JPH0731269B2 - 液体金属冷却原子炉の受動冷却系 - Google Patents
液体金属冷却原子炉の受動冷却系Info
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- JPH0731269B2 JPH0731269B2 JP4213941A JP21394192A JPH0731269B2 JP H0731269 B2 JPH0731269 B2 JP H0731269B2 JP 4213941 A JP4213941 A JP 4213941A JP 21394192 A JP21394192 A JP 21394192A JP H0731269 B2 JPH0731269 B2 JP H0731269B2
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- 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
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C7/00—Control of nuclear reaction
- G21C7/06—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
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- 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
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- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は液体金属のプールの中に
充分に沈められた核分裂性燃料の熱生成コアをそなえた
独特の型の液体金属冷却原子炉のための受動冷却系統の
改良に関するものである。代表的な液体金属冷却原子炉
は１９８５年４月２日に発行された米国特許第４，５０
８，６７７号に開示されている。また、このような液体
金属冷却原子炉のための代表的な受動冷却系統は１９８
５年１２月２日に発行された米国特許第４，６７８，６
２６号および１９９０年９月２５日に発行された米国特
許第４，９５９，１９３号に開示されている。
充分に沈められた核分裂性燃料の熱生成コアをそなえた
独特の型の液体金属冷却原子炉のための受動冷却系統の
改良に関するものである。代表的な液体金属冷却原子炉
は１９８５年４月２日に発行された米国特許第４，５０
８，６７７号に開示されている。また、このような液体
金属冷却原子炉のための代表的な受動冷却系統は１９８
５年１２月２日に発行された米国特許第４，６７８，６
２６号および１９９０年９月２５日に発行された米国特
許第４，９５９，１９３号に開示されている。
【０００２】
【従来の技術】液体のナトリウムまたはナトリウム−カ
リウム金属で冷却される発電用原子炉の運転中の緊急事
態に対処するため、または保守サービスを行うため、燃
料の核分裂反応を停止することが必要とされることがあ
る。通常状態では、原子炉の停止は核分裂性燃料物質の
コア内に中性子吸収制御装置を挿入して、核分裂反応を
永続させるために必要な中性子を燃料物質から奪うこと
により行われる。しかし、停止している原子炉内での燃
料物質の崩壊によって大量の熱が発生し続けるので、こ
れを原子炉系から連続的に消散しなければならない。
リウム金属で冷却される発電用原子炉の運転中の緊急事
態に対処するため、または保守サービスを行うため、燃
料の核分裂反応を停止することが必要とされることがあ
る。通常状態では、原子炉の停止は核分裂性燃料物質の
コア内に中性子吸収制御装置を挿入して、核分裂反応を
永続させるために必要な中性子を燃料物質から奪うこと
により行われる。しかし、停止している原子炉内での燃
料物質の崩壊によって大量の熱が発生し続けるので、こ
れを原子炉系から連続的に消散しなければならない。
【０００３】液体金属冷却材および隣接した構造物質の
熱容量は残留熱の消散を助ける。それにも拘わらず、原
子炉の構造物質は長時間の高温に安全に耐える容量を持
たないことがある。たとえば、代表的な原子炉サイロお
よび他の構造の壁のコンクリートは高温または長時間の
温度上昇を受けると、広がってひび割れすることがあ
る。したがって、原子炉の運転停止の期間中に原子炉構
造から熱を安全に除去するため、一般に補助冷却手段ま
たは補助冷却系が使用される。
熱容量は残留熱の消散を助ける。それにも拘わらず、原
子炉の構造物質は長時間の高温に安全に耐える容量を持
たないことがある。たとえば、代表的な原子炉サイロお
よび他の構造の壁のコンクリートは高温または長時間の
温度上昇を受けると、広がってひび割れすることがあ
る。したがって、原子炉の運転停止の期間中に原子炉構
造から熱を安全に除去するため、一般に補助冷却手段ま
たは補助冷却系が使用される。
【０００４】従来の原子炉では、原子炉系の燃料コアお
よび他の構成要素から熱を消散するために様々な複雑な
エネルギー駆動の冷却手段が用いられてきた。時に原子
炉が停止すると、このような補助冷却手段の駆動および
／または運転を行うためのエネルギー源が破損すること
がある。たとえば、補助燃料コア冷却を行うためのポン
プおよび換気系が異常になったり、出力が無くなったり
することがある。更に、運転作業者の介在が必要なと
き、運転者が応答できなかったり、必要な対策を講じる
ことができない状況が起こり得る。
よび他の構成要素から熱を消散するために様々な複雑な
エネルギー駆動の冷却手段が用いられてきた。時に原子
炉が停止すると、このような補助冷却手段の駆動および
／または運転を行うためのエネルギー源が破損すること
がある。たとえば、補助燃料コア冷却を行うためのポン
プおよび換気系が異常になったり、出力が無くなったり
することがある。更に、運転作業者の介在が必要なと
き、運転者が応答できなかったり、必要な対策を講じる
ことができない状況が起こり得る。
【０００５】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液体金属冷却原子炉には多数の利
点がある。水冷原子炉は水の沸点またはその近くで運転
される。温度が著しく上昇すると、蒸気が発生し、圧力
が増大する。これと対照的に、ナトリウムまたはナトリ
ウム−カリウムの沸点は極めて高く、１気圧で華氏１８
００度のレンジにある。原子炉の通常の運転温度は華氏
約９００度のレンジにある。液体金属の沸点が高いた
め、水冷原子炉およびそれが発生する蒸気に伴う圧力問
題が解消する。液体金属の熱容量により、原子炉内の物
質故障の危険無しにナトリウムまたはナトリウム−カリ
ウムを華氏数百度に加熱することができる。
−カリウムを使用する液体金属冷却原子炉には多数の利
点がある。水冷原子炉は水の沸点またはその近くで運転
される。温度が著しく上昇すると、蒸気が発生し、圧力
が増大する。これと対照的に、ナトリウムまたはナトリ
ウム−カリウムの沸点は極めて高く、１気圧で華氏１８
００度のレンジにある。原子炉の通常の運転温度は華氏
約９００度のレンジにある。液体金属の沸点が高いた
め、水冷原子炉およびそれが発生する蒸気に伴う圧力問
題が解消する。液体金属の熱容量により、原子炉内の物
質故障の危険無しにナトリウムまたはナトリウム−カリ
ウムを華氏数百度に加熱することができる。
【０００６】プール形液体金属冷却原子炉用の原子炉容
器は本質的に上面が開いた円筒形のタンクであり、容器
壁の完全性を妨げる孔は無い。一次容器から液体金属が
漏れないようにするために、側壁および底壁の封止は欠
くことができない。容器の外表面は安全の考慮で必要と
される厳しい検査のためアクセス可能でなければならな
い。
器は本質的に上面が開いた円筒形のタンクであり、容器
壁の完全性を妨げる孔は無い。一次容器から液体金属が
漏れないようにするために、側壁および底壁の封止は欠
くことができない。容器の外表面は安全の考慮で必要と
される厳しい検査のためアクセス可能でなければならな
い。
【０００７】制御棒を充分に挿入することにより原子炉
が停止すると、残留熱はプラントの熱容量に従って生
成、消散され続ける。原子炉が長時間、全出力になって
いたとすれば、運転停止に続く最初の１時間の間に、全
出力の平均約２％が発生され続ける。生成される残留熱
は時間とともに減衰し続ける。上述し、また上記米国特
許に開示されているような液体金属冷却のプール形核分
裂炉プラントの出力容量を最大にするため、原子炉冷却
材循環ポンプおよび一次熱交換ユニットを原子炉容器プ
ールの外側に配置することが提案された。この系によ
り、原子炉容器の中でより大きな熱生成燃料コアの使
用、または原子炉容器のサイズの縮小が可能となる利点
が得られる。この型の液体金属冷却プール原子炉には、
燃料を収容する原子炉一次容器等の多数の構成要素容器
が含まれている。これらの容器は一つ以上の循環ポンプ
