JPS6080788A - Ｆｂｒ原子炉構造 - 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】 〔発明の利用分野〕 本発明はＦＢ几原子炉構造に係シ、特に原子炉容器側壁
を低温度領域（８００°Ｆ以下）に保持するに好適なＦ
Ｂ几原子炉構造に関する。

〔発明の背景〕

例えばタンク形のＦＢＲ原子炉では第１図に示すように
、原子炉容器１とルーフスラブ２とによシ構成される密
封容器内に、炉心３の核反応により放射化された冷却材
、冷却材を強制循環させるための循環ポンプ４及び放射
化された冷却材と２次系冷却材との熱交換を１」的とし
た中間熱交換器８が内包されている。

冷却材は、密封容器底部のコールドブール５内から循環
ボング４に吸い込まれ、加圧されて高圧プレナム６内に
導かれる。その後、炉ノし）３′ｆｒ：通り、高温とな
って容器上部のホットプール７に至シ、ルーフスラブ２
に吊下された中間熱交換器８のホットプール内開口９か
ら熱又換器内へ尋人される。

そして伝熱管を介し一〇蒸気発生器を循環する２次系冷
却材（図示せず）と熱交換し低温となってコ−ルドプー
ル５に戻る。

このような原子炉において、ホットプール７に接する原
子炉容器１の上部温度は、特別な配慮をしないとホット
プール７のナトリウム温度、即しタービン駆動用蒸気温
度に基づ＜　５００　Ｃ程度の高温になる。一方、原子
炉容器１は、ルーフスラブ２を介して建屋コンクリート
に支持されておシ、このコンクリ−１・の措造強度上の
許容温度が約７（ＥＣと低温であること、及びルーフス
ラブ２に搭載した制御棒駆動装置、燃料取扱い装置、回
転プラグ、中間熱交換器８、循環ポンプ４などの主９：
機器の点検、保守を考慮する必要があること等、補修性
の５２点から、ルーフスラブ周囲は約６０Ｃ以下と低温
にする必要がある。このため、原子炉′Ｂ、器１の上部
は、ポットプール７とルーフスラブ２との間で約４４０
Ｃの温度差を生じ、構造強度−ヒ厳しい条件となるため
、従来は第２図及び第３図に示す冷却手段が考えられて
いる。

第２図に示すものは、原子炉容器１とホットプール７と
の間にガス層または積層板を用いた断熱構造部１０と冷
却パス１１を設り、冷却パス１１に高圧ブレナム６内の
低温冷却イＪを配管１２を介して導くようになっている
。このものは、コールドプール５の冷却拐の一部を（伯
猿ボング４で加圧した後に、炉心を通さずにバイパスさ
せるので、側壁温度が、コールドプール温度（通常３５
０ｔ：’前後）まで冷却できる。しかし、このような構
造においては、配管１２の破断などを想定した場合、冷
却パス１１のブレナム８ｆｋが小さく、原子炉容器１の
上部の温度が上昇すること、また、冷却パス１１及び断
熱構造部１０　ｔ　）Ａ成するスペースが必要となり、
原子炉容器１が大型化すること、さらにはＵｆ５ｍボン
グ５がルーフスラブ２にホットプール７を貫通して吊り
Ｆげられていることがら、回転機器を高温ｉｉｆ却拐か
ら保にφするための１８ｉ熱構造が必要となυ、この意
味でも原子炉容器１が大型化するなどの欠点が考えら扛
る。

また、第３図に示すものは、原子炉容器１とホットプー
ルアとの間にガス層又は積層板を用いた断熱構造部１０
を設けると共に、原子炉容器ｌの上部外壁に冷却パイプ
１３を設け、冷却パイプ１３内には、不活性ガス、空気
などの気体冷却材、或いは水や液体金属などの液体冷却
材を供給することによって冷却するようにしたものであ
る。このものでは、炉壁の温度を冷却パイプによる除熱
能力で決定できる利点があるが、除熱能力を向上するた
めには、ヒートロス及び設備費を増加することが必要と
なシ、第２図に示す構造の有する欠点に加え、ヒートロ
ス及び設備費の点で不利であると考えられる。

なお、海外プラントと我国のプラントとの条件を比較し
た場合、例えば仏国では耐震条件が厳しくないことから
炉心支持を原子炉容器側胴鏡に設定しているのに対し、
我国では厳しい耐震条件が要求されることから、原子炉
容器側胴に耐震振れ止めを設け、その位置から炉心支持
構造を設け、耐震上特に重要と考えられる炉心のロッキ
ング防止を行なっている。この炉心支持構造は、ボック
スシェル構造であり、高温設計（８００ＣＦ以上）が難
しくホットプールからの熱遮蔽に対し、約１３００ｔｏ
ｎの鋼材及び外径約２２ｍ２高さ約７ｍの隔壁構造を必
要とする欠点がある。

