JPS5990086A - 高速増殖炉 - Google Patents
高速増殖炉Info
- Publication number
- JPS5990086A JPS5990086A JP57200638A JP20063882A JPS5990086A JP S5990086 A JPS5990086 A JP S5990086A JP 57200638 A JP57200638 A JP 57200638A JP 20063882 A JP20063882 A JP 20063882A JP S5990086 A JPS5990086 A JP S5990086A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- coolant
- reactor
- reactor vessel
- flow
- pipe
- 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
Links
Classifications
-
- 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
- Crystals, And After-Treatments Of Crystals (AREA)
- Semiconductor Lasers (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。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の技術分野〕
本発明は高速増殖炉に関する。
従来のループ形高速増殖炉の一次冷却系は第１図に示す
如く構成されている。すなわち、図中符号Ｉはこの原子
炉容器であり、この原子炉容器１の上部開口ＩＡは遮蔽
プラグＩＢにより閉塞されている。この原子炉容器１内
には炉心２が収容されている。そして、この原子炉容器
１内には液体ナトリウム等の一次冷却材が収容されてお
り、この−次冷却材は炉心２内を下方から上方に流れ、
高温に加熱される。そして、高温に加熱された一次冷却
材は一次冷却材配管３を通って中間熱交換器４に送られ
二次冷却材と熱交換するように構成されている。そして
、この中間熱交換器４で熱交換されて低温となった一次
冷却材は一次冷却材配管３ｆ：通って一次冷却材配管３
５に送られ、この−次冷却拐ポンゾ５で昇圧されて一次
冷却材配管３を通って原子炉圧力容器１内に戻されるよ
うに構成され、−次冷却材はこの径路を循環するように
構成されている。なお、図中符号６は炉心上部機構を示
す。また、上記の一次冷却材配管３は万一破断した場合
に原子炉容器Ｉ内の一次冷却材が流出するのを防止する
ため、略水平に配置されている。上記原子炉容器Ｉの内
周側には間隙〉有して内筒１０が隔壁１ノから立設され
ている。
如く構成されている。すなわち、図中符号Ｉはこの原子
炉容器であり、この原子炉容器１の上部開口ＩＡは遮蔽
プラグＩＢにより閉塞されている。この原子炉容器１内
には炉心２が収容されている。そして、この原子炉容器
１内には液体ナトリウム等の一次冷却材が収容されてお
り、この−次冷却材は炉心２内を下方から上方に流れ、
高温に加熱される。そして、高温に加熱された一次冷却
材は一次冷却材配管３を通って中間熱交換器４に送られ
二次冷却材と熱交換するように構成されている。そして
、この中間熱交換器４で熱交換されて低温となった一次
冷却材は一次冷却材配管３ｆ：通って一次冷却材配管３
５に送られ、この−次冷却拐ポンゾ５で昇圧されて一次
冷却材配管３を通って原子炉圧力容器１内に戻されるよ
うに構成され、−次冷却材はこの径路を循環するように
構成されている。なお、図中符号６は炉心上部機構を示
す。また、上記の一次冷却材配管３は万一破断した場合
に原子炉容器Ｉ内の一次冷却材が流出するのを防止する
ため、略水平に配置されている。上記原子炉容器Ｉの内
周側には間隙〉有して内筒１０が隔壁１ノから立設され
ている。
この内筒１０により冷却材の積極的な混合を促進させる
構成である。そして原子炉容器１の側壁には冷却材流出
用の出口ノズルＩ２が設けられており、との出口ノズル
Ｉ２に対応した位置の」−記内筒１０にはフローホール
１３が周方向に等間隔に形成されている。このフローホ
