JP2634738B2 - 後備冷却流路をそなえた液体金属冷却原子炉用受動冷却系 - Google Patents
後備冷却流路をそなえた液体金属冷却原子炉用受動冷却系Info
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- 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
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C7/00—Control of nuclear reaction
- G21C7/06—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
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- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/02—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders
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- 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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Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は１９８５年４月２日に付
与された米国特許第４，５０８，６７７号に開示されて
いる型のような、熱を生成する核分裂性燃料コアを液体
金属プールの中に充分に浸した液体金属冷却原子炉のた
めの受動冷却系統の改良に関するものである。
与された米国特許第４，５０８，６７７号に開示されて
いる型のような、熱を生成する核分裂性燃料コアを液体
金属プールの中に充分に浸した液体金属冷却原子炉のた
めの受動冷却系統の改良に関するものである。
【０００２】
【従来の技術】液体ナトリウムまたはナトリウム−カリ
ウム金属冷却の発電用原子炉の運転中の緊急事態に対処
するため、または保守サービスを行うため、燃料の核分
裂反応を停止することが必要とされることがある。原子
炉の停止は核分裂性燃料のコア内に中性子吸収制御装置
を挿入して、核分裂を生じるために必要な中性子を燃料
から奪うことにより行われる。しかし、停止している原
子炉内での燃料の崩壊によって大量の熱が発生し続ける
ので、これを原子炉ユニットから消散しなければならな
い。
ウム金属冷却の発電用原子炉の運転中の緊急事態に対処
するため、または保守サービスを行うため、燃料の核分
裂反応を停止することが必要とされることがある。原子
炉の停止は核分裂性燃料のコア内に中性子吸収制御装置
を挿入して、核分裂を生じるために必要な中性子を燃料
から奪うことにより行われる。しかし、停止している原
子炉内での燃料の崩壊によって大量の熱が発生し続ける
ので、これを原子炉ユニットから消散しなければならな
い。
【０００３】液体金属冷却材および隣接した構造の熱容
量は残留熱の消散を助ける。しかし、原子炉の構造物質
は長時間の高温に安全に耐えることができないことがあ
る。たとえば、代表的な収容サイロの壁のコンクリート
は高温を受けると、広がってひび割れすることがある。
したがって、運転停止中に原子炉構造から熱を安全に除
去するため、一般に補助冷却系が使用される。
量は残留熱の消散を助ける。しかし、原子炉の構造物質
は長時間の高温に安全に耐えることができないことがあ
る。たとえば、代表的な収容サイロの壁のコンクリート
は高温を受けると、広がってひび割れすることがある。
したがって、運転停止中に原子炉構造から熱を安全に除
去するため、一般に補助冷却系が使用される。
【０００４】従来の原子炉では、原子炉から熱を消散す
るために様々な複雑なエネルギー駆動の冷却系が用いら
れてきた。停止を生じる多くの状況では、冷却系のエネ
ルギー源が冷却系自体を故障させる。たとえば、コア冷
却を行うためのポンプおよび換気系が故障することがあ
る。更に、運転作業者の介在が必要な場合、運転者が適
当な対策を講じることができないという予見可能なシナ
リオがある。最も信頼でき、望ましい冷却系は停止後に
発生する残留熱を継続的に除去し得る完全に受動的な系
である。
るために様々な複雑なエネルギー駆動の冷却系が用いら
れてきた。停止を生じる多くの状況では、冷却系のエネ
ルギー源が冷却系自体を故障させる。たとえば、コア冷
却を行うためのポンプおよび換気系が故障することがあ
る。更に、運転作業者の介在が必要な場合、運転者が適
当な対策を講じることができないという予見可能なシナ
リオがある。最も信頼でき、望ましい冷却系は停止後に
発生する残留熱を継続的に除去し得る完全に受動的な系
である。
【０００５】冷却材としてナトリウムまたはナトリウム
−カリウムを使用する、米国特許第４，５０８，６７７
号に開示されたモジュール型のような液体金属冷却原子
炉には多数の利点がある。水冷原子炉は水の沸点または
その近くで運転される。温度が著しく上昇すると、蒸気
が発生し、圧力が増大する。これと対照的に、ナトリウ
ムまたはナトリウム−カリウムの沸点は極めて高く、１
気圧で華氏１８００度のレンジにある。原子炉の通常の
運転温度は華氏約９００度のレンジにある。液体金属の
沸点が高いため、水冷原子炉およびそれが発生する蒸気
に伴う圧力問題が解消する。液体金属の熱容量により、
原子炉内の物質故障の危険無しにナトリウムまたはナト
リウム−カリウムを華氏数百度に加熱することができ
る。
−カリウムを使用する、米国特許第４，５０８，６７７
号に開示されたモジュール型のような液体金属冷却原子
炉には多数の利点がある。水冷原子炉は水の沸点または
その近くで運転される。温度が著しく上昇すると、蒸気
が発生し、圧力が増大する。これと対照的に、ナトリウ
ムまたはナトリウム−カリウムの沸点は極めて高く、１
気圧で華氏１８００度のレンジにある。原子炉の通常の
運転温度は華氏約９００度のレンジにある。液体金属の
沸点が高いため、水冷原子炉およびそれが発生する蒸気
に伴う圧力問題が解消する。液体金属の熱容量により、
原子炉内の物質故障の危険無しにナトリウムまたはナト
リウム−カリウムを華氏数百度に加熱することができ
る。
【０００６】プール形液体金属冷却原子炉用の原子炉容
