔽プラグ５の下部でホットブレナム８内の一次
冷却材３に浸漬している部分は極めて高温であり、−次
冷却材３の液面より上部では上に向かって徐々に温度が
低下して行き軸方向の温度勾配が生じる。特に原子炉容
器１における周方向の温度差及び軸方向の温度勾配は、
材質の信頼性を低下させる要因になり設計条件において
過剰な安全度を考慮する等の不具合があった。

本発明は上記に鑑みてなされたもので、その目的とする
ところは、原子炉容器と安全容器間のアニユラス部にガ
スの対流防止手段と、安全容器の外周に冷却空気の通路
を設けて強制冷却を行い、原子炉容器の周方向の温度差
及び軸方向の温度勾配を低減して信頼性の高い高速増殖
炉の原子炉容器を提供することにある。

［発明の構成］ （課題を解決するための手段） 高速増殖炉の原子炉容器とこの外側を覆う安全容器の間
にガスを充填してなるアニユラス部の上部に配設した充
填ガスの対流防止手段と、前記安全容器の外側で下方よ
り上方に流れる冷却空気の通路を設ける。

（作　用） 原子炉容器と安全容器の間のアニユラス部では、充填さ
れたガスの原子炉容器内の冷却材からの伝熱による自然
対流が、上部に配設した対流防止手段により原子炉容器
等の低温域まで上昇することを阻止されるので、ガスダ
ムの壁や原子炉容器及び安全容器の側面において、軸方
向では常に高温側は下より上へ、低温側では上より下へ
のガスの自然対流となり、周方向温度差が生じず周方向
の温度分布が均一で周方向旋回流も発生しない。

また安全容器は外側を下方から空気で強制冷却されるの
で、外部への熱伝達は輻射伝熱要素が大きく、原子炉容
器も周方向均一で軸方向の温度差も小さく低温に維持さ
れる。

（実施例） 本発明の一実施例を図面を参照して説明する。

なお上記従来技術と同じ構成部分については、同一符号
を付して詳細な説明は省略する。

第１図の構成断面図に示すように、原子炉容器１内には
炉心２及び−次冷却材３が収容されており、上面は炉心
上部機構４を設置した遮蔽プラグ５により密封され、こ
の遮蔽プラグ５を貫通して原子炉容器１内に中間熱交換
器６と循環ポンプ７が設置されている。原子炉容器１内
は上から下へホットブレナム８、中間ブレナム９及びコ
ールドブレナム１０に区分されていて、−次冷却材３の
ホットブレナム８内液面と遮蔽プラグ５の下面間には、
カバーガス１１が充満されている。−次冷却材３は下部
のコールドブレナム１０から循環ポンプ７に吸込まれて
炉心２に送られ、炉心２において加熱されて上部のホッ
トブレナム８に上昇し、中間熱交換器６に導かれてこの
中間熱交換器６内を循環する二次冷却材と熱交換された
後に、温度が低下して再びコールドブレナムＩＯに還流
する。前記中間ブレナム９は、ホットブレナム８とコー
ルドブレナムｌＯとを隔離してその間の断熱を行うと共
に、原子炉容器１及びその内部構造物を熱より保護して
いる。

また原子炉容器１の内周にはガスダム壁１２ｂによるガ
スダム１２が設置されていて、ホットブレナム８内の高
温の一次冷却材３と原子炉容器１の壁との間に例えばア
ルゴンガス１２ａによるガス空間を設けることにより、
−次冷却材３の温度変化の影響を受けないように原子炉
容器１を一次冷却材３からの熱より保護している。さら
に原子炉容器１の外側には、原子炉容器１の破損等によ
る一次冷却材漏洩事故時のバウンダリとして安全容器１
３で覆ってあり、この安全容器１３と原子炉容器１との
空間のアニユラス部１４には不活性ガスである窒素ガス
１４ａが充填されている。なおこの安全容器１３の外側
にはコンクリート壁１５によるピットｔｅと冷却空気が
安全容器１３の周囲で、下方より上方に流れる空気通路
１７が形成されて構成する。

なお原子炉容器１の詳細構成は、第２図の原子炉容器の
要部拡大断面図で示すように、原子炉容器１の内側には
ガスダム壁１２ｂとの間にアルゴンガス１２ａが充填さ
れているガスダム１２が設けである。その内側には上部
隔壁１Ｂがあり、−次冷却材３であるナトリウムが収容
されている。この−次冷却材３の液面上にはカバーガス
１１のアルゴンがあり、その上部に熱遮蔽板Ｉ９が設け
である。原子炉容器１の外側で安全容器１３との間のア
ニユラス部１４には不活性ガスである窒素ガス１４ａが
充填しである。このアニユラス部１４の上部にはホット
ブレナム８からの伝達熱で加熱された窒素ガス１４ａが
、原子炉容器１上部の低温域に到達して冷却されること
のないように、カバーガス１１の略中間位置に対流防止
手段である対流防止部２０を配設している。なお安全容
器１３の外周の空気通路１７でコンクリート壁１５の内
面には保温材２１を貼着して構成している。

次に上記構成による作用について説明する。原子炉容器
１と外部との熱伝達は、原子炉容器１の内周に設けられ
たガスダム１２の壁１２ｂと原子炉容器１及び安全容器
１３との間の輻射伝達が大きく、ガスダム１２の壁１２
ｂと原子炉容器１間の温度差により生ずるアルゴンガス
１２ａの自然対流と、原子炉容器１と安全容器１３との
間のアニユラス部１４における温度差からの窒素ガス１
４ａの自然対流によるものは小さい。また炉内からの伝
達熱は、安全容器ＩＳの外周においてコンクリート壁１
５との間に設けられた空気通路１７に外部から送込まれ
、安全容器１３の外側下方から上方に向けて矢印２２で
示すように流れる冷却用の空気により冷却されるので、
安全容器１３共々原子炉容器１は低温に維持される。