ールＺ３により原子炉容器ｌにおけるリークおよび燃料
交換時における液面低下時の冷却材流路を確保する構成
である。上記フローホール１３は定格流動時に全流量の
１０チ弱しか流れないようにその有効径を決定されてい
る。
構成である。そして原子炉容器１の側壁には冷却材流出
用の出口ノズルＩ２が設けられており、との出口ノズル
Ｉ２に対応した位置の」−記内筒１０にはフローホール
１３が周方向に等間隔に形成されている。このフローホ
ールＺ３により原子炉容器ｌにおけるリークおよび燃料
交換時における液面低下時の冷却材流路を確保する構成
である。上記フローホール１３は定格流動時に全流量の
１０チ弱しか流れないようにその有効径を決定されてい
る。
一般に原子炉設備には原子炉安全系が備えられており、
地震等の非常時には原子炉をスクラムさせ、安全性を確
保するように構成されている。このスクラム時には制御
棒（図示せず）が炉心２内に急速に挿入され、炉心２内
の核反応を停止させるとともに一次冷却＠ポンプ５の運
転を停止する。ところで、炉心２内の核反応は制御棒の
急速挿入によって瞬時に停止するが、−次冷却材ポンゾ
５は慣性によってその後も運転を続ける為に、−次冷却
材が原子炉容器Ｉ内に流入する。この−次冷却材ポンプ
５の慣性による一次冷却材の流入はその流量が定格運転
時の１０％程度の小流量で、かつ比較的長時間継続する
。そして、原子炉容器１内に流入した一次冷却材は炉心
２内を上方に流れ、炉ｒｂ２の」二面から流出するが、
炉゛心２内の核反応はすでに停止しているので、この−
次冷却材は炉心２を通過しても昇温ぜず、低温かつ低流
量の咬ま炉心２の上面から流出する。したがって、この
低温の一次冷却材８ａはスクラム前に原子炉容器１内の
上部に存在していた高温の一次冷却材８ｂより密度が大
きく、かつ炉心２の」二面からの流出速度が小さいため
上向きの運動量はすみやかに打ち消され高温の一次冷却
材８ｂとは十分に混合せず、密度差によって下降して原
子炉容器１内の下部に溜る。そしてこの低温の一次冷却
材８ａと高温の一次冷却材８ｂとの間には比較的明確な
境界面９が形成される・これ姑層化流動（ストラティフ
ィクーション）と呼ばれるものである。ぞして、炉心２
の上面から低温の一次冷却材８ａの流出が続くとこの境
界面９が時間と共に上昇してゆく。炉容器内ではじまっ
たこの層化流動現象は炉体系によっては長時間維持され
最終的にはこの境界面９が一次冷却材配管３の位置まで
達し、この−次冷却材配管〃内に低温の一次冷却材８ａ
と高温の一次冷却材８ｂが層状に分離したまま流出する
ことになる。
地震等の非常時には原子炉をスクラムさせ、安全性を確
保するように構成されている。このスクラム時には制御
棒（図示せず）が炉心２内に急速に挿入され、炉心２内
の核反応を停止させるとともに一次冷却＠ポンプ５の運
転を停止する。ところで、炉心２内の核反応は制御棒の
急速挿入によって瞬時に停止するが、−次冷却材ポンゾ
５は慣性によってその後も運転を続ける為に、−次冷却
材が原子炉容器Ｉ内に流入する。この−次冷却材ポンプ
５の慣性による一次冷却材の流入はその流量が定格運転
時の１０％程度の小流量で、かつ比較的長時間継続する
。そして、原子炉容器１内に流入した一次冷却材は炉心
２内を上方に流れ、炉ｒｂ２の」二面から流出するが、
炉゛心２内の核反応はすでに停止しているので、この−
次冷却材は炉心２を通過しても昇温ぜず、低温かつ低流
量の咬ま炉心２の上面から流出する。したがって、この
低温の一次冷却材８ａはスクラム前に原子炉容器１内の
上部に存在していた高温の一次冷却材８ｂより密度が大
きく、かつ炉心２の」二面からの流出速度が小さいため
上向きの運動量はすみやかに打ち消され高温の一次冷却
材８ｂとは十分に混合せず、密度差によって下降して原
子炉容器１内の下部に溜る。そしてこの低温の一次冷却
材８ａと高温の一次冷却材８ｂとの間には比較的明確な
境界面９が形成される・これ姑層化流動（ストラティフ
ィクーション）と呼ばれるものである。ぞして、炉心２
の上面から低温の一次冷却材８ａの流出が続くとこの境
界面９が時間と共に上昇してゆく。炉容器内ではじまっ
たこの層化流動現象は炉体系によっては長時間維持され
最終的にはこの境界面９が一次冷却材配管３の位置まで
達し、この−次冷却材配管〃内に低温の一次冷却材８ａ
