JPH0727050B2 - 受動冷却系を備えた液体金属冷却型原子炉 - Google Patents
受動冷却系を備えた液体金属冷却型原子炉Info
- Publication number
- JPH0727050B2 JPH0727050B2 JP2195106A JP19510690A JPH0727050B2 JP H0727050 B2 JPH0727050 B2 JP H0727050B2 JP 2195106 A JP2195106 A JP 2195106A JP 19510690 A JP19510690 A JP 19510690A JP H0727050 B2 JPH0727050 B2 JP H0727050B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- core assembly
- cylinder
- heat exchange
- core
- liquid metal
- 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
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/02—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders
-
- 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
- G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
-
- 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)
Description
【発明の詳細な説明】 発明の分野 本発明は、1985年４月２日付けの米国特許第4508677号
明細書中に開示されているごとく、熱発生用の核燃料を
含む炉心が液体金属冷却材のプール中に実質的に沈めら
れているような液体金属冷却型原子炉の受動冷却系の改
良に関するものである。
明細書中に開示されているごとく、熱発生用の核燃料を
含む炉心が液体金属冷却材のプール中に実質的に沈めら
れているような液体金属冷却型原子炉の受動冷却系の改
良に関するものである。
発明の背景 ナトリウム冷却型またはナトリウム−カリウム冷却型原
子炉を発電目的のために運転する際には、緊急事態の処
置や保守作業の実施のために燃料の核分裂反応を停止さ
せることが必要となる場合がある。原子炉の運転停止
は、中性子吸収用の制御棒を炉心内に挿入して核分裂反
応のために必要な中性子を燃料から除去することによっ
て達成される。しかしながら、原子炉の運転停止後にお
いても燃料の崩壊は継続して多量の熱を発生するから、
かかる熱を原子炉系から放散させなければならない。
子炉を発電目的のために運転する際には、緊急事態の処
置や保守作業の実施のために燃料の核分裂反応を停止さ
せることが必要となる場合がある。原子炉の運転停止
は、中性子吸収用の制御棒を炉心内に挿入して核分裂反
応のために必要な中性子を燃料から除去することによっ
て達成される。しかしながら、原子炉の運転停止後にお
いても燃料の崩壊は継続して多量の熱を発生するから、
かかる熱を原子炉系から放散させなければならない。
液体金属冷却材およびそれに隣接した構造物の熱容量
は、残留熱を放散させるために役立つ。しかしながら、
原子炉の構造材料は長期にわたる高温暴露に対して安全
に耐えることができない場合もある。たとえば、典型的
な格納容器の壁体を成すコンクリートは、高温に暴露さ
れるとかど部の欠けや壁面の割れを生じることがある。
従って、運転停止時において原子炉構造物から熱を安全
に除去するための補助冷却系が使用されるのが普通であ
る。
は、残留熱を放散させるために役立つ。しかしながら、
原子炉の構造材料は長期にわたる高温暴露に対して安全
に耐えることができない場合もある。たとえば、典型的
な格納容器の壁体を成すコンクリートは、高温に暴露さ
れるとかど部の欠けや壁面の割れを生じることがある。
従って、運転停止時において原子炉構造物から熱を安全
に除去するための補助冷却系が使用されるのが普通であ
る。
従来の原子炉においては、原子炉から熱を放散させるた
めに各種の精巧なエネルギー駆動式冷却系が使用されて
きた。しかしながら、運転停止を引起こすような状況の
下では、冷却系へのエネルギー供給が損なわれ、そのた
めに冷却系自体も故障してしまうことが多い。たとえ
ば、炉心を冷却するためのポンプや換気系が故障するこ
とがある。更にまた、運転員の関与が必要とされる場合
には、運転員が適切な操作を行い得ないような事態も予
測することができる。それ故、最も高い信頼度を有する
望ましい冷却系は、運転停止後に発生する残留熱を連続
的に除去し得る完全に受動的な系から成るものである。
めに各種の精巧なエネルギー駆動式冷却系が使用されて
きた。しかしながら、運転停止を引起こすような状況の
下では、冷却系へのエネルギー供給が損なわれ、そのた
めに冷却系自体も故障してしまうことが多い。たとえ
ば、炉心を冷却するためのポンプや換気系が故障するこ
とがある。更にまた、運転員の関与が必要とされる場合
には、運転員が適切な操作を行い得ないような事態も予
測することができる。それ故、最も高い信頼度を有する
望ましい冷却系は、運転停止後に発生する残留熱を連続
的に除去し得る完全に受動的な系から成るものである。
米国特許第4508677号明細書中に開示されているものの
ような、冷却材としてナトリウムまたはナトリウム−カ
リウムを使用するモジュール方式の液体金属冷却型原子
炉は、数多くの利点を有している。水冷型原子炉は、水
の沸点またはその付近の温度で動作する。この場合、温
度が顕著に上昇すれば蒸気が発生し、従って圧力が増大
することになる。それに対し、ナトリウムまたはナトリ
ウム−カリウムは極めて高い沸点（すなわち、１気圧で
約1800°Ｆの沸点）を有している。この場合、原子炉の
正規の運転温度は約900°Ｆである。かかる液体金属冷
却材の沸点が高いため、水冷型原子炉において発生され
る蒸気に付随するような圧力の問題は存在しない。ま
た、液体金属冷却材の熱容量に基づき、原子炉における
構造破壊の危険を生じることなしに冷却材を正規の運転
温度より華氏で数百度も高い温度にまで加熱することも
できる。
ような、冷却材としてナトリウムまたはナトリウム−カ
リウムを使用するモジュール方式の液体金属冷却型原子
炉は、数多くの利点を有している。水冷型原子炉は、水
の沸点またはその付近の温度で動作する。この場合、温
度が顕著に上昇すれば蒸気が発生し、従って圧力が増大
することになる。それに対し、ナトリウムまたはナトリ
ウム−カリウムは極めて高い沸点（すなわち、１気圧で
約1800°Ｆの沸点）を有している。この場合、原子炉の
正規の運転温度は約900°Ｆである。かかる液体金属冷
却材の沸点が高いため、水冷型原子炉において発生され
る蒸気に付随するような圧力の問題は存在しない。ま
た、液体金属冷却材の熱容量に基づき、原子炉における
構造破壊の危険を生じることなしに冷却材を正規の運転
温度より華氏で数百度も高い温度にまで加熱することも
できる。
プール形式の液体金属冷却型原子炉用の原子炉容器は、
基本的に、容器壁の連続性を損なうことのある開口を全
く有しない上端の開いた円筒形タンクである。側壁およ
び底壁を密閉状態に保つことは、原子炉容器からの液体
金属冷却材の漏れを防止するために不可欠である。原子
炉の表面はまた、安全性に関する理由から必要とされる
厳しい検査のために接近可能でなければならない。
基本的に、容器壁の連続性を損なうことのある開口を全
く有しない上端の開いた円筒形タンクである。側壁およ
び底壁を密閉状態に保つことは、原子炉容器からの液体
金属冷却材の漏れを防止するために不可欠である。原子
炉の表面はまた、安全性に関する理由から必要とされる
厳しい検査のために接近可能でなければならない。
典型的なナトリウム冷却型原子炉においては、２種のレ
ベルのナトリウムループが使用される。なお、ただ１つ
