JPH0429039B2 - - Google Patents
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- JPH0429039B2 JPH0429039B2 JP59116335A JP11633584A JPH0429039B2 JP H0429039 B2 JPH0429039 B2 JP H0429039B2 JP 59116335 A JP59116335 A JP 59116335A JP 11633584 A JP11633584 A JP 11633584A JP H0429039 B2 JPH0429039 B2 JP H0429039B2
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- Japan
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- pump
- main vessel
- vessel
- sodium
- gas
- Prior art date
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- Expired - Lifetime
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-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21D—NUCLEAR POWER PLANT
- G21D1/00—Details of nuclear power plant
- G21D1/02—Arrangements of auxiliary equipment
-
- 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
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Filling Or Discharging Of Gas Storage Vessels (AREA)
- Furnace Details (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は、液体金属を冷却材とする高速中性子
型原子炉の炉容器及びその内部装置の再加熱方
法、並びにそのための装置に関する。
型原子炉の炉容器及びその内部装置の再加熱方
法、並びにそのための装置に関する。
高速中性子型の原子炉は、一般に、垂直軸線を
中心として回転対称の、主容器と呼ばれる大形の
炉容器を有し、この主容器の内部には液体金属が
満たされ、その液体金属中に、燃料集合体によつ
て形成された原子炉の炉心が浸漬されている。主
容器の内部には、原子炉の中間熱交換器からの冷
たい液体ナトリウムを封入した領域を炉心からの
熱い液体ナトリウムから隔だてるための内部容器
を形成する構造体のユニツトも収納されている。
中心として回転対称の、主容器と呼ばれる大形の
炉容器を有し、この主容器の内部には液体金属が
満たされ、その液体金属中に、燃料集合体によつ
て形成された原子炉の炉心が浸漬されている。主
容器の内部には、原子炉の中間熱交換器からの冷
たい液体ナトリウムを封入した領域を炉心からの
熱い液体ナトリウムから隔だてるための内部容器
を形成する構造体のユニツトも収納されている。
一体型の原子炉においては、主容器に満たされ
た液体ナトリウム中に浸漬している種々の装置
(コンポーネント)、ポンプ及び中間熱交換器を通
すための案内装置も、主容器内に収納されてい
る。
た液体ナトリウム中に浸漬している種々の装置
(コンポーネント)、ポンプ及び中間熱交換器を通
すための案内装置も、主容器内に収納されてい
る。
原子炉の炉容器内に液体ナトリウムを最初に満
たす場合、ナトリウムの融点が約98℃であること
と、主容器及び内部に収納された内部装置又はコ
ンポーネントが最初に周囲温度にあることによつ
て、解決の困難な技術上の問題が発生する。
たす場合、ナトリウムの融点が約98℃であること
と、主容器及び内部に収納された内部装置又はコ
ンポーネントが最初に周囲温度にあることによつ
て、解決の困難な技術上の問題が発生する。
実際に、周囲温度にある液体金属が大量に存在
することによつて、液体ナトリウムが局所的に固
化される危険性を生ずる。即ち、その融点よりも
相当に高い温度にあるナトリウムを炉容器内に満
たす場合、高温のナトリウムを主容器内に導入し
た瞬間に、いろいろの装置が熱衝撃を受ける。
することによつて、液体ナトリウムが局所的に固
化される危険性を生ずる。即ち、その融点よりも
相当に高い温度にあるナトリウムを炉容器内に満
たす場合、高温のナトリウムを主容器内に導入し
た瞬間に、いろいろの装置が熱衝撃を受ける。
従来は、液体ナトリウムの搬送配管の温度を維
持するために、コード状の電気発熱体が用いられ
たが、これは、大形の炉容器、例えば直径が一般
に20mのオーダーとなる高速中性子型原子炉の炉
容器の場合には、効果的ではない。これらの炉容
器の場合、内部装置のいろいろの要素の間には、
非常に大きな空いたスペースが残されている。ま
た特に溶接ビードのような臨界の領域の点検が行
なえるように、炉容器の外面にできるだけ近付け
るようにしておくことも望ましい。
持するために、コード状の電気発熱体が用いられ
たが、これは、大形の炉容器、例えば直径が一般
に20mのオーダーとなる高速中性子型原子炉の炉
容器の場合には、効果的ではない。これらの炉容
器の場合、内部装置のいろいろの要素の間には、
非常に大きな空いたスペースが残されている。ま
た特に溶接ビードのような臨界の領域の点検が行
なえるように、炉容器の外面にできるだけ近付け
るようにしておくことも望ましい。
また、炉容器内に液体ナトリウムを満たした後
は、主容器の外面は、非常に高温になり、近付け
ないため、コード状の電気発熱体の除去が困難に