と高温の一次冷却材８ｂが層状に分離したまま流出する
ことになる。
この低温の一次冷却材８ａと高温の一次冷却材８ｂとの
間の温度差は一般に３００℃以上にも達し、両者の密度
比は２００℃と５００℃で１．０９である。しかも−次
冷却材は液体ナトリウムが用いられておりその熱搬送能
力がきわめて大きいため、この低温の一次冷却材８ａと
高温の一次冷却材８ｂとの境界面９近傍では大きな熱勾
配が生じる。よってこの部分に熱膨張差に伴う過大な熱
応力が生じ、炉内構造物、出口ノズルをはじめ一次冷却
材配管３の構造の健全性に悪影響を与える不具合があっ
た。そして、前述したように原子炉容器ｌ内周側にフロ
ーポール１３を有する内筒ＩＯを設けた形式の場合には
上述した層化流動が発生した場合、第２図に示すような
冷却材温度分布を示す。この場合、フローホール１３の
流動抵抗は比較的大きく、したがって境界面９はフロー
ホールＩ３全通過した後も上昇する。そして、境界面９
が内筒１０の上端部から越流するまでの間７０−ボール
１３からは低温冷却材８ａが流出し７原子炉容器Ｉと内
ｆＪＴ １０との間のアニユラス部１４がらは高温の冷
却材８ｂが流下して出１］ノズルＩ２に集する。その際
、流動自体が低下していることにも起因して上記低温冷
却材８ａおよび高畠冷却材８ｂはあ甘り混合せず二層状
態のまま層化流動する。出口ノズルＺ２で層化流動が発
生す力、ば直管、エルｄ？およびチーズ等の基本的要素
等から構成されている一次冷却材配管系でも層化流動は
持続する。そこで−次冷却材配管の場合には各所で熱膨
張を吸収できるように２例えば曲り部を設ける等の工夫
がなされているう一方、出口ノズル１θの場合には各種
配管の重刑を支える梁の一端を形成しておりその結果、
定格流動時にも過大な１ｕ１げ反応が作用することがあ
り、その為溶接構造による剛な構造となっている。した
がって、層化流動にょる熱応力が発生すればそれによる
ひずみが生じ累積していき破断する恐ｆｒ、があった。
間の温度差は一般に３００℃以上にも達し、両者の密度
比は２００℃と５００℃で１．０９である。しかも−次
冷却材は液体ナトリウムが用いられておりその熱搬送能
力がきわめて大きいため、この低温の一次冷却材８ａと
高温の一次冷却材８ｂとの境界面９近傍では大きな熱勾
配が生じる。よってこの部分に熱膨張差に伴う過大な熱
応力が生じ、炉内構造物、出口ノズルをはじめ一次冷却
材配管３の構造の健全性に悪影響を与える不具合があっ
た。そして、前述したように原子炉容器ｌ内周側にフロ
ーポール１３を有する内筒ＩＯを設けた形式の場合には
上述した層化流動が発生した場合、第２図に示すような
冷却材温度分布を示す。この場合、フローホール１３の
流動抵抗は比較的大きく、したがって境界面９はフロー
ホールＩ３全通過した後も上昇する。そして、境界面９
が内筒１０の上端部から越流するまでの間７０−ボール
１３からは低温冷却材８ａが流出し７原子炉容器Ｉと内
ｆＪＴ １０との間のアニユラス部１４がらは高温の冷
却材８ｂが流下して出１］ノズルＩ２に集する。その際
、流動自体が低下していることにも起因して上記低温冷
却材８ａおよび高畠冷却材８ｂはあ甘り混合せず二層状
態のまま層化流動する。出口ノズルＺ２で層化流動が発
生す力、ば直管、エルｄ？およびチーズ等の基本的要素
等から構成されている一次冷却材配管系でも層化流動は
持続する。そこで−次冷却材配管の場合には各所で熱膨
張を吸収できるように２例えば曲り部を設ける等の工夫
がなされているう一方、出口ノズル１θの場合には各種
配管の重刑を支える梁の一端を形成しておりその結果、
定格流動時にも過大な１ｕ１げ反応が作用することがあ
り、その為溶接構造による剛な構造となっている。した
がって、層化流動にょる熱応力が発生すればそれによる
ひずみが生じ累積していき破断する恐ｆｒ、があった。
本発明は、−次冷却材の温度差により出口ノズル、特に
その溶接部に過大な熱応力が発生することを防止し、出
口ノズルはもちろんのことプラント全体の健全性および
安全性を向上させることかできる高速増殖炉を提供する
ととにある。
その溶接部に過大な熱応力が発生することを防止し、出
口ノズルはもちろんのことプラント全体の健全性および
安全性を向上させることかできる高速増殖炉を提供する
ととにある。
本発明による高速増殖炉は、内部に炉心および冷却材を
