JPH026036B2 - - Google Patents

Info

Publication number
JPH026036B2
JPH026036B2 JP57055262A JP5526282A JPH026036B2 JP H026036 B2 JPH026036 B2 JP H026036B2 JP 57055262 A JP57055262 A JP 57055262A JP 5526282 A JP5526282 A JP 5526282A JP H026036 B2 JPH026036 B2 JP H026036B2
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
core
groove
wall
nuclear reactor
grooves
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Expired - Lifetime
Application number
JP57055262A
Other languages
English (en)
Other versions
JPS57178181A (en
Inventor
Ururitsuhi Geruharuto
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Siemens Corp
Original Assignee
Siemens Corp
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Siemens Corp filed Critical Siemens Corp
Publication of JPS57178181A publication Critical patent/JPS57178181A/ja
Publication of JPH026036B2 publication Critical patent/JPH026036B2/ja
Granted legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/02—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices
    • G21C15/12—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices from pressure vessel; from containment vessel
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
    • G21C13/02—Details
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
  • Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)
  • Heat Treatment Of Articles (AREA)
  • Cooling Or The Like Of Electrical Apparatus (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は、放射線を発する炉心と該炉心を包囲
して冷却材を案内する炉心囲壁とをもつた原子炉
に関する。かかる原子炉の場合、放射線は炉心を
取り囲む炉心囲壁に出力密度に応じた温度差を生
ずるような熱を発生する。出力密度は原子炉炉心
の円周方向において相異しているので、特別な処
置が施されない場合には、板金から成る炉心囲壁
の熱応力および反りは避けられない。たとえば機
械的な補強、支柱などが考えられるこの処置は、
それ自体が加熱および熱応力を生じ、更に望まし
くない高い経費を必要とする。従つて本発明は異
なつた熱発生の問題の解決策を見い出そうとする
ものである。
本発明によればこの目的は、炉心囲壁に互に平
行に走る溝が設けられ、該溝が炉心囲壁の厚さの
４分の１あるいはそれ以上の大きさの深さを有
し、各溝が互に前記溝の深さとせいぜい同じ大き
さの間隔を有していることによつて達成できる。
その幅が少くとも深さとほゞ同じ大きさを有し
ているような溝を設けることによつて、まず熱の
発生は、溝のない炉心容器に比べて、溝による機
械的強度の低下以上にかなり減少される。同時に
放熱は、温度差が画期的に低下されるように改善
される。それによつて機械的応力も減少する。従
つて本発明によれば炉心容器壁、即ち炉心囲壁の
板金を軽く、特に薄く形成することができる。
本発明は特に軽水形原子炉の炉心囲壁に対して
特に適している。加圧水形原子炉の原子炉炉心を
包囲する炉心囲壁において、好ましくは溝深さは
壁厚の約半分である。その場合囲壁が互に直角に
走り炉心内側角と炉心外側角とを形成する板金か
ら構成されている場合、その板金が特に大きな熱
発生箇所として炉心内側角の範囲だけに板金の半
分の範囲に亘つて溝を備えていれば、非常に良好
な改善が図れる。また、炉心囲壁の表面全体に取
付け箇所あるいは接続箇所を除いて溝を設けるこ
と、詳しくは炉心側あるいは反炉心側あるいはま
た両側に設けることもできる。
以下図面に示す実施例に基づいて本発明を詳細
に説明する。
原子炉炉心１の正方形の燃料集合体（図示せ
ず）に合わされた炉心囲壁２は、壁部品３，４，
５などとして平らな板金から構成された炉心容器
を形成している。これらの板金はオーステナイト
材料から成り、23mmの壁厚を有している。板金は
互に直角に走り、炉心内側角６と炉心外側角７と
を形成している。
壁部分３，４，５は炉心１と反対側（外側）に
互に平行に走る溝８を備えており、これらの溝８
は第１図からわかるように断面がほぼ正方形をし
ている。溝８の深さＴは13mmであり、すなわち壁
厚Ｄの半分以上である。互に隣接する溝８間の間
隔Ａは同様にせいぜい13mmであり、好ましくはそ
れ以下であり、機械的な最低強度だけによつて制
限される。溝８の幅Ｂは良好な冷却を保証するた
めに少くとも10mmなければならず、実施例の場合
同様に13mmである。しかしこれはそれ以上にもで
きる。
第２図は、溝８が実際に炉心囲壁２の外側全体
に亘つて伸びていることを示している。接続箇所
に対して用意された孔１１をもつているような取
付け用の範囲１０だけが約40mmの幅に亘つて空け
られている。溝の長手方向は冷却水の流れ方向と
一致しており、冷却水は炉心囲壁２を小さな速度
で、原子炉炉心１を大きな速度で下から上に向つ
て貫流する。いずれの場合にも隣接する溝８間に
おいて間隔Ａによつて形成されたリブ９は放熱に
対して望ましい冷却材の流れをできるだけ妨げな
い。
炉心囲壁２内における中性子線およびガンマ線
に基づく不均一な出力発生、すなわち炉心内側角
６における記号〇で示された箇所Ｅではたとえば
14300KW／m3となり、一方炉心外側角７におけ
る記号＋で示された箇所Ｆではその４分の１以下
すなわち3000KW／m3となるような出力発生は、
本発明によれば一般的な中実の板金の場合よりも
非常に良好に受けとめられる。さもなければ同じ
状態の場合、互に約200mm離れた箇所ＥとＦとの
間の温度差は約40〓から10〓あるいはそれ以下
に、すなわち４分の１に低下される。それによつ
て各板金３，４，５などの応力が減少されるだけ
でなく、板金の接続箇所においても減少される。
【図面の簡単な説明】
第１図は加圧水形原子炉の炉心囲壁の部分横断
面図、第２図は第１図における炉心囲壁の側面図
である。 １…炉心、２…炉心囲壁（炉心容器）、３，４，
５…板金、６…炉心内側角、７…炉心外側角、８
…溝、Ｄ…壁厚、Ｔ…溝の深さ、Ａ…溝の間隔、
Ｂ…溝の幅。

