JPS63113394A - 高速中性子原子炉の緊急冷却装置 - Google Patents
高速中性子原子炉の緊急冷却装置Info
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- JPS63113394A JPS63113394A JP62207340A JP20734087A JPS63113394A JP S63113394 A JPS63113394 A JP S63113394A JP 62207340 A JP62207340 A JP 62207340A JP 20734087 A JP20734087 A JP 20734087A JP S63113394 A JPS63113394 A JP S63113394A
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Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
-
- 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
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- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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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】
本発明は一体型高速中性子原子炉の緊急冷却装置に関す
る。
る。
一体型高速中性子原子炉は、原子炉を冷却する液体を形
成し、燃料アセンブリーから成る炉心を浸漬する、ナト
リウムのような液体金属を収容する主容器を有する。原
子炉の主容器は、原子炉の内側容器を形成する複雑な構
造によって、内側が2つの領域に分けられる。この複雑
な構造は、主容器に対し半径方向に延び、段付壁として
知られる壁に相当する。
成し、燃料アセンブリーから成る炉心を浸漬する、ナト
リウムのような液体金属を収容する主容器を有する。原
子炉の主容器は、原子炉の内側容器を形成する複雑な構
造によって、内側が2つの領域に分けられる。この複雑
な構造は、主容器に対し半径方向に延び、段付壁として
知られる壁に相当する。
内側容器によって境界つけられた2つの領域のうち、第
一の領域は実質的に容器の上部に構成され、他の領域は
下部に構成される。上部領域は、高温ヘッダーとして知
られ、炉心の流出口と連通し、炉心の燃料アセンブリー
を通った高温液体金属を受け入れる。下部領域は、低温
ヘッダーとして知られ、主原子炉容器に浸漬している中
間熱交換器で冷却されたナトリウムを受け入れる。次い
で、この冷却液体金属は低温ヘッダーから炉心のアセン
ブリーの下部へ運ばれる。
一の領域は実質的に容器の上部に構成され、他の領域は
下部に構成される。上部領域は、高温ヘッダーとして知
られ、炉心の流出口と連通し、炉心の燃料アセンブリー
を通った高温液体金属を受け入れる。下部領域は、低温
ヘッダーとして知られ、主原子炉容器に浸漬している中
間熱交換器で冷却されたナトリウムを受け入れる。次い
で、この冷却液体金属は低温ヘッダーから炉心のアセン
ブリーの下部へ運ばれる。
原子炉が一定期間運転した場合、原子炉が停止し、即ち
原子炉制御棒が炉心内に、最大挿入位置で挿入されると
きには、原子炉は有効残留出力を放出し続ける。したが
って、過度の温度上昇により内部の構成要素及び構造が
損傷しないように、原子炉の残留出力を除去しなくては
ならない。
原子炉制御棒が炉心内に、最大挿入位置で挿入されると
きには、原子炉は有効残留出力を放出し続ける。したが
って、過度の温度上昇により内部の構成要素及び構造が
損傷しないように、原子炉の残留出力を除去しなくては
ならない。
原子炉が重大破壊に耐えた場合も、原子炉が正常に運転
しているときに使用される主出力除去回路が作動してい
ない場合も、残留原子炉出力を除去できるようにしてお
かなければならない。
しているときに使用される主出力除去回路が作動してい
ない場合も、残留原子炉出力を除去できるようにしてお
かなければならない。
したがって、緊急回路がたよりにされ、緊急回路は、原
子炉が停止している時及び主回路が作動していない時だ
け使用される。 ゛ 液体ナトリウムによって冷却される一体型の高速中性子
原子炉の場合、原子炉容器内で高温ヘッダーの内側に浸
漬させた緊急熱交換器が使用される。これらの緊急熱交
換器の中を液体ナトリウムの原子炉冷却材が循環し、緊
急熱交換器はナトリウム−空気型熱交換器と関連する。
子炉が停止している時及び主回路が作動していない時だ
け使用される。 ゛ 液体ナトリウムによって冷却される一体型の高速中性子
原子炉の場合、原子炉容器内で高温ヘッダーの内側に浸
漬させた緊急熱交換器が使用される。これらの緊急熱交
