(57)【要約】【課題】建設コストに有意な影響を与えずに、応力の発生要因である熱荷重自体を緩和し、原子炉の安全性の向上、プラントの経済性の向上を図る。【解決手段】冷却材の液面近傍における原子炉容器の熱荷重を緩和する装置において、原子炉容器（１）壁と非接触で冷却材液面の上下に亘る範囲に熱伝導部材を設置したもので、熱伝導部材として良熱伝導性の材料からなるガードベッセル（２）、或いは良熱伝導性の材料からなる熱伝導板（２０）を設置したものである。【選択図】        図１
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
冷却材の液面近傍における原子炉容器の熱荷重を緩和する装置において、原子炉容器外に原子炉容器壁と非接触で冷却材液面の上下に亘る範囲に熱伝導部材を設置したことを特徴とする原子炉容器の熱荷重緩和装置。
【請求項２】
前記熱伝導部材がガードベッセルで支持した板であることを特徴とする請求項１記載の原子炉容器の熱荷重緩和装置。
【請求項３】
前記熱伝導部材がガードベッセル壁であることを特徴とする請求項１記載の原子炉容器の熱荷重緩和装置。
【請求項４】
前記熱伝導部材の材料が原子炉容器より良熱伝導性の材料であることを特徴とする請求項１乃至３いずれか記載の原子炉容器の熱荷重緩和装置。
【請求項５】
前記良熱伝導性の材料は高クロム系鋼であることを特徴とする請求項４記載の原子炉容器の熱荷重緩和装置。
【請求項６】
前記良熱伝導性の材料は黒鉛であることを特徴とする請求項４記載の原子炉容器の熱荷重緩和装置。
【発明の詳細な説明】
【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は原子炉容器の冷却材液面近傍の熱応力緩和、原子炉容器温度成層化界面近傍の熱応力緩和等に利用できる原子炉容器の熱荷重緩和装置に関する。
【０００２】
【従来の技術】
高速増殖炉の原子炉容器は、上端を１００℃以下に保つ必要があるコンクリート壁により支持され、炉心上部プレナムに５５０℃以上の高温冷却材を有することから、冷却材液面から上端支持部の間に鉛直方向の大きな温度勾配が生じる。特に、起動時においては昇温と液位上昇が同時進行することから勾配が厳しくなる。この結果、温度勾配の変曲点となる炉壁液面近傍部に原理的に高い熱応力が発生する。
【０００３】
これに対し、従来の熱荷重緩和方策は、液位制御装置による液位上昇の防止、炉壁冷却装置による炉壁の一様冷却、および薄肉化による曲げ応力の低減であった。また、冷却材液面の下方の原子炉容器壁から容器蓋直下まで原子炉容器と協同して断熱空間を形成するライナー部を設け、断熱空間内に遮熱材を充填して液面近傍の温度勾配を緩和するものも提案されている（特許文献１）。
【０００４】
【特許文献１】特開昭５７−８０５９４号公報
【０００５】
【発明が解決しようとする課題】
このように、従来の熱荷重緩和方策は、液位制御装置による液位上昇の防止、炉壁冷却装置による炉壁の一様冷却、および薄肉化による曲げ応力の低減であり、液位制御装置と炉壁冷却装置は物量増加によるコスト高を招き、薄肉化は他の破損モードの制限から限界があった。また、上記特許文献１においても物量増加によるコスト高を招くことになる。
【０００６】
【課題を解決するための手段】
本発明は、上記課題を解決しようとするもので、確実な動作を図るとともに、建設コストに有意な影響を与えずに、応力の発生要因である熱荷重自体を緩和し、原子炉の安全性の向上、プラントの経済性の向上を図ることを目的とする。
そのために本発明は、冷却材の液面近傍における原子炉容器の熱荷重を緩和する装置において、原子炉容器外に原子炉容器壁と非接触で冷却材液面の上下に亘る範囲に熱伝導部材を設置したことを特徴とする。
また、本発明は、前記熱伝導部材がガードベッセルで支持した板であることを特徴とする。
