JPS6367160B2 - - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 〔発明の利用分野〕 本発明は原子炉容器に係り、特にタンク型高速
増殖炉に使用するに好適な原子炉容器に関する。

〔発明の背景〕

液体金属ナトリウム（以下ナトリウムと記す）
を冷却材として用いるタンク型高速増殖炉におい
ては、原子炉容器をナトリウムで満たし、その内
部に炉心、炉心上部構造物、複数基の中間熱交換
器および複数基の１次側主循環ポンプが設置され
ている。さらに原子炉容器内には炉心より流出す
る高温の１次ナトリウムと中間熱交換器より流出
する低温の１次ナトリウムとを分離する隔壁が設
置され、この隔壁により原子炉容器内は上部のホ
ツトプレナムと下部のコールドプレナムとに分離
されている。

原子炉容器の上部は厚いふた板（ルーフスラ
ブ）により閉ざされており、ルーフスラブ自身は
コンクリート製の原子炉容器拡納室により支持さ
れている。原子炉容器は一般にルーフスラブに固
着されており、原子炉容器とその内部構造物およ
びナトリウムは原子炉容器の上部を介してルーフ
スラブに吊り下げられた形となり、原子炉容器の
上部には大きな応力がかかることになる。

従つて原子炉の運転時にナトリウムと直接、接
している原子炉容器が、急激な温度変化を受けた
り、その温度が過大となることを防止することが
必要となつてくる。

従来の技術ではホツトプレナム部の原子炉容器
壁が高温ナトリウムにより高温となるのを防ぐた
め、原子炉主容器の内側円周方向に熱遮蔽板を設
置するとともに熱遮蔽板と原子炉容器内壁との間
を強制的に冷却する原子炉容器冷却機構を取り入
れている。しかしこの方法では、ルーフスラブと
高温ナトリウム液面の間に存在するカバーガス領
域と高温ナトリウムが接する部分、すなわち、ナ
トリウム液面近傍における原子炉容器壁にカバー
ガス領域と高温ナトリウムの温度差により、急激
な温度勾配が発生したり、原子炉スクラムなどの
過度運転によるナトリウム液面変動に伴い、原子
炉容器壁の温度が急激に変化したりして、原子炉
容器に熱応力、熱衝撃が加わる場合が出てくると
いう欠点がある。

〔発明の目的〕

本発明の目的は、カバーガス領域と高温ナトリ
ウムの間の温度差やナトリウム液面の変動などの
要因によつて原子炉容器に加わる熱応力、熱衝撃
を緩和する機構を備えた原子炉容器を提供するこ
とにある。

〔発明の概要〕

本発明で問題としている原子炉容器に加わる熱
応力、熱衝撃は主に次のような要因によつて生じ
る。

ルーフスラブと高温ナトリウム液面との間には
カバーガス領域が存在している。このカバーガス
領域と高温ナトリウム間の温度差によつてナトリ
ウム液面近傍の原子炉容器壁には急激な温度勾配
が生じる。また原子炉スクラムなどの過渡運転に
より、高温ナトリウム液面の上下変動が生じた場
合には、原子炉容器壁のカバーガスに接していた
部分が高温ナトリウムに接触したり、高温ナトリ
ウムと接していた部分がカバーガスと接触するよ
うになるという変化が短時間で急速に起こり、原
子炉容器壁に急激な温度変化が生じる。このよう
な温度勾配および温度変化によつて生ずる熱応
力、熱衝撃を緩和するためには、急撃な温度勾配
および温度変化を柔わらげる機構を原子炉容器に
設ける必要がある。

本発明は、以上に述べたような要求される機能
を満足する機構としてナトリウムの自由液面付近
の原子炉容器壁に、空孔を多数有し、その空孔内
にナトリウムが浸透する材料を取り付けるという
単純な構造を用いたものである。

