JPH0735882A - 液体金属冷却高速炉 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】 【目的】軸方向の温度分布を解消し、熱応力の発生を抑
制する。 【構成】原子炉容器１内に炉心３を配置した内容器10を
設ける。炉心３は内容器10の底部を構成する炉心支持構
造物６上に設置されている。原子炉容器１の上部には原
子炉入口配管８が取着され冷却材はダウンカマ13を流下
し下部入口プレナム12を経て炉心支持構造物６から炉心
３内に流入する。炉心３で加熱された冷却材は内容器10
に設けた原子炉出口配管７から流出する。これにより原
子炉容器１は低温の冷却材で取り囲まれ、無液面である
ので、内容器10内の冷却材液面近傍の軸方向温度分布が
生じない。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【産業上の利用分野】本発明はたとえば液体金属ナトリ
ウムを冷却材として使用する液体金属冷却型高速増殖炉
（以下、液体金属冷却高速炉と記す）に関する。

【０００２】

【従来の技術】高速炉には機器配置の違いからループ型
と、タンク型と、両者を併合したハイブリッド型があ
る。図11により従来のループ型液体金属冷却高速炉の概
要を説明する。

【０００３】図11中符号１は原子炉容器で、この原子炉
容器１の上部は原子炉カバーガスバウンダリー２により
密閉され、また原子炉容器１内には炉心３が炉心支持構
造物６上に設置されている。

【０００４】炉心３の上方には炉心上部機構４が設けら
れており、また冷却材を流出する原子炉出口配管７と冷
却材を流入する原子炉入口配管８とがカバーガスバウン
ダリー２、つまりしゃへいプラグから吊下されるように
して取着されている。原子炉容器１内の冷却材液面５上
には不活性ガスのカバーガスが充填されている。

【０００５】炉心支持構造物６から炉心３の外側を取り
囲んで垂直に立ち上がり原子炉容器１の内壁面に近接し
冷却材液面５上に突出して円筒状熱しゃへい板９が設け
られている。原子炉容器１内の炉心支持構造物６から下
方は高圧プレナム27が形成される。炉心上部機構４は原
子炉の出力を制御する制御棒駆動機構（図示せず）等が
内部に設置される。

【０００６】炉心３を流出した高温の冷却材（液体金属
ナトリウム）は原子炉出口配管７から流出して熱交換し
た後、低温となって原子炉入口配管８から原子炉容器１
の下部の高圧プレナム27に流入し、高圧プレナム27から
炉心３内に低温の冷却材が供給される。熱しゃへい板９
は原子炉容器１を高温の冷却材から保護するためのもの
である。

【０００７】

【発明が解決しようとする課題】一般に図11における高
速炉では炉心冷却材としてナトリウムを使用した場合、
炉心３の出口の冷却材の温度は約 550℃であり、原子炉
カバーガスバウンダリー２の上部は約50℃程度の低温に
維持されている。この間に約 500℃の温度差が生じてい
る。

【０００８】原子炉容器１の胴部の不活性ガス中の軸方
向温度分布は原子炉容器１の材料であるステンレス鋼の
熱伝導と内部の不活性ガスの対流や輻射によって左右さ
れるが、液体金属であるナトリウム中とは異なる挙動を
呈する。

【０００９】図12は図11における従来の原子炉容器１の
冷却材液面５近傍の温度分布を示した曲線図で、たて軸
は原子炉容器軸方向を、よこ軸は冷却材液面の温度を示
している。図中の点線ａは起動直後、破線ｂは原子炉ト
リップ直後、実線ｃは定常状態の温度分布をそれぞれ示
している。

【００１０】原子炉を起動し、低温停止状態から高温の
定格状態にもっていくと冷却材中の温度は高温になる
が、不活性ガス中は温度上昇が遅れ、急峻な温度勾配が
生じる（点線ａおよび実線ｃ参照）。また、高温の定格
状態から原子炉がトリップし、停止されると冷却材温度
は急激に低下するが、不活性ガス中は高温のまま残り、
温度のピークが生じる（破線ｂ）。

【００１１】上述したことから明らかなように、従来の
高速炉では急激な軸方向の温度変化により、原子炉容器
１に大きな熱応力が発生し、原子炉容器１の構造健全性
やプラント運転の大きな制約となる課題がある。

