JPS6131997A - 高温液体用容器 - 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〕 本発明は高温液体用容器に係り、特に地震時における高
温液体用容器の健全性を向上させるための耐震構造に関
する。

〔発明の背景〕

第１５図に示したタンク型高速増殖炉（タンク型ＦＢＲ
）原子炉容器を例にとって、従来の高温液体用容器を説
明する。

タンク型原子炉容器３は、炉心部９と炉心部内部の核分
裂反応によ多発生する熱を取シ出すための液体金属冷却
材６，１１と、これを循環させる主循環ポンプ１５と、
熱を２次系へ伝達するための中間熱交換器１０等を収納
した大口径容器であシ、上部に設置された蓋（ルーフス
ラブ）１から垂下支持されている。又、上記ルーフスラ
ブ１は支持構造物（スカート）２によりペデスタル１３
゜に支持されている。

地震時に、ペデスタル１３から入った地震力は、スカー
ト２．ルーフスラブ１を介して原子炉容器３に伝わる。

原子炉容器３内部の液体す）　ＩＪウムは、炉心支持構
造物７の上面に設けられた水平隔壁１４により上部の高
温す）　ＩＪウム６と下部の低温ナトリウム１１に分け
られている。原子炉容器１３の内側には、炉心支持構造
７から立上る円筒状の垂直隔壁５を設けである。この垂
直隔壁５と水平隔壁１４で囲まれたホットプール内には
、約５００Ｃの高温ナトリウムが満され、ルーフスラブ
１との間に約１ｍの空間１８をもって自由液面を保って
いる。なお、垂直隔壁５とルーフスラブ１との間には、
互いの熱膨張差を避けるため、構造的なギャップ１６が
設けられている。垂直隔壁５と原子炉容器３との間には
、原子炉容器を低温に保づため、３６０ｔｌｌ’程度の
低温ナトリウムが満されておシ、この低温ナトリウムの
液面は、ホットプール内の高温ナトリウム液面よシ約３
〜４ｍ低く、設定され、原子炉容器３のルーフスラブへ
の接続部の熱応力の低減に役立っている。

この従来例構造に対し、地震入力成分としては卓越周期
から考えて、長周期成分の地震入力と短周期成分の地震
入力との２つの六方成分が考えられる。以下地震入力成
分の各々について従来例原子炉構造に与える影響を述べ
る。

（１）長周期成分の地震入力の場合 上記の従来例においては、ホットプール内の高温ナトリ
ウムのスロッシングの固有周期は５〜６秒であり、これ
と入力地震の長周期成分が共振した場合は、高温ナトリ
ウムのスロッシング波高カ高くなり、垂直隔壁の堰を乗
シ越えかつルーフスラブ１下面を波頭でたたく現象が発
生することも想定される。スロッシングの波の例を第１
６図に示す。この現象による問題点は以下の通りである
。

ａ、垂直隔壁の上端は、直円筒開放容器であるため、比
較的座屈耐力が小さく、スロッシングの波頭がこの上部
を乗シー越えた後の引き波により、内側に座屈すること
も場合によっては考えられる。

ｂ、大量の高温ナトリウムが垂直隔壁を乗越えて炉壁冷
却アニユラス１２内に流れ込むと、原子炉容器に対して
過度のホットショックを与える可能性があり、構造健全
性上好ましくない。

（２）短周期成分の地震入力の場合 短周期成分の地震入力の場合、炉心支持構造７〜炉心部
９．及び数千諌にも及ぶ液体金属冷却材１１を薄肉の原
子炉容器３のみで支える構造となっている従来の原子炉
構造では、固有振動数を、地震応答入力の小さい十分高
い値にとることには構造的に限界があり、原子炉建屋の
地震応答加速度の卓越値に近い固有振動数を持つので、
その応答加速度が相当に大きくならざるを得ない。その
ため、地震力に耐えるには必然的に直接全重量を支えて
いるルーフスラブ１は剛性である必要がある。また、原
子炉容器３の重量の増大、それに伴ない原子炉容器３の
溶接量が増えることによる建設工期の大幅な増加、厚肉
の哀テンレスの溶接の信頼性の低下等の種々の不利な点
が生ずる。

