JPS61240191A - タンク型原子炉 - 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ｍ炉等のタンク型原子炉
に係り、特にタンク型原子炉内に吊下げ支持された炉心
を制振する炉心の制振構造の改良に関する。

〔発明の技術的背景〕

一般に液体金属冷却型高速、増殖炉、例えばタンク型高
速増殖炉は、第２図に示すように構成されており、原子
炉容器１の外側に安全容器２が設けられている。これら
の原子炉容器１および安全容器２は原子炉建屋３にリン
グガータ４を介して据付けられる。上記原子炉容器１の
上部開口はルーフスラブ５により閉塞される。ルーフス
ラブ５は固定ブラタ５ａとこの固定プラグ５ａに回転可
能に装着された大回転プラグ５ｂと、この大回転プラグ
５ｂに回転可能に装着された小回転プラグ５Ｃとから構
成される。

一方、原子炉容器１内には液体ナトリウム等の冷却材６
が充填されており、この冷却材６中に炉心７が浸漬され
る。この炉心７は炉心支持機構８によって支持されてい
る。

上記炉心７の上方には上記小回転プラグ５Ｃを貫通して
炉心上部機構９が設けられている。この炉心上部機構９
内には、図示しない制御棒駆動機構が設けられており、
この制御棒駆動機構により図示しない制御棒の炉心挿入
度が調整され、炉出力ｉｌｌ　ｍが行なわれる。また、
上記原子炉容器１内は水平方向の隔壁１０によって上方
のホットプール１１と下方のコールドプール１２に区画
される。

炉心５を通過して高温となった冷却材６はホットプール
１１に流出して、中間熱交換器１３に案内され、ここで
２次冷却材と熱交換して冷却され、コールドブール１２
に案内される。コールドブール１２に案内された冷却材
は循環ポンプ１４の図示しないポンプ吸込口から循環ポ
ンプ１４内に吸込まれ、この循環ポンプ１４によりポン
プ吐出配管１５を経て炉心下方に吐出され、炉心７に案
内される。冷却材は炉心７を通る際に加熱されて高温と
なり、吊り胴１６のフローホール１７からホットプール
１１内に案内される。なお、循環ポンプ１４のポンプ吐
出配管１５の先端は炉心支持機構８に固着される。

炉心支持機構８は、ルーフスラブ５の固定プラグ５ａか
ら吊り下げられた吊り胴１６に支持され、内部に炉心７
を収容している。また、上記ルーフスラブ５の小回転プ
ラグ５Ｃには、炉心上部機構９が支持されており、ルー
フスラブ５が振動を受けると炉心上部機構９は炉心７と
ともに振動し、両者の相対的な変位が防止される。

また、炉心支持機構８の外周面は制振機構２０で覆われ
ており、この制振機構２０で炉心７の振動変位を防止し
ている。制振機構２０は原子炉容器１の底部に立設され
た円筒状の制振壁を有する。

この制振壁は内筒壁２１ａと外筒壁２１ｂとから二重筒
構造に構成され、中間に環状空間２２が形成される。環
状空間２２には複数の補強リプ２３が上下方向に沿って
配設され、内筒壁２１ａが外筒壁２１ｂに支持される。

しかして、炉心支持機構８の外周面と内筒壁２１ａの内
周面との間には、例えば１０履〜３０履程度の小間隙２
４が形成される。また、内筒壁２１ａと外筒壁２１ｂと
の間の環状空間２２は、冷却材流路２２として形成され
、この冷却材流路２２を介して制振壁内下部プレナム２
５がホットプール１１に連通される。

従来の制振機構２０は炉心支持機構８と制振壁２１ａ、
２１ｂとが機械的に接触していないので、通常運転時に
は熱変形等による炉心支持機構８の上下方向の変位等が
逃され、各構造部材に過大な熱応力が生じることはない
。そして、地震等によって炉心支持機構８に水平方向の
荷重が作用してこの炉心支持機構８が水平方向に変位し
ようとした場合には、炉心支持機構８と制振壁２１ａと
の間の小間隙２４が変化し、この小間隙２４内の冷却材
６が流動する。この冷却材６の流動抵抗によって炉心支
持機構８が制振され、炉心支持機構８の水平方向の変位
が防止される。

