JPS6256480B2 - - Google Patents

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JPS6256480B2
JPS6256480B2 JP56012753A JP1275381A JPS6256480B2 JP S6256480 B2 JPS6256480 B2 JP S6256480B2 JP 56012753 A JP56012753 A JP 56012753A JP 1275381 A JP1275381 A JP 1275381A JP S6256480 B2 JPS6256480 B2 JP S6256480B2
Authority
JP
Japan
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coolant
pressure
reflector
plenum
pressure plenum
Prior art date
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Expired
Application number
JP56012753A
Other languages
English (en)
Other versions
JPS57127881A (en
Inventor
Yoshio Kumaoka
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 JP56012753A priority Critical patent/JPS57127881A/ja
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Publication of JPS6256480B2 publication Critical patent/JPS6256480B2/ja
Granted legal-status Critical Current

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    • 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

  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 この発明は液体金属冷却形高速増殖炉などのよ
うに液体冷却材を使用する原子炉において冷却材
流路を変換する装置に関する。
冷却材として冷却ナトリウムを使用する高速増
殖炉は、一般に原子炉容器内に低圧プレナムと高
圧プレナムを有し、これらプレナムの上部を仕切
る炉心支持板上に燃料集合体や制御棒、反射体な
どが装荷される。そして高圧プレナムは冷却材入
口配管が接続されて高圧の冷却材が流入し、燃料
集合体下端部に設けた入口ノズルから燃料集合体
内に取り入れられるようになつている。また高圧
プレナムを流れる冷却材の一部は減圧されて低圧
プレナムに流れ込み、反射体の下端部に設けた冷
却材取入口から反射体内に導入されるようになつ
ている。そして反射体内に導入された冷却材は反
射体上部の出口部から出てゆくようにしてある。
ところでこの種原子炉は、原子炉停止後に生じ
る崩壊熱を除去するため、原子炉容器の上部に冷
却機構を有し、冷却材を強制的に冷却できるよう
になつている。そして冷却材は自然対流により原
子炉容器内を循環して崩壊熱を除去するのであ
る。このとき冷却材の一部は自然対流によつて反
射体内を逆流つまり降下して低圧プレナムに流れ
込み、この低圧プレナムから燃料集合体を冷却す
る。しかしながら一次循環系に設けられている冷
却材流動用の一次ポンプが故障するなどして高圧
プレナムに流入する冷却材の流れが止まつた場合
には、高圧プレナムから燃料集合体に冷却材が流
入しなくなり、高圧プレナムから燃料集合体に流
れ込む冷却材の流れが止まるため、崩壊熱を充分
に除去できなくなることが考えられる。
この発明は上記事情にもとづきなされたもので
その目的とするところは、原子炉停止時に反射体
を通じて高圧プレナム内に炉心側から冷却材を導
入でき、自然対流を助長して崩壊熱を効果的に除
去できる冷却材流路変換装置を提供することにあ
る。
以下この発明を図示する実施例にもとづき説明
する。第1図はこの発明の第1実施例を示すもの
であり、図中1は液体金属冷却形高速増殖炉の原
子炉容器を示す。この原子炉容器1内には冷却材
2として液体ナトリウムが収容されている。この
冷却材2は一次系ポンプによつて入口配管3を通
じて原子炉容器1内に導入され、出口配管4から
出てゆく。また原子炉容器1の内部は炉心支持板
5によつて仕切られており、この炉心支持板5と
その下側に設けたプレナム仕切板6との間に低圧
プレナム7が形成され、さらにこの低圧プレナム
7の下側に高圧プレナム8が形成されている。こ
の高圧プレナム8には上記入口配管3が接続され
ている。
また、上記炉心支持板5およびプレナム仕切板
6には、互いに対をなす上部支持孔10および下
部支持孔11が多数組形成されている。そしてこ
れら多数の支持孔10,11のうち、炉心外周部
に位置する支持孔には反射体支持ブロツク12
(1つのみ代表して図示する)が挿着されてい
る。またこれら反射体支持ブロツク12に囲まれ
る炉心内側領域には、燃料集合体支持ブロツク1
3(1つのみ代表して図示する)が挿着されてい
る。そして燃料集合体支持ブロツク13には燃料
集合体4が鉛直に支持され、また反射体支持ブロ
ツク12には上下が開口する中空ステンレス鋼な
どを用いた反射体15が鉛直に支持されている。
上記燃料集合体支持ブロツク13は、燃料集合
