JPS61212785A - 高速増植炉の原子炉容器耐震支持装置 - Google Patents
高速増植炉の原子炉容器耐震支持装置Info
- Publication number
- JPS61212785A JPS61212785A JP60054043A JP5404385A JPS61212785A JP S61212785 A JPS61212785 A JP S61212785A JP 60054043 A JP60054043 A JP 60054043A JP 5404385 A JP5404385 A JP 5404385A JP S61212785 A JPS61212785 A JP S61212785A
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- Japan
- Prior art keywords
- reactor vessel
- reactor
- vessel
- annular body
- fast breeder
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Pending
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-
- 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
- Buildings Adapted To Withstand Abnormal External Influences (AREA)
- 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
【発明の詳細な説明】
（発明の技術分野）
本発明は、高速増殖炉の原子炉容器耐震支持装置に関す
る。
る。
液体金属を冷却材とする高速増殖炉、特にタンク型高速
増殖炉では、第３図に示すように、原子炉容器１０１内
に炉心１０２と、炉心上部機構１０３．中間熱交換機１
０４．冷却材循環ポンプ１０５等の機器類とを、冷却材
１０Ｂと共に収容している。なお、上記炉心上部機構１
０３．中間熱交換機１０４．冷却材循環ポンプ１０５は
原子炉容器１０１の上部を閉塞するルーフスラブ１０７
に支持されている。また、前記炉心１０２はルーフスラ
ブ１０７より吊り胴１０８を介して吊下げられた炉心支
持機構１０９に支持され、耐震支持装置１１０により水
平振動が規制されている。
増殖炉では、第３図に示すように、原子炉容器１０１内
に炉心１０２と、炉心上部機構１０３．中間熱交換機１
０４．冷却材循環ポンプ１０５等の機器類とを、冷却材
１０Ｂと共に収容している。なお、上記炉心上部機構１
０３．中間熱交換機１０４．冷却材循環ポンプ１０５は
原子炉容器１０１の上部を閉塞するルーフスラブ１０７
に支持されている。また、前記炉心１０２はルーフスラ
ブ１０７より吊り胴１０８を介して吊下げられた炉心支
持機構１０９に支持され、耐震支持装置１１０により水
平振動が規制されている。
ざらに、原子炉容器１０１の内部は隔壁１１１により上
部プレナム１１２と下部プレナム１１３とに区画されて
いる。
部プレナム１１２と下部プレナム１１３とに区画されて
いる。
ルーフスラブ１０７は、ピット室１１４の壁面より張出
したペデスタル１１５からリングガーダ１１６を介して
吊下げられた形になっている。
したペデスタル１１５からリングガーダ１１６を介して
吊下げられた形になっている。
また、原子炉容器１０１の外部は万一の漏水に備えてガ
ードベッセル１１７で囲まれているが、このガードベッ
セル１１７もピット室１１４の壁面に支持されている。
ードベッセル１１７で囲まれているが、このガードベッ
セル１１７もピット室１１４の壁面に支持されている。
そこで、冷却材ポンプ１０５によって炉心１０２の下部
へ送られた冷却材１０εは、炉心１０２を上方へ通過す