また、本発明は、前記熱伝導部材がガードベッセル壁であることを特徴とする。
また、本発明は、前記熱伝導部材の材料が原子炉容器より良熱伝導性の材料であることを特徴とする。
また、本発明は、前記良熱伝導性の材料は高クロム系鋼であることを特徴とする。
また、本発明は、前記良熱伝導性の材料は黒鉛であることを特徴とする。
【０００７】
【発明の実施の形態】
以下、本発明の実施の形態について説明する。
図１は原子炉容器液面近傍の応力低減を行う熱荷重緩和装置の実施の形態の例を示す図である。
原子炉容器１の壁外面には、冷却材が万一漏洩した場合にこれを受け止めるためのガードベッセル２が設置され、原子炉容器壁とガードベッセルとの間の約１５０ｍｍ幅のアニュラス空間３には、原子炉容器の保護のために不活性ガスが満たされ、ガードベッセルの外壁には断熱材８が設けられてコンクリート温度を上げないようにしている。冷却材液面９より上部の原子炉容器内壁には断熱材１０が設けられて高温の冷却材と断熱されているためこの部分の炉壁は低温状態にある。したがって、冷却材液面より下部の高温炉壁と冷却材液面より上部の低温炉壁では鉛直方向に温度分布が発生して熱応力の発生原因となる。本実施形態では、原子炉容器壁の外側に、冷却材液面の上下に亘る範囲に良熱伝導性の材料、例えば長時間安定な黒鉛等からなる熱伝導部材を配置したもので、この例では熱伝導部材として熱伝導板２０を非接触で設置して原子炉容器壁鉛直方向の伝熱を促進して熱応力を緩和することを特徴としている。
【０００８】
熱伝導板２０は図示するように、ガードベッセル等の原子炉容器外の構造物から支持する。例えば、熱伝導板の寸法は厚さ３０ｍｍ程度、長さ１５００ｍｍ程度とし、設置位置は原子炉容器壁から板表面までの距離を６０ｍｍ程度、鉛直方向位置は液面上部の板長さより液面下部の板長さを長くし、例えば液面上部の板長さ５００ｍｍ、液面下部の板長さ１０００ｍｍ程度となるようにする。
【０００９】
図２は原子炉容器冷却材液面近傍の熱荷重緩和の原理説明図であり、図２（ａ）は熱伝導板無しの場合、図２（ｂ）は熱伝導板有りの場合の図である。
前述したように、高速増殖炉の原子炉容器は、コンクリート構造物に支持されることから上端を１００℃以下に保つ必要がある。起動時には内包する冷却材の温度が２００℃から５５０℃まで昇温するため、その過程で生じる鉛直方向の局所的温度勾配により炉壁に高い熱応力が発生する。すなわち、原子炉容器の起動時の温度分布を成り行きまかせにした場合（図２（ａ））、高温の冷却材に接した接液部と低温のガス空間部の昇温終了時の急激な温度勾配（温度の折れ曲がり部）が発生し、昇温終了時に液面近傍炉壁外面（図２（ａ）のＳ点）に最大応力が生ずる。これを緩和するため、図２（ｂ）に示すように、液面下部の高温炉壁からの輻射熱で熱伝導板を加熱し、熱伝導板から液面上部の低温炉壁を輻射加熱することにより、応力の要因となっている鉛直方向の温度勾配を小さくする。その結果、最大応力発生位置Ｓにおける温度勾配は、最大応力発生時刻Ｔにおいて滑らかになり、熱荷重が緩和される。本実施形態では、簡素な熱伝導板を付加するだけであるので安価な上、非接触かつ静的構造物であるため確実に動作することが特徴である。
【００１０】
図３は輻射による等価熱伝達係数と使用温度との関係を示す図である。
平行平面間の輻射伝熱の大きさは数１式で表される。
【００１１】
【数１】
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【００１２】
