JPH0827374B2 - 高速炉の炉心カバ−プラグ - Google Patents

高速炉の炉心カバ−プラグ

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JPH0827374B2
JPH0827374B2 JP62110436A JP11043687A JPH0827374B2 JP H0827374 B2 JPH0827374 B2 JP H0827374B2 JP 62110436 A JP62110436 A JP 62110436A JP 11043687 A JP11043687 A JP 11043687A JP H0827374 B2 JPH0827374 B2 JP H0827374B2
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    • G21C13/06Sealing-plugs
    • G21C13/073Closures for reactor-vessels, e.g. rotatable
    • 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
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  • Organic Low-Molecular-Weight Compounds And Preparation Thereof (AREA)
  • Protection Of Pipes Against Damage, Friction, And Corrosion (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は、高速炉の炉心カバープラグに関する。
高速炉は一般的に液体ナトリウムのような液体金属で
冷却され、そして非常に厚い水平スラグで閉鎖され且つ
高速炉の炉心を浸漬する冷却液の液体ナトリウムが満た
された容器から成る。「炉心カバープラグ」と呼称され
る装置が炉心の上方に配置されており、このカバープラ
グは、制御棒のシース管を支持し、かつ特に燃料ロッド
の束の形態の炉心の燃料集合体の出口のところで液体ナ
トリウムを取り出す管と、炉心の燃料集合体の温度を測
定するための熱電対と含む炉心の計装装置全体を支持す
る。この炉心カバープラグは又、その下部分によって、
炉心から出る液体ナトリウムの流れを確実に偏向させて
液体ナトリウムの流れを容器の周囲の中間交換器に差し
向ける。
炉心カバープラグは、垂直軸線を有する略円筒形のバ
レルによって構成されており、このバレルの上部分は、
高速炉のスラブに取付けられた回転プラグで支持してい
る支持板に固定されている。回転プラグは、炉心カバー
プラグを通すための開口を有している。回転プラグは、
高速炉の容器を閉鎖するスラブに、垂直軸線を中心とし
て回転できるように取付けられている。
炉心カバープラグは又、一群の垂直管を有しており、
これらの垂直管の何本かは、高速炉の制御棒と、中性子
の測定及び炉心の温度測定を行い且つ炉心を構成する燃
料集合体の出口のところで液体ナトリウムを取り出すた
めの他の計装装置とを受け入れるようになっている。炉
心カバープラグのバレルの下端部は、燃料集合体の上部
のすぐに上に位置しており、円筒形バレルに固定され、
開口が設けられた横方向板を受け入れる。この横方向板
を貫通する開口は、一方では燃料集合体を冷却する液体
ナトリウムを通過させ、他方では制御棒を受け入れる管
及び計装管の確実な維持および案内を可能にする。
前記横方向板の上方に、円筒形バレルに対して横方向
に配置された、もう1つの板、即ちそらせ板は、炉心か
ら出る液体ナトリウムの偏向及び分散を可能にする。こ
のそらせ板は、計装管を固定する一群の開口と、制御棒
の案内管が貫通する別の一群の開口と、炉心カバープラ
グの内側部分と外側部分との間の液面及び圧力を確実に
平衡させるための液体ナトリウムの通過する小数の開口
とを有している。したがって、そらせ板は、横方向板と
は異なり、液体ナトリウムの通路となる部分の断面積が
極めて小さい。したがって、液体ナトリウムは、バレル
に設けられた一群の開口を通って炉心カバープラグのバ
レルを通過した後、高速炉の容器に浸漬された熱交換器
に到達する。
周知の且つ現在使用されている炉心カバープラグにお