器は本質的に上面が開いた円筒形のタンクであり、容器
壁の完全性を妨げる孔は無い。一次容器から液体金属が
漏れないようにするために、側壁および底壁の封止は欠
くことができない。容器の外表面は安全の考慮で必要と
される厳しい検査のためアクセス可能でなければならな
い。
器は本質的に上面が開いた円筒形のタンクであり、容器
壁の完全性を妨げる孔は無い。一次容器から液体金属が
漏れないようにするために、側壁および底壁の封止は欠
くことができない。容器の外表面は安全の考慮で必要と
される厳しい検査のためアクセス可能でなければならな
い。
【０００７】代表的なナトリウム冷却原子炉では、二つ
のレベルのナトリウムループが使用される。通例、単一
の一次ループおよび二つ以上の二次ループが使用され
る。一次ループには燃料棒によって加熱される非常に放
射性のナトリウムが含まれている。一次ループは熱交換
器を通過し、熱を非放射性の二次ナトリウムループと交
換する。
のレベルのナトリウムループが使用される。通例、単一
の一次ループおよび二つ以上の二次ループが使用され
る。一次ループには燃料棒によって加熱される非常に放
射性のナトリウムが含まれている。一次ループは熱交換
器を通過し、熱を非放射性の二次ナトリウムループと交
換する。
【０００８】制御棒を充分に挿入することにより原子炉
が停止すると、残留熱はプラントの熱容量に従って生
成、消散され続ける。原子炉が長時間、全出力になって
いたとすれば、運転停止に続く最初の１時間の間に、全
出力の平均約２％が発生され続ける。生成される残留熱
は時間とともに減衰し続ける。本発明では、１９８５年
１２月２日に付与された米国特許第４，６７８，６２６
号に開示されているような、液体金属冷却原子炉から停
止崩壊熱を除去するための受動冷却系を改良する。
が停止すると、残留熱はプラントの熱容量に従って生
成、消散され続ける。原子炉が長時間、全出力になって
いたとすれば、運転停止に続く最初の１時間の間に、全
出力の平均約２％が発生され続ける。生成される残留熱
は時間とともに減衰し続ける。本発明では、１９８５年
１２月２日に付与された米国特許第４，６７８，６２６
号に開示されているような、液体金属冷却原子炉から停
止崩壊熱を除去するための受動冷却系を改良する。
【０００９】関連の背景技術を構成する上記米国特許第
４，５０８，６７７号および第４，６７８，６２６号の
開示された内容はここに引用されている。
４，５０８，６７７号および第４，６７８，６２６号の
開示された内容はここに引用されている。
【００１０】
【発明の概要】本発明は、伝導、放射、対流、および流
体の自然対流の固有の熱エネルギー伝達機構により燃料
コアおよび液体金属冷却材から原子炉の崩壊顕熱を周囲
の大気へ伝達する、液体金属冷却核分裂炉の停止時用の
改良された受動熱除去系を提供する。本発明の改良され
た系は完全に受動的であり、流体の自然対流、伝導、対
流および熱放射の固有現象により連続的に動作する。
体の自然対流の固有の熱エネルギー伝達機構により燃料
コアおよび液体金属冷却材から原子炉の崩壊顕熱を周囲
の大気へ伝達する、液体金属冷却核分裂炉の停止時用の
改良された受動熱除去系を提供する。本発明の改良され
た系は完全に受動的であり、流体の自然対流、伝導、対
流および熱放射の固有現象により連続的に動作する。
【００１１】本発明は特に、原子炉容器および格納容器
に重大なひびが生じた場合に役立つ後備二次受動冷却系
と組合わせて、格納容器の外表面から熱エネルギーを吸
収して大気に伝達するために原子炉容器の格納容器に隣
接して冷却空気を流れさせる一次受動冷却回路を含む。
原子炉の停止の場合には、燃料コアの中に制御棒が充分
に挿入された後、燃料棒が発生する熱が主として熱放射
により不活性ガスギャップを横切って原子炉容器から格
納容器に伝達される。熱の小部分は封入された不活性ガ
スの伝導および対流によって伝達される。原子炉容器の
外側および格納容器の内部に設けられた高熱放射率の表
面により、熱伝達効率が増大する。
に重大なひびが生じた場合に役立つ後備二次受動冷却系
と組合わせて、格納容器の外表面から熱エネルギーを吸
収して大気に伝達するために原子炉容器の格納容器に隣
接して冷却空気を流れさせる一次受動冷却回路を含む。
原子炉の停止の場合には、燃料コアの中に制御棒が充分
に挿入された後、燃料棒が発生する熱が主として熱放射
により不活性ガスギャップを横切って原子炉容器から格
納容器に伝達される。熱の小部分は封入された不活性ガ
スの伝導および対流によって伝達される。原子炉容器の
外側および格納容器の内部に設けられた高熱放射率の表
面により、熱伝達効率が増大する。
【００１２】次に、格納容器の外側表面から熱が除去さ
れる。これは一部は熱放射によって行われ、一部は格納
容器とシールドとの間の通路の中の一次回路の循環する
空気への直接対流によって行われる。次に、自然に循環
する空気により、エネルギーが大気に伝えられる。モジ
ユール形原子炉に対する容器は従来の原子炉容器と比べ
て直径が約１／３であり、高さはほぼ同じである。モジ
ユール形原子炉では、表面積対発生出力の比は従来の大
形原子炉の表面積対発生出力の比の３倍も大きい。これ
により、残留熱を受動的に消散する充分な表面積が得ら
れる。格納容器の高放射率の外表面も熱伝達を増強す
る。
れる。これは一部は熱放射によって行われ、一部は格納
容器とシールドとの間の通路の中の一次回路の循環する
空気への直接対流によって行われる。次に、自然に循環
する空気により、エネルギーが大気に伝えられる。モジ
ユール形原子炉に対する容器は従来の原子炉容器と比べ
て直径が約１／３であり、高さはほぼ同じである。モジ
ユール形原子炉では、表面積対発生出力の比は従来の大
形原子炉の表面積対発生出力の比の３倍も大きい。これ
により、残留熱を受動的に消散する充分な表面積が得ら
れる。格納容器の高放射率の外表面も熱伝達を増強す
る。
【００１３】
【発明の目的】本発明の主要な目的は事故異常状態で崩
壊顕熱の除去を行うための液体金属冷却原子炉用受動冷
却安全系の改善を提供することである。本発明のもう一
つの目的は液体金属冷却材のプールの中に充分に浸され
た核分裂性燃料のコアを含む液体金属冷却原子炉の受動
冷却のための間接冷却安全手段による防護を増強する手
段を提供することである。
壊顕熱の除去を行うための液体金属冷却原子炉用受動冷
却安全系の改善を提供することである。本発明のもう一
つの目的は液体金属冷却材のプールの中に充分に浸され
た核分裂性燃料のコアを含む液体金属冷却原子炉の受動
