JP2659632B2 - 液体金属冷却式原子炉用受動冷却安全系 - Google Patents
液体金属冷却式原子炉用受動冷却安全系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
- G21C1/00—Reactor types
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- 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
Description
【０００１】
【発明の分野】本発明は、例えば米国特許第４，５０
８，６７７号に開示されたタイプのような、熱発生用核
分裂性燃料炉心が実質的に浸漬される液体金属冷却材プ
ールを有する液体金属冷却式原子炉の受動冷却安全系の
改良に関する。
８，６７７号に開示されたタイプのような、熱発生用核
分裂性燃料炉心が実質的に浸漬される液体金属冷却材プ
ールを有する液体金属冷却式原子炉の受動冷却安全系の
改良に関する。
【０００２】
【発明の背景】液体ナトリウムもしくは液体ナトリウム
−カリウムを用いる液体金属冷却式の発電用原子炉の運
転において、燃料の核分裂反応を停止することにより緊
急事態に対応し、または日常保守サービスを実施するこ
とが必要となる場合がある。原子炉停止は、核分裂性燃
料炉心内へ中性子吸収制御棒を挿入することにより、燃
料から必要な核分裂発生中性子を奪うことにより達成さ
れる。しかし、停止された原子炉内での燃料の崩壊によ
り、原子炉から消散させる必要のある顕著な量の熱が継
続して発生する。
−カリウムを用いる液体金属冷却式の発電用原子炉の運
転において、燃料の核分裂反応を停止することにより緊
急事態に対応し、または日常保守サービスを実施するこ
とが必要となる場合がある。原子炉停止は、核分裂性燃
料炉心内へ中性子吸収制御棒を挿入することにより、燃
料から必要な核分裂発生中性子を奪うことにより達成さ
れる。しかし、停止された原子炉内での燃料の崩壊によ
り、原子炉から消散させる必要のある顕著な量の熱が継
続して発生する。
【０００３】液体金属冷却材および隣接構造物の熱容量
は、残留熱を消散させるのを支援する。しかし、原子炉
の構造材は、長期高温に安全な状態で耐えることができ
ない虞がある。例えば、代表的な格納用サイロの全ての
壁を構成するコンクリートは、高温に曝されると、外方
へ広がって割れ目を生じることがある。したがって、運
転停止中、原子炉構造物から安全に熱を除去するため
に、通常、補助冷却系が使用される。
は、残留熱を消散させるのを支援する。しかし、原子炉
の構造材は、長期高温に安全な状態で耐えることができ
ない虞がある。例えば、代表的な格納用サイロの全ての
壁を構成するコンクリートは、高温に曝されると、外方
へ広がって割れ目を生じることがある。したがって、運
転停止中、原子炉構造物から安全に熱を除去するため
に、通常、補助冷却系が使用される。
【０００４】従来の原子炉は、種々の複雑な動力駆動冷
却系を利用することにより、原子炉から熱を消散させて
いた。運転停止を行う多くの状況において、冷却系への
エネルギ供給は、冷却系自体の故障を招くことがある。
例えば、炉心を冷却するポンプ系および通気系は、故障
する場合がある。また、運転員の介入が必要なときは、
運転員が最適の行動を取れないかも知れないという予見
できるシナリオがある。最も信頼でき、かつ望ましい冷
却系は、状態にかかわりなく、運転停止後に発生する残
留熱を継続して除去できる完全に受動形の系である。
却系を利用することにより、原子炉から熱を消散させて
いた。運転停止を行う多くの状況において、冷却系への
エネルギ供給は、冷却系自体の故障を招くことがある。
例えば、炉心を冷却するポンプ系および通気系は、故障
する場合がある。また、運転員の介入が必要なときは、
運転員が最適の行動を取れないかも知れないという予見
できるシナリオがある。最も信頼でき、かつ望ましい冷
却系は、状態にかかわりなく、運転停止後に発生する残
留熱を継続して除去できる完全に受動形の系である。
【０００５】例えば、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液体金属冷却式原
子炉は、数多くの利点を有する。水冷却式原子炉は、水
の沸点付近で作動する。顕著な温度上昇があれば、水蒸
気および圧力上昇が発生することになる。他方、ナトリ
ウムまたはナトリウム−カリウムは、１気圧において９
８２．２℃（１８００°Ｆ）程度の極めて高い沸点を有
する。原子炉の正常運転温度は、約４８２℃（９００°
Ｆ）である。液体金属の沸点が高いので、水冷却式原子
炉および該水冷却式原子炉によって発生する水蒸気に関
連した圧力の諸問題は取り除かれる。液体金属の熱容量
は、原子炉内の材料が劣化する危険なしに、液体ナトリ
ウムまたは液体ナトリウム−カリウムが数百度に加熱さ
れるのを許容する。
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液体金属冷却式原
子炉は、数多くの利点を有する。水冷却式原子炉は、水
の沸点付近で作動する。顕著な温度上昇があれば、水蒸
気および圧力上昇が発生することになる。他方、ナトリ
ウムまたはナトリウム−カリウムは、１気圧において９
８２．２℃（１８００°Ｆ）程度の極めて高い沸点を有
する。原子炉の正常運転温度は、約４８２℃（９００°
Ｆ）である。液体金属の沸点が高いので、水冷却式原子
炉および該水冷却式原子炉によって発生する水蒸気に関
連した圧力の諸問題は取り除かれる。液体金属の熱容量
は、原子炉内の材料が劣化する危険なしに、液体ナトリ
ウムまたは液体ナトリウム−カリウムが数百度に加熱さ
れるのを許容する。
【０００６】プール形液体金属冷却式原子炉の原子炉容
器は、本質的に、容器壁の完全性を妨げる穴を有しない
頂部開口円筒形タンクである。側壁および底壁の密封
は、液体金属が一次容器から漏れるのを防止するのに最
も重要である。また、容器表面は、安全上の考慮から必
要となる厳しい検査のために、接近できなければならな
い。
器は、本質的に、容器壁の完全性を妨げる穴を有しない
頂部開口円筒形タンクである。側壁および底壁の密封
は、液体金属が一次容器から漏れるのを防止するのに最
も重要である。また、容器表面は、安全上の考慮から必
要となる厳しい検査のために、接近できなければならな