換器の中を液体ナトリウムの原子炉冷却材が循環し、緊
急熱交換器はナトリウム−空気型熱交換器と関連する。
このナトリウムー空気熱交換器は原子炉容器の外側に配
置され、且つ容器内に浸漬する熱交換器を通る一次ナト
リウム原子炉冷却材と熱接触することによって加熱され
た二次液体ナトリウムを冷却する。これらの緊急熱交換
器はナトリウム−空気熱交換器と関連して主回路から完
全に独立した回路を形成する。
置され、且つ容器内に浸漬する熱交換器を通る一次ナト
リウム原子炉冷却材と熱接触することによって加熱され
た二次液体ナトリウムを冷却する。これらの緊急熱交換
器はナトリウム−空気熱交換器と関連して主回路から完
全に独立した回路を形成する。
緊急熱交換器は、容器の高温ヘッダー内に直接浸漬し、
冷却すべきナトリウムの流入開口部をこれらの熱交換器
の上部に有し、冷却されたナトリウムの流出開口部をそ
れらの下部に有する。したがって、冷却されたナトリウ
ムは高温ヘッダーの中へ再び導かれ、そして、低温へラ
グ−の中へ移動し且つそこから燃料アセンブリーの下部
即ち底部に戻るための複雑な経路をたどらなくてはなら
ない。この複雑な経路には、主出力除去回路の貫流式(
pass ing through)ポンプと中間熱
交換器の本体とが含まれる。これにより、相当大きな圧
力降下、原子炉緊急冷却装置の効率低下、及び高温ヘッ
ダー内のかなりの温度不均一が生じ、段付壁に付加的な
熱応力がもたらされる。
冷却すべきナトリウムの流入開口部をこれらの熱交換器
の上部に有し、冷却されたナトリウムの流出開口部をそ
れらの下部に有する。したがって、冷却されたナトリウ
ムは高温ヘッダーの中へ再び導かれ、そして、低温へラ
グ−の中へ移動し且つそこから燃料アセンブリーの下部
即ち底部に戻るための複雑な経路をたどらなくてはなら
ない。この複雑な経路には、主出力除去回路の貫流式(
pass ing through)ポンプと中間熱
交換器の本体とが含まれる。これにより、相当大きな圧
力降下、原子炉緊急冷却装置の効率低下、及び高温ヘッ
ダー内のかなりの温度不均一が生じ、段付壁に付加的な
熱応力がもたらされる。
したがって、本発明の目的は、原子炉の炉心を浸漬する
液体金属を収容し、且つ原子炉の炉心を通った高温の液
体金属を受け入れる高温ヘッダー称される上部領域と、
冷却された液体金属を受け入れる低温ヘッダーと称され
る下部領域とに容器の内側空間を分ける壁を有する主容
器を有し、この壁は容器から半径方向に延びる段付壁と
称される部分を有し、緊急冷却装置が、高温へラグ−に
浸漬し、冷却された液体金属の流出開口部を下部に有す
る熱交換器を少なくとも一つ含み、高効率で使用が非常
に単純である、一体型の高温原子炉の緊急冷却装置を提
供することにある。
液体金属を収容し、且つ原子炉の炉心を通った高温の液
体金属を受け入れる高温ヘッダー称される上部領域と、
冷却された液体金属を受け入れる低温ヘッダーと称され
る下部領域とに容器の内側空間を分ける壁を有する主容
器を有し、この壁は容器から半径方向に延びる段付壁と
称される部分を有し、緊急冷却装置が、高温へラグ−に
浸漬し、冷却された液体金属の流出開口部を下部に有す
る熱交換器を少なくとも一つ含み、高効率で使用が非常
に単純である、一体型の高温原子炉の緊急冷却装置を提
供することにある。
この目的のために、本発明による冷却装置は又、熱交換
器の下で垂直に段付壁を貫通し、下端が低温ヘッダーの
中に開口し且つ上端が熱交換器の下部の下で高温ヘッダ
ーの中に開口している実質的に垂直な管状導管と、熱交
換器の下部の延長部分で熱交換器に固定され、下方に開
放し且つ4管の上部を覆って導管の上部の周りに自由空
間を作るように配置されたベルと、加圧された不活性ガ
スによって高温ヘッダー内の液体金属を低温ヘッダー内
の液体金属から完全に分離することを可能にするために
不活性ガスを加圧するためと、ベル及び導管を介して熱
交換器からの冷却された液体ナトリウムの流出口を低温
ヘッダーと連通させることを可能にするためにベルの内
側空間内の圧力を抜くためとの装置とを有する。
器の下で垂直に段付壁を貫通し、下端が低温ヘッダーの
中に開口し且つ上端が熱交換器の下部の下で高温ヘッダ
ーの中に開口している実質的に垂直な管状導管と、熱交
換器の下部の延長部分で熱交換器に固定され、下方に開
放し且つ4管の上部を覆って導管の上部の周りに自由空
間を作るように配置されたベルと、加圧された不活性ガ
スによって高温ヘッダー内の液体金属を低温ヘッダー内
の液体金属から完全に分離することを可能にするために
不活性ガスを加圧するためと、ベル及び導管を介して熱
交換器からの冷却された液体ナトリウムの流出口を低温
ヘッダーと連通させることを可能にするためにベルの内
側空間内の圧力を抜くためとの装置とを有する。
本発明を適切に理解するために、ここで、例示により、
且ついかなる限定も意味することな(、添付図を参照し
て、液体ナトリウム冷却式高速中性子原子炉に採用され