いては、そらせ板および円筒形バレルは、長期間にわた
る使用に有害となる極めて大きな応力を受けるようなや
り方で、そらせ板が円筒形バレルに固定されている。
炉心カバープラグの下部分は、液体ナトリウムの流体
力学的な流れ条件および原子炉の容器のこの領域で生ず
る熱条件により、著しく、高い応力を受けるのは確かで
ある。温度は炉心から出る液体ナトリウムの温度と一致
しており、この温度はこの領域では高く、特に原子炉の
緊急停止の場合には、非常に急激な変化を経験すること
がある。
本発明の目的は、制御棒を取付け案内し、炉心を計測
し、かつ高速炉の冷却液をそらせて分散させるための高
速炉の炉心カバープラグであって、軸線が垂直になるよ
うに配置された円筒形のバレルと、炉心が冷却材に浸漬
されている高速炉心の容器を閉鎖する回転プラグに当接
するようになったバレルの上部分と一体である支持板
と、上部分が支持板に固定され、かつバレルと同心的な
複数の列でバレル内に配置された、高速炉の制御棒を収
容する一群の垂直管と、バレルの下に固定され、冷却液
を通過させ、間隔をへだてて垂直管を通す、孔開き横方
向板と、炉心内の測定を行う垂直管の群が固定され、冷
却液をそらせるための少なくとも1つの横方向のそらせ
板とを有し、高温で循環する冷却液と接触する下部が許
容応力を受けるようにした炉心カバープラグを提供する
ことにある。
この目的のために、そらせ板は、バレルの周囲に等間
隔へだてて配置された略垂直な複数の可撓性ストリップ
から吊り下げられており、可撓性ストリップは、上端が
バレルに溶接され、バレルに設けられ半径方向の移動を
可能にする開口領域内において下端が前記そらせ板の縁
に溶接されており、前記そらせ板は、制御棒を収容し且
つバレルと同心の単一列に配置された垂直管の一部と一
体であることを特徴とする。
本発明を説明するために、液体ナトリウムで冷却され
る高速炉の本発明による炉心カバープラグの実施例を、
非限定的な例として説明する。
第1図は高速中性子炉の容器の閉鎖スラブに配置され
た回転プラグの一部を示している。小さな回転プラグと
呼ばれる一方のプラグが、大きな回転プラグと呼ばれる
他方のプラグの開口2に取付けられている。
これらのプラグは、互いに対して及び炉のスラブに対
して、垂直軸線のまわりに回転するように取付けられて
いる。小さな回転プラグは開口3を有しており、開口3
には、全体として参照番号4で示される炉心カバープラ
グが取付けられている。
炉心カバープラグ4は、下端が燃料集合体6の頂部の
すぐ上方に位置し且つ燃料集合体6の頂部から短い距離
間隔を隔てるように、炉心5の上方に垂直方向に配置さ
れている。
原子炉の容器には液体ナトリウムが満たされており、
液体ナトリウムの液面7は、燃料集合体6の頂部よりも
かなり上にある。したがって、炉心カバープラグ4の主
要部分と同様に、炉心は液体ナトリウムの中に完全に浸
漬されている。
炉心カバープラグ4は、上部が支持板10に固定され
た、垂直軸線を有する円筒形バレル8を備えており、支
持板10は、大きな回転プラグを介して炉のスラブによっ
て支持されている小さな回転プラグに、スリーブ11を介
して載っている。スリーブ11は、炉心カバープラグ4を
通過させるための開口3を構成しており、円筒形バレル
8は、支持板10およびスリーブ11の内径よりも極く僅か
に小さな直径を有している。
非常に厚い支持板10は、カバープラグ4の垂直方向上
方に、耐放射線防護体を形成する。支持板10は又、炉心
カプラグ4の円筒形バレル8内に垂直に配置されている
一群の管12を支持する。一群の管12の大半は案内管14に
よって構成されており、案内管14内で組立体15が移動さ
れ、組立体15には、炉心の燃料集合体の間に挿入されて
いる燃料被覆6′内に配置された炉の制御棒の吸収要素
が固定されている。
制御棒を移動させるための機構が、案内管14の延長部
に支持板10の上方に配置されている。
案内管14は、3つの同心の列に配置されており、それ
らの軸線は、炉心カバープラグ4の垂直軸線Z−Z′と
なる。第1図には、外側列に属する案内管14a、中央列
に属する案内管14b、および内側列に属する案内管14cが
示されている。
また、炉心カバープラグ4の管12は全て、熱電対16を
通過させるための管を有しており、その上部において、
非常に多くの熱電対を集合させ、行われた温度測定を利