の一次ループおよび１つ以上の二次ループが使用される
のが通例である。一次ループは、燃料棒によって加熱さ
れる強い放射性のナトリウムを含んでいる。かかる一次
ループは熱交換器を通過し、それによって炉心からの熱
を（非放射性のナトリウムから成る）二次ループの１者
に伝達する。一般にナトリウム冷却型原子炉は、１つの
二次ループが破損した場合に備えて２つ以上の二次ルー
プを組込んだ冗長方式に基づいて設計されている。
ベルのナトリウムループが使用される。なお、ただ１つ
の一次ループおよび１つ以上の二次ループが使用される
のが通例である。一次ループは、燃料棒によって加熱さ
れる強い放射性のナトリウムを含んでいる。かかる一次
ループは熱交換器を通過し、それによって炉心からの熱
を（非放射性のナトリウムから成る）二次ループの１者
に伝達する。一般にナトリウム冷却型原子炉は、１つの
二次ループが破損した場合に備えて２つ以上の二次ルー
プを組込んだ冗長方式に基づいて設計されている。
炉心内に制御棒を完全に挿入することによって原子炉の
運転を停止した後でも、残留熱が発生し続け、そしてか
かる熱は原子炉の熱容量に基づいて放散されることにな
る。原子炉が長期間にわたって全出力で運転されていた
と仮定すれば、運転停止後の１時間の間に全出力の平均
約２％の熱が発生する。なお、残留熱の発生量は時間と
共に減少し続ける。
運転を停止した後でも、残留熱が発生し続け、そしてか
かる熱は原子炉の熱容量に基づいて放散されることにな
る。原子炉が長期間にわたって全出力で運転されていた
と仮定すれば、運転停止後の１時間の間に全出力の平均
約２％の熱が発生する。なお、残留熱の発生量は時間と
共に減少し続ける。
本発明は、1985年12月２日付けの米国特許第4678626号
明細書中に開示されているような、液体金属冷却型原子
炉の運転停止後に発生する崩壊熱を除去するための受動
冷却系の改良から成っている。
明細書中に開示されているような、液体金属冷却型原子
炉の運転停止後に発生する崩壊熱を除去するための受動
冷却系の改良から成っている。
発明の要約 本発明は、米国特許第4678626号明細書中に開示されて
いるような従来の液体金属冷却型原子炉用受動冷却系の
改良に関するものである。本発明によれば、原子炉容器
および保護容器の両方が相次いで破裂して液体金属冷却
材の漏れを生じ、そのために炉心を通過する液体金属冷
却材の正規の一次ループが中断するという万一の事故が
起こった場合に原子炉の炉心を冷却するための手段が提
供される。その場合には、炉心の過熱およびそれに続く
構造破壊が起こる可能性を排除するため、実質的に連続
的な炉心の冷却が必要とされる。本発明に従えば、原子
炉構成部品の間を通って流れる液体金属冷却材の一次熱
交換対流回路および二次熱交換対流回路が形成され、そ
れらが協力して炉心から効率的に熱を除去することによ
って炉心の過熱および構造破壊の可能性が低減されるの
である。
いるような従来の液体金属冷却型原子炉用受動冷却系の
改良に関するものである。本発明によれば、原子炉容器
および保護容器の両方が相次いで破裂して液体金属冷却
材の漏れを生じ、そのために炉心を通過する液体金属冷
却材の正規の一次ループが中断するという万一の事故が
起こった場合に原子炉の炉心を冷却するための手段が提
供される。その場合には、炉心の過熱およびそれに続く
構造破壊が起こる可能性を排除するため、実質的に連続
的な炉心の冷却が必要とされる。本発明に従えば、原子
炉構成部品の間を通って流れる液体金属冷却材の一次熱
交換対流回路および二次熱交換対流回路が形成され、そ
れらが協力して炉心から効率的に熱を除去することによ
って炉心の過熱および構造破壊の可能性が低減されるの
である。
米国特許第4505677号明細書中に開示されているような
形式の液体金属冷却型原子炉において使用されている従
来の熱除去系は完全に受動的なものであって、流体中に
おける自然対流、伝導、対流および熱放射から成る現象
に基づいて連続的に動作する。この熱除去系において
は、一次ループを通してこの液体金属冷却材の自然対流
により、熱を発生する炉心から原子炉容器にまで熱が輸
送される。こうして輸送された熱は原子炉容器の壁を通
して伝導され、次いで原子炉容器と保護容器との間の不
活性ガスで満たされた空間を通して（実質的に熱放射に
より）伝達される。保護容器の壁にまで達した熱は、一
部は自然対流により、また一部は熱放射により、自然に
循環する周囲の大気中に放出される。
形式の液体金属冷却型原子炉において使用されている従
来の熱除去系は完全に受動的なものであって、流体中に
おける自然対流、伝導、対流および熱放射から成る現象
に基づいて連続的に動作する。この熱除去系において
は、一次ループを通してこの液体金属冷却材の自然対流
により、熱を発生する炉心から原子炉容器にまで熱が輸
送される。こうして輸送された熱は原子炉容器の壁を通
して伝導され、次いで原子炉容器と保護容器との間の不
活性ガスで満たされた空間を通して（実質的に熱放射に
より）伝達される。保護容器の壁にまで達した熱は、一
部は自然対流により、また一部は熱放射により、自然に
循環する周囲の大気中に放出される。
米国特許第4678626号明細書中に開示されているような
上記のごとき熱除去系においては、原子炉容器および保
護容器の両方が破裂して液体金属冷却材の漏れが生じ、
そのために原子炉容器内に収容された液体金属冷却材の
液面が正規の高さから自然対流を妨げる位置にまで降下
した場合、それの炉心冷却能力は顕著に低下することに
なる。このような事故は炉心の加熱を招き、そして徐々
に（たとえば、典型的な液体金属冷却型原子炉において
使用されるナトリウムの場合には約５日間にわたって）
液体金属冷却材の沸騰を引起こす可能性がある。このよ
うな現象が起これば、最終的に重大な結果が生じること
になるわけである。
上記のごとき熱除去系においては、原子炉容器および保
護容器の両方が破裂して液体金属冷却材の漏れが生じ、
そのために原子炉容器内に収容された液体金属冷却材の
液面が正規の高さから自然対流を妨げる位置にまで降下
した場合、それの炉心冷却能力は顕著に低下することに
なる。このような事故は炉心の加熱を招き、そして徐々
に（たとえば、典型的な液体金属冷却型原子炉において
使用されるナトリウムの場合には約５日間にわたって）
液体金属冷却材の沸騰を引起こす可能性がある。このよ
うな現象が起これば、最終的に重大な結果が生じること
になるわけである。
また、容器の破裂によって液体金属冷却材の顕著な喪失
が生じた場合に冷却材の一次ループから崩壊熱を除去す
るために役立つ別種の手段も提唱されている。これらの
手段は、液体金属冷却材全体の温度を安全限界よりも低
く維持しようとするものである。しかしながら、液体金
属冷却材の喪失時には炉心を通しての冷却材の流れが停
止してしまうから、炉心は高いピーク温度を示す可能性
がある。炉心からの崩壊熱の除去は主として熱伝導によ
って行われるが、かかる熱伝導は炉心を包囲する多量
（たとえば、全部で約８インチの厚さ）のステンレス鋼
を通して達成されなければならない。その場合、炉心区
域から外部区域に熱を伝達するためには、両方の区域間
に約700°Ｆの温度差が必要とされる。このように高い
炉心温度は、大きな破壊を誘起する可能性は少ないにせ
よ、燃料単位の容器に何らかの破損を引起こす可能性が
ある。
が生じた場合に冷却材の一次ループから崩壊熱を除去す
るために役立つ別種の手段も提唱されている。これらの
手段は、液体金属冷却材全体の温度を安全限界よりも低
く維持しようとするものである。しかしながら、液体金
属冷却材の喪失時には炉心を通しての冷却材の流れが停
止してしまうから、炉心は高いピーク温度を示す可能性
がある。炉心からの崩壊熱の除去は主として熱伝導によ
って行われるが、かかる熱伝導は炉心を包囲する多量
（たとえば、全部で約８インチの厚さ）のステンレス鋼
を通して達成されなければならない。その場合、炉心区
域から外部区域に熱を伝達するためには、両方の区域間
に約700°Ｆの温度差が必要とされる。このように高い
炉心温度は、大きな破壊を誘起する可能性は少ないにせ