冷却のための間接冷却安全手段による防護を増強する手
段を提供することである。
【００１４】本発明のもう一つの目的は原子炉容器およ
び格納容器の重大な破損により液体金属冷却材の漏れが
発生したときに熱を除去する補助後備受動冷却回路を含
む液体金属冷却原子炉内の受動冷却安全系のための付加
防護手段を提供することである。本発明の更にもう一つ
の目的は完全に受動的であり、流体の自然対流、伝導、
対流および熱放射の固有現象により動作する液体金属冷
却原子炉のための熱除去系の動作安全性を改善するため
の手段を提供することである。
び格納容器の重大な破損により液体金属冷却材の漏れが
発生したときに熱を除去する補助後備受動冷却回路を含
む液体金属冷却原子炉内の受動冷却安全系のための付加
防護手段を提供することである。本発明の更にもう一つ
の目的は完全に受動的であり、流体の自然対流、伝導、
対流および熱放射の固有現象により動作する液体金属冷
却原子炉のための熱除去系の動作安全性を改善するため
の手段を提供することである。
【００１５】本発明の更にもう一つの目的は漏れる液体
金属冷却材の破壊的な結果および液体金属冷却材の大気
内への漏れ出しに対して有効に防護する液体金属冷却原
子炉内の運転停止または事故休止の間に発生する崩壊顕
熱を除去するための後備受動安全系を提供することであ
る。
金属冷却材の破壊的な結果および液体金属冷却材の大気
内への漏れ出しに対して有効に防護する液体金属冷却原
子炉内の運転停止または事故休止の間に発生する崩壊顕
熱を除去するための後備受動安全系を提供することであ
る。
【００１６】
【詳しい説明】プール形液体金属冷却原子炉は原子炉停
止事象の間、残留熱の消散を行うのに充分な表面積をそ
なえている。全体として、原子炉系の熱容量は比較的小
さい。残る問題は格納構造をあまり損なうことなく残留
熱を消散することである。完全に受動的な冷却系によ
り、エネルギー駆動のポンプおよびファンへの依存、お
よび運転員の介在の必要性が無くなる。同時に、モジュ
ール構成の原子炉に対するサイズの制約、および応力が
累積する可能性のある領域を防止するための滑らかな、
孔の無いタンク構造の必要性により、格納容器自体は構
造的に変更してはならない。厳しい検査の必要性から、
格納容器は構造の製造と設置の両方の際に検査が簡単で
なければならない。
止事象の間、残留熱の消散を行うのに充分な表面積をそ
なえている。全体として、原子炉系の熱容量は比較的小
さい。残る問題は格納構造をあまり損なうことなく残留
熱を消散することである。完全に受動的な冷却系によ
り、エネルギー駆動のポンプおよびファンへの依存、お
よび運転員の介在の必要性が無くなる。同時に、モジュ
ール構成の原子炉に対するサイズの制約、および応力が
累積する可能性のある領域を防止するための滑らかな、
孔の無いタンク構造の必要性により、格納容器自体は構
造的に変更してはならない。厳しい検査の必要性から、
格納容器は構造の製造と設置の両方の際に検査が簡単で
なければならない。
【００１７】図１に示すように、プール形液体金属冷却
核分裂炉プラントの実施例１０には原子炉容器１２が含
まれている。原子炉容器１２は通常、円筒形のタンクで
構成される。この円筒形のタンクはその縦軸が垂直方向
に上向きに伸びるように配置され、その開放した上端は
取り外し可能なカバーでおおわれている。原子炉容器１
２には、ナトリウム金属のような液体金属冷却材のプー
ル１４が含まれている。核分裂性燃料の熱生成コア１６
が液体金属冷却材プール１４の中に充分に沈められ、燃
料コア１６から熱が伝達される。燃料の核分裂反応とそ
の速度は燃料コア１６に出入りする中性子吸収制御棒１
８により調節される。
核分裂炉プラントの実施例１０には原子炉容器１２が含
まれている。原子炉容器１２は通常、円筒形のタンクで
構成される。この円筒形のタンクはその縦軸が垂直方向
に上向きに伸びるように配置され、その開放した上端は
取り外し可能なカバーでおおわれている。原子炉容器１
２には、ナトリウム金属のような液体金属冷却材のプー
ル１４が含まれている。核分裂性燃料の熱生成コア１６
が液体金属冷却材プール１４の中に充分に沈められ、燃
料コア１６から熱が伝達される。燃料の核分裂反応とそ
の速度は燃料コア１６に出入りする中性子吸収制御棒１
８により調節される。
【００１８】原子炉容器１２は間隔を置いて配置された
同心状に囲む格納容器２０の中に入れられている。バフ
ルシリンダ（円筒形の導流板）２２が間隔を置いて格納
容器２０を事実上その長さにわたって囲む。保護容器２
４が間隔を置いて格納容器２０および原子炉容器１２と
ともにバフルシリンダ２２を同心状に囲む。保護容器２
４、バフルシリンダ２２、格納容器２０および原子炉容
器１２の同心状の組合わせ全体がコンクリートのサイロ
２６に収容されている。
同心状に囲む格納容器２０の中に入れられている。バフ
ルシリンダ（円筒形の導流板）２２が間隔を置いて格納
容器２０を事実上その長さにわたって囲む。保護容器２
４が間隔を置いて格納容器２０および原子炉容器１２と
ともにバフルシリンダ２２を同心状に囲む。保護容器２
４、バフルシリンダ２２、格納容器２０および原子炉容
器１２の同心状の組合わせ全体がコンクリートのサイロ
２６に収容されている。
【００１９】サイロ２６の中に入っている原子炉容器１
２ならびに隣接の容器およびシリンダが少なくとも地表
２８より下になる程度まで、コンクリートのサイロ２６
を地中に充分に埋めることが好ましい。液体金属の入っ
ている原子炉容器を地表より下に配置することにより、
プラントの一体性がそこなわれても液体金属が漏れ出す
ことが防止される。
２ならびに隣接の容器およびシリンダが少なくとも地表
２８より下になる程度まで、コンクリートのサイロ２６
を地中に充分に埋めることが好ましい。液体金属の入っ
ている原子炉容器を地表より下に配置することにより、
プラントの一体性がそこなわれても液体金属が漏れ出す
ことが防止される。
【００２０】格納ドームがコンクリートのサイロの開放
した上部をおおうことにより、放射能汚染が原子炉プラ
ントから大気中に漏れることが防止される。間隔を置い
て配置されて取り囲んでいる、これらの組合わされた構
成要素の構成により、それぞれの側壁が、相互間に空間
のある一連の仕切りを形成する。詳しく述べると、原子
炉容器１２と格納容器２０の側壁を含む仕切り相互の間
に空間３０が形成され、格納容器２０とバフルシリンダ
２２の側壁を含む仕切り相互の間に空間３２が形成さ
れ、バフルシリンダ２２と保護容器２４の側壁を含む仕
切り相互の間に空間３４が形成され、保護容器２４の内