〔発明の実施例〕

第１図は本発明が適用される公知のタンク型高
速増殖炉の原子炉容器およびその内部構造を示し
たものである。原子炉容器１の上部には炉内と外
界とを隔離するとともに炉内構造物を搭載するル
ーフスラブ２が設賃されている。また原子炉容器
１の内部には複数基の主中間熱交換器３、複数基
の１次主循環ポンプ４、炉心５が収納されてお
り、炉心５の上方には原子炉の出力を制御する制
御棒および炉心出口の温度と流量を測定する検出
器からなる炉心上部機構６が設置されている。炉
心５より流出する高温ナトリウムを収容するホツ
トプレナム７と主中間熱交換器３より流出する低
温ナトリウムを収容するコールドプレナム８とは
隔壁９で分離されている。炉心５より流出した１
次側ナトリウムは主中間熱交換器３に流入し、伝
熱管内を流れる２次側ナトリウムに熱を与えなが
ら下降し、コールドプレナム８内に流出する。こ
の１次側ナトリウムは、１次主循環ポンプ４によ
り炉心５に送られ、炉心内で加熱された後、ホツ
トプレナム７に流出する。

またホツトプレナム部の原子炉容器壁が高温に
なるのを防ぐために原子炉容器内側円周方向に熱
遮蔽板１０を設け、熱遮蔽板１０と原子炉容器１
の内壁の間１１には、コールドプレナム内の低温
ナトリウムを流すことにより、原子炉容器壁を冷
却する原子炉容器冷却機構を取り入れている。

以下本発明の一実施例を図面によつて説明す
る。

第２図は本発明の空孔を多数有する材料をナト
リウム液面付近の内壁に取り付けた原子炉容器の
断面図である。すなわち、原子炉容器１の内壁に
ナトリウム液面付近のホツトプレナム７側の部分
からカバーガス領域１３側の部分まで、空孔を多
数有する材料１２を取り付けている（図中で、楕
円によつて囲まれた部分Ａ）。この部分を拡大し
た図が第３図と第４図であり、第３図は透視図、
第４図は断面図である。なお、これらの図は原子
炉容器１とその内壁に取り付けられた空孔を多数
有する材料１２の一部を示したものであり、空孔
を多数有する材料１２は原子炉容器の周方向にも
取り付けられている。

ここで述べている空孔を多数有する材料として
使用できる材料には、たとえば、各種の多孔質金
属、金属繊維、セラミツク材、ワイヤーメツシユ
を組み合わせたもの、箔や板を成形して空孔を作
成したもの等があり、以下の記述では、これらを
総称して多孔質材料と呼ぶことにする。

多孔質材料の材質としては、高温における耐熱
性、耐腐食性を有するステンレス鋼、インコネ
ル、ハステロイなどを使用したものも存在してお
り、多孔質材料は、既に溶融ナトリウムの浄化に
使用されている。これらのことから、ナトリウム
を冷却材として使用する高速増殖炉の原子炉容器
内壁に多孔質材料を取り付けた場合、多孔質材料
とナトリウムの共存性は十分にあり、本発明は実
用上の問題点が少ない。

第４図において、本発明の多孔質材料１２を内
壁に取り付けた原子炉容器１は、過渡運転時のナ
トリウム液面の上下変動１４，１５あるいは毛管
現象によりナトリウム液面下のみでなくナトリウ
ム液面上のカバーガス領域に接する多孔質材料中
にもナトリウムが浸透し、その空孔にナトリウム
を保持して、カバーガス領域においても原子炉容
器壁がナトリウムに濡れた状態を作り出す。

このような多孔質材料とその空孔に浸透したナ
トリウムからなる混合媒質の有効熱伝導率λ_eは、
第(1)式で与えられる。

λ_e／λ_f＝ε＋１−ε／φ＋（２／３）（λ_f／λ_n）
(1) ここで、 λ_e：混合媒質の有効熱伝導率 λ_f：流体の熱伝導率（ナトリウム） λ_n：固体の熱伝導率（多孔質材料） ε ：多孔質材料の空隙率 φ ：（多孔質材料の粒子接点近傍の流体膜有
効厚さ）／（多孔質材料の粒径） である。