ユニットおよび熱交換ユニットの外部サテライトと一緒
に組み立てられ、また個別構成要素容器の間で直列に冷
却材を循環させるように上部入口ループまたは導管によ
って運転接続される。
が停止すると、残留熱はプラントの熱容量に従って生
成、消散され続ける。原子炉が長時間、全出力になって
いたとすれば、運転停止に続く最初の１時間の間に、全
出力の平均約２％が発生され続ける。生成される残留熱
は時間とともに減衰し続ける。上述し、また上記米国特
許に開示されているような液体金属冷却のプール形核分
裂炉プラントの出力容量を最大にするため、原子炉冷却
材循環ポンプおよび一次熱交換ユニットを原子炉容器プ
ールの外側に配置することが提案された。この系によ
り、原子炉容器の中でより大きな熱生成燃料コアの使
用、または原子炉容器のサイズの縮小が可能となる利点
が得られる。この型の液体金属冷却プール原子炉には、
燃料を収容する原子炉一次容器等の多数の構成要素容器
が含まれている。これらの容器は一つ以上の循環ポンプ
ユニットおよび熱交換ユニットの外部サテライトと一緒
に組み立てられ、また個別構成要素容器の間で直列に冷
却材を循環させるように上部入口ループまたは導管によ
って運転接続される。
【０００８】この上部入口ループで結合された「サテラ
イト」構成の原子炉系には、核分裂性燃料のコアが液体
金属冷却材の中に沈められた原子炉一次容器、ならびに
別々の個別容器の中にそれぞれ収容された冷却材循環構
成要素および熱交換器構成要素を含む少なくとも一つの
一次伝熱液体金属冷却材回路またはループが含まれてい
る。上部入口ループ導管により各構成要素の容器が直列
に接続されるので、液体金属冷却材が燃料コアの入って
いる原子炉容器からポンプ容器に、次に熱交換器容器に
と循環し、最後に原子炉容器に戻り、このサイクルが運
転中継続的に反復され、燃料コアの発生する熱が熱交換
器に伝達される。
イト」構成の原子炉系には、核分裂性燃料のコアが液体
金属冷却材の中に沈められた原子炉一次容器、ならびに
別々の個別容器の中にそれぞれ収容された冷却材循環構
成要素および熱交換器構成要素を含む少なくとも一つの
一次伝熱液体金属冷却材回路またはループが含まれてい
る。上部入口ループ導管により各構成要素の容器が直列
に接続されるので、液体金属冷却材が燃料コアの入って
いる原子炉容器からポンプ容器に、次に熱交換器容器に
と循環し、最後に原子炉容器に戻り、このサイクルが運
転中継続的に反復され、燃料コアの発生する熱が熱交換
器に伝達される。
【０００９】この上部入口ループを持ち、多重構成要素
および容器を持つサテライト構成の原子炉系について
は、プロシーディングズ・オブ・ザ・インターナショナ
ル・コンファレンス・オン・ファースト・ブリーダ・シ
ステムズ所載のエッチ・ナカガワ他の論文「１０００Ｍ
Ｗｅループ形実証高速増殖炉のコスト低減の検討」に説
明されている（Ｈ． Ｎａｋａｇａｗａ ｅｔ ａｌ，
”Ｃｏｓｔ Ｒｅｄｕｃｔｉｏｎ Ｓｔｕｄｙ Ｏｆ
Ａ １０００ＭＷｅ Ｌｏｏｐ−Ｔｙｐｅ Ｄｅｍｏ
ｎｓｔｒａｔｉｏｎ Ｆａｓｔ Ｂｒｅｅｄｅｒ Ｒｅ
ａｃｔｏｒ： Ｐｒｏｃｅｅｄｉｎｇｓ ｏｆ ｔｈｅ
Ｉｎｔｅｒｎａｔｉｏｎａｌ Ｃｏｎｆｅｒｅｎｃｅ
Ｏｎ Ｆａｓｔ Ｂｒｅｅｄｅｒ Ｓｙｓｔｅｍｓ：
Ｅｘｐｅｒｉｅｎｃｅ Ｇａｉｎｅｄ ａｎｄ Ｐａ
ｔｈ ｔｏ Ｅｃｏｎｏｍｉｃ Ｐｏｗｅｒ Ｇｅｎｅ
ｒａｔｉｏｎ， Ｓｅｐｔｅｍｂｅｒ １３−１７，
１９８７， ｐａｇｅｓ ４．１０−１ ｔｏ ４．１
０−１１）。
および容器を持つサテライト構成の原子炉系について
は、プロシーディングズ・オブ・ザ・インターナショナ
ル・コンファレンス・オン・ファースト・ブリーダ・シ
ステムズ所載のエッチ・ナカガワ他の論文「１０００Ｍ
Ｗｅループ形実証高速増殖炉のコスト低減の検討」に説
明されている（Ｈ． Ｎａｋａｇａｗａ ｅｔ ａｌ，
”Ｃｏｓｔ Ｒｅｄｕｃｔｉｏｎ Ｓｔｕｄｙ Ｏｆ
Ａ １０００ＭＷｅ Ｌｏｏｐ−Ｔｙｐｅ Ｄｅｍｏ
ｎｓｔｒａｔｉｏｎ Ｆａｓｔ Ｂｒｅｅｄｅｒ Ｒｅ
ａｃｔｏｒ： Ｐｒｏｃｅｅｄｉｎｇｓ ｏｆ ｔｈｅ
Ｉｎｔｅｒｎａｔｉｏｎａｌ Ｃｏｎｆｅｒｅｎｃｅ
Ｏｎ Ｆａｓｔ Ｂｒｅｅｄｅｒ Ｓｙｓｔｅｍｓ：
Ｅｘｐｅｒｉｅｎｃｅ Ｇａｉｎｅｄ ａｎｄ Ｐａ
ｔｈ ｔｏ Ｅｃｏｎｏｍｉｃ Ｐｏｗｅｒ Ｇｅｎｅ
ｒａｔｉｏｎ， Ｓｅｐｔｅｍｂｅｒ １３−１７，
１９８７， ｐａｇｅｓ ４．１０−１ ｔｏ ４．１
０−１１）。
【００１０】このようなサテライト構成の液体金属冷却
プール原子炉には、上面が開いた複数のユニット容器が
含まれている。これらのユニット容器は原子炉容器の開
放した上端および各容器に入っている関連ユニットを横
切って伸びる遮蔽デッキにより閉じられ、保護されてい
る。通常、単一の遮蔽デッキ構造がサテライト系の容器
の完全な集合体の上端の広がり全体にまたがって延在す
る。この単一の遮蔽デッキ構造はコンクリートのサイロ
の開放した上面の上に広がっていてもよい。
プール原子炉には、上面が開いた複数のユニット容器が
含まれている。これらのユニット容器は原子炉容器の開
放した上端および各容器に入っている関連ユニットを横
切って伸びる遮蔽デッキにより閉じられ、保護されてい
る。通常、単一の遮蔽デッキ構造がサテライト系の容器
の完全な集合体の上端の広がり全体にまたがって延在す
る。この単一の遮蔽デッキ構造はコンクリートのサイロ
の開放した上面の上に広がっていてもよい。
【００１１】本発明は、上部入口ループを持つ液体金属
冷却プール原子炉プラントから運転停止崩壊熱を除去す
るための受動冷却手段を改良する。従来の技術を構成す
る上記米国特許第４，５０８，６７７号、第４，６７
８，６２６号、および第４，９５９，１９３号ならびに
上記論文の開示された内容はここに引用されている。
冷却プール原子炉プラントから運転停止崩壊熱を除去す
るための受動冷却手段を改良する。従来の技術を構成す
る上記米国特許第４，５０８，６７７号、第４，６７
８，６２６号、および第４，９５９，１９３号ならびに
上記論文の開示された内容はここに引用されている。
【００１２】
【発明の概要】本発明は、伝導、放射、対流、および流
体の物質対流の固有の熱エネルギー伝達機構により原子
炉燃料コアおよび液体金属冷却材から原子炉燃料コアの
崩壊顕熱を周囲の大気へ伝達する、上部入口ループの液
体金属冷却プール原子炉用の受動熱除去系を改良する。
本発明の改良された系は完全に受動的であり、流体の自
然対流、伝導、対流および熱放射の固有現象により連続
的に動作する。
体の物質対流の固有の熱エネルギー伝達機構により原子
炉燃料コアおよび液体金属冷却材から原子炉燃料コアの
崩壊顕熱を周囲の大気へ伝達する、上部入口ループの液
体金属冷却プール原子炉用の受動熱除去系を改良する。
本発明の改良された系は完全に受動的であり、流体の自
然対流、伝導、対流および熱放射の固有現象により連続
的に動作する。
【００１３】原子炉の停止の場合には、燃料コアの中に
制御棒が充分に挿入された後、燃料コアが発生する熱が
冷却材により炉および隣接のサテライトの一次容器壁に
伝達され、また主として熱放射により上記の一次容器と
炉および各サテライト構成要素の格納容器との間のガス
で充たされた空間を横切って伝達される。熱の小部分は
封入されたガスの伝導および対流によって伝達される。
炉およびサテライトの一次容器の外側および格納容器の
内側に設けられた高熱放射率の表面により、熱伝達効率
が増大した。
制御棒が充分に挿入された後、燃料コアが発生する熱が
冷却材により炉および隣接のサテライトの一次容器壁に
伝達され、また主として熱放射により上記の一次容器と
炉および各サテライト構成要素の格納容器との間のガス
で充たされた空間を横切って伝達される。熱の小部分は
封入されたガスの伝導および対流によって伝達される。
炉およびサテライトの一次容器の外側および格納容器の
内側に設けられた高熱放射率の表面により、熱伝達効率
が増大した。
【００１４】次に、格納容器の外側表面から熱が除去さ
れる。これは一部は熱放射によって行われ、一部は格納
容器表面の上を通過して流れる空気への直接対流によっ
て行われる。次に、加熱された空気の自然対流により、
熱エネルギーが外側の大気に放出される。
れる。これは一部は熱放射によって行われ、一部は格納
容器表面の上を通過して流れる空気への直接対流によっ
て行われる。次に、加熱された空気の自然対流により、
熱エネルギーが外側の大気に放出される。
【００１５】
【発明の目的】本発明の主要な目的は崩壊顕熱の除去を
行うための、上部入口ループを持つ液体金属冷却プール
原子炉用の受動冷却系を提供することである。本発明の
もう一つの目的は完全に受動的であり、流体の自然対
流、伝導、対流および熱放射の固有現象により連続的に
動作する、上部入口ループを持つ液体金属冷却プール原
子炉用の熱除去系を提供することである。
行うための、上部入口ループを持つ液体金属冷却プール
原子炉用の受動冷却系を提供することである。本発明の
もう一つの目的は完全に受動的であり、流体の自然対
流、伝導、対流および熱放射の固有現象により連続的に
