(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
炉心を収納した原子炉容器内に、液体金属の冷却材を充填した液面上部に不活性ガス充填空間が形成されている有液面空間を設けた原子炉容器構造において、
前記有液面空間の容器壁面内側に原子炉定常運転時の冷却材液面より高い位置まで有底内筒を設置することにより、前記容器壁面と前記内筒との間に形成されて上端まで前記冷却材を充填可能とされる冷却材滞留槽と、
前記冷却材を前記冷却材滞留槽に供給するとともに、前記有液面空間内から前記冷却材を回収する冷却材供給・回収系統とを備え、
前記冷却材供給・回収系統は、冷却系から流入する前記冷却材が炉心を冷却した後に前記有液面空間を通って前記冷却系に戻る炉心冷却系統から独立した系統とされ、
原子炉の起動前に前記冷却材滞留槽の上端まで前記冷却材を充填しておき、起動時の温度上昇による膨張で前記冷却材を前記有液面空間内に溢流させることを特徴とする原子炉容器構造。
【請求項２】
請求項１に記載の原子炉容器構造を備えている原子炉の運転方法において、
前記冷却材滞留槽の上端まで前記冷却材を供給するとともに、前記有液面空間内に充填されている前記冷却材から前記冷却材滞留槽への供給量と同量を回収する準備工程を備えていることを特徴とする原子炉の運転方法。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、たとえば高速増殖炉（Fast  Breeder  Reactor：ＦＢＲ）等の高速炉に適用される原子炉容器構造及び原子炉の運転方法に係り、特に、ホットベッセルに好適な原子炉容器構造及び原子炉の運転方法に関する。
【背景技術】
【０００２】
従来、高速増殖炉等の高速炉では、たとえば図１０に示すように、ホットベッセルと呼ばれる原子炉容器構造がある。この原子炉容器１０では、冷却材としてナトリウムのような液体金属が用いられており、冷却系に接続されたコールドレグ配管１７Ｃから原子炉容器１０の下部プレナム１９に流入した液体ナトリウムＮａは、図中に矢印Ｆで示すように、炉心１１を下から上に通過する過程で加熱され、定格運転時には高温（約５５０℃）で使用される。なお、加熱された液体ナトリウムＮａは、上部プレナム１４からホットレグ配管１７Ｈを通って冷却系に戻される。
【０００３】
図示の原子炉容器１０は、冷却材バウンダリを構成する重要機器であり、冷却材の一例として液体ナトリウムが使用されている。このような原子炉容器１０内は、化学的に活発な冷却材であるナトリウムが空気と触れることを防ぐため、液体ナトリウムＮａの上部にバッファとして、たとえばアルゴン（Ａｒ）等の不活性ガスを充填した不活性ガス充填空間Ｇを設けた有液面構造となっている。なお、図中の符号Ｌは、液体ナトリウムＮａの液位を示している。
【０００４】
また、上述した原子炉容器１０内は、隔壁１３によって上下に仕切られ、上部プレナム１４及び中間プレナム１８を形成している。隔壁１３は、炉心１１から加熱を受けて上部プレナム１４に流入した高温の液体ナトリウムＮａが、中間プレナム１８へとバイパスすることを防止し、炉心１１を支持するスカート部１２等の据付部を低温に保つ。
上述した不活性ガスは、上部プレナム１４内に充填されている。すなわち、上部プレナム１４は、原子炉容器１０内における有液面空間となる。
なお、ルーフデッキ１５は、原子炉容器１０Ａの据付部を低温に保つために冷却されている。
図中の符号１６は、上部プレナム１４内に液体ナトリウムＮａを供給して充填するナトリウム充填系である。
【０００５】
このため、原子炉容器１０の炉壁１０ａにおいては、図９の「液位上昇の場合」に示すように、液体ナトリウムＮａが存在する冷却材接液部と、不活性ガス充填空間Ｇとの間において、軸方向に大きな温度勾配を生じ、冷却材の液面近傍部に高い熱応力が発生する。この熱応力は、以下に説明する理由により、特に原子炉の起動時に大きくなる。
