JPS61789A - 原子炉容器 - Google Patents
原子炉容器Info
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- JPS61789A JPS61789A JP59119966A JP11996684A JPS61789A JP S61789 A JPS61789 A JP S61789A JP 59119966 A JP59119966 A JP 59119966A JP 11996684 A JP11996684 A JP 11996684A JP S61789 A JPS61789 A JP S61789A
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- sodium
- temperature
- porous material
- 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
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- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
- Crystals, And After-Treatments Of Crystals (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】
〔発明の利用分野〕
本発明は原子炉容器に係り、特にタンク型高速増殖炉に
使用するに好適な原子炉容器に関する。
使用するに好適な原子炉容器に関する。
液体金属ナトリウム（以下ナトリウムと記す）を冷却材
として用いるタンク型高速増殖炉においては、原子炉容
器をナトリウムで満たし、その内部に炉心、炉心上部構
造物、複数基の中間熱交換器および複数基の１次側主循
環ポンプが設置されている。さらに原子炉容器内には炉
心より流出する高温の１次ナトリウムと中間熱交換器よ
り流出する低温の１次ナトリウムとを分離する隔壁が設
置され、この隔壁により原子炉容器内は上部のホットプ
レナムと下部のコールドプレナムとに分離されている。
として用いるタンク型高速増殖炉においては、原子炉容
器をナトリウムで満たし、その内部に炉心、炉心上部構
造物、複数基の中間熱交換器および複数基の１次側主循
環ポンプが設置されている。さらに原子炉容器内には炉
心より流出する高温の１次ナトリウムと中間熱交換器よ
り流出する低温の１次ナトリウムとを分離する隔壁が設
置され、この隔壁により原子炉容器内は上部のホットプ
レナムと下部のコールドプレナムとに分離されている。
原子炉容器の上部は厚いふた板（ルーフスラブ）により
閉ざされており、ルーフスラブ自身ｔ−１ｔコンクリー
ト製の原子炉容器拡納室により支持されている。原子炉
容器は一般にルーフスラブに固着されており、原子炉容
器とその内部構造物およびナトリウムは原子炉容器の上
部を介してルーフスラブに吊り下げられた形となり、原
子炉容器の上部には大きな応力がかかることになる。
閉ざされており、ルーフスラブ自身ｔ−１ｔコンクリー
ト製の原子炉容器拡納室により支持されている。原子炉
容器は一般にルーフスラブに固着されており、原子炉容
器とその内部構造物およびナトリウムは原子炉容器の上
部を介してルーフスラブに吊り下げられた形となり、原
子炉容器の上部には大きな応力がかかることになる。
従って原子炉の運転時にす） ＩＪウムと直接、接して
いる原子炉容器が、急激な温度変化を受けたり、その温
度が過大となることを防止することが必要となってくる
。
いる原子炉容器が、急激な温度変化を受けたり、その温
度が過大となることを防止することが必要となってくる
。
従来の技術ではホットプレナム部の原子炉容器壁が高温
ナトリウムにより高温となるのを防ぐため、原子炉主容
器の内側円周方向に熱遮蔽板を設置するとともに熱遮蔽
板と原子炉容器内壁との間を強制的に冷却する原子炉容
器冷却機構を取り入れている。しかしこの方法では、ル
ーフスラブと高温ナトリウム液面の間に存在するカバー
ガス領域と高温ナトリウムが接する部分、すなわち、ナ
トリウム液面近傍における原子炉容器壁にカバーガス領
域と高温す） ＩＪウムの温度差により、急激な温度勾
配が発生したり、原子炉スクラムなどの過渡運転による