動作する、上部入口ループを持つ液体金属冷却プール原
子炉用の熱除去系を提供することである。
【００１６】本発明の更にもう一つの目的は炉心から崩
壊顕熱を除去するための、上部入口ループを持つ液体金
属冷却プール原子炉用の受動冷却系において、カバーデ
ッキのための支持と補強を行う構造手段を提供すること
である。本発明の更にもう一つの目的は、炉の燃料コア
および関連構成要素から崩壊熱を除去するための固有受
動冷却系をそなえ、上部入口ループにより直列に接続さ
れた構成要素容器のサテライト集合体を含む液体金属冷
却プール形核分裂炉を提供することである。
壊顕熱を除去するための、上部入口ループを持つ液体金
属冷却プール原子炉用の受動冷却系において、カバーデ
ッキのための支持と補強を行う構造手段を提供すること
である。本発明の更にもう一つの目的は、炉の燃料コア
および関連構成要素から崩壊熱を除去するための固有受
動冷却系をそなえ、上部入口ループにより直列に接続さ
れた構成要素容器のサテライト集合体を含む液体金属冷
却プール形核分裂炉を提供することである。
【００１７】本発明の更にもう一つの目的は上部入口ル
ープにより接続されたサテライト集合体の数個の個別構
成要素容器に対し冷却空気を自然循環させる受動崩壊熱
除去系を提供することである。
ープにより接続されたサテライト集合体の数個の個別構
成要素容器に対し冷却空気を自然循環させる受動崩壊熱
除去系を提供することである。
【００１８】
【実施例の記載】比較的小さなプール容量をそなえたモ
ジュール構成のプール形の液体金属冷却原子炉は通常、
停止期間の間、残留熱の消散を行うのに充分な表面積を
そなえている。しかし、このような原子炉は全体の出力
容量が比較的小さい。残る問題は格納収容構造をあまり
損なうことなく残留熱を消散することである。完全に受
動的な冷却系により、エネルギー駆動のポンプおよびフ
ァンへの依存や、運転作業者の介在の必要性が無くな
る。更に、モジュール構成の炉に対するサイズの制約、
および応力が累積する可能性のある領域を防止するため
の滑らかな、孔の無いタンク構造により、格納容器（一
つまたは複数）は構造的に変更してはならない。厳しい
検査の必要性から、格納容器は構造の製造と設置の両方
の間の検査が簡単でなければならない。
ジュール構成のプール形の液体金属冷却原子炉は通常、
停止期間の間、残留熱の消散を行うのに充分な表面積を
そなえている。しかし、このような原子炉は全体の出力
容量が比較的小さい。残る問題は格納収容構造をあまり
損なうことなく残留熱を消散することである。完全に受
動的な冷却系により、エネルギー駆動のポンプおよびフ
ァンへの依存や、運転作業者の介在の必要性が無くな
る。更に、モジュール構成の炉に対するサイズの制約、
および応力が累積する可能性のある領域を防止するため
の滑らかな、孔の無いタンク構造により、格納容器（一
つまたは複数）は構造的に変更してはならない。厳しい
検査の必要性から、格納容器は構造の製造と設置の両方
の間の検査が簡単でなければならない。
【００１９】図に示すように、出力能力が１０００ＭＷ
ｃレンジのサテライト構成のプール形液体金属冷却核分
裂炉プラント１０には炉一次容器１２が含まれている。
炉一次容器１２は通常、円筒形のタンクで構成される。
この円筒形のタンクはその縦軸が垂直方向に上向きに伸
びるように配置され、その開放した上端はデッキ１４に
取り付けられ、デッキ１４でおおわれ、密閉されてい
る。炉一次容器１２には、ナトリウム金属のような液体
金属冷却材のプール１６が入れてある。核分裂性燃料物
質の熱生成コア１８が液体金属プール１６の中に充分に
沈められ、燃料コア１８から熱が伝達される。燃料物質
の核分裂反応とその速度は燃料コア１８に出入りする中
性子吸収制御棒（図示しない）により調節される。
ｃレンジのサテライト構成のプール形液体金属冷却核分
裂炉プラント１０には炉一次容器１２が含まれている。
炉一次容器１２は通常、円筒形のタンクで構成される。
この円筒形のタンクはその縦軸が垂直方向に上向きに伸
びるように配置され、その開放した上端はデッキ１４に
取り付けられ、デッキ１４でおおわれ、密閉されてい
る。炉一次容器１２には、ナトリウム金属のような液体
金属冷却材のプール１６が入れてある。核分裂性燃料物
質の熱生成コア１８が液体金属プール１６の中に充分に
沈められ、燃料コア１８から熱が伝達される。燃料物質
の核分裂反応とその速度は燃料コア１８に出入りする中
性子吸収制御棒（図示しない）により調節される。
【００２０】炉一次容器１２は間隔を置いて配置された
同心状に囲む格納容器２０の中に入れられている。炉一
次容器１２と格納容器２０との間の空間３０は封止さ
れ、窒素またはアルゴンのような比較的不活性なガスで
充たされている。バフルシリンダ（円筒状の導流板）２
２は同心状に重ねられた格納容器２０および原子炉容器
１２を事実上その長さにわたって同心状に囲み、外側の
格納容器２０から隔たって配置されている。保護容器２
４が格納容器２０および原子炉容器１２とともにバフル
シリンダ２２を同心状に囲み、外側のバフルシリンダ２
２から隔たって配置されている。底部が支持された保護
容器２４、バフルシリンダ２２、格納容器２０、および
炉一次容器１２を同心状に組み合わせて間隔を置いて配
列することにより形成された炉構成要素のこの複合物が
コンクリートのサイロ２６に収容されている。コンクリ
ートのサイロ２６は原子炉容器１２を含む容器の集合体
と同心に配置することができる。あるいは図に示すよう
に原子炉容器１２を含む容器の集合体に対して中心をず
らして、コンクリートのサイロ２６を配置することもで
きる。
同心状に囲む格納容器２０の中に入れられている。炉一
次容器１２と格納容器２０との間の空間３０は封止さ
れ、窒素またはアルゴンのような比較的不活性なガスで
充たされている。バフルシリンダ（円筒状の導流板）２
２は同心状に重ねられた格納容器２０および原子炉容器
１２を事実上その長さにわたって同心状に囲み、外側の
格納容器２０から隔たって配置されている。保護容器２
４が格納容器２０および原子炉容器１２とともにバフル
シリンダ２２を同心状に囲み、外側のバフルシリンダ２
２から隔たって配置されている。底部が支持された保護
容器２４、バフルシリンダ２２、格納容器２０、および
炉一次容器１２を同心状に組み合わせて間隔を置いて配
列することにより形成された炉構成要素のこの複合物が
コンクリートのサイロ２６に収容されている。コンクリ
ートのサイロ２６は原子炉容器１２を含む容器の集合体
と同心に配置することができる。あるいは図に示すよう
に原子炉容器１２を含む容器の集合体に対して中心をず
らして、コンクリートのサイロ２６を配置することもで
きる。
【００２１】サイロ２６の中に入っている原子炉容器１
２および隣接の容器が少なくとも地表より下になる程度
まで、コンクリートのサイロ２６を地中に充分に埋める
ことが好ましい。液体金属の入っている原子炉容器１２
を地表より下に配置することにより、プラントの構造に
欠陥が生じた場合でも冷却液が漏れ出すことが防止され
る。格納ドーム２８はコンクリートのサイロ２６や炉プ
ラント構成要素の上部をおおって密閉することにより、
放射性物質が大気中に漏れることを防止する。
２および隣接の容器が少なくとも地表より下になる程度
まで、コンクリートのサイロ２６を地中に充分に埋める
ことが好ましい。液体金属の入っている原子炉容器１２
を地表より下に配置することにより、プラントの構造に
欠陥が生じた場合でも冷却液が漏れ出すことが防止され
る。格納ドーム２８はコンクリートのサイロ２６や炉プ
ラント構成要素の上部をおおって密閉することにより、
放射性物質が大気中に漏れることを防止する。
【００２２】互いに間隔を置いて囲むように配置され
た、これらの組合わされた容器構成要素の構成により、
それぞれの円筒形の側壁が、中間に空間のある一連の仕
切りを形成する。詳しく述べると、炉一次容器１２と格
納容器２０の側壁よりなる仕切り相互の間に空間３０が
形成され、格納容器２０とバフルシリンダ２２の側壁よ
りなる仕切り相互の間に空間３２が形成され、バフルシ
リンダ２２と保護容器２４との間に空間３４が形成さ
れ、保護容器２４とコンクリートのサイロ２６との間に
空間３６が形成される。このような中間の空間は冷却材
の漏れを保持するとともに、空気のような冷却ガスを流
すか方向づけを行う。
た、これらの組合わされた容器構成要素の構成により、
それぞれの円筒形の側壁が、中間に空間のある一連の仕
切りを形成する。詳しく述べると、炉一次容器１２と格
納容器２０の側壁よりなる仕切り相互の間に空間３０が
形成され、格納容器２０とバフルシリンダ２２の側壁よ
りなる仕切り相互の間に空間３２が形成され、バフルシ
リンダ２２と保護容器２４との間に空間３４が形成さ
れ、保護容器２４とコンクリートのサイロ２６との間に
空間３６が形成される。このような中間の空間は冷却材
の漏れを保持するとともに、空気のような冷却ガスを流
すか方向づけを行う。
【００２３】本発明の一実施例では、上記の組合わされ
た構成要素は横断面がほぼ円形であり、互いに同心状に