壁とコンクリートのサイロ２６を含む仕切り相互の間に
空間３６が形成される。空間３６は第二のバフルシリン
ダ６０によって分割される。
した上部をおおうことにより、放射能汚染が原子炉プラ
ントから大気中に漏れることが防止される。間隔を置い
て配置されて取り囲んでいる、これらの組合わされた構
成要素の構成により、それぞれの側壁が、相互間に空間
のある一連の仕切りを形成する。詳しく述べると、原子
炉容器１２と格納容器２０の側壁を含む仕切り相互の間
に空間３０が形成され、格納容器２０とバフルシリンダ
２２の側壁を含む仕切り相互の間に空間３２が形成さ
れ、バフルシリンダ２２と保護容器２４の側壁を含む仕
切り相互の間に空間３４が形成され、保護容器２４の内
壁とコンクリートのサイロ２６を含む仕切り相互の間に
空間３６が形成される。空間３６は第二のバフルシリン
ダ６０によって分割される。
【００２１】本発明の一実施例では、上記の組合わされ
た構成要素は横断面がほぼ円形であり、互いに同心状に
取り囲むか取り巻いている。この実施例では、中間の空
間３０、３２、３４、３６および３７はそれぞれ、横断
面が事実上、環状である。格納容器２０、バフルシリン
ダ２２、保護容器２４、およびコンクリートのサイロ２
６にはそれぞれ、原子炉容器１２の最上部より上に、そ
して地表２８より上に伸びる少なくとも一つの上向きの
突出部または延長壁が設けられる。このようにして、仕
切り相互の間に形成される環状空間３２、３４、および
３６は熱生成原子炉とそれを囲む容器１２より上に伸び
る突出部または延長壁相互の間の対応する空間と連続し
ている、すなわち流れが通じている。詳しく述べると、
突出部または延長壁３８は格納容器２０から伸び、格納
容器２０に接しており、突出部または延長壁４０はバフ
ルシリンダ２２から伸び、バフルシリンダ２２に接して
おり、突出部または延長壁４２は保護容器２４から伸
び、保護容器２４に接しており、また突出部または延長
壁４４はコンクリートのサイロ２６から伸び、コンクリ
ートのサイロ２６に接している。
た構成要素は横断面がほぼ円形であり、互いに同心状に
取り囲むか取り巻いている。この実施例では、中間の空
間３０、３２、３４、３６および３７はそれぞれ、横断
面が事実上、環状である。格納容器２０、バフルシリン
ダ２２、保護容器２４、およびコンクリートのサイロ２
６にはそれぞれ、原子炉容器１２の最上部より上に、そ
して地表２８より上に伸びる少なくとも一つの上向きの
突出部または延長壁が設けられる。このようにして、仕
切り相互の間に形成される環状空間３２、３４、および
３６は熱生成原子炉とそれを囲む容器１２より上に伸び
る突出部または延長壁相互の間の対応する空間と連続し
ている、すなわち流れが通じている。詳しく述べると、
突出部または延長壁３８は格納容器２０から伸び、格納
容器２０に接しており、突出部または延長壁４０はバフ
ルシリンダ２２から伸び、バフルシリンダ２２に接して
おり、突出部または延長壁４２は保護容器２４から伸
び、保護容器２４に接しており、また突出部または延長
壁４４はコンクリートのサイロ２６から伸び、コンクリ
ートのサイロ２６に接している。
【００２２】空間３２、３４、およびバフルシリンダ６
０により部分空間６２および６４に分割される空間３６
を定めるこれらの容器およびシリンダから伸びる、また
はこれらの容器およびシリンダに接するこれらの突出部
または延長壁により、これらの空間の各々から上方に伸
びる対応する延長部またはダクトが形成される。格納容
器２０から延長し格納容器２０に接する突出部または延
長壁３８とバフルシリンダ２２から延長しバフルシリン
ダ２２に接する突出部または延長壁４０とはチャネルす
なわち少なくとも一つのダクト４６を形成する。このダ
クト４６は空間３２と流れが通じており、空間３２から
上方に伸びて周囲の大気に出る。バフルシリンダ２２か
ら延長しバフルシリンダ２２に接する突出部または延長
壁４０と保護容器２４から延長し保護容器２４に接する
突出部または延長壁４２とはチャネルすなわち少なくと
も一つのダクト４８を形成する。このダクト４８は空間
３４と流れが通じており、空間３４から上方に伸びて周
囲の大気に出る。保護容器２４から延長し保護容器２４
に接する突出部または延長壁４２とコンクリートのサイ
ロ２６から延長しコンクリートのサイロ２６に接する突
出部または延長壁４４とはチャネルすなわち少なくとも
一つのダクト５０を形成する。このダクト５０は空間３
６と流れが通じており、空間３６から上方に伸びて周囲
の大気に出る。
０により部分空間６２および６４に分割される空間３６
を定めるこれらの容器およびシリンダから伸びる、また
はこれらの容器およびシリンダに接するこれらの突出部
または延長壁により、これらの空間の各々から上方に伸
びる対応する延長部またはダクトが形成される。格納容
器２０から延長し格納容器２０に接する突出部または延
長壁３８とバフルシリンダ２２から延長しバフルシリン
ダ２２に接する突出部または延長壁４０とはチャネルす
なわち少なくとも一つのダクト４６を形成する。このダ
クト４６は空間３２と流れが通じており、空間３２から
上方に伸びて周囲の大気に出る。バフルシリンダ２２か
ら延長しバフルシリンダ２２に接する突出部または延長
壁４０と保護容器２４から延長し保護容器２４に接する
突出部または延長壁４２とはチャネルすなわち少なくと
も一つのダクト４８を形成する。このダクト４８は空間
３４と流れが通じており、空間３４から上方に伸びて周
囲の大気に出る。保護容器２４から延長し保護容器２４
に接する突出部または延長壁４２とコンクリートのサイ
ロ２６から延長しコンクリートのサイロ２６に接する突
出部または延長壁４４とはチャネルすなわち少なくとも
一つのダクト５０を形成する。このダクト５０は空間３
６と流れが通じており、空間３６から上方に伸びて周囲
の大気に出る。
【００２３】原子炉容器１２と格納容器２０との間の空
間３０は通常、アルゴンまたは窒素のような不活性ガス
で充たされ、封止される。格納容器２０および中間の不
活性ガスは、原子炉容器１２にひびが生じてナトリウム
のような液体金属冷却材が漏れる場合の防護手段として
の役目を果たす。チャネルまたはダクト（一つまたは複
数）４６およびチャネルまたはダクト（一つまたは複
数）４８には隔離弁５２および５４がそれぞれ設けられ
る。これは空間３２および３４をそれらに接するチャネ
ルまたはダクトとともに大気から閉じるためである。
間３０は通常、アルゴンまたは窒素のような不活性ガス
