JPS60165587A - 原子炉 - Google Patents
原子炉Info
- Publication number
- JPS60165587A JPS60165587A JP59019873A JP1987384A JPS60165587A JP S60165587 A JPS60165587 A JP S60165587A JP 59019873 A JP59019873 A JP 59019873A JP 1987384 A JP1987384 A JP 1987384A JP S60165587 A JPS60165587 A JP S60165587A
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- JP
- Japan
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- reactor
- core
- coolant
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- container
- 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.)
- Granted
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-
- Y—GENERAL 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
- 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
Landscapes
- Analysing Materials By The Use Of Radiation (AREA)
- Treatment Of Water By Oxidation Or Reduction (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (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】
〔発明の技術分野〕
本発明は、冷却材として液体金属を用いるとともに、炉
心が原子炉容器内の上記冷却材中に吊下げ支持されてな
る原子炉の改良に関する。
心が原子炉容器内の上記冷却材中に吊下げ支持されてな
る原子炉の改良に関する。
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
軽水炉製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Ｖｃあっては、原子炉運転開始時や停
止時に、原子炉主容器、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。
液体金属ナトリウムで代表される液体金属を用い、かつ
軽水炉製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Ｖｃあっては、原子炉運転開始時や停
止時に、原子炉主容器、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。
また、このような高速増殖炉全体を簡潔な構造とする為
に、可能な限り配管類を無くすようにした原子炉、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。
に、可能な限り配管類を無くすようにした原子炉、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。
このタンク型原子炉は、たとえば第１図に示すように、
原子炉主容器１の図中上方開口部をルーフスラブ２で閉
塞し、内部に炉心３．炉心上部機構４．−次熱交換器５
．冷却材循環ボンゾロおよび冷却材７を収容して構成さ
れている。
原子炉主容器１の図中上方開口部をルーフスラブ２で閉
塞し、内部に炉心３．炉心上部機構４．−次熱交換器５
．冷却材循環ボンゾロおよび冷却材７を収容して構成さ
れている。
炉心３は、ルーフスラブ２から吊下げられた炉心支持部
材８の図中下端部に収容されており、炉心上部機構４は
、上記炉心支持部材８の上方に回転自在に設けられた回
転ゾラグ９に支持されている。なお、原子炉主容器１は
、リングガータ１０を介して原子炉室１１に吊下げられ
ており、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１２が設けられている。
材８の図中下端部に収容されており、炉心上部機構４は
、上記炉心支持部材８の上方に回転自在に設けられた回
転ゾラグ９に支持されている。なお、原子炉主容器１は
、リングガータ１０を介して原子炉室１１に吊下げられ
ており、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１２が設けられている。
このようなタンク型原子炉構造を採用することによって
、−次熱交換系、冷却材循環系の配管を削除することが
できる。
、−次熱交換系、冷却材循環系の配管を削除することが
できる。
しかしながら、このようなタンク型原子炉構造を採用し
