JPS5972095A - 高速増殖炉の熱遮蔽装置 - Google Patents
高速増殖炉の熱遮蔽装置Info
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- JPS5972095A JPS5972095A JP57182504A JP18250482A JPS5972095A JP S5972095 A JPS5972095 A JP S5972095A JP 57182504 A JP57182504 A JP 57182504A JP 18250482 A JP18250482 A JP 18250482A JP S5972095 A JPS5972095 A JP S5972095A
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- Japan
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- coolant
- reactor vessel
- gas
- heat
- reactor
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- 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
- Radiation Pyrometers (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
【発明の詳細な説明】
〔発明の技術分野〕
本発明は液体す) IJウム等の液体金属を冷却材とし
て使用する高速増殖炉の熱遮蔽装置に関する。
て使用する高速増殖炉の熱遮蔽装置に関する。
一般に高速増殖炉は液体す) IJウム等の液体金属を
冷却材として使用する。ところで、このような液体金属
よシなる冷却材は熱伝達能力がきわめて大きいため、こ
の冷却材に接している原子炉容器の壁の温度はこの冷却
材の温度変化に対してきわめて早く追従する。しかし、
原子炉容器のうち冷却材の液面より上方の部分では冷却
材の温度変化には追従しない。このため、原子炉の運転
開始、停止の場合のように冷却材の温度が変化すると原
子炉容器のうち冷却材の液面下の部分と液面上の部分と
の間に大きな温度差が生じる。よってこの冷却材の液面
近傍の原子炉容器には大きな温度勾配が生じ、過大な熱
応力が発生し、原子炉容器の健全性を損なう不具合があ
った。このような不具合を防止する為に従来原子炉容器
内側に間隔を有して仕切壁を立設し、この仕切壁と原子
炉容器との間の空間をカバーガス空間と連通したガス空
間とし、このガス空間によシ冷却材から原子炉容器に伝
達される熱流束を低減し、原子炉の起動、停止時に生ず
る冷却材温度変化による原子炉容器壁の温度勾配を緩和
させていた。
冷却材として使用する。ところで、このような液体金属
よシなる冷却材は熱伝達能力がきわめて大きいため、こ
の冷却材に接している原子炉容器の壁の温度はこの冷却
材の温度変化に対してきわめて早く追従する。しかし、
原子炉容器のうち冷却材の液面より上方の部分では冷却
材の温度変化には追従しない。このため、原子炉の運転
開始、停止の場合のように冷却材の温度が変化すると原
子炉容器のうち冷却材の液面下の部分と液面上の部分と
の間に大きな温度差が生じる。よってこの冷却材の液面
近傍の原子炉容器には大きな温度勾配が生じ、過大な熱
応力が発生し、原子炉容器の健全性を損なう不具合があ
った。このような不具合を防止する為に従来原子炉容器
内側に間隔を有して仕切壁を立設し、この仕切壁と原子
炉容器との間の空間をカバーガス空間と連通したガス空
間とし、このガス空間によシ冷却材から原子炉容器に伝
達される熱流束を低減し、原子炉の起動、停止時に生ず
る冷却材温度変化による原子炉容器壁の温度勾配を緩和
させていた。
上記構成によると、カバーガス空間に多量に存在する冷
却材のミストおよび蒸気が仕切壁と原子炉容器との間の