用する種々の回路に熱電対を接続することができる。熱
電対16は各々、小径の肉厚管17の中に導入されており、
肉厚管17は、温度測定が行われる燃料集合体6の垂直方
向上方において、炉心カバープラグ4の下部へ開口して
いる。
同様に、一群の管12は、肉厚管17の上端に溶接された
小径管を通過させる管状ケース18を有しており、液体ナ
トリウムのサンプルは、各燃料集合体の出口のところで
小径管を通して取り出される。液体ナトリウムのこれら
のサンプルにより、サンプルの放射能を測定することに
よって燃料集合体の燃料被覆の破損の可能性を決定する
ことができる。
一群の管12は又、中性子束測定用の計装管19と、超音
波ビームによる燃料集合体頂部の視覚化用の計装管20と
を有している。
炉心カバープラグ4の上部に、支持板10に加えて、タ
イ23で固定された平行板22によって支持板10の下に構成
される生物防護体が設けられている。
炉心カバープラグ4の円筒径バレル8は、円筒性バレ
ル8に液体ナトリウムを通すことができる数組の開口2
4、25、26を有している。
円筒形バレル8の横断平面内に収容され、一群の管12
の端部を通過させ且つ案内する位置に多数の開口を備え
た横方向板28が、円筒形バレル8の下端に溶接によって
固定されている。横方向板28は特に、3つの同心列に配
置され、炉の制御棒を受け入れる案内管14を通過させる
一群の開口を有している。横方向板28は又、肉厚管17を
通過させ且つ液体ナトリウムを取り出すための一群の小
径の開口を有している。さらに、横方向板28には、参照
符号19、20で示されるような計装管の下部を受け入れる
ための他の開口が、横方向板28を貫通して設けられてい
る。
横方向板28は、一群の管12を案内する開口間に、炉心
から流出する液体ナトリウムを通過させるための開口30
を有している。したがって、横方向板28は、その面積の
大半に開口が設けられており、それは90%にも及ぶ。
第2の横方向板、即ちそらせ板32が、炉心カバープラ
グ4の円筒径バレル8の横方向板28の上方に、横方向板
28と平行に固定されており、炉心から出て円筒径バレル
8に入る液体ナトリウムの向きを側方へそらせ、かつ、
そらせ板32に固定されている計装管17を保守する。そら
せ板32の直径は約4mであり、その厚さは、直径と比較し
て極めて薄く、例えば0.020mである。
そらせ板32には、案内管14を通すための開口が設けら
れている。
そらせ板32は、案内管14を通すためのこれら開口とは
別に、円筒形バレル8の内側と外側とで液体ナトリウム
の液位を平衡させるための、ほんの数個の小さな開口を
有している。したがって、炉心から出て横方向板28の開
口30を通る液体ナトリウムは、そらせ板32によってそら
され、円筒形バレル8の下部に設けられた開口25を通過
する。高温の液体ナトリウムは、このようにして、容器
内に延びている中間熱交換器に到達することができる。
そらせ板32の開口面積は、横方向板28の開口面積より
も、かなり小さい。
本発明によれば、そらせ板32は、可撓性ストリップ34
によって円筒形バレル8に連結されており、これを第2
図及び第3図を参照して詳細に説明する。
さらに、そらせ板32は、小さな切頭円錐形のスリーブ
33によって、円筒形バレル8と同軸に中央列に配置され
た案内管14bに固定されており、スリーブ33は各々、一
方ではスリーブの大径基部に沿って且つ案内管14bの直
径よりも実質的に大きな直径を有するそらせ板32の開口
に沿って、そらせ板32に溶接されており、他方ではスリ
ーブの小径基部のところで対応する案内管14bに溶接さ
れている。外側列および内側列に配置されている案内管
14a、14cのような他の管は、そらせ板32の開口を自由に
貫通しており、そらせ板32は、案内管14a、14cのスペー
サとしての機能を果たすにすぎない。
したがって、横方向板28とそらせ板32とは、横方向板
28の開口面積がそらせ板32の開口面積よりもかなり大き
い点、横方向板28が管に対するスペーサとしての機能を
果たすにすぎないのに対して、そらせ板32には単一列に
位置決めされた計装管および案内管が固定されている点
で、相違している。
次に、第2図および第3図を参照して、炉心カバープ
ラグ4の円筒形バレル8の内部でそらせ板32を吊下げて
いる可撓性ストリップ34について説明する。