【００１２】本発明は上記課題を解決するためになされ
たもので、原子炉容器を低温の等温状態に維持すること
により軸方向温度分布を解消し、熱応力の発生を抑制す
るとともに、従来原子炉容器の熱応力を低減するために
設けられていた設備の簡素化を図り、経済的で信頼性の
高い液体金属冷却高速炉を提供することにある。

【００１３】

【課題を解決するための手段】本発明は原子炉容器と、
この原子炉容器内に配設された内容器と、この内容器内
に炉心支持構造物を介して配置された炉心と、この炉心
の上方に設けられた炉心上部機構と、前記原子炉容器の
上端部の原子炉上部入口プレナムに接続された原子炉入
口配管と、前記内容器内から外部へ突出した原子炉出口
配管と、前記内容器内に設けられたホットプレナムとを
具備したことを特徴とする。

【００１４】

【作用】上述したように原子炉容器を低温の原子炉入口
温度と等温の容器とし、ホットプールをその内部に内包
する構造とし、原子炉容器全体が等温で過渡的にもほぼ
均一な温度追従性を有した構造となっている。

【００１５】そのため、原子炉容器は低温状態に維持さ
れ、炉心入口の冷却材と同じ温度に維持される。炉心入
口温度が変化すると、これに伴って変化するが、大きな
温度勾配が軸方向に生じることはない。これにより、軸
方向温度分布により大きな熱応力が生じることはない。

【００１６】

【実施例】図１により本発明に係る液体金属冷却高速炉
の第１の実施例を説明する。図１における第１の実施例
では原子炉容器１内に同心円状の内容器10を設け、この
内容器10内に炉心３を炉心支持構造物６を介して設置
し、炉心３の上方に炉心上部機構４を設け、内容器10内
の上部をホットプレナム14とし、このホットプレナム14
に冷却材液面５が位置している。

【００１７】原子炉容器１の上端に原子炉出口配管７お
よび原子炉入口配管８を設け、原子炉出口配管７の端末
は冷却材液面５から下方に没入して開口し、原子炉入口
配管８の端末は原子炉容器１内上部に位置する原子炉上
部入口プレナム11内に開口している。

【００１８】原子炉容器１と内容器10との間は冷却材が
流下するダウンカマ13であり、原子炉容器１内の底部と
炉心支持構造物６との間は原子炉容器下部入口プレナム
12が形成されている。

【００１９】しかして、上記第１の実施例では炉心３お
よび高温の冷却材は内容器10によって内包され、内容器
10は原子炉容器１の中心部に設置されて上部で一体構造
となっている。

【００２０】そのため、炉心３から流出した高温の冷却
材は原子炉出口配管７から外部に流出し、熱交換した
後、原子炉入口配管８から原子炉上部入口プレナム11に
流入する。原子炉上部入口プレナム11に流入した冷却材
はダウンカマ13を流れ原子炉容器下部入口プレナム12に
流入し、ここから炉心３に流入し、循環する。

【００２１】上記実施例によれば、原子炉容器は無液面
で、低温の等温状態に維持され、炉心３の入口の冷却材
と同じ温度に維持され、大きな温度勾配が軸方向に生じ
ることはない。

【００２２】よって、原子炉出口温度の高温化と、これ
による高効率化、原子炉容器内部の熱しゃへい構造の簡
素化、ルーフデッキの熱しゃへい構造の簡素化等が可能
となり、これらに伴い炉内入口配管削除による原子炉容
器のコンパクト化を図ることができる。

【００２３】次に図２から図10により本発明に係る第２
から第10の実施例を説明する。なお、各図とも、図１と
同一部分には同一符号を付して重複する部分の説明は省
略し、第１の実施例と異なった部分の説明にとどめる。

【００２４】図２により第２の実施例を説明する。本実
施例では、炉心３を原子炉容器１の下部から炉心支持ス
カート15で支持し、内容器10の内面近傍に熱しゃへい板
９を設け、内容器10の下部側面に入口ホール16を設けた
ことにある。

【００２５】この第２の実施例では原子炉入口配管８か
ら流入した冷却材はダウンカマ13で原子炉容器１を低温
に維持しながら下降し、入口ホール16から炉心３の下部
に流入する。内容器10の胴部は内外に温度差が生じるた
め、必要に応じて熱しゃへい板９を設けて防止する。な
お、その他の作用効果は第１の実施例と同様なため、そ
の説明は省略する。