多孔質材料として空隙率40％のステンレス製の
多孔質金属を使用した場合、前述の各値は、 λ_f＝60 （Kcal／mh℃） λ_n＝13 （Kcal／mh℃） ε ＝0.4 φ ＝0.165 であり、混合媒質の有効熱伝導率は、 λ_e＝35.1（Kcal／mh℃） となる。

このように多孔質材料とその空孔に浸入したナ
トリウムからなる混合媒質の有効熱伝導率は、ナ
トリウムの熱伝導率60（Kcal／mh℃）と近い値
であり、ホツトプレナム内の高温ナトリウムの熱
が、ナトリウム液面上部のカバーガス領域に位置
する多孔質材料中の熱伝導によつて上方へ輸送さ
れる。多孔質材料を通して輸送された熱は、原子
炉容器壁に伝達され、ナトリウム液面下とカバー
ガス領域の間の原子炉容器の温度勾配を低減し、
原子炉容器に加わる熱応力を緩和する。この温度
勾配の低減の効果を示したものが第５図である。

次に本実施例の毛管現象によつて多孔質材料中
をナトリウムがカバーガス領域まで上昇する効果
について述べる。液体中に毛細管を立てたときの
液体の上昇高さｈは次式で表わされる。

ｈ＝2σcosθ／rρg (2) ここで、 ｈ：管の内外の液面の高さの差 σ：液体の表面張力 θ：接触角 ｒ：管の半径 ρ：液体の密度 ｇ：重力加速度 である。

ナトリウムの表面張力σは157dyn／cm、比重
量ρgは832Kg重／m³であり、接触角θは、実験的
観察により10゜程度である。これらの値を(2)式に
代入すると、 ｈ＝0.379／ｒ（cm） (3) となる。第３式を図示したものが第６図である。
図からわかるように、ナトリウム液面とルーフス
ラブ間の距離すなわちカバーガス領域の高さであ
る１ｍ程度まで、ナトリウムを毛管現象で上昇さ
せるためには、半径約３×10^-3mmの毛細管が必要
となる。多孔質材料は、空隙率が５〜95％、空孔
径が２×10^-6〜２（mm）まで広い範囲の材料が製
作可能であり、多孔質材料の有する連続した空孔
で生じる毛管現象を利用して、カバーガス領域の
原子炉容器壁がナトリウムに濡れた状態を作り出
すことが可能である。この毛管現象でナトリウム
が液面上部のカバーガス領域の位置にまで浸透し
た多孔質材料は、前述のように熱伝導によつてホ
ツトプレナム内の高温ナトリウムの熱を上方へ輸
送し、液面近傍における原子炉容器の温度勾配を
低減し、原子炉容器に加わる熱応力を緩和する。

次に本実施例の熱衝撃緩和効果について述べ
る。第４図において過渡運転時のナトリウム液面
の上下変動によつて液面が14から15へ、または15
から14へ変化したとする。このような液面変動
は、瞬時に起こると考えて、多孔質材料を原子炉
容器内壁に取り付けていない場合と取り付けた場
合の原子炉容器の温度の時間変化を比較する。ま
ず液面が上昇し、今までカバーガス領域であつた
部分がナトリウム液面下に没した場合を考える。
多孔質材料を取り付けていない場合、第７図のよ
うに計算の体系を考え、熱収支をとると、 ρCV∂T／∂t＝ｑ (4) ｑ＝ｈ（T_S−Ｔ） (5) １／ｈ＝δ／λ＋δ_S／λ_S (6) となる。

ここで、 ρ ：原子炉容器の密度 Ｃ ：原子炉容器の比熱 Ｖ ：原子炉容器の単位面積当りの体積 Ｔ ：原子炉容器の温度 ｔ ：時間 ｑ ：原子炉容器に流入する熱量 ｈ ：ナトリウムと原子炉容器の熱伝達係数 T_S：ナトリウムの温度 λ ：原子炉容器の熱伝導率 λ_S：ナトリウムの熱伝導率 δ ：原子炉容器内壁面から原子炉容器内部の
温度計算点までの距離 δ_S：原子炉容器内壁からナトリウム内部の点ま
での距離 である。