い。
【０００７】代表的なナトリウム冷却式原子炉によれ
ば、２つの水準の熱伝達ナトリウムループもしくは冷却
回路が使用されている。通常、１個の一次ループおよび
２個以上の二次ループが使用される。一次熱伝達ループ
は、燃料棒によって加熱される極めて放射性の高いナト
リウムを含む。一次ループは熱交換器を通過することに
より、１つの非放射性二次ナトリウムループと熱交換す
る。一般に、ナトリウム冷却式原子炉は、１つのループ
が故障してもよいように冗長な二次熱伝達ループを有す
るように設計されている。
ば、２つの水準の熱伝達ナトリウムループもしくは冷却
回路が使用されている。通常、１個の一次ループおよび
２個以上の二次ループが使用される。一次熱伝達ループ
は、燃料棒によって加熱される極めて放射性の高いナト
リウムを含む。一次ループは熱交換器を通過することに
より、１つの非放射性二次ナトリウムループと熱交換す
る。一般に、ナトリウム冷却式原子炉は、１つのループ
が故障してもよいように冗長な二次熱伝達ループを有す
るように設計されている。
【０００８】全ての制御棒を完全に挿入して原子炉を停
止したとき、残留熱が継続して発生し、原子炉プラント
の熱容量にしたがって消散される。原子炉が長期間全出
力状態であったと仮定すれば、運転停止に続く最初の１
時間の間、全出力の約２％となる平均出力が継続して発
生する。発生する残留熱は、時間とともに徐々に少なく
なる。
止したとき、残留熱が継続して発生し、原子炉プラント
の熱容量にしたがって消散される。原子炉が長期間全出
力状態であったと仮定すれば、運転停止に続く最初の１
時間の間、全出力の約２％となる平均出力が継続して発
生する。発生する残留熱は、時間とともに徐々に少なく
なる。
【０００９】起り得る最悪の事故に対処するための誇張
された伝統的な安全性についての議論は、例えば、原子
炉容器および格納もしくは保護容器が同時に故障して、
その結果として生じた漏れによる液体冷却材喪失により
原子炉容器内の液体冷却材レベルが顕著に低下するよう
な事態に対処する手段に関して問題があるとしていた。
原子炉冷却材のレベルが低下すると、液体冷却材ループ
もしくは冷却回路を通過する正常な冷却材循環流れが顕
著に妨害もしくは中断されて、燃料炉心から熱を除去で
きない虞がある。液体冷却材レベルの低下による上記の
妨害または中断は、熱伝達により熱を除去する手段とし
て、流体の自然対流、熱伝導、または熱放射および対流
を利用するように設計された受動冷却系でも生じる。冷
却材のレベルに影響を及ぼす他の極端な事態には、燃料
炉心を損傷し、その結果としてナトリウムのような冷却
材を原子炉構造の頂部保守用区域内へ追い出すような起
りそうもない炉心分解事故、または原子炉閉鎖ヘッドの
割れを含む保守事故が含まれる。
された伝統的な安全性についての議論は、例えば、原子
炉容器および格納もしくは保護容器が同時に故障して、
その結果として生じた漏れによる液体冷却材喪失により
原子炉容器内の液体冷却材レベルが顕著に低下するよう
な事態に対処する手段に関して問題があるとしていた。
原子炉冷却材のレベルが低下すると、液体冷却材ループ
もしくは冷却回路を通過する正常な冷却材循環流れが顕
著に妨害もしくは中断されて、燃料炉心から熱を除去で
きない虞がある。液体冷却材レベルの低下による上記の
妨害または中断は、熱伝達により熱を除去する手段とし
て、流体の自然対流、熱伝導、または熱放射および対流
を利用するように設計された受動冷却系でも生じる。冷
却材のレベルに影響を及ぼす他の極端な事態には、燃料
炉心を損傷し、その結果としてナトリウムのような冷却
材を原子炉構造の頂部保守用区域内へ追い出すような起
りそうもない炉心分解事故、または原子炉閉鎖ヘッドの
割れを含む保守事故が含まれる。
【００１０】本発明は、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式原子炉から運
転停止時の崩壊熱を除去する受動冷却安全系の改良にあ
る。
号に開示されているような液体金属冷却式原子炉から運
転停止時の崩壊熱を除去する受動冷却安全系の改良にあ
る。
【００１１】
【発明の要約】本発明は、液体金属冷却式原子炉用の改
良された緊急停止および安全受動熱除去系から成り、熱
伝導、熱放射、対流および流体の自然対流の内在的熱エ
ネルギ伝達作用によって原子炉の崩壊顕熱を燃料炉心お
よび液体金属冷却材から大気に伝達する。本発明の受動
冷却安全系は、完全に受動的であり、流体の自然対流、
熱伝導、対流および熱放射という内在的現象を通じて常
時作動する。
良された緊急停止および安全受動熱除去系から成り、熱
伝導、熱放射、対流および流体の自然対流の内在的熱エ
ネルギ伝達作用によって原子炉の崩壊顕熱を燃料炉心お
よび液体金属冷却材から大気に伝達する。本発明の受動
冷却安全系は、完全に受動的であり、流体の自然対流、
熱伝導、対流および熱放射という内在的現象を通じて常
時作動する。
【００１２】本発明は、特に原子炉プラントの一部を通
じて大気空気の冷却材を通過させることにより該原子炉
プラントの一部から熱を除去して格納ハウジングから大
気へ消散させる第１流体流れ熱交換回路を含む。複数本
のダクトを通じて原子炉プラントの下部へ流体冷却材を
送り、次いで返還することにより第１流体流れ熱交換回
路へ熱を伝達する第２流体流れ熱交換回路が設けられ、
これにより、原子炉内液体冷却材レベルが低下して、熱
伝達および熱消散の正常な作用を妨害し、第１流体流れ
回路を流れる流体冷却材の放射能汚染および放射能汚染
物の大気中への流出が生じるような事故の発生時に熱を
除去する。
じて大気空気の冷却材を通過させることにより該原子炉
プラントの一部から熱を除去して格納ハウジングから大
気へ消散させる第１流体流れ熱交換回路を含む。複数本
のダクトを通じて原子炉プラントの下部へ流体冷却材を
送り、次いで返還することにより第１流体流れ熱交換回
路へ熱を伝達する第２流体流れ熱交換回路が設けられ、
これにより、原子炉内液体冷却材レベルが低下して、熱
伝達および熱消散の正常な作用を妨害し、第１流体流れ
回路を流れる流体冷却材の放射能汚染および放射能汚染
物の大気中への流出が生じるような事故の発生時に熱を
除去する。
【００１３】原子炉停止の場合には、全ての制御棒が燃
料炉心に完全に挿入された後、全ての燃料棒が発生する
熱は、原子炉容器を通じて主として熱放射により不活性