る際に核反応熱により加熱され、上部ブレナム１１２か
ら中間熱交換機１０４に流入してここで二次冷却材との
熱交換が行なわれ、下部ブレナム１１３より再び冷却材
循環ポンプ９を経由して炉心１０２の下部へ送られる。
へ送られた冷却材１０εは、炉心１０２を上方へ通過す
る際に核反応熱により加熱され、上部ブレナム１１２か
ら中間熱交換機１０４に流入してここで二次冷却材との
熱交換が行なわれ、下部ブレナム１１３より再び冷却材
循環ポンプ９を経由して炉心１０２の下部へ送られる。
また一般に、高速増殖炉では、炉心上部機構１０３、中
間熱交換機１０４．冷却材循環ポンプ１０５等の機器類
を収容しなければならないので容量が大きくなり、その
結果、固有振動数が原子炉容器据付は床における地震床
応答曲線のピーク領域と同程度に小さくなる。
間熱交換機１０４．冷却材循環ポンプ１０５等の機器類
を収容しなければならないので容量が大きくなり、その
結果、固有振動数が原子炉容器据付は床における地震床
応答曲線のピーク領域と同程度に小さくなる。
したがって、例えば剛構造の原子炉容器では耐震設計用
水平地震力は数１００ｇａｌ程度で十分であるが、大容
量の原子炉を吊下げ構造にすると水平地震力を５０００
〜６０００ｇａ Ｉもの大きな値にして耐震設計を行な
わねばならず、設計条件がきわめて厳しいものとなる。
水平地震力は数１００ｇａｌ程度で十分であるが、大容
量の原子炉を吊下げ構造にすると水平地震力を５０００
〜６０００ｇａ Ｉもの大きな値にして耐震設計を行な
わねばならず、設計条件がきわめて厳しいものとなる。
そこで高速増殖炉においては、第４図に示すように、原
子炉容器１０１の外周下部に、周方向等間隔に複数のシ
ェアキー１１８を形成し、ガードベッセル１１７には各
シェアキー１１８とキー機構１１９との凹凸嵌合により
、原子炉容器１０１の上下動のみ許容し、水平移動を抑
制するようにしていた。
子炉容器１０１の外周下部に、周方向等間隔に複数のシ
ェアキー１１８を形成し、ガードベッセル１１７には各
シェアキー１１８とキー機構１１９との凹凸嵌合により
、原子炉容器１０１の上下動のみ許容し、水平移動を抑
制するようにしていた。
〔背景技術の問題点）
従来の高速増殖炉にあっては、原子炉容器１０１の外周
に直接シェアキーを形成していたため、原子炉容器１０
１における各シェアキー１１８の形成されている部位が
上下方向にも周方向にも不連続となるため熱応力が集中
し、構造強度に係る設計が難しくなる。また、キー機構
１１９を有するガードベッセル１１７にも地震発生時に
同一破損を生じさせるおそれがあるため安全設計上の困
難性がめった。
に直接シェアキーを形成していたため、原子炉容器１０
１における各シェアキー１１８の形成されている部位が
上下方向にも周方向にも不連続となるため熱応力が集中
し、構造強度に係る設計が難しくなる。また、キー機構
１１９を有するガードベッセル１１７にも地震発生時に
同一破損を生じさせるおそれがあるため安全設計上の困
難性がめった。
そこで本発明の目的は、簡単な構成により原子炉容器の
構造強度上の健全性を向上し得る高速増殖炉の原子炉容
器耐震支持装置を提供することにおる。
構造強度上の健全性を向上し得る高速増殖炉の原子炉容
器耐震支持装置を提供することにおる。
以上の目的を達成するために、本発明の原子炉容器耐震
支持装置は、原子炉容器より熱膨張係数が小さく原子炉
運転時に内径寸法が原子炉容器の外径寸法とほぼ同一と
なる環状体により原子炉容器の外周を囲み、この環状体
にシェアキーを設けるとともに、原子炉容器を包囲する
ガードベッセルに上記シェアキーと係合して原子炉容器
の水平移動を抑制するキー機構を設けて構成される。
支持装置は、原子炉容器より熱膨張係数が小さく原子炉
運転時に内径寸法が原子炉容器の外径寸法とほぼ同一と
なる環状体により原子炉容器の外周を囲み、この環状体
にシェアキーを設けるとともに、原子炉容器を包囲する