取り囲むか取り巻いている。この実施例では、中間の空
間３０、３２、および３４はそれぞれ、横断面が事実
上、環状である。上記のように、一次原子炉容器１２と
格納容器２０との間の空間３０は封止され、不活性ガス
を収容している。
た構成要素は横断面がほぼ円形であり、互いに同心状に
取り囲むか取り巻いている。この実施例では、中間の空
間３０、３２、および３４はそれぞれ、横断面が事実
上、環状である。上記のように、一次原子炉容器１２と
格納容器２０との間の空間３０は封止され、不活性ガス
を収容している。
【００２４】バフルシリンダ２２は格納容器２０の壁と
保護容器２４の壁との間を下向きに、炉一次容器１２の
底部の所まで伸びる。シリンダの最下端は取り囲んでい
る保護容器の底部より少し上方に位置する。したがっ
て、バフルシリンダ２２の下端３８の下で、保護容器２
４とバフルシリンダ２２の中間の空間３４がバフルシリ
ンダ２２と格納容器２０の中間の空間３２と流体連通す
る。
保護容器２４の壁との間を下向きに、炉一次容器１２の
底部の所まで伸びる。シリンダの最下端は取り囲んでい
る保護容器の底部より少し上方に位置する。したがっ
て、バフルシリンダ２２の下端３８の下で、保護容器２
４とバフルシリンダ２２の中間の空間３４がバフルシリ
ンダ２２と格納容器２０の中間の空間３２と流体連通す
る。
【００２５】本発明の原子炉の上部入口ループで結合さ
れた「サテライト」集合体４０は一群の分離された原子
炉ユニットで構成される。各ユニットは特定の役割また
は機能を果たす。たとえば、ユニット４２は熱エネルギ
ーを発生するための燃料コア１８を収容しており、ユニ
ット４４（一つまたは複数）は熱輸送液体金属冷却材の
循環を誘導するためのポンプを収容しており、ユニット
４６は仕事を行うため、熱を循環する冷却材から別の媒
体に伝達するための熱交換器を収容している。このよう
に、代表的な上部入口ループで結合されたサテライト構
成の炉プラントは、別個のユニット４２として液体金属
冷却材１６に沈められた熱生成核分裂性燃料コア１８を
含む。別個のユニット４２は、前に述べたように配置し
構成された円筒形のバフル２２および保護容器２４のよ
うな他の任意の設計された構成要素とともに一次容器１
２および格納容器２０を含む複合囲いの中に分離して収
容されている。更に、この型の炉プラントには一つ以上
の個別ポンプユニット４４および／または熱交換ユニッ
ト４６が含まれている。個別ポンプユニット４４および
／または熱交換ユニット４６は各々、主熱生成ユニット
にほぼ対応するそれぞれの複合囲い、すなわちバフルシ
リンダ１２２、２２２および保護容器１２４、２２４の
ような他の任意の指定された構成要素とともに一次容器
１１２、２１２および格納容器１２０、２２０を含む囲
いの中に個別に収容されている。たとえば、熱生成燃料
コア１８を含む炉ユニット４２はサテライト集合体４０
の一連の個別ユニットを通して熱を運ぶ液体金属冷却材
を循環させるための一つ以上の個別ポンプユニット４４
と結合することができる。更に、炉ユニット４２は、蒸
気タービン駆動発電機で電気を発生するための蒸気のよ
うな、仕事を行うために熱エネルギーを印加するための
別の媒体または系に、冷却材から燃料コア生成熱を伝達
する一つ以上の個別熱交換ユニット４６と結合すること
ができる。
れた「サテライト」集合体４０は一群の分離された原子
炉ユニットで構成される。各ユニットは特定の役割また
は機能を果たす。たとえば、ユニット４２は熱エネルギ
ーを発生するための燃料コア１８を収容しており、ユニ
ット４４（一つまたは複数）は熱輸送液体金属冷却材の
循環を誘導するためのポンプを収容しており、ユニット
４６は仕事を行うため、熱を循環する冷却材から別の媒
体に伝達するための熱交換器を収容している。このよう
に、代表的な上部入口ループで結合されたサテライト構
成の炉プラントは、別個のユニット４２として液体金属
冷却材１６に沈められた熱生成核分裂性燃料コア１８を
含む。別個のユニット４２は、前に述べたように配置し
構成された円筒形のバフル２２および保護容器２４のよ
うな他の任意の設計された構成要素とともに一次容器１
２および格納容器２０を含む複合囲いの中に分離して収
容されている。更に、この型の炉プラントには一つ以上
の個別ポンプユニット４４および／または熱交換ユニッ
ト４６が含まれている。個別ポンプユニット４４および
／または熱交換ユニット４６は各々、主熱生成ユニット
にほぼ対応するそれぞれの複合囲い、すなわちバフルシ
リンダ１２２、２２２および保護容器１２４、２２４の
ような他の任意の指定された構成要素とともに一次容器
１１２、２１２および格納容器１２０、２２０を含む囲
いの中に個別に収容されている。たとえば、熱生成燃料
コア１８を含む炉ユニット４２はサテライト集合体４０
の一連の個別ユニットを通して熱を運ぶ液体金属冷却材
を循環させるための一つ以上の個別ポンプユニット４４
と結合することができる。更に、炉ユニット４２は、蒸
気タービン駆動発電機で電気を発生するための蒸気のよ
うな、仕事を行うために熱エネルギーを印加するための
別の媒体または系に、冷却材から燃料コア生成熱を伝達
する一つ以上の個別熱交換ユニット４６と結合すること
ができる。
【００２６】炉燃料コアユニット４２、冷却材循環ポン
プユニット（一つまたは複数）４４、および熱交換ユニ
ット（一つまたは複数）４６を含むサテライト集合体４
０の数個の個別ユニットは、直列に各ユニットを通して
熱伝達液体金属冷却材１６を循環させるため接続導管４
８により機能的に接続されている。接続導管４８は各一
次容器の上面を通って下降することによりすべてのユニ
ットに入る。このような方策により、液体金属冷却材１
６を保持する一次容器すなわち最も内側の容器の側壁お
よび／または底部の完全性が維持され、プラントがより
コンパクトになる。二つの個別ユニットの間の各導管４
８の接続にはほぼ逆Ｕ字形のパイプ５０が含まれてい
る。逆Ｕ字の下に伸びる各脚５２は隣接した個別容器に
上面から下向きに入り込む。燃料コアユニット４２から
ポンプユニット４４、熱交換ユニット４６を通って上部
入口導管４８で燃料コアユニット４２に戻るこの接続に
より、液体金属冷却材回路またはループ５４が得られ
る。液体金属プール形原子炉系のためのサテライト構成
には、数個の冷却材回路またはループ５４を含めること
ができる。各接続導管４８の下向きに伸びる脚５２は各
一次容器内にかなりの距離入り込むことが好ましい。こ
れにより、漏れによる冷却材の低液位によって循環冷却
材の回路が中断されにくくなる。
プユニット（一つまたは複数）４４、および熱交換ユニ
ット（一つまたは複数）４６を含むサテライト集合体４
０の数個の個別ユニットは、直列に各ユニットを通して
熱伝達液体金属冷却材１６を循環させるため接続導管４
８により機能的に接続されている。接続導管４８は各一
次容器の上面を通って下降することによりすべてのユニ
ットに入る。このような方策により、液体金属冷却材１
６を保持する一次容器すなわち最も内側の容器の側壁お
よび／または底部の完全性が維持され、プラントがより
コンパクトになる。二つの個別ユニットの間の各導管４
８の接続にはほぼ逆Ｕ字形のパイプ５０が含まれてい
る。逆Ｕ字の下に伸びる各脚５２は隣接した個別容器に
上面から下向きに入り込む。燃料コアユニット４２から
ポンプユニット４４、熱交換ユニット４６を通って上部
入口導管４８で燃料コアユニット４２に戻るこの接続に
より、液体金属冷却材回路またはループ５４が得られ
る。液体金属プール形原子炉系のためのサテライト構成
には、数個の冷却材回路またはループ５４を含めること
ができる。各接続導管４８の下向きに伸びる脚５２は各
一次容器内にかなりの距離入り込むことが好ましい。こ
れにより、漏れによる冷却材の低液位によって循環冷却
材の回路が中断されにくくなる。
【００２７】通常、サテライト系では、燃料を収容する
原子炉ユニット４２が図に示すように一対以上の循環ポ
ンプユニット４４および熱交換ユニット４６と直列に組
合わされる。液体金属冷却式の、上部入口ループを持つ
サテライト構成の原子炉プラント１０の数個の個別ユニ
ットは各々、それらの間を循環する放射能汚染された液
体金属冷却材を通す。集合体の各ユニットは統合された
原子炉プラントの単一の複合ユニットに生じ得るのと同
じ事故や故障の可能性が集合体の各ユニットにある。こ
れには、容器のひびまたは過熱による冷却材の漏れや減
損、およびナトリウムのような液体金属冷却材の漏れや
大気への露出の同じ危険が含まれる。したがって、サテ
ライト原子炉プラントの、燃料コア、ポンプ（一つまた
は複数）、および熱交換器（一つまたは複数）を含む各
個別ユニットには、同じ保護のための構造的な手段およ
び機能が設けられる。この保護のための構造的な手段お
よび機能には、図に示すように、単一の統合された原子
炉プラント１０で受動冷却および安全手段のために用い
られるような、１２，１１２および２１２のような一次
容器、２０、１２０および２２０のような格納容器、２
２、１２２および２２２のような円筒形のバフル、なら
