JPS62220894A - 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】 〔産業上の利用分野〕 本発明は高速増殖炉（以下ＦＢＲと称する）の原子炉構
造に係り、特に原子炉容器の熱応力発生を緩和するに好
適な原子炉構造に関する。

〔従来の技術〕

タンク型ＦＢＲの原子炉構造は、近年急速にその開発が
進められてきており、特に構造設計及びシステム設計の
両面から検討が加えられ、軽量化。

小型化が進められている。

通常タンク型原子炉構造は、原子炉容器をルーフスラブ
に溶接で支持させて＄−シ、原子炉容器内の下部にコー
ルドプレナム、その上方に炉心を介してホットプレナム
が形成され、さらにその上方がカバーガスを封入した密
閉空間となっている。

この原子炉容器内には、炉心が炉心支持構造によって支
持されている。また、ルーフスラブには、炉心で加熱さ
れた高温１次ナトリウムと２次ナトリウムとの熱交換を
行なう中間熱交換器（以下ＩＨＸと称する）、１次ナト
リウムを炉内で循環させるための循環ポンプ、炉心の出
力を制御する制御棒駆動機構を内包する炉心上部機構、
及び燃料交換時に燃料交換機を所定の位置に位置決めす
るための回転プラグなどの機器が搭載されている。

コールドプレナム内の低温１次ナトリウムは、ルーフス
ラブより吊シ下げられた循環ポンプに吸いこまれ、加圧
されて高圧プレナム内に導かれる。

その後、炉心を通り高温となってホットプレナムに至り
、ルーフスラブより吊シ下げられたＩＨＸのホットプレ
ナム内への開口部よりＩＨＸＫ流入する。そして、保護
管を介して蒸気発生器を循環する２次ナトリウムと熱交
換し、低温となってコールドプレナム内に戻る。ホット
プレナム内の高温１次ナトリウムの上方には、ナトリウ
ムと反応しない不活性ガスであるアルゴンガスがカバー
ガスとして充填されており、ナトリウム液面とルーフス
ラブの間を満している。

上記のような原子炉構造において、原子炉容器の温度分
布を考えると、ナトリウム液面よシ下方では、原子炉容
器の温度がほぼナトリウム温度と同程度となるため、ク
リープや高温疲労などを防止するために、高温ナトリウ
ムの熱から原子炉容器を保護する必要があった。また、
ナトリウム液面より上の部分では、例えばルーフスラブ
に接合されている原子炉容器部ではほぼ室温程度となっ
ているために、軸方向の温度勾配が非常に大きくなり、
このことに起因した高い熱応力がナトリウム液面近傍の
原子炉容器に発生することが考えられ、これを防止する
必要がある。同様に、ホットプレナムに接する原子炉容
器部とコールドプレナムに接する原子炉容器部との軸方
向温度差によシ高い熱応力が発生することが予想され、
これを防ぐ必要がある。このような高い熱応力の発生を
防ぐために、従来から原子炉容器の温度レベルを下げる
構造が考えられている。例えば、原子炉容器をホットプ
レナムから隔離するため、原子炉容器とホットプレナム
との間にガスの断熱性能を利用してガス層を設けたもの
がある。この場合、断熱材などの断熱性能が十分でない
場合には、ガスの炉外冷却を併用する。また、原子炉容
器内面に熱的に隔離するだけでなく、ホットプレナムと
原子炉容器との間に流路を設けて、コールドプレナムの
冷却材を流すことによシ、原子炉容器の温度を下げるも
のや、炉外に冷却機構を持つものがある。

また、実際の原子炉においては、その設計条件によって
上記のいくつかの方法を組み合わせて用いなければなら
ない場合もある。

原子炉容器とホットプレナムとの間にガス遮断層を設け
る方法の例としては、特開昭６０−４８８５号公報また
は実開昭６０−２３７９３号公報によって開示されたよ
うに、密閉されたガス層を断熱層としてこれに炉外冷却
を組み合わせて原子炉容器の温度レベルを下げ、軸方向
の温度差を小さくして発生する熱応力を小さくおさえる
ようにしたものがある。

また、原子炉容器壁を冷却する方法としては、特開昭５
９−１２６９９０号公報によって開示されたように、原
子炉容器と高温ナトリウムが直接液しないようにして、
原子炉容器とホットプレナムとの間に設けた流路に低温
ナトリウムを流すことにより炉内からの冷却を行なうと
ともに、断熱層を用いることにより原子炉容器の温度レ
ベルを下げ、軸方向の温度勾配も小さくするようにした
ものもある。