【００２６】図３により第３の実施例を説明する。図３
において符号21は振れ止めを、22は上部支持スカート
を、39は建物躯体を示している。第３の実施例では内容
器10の地震時や流れによる振動を防止するため、原子炉
容器１との間に振れ止め21を設置する。また、原子炉容
器１を支持するために上部支持スカート22を介して建物
躯体39に固定する。

【００２７】本実施例によれば、原子炉上部が低温であ
るため、上部支持スカート22を介して支持すれば十分で
あり、従来支持部を冷却するために設置していた冷却系
（図示せず）等必要でなくなる。また、振れ止め21によ
り地震時等の振動を防止することができる。

【００２８】図４により第４の実施例を説明する。第４
の実施例では原子炉入口配管８の開口を原子炉上部入口
プレナム11の低温部に、原子炉出口配管７の開口をホッ
トプレナム14の高温部に設け、また炉心３の周囲に中圧
プレナム23および短尺しゃへい体24を設けている。

【００２９】この実施例によれば原子炉入口配管８は原
子炉上部入口プレナム11に接続されているだけで、従来
のように原子炉入口配管を原子炉容器内で引き回す必要
がない。このため、原子炉出口配管７を炉心の上部に設
置すると、原子炉容器１の直径を縮小することができ
る。

【００３０】炉心を構成する炉心構成要素を交換するた
めには、原子炉出口配管７の下部に交換に必要な空間が
必要であるが、炉心外周部には短尺しゃへい体24を設置
すれば交換は容易となる。炉心外周部の短尺しゃへい体
24は中圧プレナム23上に設置され、炉心のしゃへいを行
う。

【００３１】炉心構成要素は炉心中心側と外側の温度差
により、温度上昇すると熱変曲するが、短尺しゃへい体
24を用いると熱変曲を拘束しなくなるので、より大きな
変曲が生じる。

【００３２】これにより温度上昇による負の反応度効果
（出力を下げる効果）が生じるので好都合である。図２
の実施例と短尺しゃへい体24とを組み合わせることによ
り、コンパクトで安全な原子炉を提供することができ
る。

【００３３】図５により第５の実施例を説明する。すな
わち、第５の実施例では内容器10内の炉心支持構造物６
上に炉心３内に冷却材を流入する循環ポンプ26と炉心３
内から流出した高温の冷却材と熱交換するための中間熱
交換器25を立設している。原子炉容器１内の下部は高圧
プレナム27を形成している。

【００３４】本実施例では中間熱交換器25と循環ポンプ
26が一体となった冷却ユニットを内容器10を貫通して、
原子炉容器１内に設置しているため、原子炉容器１は低
温の等温容器となる。

【００３５】図６により第６の実施例を説明する。この
第６の実施例は第５の実施例の改良型である。タンク型
炉は冷却ユニットを内蔵するため一般的に内容器10の直
径は大きくなる。このため、大出力の大型炉では内容器
10に高圧の外圧が作用するので好ましくない。

【００３６】そこで、本実施例では原子炉容器１と内容
器10との間に原子炉容器冷却壁28を設け、この冷却壁28
の下部に高圧プレナム27を設け、この高圧プレナム27の
上方に中圧プレナム23を設け、また炉心３の外側には炉
心しゃへい体36を設けている。また、原子炉容器冷却壁
28の底部を支持スカート38により原子炉容器１の底面で
支持している。

【００３７】高圧プレナム27に入り、炉心３に導かれる
とともに、その一部はオリフィス34で減圧され、原子炉
容器１と原子炉容器冷却壁28の間を上昇し、炉上部低圧
プレナム29に入る。

【００３８】その後、内容器10と原子炉容器冷却壁28と
の間を下降し、中圧プレナム23に入り、炉心３の外周に
設けた炉心しゃへい体36を通り、ホットプレナム14に流
れる。また、高圧プレナム27からの冷却材の一部は流路
孔37を通して中圧プレナム23内に流入する。

【００３９】本実施例によれば、原子炉容器１および内
容器10に作用する圧力を低く抑えることが可能となり、
大型容器においても厚肉化を避けて軽量化を図ることが
できる。