ガス空間に浸入し凝縮して留る。これはガ゛ス空間の断
熱機能を低下させることになる。そしてこれを防止する
為にはガス空間内に液位計を設置し、ガス空間内に冷却
材が留ったことを検知して例えば電磁チンプにより排出
しなければならず複雑な構成となってしまう。
却材のミストおよび蒸気が仕切壁と原子炉容器との間の
ガス空間に浸入し凝縮して留る。これはガ゛ス空間の断
熱機能を低下させることになる。そしてこれを防止する
為にはガス空間内に液位計を設置し、ガス空間内に冷却
材が留ったことを検知して例えば電磁チンプにより排出
しなければならず複雑な構成となってしまう。
本発明の目的とするところは冷却材のミストおよび蒸気
等によシ断熱機能が損なわれることがなく冷却材から原
子炉容器への熱流束を減少し、冷却材の温度が変化した
場合に生じる原子炉容器の熱応力を軽減して原子炉容器
の健全性を確実に確保することができる信頼性の高い高
速増殖炉の熱遮蔽装置を提供することにある。
等によシ断熱機能が損なわれることがなく冷却材から原
子炉容器への熱流束を減少し、冷却材の温度が変化した
場合に生じる原子炉容器の熱応力を軽減して原子炉容器
の健全性を確実に確保することができる信頼性の高い高
速増殖炉の熱遮蔽装置を提供することにある。
本発明による高速増殖炉の熱遮蔽装置はカバーガスを封
入した状態のガスポケットを原子炉容器内周側に軸方向
に一部重複させて複数積層してなる内部熱遮蔽構造と、
上記がス?ケット内に設けられ輻射熱を防止する輻射熱
防止板とを具備した構成である。
入した状態のガスポケットを原子炉容器内周側に軸方向
に一部重複させて複数積層してなる内部熱遮蔽構造と、
上記がス?ケット内に設けられ輻射熱を防止する輻射熱
防止板とを具備した構成である。
すなわちカバーガスを封入した状態のガスポケットを軸
方向に一部重複させて複数積層した内部熱遮蔽構造を設
けることにより冷却材のミストおよび蒸気等の影響を受
けることなく熱遮蔽構造を確実に向上させかつ輻射熱防
止板により輻射熱防止効果を向上させようとする構成で
ある。したがって簡単な構成で原子炉容器への熱流速を
大巾に低減させることができ、冷却材の温度が変化した
場合に生じる原子炉容器の熱応力を大巾に低減し、その
健全性を確実に維持することができる。また内部にカバ
ーガスが封入されているので熱遮蔽効果が大きくさらに
冷却材のミストおよび蒸気が侵入し凝縮しても、従来の
ようにこれを排出する必要はなく、熱遮蔽機能を維持す
ることができる。そして内部熱遮蔽構造に生じる熱応力
は小ζく、信頼性および安全性をも向上させることがで
きる。
方向に一部重複させて複数積層した内部熱遮蔽構造を設
けることにより冷却材のミストおよび蒸気等の影響を受
けることなく熱遮蔽構造を確実に向上させかつ輻射熱防
止板により輻射熱防止効果を向上させようとする構成で
ある。したがって簡単な構成で原子炉容器への熱流速を
大巾に低減させることができ、冷却材の温度が変化した
場合に生じる原子炉容器の熱応力を大巾に低減し、その
健全性を確実に維持することができる。また内部にカバ
ーガスが封入されているので熱遮蔽効果が大きくさらに
冷却材のミストおよび蒸気が侵入し凝縮しても、従来の
ようにこれを排出する必要はなく、熱遮蔽機能を維持す
ることができる。そして内部熱遮蔽構造に生じる熱応力
は小ζく、信頼性および安全性をも向上させることがで
きる。
第1図および第2図を参照して本発明の一実施例を説明
する。図中符号1は原子炉容器であって、この原子炉容
器1内には炉心支持機構2に支持収容され炉心3が設け
られている。また、4は冷却材流入管であって、この冷
却材流入管4を介して低温の冷却材5が炉心3下部に供
給される。そしてこの低温の冷却材5は炉心3を上方に
流れて加熱される。そして、高温となった冷却材5は原
子炉容器1内上部に流出し、さらに冷却材流出管6を介
して原子炉容器1外に流出するように構成されている。
する。図中符号1は原子炉容器であって、この原子炉容
器1内には炉心支持機構2に支持収容され炉心3が設け