なお前記アニユラス部１４における窒素ガス！４ａの挙
動は、第３図（ａ）の要部断面図に示すように、対流防
止部２０の位置が炉内カバーガス１１の下部に近い位置
に配設すると、窒素ガス１４ａがアニユラス部１４上部
で温度の低い遮蔽プラグ及び各種設備機器の影響を受け
ず、第３図（ｂ）の軸方向位置に対する温度特性図の曲
線１４ａで示すように、窒素ガス１４ａの温度は下部か
ら上部まで略変らず、またガスダム■２におけるアルゴ
ンガス１２ａも曲線１２ａで示すように同様に軸方向位
置における温度差がない、従って夫々アルゴンガス１２
ａ　、窒素ガス１４ａ共、第４図（ａ）の原子炉容器の
縦断面ガス流図及び第４図（ｂ）の原子炉容器外周方向
の窒素ガス流展開図に示すように、ガスダム壁１２ｂと
原子炉容器１及び安全容器１３の夫々において、高温壁
側は下から上へ、低温壁側は上から下へ流れる垂直方向
の自然対流が発生して周方向の流れはなくなる。このた
め従来と異なり熱伝達形態が既知である輻射伝熱要素が
大きく、不確定因子の大きいガスの自然対流の影響が少
なく、またこの対流伝熱に関しても高温側から低温側へ
の自然対流が支配的となり、周方向旋回流が発生しない
ので原子炉容器１の周方向温度分布は、略均−となり周
方向温度差は殆ど生じない。

なお前記対流防止部２０を第５図（ａ）の要部断面図に
示すように、炉内カバーガス１１の上部で熱遮蔽板１９
に近い位置に配設すると、窒素ガス１４ａがアニユラス
部１４の上部にまで到達し、温度が低い遮蔽プラグ及び
各種設備機器により冷却されて温度が低下し、第５図（
ｂ）の軸方向位置に対する温度特性図の曲線１４ａで示
すように、窒素ガス１４ａの温度とアルゴンガス１２ａ
とは上部位置において大きく温度差が生じる。このため
第６図（ａ）の原子炉容器の縦断面ガス流図に示すよう
に、ガスダム璧１２ｂの路上部位置でアニユラス部１４
内の原子炉容器１外側において、窒素ガス１４ａの流れ
方向が逆転し、これが第６図（ｂ）の原子炉容器外周方
向の窒素ガス流展開図で示すように、周方向の流れを生
じて上記した従来技術と同様に軸方向の温度分布に相違
が発生し、周方向温度差を生じる。

従って対流防止部２０は、原子炉容器１及び安全容器１
３間のアニユラス部１４で、カバ−ガス１１空間の略中
間部に配設すると良い結果が得られる。

［発明の効果］ 以上本発明によれば、安全容器は外側を下方から流れる
空気により強制冷却され、かつ原子炉容器はアニユラス
部内を垂直に自然対流する不活性ガスにより軸方向の温
度差が小さく、さらに周方向均一に冷却されるので、そ
の周方向温度分布は均一となる。従って原子炉容器にお
いてはその低温化と特に冷却材の液面近傍部における軸
方向の温度勾配が緩和でき、熱伝達についても不確定要
因の大きい対流伝熱の影響が小さく、輻射伝熱要素が大
となるので、設計や構造材の適切選定が容易となり原子
炉容器等の信頼性を向上する効果がある。。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の高速増殖炉の原子炉容器の構成断面図
、第２図は第１図の要部拡大断面図、第３図（ａ）は本
発明の原子炉容器の要部断面図、第３図（ｂ）は第３図
（ａ）による原子炉容器の軸方向位置に対する温度特性
図、第４図（ａ）は第３図（ａ）における原子炉容器の
縦断面ガス流図、第４図（ｂ）は第４図（ａ）による原
子炉容器外周方向の窒素ガス流展開図、第５図（ａ）は
他の実施例の原子炉容器の要部断面図、第５図（ｂ）は
第５図（ａ）による原子炉容器の軸方向位置に対する温
度特性図、第６図（ａ）は第５図（ａ）における原子炉
容器の縦断面ガス流図、第６図（ｂ）は第６図（ａ）に
よる原子炉容器外周方向の窒素ガス流展開図、第７図は
従来の高速増殖炉の原子炉容器の構成断面図である。 １・・・原子炉容器、　　　　３・・・冷却材、８・・
・ホットブレナム、　　　９・・・中間ブレナム、１０
・・・コールドブレナム、 １１・・・カバーガス、　　　　　１２・・・ガスダム
、１２ａ・・・アルゴンガス、１３・・・安全容器、１
４・・・アニユラス部、１４ａ・・・窒素ガス、１５・
・・コンクリート壁、１７・・・空気通路、２０・・・
対流防止部、　　　　２１・・・保温材、２２・・・矢
印（冷却用空気の流れ）。

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. 原子炉容器の内側にガスダム層を形成し外側を安全容器
   で覆うと共にこの安全容器と原子炉容器の間にガスを充
   填したアニュラス部を設けた高速増殖炉において、前記
   アニュラス部の上部に充填ガスの対流防止手段を配設す
   ると共に、前記安全容器の外側に下方より上方に流れる
   冷却用の空気通路を設けたことを特徴とする高速増殖炉
   の原子炉容器。