収容し上部に開口を有する原子炉容器と、上記開口を閉
塞するように設けられた遮蔽ゾラグと、上記原子炉容器
の側壁に設けられた冷却材流出用の出口ノズルと、この
出口ノズルに接続された冷却材流出配管と、上記原子炉
容器内周側に間隙を有して設けられた内筒と、との内筒
の前記出口ノズルと対応した位置に形成されたフローホ
ールと、このフローホールに接続され前記冷却材流出用
で配設された突出配管とを具備した構成である。
収容し上部に開口を有する原子炉容器と、上記開口を閉
塞するように設けられた遮蔽ゾラグと、上記原子炉容器
の側壁に設けられた冷却材流出用の出口ノズルと、この
出口ノズルに接続された冷却材流出配管と、上記原子炉
容器内周側に間隙を有して設けられた内筒と、との内筒
の前記出口ノズルと対応した位置に形成されたフローホ
ールと、このフローホールに接続され前記冷却材流出用
で配設された突出配管とを具備した構成である。
したがって、内筒内にて冷却材の層化流動が起った場合
にこの層化流動が出口ノズル部特に、出口ノズルと原子
炉容器との接続部にまで波及することを防止することが
でき、出口ノズル部はもちろんのことプラント全体の健
全性および安全性を大巾に向上させることができる。
にこの層化流動が出口ノズル部特に、出口ノズルと原子
炉容器との接続部にまで波及することを防止することが
でき、出口ノズル部はもちろんのことプラント全体の健
全性および安全性を大巾に向上させることができる。
第３図ないし第５図を参照して本発明の一実′ｈ石例を
説明する。第３図はループ形高速増殖炉の一次冷却系の
系統図である。図中符号１０１は原子炉容器であって、
この原子炉容器１０１の上部１３目口ｚｏｚＡＩｔｉ遮
蔽プラグＩ０１’Ｈにより閉塞されている。この原子炉
容器１０１内には炉心１０２が収容されている。そして
、との原子炉容器１０１内には液体ナトリウム等の一次
冷却材が収容されており、この−次冷却材は炉心１０２
内を下方から上方に流ｉｔ、高温に加熱される。そして
、高温に加熱された一次冷却材は一次冷却材配管１’
０３を通って中間熱交換器１０４に送られ、二次冷却材
と熱交換するように構成きれている。そして、この中間
熱交換８Ｇ １０４で熱交換されて低温となった一次冷
却材は一次冷却材配管系 ｏ ３を通って一次冷却材配
管１０５に送られ、この−次冷却材ポンプ１０５で昇圧
されて一次冷却材配管１０３を通って原子炉圧力容器１
０１内に戻されるように構成され、−次冷却材はこの径
路を循環するように構成されている。なお、図中符号１
０６は炉心上部機構、また、上記の一次冷却材配管１０
３は万一破断した場合に原子炉容器ｚｏｒ内の一次冷却
材が流出するのを防止するため、略水平に配置されてい
る。
説明する。第３図はループ形高速増殖炉の一次冷却系の
系統図である。図中符号１０１は原子炉容器であって、
この原子炉容器１０１の上部１３目口ｚｏｚＡＩｔｉ遮
蔽プラグＩ０１’Ｈにより閉塞されている。この原子炉
容器１０１内には炉心１０２が収容されている。そして
、との原子炉容器１０１内には液体ナトリウム等の一次
冷却材が収容されており、この−次冷却材は炉心１０２
内を下方から上方に流ｉｔ、高温に加熱される。そして
、高温に加熱された一次冷却材は一次冷却材配管１’
０３を通って中間熱交換器１０４に送られ、二次冷却材
と熱交換するように構成きれている。そして、この中間
熱交換８Ｇ １０４で熱交換されて低温となった一次冷
却材は一次冷却材配管系 ｏ ３を通って一次冷却材配
管１０５に送られ、この−次冷却材ポンプ１０５で昇圧
されて一次冷却材配管１０３を通って原子炉圧力容器１
０１内に戻されるように構成され、−次冷却材はこの径
路を循環するように構成されている。なお、図中符号１
０６は炉心上部機構、また、上記の一次冷却材配管１０
３は万一破断した場合に原子炉容器ｚｏｒ内の一次冷却
材が流出するのを防止するため、略水平に配置されてい
る。
上記原子炉容器２０２の内周側には間隙を有して内筒１
１０が設けられている。そして原子炉容器１０１の側壁
には冷却材流出用の出口ノズル１１２が形成されており
、この出口ノズル１１２には冷却材流出配管１１３が接
続されている◎そして、出口ノズル１１２に対応した位
置の上記内筒１１０にはフローホール１１４が形成され
ている。このフローホール１１４の数は出口ノズル１１