られている。また、4は冷却材流入管であって、この冷
却材流入管4を介して低温の冷却材5が炉心3下部に供
給される。そしてこの低温の冷却材5は炉心3を上方に
流れて加熱される。そして、高温となった冷却材5は原
子炉容器1内上部に流出し、さらに冷却材流出管6を介
して原子炉容器1外に流出するように構成されている。
そして、この冷却材流出管6から流出した高温の冷却材
は図示せぬ中間熱交換器で二次冷却材と熱交換し冷却さ
れる。そして、低温となった冷却材5は冷却材流入管4
を介してふたたび炉心3下方に流入し、この径路を循環
するように構成されている。寸た上記原子炉容器1の上
端は郷蔽プラグ7によって閉塞されている。この遮蔽プ
ラグ又は固定プラグ7as大回転プラグ7bおよび小5
一 回転プラグ7cとから構成され、小回転プラグ7cを貫
通して炉心上部機構8および燃料交換機9が炉心3上方
に取付けられている。そして上記原子炉容器1内の冷却
材5の液面より上の部分はカバーガス空間10が形成さ
れ、このカバーガス空間10内にはカバーガスとしてた
とえばアルゴンガスIOAが封入されている。そして、
この原子炉容器1の内側には熱遮蔽装置が設けられてお
シ、以下この熱遮蔽装置について説明する。図中符号1
ノは仕切壁を示す。この仕切壁11は円筒状をなし上記
原子炉容器1内面と所定の間隔をもって同心状に配置さ
れている。そして、この仕切壁1ノの下端は原子炉容器
1と炉心支持機構2との間を区画する隔壁12にまで達
し、この仕切壁11の下端と原子炉容器1の内面との間
は閉塞されている。また、この仕切壁11の上端は冷却
材5の液面上方の前記カバーガス空間10にまで達して
いる。そして仕切壁11と原子炉容器1との間に環状の
ガス空間13が形成されている。このガス空間6− 13には内部熱遮蔽構造14が設けられている。
は図示せぬ中間熱交換器で二次冷却材と熱交換し冷却さ
れる。そして、低温となった冷却材5は冷却材流入管4
を介してふたたび炉心3下方に流入し、この径路を循環
するように構成されている。寸た上記原子炉容器1の上
端は郷蔽プラグ7によって閉塞されている。この遮蔽プ
ラグ又は固定プラグ7as大回転プラグ7bおよび小5
一 回転プラグ7cとから構成され、小回転プラグ7cを貫
通して炉心上部機構8および燃料交換機9が炉心3上方
に取付けられている。そして上記原子炉容器1内の冷却
材5の液面より上の部分はカバーガス空間10が形成さ
れ、このカバーガス空間10内にはカバーガスとしてた
とえばアルゴンガスIOAが封入されている。そして、
この原子炉容器1の内側には熱遮蔽装置が設けられてお
シ、以下この熱遮蔽装置について説明する。図中符号1
ノは仕切壁を示す。この仕切壁11は円筒状をなし上記
原子炉容器1内面と所定の間隔をもって同心状に配置さ
れている。そして、この仕切壁1ノの下端は原子炉容器
1と炉心支持機構2との間を区画する隔壁12にまで達
し、この仕切壁11の下端と原子炉容器1の内面との間
は閉塞されている。また、この仕切壁11の上端は冷却
材5の液面上方の前記カバーガス空間10にまで達して
いる。そして仕切壁11と原子炉容器1との間に環状の
ガス空間13が形成されている。このガス空間6− 13には内部熱遮蔽構造14が設けられている。
すなわち前記隔壁12より円筒15が立設されており、
この円筒15には環状部材16が軸方向に複数設けられ
ている。上記環状部材16はその上端を上記円筒15に
閉塞接合し、下端をガス空間13内に開放して設置され
ており円筒15との間にガスポケット17をそれぞれ形
成している。このガスポケット17内には輻射伝熱を防
止する輻射熱防止板18が径方向に所定の間隔を有して
複数設けられている。また前記環状部材16の下端は軸
方向に一部重複して設置されている。
この円筒15には環状部材16が軸方向に複数設けられ
ている。上記環状部材16はその上端を上記円筒15に
閉塞接合し、下端をガス空間13内に開放して設置され
ており円筒15との間にガスポケット17をそれぞれ形