なり、そのために、多くの時間が必要になる。更
に、主容器は、多くの場合、安全容器により囲ま
れているため、主容器の外面に近付くための空間
的な余裕は、非常に限られている。
は、主容器の外面は、非常に高温になり、近付け
ないため、コード状の電気発熱体の除去が困難に
なり、そのために、多くの時間が必要になる。更
に、主容器は、多くの場合、安全容器により囲ま
れているため、主容器の外面に近付くための空間
的な余裕は、非常に限られている。
従つて、本発明の目的は、液体金属を冷却材と
する高速中性子型原子炉に液体金属を満たすため
にその炉容器及び内部装置を予加熱する方法及び
装置において、液体金属を炉容器に満たす際の液
体金属の固化と炉容器の壁部及び内部装置に起こ
る熱衝撃とを防止すことができる予加熱方法及び
装置を提供することである。
する高速中性子型原子炉に液体金属を満たすため
にその炉容器及び内部装置を予加熱する方法及び
装置において、液体金属を炉容器に満たす際の液
体金属の固化と炉容器の壁部及び内部装置に起こ
る熱衝撃とを防止すことができる予加熱方法及び
装置を提供することである。
この目的を達成するために、本発明による予加
熱方法では、液体金属の融点よりも高温にある中
性ガスを、一方では主容器の外面と接触するよう
に、また他方ではその内面及び内部装置と接触す
るように、絶えず循環させ、炉容器と接触して循
環させた中性ガスを回収し、この中性ガスを再び
循環させる前に主容器の外部において該中性ガス
を再加熱する。本発明は又、ポンプと熱交換器と
が主容器内に浸漬されている一体型の高速中性子
型原子炉の主容器の内面及び内部構造体を予加熱
する装置であつて、 主容器内の少くとも1台のポンプに代る2個1
組の同心状の管を有し、壁部に窓状の開口を有す
る外側の管は、近似的に、ポンプの寸法を有し、
再加熱装置からの高温中性ガスの送給管に、弁を
介し連結され、内側の管は、弁が配置された上部
において、外側の管内に開口し、管の下端部は、
管によつて代えられたポンプのバルブ内に係合
し、更に、 主容器を閉ざすふたを貫通して主容器の熱いコ
レクター内に入るガス回収管を有する ことを特徴とする予加熱装置を提供する。
熱方法では、液体金属の融点よりも高温にある中
性ガスを、一方では主容器の外面と接触するよう
に、また他方ではその内面及び内部装置と接触す
るように、絶えず循環させ、炉容器と接触して循
環させた中性ガスを回収し、この中性ガスを再び
循環させる前に主容器の外部において該中性ガス
を再加熱する。本発明は又、ポンプと熱交換器と
が主容器内に浸漬されている一体型の高速中性子
型原子炉の主容器の内面及び内部構造体を予加熱
する装置であつて、 主容器内の少くとも1台のポンプに代る2個1
組の同心状の管を有し、壁部に窓状の開口を有す
る外側の管は、近似的に、ポンプの寸法を有し、
再加熱装置からの高温中性ガスの送給管に、弁を
介し連結され、内側の管は、弁が配置された上部
において、外側の管内に開口し、管の下端部は、
管によつて代えられたポンプのバルブ内に係合
し、更に、 主容器を閉ざすふたを貫通して主容器の熱いコ
レクター内に入るガス回収管を有する ことを特徴とする予加熱装置を提供する。
次に、本発明が一層よく理解されるようにする
ために、一体型の高速中性子型原子炉の炉容器に
適用された、本発明による再加熱方法について、
図面を参照して説明する。
ために、一体型の高速中性子型原子炉の炉容器に
適用された、本発明による再加熱方法について、
図面を参照して説明する。
第1図に示した一体型の高速中性子型原子炉の
主容器1は、原子炉のふた2の下部に固定され、
主容器1と同じ形状の安全容器3により囲まれて
いる。ふた2は、原子炉の立て孔(ピツト)を形
成するコンクリート構造4上に載置されている。
主容器1は、原子炉のふた2の下部に固定され、
主容器1と同じ形状の安全容器3により囲まれて
いる。ふた2は、原子炉の立て孔(ピツト)を形
成するコンクリート構造4上に載置されている。
原子炉の主容器1は、原子炉の稼動中の状態で
図示されている。主容器1には、液位7まで液体
ナトリウムが満たされ、炉心8は液体ナトリウム
中に完全に浸漬されている。主容器1は、複雑な
形状の内部容器6を収納し、内部容器6は主容器
1の内部に、熱いコレクターと呼ばれる、炉心8
を閉じ込める領域10を形成し、炉心8を通した
熱い液体ナトリウムが下方から上方に、この領域
10を通つて流れる。
図示されている。主容器1には、液位7まで液体
ナトリウムが満たされ、炉心8は液体ナトリウム
中に完全に浸漬されている。主容器1は、複雑な
形状の内部容器6を収納し、内部容器6は主容器
1の内部に、熱いコレクターと呼ばれる、炉心8
を閉じ込める領域10を形成し、炉心8を通した
熱い液体ナトリウムが下方から上方に、この領域
10を通つて流れる。
内部容器6の外側にある主容器1の領域11
は、冷たいコレクターと呼ばれ、中間熱交換器1
2から冷却されたナトリウムを受ける。中間熱交
換器12は、ふた2の通し孔によつて主容器1に
入り、加圧ガスにより封止が保証された通し装置
14によつて、内部容器6の壁に通されている。
は、冷たいコレクターと呼ばれ、中間熱交換器1
2から冷却されたナトリウムを受ける。中間熱交
換器12は、ふた2の通し孔によつて主容器1に
入り、加圧ガスにより封止が保証された通し装置
14によつて、内部容器6の壁に通されている。
案内装置16によつて冷たいナトリウム中に浸
漬しているポンプ15は、主容器1内にナトリウ
ムを循環させせると共に、冷たいナトリウムと熱
いナトリウムとの間に或る圧力差を設定する。ポ
ンプ15により吸引された冷たいナトリウムは、
通路18を介して、炉以8を支持する格子17に
供給される。
漬しているポンプ15は、主容器1内にナトリウ
ムを循環させせると共に、冷たいナトリウムと熱
いナトリウムとの間に或る圧力差を設定する。ポ
ンプ15により吸引された冷たいナトリウムは、
通路18を介して、炉以8を支持する格子17に
