JPH04268493A - タンク型高速増殖炉 - Google Patents
タンク型高速増殖炉Info
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- JPH04268493A JPH04268493A JP3029922A JP2992291A JPH04268493A JP H04268493 A JPH04268493 A JP H04268493A JP 3029922 A JP3029922 A JP 3029922A JP 2992291 A JP2992291 A JP 2992291A JP H04268493 A JPH04268493 A JP H04268493A
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- Japan
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- reactor
- fast breeder
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- reactor vessel
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- Pending
Links
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Classifications
-
- Y—GENERAL 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
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear 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。
め要約のデータは記録されません。
Description
［発明の目的］
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は高速増殖炉、特にその構
造を簡素化した高速増殖炉に関する。
造を簡素化した高速増殖炉に関する。
【０００２】
【従来の技術】冷却材として液体金属ナトリウムを使用
する高速増殖炉は、炉型式によりタンク型とループ型と
に大別され、その中で従来のタンク型高速増殖炉は、概
略、図５に示すような構成を有する。すなわち、原子炉
圧力容器１内には炉心２、主循環ポンプ３および中間熱
交換器４が設置されているとともに、冷却材である液体
金属ナトリウムを低温ナトリウム５と高温ナトリウム６
に断熱分離するコニカルレダン７およびトロイダルレダ
ン８が設置されている。上記低温ナトリウム５は主循環
ポンプ３により炉心２下方の圧力プレナム９に圧送され
、炉心２内を下から上に向けて流れその間に高温に加熱
される。また、高温ナトリウム６は中間熱交換器４にお
いて二次冷却材と熱交換し、低温となって再び主循環ポ
ンプ３に吸い込まれる。而して、液体金属ナトリウムに
接触する原子炉容器１等の構造物は、高温強度、ナトリ
ウムに対する耐蝕性、耐放射線性に優れていることが要
求されるため、従来ステンレス鋼３０４、３１４等のス
テンレス鋼材料によって構成されている。
する高速増殖炉は、炉型式によりタンク型とループ型と
に大別され、その中で従来のタンク型高速増殖炉は、概
略、図５に示すような構成を有する。すなわち、原子炉
圧力容器１内には炉心２、主循環ポンプ３および中間熱
交換器４が設置されているとともに、冷却材である液体
金属ナトリウムを低温ナトリウム５と高温ナトリウム６
に断熱分離するコニカルレダン７およびトロイダルレダ
ン８が設置されている。上記低温ナトリウム５は主循環
ポンプ３により炉心２下方の圧力プレナム９に圧送され
、炉心２内を下から上に向けて流れその間に高温に加熱
される。また、高温ナトリウム６は中間熱交換器４にお
いて二次冷却材と熱交換し、低温となって再び主循環ポ
ンプ３に吸い込まれる。而して、液体金属ナトリウムに
接触する原子炉容器１等の構造物は、高温強度、ナトリ
ウムに対する耐蝕性、耐放射線性に優れていることが要
求されるため、従来ステンレス鋼３０４、３１４等のス