た原子炉であっても次のようなことが予想される。すな
わち、炉心支持部材８は、熱応力上の面から比較的薄肉
に形成され、かつ大型化に伴なう大きな熱膨張量を吸収
する１ζめに、ルーフスラブ２に支持されて原子炉主容
器１内に吊り下げられた片持梁構造となっている。
た原子炉であっても次のようなことが予想される。すな
わち、炉心支持部材８は、熱応力上の面から比較的薄肉
に形成され、かつ大型化に伴なう大きな熱膨張量を吸収
する１ζめに、ルーフスラブ２に支持されて原子炉主容
器１内に吊り下げられた片持梁構造となっている。
そして重量物でおる炉心３は炉心支持部材８の下端部で
支持されている。したがって、外部からの衝撃入力また
は振動入力が加わった場合、原子炉主容器ｌの振動や冷
却拐７の振動とルーフスラブの曲げ変形とが相俟って、
炉心支持部材８が垂直水平方向に複雑な変形モードを呈
し、その変形による局部的応力の増大で炉心支持部材８
や炉心３の一部が損傷を受ける可能性があシ、何らかの
対策が望まれる。
支持されている。したがって、外部からの衝撃入力また
は振動入力が加わった場合、原子炉主容器ｌの振動や冷
却拐７の振動とルーフスラブの曲げ変形とが相俟って、
炉心支持部材８が垂直水平方向に複雑な変形モードを呈
し、その変形による局部的応力の増大で炉心支持部材８
や炉心３の一部が損傷を受ける可能性があシ、何らかの
対策が望まれる。
そこで、このような不具合を１９１消するために炉心支
持部材８の下端部外周に環状体全嵌合させ、この環状体
を支持部材で原子炉圧８４、降１の内面に固定すること
が考えられるが、このようにすると、地震時ζ・ンに原
子炉主容器１と炉心３とが互いに連成し合い、複雑な！
１辺きを呈する虞れがある。
持部材８の下端部外周に環状体全嵌合させ、この環状体
を支持部材で原子炉圧８４、降１の内面に固定すること
が考えられるが、このようにすると、地震時ζ・ンに原
子炉主容器１と炉心３とが互いに連成し合い、複雑な！
１辺きを呈する虞れがある。
さらに、このように炉心部と原子炉上界器１とを支持部
材で機械的に接続する勧合しこは、支持部材の熱膨張を
吸収するため、支持部材ないわゆるすり針状に形成する
とともに、炉心支持部材８の下端部外周と、この下幼部
夕）周に取付けられた塊状体とを上下方向に移動可能な
如く接続する必裂がちる。しかしながら、地震＆：１．
、水平動のみならず、上下動が存在するので、このよう
な構造では、上下方向の拘束がルーフスラブ以外になＶ
・ために、炉心支持部材８および炉心３は上下方向に大
きく振動する可能性がある。
材で機械的に接続する勧合しこは、支持部材の熱膨張を
吸収するため、支持部材ないわゆるすり針状に形成する
とともに、炉心支持部材８の下端部外周と、この下幼部
夕）周に取付けられた塊状体とを上下方向に移動可能な
如く接続する必裂がちる。しかしながら、地震＆：１．
、水平動のみならず、上下動が存在するので、このよう
な構造では、上下方向の拘束がルーフスラブ以外になＶ
・ために、炉心支持部材８および炉心３は上下方向に大
きく振動する可能性がある。
このように、炉心部が水平動と上下動の複雑な連成挙動
を示すと炉全体の健全性に大きな影響を与えかねない。
を示すと炉全体の健全性に大きな影響を与えかねない。
本発明は、このような事情に鑑みてなされたものでｈｂ
、その目的とするところは、全体の複雑化を招くことな
しに、地震発生時等における容器と炉心部との水平およ
び垂直方間の相対的な変位を他に影響を与えることなし
に速やかに抑制することができ、もって地震時等におけ
る炉全体の健全性の向上を図ることができる原子炉を提
供することＶＣある。
、その目的とするところは、全体の複雑化を招くことな
しに、地震発生時等における容器と炉心部との水平およ
び垂直方間の相対的な変位を他に影響を与えることなし
に速やかに抑制することができ、もって地震時等におけ
る炉全体の健全性の向上を図ることができる原子炉を提
供することＶＣある。
本発明は、冷却材として液体金ｋＡｔ用いるとともに炉
心部が原子炉主容器内の上記冷却材中に吊下げ支持され
てなる原子炉におＶ）で、上言己炉心部の側面および底
面を流体ギャップを介して容器で頓うとともに、この容
器をｆＭＪ ？’＋己ノ【λ子炉容器に固定部材で固定
したことを特徴としている。
心部が原子炉主容器内の上記冷却材中に吊下げ支持され
てなる原子炉におＶ）で、上言己炉心部の側面および底
面を流体ギャップを介して容器で頓うとともに、この容
器をｆＭＪ ？’＋己ノ【λ子炉容器に固定部材で固定
したことを特徴としている。
本発明では、炉心部の１１１！１面および底面を覆うよ
うに容器を設け、このＢ器と上記炉心部との間に冷却材
で埋められた流体ギャップを形成するようにしている。
うに容器を設け、このＢ器と上記炉心部との間に冷却材
で埋められた流体ギャップを形成するようにしている。
このため、原子炉に衝撃入力が印加され、炉心が原子炉
主容器に対して困」対移動を起こした場合には、原子炉
王容（）Ｊに固冗された容器と上記炉心部との間に４ｕ
対変位が生じ、上記流体ギャップに部分的な圧力差が発
生する。したがって、炉心は、この圧力差を相殺する向
きの力を受けて、おしもどされる。
主容器に対して困」対移動を起こした場合には、原子炉
王容（）Ｊに固冗された容器と上記炉心部との間に４ｕ