で充たされ、封止される。格納容器２０および中間の不
活性ガスは、原子炉容器１２にひびが生じてナトリウム
のような液体金属冷却材が漏れる場合の防護手段として
の役目を果たす。チャネルまたはダクト（一つまたは複
数）４６およびチャネルまたはダクト（一つまたは複
数）４８には隔離弁５２および５４がそれぞれ設けられ
る。これは空間３２および３４をそれらに接するチャネ
ルまたはダクトとともに大気から閉じるためである。
【００２４】動作について説明する。燃料コア１６が発
生した熱は取り囲む液体金属冷却材１４の自然対流によ
り原子炉容器１２に伝えられた後、原子炉容器１２から
主として熱放射により不活性ガスを含む空間３０を横切
って格納容器２０に伝達される。熱は格納容器２０の外
側表面と接触する空間３２内の空気によって吸収され
る。そして熱は空間３２の中に自然の気流を誘導する加
熱による密度の低下によって生じる上向きの空気流で運
ばれる。熱で誘導される気流は空間３２からチャネルま
たはダクト（一つまたは複数）４６を通って上昇を続
け、大気中に出て、そこで熱が放出される。熱で誘導さ
れた空気流がこのように空間３２およびダクト４６を通
って上昇し出ていくことにより、大気から空気が引きこ
まれ、チャネルまたはダクト（一つまたは複数）４８を
下降して空間３４に入る。空間３４からの低温の大気の
空気流はバフルシリンダ２２の下のへりの下を通って流
れ続け、上昇して空間３２に入る。空間３２内で、空気
流は格納容器２０の高温の外表面から加熱される。これ
により、運ばれた熱を大気中に放出するための補助安全
冷却系を通る循環冷却流が永続する。チャネルまたはダ
クトおよび／または空間４８、３４、３２および４６を
通るこの熱で誘導される冷却路が補助安全冷却路または
ループ５６を構成する。
生した熱は取り囲む液体金属冷却材１４の自然対流によ
り原子炉容器１２に伝えられた後、原子炉容器１２から
主として熱放射により不活性ガスを含む空間３０を横切
って格納容器２０に伝達される。熱は格納容器２０の外
側表面と接触する空間３２内の空気によって吸収され
る。そして熱は空間３２の中に自然の気流を誘導する加
熱による密度の低下によって生じる上向きの空気流で運
ばれる。熱で誘導される気流は空間３２からチャネルま
たはダクト（一つまたは複数）４６を通って上昇を続
け、大気中に出て、そこで熱が放出される。熱で誘導さ
れた空気流がこのように空間３２およびダクト４６を通
って上昇し出ていくことにより、大気から空気が引きこ
まれ、チャネルまたはダクト（一つまたは複数）４８を
下降して空間３４に入る。空間３４からの低温の大気の
空気流はバフルシリンダ２２の下のへりの下を通って流
れ続け、上昇して空間３２に入る。空間３２内で、空気
流は格納容器２０の高温の外表面から加熱される。これ
により、運ばれた熱を大気中に放出するための補助安全
冷却系を通る循環冷却流が永続する。チャネルまたはダ
クトおよび／または空間４８、３４、３２および４６を
通るこの熱で誘導される冷却路が補助安全冷却路または
ループ５６を構成する。
【００２５】燃料コアからの熱の継続的な放出および空
間３２内の空気への熱伝達により、補助安全冷却路また
はループ５６を通る冷却空気の流れおよび周囲の大気中
への熱の消散が永続する。系の熱性能の検討の示すとこ
ろによれば、崩壊熱除去過渡現象に対する最大平均コア
ナトリウム出口温度は華氏約１１４０度であり、これは
公称計算に基づく現在のＡＳＭＥサービスレベル温度限
界である華氏１２００度より充分に下である。
間３２内の空気への熱伝達により、補助安全冷却路また
はループ５６を通る冷却空気の流れおよび周囲の大気中
への熱の消散が永続する。系の熱性能の検討の示すとこ
ろによれば、崩壊熱除去過渡現象に対する最大平均コア
ナトリウム出口温度は華氏約１１４０度であり、これは
公称計算に基づく現在のＡＳＭＥサービスレベル温度限
界である華氏１２００度より充分に下である。
【００２６】安全の配慮のために提案された極端で起こ
りそうもない仮定事象は原子炉容器１２と格納容器２０
がともに破裂するというありそうもないことである。こ
のような事象により液体金属冷却材内容物、通常はナト
リウムが原子炉容器１２から漏れ、格納容器２０を通っ
て空間３２および３４内に出る。多分、それらを通る冷
却空気の流れが阻止されるとともに、燃料コア１６から
熱を運び去るための原子炉容器内に残っている冷却材の
液位が一刻も猶予ならない程下がる。原子炉容器および
格納容器の領域から漏れ出る、一般に使用されるナトリ
ウムのような高温の液体金属冷却材により、発熱を伴う
化学反応、ナトリウム火災、周囲の大気への放射性物質
の激烈な放出などが生じる。このような事象および空間
３２および３４を通る冷却空気の循環を妨げる冷却材の
漏れにより、崩壊顕熱の除去のための受動冷却安全系の
動作が妨げられる。これにより、結果として生じる過熱
により、原子炉プラントの構造構成要素に重大な損傷が
生じることがあり、これにより破壊と危険が更に広ま
る。
りそうもない仮定事象は原子炉容器１２と格納容器２０
がともに破裂するというありそうもないことである。こ
のような事象により液体金属冷却材内容物、通常はナト
リウムが原子炉容器１２から漏れ、格納容器２０を通っ
て空間３２および３４内に出る。多分、それらを通る冷
却空気の流れが阻止されるとともに、燃料コア１６から
熱を運び去るための原子炉容器内に残っている冷却材の
液位が一刻も猶予ならない程下がる。原子炉容器および
格納容器の領域から漏れ出る、一般に使用されるナトリ
ウムのような高温の液体金属冷却材により、発熱を伴う
化学反応、ナトリウム火災、周囲の大気への放射性物質
の激烈な放出などが生じる。このような事象および空間
３２および３４を通る冷却空気の循環を妨げる冷却材の
漏れにより、崩壊顕熱の除去のための受動冷却安全系の
動作が妨げられる。これにより、結果として生じる過熱
により、原子炉プラントの構造構成要素に重大な損傷が
生じることがあり、これにより破壊と危険が更に広ま
る。
【００２７】本発明によれば、原子炉容器１２と格納容
器２０の両方にひびが生じたことによる液体金属冷却材
の重大な漏れに対処するため、後備または二次補助安全
冷却路または系５８が設けられる。図に示すように、バ
フルシリンダ６０がコンクリートのサイロ２６と保護容
器２４との間に伸びるように設けられ、保護容器をその
長さにわたって充分に取り囲んでいる。バフルシリンダ
６０はコンクリートのサイロの床までは延在していな
い。このバフルシリンダ６０により、空間３６は二つの
