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JPS6154193B2 - - Google Patents
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JPS6154193B2 - - Google Patents

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Publication number
JPS6154193B2
JPS6154193B2 JP55041578A JP4157880A JPS6154193B2 JP S6154193 B2 JPS6154193 B2 JP S6154193B2 JP 55041578 A JP55041578 A JP 55041578A JP 4157880 A JP4157880 A JP 4157880A JP S6154193 B2 JPS6154193 B2 JP S6154193B2
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
reactor vessel
liquid metal
reactor
radiation prevention
liquid
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.)
Expired
Application number
JP55041578A
Other languages
English (en)
Other versions
JPS56138281A (en
Inventor
Yukio Ugawa
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
Tokyo Shibaura Electric Co Ltd
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Filing date
Publication date
Application filed by Tokyo Shibaura Electric Co Ltd filed Critical Tokyo Shibaura Electric Co Ltd
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Publication of JPS56138281A publication Critical patent/JPS56138281A/ja
Publication of JPS6154193B2 publication Critical patent/JPS6154193B2/ja
Granted legal-status Critical Current

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    • 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

  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は冷却材に液体金属を用いた原子炉に関
する。
一般にたとえば高速増殖炉等では冷却材として
液体ナトリウム等の液体金属が用いられている。
そして、この液体金属は原子炉容器内に収容さ
れ、この原子炉容器内の液体金属の液面より上方
の空間にはアルゴン等のカバーガスが封入されて
いる。ところで、上記原子炉容器壁のうち液体金
属に接している部分は液体金属から略均一に熱が
伝わり、その温度分布は略平均化されるが、液体
金属の液面より上方の部分では表面からの輻射に
よつて放熱がなされる。そして、上記液体金属中
に浸漬されている原子炉容器壁から液面上に露出
している部分に熱が流れ、この結果原子炉容器壁
の液体金属の液面近傍には温度勾配を生じるが、
上記液体金属は熱伝導が良好なため大量の熱が流
れ、この液面近傍の温度勾配はきわめて大きくな
り、この部分に大きな熱応力が生じ原子炉容器の
健全性維持に問題を生じる。またこのような熱応
力は原子炉容器内に収容されている炉心上部機構
等においても同様に生じるものであつた。
本発明は以上の事情にもとづいてなされたもの
で、その目的とするところは原子炉容器や内部に
収容されている部材の液体金属の液面近傍に生じ
る熱応力を低減し、これら部材の健全性を向上す
ることのできる原子炉を得ることにある。
以下本発明を図面に示す一実施例にしたがつて
説明する。この一実施例はナトリウム冷却形高速
増殖炉であつて、図中1はステンレス鋼製の原子
炉容器、2は炉心である。そして、この原子炉容
器1はペデスタル3から吊り下げられており、そ
の外面には保温材4が取付けられている。また、
この原子炉容器1の上端には遮蔽プラグ5が設け
られ、この遮蔽プラグ5からは炉心上部機構6が
吊り下げられている。この炉心上部機構6は各部
品がステンレス鋼で形成されている。そして、上
記原子炉容器1内には液体ナトリウム等の液体金