びに２４、１２４および２２４のような保護容器が含ま
れる。
原子炉ユニット４２が図に示すように一対以上の循環ポ
ンプユニット４４および熱交換ユニット４６と直列に組
合わされる。液体金属冷却式の、上部入口ループを持つ
サテライト構成の原子炉プラント１０の数個の個別ユニ
ットは各々、それらの間を循環する放射能汚染された液
体金属冷却材を通す。集合体の各ユニットは統合された
原子炉プラントの単一の複合ユニットに生じ得るのと同
じ事故や故障の可能性が集合体の各ユニットにある。こ
れには、容器のひびまたは過熱による冷却材の漏れや減
損、およびナトリウムのような液体金属冷却材の漏れや
大気への露出の同じ危険が含まれる。したがって、サテ
ライト原子炉プラントの、燃料コア、ポンプ（一つまた
は複数）、および熱交換器（一つまたは複数）を含む各
個別ユニットには、同じ保護のための構造的な手段およ
び機能が設けられる。この保護のための構造的な手段お
よび機能には、図に示すように、単一の統合された原子
炉プラント１０で受動冷却および安全手段のために用い
られるような、１２，１１２および２１２のような一次
容器、２０、１２０および２２０のような格納容器、２
２、１２２および２２２のような円筒形のバフル、なら
びに２４、１２４および２２４のような保護容器が含ま
れる。
【００２８】したがって、図に示すように本発明によれ
ば、個別のポンプユニット４４および熱交換ユニット４
６には一次容器１１２および２１２、格納容器１２０お
よび２２０、バフルシリンダ１２２および２２２、なら
びに保護容器１２４および２２４が設けられる。これは
本質的に、燃料コアユニット４２に対して設けられた複
合構成と同じである。
ば、個別のポンプユニット４４および熱交換ユニット４
６には一次容器１１２および２１２、格納容器１２０お
よび２２０、バフルシリンダ１２２および２２２、なら
びに保護容器１２４および２２４が設けられる。これは
本質的に、燃料コアユニット４２に対して設けられた複
合構成と同じである。
【００２９】更に本発明によれば、燃料コア、ポンプお
よび熱交換器の一次容器、格納容器、バフルシリンダお
よび保護容器を含む、サテライト集合体の各ユニットの
対応する複合物の取り囲む構成要素はそれぞれ隣接する
構成要素から間隔を置いて配置されている。このように
して、燃料コアを取り囲む複合物の数個の各構成要素の
間の空間３０、３２、および３４と同等の空間が各構成
要素の間に設けられる。更に、燃料コアユニット４２、
ポンプユニット４４、および熱交換ユニット４６から成
るすべてのユニットに対する各構成要素の間の対応する
空間はそれらの間で流体が通じるように相互接続され
る。但し、一次容器とそれを囲む格納容器との間の空間
３０は不活性ガスが充填されて封止される。このように
して、燃料コアユニット４２、各ポンプユニット４４、
および各熱交換ユニット４６の格納容器２０とバフルシ
リンダ２２との間の空間３２は接続され、また各燃料コ
アユニット４２、ポンプユニット４４、および熱交換ユ
ニット４６のバフルシリンダ２２と保護容器２４との間
の空間３４も接続される。通常、各一次容器とそれを取
り囲む格納容器２０との間の空間３０は密閉され、適当
な不活性ガスで充たされる。これにより、漏れた液体金
属冷却材が大気と接触することはない。一次容器と格納
容器のこの二重の容器構成により、液体金属冷却材が著
しく失なわれて燃料コアが露出したり、ループ回路５４
を通って流れる冷却材の循環とその熱消散機能が崩壊す
る危険性が著しく小さくなる。
よび熱交換器の一次容器、格納容器、バフルシリンダお
よび保護容器を含む、サテライト集合体の各ユニットの
対応する複合物の取り囲む構成要素はそれぞれ隣接する
構成要素から間隔を置いて配置されている。このように
して、燃料コアを取り囲む複合物の数個の各構成要素の
間の空間３０、３２、および３４と同等の空間が各構成
要素の間に設けられる。更に、燃料コアユニット４２、
ポンプユニット４４、および熱交換ユニット４６から成
るすべてのユニットに対する各構成要素の間の対応する
空間はそれらの間で流体が通じるように相互接続され
る。但し、一次容器とそれを囲む格納容器との間の空間
３０は不活性ガスが充填されて封止される。このように
して、燃料コアユニット４２、各ポンプユニット４４、
および各熱交換ユニット４６の格納容器２０とバフルシ
リンダ２２との間の空間３２は接続され、また各燃料コ
アユニット４２、ポンプユニット４４、および熱交換ユ
ニット４６のバフルシリンダ２２と保護容器２４との間
の空間３４も接続される。通常、各一次容器とそれを取
り囲む格納容器２０との間の空間３０は密閉され、適当
な不活性ガスで充たされる。これにより、漏れた液体金
属冷却材が大気と接触することはない。一次容器と格納
容器のこの二重の容器構成により、液体金属冷却材が著
しく失なわれて燃料コアが露出したり、ループ回路５４
を通って流れる冷却材の循環とその熱消散機能が崩壊す
る危険性が著しく小さくなる。
【００３０】サテライト集合体４０の各ユニット、すな
わち燃料コアユニット４２、ポンプユニット４４、およ
び熱交換ユニット４６に対する対応する空間はそれぞ
れ、すべてのユニットの対応する各空間を接続するマニ
ホールドディストリビュータのダクトまたはダクト系を
介して相互接続される。たとえば、空間３２のような、
格納容器２０、１２０および２２０とバフルシリンダ２
２、１２２および２２２との間のすべての空間は上記容
器およびシリンダの上端に隣接した一つ以上のダクト５
６を通って流れが通じるように相互接続される。また、
空間３４のような、バフルシリンダ２２、１２２および
２２２と保護容器２４、１２４および２２４との間のす
べての空間は上記シリンダおよび容器の上端に隣接した
一つ以上のダクト５８を通って流れが通じるように相互
接続される。
わち燃料コアユニット４２、ポンプユニット４４、およ
び熱交換ユニット４６に対する対応する空間はそれぞ
れ、すべてのユニットの対応する各空間を接続するマニ
ホールドディストリビュータのダクトまたはダクト系を
介して相互接続される。たとえば、空間３２のような、
格納容器２０、１２０および２２０とバフルシリンダ２
２、１２２および２２２との間のすべての空間は上記容
器およびシリンダの上端に隣接した一つ以上のダクト５
６を通って流れが通じるように相互接続される。また、
空間３４のような、バフルシリンダ２２、１２２および
２２２と保護容器２４、１２４および２２４との間のす
べての空間は上記シリンダおよび容器の上端に隣接した
一つ以上のダクト５８を通って流れが通じるように相互
接続される。
【００３１】原子炉プラント１０には、少なくとも一つ
の、好ましくは数個の下降ダクト６０が設けられる。下
降ダクト６０は地表より充分上に突き出ており、各ユニ
ット４２、４４および４６のバフルシリンダ２２、１２
２および２２２と保護容器２４、１２４および２２４と
の間の空間３４と流れが通じている。ダクト（一つまた
は複数）６０の流れを止めて周囲の大気に開くことがな
いように弁（一つまたは複数）６２が設けられる。少な
くとも一つ、好ましくは数個の上昇ダクト６４も設けら
れる。上昇ダクト６４も地表より充分上に突き出てお
り、各ユニット４２、４４および４６のバフルシリンダ
２２、１２２および２２２と格納容器２０、１２０およ
び２２０との間の空間３２と流れが通じている。ダクト
（一つまたは複数）６４の流れを止めるために弁（一つ
または複数）６６が設けられる。上記のように、各ユニ
ットの空間３４および３２は共通の仕切り、すなわち中
間のバフルシリンダ２２、１２２および２２２の下端３
８より下のそれらの下部領域で接続される。これによ
り、空間３４と３２はバフルシリンダの下端３８より下
で流れが通じている。
の、好ましくは数個の下降ダクト６０が設けられる。下
降ダクト６０は地表より充分上に突き出ており、各ユニ
ット４２、４４および４６のバフルシリンダ２２、１２
２および２２２と保護容器２４、１２４および２２４と
の間の空間３４と流れが通じている。ダクト（一つまた
は複数）６０の流れを止めて周囲の大気に開くことがな
いように弁（一つまたは複数）６２が設けられる。少な
くとも一つ、好ましくは数個の上昇ダクト６４も設けら
れる。上昇ダクト６４も地表より充分上に突き出てお
り、各ユニット４２、４４および４６のバフルシリンダ
２２、１２２および２２２と格納容器２０、１２０およ
び２２０との間の空間３２と流れが通じている。ダクト
（一つまたは複数）６４の流れを止めるために弁（一つ
または複数）６６が設けられる。上記のように、各ユニ
ットの空間３４および３２は共通の仕切り、すなわち中
間のバフルシリンダ２２、１２２および２２２の下端３
８より下のそれらの下部領域で接続される。これによ
り、空間３４と３２はバフルシリンダの下端３８より下
で流れが通じている。
【００３２】中間の空間３４と３２を相互接続するこの
構成により、循環する一次流体流のコースまたは回路６
８が形成される。この回路６８により、熱を運んだり輸
送したりする空気冷却材が周囲の大気からダクト６０を