す） ＩＪウム液面変動に伴い、原子炉容器壁の温度が
急激に変化したりして、原子炉容器に熱応力、熱衝撃が
加わる場合が出てくるという欠点がある。
ナトリウムにより高温となるのを防ぐため、原子炉主容
器の内側円周方向に熱遮蔽板を設置するとともに熱遮蔽
板と原子炉容器内壁との間を強制的に冷却する原子炉容
器冷却機構を取り入れている。しかしこの方法では、ル
ーフスラブと高温ナトリウム液面の間に存在するカバー
ガス領域と高温ナトリウムが接する部分、すなわち、ナ
トリウム液面近傍における原子炉容器壁にカバーガス領
域と高温す） ＩＪウムの温度差により、急激な温度勾
配が発生したり、原子炉スクラムなどの過渡運転による
す） ＩＪウム液面変動に伴い、原子炉容器壁の温度が
急激に変化したりして、原子炉容器に熱応力、熱衝撃が
加わる場合が出てくるという欠点がある。
本発明の目的は、カバーガス領域と高温ナトリウムの間
の温度差やナトリウム液面の変動などの要因によって原
子炉容器に加わる熱応力、熱衝撃を緩和する機構を備え
た原子炉容器を提供することにある。
の温度差やナトリウム液面の変動などの要因によって原
子炉容器に加わる熱応力、熱衝撃を緩和する機構を備え
た原子炉容器を提供することにある。
本発明で問題としている原子炉容器に加わる熱応力、熱
衝撃は主に次のような原因によって生じる。
衝撃は主に次のような原因によって生じる。
ルーフスラブと高温ナトリウム液面との間にはカバーガ
ス領域が存在している。このカバーガス領域と高温ナト
リウム間の温度差によってナトリウム液面近傍の原子炉
容器壁には急激な温度勾配が生じる。また原子炉スクラ
ムなどの過渡運転により、高温ナトリウム液面の上下変
動が生じた場合には、原子炉容器壁のカバーガスに接シ
ていた部分が高温ナトリウムに接触したり、高温ナトリ
ウムと接していた部分がカバーガスと接触するようにな
るという変化が短時間で急速に起こシ、原子炉容器壁に
急激な温度変化が生じる。このような温度勾配および温
度変化によって生ずる熱応力、熱衝撃を緩和するために
は、急激な温度勾配および温度変化を柔わらげる機構を
原子炉容器に設ける必要がある。
ス領域が存在している。このカバーガス領域と高温ナト
リウム間の温度差によってナトリウム液面近傍の原子炉
容器壁には急激な温度勾配が生じる。また原子炉スクラ
ムなどの過渡運転により、高温ナトリウム液面の上下変
動が生じた場合には、原子炉容器壁のカバーガスに接シ
ていた部分が高温ナトリウムに接触したり、高温ナトリ
ウムと接していた部分がカバーガスと接触するようにな
るという変化が短時間で急速に起こシ、原子炉容器壁に
急激な温度変化が生じる。このような温度勾配および温
度変化によって生ずる熱応力、熱衝撃を緩和するために
は、急激な温度勾配および温度変化を柔わらげる機構を
原子炉容器に設ける必要がある。
本発明は、以上に述べたような要求される機能を満足す
る機構としてナトリウムの自由液面付近の原子炉容器壁
に、空孔を多数有し、その空孔内にナトリ６ムが浸透す
る利料を取り付けるという単純な構造を用いたものであ
る。
る機構としてナトリウムの自由液面付近の原子炉容器壁
に、空孔を多数有し、その空孔内にナトリ６ムが浸透す
る利料を取り付けるという単純な構造を用いたものであ
る。
第１図は本発明が適用される公知のタンク型高速増殖炉
の原子炉容器およびその内部構造を示しだものである。
の原子炉容器およびその内部構造を示しだものである。
原子炉容器１の上部には炉内と外界とを隔離するととも
に炉内構造物を搭載するルーフスラブ２が設置されてい
る。ｉだ原子炉容器１の内部には複数基の主中間熱交換
器３、複数基の１次主循環ポンプ４、炉心５が収納され
ており、炉心５の上方には原子炉の出力を制御する制御
棒および炉心出口の温度と流量を測定する検出器からな
る炉心上部機構６が設置されている。炉心５より流出す
る高温ナトリウムを収容するホットプレナム７と主中間
熱交換器３より流出する低温ナトリウムを収容するコー
ルドプレナム８とは隔壁９で分離されている。炉心５よ
り流出した１次側ナトリウムは主中間熱交換器３に流入
し、伝熱管内を流れる２次側ナトリウムに熱を与えなが
ら下降し、コールドプレナム８内に流出する。この１次
側ナトリウムは、１次主循環ポンプ４により炉心５に送
られ、炉心内で加熱された後、ホットプレナム７に流出