可撓性ストリップ34は各々、円筒形バレル8に設けら
れ、丸み付き隅部をもつ逆T字形の切欠き開口35に配置
されている。12個の同じ切欠き開口35が、そらせ板32を
吊り下げるために、円筒形バレル8の周囲に30度の間隔
をへだてた角度位置に等間隔に設けられている。切欠き
開口35の各々には、対応した上を有する可撓性ストリッ
プ34が固定されており、可撓性ストリップ34は、逆U字
形の切欠き開口35内で溶接接合部37によって円筒形ハレ
ル8に固定された上部分34aを有し、上部分34aは可撓性
ストリップ34の残りの部分よりも厚い。
円筒形バレル8に溶接できる鋼から形成されている可
撓性ストリップ34は、上部分34aが固定されているバレ
ル8の中に、上部分34aによって完全に挿入されてい
る。厚肉の上部分34aよりも下に位置する可撓性ストリ
ップ34の部分は、比較的大きな隙間36をもって切欠き開
口35内に位置決めされている。可撓性ストリップ34は、
円筒形バレル8の内側へ曲げられ、ストリップ34の中央
部分から溶接接合部39によってそらせ板32の周囲に固定
された端部分まで幅が増大した下部分34bを有してい
る。
可撓性ストリップ34の曲った幅広の下方部分34bは、
切欠き開口部35の幅広の上部分の高さのところに配置さ
れている。
したがって、可撓性ストリップ34は、上部分34aの下
でストリップの上部を曲げることによって、そらせ板32
および円筒形バレル8の半径方向に自由に移動させるこ
とができる。その結果、可撓性ストリップ34の曲げが、
ストリップの金属が溶接接合部37によって変質されてい
ない領域において生じる。
可撓性ストリップ34の半径方向移動により、ストリッ
プ34から吊り下げられているそらせ板32が、円筒形バレ
ル8の半径方向に自由に膨張でき且つ自由に変位でき
る。
さらに、そらせ板32が単一の列の案内管14に固定され
ているので、そらせ板32及びこれを固定する円筒形バレ
ル8の領域は、炉心から出る液体ナトリウムの温度変化
の作用により受ける応力は、小さなものにすぎない。
さらに、そらせ板32は、円筒形バレル8に固定された
可撓性ストリップ34によって、遊びなしに支持されてい
る。
本発明の範囲は、上述の実施例に限定されるものでは
ない。
かくして、そらせ板32を吊り下げる可撓性ストリップ
を固定する円筒形バレル8の切欠き開口は、上述の形状
と異なる形状を有するものでもよい。しかしながら、こ
の形状は、ストリップ34の応力分配を最適にし、従っ
て、強度を増し且つ装置の寿命を伸ばすものである。90
゜曲げられている上述の形状とは異なる形状のそらせ板
の周囲に、ストリップの下端を固定するようにすること
も予想される。
円筒形バレルにストリップの上部を固定するため丸み
付き隅部をもつU字形とは異なる形状を備えた切欠き開
口を考えることができる。しかしながら、切欠き開口お
よび対応するストリップは、カバープラグの高温使用状
態下で破損を生じさせるような応力集中を回避するため
に、常に丸み付き隅部を備えたものでなければならな
い。
上述の実施例では、そらせ板32に固定されている案内
管14bの中央列の半径は、円筒形バレル8の半径の1/2よ
りも僅かに小さい。一般的にいえば、この半径は、好ま
しくは、円筒形バレルの半径の1/3〜1/2である。
案内管を、上述の切頭円錐形スリーブとは異なる部材
で、そらせ板に固定してもよい。しかしながら、かかる
固定は、連結部材の変形による板と案内管との間の熱応
力の作用のため、僅かな相対変位を可能にするものでな
ければならない。
本発明は、液体冷却式高速中性子炉の炉心のカバープ
ラグに適用できる。
【図面の簡単な説明】
第1図は、炉の容器で作動位置にある炉心カバープラグ
の組立体の部分断面立面図である。 第2図は、そらせ板の吊下げる可撓性ストリップを示す
第1図の部分Aの拡大図である。 第3図は、第2図の線III−IIIにおける断面図である。 2、3……開口、4……カバープラグ 5……炉心、6……燃料集合体の頂部 7……液位、8……円筒形バレル 10……支持板、11……スリーブ 12……一群の管、14……案内管 15……組立体、16……熱電対 17……肉厚管、23……タイ 28……横方向板、32……そらせ板 34……可撓性ストリップ

Claims (6)

    【特許請求の範囲】
  1. 【請求項1】制御棒を取付け案内し、炉心を計測し、か