【０００６】
原子炉の停止時においては、冷却材として使用する液体ナトリウムＮａの凍結を防ぐ目的から、液体ナトリウムＮａが約２００℃に保温されている。
これに対し、原子炉の起動時には、炉心１１からの加熱を受けて液体ナトリウムＮａの温度が上昇するので、体積膨張に伴って液体ナトリウムＮａの液位もＬ２からＬ３に上昇する。なお、この場合の液位Ｌ３は、原子炉定常運転時の冷却材液面となる。
【０００７】
しかし、原子炉容器の材料であるオーステナイト系ステンレス鋼は、その熱伝導性が低いため、液体ナトリウムＮａの液面より上の領域、すなわち液体ナトリウムＮａと接液していない領域では温度の追従が遅くなる。従って、図９の「液位上昇の場合」に実線で示すように、原子炉容器１０の炉壁１０ａには、液面近傍部（液位Ｌ３の液面よりやや上の領域）に大きな温度勾配が生じて高い熱応力を発生する。
【０００８】
原子炉容器の壁面（上述した炉壁１０ａ）に発生する熱応力を緩和する従来技術としては、たとえば特許文献１に開示されているように、原子炉容器の内側に内筒を設置し、容器と内筒の間に炉心入口側の冷却材を流し、冷却材の通過流量を調節して原子炉容器壁の熱応力を緩和するもの（コールドベッセル）がある。
また、特許文献２には、液面熱ラチェット現象の発生を防止するため、原子炉起動時において、原子炉容器内に設置した電磁ポンプを作動させ、冷却材となる液体金属の液位を変化させる高速炉が開示されている。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００９】
【特許文献１】特開平１０−１６０８８３号公報
【特許文献２】特開平８−１５４８７号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【００１０】
上述したように、ホットベッセルの原子炉容器構造においては、原子炉の起動時に液体ナトリウムＮａの温度が上昇し、これに伴う熱膨張によって液体ナトリウムＮａの液位Ｌも上昇する。このような原子炉容器１０の炉壁１０ａでは、図９に示す「液位上昇の場合」、液体ナトリウムＮａの液面近傍において軸方向に大きな温度勾配が生じるので、液面近傍部の熱応力は大きなものとなる。
【００１１】
このため、原子炉の供用期間中には、起動・停止を繰り返すことにより、原子炉容器１０に対して上述した熱応力が繰り返し発生することになる。従って、この熱応力が大きい場合には、起動のたびに原子炉容器１０の径が縮む変形（液面ラチェット）や、クリープ疲労による破損の発生が懸念される。
さらに、原子炉容器１０の健全性を確保するためには、起動にかける日数を長くし、炉壁１０ａが緩やかな温度上昇をするように、ゆっくりと起動する必要がある。しかし、原子炉を発電等の商用運転に使用するような場合には、起動に要する時間を短縮して定格運転時間を可能な限り延長することが望ましい。
このような熱応力に起因する懸念は、起動時のみならず、通常停止時、緊急停止時にも生じるものである。
【００１２】
このような背景から、ホットベッセルの原子炉容器構造においては、原子炉容器の信頼性や運用性をより一層向上させるため、原子炉容器の壁面に発生する熱応力を緩和する方策が必要となる。この方策は、追加設備を最小限に抑え、高い耐熱成立性を有することが望ましい。
本発明は、上記の事情に鑑みてなされたものであり、その目的とするところは、原子炉の起動時等に発生する原子炉容器壁面の熱応力を緩和できる原子炉容器構造及び原子炉の運転方法を提供することにある。
【課題を解決するための手段】
【００１３】
本発明は、上記の課題を解決するため、下記の手段を採用した。