よ、燃料単位の容器に何らかの破損を引起こす可能性が
ある。
発明の目的 本発明の主たる目的は、崩壊熱および顕熱を除去するた
めに役立つ液体金属冷却型原子炉用の改良された受動冷
却方法および受動冷却系を提供することにある。
めに役立つ液体金属冷却型原子炉用の改良された受動冷
却方法および受動冷却系を提供することにある。
また、液体金属冷却材のプール中に実質的に沈められた
核燃料の炉心を含む液体金属冷却型原子炉の受動冷却に
際して伝熱効率を向上させることも本発明の目的の１つ
である。
核燃料の炉心を含む液体金属冷却型原子炉の受動冷却に
際して伝熱効率を向上させることも本発明の目的の１つ
である。
更にまた、自然対流によって炉心区域からそれの外部の
冷却用伝熱媒体に熱エネルギーを効果的に伝達するため
の手段を含む液体金属冷却型原子炉用の改良された受動
冷却系を提供することも本発明の目的の１つである。
冷却用伝熱媒体に熱エネルギーを効果的に伝達するため
の手段を含む液体金属冷却型原子炉用の改良された受動
冷却系を提供することも本発明の目的の１つである。
更にまた、完全に受動的であると共に、流体中における
自然対流、伝導、対流および熱放射から成る固有の現象
によって連続的に動作する液体金属冷却型原子炉用の熱
除去系を提供することも本発明の目的の１つである。
自然対流、伝導、対流および熱放射から成る固有の現象
によって連続的に動作する液体金属冷却型原子炉用の熱
除去系を提供することも本発明の目的の１つである。
更にまた、多重媒体冷却回路を使用する液体金属冷却型
原子炉の運転停止時に発生する崩壊熱および顕熱を除去
するために役立つ受動冷却系の改良を提供することも本
発明の目的の１つである。
原子炉の運転停止時に発生する崩壊熱および顕熱を除去
するために役立つ受動冷却系の改良を提供することも本
発明の目的の１つである。
発明の詳細な説明 第１図を見ると、本発明の実施の一態様に基づくプール
形式の液体金属冷却型原子炉10が示されている。かかる
原子炉10は、中心軸が鉛直方向に沿って伸びるように配
置された円筒形の容器から通例成り、かつ着脱自在の蓋
14を具備した上部開放端を有する原子炉容器12を含んで
いる。原子炉容器12は、それから離隔しながら同心的に
配置された保護容器16によって包囲されている。原子炉
容器12と保護容器16との間の空間18は密封され、かつア
ルゴンのごとき不活性ガスで満たされている。かかる不
活性ガスは、液体金属冷却材（たとえば、ナトリウム）
が原子炉容器12から空間18内に漏れ出た場合でも、それ
と反応しない安全な媒質として役立つ。
形式の液体金属冷却型原子炉10が示されている。かかる
原子炉10は、中心軸が鉛直方向に沿って伸びるように配
置された円筒形の容器から通例成り、かつ着脱自在の蓋
14を具備した上部開放端を有する原子炉容器12を含んで
いる。原子炉容器12は、それから離隔しながら同心的に
配置された保護容器16によって包囲されている。原子炉
容器12と保護容器16との間の空間18は密封され、かつア
ルゴンのごとき不活性ガスで満たされている。かかる不
活性ガスは、液体金属冷却材（たとえば、ナトリウム）
が原子炉容器12から空間18内に漏れ出た場合でも、それ
と反応しない安全な媒質として役立つ。
同心的に配置された原子炉容器12および保護容器16はま
た、それらから離隔して設置された格納容器（たとえ
ば、実質的に地中に埋設されたコンクリート製サイロ）
20の内部に収容されている。格納容器20と保護容器16と
の間の空間内には、必要に応じてこの区域から熱を除去
するために役立つ伝熱管22または類似の手段を配置する
ことができる。
た、それらから離隔して設置された格納容器（たとえ
ば、実質的に地中に埋設されたコンクリート製サイロ）
20の内部に収容されている。格納容器20と保護容器16と
の間の空間内には、必要に応じてこの区域から熱を除去
するために役立つ伝熱管22または類似の手段を配置する
ことができる。
原子炉容器12の内部には、熱発生用の核燃料から成る炉
心26およびそれを包囲するブランケット集合体24が配置
されている。原子炉容器12は液体金属冷却材（たとえ
ば、ナトリウム）で実質的に満たされていて、炉心26お
よびブランケット集合体24はその中に沈められている。
その結果、炉心26から発生した熱は冷却材によって除去
され、そして適当な熱消費設備（たとえば、発電設備）
に輸送されることになる。炉心26およびブランケット集
合体24には、炉心から発生した熱を運び去るための冷却
材を上方に流すため、それらの全長にわたって伸びる多
数の垂直な冷却材通路が設けられている。
心26およびそれを包囲するブランケット集合体24が配置
されている。原子炉容器12は液体金属冷却材（たとえ
ば、ナトリウム）で実質的に満たされていて、炉心26お
よびブランケット集合体24はその中に沈められている。
その結果、炉心26から発生した熱は冷却材によって除去
され、そして適当な熱消費設備（たとえば、発電設備）
に輸送されることになる。炉心26およびブランケット集
合体24には、炉心から発生した熱を運び去るための冷却
材を上方に流すため、それらの全長にわたって伸びる多
数の垂直な冷却材通路が設けられている。
炉心26およびブランケット集合体24の上方には、制御棒
30が配置されている。これらの制御棒30は、炉心26の核
燃料の核分裂活性および核分裂速度、従って熱エネルギ
ーの発生量を制御するため、炉心26内に個別に挿入した
り、あるいは炉心26から個別に引抜いたりすることがで
きる。
30が配置されている。これらの制御棒30は、炉心26の核
燃料の核分裂活性および核分裂速度、従って熱エネルギ
ーの発生量を制御するため、炉心26内に個別に挿入した
り、あるいは炉心26から個別に引抜いたりすることがで
きる。
電磁ポンプ（または機械式ポンプ）32の作用により、液
体金属冷却材28は一次ループを成して循環する。その
際、冷却材28は炉心26およびブランケット集合体24を通
って上方に流れ、そして核分裂反応または崩壊により発
生した熱を運び去る。原子炉容器12の周辺区域には、循
環する冷却材28から熱を除去するための中間熱交換器34
が配置されている。
体金属冷却材28は一次ループを成して循環する。その
際、冷却材28は炉心26およびブランケット集合体24を通
って上方に流れ、そして核分裂反応または崩壊により発
生した熱を運び去る。原子炉容器12の周辺区域には、循
環する冷却材28から熱を除去するための中間熱交換器34
が配置されている。
炉心26およびブランケット集合体24から成る炉心アセン
ブリは、それから離隔して配置された炉心アセンブリ支
持円筒36によって包囲され、かつそれによって所定の位
置に固定されている。支持円筒36には、炉心アセンブリ
を支持するため、２個の内方に突き出たフランジ（すな
わち、下部フランジ38および上部フランジ40）が設けら
れている。下部フランジ38と上部フランジ40との間にお
いては、支持円筒36と炉心アセンブリとの間に放射線遮
蔽体42が配置されている。また、支持円筒36の外側に
は、支持円筒36の少なくとも炉心アセンブリに隣接した
部分を包囲するようにして追加の放射線遮蔽体44が配置
されている。
ブリは、それから離隔して配置された炉心アセンブリ支
持円筒36によって包囲され、かつそれによって所定の位
置に固定されている。支持円筒36には、炉心アセンブリ
を支持するため、２個の内方に突き出たフランジ（すな
わち、下部フランジ38および上部フランジ40）が設けら
れている。下部フランジ38と上部フランジ40との間にお
いては、支持円筒36と炉心アセンブリとの間に放射線遮
蔽体42が配置されている。また、支持円筒36の外側に
は、支持円筒36の少なくとも炉心アセンブリに隣接した
部分を包囲するようにして追加の放射線遮蔽体44が配置
されている。
次に、上記のごとき構造を有する液体金属冷却型原子炉
における冷却材28の典型的な一次ループについて説明し
よう。冷却材28は、炉心26およびブランケット集合体24
から成る炉心アセンブリを通って上方に流れる。それに
より、冷却材28は熱を吸収し、そして炉心アセンブリの
