JPS59120888A - 冷却回路 - Google Patents
冷却回路Info
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- JPS59120888A JPS59120888A JP58236503A JP23650383A JPS59120888A JP S59120888 A JPS59120888 A JP S59120888A JP 58236503 A JP58236503 A JP 58236503A JP 23650383 A JP23650383 A JP 23650383A JP S59120888 A JPS59120888 A JP S59120888A
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- heat exchanger
- envelope
- pump
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Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
- G21C13/02—Details
- G21C13/04—Arrangements for expansion and contraction
-
- 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
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- Fittings On The Vehicle Exterior For Carrying Loads, And Devices For Holding Or Mounting Articles (AREA)
- Surgical Instruments (AREA)
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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。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は、一般的には、液体金搗によって冷却される高
速中性子片−子炉用の冷却回路に関するものである0詳
財すれば、本発明は高速中性子原子炉の二次回路に、な
らびに−次回路か原子炉容器の外TUBにループによっ
て(構成されるとき前記原子炉の一次回路に適用される
。
速中性子片−子炉用の冷却回路に関するものである0詳
財すれば、本発明は高速中性子原子炉の二次回路に、な
らびに−次回路か原子炉容器の外TUBにループによっ
て(構成されるとき前記原子炉の一次回路に適用される
。
現在の技術状態において、高速中性子原子炉回路のすべ
ての構成要素(ポンプ、交IW! Si↑、安気発生器
等)は支持体上に固定方法で受納されそしてこれらの構
成要素全接読するノくイブに発生する膨張はこれらのパ
イプの膨張屈曲部によって補償される。しかしながら、
これらの膨張屈曲■5の存在は原子炉の液体金属回路を
形成するノ;イフ“の長さを著しく増大する。これは、
ボイラのコストの最も重要な要素の1つである液体金属
回路のコストを著しく増大するため、十分なものではな
いO高速中性子原子炉の回路をよりコンノくクトに製作
するために、加圧水型原子炉に使用される方法全検討す
ることもできる。かかる原子炉において、構成要素は動
き得る方法で支持され、それらの変位は固定容器に前記
構成要素を接輻するパイプの膨張によって保811=さ
れる。加圧水型原子炉の回路内に存する圧力にダlii
みて、1ニ事によりパイプはW1著な厚さを有し、その
結果パイプは構成要素を変位するのに必要な力に容易に
1フ1.することができる。
ての構成要素(ポンプ、交IW! Si↑、安気発生器
等)は支持体上に固定方法で受納されそしてこれらの構