更に地震時応答の大きい原子炉構造では、地震時の制御
棒の緊急挿入性能の低下も考えられ、原子炉の信頼性か
ら見て得策でない。

〔発明の目的〕

本発明の目的は、高温液体用容器において、長周期成分
の地震入力があった場合、スロッシングによる熱衝撃か
ら容器を守ると共に、短周期成分の地震入力に対する容
器の水平方向固有振動数の制限に関しても、固有振動数
を変えずに、容器板厚が薄くなる構造を提供することに
ある。

〔発明の概要〕

本発明は、高温液体を内包する容器と、この容器を垂下
して支持する蓋と、容器を内部高温液体から保護する垂
直隔壁とからなる高温液体用容器において、垂直隔壁を
蓋から直接垂下させて支持し、蓋から直接垂下したこの
垂直隔壁によシ、高温のスロッシング波が容器内壁に直
接当ることを押えて、容器自体のホットショックを防止
し、さらには容器全体の水平振動に対し、内包する液体
の有効揺動荷重を垂直隔壁に分担させ、容器の板厚を薄
くしたものである。

〔発明の実施例〕

以下第１図を参照して、本発明をタンク型原子炉構造に
適用した一実施例を説明する。

本発明による原子炉容器構造の特徴は、垂直隔壁５をル
ーフスラブ１に直接接合し、原子炉容器３内に垂下させ
たことである。原子炉容器３と垂直隔壁５０間には、低
温ナトリウム１２を介在させ、またその上部空間には隔
壁５と炉容器３間のナトリウム水頭が高くならないよう
に圧力を加えたガス空間１７を設ける。垂直隔壁５を垂
下支持しているルーフスラブ１はスカート２を介して原
子炉６屋ペデスタル１３に支えられている。垂直隔壁５
に囲まれた原子炉容器内冷却材６は自由液面を有し、そ
の上部には不活性ガス空間１８がある。この原子炉構造
に長周期成分の地震入力があった場合と、短周期成分の
地震入力があった場合について、本実施例による効果を
説明する。

（１）長周期成分地震入力の場合 まず、直径りの剛体円筒容器の中に高さＨまで液体が満
たされている液体貯槽に対する地震等の振動の影響につ
いて以下に説明する。

地震等の振動の液体貯槽に対する影響は、液体貯槽内の
液面動揺（スロッシング）周期（特に１次固有周期）と
、入力地震波の卓越周期との関係に大きく依存する。そ
の依存性状は、第２図に示すように、大別して３種類存
在する。

囚　人力地震波の卓越周期がスロッシング周期よシ短周
期となる場合（短周期地震波人力に対する応答）：この
場合、液面揺動はほとんど現われず、測面及び底面に衝
撃的な圧力を受ける。

（６）入力地震波の卓越周期がスロッシング周期とほぼ
等しい場合（１次共振地震波人力に対する応答）；この
場合、スロッシング現象が生じ、１次の液面揺動が起こ
る。これは、液体の表面がほぼ平面的な形状で大きく振
動するモードを示し、貯槽側壁から液体が流出したり、
側壁に大きな動圧を与えて破壊する直接の原因となって
いる。

０　人力地震波の卓越周期がスロッシング周期よシ長周
期となる場合（長周期地震波入力に対する応答）；この
場合は、各応答の値は非常に小さい。

入力地震波には、通常、加速度波の領域で卓越している
成分と、変位波の領域で卓越している成分とがある。後
者に対して液体貯槽内の液体の自由表面が共振して大振
幅となるのがいわゆるスロッシング現象である。この変
位波の卓越している領域とは、周期１〜１０頁程度の領
域を意味し、通常の寸法の液体貯槽のスロッシングの１
次の固有周期は、はとんどこの周期領域内に存在する。