対変位が生じ、上記流体ギャップに部分的な圧力差が発
生する。したがって、炉心は、この圧力差を相殺する向
きの力を受けて、おしもどされる。
また、衝撃入力によって発生する炉心部の振動エネルギ
ーは、上述の如く流体ギヤ２７″内を流動する冷却材の
流動摩擦によって消散される。
ーは、上述の如く流体ギヤ２７″内を流動する冷却材の
流動摩擦によって消散される。
つまり、流体ギャップを形成する冷却材が緩価材として
効果的に作用し、炉心部の振動を速やかに抑制すること
が可能となる。
効果的に作用し、炉心部の振動を速やかに抑制すること
が可能となる。
これに加え、炉心部の側面および底面は、流体ギャップ
内の冷却材を介して原子炉主容器に連結されているので
、炉心部と原子炉主容器とを機械的に結合させた場合に
較べて両者間での速成振動が発生し難い関係にある。し
たがって、連成振動によって予想される複雑な変形モー
ドの発生を防止することができ、結局、地震時等にｉ３
一番Ｊる炉全体の健全性を向上させることができる。
内の冷却材を介して原子炉主容器に連結されているので
、炉心部と原子炉主容器とを機械的に結合させた場合に
較べて両者間での速成振動が発生し難い関係にある。し
たがって、連成振動によって予想される複雑な変形モー
ドの発生を防止することができ、結局、地震時等にｉ３
一番Ｊる炉全体の健全性を向上させることができる。
しかも、この場合には、炉心部を容器で稙うという至っ
て簡単な構成のみで上述の効果を呈することができる。
て簡単な構成のみで上述の効果を呈することができる。
したがって、全体の複雑化を招くようなこともない。
以下、第２図を参照し、本発明の一実施例について説明
する。なお、第２図において第１図と同一部分には同一
符号を付し、重複する部分の説明は省くことにする。
する。なお、第２図において第１図と同一部分には同一
符号を付し、重複する部分の説明は省くことにする。
第２図において、第１図と異なる点は、炉心支持部材８
の炉心収容部を覆うように振れ正め用の容器１６を設け
た点である。すなわち、炉心支持部材８は、たとえば薄
肉の有底円筒体からなシ、内部下方に炉心３を収容し得
る構造となっている。容器１６は、この炉心支持部材８
の炉心収容部分の側面および底面を外側から非接触で扱
うように同軸配置てれ、内面に沿って流体ギャップ１７
を形成するとともに、いわゆるすり針状Ｃで形成された
支持板１９を介して原子炉主容器１に支持されている。
の炉心収容部を覆うように振れ正め用の容器１６を設け
た点である。すなわち、炉心支持部材８は、たとえば薄
肉の有底円筒体からなシ、内部下方に炉心３を収容し得
る構造となっている。容器１６は、この炉心支持部材８
の炉心収容部分の側面および底面を外側から非接触で扱
うように同軸配置てれ、内面に沿って流体ギャップ１７
を形成するとともに、いわゆるすり針状Ｃで形成された
支持板１９を介して原子炉主容器１に支持されている。
なお、容器１６には、側面に孔２ｏが設けられ、この孔
２０に炉心３と循環ポンノロとを連通ずるパイプ２１を
非接触で貫通させるようＶこしている。
２０に炉心３と循環ポンノロとを連通ずるパイプ２１を
非接触で貫通させるようＶこしている。
しかして、このように構成された本実施例に係る原子炉
において、いま水平方向の衝撃入力が訓えられ、炉心３
が原子炉主容器１に対して水平方向の振動を生起された
とする。この場合には、炉心３を支持する炉心支持部材
８の炉心収容部は、容器１６に対して径方向の変位を生
じる。この結果、流体ギャップ１７では、瞬間的にギャ
ップを狭められる部分と、逆にギャップを拡げられる部
分とで圧力差が生じ、炉心３はこの圧力差を相殺する向
きのカを与えられて、上記変位を縮める向きに移動する
。
において、いま水平方向の衝撃入力が訓えられ、炉心３
が原子炉主容器１に対して水平方向の振動を生起された
とする。この場合には、炉心３を支持する炉心支持部材
８の炉心収容部は、容器１６に対して径方向の変位を生
じる。この結果、流体ギャップ１７では、瞬間的にギャ
ップを狭められる部分と、逆にギャップを拡げられる部
分とで圧力差が生じ、炉心３はこの圧力差を相殺する向
きのカを与えられて、上記変位を縮める向きに移動する
。
また、上記原子炉主容器１に対する炉心３の変位によっ
て生じた流体ギャップ１７の圧力差は、流体ギャップ１
７に存在する冷却材の流体ギャップ１７内での流動を生
じさせる。このため、上記流株ギャップ１７内では流動
Ｎ擦が発生し、炉心３に与えられた振動エネルギーはこ
の流動摩擦によって消散される。つまり、流体ギャップ
１７を構成する冷却材７が緩衝材として有効に作用する
ため、炉心３の振動は速やかに抑制されることになる。
て生じた流体ギャップ１７の圧力差は、流体ギャップ１
７に存在する冷却材の流体ギャップ１７内での流動を生
じさせる。このため、上記流株ギャップ１７内では流動
Ｎ擦が発生し、炉心３に与えられた振動エネルギーはこ
の流動摩擦によって消散される。つまり、流体ギャップ
１７を構成する冷却材７が緩衝材として有効に作用する
ため、炉心３の振動は速やかに抑制されることになる。
一方、炉心３が原子炉主容器１に対して、垂直方向に振
動した場合であっても、同様に流体ギャップ１７による
効果的な割振作用が炉心３に働くことになる。