テンレス鋼材料によって構成されている。
【０００３】原子炉容器１の液面近傍の部位には、原子
炉の起動、停止、トリップ等に際して発生する軸方向の
温度勾配により、高度の熱応力が作用する。この熱応力
を緩和するため、前記熱応力作用部位に多層の薄肉構造
物により、低温ナトリウム５の流路を形成しこれにより
前記部位の冷却を図るようにしている。図６は図５にお
いて一点鎖線で囲んで示したＡ部を詳細に示すものであ
り、図中１０は前記炉壁冷却構造を示している。なお、
図５において１１はポンプスタンドパイプ、１２は炉心
上部機構を示す。
炉の起動、停止、トリップ等に際して発生する軸方向の
温度勾配により、高度の熱応力が作用する。この熱応力
を緩和するため、前記熱応力作用部位に多層の薄肉構造
物により、低温ナトリウム５の流路を形成しこれにより
前記部位の冷却を図るようにしている。図６は図５にお
いて一点鎖線で囲んで示したＡ部を詳細に示すものであ
り、図中１０は前記炉壁冷却構造を示している。なお、
図５において１１はポンプスタンドパイプ、１２は炉心
上部機構を示す。
【０００４】また、コニカルレダン７の水平部に設置さ
れたポンプスタンドパイプ１１等の高温ナトリウム６と
の接液部には、原子炉トリップ時の短時間の熱過渡によ
り高熱応力が作用する。この熱過渡による高熱応力を防
止するため、前記ポンプスタンドパイプ１１等の接液部
材の外周にはサーマルライナ（熱遮蔽板）を設け、高温
ナトリウム６との直接の接触を避けるようにしている。
れたポンプスタンドパイプ１１等の高温ナトリウム６と
の接液部には、原子炉トリップ時の短時間の熱過渡によ
り高熱応力が作用する。この熱過渡による高熱応力を防
止するため、前記ポンプスタンドパイプ１１等の接液部
材の外周にはサーマルライナ（熱遮蔽板）を設け、高温
ナトリウム６との直接の接触を避けるようにしている。
【０００５】また、前記ループ型高速増殖炉においては
、原子炉容器１内には前記タンク型高速増殖炉とは異な
り、原子炉容器１内には主循環ポンプ、中間熱交換器等
は設置されていないが、液体金属ナトリウムを低温ナト
リウム５、高温ナトリウム６に断熱分離する構造、形態
のものとしてある。そのため、前記タンク型高速増殖炉
と同様に高熱応力の発生を防止し、原子炉の健全性を維
持する観点から炉壁冷却構造や、サーマルライナを設け
ている。
、原子炉容器１内には前記タンク型高速増殖炉とは異な
り、原子炉容器１内には主循環ポンプ、中間熱交換器等
は設置されていないが、液体金属ナトリウムを低温ナト
リウム５、高温ナトリウム６に断熱分離する構造、形態
のものとしてある。そのため、前記タンク型高速増殖炉
と同様に高熱応力の発生を防止し、原子炉の健全性を維
持する観点から炉壁冷却構造や、サーマルライナを設け
ている。
【０００６】
【発明が解決しようとする課題】上記構成の従来のタン
ク型高速増殖炉やループ型高速増殖炉において、健全性
維持の観点から炉壁冷却構造、サーマルライナの採用を
していることは前記の通りである。
ク型高速増殖炉やループ型高速増殖炉において、健全性
維持の観点から炉壁冷却構造、サーマルライナの採用を
していることは前記の通りである。
【０００７】しかしながら、前記いずれの健全性維持手
段にせよ複雑な構造、形態を有するだけでなく、それ等
自体の熱応力低減の必要上薄肉構造としなければならな
い。特に炉壁冷却構造は、狭いギャップを介して薄肉構
造物を多層に配置して構成しなければならず、地震時に
おける構造健全性の確保は困難である。その上、製作、
据付にも多大の困難がある。さらに、前記薄肉構造物間
の狭いギャップは冷却材流路を形成するものであるから
、その流動による流力自励振動を生じるおそれがある。
段にせよ複雑な構造、形態を有するだけでなく、それ等
自体の熱応力低減の必要上薄肉構造としなければならな
い。特に炉壁冷却構造は、狭いギャップを介して薄肉構
造物を多層に配置して構成しなければならず、地震時に
おける構造健全性の確保は困難である。その上、製作、
据付にも多大の困難がある。さらに、前記薄肉構造物間
の狭いギャップは冷却材流路を形成するものであるから
、その流動による流力自励振動を生じるおそれがある。
【０００８】本発明は上記の事情に基づきなされたもの