本発明に係る原子炉容器構造は、炉心を収納した原子炉容器内に、液体金属の冷却材を充填した液面上部に不活性ガス充填空間が形成されている有液面空間を設けた原子炉容器構造において、前記有液面空間の容器壁面内側に原子炉定常運転時の冷却材液面より高い位置まで有底内筒を設置することにより、前記容器壁面と前記内筒との間に形成されて上端まで前記冷却材を充填可能とされる冷却材滞留槽と、前記冷却材を前記冷却材滞留槽に供給するとともに、前記有液面空間内から前記冷却材を回収する冷却材供給・回収系統とを備え、前記冷却材供給・回収系統は、冷却系から流入する前記冷却材が炉心を冷却した後に前記有液面空間を通って前記冷却系に戻る炉心冷却系統から独立した系統とされ、原子炉の起動前に前記冷却材滞留槽の上端まで前記冷却材を充填しておき、起動時の温度上昇による膨張で前記冷却材を前記有液面空間内に溢流させることを特徴とするものである。
【００１４】
このような原子炉容器構造によれば、有液面空間の容器壁面内側に原子炉定常運転時の冷却材液面より高い位置まで有底内筒を設置することにより、容器壁面と内筒との間に形成されて上端まで冷却材を充填可能とされる冷却材滞留槽と、冷却材を冷却材滞留槽に供給するとともに、有液面空間内から冷却材を回収する冷却材供給・回収系統とを備え、冷却材供給・回収系統は、冷却系から流入する冷却材が炉心を冷却した後に有液面空間を通って冷却系に戻る炉心冷却系統から独立した系統とされ、原子炉の起動前に冷却材滞留槽の上端まで冷却材を充填しておき、起動時の温度上昇による膨張で冷却材を有液面空間内に溢流させるので、原子炉の起動前に冷却材滞留槽の上端まで冷却材を充填しておくと、起動時の温度上昇により膨張した冷却材が冷却材滞留槽から液面の低い有液面空間内に溢流する。従って、原子炉の起動時には、原子炉容器の壁面と接する冷却材の液面高さを冷却材滞留槽の上端と一致させて、一定に保つことができる。
また、たとえば原子炉の起動時には、冷却材滞留槽に充填された冷却材と同量が有液面空間内から回収できるので、冷却材バウンダリ内の冷却材量は所定の充填量に維持できる。
【００１５】
本発明に係る原子炉の運転方法は、上記の原子炉容器構造を備えている原子炉の運転方法であって、前記冷却材滞留槽の上端まで前記冷却材を供給するとともに、前記有液面空間内に充填されている前記冷却材から前記冷却材滞留槽への供給量と同量を回収する準備工程を備えていることを特徴とするものである。
【００１６】
このような原子炉の運転方法によれば、冷却材滞留槽の上端まで冷却材を供給するとともに、有液面空間内に充填されている冷却材から冷却材滞留槽への供給量と同量を回収する準備工程を備えているので、原子炉起動時の温度上昇により膨張した冷却材は冷却材滞留槽から液面の低い有液面空間内に溢流する。このため、原子炉の起動時には、原子炉容器の壁面と接する冷却材の液面高さを冷却材滞留槽の上端と一致させ、一定に保つことができる。
また、たとえば原子炉の起動時には、冷却材滞留槽に充填された冷却材と同量が有液面空間内から回収できるので、冷却材バウンダリ内の冷却材量は所定の充填量に維持できる。
【発明の効果】
【００１７】
上述した本発明によれば、原子炉の起動時において、原子炉容器の壁面と接する冷却材の液面高さが冷却材滞留槽の上端と一致する一定位置に保たれる。この結果、原子炉容器の壁面においては、軸方向の温度勾配が緩和されて発生する熱応力も小さくなるので、原子炉容器の信頼性や運用性がより一層向上するという顕著な効果を得られる。
また、上述した本発明は、内筒及び冷却系の改造により実施できるため、追加設備を最小限に抑え、しかも、高い耐熱成立性を有している。
【図面の簡単な説明】
【００１８】
【図１】本発明に係る原子炉容器構造の一実施形態を示す図で、（ａ）は原子炉容器構造の概要を示す縦断面図、（ｂ）は（ａ）のＡ−Ａ断面図である。
【図２】図１の原子炉容器構造において、原子炉起動前に冷却材が保温されている状態の冷却材液位が示されている。
