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原子炉容器の熱荷重緩和装置

シーズコード S090002976
掲載日 2010年3月26日
研究者
  • 笠原 直人
  • 安藤 昌教
技術名称 原子炉容器の熱荷重緩和装置
技術概要 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ため上端を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℃まで昇温し、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。即ち、原子炉容器の起動時の温度分布を成行きにまかせた場合、高温の冷却材に接した接液部と低温のガス空間部の間に昇温終了時に急激な温度勾配(温度の折曲がり部)が発生し、昇温終了時に液面近傍炉壁外面に最大応力が生ずる。これを緩和するため、原子炉容器壁の外側で、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板配置し、液面下部の高温炉壁からの輻射熱で加熱された熱伝導板により鉛直方向の伝熱を促進し、液面上部の低温炉壁を輻射加熱することで、応力の要因である鉛直方向の温度勾配を小さくする。その結果、最大応力発生位置の温度勾配は、最大応力発生時刻において滑らかになり、熱荷重が緩和される。熱伝導板の鉛直方向の設置位置は液面上部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程度とする。
画像

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S090002976_01SUM.gif
研究分野
  • 原子炉冷却系
  • 原子炉安全一般
展開可能なシーズ 原子炉容器の温度成層化界面である冷却材液面近傍の熱応力に関し、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方法を提供する。
新たに大量に部材を付加することなく、冷却材液面近傍の熱荷重を緩和することができるため、建設コストに有意な影響を与えず、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。
用途利用分野 原子炉容器、原子力発電設備
出願特許   特許 国際特許分類(IPC)
( 1 ) 日本原子力研究開発機構, . 笠原 直人, 安藤 昌教, . 原子炉容器の熱荷重緩和装置. 特開2007-206052. 2007-08-16
  • G21C  13/00     
  • G21C   1/02     

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