さらにまた、ガス室による断熱層と低温プレナムの冷却
材ナトリウムの強制循環による炉内冷却を組み合わせる
ことにより、原子炉容器の温度レベルを下げるようにし
たものもある。また、ガスによる断熱層の代りに、ホッ
トプレナムとコールドプレナムとを区割している隔壁直
下等の停留しているナトリウム、いわゆるスタグナント
ナトリウムを用いた断熱層と、低温プレナムの冷却材ナ
トリウムの炉内強制循環による炉内冷却を組み合わせた
ことにより、原子炉容器の温度レベルを下げ、かつ軸方
向温度勾配も小さくすることもできる。

上記の断熱層と炉内冷却を組み合わせる方法によると、
原子炉容器内面に低温ナトリウムを循環させるため、炉
壁は比較的容易に高い信頼性をもって冷却できるが、低
温ナトリウムが循環する流路を設けなければならず、原
子炉構造そのものが複雑となる可能性がある。このため
原子炉の小型化、軽量化の目的に反するという問題があ
った。

これに対し、断熱層と炉外冷却を組み合わせた場合は、
炉内冷却のための構造が必要でなくなり、原子炉構造を
簡単にし小凰化することができ、また冷却系統に故障が
発生した場合にも原子炉容器の外にあるため補修が容易
である。しかしながら、この場合には、ガス断熱層を原
子炉容器とホットプレナムとの間に設けるため、ナトリ
ウムがガス断熱層に入シ込まないような気密性を持った
構造が必要となる。このような構造によると数十年とい
う原子炉の寿命を考えた場合、長期にわたる信頼性を保
証することが困難であるという問題があった。

上述したように、従来の原子炉構造においては、小型優
量でしかも長期にわたって高い信頼性を有するものがな
かった。

〔発明が解決しようとする問題点〕

上述した従来の原子炉構造において問題であった。冷却
材液面近傍やホットプレナムとコールドプレナム間に発
生する軸方向温度勾配に起因する熱応力により、原子炉
容器が破損する問題を解決し、長期にわたる信頼性を保
証することができる小型軽量の原子炉構造を提供するこ
とを目的とする。

〔問題点を解決するだめの手段〕

本発明は、上記の目的を達成するために、炉心。

循環ポンプ及びＩ　ＨＸｔｌ−具備した原子炉容器を有
する原子炉構造において、前記原子炉容器内に隔壁を介
して上部にホットプレナム及ヒ下部にコールドプレナム
を形成するとともに、この上部ホットプレナムの外周と
前記原子炉容器の内周との間に、上端が前記ホットプレ
ナム上方に開口し、下端が開孔部を介して前記コールド
プレナムに連通するアニユラス部を設け、このアニユラ
ス部に金属積層板を配設したものである。

〔作用〕

上記の構成によると、ＩＨＸ内の１次ナトリウムの圧損
に起因してアニユラス部の液面がホットプレナム内の液
面よシ下シ、この部分にガス断熱層ができるため、積層
板の断熱効果とともに原子炉容器の温度上昇をおさえる
ことができ、しかもこの断熱効果は断熱層の気密性を必
要とせず、長期にわたる信頼性を確保することができる
。

〔実施例〕

以下、本発明に係る原子炉構造の一実施例を図面を参照
して説明する。

第１図、第２図及び第３図に本発明の一実施例を示す。

図において、原子炉容器１内には炉心２が設けられてお
り、この原子炉容器１の炉心２の上下は隔壁３によって
仕切られていて、隔壁３の上部には炉心２によって加熱
されたす）　ＩＪウムが流入するホットプレナム４が形
成され、隔壁３の下部にはＩＨＸ５により熱を図示せぬ
２次系に伝えた後の、比較的温度の低いす）　ＩＪウム
があるコールドプレナム６が形成されている。原子炉容
器１の上端面は、ルーフスラブ７に気密に固設されてお
り、このルーフスラブ７には前記ＩＨＸ５．１次ナトリ
ウムを炉内で循環させるための循環ポンプ８、炉心２の
出力を制御する制御棒駆動機構が設けられ九炉心上部機
構９などの機器が搭載されている。そして、前記ＩＨＸ
５及び循環ポンプ８は、それぞれ筒体１０，１ｉｔ−介
して前記コールドプレナム６に接続されており、循環ポ
ンプ８の出側には炉心２の下部にこの炉心２と接続され
て形成された高圧プレナム１２に接続された配管１３が
取付けられている。前記ホットプレナム４の外周と原子
炉容器１の内壁との間には、アニユラス部１４が設けら
れており、このアニユラス部１４には、ステンレス鋼で
形成されたリング状の金ＰＡ８を層板１５が取り付けら
れているとともに、上端部がカバーガス中に開口してい
る。また、アニユラス部１４の下端には、ナトリウムが
流出入する開孔部１６が形成されている。

