JP5773710B2

JP5773710B2 - 原子炉容器構造及び原子炉の運転方法

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Publication number: JP5773710B2
Application number: JP2011081254A
Authority: JP
Inventors: 茂國嶋; 清水　亮; 亮清水
Original assignee: Mitsubishi Heavy Industries Ltd
Current assignee: Mitsubishi Heavy Industries Ltd
Priority date: 2011-03-31
Filing date: 2011-03-31
Publication date: 2015-09-02
Anticipated expiration: 2031-03-31
Also published as: JP2012215475A

Description

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。

従来、高速増殖炉等の高速炉では、たとえば図８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。

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、化学的に活性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に、液体ナトリウムＮａの上部に、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。

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１０の据付部を低温に保つために冷却されている。
また、図中の符号３０は、不活性ガス充填空間Ｇにアルゴン等の不活性ガスを供給する不活性ガス供給（充填）系である。

このため、原子炉容器１０の炉壁１０ａにおいては、図７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。

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、原子炉通常（定常）運転時の冷却材液面となる。

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７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。

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。

また、下記の特許文献３〜５には、原子炉容器の冷却材液面近傍に、冷却材（液体ナトリウム）を貯留する貯留バケットを設けて熱応力を緩和する方式が開示されており、たとえば貯留バケット内に複数の熱抵抗体を収容する構造や、貯留バケットの断面積が上部及び下部で異なる構造もある。

特開平１０−１６０８８３号公報特開平８−１５４８７号公報特開昭５９−１６３５８８号公報特開昭６０−２４７１９１号公報特開昭６１−４７５８１号公報

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７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。

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。

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、高い耐熱成立性や安全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。

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、該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して前記容器壁面と前記有底内筒との間に形成された冷却材滞留槽を備えている原子炉容器構造であって、前記有底内筒から前記原子炉容器の軸中心方向へ離間した内側に前記有液面空間の上面を形成するルーフデッキの下面に固定支持される仕切部材を設け、該仕切り部材の下端部を一連の原子炉運転状態における冷却材液位変化で最も低下する前記有液面空間の液面内まで延在させて前記有液面空間の内部を内側空間及び外側空間に分割し、不活性ガス供給系に接続されて前記内側空間に不活性ガスを供給するとともに第１開閉弁を備えた第１ガス配管と、前記第１開閉弁より上流側で前記第１ガス配管から分岐して前記外側空間に不活性ガスを供給するとともに第２開閉弁を備えた第２ガス配管とを設け、原子炉起動準備の充填完了時に、前記液体金属が、前記内側空間及び前記外側空間の不活性ガス充填圧力を相対的に変化させて生じる圧力差を利用して前記冷却材滞留槽に充填されることを特徴とするものである。

このような原子炉容器構造によれば、有底内筒から原子炉容器の軸中心方向へ離間した内側に、有液面空間の上面を形成するルーフデッキの下面に固定支持される仕切部材を設け、この仕切り部材の下端部を一連の原子炉運転状態における冷却材液位変化で最も低下する有液面空間の液面内まで延在させて有液面空間の内部を内側空間及び外側空間に分割し、不活性ガス供給系に接続されて内側空間に不活性ガスを供給するとともに第１開閉弁を備えた第１ガス配管と、第１開閉弁より上流側で第１ガス配管から分岐して外側空間に不活性ガスを供給するとともに第２開閉弁を備えた第２ガス配管とを設け、原子炉起動準備の充填完了時に、液体金属が、内側空間及び外側空間の不活性ガス充填圧力を相対的に変化させて生じる圧力差を利用して前記冷却材滞留槽に充填されるので、原子炉容器内の冷却材滞留槽に液体金属を充填するため、液体金属が空気と接触しないよう十分な配慮が必要となる専用の液体金属供給配管を新たに増設する必要はない。

そして、内部空間の不活性ガス充填圧力を外部空間より高い圧力に設定し、この圧力差により内部空間の液面を押し下げるとともに外部空間の液面を上昇させて冷却材滞留槽へ液体金属を充填するので、冷却材滞留槽の上端部まで確実に液体金属を充填することができ、原子炉の起動時においては、温度上昇により膨張した液体ナトリウムＮａが冷却材滞留槽から液面の低い上部プレナム内に溢流することによって、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。