環状の部分空間に分割される。すなわち、コンクリート
のサイロ２６とバフルシリンダ６０との間の部分空間６
２、およびバフルシリンダ６０と保護容器２４との間の
部分空間６４である。部分空間６２および６４はバフル
シリンダ６０の下端の下で流れが通じている。
器２０の両方にひびが生じたことによる液体金属冷却材
の重大な漏れに対処するため、後備または二次補助安全
冷却路または系５８が設けられる。図に示すように、バ
フルシリンダ６０がコンクリートのサイロ２６と保護容
器２４との間に伸びるように設けられ、保護容器をその
長さにわたって充分に取り囲んでいる。バフルシリンダ
６０はコンクリートのサイロの床までは延在していな
い。このバフルシリンダ６０により、空間３６は二つの
環状の部分空間に分割される。すなわち、コンクリート
のサイロ２６とバフルシリンダ６０との間の部分空間６
２、およびバフルシリンダ６０と保護容器２４との間の
部分空間６４である。部分空間６２および６４はバフル
シリンダ６０の下端の下で流れが通じている。
【００２８】後備安全冷却路５８には少なくとも一つの
上向きの突出部または延長壁４４が含まれている。この
突出部または延長壁４４は地表２８上へ外側および上向
きに連続しており、コンクリートのサイロ２６から伸
び、コンクリートのサイロ２６に接している。壁４４と
４２は環状領域を形成している。この環状領域は一方の
壁から他方の壁に伸びる放射状仕切りにより複数の区間
に分割することができる。これにより、大気から下降し
てコンクリートのサイロ２６と保護容器２４との間の空
間３６に入る数個のダクトまたは送気管が形成される。
ダクト（一つまたは複数）６６を形成する少なくとも一
つの区間はコンクリートのサイロ２６とバフルシリンダ
６０との間の部分空間６２と流れが通じている。また、
別のダクト（一つまたは複数）６８を形成する少なくと
も一つの区間はバフルシリンダ６０と保護容器２４との
間の部分空間６４と流れが通じている。したがって、両
方の部分空間６２、６４は外の大気と流れが通じてお
り、バフルシリンダ６０の下端より下の領域で互いに流
れが通じている。
上向きの突出部または延長壁４４が含まれている。この
突出部または延長壁４４は地表２８上へ外側および上向
きに連続しており、コンクリートのサイロ２６から伸
び、コンクリートのサイロ２６に接している。壁４４と
４２は環状領域を形成している。この環状領域は一方の
壁から他方の壁に伸びる放射状仕切りにより複数の区間
に分割することができる。これにより、大気から下降し
てコンクリートのサイロ２６と保護容器２４との間の空
間３６に入る数個のダクトまたは送気管が形成される。
ダクト（一つまたは複数）６６を形成する少なくとも一
つの区間はコンクリートのサイロ２６とバフルシリンダ
６０との間の部分空間６２と流れが通じている。また、
別のダクト（一つまたは複数）６８を形成する少なくと
も一つの区間はバフルシリンダ６０と保護容器２４との
間の部分空間６４と流れが通じている。したがって、両
方の部分空間６２、６４は外の大気と流れが通じてお
り、バフルシリンダ６０の下端より下の領域で互いに流
れが通じている。
【００２９】保護容器２４の上部と壁４２との間に滑り
シール７０を設けることができる。したがって、原子炉
容器１２と格納容器２０の両方にひびが生じて液体金属
冷却材が空間３２および３４内に大量に漏れた際には、
ダクト４６の弁５２およびダクト４８の弁５４が閉じる
ことにより放射能汚染物が大気中に漏れ出すことが防止
される。更に、空間３２および３４の中に漏れた液体金
属の熱は空間３６に伝わるので、部分空間６４内の空気
が上昇してその中の熱を伝え、ダクト（一つまたは複
数）６８を介して大気中に出て熱を放出する。部分空間
６４からの熱で誘導されるこの空気流により、空気が大
気からダクト（一つまたは複数）６６を通って下降し、
部分空間６２に入った後、バフルシリンダ６０の下を通
り、方向を変えて、部分空間６２に入る。これにより、
熱が発生して空間３６または部分空間６４に伝達される
限り、後備安全冷却路５８を通る循環冷却空気流が継続
する。
シール７０を設けることができる。したがって、原子炉
容器１２と格納容器２０の両方にひびが生じて液体金属
冷却材が空間３２および３４内に大量に漏れた際には、
ダクト４６の弁５２およびダクト４８の弁５４が閉じる
ことにより放射能汚染物が大気中に漏れ出すことが防止
される。更に、空間３２および３４の中に漏れた液体金
属の熱は空間３６に伝わるので、部分空間６４内の空気
が上昇してその中の熱を伝え、ダクト（一つまたは複
数）６８を介して大気中に出て熱を放出する。部分空間
６４からの熱で誘導されるこの空気流により、空気が大
気からダクト（一つまたは複数）６６を通って下降し、
部分空間６２に入った後、バフルシリンダ６０の下を通
り、方向を変えて、部分空間６２に入る。これにより、
熱が発生して空間３６または部分空間６４に伝達される
限り、後備安全冷却路５８を通る循環冷却空気流が継続
する。
【００３０】このように、この後備安全冷却路または系
５８は一次補助安全冷却路５６から分離されている。隔
離弁５２および５４が閉じているときも、冷却空気部分
空間６２および６４ならびにダクト６８および６６は閉
じられていない。更に。冷却空気と、通常ナトリウムを
含む液体金属冷却材との間の直接の接触は無い。原子炉
の通常の運転状態および補助安全冷却路５６の崩壊熱除
去動作状態を含むすべての時に、原子炉の熱はこの後備
冷却路５８により除去される。しかし、仮定された容器
１２および２０の二重の漏れ事象に続いて保護容器２４
が高温の液体金属冷却材で部分的に充たされ、原子炉容
器１２の通常の運転の液体金属冷却材のレベル８０が原
子炉容器１２の中の二重容器漏れレベル８２に低下した
とき、後備冷却路５８による熱除去が著しく増大する。
解析の示すところによれば、この後備系による熱除去に
より、最大バルク液体金属冷却材の温度は破壊的な結果
や危険な結果を防止するための設計限界より下に維持さ
れるであろう。
５８は一次補助安全冷却路５６から分離されている。隔
離弁５２および５４が閉じているときも、冷却空気部分
空間６２および６４ならびにダクト６８および６６は閉
じられていない。更に。冷却空気と、通常ナトリウムを
含む液体金属冷却材との間の直接の接触は無い。原子炉
の通常の運転状態および補助安全冷却路５６の崩壊熱除
去動作状態を含むすべての時に、原子炉の熱はこの後備
冷却路５８により除去される。しかし、仮定された容器
１２および２０の二重の漏れ事象に続いて保護容器２４
