JPS6330598B2 - - Google Patents
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- Publication number
- JPS6330598B2 JPS6330598B2 JP54159771A JP15977179A JPS6330598B2 JP S6330598 B2 JPS6330598 B2 JP S6330598B2 JP 54159771 A JP54159771 A JP 54159771A JP 15977179 A JP15977179 A JP 15977179A JP S6330598 B2 JPS6330598 B2 JP S6330598B2
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- JP
- Japan
- Prior art keywords
- reactor
- liquid level
- coolant
- ring
- shaped
- 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.)
- Expired
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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
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は液体金属冷却型原子炉における、地震
時等の液体冷却材の飛び散り（スロツシング）を
防止した原子炉に関する。
時等の液体冷却材の飛び散り（スロツシング）を
防止した原子炉に関する。
冷体金属冷却型原子炉は第１図に示したように
原子炉容器１内に炉心２が設けられ、炉心２は冷
却材３で冷却され、冷却材３としやへいプラグ４
との間にはカバーガス空間５を有し、冷却材３は
自由液面６を持つている。
原子炉容器１内に炉心２が設けられ、炉心２は冷
却材３で冷却され、冷却材３としやへいプラグ４
との間にはカバーガス空間５を有し、冷却材３は
自由液面６を持つている。
このため、炉心２を出た冷却材３はその速度ポ
テンシヤルのために自由液面６で噴流を形成し
て、この噴流により、冷却材３中にカバーガスが
巻き込まれ、１次冷却系内に入り１次冷却系機器
および炉心２に損失を与えるおそれがあるのでは
ないかと心配されていた。
テンシヤルのために自由液面６で噴流を形成し
て、この噴流により、冷却材３中にカバーガスが
巻き込まれ、１次冷却系内に入り１次冷却系機器
および炉心２に損失を与えるおそれがあるのでは
ないかと心配されていた。
又、地震時に冷却材３の自由液面６が揺動し、
冷却材の温度が高温であることから、たとえば炉
内上部機構内ないしは周辺構造物などに厳しい熱
衝撃を与えたり、過大なスロツシング荷重が周辺
構造物に作用する等の不都合がある。
冷却材の温度が高温であることから、たとえば炉
内上部機構内ないしは周辺構造物などに厳しい熱
衝撃を与えたり、過大なスロツシング荷重が周辺
構造物に作用する等の不都合がある。
そこで、従来原子炉容器１の上部を閉塞するし
やへいプラグ４からシエル構造物８により、自由
液面６下に全範囲にわたつて１枚板構造のデイツ
ププレート９を吊り下げて設置し、上記カバーガ
スの巻き込みの防止ならびに液面の揺動を防止し
ていた。
やへいプラグ４からシエル構造物８により、自由
液面６下に全範囲にわたつて１枚板構造のデイツ
ププレート９を吊り下げて設置し、上記カバーガ
スの巻き込みの防止ならびに液面の揺動を防止し
ていた。
ところで、上記手段においては、デイツププレ
ート９はしやへいプラグ４の下面よりシエル構造
物８により吊り下げられ、その周囲の固定された
１枚のプレートであり、液体金属冷却型原子炉の
高温冷却材中に設置されていて、定常時に厳しい
熱応力条件にさらされている。又原子炉の起動、
停止等による冷却材の温度変化により熱サイクル
を受けるため、厳しいクリープ、疲労損傷等を受
ける。
ート９はしやへいプラグ４の下面よりシエル構造
物８により吊り下げられ、その周囲の固定された
１枚のプレートであり、液体金属冷却型原子炉の
高温冷却材中に設置されていて、定常時に厳しい
熱応力条件にさらされている。又原子炉の起動、
停止等による冷却材の温度変化により熱サイクル
を受けるため、厳しいクリープ、疲労損傷等を受
ける。
更に、デイツププレート９はしやへいプラグ４
の下面から吊り下げられていることから原子炉寿
命中補修が不可能であり、機器の信頼性を向上さ
せる上からも熱応力を小さく制限し、かつ、ガス
巻き込みの防止、地震時の液面揺動の防止等の機
能を十分発揮できかつ極力単純な構造とすること
が望ましい。
の下面から吊り下げられていることから原子炉寿
命中補修が不可能であり、機器の信頼性を向上さ
せる上からも熱応力を小さく制限し、かつ、ガス
巻き込みの防止、地震時の液面揺動の防止等の機