さらに、上記の原子炉容器構造においては、不活性ガス供給系に接続されて内側空間に不活性ガスを供給するとともに第１開閉弁を備えた第１ガス配管と、第１開閉弁より上流側で第１ガス配管から分岐して外側空間に不活性ガスを供給するとともに第２開閉弁を備えた第２ガス配管とを設け、第１開閉弁及び第２開閉弁の開閉操作により圧力差を生じさせているので、仕切部材の追設及び不活性ガス供給系の変更を行う比較的簡単な構造により、起動準備等において原子炉容器内の冷却材滞留槽に液体金属を容易に充填することができる。

上記の原子炉容器構造においては、前記内側空間内及び外側空間内の液位を検出する液位検出部を備えていることが好ましく、これにより、内側空間内及び外側空間内の液面管理が可能になるので、冷却材滞留槽に液体金属を確実に充填することができる。

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、前記内部空間の不活性ガス充填圧力を前記外部空間より高い圧力に設定し、前記内部空間の液面を押し下げるとともに前記外部空間の液面を上昇させて前記冷却材滞留槽へ前記液体金属を充填する起動準備工程を備えていることを特徴とするものである。

このような原子炉の運転方法によれば、内部空間の不活性ガス充填圧力を外部空間より高い圧力に設定し、内部空間の液面を押し下げるとともに外部空間の液面を上昇させて冷却材滞留槽へ液体金属を充填する起動準備工程を備えているので、両空間に生じる圧力差を利用して冷却材滞留槽の上端部まで液体金属を確実に充填した状態での運転開始が可能になる。このため、原子炉の起動時においては、温度上昇により膨張した液体ナトリウムＮａが冷却材滞留槽から液面の低い上部プレナム内に溢流することによって、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。

上述した本発明によれば、原子炉の起動時において、温度上昇により膨張した液体ナトリウムＮａが冷却材滞留槽から液面の低い上部プレナム内に溢流することによって、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、有底内筒と仕切部材を追加する容器構造の変更と、不活性ガス供給系の簡単な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。特に、空気との接触防止対策が必要となるナトリウムのような液体金属（冷却材）配管を増設する必要がないため、プラントの信頼性や耐久性の向上に大きな効果を奏する。

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（通常運転時の液位）を示す縦断面図、（ｂ）は（ａ）のＡ−Ａ断面図である。図１の原子炉容器構造において、通常停止時の冷却材液位を示す縦断面図である。図１の原子炉容器構造において、冷却材滞留槽に対する冷却材の充填開始時の液位を示す縦断面図である。図１の原子炉容器構造において、冷却材滞留槽に対する冷却材の充填完了時の液位を示す縦断面図である。図１の原子炉容器構造において、冷却材滞留槽に対する冷却材の充填が完了し、原子炉が起動準備完了時の状態にある場合の液位を示す縦断面図である。冷却材滞留槽に対する冷却剤充填において、横軸の原子炉運転状態に対応する不活性ガス圧力を縦軸に示した不活性ガス圧力運用の説明図である。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。従来の原子炉容器構造例を示す縦断面図である。

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について、そ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。

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、スカート部１２によって仕切られた下部プレナム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１０Ａ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。

原子炉容器１０Ａの内部には、炉壁１０ａの内側に取り付けられた内筒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。このように、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、原子炉通常（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。

そして、図示の原子炉容器１０Ａ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Ｎａが使用されている。この場合、液体ナトリウムＮａは、凍結防止のため２００℃程度以下の低温とならないようにする必要があり、従って、運転状況に応じて加熱及び保温がなされている。また、原子炉容器１０Ａの内部は、化学的に活性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、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。
このような原子炉容器１０Ａの内部に対し、本実施形態では、内筒２０から液体ナトリウムＮａのスムーズな流通を可能にする程度の隙間を形成するように離間した内側に、内筒２０よりも小径の円筒形状を有する仕切部材２５が設けられている。この仕切部材２５は、上端部側がルーフデッキ１５の下面に固定支持され、下端部が後述する充填完了時の冷却材液位Ｌ５（図４参照）より下方まで延在するように設けられている。

すなわち、仕切部材２５の長さは、後述する一連の原子炉運転状態（通常運転時、通常停止時、充填開始時、充填完了時及び起動準備完了時）において、冷却材液位変化で最も液面が低下する充填完了時に、下端部が必ず液体ナトリウムＮａの液面内に入り込むように設定されている。このとき、仕切部材２５の下端部は、液体ナトリウムＮａの液面内に深く入り込む必要はなく、最も液面が低下する充填完了時においても、上部プレナム１４の内部に形成された不活性ガス充填空間Ｇを内側空間Ｇｉ及び外側空間Ｇｏに分割できればよい。