２の数と同数である。そして、このフローホール１１４
には突出配、管１１５が接続されている。この突出配管
１１５の先端は出口ノズル１１．２を貫通して冷却材流
出配管ＺＺ、？内にまで達している。すなわち、フロー
ホール１１４を介して流出する低温の冷却材と内筒１１
０の上端を越流して、内筒１１θと原子炉容器ＩＯＩと
の間のアニユラス部１１７を流下してくる高温の冷却材
とが従来のように出口ノズル１１２にて混合するのでは
なく冷却材流出配管１１３ではじめて混合するようにし
ｔ構成である。
１０が設けられている。そして原子炉容器１０１の側壁
には冷却材流出用の出口ノズル１１２が形成されており
、この出口ノズル１１２には冷却材流出配管１１３が接
続されている◎そして、出口ノズル１１２に対応した位
置の上記内筒１１０にはフローホール１１４が形成され
ている。このフローホール１１４の数は出口ノズル１１
２の数と同数である。そして、このフローホール１１４
には突出配、管１１５が接続されている。この突出配管
１１５の先端は出口ノズル１１．２を貫通して冷却材流
出配管ＺＺ、？内にまで達している。すなわち、フロー
ホール１１４を介して流出する低温の冷却材と内筒１１
０の上端を越流して、内筒１１θと原子炉容器ＩＯＩと
の間のアニユラス部１１７を流下してくる高温の冷却材
とが従来のように出口ノズル１１２にて混合するのでは
なく冷却材流出配管１１３ではじめて混合するようにし
ｔ構成である。
従来フローホール１１４の数は出口ノズル１１２の数よ
り多いのが一般的であり、例えば、出口ノズルｌ１２が
３個であるのに対してフローホール１１４は４８個であ
る。そしてこれを本実施例に適用すれば出口ノズル１１
２が３個でフローホール１１４も３個となる。このとき
、定格流動時に７０−ホール１１４から流出する冷却材
流量の全流量に対する割合はフローホール１１４の有す
る性格からいって一定である。
り多いのが一般的であり、例えば、出口ノズルｌ１２が
３個であるのに対してフローホール１１４は４８個であ
る。そしてこれを本実施例に適用すれば出口ノズル１１
２が３個でフローホール１１４も３個となる。このとき
、定格流動時に７０−ホール１１４から流出する冷却材
流量の全流量に対する割合はフローホール１１４の有す
る性格からいって一定である。
したがって、変更前のフローホール１１４の匝をｄとし
、本実施例に適用させた場合の径ｉＤとし、それぞれの
噴出流量をτ、■とすると、次のような関係が成立する
。
、本実施例に適用させた場合の径ｉＤとし、それぞれの
噴出流量をτ、■とすると、次のような関係が成立する
。
４８ｄ −τ＝３ＤＶ ・・・・・・・・・・・
（Ａ）抵抗が一定であることからフローホール１１４部
を管の流れと仮定すれば １υ２ ＝： １ ｙ２ ・・・・・・・・・・
・・・・・・・・・・・（Ｂ）Ｄ である。したがってこれら式（Ａ） 、 （Ｂ）から、
シ、、 ＝ ３．０が得られる。
（Ａ）抵抗が一定であることからフローホール１１４部
を管の流れと仮定すれば １υ２ ＝： １ ｙ２ ・・・・・・・・・・
・・・・・・・・・・・（Ｂ）Ｄ である。したがってこれら式（Ａ） 、 （Ｂ）から、
シ、、 ＝ ３．０が得られる。
したがって、本実施例に適用させるには、従来のフロー
ホール１１４の径の３倍にすればよい。
ホール１１４の径の３倍にすればよい。
以上の構成をもとにその作用を説明する。出口ノズル１
１２と原子炉容器１０１との溶接部分１１６は全周にわ
たって内筒１１０上端を越流してアニユラス部１１７を
流下してきた高温の冷却材１０８ｂで覆われる。一方、
突出配管１１５内における流動状態は内筒２２０内の層
化流動の時期によって第６図（Ａ）あるいは（Ｂ）のい
ずれかになると考えられる。
１２と原子炉容器１０１との溶接部分１１６は全周にわ
たって内筒１１０上端を越流してアニユラス部１１７を
流下してきた高温の冷却材１０８ｂで覆われる。一方、
突出配管１１５内における流動状態は内筒２２０内の層
化流動の時期によって第６図（Ａ）あるいは（Ｂ）のい
ずれかになると考えられる。
すなわち、境界面１０９がフローホールＩ１４より下方
にある場合には突出配管１１５内は全域にわたって高温
冷却材１０８ａが通流している。そして、境界面１０９
が上昇してフローホール１１４位置までくると、第６図
（Ａ）に示すように突出配管１１５内は高温冷却材１０
