JPS59163588A - 原子炉容器の保護装置 - 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】 〔発明の技術分野〕 本発明は液体金属冷却型高速増殖炉の原子炉容器の保護
装置に関し、特に原子炉容器の冷却材液面近傍に発生す
る熱応力の緩和手段に関する。

〔発明の技術的背景〕

一般に、液体金属冷却型高速増殖炉においてはす）　Ｉ
Ｊウム等の液体金属が冷却材として用いられている。こ
のような冷却材は周知のように金属であるために熱伝導
率が犬きく、さらに液体であるために流動・対流によっ
ても熱を伝送するのでその熱搬送能力が極めて太きい。

一方、冷却材の液面上にはアルゴンガス等のカバーガス
が封入されており、このカバーガスは冷却材に比べて熱
搬送能力が極めて小さい。

したがって、高温の冷却材からの熱はそのほとんどが原
子炉容器に伝熱され、原子炉容器に伝熱された熱は原子
炉容器壁中を上方に伝わろうとする。ところが、原子炉
容器は一般にステンレス鋼で形成されておシ、このステ
ンレス鋼は熱伝導率が小さいので、冷却材液面から上方
にかけて比較的大きな温度勾配が生じる。このため、原
子炉容器のうち冷却材と接する部分では温度が一定で温
度勾配が零であるのに対し、冷却材液面よシ上方の部分
では比較的大きな温度勾配となり、冷却材の液面近傍で
温度勾配の不連続が生じる。そして、その結果冷却材液
面近傍に過大な熱応力が発生し、原子炉容器の健全性に
悪影響を及ぼすおそれがある。慣−に、原子炉の起動時
、停止時等の冷却材温度が急激に変化する場合は温度勾
配の不連続性が一層大きく゛なる。

ところで、従来この冷却液面近傍の熱応力全軽減する手
段として例えば壁冷却方式や液位制御方式、およびパケ
ット方式などと称されているものが提案されている。壁
冷却方式とは高圧プレナムから低温高圧の冷却材を取出
し、この冷却材を引き回して冷却材液面近傍の原子炉容
器壁を冷却した後、その一部を高温の冷却材中に放出す
るもので、原子炉容器温度を低下させると共に高温の冷
却材の熱搬送能力を弱めることによって温度勾配の不連
続を緩和し、冷却材液面近傍の熱応力を軽減している。

液位制御方式は原子炉容器壁に高温の冷却材が直接液し
ないように仕切を設けると共に、この仕切内に冷却材を
注入するオーバーフローノズルを設け、このオーバーフ
ローノズルニヨって仕切内に注入される冷却材のｍ　ｋ
調節することによって仕切内の液位を上下に変動させる
ものである。そして、これによって高温の冷却材が原子
炉容器に接する位置にある程度の幅を持たせ、この幅内
で原子炉容器の液面近傍における温度扮布を平均化する
ことによって温度勾配の不連続を緩和している。

一方、パケット方式は原子炉容器の冷却材液面近傍に冷
却材と同一の液体金属全貯留するパケットヲ設け、この
パケット内の液体金属の液位を冷却材液位よシ上位に保
つことによｐ熱応力の発生を軽減している。

〔背景技術の問題点〕

しかしながら、上述したこれらの各方式にはそれぞれ次
のような欠点がある。すなわち、壁冷却方式の場合は上
述した如く高圧プレナムから低温の冷却材を取シ出すた
めに原子炉容器内音引き回す冷却材の流路が必要となる
ので構造が複雑化し、さらに液面近傍の周囲に均等な効
果を得るために流路を精度よく製作、組立する必要があ
るので建設コストが高くなるという欠点がある。また、
低温の冷却材の一部全高温の冷却材中に放出するためプ
ラントの熱効率も悪くなる。

液位制御方式は、オーバーフローノズルなどの付属設備
を必要とするので構造が複雑化し、仕切内の液位全常時
制御するためにシステム上も複雑となる。しかも、例え
ば電源喪失によって原子炉がスクラムされた場合には冷
却材の急激な温度変化が予想され、この場合仕切内の液
位制御系の電源が喪失されないようなバックアップも必
要となる。

一方、パケット方式は壁冷却方式、液位制御方式に比べ
て構造も簡単で、バックアップ等の付属設備全必要とし
ないが、パケット内の液体金属液面近傍に過大な熱応力
が生じ、原子炉容器の許容応力に対して一定の裕度を保
つことが困難であり、信頼性に乏しいものであった。