また、上下動地震等によって炉心支持機構８が上下に変
位した場合は、制振壁の内筒壁２Ｉａ内下部の下部プレ
ナム２５の容積が変化するが、この下部プレナム２５内
の冷却材６は小間隙２４および制振壁の外筒壁２１ｂと
内筒壁２１ａとの間に形成された冷却材通路２２を通っ
て前記ホットプール１１に逃されるので、下部プレナム
２５内の圧力上昇等が生じることはない。

なお図中符号２７は水平制振部材を示し、例えば水平方
向の地震が発生した場合にはこの水平制振部材２７を介
して水平荷重を原子炉容器１に伝達し、さらにこの水平
荷重はキー２８およびキー溝２９を介して安全容器２に
伝達される。安全容器２に伝達された荷重はスカート部
２Ａを介して前記原子炉建屋３に伝達される。

〔背景技術の問題点〕

従来の制振防止機構２０の構成によると、制振壁の外筒
壁２１ｂが原子炉容器１の底部内面から立設されている
ために、地震等によって炉心支持機構８に水平方向の荷
重が作用すると、その反力を制振壁で受け、この荷重は
原子炉容器１の底部に伝えられるので、原子炉容器１の
底部の板厚を厚くしなければならない。また、制振壁に
より、コールドブール１２は下部ブレナム２５から仕切
られているため、コールドブール１２の容積が小さく、
中間熱交換器１３から流出する事故時の高温冷却材がコ
ールドブール内でミキシングされると、原子炉容器底部
に作用する熱過渡条件は厳しいものになる。さらに、制
振壁により設けた下部ブレナム２５の容積が小さいため
、上下動地震時づ の圧力上昇対策上、冷却材逃し流路２２を設ける必要が
あり、全体的に構造が複雑化する問題があった。

また、炉心支持機構８とポンプ吐出配管１５とが機械的
に結合されているために次のような問題があった。すな
わち、炉心支持機構８や吊り胴１６に万一不具合が生じ
、保守補修のためにそれらを炉外に取り出すためには、
上記ポンプ吐出配管１５を切断しなければならない。ま
た炉心支持機構８には熱変位および地震変位が生じ、そ
の際反力がポンプ吐出配管１５に作用し、健全性が損わ
れる恐れがある。そのためポンプ吐出配管１５の構造健
全性を維持させる場合には、ポンプ吐出配管１５を引延
ばすか、可撓性のある管構造にする必要があり、そのた
め管構成が複雑化する恐れがあった。

〔発明の目的〕

本発明は上述した事情を考慮してなされたもので、原子
炉容器の構造健全性を向上させるとともに、炉心支持構
造物周辺の支持構造を簡素化し、信頼性の向上を図るこ
とが可能なタンク型原子炉を提供することを目的とする
。

〔発明の概要〕

上述した目的を達成するために、本発明に係るタンク型
原子炉は、原子炉容器と、この原子炉容器の上部開口を
閉塞するルーフスラブと、このルーフスラブより吊り胴
を介して吊り下げられ、内部に炉心を収容した炉心支持
機構と、この炉心支持機構の外周面を環状の間隙を介し
て覆う制振壁と、上記環状間隙の上下端部をシールする
シール機構と、前記制振壁を原子炉容器に支持させる隔
壁とを備えたことを特徴とするものである。

〔発明の実施例〕

以下、本発明の一実施例について第１図を参照して説明
する。なお従来と同一部分には同一符号を付して示しそ
の説明は省略する。

第１図において、符号５０は液体全屈冷却型高速増殖炉
等のタンク型原子炉に用いられる制振機構を示す。この
制振機構５０は円筒状の制振壁５１を面え、この制振壁
５１は炉心支持機構８の外周面を環状の間隙Ａを介して
覆うように配設される。上記間隙Ａは例えば１０Ｍ〜３
０履程度の幅を有し、その上下端部がシール機構５２ａ
、５２ｂで密封される。シール機構は例えばピストンリ
ング等の密封リングであり、鉛直および水平方向の変位
を許容するようになっている。