【００４０】図７は第７の実施例を示している。本実施
例は原子炉容器１の外側にガードベッセル17を設け、こ
のガードベッセル17に原子炉冷却材とは異なる二次冷却
材19を充填することを特徴とし、その他は図１に示した
第１の実施例と同様な構成を有する。すなわち、原子炉
容器１の外側には、万一の冷却材漏洩時に冷却材喪失を
防止するガードベッセルが設置される。

【００４１】このガードベッセル17内に二次冷却材19を
常時充填しておくことにより、原子炉容器１の温度を低
温に維持するとともに、原子炉容器１壁に加わる自重を
低減させ、軽量化を図ることが可能である。

【００４２】ガードベッセル17はルーフデッキ18から支
持され、原子炉容器１との間に冷却材を充填する。原子
炉容器１の上部には連通ホール20を設置し、原子炉容器
１全体が低温冷却材で覆われる。なお、二次冷却材19は
しゃへい機能をもたせることができる。

【００４３】図８は第８の実施例を示している。本実施
例は原子炉容器１を低温に維持する冷却材を原子炉入口
の低温冷却材とは独立の冷却材とし、原子炉のしゃへい
機能をもたせたものである。

【００４４】中間熱交換器25および循環ポンプ26を内蔵
する内容器10を密閉容器とし、これを原子炉容器とし、
その外部に設置するガードベッセル17との間に二次冷却
材19を充填する。これにより内容器10の外部は放射化さ
れていない二次冷却材19で覆われるため、炉心および放
射化ナトリウムのしゃへい機能を有することになる。こ
のため、原子炉上部周りのしゃへい体の簡素化が可能と
なる。

【００４５】図９は第９の実施例を示している。この第
９の実施例では原子炉容器１とガードベッセル17との間
に二次冷却材19中に浸漬するようにして崩壊熱除去用熱
交換器30を設置したことにある。崩壊熱除去用熱交換器
30は冷却器31に接続している。その他の構成は第８の実
施例と同様なので、その説明は省略する。すなわち、本
実施例によればガードベッセル17内の崩壊熱除去用熱交
換器30を冷却器31により間接冷却することができる。

【００４６】図10は第10の実施例を示したもので、原子
炉容器１とガードベッセル17との間に高温配管32と低温
配管33を挿入し、高温配管32と低温配管33を空気冷却器
35に接続した例を示している。なお、その他の構成は図
８に示した第８の実施例と同様である。

【００４７】この実施例によれば、二次冷却材を高温配
管32で直接外部に導いて空気冷却器35にて冷却し、低温
配管33で戻して二次冷却材19を直接循環させることによ
り二次冷却材の温度を低温に維持するだけでなく、事故
時においては炉心の崩壊熱を除去することもできる。

【００４８】

【発明の効果】本発明によれば、原子炉容器を低温の等
温状態に維持し、軸方向温度分布に起因する熱応力の発
生を抑制し、原子炉容器の信頼性向上を図ることができ
る。また、原子炉入口配管の炉内引き回しの削除により
原子炉容器のコンパクト化が可能となり、原子炉上部の
熱しゃへい構造や原子炉容器壁の保護構造が簡素化され
る。さらに、二次冷却材を原子炉容器の外側に充填する
ことにより、しゃへいの簡素化が図れる。上記の複合効
果により、経済的で信頼性の高い液体金属冷却高速炉を
提供することができる。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明に係る液体金属冷却高速炉の第１の実施
例を示す縦断面図。