供給される。
内部容器6は一般に、2つの壁部によつて形成
され、これらの壁部の間には、高圧の冷たいナト
リウムで満たされた空間が存在する。
され、これらの壁部の間には、高圧の冷たいナト
リウムで満たされた空間が存在する。
ポンプ15から吐出された冷たいナトリウムの
一部分は、主容器1を冷却するために、主容器1
の内側壁と接触して循環される。
一部分は、主容器1を冷却するために、主容器1
の内側壁と接触して循環される。
第2図には、第1図に示した主容器1と同様の
原子炉の主容器が、液体ナトリウムを満たす前の
予加熱の過程において図示されている。
原子炉の主容器が、液体ナトリウムを満たす前の
予加熱の過程において図示されている。
第1,2図において、対応する要素は、同一の
符号により図示されている。
符号により図示されている。
予加熱操作を開始した時には、主容器1内にナ
トリウムはなく、ポンプ15を除いた全部の内部
装置は主容器1内に収納されている。ポンプ15
の代りとして、第6,7図を参照して以下に詳述
する熱ガス吹込み装置20が取付けられている。
この吹込み装置は、おおまかに見て、2個の直立
した同心管状の外囲いにより形成され、これらの
外囲いは中心部の吹込み通路と、環状の周辺通路
とを形成している。環状の周辺通路は下部が閉ざ
され、中心部の吹込み通路は、吹込み装置20が
代りとして取付けられたポンプ15のバルブ15
aに開口している。
トリウムはなく、ポンプ15を除いた全部の内部
装置は主容器1内に収納されている。ポンプ15
の代りとして、第6,7図を参照して以下に詳述
する熱ガス吹込み装置20が取付けられている。
この吹込み装置は、おおまかに見て、2個の直立
した同心管状の外囲いにより形成され、これらの
外囲いは中心部の吹込み通路と、環状の周辺通路
とを形成している。環状の周辺通路は下部が閉ざ
され、中心部の吹込み通路は、吹込み装置20が
代りとして取付けられたポンプ15のバルブ15
aに開口している。
只1つのポンプ15が、吹込み装置20によつ
て代えられ、(4個のポンプと8個の熱交換器と
を有する原子炉の場合)他の3個のポンプは、予
加熱開始前に、主容器1内の所定位置に取付けら
れている。
て代えられ、(4個のポンプと8個の熱交換器と
を有する原子炉の場合)他の3個のポンプは、予
加熱開始前に、主容器1内の所定位置に取付けら
れている。
8個の熱交換器12は、内部容器6に連結され
た流体密の通し装置14内の所定位置に取付けら
れている。
た流体密の通し装置14内の所定位置に取付けら
れている。
高温の窒素は、ふた2に通されて主容器内のス
ペースの上部に開口したオリフイス23によつ
て、このスペースに導かれる。
ペースの上部に開口したオリフイス23によつ
て、このスペースに導かれる。
主容器1と安全容器3との間のスペースを通つ
て循環された窒素は、主容器1と安全容器3との
間のスペースに開口するようにふた2に形成した
6個の通し孔25によつて該スペースに導いた柔
軟な窒素取出し管21によつて回収される。通し
孔23,25は、ふた2の外周に交互に形成され
ている。
て循環された窒素は、主容器1と安全容器3との
間のスペースに開口するようにふた2に形成した
6個の通し孔25によつて該スペースに導いた柔
軟な窒素取出し管21によつて回収される。通し
孔23,25は、ふた2の外周に交互に形成され
ている。
取出し管21に沿つて形成した複数の開口によ
つて容器1,3間の前記スペースに窒素を吹込む
こともできる。この場合の吸引は、通し孔23に
より挿入した管を介し上端部において行なわれ
る。この場合には循環方向は前述した場合と逆に
なる。
つて容器1,3間の前記スペースに窒素を吹込む
こともできる。この場合の吸引は、通し孔23に
より挿入した管を介し上端部において行なわれ
る。この場合には循環方向は前述した場合と逆に
なる。
取出し管21(又は通し孔23)により回収さ
れた窒素は、再加熱装置に輸送される。
れた窒素は、再加熱装置に輸送される。
高温の窒素は、原子炉の炉心8を支持する格子
17及び原子炉の冷たいコレクターにも、吹込み
装置20を介して吹込まれる。原子炉の内部装置
と接触するように循環された後の窒素は、回収管
27によつて回収される。回収管27は、燃料排
出部所に近付くための開口によつて、ふた2に挿
入され、ほぼ炉心の集合体の頂部のレベルまで下
向きに延長している。
17及び原子炉の冷たいコレクターにも、吹込み
装置20を介して吹込まれる。原子炉の内部装置
と接触するように循環された後の窒素は、回収管
27によつて回収される。回収管27は、燃料排
出部所に近付くための開口によつて、ふた2に挿
入され、ほぼ炉心の集合体の頂部のレベルまで下
向きに延長している。
第5図には、この再加熱装置が図示され、この
装置は、1組の互に並列に配置された再加熱器6
0を備えている。電熱式の各々の再加熱器60
は、1組の弁により窒素の循環を制御する加熱回
路の1つの分岐部分に配置されている。
装置は、1組の互に並列に配置された再加熱器6
0を備えている。電熱式の各々の再加熱器60
は、1組の弁により窒素の循環を制御する加熱回
路の1つの分岐部分に配置されている。
これらの分岐部分は、ガス循環用の吹込要素6
1を有し、その上流側は、容器1,3間のスペー
スから再加熱ガスを回収するためのダクト62
と、主容器1の内部スペースから再加熱ガスを回
収するためのダクト63とに、並列に接続されて
おり、下流側は、容器1,3間のスペースに再加
熱されたガスを搬送するダクト64と、主容器1
内のスペースに再加熱されたガスを搬送するダク
ト65とに接続されている。
1を有し、その上流側は、容器1,3間のスペー
スから再加熱ガスを回収するためのダクト62
と、主容器1の内部スペースから再加熱ガスを回
収するためのダクト63とに、並列に接続されて
おり、下流側は、容器1,3間のスペースに再加
熱されたガスを搬送するダクト64と、主容器1