そこでタンク型原子炉構造に長周期成分の地震入力が加
わった場合、垂直隔壁５に囲まれた高温ナトリウム６は
スロッシング現象を生じる。しかし、本発明の場合、高
温ナトリウム６は垂直隔壁５によって完全に原子炉容器
３と隔離されているため、直接原子炉容器３に接触する
ことはなくなり、構造上特に問題となる原子炉容器のホ
ットショックは生じない。さらに従来構造のようにスロ
ッシング波の引き波の荷重による垂直隔壁の座屈も構造
上当然生じ得ない。また垂直隔壁上部ホットショックに
関しては、高温ナトリウムが約５００Ｃに対し、垂直隔
壁５と炉容器３との間のガス層１７の温度が約３００Ｃ
〜４００Ｃであシ、スロッシング波が生じた場合でも、
垂直隔壁上部にホットショックが生じても構造の健全性
を脅かすことはない。

第３図（４）、■に高温スロッシング波をうけた場合に
構造物に生じる温度勾配を示す。第３図（至）は従来例
の構造の温度勾配である。原子炉通常運時に原子炉容器
３に生じる温度勾配は外気温Ｔ、と炉内カバーガス温度
Ｔ＋の差であるＴｔ　　Ｔ−で与えられる。（ト）にお
いて低周波成分地震入力によシスロッジングが生じ、温
度Ｔ８なる高温スロッシング波が原子炉容器３に接触し
た時、原子炉容器３に生じる温度勾配はＴｓ　　Ｔ−で
与えられ、温度差は数百度Ｃにも達し、原子炉容器３の
健全性を脅かすことが考えられる。

これに対し、第３図（２）に示す本発明の実施例である
原子炉構造においては、スロッシング時にも原子炉容器
３の温度勾配はＴｔ　　Ｔ、で与えられ、温度差は従来
例の通常運転時の原子炉容器温度差に等しく、隔壁構造
の温度差はＴｇ　　Ｔｔで従来例の原子炉容器３の温度
差に比べて約半分である。

これによシ、たとえスロッシングを受けた場合でも構造
物の健全性が高められることは明らかである。

（２）短周期成分地震入力の場合 短短周期成分の地震入力に対する振動モデルを、従来例
の振動モデルと比較して第４図と第５図に示す。

第４図において囚は従来例の原子炉構造の水平振動に関
与する部分を示しくト）は本発明の実施例の水平振動に
関与する部分を示す。囚において地震時の原子炉構造に
加わる水平方向の荷重を与えるものは、主に原子炉容器
３のせん断剛性である。

それに対し本発明実施例を示す■においては、隔壁構造
５のせん断剛性で容器内の液体金属冷却材６０重量を支
え、残りの荷重を原子炉容器３のせん断剛性で支えるこ
とになシ、原子炉容器３の分担する荷重が軽減されるか
ら全体系の水平方向の剛性が高まる。

上記説明を第５図のばねマスモデルで説明すると、従来
の原子炉容器内では、水平方向剛性に関し原子炉容器内
の炉心重量Ｗ、、原子炉容器内の液体金属冷却材重量Ｗ
ｒ、ｓ　、　ＷＬ２　＃及び原子炉容器重量Ｗｎの重量
を支えるのは原子炉容器の剛性Ｋｎのみであシ、炉内構
造物及び炉内冷却材容量が定まった場合、水平方向固有
振動数を上げるためには、原子炉容器の板厚を厚くしな
ければならなかった。そのため、板厚を厚くすると、原
子炉容器自体の重量が増加し、固有振動数を下げるとい
う逆の効果がアシ、コスト低減に対しても制限が生じて
いた。