ガスのギャップを越えて周囲の格納容器へ伝達される。
上記熱の極く一部は、不活性ガス内での熱伝導および対
流によって伝達される。原子炉容器の外面および格納容
器の内面上の高熱放射性表面は、熱伝達の効率を増大さ
せる。
料炉心に完全に挿入された後、全ての燃料棒が発生する
熱は、原子炉容器を通じて主として熱放射により不活性
ガスのギャップを越えて周囲の格納容器へ伝達される。
上記熱の極く一部は、不活性ガス内での熱伝導および対
流によって伝達される。原子炉容器の外面および格納容
器の内面上の高熱放射性表面は、熱伝達の効率を増大さ
せる。
【００１４】その後、熱の一部が熱放射によって、およ
び熱の他の一部が直接対流によって、格納容器の外面か
ら格納容器とサイロまたは保護容器との間の通路内の循
環流体へ伝達される。モジュール型原子炉容器は、通常
の原子炉容器の約１／３の直径を有するとともに該通常
の原子炉容器とほぼ同一の高さを有する。モジュール型
原子炉の発生動力に対する表面積の比は、通常の大型原
子炉よりも約３倍大きい。これにより、残留熱が受動的
に消散されるのに十分な広さの表面積が得られる。格納
容器の高熱放射性外面も、熱伝達を促進する。したがっ
て、本発明は、冗長な二次ナトリウムループを必要とし
ない。単一の二次ナトリウムループが他の冷却機構とし
て受動補助冷却系と共働して安全に機能することができ
る。
び熱の他の一部が直接対流によって、格納容器の外面か
ら格納容器とサイロまたは保護容器との間の通路内の循
環流体へ伝達される。モジュール型原子炉容器は、通常
の原子炉容器の約１／３の直径を有するとともに該通常
の原子炉容器とほぼ同一の高さを有する。モジュール型
原子炉の発生動力に対する表面積の比は、通常の大型原
子炉よりも約３倍大きい。これにより、残留熱が受動的
に消散されるのに十分な広さの表面積が得られる。格納
容器の高熱放射性外面も、熱伝達を促進する。したがっ
て、本発明は、冗長な二次ナトリウムループを必要とし
ない。単一の二次ナトリウムループが他の冷却機構とし
て受動補助冷却系と共働して安全に機能することができ
る。
【００１５】
【発明の目的】本発明の目的は、悪条件下において崩壊
顕熱を除去するために、液体金属冷却式原子炉用改良型
受動冷却安全系を提供することである。
顕熱を除去するために、液体金属冷却式原子炉用改良型
受動冷却安全系を提供することである。
【００１６】本発明の他の目的は、液体金属冷却材プー
ルに実質的に浸漬された核分裂性燃料炉心を含む液体金
属冷却式原子炉の受動冷却のための間接冷却系を提供す
ることである。
ルに実質的に浸漬された核分裂性燃料炉心を含む液体金
属冷却式原子炉の受動冷却のための間接冷却系を提供す
ることである。
【００１７】本発明の他の目的は、原子炉冷却材の低下
した液面から熱を除去する第２冷却回路を含む、液体金
属冷却式原子炉用受動冷却系を提供することである。
した液面から熱を除去する第２冷却回路を含む、液体金
属冷却式原子炉用受動冷却系を提供することである。
【００１８】本発明の他の目的は、完全に受動的であ
り、流体の自然対流、熱伝導および熱放射の内在的現象
によって常時作動する、液体金属冷却式原子炉用熱除去
安全系を提供することである。
り、流体の自然対流、熱伝導および熱放射の内在的現象
によって常時作動する、液体金属冷却式原子炉用熱除去
安全系を提供することである。
【００１９】本発明の更に他の目的は、原子炉容器と格
納容器との両方の破壊による冷却材漏れの結果として液
面の低下して原子炉冷却材から熱を除去するための第２
循環流れ路を含む他の複数の流体回路の組み合せを使用
して、液体金属冷却式原子炉の停止中に生じる崩壊顕熱
を除去するための改良型受動冷却安全系を提供すること
である。
納容器との両方の破壊による冷却材漏れの結果として液
面の低下して原子炉冷却材から熱を除去するための第２
循環流れ路を含む他の複数の流体回路の組み合せを使用
して、液体金属冷却式原子炉の停止中に生じる崩壊顕熱
を除去するための改良型受動冷却安全系を提供すること
である。
【００２０】
【実施例の詳細な説明】モジュール型プール型液体金属
冷却式原子炉は、原子炉停止が生じた際の残留熱の消散
に適した十分な表面積を有する。一般に、原子炉系は、
比較的小さい熱容量を有する。未解決の問題は、格納構
造物に顕著な損傷を及ぼすことなく残留熱を消散させる
ことである。完全受動冷却系は、動力駆動ポンプおよび
ファンを用いず、また運転員の介入を不必要とする。同
時に、原子炉容器自体は、モジュール型原子炉について
の寸法上の制約および滑らかで穴のないタンク構造が必
要なことによって、構造的に変更し、それによって、応
力が集中する領域が生じるのを防止する必要がない。ま
た、厳しい検査基準により、原子炉容器がタンク構造の
製造および据付け中に検査するのに簡単であることが要
求されている。
冷却式原子炉は、原子炉停止が生じた際の残留熱の消散
に適した十分な表面積を有する。一般に、原子炉系は、
比較的小さい熱容量を有する。未解決の問題は、格納構
造物に顕著な損傷を及ぼすことなく残留熱を消散させる
ことである。完全受動冷却系は、動力駆動ポンプおよび
ファンを用いず、また運転員の介入を不必要とする。同
時に、原子炉容器自体は、モジュール型原子炉について
の寸法上の制約および滑らかで穴のないタンク構造が必
要なことによって、構造的に変更し、それによって、応
力が集中する領域が生じるのを防止する必要がない。ま
た、厳しい検査基準により、原子炉容器がタンク構造の
製造および据付け中に検査するのに簡単であることが要
求されている。
【００２１】図１に示されているように、モジュール型
プール型液体金属冷却式原子炉プラント１０は、代表的
な場合、縦軸が垂直上方に延びて位置決めされた円筒形
タンクから成り且つ取り外し自在のカバーを備えた開口
上端を有する原子炉容器１２を含む。原子炉容器１２
は、例えば、ナトリウムのような液体金属冷却材プール
１４を含み、核分裂性燃料から成る熱発生用の炉心１６
は、冷却のため液体金属冷却材プール１４内に実質的に
浸漬されている。燃料の核分裂およびその速度は、燃料
炉心１６に出入する複数本の中性子吸収制御棒１８によ
って調整される。
プール型液体金属冷却式原子炉プラント１０は、代表的
な場合、縦軸が垂直上方に延びて位置決めされた円筒形
タンクから成り且つ取り外し自在のカバーを備えた開口
上端を有する原子炉容器１２を含む。原子炉容器１２