する。
に炉内構造物を搭載するルーフスラブ２が設置されてい
る。ｉだ原子炉容器１の内部には複数基の主中間熱交換
器３、複数基の１次主循環ポンプ４、炉心５が収納され
ており、炉心５の上方には原子炉の出力を制御する制御
棒および炉心出口の温度と流量を測定する検出器からな
る炉心上部機構６が設置されている。炉心５より流出す
る高温ナトリウムを収容するホットプレナム７と主中間
熱交換器３より流出する低温ナトリウムを収容するコー
ルドプレナム８とは隔壁９で分離されている。炉心５よ
り流出した１次側ナトリウムは主中間熱交換器３に流入
し、伝熱管内を流れる２次側ナトリウムに熱を与えなが
ら下降し、コールドプレナム８内に流出する。この１次
側ナトリウムは、１次主循環ポンプ４により炉心５に送
られ、炉心内で加熱された後、ホットプレナム７に流出
する。
またホットプレナム部の原子炉容器壁が高温になるのを
防ぐために原子炉容器内側円周方向に熱遮蔽板１０を設
け、熱遮蔽板１０と原子炉容器１の内壁の間１１には、
コールドブレナム内の低温ナトリウムを流すことにより
、原子炉容器壁を冷却する原子炉容器冷却機構を取り入
れている。
防ぐために原子炉容器内側円周方向に熱遮蔽板１０を設
け、熱遮蔽板１０と原子炉容器１の内壁の間１１には、
コールドブレナム内の低温ナトリウムを流すことにより
、原子炉容器壁を冷却する原子炉容器冷却機構を取り入
れている。
以下本発明の一実施例を図面によって説明する。
第２図は本発明の空孔を多数有する材料をナトリウム液
面付近の内壁に取り付けた原子炉容器の断面図である。
面付近の内壁に取り付けた原子炉容器の断面図である。
すなわち、原子炉容器１の内壁にナトリウム液面付近の
ホットプレナム７側の部分カラカバーガス領域１３側の
部分まで、空孔を多数有する材料１２を取り付けている
（図中で、楕円によって囲まれた部分Ａ）。この部分を
拡大した図が第３図と第４図であり、第３図は透視図、
第４図は断面図である。なお、これらの図は原子炉容器
１とその内壁に取り付けられた空孔を多数有する利料１
２の一部を示したものであり、空孔を多数有する材料１
２は原子炉容器の周方向にも取り付けられている。
ホットプレナム７側の部分カラカバーガス領域１３側の
部分まで、空孔を多数有する材料１２を取り付けている
（図中で、楕円によって囲まれた部分Ａ）。この部分を
拡大した図が第３図と第４図であり、第３図は透視図、
第４図は断面図である。なお、これらの図は原子炉容器
１とその内壁に取り付けられた空孔を多数有する利料１
２の一部を示したものであり、空孔を多数有する材料１
２は原子炉容器の周方向にも取り付けられている。
ここで述べている空孔を多数有する材料として使用でき
る材料には、たとえば、各種の多孔質金属、金属繊維、
セラミック材、ワイヤーメツンユを組み合わせたもの、
箔や板を成形して空孔を作成したもの等があり、以下の
記述では、これらを総称して多孔質材料と呼ぶことにす
る。
る材料には、たとえば、各種の多孔質金属、金属繊維、
セラミック材、ワイヤーメツンユを組み合わせたもの、
箔や板を成形して空孔を作成したもの等があり、以下の
記述では、これらを総称して多孔質材料と呼ぶことにす
る。
多孔質材料の拐質としては、品温における耐熱性、耐腐
食性を有するステンレス鋼、インコネル、ハステロイな
どを使用したものも存在しており、多孔質材料は、既に
溶融ナトリウムの浄化に１史用されている。これらのこ
とから、ナトリウムを冷却材として使用する高速増殖炉
の原子炉容器内壁に多孔質材料を取り付けた場合、多孔
質材料とナトリウムの共存性は十分にあり、本発明は実
用上の問題点が少ない。
食性を有するステンレス鋼、インコネル、ハステロイな
どを使用したものも存在しており、多孔質材料は、既に
溶融ナトリウムの浄化に１史用されている。これらのこ
とから、ナトリウムを冷却材として使用する高速増殖炉
の原子炉容器内壁に多孔質材料を取り付けた場合、多孔
質材料とナトリウムの共存性は十分にあり、本発明は実
用上の問題点が少ない。
第４図において、本発明の多孔質材料１２を内壁に取り
付けた原子炉容器１は、過渡運転時のナトリウム液面の
上下変動１４．１５あるいは毛管現象によりナトリウム
液面下のみでなくナトリウム液面上のカバーガス領域に
接する多孔質材料中にもナトリウムが浸透し、その空孔
