JPS63210697A - 高速増殖炉 - Google Patents

高速増殖炉

Info

Publication number
JPS63210697A
JPS63210697A JP62043003A JP4300387A JPS63210697A JP S63210697 A JPS63210697 A JP S63210697A JP 62043003 A JP62043003 A JP 62043003A JP 4300387 A JP4300387 A JP 4300387A JP S63210697 A JPS63210697 A JP S63210697A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
reactor
vessel
support skirt
safety
coolant
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
Application number
JP62043003A
Other languages
English (en)
Inventor
博 清水
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Toshiba Corp
Original Assignee
Toshiba Corp
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Toshiba Corp filed Critical Toshiba Corp
Priority to JP62043003A priority Critical patent/JPS63210697A/ja
Publication of JPS63210697A publication Critical patent/JPS63210697A/ja
Pending legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (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。

Description

【発明の詳細な説明】 〔発明の目的〕 (産業上の利用分野) 本発明は高速増殖炉に係り、特に原子炉容器を囲んで設
けられた原子炉安全容器の底部が、凸または凹形状の断
面構造を有する高速増殖炉に関する。
(従来の技術) 一般に高速増殖炉は、第4図に示すように、原子炉建屋
1内に原子炉容器2が備えられ、この原子炉容器2を包
囲して原子炉安全容器3が設けられる。
上記原子炉容器2内にはウラン燃料等が装荷された炉心
4が備えられ、原子炉容器2内は液体金属ナトリウム等
の冷却材5で満たされる。
一方、原子炉安全容器3は原子炉容器2と適切な間隔を
おいて液密に設置される。原子炉安全容器3が液密に構
成されるのは、万一原子炉容器2の破損により冷却材5
が漏洩したときに、原子炉安全容器3により、外部への
冷却材5の漏洩を防止するとともに、原子炉容器2内で
炉心4が露出しない程度に冷却材5の液位を確保する必
要があるからである。
前記原子炉容器2下部を支持する原子炉支持構造は次の
ように構成される。
すなわち、原子炉容器2の外周部は円筒状の原子炉支持
スカート7により原子炉IJ!ff11に支持され、容
器底部は複数の円筒状の底部支持スカート8により原子
炉建屋1の床面上に支持される。原子炉支持スカート7
の上端は原子炉容器2に溶接等で固定され、下端は原子
炉建屋1のコンクリートにアンカーボルト等により固定
される。
また、各底部支持スカート8の上端は同様に原子炉容器
2に溶接等で固定され、下端はスライドパッド9を介し
て原子炉建屋1の床面上に摺動可能に支持される。スラ
イドバッド9は原子炉始動時および原子炉運転時等にお
いて、原子炉容器2と原子炉建屋1との間に生じる熱膨
張差を吸収して熱応力の発生を防止するために設けられ
る。
一方、原子炉安全容器3は、前記原子炉支持スカート7
と底部支持スカート8とに溶接等で固定され、これらの
支持スカート7.8を介して原子炉建屋1の床上に支持
される。したがって、原子炉安全容器3と原子炉容器2
とは原子炉支持スカート7と底部支持スカート8とを介