た本発明による実施例について説明する。
且ついかなる限定も意味することな(、添付図を参照し
て、液体ナトリウム冷却式高速中性子原子炉に採用され
た本発明による実施例について説明する。
第1図及び第2図は垂直の軸線をもった円筒形シェル1
a及び原子炉容器の内側で高温ヘッダー4と低温ヘッダ
ー5とを境界づける截頭円錐形の段付壁2から成る高速
中性子原子炉の内側容器1を示す。
a及び原子炉容器の内側で高温ヘッダー4と低温ヘッダ
ー5とを境界づける截頭円錐形の段付壁2から成る高速
中性子原子炉の内側容器1を示す。
内側容器1の円筒形シェルは、その軸線が容器の軸線Z
−Z’ (第1図)であるシェルか、円筒形シェルは
段付壁2を貫く中間熱交換器及びポンプ用のシェル通路
である。
−Z’ (第1図)であるシェルか、円筒形シェルは
段付壁2を貫く中間熱交換器及びポンプ用のシェル通路
である。
第1図及び第2図では、容器は説明を複雑にしないため
に単純な形で示されているが、一般的にはこの容器は構
造がもっと複雑である。しかしながら、低温ヘッダーか
ら高温ヘッダーを分離する機能においては、一般的な容
器の構造は図示するような単純な壁と同等である。
に単純な形で示されているが、一般的にはこの容器は構
造がもっと複雑である。しかしながら、低温ヘッダーか
ら高温ヘッダーを分離する機能においては、一般的な容
器の構造は図示するような単純な壁と同等である。
第1図及び第2図に示す段付壁2の部分は形状が截頭円
錐形で、且つその回転対称軸線z−z’が第1図に示さ
れているような主原子炉容器から半径方向に延びる。
錐形で、且つその回転対称軸線z−z’が第1図に示さ
れているような主原子炉容器から半径方向に延びる。
段付壁2の上に位置する高温ヘッダー4は、−般には、
段付壁2の下に位置する低温ヘッダー5の高さよりも高
い高さにある、ことがわかる。段付ランプの形状及び構
造は高温ヘッダー4と炉心の流出口、即ち燃料アセンブ
リーのヘッドが位置する炉心の上部部分との間の連絡装
置を形成する。
段付壁2の下に位置する低温ヘッダー5の高さよりも高
い高さにある、ことがわかる。段付ランプの形状及び構
造は高温ヘッダー4と炉心の流出口、即ち燃料アセンブ
リーのヘッドが位置する炉心の上部部分との間の連絡装
置を形成する。
かくして、高温ヘッダー4は、燃料アセンブリーと接触
して上方に移動する間に炉心で加熱されたナトリウムを
集める。ヘッダー4の高温ナトリウムの上部液面4aを
図示するが、原子炉の運転パラメーター自体が一定であ
れば、この液面は実質的に一定である。しかしながら、
以下に説明するように、この液面はナトリウムの循環に
よって形成される動的液面である。
して上方に移動する間に炉心で加熱されたナトリウムを
集める。ヘッダー4の高温ナトリウムの上部液面4aを
図示するが、原子炉の運転パラメーター自体が一定であ
れば、この液面は実質的に一定である。しかしながら、
以下に説明するように、この液面はナトリウムの循環に
よって形成される動的液面である。
低温ヘッダー5は低温ナトリウムを注入する燃料アセン
ブリーの底部に相当する炉心の下部と連絡しており、原
子炉が運転中であるとき、低温ナトリウムの液面は5a
に形成される。
ブリーの底部に相当する炉心の下部と連絡しており、原
子炉が運転中であるとき、低温ナトリウムの液面は5a
に形成される。
通常の原子炉冷却回路の部材を構成する原子炉の中間熱
交換器及びポンプは通路装置を用いて段付壁2を貫通し
、この段付壁により、ヘッダー4からの高温ナトリウム
をヘッダー5内の冷却されたナトリウムから分離するこ
とができる。中間熱交換器はそれらの上部に高温ヘッダ
ーからの流入口用開口部を有し、又それらの下部部分に
低温ヘッダー内への流出口用開口部を有する。ヘッダー
4の高温ナトリウムは中間熱交換器に入り、中間熱交換
器で二次ナトリウムによって冷却され、この二次ナトリ
ウムによって奪われた高温ナトリウムの熱は原子炉容器
の外側に位置する蒸気発生器内の水を蒸発するために使
用される。中間熱交換器を出た冷却されたナトリウムは
低温ヘッダー5に集められ、ポンプによって炉心の下部
部分の中に圧入される。この冷却されたナトリウムは炉
心の中を上方に通り、加熱され、その後高温ヘッダー4
の中へ戻る。
交換器及びポンプは通路装置を用いて段付壁2を貫通し
、この段付壁により、ヘッダー4からの高温ナトリウム
をヘッダー5内の冷却されたナトリウムから分離するこ
とができる。中間熱交換器はそれらの上部に高温ヘッダ
ーからの流入口用開口部を有し、又それらの下部部分に
低温ヘッダー内への流出口用開口部を有する。ヘッダー
4の高温ナトリウムは中間熱交換器に入り、中間熱交換
器で二次ナトリウムによって冷却され、この二次ナトリ
ウムによって奪われた高温ナトリウムの熱は原子炉容器
の外側に位置する蒸気発生器内の水を蒸発するために使
用される。中間熱交換器を出た冷却されたナトリウムは
低温ヘッダー5に集められ、ポンプによって炉心の下部