にナトリウムを保持して、カバーガス領域においても原
子炉容器壁がす） ＩＪウムに濡れた状聾を作り出す。
付けた原子炉容器１は、過渡運転時のナトリウム液面の
上下変動１４．１５あるいは毛管現象によりナトリウム
液面下のみでなくナトリウム液面上のカバーガス領域に
接する多孔質材料中にもナトリウムが浸透し、その空孔
にナトリウムを保持して、カバーガス領域においても原
子炉容器壁がす） ＩＪウムに濡れた状聾を作り出す。
このような多孔質材料とその空孔に浸透したナトリウム
からなる混合媒質の有効熱伝導率λｅは、第（１）式で
力えられる。
からなる混合媒質の有効熱伝導率λｅは、第（１）式で
力えられる。
ここで、
λＣ：混合媒質の有効熱伝導率
λｆ ：流体の熱伝導率（ナトリウム）λｍ ：固体の
熱伝導率（多孔質材料）ε ：多孔質材料の空隙率 φ ：（多孔質材料の粒子接点近傍の流体膜有効厚さ）
／（多孔質材料の粒径） である。
熱伝導率（多孔質材料）ε ：多孔質材料の空隙率 φ ：（多孔質材料の粒子接点近傍の流体膜有効厚さ）
／（多孔質材料の粒径） である。
多孔質材料として空隙率４０％のステンレス製の多孔質
金属を使用した場合、前述の各個は、バー６０ （１（
ｃａｌ／ｍｈ’ｃ） λｍ ＝ １３ （Ｉ（Ｃａｌ／ｍｂ’（）ε ＝
０．４ φ ＝０．１６５ であり、混合媒質の有効熱伝導率は、 λ’ ＝ ３５．１ （Ｋ Ｃａ ｌ／ｍｈ で）とな
る。
金属を使用した場合、前述の各個は、バー６０ （１（
ｃａｌ／ｍｈ’ｃ） λｍ ＝ １３ （Ｉ（Ｃａｌ／ｍｂ’（）ε ＝
０．４ φ ＝０．１６５ であり、混合媒質の有効熱伝導率は、 λ’ ＝ ３５．１ （Ｋ Ｃａ ｌ／ｍｈ で）とな
る。
このように多孔質材料とその空孔に浸入したナトリウム
からなる混合媒質の有効熱伝導率は、ナトリウムの熱伝
導率６０ （Ｋｃａｌ／ｍｈ ’Ｃ） と近い値であ
り、ホットブレナム内の高温ナトリウムの熱が、ナトリ
ウム液面上部のカバーガス領域に位置する多孔質材料中
の熱伝導によって上方へ輸送される。多孔質材料を通し
て輸送された熱は、原子炉容器壁に伝達され、ナ） Ｉ
Ｊウム液面下とカバーガス領域の間の原子炉容器の温度
勾配を低減し、原子炉容器に加わる熱応力を緩和する。
からなる混合媒質の有効熱伝導率は、ナトリウムの熱伝
導率６０ （Ｋｃａｌ／ｍｈ ’Ｃ） と近い値であ
り、ホットブレナム内の高温ナトリウムの熱が、ナトリ
ウム液面上部のカバーガス領域に位置する多孔質材料中
の熱伝導によって上方へ輸送される。多孔質材料を通し
て輸送された熱は、原子炉容器壁に伝達され、ナ） Ｉ
Ｊウム液面下とカバーガス領域の間の原子炉容器の温度
勾配を低減し、原子炉容器に加わる熱応力を緩和する。
この温度勾配の低減の効果を示したものが第５図である
。
。
次に本実施例の毛管現象によって多孔質材料中をナトリ
ウムがカバーガス領域凍で上昇する効果について述べる
。液体中に毛細管を立てたときの液体の上昇品さｈは次
式で表わされる。
ウムがカバーガス領域凍で上昇する効果について述べる
。液体中に毛細管を立てたときの液体の上昇品さｈは次
式で表わされる。
ｈ ＝ ２ ａＣＯｓｏ ７ ｒｐｇ
（２１ここで、 ｈ：管の内外の液面の高さの差 σ：液体の表面張力 θ：接触角 ｒ：管の中径 ρ：液体の密度 ｇ：重力加速度 である。
（２１ここで、 ｈ：管の内外の液面の高さの差 σ：液体の表面張力 θ：接触角 ｒ：管の中径 ρ：液体の密度 ｇ：重力加速度 である。
ナトリウムの表面張力σは１５７ ｄＹｎ／（７）、比
重１″ρｇは８３２Ｋｆ重／ｍ３であり、接触角θは、
実験的観察により１０°程度である。仁れらの値を（２
）式に代入すると、 ｈ＝０．３７９／ｒ （Ｃｒｎ） （３
１となる。第（３）式を図示したものが第６図である。
重１″ρｇは８３２Ｋｆ重／ｍ３であり、接触角θは、
実験的観察により１０°程度である。仁れらの値を（２
）式に代入すると、 ｈ＝０．３７９／ｒ （Ｃｒｎ） （３
１となる。第（３）式を図示したものが第６図である。
図かられかるように、ナトリウム液面とルーフスラブ間
の距離すなわちカバーガス領域の高さである１ｍ程度ま
で、ナトリウムを毛管現象で上昇させるだめには、半径
約３ Ｘ １．０−３ｍの毛細管が必袈となる。多孔質
材料は、空隙率が５〜９５％、空孔径が２ Ｘ １０−
’〜２（ｍｍ）ｔで広い範囲の利料が製作可能であり、