このような内側空間Ｇｉ及び外側空間Ｇｏは閉空間であり、従って、両空間の不活性ガス充填圧力を相対的に変化させることにより、両空間に生じる圧力差を利用して冷却材滞留槽２２に冷却材（液体金属）の充填が可能になる。すなわち、内側空間Ｇｉ及び外側空間Ｇｏ内の不活性ガス充填圧力を相対的に変化させると、両空間内に生じる圧力差により液体ナトリウムＮａの液位が変化するので、この液位変化を利用して冷却材滞留槽２２の上端部まで冷却材の液体ナトリウムＮａを充填することができる。

また、本実施形態では、不活性ガス充填空間Ｇにアルゴン等の不活性ガスを供給する不活性ガス供給（充填）系３０から分岐して、すなわち、内側空間Ｇｉに不活性ガスを供給する第１ガス配管３１から分岐するようにして、外側空間Ｇｏに不活性ガスを供給する第２ガス配管３２が追設されている。第１ガス配管３１及び第２ガス配管３２には、それぞれ単独での不活性ガス供給を可能にするため、第１開閉弁３３及び第２開閉弁３４が設けられている。
なお、不活性ガス供給系３０の適所には、図示省略の不活性ガス昇圧用圧縮機が設けられている。

換言すれば、上述した内側空間Ｇｉ及び外側空間Ｇｏの圧力差は、不活性ガス供給系３０に接続されて内側空間Ｇｉに不活性ガスを供給するとともに第１開閉弁３３を備えた第１ガス配管３１と、第１開閉弁３３より上流側で第１ガス配管３１から分岐して外側空間Ｇｏに不活性ガスを供給するとともに第２開閉弁を備えた第２ガス配管３２とを設け、第１開閉弁３３及び第２開閉弁３４の開閉操作により生じさせることができる。
このように、本実施形態の原子炉容器構造は、冷却材滞留槽２２を備えた原子炉容器１０Ａに対して、仕切部材２５と、第２ガス配管３２と、第１開閉弁３３と、第２開閉弁３４とを追加したことにより、冷却材の液体金属を冷却材滞留槽２２の上端部まで充填可能となる。

以下、冷却材滞留槽２２に液体ナトリウムＮａを充填する手順について、一連の原子炉運転状態（通常運転時、通常停止時、充填開始時、充填完了時及び起動準備完了時）とともに説明する。
図１に示す原子炉の通常運転時には、不活性ガス供給系３０から圧力Ｐ_０に設定された不活性ガスが供給されている。このとき、第１開閉弁３３及び第２開閉弁３４はいずれも開とされ、従って、内側空間Ｇｉ及び外側空間Ｇｏの内部は、ともに同圧のＰ_０に維持されている。なお、通常運転時における液体ナトリウムＮａの液位はＬ３であり、冷却材滞留槽２２には、上端部まで液体ナトリウムＮａが満たされている。

このような通常運転時の状態は、原子炉運転状態と不活性ガス圧力との関係を示す不活性ガス圧力運用の説明図（図６参照）において、点Ａまで継続されている。
なお、図１から図５において、第１開閉弁３３及び第２開閉弁３４は、全閉状態が黒塗りで表示されている。

図２に示す原子炉の通常停止時には、内側空間Ｇｉ、外側空間Ｇｏ及び冷却材滞留槽２２の全てにおいて、温度低下に伴って液体ナトリウムＮａの液位が低下する。この液位低下とともに、不活性ガス供給系３０の圧力は、保守作業のためＰ_０からＰ_１に低減される。すなわち、図６の不活性ガス圧力運用において、原子炉運転状態は点Ａから点Ｂに変化している。
この場合、第１開閉弁３３及び第２開閉弁３４はいずれも開であるから、内側空間Ｇｉ及び外側空間Ｇｏの内部は同圧のＰ_１に維持される。また、内部空間Ｇｉの冷却材液位はＬ２まで低下する。

図３に示す原子炉の充填開始時では、通常停止時に液面低下した冷却材滞留槽２２の上端部まで液体ナトリウムＮａを補充する。すなわち、図６に示す不活性ガス圧力運用において、原子炉運転状態は、保守作業等により点Ｂから点Ｃまで、液体ナトリウムＮａを保温しながら圧力Ｐ_１を維持する状態を継続した後、冷却材滞留槽２２に対する冷却材充填を開始する。このとき、第２ガス配管３２の第２開閉弁３４を全閉とし、かつ、不活性ガス供給系の圧力をＰ_１からＰ_２に上昇させる。