能を十分発揮できかつ極力単純な構造とすること
が望ましい。
ところが原子炉の出力増加につれて、あるいは
原子炉型式の異なる概念として考えられているタ
ンク型原子炉型式を採用する場合には、設計例に
よると原子炉容器径が10ｍとか21ｍとかになるた
め、このデイツププレート方式では、超大型重量
部品を原子炉容器内に持ちこむことになり、補修
の面一つ考えても非常に困難さを増すし、物量増
大にもつながる。かつ又大口径平板であるため一
体物構造では大きな熱応力が発生するので、多分
割構造とする必要があるが、大口径なためきわめ
て部品数が増加し構造も複雑となる等の不都合に
直面する。
原子炉型式の異なる概念として考えられているタ
ンク型原子炉型式を採用する場合には、設計例に
よると原子炉容器径が10ｍとか21ｍとかになるた
め、このデイツププレート方式では、超大型重量
部品を原子炉容器内に持ちこむことになり、補修
の面一つ考えても非常に困難さを増すし、物量増
大にもつながる。かつ又大口径平板であるため一
体物構造では大きな熱応力が発生するので、多分
割構造とする必要があるが、大口径なためきわめ
て部品数が増加し構造も複雑となる等の不都合に
直面する。
本発明は上記欠点を除去するためになされたも
ので、従来のデイツププレートの機能を十分維持
したまま、上記欠点を克服できる信頼性の高い原
子炉冷却材液面のスロツシングを防止した原子炉
を提供することを目的としている。
ので、従来のデイツププレートの機能を十分維持
したまま、上記欠点を克服できる信頼性の高い原
子炉冷却材液面のスロツシングを防止した原子炉
を提供することを目的としている。
すなわち、本発明は原子炉容器内に収納された
炉心を冷却する冷却材の自由液面下に複数段のバ
ツフルを設けてなることを特徴とする原子炉であ
る。
炉心を冷却する冷却材の自由液面下に複数段のバ
ツフルを設けてなることを特徴とする原子炉であ
る。
以下、第２図を参照して本発明の一実施例を詳
細に説明する。
細に説明する。
第２図は本発明の要部のみを示したもので、第
１図と同一部分は同一部分で示してある。
１図と同一部分は同一部分で示してある。
すなわち、第２図においては原子炉容器１の内
壁面の冷却材３の液面６よりわずか下方にリング
状バツフル１０，１１を２段取付けた例である。
なおリング状バツフル１０，１１は水平でも、わ
ずかに下方傾斜させて容器１の内壁面に取り付け
ても良い。
壁面の冷却材３の液面６よりわずか下方にリング
状バツフル１０，１１を２段取付けた例である。
なおリング状バツフル１０，１１は水平でも、わ
ずかに下方傾斜させて容器１の内壁面に取り付け
ても良い。
第３図は本発明の他の実施例を示しており、原
子炉容器１の上部フランジ１ａから垂設される円
筒状支持部材１２にバツフル１０，１１を取り付
けた例でバツフル１０，１１は冷却材３の自由液
面６下に浸漬される。
子炉容器１の上部フランジ１ａから垂設される円
筒状支持部材１２にバツフル１０，１１を取り付
けた例でバツフル１０，１１は冷却材３の自由液
面６下に浸漬される。
ここで、第２図および第３図ともにリング状バ
ツフル３の巾寸法、段数、液面下浸漬深さ等は使
用条件に適する様設計により任意に決めることが
できる。
ツフル３の巾寸法、段数、液面下浸漬深さ等は使
用条件に適する様設計により任意に決めることが
できる。
しかして、自由液面は地震時に第４図に示す如
くＡ―Ｂ面６がA′―B′面６ａへと揺動する事に
より、スロツシングが発達し過大な衝撃力を発生
せしめるため、本発明のリング状バツフルが自由
液面周辺部にあることにより、このスロツシング
の発達を阻止できる。
くＡ―Ｂ面６がA′―B′面６ａへと揺動する事に
より、スロツシングが発達し過大な衝撃力を発生
せしめるため、本発明のリング状バツフルが自由
液面周辺部にあることにより、このスロツシング
の発達を阻止できる。
又従来心配されていた、地震のない通常時の自
由液面からのガス巻き込み現象に対しては、その
後の検討の結果、自由液面付近での速度ポテンシ
ヤルはきわめて小さく第１図に示す原子炉出口ノ
ズル１３の高さ位置を自由液面から十分離すこと
により、実用上さしつかえない程度に防止できる
ことが明白になつた。一方一般に高速炉の設計に
おいては、万一の配管破断時の安全対策上から第
１図のｌ寸法を十分確保する必要があるため、自
動的にカバーガス巻き込みの問題は解消されてい
る。
由液面からのガス巻き込み現象に対しては、その
後の検討の結果、自由液面付近での速度ポテンシ
ヤルはきわめて小さく第１図に示す原子炉出口ノ
ズル１３の高さ位置を自由液面から十分離すこと
により、実用上さしつかえない程度に防止できる
ことが明白になつた。一方一般に高速炉の設計に
おいては、万一の配管破断時の安全対策上から第
１図のｌ寸法を十分確保する必要があるため、自
動的にカバーガス巻き込みの問題は解消されてい
る。
以上の２つの事実を組み合わせた本発明に係る
リング状バツフルは、従来のデイツププレートの
機能を十分維持しており、かつ前述の欠点を克服
できており、構造もきわめて単純な所から信頼性