多孔質材料の有する連続した空孔で生じる毛管現象を利
用して、カバーガス領域の原子炉容器壁がナトリウムに
濡れた状態を作り出すことが可能である。この尾管現象
でナトリウムが液面上部のカバーガス領域の位置に１で
浸透した多孔質材料は、前述のように熱伝導によってホ
ットプレナム内の高温ナトリウムの熱を上方へ輸送し、
液面近傍における原子炉容器の温度勾配を低減し、原子
炉容器に加わる熱応力を緩和する。
の距離すなわちカバーガス領域の高さである１ｍ程度ま
で、ナトリウムを毛管現象で上昇させるだめには、半径
約３ Ｘ １．０−３ｍの毛細管が必袈となる。多孔質
材料は、空隙率が５〜９５％、空孔径が２ Ｘ １０−
’〜２（ｍｍ）ｔで広い範囲の利料が製作可能であり、
多孔質材料の有する連続した空孔で生じる毛管現象を利
用して、カバーガス領域の原子炉容器壁がナトリウムに
濡れた状態を作り出すことが可能である。この尾管現象
でナトリウムが液面上部のカバーガス領域の位置に１で
浸透した多孔質材料は、前述のように熱伝導によってホ
ットプレナム内の高温ナトリウムの熱を上方へ輸送し、
液面近傍における原子炉容器の温度勾配を低減し、原子
炉容器に加わる熱応力を緩和する。
次に本実施例の熱衝撃緩和効果について述べる。
第４図において過渡運転時のす） ＩＪウム液面の上下
変動によって液面が１４から１５へ、または１５から１
４へ変化したとする。このような液面変動は、瞬時に起
こると考えて、多孔質材料を原子炉容器内壁に取り付け
ていない場合と即り付けた場合の原子炉容器壁の温度の
時間変化を比較する。まず液面が上昇し、今までカバー
ガス領域であった部分がナトリウム液面下に没した場合
を考える。多孔質材料を取り付けていない場合、第７図
のように計算の体系を考え、熱収支をとると、ｑ＝ｈ（
Ｔｓ−’ｒ） （５）となる。
変動によって液面が１４から１５へ、または１５から１
４へ変化したとする。このような液面変動は、瞬時に起
こると考えて、多孔質材料を原子炉容器内壁に取り付け
ていない場合と即り付けた場合の原子炉容器壁の温度の
時間変化を比較する。まず液面が上昇し、今までカバー
ガス領域であった部分がナトリウム液面下に没した場合
を考える。多孔質材料を取り付けていない場合、第７図
のように計算の体系を考え、熱収支をとると、ｑ＝ｈ（
Ｔｓ−’ｒ） （５）となる。
ここで
ρ：原子炉容器の密度
（゛：原子炉容器の比熱
■：原子炉容器の単位面積当りの体積
Ｔ；原子炉容器の温度
ｔ：時間
ｑ：原子炉容器に流入する熱量
ｈ：ナトリウムと原子炉容器の熱伝達係数Ｔ８＝ナトリ
ウムの温度 λ：原子炉容器の熱伝導率 λ６：ナトリウムの熱伝導率 δ：原子炉容器内壁面から原子炉容器内部の温度計算点
までの距離 δ８＝原子炉容器内壁からナトリウム内部の点までの距
離 である。
ウムの温度 λ：原子炉容器の熱伝導率 λ６：ナトリウムの熱伝導率 δ：原子炉容器内壁面から原子炉容器内部の温度計算点
までの距離 δ８＝原子炉容器内壁からナトリウム内部の点までの距
離 である。
初期条件は、
ｊ＝Ｑで ’ｒ＝’ｒｏ
ｆ力である。式（４）〜（６）を（７）の条件で解くと
、原子炉容器の温度の時間変化は次のようになる。
ｆ力である。式（４）〜（６）を（７）の条件で解くと
、原子炉容器の温度の時間変化は次のようになる。
Ｔ＝Ｔｓ−（Ｔｓ−Ｔｏ）ｅ−” ｊｓ）ここ
で、 ａ＝ｈ７ρＣＶ ｆ９１である。
で、 ａ＝ｈ７ρＣＶ ｆ９１である。
次に原子炉容器内壁に多孔質材料ｆ：＠り付けた場合の
原子炉容器温度の時間変化を計−骨する。第８図のよう
に計算の体系を考え、熱収支をとると、ｑ ＝ｈ＊（Ｔ
ｐ−Ｔ） （Ｌりｑｐ ＝ ）ｌ
ｐ （Ｔｓ −Ｔｐ ） α四と
なる。ここで、 ρ：原子炉容器の密度 Ｃ：原子炉容器の比熱 ■：原子炉容器の単位面積当りの体積 Ｔ：原子炉容器の温度 ｔ：時間 ｑ：原子炉容器に流入する熱量 ｈ＊：多孔質材料と原子炉容器の熱伝達係数ρＳ：ナト
リウムの密度 Ｃ８：ナトリウムの比熱 ■ｐ；多孔質相料の単位面積当りの体積Ｔｐ：多孔質拐
料の温度 ｑｐ：多孔質材料に流入する熱量 Ｔｓ：ナトリウムの温度 ｈｐ：多孔質材料とナトリウムの熱伝達係数δ：原子炉
容器内壁面から原子炉容器内部の温度計算点までの距離 δｐ：多孔質利料の厚さ δＢ＝多孔質材料表面からす） ＩＪウム内部の点まで