成要素全接読するノくイブに発生する膨張はこれらのパ
イプの膨張屈曲部によって補償される。しかしながら、
これらの膨張屈曲■5の存在は原子炉の液体金属回路を
形成するノ;イフ“の長さを著しく増大する。これは、
ボイラのコストの最も重要な要素の1つである液体金属
回路のコストを著しく増大するため、十分なものではな
いO高速中性子原子炉の回路をよりコンノくクトに製作
するために、加圧水型原子炉に使用される方法全検討す
ることもできる。かかる原子炉において、構成要素は動
き得る方法で支持され、それらの変位は固定容器に前記
構成要素を接輻するパイプの膨張によって保811=さ
れる。加圧水型原子炉の回路内に存する圧力にダlii
みて、1ニ事によりパイプはW1著な厚さを有し、その
結果パイプは構成要素を変位するのに必要な力に容易に
1フ1.することができる。
しかしながら、この方法は、高速中性子原子炉の回路が
可動構成要素に働かねばならない高い力に抗することが
できない薄壁パイプからなるため、高速中性子原子炉の
回路に直接)b用しイ4手ない。さらに、パイプがさら
される熱応力および結果として生ずる疲労の問題により
、これらのパイプの厚さを増大することは考えられない
。
可動構成要素に働かねばならない高い力に抗することが
できない薄壁パイプからなるため、高速中性子原子炉の
回路に直接)b用しイ4手ない。さらに、パイプがさら
される熱応力および結果として生ずる疲労の問題により
、これらのパイプの厚さを増大することは考えられない
。
本弁明は、そのパイプが現存する回路のパイプよりも著
しく短かくかつ公知の解決方法をかかる回路に直接転換
するとき公知の解決方法の欠点に煩わされない高速中性
子原子炉用の冷却回路に関する0 それゆえ、本発明に5、とくに、パイプによって相互に
接続される少なくとも2つの構成要素からなり、前記構
成要素の少なくとも一方が固定されかつ少なくとも他方
の構成要素が水平面内において動き得る方法で支持され
、各々の可動構成要素は液体余端を搬送しかつ膨張補償
装置を備えた薄壁パイプによってかつ対応するパイプの
1わりに配置された外囲器によって固定構成要素に直接
接続され、前記外囲器は一方で固定構成要素にかつ他方
で対応する可動構成要素に堅固にかつ密封して接続され
る、液体金属で冷却される原子炉用の冷却回路に関する
。
しく短かくかつ公知の解決方法をかかる回路に直接転換
するとき公知の解決方法の欠点に煩わされない高速中性
子原子炉用の冷却回路に関する0 それゆえ、本発明に5、とくに、パイプによって相互に
接続される少なくとも2つの構成要素からなり、前記構
成要素の少なくとも一方が固定されかつ少なくとも他方
の構成要素が水平面内において動き得る方法で支持され
、各々の可動構成要素は液体余端を搬送しかつ膨張補償
装置を備えた薄壁パイプによってかつ対応するパイプの
1わりに配置された外囲器によって固定構成要素に直接
接続され、前記外囲器は一方で固定構成要素にかつ他方
で対応する可動構成要素に堅固にかつ密封して接続され
る、液体金属で冷却される原子炉用の冷却回路に関する
。
これらの特徴の結果として、内方薄壁パイプは液体金ハ
を搬するのに単に使用されかつ補償装置によって課せら
れる以外の、如何なる力または応力をも受けない。しか
しながら、より厚い外囲器は可動構成要素にその変位に
必要な力を伝達するが、極めて減じられた熱応力にさら
されるのみである。また薄壁パイプ内に、とくに膨張補
償益において漏洩がある場合の安全ケースとして使用さ
れる。かくして、パイプおよび外囲器の作用は完全に分
子ifされ、固定結成要素と口J動構成要素が互いに出
来る限り近接して位置決めされる場合に一1十分に信頼
し得るコンパクトな表面の構成を可能ならしめる。
を搬するのに単に使用されかつ補償装置によって課せら
れる以外の、如何なる力または応力をも受けない。しか
しながら、より厚い外囲器は可動構成要素にその変位に
必要な力を伝達するが、極めて減じられた熱応力にさら
されるのみである。また薄壁パイプ内に、とくに膨張補