下降し、空間３４および３２を通って、ダクト６４を上
昇し、大気に戻る。動作について説明する。燃料が発生
した熱は液体金属冷却材１６の自然対流により外側の炉
一次容器１２に伝えられた後、主として熱放射により不
活性ガスを含む空間３０を横切って格納容器２０に伝達
される。熱は格納容器２０の外側表面と接触する空間３
２に含まれる空気によって吸収される。そして熱は空間
３２と上昇ダクト６４の中に自然の気流を誘導する付加
熱によって生じる上向きの空気流で運ばれる。付加熱に
より誘導される自然気流により、空気は流体流コース６
８を通って循環する。すなわち、大気がダクト６０内に
引き降ろされ、空間３４および３２を通り、ダクト６４
内を上昇して、大気内に戻る。ユニット４２からＵ字管
４８を介してユニット４４および４６に至る一次ナトリ
ウムの自然対流によっても、熱は輸送され、分配され
る。熱は循環する空気によってもこれらのユニットから
同様に除去される。全体として、すべての容器ユニット
からの熱伝達は事故の間、安全な構造温度を維持するの
に充分である。
構成により、循環する一次流体流のコースまたは回路６
８が形成される。この回路６８により、熱を運んだり輸
送したりする空気冷却材が周囲の大気からダクト６０を
下降し、空間３４および３２を通って、ダクト６４を上
昇し、大気に戻る。動作について説明する。燃料が発生
した熱は液体金属冷却材１６の自然対流により外側の炉
一次容器１２に伝えられた後、主として熱放射により不
活性ガスを含む空間３０を横切って格納容器２０に伝達
される。熱は格納容器２０の外側表面と接触する空間３
２に含まれる空気によって吸収される。そして熱は空間
３２と上昇ダクト６４の中に自然の気流を誘導する付加
熱によって生じる上向きの空気流で運ばれる。付加熱に
より誘導される自然気流により、空気は流体流コース６
８を通って循環する。すなわち、大気がダクト６０内に
引き降ろされ、空間３４および３２を通り、ダクト６４
内を上昇して、大気内に戻る。ユニット４２からＵ字管
４８を介してユニット４４および４６に至る一次ナトリ
ウムの自然対流によっても、熱は輸送され、分配され
る。熱は循環する空気によってもこれらのユニットから
同様に除去される。全体として、すべての容器ユニット
からの熱伝達は事故の間、安全な構造温度を維持するの
に充分である。
【００３３】しかし、液体金属冷却材１６を収容した一
次容器１２、１１２、２１２のいずれか一つと格納容器
２０、１２０、２２０の対応する一つの両方が破裂する
というありそうもない万一の場合には、液体金属が空間
３２、３４の一方または両方に漏れ出すことがある。ナ
トリウムを通常含む高温の液体金属が、循環する空気冷
却材にさらされる。これにより化学火災で、危険な放射
性物質、ナトリウム蒸気や燃焼生成物が冷却流体流コー
ス６８を通って大気中に運び出される危険性が生じやす
い。この仮定事象に対処するために、下降ダクト６０の
弁６２および上昇ダクト６４の弁６６が閉じて、流体流
コース６８を通る冷却空気の循環を終了させる。
次容器１２、１１２、２１２のいずれか一つと格納容器
２０、１２０、２２０の対応する一つの両方が破裂する
というありそうもない万一の場合には、液体金属が空間
３２、３４の一方または両方に漏れ出すことがある。ナ
トリウムを通常含む高温の液体金属が、循環する空気冷
却材にさらされる。これにより化学火災で、危険な放射
性物質、ナトリウム蒸気や燃焼生成物が冷却流体流コー
ス６８を通って大気中に運び出される危険性が生じやす
い。この仮定事象に対処するために、下降ダクト６０の
弁６２および上昇ダクト６４の弁６６が閉じて、流体流
コース６８を通る冷却空気の循環を終了させる。
【００３４】更に本発明によれば、大気への一つ以上の
開口７０がコンクリートのサイロ２６と炉サテライト集
合体４０のユニットを含む構造構成要素との間に設けら
れる。図に示すように、地震分離緩衝器７６の上にのせ
られた炉ベース７４の上に炉集合体４０が置かれたとき
に設けられる地震用ギャツプ７２のような、炉サテライ
ト集合体４０の構造構成要素とコンクリートのサイロ２
６との間の開放された周囲領域によって開口７０を形成
することができる。
開口７０がコンクリートのサイロ２６と炉サテライト集
合体４０のユニットを含む構造構成要素との間に設けら
れる。図に示すように、地震分離緩衝器７６の上にのせ
られた炉ベース７４の上に炉集合体４０が置かれたとき
に設けられる地震用ギャツプ７２のような、炉サテライ
ト集合体４０の構造構成要素とコンクリートのサイロ２
６との間の開放された周囲領域によって開口７０を形成
することができる。
【００３５】容器のひびにより液体金属冷却材が空間３
２および／または３４、もしくはサテライトユニット４
４および４６の１２０と１２４との間の空間および２２
０と２２４との間の空間に漏れる場合に必要とされるよ
うな、弁６２および６６が閉じて流体流コース６８の一
次受動冷却系が停止するときに、開口（一つまたは複
数）７０は上部入口ループで接続されたサテライト集合
体液体金属プール原子炉に対する後備または二次受動熱
除去系を用意する。炉燃料コア１８および容器１２から
漏れる高温の液体金属の付加熱は保護容器２４、１２４
および２２４の外部の上方を通過する空気から生じるよ
うなサテライト集合体ユニットの構造構成要素の増大し
た熱に接触する自然気流を誘起する。加熱された空気は
上向きに流れ、開口７０を通って大気中に流れ出る。周
囲の大気からの冷却空気は開口７０を通って下に引か
れ、出ていく高温の空気に取って代わる。したがって、
液体金属の漏れおよび／または弁６２および６６の閉止
により、保護容器２４、１２４、２２４のいずれか一つ
の表面上に温度上昇が発生したとき、付加的な安全機能
が設けられていれば、地震ギャップを通る二次流体流コ
ース７２内の大気の受動的な自然循環は炉構成要素の近
傍から熱を除去する。作業者の対策、自動化手段、もし
くは電源または他の動力源の利用可能性にかかわらず、
空気の自然循環によるこの受動冷却は保護容器２４、１
２４および２２４の外表面全体に対する冷却効果を維持
する。
２および／または３４、もしくはサテライトユニット４
４および４６の１２０と１２４との間の空間および２２
０と２２４との間の空間に漏れる場合に必要とされるよ
うな、弁６２および６６が閉じて流体流コース６８の一
次受動冷却系が停止するときに、開口（一つまたは複
数）７０は上部入口ループで接続されたサテライト集合
体液体金属プール原子炉に対する後備または二次受動熱
除去系を用意する。炉燃料コア１８および容器１２から
漏れる高温の液体金属の付加熱は保護容器２４、１２４
および２２４の外部の上方を通過する空気から生じるよ
うなサテライト集合体ユニットの構造構成要素の増大し
た熱に接触する自然気流を誘起する。加熱された空気は
上向きに流れ、開口７０を通って大気中に流れ出る。周
囲の大気からの冷却空気は開口７０を通って下に引か
れ、出ていく高温の空気に取って代わる。したがって、
液体金属の漏れおよび／または弁６２および６６の閉止
により、保護容器２４、１２４、２２４のいずれか一つ
の表面上に温度上昇が発生したとき、付加的な安全機能
が設けられていれば、地震ギャップを通る二次流体流コ
ース７２内の大気の受動的な自然循環は炉構成要素の近
傍から熱を除去する。作業者の対策、自動化手段、もし
くは電源または他の動力源の利用可能性にかかわらず、
空気の自然循環によるこの受動冷却は保護容器２４、１
２４および２２４の外表面全体に対する冷却効果を維持
する。
【００３６】本発明の重要な側面は炉ベース７４の上に
のっている保護容器２４、１２４および２２４によりカ
バーデッキ１４に対する支持手段７８が設けられる。好
ましい保護容器支持手段７８は、図に示すように保護容
器の円筒形の側壁をそれから地震緩衝器７６の上にのっ
ている炉ベース７４まで伸びる構造シリンダ部材で構成
される。このような支持手段７８は円筒形の保護容器２
４、１２４および２２４から下に伸びる円筒形の区間を
付加することにより、または保護容器の側壁と支持手段
７８の両方を形成する円筒の中に凹形の容器の底部を挿
入して固着することにより形成することができる。いず
れの場合も、円筒形の支持手段７８または保護容器に対
する他の任意の閉じた支持体にオリフィス８０のような
数個の開口を設けなければならない。これは受動的な自
然循環の現象により保護容器の底部の外表面上とその側
壁上に冷却材空気がたっぷり流れ得るようにするためで
ある。
のっている保護容器２４、１２４および２２４によりカ
バーデッキ１４に対する支持手段７８が設けられる。好
ましい保護容器支持手段７８は、図に示すように保護容
器の円筒形の側壁をそれから地震緩衝器７６の上にのっ
ている炉ベース７４まで伸びる構造シリンダ部材で構成
される。このような支持手段７８は円筒形の保護容器２
４、１２４および２２４から下に伸びる円筒形の区間を
付加することにより、または保護容器の側壁と支持手段
７８の両方を形成する円筒の中に凹形の容器の底部を挿
入して固着することにより形成することができる。いず