して剛に溶接結合されている。
また、原子炉容器2の底部は平板となっており、冷却材
5の液圧や原子炉高温時の圧力に耐え得るように板厚約
3011IIlに形成され、原子炉安全容器3の底部も
同様に平板であるため、冷却材5の漏洩時の圧力を考慮
して板厚約3011IIHに形成される。
(発明が解決しようとする問題点) 上述したように、原子炉安全容器3と原子炉容器2とは
、原子炉支持スカート7と底部支持スカート8とを介し
て剛に溶接結合される。原子炉運転中には、原子炉容器
2の底部は、冷却材5に直接接触して約350℃の高温
になり、原子炉容器2と原子炉安全容器3との間に熱膨
張差が生じ、熱応力発生が問題となる。このため、原子
炉安全容器3の外側には外部への放熱防止を目的として
保温材10が設けられている。
しかしながら、原子炉スクラム時等において冷却材5が
急激に温度変化する場合には、原子炉容器2と原子炉安
全容器3との間の過大な熱応力発生は避けられない。し
たがって、約30111!Rの板厚の平板で構成される
原子炉容器2および原子炉安全容器3の底部は、熱応力
的に設計基準を満たすことはかなり困難である。
本発明は上記の事情を考慮してなされたもので、原子炉
容器と原子炉安全容器との熱膨張差による過大な熱応力
の発生を防止し、冷却材等の圧力荷重にも充分耐え得る
原子炉安全容器を備えた高速増殖炉を提供することを目
的とする。
〔発明の構成〕
(問題点を解決するための手段) 本発明は、原子炉建屋内に原子炉容器が備えられ、その
原子炉容器を包囲して原子炉安全容器が設けられる一方
、上記原子炉容器は原子炉支持スカートと複数の底部支
持スカートを介して原子炉建屋に支持され、この原子炉
容器と前記原子炉安全容器とが上記原子炉支持スカート
と底部支持スカートとを介して結合された高速増殖炉に
おいて、上記原子炉安全容器の底部は半径方向断面に多
数の凸または凹形状が連続して形成され、これら凸また
は凹形状の断面が全周にわたって同心円上に形成されて
成るものである。
(作用) 原子炉スクラム時等において原子炉容器の温度が急激に
変化すると、原子炉容器と原子炉安全容器との間に熱膨
張差が生じる。しかし、原子炉安全容器の底部が半径方
向断面に多数の凸または凹形状を連続して形成し、これ
ら凸または凹形状の断面が全周に亘って同心円上に形成
されて成るので、これら凸または凹形状断面の変形吸収
能力により熱膨張差が吸収されて、過大な熱応力の発生
が防止される。
また、万一原子炉容器から冷却材が漏洩した場合には、
この冷却材の圧力荷重が直接原子炉安全容器に作用する
が、凸または凹形状の断面構造は圧力荷重に対して剛性
であり、冷却材の圧力に充分に耐えることができる。
(実施例) 本発明の一実施例を図面を参照して説明する。
本発明に係る高速増殖炉は、第1図に示すように原子炉
建屋1内に原子炉容器2が備えられ、この原子炉容器2
を包囲して原子炉安全容器3Aが設けられる。上記原子
炉容器2は、内部に炉心4が備えられるとともに、冷却
材5で満たされる。
また、原子炉支持構造は従来と同様に、原子炉容器2が
円筒状の原子炉支持スカート7と複数の円筒状の底部支
持スカート8により原子炉建屋1の床面上に支持される
一方、原子炉安全容器3Aは原子炉容器2と適切な間隔
を持って液密に構成され、上記原子炉支持スカート7と
底部支持スカート8に固定支持される。
また、原子炉容器2の底部は従来と同様に平板に形成さ
れるが、原子炉安全容器3Aの底部は下向きに凸な半円
形状の断面構造の周溝11が同心円上に多数配設された
構造に形成される。
第2図は原子炉安全容器3Aの底部の一部を拡大して示
す断面斜視図である。原子炉安全容器3Aの底部は原子
炉支持スカート7と底部支持スカート8の間、および各
底部支持スカート8の間が下向きに凸な半円形状の断面
構造に形成される。
原子炉支持スカート7および各底部支持スカート8は円
筒状であり同心円上に配設されるから、原子炉安全容器
3Aの底部全体としては、上記の断面の周溝構造が同心
円上に多数配設されて形成される。
この原子炉安全容器3Aの底部は厚さ約10all程度
の薄板に形成される。これは、原子炉安全容器3Aと原
子炉容器2との間に熱膨張差が生じた場合に半円形状の
断面構造が変形することにより熱膨張差を吸収するため
