JPH0363713B2 - - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 〔発明の利用分野〕 本発明は、タンク型FBR原子炉構造における
原子炉炉心構造物の温度分布による熱応力を低減
するに好適な原子炉構造に関する。

〔発明の背景〕

従来の原子炉の炉心支持構造について説明する
ために、まず従来のタンク型FBR原子炉の原子
炉構造を、第１図により説明する。

原子炉本体は、原子炉容器１と、ループスラブ
４とにより構成される大型の容器内に、冷却材、
冷却材を強制的に循環させるための冷却材循環ポ
ンプ５、原子炉の炉心２、容器内の冷却材と２次
系冷却材との熱交換を行なうための、中間熱交換
器１０、および、原子炉の炉心を支持するための
炉心支持構造物３等によつて構成される。

原子炉本体内の冷却材の流れについて以下に述
べる。

コールドプール６内の低温冷却材は、ルーフス
ラブ４から吊り下げられた冷却材循環ポンプ５に
吸い込まれ、ポンプ内で加圧されて、１次系配管
７を通り、高圧プレナム８内に導かれる。その
後、炉心２を通る際加熱され、高温となつてホツ
トプール９に至る、さらに、ルーフスラブ４より
吊り下げられた中間熱交換器１０内に導かれ、蒸
気発生器（図示しない）を循環する２次系冷却材
と伝熱管を介して熱交換を行なうことにより低温
となつて、中間熱交換器出口ノズル１１よりコー
ルドプール６に戻る。

以上が、原子炉本体内の冷却材の流れに関する
説明である。

一方、コールドプール６に接している原子炉の
炉心支持構造物３の表面の温度は、特別な配慮を
しない限り、コールドプール６内の冷却材の温度
にほぼ等しくなる。その温度は、中間熱交換器１
０より吐き出された冷却材温度約350℃となつて
いる。

また、ホツトプール９に接している、積層板１
２は、ホツトプール９の温度に等しく、その温度
は、タービン駆動のための蒸気温度の観点から、
約500℃とする場合が多い。

さらに、炉心支持構造物３内及び、積層板１２
直下の境界層において、内部流体に自然対流が生
じておりコールドプール６及びホツトプール９の
温度を中間プレナム１３内へと伝達されている。
中間プレナム１３内には滞留している流体があ
り、この流体は、ほとんど静止した状態にある。
よつて通常運転時には、この中間プレナム１３内
流体の温度は、約400℃前後になつていることが
考えられ、炉心支持構造物３内の滞留している流
体は、約350℃〜400℃前後になつていることが考
えられる。

ところで、原子炉を起動させる場合、ホツトプ
ール９、コールドプール６の冷却材温度は、どち
らも170℃前後の状態にしておくことが多い。こ
の状態から、約15℃〜25℃／ｈのゆつくりとした
熱変化を与えて、ホツトプール９内の冷却材温度
を約500℃、コールドプール６内の冷却材温度を
約350℃の通常運転時の温度状態にする。この時、
直接冷却材が接していない中間プレナム１３内に
滞留している流体は炉心支持構造物３、及び積層
板１２によつて熱が遮ぎられており、更に、中間
プレナム１３内の流体が、対流をしないため、温
度追従性が悪く、起動後しばらくは、起動直前時
の温度のまま取り残される。

したがつて、原子炉起動時における炉心支持構
造物３の温度分布は、第２図に示すように、コー
ルドプール６の冷却材に接している下方の面の温
度が、約350℃の高温となり、中間プレナム１３
に接している上方の面が、約200℃と低温となつ
てしまう。このときこの炉心支持構造物３の縦方
向の温度差は、約150℃となり、非常に多きな熱
応力が発生する。この熱応力は、炉心支持構造物
３の下面で高温となつているため、膨張し、上面
では低温であるために、炉心支持構造物自体に曲
げ応力が発生することになる。

一方、原子炉を停止させる場合、ホツトプール
９内の冷却材温度約500℃、コールドプール６内
の冷却材温度約350℃、中間プレナム１３内の滞
留している流体温度約400℃の状態から、まず、
ホツトプール９内の冷却材温度が冷却され始め、
続いて中間熱交換器１０を通過した冷却材によ
り、コールドプール６内の冷却材も冷却される。
この時、中間プレナム１３の温度追従性が悪いた
めに、中間プレナム１３内の滞留している流体
は、停止後しばらくの間は約400℃の高温を保ち
続ける。

したがつて、原子炉停止時又は原子炉トリツプ
時における炉心支持構造物３の温度分布は、第２
図に示すように、コールドプール６内に接してい
る下方面の温度は約300℃の低温となり中間プレ
ナム１３に接している上方の面の温度は約400℃
の高温となる。この時、炉心支持構造物３の縦方
向の温度差は、原子炉起動時とは逆に約100℃と
なり、この場合も熱応力の発生は避けられない。
この熱応力は、原子炉起動時とは逆に、炉心支持
構造物３の下面で低温であり上面においては高温
となるので、起動時とは逆の曲げ応力が発生する
ことになる。

原子炉の起動時と停止時、トリツプ時に、炉心
支持構造物３に発生する熱応力は、どちらも絶対
値が大きく、また、起動時と停止時、トリツプ時
の温度分布が逆転しているので、熱応力の発生の
向きは逆となる。したがつて応力の範囲は、加算
された値となる。また、原子炉にとつて起動と停
止という運転状態は、定期検査等のために、必ず
必要となつてくる運転状態である。