上方の区域（すなわち、「ホットプール」区域）に達す
る。次いで、多量の熱を含んだ冷却材は中間熱交換器34
の上部に入り、それの内部を下方に流れる間に熱を放出
し、そして炉心アセンブリ支持円筒36と放射線遮蔽体42
および44とから成る複合体の周囲に配置された案内部材
（またはスカート）46の外側を取巻く周辺区域（すなわ
ち、「コールドプール」区域）内に流出する。コールド
プール区域を通過した冷却材28は、案内部材46の底部に
おいて流れ方向を逆転し、そして放射線遮蔽体42の間を
上方に流れて電磁ポンプ32に流入する。電磁ポンプ32に
よって駆動された冷却材28は導管（図示せず）を通して
下方に送られ、そして炉心アセンブリの下方の入口プレ
ナム48に入る。その後、冷却材28は再び炉心アセンブリ
内を上昇しながら熱を吸収し、そして同じ経路に沿って
循環を繰返す。
における冷却材28の典型的な一次ループについて説明し
よう。冷却材28は、炉心26およびブランケット集合体24
から成る炉心アセンブリを通って上方に流れる。それに
より、冷却材28は熱を吸収し、そして炉心アセンブリの
上方の区域（すなわち、「ホットプール」区域）に達す
る。次いで、多量の熱を含んだ冷却材は中間熱交換器34
の上部に入り、それの内部を下方に流れる間に熱を放出
し、そして炉心アセンブリ支持円筒36と放射線遮蔽体42
および44とから成る複合体の周囲に配置された案内部材
（またはスカート）46の外側を取巻く周辺区域（すなわ
ち、「コールドプール」区域）内に流出する。コールド
プール区域を通過した冷却材28は、案内部材46の底部に
おいて流れ方向を逆転し、そして放射線遮蔽体42の間を
上方に流れて電磁ポンプ32に流入する。電磁ポンプ32に
よって駆動された冷却材28は導管（図示せず）を通して
下方に送られ、そして炉心アセンブリの下方の入口プレ
ナム48に入る。その後、冷却材28は再び炉心アセンブリ
内を上昇しながら熱を吸収し、そして同じ経路に沿って
循環を繰返す。
それ故、原子炉容器12および保護容器16の破裂に原因す
る漏れのために液体金属冷却材28の液面が降下すると、
熱を発生する炉心アセンブリを含む上記の経路に沿った
冷却材の流れは中断され、従ってそれの熱除去機能が停
止することがある。このような結果が生じるのは、第１
図に示されるごとく、液体金属冷却材の液面が炉心アセ
ンブリ支持円筒36の上端よりも下方にまで降下し、それ
によって一次ループの所定経路に沿った冷却材の長さが
妨げられるような場合である。
る漏れのために液体金属冷却材28の液面が降下すると、
熱を発生する炉心アセンブリを含む上記の経路に沿った
冷却材の流れは中断され、従ってそれの熱除去機能が停
止することがある。このような結果が生じるのは、第１
図に示されるごとく、液体金属冷却材の液面が炉心アセ
ンブリ支持円筒36の上端よりも下方にまで降下し、それ
によって一次ループの所定経路に沿った冷却材の長さが
妨げられるような場合である。
このような状況の下では、炉心26およびそれの上方のホ
ットプール区域から熱を除去するための唯一の手段は、
炉心アセンブリの周囲に位置する炉心アセンブリ支持円
筒36およびそれに隣接した部材（すなわち、放射線遮蔽
体42および44）を通しての伝導のみとなる。その場合、
炉心アセンブリおよびそれの上方のホットプール区域に
おいては自然対流が起こる。すなわち、冷却材が炉心ア
センブリの中心部分を通って上昇し、次いで炉心アセン
ブリの周辺部分を通って下降するという流れパターンが
生じるのである。このような冷却材の自然対流は炉心26
の活性燃料を冷却し、それによって炉心26およびブラン
ケット集合体24内の温度を均等化するために役立つ。と
ころで、炉心アセンブリ支持円筒36並びに放射線遮蔽体
42および44を通して周辺のコールドプール区域に熱が伝
導されるためには、それらの区域間に最大約700°Ｆの
温度差が要求されるものと推定されている。このような
大きい温度差は液体金属冷却材の平均温度条件を上昇さ
せるのであって、何らかの崩壊熱除去手段によって原子
炉系を約800°Ｆ未満の比較的低い温度に維持すること
ができなければ、冷却材として常用されるナトリウムの
沸騰が起こることになる。かかる高温が原子炉系にもた
らす影響としては、推測の域を出ないにせよ、燃料容器
の破損が起こり得るものと考えられる。
ットプール区域から熱を除去するための唯一の手段は、
炉心アセンブリの周囲に位置する炉心アセンブリ支持円
筒36およびそれに隣接した部材（すなわち、放射線遮蔽
体42および44）を通しての伝導のみとなる。その場合、
炉心アセンブリおよびそれの上方のホットプール区域に
おいては自然対流が起こる。すなわち、冷却材が炉心ア
センブリの中心部分を通って上昇し、次いで炉心アセン
ブリの周辺部分を通って下降するという流れパターンが
生じるのである。このような冷却材の自然対流は炉心26
の活性燃料を冷却し、それによって炉心26およびブラン
ケット集合体24内の温度を均等化するために役立つ。と
ころで、炉心アセンブリ支持円筒36並びに放射線遮蔽体
42および44を通して周辺のコールドプール区域に熱が伝
導されるためには、それらの区域間に最大約700°Ｆの
温度差が要求されるものと推定されている。このような
大きい温度差は液体金属冷却材の平均温度条件を上昇さ
せるのであって、何らかの崩壊熱除去手段によって原子
炉系を約800°Ｆ未満の比較的低い温度に維持すること
ができなければ、冷却材として常用されるナトリウムの
沸騰が起こることになる。かかる高温が原子炉系にもた
らす影響としては、推測の域を出ないにせよ、燃料容器
の破損が起こり得るものと考えられる。
本発明に従えば、炉心アセンブリ支持円筒36並びにそれ
の両側に位置する放射線遮蔽体42および44の内側におい
て、厚さ約0.5〜0.75インチのステンレス鋼製厚肉円筒
から成る一次熱交換円筒50が炉心アセンブリを包囲して
設置される。かかる一次熱交換円筒50は、炉心アセンブ
リ支持円筒36の内方に突き出た下部フランジ38および上
部フランジ40の間に配置されるのが通例である。なお、
第１図に示されるごとく、一次熱交換円筒50は溶接また
はその他適宜の固定手段によって各フランジの内端に固
定されていることが好ましい。
の両側に位置する放射線遮蔽体42および44の内側におい
て、厚さ約0.5〜0.75インチのステンレス鋼製厚肉円筒
から成る一次熱交換円筒50が炉心アセンブリを包囲して
設置される。かかる一次熱交換円筒50は、炉心アセンブ
リ支持円筒36の内方に突き出た下部フランジ38および上
部フランジ40の間に配置されるのが通例である。なお、
第１図に示されるごとく、一次熱交換円筒50は溶接また
はその他適宜の固定手段によって各フランジの内端に固
定されていることが好ましい。
本発明に従えばまた、炉心アセンブリ支持円筒36の内方
に突き出た下部フランジ38および上部フランジ40の間に
おいて、炉心アセンブリ支持円筒36を貫通する流通溝穴
が設けられる。詳しく述べれば、炉心アセンブリ支持円
筒36の下方部分に少なくとも１個の下部流通溝穴52が好
ましくは下部フランジ38に隣接して設けられ、また炉心
アセンブリ支持円筒36の上方部分に少なくとも１個の上
部流通溝穴54が好ましくは上部フランジ40に隣接して設
けられる。なお、比較的多量の冷却材が流れ得るように
するため、複数の流通溝穴52および54を設けることが好
ましい。
に突き出た下部フランジ38および上部フランジ40の間に
おいて、炉心アセンブリ支持円筒36を貫通する流通溝穴
が設けられる。詳しく述べれば、炉心アセンブリ支持円
筒36の下方部分に少なくとも１個の下部流通溝穴52が好
ましくは下部フランジ38に隣接して設けられ、また炉心
アセンブリ支持円筒36の上方部分に少なくとも１個の上
部流通溝穴54が好ましくは上部フランジ40に隣接して設
けられる。なお、比較的多量の冷却材が流れ得るように
するため、複数の流通溝穴52および54を設けることが好
ましい。
下部流通溝穴52および上部流通溝穴54は、炉心アセンブ
リ支持円筒36と一次熱交換円筒50との間の空間56に対す