が高温の液体金属冷却材で部分的に充たされ、原子炉容
器１２の通常の運転の液体金属冷却材のレベル８０が原
子炉容器１２の中の二重容器漏れレベル８２に低下した
とき、後備冷却路５８による熱除去が著しく増大する。
解析の示すところによれば、この後備系による熱除去に
より、最大バルク液体金属冷却材の温度は破壊的な結果
や危険な結果を防止するための設計限界より下に維持さ
れるであろう。
【００３１】本発明の一実施例には、地震の影響に対処
する設計が含まれている。この設計では、原子炉容器１
２とそれを囲む格納容器２０の複合体がその上にある上
部構造７２から吊り下げられる。この上部構造７２には
地震に感動するプラントの他の構成要素が含まれてい
る。容器を保持する上部構造７２は地中に埋められたコ
ンクリートのサイロ２６の上部構造部分を含む固定構造
基礎７４の上にのっている地震隔離手段の上にのせら
れ、この地震隔離手段で支持される。このようにして、
原子炉容器１２および格納容器２０を保持する上部構造
７２はばね、ゴムパッド、油圧緩衝器等のような緩衝器
７６の上に実装して支持することができる。緩衝器７６
は固定構造７４を含む地中に埋められたサイロ２６のま
わりに伸びる上側の環状の表面またはフランジ７８に固
定される。
する設計が含まれている。この設計では、原子炉容器１
２とそれを囲む格納容器２０の複合体がその上にある上
部構造７２から吊り下げられる。この上部構造７２には
地震に感動するプラントの他の構成要素が含まれてい
る。容器を保持する上部構造７２は地中に埋められたコ
ンクリートのサイロ２６の上部構造部分を含む固定構造
基礎７４の上にのっている地震隔離手段の上にのせら
れ、この地震隔離手段で支持される。このようにして、
原子炉容器１２および格納容器２０を保持する上部構造
７２はばね、ゴムパッド、油圧緩衝器等のような緩衝器
７６の上に実装して支持することができる。緩衝器７６
は固定構造７４を含む地中に埋められたサイロ２６のま
わりに伸びる上側の環状の表面またはフランジ７８に固
定される。
【図１】液体金属冷却原子炉プラントの概略断面図であ
る。
る。
【図２】図１の複合構造の一部を詳細に示す拡大図であ
る。
る。
１０ プール形液体金属冷却原子炉プラント １２ 原子炉容器 １４ 液体金属冷却材のプール １６ 核分裂性燃料コア ２０ 格納容器 ２２ バフルシリンダ ２４ 保護容器 ２６ サイロ ２８ 地表 ３０、３２、３４ 空間 ４６ ダクト ４８ ダクト ５６ 補助安全冷却路 ５８ 後備安全冷却路 ６０ バフルシリンダ ６２ 部分空間 ６４ 部分空間 ６６ ダクト ６８ ダクト ７０ シール ７２ 上部構造 ７６ 緩衝器
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (56)参考文献 特開 平３−18793（ＪＰ，Ａ)
Claims (3)
- 【請求項１】 液体金属冷却核分裂炉用の二重受動冷却
系に於いて、 熱を発生する核分裂性燃料コアがその中に充分に浸され
ている液体金属冷却材のプールを入れるための原子炉容
器であって、その側壁が最も内側の第一の仕切りを形成
する原子炉容器、 第二の仕切りを形成する側壁をそなえ、間隔を置いて原
子炉容器を事実上取り囲む格納容器、 第三の仕切りを形成する壁をそなえ、間隔を置いて格納
容器を事実上取り巻く第一のバフルシリンダ、 第四の仕切りを形成する側壁をそなえ、間隔を置いて格
納容器および第一のバフルシリンダを事実上取り囲む保
護容器、 第五の仕切り を形成する壁をそなえ、間隔を置いて保護
容器を事実上取り巻く第二のバフルシリンダ、 第六の仕切りを形成するように、間隔を置いて保護容器
および第二のバフルシリンダを事実上取り囲むコンクリ
ートのサイロ、 空気冷却材を循環させるための、周囲の大気に開いた第
一の流体冷却材循環流路であって、その上部領域に大気
への開口をそなえて保護容器と第一のバフルシリンダと
の間の空間と流れが通じている少なくとも一つの下降ダ
クト、およびその上部領域に大気への開口をそなえて第
一のバフルシリンダと格納容器との間の空間と流れが通
じている少なくとも一つの上昇ダクトを含み、これによ
り冷却空気流が大気から下降ダクトおよび第四の仕切り
と第三の仕切りとの間の空間を通って下降し、第三の仕
切りと第二の仕切りとの間の空間および上昇ダクトを通
って上昇した後、大気中に出ることができるようにした
第一の流体冷却材循環流路、保護容器の最上部に設けられて、保護容器内の領域を、
第四の仕切りと第三の仕切りとの間の空間から隔離する
滑りシール、ならびに 空気冷却材を循環させるための、周囲の大気に開いた第
二の流体冷却材循環流路であって、その上部領域に大気
への開口をそなえてコンクリートのサイロと第二のバフ
ルシリンダとの間の空間と流れが通じている少なくとも
一つの下降ダクト、およびその上部領域に大気への開口
をそなえて第二のバフルシリンダと保護容器との間の空
間と流れが通じている少なくとも一つの上昇ダクトを含
み、これにより冷却空気流が大気から下降ダクトおよび
第六の仕切りと第五の仕切りとの間の空間を通って下降
し、第五の仕切りと第四の仕切りとの間の空間および上
昇ダクトを通って上昇した後、大気中に出ることができ
るようにした第二の流体冷却材循環流路の組み合わせを
含み、 上記の第一の流体冷却材循環流路の下降ダクトおよび上
昇ダクトの中には閉止用の弁が設けられている液体金属
冷却核分裂炉用の二重受動冷却系。 - 【請求項２】 液体金属冷却核分裂炉用の二重受動冷却
系に於いて、 熱を発生する核分裂性燃料コアがその中に充分に浸され
ている液体金属冷却材のプールを入れるための原子炉容
器であって、その側壁が最も内側の第一の仕切りを形成
する原子炉容器、 第二の仕切りを形成する側壁をそなえ、間隔を置いて原
子炉容器を事実上取り囲む格納容器、 第三の仕切りを形成する壁をそなえ、間隔を置いて格納
容器をその長さにわたって事実上取り巻く第一のバフル
シリンダ、 第四の仕切りを形成する側壁をそなえ、間隔を置いて格
納容器および第一のバフルシリンダを事実上取り囲む保
護容器、 第五の仕切り を形成する壁をそなえ、間隔を置いて保護
容器をその長さにわたって事実上取り囲む第二のバフル
シリンダ、 第六の仕切りを形成するように、間隔を置いて保護容器
および第二のバフルシリンダを事実上取り囲むコンクリ
ートのサイロ、 空気冷却材を循環させるための、周囲の大気に開いた第
一の流体冷却材循環流路であって、その上部領域に大気
への開口をそなえて保護容器と第一のバフルシリンダと
