JPS6346395B2 - - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 〔発明の技術分野〕 本発明は、いわゆるタンク型に構成された原子
炉の改良に関する。 〔発明の技術的背景〕 原子炉、たとえば高速増殖炉は、一般に、冷却
材として液体金属ナトリウムで代表される液体金
属を用い、かつ軽水炉型原子炉に比較して高い温
度で運転される。このような高速増殖炉にあつて
は、原子炉運転開始時や停止時に、炉主容器、炉
心機材、配管等が熱応力で損傷されるのを防止す
るため、通常、これら構成部材の肉厚を薄くする
方式が採用されている。 しかし、上述のように原子炉構成部材の肉厚を
薄くすることは、たとえば地震等の振動荷重に対
して強度的に弱くなることを免れ得ない。たとえ
ば、液体金属冷却材が通流する一次配管系を薄肉
にすることは安全上問題である。 そこで、このような問題を解決するために、可
能な限り配管類を無くするようにした原子炉、す
なわち、具体的には一次冷却材と二次冷却材とを
熱交換させる一次熱交換器や冷却材循環ポンプを
原子炉主容器内に設置するようにした、いわゆる
タンク型原子炉構造が考えられている。このタン
ク型の原子炉は第１図に示すように、原子炉主容
器１の内に炉心２、冷却材３および図示しない一
次熱交換器、冷却材循環ポンプ等を収容し、上端
開口をいわゆるルーフスラブ４で蓋した構造とな
つている。そして上記原子炉主容器１は、上記ル
ーフスラブ４を支持部材として用い、このルーフ
スラブ４を介して原子炉室５の側壁６に固定され
て原子炉室５内に吊下げられている。 前記炉心２は炉心支持部材７を介して原子炉主
容器１の側壁に環状に形成された厚肉部８に固定
されている。さらに、原子炉主容器１の外側には
この原子炉主容器１を覆うように安全容器９が設
けられている。そしてこの安全容器９の上端開口
も原子炉主容器１と同様にルーフスラブ４に固定
されている。ここで、安全容器９は、原子炉主容
器１に万一異常が生じて冷却材３が原子炉主容器
１外へ漏れた場合でも、冷却材３が原子炉室５内
へ漏れ出ることを防止するとともに、必要最少限
の量の冷却材３を原子炉主容器１の内部に留めて
おく役割をはたし、安全上最も重要な機材の一つ
である。 このようなタンク型原子炉構造を採用すること
によつて、一次熱交換系や冷却材循環系の配管を
無くすることができ、地震に対する安全度を向上
させることができる。 〔背景技術の問題点〕 しかしながら、上述のタンク型原子炉構造を採
用した原子炉であつても地震振動荷重に対して十
分だとは言えない。原子炉主容器１はルーフスラ
ブ４に周辺部で原子炉室５の側壁６で支持され原
子炉室５内に吊下げられているので、この原子炉
を力学モデルに置換えると、上記原子炉の系は、
一端固定支持の片持梁構造と考えることができ
る。したがつて、外部から原子炉主容器１に水平
方向の地震入力が加わつた場合、第２図に示すよ
うな曲げ剪断振動が発生する。この振動の固有振
動数は、原子炉主容器１の曲げ剛性と、炉心２、
冷却材３、一次熱交換器等の内部機材を収容した
原子炉主容器１全体の重量とによつて決まる。タ
ンク型原子炉構造においては、前述の如く熱応力
上の点から原子炉主容器１の側壁を薄くしている
ため上記の曲げ剛性が小さく、さらに内部に一次
熱交換器、ポンプ等が収容されているので原子炉
主容器１全体の重量が重い。したがつて、タンク
型原子炉構造の固有振動数は、一次熱交換器を原
子炉容器の外部に設置したループ型原子炉構造の
場合に比較して低い、実際に計算してみると上記