の距離 λ：原子炉容器の熱伝導率 λ８：ナトリウムの熱伝導率 λｅ：多孔質材料とナトリウムからなる混合媒質の有効
熱伝導率 である。初期条件は ｔ＝Ｑで Ｔ ＝ Ｔｏ 、 Ｔｐ ＝ Ｔｏ
＋ｔ５１とする。式００）〜αつをαｅの条件で解くと
、原子炉容器温度の時間変化は次のようになる。
原子炉容器温度の時間変化を計−骨する。第８図のよう
に計算の体系を考え、熱収支をとると、ｑ ＝ｈ＊（Ｔ
ｐ−Ｔ） （Ｌりｑｐ ＝ ）ｌ
ｐ （Ｔｓ −Ｔｐ ） α四と
なる。ここで、 ρ：原子炉容器の密度 Ｃ：原子炉容器の比熱 ■：原子炉容器の単位面積当りの体積 Ｔ：原子炉容器の温度 ｔ：時間 ｑ：原子炉容器に流入する熱量 ｈ＊：多孔質材料と原子炉容器の熱伝達係数ρＳ：ナト
リウムの密度 Ｃ８：ナトリウムの比熱 ■ｐ；多孔質相料の単位面積当りの体積Ｔｐ：多孔質拐
料の温度 ｑｐ：多孔質材料に流入する熱量 Ｔｓ：ナトリウムの温度 ｈｐ：多孔質材料とナトリウムの熱伝達係数δ：原子炉
容器内壁面から原子炉容器内部の温度計算点までの距離 δｐ：多孔質利料の厚さ δＢ＝多孔質材料表面からす） ＩＪウム内部の点まで
の距離 λ：原子炉容器の熱伝導率 λ８：ナトリウムの熱伝導率 λｅ：多孔質材料とナトリウムからなる混合媒質の有効
熱伝導率 である。初期条件は ｔ＝Ｑで Ｔ ＝ Ｔｏ 、 Ｔｐ ＝ Ｔｏ
＋ｔ５１とする。式００）〜αつをαｅの条件で解くと
、原子炉容器温度の時間変化は次のようになる。
＋Ｔｏ（ｃｏｓ ｎ ｔ ＋ −５ｉｎ ｎ ｔ ）
ｅ−”’ αカここで、 ａ、＝ｈ／ρＣＶ、 ａ２＝ｈｐ／／）ｓｃｔ＋Ｖｐ、
ａ：＋＝ｈ′／ρ５ＣｓＶｐφ＝ ｔａｎ−’ （−
−） （１梯である。
ｅ−”’ αカここで、 ａ、＝ｈ／ρＣＶ、 ａ２＝ｈｐ／／）ｓｃｔ＋Ｖｐ、
ａ：＋＝ｈ′／ρ５ＣｓＶｐφ＝ ｔａｎ−’ （−
−） （１梯である。
式（８）とθηを用いて原子炉容器壁内面に多孔質材料
を取り付けた場合と取り付けない場合の原子炉容器の温
度の時間変化を比較したものが、第９図である。図のよ
うに、多孔質材料を取り付けた場合、原子炉容器の時間
変化が、ウリ付けない場合に比くて緩やかとなり、熱衝
撃が緩和される。この場合の時定数を比較すると ｔ ＝ Ｌ ｌ／ ”２ ” ａ／”
翰となり、実際に次のような各位を代入して試算す
ゐと、 ρ＝７８２０１Ｑ／Ｉｎ’ 、 Ｃ＝０．１１８ Ｋｃ
ａｌ／Ｋｇ’Ｃｖ＝ｏ、ｏｓｍ、δ＝ Ｑ、 Ｑ ４
ｍ 、 δ６ ＝ Ｑ、ｌ ｍ 。
を取り付けた場合と取り付けない場合の原子炉容器の温
度の時間変化を比較したものが、第９図である。図のよ
うに、多孔質材料を取り付けた場合、原子炉容器の時間
変化が、ウリ付けない場合に比くて緩やかとなり、熱衝
撃が緩和される。この場合の時定数を比較すると ｔ ＝ Ｌ ｌ／ ”２ ” ａ／”
翰となり、実際に次のような各位を代入して試算す
ゐと、 ρ＝７８２０１Ｑ／Ｉｎ’ 、 Ｃ＝０．１１８ Ｋｃ
ａｌ／Ｋｇ’Ｃｖ＝ｏ、ｏｓｍ、δ＝ Ｑ、 Ｑ ４
ｍ 、 δ６ ＝ Ｑ、ｌ ｍ 。
λ＝ １４ Ｋｃａ Ｉ ／ｍｈ ℃、λｓ ＝ ６０
Ｋｃａｌ／ｍｈ ｙ。
Ｋｃａｌ／ｍｈ ｙ。
Ｖｐ＝０．１ｍ、δｐ ＝ Ｑ、 ｌ ｍ 、λｅ ＝
３５．１ Ｋｃａｌ／ｍｈｔ。
３５．１ Ｋｃａｌ／ｍｈｔ。
／’Ｒ＝８４４に９／ｍｓ、 Ｃ３＝０．３１４Ｋｃａ
ｌ ／Ｉ（ｙ’（。
ｌ ／Ｉ（ｙ’（。
ｔ’：：０．３５
（曝となる。すなわち多孔質材料を取り付けたことによ
って、原子炉容器の温度変化率が、多孔質材料を取り付
けない場合の約３５％に緩和される。
（曝となる。すなわち多孔質材料を取り付けたことによ
って、原子炉容器の温度変化率が、多孔質材料を取り付
けない場合の約３５％に緩和される。
ナトリウム液面が下降し、今までナトリウム液面下に没
していた部分がカバーガス領域にさらされた場合につい
ても同様にして計算できる。ここでは、その結果のみを
示す。第１０図は、ナ） ＩＪウム液面下降時の原子炉
容器温度の時間変化を、多孔質材料を取り付けた場合と
取り付けない場合について比較したものである。この場
合の時定数を比較すると次のようになる。
していた部分がカバーガス領域にさらされた場合につい
ても同様にして計算できる。ここでは、その結果のみを
示す。第１０図は、ナ） ＩＪウム液面下降時の原子炉
容器温度の時間変化を、多孔質材料を取り付けた場合と