内のスペースに再加熱されたガスを搬送するダク
ト65とに接続されている。
弁66,67は、各々の分岐部分のダクト6
2,63への入口に配されており、弁68,69
は同様に、各々の分岐部分のダクト64,65へ
の出口に配されている。
2,63への入口に配されており、弁68,69
は同様に、各々の分岐部分のダクト64,65へ
の出口に配されている。
ダクト62,64は、通し孔23,25を介し
ふた2に通された6本の管によつて、容器1,3
間のスペースに各々連通されている。
ふた2に通された6本の管によつて、容器1,3
間のスペースに各々連通されている。
ダクト63,65は、熱いコレクター内のガス
を回収する回収管27と吹込み装置20とにそれ
ぞれ連結されている。
を回収する回収管27と吹込み装置20とにそれ
ぞれ連結されている。
ダクト62,63はそれぞれ弁70,71によ
つて、ガスの循環について遮断することができ
る。再加熱された窒素を大気に排出するための2
本の弁つきダクト73,74も、ダクト62,6
3からそれぞれ分岐されている。
つて、ガスの循環について遮断することができ
る。再加熱された窒素を大気に排出するための2
本の弁つきダクト73,74も、ダクト62,6
3からそれぞれ分岐されている。
窒素リザーバー75は、窒素を最初に回路に供
給し、原子炉の稼動中に生じた漏れ分を必要に応
じ補充するために、ダクト62の分路上に配設さ
れている。
給し、原子炉の稼動中に生じた漏れ分を必要に応
じ補充するために、ダクト62の分路上に配設さ
れている。
第5図に示した再加熱装置により、稼動中に、
各々の再加熱相において、再加熱回路の全部又は
一部の分岐部分を使用することができる。ダクト
の入口側及び出口側の弁によつて、容器1,3間
のスペース又は主容器1内のスペースに加熱窒素
を優先的に送給することができる。
各々の再加熱相において、再加熱回路の全部又は
一部の分岐部分を使用することができる。ダクト
の入口側及び出口側の弁によつて、容器1,3間
のスペース又は主容器1内のスペースに加熱窒素
を優先的に送給することができる。
次に第6,7図を参照して、原子炉の冷たいコ
レクター及び格子17に予加熱窒素を吹込むため
の吹込み装置20について説明する。
レクター及び格子17に予加熱窒素を吹込むため
の吹込み装置20について説明する。
第6図において、吹込み装置20の下部は、吹
込み装置20によつて代えられたポンプ15のバ
ルブ15a内に係合している。第6,7図に示す
ように、吹込み装置20は、ポンプの直径にほぼ
等しい直径の外管31を有し、この外管の上端
は、フランジ32と一体になつており、フランジ
32は、吹込み装置20を主容器1内の所定位置
に取付けた際に、ポンプ支持体34(ふた2上に
それ自体固定される)上に載置される。吹込み装
置20を主容器1内の所定位置に取付けると、ポ
ンプ15を通すためのふた2の通し孔は、フラン
ジ32によつて流体密に閉ざされる。吹込み装置
20の外管31の上部は、窒素再加熱装置からの
高温窒素の送給管に連結されている。この送給管
と外管31との間には、外管31内の流量を調節
すると共に外管31の上部を閉ざすためのちよう
形弁35が介設されている。
込み装置20によつて代えられたポンプ15のバ
ルブ15a内に係合している。第6,7図に示す
ように、吹込み装置20は、ポンプの直径にほぼ
等しい直径の外管31を有し、この外管の上端
は、フランジ32と一体になつており、フランジ
32は、吹込み装置20を主容器1内の所定位置
に取付けた際に、ポンプ支持体34(ふた2上に
それ自体固定される)上に載置される。吹込み装
置20を主容器1内の所定位置に取付けると、ポ
ンプ15を通すためのふた2の通し孔は、フラン
ジ32によつて流体密に閉ざされる。吹込み装置
20の外管31の上部は、窒素再加熱装置からの
高温窒素の送給管に連結されている。この送給管
と外管31との間には、外管31内の流量を調節
すると共に外管31の上部を閉ざすためのちよう
形弁35が介設されている。
外管31の内部には、スペーサー38により外
管31内に保持された、これよりも小径の内管3
7が配設されている。
管31内に保持された、これよりも小径の内管3
7が配設されている。
内管37の上部には、熱い不活性ガスの内管3
7内の流量を調節すると共に内管37の上部を閉
ざすためのちよう形弁39が配設されている。
7内の流量を調節すると共に内管37の上部を閉
ざすためのちよう形弁39が配設されている。
窓部40,41は、外管31と内管37との間
の環状周辺空所内に循環される熱ガスを主容器1
の内部空所内に送入するために、外管31の壁部
に形成されている。窓部40,41はそれぞれフ
ラツプ40a,41aによつて閉ざすことがで
き、フラツプ40a,41aは、第6図に示すよ
うに、外管31と内管37との間の環状空所内に
おいて回動させることができる。
の環状周辺空所内に循環される熱ガスを主容器1
の内部空所内に送入するために、外管31の壁部
に形成されている。窓部40,41はそれぞれフ
ラツプ40a,41aによつて閉ざすことがで
き、フラツプ40a,41aは、第6図に示すよ
うに、外管31と内管37との間の環状空所内に
おいて回動させることができる。
第6図に示すように、主容器1内に液体ナトリ
ウムを満たした時の液体ナトリウムの上方液位よ
りも少し下方のレベルにおいて、吹込み装置20
の上部に、1つの窓部40が、またポンプ15の
バルブ15aに係合する吹込み装置部分よりも少
し上方において、吹込み装置20の下部に、2つ
の窓部41がそれぞれ形成されている。
ウムを満たした時の液体ナトリウムの上方液位よ
りも少し下方のレベルにおいて、吹込み装置20
の上部に、1つの窓部40が、またポンプ15の
バルブ15aに係合する吹込み装置部分よりも少
し上方において、吹込み装置20の下部に、2つ
の窓部41がそれぞれ形成されている。
窓部40は、フラツプ40aによつて閉ざすこ
とができ、フラツプ40aは、開閉操作とその開