原子炉主容器１全体の重量は数千トンとなり、第
２図に示す力学モデルの固有振動数は数ヘルツと
なる。この数値は地震における地盤の卓越振動数
にほぼ一致する。したがつて、地震発生時に原子
炉主容器１は共振状態を示し、この原子炉主容器
１のルーフスラブ４との連結部の近傍に大きな曲
げ剪断応力が生じる可能性がある。 上記のような事態を回避するために、原子炉主
容器１に振れ止め装置を取付ることによつて振動
を抑制することが考えられる。しかしながら、原
子炉主容器１に振れ止め装置を取付る場合にあつ
ては次のような問題がある。すなわち、一般にタ
ンク型原子炉にあつては、第１図に示すように原
子炉主容器１は安全容器９にて覆われているの
で、上記振れ止め装置を直接原子炉主容器１と原
子炉室５の壁面との間に設置できず、必ず安全容
器９を介して振動を抑制しなければならない。し
たがつて、十分な振動抑制効果が得られなかつた
り、振れ止め装置が複雑化する問題がある。ま
た、原子炉運転中にあつては、原子炉主容器１と
安全容器９との間に大きな温度差が生じるので、
上記振れ止め装置を上記温度差による原子炉主容
器１と安全容器９との間の熱膨張差を吸収できる
ような構造にしなければならない。したがつて、
振れ止め装置がさらに複雑化するおそれがある。 〔発明の目的〕 本発明は、このような事情に鑑みてなされたも
ので、その目的とするところは、タンク型の特徴
を損うことなく、また全体の複雑化を招くことな
しに、地震発生時等における原子炉主容器の振動
を減少させることができ、もつて安全性向上化を
図ることができる原子炉を提供することにある。 〔発明の概要〕 本発明は、炉心を収容する主容器と、この主容
器を取り囲むように配置された安全容器とが、そ
の上端部において原子炉室構成物に固定されてそ
れぞれ吊下げ状態に支持されるとともに上記炉心
が上記主容器の側壁内面から延びるように設けら
れた支持部材によつて支持されてなる原子炉にお
いて、前記主容器の側壁と前記安全容器の側壁と
の間および上記安全容器の側壁と前記原子炉室の
側壁との間で、かつ上記主容器の前記支持部材固
定位置近傍に周方向に亘つて振動緩衝器をそれぞ
れ介在させてなることを特徴としている。 〔発明の効果〕 このような構成であると、地震時に原子炉主容
器が水平方向に振動しようとすると、この原子炉
主容器に発生した振動エネルギは、まず、この原
子炉主容器と安全容器との間に介在する緩衝器を
介して安全容器に伝達される。このとき、上記緩
衝器は振動エネルギを吸収するので、安全容器に
伝達される振動エネルギは減少したものとなる。
次に、安全容器に伝達された振動エネルギは、こ
の安全容器と原子炉室側壁との間に介在する緩衝
器を介して原子炉室の側壁に伝播しようとする
が、今、上記側壁の剛性が非常に高いものとする
と、振動エネルギは上記緩衝器にて吸収される。
したがつて、原子炉主容器に発生した水平方向の
振動エネルギの大部分は上述の緩衝器にて吸収さ
れるので、原子炉主容器が大きく振動することは
ない。その結果、原子炉主容器の上端支持部近傍
に大きな曲げ剪断応力が生じることを防止でき
る。なお、緩衝器にこの緩衝器よりばね定数の小
さいばね等を付加すれば主容器と安全容器の半径
方向の熱膨張差を吸収できるとともに衝突初期の
衝撃力を緩和することができる。 また、特に、上述した緩衝器を前記支持部材の
主容器への固定位置近傍に設けているので、緩衝
器が動作したときの反力で主容器が変形するのを
防止できる。すなわち、炉心は重量が1000トン近
くあり、そのような重量物を支持する炉心支持部
材は、通常、耐震強度上十分剛な構造となつてい