    つ高速炉の冷却液をそらせて分散させるための高速炉の
    炉心カバープラグにおいて、 軸線が垂直になるように配置された円筒形のバレルと、 炉心が冷却液に浸漬されている高速炉の容器を閉鎖する
    回転プラグに当接するようになったバレルの上部分と一
    体である支持板と、 上部分が支持板に固定され、かつバレルと同心的な複数
    の列でバレル内に配置された一群の垂直管と、 バレルの下に固定され、冷却液を通過させ、間隔をへだ
    てて垂直管を通し、開口を備えた横方向板と、 炉心内の測定を行う垂直管の群が固定され、冷却液をそ
    らせるための少なくとも1つの横方向のそらせ板とを有
    し、該そらせ板が、前記横方向板の上方に位置決めされ
    ており、前記そらせ板は、バレルの周囲に等間隔へだて
    て配置された略垂直な複数の可撓性ストリップから吊り
    下げられており、可撓性ストリップは、上端がバレルに
    溶接され、バレルに設けられ半径方向の移動を可能にす
    る開口領域内において下端が前記そらせ板の縁に溶接さ
    れており、前記そらせ板は、制御棒を収容し且つバレル
    と同心の単一列に配置された垂直管の一部と一体である
    ことを特徴とする高速炉の炉心のカバープラグ。
  2. 【請求項2】前記バレルの開口が逆T形状に切欠かれて
    おり、可撓性ストリップは対応する逆T形状を有してお
    り、幅広な下部分がそらせ板の縁に溶接するために内部
    に向かって90゜曲げられている、ことを特徴とする特許
    請求の範囲第1項に記載の高速炉の炉心カバープラグ。
  3. 【請求項3】バレルの切欠き開口が丸み付き隅部を有す
    る逆U形状の上部分を有しており、可撓性ストリップが
    逆U形状に沿ってバレルの壁に溶接した対応する形状の
    部分を有している、ことを特徴とする特許請求の範囲第
    1項または第2項に記載の高速炉の炉心カバープラグ。
  4. 【請求項4】そらせ板と一体の前記垂直管がバレルと同
    心的な円形列に配置されており、バレルの半径の3分の
    1〜2分の1の半径を有するこを特徴とする特許請求の
    範囲第1項〜第3項のいずれか1つに記載の高速炉の炉
    心カバープラグ。
  5. 【請求項5】制御棒を収容し且つそらせ板と一体の前記
    垂直管が、切頭円錐形スリーブによって前記そらせ板に
    固定されていることを特徴とする特許請求の範囲第1項
    〜第4項のいずれか1つに記載の高速炉の炉心カバープ
    ラグ。
  6. 【請求項6】直径が約4mのそらせ板が0.020m程度の厚さ
    を有することを特徴とする特許請求の範囲第1項〜第5
    項のいずれか1つに記載の高速炉の炉心カバープラグ。
JP62110436A 1986-05-05 1987-05-06 高速炉の炉心カバ−プラグ Expired - Lifetime JPH0827374B2 (ja)

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Application Number Priority Date Filing Date Title
FR8606476 1986-05-05
FR8606476A FR2598247B1 (fr) 1986-05-05 1986-05-05 Bouchon-couvercle du coeur d'un reacteur nucleaire a neutrons rapides

Publications (2)

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JPS62267691A JPS62267691A (ja) 1987-11-20
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US (1) US4786464A (ja)
EP (1) EP0245167B1 (ja)
JP (1) JPH0827374B2 (ja)
DE (1) DE3763467D1 (ja)
FR (1) FR2598247B1 (ja)