第５図０３）に示す本発明の実′施例による振動モデル
が従来例囚と異なる点は、炉心及び液体金属冷却材の重
量すべてを原子炉容器で支持するのでなく、ルーフスラ
ブから垂下された垂直隔壁も分担することである。直接
的には、ホットプール内の液体金属冷却材の重量Ｗｔ、
１を分担し、間接的には垂直隔壁、炉容器間の液体金属
の構造−液体連成効果によシ、原子炉容器を介してルー
フスラブから垂下された構造物重量Ｗ、及び内部液体金
属冷却材重量ＷＬの全重量を原子炉容器と垂直隔壁の並
列ばねＫＲ，ＫＬによって支持することＫなシ、原子炉
構造全体の水平剛性が高くなる。このことは即ち、原子
炉容器の板厚を薄くすることにつながる。

簡単化のために第５図のモデルを１自由度に置き換えて
示したのが第６図である。第６図において従来例囚の場
合その水平方向固有振動数ｆは、（１）式で表わされる
ように、原子炉容器の剛性ＫＲと原子炉容器が支える荷
重の比によって決まる。

Ｗ、　＝　ＷＲ＋　Ｗ、　＋　Ｗ、ｔ、ｘ　＋ＷＬ−・
・・・・・・・・（２）伐）式で与えられる従来例の原
子炉容器が支える水平方向の荷重は、原子炉容器荷重Ｗ
ａ（中５００―）、炉心部の荷重Ｗ、＜中１６００ｍ）
、コールドプールの液体金属冷却材の荷重ＷＬ！　（中
９００ム）、ホットプールの液体金属冷却材の荷重ＷＬ
ζ（ホットプール内の液体の１／２が有効に働くものと
して中７ＱＱ／ｍ）の和で与えられ約３７００ｍに達す
る。

それに対して、第６図［Ｆ］）の本発明実施例の場合の
水平方向固有振動数ｆ、は（３）式で与えられる。

Ｗ−−”Ｗｎ＋Ｗ−＋ＷＬ２　　　　・・・・・・・・
・・・・・・・（４）（４）式で示す原子炉容器が支え
る荷重Ｗａｓは、従来例に比べ、ホットプール内液体金
属冷却材の水平方向有効荷重ＷＬＩが垂直隔壁で分担さ
れるため、それだけ有効荷重が軽減され、Ｗ、、−＃−
３０００ｋＬとなる。即ち、本実施例において水平方向
固有振動数を従来例と同じ１２するには、（５）式で示
すように従来例の原子炉構造の剛性の８０俤でよくなる
。

ｆ＝ｆ。

Ｋｍ　　　ＫＲ− Ｗ、　　　　Ｗ、。

＝　０．８　Ｋ　ｖｒ　　　　　　　　　・・・・・・
・・・・・・（５）一般にせん新剤性には（６）式に示
すように、容器断面積Ａと容器長さＬの比によって決ま
る。

−Ｔ　　　　　　　　　　　・・・・・・・・・・・・
（７）Ｔ、＝０．８Ｔ　　　　　　　　　・・・・・・
・・・・・・（８）即ち、従来例と本発明実施例におい
て、原子炉容器外形状と材質が不変だとすると、せん新
剤性には原子炉容器の板厚Ｔによって決まる（（７）式
）。

（５）式に（７）式を代入すれば、（８）式に示すよう
に、本発明実施例の゛原子炉容器板厚Ｔは、従来例に比
べ約２（ｌも薄くなり、大きなコスト低減となる。

尚、垂直隔壁の剛性を考えると、例えば板厚を原子炉容
器の１／２にした場合、その剛性ＫＬは（９）式で与え
られる。

Ｋｔ、”　Ｔ その水平方向固有振動数ｆＫはα０式で示される。

ｆ、中１．５ｆ、　　　　　　　　・・・・・・・・・
・・・αＯ従って、原子炉容器の水平方向固有振動数の
約１．５倍となシ、地震振動に対しても安全側の構造と
なる。