る。また同様な理由により炉心支持部材が接合さ
れる部分の主容器壁も肉厚を厚くして補強されて
いる。したがつて、緩衝器が動作したときの反力
は構造的に剛な炉心支持部材と主容器の補強部で
受けるため、薄肉構造である主容器が反力により
局部的に変形することを避けることができる。 したがつて、簡単な構造の緩衝器を設置するこ
とによつて、従来のタンク型構造の原子炉よりも
さらに安全性を向上させた原子炉を提供できる。 〔発明の実施例〕 第３図は本発明の一実施例に係る原子炉の概略
構成を示す断面図であり、第１図と同一部分は同
一付号で示してある。したがつて重複する部分の
説明は省略する。 この実施例の原子炉においては、原子炉主容器
１の側壁に環状に形成された厚肉部８に対向する
安全容器９の側壁内面に複数の第１の緩衝器１１
を周上に分布配置し、さらに安全容器９の側壁の
上記第１の緩衝器１１が取付られた部分に対向す
る原子炉室５の側壁部分にそれぞれ凹部１２を形
成し、これら各凹部１２の底壁面に第２の緩衝器
１３を設置している。 前記第１および第２の緩衝器１１，１３として
は、第４図に示すようにばねを使用した摩擦緩衝
器の一種である同一構成の輪ばね緩衝器が使用さ
れている。このような輪ばね緩衝器は図示するよ
うに、有底の円筒容器１４の内部に、内側に傾斜
のある摩擦面を有したリング状の外輪１５と外側
に傾斜のある摩擦面を有したリング状の内輪１６
とを交互に積層しなる輪ばね１７を配置し、この
輪ばね１７の端部を蓋する端板１８の中央部に設
けられた円形の凹部内にコイルばね１９を設けた
ものとなつている。 なお、上記コイルばね１９のばね定数は輪ばね
１７のばね定数より低く設定されている。さら
に、第１の緩衝器１１および第２の緩衝器１３の
円筒容器１４はそれぞれ安全容器９の側壁内面お
よび凹部１２の底壁面にボルト２０でそれぞれ固
定されている。そして、通常運転時においては、
各コイルばね１９の先端が原子炉主容器１の厚肉
部８の外周面および安全容器９の側壁外周面にそ
れぞれわずかに接触するように設定されている。 このような構成の原子炉にあつて、たとえば地
震発生時のように外部から原子炉主容器１に水平
方向の衝撃入力が加わつた場合、原子炉主容器１
に発生した振動エネルギは、前述したように第１
の緩衝器１１および第２の緩衝器１３にて吸収さ
れるので、原子炉主容器１が大きく振動すること
はない。その結果、原子炉主容器１のルーフスラ
ブ４との連結部の近傍に大きな曲げ剪断応力が生
じることは防止できる。また、コイルばね１９の
先端は原子炉主容器１の厚肉部にわずかに接触し
ているのみであり、上記コイルばね１９のばね定
数を小さい値に設定しているので、原子炉主容器
１と安全容器９との間の軸方向および半径方向の
熱膨張差を第１の緩衝器１１にて十分に吸収でき
る。 また、特に本実施例の各緩衝器１１，１３には
輪ばね１７よりばね定数の小さいコイルばね１９
を設置しているので、このコイルばね１９にて振
動発生初期の瞬間的な衝撃力をある程度吸収でき
る。したがつて、前述した振動吸収効果をさらに
向上させることが可能である。 さらに、各緩衝器１１，１３および原子炉主容
器１の厚肉部８を力の伝達方向に対し同軸的に配
置しているので、各緩衝器１１，１３が動作した
ときの反力は内周面に炉心支持部材７が固定され
た厚肉部８の外周面にて受けることになる。した
がつて、原子炉主容器１の側壁が局部的に変形す
ることはない。 以上説明したように、本実施例のように原子炉
を構成することによつて、従来の原子炉よりもさ
らに安全性を向上させることができる。 第５図は本発明の他の実施例に係る原子炉の要