【図３】図１の原子炉容器構造において、冷却材の冷却材滞留槽への供給時の液位が示されている。
【図４】図１の原子炉容器構造において、充填量と同量の冷却材を回収する冷却材回収時の液位が示されている。
【図５】図１の原子炉容器構造において、冷却材の供給及び回収が完了した起動準備完了時（原子炉起動前）の液位が示されている。
【図６】図１の原子炉容器構造において、温度上昇を生じた原子炉起動時の液位が示されている。
【図７】図１の原子炉容器構造において、冷却材の液位が安定した原子炉定常運転時の液位が示されている。
【図８】図１の原子炉容器構造において、原子炉を停止した場合の液位が示されている。
【図９】原子炉容器内の冷却材液面が「液位上昇の場合」及び「液位一定の場合」について、原子炉容器壁面の温度勾配を示す図である。
【図１０】従来の原子炉容器構造例を示す縦断面図である。
【発明を実施するための形態】
【００１９】
以下、本発明に係る原子炉容器構造及び原子炉の運転方法の一実施形態を図面に基づいて説明する。
図１に示す実施形態の原子炉容器１０Ａは、高速増殖炉等の高速炉に適用されるホットベッセルと呼ばれるものであり、炉壁１０ａの内部空間に炉心１１を収納している。この炉心１１は、原子炉容器１０Ａ内でスカート部１２等の据付部により支持されている。
【００２０】
原子炉容器１０Ａの内部は、炉心１１の上端部側に隔壁１３を設けて上部プレナム１４及び中間プレナム１８を形成している。なお、中間プレナム１８の下方には、下部プレナム１９が形成されている。
上部プレナム１４は、液体金属である液体ナトリウムＮａ等の冷却材が充填されるとともに、液体ナトリウムＮａの液面上部にアルゴン等の不活性ガス充填空間Ｇが形成される空間であり、原子炉容器１０Ａ内に設けた有液面構造の空間領域となる。なお、液体ナトリウムＮａは、上述した従来構造と同様に、図示を省略したコールドレグ配管から原子炉容器１０の下部プレナム１９に流入し、炉心１１を下から上に通過する過程で加熱された後に、上部プレナム１４からホットレグ配管を通って冷却系に戻される。
【００２１】
原子炉容器１０Ａの内部には、炉壁１０ａの内側に設置された内筒２０を備えている。この内筒２０は、下端部側を炉壁１０ａに結合して形成された内筒底面２１を有している。この結果、原子炉容器１０Ａの内側には、炉壁１０ａより小径で内筒底面２１を有する有底内筒の内筒２０が設置されているので、炉壁１０ａの内側と内筒２０の外壁面との間には、冷却材である液体ナトリウムＮａを滞留させるための空間である冷却材滞留槽２２が形成されている。
この内筒２０は、上述した有液面空間の上部プレナム１４内において、原子炉定常運転時の冷却材液位Ｌ３よりも高い位置まで設けられている。
なお、内筒２０の下端部及び内筒底面２１は、原子炉トリップ時の熱過渡が厳しい上部プレナム１４に隣接することは望ましくないため、隔壁１３よりやや下方の中間プレナム１８側に設けられている。
【００２２】
また、原子炉容器１０Ａには、冷却材の液体ナトリウムＮａを冷却材滞留槽２２に供給するとともに、上部プレナム１４内から液体ナトリウムＮａを回収する冷却材供給・回収系統として、液体ナトリウムＮａの貯蔵タンク等の供給源に接続されたナトリウム充填系３０が設けられている。
このナトリウム充填系３０は、冷却材滞留槽２２に液体ナトリウムＮａを供給して充填する充填流路３１と、上部プレナム１４内から液体ナトリウムＮａを吸入して回収する回収流路３２とに分岐している。なお、分岐後の充填流路３１及び回収流路３２には、それぞれ充填時及び回収時に開操作する仕切弁３３，３４が設置されている。また、充填流路３１の下端は内筒底面２１近傍まで達し、必要に応じて冷却材滞留槽２２の液体ナトリウムＮａを回収できる。
【００２３】