次に本実施例の作用を説明する。定常運転時においては
、Ｉ）ＩＸＳ内の１次ナトリウムの圧損により、アニユ
ラス部１４内のナトリウム液面１７は、ホットプレナム
４内の液１ｆｆｉ１８より数ｍ下に位置する。従って、
アニユラス部１４を形成するホットプレナム４と原子炉
容器１との間には、従来ホットプレナム４とルーフスラ
ブ７との間を埋めてい九カバーガスが入シ込み、アニユ
ラス部１４はガスと積層板１５によって形成される断熱
層となる。この空間は、ＩＩ（Ｘ５におけるナトリウム
の流れの圧力損失が利用されて形成されているため、原
子炉が運転状態にあってホットプレナム４内のナトリウ
ムが高温のときは常に存在し、有効に熱遮断する。この
ような構造にすれば、従来の断熱層のように気密性を保
持する必要はなく、長期間にわたる高い信頼性を確保す
ることができる。また、積層板１５の下方の温度分布を
見ると、アニユラス部１４の内側のスタグナントナトリ
ウム温度は、積層板１５より下方では隔壁３の断熱効果
により、コールドプレナム６内のナトリウム温度に近い
ため、特に熱応力の発生などの問題は生じない。しかも
、構造が簡単で、かつ炉壁冷却のためのスペースも必要
としないので、原子炉を小型化することができる。

上記構造によると、定常運転時だけでなく運転開始時、
停止時、トリップ時などにおいて生ずる温度勾配も少く
することができる。すなわち、運転開始時においては、
ホットプレナム４の温度が上昇する前にＩＨＸ５の圧力
損失によってガス断熱層が形成されて熱遮断するので、
熱応力の発生を緩和することができる。また、停止時や
トリップ時にシいては、アニユラス部１４の下部に形成
された開孔部１６の面積を適切に設定することにより、
アニユラス部１４の液面１７の上昇を調節して、第３図
に示すような原子炉容器１内の温度変化を生じさせるこ
とができる。すなわち、第３図にみられるように、特に
大きな軸方向の温度勾配を発生せず、温度変化による熱
応力の発生を緩和することができる。図における縦軸は
アニユラス部１４の液面１７を示す。

第４図は本発明の他の実施列を示し、本発明と炉外冷却
を組合わせた構造とした場合である。この構造において
は原子炉容器１の外側に冷却層１９が設けられていて、
この冷却層１９の下端位置２０ｉ積層板１５の上端位置
に等しくするか、あるいは少し下方にしたものである。

本実施例によると、積層板１５の上端よシ上・方におい
ては原子炉容器１の外語で窒素ガスなどを冷却層１９に
流して強制冷却をすることができるため、原子炉容器１
の温度はクリープが問題となるような高温領域まで上昇
しない。従って積層板１５の上端位置を低くすることが
でき、積層板１５の軽量化を図ることができる。

本実施例によれば、ＩＨＸ５の圧力損失によって発生す
るアニユラス部１４のガス空間と積層板を組み合わせる
ことによって、従来の断熱構造では困難であった長期に
わたる信頼性を保障することができる。また、余分な流
路やナトリウム侵入防止のための密閉構造なども必要な
くなるため、構造が簡単になり原子炉を小型軽量とする
ことができる。

〔発明の効果〕

上述したように本発明によれば、ホットプレナムと原子
炉容器の間に、開孔を介してコールドプレナムに連通ず
るアニユラス部を設け、このアニユラス部に金属積層板
を設けたので、原子炉容器の長期にわたる断熱効果の信
頼性を確保することができ、しかも原子Ｐの構造を簡単
にし小型軽量化することができる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明に係る原子炉構造の一実施例を示す縦断
面図、第２図は第１図のアニユラス部を示す縦断面図、
第３図は本実施例による原子炉容器の温度変化を示すグ
ラフ、第４図は本発明の他の実施例を示す要部縦断面図
である。 １・・・原子炉容器、２・・・炉心、３・・・隔壁、４
・・・ホットプレナム、５・・・中間熱交換器（ＩＨＸ
）、６・・・コールドプレナム、８・・・循環ポンプ、
１４・・・アニユラス部、１５・・・積層板、１６・・
・開孔部。

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. １、炉心、循環ポンプ及び中間熱交換器を具備した原子
   炉容器を有する原子炉構造において、前記原子炉容器内
   に隔壁を介して上部にホットプレナム及び下部にコール
   ドプレナムを形成するとともに、この上部ホットプレナ
   ムの外周と前記原子炉容器の内周との間に、上端が前記
   ホットプレナム上方に開口し、下端が開孔部を介して前
   記コールドプレナムに連通するアニュラス部を設け、こ
   のアニュラス部に金属積層板を配設したことを特徴とす
   る原子炉構造。