ガードベッセルに上記シェアキーと係合して原子炉容器
の水平移動を抑制するキー機構を設けて構成される。
したがって、原子炉運転中は環状体が原子炉容器の外周
に密着することになり、シェアキーが原子炉容器の外周
に一体形成された如くになり、ガードベッセル側のキー
機構との係合により耐震効果を発揮する。しかしながら
、実際にはシェアキーが原子炉容器とは別体の環状体の
設けられているので、原子炉容器としては上下方向、周
方向における熱応力が集中するような部分、がなくなり
、原子炉容器の構造強度上の健全性が向上する。
に密着することになり、シェアキーが原子炉容器の外周
に一体形成された如くになり、ガードベッセル側のキー
機構との係合により耐震効果を発揮する。しかしながら
、実際にはシェアキーが原子炉容器とは別体の環状体の
設けられているので、原子炉容器としては上下方向、周
方向における熱応力が集中するような部分、がなくなり
、原子炉容器の構造強度上の健全性が向上する。
本発明の一実施例を第１図及び第２図により説明する。
第１図はタンク型高速増殖炉の概略構成を示すもので、
図中１はオーステナイト・ステンレス鋼（ＳＵＳ３０４
または５ＵＳ３６１）よりなる原子炉容器である。この
原子炉容器１内には炉心２と、炉心上部機構３．中間熱
交換機４．冷却材循環ポンプ５等の機器類とが冷却材６
と共に収容され、上記炉心上部機構３．中間熱交換機４
．冷却材循環ポンプ５は原子炉容器１の上部を閉塞する
ルーフスラブ７に支持されている。また、前記炉心２は
ルーフスラブ７より吊りＩｔｉ８を介して吊下げられた
炉心支持機構９に支持され、耐震支持装置１１により水
平振動が規制されている。ざらに、原子炉容器１の内部
は隔壁１１により上部ブレナム１２と下部ブレナム１３
とに区画されている。
図中１はオーステナイト・ステンレス鋼（ＳＵＳ３０４
または５ＵＳ３６１）よりなる原子炉容器である。この
原子炉容器１内には炉心２と、炉心上部機構３．中間熱
交換機４．冷却材循環ポンプ５等の機器類とが冷却材６
と共に収容され、上記炉心上部機構３．中間熱交換機４
．冷却材循環ポンプ５は原子炉容器１の上部を閉塞する
ルーフスラブ７に支持されている。また、前記炉心２は
ルーフスラブ７より吊りＩｔｉ８を介して吊下げられた
炉心支持機構９に支持され、耐震支持装置１１により水
平振動が規制されている。ざらに、原子炉容器１の内部
は隔壁１１により上部ブレナム１２と下部ブレナム１３
とに区画されている。
ルーフスラブ７は、ピット室１４の壁面より張出したペ
デスタル１５からリングガーダ１６を介して吊下げられ
た形になっている。
デスタル１５からリングガーダ１６を介して吊下げられ
た形になっている。
また、原子炉容器１の外部は万一の漏水に備えてガード
ベッセル１７で囲まれているが、このガードベッセル１
７もピット至１４の壁面に支持されている。
ベッセル１７で囲まれているが、このガードベッセル１
７もピット至１４の壁面に支持されている。
そこで、冷却材ポンプ５によって炉心２の下部へ送られ
た冷却材６は、炉心２を上方へ通過する際に核反応熱に
より加熱され、上部プレナム１２から中間熱交換機４に
流入してここで二次冷却材との熱交換が行なわれ、下部
プレナム１３より再び冷却材循環ポンプ９を経由して炉
心２の下部へ送られる。
た冷却材６は、炉心２を上方へ通過する際に核反応熱に
より加熱され、上部プレナム１２から中間熱交換機４に
流入してここで二次冷却材との熱交換が行なわれ、下部
プレナム１３より再び冷却材循環ポンプ９を経由して炉
心２の下部へ送られる。
また原子炉容器１の外周下部は、第２図に示すように、
原子炉容器１より熱膨張係数が小さい材質例えばＡＩＩ
ｏｙ８００Ｈよりなる環状体１８で囲まれている。この
環状体１８は、至温（約２５°Ｃ）では内径寸法が原子
炉容器１の外径寸法より小ざく、原子炉運転時には熱膨
張により内径寸法が原子炉容器１の外径寸法とほぼ同一