〔発明の目的〕

本発明は上記の欠点を除去するためになされたもので、
構造が簡単で付属設備全必要とせず、かつ原子炉容器の
許容応力に対して一定の裕度全保つことができる極めて
信頼性の冒い原子炉容器の保護装置全提供することを目
的とするものである。

〔発明の概要〕

本発明は上記の目的を達成するために、原子炉容器の冷
却材液面近傍に冷却材と同一の液体金属を貯留するパケ
ットヲ設け、このパケット内に上記液体金属を冷却材液
面よシ上方に位置するまで貯留すると共に上記液体金属
よシ熱搬送能力の小さい熱抵抗体を収納し、パケット内
容積に対する上記熱抵抗体の体積占有率を上方にいくに
従って犬きくなるようにしたことを特徴とし、パケット
内における見かけの熱伝導率と温度伝導率が上方にいく
に従い減少するようにした。

〔発明の実施例〕

以下、本発明の実施例を図面を参照して詳細に説明する
。

第１図は本発明の一実施例である炉壁保護装置を設置し
た原子炉の概略構成を示す縦断面図である。同図におい
て符号ｌは原子炉容器で、この原子炉容器１内には炉心
３を収納した炉心槽２が設置されている。また、この原
子炉容器１内には液体金属の冷却材４が同図に示す液位
まで蓄えられている。この冷却材４は冷却材流入管５を
通って常時炉心槽２内下部に供給されておシ、炉心槽２
内下部に供給された冷却材４は炉心３内を上方に流れて
加熱され、原子炉容器１内上方に高温となって流出する
。そして、高温となった冷却材４は冷却材流出管６を通
って原子炉容器１外方へ流出し、中間熱交換器（図示せ
ず）で二次冷却材と熱交換され、冷却される。中間熱交
換器によって低温となった冷却材４は再び冷却材流入管
５全通って炉心槽２内下部に供給され、上述した経路を
循環している。

原子炉容器１の上端は遮蔽プラグ７によって閉塞され、
原子炉容器１内は密閉されている。

また、原子炉容器１内の冷却材液面から上方に叩 かけて形成されたカバーガス空管８にはアルゴンガス等
のカバーガスが封入されぞいる。上記遮蔽プラグ７は同
定プラグ７ａ、大回転プラグ７ｂ１および小回転シラグ
アｃとから構成され、小回転シラグアｃには制御棒駆動
機構（図示せず）や冷却材４の計測系などを内蔵した炉
心上部機構９と燃料交換’ＰＡＩＯが設けられている。

また、原子炉容器１の内壁の液面近傍には本発明の一実
施例である炉壁保護装置２ｏが設けられている。

以下、この炉壁保護装置２０について詳述する。

第２図は第１図のＡ部を示す拡大断面図である。同図に
示す如く、本発明の炉壁保護装置２０は原子炉容器内面
１ａの冷却材液面近傍にパケット２１全周設して形成さ
れている。このパケット２１内は仕切板２２によって複
数の領域に原子炉容器の軸方向に分割されてお沙、各領
域内には冷却材４と同一の液体金属２３とステンレス球
２４が収容され、液体金属２３の液位２３ａは冷却材４
の液位４ａより高くなっている。しかも、各領域におけ
るステンレス球２４の体積占有率は各領域毎に異なって
２９、原子炉容器ｌの上方に行くに従って上昇している
。また、仕切板２２は熱膨張等によってパケット２１が
変形し、ステンレス球２４の配列が乱れた場合でもステ
ンレス球２４の原子炉容器軸方向に対する占有率分布が
変化しないようにパケット２１および原子炉容器１の内
面１ａとは接合せず、ステンレス球上に載置されている
。

尚、各領域におけるステンレス球２４の占有率の調整は
、例えば同一領域内に収容されるステンレス球２４の径
の大きさや割合を調整するか、ステンレス球２４％穴を
おけ安≠＃多孔質にすることＫよって調整すれはよい。

また、ノクケット２１内の液体金属２３の液位２３ａは
、運転時に原子炉容器１円の冷却材４が蒸発して原子炉
容器上部の低温領域で冷却されて液化し、パケット２１
内に落ちて液位が高くなる可能性があるが、パケット２
１の上部にフローホール２５が設けられているので液位
２３ａは一定に保たれるようになっている。

