JPH03590B2 - - Google Patents

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JPH03590B2
JPH03590B2 JP57173945A JP17394582A JPH03590B2 JP H03590 B2 JPH03590 B2 JP H03590B2 JP 57173945 A JP57173945 A JP 57173945A JP 17394582 A JP17394582 A JP 17394582A JP H03590 B2 JPH03590 B2 JP H03590B2
Authority
JP
Japan
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liquid sodium
temperature liquid
temperature
outlet nozzle
low
Prior art date
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Expired - Lifetime
Application number
JP57173945A
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Japanese (ja)
Other versions
JPS5963594A (en
Inventor
Keizo Okada
Kenji Fujitani
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Mitsubishi Heavy Industries Ltd
Original Assignee
Mitsubishi Heavy Industries Ltd
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Publication date
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Publication of JPS5963594A publication Critical patent/JPS5963594A/en
Publication of JPH03590B2 publication Critical patent/JPH03590B2/ja
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    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

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  • Secondary Cells (AREA)
  • Image-Pickup Tubes, Image-Amplification Tubes, And Storage Tubes (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
  • Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 高速増殖炉の炉内反応の緊急停止時には、急激
に原子炉内の液体ナトリウムの温度が低下し、且
つ炉内に流入する液体ナトリウムの流量は定格時
の100%から9.5%に減少する。炉内へ流入する液
体ナトリウムは炉内に残存する液体ナトリウムよ
り遥かに低温であり、流量が減少するので噴流に
よる炉内液体ナトリウムへの貫通力がなくなり、
流入低温液体ナトリウムは残存高温液体ナトリウ
ムと十分に混合されず、高温液体ナトリウムと低
温液体ナトリウムとが夫々層をなす。而して高温
液体ナトリウムは低温液体ナトリウムより比重が
小さいため、高温液体ナトリウムの層が低温液体
ナトリウムの層の上に浮くという成層化現象が発
生する。この際上部に高温液体ナトリウム、下部
に低温液体ナトリウムが層をなしているので原子
炉圧力容器の軸方向に大きな温度差が生じ、炉体
材料に大きな温度勾配が発生する。この温度勾配
が構造不連続部や、応力集中が考えられる個所、
例えばノズル部に発生すると、原子炉容器の構造
成立上問題になる。
[Detailed description of the invention] During an emergency shutdown of the reactor reaction in a fast breeder reactor, the temperature of liquid sodium inside the reactor drops rapidly, and the flow rate of liquid sodium flowing into the reactor decreases from 100% of the rated value. This decreases to 9.5%. The liquid sodium flowing into the furnace is much lower in temperature than the liquid sodium remaining in the furnace, and as the flow rate decreases, the jet no longer has the ability to penetrate the liquid sodium inside the furnace.
The inflow low temperature liquid sodium is not sufficiently mixed with the remaining high temperature liquid sodium, and the high temperature liquid sodium and the low temperature liquid sodium form separate layers. Since high-temperature liquid sodium has a lower specific gravity than low-temperature liquid sodium, a stratification phenomenon occurs in which a layer of high-temperature liquid sodium floats on a layer of low-temperature liquid sodium. At this time, since there is a layer of high-temperature liquid sodium in the upper part and low-temperature liquid sodium in the lower part, a large temperature difference occurs in the axial direction of the reactor pressure vessel, and a large temperature gradient occurs in the reactor body material. This temperature gradient occurs at structural discontinuities and places where stress concentration is likely to occur.
For example, if it occurs in the nozzle, it will cause problems in terms of the structure of the reactor vessel.

第1図は原子炉容器の構造の概要を示し、胴1
には液体ナトリウム入口ノズル2及び液体ナトリ
ウム出口ノズル3が取付けられており、更に液体
ナトリウムを上方に導くため胴内に内筒4が配設
されている。内筒4には液体ナトリウムの配管破
損事後の、通常の出力運転を停止した後に行われ
る崩壊熱除去運転に必要な冷却材流路を確保する
目的で、出口ノズル3の中心附近の高さの円周上
に多数の小口径のフローホール5が穿設されてい
るが、前記成層化現象が発生すると、これらのフ
ローホール5から低温液体ナトリウムが出口ノズ
ル3部へ流出し、出口ノズル3内で低温の液体ナ
トリウムと高温の液体ナトリウムとが分離して層
を形成し、出口ノズル部に厳しい周方向温度分布
を発生し、原子炉容器の構造成立上問題が生じ
る。
Figure 1 shows an overview of the structure of the reactor vessel.
A liquid sodium inlet nozzle 2 and a liquid sodium outlet nozzle 3 are attached to the body, and an inner cylinder 4 is disposed within the body to guide the liquid sodium upward. The inner cylinder 4 has a height near the center of the outlet nozzle 3 for the purpose of securing a coolant flow path necessary for the decay heat removal operation that is performed after stopping the normal output operation after the liquid sodium pipe breaks. A large number of small-diameter flow holes 5 are bored on the circumference, and when the stratification phenomenon occurs, low-temperature liquid sodium flows from these flow holes 5 to the outlet nozzle 3, and inside the outlet nozzle 3. The low-temperature liquid sodium and the high-temperature liquid sodium separate to form a layer, creating a severe circumferential temperature distribution at the exit nozzle, which poses problems in the structure of the reactor vessel.