で、前記のような種々の問題の原因となる炉壁冷却構造
、サーマルライナ等を廃し簡素化された構造で、しかも
健全性を十分確保することができる高速増殖炉を提供す
ることを目的としている。 ［発明の構成］
で、前記のような種々の問題の原因となる炉壁冷却構造
、サーマルライナ等を廃し簡素化された構造で、しかも
健全性を十分確保することができる高速増殖炉を提供す
ることを目的としている。 ［発明の構成］
【０００９】
【課題を解決するための手段】本発明の高速増殖炉は、
原子炉容器壁面外周の液面近傍の部位にステンレス鋼と
熱の良導体からなる傾斜機能材により形成した緩衝帯を
設けたことを特徴とする。
原子炉容器壁面外周の液面近傍の部位にステンレス鋼と
熱の良導体からなる傾斜機能材により形成した緩衝帯を
設けたことを特徴とする。
【００１０】
【作用】上記構成の本発明の高速増殖炉においては、前
記緩衝帯は原子炉起動時、トリップ時等の前記液面近傍
における軸方向温度勾配を緩和し、原子炉容器に大きな
応力が作用しないようにすることができる。
記緩衝帯は原子炉起動時、トリップ時等の前記液面近傍
における軸方向温度勾配を緩和し、原子炉容器に大きな
応力が作用しないようにすることができる。
【００１１】
【実施例】図５と同一部分には同一符号を付した図１は
、本発明一実施例の模式的縦断面図である。この図にお
いて、原子炉容器１外周の液体金属ナトリウム液面の上
下に位置する部位に、ステンレス鋼と熱良導体の傾斜機
能材からなる緩衝帯１３を装着している。なお、傾斜機
能材とは機能の異なる材料間の組成を連続的に変化（傾
斜）させてなる複合材であり、単一の材料によっては得
られなかった複数の機能を併せ持つものであるが、単な
る接合部材とは異なり傾斜組成体であるため、物性値が
急変する界面は存在せず、応力特異性を示す面は存在し
ない。
、本発明一実施例の模式的縦断面図である。この図にお
いて、原子炉容器１外周の液体金属ナトリウム液面の上
下に位置する部位に、ステンレス鋼と熱良導体の傾斜機
能材からなる緩衝帯１３を装着している。なお、傾斜機
能材とは機能の異なる材料間の組成を連続的に変化（傾
斜）させてなる複合材であり、単一の材料によっては得
られなかった複数の機能を併せ持つものであるが、単な
る接合部材とは異なり傾斜組成体であるため、物性値が
急変する界面は存在せず、応力特異性を示す面は存在し
ない。
【００１２】さらに、コニカルレダン７上部の垂直部外
周、炉心上部機構１２外周等の接液部には、ステンレス
鋼とセラミック等の断熱材との傾斜機能材からなる保護
層１４を施しておく。
周、炉心上部機構１２外周等の接液部には、ステンレス
鋼とセラミック等の断熱材との傾斜機能材からなる保護
層１４を施しておく。
【００１３】上記実施例においては、原子炉起動、トリ
ップ時等に原子炉液面近傍に発生する軸方向温度勾配を
緩和し熱応力の低減を図ることができる。すなわち、原
子炉トリップ時等における短時間の熱過渡にたいする構
造部材の熱保護を果たすことができる。以下、図２〜図
４につき上記実施例の効果につき説明する。図２は緩衝
帯１３を設けていない場合の原子炉容器１壁面の高温液
体金属ナトリウム６液面近傍の温度分布を示す図で、図
中曲線ａは原子炉起動時、曲線ｂは定格運転時、曲線ｃ
は原子炉トリップ時のそれをそれぞれ示している。また
、図３は緩衝帯１３を設けた場合の前記と同様の図で、
曲線ｄ〜ｆは前図の曲線ａ〜ｃに対応するものである。 これらの各曲線から、本実施例によれば定格運転時、起
動時、トリップ時のいずれにおいても原子炉容器１壁面
の液面近傍における軸方向温度勾配が緩和されることが
わかる。また、図４の曲線ｇは原子炉トリップ時の熱過
渡条件を示している。炉心上部機構１２に保護層１４を
施した場合には、炉心上部機構１２は曲線ｇに示した短
時間の激しい熱過渡条件から保護され、その健全性を損
なわれることはない。
ップ時等に原子炉液面近傍に発生する軸方向温度勾配を
緩和し熱応力の低減を図ることができる。すなわち、原
子炉トリップ時等における短時間の熱過渡にたいする構
造部材の熱保護を果たすことができる。以下、図２〜図
４につき上記実施例の効果につき説明する。図２は緩衝
帯１３を設けていない場合の原子炉容器１壁面の高温液
体金属ナトリウム６液面近傍の温度分布を示す図で、図