成している。このガスポケット17内には輻射伝熱を防
止する輻射熱防止板18が径方向に所定の間隔を有して
複数設けられている。また前記環状部材16の下端は軸
方向に一部重複して設置されている。
以上の構成によると炉心3の上部から流出した高温の冷
却材5は仕切壁11によって遮ぎられ、原子炉容器1の
内面に直接接触することはない。また、この仕切壁11
と原子炉容器1の内面との間には前述した内部熱遮蔽構
造Uが設置されておりこの空間はカバーガス空間10と
同じく熱伝導率の悪いアルゴンガス雰囲気となっている
ため、対流電熱については内部熱遮蔽構造U自体がじゃ
ま板の作用を1〜、寸だ輻射伝熱については環状部材1
6、輻射電熱防止板1ψおよび円筒15によって防止さ
れるため原子炉容器1に伝達される熱流束を大巾に低減
させることができる。したがって原子炉の起動時や停止
時に冷却材5の温度が急激に変化しても原子炉容器1の
温度変化は小さく、原子炉容器1の液面近傍部分におけ
る過大な熱応力発生を防止することができる。
却材5は仕切壁11によって遮ぎられ、原子炉容器1の
内面に直接接触することはない。また、この仕切壁11
と原子炉容器1の内面との間には前述した内部熱遮蔽構
造Uが設置されておりこの空間はカバーガス空間10と
同じく熱伝導率の悪いアルゴンガス雰囲気となっている
ため、対流電熱については内部熱遮蔽構造U自体がじゃ
ま板の作用を1〜、寸だ輻射伝熱については環状部材1
6、輻射電熱防止板1ψおよび円筒15によって防止さ
れるため原子炉容器1に伝達される熱流束を大巾に低減
させることができる。したがって原子炉の起動時や停止
時に冷却材5の温度が急激に変化しても原子炉容器1の
温度変化は小さく、原子炉容器1の液面近傍部分におけ
る過大な熱応力発生を防止することができる。
第3図および第4図に熱遮蔽装置を設けたことによる効
果について行なった試験の結果を示す。すなわち第3図
中曲線Aは冷却材5の温度が変化した場合の本実施例に
おける原子炉容器1の液面近傍の温度分布を示し、曲線
Bは熱遮蔽装置を設けなかった場合の温度分布を示す。
果について行なった試験の結果を示す。すなわち第3図
中曲線Aは冷却材5の温度が変化した場合の本実施例に
おける原子炉容器1の液面近傍の温度分布を示し、曲線
Bは熱遮蔽装置を設けなかった場合の温度分布を示す。
すなわち熱遮蔽装置を設けないものは冷却材の液面を境
にして急激な温度変化が生じているがこれに対して本実
施例のものは温度勾配がゆるやかであり、したがって熱
応力が軽減される。
にして急激な温度変化が生じているがこれに対して本実
施例のものは温度勾配がゆるやかであり、したがって熱
応力が軽減される。
キW
また第4図は横軸に熱貫流率を、v軸に応力をとり熱遮
蔽装置の熱貫流率と原子炉容器1に生じる量大の熱応力
との関係を示したものである。
蔽装置の熱貫流率と原子炉容器1に生じる量大の熱応力
との関係を示したものである。
熱遮蔽装置を設は力い場合は炉心3から流出する高温の
冷却材5が直接原子炉容器1の内面に接する為に熱貫流
率は600 k(Ml/m’ hr ℃ に達し、この
時原子炉容器1に生じる熱応力は60に97wn2h
1 ’fi原子炉容器1の健全性に悪影響を与える恐れ
がある。これに対して本実施例のように熱遮蔽装置を設
けることにより熱貫流率を] ] Okc11!y’m
2hr C以下に下げることが可能と々す、その結果原
子炉容器1に発生する熱応力を小さくすることができ原
子炉1の健全性を確実に保持することができる。
冷却材5が直接原子炉容器1の内面に接する為に熱貫流
率は600 k(Ml/m’ hr ℃ に達し、この
時原子炉容器1に生じる熱応力は60に97wn2h
1 ’fi原子炉容器1の健全性に悪影響を与える恐れ
がある。これに対して本実施例のように熱遮蔽装置を設
けることにより熱貫流率を] ] Okc11!y’m
2hr C以下に下げることが可能と々す、その結果原
子炉容器1に発生する熱応力を小さくすることができ原