第2図はこの状態を示すもので、高温液体ナト
リウムH層と低温液体ナトリウムL層とは拡散で
混合した比較的薄い中間温度の中間層Mを挟んだ
状態で、低温液体ナトリウムの液面が上昇し、同
液面が内筒4のフローホール5の高さを越えると
低温液体ナトリウムLがフローホール5から流出
し、出口ノズル3部に薄い中間層Mを挟んで低温
液体ナトリウムLと高温液体ナトリウムHの層が
でき、容器に大きな温度勾配を生ぜしめる。
Figure 2 shows this state, with a relatively thin intermediate layer M at intermediate temperature sandwiched between the high-temperature liquid sodium H layer and the low-temperature liquid sodium L layer, which are mixed by diffusion. When the liquid level rises and exceeds the height of the flow hole 5 of the inner cylinder 4, the low temperature liquid sodium L flows out from the flow hole 5, and the low temperature liquid sodium L and the high temperature are sandwiched between the thin intermediate layer M at the outlet nozzle 3. A layer of liquid sodium H forms, creating a large temperature gradient in the container.

本発明はこのような問題点を除去するために提
案されたもので、原子炉容器の胴に内装された内
筒の、前記胴における出口ノズルレベルに1列の
フローホール群を列設するとともに、同フローホ
ール群の上方に1列の上段フローホール群を列設
してなり、前記各フローホールより流出した低温
液体ナトリウムが高温液体ナトリウムと混合した
のち前記出口ノズル部に到達するように構成され
たことを特徴とする高速増殖炉の原子炉容器に係
るものである。
The present invention has been proposed in order to eliminate such problems, and includes arranging a group of flow holes in an inner cylinder installed in the shell of a reactor vessel at the level of the outlet nozzle in the shell. , a row of upper flow holes is arranged above the flow holes, and the low temperature liquid sodium flowing out from each flow hole mixes with the high temperature liquid sodium and then reaches the outlet nozzle part. The present invention relates to a reactor vessel for a fast breeder reactor characterized by:

本発明においては前記したように、原子炉容器
の胴に内装された内筒における出口ノズルレベル
に1列のフローホール群が列設されているので、
配管破損事故時等において炉内液位が、内筒上端
より下降したとき、前記フローホール群よりいち
早く液体ナトリウムが流出し、前記胴及び内筒間
に形成された環状部における液位が下がりすぎ
て、出口ノズルが露出するに至ることのないよう
にするものである。
In the present invention, as described above, a group of flow holes is arranged in a row at the outlet nozzle level in the inner cylinder installed in the shell of the reactor vessel.
When the liquid level in the furnace drops from the upper end of the inner cylinder due to a pipe breakage accident, etc., liquid sodium quickly flows out from the flow hole group, and the liquid level in the annular part formed between the shell and the inner cylinder drops too much. This prevents the outlet nozzle from becoming exposed.

また前記フローホール群、及びその上段のフロ
ーホール群から流出した低温液体ナトリウムが、
高温液体ナトリウムと混合して中間温度になつた
のち前記出口ノズル部に入るので液体ナトリウム
の層の温度差が減少し、応力集中の考えられる前
記ノズル部における厳しい温度分布が回避され、
更にまた前記高温及び低温液体ナトリウムの成層
現象が生起した場合、前記フローホール群の上方
に更に1列の上段フローホール群が設けられたこ
とによつて、内筒上部におけるフローホールから
の液体ナトリウムの流出量が最少限に抑制され
て、しかも内筒内の低温及び高温の液体ナトリウ
ムの界面が速やかに内筒上端に到達しうるととも
に、前記出口ノズルの上方にフローホール群をた
だ1列設けておくことによつて実験によつても確
認されたように、出口ノズルの軸方向温度勾配を
十分に緩和しうることと相俟つて、原子炉容器の
構造上の安全が確保されるものである。
In addition, the low-temperature liquid sodium flowing out from the flow hole group and the flow hole group above it,
After being mixed with high-temperature liquid sodium and reaching an intermediate temperature, it enters the outlet nozzle section, so the temperature difference in the liquid sodium layer is reduced, and severe temperature distribution in the nozzle section where stress concentration is likely to occur is avoided.
Furthermore, when the stratification phenomenon of the high-temperature and low-temperature liquid sodium occurs, one row of upper flow holes is provided above the flow holes, so that the liquid sodium flows from the flow holes in the upper part of the inner cylinder. The outflow amount is suppressed to a minimum, and the interface between the low-temperature and high-temperature liquid sodium in the inner cylinder can quickly reach the upper end of the inner cylinder, and only one row of flow holes is provided above the outlet nozzle. As has been confirmed through experiments, by keeping the reactor in place, the axial temperature gradient of the outlet nozzle can be sufficiently alleviated, and the structural safety of the reactor vessel can be ensured. be.