る出入りを可能にする。空間56は放射線遮蔽体42を含ん
でいるが、下部流通溝穴52から流入した冷却材が主とし
て一次熱交換円筒50の外面に沿って流れて上部流通溝穴
54から流出するためには十分なだけの容積が存在してい
る。炉心アセンブリ支持円筒36の外部においては、原子
炉容器12の周辺区域内に補助熱交換器58が配置される。
かかる補助熱交換器58は、中間熱交換器34の下端に配置
されることが好ましい。
リ支持円筒36と一次熱交換円筒50との間の空間56に対す
る出入りを可能にする。空間56は放射線遮蔽体42を含ん
でいるが、下部流通溝穴52から流入した冷却材が主とし
て一次熱交換円筒50の外面に沿って流れて上部流通溝穴
54から流出するためには十分なだけの容積が存在してい
る。炉心アセンブリ支持円筒36の外部においては、原子
炉容器12の周辺区域内に補助熱交換器58が配置される。
かかる補助熱交換器58は、中間熱交換器34の下端に配置
されることが好ましい。
一次熱交換円筒50、下部流通溝穴52および上部流通溝穴
54を含む本発明の特異な構造によれば、炉心26およびブ
ランケット集合体24から成る炉心アセンブリから過剰な
熱を連続的に運び去るために役立つ独特の液体金属冷却
材用自然対流流路が得られることになる。
54を含む本発明の特異な構造によれば、炉心26およびブ
ランケット集合体24から成る炉心アセンブリから過剰な
熱を連続的に運び去るために役立つ独特の液体金属冷却
材用自然対流流路が得られることになる。
前述の通り、漏れのために原子炉容器12内の液体金属冷
却材28の液面が顕著に降下した場合、炉心26からの熱を
原子炉の外部にまで伝達するため原子炉系全体にわたっ
て循環する冷却材の正規の一次ループは中断される。そ
の結果、自然対流に基づく残留冷却材の循環は新たに形
成された回路のみに限定されることになる。詳しく述べ
れば、炉心26から吸収された熱によって駆動された冷却
材は炉心アセンブリの（発熱量の多い）中心部分を通っ
て上昇し、そして炉心アセンブリの上方のいわゆるホッ
トプール区域に達する。次いで、冷却材はそれの流れ方
向を逆転し、炉心アセンブリの（発熱量の少ない）周辺
部分を通って降下し、そして下方に位置する入口プレナ
ム48に達する。そこにおいて、冷却材は再びそれの流れ
方向を逆転し、そして炉心アセンブリの中心部分を通っ
て上昇する。このようにして、炉心26から発生する熱に
よって駆動されながら循環が繰返されるのである。とこ
ろで、従来の構造においては、このような局限された回
路からの熱の伝達は多量の遮蔽材の存在のために効果的
に行われてはいなかった。
却材28の液面が顕著に降下した場合、炉心26からの熱を
原子炉の外部にまで伝達するため原子炉系全体にわたっ
て循環する冷却材の正規の一次ループは中断される。そ
の結果、自然対流に基づく残留冷却材の循環は新たに形
成された回路のみに限定されることになる。詳しく述べ
れば、炉心26から吸収された熱によって駆動された冷却
材は炉心アセンブリの（発熱量の多い）中心部分を通っ
て上昇し、そして炉心アセンブリの上方のいわゆるホッ
トプール区域に達する。次いで、冷却材はそれの流れ方
向を逆転し、炉心アセンブリの（発熱量の少ない）周辺
部分を通って降下し、そして下方に位置する入口プレナ
ム48に達する。そこにおいて、冷却材は再びそれの流れ
方向を逆転し、そして炉心アセンブリの中心部分を通っ
て上昇する。このようにして、炉心26から発生する熱に
よって駆動されながら循環が繰返されるのである。とこ
ろで、従来の構造においては、このような局限された回
路からの熱の伝達は多量の遮蔽材の存在のために効果的
に行われてはいなかった。
本発明の構造においては、原子炉容器12の内部かつ炉心
アセンブリ支持円筒36の外部に残留する液体金属冷却材
28は、自然対流により、下部流通溝穴52から空間56内に
流入し、一次熱交換円筒50の外面に沿って流れ、そして
上部流通溝穴54から流出することができる。炉心26を通
って上昇した冷却材が一次熱交換円筒50に接触しながら
炉心アセンブリの周辺部分を降下するという局限された
回路によって運ばれる熱は、一次熱交換円筒50の壁を通
過し、そして空間56を通って流れる冷却材に吸収され
る。炉心26から一次熱交換円筒50を通して供給される熱
がもたらす自然対流によって駆動された冷却材は、空間
56を通って上方に流れ、上部流通溝穴54から流出し、次
いで補助熱交換器58に接触して熱を放出する。こうして
冷却された冷却材はそれの流れ方向を逆転し、案内部材
46の外側に位置する原子炉容器12の周辺区域を通って下
方に流れ、再びそれの流れ方向を逆転し、そして下部流
通溝穴52から空間56内に流入する。このようにして、熱
が発生する間は循環が繰返されるわけである。コールド
プール区域から熱を排出するための手段としては、自然
に循環する空気を含んだ伝熱管22を使用すればよい。
アセンブリ支持円筒36の外部に残留する液体金属冷却材
28は、自然対流により、下部流通溝穴52から空間56内に
流入し、一次熱交換円筒50の外面に沿って流れ、そして
上部流通溝穴54から流出することができる。炉心26を通
って上昇した冷却材が一次熱交換円筒50に接触しながら
炉心アセンブリの周辺部分を降下するという局限された
回路によって運ばれる熱は、一次熱交換円筒50の壁を通
過し、そして空間56を通って流れる冷却材に吸収され
る。炉心26から一次熱交換円筒50を通して供給される熱
がもたらす自然対流によって駆動された冷却材は、空間
56を通って上方に流れ、上部流通溝穴54から流出し、次
いで補助熱交換器58に接触して熱を放出する。こうして
冷却された冷却材はそれの流れ方向を逆転し、案内部材
46の外側に位置する原子炉容器12の周辺区域を通って下
方に流れ、再びそれの流れ方向を逆転し、そして下部流
通溝穴52から空間56内に流入する。このようにして、熱
が発生する間は循環が繰返されるわけである。コールド
プール区域から熱を排出するための手段としては、自然
に循環する空気を含んだ伝熱管22を使用すればよい。
本発明の特異な構造の熱的性能を評価してみると、炉心
アセンブリ区域と外側の周辺区域との間に僅か約100°
Ｆの温度差が存在すれば、局限された炉心アセンブリ回
路から約2.5メガワットの熱を除去し得ることがわか
る。なお、液体金属冷却材としてのナトリウムが減少し
た場合に従来の構造において同等の性能を得るために
は、約700°Ｆの温度差が必要とされたのである。
アセンブリ区域と外側の周辺区域との間に僅か約100°
Ｆの温度差が存在すれば、局限された炉心アセンブリ回
路から約2.5メガワットの熱を除去し得ることがわか
る。なお、液体金属冷却材としてのナトリウムが減少し
た場合に従来の構造において同等の性能を得るために
は、約700°Ｆの温度差が必要とされたのである。
本発明の主たる利点は、容器の二重破裂および冷却材の
漏れを伴う万一の事故が起こった場合でも、炉心温度を
燃料容器破損限界よりも低い値に維持し得ることであ
る。その結果、燃料容器は放射性同位体や揮発性の核分
裂生成ガスを閉込めることができるから、上記のごとき
事故がもたらす影響および危険が大幅に低減することに
なる。
漏れを伴う万一の事故が起こった場合でも、炉心温度を
燃料容器破損限界よりも低い値に維持し得ることであ
る。その結果、燃料容器は放射性同位体や揮発性の核分
裂生成ガスを閉込めることができるから、上記のごとき
事故がもたらす影響および危険が大幅に低減することに
なる。
第１図は本発明の実施の一態様に基づく液体金属冷却型
原子炉の概略断面図である。 図中、10は液体金属冷却型原子炉、12は原子炉容器、14
は蓋、16は保護容器、18は空間、20は格納容器、22は伝
熱管、24はブランケット集合体、26は炉心、28は液体金
属冷却材、30は制御棒、32は電磁ポンプ、34は中間熱交
換器、36は炉心アセンブリ支持円筒、38は下部フラン
ジ、40は上部フランジ、42および44は放射線遮蔽体、46
は案内部材、48は入口プレナム、50は一次熱交換円筒、
52は下部流通溝穴、54は上部流通溝穴、56は空間、そし
て58は補助熱交換器を表わす。