第７図〜第１１図は本発明による垂直隔壁と原子炉容器
間の構造例の詳細を示すものである。

第７図は、垂直隔槽５と原子炉容器３間に低温のナトリ
ウム１２が満たされ、その水頭が単にガス層１７のガス
圧によりおさえられている例である。

第８図は、第７図の実施例においてガス空間１７に特に
圧力を付加することなく狭部ナトリウム１２の水頭を自
由液面と同じにした実施例である。本実施例では狭部ナ
トリウム１２の上部自由液面近傍の温度が自然対流の結
果高温にならないように、狭部にヒートパイプ２３を設
け、第７図の実施例と同様の効果を生じるようにした構
造例でめる。

第９図は、第７図の実施例において狭部ナトリウム１２
のスロッシングによる原子炉容器３のホットショックを
さらに下げる構造であり、垂直隔壁５と原子炉容器３間
に補助隔壁１９ａ、１９ｂを設け、マノメータシールを
介して、ナトリウム１２が直接原子炉容器に接触しない
様にしたもので、熱的なシールに加え、狭部ナトリウム
１２のスロッシング現象に対しても、自由液面の表面積
が小さくなシ、抑制効果が働く点が特徴である。

第１０図は、垂直隔壁５と原子炉容器３間に補助隔壁２
０を設け、垂直隔壁５と補助隔壁２０間に多層の有孔デ
ィッププレート２１を設置し、原子炉容器３に対して熱
的シールを持たせるとともに、垂直隔壁５と補助隔壁２
０間の狭部す）　ＩＪつム１２のスロッシング現象も有
孔ディッププレート２１でおさえる効果を有する構造例
である。

第１１図は、第９図、第１０図と同様に、補助隔壁２０
を垂直隔壁５と原子炉容器３との間に設け、補助隔壁２
０と垂直隔壁５間に、液体す）　ＩＪウム１２に対し流
動抵抗の高い例えば海綿体状多孔物質をシールとして設
けた構造例である。本構造によれば、ナ）　ＩＪウム１
２が原子炉容器３に直接液しないため、原子炉容器３を
熱的にシールでき、また垂直隔壁５と補助隔壁２０間の
狭部ナトリウム１２のスロッシング現象に対しても抑制
効果が働く構造例である。

第１２図〜第１４図は本発明の他の実施例であり、特に
炉壁冷却の効果を持たせる構造を付加した例である。第
１２図の例は、炉壁冷却構造２４を有し、この間をコー
ルドプールからホットプールに向けてＢ　−ｈ　１）−
４Ｃの方向に液体金属冷却材２５が流れ、炉壁を冷却す
る。

第１３図の例は第１２図の例の変形例であシ、第１２図
の実施例と１家炉壁冷却の冷却材２５の流路が異なる。

第１４図の例は炉壁冷却にヒートパイプ２３を設けた例
である。ヒートパイプ中の熱の流れ１２ａ→ｂの方向性
を持たせ、炉壁の熱をコールドプールに逃がしている。

なお、ここでは原子炉容器を例にとって高温液体用容器
を説明したが、他の高温液体用容器１例えば化学プラン
トにおける容器等にも、本発明を適用できることは明ら
かである。