ただし、ε１  、ε２  は材料に依存する射出率（受熱量に対する輻射熱量の比）で、ステンレス製の炉壁と、高クロム系鋼、例えば１２Ｃｒ鋼では０．１以上、黒鉛の場合は０．８以上の値である。また、σはステファンボルツマン定数である。ステンレス製の炉壁と黒鉛の熱伝導板を想定し、熱伝導板の効果を小さめに見積もる射出率の最小値ε１  ＝０．１、ε２  ＝０．８を数１式に代入し、等価熱伝達係数ｈｅｑとＴ（℃）＝Ｔ１  ＝Ｔ２  （均熱状態）の関係を計算すると図３のようになる。図３において、横軸は炉壁、熱伝導板（黒鉛）の温度（Ｔ）、縦軸は等価熱伝達係数（ｈｅｑ）で、炉壁および熱伝導板の温度が高温になるにつれ急激に熱伝達係数が増加し、６００℃近傍では輻射加熱によりガス強制循環熱伝達（５Ｗ／ｍ２  Ｋ程度）に近い熱伝達が行われることが予想できる。
【００１３】
原子炉容器液面近傍熱応力の熱伝導板による熱荷重緩和の効果を検証するため、熱伝導板無し、熱伝導板有りの場合について、原子炉起動時に生じる最大応力を有限要素法を用いた数値実験により求めて比較した。
【００１４】
ここでは熱伝導板として黒鉛または１２Ｃｒ鋼を使用した場合の解析を行った。ただし、黒鉛は結晶構造により熱伝導率が大きく異なるため、熱伝導板の効果が過少評価となる小さめの熱伝導率を用いることとした。ステンレス製の炉壁物性値一覧を表１に示す。
【００１５】
【表１】
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【００１６】
また、熱伝導板物性値（黒鉛）を表２に、熱伝導板物性値（１２Ｃｒ鋼）を表３にそれぞれ示す。
【００１７】
【表２】
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【００１８】
【表３】
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【００１９】
また、射出率も小さめの値を仮定し、ステレス製の炉壁と１２Ｃｒ鋼で０．１、黒鉛で０．８を表４のように使用した。
【００２０】
【表４】
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【００２１】
荷重条件は、原子炉起動時にかかる熱荷重を模擬して、内部ナトリウム温度を２００℃から６００℃まで上昇させて解析を行った。昇温速度は２００℃から４００℃までを毎時１５℃、４００℃から６００℃までを毎時２０℃とした。また、ナトリウム温度の上昇に伴う液面の上昇を考慮した。ナトリウム液面の上昇は２００℃から４００℃の上昇区間で８８０ｍｍ、以後４００℃から６００℃の区間で３５０ｍｍそれぞれ上昇することとした。解析モデルの作成には有限要素解析用メッシュ生成プログラムＦＥＭＡＰ  ｖ７．１を用い、解析ツールには汎用非線形構造システムＦＩＮＡＳ  ｖ１４を用いた。
【００２２】
図１を基に作成した解析メッシュを図４に、熱伝導板部分を拡大した解析メッシュを図５に示す。また、解析に用いた要素の一覧を表５に示す。
【００２３】
【表５】
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【００２４】
図６は解析の結果得られた熱伝導板の有無による発生応力の違いを示す図で、横軸は発生応力Ｓｎ（ＭＰａ）、縦軸は軸方向座標（ｍｍ）であり、熱伝導板による応力緩和方策の無いケース、黒鉛熱伝導板を施したケース、１２Ｃｒ鋼熱伝導板を施したケースの３パターンの解析結果を示している。
解析結果は強度設計の指標として使用される炉壁外表面の応力強さ範囲（Ｓｎ）を算出し示した。計算結果より熱伝導板の射出率と熱伝導率の違いによりＳｎが変動することが分かる。熱伝導板として射出の良好な黒鉛を用いた解析から得られた結果は、熱伝導板を考慮しないケースに比べ、Ｓｎの最大値が約５９０ＭＰａから約４３０ＭＰａへと約２７％減少している。また、熱伝導板として１２Ｃｒ鋼を用いた解析結果では、Ｓｎの最大値が約５００ＭＰａと約１５％減少することが確認された。このことから、熱伝導板を使用した簡素な設備により、炉壁に生じる熱応力を有意に緩和させられることが検証できた。