体14の入口ノズル部17と高圧プレナム8とを
連通させる高圧流通部18を有するとともに、こ
の高圧流通部18と低圧プレナム7とを連通させ
る低圧流通部19を有している。この低圧流通部
19は、燃料集合体下端突出部14aとの間に形
成される狭小な隙間部20に冷却材を通すことに
よつて冷却材を減圧するようになつている。
一方、反射体支持ブロツク12には、低圧プレ
ナム7に連通する流通部21が形成されていると
ともに、反射体下端の冷却材取入口22と高圧プ
レナム8とを連通させる逃がし連通路23を設け
てある。そしてこの逃がし連通路23の下部に一
方向弁24を設けてある。この一方向弁24は、
逃がし連通路23の途中に形成した弁座25に弁
体26を接離自在に設け、この弁体26をスプリ
ング27によつて常時開方向(図中下方)に付勢
したものである。そして外力の作用しない自由状
態では弁体26が図示下方に変位して逃がし連通
路23を開口させるが、原子炉正常運転時のよう
に高圧プレナム8に冷却材圧力が作用していると
きにはこの冷却材の圧力によつて弁体26が押し
上げられ、逃がし連通路23を閉止するようにな
つている。
なお、このときスプリング27は伸びた状態と
なる。
また原子炉容器1の上部には、原子炉停止時に
冷却材2を冷却する冷却機構の冷却コイル28が
設けられている。
以上のように構成された原子炉は、正常な運転
時においては一次系ポンプによつて流動される冷
却材が入口配管3から高圧プレナム8内に送り込
まれる。そして冷却材は燃料集合体支持ブロツク
13の高圧流通部18を通り、入口ノズル部17
から燃料集合体14の内部に流入して上昇しつつ
加熱され、出口ノズル部14bから出てゆく。こ
のようにして炉心Cにて加熱された冷却材2は出
口配管4から取り出されて図示しない中間熱交換
器によつて熱交換され、再び一次系ポンプによつ
て入口配管3から高圧プレナム8内に導入され
る。また、高圧流通部18を通る冷却材の一部
は、隙間部20を通過して減圧され、低圧流通部
19を通つて低圧プレナム7に流入する。そして
反射体支持ブロツク12に設けた流通部21を通
り反射体15内に流入する。そして実線矢印f1
示すように反射体15内を上昇して、出口ノズル
部15aから出てゆく。このとき高圧プレナム8
と低圧プレナム7との間には圧力差が生じ、高圧
プレナム8のほうが低圧プレナム7より圧力が高
いため、弁体26は高圧プレナム8内の冷却材圧
力によつて弁座25に押し付けられることにな
る。これにより一方向弁24は逃がし連通路23
を閉止するため、逃がし連通路23から冷却材が
逃げることはない。
以上は通常運転時の状態であるが、何らかの原
因によりポンプの作動が停止するなどの異常事態
を生じた場合には、入口配管3から出口配管4に
いたる冷却材の流動が停止する。したがつて崩壊
熱を除去するために冷却コイル28により冷却材
2を強制的に冷却し、崩壊熱の除去が行なわれ
る。そして、この状態では高圧プレナム8と低圧
プレナム7との圧力差はゼロになるため、一方向
弁26の弁体26はスプリング27の引張力によ
つて図中下方へ引き戻され、逃がし連通路23を
連通させる。このため冷却材2の一部は点線矢印
f2で示すごとく反射体15内を逆流降下して逃が
し連通路23を通り、高圧プレナム8内に流入す
る。そして高圧流通路18を通つて燃料集合体1
4内に流入し、崩壊熱を除去しつつ自然対流によ
り上昇して出口ノズル部14bから出てゆき、冷
却コイル28によつて冷却される。
すなわち、一方向弁24が開弁することによ
り、ポンプ停止時においても自動的に効果的な自
然循環除熱流路が形成され、崩壊熱を確実に除去
することができるものである。
なお第2図および第3図はこの発明の第2実施
例を示すものであり、第1実施例で示したような
反射体支持ブロツク12を用いることなく、反射
体15の下端に直接一方向弁24を取付けた例で
ある。この一方向弁24は枢軸30を中心として
回動自在な弁体31をスプリング32によつて常
時開方向に付勢するようにしたものであり、第1
実施例と同様に高圧プレナム8内の圧力が低下あ
るいは解消したときに、弁体31をスプリング3
2の引張力によつて第3図の如く開弁位置に引き
戻し、逃がし連通路33を連通させるようになつ
ている。34はオリフイス孔、35はストツパ突
起である。このような第2実施例によれば第1実
施例のような反射体支持ブロツク12が不要とな
り構成が簡略化する。
なお一方向弁の構造はこれら実施例に限定され
るものでなく、要するに高圧プレナム内の冷却材
圧力を受けて閉弁する構造であればよいから、弁
体の具体的態様は種々に変形して実施可能であ
る。たとえば冷却材圧力を受けることにより浮上
して弁座に密着して閉弁し、圧力低下時には自重
により落下して開弁するような自重落下式の弁体
を採用してもよい。
この発明は以上説明したように、反射体と高圧
プレナムとを連通させる逃がし連通路に一方向弁
を設け、高圧プレナム内の圧力が低下ないしは解
消したときにこの一方向弁が自動的に開いて高圧
プレナムと炉心側の領域とが連通状態となるよう
にしたから、この自然循環除熱流路の形成によつ
て原子炉容器内にて冷却材を効果的に循環させる
ことができ、崩壊熱を安全に確実に除去すること
ができる。
【図面の簡単な説明】
第1図はこの発明の第1実施例を示す原子炉の
縦断面図、第2図はこの発明の第2実施例を示す
原子炉の一部の縦断面図、第3図は第2図中の一
方向弁が開弁した状態を示す縦断面図である。 1……原子炉容器、2……冷却材、7……低圧
プレナム、8……高圧プレナム、12……反射体
支持ブロツク、14……燃料集合体、15……反
射体、22……冷却材取入口、23,33……逃
がし連通路、24……一方向弁。