原子炉の概略断面図である。 図中、10は液体金属冷却型原子炉、12は原子炉容器、14
は蓋、16は保護容器、18は空間、20は格納容器、22は伝
熱管、24はブランケット集合体、26は炉心、28は液体金
属冷却材、30は制御棒、32は電磁ポンプ、34は中間熱交
換器、36は炉心アセンブリ支持円筒、38は下部フラン
ジ、40は上部フランジ、42および44は放射線遮蔽体、46
は案内部材、48は入口プレナム、50は一次熱交換円筒、
52は下部流通溝穴、54は上部流通溝穴、56は空間、そし
て58は補助熱交換器を表わす。
Claims (10)
- 【請求項１】熱発生用の核燃料から成る炉心を含んだ炉
心アセンブリが原子炉容器内に収容され、前記炉心アセ
ンブリはそれから離隔して配置された炉心アセンブリ支
持円筒によって包囲され、前記炉心アセンブリ支持円筒
には前記炉心アセンブリを前記原子炉容器の内部に固定
するための内方に突き出た上部フランジおよび下部フラ
ンジが設けられ、前記炉心アセンブリは前記原子炉容器
を実質的に満たす液体金属冷却材中に沈められ、かつ前
記炉心アセンブリにはそれの全長にわたって伸びる多数
の垂直な冷却材通路が設けられているような構造を有す
る液体金属冷却型原子炉用の受動冷却系において、前記
炉心アセンブリおよび前記炉心アセンブリ支持円筒のそ
れぞれから離隔しながら両者の間に同心的に配置された
一次熱交換円筒が設けられている結果、前記液体金属冷
却材が前記炉心を通って上昇して前記炉心アセンブリの
上方の区域に達し、次いで前記炉心アセンブリと前記一
次熱交換円筒との間の空間を通って降下することから成
る一次熱交換対流回路が形成されると共に、前記炉心ア
センブリ支持円筒の上方部分にはそれを貫通する少なく
とも１個の上部流通溝穴が設けられ、かつ前記炉心アセ
ンブリ支持円筒の下方部分にはそれを貫通する少なくと
も１個の下部流通溝穴が設けられている結果、前記液体
金属冷却材が前記下部流通溝穴を通って流入し、前記一
次熱交換円筒と前記炉心アセンブリ支持円筒との間の空
間を通って上方に流れ、前記上部流通溝穴から流出し、
そして再び前記下部流通溝穴の位置に戻ることから成る
二次熱交換対流回路が形成され、それによって前記一次
熱交換対流回路から熱が運び去られることを特徴とする
受動冷却系。 - 【請求項２】前記一次熱交換円筒が前記炉心アセンブリ
支持円筒の前記上部フランジおよび下部フランジに固定
されている請求項１記載の受動冷却系。 - 【請求項３】前記炉心アセンブリ支持円筒の外側に少な
くとも１個の放射線遮蔽体が配置されている請求項１記
載の受動冷却系。 - 【請求項４】前記炉心アセンブリ支持円筒と前記一次熱
交換円筒との間の空間内に少なくとも１個の放射線遮蔽
体が配置されている請求項１記載の受動冷却系。 - 【請求項５】熱発生用の核燃料から成る炉心を含んだ炉
心アセンブリが原子炉容器内に収容され、前記炉心アセ
ンブリはそれから離隔して配置された炉心アセンブリ支
持円筒によって包囲され、前記炉心アセンブリ支持円筒
には前記炉心アセンブリを前記原子炉容器の内部に固定
するための内方に突き出た上部フランジおよび下部フラ
ンジが設けられ、前記炉心アセンブリは前記原子炉容器
を実質的に満たす液体金属冷却材中に沈められ、かつ前
記炉心アセンブリにはそれの全長にわたって伸びる多数
の垂直な冷却材通路が設けられているような構造を有す
る液体金属冷却型原子炉用の受動冷却系において、前記
炉心アセンブリおよび前記炉心アセンブリ支持円筒のそ
れぞれから離隔しながら両者の間に同心的に配置されか
つ前記炉心アセンブリ支持円筒の前記上部フランジおよ
び下部フランジに固定された一次熱交換円筒が設けられ
ている結果、前記液体金属冷却材が前記炉心を通って上
昇して前記炉心アセンブリの上方の区域に達し、次いで
前記炉心アセンブリと前記一次熱交換円筒との間の空間
を通って降下することから成る一次熱交換対流回路が形
成されると共に、前記炉心アセンブリ支持円筒の上方部
分にはそれを貫通する複数の上部流通溝穴が設けられ、
かつ前記炉心アセンブリ支持円筒の下方部分にはそれを
貫通する複数の下部流通溝穴が設けられている結果、前
記液体金属冷却材が前記下部流通溝穴を通って流入し、
前記一次熱交換円筒と前記炉心アセンブリ支持円筒との
間の空間を通って上方に流れ、前記上部流通溝穴から流
出し、そして再び前記下部流通溝穴の位置に戻ることか
ら成る二次熱交換対流回路が形成され、それによって前
記一次熱交換対流回路から熱が運び去られることを特徴
とする受動冷却系。 - 【請求項６】前記液体金属冷却材の前記二次熱交換対流
回路に作用して前記二次熱交換対流回路から熱を除去す
るように配置された補助熱交換器を追加包含する請求項
５記載の受動冷却系。 - 【請求項７】前記炉心アセンブリ支持円筒の外側に複数
の放射線遮蔽体が配置されている請求項５記載の受動冷
却系。 - 【請求項８】前記炉心アセンブリ支持円筒と前記一次熱
交換円筒との間の空間内に複数の放射線遮蔽体が配置さ
れている請求項５記載の受動冷却系。 - 【請求項９】前記原子炉容器およびそれを包囲する保護
容器の外側に複数の伝熱管が配置されている請求項５記
載の受動冷却系。 - 【請求項１０】熱発生用の核燃料から成る炉心を含んだ
炉心アセンブリが原子炉容器内に収容され、前記原子炉
容器はそれから離隔して配置された保護容器によって包
囲され、前記炉心アセンブリはそれから離隔して配置さ
れた炉心アセンブリ支持円筒によって包囲され、前記炉
心アセンブリ支持円筒には前記炉心アセンブリを前記原
子炉容器の内部に固定するための内方に突き出た上部フ
ランジおよび下部フランジが設けられ、前記炉心アセン
ブリは前記原子炉容器を実質的に満たす液体金属冷却材
中に沈められ、かつ前記炉心アセンブリにはそれの全長
にわたって伸びる多数の垂直な冷却材通路が設けられて
いるような構造を有する液体金属冷却型原子炉用の受動
冷却系において、前記炉心アセンブリおよび前記炉心ア
センブリ支持円筒のそれぞれから離隔しながら両者の間
に同心的に配置されかつ前記炉心アセンブリ支持円筒の
前記上部フランジおよび下部フランジに固定された一次
熱交換円筒が設けられている結果、前記液体金属冷却材
が前記炉心を通って上昇して前記炉心アセンブリの上方
の区域に達し、次いで前記炉心アセンブリと前記一次熱
交換円筒との間の空間を通って降下することから成る一
次熱交換対流回路が形成されると共に、前記上部フラン
ジに隣接した前記炉心アセンブリ支持円筒の上方部分に
はそれを貫通する複数の上部流通溝穴が設けられ、かつ
前記下部フランジに隣接した前記炉心アセンブリ支持円
筒の下方部分にはそれを貫通する複数の下部流通溝穴が
設けられている結果、前記液体金属冷却材が前記下部流
通溝穴を通って流入し、前記一次熱交換円筒と前記炉心
アセンブリ支持円筒との間の空間を通って上方に流れ、
そして前記上部流通溝穴から流出することから成る二次
熱交換対流回路が形成され、それによって前記一次熱交
換対流回路から熱が運び去られることを特徴とする受動
冷却系。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US384,385 | 1989-07-25 | ||
| US07/384,385 US5021211A (en) | 1989-07-25 | 1989-07-25 | Liquid metal cooled nuclear reactors with passive cooling system |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0395489A JPH0395489A (ja) | 1991-04-19 |
| JPH0727050B2 true JPH0727050B2 (ja) | 1995-03-29 |
Family
ID=23517120
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP2195106A Expired - Lifetime JPH0727050B2 (ja) | 1989-07-25 | 1990-07-25 | 受動冷却系を備えた液体金属冷却型原子炉 |