償益において漏洩がある場合の安全ケースとして使用さ
れる。かくして、パイプおよび外囲器の作用は完全に分
子ifされ、固定結成要素と口J動構成要素が互いに出
来る限り近接して位置決めされる場合に一1十分に信頼
し得るコンパクトな表面の構成を可能ならしめる。
好ましくは、可動構成要素は該構成要素によって課せら
れる変位力を取り」二けることを可能にする可撓パイプ
によって直接相互に接続される。
れる変位力を取り」二けることを可能にする可撓パイプ
によって直接相互に接続される。
熱的疲労がパイプによって搬送された液体金恥壱に対し
て急檄な温度変化の外囲器への過度に速い伝達により生
じ得ないことを保証するために、暫閉外囲器とパイプと
の間に形成される環状空間は好ましくは中性ガスで充填
される。
て急檄な温度変化の外囲器への過度に速い伝達により生
じ得ないことを保証するために、暫閉外囲器とパイプと
の間に形成される環状空間は好ましくは中性ガスで充填
される。
同じ理由のため、熱絶縁がパイプのまわりにかつ対応す
る外囲器内に配置されることができる。
る外囲器内に配置されることができる。
本発明が炉心を含んでいる♀や器、該容器外部の少なく
とも1つの熱交換器および前記容器外部の少なくとも1
つの循環ポンプを組み込んでいる一次冷却回路に適用さ
れるとき、容器は好ましくは固定され、一方熱交4h器
およびポンプは動き得る方法で支持される。
とも1つの熱交換器および前記容器外部の少なくとも1
つの循環ポンプを組み込んでいる一次冷却回路に適用さ
れるとき、容器は好ましくは固定され、一方熱交4h器
およびポンプは動き得る方法で支持される。
匹敵する方法において、少なくとも1つの熱交換器、少
なくとも1つの蒸気発生器および少なくとも1つの循環
ポンプからなる二次冷却回路への本発明の適用において
は、熱交換器が好ましくは固定され、一方蒸気発生器お
よびポンプは動き得る方法で支持される。
なくとも1つの蒸気発生器および少なくとも1つの循環
ポンプからなる二次冷却回路への本発明の適用において
は、熱交換器が好ましくは固定され、一方蒸気発生器お
よびポンプは動き得る方法で支持される。
本発明を非限定的実施例および添付図面に関連して後述
する。
する。
第1図は、二次ループが本発明によって変更された高速
中性子原子炉の公知の型の集合−次回路および二次回路
ループを示す。
中性子原子炉の公知の型の集合−次回路および二次回路
ループを示す。
かかる集合原子炉において、完全な一次回路はそれ自体
公知の方法で、コンクリートエンクロジヤ14上にその
周部により![1しているコンクリートスラブ12に懸
垂された主容器10内に配置される。容器10内には、
炉心16、熱交換器18および一次回路の循環ポンプ2
0が配置される。
公知の方法で、コンクリートエンクロジヤ14上にその
周部により![1しているコンクリートスラブ12に懸
垂された主容器10内に配置される。容器10内には、
炉心16、熱交換器18および一次回路の循環ポンプ2
0が配置される。
容器10はポンプ20の作用により炉心16および熱交
換器18内に循環するナトリウムのごとき液体金h42
2によって充填される0詳言すれば、炉心16の上方部
から出る熱い液体金梢ハ、二次回路のループ内で循環す
るナトリウムのごどき液体金属に伝達されるようなそれ
により支持され/こ熱の部分を許容するように熱交換器
18に入る。
換器18内に循環するナトリウムのごとき液体金h42
2によって充填される0詳言すれば、炉心16の上方部
から出る熱い液体金梢ハ、二次回路のループ内で循環す
るナトリウムのごどき液体金属に伝達されるようなそれ
により支持され/こ熱の部分を許容するように熱交換器
18に入る。
熱交換器18の下方部分からでる比較的玲だい一次ナト
リウムはポンプ2oによって取り上げられかつ炉心16
の供給支持体26内にダクト24によって再注入される
。炉心からでる熱いナトリウムと熱交4々・器18によ
って放出される比較的冷たいす) IJウムとの分前は
内方容器28によって引き起される。