子炉1の健全性を確実に保持することができる。
次に例えば仕切壁11が破損した場合について説明する
。第5図に示すように万−熱遮蔽装置の仕切壁1ノが破
損(図中C)した場合には、冷却材5はガス空間13に
流れ込む。そのとき円筒15と環状部材16によってア
ルコ8ンガス10kを封入した状態でガスポケット17
が形成される。すなわち図中C部にて破損し、そこ9− からガス空間13内に流入した冷却材5け環状部材16
の下方より流入するが、環状部材16と円筒15で形成
されるガスポケット17け上部が閉塞されているので、
全体に冷却材5が侵入することなく、アルゴンガス1o
Aが封入された状態で残存する。このときガス部分とし
、て残る容積はガスの状態方程式pv=一定より次のよ
うに決定される。冷却材5が流入する前の状態ではガス
ポケット17の圧力をPls容積をV、 とするとP
、=1にシー2である。冷却材5が流入した後のガスポ
ケット17の圧力をP2、容積をv2とするとP2はP
lに冷却材5の水頭を加算したもので例えば水頭を6m
とするとP2は1.6 kg/crn2、シタカッチ前
記式ヨリp1 v、= p2v。
。第5図に示すように万−熱遮蔽装置の仕切壁1ノが破
損(図中C)した場合には、冷却材5はガス空間13に
流れ込む。そのとき円筒15と環状部材16によってア
ルコ8ンガス10kを封入した状態でガスポケット17
が形成される。すなわち図中C部にて破損し、そこ9− からガス空間13内に流入した冷却材5け環状部材16
の下方より流入するが、環状部材16と円筒15で形成
されるガスポケット17け上部が閉塞されているので、
全体に冷却材5が侵入することなく、アルゴンガス1o
Aが封入された状態で残存する。このときガス部分とし
、て残る容積はガスの状態方程式pv=一定より次のよ
うに決定される。冷却材5が流入する前の状態ではガス
ポケット17の圧力をPls容積をV、 とするとP
、=1にシー2である。冷却材5が流入した後のガスポ
ケット17の圧力をP2、容積をv2とするとP2はP
lに冷却材5の水頭を加算したもので例えば水頭を6m
とするとP2は1.6 kg/crn2、シタカッチ前
記式ヨリp1 v、= p2v。
冷却材5が流入した後には6割の体積が残ることになる
。このときガスポケット17は、軸方向に一部重複する
ように配置されているため軸方向にガス空間が連続的に
形成され、これが熱10− 遮蔽装置とカシ仕切壁11が破損した後にも確実に熱遮
蔽を行なうことができる。さらに通常運転時において冷
却材5のミストおよび蒸気がカバーガス空間10を介し
てガス空間13に侵閥 入し、ここで凝縮しガス空間13中に5庁′る。しかし
ながら本実施例の場合にはガスポケット17が形成され
ているので熱遮蔽機能が損なわれることはな〈従来のよ
うに液面計で監視しながら、電磁ポンプで汲み出すとい
う複雑な設備を設ける必要はなく簡単な構成で原子炉容
器1はもとよシブラントの健全性を維持することができ
る。
。このときガスポケット17は、軸方向に一部重複する
ように配置されているため軸方向にガス空間が連続的に
形成され、これが熱10− 遮蔽装置とカシ仕切壁11が破損した後にも確実に熱遮
蔽を行なうことができる。さらに通常運転時において冷
却材5のミストおよび蒸気がカバーガス空間10を介し
てガス空間13に侵閥 入し、ここで凝縮しガス空間13中に5庁′る。しかし
ながら本実施例の場合にはガスポケット17が形成され
ているので熱遮蔽機能が損なわれることはな〈従来のよ
うに液面計で監視しながら、電磁ポンプで汲み出すとい
う複雑な設備を設ける必要はなく簡単な構成で原子炉容
器1はもとよシブラントの健全性を維持することができ
る。
また仕切壁11が破損して仕切壁11内に冷却材5が流
入した場合前述したようにガスポケット17が断熱機能
を果しているが、円筒15と環状部材16に温度差が生
じ熱膨張差による熱応力が生じる恐れがある。しかし軸
方向の熱膨張差については環状部材16は下端が開放さ