属7が収容され、その液面8より上方の空間には
アルゴン等のカバーガスが封入されている。そし
て、上記炉心2および炉心上部機構6の下部はこ
の液体金属7中に浸漬されている。そして、上記
原子炉容器1の内面および炉心上部機構6の表面
の液体金属7の液面8近傍にはそれぞれ輻射防止
板9……が取付けられている。これら輻射防止板
9……は原子炉容器1および炉心上部機構6を形
成しているステンレス鋼材料の輻射率(約0.5以
上)より充分に低い輻射率たとえば輻射率が約
0.1以下である材料たとえばアルミニウム、ニツ
ケル、銅等の材料から構成され、その表面は平滑
に研摩仕上されている。そして、これら輻射防止
板9……はこれと同材質のスタツド10……を介
して原子炉容器1の内面または炉心上部機構6の
表面に取付けられており、これらの表面との間に
微小間隙11……が形成されている。
以上の如く構成された本発明の一実施例は原子
炉容器1および炉心上部機構6の液体金属7中に
浸漬されている部分はこの液体金属7から熱が伝
えられ、この熱は液面8上に露出している部分に
伝えられて外部に放射される。ところで、この液
面8近傍にある原子炉容器1の内面および炉心上
部機構6の表面にはそれぞれ輻射防止板9……が
取付けられているので、輻射熱はこれら輻射防止
板9……に当る。そして、これら輻射防止板9…
…は輻射率の低い材料換言すれば反射率の高い材
料で形成されているので、輻射熱はこれら輻射防
止板9……で反射されて原子炉容器1または炉心
上部機構6に戻される。そして、この輻射防止板
9……との間で反射を繰返しているうちに輻射熱
の大部分は輻射率の大きな原子炉容器1または炉
心上部機構6側に吸収され、結局これからの熱輻
射が防止される。よつてこの液面8上にある原子
炉容器1および炉心上部機構6からの熱輻射は減
少し、液面近傍に生じる温度勾配は小さくなり、
熱応力は緩和される。なお、この効果を確認する
ためにおこなつた実験の結果を第3図に示す。第
3図中曲線Aはこの一実施例のものの温度勾配を
示し、曲線Bは輻射防止板9……を設けていない
従来のものである。この結果から明らかなように
輻射防止板9……を設けることにより液面8近傍
の温度勾配がきわめてゆるやかとなり、その分だ
け熱応力も緩和されるものである。また、上記輻
射防止板9……は微小間隙11……を存して取付
けられているので、原子炉容器1や炉心上部機構
6からこの輻射防止板9………に熱が直接伝わる
のが防止される。
なお、本発明は上記の一実施例には限定されな
い。
たとえば輻射防止板は原子炉容器内面および炉
心上部機構のすべての全周にわたつて設ける必要
はなく、その一部に設けてもよく、またこれ以外
の他の部材に設けることもできる。
また、輻射防止板は表面にのみ低輻射率の材料
をクラツドしたようなものでもよい。
上述の如く本発明は原子炉容器内面およびこの
原子炉容器内に収容される部材の表面の液体金属
の液面近傍に低輻射率の材料からなる輻射防止板
を取付けたものである。したがつて、液面より露
出している部分からの輻射が防止され、液面近傍
の部分における温度勾配が小さくなり、熱応力が
緩和されてこれらの部材の健全性が向上する等そ
の効果は大である。
【図面の簡単な説明】
図面は本発明の一実施例を示し、第1図は縦断
面図、第2図は要部を拡大して示す縦断面図、第
3図は液面近傍の温度勾配の特性図である。 1……原子炉容器、5……遮蔽プラグ、6……
炉心上部機構、7……液体金属、8……液面、9
……輻射防止板、11……間隙。

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1 冷却材に液体金属を用いるものにおいて、原
    子炉容器内面およびこの原子炉容器内に収容され
    た部材の表面の上記液体金属の液面近傍の少なく
    とも一部にこの原子炉容器またはこの原子炉容器
    内に収容された部材の材料よりも輻射率の低い材
    料からなる輻射防止板を設けたことを特徴とする
    原子炉。 2 前記輻射防止板は表面が平滑に仕上げられ、
    前記原子炉容器内面またはこの原子炉容器内に収
    容された部材の表面との間に微小間隙を存して取
    付けられていることを特徴とする前記特許請求の
    範囲第1項記載の原子炉。
JP4157880A 1980-03-31 1980-03-31 Nuclear reactor Granted JPS56138281A (en)

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JP4157880A JPS56138281A (en) 1980-03-31 1980-03-31 Nuclear reactor

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JPS56138281A JPS56138281A (en) 1981-10-28
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