一方、制振機構５０の制振壁５１は、原子炉容器１の内
側面に設けた隔壁５３により浮上状態に支持されており
、地震時には炉心支持機構８に作用した水平荷重が隔壁
５３を介して原子炉容器１に伝達される。また、上記隔
壁５３は、原子炉容器１と制振壁５１とを接続すること
により、原子炉容器１内をホットプール１１とコールド
ブール１２とに区画している。隔壁５３の上部には熱遮
蔽板５４が設けられ、この熱遮蔽板５４は隔壁５３との
間を冷却材の滞留領域とすることにより、ホットプール
１１とコールドブール１２とを温度的に仕切っている。

また、制振壁５１には循環ポンプ１４のポンプ吐出配管
５５が接続されており、その接続位置に対応した炉心支
持機構８の位置に、冷却材流入口５６が形成される。し
かして、コールドブール１２内の冷却材は循環ポンプ１
４に吸い込まれ、この循環ポンプ１４からポンプ吐出配
管５５を通り、環状ｙＪ隙Ａを経て炉心支持機構８内に
案内される。

その際、環状間１１ｔＡの上下端部にシール機構５２ａ
、５２ｂが介装されているから、冷却材がコールドブー
ル１２内にリークすることがない。したがって、環状間
隙Ａ内に存在する冷却材６は流動性が抑制され、その流
体（冷却材）の完成により振動に対し銅な構造となり、
炉心支持機構８の制振が行なわれ、その水平方向変位が
防止される。

次に本発明の詳細な説明する。

循環ポンプ１４から吐出された冷却材６は、ポンプ吐出
配管５５を介して環状間隙はＡ内に流入する。この環状
間隙Ａの上下端部にはシール機構５２ａ、５２ｂが設け
られており、冷却−材６のリークがないので、環状間隙
Ａ内に流入した冷却材６は冷却材流入口５６を介して炉
心７の下部に案内され、炉心７に供給される。この冷却
材６は炉１　　　　　心７を通ることにより加熱され、
高温となる。

高温となった冷却材６はホットプール１１を経て中間熱
交換器１３に案内され、ここで２次冷部材と熱交換され
て冷却され、冷却された冷却材はコールドブール１２に
送られる。ここで、原子炉の２次冷却系に故障等が生じ
ると中間熱交換器１３で充分に熱交換されずに高温の冷
却材がコールドブール１２に案内される恐れがある。し
かし、この場合にも、原子炉容器１の下部はコールドブ
ール１２が制振壁５１で仕切られていないので、コール
ドブールの容積が大きい。したがって、コールドブール
１２に案内された冷却材はプール内の冷却材と充分ミキ
シングされ熱過渡条件が緩和されるので、原子炉容器の
構造健全性を向上させることができる。さらに原子炉容
器１の底部には従来のように制振壁が直接取付けられて
いないので、作用荷重もなく、また構造的な不連続部も
ないので、構造健全性をより一層向上させることができ
る。

また、上下動地震等によって炉心支持機構８が上下に変
位した場合には、その変動体積は、コールドブールの体
積が大きいので、充分に吸収することができ、原子炉容
器１の構造健全性を維持できるとともに、従来のような
制振壁に逃し構造を設ける必要がなく構造の簡素化が図
れるので、信頼性も向上させることができる。

また、制振防止機構５０を支持する隔壁５３は、原子炉
容器１に取付けられ、制振壁５１を浮上状態に支持して
いる。したがって、地震時炉心支持機構８に作用した水
平荷重は上記隔壁５３を介して原子炉容器１に伝達され
、１つの経路で荷重を伝達するので、荷重伝達経路が明
確で、精度の良い構造設計評価が可能となり、構造の信
頼性が向上する。また、この隔壁５３はホットプール１
１とコールドブール１２との流体の仕切り機能を有して
いるので、従来のように荷重伝達と流体の仕切りとを別
々の構造で行なっていた場合より構造簡素化され、製作
費の低減を図れる。また、隔壁５３の上部には熱遮蔽板
５４が設けられており、この間に滞留される冷却材は、
ホットプール１１とコールドブール１２との温度差を吸
収する断熱材となるため、隔壁５３の上下面での温度差
が小さく、熱応力上の課題がなく、隔壁自体の構造健全
性も維持できる。

次に、循環ポンプ１４のポンプ吐出配管５５は一端が循
環ポンプ１４のケーシング１４ａを介して原子炉容器１
に支持され、他）ａ（先端）は、従来のように炉心支持
機構８ではなく、制振壁５１に接続されているので、従
来のように地震時や熱膨張変位が大きな炉心支持機構８
に固着していた場合に比べ、強制変位を大幅に減少させ
ることができ、ポンプ吐出配管５５の構造健全性の大幅
向上を図ることができる。