ところで、従来の原子炉では一般に中間熱交換器８と循
環ポンプ５とが夫々６基、４基の組合せとなっており、
これらが例えば第４図に示すように、原子炉容器内の冷
却拐を均一に流動させるべく交互に配置されている。中
間熱交換器の基数は１、流動を考慮した熱交換効率の銭
点から多い程望ましいと考えられるが、ルーフスラブの
配置スペース及び２次系の負数から制限がある。例えば
中間熱交換器８０基数１又は２に対し２次系（この場合
は蒸気発生器まで）を１ループとすると、蒸気発生器、
即ち蒸発器及び過熱器の員数が多くなる。

このため、蒸気発生器の単機訂谷量、２次系配管の制限
から通常は３ループ゛または４ループ構成となる。現状
では仏国の８基、２次系４ループが最大である。この場
合、２次系の１ループが何らかの故障により停止した場
合、炉内流動に不均一が生じ好ましくない。

〔発明の目的〕

本発明の目的は、簡単な構成で原子炉容器側壁を低温度
領域（８００°Ｆ以下）に安定して保持できるＦＢ几原
子炉構造を提供することにある。

〔発明の概要〕

本発明に係るＦＢＲ原子炉構造では、熱交換器の伝熱管
を炉心上部周囲に周方向に配置し、その外周側にコール
ドプールを形成することにより、原子炉上部周囲部を低
温状態に保持し、前記目的を達成するようにしている。

〔発明の実施例〕

以下、本発明の一実施例を第５図〜第８図を参照して説
明する。なお、説明ｆ：答易にするため、従来と同−又
は対応する部分には同−又は対応する符号を用いて説明
する。

本実施例に係るＦＢＲ原子炉構造では、熱交換器を中間
熱交換器８とし、この中間熱交換器８の伝熱管１４をホ
ットプールの全周を取り囲んで炉心部りに巻装されたヘ
リカルコイル型とし、この伝熱管１４の外周側にコール
ドプール３′を形成している。

炉底（７）コールドプール３の低温冷却材は、ルーフス
ラブ４に吊下した循環ポンプ５に吸い込まれ、加圧され
て高圧プレナム６内に導かれる。その後、この低温冷却
材は炉心２を通シ、高温となってホットプール７に至シ
、ルーフスラブ４に吊下した中間熱交換器８内にホット
プール内開口９を介して導入され、前記ヘリカル状に巻
かれた伝熱管１４を介して、蒸気発生器を循環する２次
系冷却材（図示せず）と熱交換し、低温となって上部コ
ールドプール３′に戻る。一方、中間熱交換器８の２次
系の低温冷却材は、２次系循環ポンプ（図示せず）によ
シ加圧され、２次系入ロリングヘッダ１５に入り、これ
に接続された多数の伝熱管１４に分配されて、原子炉容
器１内へ入シ、上部コールドプール３′を通って中間熱
交換器８の下部で反転し、ヘリカルコイル状に巻かれた
伝熱管１４内を上昇しながらＪｊｆ温され、蒸気発生器
（図示せず）に送られる。

第６図はヘリカルコイル型中間熱交換器の概念図を示し
、また第７図はヘリカルコイル型中間熱交換器の断面図
を示す。第７図において伝熱管１４は、ルーフスラブ４
に吊下した内部シュラウド１７および外部７ユラウド１
８を頁通し、原子炉容器ｌの周方向に複数個設けられた
支持板１９に上部をネジ止めされた支持金具２０によシ
固定支持され、複数の１固々に独立流路を構成する伝熱
・Ｗ１４の夫々が交互に組合って一つのヘリカルコイル
を形成する状態で、炉心部を囲繞している。

また内部シュラウド１７に設けられた円周方向複数個の
開口９の下部には、熱遮蔽板２１が設置されている。こ
の熱遮蔽板２１は、内部シュラウド１７及び炉心２から
の中性子遮蔽を目的とした遮蔽体外周の／ニラウド２２
からポットプール７の下方を囲んで設置された隔壁２３
とにより、マノメータシール構造を形成している。これ
によシ、ホットグールアから上部コールドプール３′へ
の高τ晶冷却利の流出防止、内部シュラウド１７と隔壁
２３との熱膨張差吸収及びヘリカルコイル伝熱管１４へ
のホットグールアからの入熱制限が有効に図られる。