以下本発明を図示の実施例について説明する。 The present invention will be described below with reference to the illustrated embodiments.

第3図において胴11には液体ナトリウム入口
ノズル12及び液体ナトリウム出口ノズル13が
配設され、胴11に内装された内筒14には出口
ノズル13の中心部の高さの円周上に多数の小口
径のフローホール15が穿設され、更に同フロー
ホール15の上方に、円周方向に亘つて小口径の
フローホール16が穿設されている。
In FIG. 3, a liquid sodium inlet nozzle 12 and a liquid sodium outlet nozzle 13 are arranged in the shell 11, and an inner cylinder 14 installed in the shell 11 has a large number of them arranged on the circumference at the height of the center of the outlet nozzle 13. A small-diameter flow hole 15 is formed, and a small-diameter flow hole 16 is further formed above the flow hole 15 in the circumferential direction.

而して前記胴11内には入口ノズル12から低
温液体ナトリウムが入るが、成層化現象が発生す
ると低温液体ナトリウムと器内に残存する高温液
体ナトリウムとが層状をなして低温液体ナトリウ
ムの液面が上昇し、内筒14のフローホール15
の高さを越える低温液体ナトリウムがフローホー
ル15より流出し、出口ノズル13部で低温液体
ナトリウムと高温液体ナトリウムとが層状をなし
たまま器外に流出する。更に低温液体ナトリウム
の液面が上昇して、フローホール16の高さを越
えると、同フローホール16から流出した低温液
体ナトリウムが胴1と内筒4との間の環状部を流
下する高温液体ナトリウムと混合し、中間温度に
なつて出口ノズル13に入り、短時間で高温液体
ナトリウムの層と入れ替つて低温液体ナトリウム
の層の上は中間温度の液体ナトリウムの層となる
ので、出口ノズル13部の器材に生じる温度勾配
を緩和することができる。
The low temperature liquid sodium enters the body 11 from the inlet nozzle 12, but when a stratification phenomenon occurs, the low temperature liquid sodium and the high temperature liquid sodium remaining in the vessel form a layer, and the liquid level of the low temperature liquid sodium increases. rises, and the flow hole 15 of the inner cylinder 14
The low temperature liquid sodium exceeding the height flows out from the flow hole 15, and at the outlet nozzle 13, the low temperature liquid sodium and the high temperature liquid sodium flow out of the vessel while forming a layer. When the liquid level of the low-temperature liquid sodium rises further and exceeds the height of the flow hole 16, the low-temperature liquid sodium flowing out from the flow hole 16 becomes a high-temperature liquid flowing down the annular portion between the shell 1 and the inner cylinder 4. It mixes with sodium, reaches an intermediate temperature, enters the outlet nozzle 13, and quickly replaces the layer of high temperature liquid sodium with a layer of intermediate temperature liquid sodium on top of the layer of low temperature liquid sodium. Temperature gradients that occur in equipment can be alleviated.

第4図はこの状態を示し、低温液体ナトリウム
Lの層と高温液体ナトリウムHの層は、それらの
間に拡散によつて混合した中間温度の比較的薄い
層を挟んで低温液体ナトリウムLの液面が上昇し
同液面がフローホール15の高さを越えると、フ
ローホール15から低温液体ナトリウムLが流出
して出口ノズル13部は一時低温液体ナトリウム
Lと高温液体ナトリウムHの層で満されるが、更
に低温液体ナトリウムLの液面が上昇してフロー
ホール16の高さを越えると、フローホール16
がらも低温液体ナトリウムLが流出して、胴11
と内筒14との間の環状部17で高温液体ナトリ
ウムHと混合し、中間温度となつて出口ノズル1
3部の低温液体ナトリウムLの層の上を満すこと
となり、層間の温度差を小さくし、それに基づく
熱応力を減少することができる。前記フローホー
ル16の位置は、それから流出した低温液体ナト
リウムが出口ノズル13に至るまでに高温液体ナ
トリウムと混合できる高さとする。
Figure 4 shows this state, where a layer of low-temperature liquid sodium L and a layer of high-temperature liquid sodium H are sandwiched between them by a relatively thin layer of intermediate temperature mixed by diffusion. When the surface rises and the liquid level exceeds the height of the flow hole 15, the low temperature liquid sodium L flows out from the flow hole 15, and the outlet nozzle 13 is temporarily filled with a layer of low temperature liquid sodium L and high temperature liquid sodium H. However, when the liquid level of the low-temperature liquid sodium L rises further and exceeds the height of the flow hole 16, the flow hole 16
Low-temperature liquid sodium L leaked out, and cylinder 11
It mixes with high temperature liquid sodium H in the annular part 17 between the inner cylinder 14 and the inner cylinder 14, reaches an intermediate temperature, and passes through the outlet nozzle 1.
3 parts of low-temperature liquid sodium L is filled above the layer, thereby making it possible to reduce the temperature difference between the layers and the thermal stress based thereon. The position of the flow hole 16 is set at such a height that the low temperature liquid sodium flowing out from the flow hole 16 can be mixed with the high temperature liquid sodium before reaching the outlet nozzle 13.