こうして冷却材充填が開始されると、図６の不活性ガス圧力運用において、不活性ガスの圧力は冷却材充填開始前の点Ｃ（図２）から冷却材充填中の領域Ｃ′（図３）を経て、冷却材充填完了の点Ｄ（図４）に変化する。
この結果、閉空間である内側空間Ｇｉと外側空間Ｇｏとの間には圧力差が生じ、高圧側（圧力Ｐ_２）の内側空間Ｇｉでは液面が冷却材液位Ｌ４まで低下し、低圧側（圧力Ｐ_１）の外側空間Ｇｏでは液面が上昇する。これは、内側空間Ｇｉと外側空間Ｇｏとの間が連通しており、液体ナトリウムＮａの流通が可能になっているためであり、内側空間Ｇｉで液面低下した液体ナトリウムＮａの容積分だけ外側空間Ｇｏの液面が上昇する。

このような液面変化により、外側空間Ｇｏ内の液体ナトリウムＮａは、液面が冷却材滞留槽２２の上端部に到達し、さらに冷却材滞留槽２２の内部に流入する。この結果、不活性ガス充填系３０の圧力調整により、液面低下した冷却材滞留槽２２の内部に液体ナトリウムＮａを充填することができ、最終的には図４に示す充填完了時の状態となる。なお、活性ガス充填系３０の圧力調整には、不活性ガス供給系３０にもともと設けられている不活性ガス昇圧用圧縮機を利用すればよい。

図４の充填完了時は、図６の不活性ガス圧力運用における点Ｄとなり、不活性ガス供給系３０の圧力がＰ_２に維持されている。
従って、内部空間Ｇｉの内部圧力はＰ_２となり、全閉の第２開閉弁３４により不活性ガス供給系３０と遮断されている外部空間Ｇｏの内部圧力は、内部空間Ｇｉ側から内部圧力Ｐ_２の影響を受けることにより、Ｐ_１からＰ_１′に上昇する。すなわち、図６の不活性ガス圧力運用図においては、圧力変化が内部空間Ｇｉと異なる場合について、外部空間Ｇｏの圧力変化は図中に一点鎖線で示されている。

そして、本実施形態の原子炉容器構造を備えた原子炉の運転方法は、内部空間Ｇｉの不活性ガス充填圧力を外部空間Ｇｏより高い圧力に設定し、内部空間Ｇｉの液面を押し下げるとともに外部空間Ｇｏの液面を上昇させて冷却材滞留槽２２へ液体ナトリウムＮａを充填する起動準備工程を備えている。
このような原子炉の運転方法によれば、内部空間Ｇｉ及び外部空間Ｇｏに生じる圧力差を利用し、冷却材滞留槽２２の上端部まで冷却材の液体ナトリウムＮａを確実に充填した状態で原子炉の運転開始が可能になる。この結果、原子炉の起動時においては、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内に溢流することによって、原子炉容器１０Ａの炉壁１０ａと接する冷却材の液面高さが冷却材滞留槽２２の上端と一致した一定位置に保たれる。

こうして冷却材の充填が完了すると、図６の不活性ガス圧力運用における点Ｄから点Ｅまで充填完了時の状態が維持される。この後、上述した充填完了時の状態から第２開閉弁３４を全開とすると内側空間Ｇｉ及び外側空間Ｇｏがともに圧力Ｐ_２となり、さらに不活性ガス供給系３０の圧力をＰ_０に上昇させると、図６に点Ｆで示す起動準備完了時の状態となる。
このとき、液体ナトリウムＮａは保温されているため温度変化はなく、冷却材滞留槽２２の内部には上端まで液体ナトリウムＮａが充填されている。また、冷却材滞留槽２２の内部を除く上部プレナム１４内の冷却材液位Ｌ６は、図４に示す充填完了時の冷却材液位Ｌ５よりやや上昇する。

このような本実施形態の原子炉容器構造によれば、有底の内筒２０から離間した内側に下端部を充填完了時の冷却材液面内まで延在させた仕切部材２５を設けることにより、有液面空間となる不活性ガス充填空間Ｇの内部を内側空間Ｇｉ及び外側空間Ｇｏに分割し、冷却材となる液体金属の液体ナトリウムＮａを冷却材滞留槽２２に充填する際には、内側空間Ｇｉ及び外側空間Ｇｏの不活性ガス充填圧力を相対的に変化させて生じる圧力差を利用した充填が可能となる。
このため、原子炉の起動準備として、原子炉容器１０Ａ内の冷却材滞留槽２２に液体ナトリウムＮａを容易かつ安全に充填できるようになる。すなわち、液体金属が空気と接触しないよう十分な配慮を必要とする液体ナトリウムＮａの液体金属供給配管を新たに増設する必要はなく、仕切部材２５の増設と不活性ガス供給系３０の簡単な改造とを実施するだけで、特に原子炉の起動時に問題となる炉壁１０ａの熱応力対策が実現する。