中曲線ａは原子炉起動時、曲線ｂは定格運転時、曲線ｃ
は原子炉トリップ時のそれをそれぞれ示している。また
、図３は緩衝帯１３を設けた場合の前記と同様の図で、
曲線ｄ〜ｆは前図の曲線ａ〜ｃに対応するものである。 これらの各曲線から、本実施例によれば定格運転時、起
動時、トリップ時のいずれにおいても原子炉容器１壁面
の液面近傍における軸方向温度勾配が緩和されることが
わかる。また、図４の曲線ｇは原子炉トリップ時の熱過
渡条件を示している。炉心上部機構１２に保護層１４を
施した場合には、炉心上部機構１２は曲線ｇに示した短
時間の激しい熱過渡条件から保護され、その健全性を損
なわれることはない。
【００１４】
【発明の効果】上記から明らかなように本発明の高速増
殖炉においては、従来の高速増殖炉において必須とされ
た炉壁冷却構造、サーマルライナ等を設置する必要がな
く、原子炉構成部材の低減が可能となり、原子炉構造の
簡素化により建設工期の短縮、信頼性の向上を図ること
ができる。
殖炉においては、従来の高速増殖炉において必須とされ
た炉壁冷却構造、サーマルライナ等を設置する必要がな
く、原子炉構成部材の低減が可能となり、原子炉構造の
簡素化により建設工期の短縮、信頼性の向上を図ること
ができる。
【図１】本発明一実施例の模式的縦断面図。
【図２】従来の高速増殖炉の原子炉容器壁面の液面近傍
における軸方向温度分布を原子炉容器の局部的模式図と
ともに示す特性線図。
における軸方向温度分布を原子炉容器の局部的模式図と
ともに示す特性線図。
【図３】本発明一実施例の図２と比較する同様の模式図
とともに示す特性線図。
とともに示す特性線図。
【図４】本発明一実施例における炉心上部機構の原子炉
トリップ時の熱過渡条件をしめす特性線図。
トリップ時の熱過渡条件をしめす特性線図。
【図５】従来の高速増殖炉の模式的縦断面図。
【図６】図５に１点鎖線で囲んで示した部分Ａの詳細図
。
。
Claims (1)
- 【請求項１】原子炉容器壁面外周の液面近傍の部位にス
テンレス鋼と熱の良導体からなる傾斜機能材により形成
した緩衝帯を設けたことを特徴とするタンク型高速増殖
炉。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP3029922A JPH04268493A (ja) | 1991-02-25 | 1991-02-25 | タンク型高速増殖炉 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP3029922A JPH04268493A (ja) | 1991-02-25 | 1991-02-25 | タンク型高速増殖炉 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH04268493A true JPH04268493A (ja) | 1992-09-24 |
Family
ID=12289487
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP3029922A Pending JPH04268493A (ja) | 1991-02-25 | 1991-02-25 | タンク型高速増殖炉 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH04268493A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2009037842A1 (ja) * | 2007-09-20 | 2009-03-26 | Kabushiki Kaisha Toshiba | 高速炉 |
-
1991
- 1991-02-25 JP JP3029922A patent/JPH04268493A/ja active Pending
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2009037842A1 (ja) * | 2007-09-20 | 2009-03-26 | Kabushiki Kaisha Toshiba | 高速炉 |
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