【図２】本発明に係る液体金属冷却高速炉の第２の実施
例を示す縦断面図。

【図３】本発明に係る液体金属冷却高速炉の第３の実施
例を示す縦断面図。

【図４】本発明に係る液体金属冷却高速炉の第４の実施
例を示す縦断面図。

【図５】本発明に係る液体金属冷却高速炉の第５の実施
例を示す縦断面図。

【図６】本発明に係る液体金属冷却高速炉の第６の実施
例を示す縦断面図。

【図７】本発明に係る液体金属冷却高速炉の第７の実施
例を示す縦断面図。

【図８】本発明に係る液体金属冷却高速炉の第８の実施
例を示す縦断面図。

【図９】本発明に係る液体金属冷却高速炉の第９の実施
例を示す縦断面図。

【図１０】本発明に係る液体金属冷却高速炉の第10の実
施例を示す縦断面図。

【図１１】従来の液体金属冷却高速炉を示す縦断面図。

【図１２】図11における原子炉の液面近傍の温度分布を
示す曲線図。

【符号の説明】

１…原子炉容器、２…原子炉カバーガスバウンダリー、
３…炉心、４…炉心上部機構、５…冷却材液面、６…炉
心支持構造物、７…原子炉出口配管、８…原子炉入口配
管、９…熱しゃへい板、10…内容器、11…原子炉上部入
口プレナム、12…原子炉下部入口プレナム、13…ダウン
カマ、14…ホットプレナム、15…炉心支持スカート、16
…入口ホール、17…ガードベッセル、18…ルーフデッ
キ、19…二次冷却材、20…連通ホール、21…振れ止め、
22…上部支持スカート、23…中圧プレナム、24…短尺し
ゃへい体、25…中間熱交換器、26…循環ポンプ、27…高
圧プレナム、28…原子炉容器冷却壁、29…炉上部低温プ
レナム、30…崩壊熱除去用熱交換器、31…冷却器、32…
高温配管、33…低温配管、34…オリフィス、35…空気冷
却器、36…炉心しゃへい体、37…流路孔、38…下部支持
スカート、39…建物躯体。

Claims (10)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】 原子炉容器と、この原子炉容器内に配設
   された内容器と、この内容器内に炉心支持構造物を介し
   て配置された炉心と、この炉心の上方に設けられた炉心
   上部機構と、前記原子炉容器の上端部の原子炉上部入口
   プレナムに接続された原子炉入口配管と、前記内容器内
   から外部へ突出した原子炉出口配管と、前記内容器内に
   設けられたホットプレナムとを具備したことを特徴とす
   る液体金属冷却高速炉。
2. 【請求項２】 前記原子炉入口配管を前記原子炉容器上
   部の保温部に設け、前記原子炉容器上部の低温部を貫通
   して原子炉出口配管を設けたことを特徴とする請求項１
   記載の液体金属冷却高速炉。
3. 【請求項３】 前記原子炉容器内の内容器を炉心支持ス
   カートで支持してなることを特徴とする請求項１記載の
   液体金属冷却高速炉。
4. 【請求項４】 前記原子炉容器内と前記内容器とを上部
   で接合して一体化し、かつ前記原子炉容器の上部を建物
   躯体からスカート構造で支持しかつ前記原子炉容器と前
   記内容器との間に振れ止めを介在してなることを特徴と
   する請求項１記載の液体金属冷却高速炉。
5. 【請求項５】 前記内容器内の炉心を包囲して短尺しゃ
   へい体を設け、この短尺しゃへい体の下部に中圧プレナ
   ムを設けたことを特徴とする請求項１記載の液体金属冷
   却高速炉。
6. 【請求項６】 前記内容器内に中間熱交換器および循環
   ポンプを設けてなることを特徴とする請求項１記載の液
   体金属冷却高速炉。
7. 【請求項７】 原子炉容器と、この原子炉容器内に配設
   された内容器と、この内容器内に炉心支持構造物を介し
   て配置された炉心と、この炉心の上方に設けられた炉心
   上部機構と、前記原子炉容器の上端部の原子炉上部入口
   プレナムに接続された原子炉入口配管と、前記内容器内
   から外部へ突出した原子炉出口配管と、前記原子炉容器
   の外側を包囲したガードベッセルとを具備したことを特
   徴とする液体金属冷却高速炉。
8. 【請求項８】 前記原子炉容器は前記ガードベッセル内
   に支持スカートを介して支持し、前記ガードベッセルに
   原子炉冷却材とは異なる二次冷却材を充填してなること
   を特徴とする請求項７記載の液体金属冷却高速炉。
9. 【請求項９】 前記原子炉容器と前記ガードベッセルと
   の間に充填された二次冷却材中に炉心の崩壊熱除去用熱
   交換器を設備したことを特徴とする請求項７記載の液体
   金属冷却高速炉。
10. 【請求項１０】 前記原子炉容器と前記ガードベッセル
    との間に充填された二次冷却材を循環させる循環機能を
    設けたことを特徴とする請求項７記載の液体金属冷却高
    速炉。