閉位置においてのロツクとを行なわせるための軸
42に一体化されている。
とができ、フラツプ40aは、開閉操作とその開
閉位置においてのロツクとを行なわせるための軸
42に一体化されている。
下方の2つの窓部41は、フラツプ41aによ
つて閉ざすことができ、これらのフラツプ41a
は、開閉操作とその開閉位置においてのロツクと
を行なわせるための軸43に一体化されている。
つて閉ざすことができ、これらのフラツプ41a
は、開閉操作とその開閉位置においてのロツクと
を行なわせるための軸43に一体化されている。
軸42,43の上部及び下部は、外管31の内
面に枢着され、軸42,43の上端部は、フラツ
プ40a,41aの開閉操作位置に一体的に連結
されている。
面に枢着され、軸42,43の上端部は、フラツ
プ40a,41aの開閉操作位置に一体的に連結
されている。
次に第6,7図を参照して前述した再加熱装置
を使用する本発明による予加熱方法を、第3,4
図を参照して説明する。
を使用する本発明による予加熱方法を、第3,4
図を参照して説明する。
主容器1の再加熱を行なう場合の熱ガス吹込装
置の配列は、第2図に示す通りである。
置の配列は、第2図に示す通りである。
原子炉の4台のポンプ15のうち1つは、第
6,7図を参照して説明した熱ガス吹込み装置2
0により代えられている。吹込み装置20によつ
て代えられたポンプ15を除いた全部の内部装置
は、主容器1内の所定の取付け位置にある。予加
熱は、主容器1に液体ナトリウムを満たす前に行
なわれる。
6,7図を参照して説明した熱ガス吹込み装置2
0により代えられている。吹込み装置20によつ
て代えられたポンプ15を除いた全部の内部装置
は、主容器1内の所定の取付け位置にある。予加
熱は、主容器1に液体ナトリウムを満たす前に行
なわれる。
第3図には、1台の熱交換器12と、原子炉の
ポンプ15の1つに代る吹込み装置20とが図示
されている。
ポンプ15の1つに代る吹込み装置20とが図示
されている。
原子炉の内部容器1及びその内部装置内に吹込
み装置20によつて吹込まれた熱ガスの経路は、
矢印50により示されている。
み装置20によつて吹込まれた熱ガスの経路は、
矢印50により示されている。
また主容器1と安全容器3との間の熱ガスの経
路は、矢印51により示されている。
路は、矢印51により示されている。
第3図には、内部容器6の冷めたいコレクター
内に熱ガスの大部分が吹込まれる予加熱の第1相
において主容器1の内部及び容器1,3間のスペ
ースを通る140℃よりも少し高い温度にある熱ガ
ス(この場合は窒素)の経路が図示されている。
このためには、吹込み装置20の下方の2つの窓
部41は開放され、上方の窓部40は閉ざされ、
吹込み装置20の内管37の弁39は部分的に閉
ざされる。また吹込み装置20によつて代えられ
なかつた3台のポンプ15の、冷たいコレクター
内に開口する吸込口は、閉ざされている。
内に熱ガスの大部分が吹込まれる予加熱の第1相
において主容器1の内部及び容器1,3間のスペ
ースを通る140℃よりも少し高い温度にある熱ガ
ス(この場合は窒素)の経路が図示されている。
このためには、吹込み装置20の下方の2つの窓
部41は開放され、上方の窓部40は閉ざされ、
吹込み装置20の内管37の弁39は部分的に閉
ざされる。また吹込み装置20によつて代えられ
なかつた3台のポンプ15の、冷たいコレクター
内に開口する吸込口は、閉ざされている。
各弁の開度は、熱いガスの主要部が窓部41に
より冷たいコレクター内に入るように調節されて
いる。熱いガスの残りは、ポンプ15の通路18
によつて格子17内に送入される。
より冷たいコレクター内に入るように調節されて
いる。熱いガスの残りは、ポンプ15の通路18
によつて格子17内に送入される。
冷めたいコレクター内に吹込まれた熱ガスは、
このコレクターを出て、熱いコレクターに流入す
る。この流入は、ポンプの複数の案内装置、熱交
換器12又は熱交換器12の通し装置14を介し
て、また残りの少量の部分については、主容器1
の冷却用液体ナトリウムの流通スペースを介して
行なわれる。
このコレクターを出て、熱いコレクターに流入す
る。この流入は、ポンプの複数の案内装置、熱交
換器12又は熱交換器12の通し装置14を介し
て、また残りの少量の部分については、主容器1
の冷却用液体ナトリウムの流通スペースを介して
行なわれる。
炉心を支持する格子17内に吹込まれた熱ガス
のほぼ全量は、炉心を貫流し、熱いコレクターに
入る。このガスの少量の部分は、板張内に吹込ま
れ、そこから更に、主容器1の冷却用ナトリウム
の通流スペースに入る。
のほぼ全量は、炉心を貫流し、熱いコレクターに
入る。このガスの少量の部分は、板張内に吹込ま
れ、そこから更に、主容器1の冷却用ナトリウム
の通流スペースに入る。
全部の熱ガスは、熱いコレクター内に入り、そ
こから回収管27によつて引出され、再加熱装置
に戻される。
こから回収管27によつて引出され、再加熱装置
に戻される。
通し孔23を経て送給された熱ガスは、主容器
1の外面を再加熱した後、容器1,3間のスペー
ス内にある取出し管21によつて集められる。
1の外面を再加熱した後、容器1,3間のスペー
ス内にある取出し管21によつて集められる。
このようにして、内部装置全体と主容器1とが
再加熱されるが、吹込まれた熱ガスのうちの或る
少部分が貫流するのみの炉心は、それほど強くは
再加熱されない。
再加熱されるが、吹込まれた熱ガスのうちの或る
少部分が貫流するのみの炉心は、それほど強くは
再加熱されない。
第4図には、格子17と原子炉の冷たいコレク
ターとにほぼ等量ずつのガスが吹込まれる予加熱
の第2相においての、熱ガス流の分布が図示され
ている。
ターとにほぼ等量ずつのガスが吹込まれる予加熱
の第2相においての、熱ガス流の分布が図示され
ている。
図においてポンプ15はその設置個所におい
て、実線で、また4台のうち1つのポンプ15に