このようにして、従来ポットプールであった部分がコー
ルドプール３′となる。

したがって、本実施例によれば、 （１）従来ホットプール内又はホットプールに近接して
いた原子炉容器１の上部側壁を少なくとも循環ポンプ外
径以上のコールドプレナム３′内とするととができるた
め、クリープ効果の低い低温設計とすることが可能とな
り、原子炉容器の信頼性が向上する。

（２）原子炉容器の上部側壁をコールドプール内とする
ことができるので、従来必要としていた冷却装置が不要
となシ、設備の簡単化が図れる。

（３）原子炉容器の上部側壁及び循環ポンプの熱遮蔽構
造を薄くすることができるので、原子炉容器の外径を縮
小でき、鋼材のＭ＜　量の削減、内包冷却材の削減等に
よる全体重量の削減がｒ＋Ｊ’能となり、ひいては耐振
性の向」二が図れる。

（４）　コールドプールとホットプールとの接液面積が
小さくなることから、両プール間に設けられる隔壁構造
が小型化でき、重量の削減により耐損性が向上すると共
に、両プール間のヒートロスの削減が可能となる。

（５）従来、ホットプールに貝通させていた循環ポンプ
をコールドプール内とすることができるので、信頼性の
向上が図れる。

なお、ホットプールを囲繞する中間熱交換器８をヘリカ
ルコイル型とすれば、 （６）伝熱管がホットプールを囲んで円周方向に巻かれ
ているため、万一、２次系の１ループが停止しても、炉
内の温度分布を従来型に比較して均一にできる。即ち、
ヘリカルコイルとした場合には、各伝熱管がホットプー
ルを最低１回回っているため、他のループの伝熱管によ
り除熱され、流動の均一化が保たれるものである。

（７）　また、ヘリカルコイルの集合をリングヘッダと
した場合には、薄肉部材同志の接合となることから熱過
渡に対して有利となる。

即ち、従来の中間熱交換器の管束部は、多数の伝熱管と
、厚肉平板の管板とによって構成されており、伝熱管と
管板とが接続されている部分は（ここをリガメントと呼
ぶ）原子炉の急激な熱的変に対し、追従が良いが、管板
外周及び内周のリム部に接続される胴体が追従しないた
め管板と胴体の付根に大きな応力が発生していたもので
ある。これに対し、リングヘッダとした場合には、管板
に比べ充分薄肉材とすることが可能である。

（８）一方、ヘリカルコイル型中間熱交換器とするとと
によシ、２次系のループ数に応じ、中間熱交換器の容器
を決定することが可能とな９、従来と異なシ、ルーフス
ラブ上の中間熱交換器基数により２次系が、あるいは、
２次系の員数により中間熱交換器の員数が制限されるな
どの事態が生じないため、設計上の自由度が大きくなる
。

（９）　さらに、ヘリカルコイルの果合金リングヘッダ
とすることによシ、万一、伝熱管からの漏洩が発生した
場合、炉内で伝熱管を止栓するだけでよく、従来の中間
熱交換器で計画されている中間熱交換器の引抜き補修が
不要となる。したかって、補修性が向上すると共に、中
間熱交換器補修時の吊シ高さによシ決定される格納容器
高さも削減できる。

次に、本発明の他の実施例を第９図〜第１１図を参照し
て説明する。なお、説明を容易にするため、前記実施例
と同−又は対応する部分には同−又は対応する符号を用
いて説明する。

本実施例に係るＦＢＲ，原子炉構造では、熱交換器を蒸
気発生器８′とし、この蒸気発生器８′の伝熱管１４を
二重管壁方式のヘリカルコイル型とし、この伝熱管１４
でホットプール７を囲繞させている。炉底のコールドプ
ール３の低温冷却材は、ルーフスラブ４に吊−トシた１
ｆｆｉ　ｍポンプ５に吸い込まれ、加圧されて高圧プレ
ナム６内に導かれる。

その後、この低温冷却材は炉心２を通シ、晶温となって
ホットプール７に至９、ルーフスラブ４に吊下した蒸気
発生器のホットプール内開口９よシ熱父換器内へ導入さ
れ、ホットプールの全周を取り囲んでヘリカル状に巻か
れた伝熱管１４（二重壁）を介してタービンを循環する
水・蒸気系（図示せずンと熱交換し、低温となって上部
コールドプール３′に戻る。一方、蒸気発生器８′の水
・蒸気系の低温水は、給水ポンプ（図示せず）にょシ加
圧され、入口リンクヘッダＪ５に入シ、これに接続され
た多数の伝熱管１４に分配されて、原子炉容器１内へ入
シ、上部コールドプール３′を通って蒸気発生器８′の
下部で反転し、ヘリカルコイル状に巻かれた伝熱管１４
内を上昇しながら昇温され、蒸気となって再び出［１リ
ングヘツダ１６に集められ、タービン（図示せず）に送
られる。

