JPS5855895A - 高速増殖炉用原子炉容器 - Google Patents

高速増殖炉用原子炉容器

Info

Publication number
JPS5855895A
JPS5855895A JP56155131A JP15513181A JPS5855895A JP S5855895 A JPS5855895 A JP S5855895A JP 56155131 A JP56155131 A JP 56155131A JP 15513181 A JP15513181 A JP 15513181A JP S5855895 A JPS5855895 A JP S5855895A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
reactor
heat pipe
liquid level
temperature
vessel
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.)
Pending
Application number
JP56155131A
Other languages
English (en)
Inventor
芳郎 宮崎
安永 壽夫
節雄 山本
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Toshiba Corp
Original Assignee
Tokyo Shibaura Electric Co Ltd
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Tokyo Shibaura Electric Co Ltd filed Critical Tokyo Shibaura Electric Co Ltd
Priority to JP56155131A priority Critical patent/JPS5855895A/ja
Priority to EP82107135A priority patent/EP0075683B1/en
Priority to DE8282107135T priority patent/DE3267687D1/de
Publication of JPS5855895A publication Critical patent/JPS5855895A/ja
Pending legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Secondary Cells (AREA)

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。

Description

【発明の詳細な説明】 木兄F94は、四速4□′殖炉用原子炉容器に係り、特
lこ容器壁に力lわる熱応力を軽減させZ、ことができ
るようにした原子炉容器#C関する。
高速増殖炉においてU1冷却材として、一般に液体#:
、F4す) リウムで代表さ九る液体金属が用いられて
いる。そして、このような液体藝属冷九拐Fi原子炉容
器内を第1図番こ示すように通流する。すなわち、図中
りは内sに炉心2を収容してムるf1容器でらジ、この
炉容器りの@飯3の下部に設けられた入[]ノズル4よ
り流入した冷却材pは炉心2内を導ひかtl、炉心2か
ら熱を奪って加熱された後、自由なPl、面5を形成し
ながら側壁3の上部に設けられた出[1ノズルこのよう
な高速1MFIこあって冷却拐温度は、通常運転時1こ
は、炉心人口300〜406°o1炉心出口で450〜
550℃であり、また、原子炉運転停止状態においては
、入口、出口集約200℃に保た几る。そして、原子炉
運転開始時をこ(′よ、出口ノズル6近辺の冷却材の温
度が、第2図Jこ示すようIこ、停止温度Tsよシ通常
運転温度Tvまで、ある一定の昇温率で上昇するようを
こ炉心反応が制8!iIさjる。この昇温率はプラント
の運転上可能な限り大きくすることが動電ならびH−9
ii、効率を高めるうえで望ましい。
ところで、高速増殖炉におっては、冷却材として腐食性
の商いアルカリ金属液体を用いる関係上、通常、炉容器
をステンレス鋼で製作するようEこしている。ステンレ
ス鋼は周知のようfこ温度伝導率が非常に/J%さい。
このために、上述の如く、運転開始時に昇温率を大きく
すると、第3図(a)tこ対応させて絶3図(b) +
こ示すように、III徹3の各部か度は図中88で示す
ようになシ、r2却拐液面5近乞1こ大きな温度勾配が
発生し、この結果、この部分に過大な熱応力が加わって
゛ルー−9 t、I先Sを  させてしまうおそれが多分にある。
したがって、運転開始時における昇温率を大きくするに
は、上記の熱応力を何らかの手段で皺減させることが不
可欠となる。なお、上記説明は運転1始時の例であるが
、原子炉運転停止時にお1ても現象としては逆であるが
、応力が発生することに#′i変シない。
木兄fIAtJ:、このような事情に1みてなされた4
ので、その目的とするところは、原子炉運転開始時およ
び運転停止時に炉容器壁の冷却材の液面近傍lこ発生す
る熱応力を簡単な構成で@滅させることができ、もって
安全性の向上化と、原子炉プラントの効率ならび#C稼
動率の向上化とに寄与できる高速堆層炉用原子炉容器を
提供することにある。
すなわち、木兄F!AVi、原子炉容器本体の胸壁の液
面近傍に位置する周面に離間対向ざぜて、上端側が上記
液面よ)上方に、下端側が液面より下方に位置するよう
Iこ筒状ヒートパイグラ配置することlこよって、gA
壁、特に冷却材の液面近傍lこ位置する@壁部のm度勾
配を緩和させ、j:1目的を達成したものである。
以下本発明の実施例を1面を参照しながら説明する。
第4図(a) 47を本発明に係るg3容器の切欠斜視
図であり、同図(b) it上記図(aJの継断面の一
部であり、51図と同一す分は同一符号で示しである。
この実施例では、炉容器り上のいわゆる炉容4本体の@
壁内面との間に間隔をあけて、上端側が上記液面5より