リウムはポンプ2oによって取り上げられかつ炉心16
の供給支持体26内にダクト24によって再注入される
。炉心からでる熱いナトリウムと熱交4々・器18によ
って放出される比較的冷たいす) IJウムとの分前は
内方容器28によって引き起される。
熱交換器18とポンプ2oはスラブ12に懸垂され、該
スラブ12はまた回転二実プラグ装置d(図示せず)に
よって、炉心16と関連して必要である操作および測定
を行なうための4・9゛!器6oを支持する。
スラブ12はまた回転二実プラグ装置d(図示せず)に
よって、炉心16と関連して必要である操作および測定
を行なうための4・9゛!器6oを支持する。
第1図々示の実施例において、二次回路の谷ループは1
つの熱交換器18、蒸気発生器32および循環ポンプ6
4からなる。スラブ12の上方に位置決めされる熱交換
器18のヘッドは、それによジ熱交換器18から出る加
熱二次ナトリウムが蒸気発生器に通されるダクト36に
よって蒸気発生器32の上方端と連通ずる。その一部が
第1図に符号38で略示される水/蒸気回路の水への熱
の−す?l11の伝達後、冷却二次ナトリウムはその下
方端において蒸気発生器32から出かつ次いでポンプ3
4によってダクト40を通って吸い上げられる。ポンプ
64は蒸気発生器62の上方端とほぼ同じレベルに概略
位置決めされる。ポンプ64によって吸い上げられた二
次ナトリウムは第3のダクト42によって熱交換器18
のヘッドに送出される。
つの熱交換器18、蒸気発生器32および循環ポンプ6
4からなる。スラブ12の上方に位置決めされる熱交換
器18のヘッドは、それによジ熱交換器18から出る加
熱二次ナトリウムが蒸気発生器に通されるダクト36に
よって蒸気発生器32の上方端と連通ずる。その一部が
第1図に符号38で略示される水/蒸気回路の水への熱
の−す?l11の伝達後、冷却二次ナトリウムはその下
方端において蒸気発生器32から出かつ次いでポンプ3
4によってダクト40を通って吸い上げられる。ポンプ
64は蒸気発生器62の上方端とほぼ同じレベルに概略
位置決めされる。ポンプ64によって吸い上げられた二
次ナトリウムは第3のダクト42によって熱交換器18
のヘッドに送出される。
本発明によればかつ接続ダクト66および42の長さを
減じるために、従来技術によるダクト内に一般的に設け
られた膨張屈曲部は除去される。
減じるために、従来技術によるダクト内に一般的に設け
られた膨張屈曲部は除去される。
かく(7て、かつ後で示されるように、固定構成要素、
この場合には熱交換器18と蒸気発生器62およびポン
プ64によって形成される可動構成要素の各々との間に
は堅固な接続がある。
この場合には熱交換器18と蒸気発生器62およびポン
プ64によって形成される可動構成要素の各々との間に
は堅固な接続がある。
このため、蒸気発生器62およびポンプ64が、対応す
る床に(3コ連して水平面内勤くことかできるようにか
つ矢印32bおよび34bによって略示されるように、
それぞれ符号32bおよび34aによって示さオする支
持床に載11覧することがね一11図に概略的に見るこ
とができる。
る床に(3コ連して水平面内勤くことかできるようにか
つ矢印32bおよび34bによって略示されるように、
それぞれ符号32bおよび34aによって示さオする支
持床に載11覧することがね一11図に概略的に見るこ
とができる。
さらに、かつ第2図に示されるごとく、ナトリウムの温
度変化の両方を考旋しかつ地震の場合に回路の十分な動
きを保証するように、可動構成要素にそれらの変位に必
要な力を加えるために、固定熱交換器18と可動構成要
素32,34の各々との間には堅固な接続手段を記譜す
ることが必要である。前述されたごとく、高速中性子原
子炉内にナトリウムを循環させるのに1史用されるパイ
プは薄壁を有しかつそれらの厚さは、それらがさらされ
る熱的応力に鑑みて、瑠大されることができない。かく
してこの堅固な接続の機能はダクト56および42によ
って満た濱れることはできない。