の間の空間と流れが通じている少なくとも一つの下降ダ
クト、および閉止用の弁の付いたその上部領域に大気へ
の開口をそなえて第一のバフルシリンダと格納容器との
間の空間と流れが通じている少なくとも一つの上昇ダク
トを含み、これにより冷却空気流が大気から下降ダクト
および第四の仕切りと第三の仕切りとの間の空間を通っ
て下降し、第三の仕切りと第二の仕切りとの間の空間お
よび上昇ダクトを通って上昇した後、大気中に出ること
ができるようにした第一の流体冷却材循環流路、保護容器の最上部に設けられて、保護容器内の領域を、
第四の仕切りと第三の仕切りとの間の空間から隔離する
滑りシール、ならびに 空気冷却材を循環させるための、周囲の大気に開いた第
二の流体冷却材循環流路であって、その上部領域に大気
への開口をそなえてコンクリートのサイロと第二のバフ
ルシリンダとの間の空間と流れが通じている少なくとも
一つの下降ダクト、およびその上部領域に大気への開口
をそなえて第二のバフルシリンダと保護容器との間の空
間と流れが通じている少なくとも一つの上昇ダクトを含
み、これにより冷却空気流が大気から下降ダクトおよび
第六の仕切りと第五の仕切りとの間の空間を通って下降
し、第五の仕切りと第四の仕切りとの間の空間および上
昇ダクトを通って上昇した後、大気中に出ることができ
るようにした第二の流体冷却材循環流路の組み合わせを
含むことを特徴とする液体金属冷却核分裂炉用の二重受
動冷却系。 - 【請求項３】 液体金属冷却核分裂炉用の二重受動冷却
系に於いて、 熱を発生する核分裂性燃料コアがその中に充分に浸され
ている液体金属冷却材のプールを入れるための原子炉容
器であって、その側壁が最も内側の第一の仕切りを形成
する原子炉容器、 第二の仕切りを形成する側壁をそなえ、間隔を置いて原
子炉容器を事実上取り囲む格納容器、 第三の仕切りを形成する壁をそなえ、間隔を置いて格納
容器をその長さにわたって事実上取り囲む第一のバフル
シリンダ、 第四の仕切りを形成する側壁をそなえ、間隔を置いて格
納容器および第一のバフルシリンダを事実上取り囲む保
護容器、 第五の仕切りを形成する壁をそなえ、間隔を置いて保護
容器をその長さにわたって事実上取り囲む第二のバフル
シリンダを有し、 上記原子炉容器、格納容器、第一のバフルシリンダ、保
護容器および第二のバフルシリンダは横断面がそれぞれ
円形であって直径が順次大きくなっていて、それらの側
壁が相互間に環状の中間領域を形成するための間隔を置
いて配置された仕切りを構成するように同心状に配置さ
れており、 さらに、地表より充分下に埋められたコンクリートのサ
イロであって、第六の仕切りを形成するように、間隔を
置いて保護容器および第二のバフルシリンダを事実上取
り囲むコンクリートのサイロ、 コンクリートのサイロを横切って延在して、コンクリー
トのサイロによって支持される上部構造であって、上記
原子炉容器および格納容器が上記上部構造から吊り下げ
られるようにした上部構造、 空気冷却材を循環させるための、周囲の大気に開いた第
一の流体冷却材循環流路であって、閉止用の弁の付いた
その上部領域に大気への開口をそなえて保護容器と第一
のバフルシリンダとの間の空間と流れが通じている少な
くとも一つの下降ダクト、および閉止用の弁の付いたそ
の上部領域に大気への開口をそなえて第一のバフルシリ
ンダと格納容器との間の空間と流れが通じている少なく
とも一つの上昇ダクトを含み、これにより冷却空気流が
大気から下降ダクトおよび第四の仕切りと第三の仕切り
との間の空間を通って下降し、第三の仕切りと第二の仕
切りとの間の空間および上昇ダクトを通って上昇した
後、大気中に出ることができるようにした第一の流体冷
却材循環流路、および 空気冷却材を循環させるための、周囲の大気に開いた第
二の流体冷却材循環流路であって、その上部領域に大気
への開口をそなえてコンクリートのサイロと第二のバフ
ルシリンダとの間の空間と流れが通じている少なくとも
一つの下降ダクト、およびその上部領域に大気への開口
をそなえて第二のバフルシリンダと保護容器との間の空
間と流れが通じている少なくとも一つの上昇ダクトを含
み、これにより冷却空気流が大気から下降ダクトおよび
第六の仕切りと第五の仕切りとの間の空間を通って下降
し、第五の仕切りと第四の仕切りとの間の空間および上
昇ダクトを通って上昇した後、大気中に出ることができ
るようにした第二の流体冷却材循環流路の組み合わせを
含むことを特徴とする液体金属冷却核分裂炉用の二重受
動冷却系。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US07/745,808 US5223210A (en) | 1991-08-16 | 1991-08-16 | Passive cooling system for liquid metal cooled nuclear reactors with backup coolant flow path |
| US745808 | 1991-08-16 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH05196779A JPH05196779A (ja) | 1993-08-06 |
| JP2634738B2 true JP2634738B2 (ja) | 1997-07-30 |
Family
ID=24998335
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP4213939A Expired - Lifetime JP2634738B2 (ja) | 1991-08-16 | 1992-08-11 | 後備冷却流路をそなえた液体金属冷却原子炉用受動冷却系 |
Country Status (7)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US5223210A (ja) |
| EP (1) | EP0528674B1 (ja) |
| JP (1) | JP2634738B2 (ja) |
| KR (1) | KR960008856B1 (ja) |
| CA (1) | CA2072401A1 (ja) |
| DE (1) | DE69209402T2 (ja) |
| TW (1) | TW215486B (ja) |
Families Citing this family (50)
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