部分の中に圧入される。この冷却されたナトリウムは炉
心の中を上方に通り、加熱され、その後高温ヘッダー4
の中へ戻る。
第1図及び第2図は、高温ヘッダー4のナトリウムに浸
漬し、上部にナトリウム流入開口部を有し且つ下部に流
出開口部を有する緊急熱交換器7を示す。熱交換器7の
如き緊急熱交換器は先行技術で周知であり、容器内の液
体ナトリウムに浸漬したその外側ケーシングの内側に管
の束を有し、管の中を液体ナトリウムが流れる開口部9
から熱交換器のケーシング7に入る一次液体ナトリウム
から熱を奪うことを可能にする。か(して、開口部10
を経て出る一次液体ナトリウムは熱交換器7が運転中で
あるときには冷却作用を受けている。
漬し、上部にナトリウム流入開口部を有し且つ下部に流
出開口部を有する緊急熱交換器7を示す。熱交換器7の
如き緊急熱交換器は先行技術で周知であり、容器内の液
体ナトリウムに浸漬したその外側ケーシングの内側に管
の束を有し、管の中を液体ナトリウムが流れる開口部9
から熱交換器のケーシング7に入る一次液体ナトリウム
から熱を奪うことを可能にする。か(して、開口部10
を経て出る一次液体ナトリウムは熱交換器7が運転中で
あるときには冷却作用を受けている。
熱交換器7の束管を通過する液体ナトリウムは容器の外
側のナトリウム−空気熱交換器で冷却され、熱交換器7
とナトリウム−空気熱交換器とそれらを連結する配管と
は全体で先行技術による冷却装置を構成する。この冷却
装置は、原子炉を停止しているときに、残留熱を原子炉
から除去するために使用される。第1図及び第2図に示
すように、本発明を実施するため、段付ランプ2には熱
交換器7の軸線8上に中心をもつ開口部11が形成され
る。
側のナトリウム−空気熱交換器で冷却され、熱交換器7
とナトリウム−空気熱交換器とそれらを連結する配管と
は全体で先行技術による冷却装置を構成する。この冷却
装置は、原子炉を停止しているときに、残留熱を原子炉
から除去するために使用される。第1図及び第2図に示
すように、本発明を実施するため、段付ランプ2には熱
交換器7の軸線8上に中心をもつ開口部11が形成され
る。
熱交換器7の直径よりも大きい直径の円筒形シェル12
が、開口部11の輪郭に沿って溶接することによって段
付ランプ2に固定される。このシェルは一定の高さ以上
低温ヘッダーの内部に入り込み、環状底部13がシェル
の下端に該底部を溶接することによって固定される。垂
直の管状導管14が熱交換器7の軸線8上に中心をもつ
底部13の中央開口部に固定される。管状導管14は熱
交換器7のケーシングと同軸である。垂直の導管14の
下端は低温ヘッダー5内に位置し、この導管の上部端は
高温ヘッダー4内の熱交換器7のケーシングの下端のわ
ずか下に位置する。底部が開放したベル(bell)1
6が、熱交換器のケーシングの垂直延長部分で熱交換器
7のケーシングの下端に固定される。熱交換器7が原子
炉容器内の所定位置にあるとき、ベル16は管14の上
端を覆う。ベル16は導管14の寸法よりも大きい断面
寸法を有し、このベル16は4管14の周り全体に自由
空間を作る。かくして、導管14の頂端は、ベル16の
下側で、高温ヘッダーの内側に出て、ベルの上部内面の
下から一定の軸線方向の距離にある。ベル16は、熱交
換器7のケーシングに沿って固定された管17によって
、原子炉容器の外側に配置された圧縮アルゴン貯蔵タン
ク18に連結される。貯蔵タンク18はストップバルブ
又はストップコック20を備え、このストップバルブ又
はストップコックにより管路17及びベル16の中へア
ルゴンを差し向けることを可能にし、或いは管路及びベ
ルを貯蔵タンクから隔絶するのを可能にする。低圧流出
回路に連結されたベント管21が又、管17の枝管とし
て貯蔵タンクの上流側に配置され、このベント管21は
バルブ22を具備する。
が、開口部11の輪郭に沿って溶接することによって段
付ランプ2に固定される。このシェルは一定の高さ以上
低温ヘッダーの内部に入り込み、環状底部13がシェル
の下端に該底部を溶接することによって固定される。垂
直の管状導管14が熱交換器7の軸線8上に中心をもつ
底部13の中央開口部に固定される。管状導管14は熱
交換器7のケーシングと同軸である。垂直の導管14の
下端は低温ヘッダー5内に位置し、この導管の上部端は
高温ヘッダー4内の熱交換器7のケーシングの下端のわ
ずか下に位置する。底部が開放したベル(bell)1
6が、熱交換器のケーシングの垂直延長部分で熱交換器
7のケーシングの下端に固定される。熱交換器7が原子
炉容器内の所定位置にあるとき、ベル16は管14の上
端を覆う。ベル16は導管14の寸法よりも大きい断面
寸法を有し、このベル16は4管14の周り全体に自由
空間を作る。かくして、導管14の頂端は、ベル16の
下側で、高温ヘッダーの内側に出て、ベルの上部内面の
下から一定の軸線方向の距離にある。ベル16は、熱交
換器7のケーシングに沿って固定された管17によって
、原子炉容器の外側に配置された圧縮アルゴン貯蔵タン