〔発明の効果〕

本発明による高温液体用容器は、垂直隔壁を上部蓋から
直接垂下させてあ）、長周期成分の地震入力があった場
合、スロッシングによる容器内高温液体が直接容器内壁
に当らない構造となっているので、容器が熱衝撃を受け
ないとともに、短周期成分の地震入力があった場合にも
、内部液体の有効揺動荷重を垂直隔壁が分担するから、
容器の板厚を薄くできる効果がある。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明を原子炉容器に適用した高温液体用容器
の一実施例を示す図、第２図は地震波周期とスロッシン
グとの関係を示す図、第３図は高温スロッシングを受け
た場合に構造物に生じる温度勾配の説明図、第４図は地
震入力により容器が受ける水平荷重の略図、第５図はそ
のばねマスモデルを示す図、第６図は第５図モデルを１
自由度にして示す図、第７図〜第１１図は本発明による
垂直隔壁と原子炉容器間の構造例の詳細を示す図、第１
２図〜第１４図は本発明による垂直隔壁と原子炉容器間
に炉壁冷却構造を付した他の例の詳細を示す図、第１５
図は従来のタンク型ＦＢＲ原子炉容器を示す図、第１６
図は第１５図の容器にスロッシングが生じた例を示す図
である。 １・・・ルーフスラブ、２・・・スカート、３・・・原
子炉容器、５・・・垂直隔壁、６・・・液体金属冷却材
、７・・・炉心支持構造物、９・・・炉心、１０・・・
中間熱交換器、１１・・・液体金属冷却材、１２・・・
アニユラス（垂直隔壁原子炉容器間狭部空間）、１３・
・・ペデイスタル、１４・・・水平隔壁、１５・・・主
循環ポンプ、１６・・・垂直隔壁ルーフスラブすき間、
１７・・・垂直隔壁原子炉容器間狭部空間ガス層、１８
・・・自由液面上空間、１９．２０・・・補助隔壁、２
１・・・有効ディッププレート、２２・・・対液体金属
流動抵抗体、２３・・・ヒートパイプ、２４・・・炉壁
冷却構造、２５・・・液体金属冷却材。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １、高温液体を内包する容器と、この容器を垂下させて
   支持する蓋と、容器の壁面を内部高温液体から保護する
   垂直隔壁とからなる高温液体用容器において、垂直隔壁
   を蓋から直接垂下させて支持することを特徴とする高温
   液体用容器。 ２、特許請求の範囲第１項において、容器壁面と蓋とこ
   の蓋に直接支持された垂直隔壁とで形成された密閉アニ
   ュラス空間に不活性ガスを満たし、垂直隔壁内側の冷却
   材自由液面よりもアニュラス空間内の冷却材液面を低く
   したことを特徴とする高温液体用容器。 ３、高温液体を内包する容器と、この容器を垂下させて
   支持する蓋と、容器の壁面を内部高温液体から保護する
   垂直隔壁とからなる高温液体用容器において、垂直隔壁
   を蓋から直接垂下させて支持し、容器壁面と蓋とこの蓋
   に直接支持された垂直隔壁とで形成された密閉アニュラ
   ス空間にスロッシング防止または壁面温度低下手段を設
   けたことを特徴とする高温液体用容器。 ４、特許請求の範囲第３項において、壁面温度低下手段
   としてアニュラス空間にヒートパイプを設け、この空間
   内の冷却材温度を下げることを特徴とする高温液体用容
   器。 ５、特許請求の範囲第３項において、スロッシング防止
   手段としてアニュラス空間に補助隔壁を設け、マノメー
   タシールを形成したことを特徴とする高温液体用容器。 ６、特許請求の範囲第３項において、スロッシング防止
   手段としてアニュラス空間に補助隔壁と多層有孔ディッ
   ププレートとを設け、液体冷却材の揺動を押えることを
   特徴とする高温液体用容器。 ７、特許請求の範囲第３項において、スロッシング防止
   手段としてアニュラス空間に補助隔壁と海綿体状多孔物
   質を設け、液体冷却材の揺動を押えることを特徴とする
   高温液体用容器。 ８、特許請求の範囲第３項において、壁面温度低下手段
   としてアニュラス空間に炉心下部低温液体金属冷却材を
   流す流路を形成したことを特徴とする高温液体用容器。 ９、特許請求の範囲第３項において、壁面温度低下手段
   としてアニュラス空間と炉心下部低温液体金属冷却材空
   間との間にヒートパイプを設け、熱交換させることを特
   徴とする高温液体用容器。