度変化の両方を考旋しかつ地震の場合に回路の十分な動
きを保証するように、可動構成要素にそれらの変位に必
要な力を加えるために、固定熱交換器18と可動構成要
素32,34の各々との間には堅固な接続手段を記譜す
ることが必要である。前述されたごとく、高速中性子原
子炉内にナトリウムを循環させるのに1史用されるパイ
プは薄壁を有しかつそれらの厚さは、それらがさらされ
る熱的応力に鑑みて、瑠大されることができない。かく
してこの堅固な接続の機能はダクト56および42によ
って満た濱れることはできない。
したがって、液体す) IJウムを搬送するためのパイ
プから離れて、構成要素を接続する堅固な接続構造余有
することが必要である。これらの接続構造の堅固な性質
およびパイプおよび接続構造がさらさ′i′する神々の
熱的応力を銘記して、各パイプ36および42内にベロ
ーズ44のごとき膨張補償装置を設ける必要がある。
プから離れて、構成要素を接続する堅固な接続構造余有
することが必要である。これらの接続構造の堅固な性質
およびパイプおよび接続構造がさらさ′i′する神々の
熱的応力を銘記して、各パイプ36および42内にベロ
ーズ44のごとき膨張補償装置を設ける必要がある。
前述されたように、パイプ中の膨張ベローズ44の存在
は外囲器によってパイプを二重にすること全必要ならし
める。
は外囲器によってパイプを二重にすること全必要ならし
める。
本発明によればかつ構成要素62と64の可動性質とパ
イプ66および42上の膨張補償装置644の存在との
組合せで、各パイプ36.42のまわりに同軸的に11
11.11(される外囲器46はまた固定熱交換器38
と可動栴成費素32および64との間の堅固な$71i
造の機能を満たす0それゆえ、夕i囲器46は比較的厚
くかつ熱交換器18のベッドの外囲器にかつ蒸気番生器
32またはポンプ64の外囲器にそれぞれ堅固な方法に
おいて、例えは溶接によって固定される。例えば、外囲
器46の厚さは内方パイプ36または42の厚さのほぼ
2倍にすることができる。したがって、内方パイプの厚
さが約10 m+、+、であるならば、外囲器の身さは
約20朋である。
イプ66および42上の膨張補償装置644の存在との
組合せで、各パイプ36.42のまわりに同軸的に11
11.11(される外囲器46はまた固定熱交換器38
と可動栴成費素32および64との間の堅固な$71i
造の機能を満たす0それゆえ、夕i囲器46は比較的厚
くかつ熱交換器18のベッドの外囲器にかつ蒸気番生器
32またはポンプ64の外囲器にそれぞれ堅固な方法に
おいて、例えは溶接によって固定される。例えば、外囲
器46の厚さは内方パイプ36または42の厚さのほぼ
2倍にすることができる。したがって、内方パイプの厚
さが約10 m+、+、であるならば、外囲器の身さは
約20朋である。
かくして、外囲器46は密封ベローズ44の失敗の場合
に安全外囲器(ケーシング)と1,7で役立ちかつ可動
構成要素62および64に、温II変化を考慮してかつ
地ぷ実の場合に、同定熱交換器18に対するそれらの変
位に必要な力を伝K・トすることを可能にさせる。好ま
しくは、支持床62a。
に安全外囲器(ケーシング)と1,7で役立ちかつ可動
構成要素62および64に、温II変化を考慮してかつ
地ぷ実の場合に、同定熱交換器18に対するそれらの変
位に必要な力を伝K・トすることを可能にさせる。好ま
しくは、支持床62a。
34aは力を伝達する/ζめの外囲器に出来るたけ密封
して配置される。
して配置される。
第2図に示されるごとく、外囲器46はパイプ36また
は42のまわりに同転的に16かれかつそれとともに、
好ましくはその中に中性カスが収容される環状空間50
を画成する。この特徴はベローズ44の失敗の場合に安
全のため興味があるが、またパイプとその外囲器との間
に一定の熱絶縁を保証する。この絶縁の結果として、パ
イプ内全循環するナトリウムの急激な温度変化は外囲器
46において極めて遅い温度変化となり、その結果外囲
器は熱的疲労を受けずかつしたがってその信頼性は増大