ヘリカルコイル型蒸気発生器８′の形状は前記実施例と
同様とされている。即ち、第６図及び第７図に示すよう
に、伝熱管１４はルー７スラブ４に吊下した内部シュラ
ウド１７及び外部シュラウド１８を貝通し、原子炉容器
１の周方向に腹数個設けられた支持板１９に上部をネジ
止めされた支持金具２０によｐ固定支持され、袂数の岡
々に独立流路を構成する伝熱管１４の夫々が父互に組合
って一つのヘリカルコイルを形成する状態で、炉６部を
囲繞しでいる。また、内部シュラウド１７に設けられた
円周方向複数１回の開口９の下部には、熱遮蔽板２１が
設置されている。この熱遮蔽板２１は、内部シュラウド
１７及び炉心２からの中性子遮蔽を目的とした遮蔽体外
周のシュラウド２２からホットプール７の下方を囲んで
設置された隔壁２３とによシ、マノメータシール構造全
形成１７ている。こハにより、ホットプール７から一４
二部コールドプール３′への１（ち温（″ｉ８却月のｉ
＋１シ出防止、内部シュラウド１７と隔壁２３との熱膨
張差吸収及びヘリカルコイル伝熱管１４へのポットプー
ル７からの入熱制限が有効に図られる。

このようにして、従来ボッ１プールであった容器側壁部
分がコールドプール３′となる。

ｍ（１０図は蒸気発生器８′の伝熱管１４を示している
。図において、伝熱管１・（は、水・蒸気２４の通る内
側伝熱管１４″と、ホットプールの冷却材７に接液する
外側伝熱管１４′及びこれらの間に形成されるノ゛ニュ
ラス２５でｌｌ’ｌ　７１）ｌ、−Ｊれている。二重管
としているのは、水・蒸気糸の圧力が約１５　Ｑ　ａｔ
ａと高く、タンク炉内の圧力はせいぜい数百ｎｔＡｇ８
［の圧力であり、万一、伝熱管１４″に孔がおいてもタ
ンク炉内へ高圧水が注入され、全体圧力が高くなること
を防止し、″また水・蒸気のタンク炉内への流入による
タンク内の活性な液体金属ツートリウムと水・蒸気との
接触による爆発を防止するためである。

なお、伝熱管１４′と伝熱管１４”とのアニユラス２５
は、伝熱管１４′が破れて１次系ナトリウム７が伝熱管
内に流入すること及び伝ｆＩＩｌｌ管１４“が破れて水
・蒸気がそのアニユラス２５内へ流入することを検出す
る検出部として機能する。これにより、液体金属ツート
リウムと、水・蒸気とが直接接触して爆発するの全防止
する検出流路が形成される。このアニユラス２５部は、
１次冷却材と氷・蒸気との熱父換にお・いては、伝熱管
１４′。

１４″と共に熱抵抗として作用−丈ることから、小さい
程好ましい。また、封入される物体は、液体金属す）　
ＩＪウム及び水・蒸気との共存性を有し、かつ伝Ａ為管
の破断時早期に漏洩を検出する必要があることから、ア
ルコ゛ン、ヘリウムｆｆ、との不活性ガスを用いること
が幻・ましい。

伝熱管１４内のアニユラス２５部への漏洩検出器を取付
けた図を第１」図に示す。図において、２７は外’ａｌ
ｌＪ伝熱惰１４′と接続するリンクヘッダでおｐ、内側
伝熱１１・１“はリングへラダ２７と接続されず、入口
リングヘッダ１５に接続されている。この１こめ、ノズ
ル２６を負圧とすることにより、伝熱管１４′の破損の
場合には、液本金病ナトリウム又はベーパが険出さ７Ｌ
　、区熱管１４″が破損した鵠倉には水又ｌ′ｉ蒸気が
・演出され、―洩が早期に発見でき心。なお、演出用リ
ングヘッダを入口側に設置し／こレリ金図示したが、こ
の演出用リングヘッダは蒸気側又は人口側、出口副とし
ても同ばの効果が１Ｍられる。

このような実施例に糸る１”　１１几原子炉）ｈ造しこ
よれｉ、ｉ′、前ｄ１２実力１１同の効力９ζ力口えＣ
１−己の幼呆が戻される。

（υ　（、祉禾必袋とし−Ｃい、こ２　ＣＫ　（’６却
、ｊミが不要となシ、活１生な欣体蚤、（すＬナトリウ
ム紮タンク内ｌ′とけに流通させればよくなυ、コンパ
クトな構成の原子炉が実現できる。