取り付けない場合について比較したものである。この場
合の時定数を比較すると次のようになる。
ｔ＝ ｔ、／１２；ｏ、ｏ ＩＧ！１）すなわち、多孔
質材料を取り付けた場合、原子炉容器の温度降下率が取
り付けない場合の約１％にまで緩和されることを示して
いる。これは、多孔質材料の空孔中に保持された高温ナ
トリウムの存在によって熱が原子炉容器からカバーガス
領域へ逃げてゆくのが押えられているためである。
質材料を取り付けた場合、原子炉容器の温度降下率が取
り付けない場合の約１％にまで緩和されることを示して
いる。これは、多孔質材料の空孔中に保持された高温ナ
トリウムの存在によって熱が原子炉容器からカバーガス
領域へ逃げてゆくのが押えられているためである。
以上に示したように原子炉容器内壁に多孔質材料を取り
付けた、局舎には、ナトリウム液面の上下変動に伴う急
檄な温度変化が、直接、原子炉容器に加わるのを防止し
、原子炉容器の熱衝撃を緩和する効果がある。
付けた、局舎には、ナトリウム液面の上下変動に伴う急
檄な温度変化が、直接、原子炉容器に加わるのを防止し
、原子炉容器の熱衝撃を緩和する効果がある。
以上が本発明の一実施例であるが、多孔質材料は、第３
図および第４図に示した構造のものだけでなく、ワイヤ
ーメツンユを組み合わせた材料、繊維状の材料、箔や板
を成形して空孔や毛細管を作成したものなどであっても
、空孔に冷却材が浸透する構造であれば、同様の効果が
ある。
図および第４図に示した構造のものだけでなく、ワイヤ
ーメツンユを組み合わせた材料、繊維状の材料、箔や板
を成形して空孔や毛細管を作成したものなどであっても
、空孔に冷却材が浸透する構造であれば、同様の効果が
ある。
また実施例では原子炉容器内壁に多孔質材料を取り付け
た場合について述べたが、主中間熱交換器、主循環ポン
プなとの炉内構造物および原子炉に限らず、同様の問題
を生じるタンクや容器などに対しても利用できる。
た場合について述べたが、主中間熱交換器、主循環ポン
プなとの炉内構造物および原子炉に限らず、同様の問題
を生じるタンクや容器などに対しても利用できる。
本発明によれば、原子炉容器内壁に取り：付けた多孔質
材料中にナトリウムが浸透することによって、ホットプ
レナム内の高温ナトリウムの熱が、ナトリウム液面上部
のカバーガス領域に位置する多孔質拐料中の熱伝導によ
ってナトリウム液面より上方へ輸送される。この熱が原
子炉容器壁に伝達され、ナトリウム液面下とカバーガス
領域の間の原子炉容器の温度勾配を低減し、原子炉容器
に加わる熱応力を緩和できる。さらに過渡運転時などに
発生するナトリウム液面の上下変動に伴う急激な温度変
化が直接、原子炉容器に加わるのを防止し、原子炉容器
の熱衝撃を緩和できる。
材料中にナトリウムが浸透することによって、ホットプ
レナム内の高温ナトリウムの熱が、ナトリウム液面上部
のカバーガス領域に位置する多孔質拐料中の熱伝導によ
ってナトリウム液面より上方へ輸送される。この熱が原
子炉容器壁に伝達され、ナトリウム液面下とカバーガス
領域の間の原子炉容器の温度勾配を低減し、原子炉容器
に加わる熱応力を緩和できる。さらに過渡運転時などに
発生するナトリウム液面の上下変動に伴う急激な温度変
化が直接、原子炉容器に加わるのを防止し、原子炉容器
の熱衝撃を緩和できる。
第１図は従来例によるタンク型品速増殖炉容６Ｊ内の構
造図、第２図は本発明の一実施例のタンク型高速増殖炉
容器内の構造図、第３図は不発明の一実施例の透視図、
第４図は本発明の一実施例の断面図、第５図は本発明の
ナトリウム液面近傍Ｖこおける温度勾配緩和効果を示す
温度分布図、第６図は毛細管の半径と毛管現象によるナ
トリウムの上昇高さの関係線図、第７図は多孔質材料を
取り付けない場合におけるナトリウム液面上昇時の原子
炉容器の温度変化計算体系説明図、第８図は多孔、Ｊｆ
ｆｍ料を取り付けた場合におけるナトリウム液面上昇時
の原子炉容器の温度変化計鋼１体系説明図、第９図はす
） ＩＪウム液液上上昇時原子炉容器温度の時間変化を
示す線図、第１０図はす） ＩＪＪウム面下降時の原子
炉容器温度の時間変化を示す線図である。 ｌ・・・原子炉容器、２・・・ルーフスラブ、３・・・
主中間熱交換器、４・・・１次主循環ポンプ、５・・・
炉心、６・・・炉心上部機構、７・・・ホットブレナム
、８・・・コールドプレナム、９・・・隔壁、１０・・