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 １ 放射線を発する炉心と該炉心を包囲して冷却
    材を案内する炉心囲壁とをもつた原子炉におい
    て、互に平行に走る溝８が前記炉心囲壁３，４，
    ５に設けられ、該溝８が前記壁の厚さＤの４分の
    １あるいはそれ以上の大きさの深さＴを有し、各
    溝８間の間隔Ａが前記溝の深さＴとせいぜい同じ
    大きさであることを特徴とする原子炉。 ２ 溝８の幅Ｂが溝の深さＴ以上であることを特
    徴とする特許請求の範囲第１項記載の原子炉。 ３ 溝８の深さＴが炉心囲壁の壁厚Ｄの約半分の
    大きさであることを特徴とする特許請求の範囲第
    １項又は第２項記載の原子炉。 ４ 炉心囲壁が互に垂直に走る板金３，４，５か
    ら構成され、該板金が炉心内側角６と炉心外側角
    ７とを形成し、前記板金の少くとも炉心内側角６
    の範囲に溝８が設けられていることを特徴とする
    特許請求の範囲第３項記載の原子炉。 ５ 炉心囲壁２の表面全体に取付け箇所あるいは
    接続箇所を除いて溝８が設けられていることを特
    徴とする特許請求の範囲第１項ないし第３項のい
    ずれか１つに記載の原子炉。
JP57055262A 1981-04-03 1982-04-02 Reactor Granted JPS57178181A (en)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
DE3113587A DE3113587C2 (de) 1981-04-03 1981-04-03 Leichtwasser-Kernreaktor mit einer kühlwasserführenden Kernumfassung

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPS57178181A JPS57178181A (en) 1982-11-02
JPH026036B2 true JPH026036B2 (ja) 1990-02-07

Family

ID=6129318

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP57055262A Granted JPS57178181A (en) 1981-04-03 1982-04-02 Reactor

Country Status (7)

Country Link
US (1) US4587086A (ja)
JP (1) JPS57178181A (ja)
AT (1) AT373434B (ja)
CH (1) CH653169A5 (ja)
DE (1) DE3113587C2 (ja)
ES (1) ES282662Y (ja)
FR (1) FR2503436B1 (ja)

Families Citing this family (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE3416843A1 (de) * 1984-05-07 1985-11-14 Max-Planck-Gesellschaft zur Förderung der Wissenschaften e.V., 3400 Göttingen Aktiv gekuehlter hitzeschild
US4681731A (en) * 1985-11-06 1987-07-21 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Nuclear reactor construction with bottom supported reactor vessel
DE4308207A1 (de) * 1993-03-15 1994-09-22 Siemens Ag Reaktordruckbehälter mit limitierten Versagenszonen