となるように形成されているもので、環状体１８の外周
面には複数のシェアキー１９が周方向等間隔に設けられ
ている。
原子炉容器１より熱膨張係数が小さい材質例えばＡＩＩ
ｏｙ８００Ｈよりなる環状体１８で囲まれている。この
環状体１８は、至温（約２５°Ｃ）では内径寸法が原子
炉容器１の外径寸法より小ざく、原子炉運転時には熱膨
張により内径寸法が原子炉容器１の外径寸法とほぼ同一
となるように形成されているもので、環状体１８の外周
面には複数のシェアキー１９が周方向等間隔に設けられ
ている。
一方、原子炉容器１を包囲するガードベッセル１７には
キー機構２０が各シェアキー１９と対応させて設けられ
、互いに対応するシェアキー１９とキー機構２０との凹
凸嵌合によって原子炉容器１の上下動のみ許容し、水平
移動を抑制するようにしている。
キー機構２０が各シェアキー１９と対応させて設けられ
、互いに対応するシェアキー１９とキー機構２０との凹
凸嵌合によって原子炉容器１の上下動のみ許容し、水平
移動を抑制するようにしている。
また、シェアキー１９とキー機構２０との間には半径方
向のギャップが存在し、このギャップにより環状体１８
とガードベッセル１７との熱膨張差が吸収される。
向のギャップが存在し、このギャップにより環状体１８
とガードベッセル１７との熱膨張差が吸収される。
次表は、オーステナイト・ステンレスＷＡ（ＳＵ３３０
４）製の原子炉容器１の外径寸法Ｄ１、耐熱合金ＷＡ（
Ａｌｌｏｙ８００Ｈ）製の環状体１８の内径寸法Ｄ２及
びその差ｄ （＝Ｄ２−Ｄｔ ＞の具体例を示すもので
ある（単位はＭ）。
４）製の原子炉容器１の外径寸法Ｄ１、耐熱合金ＷＡ（
Ａｌｌｏｙ８００Ｈ）製の環状体１８の内径寸法Ｄ２及
びその差ｄ （＝Ｄ２−Ｄｔ ＞の具体例を示すもので
ある（単位はＭ）。
なあこの表において、原子炉容器１が５００℃となるの
は原子炉運転時における最高温度のときである。環状体
１８は原子炉容器１より外側にあるので原子炉容器１よ
りも若干低温となり、原子炉容器１が４５０℃のとき環
状体１８は約４２５°Ｃ１原子炉容器１が５００℃のと
き環状体１８は約４７５°Ｃとなる。したがって、上の
表で＊印は環状体１８が４２５°Ｃのときの外径寸法を
示し、＊＊印は環状体１８が４７５℃のときの外径寸法
を示している。
は原子炉運転時における最高温度のときである。環状体
１８は原子炉容器１より外側にあるので原子炉容器１よ
りも若干低温となり、原子炉容器１が４５０℃のとき環
状体１８は約４２５°Ｃ１原子炉容器１が５００℃のと
き環状体１８は約４７５°Ｃとなる。したがって、上の
表で＊印は環状体１８が４２５°Ｃのときの外径寸法を
示し、＊＊印は環状体１８が４７５℃のときの外径寸法
を示している。
以上の構成によると、原子炉容器１の外周下部に環状体
１８が装着され、その環状体１８とガードベッセル１７
とがシェアキー１９とキー機構２０との係合により連結
されているので、原子炉容器１の固有振動数が大きくな
り、耐震効果が発揮されることになる。
１８が装着され、その環状体１８とガードベッセル１７
とがシェアキー１９とキー機構２０との係合により連結
されているので、原子炉容器１の固有振動数が大きくな
り、耐震効果が発揮されることになる。
一方、原子炉運転温度またはそれに近い温度下では、原
子炉容器１と環状体１８とのギャップは極めて小ざいか
締り嵌め程度になって一体化されているが、実際には両
者は別体であり、シェアキー１９は原子炉容器１とは別
体の環状体１８に設けられているので、原子炉容器１と
しては単純な鏡付き円筒形状となる。したがって、原子
炉容器１の製造が容易になり、しかも単純形状となるこ
とにより上下方向、周方向のいずれにも熱応力が集中す
るような部分がなくなるので、構造強度上の健全性が向
上する。
子炉容器１と環状体１８とのギャップは極めて小ざいか
締り嵌め程度になって一体化されているが、実際には両