上方に位置し、下端側が液面5よシ下方に位置する関係
−こ炉容器Zaと中心線を共有する円筒状ヒートパイプ
9を設けたものとなっている。なお、ヒートパイプ9と
しては方向性を有しない毛細管圧力を利用し九ものが用
いられている。
このような411成であると、原子炉運転開始時には、
炉心z内を通って加2された高温の冷却材の熱は、直接
伝導熱作用lこより円筒状ヒートパイプ9の下部の!h
発部ζこ伝えられ、このヒートパイプ9の上部の凝m名
いからS射伝熱作用屹よp液!Ojより上部の低温の@
11部へ伝えら1する・したがって、1ili壁3の液
面5よす上方に位置する部分は、上配円匍状ヒートパイ
グ9の存在Iこよって、側面からも、つまシ十分広い熱
供給路で熱供給を受けることになるので、たとえ側部1
が温度伝導本の低い拐料で形成されている場合であって
も、短時間6C昇温し、この結果、−上記部分の温度勾
配は十分緩やかなものとなる。
この割合、@壁部から離間させて円筒状ヒートパイプ9
を股部し、液面5より下方の熱を液面5より上方の低亀
部の側m部へ輻射伝熱で伝えているのて、ヒートパイプ
を@i13に接触固定した場合に比較して熱伝達の均一
性と信頼性を向上させることができる。また、円筒状ヒ
ートパイプ9を用いているので、輻射伝熱の効率の一つ
の割合を弄わす形態係数をほぼ限界まで増力口さすこと
ができ、熱伝達効率を上げることがμ」能である0さら
lこ、円筒状ヒートパイプ9の存在により、液面5近傍
の冷却材は上記円筒状ヒートパイプの内側と外側と−こ
仕切られるので、原子炉運転開始時fこ炉心2で急速に
加熱された冷却材が^温のまま直接側壁itこ触れるこ
とがh %n にのため、g、面5近傍の111壁の温
度上昇速度が抑えられる。この結果、原子炉運転開始時
における側壁3の液面5近傍の温度分布の勾配が前述の
輻射伝熱作用効果lこ加えて、さらlこ緩やかなものと
なる。
このよう−〇、円筒状ヒートパイプ9を設けることによ
って、側器3の温度分布Fi第4図〜)曇こ対応させて
示す第4 F (c) lこ実線8bで示すようになり
、冷却材の液if]5近傍の温度勾配を従来の場合の@
良分布81の温度勾配に比較させて緩和させることがで
きる。
原子炉運転停止時においても、上記円筒状ヒートパイプ
の働き番こより、ll壁Sに発生する逆の温度勾配をl
#、和させる仁とができる。
したがって、原子炉の運転開始時や、運転停止時共こ昇
温率を高くしても熱応力奢こよって側壁tl’−1−ル
V・ 一6h鹸11啄−れるようなことがなく、結局、安全性
の゛向上化と原子炉プラントの効率および稼動率の向上
化に寄与′することができる。そして、この場合にけ、
円筒状ヒートパイプtの付加という簡単な構成で、かつ
、動力子制御の全く必要としない手段で、液面5近傍の
温度へ配を緩和させることができるので設備全体が高価
格化したル、制御が複雑化したりするおそれがない。
なお、本発明は上述・した実施例番こ限定されるもので
はない。例えば、g5図(−に示すように円筒状ヒート
パイプと側壁Jの関に1枚又は複数枚の陽&10を設け
、この隔板10#こ断熱材としての機能を発揮させるこ
と−こよって、液面6近傍のg8株の温度上昇を抑制し
、tた、上記隔板104こ円筒状ヒートパイプIの液面
5よp上方での輻射効率を制御する機能を発揮させるよ
うにしてもよいofた、実施例では円筒状ヒートパイプ
を炉容器LLの内部Eこ設けたが、グ5図(b)に示す
ようfこ@壁3の外面に離間対向させて設置してもよい
。このよう暑こ設置することによって、液[i]6よシ
下部の高温のa壁の熱は輻射伝熱擾こより、ヒートパイ
プ9下部の蒸発部へ伝えらfL、このヒートパイプ9の
上部の一動部から、杏び輻射伝熱番こより液面5より上
部の低温の@壁へ伝えられる。このように円筒状ヒート
パイプ9を側壁3の外部へ設置すれは、内部へ設置する
場合蚤こ比較、して、炉容器の小型化が可能であること
、ヒートパイプの温度を比較的低く抑えら九ること、ヒ
ートパイプと側壁の間に可動装置を設けることによって
、ヒートパイプの輛射効$を制御することが容易である
こと、保守の容お化を計れること、等の利点がある。ま
たヒートパイプの種類も限定されるものではない。実施
例では運転開始および運転停止時共−こヒートパイプを
動作させるため蚤こ、方向性を有さない毛絶管圧力を利
用したヒートパイプを用いたが、運転開始時のみ温度勾
配を緩和させf′Lげよい場合lこハ、重力型ヒートパ
イプを用い1もよい。さら沓こヒートパイプの形状も円
筒沓こ限られたものではなく、多角形筒であってもよく
、厚さ、長さ婢の構造は任意である。
以上述べたように本発明によf′Lは、被部な構造や制
御システム、余分な動力を用いることなく、運転開始時
や運転停止時に炉容器1141こ加わる熱応力を軽減さ
せることができ、もって、安全性の向上化ならびに稼動
率の向上化に寄与できる高速増殖炉用原子炉sbを提供
できる。
【図面の簡単な説明】
1g1図は高速増殖炉用原子炉容器を板式酌に示す図、
#!2図Fi原子炉の運転開始時および運転停止時にお
ける冷却材温皺の変化の一例を示すBS第3図(a)は
第1図の拡大図、同図(b)け運転開始時における第3
図(a)に対応する側壁の温度分布を示す区、M4図葎
)は本発明の一簀施例−こ係る原子炉容器を一部切欠し
た斜視図、同図(b) Fi同図(→の縦断面の一部を
示す−、同図(e)は同冥施例における@嫌の!!鼠分
布を説明するための図、菖5図(a) 、 (bJは本
発明のそれぞれ^る男施例Qこおける要部をそれ−t′
れに示すllI、lr面図である。 in・・・炉容器、2・・・炉心、J・・・側壁、4・
・・入ロノスル、5・・・液面、6・・・出口ノズル、
r・・・園蔽 転栓、8h、8b・・・温に分布曲線、9・・・ヒート
パイプ、lO・・・隔壁、p・・・冷却材。 出顯人代理人 弁理士 鈴  江、 武  彦才1図 牙2 図 時 間 5t−3図 (a)             (b)第4図 (a)   +。 (b)         (c) 第5図 (a) (b)