される。
は42のまわりに同転的に16かれかつそれとともに、
好ましくはその中に中性カスが収容される環状空間50
を画成する。この特徴はベローズ44の失敗の場合に安
全のため興味があるが、またパイプとその外囲器との間
に一定の熱絶縁を保証する。この絶縁の結果として、パ
イプ内全循環するナトリウムの急激な温度変化は外囲器
46において極めて遅い温度変化となり、その結果外囲
器は熱的疲労を受けずかつしたがってその信頼性は増大
される。
パイプ36または42内で循環する液体ナトリウムとこ
れ゛を取り囲む外囲器との間のこの熱的絶縁をさらに改
良するために、それらの曲に、第2図に示された方法に
おいて、パイプ36または42をカバーすることができ
る熱的絶縁52を配置することができる。
れ゛を取り囲む外囲器との間のこの熱的絶縁をさらに改
良するために、それらの曲に、第2図に示された方法に
おいて、パイプ36または42をカバーすることができ
る熱的絶縁52を配置することができる。
第3a図は第1図および第2図を参照して前述された二
次ループを略示している。パイプ36および42は本発
明によって構成されるが、接続パイプ40は標準的な可
焼パイプである。第6b図および第3C図によって示さ
れるごとく、本発明はこの型の回路に限定されずかつ実
際に回路が能動または受動であるかどうかに関係なく、
高速中性子原子炉の液体金属全搬送するどのような回路
にも応用することができる。
次ループを略示している。パイプ36および42は本発
明によって構成されるが、接続パイプ40は標準的な可
焼パイプである。第6b図および第3C図によって示さ
れるごとく、本発明はこの型の回路に限定されずかつ実
際に回路が能動または受動であるかどうかに関係なく、
高速中性子原子炉の液体金属全搬送するどのような回路
にも応用することができる。
したがって、第3b図は、2個の熱交換器18が同様に
単一蒸気発生器62および単一循環ポンプ34を有する
同一ループ内に置かれる他の型の二次ループヶ示す。こ
の場合に、熱交換器18の各々を発生器62に接続する
2本のパイプ66およびポンプ64を熱交換器の各々に
接続する2本のパイプ42があることを見ることができ
る。この場合に、原子炉容器内に直接配ば“される2つ
の熱交換器18はそこで固定されるが、蒸気発生器32
およびポンプ34は、前述の実施例におけるごとく、動
き得る。
単一蒸気発生器62および単一循環ポンプ34を有する
同一ループ内に置かれる他の型の二次ループヶ示す。こ
の場合に、熱交換器18の各々を発生器62に接続する
2本のパイプ66およびポンプ64を熱交換器の各々に
接続する2本のパイプ42があることを見ることができ
る。この場合に、原子炉容器内に直接配ば“される2つ
の熱交換器18はそこで固定されるが、蒸気発生器32
およびポンプ34は、前述の実施例におけるごとく、動
き得る。
第3C図によって図示されるごとく、本発明はまたルー
プ型の高速中性子原子炉の一次ループにも適用し得る。
プ型の高速中性子原子炉の一次ループにも適用し得る。
この場合に、−次回路の熱交換器118および120は
炉心を含む容器の外部に配置される。その場合に、容器
110i熱交換6118に接続するパイプ154、熱交
換器118金ポンプ120に接続するパイプ156およ
び一次ナトリウムがそれにより再び炉心に通るftめに
、容器110に送出されるパイプ158がある。この’
4合に、容器110は固定構成要素を構成しそして熱交
換器118とポンプ120が、第1図の場合における蒸
気発生器42およびポンプ34と同様に、動き得る方法
で支持される。パイプ154および158はその場合に
第1図の実施例におけるパイプろ64、・よ(ト42と
巨1−特性を]Jする。
炉心を含む容器の外部に配置される。その場合に、容器
110i熱交換6118に接続するパイプ154、熱交
換器118金ポンプ120に接続するパイプ156およ
び一次ナトリウムがそれにより再び炉心に通るftめに
、容器110に送出されるパイプ158がある。この’