初期条件は、 ｔ＝０で Ｔ＝T₀ (7) である。式(4)〜(6)を(7)の条件で解くと、原子炉容
器の温度の時間変化は次のようになる。

Ｔ＝T_S−（T_S−T₀）e^-at (8) ここで、 ａ＝ｈ／ρCV (9) である。

次に原子炉容器内壁に多孔質材料を取り付けた
場合の原子炉容器温度の時間変化を計算する。第
８図のように計算の体系を考え、熱収支をとる
と、 ρCV∂T／∂t＝ｑ (10) ρ_SC_SV_P∂T_P／∂t＝q_P−ｑ (11) ｑ＝h^*（T_P−Ｔ） (12) q_P＝h_P（T_S−T_P） (13) １／h^*＝δ／λ＋δ_P／λ_e (14) １／h_P＝δ_P／λ_e＋δ_S／λ_S (15) となる。ここで、 ρ：原子炉容器の密度 Ｃ：原子炉容器の比熱 Ｖ：原子炉容器の単位面積当りの体積 Ｔ：原子炉容器の温度 ｔ：時間 ｑ：原子炉容器に流入する熱量 h^*：多孔質材料と原子炉容器の熱伝達係数 ρ_S：ナトリウムの密度 C_S：ナトリウムの比熱 V_P：多孔質材料の単位面積当りの体積 T_P：多孔質材料の温度 q_P：多孔質材料に流入する熱量 T_S：ナトリウムの温度 h_P：多孔質材料とナトリウムの熱伝達係数 δ：原子炉容器内壁面から原子炉容器内部の温
度計算までの距離 δ_P：多孔質材料の厚さ δ_S：多孔質材料表面からナトリウム内部の点ま
での距離 λ：原子炉容器の熱伝導率 λ_S：ナトリウムの熱伝導率 λ_e：多孔質材料とナトリウムからなる混合媒質
の有効熱伝導率 である。初期条件は ｔ＝０で Ｔ＝T₀，T_P＝T₀ (16) とする。式(10)〜（15）を（16）の条件で解くと、
原子炉容器温度の時間変化は次のようになる。

Ｔ＝a₁a₂T_S／m²＋n²｛１−e^-mtsecφcos（nt＋φ）｝
＋T₀（cos nt＋ｍ／ｎsin nt）e^-mt(17) ここで、 a₁＝h^*／ρCV，a₂＝h_P／ρ_SC_SV_P，a₃＝h^*／ρ_SC_SV_P ｍ＝a₁＋a₂＋a₃／２，n²＝a₁＋a₂−m² φ＝tan^-1（−ｍ／ｎ） (18) である。

式(8)と（17）を用いて原子炉容器壁内面に多孔
質材料を取り付けた場合と取り付けない場合の原
子炉容器の温度の時間変化を比較したものが、第
９図である。図のように、多孔質材料を取り付け
た場合、原子炉容器の時間変化が、取り付けない
場合に比べて緩やかとなり、熱衝撃が緩和され
る。この場合の時定数を比較すると ｌ＝t₁／t₂ａ／ｍ (19) となり、実際に次のような各値を代入して試算す
ると、 ρ＝7820Kg／m²，Ｃ＝0.118Kcal／Kg℃，Ｖ＝
0.08ｍ，δ＝0.04ｍ，δ_S＝0.1ｍ，λ＝14Kcal／
mh℃，λ_S＝60Kcal／mh℃，V_P＝0.1ｍ，δ_P＝
0.1ｍ，λ_e＝35.1Kcal／mh℃，ρ_S＝844Kg／m³，
C_S＝0.314Kcal／Kg℃，ｌ0.35 (20) となる。すなわち多孔質材料を取り付けたことに
よつて原子炉容器の温度変化率が、多孔質材料を
取り付けない場合の約35％に緩和される。