れており円筒5と接続されていないので、自由膨張とな
シ熱応力は発生しない。さらに径方向の熱膨張差につい
ては、環状部材16と円筒15の接合部の丸みの曲りに
よシ吸収することができ大きな熱応力を生ずることはな
い。
入した場合前述したようにガスポケット17が断熱機能
を果しているが、円筒15と環状部材16に温度差が生
じ熱膨張差による熱応力が生じる恐れがある。しかし軸
方向の熱膨張差については環状部材16は下端が開放さ
れており円筒5と接続されていないので、自由膨張とな
シ熱応力は発生しない。さらに径方向の熱膨張差につい
ては、環状部材16と円筒15の接合部の丸みの曲りに
よシ吸収することができ大きな熱応力を生ずることはな
い。
次に第6図および第7図を参照して別の実施例について
説明する。すなわち第6図に示す実施例は、前記実施例
における仕切壁および円筒を設けず環状部材16を直接
原子炉容器1の内壁に設けた構成である。したがって冷
却材5から発生するミストおよび蒸気等によ、り熱遮蔽
機能が損なわれることはない等前記実施例と同様の効果
を奏することができ、原子炉容器はもとよフシラントと
しての健全性および安全性を太いに向上させることがで
きる。さらに第7図に山 け、それぞれの円筒19.20に環状部材16を設けた
構成である。したがって前記実施例と同様の効果を奏す
ることができるのはもちろんのこと熱遮蔽効果をよ勺向
上させることができ原子炉容器1はもちろんのことプラ
ントとしての健全性および安全性を著しく向上させるこ
とができる。
説明する。すなわち第6図に示す実施例は、前記実施例
における仕切壁および円筒を設けず環状部材16を直接
原子炉容器1の内壁に設けた構成である。したがって冷
却材5から発生するミストおよび蒸気等によ、り熱遮蔽
機能が損なわれることはない等前記実施例と同様の効果
を奏することができ、原子炉容器はもとよフシラントと
しての健全性および安全性を太いに向上させることがで
きる。さらに第7図に山 け、それぞれの円筒19.20に環状部材16を設けた
構成である。したがって前記実施例と同様の効果を奏す
ることができるのはもちろんのこと熱遮蔽効果をよ勺向
上させることができ原子炉容器1はもちろんのことプラ
ントとしての健全性および安全性を著しく向上させるこ
とができる。
なお同一部分には同一符号を付して示し前記実施例と同
一構成部分に関してはその説明を省略した。
一構成部分に関してはその説明を省略した。
本発明による高速増殖炉の熱遮蔽装置は力・々−ガスを
封入した状態のガスポケットを原子炉容器内周側に軸方
向に一部重複させて複数積層してなる内部熱遮蔽構造と
、上記ガスポケット内に設けられ輻射熱を防止する輻射
熱防止板とを具備した構成である。
封入した状態のガスポケットを原子炉容器内周側に軸方
向に一部重複させて複数積層してなる内部熱遮蔽構造と
、上記ガスポケット内に設けられ輻射熱を防止する輻射
熱防止板とを具備した構成である。
すなわちカバーガスを封入した状態のガスポケットを軸
方向に一部重複させて複数積層した内部熱遮蔽構造を設
けることによシ冷却材のミストおよび蒸気等の影響を受
けることなく熱遮蔽構造を確実に向上させかつ輻射熱防
止板により輻射熱防止効果をも向上させる構成である。
方向に一部重複させて複数積層した内部熱遮蔽構造を設
けることによシ冷却材のミストおよび蒸気等の影響を受
けることなく熱遮蔽構造を確実に向上させかつ輻射熱防
止板により輻射熱防止効果をも向上させる構成である。
したがって原子炉容器の熱流束を大巾に低減させること
ができ、冷却材の温度が変化した場合に生じる原子炉容
器の熱応力を大巾に低減し、13− その健全性を確実に維持することができる。また、内部
にカバーガスが封入されているので熱遮蔽効果が太きく
、さらに、冷却材のミストおよび蒸気が侵入し凝縮して
も、従来のようにこれを排出する必要はなく、熱遮蔽機
能を維持することができ簡単な構成でよい。そして、内
部熱遮蔽構造に生じる熱応力は小さく、信頼性および安
全性をも向上させることができる等その効果は犬である
