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原子炉容器液面近傍熱応力に及ぼす設計因子の感度解析

Sensitivity analysis for design factors on thermal stress near the sodium surface of reactor vessels

安藤 昌教

Ando, Masanori

炉内に高温ナトリウムを有する高速炉の原子炉容器は、その構造上ナトリウム液面以下が高温となるのに対し、建屋に支持された上端部は低温に保つ必要がある。そのため液面近傍部には軸方向の急峻な温度勾配が生じ、高い熱応力が発生する。実用炉では、経済性の観点から小型で簡素な原子炉容器の設計が望まれており、その実現には相対的に増大する方向にある液面近傍部の熱応力を許容する、精度の高い設計評価法が必要である。そこで本研究では、原子炉容器液面近傍部に生じる熱応力に対する影響因子と、それぞれの因子が応力分布に与える影響感度を把握し、設計及び評価手法のポイントを見出すことを目的としている。本研究により得られた主な結果は以下のとおりである。1)原子炉容器液面近傍部における一次+二次応力強さ範囲Snはガス空間の熱的境界条件に対して敏感であり、カバーガスと炉壁との熱伝達を断熱材等により調節することで現象させることができる。2)起動時のナトリウム液面の移動に伴い、炉壁内外面に発生する熱応力の正負(引張、圧縮)が逆転する部位が生じ、Sn値に大幅な増加が生じることがわかった。3)板厚を実証炉50mmから実用炉30mmに変更することによりSn値は15%減少することがわかった。 本研究により得られた結果は、原子炉容器の設計の改善を図る上で、効果的に利用できるものと考えられる。

A reactor vessel of fast reactor plants contains high temperature liquid sodium and its upper end is supported from a concrete structure of low temperature. Therefore, a sharp temperature gradient will arise at the vessel wall near the sodium surface and a large thermal stress will be generated around this part. From the economical viewpoint, a simply designed reactor vessel is desirable, but this usually tends to make the stress larger. For this reason, design evaluation methods that can permit large thermal stress are necessary. The purposes of this research are to grasp influence factors and the sensitivities of the thermal stress to those factors, and to identify important points of the structural design of the reactor vessels. The results obtained from this research are as follows. (1)Sn (range of primary+secondary stress intensity) is sensitive to the thermal boundary conditions in the reactor vessels. By adjusting the heat transfer between cover gas and reactor vessel, Sn decreased. (2)By considering variation of the sodium surface level during starting up, the sign of the thermal stress near the sodium surface is reversed, and Sn is thereby increased. (3)By changing thickness of vessel to 30mm from 50mm, Sn is decreased by 15%. These results can be utilized for the pursuit of improved design of the reactor vessels.

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