【００２５】
次に新たに部材を付加することなく材料の変更のみで原子炉容器の熱荷重を緩和する例を説明する。
図７は原子炉容器液面近傍の応力低減を行う熱荷重緩和装置の実施の形態の他の例を示す図である。
通常、ガードベッセルは原子炉容器と同じ材料で作られるが、本実施形態ではガードベッセル２の材料を原子炉容器より熱伝導性が良好な材料に変更してガードベッセル２を熱伝導部材とし、ガードベッセルが炉壁と輻射によって熱的に結合して原子炉容器壁鉛直方向の伝熱を促進し、液面近傍の熱応力を緩和することを特徴としており、原子炉容器の構成は熱伝導板がない点を除いて図１の場合と同じである。
【００２６】
図８は本実施形態の原子炉容器冷却材液面近傍の熱荷重緩和の原理説明図であり、図８（ａ）はガードベッセル無しの場合、図８（ｂ）は良熱伝導材ガードベッセル有りの場合の図である。
図２で説明したと同様に、起動時には内包する冷却材の温度が２００℃から５５０℃まで昇温するため、その過程で生じる鉛直方向の局所的温度勾配により炉壁に高い熱応力が発生し（図８（ａ））、高温の冷却材に接した接液部と低温のガス空間部の昇温終了時の急激な温度勾配（温度の折れ曲がり部）によって、昇温終了時に液面近傍炉壁外面（図８（ａ）のＳ点）に最大応力が生ずる。これを緩和するため、図８（ｂ）に示すように、液面下部の高温炉壁からの輻射熱で良熱伝導材ガードベッセルを加熱し、良熱伝導材ガードベッセルから液面上部の低温炉壁を輻射加熱することにより、応力の要因となっている鉛直方向の温度勾配を小さくする。その結果、最大応力発生位置Ｓにおける温度勾配は、最大応力発生時刻Ｔにおいて滑らかになり、熱荷重が緩和される。本実施形態では、新たに付加する部材は一切なく、建設コストに影響を与えず、非接触かつ静的構造物であるため確実に動作することが特徴である。
【００２７】
図９は輻射による等価熱伝達係数と使用温度との関係を示す図（図３に対応）で、横軸は炉壁、ガードベッセル（高クロム系鋼、例えば１２Ｃｒ鋼）の温度（Ｔ）、縦軸は等価熱伝達係数（ｈｅｑ）である。
本実施形態では原子炉容器壁と１２Ｃｒ鋼製ガードベッセルの射出率を小さめに仮定し、数１式にε１  ＝０．１、ε２  ＝０．１を代入し、等価熱伝達係数ｈｅｑとＴ（℃）＝Ｔ１  ＝Ｔ２  （均熱状態）の関係を計算したものであり、炉壁およびガードベッセル（高クロム系鋼、例えば１２Ｃｒ鋼）の温度が高温になるにつれ急激に熱伝達係数が増加し、６００℃近傍ではガードベッセルを通しての輻射加熱により良好な熱伝達が行われることが予想できる。
【００２８】
特別な熱応力緩和措置を施さない簡素な３１６ＦＲ  鋼製容器とガードベッセルからなる原子炉構造を対象とし、ガードベッセルによる輻射加熱を考慮しない場合、原子炉容器と同じ３１６ＦＲ  鋼製ガードベッセルが存在した場合、良熱伝導材である１２Ｃｒ鋼製ガードベッセルが存在した場合について、原子炉起動時に６００℃まで昇温した場合の生じる最大応力の違いを数値実験により求めて比較した。
【００２９】
解析に使用した炉壁物性値は表１に示したもの、ガードベッセルの良熱伝導材の物性値は表２（１２Ｃｒ鋼）に示したものであり、不確定性のある射出率については熱応力緩和の効果を小さめに見積もるため、ε１  ＝０．１、ε２  ＝０．１を使用した。荷重条件、解析モデルの作成、解析ツールは熱伝導板の場合と同じである。
【００３０】
図７を基に作成した解析メッシュを図１０に、液面近傍部分を拡大した解析メッシュを図１１に示す。
【００３１】
図１２は解析の結果得られた発生応力の違いを示す図（図６に対応）で、横軸は発生応力Ｓｎ（ＭＰａ）、縦軸は軸方向座標（ｍｍ）であり、ガードベッセルによる輻射加熱を考慮しないケース、ガードベッセルの材質を１２Ｃｒ鋼としたケース、３１６ＦＲ  鋼としたケースの３パターンの解析結果を示している。