このように、原子炉起動時、停止時、トリツプ
時に発生する熱応力が大きいということは、原子
炉容器の心臓とも言える炉心を支える炉心支持構
造物の信頼性を高めることができないことにもな
る。

〔発明の目的〕

本発明の目的は、タンク型FBR原子炉におい
て、原子炉の運転起動言、停止時、トリツプ時に
おける、冷却材の温度変化による、炉心支持構造
物３に発生する熱応力を低減する、原子炉構造を
提供することにある。

〔発明の概要〕

本発明は、炉心及び冷却系機器を同一容器内に
収納するタンク型原子炉のうち、炉心支持構造を
有するタンク型原子炉において原子炉起動時、停
止時、トリツプ時等の熱過渡時に、炉心支持構造
物に発生する熱応力を低減することを目的とし、
炉心支持構造物に、上下のプレナム内に冷却材を
通過させるための貫通孔を設け中間プレナム内に
冷却材循環ポンプの吸込み口を設けることを特徴
とする原子炉構造である。

〔発明の実施例〕

本発明の一実施例を第３図、第４図により説明
する。原子炉容器１とルーフスラブ４とにより構
成される大型容器内の炉心支持構造物３におい
て、第４図に示す様にコールドプール６と中間プ
レナム１３内に冷却材を通過させるための冷却材
貫通孔１５を設ける。さらに、冷却材循環ポンプ
５の吸込み口１６を中間プレナム１３内に設け
る。またコールドプール６内の冷却材温度と、ホ
ツトプール９内の冷却材温度の熱遮蔽効果を保つ
ための積層板１２と断熱構造１４をホツトプール
９との間に設ける。

本実施例の動作について説明する。

中間熱交換器１０より吐き出された低温の冷却
材は、コールドプール６を通り、炉心支持構造物
３に設けられた、冷却材貫通孔１５を通つて、中
間プレナム１３内に導かれる。さらに冷却材は、
中間プレナム１３内に設けられた、冷却材循環ポ
ンプ吸込み口１６から、冷却材循環ポンプ５に導
かれ、ポンプ内で加圧されて、１次系配管７を通
り、高圧プレナム８に吐き出される。高圧プレナ
ム８から、炉心２を通る際、加熱され、ホツトプ
ール９に吐き出され、さらに中間熱交換器１０に
吸い込まれる。中間熱交換器１０内では、２次系
冷却材と熱交換を行なうことにより第１次冷却材
は冷却され、中間熱交換器出口ノズル１１よりコ
ールドプール６内に配出される。このように、冷
却材を循環させることにより、炉心の冷却を実施
している。

原子炉起動時には、温度上昇をする冷却材はコ
ールドプール６から、炉心支持構造物３の冷却材
貫通孔１５を通過し、中間プレナム１３に導かれ
た後、冷却材循環ポンプ吸込み１６より吸込まれ
る。このため、炉心支持構造物３は、内部を循環
する冷却材を通過するため、炉心支持構造物３の
上面と下面の温度差はなくなり、この温度は、コ
ールドプール６、中間プレナム１３内の冷却材温
度と等しくなる。このため、炉心支持構造物に発
生する熱応力は、大幅に低減される。

原子炉停止時、トリツプ時も、熱変化をした冷
却材が、炉心支持構造物３内を通過すことによ
り、上面、下面での温度変化が発生すぜ、熱応力
も大幅に低減される。

第５図に、原子炉停止時における温度分布を示
す。炉心支持構造物３を通過する冷却材の影響
で、炉心支持構造物３の温度は一様に保たれ、熱
応力の発生を防止できる。

本発明の変形例について説明する。

第６図に、本発明のその他の実施例を示す。

冷却材循環ポンプ吸込み口１６はコールドプー
ル内に設け、更に、中間プレナム１３内にも、冷
却材吸込み孔１７を設ける。これにより、中間熱
交換器出口ノズル１１より吐き出された冷却材
は、コールドプール６から、直接、冷却材循環ポ
ンプ吸込み口１６に吸込まれるものと、炉心支持
構造物３を通過し、中間プレナム１３内に吐き出
された後冷却材循環ポンプ吸込み孔１７に吸い込
まれるものの２流路に分割する。この実施例にお
いても炉心支持構造物３を通過する冷却材の影響
を受け、炉心支持構造物３の温度差は発生せず、
熱応力は低減できる。

〔発明の効果〕

本発明の一実施例によれば、以下の効果が挙げ
られる。

(1) 原子炉の起動、停止、トリツプ時における、
炉心支持構造物に発生する熱応力を低減するこ
とができる。

(2) 冷却材循環ポンプ吸込み口の胴を短くするこ
とにより、製作コストを低減できる。

【図面の簡単な説明】

第１図は、従来のタンク型FBR原子炉の縦断
面図、第２図は、従来のタンク型FBR原子炉に
おける熱過渡時の炉心支持構造物の温度分布図、
第３図は、本発明の実施例の縦断面図、第４図
は、本発明における炉心支持構造物の斜視図、第
５図は、本発明における熱過渡時の炉心支持構造
物の温度分布図、第６図は、本発明の変形例の縦
断面図である。 １……原子炉容器、２……炉心、３……炉心支
持構造物、４……ルーフスラブ、５……冷却材循
環ポンプ、６……コールドプール、７……１次系
配管、８……高圧プレナム、９……ホツトプー
ル、１０……中間熱交換器。

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. １ タンク型FBR原子炉において、ホツトプー
   ルとコールドプールを隔てる炉心支持構造物とに
   囲まれる中間プレナムに、１次ポンプ吸込み口を
   設けたことを特徴とするタンク型FBR原子炉構
   造。