ナトリウム液面が下降し、今までナトリウム液
面下に没していた部分がカバーガス領域にさらさ
れた場合についても同様にして計算できる。ここ
では、その結果のみを示す。第１０図は、ナトリ
ウム液面下降時の原子炉容器温度の時間変化を、
多孔質材料を取り付けた場合と取り付けない場合
について比較したものである。この場合の時定数
を比較すると次のようになる。

ｌ＝t₁／t₂0.01 (21) すなわち、多孔質材料を取り付けた場合、原子炉
容器の温度降下率が取り付けない場合の約１％に
まで緩和されることを示している。これは、多孔
質材料の空孔中に保持された高温ナトリウムの存
在によつて熱が原子炉容器からカバーガス領域へ
逃げてゆくのが押えられているためである。

以上に示したように原子炉容器内壁に多孔質材
料を取り付けた場合には、ナトリウム液面の上下
変動に伴う急激な温度変化が、直接、原子炉容器
に加わるのを防止し、原子炉容器の熱衝撃を緩和
する効果がある。

以上が本発明の一実施例であるが、多孔質材料
は、第３図および第４図に示した構造のものだけ
でなく、ワイヤーメツシユを組み合わせた材料、
繊維状の材料、箔や板を成形して空孔や毛細管を
作成したものなどであつても、空孔に冷却材が浸
透する構造であれば、同様の効果がある。

また実施例では原子炉容器内壁に多孔質材料を
取り付けた場合について述べたが、主中間熱交換
器、主循環ポンプなどの炉内構造物および原子炉
に限らず、同様の問題を生じるタンクや容器など
に対しても利用できる。

〔発明の効果〕

本発明によれば、原子炉容器内壁に取り付けた
多孔質材料中にナトリウムが浸透することによつ
て、ホツトプレナム内の高温ナトリウムの熱が、
ナトリウム液面上部のカバーガス領域に位置する
多孔質材料中の熱伝導によつてナトリウム液面よ
り上方へ輸送される。この熱が原子炉容器壁に伝
達され、ナトリウム液面下とカバーガス領域の間
の原子炉容器の温度勾配を低減し、原子炉容器に
加わる熱応力を緩和できる。さらに過渡運転時な
どに発生するナトリウム液面の上下変動に伴う急
激な温度変化が直接、原子炉容器に加わるのを防
止し、原子炉容器の熱衝撃を緩和できる。

【図面の簡単な説明】

第１図は従来例によるタンク型高速増殖容器内
の構造図、第２図は本発明の一実施例のタンク型
高速増殖炉容器内の構造図、第３図は本発明の一
実施例の透視図、第４図は本発明の一実施例の断
面図、第５図は本発明のナトリウム液面近傍にお
ける温度勾配緩和効果を示す温度分布図、第６図
は毛細管の半径と毛管現象によるナトリウムの上
昇高さの関係線図、第７図は多孔質材料を取り付
けない場合におけるナトリウム液面上昇時の原子
炉容器の温度変化計算体系説明図、第８図は多孔
質材料を取り付けた場合におけるナトリウム液面
上昇時の原子炉容器の温度変化計算体系説明図、
第９図はナトリウム液面上昇時の原子炉容器温度
の時間変化を示す線図、第１０図はナトリウム液
面下降時の原子炉容器温度の時間変化を示す線図
である。 １…原子炉容器、２…ルーフスラブ、３…主中
間熱交換器、４…１次主循環ポンプ、５…炉心、
６…炉心上部機構、７…ホツトプレナム、８…コ
ールドプレナム、９…隔壁、１０…熱遮蔽板、１
１…原子炉容器冷却流路。

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. １ 原子炉容器内に炉心の冷却材である液体金属
   を有する原子炉において、冷却材の自由液面付近
   の原子炉容器壁に、空孔を多数有し、その空孔内
   に冷却材が浸透する材料を取り付けたことを特徴
   とする原子炉容器。