の高い原子炉冷却材液面のスロツシングを防止し
た原子炉であるといえる。
リング状バツフルは、従来のデイツププレートの
機能を十分維持しており、かつ前述の欠点を克服
できており、構造もきわめて単純な所から信頼性
の高い原子炉冷却材液面のスロツシングを防止し
た原子炉であるといえる。
以上説明のように、本発明はバツフルを原子炉
冷却材自由液面下の適切な位置に設置することに
より、地震時の冷却材液面のスロツシングの発達
を防止でき、周辺機器に過大な衝撃荷重を負荷す
ることもなく、又液面揺動により周辺機器にNu
温度による厳しい熱衝撃を与える心配もなくな
る。
冷却材自由液面下の適切な位置に設置することに
より、地震時の冷却材液面のスロツシングの発達
を防止でき、周辺機器に過大な衝撃荷重を負荷す
ることもなく、又液面揺動により周辺機器にNu
温度による厳しい熱衝撃を与える心配もなくな
る。
さらに従来のデイツププレートが直面してい
た、超大径・重量部品を炉内に持ちこむことに付
随して生じた前述の諸問題点も解消される。
た、超大径・重量部品を炉内に持ちこむことに付
随して生じた前述の諸問題点も解消される。
第１図は従来の原子炉を１部概略的側面で示す
断面図、第２図および第３図は本発明に係る原子
炉の各々の実施例の要部のみを示す断面図、第４
図は本発明の効果を説明するための自由液面のス
ロツシングを示す概念図である。 １…原子炉容器、４…しやへいプラグ、１０，
１１…リング状バツフル、１２…支持部材。
断面図、第２図および第３図は本発明に係る原子
炉の各々の実施例の要部のみを示す断面図、第４
図は本発明の効果を説明するための自由液面のス
ロツシングを示す概念図である。 １…原子炉容器、４…しやへいプラグ、１０，
１１…リング状バツフル、１２…支持部材。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ 原子炉容器内に収納された炉心を冷却する冷
却材の自由液面の直下部で原子炉出口ノズルより
上部の炉容器内の周辺部に鉛直方向に積層した複
数段の水平方向平板リング状のバツフルを設けて
なることを特徴とする原子炉。 ２ 前記複数段のリング状バツフルは前記原子炉
容器内の内壁面に直接取付けてあることを特徴と
する特許請求の範囲第１項記載の原子炉。 ３ 前記複数段のバツフル板はリング状に形成さ
れたかつしやへいプラグの下面から垂設された支
持部材に設けられてな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。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP15977179A JPS5682490A (en) | 1979-12-11 | 1979-12-11 | Nuclear reactor |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP15977179A JPS5682490A (en) | 1979-12-11 | 1979-12-11 | Nuclear reactor |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5682490A JPS5682490A (en) | 1981-07-06 |
| JPS6330598B2 true JPS6330598B2 (ja) | 1988-06-20 |
Family
ID=15700896
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP15977179A Granted JPS5682490A (en) | 1979-12-11 | 1979-12-11 | Nuclear reactor |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS5682490A (ja) |
Family Cites Families (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5219639A (en) * | 1975-08-01 | 1977-02-15 | Dainippon Pharmaceut Co Ltd | Preparation of omega-(n-acylamino)alkyl- phosphorylethanolamines |
| JPS5255596U (ja) * | 1975-10-21 | 1977-04-21 |
-
1979
- 1979-12-11 JP JP15977179A patent/JPS5682490A/ja active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS5682490A (en) | 1981-07-06 |
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