解析結果はそれぞれ設計における強度評価の指標となる応力強さ範囲（Ｓｎ）の炉壁外表面に沿った鉛直方向分布に従って示した。ガードベッセルとして１２Ｃｒ鋼を用いた場合は、ガードベッセルによる輻射加熱を考慮しないケースに比べ、Ｓｎの最大値が約５９０ＭＰａから約５１９ＭＰａへと約１２％減少している。また、ガードベッセルの材質に３１６ＦＲ  鋼を用いた解析結果では、Ｓｎの最大値が約５６２ＭＰａと約４．７％減少することが分かった。このことから、ガードベッセルの材料を通常材から良熱伝導材に変更することによって、顕著な熱荷重緩和を達成できることが確認された。
【００３２】
【発明の効果】
以上のように本発明によれば、原子炉容器外に原子炉容器壁と非接触で冷却材液面の上下に亘る範囲に熱伝導部材を設置したことにより冷却材液面近傍の熱荷重を緩和することができる。
特に、熱伝導部材として熱伝導板を設置する場合は、単に簡素な熱伝導板を付加するだけで冷却材液面近傍の熱荷重を緩和することができ、安価な上、非接触かつ静的構造物であるため確実に動作させることができる。
また、熱伝導部材としてガードベッセル壁を用いる場合には、新たに付加する部材なしに冷却材液面近傍の熱荷重を緩和することができ、建設コストに影響を与えず、非接触かつ静的構造物であるため確実に動作させることができる。
【図面の簡単な説明】
【図１】原子炉容器液面近傍の応力低減を行う熱荷重緩和装置の実施の形態の例を示す図である。
【図２】原子炉容器冷却材液面近傍の熱荷重緩和の原理説明図である。
【図３】輻射による等価熱伝達係数と使用温度との関係を示す図である。
【図４】解析メッシュを示す図である。
【図５】熱伝導板部分を拡大した解析メッシュを示す図である。
【図６】解析の結果得られた熱伝導板の有無による発生応力の違いを示す図である。
【図７】原子炉容器液面近傍の応力低減を行う熱荷重緩和装置の実施の形態の他の例を示す図である。
【図８】原子炉容器冷却材液面近傍の熱荷重緩和の原理説明図である。
【図９】輻射による等価熱伝達係数と使用温度との関係を示す図である。
【図１０】解析メッシュを示す図である。
【図１１】液面近傍部分を拡大した解析メッシュ図である。
【図１２】解析の結果得られた発生応力の違いを示す図である。
【符号の説明】
１…原子炉容器、２…ガードベッセル、３…アニュラス空間、８、１０…断熱材、９…冷却材液面、２０…熱伝導板。
【図１】
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【図２】
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【図３】
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【図４】
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【図５】
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【図６】
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【図７】
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【図８】
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【図９】
2004264241.tif 000017
【図１０】
2004264241.tif 000018
【図１１】
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【図１２】
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