ク18に連結される。貯蔵タンク18はストップバルブ
又はストップコック20を備え、このストップバルブ又
はストップコックにより管路17及びベル16の中へア
ルゴンを差し向けることを可能にし、或いは管路及びベ
ルを貯蔵タンクから隔絶するのを可能にする。低圧流出
回路に連結されたベント管21が又、管17の枝管とし
て貯蔵タンクの上流側に配置され、このベント管21は
バルブ22を具備する。
シェル25が冷却されたナトリウムの流出開口部10の
高さより上の高さで熱交換器7のケーシングに固定され
、その頂部は熱交換器7のケーシングの下部を囲み、且
つその下部は、直径が頂部より小さく、シェル12によ
って作られた空間に入る。シェル25は、その下部では
、シェル12の直径よりもほんのわずか小さい直径を有
し、シェル12とシェル25との間に小さな間隙を作る
。
高さより上の高さで熱交換器7のケーシングに固定され
、その頂部は熱交換器7のケーシングの下部を囲み、且
つその下部は、直径が頂部より小さく、シェル12によ
って作られた空間に入る。シェル25は、その下部では
、シェル12の直径よりもほんのわずか小さい直径を有
し、シェル12とシェル25との間に小さな間隙を作る
。
第1図では、原子炉が正常に運転している状態での冷却
装置が示され、緊急熱交換器7は停止している。この原
子炉の正常運転の状態の間、ベルI6及び垂直の管状導
管14は貯蔵タンク18から来る加圧アルゴンを収容す
る。このアルゴンは、ベル16内の高温液体ナトリウム
の液面4° a及び管14内に冷却された液体ナトリウ
ムの液面5” aを維持するに十分な圧力である。かく
して、導管14の頂部及びベル16内で、アルゴンはガ
スの栓を形成し、このガスの栓はヘッダー4内に収容さ
れた高温ナトリウムをヘッダー5内に収容された低温ナ
トリウムから完全に隔絶する。したがって、原子炉容器
内の液体ナトリウムの循環は、導管14のような導管が
段付ランプを貫通していないような容器の中でのナトリ
ウムの循環と同じである。
装置が示され、緊急熱交換器7は停止している。この原
子炉の正常運転の状態の間、ベルI6及び垂直の管状導
管14は貯蔵タンク18から来る加圧アルゴンを収容す
る。このアルゴンは、ベル16内の高温液体ナトリウム
の液面4° a及び管14内に冷却された液体ナトリウ
ムの液面5” aを維持するに十分な圧力である。かく
して、導管14の頂部及びベル16内で、アルゴンはガ
スの栓を形成し、このガスの栓はヘッダー4内に収容さ
れた高温ナトリウムをヘッダー5内に収容された低温ナ
トリウムから完全に隔絶する。したがって、原子炉容器
内の液体ナトリウムの循環は、導管14のような導管が
段付ランプを貫通していないような容器の中でのナトリ
ウムの循環と同じである。
第2図でわかるように、原子炉が停止し、そして冷却装
置が作動すると、導管14及びベル16内に先に収容さ
れていたアルゴンは排気され、次いで導管及びベルは液
体金属で満たされる。この導管及びベルの排気を行わせ
るために、バルブ20を閉じて、ベント管21を低圧の
流出回路に連結する。これによって、高温ヘッダー4は
ベル16及び導管14を介して低温ヘッダー5と連通ず
る。すると、開口部10から熱交換器を出た液体ナトリ
ウムは、ベル16及び導管14を介して、直接低温ヘッ
ダーの中に運ばれる(矢印27)。
置が作動すると、導管14及びベル16内に先に収容さ
れていたアルゴンは排気され、次いで導管及びベルは液
体金属で満たされる。この導管及びベルの排気を行わせ
るために、バルブ20を閉じて、ベント管21を低圧の
流出回路に連結する。これによって、高温ヘッダー4は
ベル16及び導管14を介して低温ヘッダー5と連通ず
る。すると、開口部10から熱交換器を出た液体ナトリ
ウムは、ベル16及び導管14を介して、直接低温ヘッ
ダーの中に運ばれる(矢印27)。
冷却されたナトリウムはシェル25によって導かれ、シ
ェル25は熱交換器7で冷却されたナトリウムと段付壁
との接触、即ち激しい熱衝撃を引き起こすおそれのある
接触を防止するのを可能にする。
ェル25は熱交換器7で冷却されたナトリウムと段付壁
との接触、即ち激しい熱衝撃を引き起こすおそれのある
接触を防止するのを可能にする。
高温ナトリウム(矢印28)だけが段付壁と接触するよ
うになる。
うになる。
第2図に示す運転モードから第1図に示す運転モードに
切り換えるには、バルブ20を開くことによって管路1
7及びベル16の中にアルゴンを送れば良い。
切り換えるには、バルブ20を開くことによって管路1
7及びベル16の中にアルゴンを送れば良い。
かくして、ある運転モードから他の運転モードに切り換
えるための操作は非常に単純且つ迅速である。
えるための操作は非常に単純且つ迅速である。
緊急冷却装置が運転中である場合には、冷却されたナト
リウムは、中間熱交換器を通ることなく、直接低温ヘッ
ダーの中へ運ばれる。この冷却ナトリウムは、低温ヘッ