８ｂと低温冷却材１０Ｂ＆との二層状態になる。そして
さらに上昇すると第６図（Ｂ）に示すように突出配管１
１５内は全域にわたって低温冷却材１０８ａとなる。そ
して、これらいずれの場合においても前記溶接部分１１
６近傍はアニユラス部１１７を流下してくる高温冷却１
’ ７０８ ｂで覆われている。したがって、従来（第
６図（Ｃ）に示す）のように出口ノズルｌ１２において
一ヒ下の層状関係が生ずることはなく出口ノズル１１２
における温度差発生それによる熱応力発生を確実に防止
することができ、ひずみの累積による破断事故等を未然
に防止することができる。
にある場合には突出配管１１５内は全域にわたって高温
冷却材１０８ａが通流している。そして、境界面１０９
が上昇してフローホール１１４位置までくると、第６図
（Ａ）に示すように突出配管１１５内は高温冷却材１０
８ｂと低温冷却材１０Ｂ＆との二層状態になる。そして
さらに上昇すると第６図（Ｂ）に示すように突出配管１
１５内は全域にわたって低温冷却材１０８ａとなる。そ
して、これらいずれの場合においても前記溶接部分１１
６近傍はアニユラス部１１７を流下してくる高温冷却１
’ ７０８ ｂで覆われている。したがって、従来（第
６図（Ｃ）に示す）のように出口ノズルｌ１２において
一ヒ下の層状関係が生ずることはなく出口ノズル１１２
における温度差発生それによる熱応力発生を確実に防止
することができ、ひずみの累積による破断事故等を未然
に防止することができる。
次に、第７図を参照して別の実施例を説明する。すなわ
ち突出配管１１５の先端は閉塞されている。そして冷却
材流出配管１１３内に位置する突出配管１１５の上面側
に複数の噴出口ＺＺ５Ａを形成し、突出配管１１５内を
通流してくる低温冷却材１０８ａを上方に向けて噴出さ
せる構成である。したがって、低温冷却材１０８ａと高
温冷却材１０８ｂは冷却材流出配管１１３内にて確実に
混合し、冷却材流出配管１１３内における層化流動を防
止することができ、冷却材流出配管１１３をはじめとす
る一次系冷却材配管の健全性をも維持することができる
。なお、出口ノズル１１２における作用・効果は前記実
施例と同様である。
ち突出配管１１５の先端は閉塞されている。そして冷却
材流出配管１１３内に位置する突出配管１１５の上面側
に複数の噴出口ＺＺ５Ａを形成し、突出配管１１５内を
通流してくる低温冷却材１０８ａを上方に向けて噴出さ
せる構成である。したがって、低温冷却材１０８ａと高
温冷却材１０８ｂは冷却材流出配管１１３内にて確実に
混合し、冷却材流出配管１１３内における層化流動を防
止することができ、冷却材流出配管１１３をはじめとす
る一次系冷却材配管の健全性をも維持することができる
。なお、出口ノズル１１２における作用・効果は前記実
施例と同様である。
本発明による高速増殖炉は、内部に炉心および冷却材を
収容し上部に開口を有する原子炉容器と、上記開口を閉
塞するように設けられた遮蔽プラグと、上記原子炉容器
の側壁に設けられた冷却材流出用の出口ノズルと、この
出口ノズルに接続された冷却材流出配管と、上記原子炉
容器内周側に間隙を有して設けられた内筒と、との内筒
の前記出口ノズルと対応したＩｎｆに形成されたフロー
ホールと、このフローホールに接続され前記冷却材配管
まで配設された突出配管とを具ＯＨ１シた（ｌｑ成であ
る。
収容し上部に開口を有する原子炉容器と、上記開口を閉
塞するように設けられた遮蔽プラグと、上記原子炉容器
の側壁に設けられた冷却材流出用の出口ノズルと、この
出口ノズルに接続された冷却材流出配管と、上記原子炉
容器内周側に間隙を有して設けられた内筒と、との内筒
の前記出口ノズルと対応したＩｎｆに形成されたフロー
ホールと、このフローホールに接続され前記冷却材配管
まで配設された突出配管とを具ＯＨ１シた（ｌｑ成であ
る。
したがって、内筒内にて冷却材の層化流動が起った場合
にこの層化流動が出口ノズル部、特に出口ノズルと原子
炉容器との接続部にまで波及することを防止することが
でき、出口ノズル部はもちろんのことプラント全体の健
全性および安全性を大巾に向上させることができる等そ
の効果は大である。
にこの層化流動が出口ノズル部、特に出口ノズルと原子
炉容器との接続部にまで波及することを防止することが
でき、出口ノズル部はもちろんのことプラント全体の健