代る吹込み装置20はその設置個所において破線
でそれぞれ図示されている。
て、実線で、また4台のうち1つのポンプ15に
代る吹込み装置20はその設置個所において破線
でそれぞれ図示されている。
この相において、主容器1の内部装置を通る熱
ガスの循環は、矢印53,54によつて、また容
器1,3の間のスペースを通る熱ガスの循環は矢
印55によつて、それぞれ図示されている。
ガスの循環は、矢印53,54によつて、また容
器1,3の間のスペースを通る熱ガスの循環は矢
印55によつて、それぞれ図示されている。
この予加熱相の間に、吹込み装置20の窓部4
0,41は全部閉ざされるので、熱ガスは、吹込
み装置20により代えられたポンプ15のバルブ
15aに送入される。吹込み装置の上部のちよう
形弁35,39は全開している。そのため熱ガス
流は、ポンプ15のバルブ15aの中央通路と周
辺通路との両方を同時に通るので、破線の矢印5
3は、100%全ガス流を表わしたものとなる。熱
ガスは次に原子炉の格子17に送入され、その一
部は原子炉の炉心を貫流し、これを140℃に近い
温度に再加熱する。熱ガスのわずかな部分は、板
張を通つて流れ、主容器1の冷却用ナトリウムの
循環スペースを再加熱する。
0,41は全部閉ざされるので、熱ガスは、吹込
み装置20により代えられたポンプ15のバルブ
15aに送入される。吹込み装置の上部のちよう
形弁35,39は全開している。そのため熱ガス
流は、ポンプ15のバルブ15aの中央通路と周
辺通路との両方を同時に通るので、破線の矢印5
3は、100%全ガス流を表わしたものとなる。熱
ガスは次に原子炉の格子17に送入され、その一
部は原子炉の炉心を貫流し、これを140℃に近い
温度に再加熱する。熱ガスのわずかな部分は、板
張を通つて流れ、主容器1の冷却用ナトリウムの
循環スペースを再加熱する。
再加熱ガスの残りの部分は、吹込み装置20に
より代えられていない3台のポンプの通路18を
通過する(矢印54)。これらの3台のポンプの
吸込口56は開放されているので、通路18を経
てこれらのポンプに入つた予加熱ガスは、冷めた
いコレクターに入り、そこで前記の場合と同様
に、ポンプの案内装置、熱交換器及び配管並びに
主容器1の冷却用ナトリウムの返送スペースの間
に分配される。
より代えられていない3台のポンプの通路18を
通過する(矢印54)。これらの3台のポンプの
吸込口56は開放されているので、通路18を経
てこれらのポンプに入つた予加熱ガスは、冷めた
いコレクターに入り、そこで前記の場合と同様
に、ポンプの案内装置、熱交換器及び配管並びに
主容器1の冷却用ナトリウムの返送スペースの間
に分配される。
全部の再加熱ガスは、熱いコレクターに入り、
そこから回収管27により取出され、主容器1の
外部に配された前記の再加熱装置に給送される。
そこから回収管27により取出され、主容器1の
外部に配された前記の再加熱装置に給送される。
この第2相の終了時に、原子炉の主容器1と、
ポンプ及び熱交換器を含む内部装置とは、全体と
して、140℃に近い温度になつている。
ポンプ及び熱交換器を含む内部装置とは、全体と
して、140℃に近い温度になつている。
予加熱の第3相では、液体ナトリウムの到達液
位よりも上方にガスを吹込み続けるのと同時に、
主容器1内に液体ナトリウムを送入し始める。こ
のガス送入によつて、ナトリウムを満たす間前記
の各装置の温度を140℃に保つことができる。
位よりも上方にガスを吹込み続けるのと同時に、
主容器1内に液体ナトリウムを送入し始める。こ
のガス送入によつて、ナトリウムを満たす間前記
の各装置の温度を140℃に保つことができる。
特に、2次回路を予め満たしている予加熱され
た液体ナトリウムが循環され、主容器1内に浸漬
された中間熱交換器によつて主容器1に熱が供与
される。
た液体ナトリウムが循環され、主容器1内に浸漬
された中間熱交換器によつて主容器1に熱が供与
される。
このようにナトリウムを満たす間、吹込み装置
20の全部の窓部は、ナトリウムを満たし始める
時点で開放される。ちよう形弁35,39は最大
限度まで開放されるため、予加熱ガスは、原子炉
の格子17と冷めたいコレクターとの両方に同時
に送給される。
20の全部の窓部は、ナトリウムを満たし始める
時点で開放される。ちよう形弁35,39は最大
限度まで開放されるため、予加熱ガスは、原子炉
の格子17と冷めたいコレクターとの両方に同時
に送給される。
ナトリウムが格子17のレベルに到達すると、
内管37のちよう形弁39は閉弁位置となるた
め、ガスの吹込みは、ナトリウムの上方におい
て、吹込み装置20の窓部40,41のみを介し
て行なわれる。
内管37のちよう形弁39は閉弁位置となるた
め、ガスの吹込みは、ナトリウムの上方におい
て、吹込み装置20の窓部40,41のみを介し
て行なわれる。
ナトリウムが窓部41のレベルよりも少し下方
に到達すると、これらの窓部は閉ざされ、熱ガス
の吹込みは、窓部40のみによつて行なわれる
(ナトリウムが窓部40に到達した時、この窓部
は自動的に閉ざされる)。窓部40は主容器1内
のナトリウムの上部液位よりもごく少し下方にあ
るにすぎないため、ナトリウムを満たす操作は、
この時に事実上終了する。
に到達すると、これらの窓部は閉ざされ、熱ガス
の吹込みは、窓部40のみによつて行なわれる
(ナトリウムが窓部40に到達した時、この窓部
は自動的に閉ざされる)。窓部40は主容器1内
のナトリウムの上部液位よりもごく少し下方にあ
るにすぎないため、ナトリウムを満たす操作は、
この時に事実上終了する。
このようにして、ナトリウムを固化させたり、
原子炉の内部装置に過大な熱応力を発生させたり
するおそれがなく、主容器1内にナトリウムを満
たすことができる。
原子炉の内部装置に過大な熱応力を発生させたり
するおそれがなく、主容器1内にナトリウムを満
たすことができる。
また、この目的は、主容器又は内部装置と内部
装置とに接触するように再加熱装置を配置するこ
となく達せられる。