（２）伝熱管は、安全のため２重管とし、アニユラス部
に不活性ガスが封入されているが、ヘリカルコイル型と
することによシ、貫流率の低下による必要伝熱面積の増
加に容易に対応できる。

（３）ヘリカルコイルの集合をリングヘッダとすること
によシ、薄肉部材同志の接合となることから、熱過渡に
対して有利となる。また、この効果は、ルーフスラブと
伝熱管との接合部２８において、内側伝熱管１４“と接
合部２８とに不活性ガスによる断熱効果が生じることか
らも有利といえる。なお、伝熱管の漏洩に対しては、ル
ーフスラブ４とリンクヘッダ１５．１６との間の伝熱管
を人間が接近して切断、盲取伺は等できる利点がある。

（４）ヘリカルコイル型蒸気発生器とすることによシ、
タービンまでの配管本数を自由に選定できる。

なお、前記実施例では伝熱管をリングヘッダによって集
合したが、本発明はそのようなものに限らず、例えば第
１２図に示すように、リングヘッダに換えて、管板２９
を用いるようにしてもよく、このような構成によっても
前記実施例と略同様の効果が奏される。

また、以゛上の各実施例では原子炉容器内に中間熱交換
器、蒸気発生器及び循環ポンプを組込んだタンク型のＦ
ＢＲ原子炉構造について述べたが、そのようなものに限
らず原子炉容器内に中間熱交換器又は蒸気発生器を組込
み、循環ボングを原子炉容器外の別の容器とし、原子炉
容器と循環ポンプ容器とを配管で結ぶいわゆるループ形
とした場合にも、本発明は前記各実施例で述べたと同様
の効果か奏せることは勿論である。

さらに、前記実施例では熱交換器をヘリカルコイル形と
した場合を説明したが、本発明はそのようなものに限ら
ず、熱交換器がホットプールを囲み、その外周側にコー
ルドプールを均一に形成し得るものであれば、他の各種
の配置形状として実施できるのは勿論である。

〔発明の効果〕

以上のように、本発明に係るＦＢＲ原子炉構造によれば
、炉心上部のホットプールを熱交換器で囲繞させ、その
外周側にコールドプールを形成したので、簡単な構成で
原子炉容器側壁を低温領域に安定して保持することがで
きる等の優れた効果が奏される。

【図面の簡単な説明】

第１図〜第３図は夫々異なる従来のＦＢＲ原子炉構造を
示す縦断面図、第４図はそれらの平面図、第５図〜第８
図は中間熱交換器を適用した本発明の一実施例を示すも
ので、第５図は縦断面図、第６図はヘリカルコイル形状
を示す構成図、第７図は回部詳細を示す縦断面図、第８
図は伝熱管の集合部構成を示す拡大図、第９図〜第１１
図は蒸気発生器を適用した本発明の他の実施例を示すも
ので、第９図は縦断面図、第１０図は蒸気発生器伝熱管
を示す横断面図、第１１図は伝熱間の集合部構成を示す
拡大図、第１２図は本発明のさらに他の実施例を示す伝
熱管集合部の構成図である。 １・・・原子炉容器、３・・・炉心、３′・・・コール
ドプール、４・・・循環ボング、７・・・ホットプール
、８．８’・・・熱交換器（中間熱交換器、蒸気発生器
）、１４・・・伝熱管、１４’、１４“・・・管壁。 代理人　弁理士　鵜沼辰之 第３　ロ 第４　固 δ 第　乙　固 茅７　口 茅ｑ囚 茅　！１　目 茅！２　目

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １、炉心及び１次冷却系機器を同一容器内へ収納するＦ
   ＢＲ原子炉において、前記炉心上部のホットプールを熱
   交換器の伝熱管で囲繞させ、その外周側にコールドプー
   ルを形成したことを特徴とするＦＢＲ原子炉構造。 ２、熱交換器は中間熱交換器であることを特徴とする特
   許請求の範囲第１　ＪＡ記載のＦＢ几原子炉構造。 ３、熱交換器は蒸気発生器であること全特徴とする特許
   請求の範囲第１項記載のＦＢＲ原子炉構造。 ４、蒸気発生器はアニユラス部を有する二重管壁構造で
   あること’を特徴とする特許請求の範囲第３項記載のＦ
   ＢＲ原子炉構造。 ５、熱交換器は炉心回りにヘリカルコイル状に配置され
   ていることを特徴とする特許請求の範囲第１項記載のＦ
   ’ＢＲ原子炉構造。