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1 原子炉容器内に低圧プレナムと高圧プレナム
    とを有しこれらプレナム上に燃料集合体および反
    射体を装荷した原子炉において、上記反射体下端
    の冷却材取入口と高圧プレナムとの間に逃がし連
    通路を設け、この逃がし連通路には、高圧プレナ
    ムの流圧を受けて閉弁し流圧低下時に開弁する一
    方向弁を設けたことを特徴とする原子炉における
    冷却材流路変換装置。 2 上記一方向弁は、上記プレナムに設置される
    反射体支持ブロツクに取着されることを特徴とす
    る特許請求の範囲第1項記載の原子炉における冷
    却材流路変換装置。 3 上記一方向弁は、反射体下端に形成される逃
    がし連通路に取着したことを特徴とする特許請求
    の範囲第1項記載の原子炉における冷却材流路変
    換装置。
JP56012753A 1981-01-30 1981-01-30 Device for changing flow path in nuclear reactor Granted JPS57127881A (en)

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JP56012753A JPS57127881A (en) 1981-01-30 1981-01-30 Device for changing flow path in nuclear reactor

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JP56012753A JPS57127881A (en) 1981-01-30 1981-01-30 Device for changing flow path in nuclear reactor

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JPS57127881A JPS57127881A (en) 1982-08-09
JPS6256480B2 true JPS6256480B2 (ja) 1987-11-26

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JP56012753A Granted JPS57127881A (en) 1981-01-30 1981-01-30 Device for changing flow path in nuclear reactor

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