は、例えば、ナトリウムのような液体金属冷却材プール
１４を含み、核分裂性燃料から成る熱発生用の炉心１６
は、冷却のため液体金属冷却材プール１４内に実質的に
浸漬されている。燃料の核分裂およびその速度は、燃料
炉心１６に出入する複数本の中性子吸収制御棒１８によ
って調整される。
【００２２】格納ハウジング構造物２０は、原子炉プラ
ント１０の上部を閉鎖することにより、原子炉プラント
１０を大気から隔離し、保守サービスのための容器カバ
ー２２の取り外しまたは容器カバー２２の位置ずれ事故
の結果として生じる原子炉容器１２からの放射性物質ま
たはその他の汚染物質の流出を防止する。格納容器２４
は、原子炉容器１２を隔たった関係で同心に包囲する。
コンクリート製サイロ２６は、同心に隔たって配置され
た格納容器２４および原子炉容器１２を包囲し収容す
る。
ント１０の上部を閉鎖することにより、原子炉プラント
１０を大気から隔離し、保守サービスのための容器カバ
ー２２の取り外しまたは容器カバー２２の位置ずれ事故
の結果として生じる原子炉容器１２からの放射性物質ま
たはその他の汚染物質の流出を防止する。格納容器２４
は、原子炉容器１２を隔たった関係で同心に包囲する。
コンクリート製サイロ２６は、同心に隔たって配置され
た格納容器２４および原子炉容器１２を包囲し収容す
る。
【００２３】コンクリート製サイロ２６は、その中の原
子炉容器１２および該原子炉容器１２に隣接する容器が
図中に符号２８として示された地面より少なくとも下方
に配置されるように、実質的に地中に埋設されているこ
とが望ましい。液体金属冷却材を収容する原子炉容器１
２を地面より下方に配置することにより、例えば、起き
る虞の少ない原子炉容器１２と格納容器２４との両方の
破壊のような原子炉閉じ込め容器に何らかの損傷があっ
ても、液体金属の流出が防止される。しかし、原子炉容
器１２と格納容器２４との両方の破壊は、これらの容器
１２および２４からの液体金属冷却材１４の漏れによっ
て、液体金属冷却材１４が正常運転時のレベル３０か
ら、通常の冷却回路および手段を通じての循環を行えな
い下方レベル３０´まで低下することにより重大事態を
引起す虞がある。
子炉容器１２および該原子炉容器１２に隣接する容器が
図中に符号２８として示された地面より少なくとも下方
に配置されるように、実質的に地中に埋設されているこ
とが望ましい。液体金属冷却材を収容する原子炉容器１
２を地面より下方に配置することにより、例えば、起き
る虞の少ない原子炉容器１２と格納容器２４との両方の
破壊のような原子炉閉じ込め容器に何らかの損傷があっ
ても、液体金属の流出が防止される。しかし、原子炉容
器１２と格納容器２４との両方の破壊は、これらの容器
１２および２４からの液体金属冷却材１４の漏れによっ
て、液体金属冷却材１４が正常運転時のレベル３０か
ら、通常の冷却回路および手段を通じての循環を行えな
い下方レベル３０´まで低下することにより重大事態を
引起す虞がある。
【００２４】原子炉容器１２と格納容器２４との両方か
らの液体金属冷却材１４の漏れにより生じた液体金属冷
却材１４の最も低下したレベルは、正常運転状態中に原
子炉容器１２に収容されている液体金属冷却材１４の体
積を、格納容器２４とコンクリート製サイロ２６の内壁
面との間の領域内に含まれる液体金属冷却材の体積と比
較することにより容易に決定することができる。したが
って、原子炉容器１２と格納容器２４との両方の下部が
破断した場合、液体金属冷却材１４の漏れがコンクリー
ト製サイロ２６内の全ての保管容器を通して平衡レベル
に達する時、最低の共通レベル３０´が生じるであろ
う。
らの液体金属冷却材１４の漏れにより生じた液体金属冷
却材１４の最も低下したレベルは、正常運転状態中に原
子炉容器１２に収容されている液体金属冷却材１４の体
積を、格納容器２４とコンクリート製サイロ２６の内壁
面との間の領域内に含まれる液体金属冷却材の体積と比
較することにより容易に決定することができる。したが
って、原子炉容器１２と格納容器２４との両方の下部が
破断した場合、液体金属冷却材１４の漏れがコンクリー
ト製サイロ２６内の全ての保管容器を通して平衡レベル
に達する時、最低の共通レベル３０´が生じるであろ
う。
【００２５】これらの組み合わされた保管容器を入れる
式に相隔たった状態で配列することにより、間に空間を
作る一連の仕切り壁を形成する夫々の円筒形側壁が構成
される。これらの空間は、具体的には、原子炉容器１２
および格納容器２４の両側壁から成る２つの仕切り壁間
の空間３２と、格納容器２４およびコンクリート製サイ
ロ２６の両側壁から成る２つの仕切り壁間の空間３４で
ある。
式に相隔たった状態で配列することにより、間に空間を
作る一連の仕切り壁を形成する夫々の円筒形側壁が構成
される。これらの空間は、具体的には、原子炉容器１２
および格納容器２４の両側壁から成る２つの仕切り壁間
の空間３２と、格納容器２４およびコンクリート製サイ
ロ２６の両側壁から成る２つの仕切り壁間の空間３４で
ある。
【００２６】上記組み合わされた複数の部品が円形横断
面を有し、かつ順々に同心状に包囲するように配置され
た本発明の好適な実施例において、中間空間３２および
３４はそれぞれ横断面が実質的に環状である。
面を有し、かつ順々に同心状に包囲するように配置され
た本発明の好適な実施例において、中間空間３２および
３４はそれぞれ横断面が実質的に環状である。
【００２７】環状バッフル３６が、中間空間３４を環状
流体下降部と格納容器２４を包囲する環状流体上昇部と
に区画することにより、例えば原子炉停止中に発生する
崩壊熱のような原子炉容器１２の外面から熱エネルギを
除去するための受動冷却流体流れ熱交換回路３８を形成
する。この受動冷却流体流れ熱交換回路３８は、大気か
らの空気冷却剤が下向流ダクト４０と、中間空間３４中
のバッフル３６の外面に接する流体下降部とを通り、次
いでほぼコンクリート製サイロ２６の底面でバッフル３
６の下端を回って、中間空間３４内のバッフル３６の内
面に接する流体上昇部中を上昇して循環するように構成
される。空気冷却材は、組み合わされた格納容器２４お
よび原子炉容器１２の外面から熱を取り去りながら熱交
換回路３８内を上昇し続け、上向流空気ダクト４２内を
通る。上記熱交換回路３８およびその機能は完全に受動
的であり、常時、流体内の自然対流、熱伝導、対流、お
よび熱放射から成る内在的現象により作動する。