ダーに集められ、炉心の下部の中へ運ばれ、加熱されな
がら炉心を上向きに通って、高温ヘッダーの中へ戻る。
リウムは、中間熱交換器を通ることなく、直接低温ヘッ
ダーの中へ運ばれる。この冷却ナトリウムは、低温ヘッ
ダーに集められ、炉心の下部の中へ運ばれ、加熱されな
がら炉心を上向きに通って、高温ヘッダーの中へ戻る。
ヘッダー4内の液体金属は開口部9から熱交換器7に入
る(矢印29)。したがって、緊急冷却の間、−次ナト
リウムの回路は非常に単純であって、炉心と高温ヘッダ
ーとから成る高温部及び低温ヘッダーから成る低温部を
もった単一ループを形成する。かくして、この回路は自
然対流によって作動する。この結果、冷却装置の冷却量
は非常に高効率且つ十分なものとなる。更に、ヘッダー
内の温度はより均一となり、これは局所熱応力を減少さ
せる。
る(矢印29)。したがって、緊急冷却の間、−次ナト
リウムの回路は非常に単純であって、炉心と高温ヘッダ
ーとから成る高温部及び低温ヘッダーから成る低温部を
もった単一ループを形成する。かくして、この回路は自
然対流によって作動する。この結果、冷却装置の冷却量
は非常に高効率且つ十分なものとなる。更に、ヘッダー
内の温度はより均一となり、これは局所熱応力を減少さ
せる。
付言すれば、このシェル12が低温ヘッダーの内側に深
く入るように、大きな長さのシェル12を作ることが可
能である。このことにより、長さを長くし、それ故より
小さい直径の緊急熱交換器を採用することが可能になる
。したがって、この種の熱交換器はこの性能のわりには
安価である。
く入るように、大きな長さのシェル12を作ることが可
能である。このことにより、長さを長くし、それ故より
小さい直径の緊急熱交換器を採用することが可能になる
。したがって、この種の熱交換器はこの性能のわりには
安価である。
更に、主容器に開口が形成されている場合には、高温ヘ
ッダーから低温ヘッダーへの戻りが、中間□熱交換器の
入口窓の高さに制限を課す必要なしに、自然に確保され
る。最後に、バルブ22の開放に関して万一事故が起こ
ったならば、このシステムはもはや2つのヘッダーの間
のシールを行わず、冷却装置として作動することになり
、かくして安全な傾向にある、ということを注目すべき
である。
ッダーから低温ヘッダーへの戻りが、中間□熱交換器の
入口窓の高さに制限を課す必要なしに、自然に確保され
る。最後に、バルブ22の開放に関して万一事故が起こ
ったならば、このシステムはもはや2つのヘッダーの間
のシールを行わず、冷却装置として作動することになり
、かくして安全な傾向にある、ということを注目すべき
である。
本発明はここまで説明してきた実施例に限定されるもの
ではない。
ではない。
かくして、段付壁を通る管状導管と又熱交換器に取り付
けられたベルと関連した単一の熱交換器について説明し
てきたが、本発明による冷却装置は、段付壁を貫通する
導管とこの導管の頂部を覆うベルとに各々関連した幾つ
かの緊急熱交換器を有しても良い。
けられたベルと関連した単一の熱交換器について説明し
てきたが、本発明による冷却装置は、段付壁を貫通する
導管とこの導管の頂部を覆うベルとに各々関連した幾つ
かの緊急熱交換器を有しても良い。
本発明は、内側容器の段付壁又はランプの形式を問わず
、一体型のどんな高速中性子原子炉にも適用できる。
、一体型のどんな高速中性子原子炉にも適用できる。
第1図は、原子炉が正常運転しているときの、原子炉の
容器内所定位置にある冷却装置の部分断面立面図である
。 第2図は、原子炉が停止し、緊急冷却が運転に入った状
態での、原子炉の容器内所定位置にある冷却装置の部分
断面立面図である。 2・・・段付壁 4・・・高温ヘッダー 5・・・低温ヘッダー 7・・・熱交換器 10・・・開口部 14・・・導管 16・・−ベル 18・・・貯蔵タンク 20・・・パルプ 21・・・ベント管 22・・・パルプ 図面の汀I書[ FIG、1 (内容に変更なし) FIG、2 手続補正書く方式〉 ■、事件の表示 昭和62年特許願第207340
号2、発明の名称 高速中性子原子炉の緊急冷却装
置3、補正をする者 事件との関係 出願人 名称(氏名) ノ ヴ ア ト − ム4、代理人
容器内所定位置にある冷却装置の部分断面立面図である
。 第2図は、原子炉が停止し、緊急冷却が運転に入った状
態での、原子炉の容器内所定位置にある冷却装置の部分
断面立面図である。 2・・・段付壁 4・・・高温ヘッダー 5・・・低温ヘッダー 7・・・熱交換器 10・・・開口部 14・・・導管 16・・−ベル 18・・・貯蔵タンク 20・・・パルプ 21・・・ベント管 22・・・パルプ 図面の汀I書[ FIG、1 (内容に変更なし) FIG、2 手続補正書く方式〉 ■、事件の表示 昭和62年特許願第207340
号2、発明の名称 高速中性子原子炉の緊急冷却装
置3、補正をする者 事件との関係 出願人 名称(氏名) ノ ヴ ア ト − ム4、代理人
Claims (7)
- (1)原子炉の炉心を浸漬する液体金属を収容し、且つ