装置とに接触するように再加熱装置を配置するこ
となく達せられる。
また、内部容器の外側(図示した例では容器L
3間のスペース)にガスを吹込むことは、容器内
にナトリウムを満たす間に、一定の仕方で行なわ
れ、2次回路による熱の供給に適合した主容器1
及びそれに満たされるナトリウムの温度を保つよ
うに、或る期間吹込みを維持することも可能にな
る。
3間のスペース)にガスを吹込むことは、容器内
にナトリウムを満たす間に、一定の仕方で行なわ
れ、2次回路による熱の供給に適合した主容器1
及びそれに満たされるナトリウムの温度を保つよ
うに、或る期間吹込みを維持することも可能にな
る。
内部容器の外側への吹込みは、内部装置と接触
する熱ガスの内部吹込みに対して調節することが
できる。
する熱ガスの内部吹込みに対して調節することが
できる。
このためには、第5図に示した1組の再加熱器
及び熱ガス吹込み要素を使用することができる。
これにより、複数の回路のうち一方又は他方の或
る数の再加熱器及び吹込み要素を優先的に用いる
ことにより確保された流量を利用できる。
及び熱ガス吹込み要素を使用することができる。
これにより、複数の回路のうち一方又は他方の或
る数の再加熱器及び吹込み要素を優先的に用いる
ことにより確保された流量を利用できる。
本発明は、前述した特定の構成のみに限られ
ず、その全ての可能な変形を包含する。例えば原
子炉の複数のポンプの代りに配置された複数の熱
ガス吹込み装置を使用することができる。例えば
主容器1の軸線に関し対称に配された2個のポン
プに代つて2個の吹込み装置20を使用すること
ができる。この構成によれば、再加熱ガスの循環
の不均衝を減少させることにより、再加熱がより
よくバランスされる。
ず、その全ての可能な変形を包含する。例えば原
子炉の複数のポンプの代りに配置された複数の熱
ガス吹込み装置を使用することができる。例えば
主容器1の軸線に関し対称に配された2個のポン
プに代つて2個の吹込み装置20を使用すること
ができる。この構成によれば、再加熱ガスの循環
の不均衝を減少させることにより、再加熱がより
よくバランスされる。
また、前述したものと異なる順次の相をもつた
再加熱モードを用いてもよい。このモードの選択
は、明らかなように、内部装置のいろいろの部分
において予加熱ガスの流量分布を条件付けする原
子炉の内部装置の構造に依存する。
再加熱モードを用いてもよい。このモードの選択
は、明らかなように、内部装置のいろいろの部分
において予加熱ガスの流量分布を条件付けする原
子炉の内部装置の構造に依存する。
また本発明は、一体型のものだけに限定され
ず、ループ型の高速中性子型原子炉にも適用され
る。本発明による吹込み方法及び装置は、原子炉
の主容器及び内部装置の構造に従つて、各々の特
別の場合に適合させることができる。
ず、ループ型の高速中性子型原子炉にも適用され
る。本発明による吹込み方法及び装置は、原子炉
の主容器及び内部装置の構造に従つて、各々の特
別の場合に適合させることができる。
第1図は一体型の高速中性子型原子炉の主容器
及びその内部装置を示す縦断面図、第2図はガス
の循環により再加熱を行なわせる手段を備えた高
速中性子型原子炉の炉容器を示す第1図と同様の
縦断面図、第3図は吹込み工程の第1相において
の予加熱ガス流の分布を示す第1,2図と同様の
縦断面図、第4図は予加熱が液体ナトリウムを炉
容器内に満たす操作と同時に行なわれる予加熱工
程の第2相においての予加熱ガス流の分布を示す
第1〜3図と同様の縦断面図、第5図はガスの再
加熱装置を示す略配列図、第6図は再加熱ガス吹
込み部分の上部を示す立面図、第7図は第6図の
−線に沿つた断面図である。 符号の説明 1…主容器。6…内部容器(内部
装置)。8…炉心(内部装置)。12…中間熱交換
器(内部装置)。15…ポンプ(内部装置)。
及びその内部装置を示す縦断面図、第2図はガス
の循環により再加熱を行なわせる手段を備えた高
速中性子型原子炉の炉容器を示す第1図と同様の
縦断面図、第3図は吹込み工程の第1相において
の予加熱ガス流の分布を示す第1,2図と同様の
縦断面図、第4図は予加熱が液体ナトリウムを炉
容器内に満たす操作と同時に行なわれる予加熱工
程の第2相においての予加熱ガス流の分布を示す
第1〜3図と同様の縦断面図、第5図はガスの再
加熱装置を示す略配列図、第6図は再加熱ガス吹
込み部分の上部を示す立面図、第7図は第6図の
−線に沿つた断面図である。 符号の説明 1…主容器。6…内部容器(内部
装置)。8…炉心(内部装置)。12…中間熱交換
器(内部装置)。15…ポンプ(内部装置)。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 1 ポンプ15と熱交換器12とが主容器内に浸
漬されている一体型の高速中性子型原子炉の主容
器の内面及び内部構造体を予加熱する装置であつ
て、 主容器1内の少くとも1台のポンプ15に代る
2個1組の同心状の管31,37を有し、壁部に
窓状の開口40,41を有する外側の管31は、
近似的に、ポンプの寸法を有し、再加熱装置から
の高温中性ガスの送給管に、弁35を介し連結さ
れ、内側の管37は、弁39が配置された上部に
おいて、外側の管31内に開口し、管31,37
の下端部は、管31,37によつて代えられたポ
ンプ15のバルブ15a内に係合し、更に、 主容器1を閉ざすふた2を貫通して主容器1の
熱いコレクター内に入るガス回収管27を有する ことを特徴とする予加熱装置。 2 外側の管31の壁部に形成した窓状の開口4
0,41が、開閉操作用の軸42,43と一体の
フラツプ40a,41aを有し、軸42,43
は、管31,37の軸方向に配向され、上端にお
いて操作装置に一体化されていることを特徴とす
る特許請求の範囲第1項記載の予加熱装置。 3 外側の管31が上部に窓状の開口40を、ま
た下部に2個の窓状の開口41を有し、これらの
開口41は、外側の管の下端部が係合しているポ