全性および安全性を大巾に向上させることができる等そ
の効果は大である。
第１図および第２図は従来例を示す図で第１図はループ
形高速増殖炉の概略系統図、第２図は層化流動の状態を
示す断面図である。第３図ないし第５図は本発明の一実
施例を示す図で、第３図はループ形高速増殖炉の概略系
統図、第４図は突出配管近傍の断面図、第５図は斜視図
、第６図（Ａ） 、 （Ｂ） 、 （Ｃ）は効果を説明
する断面図、第７図は別の実施例を示す断面図である。 １０１・・・原子炉容器、１０１ｋ・・・原子炉容器の
上部開口、ＩθＺＢ・・・遮蔽プラグ、ＩＯ２・・・炉
心、１１０・・・内筒、ＺＺ、？・・・出口ノズル、１
１３・・・冷却材流出配管、ｌ１４・・フローホール、
１１５・・突出配管。 出卯人代理人 弁理士 鈴 江 武 彦矛４ ｉｌ 矛５図 矛６図 （Ａ）
形高速増殖炉の概略系統図、第２図は層化流動の状態を
示す断面図である。第３図ないし第５図は本発明の一実
施例を示す図で、第３図はループ形高速増殖炉の概略系
統図、第４図は突出配管近傍の断面図、第５図は斜視図
、第６図（Ａ） 、 （Ｂ） 、 （Ｃ）は効果を説明
する断面図、第７図は別の実施例を示す断面図である。 １０１・・・原子炉容器、１０１ｋ・・・原子炉容器の
上部開口、ＩθＺＢ・・・遮蔽プラグ、ＩＯ２・・・炉
心、１１０・・・内筒、ＺＺ、？・・・出口ノズル、１
１３・・・冷却材流出配管、ｌ１４・・フローホール、
１１５・・突出配管。 出卯人代理人 弁理士 鈴 江 武 彦矛４ ｉｌ 矛５図 矛６図 （Ａ）
Claims (2)
- （１）内部に炉心および冷却材を収容し上部に開口を有
する原子炉容器と、上記開口を閉塞するように設けられ
た遮蔽プラグと、上記原子炉容器の側壁に設けられた冷
却材流出用の出口ノズルと、この出口ノズルに接続され
た冷却材流出配管と、上記原子炉容器内周側に間隙を有
して設けられた内筒と、この内筒の前記出口ノズルと対
応した位置に形成されたフローホーｌしと、このフロー
ホールに接続され前記冷却材配管まで配設された突出配
管とを具備したことを特徴とする高速増殖炉。 - （２）上記突出配管の先端は閉塞されており前記冷却材
配管内に位置する上面側に複数の噴出口が形成されてい
ることを特徴とする特許請求の範囲第１項記載の高速増
殖炉。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP57200638A JPS5990086A (ja) | 1982-11-16 | 1982-11-16 | 高速増殖炉 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP57200638A JPS5990086A (ja) | 1982-11-16 | 1982-11-16 | 高速増殖炉 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5990086A true JPS5990086A (ja) | 1984-05-24 |
Family
ID=16427713
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP57200638A Pending JPS5990086A (ja) | 1982-11-16 | 1982-11-16 | 高速増殖炉 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS5990086A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2925973A1 (fr) * | 2007-12-28 | 2009-07-03 | Areva Np Sas | Cuve reacteur d'un reacteur nucleaire a neutrons rapides de type a boucles |
-
1982
- 1982-11-16 JP JP57200638A patent/JPS5990086A/ja active Pending