Country Status (4)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US5021211A (ja) |
| EP (1) | EP0410667B1 (ja) |
| JP (1) | JPH0727050B2 (ja) |
| DE (1) | DE69015486T2 (ja) |
Families Citing this family (19)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5190720A (en) * | 1991-08-16 | 1993-03-02 | General Electric Company | Liquid metal cooled nuclear reactor plant system |
| JPH0593794A (ja) * | 1991-10-01 | 1993-04-16 | Toshiba Corp | ナトリウム冷却型高速炉 |
| US5267281A (en) * | 1991-11-08 | 1993-11-30 | Westinghouse Electric Corp. | Heat exchanger and water tank arrangement for passive cooling system |
| US5420897A (en) * | 1992-07-30 | 1995-05-30 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Fast reactor having reflector control system |
| US5907654A (en) * | 1997-08-13 | 1999-05-25 | Northern Telecom Limited | Printed circuit board for connection to an optical fiber |
| KR100597722B1 (ko) * | 2004-01-02 | 2006-07-10 | 한국원자력연구소 | 액체금속로의 안정적인 피동 잔열제거 계통 |
| ATE522906T1 (de) * | 2007-09-26 | 2011-09-15 | Del Nova Vis S R L | Kernreaktor, insbesondere kernreaktor des pool- typs mit brennstoffelementen neuen konzepts |
| KR100966854B1 (ko) * | 2009-01-14 | 2010-06-29 | 한국원자력연구원 | 부분잠김형 열교환기를 사용하는 소듐냉각 고속로의 완전 피동형 잔열제거계통 |
| US8584692B2 (en) | 2010-10-06 | 2013-11-19 | The Invention Science Fund I, Llc | Electromagnetic flow regulator, system, and methods for regulating flow of an electrically conductive fluid |
| US8781056B2 (en) * | 2010-10-06 | 2014-07-15 | TerraPower, LLC. | Electromagnetic flow regulator, system, and methods for regulating flow of an electrically conductive fluid |
| US9008257B2 (en) | 2010-10-06 | 2015-04-14 | Terrapower, Llc | Electromagnetic flow regulator, system and methods for regulating flow of an electrically conductive fluid |
| US8638901B2 (en) | 2010-12-29 | 2014-01-28 | Westinghouse Electric Company Llc | Optimum configuration for fast reactors |
| CN104658621B (zh) * | 2015-01-28 | 2017-03-29 | 中广核研究院有限公司 | 核反应堆直接安注系统 |
| FR3062235B1 (fr) * | 2017-01-26 | 2019-06-07 | Societe Technique Pour L'energie Atomique | Reacteur nucleaire integrant un echangeur de chaleur primaire de securite |
| RU2691755C2 (ru) | 2017-07-24 | 2019-06-18 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Способ организации естественной циркуляции жидкометаллического теплоносителя ядерного реактора на быстрых нейтронах |
| CN108615566B (zh) * | 2018-06-14 | 2023-08-18 | 华南理工大学 | 一种采用回路并行式热管冷却的小型核反应堆热传输系统 |
| CN109119174B (zh) * | 2018-09-06 | 2023-09-29 | 中国原子能科学研究院 | 一种基于铀氢锆燃料和静态热电转换的热管冷却式核反应堆电源系统 |
| FR3146369B1 (fr) * | 2023-03-01 | 2025-02-21 | Commissariat Energie Atomique | Réacteur nucléaire à caloporteur liquide en convection forcée et assemblages combustibles solides, intégrant un système d’évacuation de la puissance nominale à bain de métal liquide et à matériau(x) (MCP) pour l’évacuation de la puissance résiduelle en cas accidentel. |
| FR3146368B1 (fr) * | 2023-03-01 | 2025-02-21 | Commissariat Energie Atomique | Réacteur nucléaire à caloporteur liquide et assemblages combustibles solides, intégrant un système d’évacuation de la puissance nominale à bain de métal liquide et à matériau(x) (MCP) pour l’évacuation de la puissance résiduelle en cas accidentel. |
Family Cites Families (11)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3753856A (en) * | 1970-06-01 | 1973-08-21 | Rockwell International Corp | Core clamping system for a nuclear reactor |
| DE2217057C2 (de) * | 1972-04-08 | 1982-09-09 | Interatom Internationale Atomreaktorbau Gmbh, 5060 Bergisch Gladbach | Naturumlauf - Notkühlung für Kernreaktoren |