・熱遮蔽板、１１第 ｌ ダ 第１（７ 環Ｓ図 通産（′Ｃ） 第６図 （′７１） も軸管の子任＜ｍｍ＞第７
図 第８１２］ 第′１ 図 第１０２
造図、第２図は本発明の一実施例のタンク型高速増殖炉
容器内の構造図、第３図は不発明の一実施例の透視図、
第４図は本発明の一実施例の断面図、第５図は本発明の
ナトリウム液面近傍Ｖこおける温度勾配緩和効果を示す
温度分布図、第６図は毛細管の半径と毛管現象によるナ
トリウムの上昇高さの関係線図、第７図は多孔質材料を
取り付けない場合におけるナトリウム液面上昇時の原子
炉容器の温度変化計算体系説明図、第８図は多孔、Ｊｆ
ｆｍ料を取り付けた場合におけるナトリウム液面上昇時
の原子炉容器の温度変化計鋼１体系説明図、第９図はす
） ＩＪウム液液上上昇時原子炉容器温度の時間変化を
示す線図、第１０図はす） ＩＪＪウム面下降時の原子
炉容器温度の時間変化を示す線図である。 ｌ・・・原子炉容器、２・・・ルーフスラブ、３・・・
主中間熱交換器、４・・・１次主循環ポンプ、５・・・
炉心、６・・・炉心上部機構、７・・・ホットブレナム
、８・・・コールドプレナム、９・・・隔壁、１０・・
・熱遮蔽板、１１第 ｌ ダ 第１（７ 環Ｓ図 通産（′Ｃ） 第６図 （′７１） も軸管の子任＜ｍｍ＞第７
図 第８１２］ 第′１ 図 第１０２
Claims (1)
- １、原子炉容器内に炉心の冷却材である液体金属を有す
る原子炉において、冷却材の自由液面付近の原子炉容器
壁に、空孔を多数有し、その空孔内に冷却材が浸透する
材料を取り付けたことを特徴とする原子炉容器。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59119966A JPS61789A (ja) | 1984-06-13 | 1984-06-13 | 原子炉容器 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59119966A JPS61789A (ja) | 1984-06-13 | 1984-06-13 | 原子炉容器 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS61789A true JPS61789A (ja) | 1986-01-06 |
| JPS6367160B2 JPS6367160B2 (ja) | 1988-12-23 |
Family
ID=14774602
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP59119966A Granted JPS61789A (ja) | 1984-06-13 | 1984-06-13 | 原子炉容器 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS61789A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4602014A (en) * | 1984-07-09 | 1986-07-22 | Ciba-Geigy Corporation | Ring-fused pyrazolo[3,4-d]-pyridin-3-one derivatives as benzodiazepine receptor modulators |
-
1984
- 1984-06-13 JP JP59119966A patent/JPS61789A/ja active Granted
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4602014A (en) * | 1984-07-09 | 1986-07-22 | Ciba-Geigy Corporation | Ring-fused pyrazolo[3,4-d]-pyridin-3-one derivatives as benzodiazepine receptor modulators |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS6367160B2 (ja) | 1988-12-23 |
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