。
ができ、冷却材の温度が変化した場合に生じる原子炉容
器の熱応力を大巾に低減し、13− その健全性を確実に維持することができる。また、内部
にカバーガスが封入されているので熱遮蔽効果が太きく
、さらに、冷却材のミストおよび蒸気が侵入し凝縮して
も、従来のようにこれを排出する必要はなく、熱遮蔽機
能を維持することができ簡単な構成でよい。そして、内
部熱遮蔽構造に生じる熱応力は小さく、信頼性および安
全性をも向上させることができる等その効果は犬である
。
第1図および第2図は本発明の一実施例を示岐
す図で第1図はループ形高速増殖炉の菫断面図、第2図
は第1凶の一部拡大凶、第3図は冷却材の液面近傍にお
ける原子炉容器の温度分布を示す線図、第4図は熱貫流
率と熱応力の関係を示す線図、第5図は仕切壁破損時の
状態を示す断面図、第6図および第7図は別の実施例を
示す断面図である。 1・・・原子炉容器、I 4−・・内部熱遮蔽装置、1
6・・・環状部材、17・・・ガスポケット、18・・
・14− 輻射熱防止板。 −15− クヘ−r 輻第 4!4’; ′O凶 第 6 図
は第1凶の一部拡大凶、第3図は冷却材の液面近傍にお
ける原子炉容器の温度分布を示す線図、第4図は熱貫流
率と熱応力の関係を示す線図、第5図は仕切壁破損時の
状態を示す断面図、第6図および第7図は別の実施例を
示す断面図である。 1・・・原子炉容器、I 4−・・内部熱遮蔽装置、1
6・・・環状部材、17・・・ガスポケット、18・・
・14− 輻射熱防止板。 −15− クヘ−r 輻第 4!4’; ′O凶 第 6 図
Claims (1)
- カバーガスを封入した状態のガスポケットを原子炉容器
内周側に軸方向に一部重複させて複数積層してなる内部
遮蔽構造と、上記ガスポケット内に設けられ輻射熱を防
止する輻射熱防止板とを具備したことを特徴とする高速
増殖炉の熱遮蔽装置。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP57182504A JPS5972095A (ja) | 1982-10-18 | 1982-10-18 | 高速増殖炉の熱遮蔽装置 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP57182504A JPS5972095A (ja) | 1982-10-18 | 1982-10-18 | 高速増殖炉の熱遮蔽装置 |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPS5972095A true JPS5972095A (ja) | 1984-04-23 |
Family
ID=16119447
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP57182504A Pending JPS5972095A (ja) | 1982-10-18 | 1982-10-18 | 高速増殖炉の熱遮蔽装置 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPS5972095A (ja) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS60151587A (ja) * | 1984-01-18 | 1985-08-09 | 株式会社日立製作所 | 原子炉主容器 |
-
1982
- 1982-10-18 JP JP57182504A patent/JPS5972095A/ja active Pending
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS60151587A (ja) * | 1984-01-18 | 1985-08-09 | 株式会社日立製作所 | 原子炉主容器 |
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