4合に、容器110は固定構成要素を構成しそして熱交
換器118とポンプ120が、第1図の場合における蒸
気発生器42およびポンプ34と同様に、動き得る方法
で支持される。パイプ154および158はその場合に
第1図の実施例におけるパイプろ64、・よ(ト42と
巨1−特性を]Jする。
回路の2つの用動構成背素を相互接続する40および1
56のこときバイブUVE来の方法において構成されか
つ膨張701曲部のごとき可撓部分を絹み込む0 4、 図面の1h、+ iνな醒、間 第1図Ci−仄ノ【−ブか本発明によって構成される集
合高速中1−を子JJit (” !1.l−’の一次
回路および二次回路のループを1[)4示する断面図、 第2図乞1、第1図の二次回路の神々の構成安累間の接
続を示す拡大i<Jr面図、 第3a図、第5b図および第3C図は単−熱父換器を、
Illみ込んでいる二次回路のループへの本発明の適用
、2つの熱父換器を組み込んでいる二次回路のループへ
の本発明の適用、およびループ型原子炉の一次回路のノ
1.−プへの本うら四の歳月を示す略図である。
56のこときバイブUVE来の方法において構成されか
つ膨張701曲部のごとき可撓部分を絹み込む0 4、 図面の1h、+ iνな醒、間 第1図Ci−仄ノ【−ブか本発明によって構成される集
合高速中1−を子JJit (” !1.l−’の一次
回路および二次回路のループを1[)4示する断面図、 第2図乞1、第1図の二次回路の神々の構成安累間の接
続を示す拡大i<Jr面図、 第3a図、第5b図および第3C図は単−熱父換器を、
Illみ込んでいる二次回路のループへの本発明の適用
、2つの熱父換器を組み込んでいる二次回路のループへ
の本発明の適用、およびループ型原子炉の一次回路のノ
1.−プへの本うら四の歳月を示す略図である。
図中、イ、1号1o、i+oは存命、16は1.4氾・
、18.118は熱・\換器、20,34,12[]は
1泊填ボンプ、22は欣体金楓、52(弓、黒気プ(3
生器、36は漕壁バイグ、44は心眼i1j槓昧Q ’
に−1: (ベロース)、46(・づ、外曲≧19.5
[]iづ、項状孕111J、154゜t56.+58P
j、パイプであ/)。
、18.118は熱・\換器、20,34,12[]は
1泊填ボンプ、22は欣体金楓、52(弓、黒気プ(3
生器、36は漕壁バイグ、44は心眼i1j槓昧Q ’
に−1: (ベロース)、46(・づ、外曲≧19.5
[]iづ、項状孕111J、154゜t56.+58P
j、パイプであ/)。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 (1)パイプによって相互に接続される少なくとも2つ
の構成要素からなる、液体金属で冷却される原子炉用の
冷却回路において、前記構成要素の少なくとも一方が+
h+定されかつ少なくとも他方の構成要素が水平面内に
おいて動き得る方法で支持され、各々の可動構成要素は
液体金属全搬送しかつ膨張補償装置を倫えた薄壁パイプ
によってかつ対応するパイプのまわりに配置された外囲
器によって固定構成要素に直接接続され、11]記外囲
器は一方で前記固定構成要素にかつ他方で対応する可動
構成要素に堅固にかつ冨封して接続されること全特徴と
する冷却回路。 (2) 14iJ記外囲器は前記対応するパイプのまわ
りに中性カスが充填される環状空間を画成することを特
徴とする特許請求の範囲第1項に記載の冷却回路0 (3)熱絶縁が対応する外囲4’+1Y内で前記パイプ
のまわりに配置されることを特徴と1“る私1旨1”f
求の範囲第2項に記載の冷却回路。 (4)前記構成要素の少なくとも2つが動き得る方法に
おいて支持され、前記oJ動佑成些素は液体金九を搬送
する可撓パイプによって直接相互に接続されること全特
徴とする% sI−請求の範囲d;;1項に記載の冷却
回路。 (5)−次冷却回路として使用され、炉心倉収釦する容
器と、核容器の外部の少なくとも1つの熱交換器と、前
記容器の外部の少なくとも1つの循環ポンプとから’!