れの場合も、円筒形の支持手段７８または保護容器に対
する他の任意の閉じた支持体にオリフィス８０のような
数個の開口を設けなければならない。これは受動的な自
然循環の現象により保護容器の底部の外表面上とその側
壁上に冷却材空気がたっぷり流れ得るようにするためで
ある。
【００３７】保護容器支持手段７８には更に、円筒形の
側壁の上向きに突き出る部分もしくは保護容器の上部へ
りから上に伸びるコラムまたは構造支柱８２が含まれて
いる。これは原子炉サテライトユニットの上部を横切っ
て伸びるデッキ１４まで上向きに続く。これらの支柱は
炉デッキ１４の支持または補強のために、デッキ上の荷
重を保護容器を介して直接、炉ベース７４に伝える。炉
燃料コアユニット４２、ポンプユニット（一つまたは複
数）４４、および熱交換ユニット（一つまたは複数）４
６を含む各ユニットの空間３４および３２の中を循環す
る冷却空気の流れを妨げないようにコラムまたは支柱８
２のような手段により垂直荷重が円筒形の支持手段とデ
ッキ１４との間で伝達されるように支持手段７８が作ら
れる。円筒形の支持手段７８はいくつかの重要な機能を
果たす。すなわち、支持手段７８は炉デッキ１４の支え
る重量を炉ベース７４に伝達し、冷却空気の受動自然循
環のための環状の外側流路を形成し、そして漏れる液体
金属冷却材を保持するための付加的な容器囲いを提供す
る。これにより、漏れる金属冷却材から隔てられた後備
流体流コース７２を通って第二の、または外側の冷却空
気流が流れることができる。上部入口ループを持つサテ
ライト集合体の構造部材を通じての自然循環による受動
冷却は発生した熱または残留熱により継続的に動作し、
円筒形の支持手段７８およびコラムまたは支柱８２を含
む関連構成要素を周囲温度近傍に維持する。これによ
り、通常の状態または損傷状態のもとで原子炉プラント
の鋼鉄部分とコンクリート部分との間の差動熱膨張の可
能性が無くなるか、または小さくなる。このようにし
て、炉デッキと接続しなければならない、底部で支持さ
れた容器に伴う共通問題が解消される。
側壁の上向きに突き出る部分もしくは保護容器の上部へ
りから上に伸びるコラムまたは構造支柱８２が含まれて
いる。これは原子炉サテライトユニットの上部を横切っ
て伸びるデッキ１４まで上向きに続く。これらの支柱は
炉デッキ１４の支持または補強のために、デッキ上の荷
重を保護容器を介して直接、炉ベース７４に伝える。炉
燃料コアユニット４２、ポンプユニット（一つまたは複
数）４４、および熱交換ユニット（一つまたは複数）４
６を含む各ユニットの空間３４および３２の中を循環す
る冷却空気の流れを妨げないようにコラムまたは支柱８
２のような手段により垂直荷重が円筒形の支持手段とデ
ッキ１４との間で伝達されるように支持手段７８が作ら
れる。円筒形の支持手段７８はいくつかの重要な機能を
果たす。すなわち、支持手段７８は炉デッキ１４の支え
る重量を炉ベース７４に伝達し、冷却空気の受動自然循
環のための環状の外側流路を形成し、そして漏れる液体
金属冷却材を保持するための付加的な容器囲いを提供す
る。これにより、漏れる金属冷却材から隔てられた後備
流体流コース７２を通って第二の、または外側の冷却空
気流が流れることができる。上部入口ループを持つサテ
ライト集合体の構造部材を通じての自然循環による受動
冷却は発生した熱または残留熱により継続的に動作し、
円筒形の支持手段７８およびコラムまたは支柱８２を含
む関連構成要素を周囲温度近傍に維持する。これによ
り、通常の状態または損傷状態のもとで原子炉プラント
の鋼鉄部分とコンクリート部分との間の差動熱膨張の可
能性が無くなるか、または小さくなる。このようにし
て、炉デッキと接続しなければならない、底部で支持さ
れた容器に伴う共通問題が解消される。
【図１】上部入口ループを持つサテライト構成の液体金
属冷却原子炉プラントの概略断面図である。
属冷却原子炉プラントの概略断面図である。
【図２】個々のユニットとそれらの相互接続の集合体を
示す、図１の液体金属冷却原子炉プラントの上面図であ
る。
示す、図１の液体金属冷却原子炉プラントの上面図であ
る。
１０ 液体金属冷却原子炉プラント １２、１１２、２１２ 一次容器 １４ 炉デッキ １６ 液体金属冷却材 １８ 燃料コア ２０、１２０、２２０ 格納容器 ２４、１２４、２２４ 保護容器 ２６ サイロ ３０、３２、３４ 空間 ４０ サテライト集合体 ４２ 原子炉燃料コアユニット ４４ ポンプユニット ４６ 熱交換ユニット ４８ 上部入口導管 ５４ 液体金属冷却材回路 ６０ 下降ダクト ６４ 上昇ダクト ７０ 開口 ７４ 炉ベース ７８ 保護容器支持手段 ８０ オリフィス
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 マービン・マン−ウェイ・ヒュイ アメリカ合衆国、カリフォルニア州、カパ ーティノ、ブリッヂ・パーク・コート、 11632番 (56)参考文献 特開 平３−18792（ＪＰ，Ａ) 特開 昭60−140189（ＪＰ，Ａ)
Claims (10)
- 【請求項１】 液体金属冷却核分裂炉の受動冷却系に於
いて、 液体金属冷却材のプールの中に浸された核分裂性燃料の
熱生成コアを入れた容器を含む原子炉構成要素をそな
え、また別の容器内に収容された熱交換構成要素と対を
なして更に別の容器内に収容されたポンプ構成要素を含
む少なくとも一つの一次熱伝達液体金属冷却材ループ回
路をそなえたサテライト集合体を含む液体金属冷却原子
炉プラントであって、下方に伸びて各構成要素容器に入
る上部入口ループ導管により上記構成要素が直列に接続
されることにより、循環する液体金属冷却材が原子炉構
成要素容器からポンプ構成要素容器および熱交換構成要
素容器を直列に通った後、原子炉構成要素容器に戻るよ
うに循環される液体金属冷却原子炉プラント、ならびに
一連の隣接した流体流空間の囲いを形成するようにサテ
ライト集合体の各構成要素を取り囲むほぼ同心状の構成
で一連の間隔を置いて並置された仕切りを含むことによ
り、仕切り相互の間に冷却流体を循環させ、上記空間の
囲いを通して熱伝達冷却を行うための受動冷却系であっ
て、サテライト集合体の各構成要素のまわりのそれぞれ
の空間の囲いが他の集合体の構成要素の対応する空間の
囲いと流れが通じるように接続されており、上記受動冷
却系には、間隔を置いてサテライト集合体構成要素を収
容した各容器を事実上取り囲む格納容器、間隔を置いて
集合体の各格納容器を事実上取り巻く円筒形のバフル
壁、間隔を置いて集合体の各格納容器および円筒形のバ
フル壁を事実上取り囲む保護容器、間隔を置いて集合体
の保護容器を事実上取り囲むコンクリートのサイロ、な
らびに空気冷却材を通過させるために、原子炉容器とコ
ンクリートのサイロより上の周囲の大気から下に伸びて
各集合体構成要素の保護容器と円筒形のバフル壁との間
の空間に入り、円筒形のバフル壁の底部のへりを廻っ
て、各集合体構成要素の円筒形のバフル壁と格納容器と
の間の空間を通って上に伸び、原子炉容器とコンクリー
トのサイロより上の周囲の大気中に戻る流体流熱伝達回
路が含まれている受動冷却系の組み合わせを含むことを
特徴とする液体金属冷却核分裂炉の受動冷却系。 - 【請求項２】 原子炉容器構成要素ならびに一次熱伝達
液体金属冷却材ループポンプおよび熱交換構成要素を含
むサテライト集合体が地表より充分下に埋められるよう
に配置されている請求項１記載の液体金属冷却核分裂炉
の受動冷却系。 - 【請求項３】 それぞれ別の容器の中に収容されたポン
プ構成要素と対をなして更に別の容器の中に収容された
熱交換構成要素をそなえた多重一次熱伝達液体金属冷却
材ループ回路の中の上部入口導管により流れが通じるよ
うに接続された原子炉構成要素を含むサテライト集合体
が液体金属冷却原子炉プラントに含まれている請求項１
記載の液体金属冷却核分裂炉の受動冷却系。 - 【請求項４】 原子炉容器、格納容器、円筒形のバフ
ル、および保護容器は横断面がそれぞれ円形で、直径が
順次大きくなっていて、同心状に配置されていることに
より、それぞれの間隔を置いて配置された側壁部分の間
に環状の中間領域を形成している請求項１記載の液体金
属冷却核分裂炉の受動冷却系。 - 【請求項５】 上部入口ループを持つ液体金属冷却核分
裂炉の受動冷却系に於いて、 液体金属冷却材のプールの中に浸された核分裂性燃料の
熱生成コアを入れた一次容器を含む原子炉構成要素をそ
なえ、また別の一次容器内に収容された熱交換構成要素
と対をなして更に別の一次容器内に収容されたポンプ構
成要素を含む少なくとも一つの一次熱伝達液体金属冷却
材上部入口ループ回路をそなえたサテライト集合体を含
む液体金属冷却原子炉プラントであって、上部入口ルー
プ導管により上記構成要素が直列に接続されることによ
り、循環する液体金属冷却材が原子炉構成要素の一次容
器からポンプ構成要素の一次容器および熱交換構成要素
の一次容器を順次通った後、原子炉構成要素の容器に戻
るような液体金属冷却原子炉プラント、ならびに一連の
隣接した流体流空間の囲いを形成するように炉サテライ