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2925973A1 (fr) * | 2007-12-28 | 2009-07-03 | Areva Np Sas | Cuve reacteur d'un reacteur nucleaire a neutrons rapides de type a boucles |
| WO2009083675A3 (fr) * | 2007-12-28 | 2009-08-27 | Areva Np | Cuve reacteur d'un reacteur nucleaire a neutrons rapides de type a boucles |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US11636956B2 (en) | Liquid metal-cooled nuclear reactor incorporating a completely passive residual power removal (DHR) system | |
| EP3542371B1 (en) | Thermal management of molten fuel nuclear reactors | |
| JPS5916238B2 (ja) | 原子炉の緊急冷却装置 | |
| CA3088265A1 (en) | Direct heat exchanger for molten chloride fast reactor | |
| KR101785460B1 (ko) | 안전주입계통 및 이를 구비하는 원전 | |
| JP2023538046A (ja) | 原子炉用の熱交換器構成 | |
| EP0234566A2 (en) | Emergency nuclearreactor core cooling structure | |
| US12217877B2 (en) | Liquid metal cooled nuclear reactor incorporating a fully passive decay heat removal system with a modular cold source | |
| CN109887623A (zh) | 一种具有迷宫式流道的池式铅基快堆 | |
| KR101250474B1 (ko) | 연통효과를 이용하여 원자로 풀 자연순환 성능을 강화한 액체금속냉각 원자로의 피동형 잔열 제거시스템 | |
| KR102922492B1 (ko) | 풀-타입 반응로에서 콤팩트한 베슬, 긴 수명의 코어 및 용이한 연료 재공급을 지원하는 공통 플리넘 연료 어셈블리 설계 | |
| JP2539405B2 (ja) | 液体金属冷却用熱交換器 | |
| JPS6055796B2 (ja) | 圧力管型原子炉 | |
| JPH1123773A (ja) | 高速増殖炉の炉心冷却構造 | |
| JPS6047996A (ja) | 高速炉の配管装置 | |
| JPS61196192A (ja) | 燃料集合体 | |
| JPS5915889A (ja) | 高速増殖炉の一次冷却系 | |
| JPS62289794A (ja) | 高温ガス冷却原子炉 | |
| Matev | Simulation of the Operation in Passive Mode of Reactor Cavity Cooling System of High-Temperature Gas-Cooled Reactor | |
| Chang et al. | Development of passive cooling system models for the assessment of the long term cooling capability in the liquid metal reactor | |
| JPH0231360B2 (ja) | ||
| JPS58198794A (ja) | 液体金属冷却形高速増殖炉 | |
| JPS61237083A (ja) | タンク型高速増殖炉 | |
| JPH03220494A (ja) | 沸騰水型原子炉用燃料集合体 | |
| Kumar et al. | Safety analysis of inpile irradiation test facility in a research reactor |