’) 、iiJ記容器が固定されかつFjiJ記熱交
換器とポンプが動き得る方法で支持されることを特徴と
する特許請求の範囲7+4’+1唄に記載の冷却回路。 (0)少なくとも1つの熱交換器、少なくとも1つの蒸
気う↑5生器および少なくとも1つの循1:!ポンプを
組み込んであり、前記熱交換器が固定されかつ前記蒸気
発生器とポンプが動き得る方法で支持されることを特徴
とする特許請求の範囲第1埃に記載の冷却回路。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| FR8221207 | 1982-12-17 | ||
| FR8221207A FR2538156A1 (fr) | 1982-12-17 | 1982-12-17 | Circuit de refroidissement d'un reacteur nucleaire refroidi par un metal liquide |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS59120888A true JPS59120888A (ja) | 1984-07-12 |
Family
ID=9280226
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP58236503A Pending JPS59120888A (ja) | 1982-12-17 | 1983-12-16 | 冷却回路 |
Country Status (4)
| Country | Link |
|---|---|
| EP (1) | EP0114545B1 (ja) |
| JP (1) | JPS59120888A (ja) |
| DE (1) | DE3370226D1 (ja) |
| FR (1) | FR2538156A1 (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2023538045A (ja) * | 2020-08-17 | 2023-09-06 | テラパワー, エルエルシー | 原子炉の受動的熱除去システム |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2176828C1 (ru) * | 2000-04-24 | 2001-12-10 | Открытое акционерное общество "Ракетно-космическая корпорация "Энергия" им. С.П. Королева" | Компенсатор расширения объема теплоносителя |
Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS554596A (en) * | 1978-06-23 | 1980-01-14 | Commissariat Energie Atomique | Atomic power boiler |
| JPS5569098A (en) * | 1978-11-18 | 1980-05-24 | Mitsubishi Atomic Power Ind | Pipeline structure for reactor coolant |
Family Cites Families (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| NL242128A (ja) * | 1958-08-11 | |||
| DE1564054C3 (de) * | 1966-12-15 | 1975-03-13 | Gesellschaft Fuer Kernforschung Mbh, 7500 Karlsruhe | Kernreaktor |
| DE1815046A1 (de) * | 1968-12-17 | 1970-06-25 | Interatom | Leitungsfuehrung zwischen Reaktorbehaelter und Waermeaustauscher bei fluessigkeitsgekuehlten Kernreaktoren |
| DE2013586C3 (de) * | 1970-03-21 | 1975-11-27 | Gesellschaft Fuer Kernforschung Mbh, 7500 Karlsruhe | Flüssigkeitsgekühlter Kernreaktor |
-
1982
- 1982-12-17 FR FR8221207A patent/FR2538156A1/fr active Granted
-
1983
- 1983-12-12 EP EP83402392A patent/EP0114545B1/fr not_active Expired
- 1983-12-12 DE DE8383402392T patent/DE3370226D1/de not_active Expired
- 1983-12-16 JP JP58236503A patent/JPS59120888A/ja active Pending
Patent Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS554596A (en) * | 1978-06-23 | 1980-01-14 | Commissariat Energie Atomique | Atomic power boiler |
| JPS5569098A (en) * | 1978-11-18 | 1980-05-24 | Mitsubishi Atomic Power Ind | Pipeline structure for reactor coolant |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2023538045A (ja) * | 2020-08-17 | 2023-09-06 | テラパワー, エルエルシー | 原子炉の受動的熱除去システム |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| EP0114545B1 (fr) | 1987-03-11 |
| FR2538156B1 (ja) | 1985-03-08 |
| EP0114545A1 (fr) | 1984-08-01 |
| FR2538156A1 (fr) | 1984-06-22 |
| DE3370226D1 (en) | 1987-04-16 |
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