Families Citing this family (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP6614991B2 (ja) 2016-02-09 2019-12-04 三菱重工業株式会社 フローダンパおよび蓄圧注水装置ならびに原子力設備
US10867710B2 (en) 2015-09-30 2020-12-15 Terrapower, Llc Molten fuel nuclear reactor with neutron reflecting coolant
JP6650776B2 (ja) 2016-02-09 2020-02-19 三菱重工業株式会社 フローダンパおよび蓄圧注水装置ならびに原子力設備
MX391709B (es) 2016-05-02 2025-03-21 Terrapower Llc Configuraciones mejoradas para enfriamiento y bombeo de reactor de combustible fundido.
US10923238B2 (en) * 2016-11-15 2021-02-16 Terrapower, Llc Direct reactor auxiliary cooling system for a molten salt nuclear reactor
EP4297043A3 (en) 2018-03-12 2024-06-12 TerraPower LLC Reflector assembly for a molten chloride fast reactor
CA3162414A1 (en) 2019-12-23 2021-07-01 Kent E. Wardle Molten fuel reactors and orifice ring plates for molten fuel reactors
US11728052B2 (en) 2020-08-17 2023-08-15 Terra Power, Llc Fast spectrum molten chloride test reactors

Family Cites Families (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2289031A1 (fr) * 1974-08-29 1976-05-21 Commissariat Energie Atomique Bouchon couvercle pour coeur de reacteur nucleaire
DE2709914C2 (de) * 1977-03-08 1986-10-09 INTERATOM GmbH, 5060 Bergisch Gladbach Flüssigmetallgekühlter Kernreaktor mit Einrichtungen zur Verhinderung der Konvektion von Metalldämpfen
US4309252A (en) * 1978-09-25 1982-01-05 Nuclear Power Company Limited Nuclear reactor constructions
FR2535888A1 (fr) * 1982-11-05 1984-05-11 Novatome Bouchon-couvercle du coeur d'un reacteur nucleaire a neutrons rapides
JPS59128481A (ja) * 1983-01-14 1984-07-24 株式会社日立製作所 炉心上部機構
FR2546553B1 (fr) * 1983-05-26 1985-07-12 Commissariat Energie Atomique Dispositif de suspension d'une structure
FR2563040B1 (fr) * 1984-04-11 1986-08-08 Novatome Bouchon-couvercle du coeur d'un reacteur nucleaire
US4652425A (en) * 1985-08-08 1987-03-24 Westinghouse Electric Corp. Bottom grid mounted debris trap for a fuel assembly

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