Family Cites Families (23)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE1049984B (ja) *
US3124001A (en) * 1964-03-10 Pressure vessel
US973165A (en) * 1910-02-02 1910-10-18 John R Cahill Concrete-slab construction.
US2780596A (en) * 1950-11-06 1957-02-05 George A Anderson Neutronic reactor
US2885335A (en) * 1954-05-11 1959-05-05 Moore Richard Valentine Nuclear reactor fuel element
US3963936A (en) * 1955-03-14 1976-06-15 The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration Neutronic reactor thermal shield
BE668635A (ja) * 1964-09-12 1965-12-16
SE366139B (ja) * 1965-03-12 1974-04-08 Atomenergi Ab
NL128708C (ja) * 1965-05-07
DE1639394C2 (de) * 1968-01-23 1976-01-08 Siempelkamp Giesserei Kg, 4150 Krefeld Atomkernreaktor mit einem vorgespannten metallischen Druckbehälter
FR2070029A1 (ja) * 1969-08-13 1971-09-10 Siempelkamp Gmbh & Co
GB1287677A (en) * 1970-07-29 1972-09-06 Taylor Woodrow Const Ltd Improvements in or relating to pressure vessels
US3845593A (en) * 1972-09-12 1974-11-05 G Zen Lightweight concrete panel
DE2338337C3 (de) * 1973-07-27 1978-03-30 Kraftwerk Union Ag, 4330 Muelheim Kernreaktoranlage
DE2404843C2 (de) * 1974-02-01 1982-12-16 Hochtemperatur-Reaktorbau GmbH, 5000 Köln Kernkraftwerk mit geschlossenem Gaskühlkreislauf
FR2300401A1 (fr) * 1975-02-07 1976-09-03 Commissariat Energie Atomique Structure d'isolation thermique
DE2523292B2 (de) * 1975-05-26 1978-06-01 Siemens Ag, 1000 Berlin Und 8000 Muenchen Gehäuse für elektrotechnische Geräte
DE2532895A1 (de) * 1975-07-23 1977-02-10 Hochtemperaturreaktor Technik Thermische isolierung fuer behaelter
US4158605A (en) * 1975-11-25 1979-06-19 Westinghouse Electric Corp. Nuclear core baffling apparatus
DE2629735A1 (de) * 1976-07-02 1978-01-05 Nikolai Dr Ing Dr Janakiev Berstsicherer stahl-spann-druckbehaelter mit doppelter sicherung sowohl in radialer als auch axialer richtung
FR2379139A1 (fr) * 1977-01-26 1978-08-25 Commissariat Energie Atomique Pot de manutention d'un assemblage combustible pour reacteur nucleaire
US4254885A (en) * 1979-02-14 1981-03-10 Hancor, Inc. Subterranean plastic tank
DE3025336C2 (de) * 1980-07-04 1982-10-28 Kernforschungsanlage Jülich GmbH, 5170 Jülich Nachwärmeabführsystem für einen gasgekühlten Kugelhaufenreaktor

Also Published As

Publication number Publication date
DE3113587C2 (de) 1985-03-28
ATA16982A (de) 1983-05-15
FR2503436B1 (fr) 1985-12-20
AT373434B (de) 1984-01-25
DE3113587A1 (de) 1982-10-14
US4587086A (en) 1986-05-06
FR2503436A1 (fr) 1982-10-08
ES282662U (es) 1985-05-01
ES282662Y (es) 1985-12-01
JPS57178181A (en) 1982-11-02
CH653169A5 (de) 1985-12-13

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US4303474A (en) Nuclear reactor core assembly
US3249507A (en) Gas cooled nuclear reactor system with improved flowpath and shield arrangement
JPH026036B2 (ja)
US3930940A (en) Nuclear fuel subassembly
US5268944A (en) Nuclear reactor having a polyhedral primary shield and removable vessel insulation
JPS6269195A (ja) 原子炉燃料集合体
CZ437899A3 (cs) Stínící nádoba z kovu
GB1054702A (ja)
US4116765A (en) Liquid metal cooled nuclear reactor
US3798125A (en) Nuclear fuel subassembly
US3943036A (en) Fast breeder reactor
JP3676615B2 (ja) 燃料集合体および原子炉の炉心
JPS60238788A (ja) 液体金属冷却形原子炉
EP0281259A2 (en) Nuclear reactor installations
JPS6195280A (ja) 高速増殖炉の上部遮蔽体
JPH05107377A (ja) 燃料集合体
JPS60108788A (ja) 高速中性子型原子炉のコンポーネントを熱から保護する装置
JPS5849838B2 (ja) 燃料集合体
Cayol et al. Nuclear fuel subassembly
JPH07120575A (ja) 高温ガス炉
JPS6117996A (ja) 発熱性放射性物質の貯蔵方法
JPS5816191A (ja) 熱交換器用伝熱管
JPS6113197B2 (ja)
Ziegler Fast breeder reactor
JPS62226093A (ja) 反応度利得型バツフル板