流体下降部と格納容器２４を包囲する環状流体上昇部と
に区画することにより、例えば原子炉停止中に発生する
崩壊熱のような原子炉容器１２の外面から熱エネルギを
除去するための受動冷却流体流れ熱交換回路３８を形成
する。この受動冷却流体流れ熱交換回路３８は、大気か
らの空気冷却剤が下向流ダクト４０と、中間空間３４中
のバッフル３６の外面に接する流体下降部とを通り、次
いでほぼコンクリート製サイロ２６の底面でバッフル３
６の下端を回って、中間空間３４内のバッフル３６の内
面に接する流体上昇部中を上昇して循環するように構成
される。空気冷却材は、組み合わされた格納容器２４お
よび原子炉容器１２の外面から熱を取り去りながら熱交
換回路３８内を上昇し続け、上向流空気ダクト４２内を
通る。上記熱交換回路３８およびその機能は完全に受動
的であり、常時、流体内の自然対流、熱伝導、対流、お
よび熱放射から成る内在的現象により作動する。
【００２８】空気冷却材流量制御弁４４および４６が、
それぞれ下向流空気ダクト４２および上向流空気ダクト
４４内に設けられて、空気ダクト４０および４２を通る
空気の流量を調整し、または停止させる。
それぞれ下向流空気ダクト４２および上向流空気ダクト
４４内に設けられて、空気ダクト４０および４２を通る
空気の流量を調整し、または停止させる。
【００２９】上記受動冷却系は、例えばスイッチ、セン
サおよびポンプ等のような機械的もしくは電気的手段を
必要とせず、炉心から保護のために熱を除去するのに極
めて効果的である。上記受動冷却系は、原子炉停止中に
燃料炉心によって発生される崩壊熱を除去するのに特に
有用であり、運転員の支援を必要としない。
サおよびポンプ等のような機械的もしくは電気的手段を
必要とせず、炉心から保護のために熱を除去するのに極
めて効果的である。上記受動冷却系は、原子炉停止中に
燃料炉心によって発生される崩壊熱を除去するのに特に
有用であり、運転員の支援を必要としない。
【００３０】しかし、原子炉容器１２と格納容器２４と
の両方の２重破壊の事故が生じた場合には、これらの容
器１２と２４との両方からの液体金属冷却材１４の漏れ
は、原子炉内の液体金属冷却材レベルを顕著に低下させ
ることがある。例えば、原子炉容器２４と格納容器２４
とからコンクリート製サイロ２６内へ液体金属冷却材１
４が漏れることにより、液体金属冷却材１４の液面は、
ほぼ有効運転レベル３０から、原子炉の通常の複数個の
熱交換回路もしくはループを通る液体金属冷却材の循環
を必然的に不可能とするレベル３０´へ降下する。この
ような事態において、通常の原子炉冷却系は無効とな
り、従来技術の受動除熱系または上述したような補助手
段は、これらの手段の流体流れ通路内へ漏れた液体金属
冷却材によって妨害され、これにより無効とされる。
の両方の２重破壊の事故が生じた場合には、これらの容
器１２と２４との両方からの液体金属冷却材１４の漏れ
は、原子炉内の液体金属冷却材レベルを顕著に低下させ
ることがある。例えば、原子炉容器２４と格納容器２４
とからコンクリート製サイロ２６内へ液体金属冷却材１
４が漏れることにより、液体金属冷却材１４の液面は、
ほぼ有効運転レベル３０から、原子炉の通常の複数個の
熱交換回路もしくはループを通る液体金属冷却材の循環
を必然的に不可能とするレベル３０´へ降下する。この
ような事態において、通常の原子炉冷却系は無効とな
り、従来技術の受動除熱系または上述したような補助手
段は、これらの手段の流体流れ通路内へ漏れた液体金属
冷却材によって妨害され、これにより無効とされる。
【００３１】本発明によれば、補助受動冷却安全系４８
は、原子炉液体金属冷却材の低下したレベルよりも実質
的に下方まで流体冷却剤を通し、液体金属とそれに混入
した放射能汚染物質とに対して密閉されている第２流体
流れ熱交換回路を備えている。
は、原子炉液体金属冷却材の低下したレベルよりも実質
的に下方まで流体冷却剤を通し、液体金属とそれに混入
した放射能汚染物質とに対して密閉されている第２流体
流れ熱交換回路を備えている。
【００３２】第１図に示されているように、本発明の一
実施例は、原子炉容器１２内に配置されて実質的に原子
炉容器１２の下端部分まで延びた同心配置の流体流れ回
路５０を有する受動冷却安全系を含む。流体流れ回路５
０は、内管５２内を下降して原子炉容器１２内の燃料炉
心１６のかなり近くまで下降し、環状断面の外管５４内
を上昇して戻る冷却材流れを形成する。本実施例の流体
流れ回路５０は、液体金属冷却材の漏れレベル３０´よ
りもかなり下方まで原子炉容器１２内へ延びている。例
えば空気のような、流体流れ回路５０内の流体冷却材
は、熱伝達および大気中への放出による熱の消散のため
に、原子炉容器１２内から、室５６より成る熱交換装置
へ熱を運ぶ。上記のような複数の同心配置の流体流れ回
路５０が原子炉容器１２内に配置されることにより、ゆ
とりのある冷却容量が与えられることが望ましい。本発
明の他の実施例によれば、幾本かの流体輸送管が複数の
熱交換器ユニットに連結され１つの熱交換器ユニットが
液体ナトリウムのレベルより下方に配置され、他の１つ
の熱交換器ユニットが外側大気中に配置され、また、ナ
トリウムのような冷却流体が単一の配管で輸送され、１
本の管が低温流体を輸送し、他の管が高温流体を輸送す
る。
実施例は、原子炉容器１２内に配置されて実質的に原子
炉容器１２の下端部分まで延びた同心配置の流体流れ回
路５０を有する受動冷却安全系を含む。流体流れ回路５
０は、内管５２内を下降して原子炉容器１２内の燃料炉
心１６のかなり近くまで下降し、環状断面の外管５４内
を上昇して戻る冷却材流れを形成する。本実施例の流体
流れ回路５０は、液体金属冷却材の漏れレベル３０´よ
りもかなり下方まで原子炉容器１２内へ延びている。例
えば空気のような、流体流れ回路５０内の流体冷却材
は、熱伝達および大気中への放出による熱の消散のため
に、原子炉容器１２内から、室５６より成る熱交換装置
へ熱を運ぶ。上記のような複数の同心配置の流体流れ回
路５０が原子炉容器１２内に配置されることにより、ゆ
とりのある冷却容量が与えられることが望ましい。本発
明の他の実施例によれば、幾本かの流体輸送管が複数の
熱交換器ユニットに連結され１つの熱交換器ユニットが
液体ナトリウムのレベルより下方に配置され、他の１つ
の熱交換器ユニットが外側大気中に配置され、また、ナ
トリウムのような冷却流体が単一の配管で輸送され、１