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 α)?1に体金h4冷却材の循環路擾こ介在して設けら
    れ内部を上記液体金属冷却材が自由液面をもって通流す
    る原子gs容器本体と、この原子炉容器本体と同心的で
    かつ上記原子pea本体のlI壁の上記自由液面近傍に
    位置する周面tこ離間対向させて、上端絢が上記自由P
    1mより上方に、下端側が上記自由液面よp下方に位置
    する@係に配置1された筒状ヒートパイプとをA11L
    、てなることを特許とする高速増殖炉用鳳子P容鰺。 (2)前記筒状ヒートパイプはl!J配原子炉容器本体
    内−こ設けられていることをIl!i徴とする特許請求
    の範囲M (1)よ記載の高速増殖炉用原子炉容器〇 (3)  前記筒状ヒートバイブは前記原子炉S*本体
    外に設けられ1いることを特徴とする特許請求の範囲記
    (1)項記載の高速増へ炉用原子炉容器。
JP56155131A 1981-09-29 1981-09-30 高速増殖炉用原子炉容器 Pending JPS5855895A (ja)

Priority Applications (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP56155131A JPS5855895A (ja) 1981-09-30 1981-09-30 高速増殖炉用原子炉容器
EP82107135A EP0075683B1 (en) 1981-09-29 1982-08-06 Fast breeder nuclear reactor vessel
DE8282107135T DE3267687D1 (en) 1981-09-29 1982-08-06 Fast breeder nuclear reactor vessel

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP56155131A JPS5855895A (ja) 1981-09-30 1981-09-30 高速増殖炉用原子炉容器

Publications (1)

Publication Number Publication Date
JPS5855895A true JPS5855895A (ja) 1983-04-02

Family

ID=15599227

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP56155131A Pending JPS5855895A (ja) 1981-09-29 1981-09-30 高速増殖炉用原子炉容器

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JPS5855895A (ja)

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US10147507B2 (en) Steam generator for a nuclear reactor
JPH0746157B2 (ja) 放熱容器補助冷却系
NO159404B (no) Anordning ved forflytning av roer mellom et borehull og etroerlager.
US3467577A (en) Water moderated and cooled nuclear reactor power plant
JPS5855895A (ja) 高速増殖炉用原子炉容器
GB887881A (en) Improvements in heat transfer systems for nuclear reactors
US3200042A (en) Method for operating fuel elements of an atomic reactor and for manufacturing such elements
JPS5855890A (ja) 高速増殖炉用原子炉容器
EP0075683B1 (en) Fast breeder nuclear reactor vessel
JPS5855894A (ja) 高速増殖炉用原子炉容器
US4585058A (en) Heat exchanger having a bundle of straight tubes
JPS58876Y2 (ja) 原子炉冷却材用加圧装置
JPS5855893A (ja) 高速増殖炉用原子炉容器
US3700551A (en) Device to prevent sodium freezing around shaft penetration
JPS5855794A (ja) 高速増殖炉用原子炉容器
US3464889A (en) Heat actuated control rod utilizing a cadmium-potassium mixture
JPS5855892A (ja) 高速増殖炉用原子炉容器
US2873350A (en) Heating element
JPS5855891A (ja) 高速増殖炉用原子炉容器
JPH058996B2 (ja)
JP6285337B2 (ja) 原子炉格納容器
NIEDERAUER Dynamics of heat-pipe reactors(Effects of heat pipes on split core reactor during reactivity absorption)
JPS6350792A (ja) 高速増殖炉
JPS61255976A (ja) 蓄熱材利用給湯装置
JPS59176692A (ja) 高速増殖炉