以上の如き構成において、つぎに本発明の実施例の作用
について第３図〜第６図を参照して説明する。

第３図〜第５図は原子炉容器の液面近傍から炉壁上端ま
での各場合における温度分布、をそれぞれ示す線図で、
第３図は保護装置なしの場合全示し、第４図は従来のパ
ケット方式を用いた場合を示し、第５図は本発明の一実
施例を用いてパケット内の領域を軸方向に二分割した場
合を示す線図である。尚、第３図〜第５図において実線
は定常運転状態における温度分布を示したものであシ、
破線は起動時から定常運転状態に至る過程の温度分布を
示したものである。また、ここでは説明を容易にするた
めに、各場合においてカバーガス空間（ＡからＯ）”ｆ
ｃ断熱状態とし、炉壁上端（０）および冷却材液面（Ａ
）における温度条件を同一として説明する。

先ず定常運転状態について述べると、保ｉ隻装置なしの
場合の冷却材液面近傍から炉壁上端までの温度分布は第
３図に示すようにカバーガス空間領域（ＡからＯ）で一
定の温度勾配となっているのに対し、従来のパケット方
式を用いた場合は第４図に示すように、パケット領域（
ＡからＢ）では保護装置なしの場合と比べて温度勾配が
小さくなっている反面、パケットより上方の領域（Ｂか
らＯ）では温度勾配が大きくなっている。これに対して
本装置を用いた場合は、冷却材４の液面４ａから仕切板
２２まての領域（ＡからＣ）では従来のパケット方式と
同様温度勾配が小さく、仕切板２２からパケット内の液
面２３ａまでの領が＜（ＣからＢ）では従来のパケット
方式より温度勾配が大きくなっている。

しかしながら、その分パケット内液面２３ａから炉壁上
端までの領域（Ｂ７＞−らＯ）では温度勾配が小さくな
シ、全体として緩やかなものとなっている。また、昇温
時の非定常温度分布についても保護装置なしの場合およ
び従来のパケット方式の場合と比べて全体として緩やか
な温度却材液面から炉壁土端壕での温度と発生熱応力お
よび原子炉容器の許容応力との関係を示す線図である。

同図において曲線Ｗは原子炉容器の温度に対する許容応
力を示し、曲緋Ｘは保護装置々しの場合の発生熱応力を
示し、曲線Ｙは従来のパケット方式を用いた場合の発生
熱応力を示し１、曲線２は本発明の一実施例を用いた場
合の発生熱応力を示すものである。

同図からも明らかなように、一般に原子炉容器を構成す
る部材の許容応力は温度によって変化し、高温になるに
従って小さくなる傾向にある。これに対して各場合にお
ける冷却材液面から炉壁上端までの発生熱応力は、保護
装置なしの場合は冷却材液面近傍の温度領域で高くなる
傾向を示し、そのピーク値は許容応力よシ高くなってし
まう。また従来のパケット方式を用いた場合は、冷却材
液面近傍の温度領域とパケット内の液面近傍の温度領域
とで高くなる傾向を持っているので、発生応力のピーク
値が２つに分散されると共に冷却材液面近傍の温度領域
でのピーク値が低下し、全温度領域で発生熱応力全許容
応力以下に抑えることができるが、許容応力に対する裕
度を一定に保つことが回期りになっている。

一方、本発明の一実施例を用いた場合は冷却材液面近傍
の温度領域とパケット内の仕切板近傍の温度領域とパケ
ット内の液面近傍の温度領域とで発生熱応力が高くなる
傾向を示し、発生熱応力のピーク値が３つに分散される
ので、破線で示すピーク値の包絡曲線が曲線Ｗに対して
一定の裕度金持ちながら発生熱応力の全体的レベルが低
下する。

このように、本実施例においては原子炉容器１の液面近
傍にパケット２１を設け、このパケット２ノ内を仕切板
２２によって原子炉容器の軸方向に複数の領域に分割し
、これらの領域内に冷却材４と同一の液体金属２３とス
テンレス球２４ト’ｆｒ：ハケット内容積に対するステ
ンレス球２４の体積占有率が原子炉容器１の上方に行く
に従い上昇するように混在させ、パケット内の見かけの
熱伝導率と温度伝導率が上方に行くに従って減少するよ
うに設定したので、原子炉容器１の許容応力に対する裕
度を一定に保つことができると共に発生熱応力の全体的
レベル全下げることが可能である。