| FR2429479A1 (fr) * | 1978-06-23 | 1980-01-18 | Commissariat Energie Atomique | Chaudiere nucleaire a neutrons rapides a metal liquide caloporteur |
| US4302296A (en) * | 1978-09-28 | 1981-11-24 | Electric Power Research Institute, Inc. | Apparatus for insulating hot sodium in pool-type nuclear reactors |
| FR2462002A1 (fr) * | 1979-07-17 | 1981-02-06 | Commissariat Energie Atomique | Reacteur nucleaire refroidi par un metal liquide et muni d'un systeme d'evacuation de la puissance residuelle |
| US4554129A (en) * | 1982-03-17 | 1985-11-19 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Gas-cooled nuclear reactor |
| US4762667A (en) * | 1982-12-20 | 1988-08-09 | Westinghouse Electric Corp. | Passive reactor auxiliary cooling system |
| US4508677A (en) * | 1983-02-09 | 1985-04-02 | General Electric Company | Modular nuclear reactor for a land-based power plant and method for the fabrication, installation and operation thereof |
| JPS59168392A (ja) * | 1983-03-16 | 1984-09-22 | 財団法人 電力中央研究所 | タンク型高速増殖炉 |
| US4678626A (en) * | 1985-12-02 | 1987-07-07 | General Electric Company | Radiant vessel auxiliary cooling system |
| DE3730656A1 (de) * | 1987-09-11 | 1989-03-23 | Interatom | Kernreaktor in modulbauweise |
-
1989
- 1989-07-25 US US07/384,385 patent/US5021211A/en not_active Expired - Fee Related
-
1990
- 1990-07-23 EP EP90308041A patent/EP0410667B1/en not_active Expired - Lifetime
- 1990-07-23 DE DE69015486T patent/DE69015486T2/de not_active Expired - Fee Related
- 1990-07-25 JP JP2195106A patent/JPH0727050B2/ja not_active Expired - Lifetime
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| US5021211A (en) | 1991-06-04 |
| DE69015486D1 (de) | 1995-02-09 |
| JPH0395489A (ja) | 1991-04-19 |
| EP0410667A1 (en) | 1991-01-30 |
| DE69015486T2 (de) | 1995-08-10 |
| EP0410667B1 (en) | 1994-12-28 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| KR960008856B1 (ko) | 역류 냉각제 흐름로를 갖는 액상금속 냉각 원자로에 대한 수동 냉각 시스템 | |
| EP0462810B1 (en) | Passive cooling safety system for liquid metal cooled nuclear reactors | |
| US3935063A (en) | Emergency heat removal system for a nuclear reactor | |
| US4508677A (en) | Modular nuclear reactor for a land-based power plant and method for the fabrication, installation and operation thereof | |
| EP0398733B1 (en) | Improved system for passive cooling of liquid metal cooled nuclear reactors | |
| US5021211A (en) | Liquid metal cooled nuclear reactors with passive cooling system | |
| US10147506B2 (en) | Conformal core cooling and containment structure | |
| KR100366322B1 (ko) | 이중용기누출적응성을갖는수동공냉식액체금속냉각형원자로 | |
| EP0397509B1 (en) | Indirect passive cooling system for liquid metal cooled nuclear reactors | |
| EP0528673B1 (en) | Passive cooling system for liquid metal cooled nuclear reactor | |
| EP2973600B1 (en) | Supporting nuclear fuel assemblies | |
| US4795607A (en) | High-temperature reactor | |
| KR960008855B1 (ko) | 개선된 수동 냉각 장치를 갖는 톱 엔트리 액상금속 냉각 원자로 | |
| US4863676A (en) | Inherently safe, modular, high-temperature gas-cooled reactor system | |
| US4357297A (en) | Apparatus for thermally insulating nuclear reactor primary vessels | |
| US3070535A (en) | Nuclear reactor safety device | |
| Dunckel | Emergency heat removal system for a nuclear reactor | |
| Costes | A cold-bottom supported vessel for sodium-cooled reactors | |
| Griboriev et al. | IRIS: Minimizing internal energy accumulated in the primary circuit of an integral PIUS type PWR with natural circulation | |
| JP2005274337A (ja) | 原子炉 |