充填流路３１は、冷却材滞留槽２２に液体ナトリウムＮａを供給して充填する流路であり、原子炉の起動時等において、冷却材滞留槽２２の液面を調整するために使用される。このとき、仕切弁３３のみが開とされ、液体ナトリウムＮａは冷却材滞留槽２２の上端まで充填される。
回収流路３２は、原子炉の起動時等において、上部プレナム１４内に充填されている液体ナトリウムＮａから、冷却材滞留槽２２へ供給して充填した供給量と同量の液体ナトリウムＮａを回収するために使用される。このとき、仕切弁３４のみが開とされ、上部プレナム１４内の液体ナトリウムＮａが充填流路３１から供給した量と同量吸引され、液体ナトリウムＮａの貯蔵タンク等に回収される。
【００２４】
このような原子炉容器構造によれば、原子炉の起動前に冷却材滞留槽２２の上端まで液体ナトリウムＮａを充填しておくと、起動時の温度上昇により膨張した液体ナトリウムＮａが冷却材滞留槽２２から液面の低い上部プレナム１４内に溢流する。従って、原子炉の起動時には、原子炉容器１０Ａの壁面と接する液体ナトリウムＮａの液面高さが冷却材滞留槽２２の上端と一致し、定常運転まで変動することなく一定に保たれる。
【００２５】
以下、原子炉の起動から停止まで、ナトリウム充填系３０の操作による冷却材滞留槽２２の液位（液面）調整について説明する。
図２は、原子炉起動前の冷却材液位を示している。この場合、液体ナトリウムＮａは、冷却材バウンダリには所定量充填されており、凍結防止のために２００℃程度まで加熱されている。このとき、上部プレナム１４内の液位（原子炉容器１０Ａの底面から液面までの高さ）はＬ１であり、冷却材滞留槽２２の液面は上部プレナム１４の液位よりやや高くなっている。
【００２６】
図３は、原子炉起動前において、冷却材滞留槽２２に液体ナトリウムＮａを供給する液体ナトリウム供給時の液位を示している。この場合、図２に示した原子炉起動前の冷却材液位から、仕切弁３３を開として矢印方向に液体ナトリウムＮａを流し、冷却材滞留槽２２に対する液体ナトリウムＮａの供給を開始する。この結果、冷却材滞留槽２２内の液体ナトリウムＮａは、充填量分だけ液面が上昇する。この場合の液体ナトリウム充填量は、冷却材滞留槽２２内の液面が内筒２０の上端と一致するまでとする。
【００２７】
図４は、原子炉起動前において、上部プレナム１４内から充填量と同量の液体ナトリウムＮａを回収する冷却材回収時の液位が示されている。この場合、図２及び図３に示した原子炉起動前の冷却材液位状態から、仕切弁３４を開として矢印方向に液体ナトリウムＮａを流し、冷却材滞留槽２２内の液面が内筒２０の上端と一致するまで供給した液体ナトリウム充填量と同量を上部プレナム１４から吸引して回収する。
この結果、上部プレナム１４内の液位はＬ１からＬ１−を経て、図５に示す液位Ｌ２に低下する。この操作により、冷却材バウンダリに充填されている液体ナトリウムＮａの充填量は、当初の所定量から変動することはない。
【００２８】
図５は、冷却材供給・回収が完了した原子炉起動前の液位を示している。この状態では、仕切弁３３，３４が閉じられ、液体ナトリウムＮａの充填及び回収はなく、原子炉を起動する準備が完了した状態となる。
図６は、図５の液位状態から原子炉の起動操作を開始した場合（原子炉起動時）の液位を示している。この場合、原子炉の起動により液体ナトリウムＮａが温度上昇するので、冷却材バウンダリの液体ナトリウムＮａが温度上昇に伴って膨張する。この結果、上部プレナム１４内の液位Ｌ２からＬ２＋に上昇するとともに、冷却材滞留槽２２の液体ナトリウムＮａが溢流して上部プレナム１４内に流下する。
【００２９】
図７は、原子炉が定常運転されている場合（原子炉定常運転時）の液位を示している。この場合、上部プレナム１４内の液体ナトリウムＮａは液位Ｌ３となり、冷却材滞留槽２２の液体ナトリウムＮａは液面が内筒２０の上端と一致した状態にある。