また、上記実施例においては熱の不良導体として原子炉
容器１と同材質のステンレス球２４を用いたことによシ
、起動時における冷却材４の緩やかな温度変化に対して
パケット２１の熱膨張に伴ないステンレス球２４も同様
に熱膨張するので、ステンレス球２４が移動することな
く、各領域内におけるステンレス球２４の占有率を均一
に保つことができる。さらに、スクラム時における冷却
材４の急激な温度変化によってパケット２ノの熱膨張と
ステンレス球２４の熱膨張との間に時間的なずれが生じ
た場合でも、球形状であるため柔軟な移動に加えて盗元
性があり、原子炉容器内壁を損傷させることなくステン
レス球２４の占有率を常に均一に保つことができる。ま
た、本実施例では冷却制４と１ＰｒＪ　−の液体金属２
３を用いたことにより、・ぐケント２１内の熱輸送が円
滑化され、見かけ上の熱特性を均質に保つことができ、
さらにステンレス球２４の存在が液体金属２３の自然対
流を防止し、伝熱様式が単純化されるので設ｇ＝ｔ　ｍ
ｔ　：ｆｌが容易である。

尚、不発明の変形例として例えば第７図に示す如く、原
子炉容器ｌの冷却材液面近傍の周囲にパケット７１〜７
３を多重に設けて同心多重構造とし、これらのパケット
７１〜７３内の液体金属の液位７１ａ〜７３ａｋ冷却材
の液位より内側から順次高くすることによっても軸方向
伝熱に対する熱抵抗が大きくなるので、原子炉容器の許
容応力に対する裕度を一定に保つことができると共に発
生熱応力の全体レベルを下げることが可能である。

〔発明の効果〕

以上述べたように本発明によれば、原子炉容器の冷却材
液面近傍に冷却狛と同一の液体金属を貯留するパケット
’ｆ＜設け、このパケット内に上記液体金属を冷却材液
面よシ上方に位置するように貯留させると共に液体金属
よｐ熱搬送能力が小さい熱抵抗体を収納し、バケット内
容積に対する上記抵抗体の体積占有率全上方にいくに従
って太きくなるようにしたので、構造が簡単で付ｈ′４
設備を必要とせず、かつ原子炉容器の許容応力に対して
一定の裕度合保つことができ、信頼性の胃い原子炉容器
の保護装置全提供てきる。

【図面の簡単な説明】

第１図１ｄ本発明の一実施例である保護装置全提供した
原子炉の縦断面図、第２図は右ジ１図のＡ部を示す拡大
°断面図、第３図〜第５図は原子炉容器の冷却材液面近
傍から炉壁上９１１４までの各場合における温題分イ■
を示す線図で、第３図は保穫装置なしの場合を示す線図
、紀４１スは従来のパケット方式を用いた場合を示す線
ソ１、第５図は本発明の一実施例を用いた場合を示す糾
１図、第６図は上記各場合における冷却材数面から炉壁
上端捷での定常運転状態での温反と発生熱応力及び原子
炉容器の許容応力との関係を示す線図、第７図は変形例
としての保ぬ装置δを示す断面図である。 １・・・原子炉容器、２・・・炉心槽１，９・・・炉心
、４・・・冷却材、５・・・冷却材流入管、６・・・冷
却材流出管、７・・・遮蔽プラグ、２１．７１〜７３・
・・パケット、２３・・・液体金属、２４・・・ステン
レス球。 第１図 第２図 第３　図 第４図 第５図 第６図 引「 一端一□、々喫哀昏　　　′販

Claims (3)

【特許請求の範囲】
1. （１）　　原子炉容器の冷却材液面近傍に冷却材と同一
   の液体金属を貯留する貯留パケットを設け、この貯留パ
   ケット内に前記液体金属を冷却材液面より上方の位置ま
   で貯留するとともに前記液体金属より熱搬送能力の小さ
   い熱抵抗体を複数個収容し、前記貯留パケット内容積に
   対する目１１記熱抵抗体の体積占有率を原子炉容器の上
   方に行くに従って大きくなるようにしたことｔ　％徴と
   する原子炉容器の保護装置。
2. （２）前記冷却材貯留パケットおよび熱抵抗体は原子炉
   容器と同一材質から形成されることを特徴とする特許請
   求の範囲第（１）項記載の原子炉容器の保護装置。
3. （３）　　前記熱抵抗体は球体であることを特徴とする
   特許請求の範囲第（１）項記載の原子炉容器の保護装置
   。