動した場合であっても、同様に流体ギャップ１７による
効果的な割振作用が炉心３に働くことになる。
このように、本実施例によれば、炉心支持部′４Ａ８の
炉心収容部を流体ギャップ１７を介して容器１６で覆う
という極めて１７う卓な構成によって、通常、炉心３の
冷却に使用される冷却材を緩衝材として有効に利用して
、地震時等における炉心部の振動を抑制することができ
、しかも、その割振効果は、いずれの方向の振動に対し
ても非常に高いものとなる。そして、この場合には、炉
心支持部材８と容器１６とは非接触状態である。したが
って、容器１６．支持板１９および炉心支持部材８の熱
膨張による変形を、ギャッゾ部で吸収することができ、
これらの部材に過大な応力が作用することもない。この
ため、炉心３はルーフスラブ２ Ｖ（常に安定支持され
、原子炉の安全性を極めて高いものとすることができる
。
炉心収容部を流体ギャップ１７を介して容器１６で覆う
という極めて１７う卓な構成によって、通常、炉心３の
冷却に使用される冷却材を緩衝材として有効に利用して
、地震時等における炉心部の振動を抑制することができ
、しかも、その割振効果は、いずれの方向の振動に対し
ても非常に高いものとなる。そして、この場合には、炉
心支持部材８と容器１６とは非接触状態である。したが
って、容器１６．支持板１９および炉心支持部材８の熱
膨張による変形を、ギャッゾ部で吸収することができ、
これらの部材に過大な応力が作用することもない。この
ため、炉心３はルーフスラブ２ Ｖ（常に安定支持され
、原子炉の安全性を極めて高いものとすることができる
。
なお、本発明は上記実施例に限定されるものではなく、
そ゛の要旨を逸脱しない範囲で種々変形が可能である。
そ゛の要旨を逸脱しない範囲で種々変形が可能である。
第１図は従来のタンク型原子炉を示す概略的な縦断面図
、第２図は本発明の一実施例に係るタンク型原子炉を示
す概略的な縦断面図である。 １・・・原子炉主容器、２・・・ルーフスラブ、３・・
・炉心、４・・・炉心上部機構、５・・・−久慈交換器
、・６・・・冷却材循環ポンプ、７・・・冷却材、８・
・・炉心支持部材、９・・・回転プラグ、１ｏ・・・リ
ングが一タ、１１・・・原子炉室、１２・・・安全容器
、１６・・・容器、１７・・・流体ギャップ、１９・・
・支持板。 出願人代理人 弁理士 鈴 江 武 彦＠１図
、第２図は本発明の一実施例に係るタンク型原子炉を示
す概略的な縦断面図である。 １・・・原子炉主容器、２・・・ルーフスラブ、３・・
・炉心、４・・・炉心上部機構、５・・・−久慈交換器
、・６・・・冷却材循環ポンプ、７・・・冷却材、８・
・・炉心支持部材、９・・・回転プラグ、１ｏ・・・リ
ングが一タ、１１・・・原子炉室、１２・・・安全容器
、１６・・・容器、１７・・・流体ギャップ、１９・・
・支持板。 出願人代理人 弁理士 鈴 江 武 彦＠１図
Claims (1)
- 冷却材として液体金属を用いるとともに炉心部が原子炉
容器内の上記冷却材中に吊下げ支持されてなる原子炉に
おいて、上記炉心部の側面および底面を流体ギャップを
介して覆うように設けられた容器と、この容器を前記原
子炉容器に固定する部材とを具備してなることを特徴と
する原子炉。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59019873A JPS60165587A (ja) | 1984-02-08 | 1984-02-08 | 原子炉 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59019873A JPS60165587A (ja) | 1984-02-08 | 1984-02-08 | 原子炉 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS60165587A true JPS60165587A (ja) | 1985-08-28 |
| JPH0131158B2 JPH0131158B2 (ja) | 1989-06-23 |
Family
ID=12011327
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP59019873A Granted JPS60165587A (ja) | 1984-02-08 | 1984-02-08 | 原子炉 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS60165587A (ja) |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH0541495U (ja) * | 1991-11-12 | 1993-06-08 | 積水化学工業株式会社 | サニタリーユニツト |
-
1984
- 1984-02-08 JP JP59019873A patent/JPS60165587A/ja active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH0131158B2 (ja) | 1989-06-23 |
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