本の管が低温流体を輸送し、他の管が高温流体を輸送す
る。
【００３３】第２図および第３図に示されているよう
に、本発明の他の実施例の受動冷却安全系４８´は、バ
ッフル３６と格納容器２４との間の中間空間３４内を原
子炉容器１２および格納容器２４の下端近くまで延びた
少なくとも１個の同心配置の流体流れ回路５８を含む。
各流体流れ回路５８は、冷却材を実質的に原子炉容器１
２の長さに沿って下向きに案内する中心の内管またはダ
クト６０と、内管６０の回りに配置されて冷却材を上向
きに戻す外管もしくはダクト６２とを含む。内管６０は
下向流ダクト４０と連通し、外管６２は上向流ダクト４
２と連通している。したがって、外気から下向流ダクト
４０内へ吸引された空気冷却材は、流体流れ回路５８の
内管６０内へ通されて内管６０に沿って下降し、次いで
方向を変えて外管６２内に流れて、原子炉容器１２から
熱を取り去り、次いで上向流空気ダスト４２内を通って
大気へ排出されて熱を消散させる。
に、本発明の他の実施例の受動冷却安全系４８´は、バ
ッフル３６と格納容器２４との間の中間空間３４内を原
子炉容器１２および格納容器２４の下端近くまで延びた
少なくとも１個の同心配置の流体流れ回路５８を含む。
各流体流れ回路５８は、冷却材を実質的に原子炉容器１
２の長さに沿って下向きに案内する中心の内管またはダ
クト６０と、内管６０の回りに配置されて冷却材を上向
きに戻す外管もしくはダクト６２とを含む。内管６０は
下向流ダクト４０と連通し、外管６２は上向流ダクト４
２と連通している。したがって、外気から下向流ダクト
４０内へ吸引された空気冷却材は、流体流れ回路５８の
内管６０内へ通されて内管６０に沿って下降し、次いで
方向を変えて外管６２内に流れて、原子炉容器１２から
熱を取り去り、次いで上向流空気ダスト４２内を通って
大気へ排出されて熱を消散させる。
【００３４】本実施例の冷却回路はコンクリート製サイ
ロ２６内への漏れによって液体金属冷却材のレベルが例
えばレベル３０´まで低下した時に有効であり、その循
環機構は完全に受動的であり、すなわちそれ自身だけで
動作する。また、冷却回路は液体金属冷却材に対して閉
鎖されているので、放射性汚染物が混入して大気中へ放
出されることはない。したがって、この冷却回路は原子
炉容器および格納容器の漏れに追従して効果的に機能
し、弁４４および４６は閉鎖することによりコンクリー
ト製サイロ２６内部と外気との間の連通を防止する。
ロ２６内への漏れによって液体金属冷却材のレベルが例
えばレベル３０´まで低下した時に有効であり、その循
環機構は完全に受動的であり、すなわちそれ自身だけで
動作する。また、冷却回路は液体金属冷却材に対して閉
鎖されているので、放射性汚染物が混入して大気中へ放
出されることはない。したがって、この冷却回路は原子
炉容器および格納容器の漏れに追従して効果的に機能
し、弁４４および４６は閉鎖することによりコンクリー
ト製サイロ２６内部と外気との間の連通を防止する。
【００３５】第４図および第５図に示された実施例は、
それぞれ中央内管６６と周囲の外管６８との同心の管か
ら成る複数の流体流れ回路６４を含む受動冷却安全系４
８''の特定の構造を使用するものである。本発明の構造
は、燃料炉心１６を冷却するための複数の流体流れ回路
６４として作用すると共に、容器の漏れがないときに動
作する正常時空気冷却系におけるほぼ中間空間３４の底
部までの冷却材流れ流路を形成する機能を果すバッフル
３６の代りとなる、中間空間３４内の円筒形バッフル７
０として作用する。図示されているように、同心の管６
６および６８は、結合されているので、コンクリート製
サイロ２６と格納容器２４との間の中間空間３４内を下
向きに延びて格納容器２４および原子炉容器１２を囲む
円筒壁を形成する同心の管による円筒壁は、バッフル３
６とほぼ同一の機能を果し、同時に補助受動冷却安全系
としても機能する。
それぞれ中央内管６６と周囲の外管６８との同心の管か
ら成る複数の流体流れ回路６４を含む受動冷却安全系４
８''の特定の構造を使用するものである。本発明の構造
は、燃料炉心１６を冷却するための複数の流体流れ回路
６４として作用すると共に、容器の漏れがないときに動
作する正常時空気冷却系におけるほぼ中間空間３４の底
部までの冷却材流れ流路を形成する機能を果すバッフル
３６の代りとなる、中間空間３４内の円筒形バッフル７
０として作用する。図示されているように、同心の管６
６および６８は、結合されているので、コンクリート製
サイロ２６と格納容器２４との間の中間空間３４内を下
向きに延びて格納容器２４および原子炉容器１２を囲む
円筒壁を形成する同心の管による円筒壁は、バッフル３
６とほぼ同一の機能を果し、同時に補助受動冷却安全系
としても機能する。
【００３６】例えば、受動冷却安全系の正常運転中、大
気の空気のような流体冷却材は、下向流ダクト４０内へ
吸引されて、コンクリート製サイロ２６と同心の管６６
および６８によって形成されたバッフル７０との間の中
間空間３４内を下降し、コンクリート製サイロ２６の底
面にほぼ隣接した管の下端部に達する。次いで、流体の
流れは、管６６および６８の下端部の周りで方向を逆転
し、格納容器２４の表面から熱を吸収しつつバッフル７
０の内面と格納容器２４との間の中間空間３４内を上昇
する。熱を運ぶ冷却材は、上向流ダクト４２内へ入り、
その後、大気中へ放出されて熱を消散させる。
気の空気のような流体冷却材は、下向流ダクト４０内へ
吸引されて、コンクリート製サイロ２６と同心の管６６
および６８によって形成されたバッフル７０との間の中
間空間３４内を下降し、コンクリート製サイロ２６の底
面にほぼ隣接した管の下端部に達する。次いで、流体の
流れは、管６６および６８の下端部の周りで方向を逆転
し、格納容器２４の表面から熱を吸収しつつバッフル７
０の内面と格納容器２４との間の中間空間３４内を上昇
する。熱を運ぶ冷却材は、上向流ダクト４２内へ入り、
その後、大気中へ放出されて熱を消散させる。
【００３７】受動冷却系４８''は、下向流ダクト４０か
ら内管６６内へ冷却流体を流入させて下降させ、次いで
方向を逆転させて原子炉から熱を吸収しつつ外管６８内
を上昇する。伝達された熱を含む冷却材は、外管６８か
ら上向流ダクト４２へ移動し、大気中へ放出されて熱を
消散する。
ら内管６６内へ冷却流体を流入させて下降させ、次いで
方向を逆転させて原子炉から熱を吸収しつつ外管６８内
を上昇する。伝達された熱を含む冷却材は、外管６８か