第5図及び第6図は夫々水による模擬実験結果
を示すもので、第7図及び第8図は夫々従来の構
造並に本発明の構造による出口ノズル部の上下各
測定点A,Bにおける液体ナトリウムの温度の経
時変化を示し、この結果本発明による効果が大で
あることが実証された。
Figures 5 and 6 show the results of a simulation experiment using water, respectively, and Figures 7 and 8 show the results of the conventional structure and the structure of the present invention at the upper and lower measurement points A and B of the outlet nozzle section, respectively. The change in temperature of liquid sodium over time is shown, and the results demonstrate that the present invention is highly effective.

以上本発明を実施例について説明したが、本発
明は勿論このような実施例にだけ局限されるもの
ではなく、本発明の精神を逸脱しない範囲内で
種々の設計の改変を施しうるものである。
Although the present invention has been described above with reference to embodiments, the present invention is, of course, not limited to these embodiments, and can be modified in various ways without departing from the spirit of the invention. .

【図面の簡単な説明】[Brief explanation of the drawing]

第1図は従来の高速増殖炉の原子炉容器の縦断
面図、第2図はその炉内反応緊急停止時の状態を
示す縦断面図、第3図は本発明に係る高速増殖炉
の原子炉容器の一実施例を示す縦断面図、第4図
はその炉内反応緊急停止時の状態を行す縦断面
図、第5図及び第6図は夫々従来並に本発明の原
子炉容器内の出口ノズル部における液体ナトリウ
ムの温度変化の実験結果を示す図表である。 11……胴、11′……Yピース部、12……
入口ノズル、13……出口ノズル、14……内
筒、16……フローホール。
FIG. 1 is a longitudinal sectional view of the reactor vessel of a conventional fast breeder reactor, FIG. 2 is a longitudinal sectional view showing the state at the time of emergency shutdown of the reactor reaction, and FIG. 3 is a longitudinal sectional view of the reactor vessel of a conventional fast breeder reactor. FIG. 4 is a vertical cross-sectional view showing an embodiment of the reactor vessel, FIG. 4 is a longitudinal cross-sectional view showing the state at the time of emergency shutdown of the reaction in the reactor, and FIGS. 5 and 6 are the reactor vessels of the conventional reactor vessel and the present invention, respectively. 3 is a chart showing experimental results of temperature changes of liquid sodium at the outlet nozzle portion of the device. 11... Trunk, 11'... Y piece part, 12...
Inlet nozzle, 13... Outlet nozzle, 14... Inner cylinder, 16... Flow hole.

Claims (1)

【特許請求の範囲】[Claims] 1 原子炉容器の胴に内装された内筒の、前記胴
における出口ノズルレベルに1列のフローホール
群を列設するとともに、同フローホール群の上方
に1列の上段フローホール群を列設してなり、前
記各フローホールより流出した低温液体ナトリウ
ムが高温液体ナトリウムと混合したのち前記出口
ノズル部に到達するように構成されたことを特徴
とする高速増殖炉の原子炉容器。
1. In an inner cylinder installed in the reactor vessel shell, one row of flow holes is arranged at the level of the outlet nozzle in the shell, and one row of upper flow holes is arranged above the same flow hole group. A nuclear reactor vessel for a fast breeder reactor, characterized in that the low temperature liquid sodium flowing out from each of the flow holes is configured to mix with the high temperature liquid sodium and then reach the outlet nozzle section.
JP57173945A 1982-10-05 1982-10-05 Fast breeder container Granted JPS5963594A (en)

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JP57173945A JPS5963594A (en) 1982-10-05 1982-10-05 Fast breeder container

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JPS5963594A JPS5963594A (en) 1984-04-11
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Family Cites Families (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS55166097A (en) * 1979-06-12 1980-12-24 Tokyo Shibaura Electric Co Nuclear reactor cooling device
JPS5834390A (en) * 1981-08-25 1983-02-28 株式会社東芝 Liquid metal cooled type fast breeder

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JPS5963594A (en) 1984-04-11

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