この熱応力対策について具体的に説明すると、図５に示す起動準備完了時のように、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、通常運転まで変動することなく一定に保たれる。

ところで、上述した原子炉容器１０Ａは、内側空間Ｇｉ内及び外側空間Ｇｏ内の液位を検出する液位検出部（不図示）を備えていることが望ましい。すなわち、内部空間Ｇ内で変化する液体ナトリウムＮａの液位を検出するため、たとえば仕切部材２５や内筒２０の壁面に液面センサを設置して不活性ガス供給系３０の圧力調整に利用すればよい。
具体的に説明すると、内部空間Ｇ内で変化する液体ナトリウムＮａの液位を段階的または連続的に検出し、上述した原子炉運転状態に対応する所定の液位まで液面変化したことを確認すれば、不活性ガス昇圧用圧縮機の運転制御を確実に行うことができる。すなわち、内側空間Ｇ内の正確な液面管理が可能になるので、冷却材滞留槽２２に対して冷却材の液体ナトリウムＮａを確実に充填することができる。

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７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、冷却材滞留槽２２を設けることにより、上述した起動時のみならず、液体ナトリウムＮａの体積が収縮する通常停止時や緊急停止時においても、炉壁１０ａと接する液体ナトリウムＮａの液面の下がり幅を小さくすることができ、液面近傍部の熱応力か小さくなるなど、熱応力に起因する懸念を軽減することができる。

また、上述した実施形態は、図８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及び仕切部材２５の追設と、上部プレナム１４に不活性ガスを供給する不活性ガス充填系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及び仕切部材２５を追加するだけでよく、しかも、不活性ガス充填系３０の改造も単純な構成で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。

上述した本実施形態の原子炉容器構造によれば、原子炉の起動時において、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、常に冷却材滞留槽２２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１０Ａ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、上述した本実施形態は、有底内筒に仕切部材を追加する容器構造の変更と、不活性ガス供給系の簡単な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。特に、空気との接触防止対策が必要となるナトリウムのような液体金属（冷却材）配管を増設する必要がないため、プラントの信頼性や耐久性の向上に大きな効果を奏する。

また、内側空間Ｇｉ及び外側空間Ｇｏの不活性ガス充填圧力を相対的に変化させて生じる圧力差を利用して冷却材滞留槽２２に冷却材の液体金属を充填する場合、圧力差の形成が内側空間Ｇｉ側の昇圧に限定されることはなく、たとえば外側空間Ｇｏ側の圧力を低下させるように逆の圧力調整を行ってもよい。

また、上述した本実施形態は、たとえば特許文献３〜５に記載されているような貯留バケット内に冷却材を充填する場合にも適用可能である。
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。

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
２５仕切部材
３０不活性ガス充填系
３１第１ガス配管
３２第２ガス配管
３３第１開閉弁
３４第２開閉弁
Ｇ不活性ガス充填空間
Ｇｉ内部空間
Ｇｏ外部空間

Claims

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、該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して前記容器壁面と前記有底内筒との間に形成された冷却材滞留槽を備えている原子炉容器構造であって、
前記有底内筒から前記原子炉容器の軸中心方向へ離間した内側に前記有液面空間の上面を形成するルーフデッキの下面に固定支持される仕切部材を設け、該仕切り部材の下端部を一連の原子炉運転状態における冷却材液位変化で最も低下する前記有液面空間の液面内まで延在させて前記有液面空間の内部を内側空間及び外側空間に分割し、
不活性ガス供給系に接続されて前記内側空間に不活性ガスを供給するとともに第１開閉弁を備えた第１ガス配管と、前記第１開閉弁より上流側で前記第１ガス配管から分岐して前記外側空間に不活性ガスを供給するとともに第２開閉弁を備えた第２ガス配管とを設け、
原子炉起動準備の充填完了時に、前記液体金属が、前記内側空間及び前記外側空間の不活性ガス充填圧力を相対的に変化させて生じる圧力差を利用して前記冷却材滞留槽に充填されることを特徴とする原子炉容器構造。
前記内側空間内の液位を検出する液位検出部を備えていることを特徴とする請求項１に記載の原子炉容器構造。
請求項１または２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であって、
前記内側空間の不活性ガス充填圧力を前記外側空間より高い圧力に設定し、前記内側空間の液面を押し下げるとともに前記外側空間の液面を上昇させて前記冷却材滞留槽へ前記液体金属を充填する起動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。