ら上向流ダクト４２へ移動し、大気中へ放出されて熱を
消散する。
【００３８】本発明の更に他の実施例が第６図および第
７図に示されており、格納容器２４とコンクリート製サ
イロ２６との間の空間３２内の保護容器７２を含む。本
実施例の受動冷却安全系４８''' はまた、複数の回路７
４を含む。回路７４は一連の流体流れ輸送管を含み、各
輸送管は互いに連通した下端部を除いて長さ方向に２つ
の部分に分割されている。具体例で言えば、第６図およ
び第７図に示された流体流れ輸送管は、２本の結合され
た半円形断面管、すなわち下向流空気ダクト４０と連通
した外側半円形断面管７６、および上向流空気ダクト４
２と連通した内側半円形断面管７８を含む。管形状は、
上述した第４図および第５図に示したような同心構成の
もの、または、一方の脚が低温空気を下方へ輸送し、他
方の脚が高温空気を上方へ輸送するＵ型形状のものであ
ってもよい。
７図に示されており、格納容器２４とコンクリート製サ
イロ２６との間の空間３２内の保護容器７２を含む。本
実施例の受動冷却安全系４８''' はまた、複数の回路７
４を含む。回路７４は一連の流体流れ輸送管を含み、各
輸送管は互いに連通した下端部を除いて長さ方向に２つ
の部分に分割されている。具体例で言えば、第６図およ
び第７図に示された流体流れ輸送管は、２本の結合され
た半円形断面管、すなわち下向流空気ダクト４０と連通
した外側半円形断面管７６、および上向流空気ダクト４
２と連通した内側半円形断面管７８を含む。管形状は、
上述した第４図および第５図に示したような同心構成の
もの、または、一方の脚が低温空気を下方へ輸送し、他
方の脚が高温空気を上方へ輸送するＵ型形状のものであ
ってもよい。
【００３９】このように、空気ダクト４０内を下方へ吸
引された大気空気は、外側半円形断面管７６内へ導かれ
て該管７６の下端まで下降し、その後、結合した内側半
円形断面管７８内に入り、原子炉容器１２から熱を吸収
しつつ該管７８内を上昇することができる。熱を運ぶ冷
却材の流れは、管７８から上向流ダクト４２内を通って
大気中へ排出されて、原子炉から伝達された熱を消散さ
せる。受動冷却系４８''' は、正常時（非漏洩時）冷却
系、および原子炉容器１２および格納容器７２の漏れ後
のバックアップ冷却系として機能し、運転員により操作
される流量制御弁を必要としない。
引された大気空気は、外側半円形断面管７６内へ導かれ
て該管７６の下端まで下降し、その後、結合した内側半
円形断面管７８内に入り、原子炉容器１２から熱を吸収
しつつ該管７８内を上昇することができる。熱を運ぶ冷
却材の流れは、管７８から上向流ダクト４２内を通って
大気中へ排出されて、原子炉から伝達された熱を消散さ
せる。受動冷却系４８''' は、正常時（非漏洩時）冷却
系、および原子炉容器１２および格納容器７２の漏れ後
のバックアップ冷却系として機能し、運転員により操作
される流量制御弁を必要としない。
【図１】液体金属冷却式原子炉プラントの概略断面図で
ある。
ある。
【図２】本発明の変形例を示す液体金属冷却式原子炉プ
ラントの概略断面図である。
ラントの概略断面図である。
【図３】第２図に示された変形例の複合側壁構造の一部
を詳細に示す横断面図である。
を詳細に示す横断面図である。
【図４】本発明の他の変形例を示す液体金属冷却式原子
炉プラントの概略断面図である。
炉プラントの概略断面図である。
【図５】第４図に示された変形例の複合側壁構造の一部
を詳細に示す横断面図である。
を詳細に示す横断面図である。
【図６】本発明の更に他の変形例を示す液体金属冷却式
原子炉プラントの概略断面図である。
原子炉プラントの概略断面図である。
【図７】第６図に示された変形例の複合側壁構造の一部
を詳細に示す横断面図である。
を詳細に示す横断面図である。
１０ 液体冷却式原子炉プラント １２ 原子炉容器 １４ 液体金属冷却材プール １６ 燃料炉心 １８ 制御棒 ２０ 格納ハウジング構造物 ２２ 容器カバー ２４ 格納容器 ２６ コンクリート製サイロ ３６ 円筒形バッフル ３８ 受動冷却流体流れ熱交換回路 ４８ 補助受動冷却安全系 ５０ 同心配置の流体流れ回路 ７２ 保護容器
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 マービン・マン−ワイ・フイ アメリカ合衆国、カリフォルニア州、サ ニーベール、ティンバーパイン・アベニ ュー、719番 (72)発明者 ロバート・カール・バーグランド アメリカ合衆国、カリフォルニア州、サ ラトガ、ビア・アライバ・ドライブ、 13303番 (56)参考文献 特開 昭62−265597（ＪＰ，Ａ) 特開 昭63−58291（ＪＰ，Ａ) 特開 昭63−50791（ＪＰ，Ａ)
Claims (5)
- 【請求項１】 核分裂性燃料炉心が液体金属冷却材プー
ルに浸漬されるようにした液体金属冷却材プールを含
み、最内側の第１仕切り壁を構成する側壁を有する原子
炉容器と、 上記原子炉容器と間隔をおいて該原子炉容器を包囲し、
上記最内側の第１仕切り壁との間に中間領域を形成する
第２仕切り壁を構成する側壁を有する格納容器と、 上記格納容器と間隔をおいて該格納容器を包囲し、上記
第２仕切り壁との間に中間領域を形成する最外側の第３
仕切り壁を構成する側壁を有するコンクリート製サイロ
と、 上記コンクリート製サイロと上記格納容器との間の上記
中間領域内をほぼ上記格納容器の全長に沿って下向きに
延び、次いで上向きに延びて戻り大気へ至る大気空気の
冷却材の通路を作る第１流体流れ熱交換回路と、 上記原子炉容器内の液体金属冷却材に対して閉じてい
て、上記原子炉容器および上記格納容器から上記コンク
リート製サイロ内へのプール全体の漏れによって生じた
計算できる最も低下した液体金属冷却材レベルよりも低
いレベルまで上記原子炉容器の上方から下向きに延び、
次いで上向きに延びて戻り、大気と、または大気に通じ
た第１冷却材流体流れ回路と、熱伝達接触する流体冷却
材の通路を作り、該流体冷却材から熱エネルギを大気中
へ伝達させる第２流体流れ熱交換回路と、 を含む液体金属冷却式原子炉用受動冷却系。 - 【請求項２】 上記第２流体流れ熱交換回路は、第２流
体流れ回路の一部を形成する同心配置された少なくとも
１対のダクトを有する請求項１記載の液体金属冷却式原
子炉用受動冷却系。 - 【請求項３】核分裂性燃料炉心が液体金属冷却材プール
に浸漬されるようにした液体金属冷却材プールを含み、