部を示す断面図であり、第４図と同一部分は同一
符号で示してある。したがつて重複する部分の説
明は省略する。 この実施例の原子炉においては、第１および第
２の緩衝器２１，２２として摩擦緩衝器の一種で
ある重ね皿ばね緩衝器を使用している。このよう
な重ね皿ばね緩衝器は第５図に示すように、有底
の円筒容器２３の内部に、中心部に孔が形成され
た皿状の皿ばね２４を複数枚重ね合せてなる重ね
皿ばね２５を配置し、この重ね皿ばね２５の端部
を蓋する端板２６の外面にスライドパツト２７を
貼付たものとなるている。 このように構成された第１および第２の緩衝器
２１，２２であれば、重ね皿ばね２５が第４図に
おける輪ばね１７と同様の作用を行い、第３図に
示した実施例と同様な効果を得ることが可能であ
る。 第６図は本発明のさらに別の実施例に係る原子
炉の要部を示す断面図であり、第４図と同一部分
は同一符号で示してある。したがつて重複する部
分の説明は省略する。 この実施例の原子炉においては、第１および第
２の緩衝器３１，３２として第６図に示すような
オイルダンパ３３とこのオイルダンパ３３の先端
面に貼付られたスライドパツト３４とで構成され
た油圧緩衝器を使用している。このような油圧緩
衝器であつても、第３図の実施例と同様な効果を
得ることができる。 また、緩衝器は防振ゴム製のゴム緩衝器を使用
してもよく、これをタガ状に形成にて容器全周に
連続して設けても良い。さらに異る形式の緩衝器
を状況に応じて組合せても同様な効果が得られ
る。

【図面の簡単な説明】

第１図は従来のタンク型原子炉の概略構成を示
す断面図、第２図は地震発生時における従来の原
子炉容器の振動モードを説明するための図、第３
図は本発明の一実施例に係る原子炉の概略構成を
示す断面図、第４図は同原子炉の要部を示す断面
図、第５図は本発明の他の実施例に係る原子炉の
要部を示す断面図、第６図は本発明のさらに別の
実施例に係る原子炉の要部を示す断面図である。 １…原子炉主容器、２…炉心、３…冷却材、４
…ルーフスラブ、５…原子炉室、７…炉心支持部
材、８…厚肉部、９…安全容器、１１，２１，３
１…第１の緩衝器、１３，２２，３２…第２の緩
衝器、１４…円筒容器、１７…輪ばね、１９…コ
イルばね、２５…重ね皿ばね、２７，３４…スラ
イドパツト、３３…オイルダンパ。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １ 炉心を収容する主容器と、この主容器を取り
   囲むように配置された安全容器とが、その上端部
   において原子炉室構成物に固定されてそれぞれ吊
   下げ状態に支持されるとともに上記炉心が上記主
   容器の側壁内面から延びるように設けられた支持
   部材によつて支持されてなる原子炉において、前
   記主容器の側壁と前記安全容器の側壁との間およ
   び上記安全容器の側壁と前記原子炉室の側壁との
   間で、かつ上記主容器の前記支持部材固定位置近
   傍に周方向に亘つて振動緩衝器をそれぞれ介在さ
   せてなることを特徴とする原子炉。 ２ 前記振動緩衝器は、ばねを使用した複数の摩
   擦緩衝器であることを特徴とする特許請求の範囲
   第１項記載の原子炉。 ３ 前記振動緩衝器は油圧緩衝器であることを特
   徴とする特許請求の範囲第１項記載の原子炉。 ４ 前記振動緩衝器はゴム緩衝器であることを特
   徴とする特許請求の範囲第１項記載の原子炉。 ５ 前記振動緩衝器は、ばね定数の異る複数の振
   動緩衝機構を有するものであることを特徴とする
   特許請求の範囲第１項記載の原子炉。