原子炉の炉心を通った高温の液体金属を受け入れる高温
ヘッダー(4)と称される上部領域と、冷却された液体
金属を受け入れる低温ヘッダー(5)と称される下部領
域とに容器の内側空間を分ける壁を有する一体型の高速
中性子原子炉の緊急冷却装置であって、この壁は容器の
半径方向に延びる段付壁と称される部分(2)を有し、
冷却装置が高温ヘッダー(4)内に浸漬し、下部に冷却
された液体金属の流出開口部(10)を有する熱交換器
(7)を少なくとも一つ含む、前記緊急冷却装置におい
て、熱交換器(7)の下で垂直に段付壁(2)を貫通し
、下端が低温ヘッダー(5)の中に開口し且つ上端が熱
交換器(7)の下部の下で高温ヘッダーの中に開口する
実質的に垂直な管状導管(14)と、熱交換器(7)の
下部の延長部分で熱交換器(7)に固定され、底部が開
放し且つ導管(14)の頂部を覆って導管(14)の頂
部の周りに自由空間を作るように配置されたベル(16
)と、加圧された不活性ガスによって高温ヘッダー(4
)内の液体金属を低温ヘッダー(5)内の液体金属から
完全に分離することを可能にするために不活性ガスを加
圧するためと、ベル(16)及び導管(14)を介して
熱交換器(7)の冷却された液体金属の流出開口部(1
0)を低温ヘッダー(5)と連通させることを可能にす
るためにベルの内側空間内の圧力を抜くための装置(1
8、20、21、22)とを有する、ことを特徴とする
高速中性子原子炉の緊急冷却装置。 - (2)冷却された液体金属の流出開口部(10)より上
で熱交換器(7)のケーシングに固定され、熱交換器(
7)の下部を囲み、ベル(16)をその高さの少なくと
も一部に亘って且つ管状導管(14)の頂部を囲むよう
に下方に延びたシェル(25)を更に有する、ことを特
徴とする特許請求の範囲第1項に記載の冷却装置。 - (3)ベル(16)の内側空間が原子炉容器の外側に配
置された、加圧された不活性ガスの貯蔵タンク(18)
に管路(17)によって連結される、ことを特徴とする
特許請求の範囲第1項又は第2項に記載の冷却装置。 - (4)液体金属がナトリウムの場合には、貯蔵タンク(
18)内に満たされた不活性ガスがアルゴンである、こ
とを特徴とする特許請求の範囲第3項に記載の冷却装置
。 - (5)バルブ(20)が管路(17)の貯蔵タンク(1
8)の入口部に配置され、且つバルブ(22)を設けた
ベント管(21)が管路(17)の枝管として配置され
る、ことを特徴とする特許請求の範囲第3項に記載の冷
却装置。 - (6)段付壁(2)には熱交換器(7)の下に垂直に開
口部(11)が形成され、垂直の軸線をもったシェル(
12)が低温ヘッダー(5)の内側に下方に突出するよ
うに、開口部(11)に沿って段付ランプに固定され、
管状導管(14)が、段付壁の開口部(11)と対向し
てシェル(12)の端部の一体部分を形成する環状底部
(13)の中央開口部に固定される、ことを特徴とする
特許請求の範囲第1項に記載の冷却装置。 - (7)シェル(25)が熱交換器(7)の下部の一体部
分である場合には、シェル(25)が段付壁の一体部分
を形成するシェル(12)の内側で下方に延び、且つ段
付壁(2)の一体部分を形成するこのシェル(12)の
直径よりもわずかに小さい直径を有する、ことを特徴と
する特許請求の範囲第6項に記載の冷却装置。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| FR8611892A FR2603131B1 (fr) | 1986-08-20 | 1986-08-20 | Dispositif de refroidissement de secours d'un reacteur nucleaire a neutrons rapides |
| FR8611892 | 1986-08-20 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS63113394A true JPS63113394A (ja) | 1988-05-18 |
Family
ID=9338403
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP62207340A Pending JPS63113394A (ja) | 1986-08-20 | 1987-08-20 | 高速中性子原子炉の緊急冷却装置 |
Country Status (5)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US4832904A (ja) |
| EP (1) | EP0258131B1 (ja) |
| JP (1) | JPS63113394A (ja) |
| DE (1) | DE3767411D1 (ja) |
| FR (1) | FR2603131B1 (ja) |