最内側の第１仕切り壁を構成する側壁を有する原子炉容
器と、 上記原子炉容器と間隔をおいて該原子炉容器を包囲し、
上記最内側の第１仕切り壁との間に中間領域を形成する
第２仕切り壁を構成する側壁を有する格納容器 と、 上記格納容器と間隔をおいて該格納容器を包囲し、上記
第２仕切り壁との間に中間領域を形成する最外側の第３
仕切り壁を構成する側壁を有するコンクリート製サイロ
と、 上記コンクリート製サイロと上記格納容器との間の上記
中間領域内をほぼ上記格納容器の全長に沿って下向きに
延び、次いで上向きに延びて戻り大気へ至る大気空気の
冷却材の通路を作る第１流体流れ熱交換回路と、 上記原子炉容器内の液体金属冷却材に対して閉じてい
て、上記原子炉容器および上記格納容器から上記コンク
リート製サイロ内へのプール全体の漏れによって生じた
計算できる最も低下した液体金属冷却材レベルよりも低
いレベルまで上記原子炉容器の上方から下向きに延び、
次いで上向きに延びて戻り、大気と、または大気に通じ
た第１冷却材流体流れ回路と、熱伝達接触する流体冷却
材の通路を作り、該流体冷却材から熱エネルギを大気中
へ伝達させる第２流体流れ熱交換回路と、 を含む液体金属冷却式原子炉用受動冷却系に於いて 、 上
記第２流体流れ熱交換回路は、上記原子炉容器の上方か
ら該原子炉容器の内部へ下向きに延びる閉じた回路であ
る液体金属冷却式原子炉用受動冷却系。 - 【請求項４】 上記閉じた第２流体流れ熱交換回路は、
液体金属冷却材を収容した同心配置された少なくとも１
対のダクトを有する請求項３記載の液体金属冷却式原子
炉用受動冷却系。 - 【請求項５】 複数の上記閉じた第２流体熱交換回路
は、ナトリウムを収容して同心配置された、上記原子炉
容器の内部を下向きに上記燃料炉心の頂部近くまで延び
たダクトを有する請求項４記載の液体金属冷却式原子炉
用受動冷却系。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US541,647 | 1990-06-21 | ||
| US07/541,647 US5043136A (en) | 1990-06-21 | 1990-06-21 | Passive cooling safety system for liquid metal cooled nuclear reactors |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH04232496A JPH04232496A (ja) | 1992-08-20 |
| JP2659632B2 true JP2659632B2 (ja) | 1997-09-30 |
Family
ID=24160475
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP3173318A Expired - Lifetime JP2659632B2 (ja) | 1990-06-21 | 1991-06-19 | 液体金属冷却式原子炉用受動冷却安全系 |
Country Status (4)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US5043136A (ja) |
| EP (1) | EP0462810B1 (ja) |
| JP (1) | JP2659632B2 (ja) |
| DE (1) | DE69107908T2 (ja) |
Families Citing this family (29)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5154877A (en) * | 1991-03-28 | 1992-10-13 | Westinghouse Electric Corp. | Passive off-site radiation reduction apparatus |
| US5158741A (en) * | 1991-08-16 | 1992-10-27 | General Electric Company | Passive cooling system for top entry liquid metal cooled nuclear reactors |
| US5223210A (en) * | 1991-08-16 | 1993-06-29 | General Electric Company | Passive cooling system for liquid metal cooled nuclear reactors with backup coolant flow path |
| US5190720A (en) * | 1991-08-16 | 1993-03-02 | General Electric Company | Liquid metal cooled nuclear reactor plant system |
| US5215708A (en) * | 1992-06-19 | 1993-06-01 | General Electric Company | Reactor building assembly and method of operation |
| US5339340A (en) * | 1993-07-16 | 1994-08-16 | General Electric Company | Liquid metal reactor air cooling baffle |
| US5406602A (en) * | 1994-04-15 | 1995-04-11 | General Electric Company | Passive air cooling of liquid metal-cooled reactor with double vessel leak accommodation capability |
| US5499277A (en) * | 1994-08-19 | 1996-03-12 | General Electric Company | Method and apparatus for enhancing reactor air-cooling system performance |
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