ンプ15のバルブ15aの直上に形成されている
ことを特徴とする特許請求の範囲第2項記載の予
加熱装置。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| FR8309733A FR2547448B1 (fr) | 1983-06-13 | 1983-06-13 | Procede de prechauffage d'une cuve et des structures internes d'un reacteur nucleaire a neutrons rapides refroidi par du metal liquide et moyens de prechauffage correspondants |
| FR8309733 | 1983-06-13 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS608794A JPS608794A (ja) | 1985-01-17 |
| JPH0429039B2 true JPH0429039B2 (ja) | 1992-05-15 |
Family
ID=9289716
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP59116335A Granted JPS608794A (ja) | 1983-06-13 | 1984-06-06 | 一体型の高速中性子型原子炉の内面及び内部構造体を予加熱する装置 |
Country Status (4)
| Country | Link |
|---|---|
| EP (1) | EP0129468B1 (ja) |
| JP (1) | JPS608794A (ja) |
| DE (1) | DE3465813D1 (ja) |
| FR (1) | FR2547448B1 (ja) |
Families Citing this family (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH068919B2 (ja) * | 1985-02-06 | 1994-02-02 | 株式会社日立製作所 | 原子炉構造予熱方法 |
| JPH0778551B2 (ja) * | 1991-12-09 | 1995-08-23 | 動力炉・核燃料開発事業団 | 液体金属冷却原子炉 |
| CN116682588B (zh) * | 2023-06-16 | 2025-11-25 | 中国原子能科学研究院 | 向反应堆辐照罐内充装液态金属的方法 |
Family Cites Families (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3155595A (en) * | 1959-12-04 | 1964-11-03 | Babcock & Wilcox Co | Preheating and cooling a nuclear reactor system |
| US3809608A (en) * | 1972-05-10 | 1974-05-07 | Westinghouse Electric Corp | Reactor vessel annealing apparatus |
| US4118278A (en) * | 1976-09-27 | 1978-10-03 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Nuclear reactor insulation and preheat system |
| JPS5374694A (en) * | 1976-12-15 | 1978-07-03 | Power Reactor & Nuclear Fuel Dev Corp | Preheating method for liquid metal cooled type reactor |
| DE2734665A1 (de) * | 1977-08-01 | 1979-02-15 | Kraftwerk Union Ag | Vorrichtung zur verlaengerung der lebensdauer eines druckbehaelters, insbesondere eines reaktordruckbehaelters |
| JPS556255A (en) * | 1978-06-30 | 1980-01-17 | Tokyo Shibaura Electric Co | Nuclear reactor |
-
1983
- 1983-06-13 FR FR8309733A patent/FR2547448B1/fr not_active Expired
-
1984
- 1984-06-06 JP JP59116335A patent/JPS608794A/ja active Granted
- 1984-06-08 DE DE8484401186T patent/DE3465813D1/de not_active Expired
- 1984-06-08 EP EP84401186A patent/EP0129468B1/fr not_active Expired
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| DE3465813D1 (en) | 1987-10-08 |
| FR2547448A1 (fr) | 1984-12-14 |
| EP0129468B1 (fr) | 1987-09-02 |
| EP0129468A1 (fr) | 1984-12-27 |
| FR2547448B1 (fr) | 1985-08-30 |
| JPS608794A (ja) | 1985-01-17 |
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