ト集合体の各構成要素を取り囲むほぼ同心状の構成で一
連の間隔を置いて並置された仕切りを含むことにより、
仕切り相互の間に冷却流体を循環させ、上記空間の囲い
を通して熱伝達冷却を行うための受動冷却系であって、
各サテライト集合体構成要素のまわりのそれぞれの空間
の囲いが他の集合体の対になった構成要素の対応する空
間の囲いと流れが通じるように直列に接続されており、
上記受動冷却系には、間隔を置いてサテライト集合体構
成要素を収容した各容器を事実上取り囲む格納容器、間
隔を置いてサテライト集合体の各格納容器を事実上取り
巻く円筒形のバフル壁、間隔を置いてサテライト集合体
の各格納容器および円筒形のバフル壁を事実上取り囲
む、炉ベースの上にのっている円筒形の支持体をそなえ
た保護容器、炉構成要素のサテライト集合体を事実上取
り囲むコンクリートのサイロ、コンクリートのサイロと
各一次容器およびそれを取り囲む格納容器の上を事実上
横切って延在し、上記一次容器および格納容器の各々の
上端を閉める炉遮蔽デッキ、上記炉遮蔽デッキを支持
し、補強する保護容器の円筒形支持体、および空気冷却
材を通過させるための流体流熱伝達回路であって、炉一
次容器および取り囲むコンクリートのサイロより上の周
囲の大気から下に伸びるダクトを通って、各集合体構成
要素の保護容器と円筒形のバフル壁との間の空間に入
り、円筒形のバフル壁の底部へりをまわり、各集合体構
成要素の円筒形のバフル壁と格納容器との間の空間を上
向きに通って熱を吸収することにより格納容器の表面を
冷却し、ダクトを通して上向きに空気を戻し、炉容器お
よびコンクリートのサイロより上の周囲の大気を出して
炉構成要素から吸収した熱を伝達する流体流熱伝達回路
が含まれている受動冷却系の組み合わせを含むことを特
徴とする液体金属冷却核分裂炉の受動冷却系。 - 【請求項６】 原子炉容器構成要素ならびに一次熱伝達
液体金属冷却材ループのポンプおよび熱交換構成要素、
およびそれらの収容容器を含むサテライト集合体が地表
より充分下に埋められるように配置されている請求項５
記載の液体金属冷却核分裂炉の受動冷却系。 - 【請求項７】 サテライト集合体の各構成要素の一次容
器、格納容器、円筒形のバフル、および保護容器は横断
面が円形で、直径が順次大きくなっていて、同心状に配
置されていることにより、それぞれの側壁が間隔を置い
て配置された仕切りを構成して、それらの間に一連の環
状の中間領域を形成している請求項５記載の液体金属冷
却核分裂炉の受動冷却系。 - 【請求項８】 上記サテライト集合体に対するベースと
なる床の上に保護容器の円筒形の支持体が設置されてい
る請求項５記載の液体金属冷却核分裂炉の受動冷却系。 - 【請求項９】 保護容器の円筒形支持体のうちの保護容
器の底部より下の部分に開口を設けることにより、保護
容器の底部を横切り円筒形支持体を通って冷却流体が流
れ得るようにしている請求項５記載の液体金属冷却核分
裂炉の受動冷却系。 - 【請求項１０】 上部入口ループを持つ液体金属冷却核
分裂炉の受動冷却系に於いて、 液体金属冷却材のプールの中に浸された核分裂性燃料の
熱生成コアを入れた一次容器を含む原子炉構成要素をそ
なえ、また別の一次容器内に収容された熱交換構成要素
と対をなして更に別の一次容器内に収容されたポンプ構
成要素を含む少なくとも一つの一次熱伝達液体金属冷却
材上部入口ループ回路をそなえたサテライト集合体を含
む液体金属冷却原子炉プラントであって、上部入口ルー
プ導管により上記構成要素が直列に接続されることによ
り、循環する液体金属冷却材が原子炉構成要素の一次容
器からポンプ構成要素の一次容器および熱交換構成要素
の一次容器を順次通った後、原子炉構成要素の容器に戻
るような液体金属冷却原子炉プラント、 一連の隣接した流体流空間の囲いを形成するようにサテ
ライト集合体の各構成要素の一次容器を取り囲むほぼ同
心状の構成で一連の間隔を置いて並置された仕切りを含
む受動冷却系であって、各サテライト集合体構成要素の
一次容器のまわりの上記のそれぞれの空間の囲いが他の
集合体の対になった構成要素容器の対応する空間の囲い
と流れが通じるように直列に接続されており、上記受動
冷却系には、間隔を置いて集合体構成要素を収容した各
一次容器を事実上取り囲む格納容器、間隔を置いてサテ
ライト集合体の各格納容器を事実上取り巻き、ほぼ格納
容器の長さだけ下に伸びる円筒形のバフル壁、間隔を置
いて炉サテライト集合体の各格納容器および円筒形のバ
フル壁を事実上取り囲む、炉ベースの上にのっている下
側支持体をそなえた保護容器、間隔を置いて炉構成要素
のサテライト集合体を事実上取り囲むコンクリートのサ
イロ、炉構成要素のサテライト集合体の上を横切って延
在し、上記一次容器および格納容器の各々の上端を閉め
て、それらの間の空間を封止し、その中にガスを保持す
る炉遮蔽デッキ、および空気冷却材を通過させるための
流体流熱伝達回路であって、サテライト集合体より上の
周囲の大気への開口から下に伸びる少なくとも一つのダ
クトを通って、各集合体構成要素の保護容器と円筒形の
バフル壁との間の空間に入り、円筒形のバフル壁の底部
へりをまわり、各集合体構成要素の円筒形のバフル壁と
格納容器との間の空間を上向きに通って、各集合体構成
要素の円筒形のバフル壁と格納容器との間の上記空間か
ら上向きに伸びる少なくとも一つのダクトおよび開口を
通って大気に出るようにして格納容器の表面を冷却する
流体流熱伝達回路が含まれている受動冷却系、ならびに
コンクリートのサイロと炉サテライト集合体との間の大
気に対する少なくとも一つの開口および保護容器支持物
の開口を含む二次受動冷却系であって、それにより保護
容器の加熱によって冷却が誘起されるとともに熱を伝え
る空気の流れが大気から開口を通って保護容器を取り囲
むコンクリートのサイロの空間内に入り、保護容器の上
方を通り、少なくとも一つの大気への空気帰還開口を通
って大気内に戻るような二次受動冷却系の組み合わせを
含むことを特徴とする液体金属冷却核分裂炉の受動冷却
系。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US745785 | 1991-08-16 | ||
| US07/745,785 US5158741A (en) | 1991-08-16 | 1991-08-16 | Passive cooling system for top entry liquid metal cooled nuclear reactors |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH05196780A JPH05196780A (ja) | 1993-08-06 |
| JPH0731269B2 true JPH0731269B2 (ja) | 1995-04-10 |
Family
ID=24998248
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| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
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Country Status (7)
| Country | Link |
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| US (1) | US5158741A (ja) |
| EP (1) | EP0533351B1 (ja) |
| JP (1) | JPH0731269B2 (ja) |
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| CA (1) | CA2072418A1 (ja) |
| DE (1) | DE69215466T2 (ja) |
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| KR101516525B1 (ko) * | 2014-04-14 | 2015-05-04 | 희성금속 주식회사 | 와이어 냉각조 |
| CN118198694B (zh) * | 2024-05-20 | 2024-07-16 | 银河航天(成都)通信有限公司 | 一种具有智能温控与散热系统的卫星天线 |
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1992
- 1992-05-04 TW TW081103525A patent/TW269039B/zh active
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- 1992-08-14 KR KR1019920014633A patent/KR960008855B1/ko not_active Expired - Fee Related
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