である。
上記の半円形状の断面を有する薄肉鋼板は、底部支持ス
カート8と環状をなす原子炉容器底部支持部12の接合
部から適切な間隙を置いた位置に溶接固定される。また
、この底部支持スカート8および原子炉支持スカート7
の原子炉容器2と原子炉安全容器3Aに挟まれた部分に
は、内部に不活性ガスを導入させるための連通孔13が
設けられる。さらに、原子炉安全容器3Aの外側には、
原子炉安全容器3Aの内部の熱を外部へ放出しないよう
に保温材10が密着して設けられる。
次に、上記実施例の作用について説明する。
原子炉の通常運転時には冷却材5および原子炉容器2の
温度は約350℃、原子炉安全容器3Aの温度は約30
0℃に安定に保たれており、両者の温度差は約50℃と
比較的小さく、熱応力の発生はあまり問題にならない。
ところが、原子炉スクラム等の過渡時においては、炉心
4からの熱の発生が急止され、冷却材5の熱が図示しな
い二次側の冷却材に奪われる関係上、冷却材5の温度が
急激に低下し、その冷却材5に接する原子炉容器2も同
時に温度低下する。
一方、原子炉安全容器3Aは、原子炉容器2との間にガ
ス空間があり、また外側が保温材10で覆われているた
め高い温度のままとなり、原子炉容器2との間に150
℃程度の温度差が生じる。
このような場合に生じる原子炉容器2と原子炉安全容器
3Aとの間の熱膨張差は、原子炉安全容器3Aの底部に
形成された下向きに凸な半円形状の断面構造が径方向に
変形することにより容易に吸収され、過大な熱応力の発
生が防止される。
また、万一原子炉容器2が破損した場合には、原子炉容
器2内の冷却材5が漏洩し、連通孔13等を通して原子
炉安全容i?1i3A全体に拡がる。この場合でも原子
炉安全容器3Aが液密に構成されるため、外部へ冷却材
5が漏れることはなく、炉心4が冷却材5から露出しな
い程度の液位が確保される。このため、原子炉安全容器
3Aの底部は冷却材5の圧力荷重を直接受けることにな
るが、原子炉安全容器3Aの底部は下向きに凸な半円形
状の断面構造であることから、薄肉であっても圧力荷重
に対しては剛性があり、充分に耐えることが可能である
上記の実施例においては、原子炉安全容器3Aの底部は
下向きに凸な半円形状の断面構造を有するが、本発明は
これに限定されるものではなく、上向きに凸な半円形状
としてもよい。また、この半円形状を半楕円形状や矩形
断面形状としてもよい。
第3図は、原子炉安全容器3Aの底部が上向きに凸な半
円形状の断面構造を同心円上に多数配設して形成された
場合の底部の一部を拡大して示す断面斜視図である。
この実施例においても、前記と同様の効果があり、さら
に、この実施例は原子炉容器2と原子炉安全容器3Aの
間の空間容積を小さくすることができるので、冷却材5
を保持するためにその空間容積を小さくする必要がある
小径の原子炉に好適である。
〔発明の効果〕
以上説明したように、本発明に係る高速増殖炉は、原子
炉安全容器の底部が半径方向断面に多数の凸または凹形
状を連続して形成し、これら凸または凹形状の断面を全
周にわたって同心円上に形成して成るので、半径方向の
変形を吸収でき、原子炉容器と原子炉安全容器との熱膨
張差によるよる過大な熱応力発生を防止して、構成部材
の信頼性を向上させることができる。
また、万一原子炉容器に破損が生じた場合でも、原子炉
安全容器底部の凸または凹形状の断面構造は、漏洩した
冷却材の圧力荷重に充分に耐えることができる。さらに
、原子炉安全容器底部の鋼板を薄肉化できるため、物量
の低減が図れることにより、建設コストの低減が期待で
きる。
【図面の簡単な説明】
第1図は本発明に係る高速増殖炉の一実施例を示す部分
断面図、第2図は上記実施例における原子炉安全容器の
底部の一部を拡大して示す断面斜視図、第3図は他の実
施例における第2図に対応する断面斜視図、第4図は従
来の高速増殖炉を示す部分断面図である。 1・・・原子炉建屋、2・・・原子炉容器、3,3A・
・・原子炉安全容器、4・・・炉心、5・・・冷却材、
7・・・原子炉支持スカート、8・・・底部支持スカー
ト、9・・・スライドパッド、10・・・保温材、12
・・・原子炉容器底部支持部、13・・・連通孔。 代理人弁理士  則 近 憲 佑 同        三  俣  弘  文蔓 2 日