さらに、循環ポンプ１４のポンプ吐出配管５５の＆１１
振壁５１への接続は、炉心支持機構８とは無関係に行な
うことができるので、炉心支持機構８および吊り屑１６
を搬入する前に行なえばよく、作業性が改善され、作業
能率の向上を図ることができる。

また、ポンプ吐出配管５５を制振壁５１に接続すること
により、炉心支持機構８はポンプ吐出配管５５と機械的
に結合しておらず、単にシール機構５２ａおよび５２ｂ
と嵌合しているだけなので、炉心支持機構８や吊り４１
６に不具合が生じた場合には、吊り胴１６と炉心支持機
構８を一体でルーフスラブ５上面より容易に引抜くこと
ができ、取扱い操作性が改善される。したがって、保守
補修性の向上を図ることができる。この場合には、吊り
ｆＩ４１６はルーフスラブ５の固定プラグ５ａの内周段
部に支持される構造が採用される。

〔発明の効果〕

以上に述べたように、本発明に係るタンク型原子炉は、
炉心支持機構の外周面を環状の間隙を介して覆う制振壁
を隔壁により原子炉容器に支持させたから、制振壁を原
子炉容器の底部に取付ける必要がなく、下部に形成され
るコールドブールの容積を大きくすることができ、コー
ルドプールにおける熱過渡条件が緩和され、しかも原子
炉容器の底部に構造的な不連続部が存在せず、荷重が作
、１　　　　用することもないので、構造の健全性を大
幅に向上させることができる。炉心支持機構は、環状間
隙内に充填される冷却材の流体完成により制振され、炉
心支持機構の水平方向の変位が防止される。

さらに、炉心支持機構の外周面を覆う制振壁は、二重筒
構造にする必要もなく、炉心支持機構との閤にシール機
構が介装されるだけであるので、炉心支持機構の周辺構
造が簡素化される一方、制振壁に作用する荷重は隔壁を
介して原子炉容器に伝達されるので、荷重伝達経路が明
確になり、原子炉構造の信頼性が向上し、炉心支持機構
や吊り胴の取扱い、作業性も向上して保守・点検時の補
修性の向上を図ることができる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明に係るタンク型原子炉の一実施例を示す
縦断面図、第２図は従来のタンク型原子炉の縦断面図で
ある。 １・・・原子炉容器、２・・・安全容器、４・・・原子
炉建屋、５・・・ルーフスラブ、７・・・炉心、８・・
・炉心支持機構、１４−・・循環ポンプ、１６・・・吊
り胴、５０・・・制振防止機構、５１・・・制振壁、５
２ａ、５２ｂ・・・シール機構、５３・・・隔壁、５４
・・・熱遮蔽板、５５・・・ポンプ吐出配管。 ＄　１　ｍｌ 第２　図 １　　　　　　　ｌ

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １、原子炉容器と、この原子炉容器の上部開口を閉塞す
   るルーフスラブと、このルーフスラブより吊り胴を介し
   て吊り下げられ、内部に炉心を収容した炉心支持機構と
   、この炉心支持機構の外周面を環状の間隙を介して覆う
   制振壁と、上記環状間隙の上下端部をシールするシール
   機構と、前記制振壁を原子炉容器に支持させる隔壁とを
   備えたことを特徴とするタンク型原子炉。 ２、原子炉容器内には循環ポンプが炉心支持機構の外周
   側にルーフスラブを貫通して設けられ、上記循環ポンプ
   のポンプ吐出配管は炉心下方部に向つて配設される一方
   、上記ポンプ吐出配管の先端は制振壁に結合された特許
   請求の範囲第１項に記載のタンク型原子炉。 ３、制振壁は隔壁により原子炉容器内に浮上状態に支持
   された特許請求の範囲第１項に記載のタンク型原子炉。 ４、隔壁は原子炉容器内に上方のホットプールと下方の
   コールドプールとに区画するとともに、上記隔壁の上方
   に間隙をおいて熱遮蔽板が介装された特許請求の範囲第
   １項に記載のタンク型原子炉。