図８は、原子炉を停止した場合の液位が示されている。この場合、液体ナトリウムＮａは温度降下に伴い収縮するので、上部プレナム１４内の液位は定常運転時の液位Ｌ３から降下し液位Ｌ３−を経て、最終的には凍結防止の加熱温度まで低下し、図２に示す原子炉起動前の冷却材液位Ｌ１となる。
【００３０】
このように、上述した実施形態の原子炉容器１０Ａでは、原子炉を起動する際の運転方法が、冷却材滞留槽２２の上端まで冷却材の液体ナトリウムＮａを供給するとともに、上部プレナム１４内に充填されている液体ナトリウムＮａから冷却材滞留槽２２への供給量と同量を回収する準備工程を実施できる。すなわち、上述したナトリウム充填系３０の操作による冷却材滞留槽２２の液位（液面）調整において、図２から図４に示した液位調整を行う準備工程が実施可能となる。
【００３１】
このような原子炉の運転方法において、準備工程は、冷却材滞留槽２２の上端まで液体ナトリウムＮａを供給し、かつ、上部プレナム１４内に充填されている液体ナトリウムＮａから、冷却材滞留槽２２に供給した液体ナトリウム量と同量を回収するので、原子炉起動時の温度上昇により膨張した液体ナトリウムＮａは、冷却材滞留槽２２から液面の低い上部プレナム１４内に溢流する。
この結果、原子炉起動時において、原子炉容器１０Ａの炉壁１０ａと接する液体ナトリウムＮａの液面高さは、原子炉起動時の温度変化により膨張しても、冷却材滞留槽２２の上端と常に一致して一定に保たれる。
【００３２】
このようにして、原子炉起動時に炉壁１０ａと接する液体ナトリウムＮａの液位を一定に保つことができると、図９に示す「液位一定の場合」のように、液体ナトリウムＮａの液面近傍において軸方向に生じていた大きな温度勾配を低減でき、この結果、液面近傍部の熱応力も小さくなる。
このため、原子炉の供用期間中に起動・停止を繰り返しても、原子炉容器１０Ａに対して繰り返し発生する熱応力を低減できるので、起動のたびに原子炉容器１０Ａの径が縮む変形（液面ラチェット）やクリープ疲労による破損の問題を低減または解消することができる。
また、液体ナトリウムＮａの液位を一定に保つことができると、上述した起動時のみならず、通常停止時や緊急停止時においても、液面近傍部の熱応力を小さくするなど、熱応力に起因する懸念を軽減することができる。
【００３３】
また、上述した実施形態は、図１０に示した従来例に対する追加設備として、内筒底面２１を有する内筒２０の追設と、冷却材滞留槽２２へ冷却材の液体ナトリウムＮａを供給するナトリウム充填系３０の改造のみである。すなわち、原子炉容器１０Ａ内は単純な構造の円筒２０を追加するだけでよく、しかも、ナトリウム充填系３０の改造も大がかりなものではないから、比較的低コストで容易に実施することが可能である。
なお、本発明は上述した実施形態に限定されることはなく、たとえば冷却材や不活性ガスの種類、冷却材充填系の構成や充填・回収手順など、その要旨を逸脱しない範囲内において適宜変更することができる。
【符号の説明】
【００３４】
１０Ａ    原子炉容器
１０ａ    炉壁
１１    炉心
１２    スカート部
１３    隔壁
１４    上部プレナム
１５    ルーフデッキ
２０    内筒
２１    内筒底面
２２    冷却材滞留槽
３０    ナトリウム（Ｎａ）充填系
３１    充填流路
３２    回収流路
３３，３４    仕切弁
【図１】
0005766414.tif 000002
【図２】
0005766414.tif 000003
【図３】
0005766414.tif 000004
【図４】
0005766414.tif 000005
【図５】
0005766414.tif 000006
【図６】
0005766414.tif 000007
【図７】
0005766414.tif 000008
【図８】
0005766414.tif 000009
【図９】
0005766414.tif 000010
【図１０】
0005766414.tif 000011