Families Citing this family (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB8827395D0 (en) * | 1988-11-23 | 1988-12-29 | Nat Nuclear Corp Ltd | Fast nuclear reactor |
| FR2681977B1 (fr) * | 1991-09-30 | 1993-12-31 | Framatome | Dispositif de refroidissement adaptable sur un telemanipulateur et son utilisation pour une intervention dans un milieu hostile a temperature elevee. |
| US5491731A (en) * | 1994-07-05 | 1996-02-13 | Westinghouse Electric Corporation | Method and system for maintaining pressure in a nuclear power plant primary loop during startup or shutdown |
| JP3597165B2 (ja) * | 2001-11-16 | 2004-12-02 | 核燃料サイクル開発機構 | 原子炉容器の熱荷重緩和装置 |
| KR100597722B1 (ko) * | 2004-01-02 | 2006-07-10 | 한국원자력연구소 | 액체금속로의 안정적인 피동 잔열제거 계통 |
| CN110111912B (zh) * | 2019-06-14 | 2020-09-29 | 北京卫星环境工程研究所 | 自蒸发金属磁流体一体化反应堆 |
Family Cites Families (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2357987A1 (fr) * | 1976-07-06 | 1978-02-03 | Commissariat Energie Atomique | Reacteur nucleaire a neutrons rapides |
| US4367194A (en) * | 1980-09-22 | 1983-01-04 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Emergency core cooling system |
| FR2506498B1 (fr) * | 1981-05-22 | 1986-03-07 | Commissariat Energie Atomique | Reacteur nucleaire a neutrons rapides muni de dispositifs d'evacuation de la puissance residuelle |
| FR2555794B1 (fr) * | 1983-11-25 | 1986-03-28 | Commissariat Energie Atomique | Reacteur nucleaire a neutrons rapides equipe de moyens de refroidissement de secours |
-
1986
- 1986-08-20 FR FR8611892A patent/FR2603131B1/fr not_active Expired - Fee Related
-
1987
- 1987-08-10 EP EP87401865A patent/EP0258131B1/fr not_active Expired - Lifetime
- 1987-08-10 DE DE8787401865T patent/DE3767411D1/de not_active Expired - Fee Related
- 1987-08-20 US US07/087,287 patent/US4832904A/en not_active Expired - Fee Related
- 1987-08-20 JP JP62207340A patent/JPS63113394A/ja active Pending
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| DE3767411D1 (de) | 1991-02-21 |
| US4832904A (en) | 1989-05-23 |
| EP0258131A1 (fr) | 1988-03-02 |
| EP0258131B1 (fr) | 1991-01-16 |
| FR2603131B1 (fr) | 1990-12-07 |
| FR2603131A1 (fr) | 1988-02-26 |
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