者は別体であり、シェアキー１９は原子炉容器１とは別
体の環状体１８に設けられているので、原子炉容器１と
しては単純な鏡付き円筒形状となる。したがって、原子
炉容器１の製造が容易になり、しかも単純形状となるこ
とにより上下方向、周方向のいずれにも熱応力が集中す
るような部分がなくなるので、構造強度上の健全性が向
上する。
以上詳述したように、本発明の原子炉容器耐震支持装置
によれば、簡単な構成により原子炉容器の構造強度上の
健全性を向上できる高速増殖炉の原子炉容器耐震支持装
置を提供することができる。
によれば、簡単な構成により原子炉容器の構造強度上の
健全性を向上できる高速増殖炉の原子炉容器耐震支持装
置を提供することができる。
第１図及び第２図は本発明の一実施例を示すもので、第
１図はタンク型高速増殖炉の縦断面図、第２図は原子炉
容器耐震支持装置の一部を示す横断面図、第３図及び第
４図は従来例を示すもので、第３図はタンク型高速増殖
炉の縦断面図、第４図は原子炉容器耐震支持装置の一部
を示す横断面画である。 １・・・原子炉容器、１７・・・ガードベッセル、１８
・・・環状体、１９・・・シェアキー、２０・・・キー
機構。 出願人代理人 弁理士 鈴江武彦 第１図 第２図 第３図
１図はタンク型高速増殖炉の縦断面図、第２図は原子炉
容器耐震支持装置の一部を示す横断面図、第３図及び第
４図は従来例を示すもので、第３図はタンク型高速増殖
炉の縦断面図、第４図は原子炉容器耐震支持装置の一部
を示す横断面画である。 １・・・原子炉容器、１７・・・ガードベッセル、１８
・・・環状体、１９・・・シェアキー、２０・・・キー
機構。 出願人代理人 弁理士 鈴江武彦 第１図 第２図 第３図
Claims (2)
- （１）原子炉容器より熱膨張係数が小さく原子炉運転時
に内径寸法が原子炉容器の外径寸法とほぼ同一となる環
状体により原子炉容器の外周を囲み、この環状体にシェ
アキーを設けるとともに、原子炉容器を包囲するガード
ベッセルに上記シェアキーと係合して原子炉容器の水平
移動を抑制するキー機構を設けたことを特徴とする高速
増殖炉の原子炉容器耐震支持装置。 - （２）オーステナイト・ステンレス鋼よりなる原子炉容
器に対して、前記環状体の材質を耐熱合金鋼としたこと
を特徴とする特許請求の範囲第１項記載の高速増殖炉の
原子炉容器耐震支持装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60054043A JPS61212785A (ja) | 1985-03-18 | 1985-03-18 | 高速増植炉の原子炉容器耐震支持装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60054043A JPS61212785A (ja) | 1985-03-18 | 1985-03-18 | 高速増植炉の原子炉容器耐震支持装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS61212785A true JPS61212785A (ja) | 1986-09-20 |
Family
ID=12959570
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60054043A Pending JPS61212785A (ja) | 1985-03-18 | 1985-03-18 | 高速増植炉の原子炉容器耐震支持装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS61212785A (ja) |
-
1985
- 1985-03-18 JP JP60054043A patent/JPS61212785A/ja active Pending
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