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1、原子炉建屋内に原子炉容器が備えられ、その原子炉
    容器を包囲して原子炉安全容器が設けられる一方、上記
    原子炉容器は原子炉支持スカートと複数の底部支持スカ
    ートを介して原子炉建屋に支持され、この原子炉容器と
    前記原子炉安全容器とが上記原子炉支持スカートと底部
    支持スカートとを介して結合された高速増殖炉において
    、上記原子炉安全容器の底部は半径方向断面に多数の凸
    または凹形状が連続して形成され、これら凸または凹形
    状の断面が全周にわたって同心円上に形成されて成るこ
    とを特徴とする高速増殖炉。 2、前記凸または凹形状の断面構造は半円または半楕円
    形状に形成された特許請求の範囲第1項記載の高速増殖
    炉。
JP62043003A 1987-02-27 1987-02-27 高速増殖炉 Pending JPS63210697A (ja)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP62043003A JPS63210697A (ja) 1987-02-27 1987-02-27 高速増殖炉

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP62043003A JPS63210697A (ja) 1987-02-27 1987-02-27 高速増殖炉

Publications (1)

Publication Number Publication Date
JPS63210697A true JPS63210697A (ja) 1988-09-01

Family

ID=12651820

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP62043003A Pending JPS63210697A (ja) 1987-02-27 1987-02-27 高速増殖炉

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JPS63210697A (ja)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH01242997A (ja) * 1988-03-24 1989-09-27 Toshiba Corp 高速増殖炉

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH01242997A (ja) * 1988-03-24 1989-09-27 Toshiba Corp 高速増殖炉

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US4036688A (en) Apparatus for controlling molten core debris
US4859402A (en) Bottom supported liquid metal nuclear reactor
US3293139A (en) Prestressed concrete pressure vessel for nuclear reactors
US4022656A (en) Suspended nuclear reactor containments with reduced thermal stress
US4356144A (en) Closure hold-down system for a reactor vessel
US4949363A (en) Bottom supported liquid metal nuclear reactor
JPS63210697A (ja) 高速増殖炉
JPS5813875B2 (ja) 原子炉
US4508678A (en) Liquid metal-cooled nuclear reactor
US4091591A (en) Heat-insulating panel
JPS62112094A (ja) 液体金属冷却型原子炉構造
US4035974A (en) Pressure tank for nuclear reactors with concrete enclosure
US3486978A (en) Prestressed concrete pressure vessel
US4666652A (en) Fast neutron nuclear reactor comprising a suspended sealing slab and main vessel
US4534140A (en) Annular slab for closing the vessel of a fast neutron nuclear reactor
US4587081A (en) Slab for closing the vessel of a fast neutron nuclear reactor
JPH0138278B2 (ja)
JPS607388A (ja) 原子炉格納容器の支持装置
JP2986348B2 (ja) 上鏡蓋型原子炉容器
JP3658510B2 (ja) 原子炉格納容器
JPS6251437B2 (ja)
JPH0225474B2 (ja)
JPS6150274B2 (ja)
Fortescue Insulation structure for pressure vessel cavity
JPS61198098A (ja) 原子炉格納容器