JPH01185485A - 原子炉容器の熱保護装置 - Google Patents
原子炉容器の熱保護装置Info
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- JPH01185485A JPH01185485A JP63009604A JP960488A JPH01185485A JP H01185485 A JPH01185485 A JP H01185485A JP 63009604 A JP63009604 A JP 63009604A JP 960488 A JP960488 A JP 960488A JP H01185485 A JPH01185485 A JP H01185485A
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-
- 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
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- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
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】
［発明の目的コ
（産業上の利用分野）
本発明は原子炉、特に高速増殖炉の容器に発生する熱応
力を低減する原子炉容器の熱保護装置に係る。
力を低減する原子炉容器の熱保護装置に係る。
（従来の技術）
一般に高速増殖炉は液体ナトリウム等の液体金属を冷却
材として使用している。このような液体金属は熱伝達能
力が極めて大きいため、原子炉容器の炉壁温度は冷却材
の温度変化に追従して速やかにその温度を変化させる。
材として使用している。このような液体金属は熱伝達能
力が極めて大きいため、原子炉容器の炉壁温度は冷却材
の温度変化に追従して速やかにその温度を変化させる。
ところが、炉壁の液体金属と接していない液体金属液面
より上方の部分は、冷却材の温度変化に対する追従が液
体金属に接している部分より著しく遅いので、原子炉の
運転開始時や停止時のように冷却材の温度変化が急激な
場合には、前記二つの部分には大きな温度勾配を生じる
。このように大きな温度勾配が生じると原子炉容器に大
きな熱応力を生じ、原子炉容器の健全性が損われるおそ
れがある。このような健全性の喪失を防止するため、高
速増殖炉の原子炉容器には熱保護装置が設けられている
。
より上方の部分は、冷却材の温度変化に対する追従が液
体金属に接している部分より著しく遅いので、原子炉の
運転開始時や停止時のように冷却材の温度変化が急激な
場合には、前記二つの部分には大きな温度勾配を生じる
。このように大きな温度勾配が生じると原子炉容器に大
きな熱応力を生じ、原子炉容器の健全性が損われるおそ
れがある。このような健全性の喪失を防止するため、高
速増殖炉の原子炉容器には熱保護装置が設けられている
。
第４図は従来の熱保護装置を具えた高速増殖炉の一例を
示す縦断面図である。この図において、原子炉容器１の
上部には冷却材液面２の下方にまで垂下する容器１と同
心の円筒状仕切壁３が設けてあり、この円筒状仕切壁３
と原子炉容器１内周との間に形成される環状の空間には
、遮蔽プラグ４を貫通し前記空間上部に開口するガス導
入管５により不活性ガスを導入しである。前記不活性ガ
ス導入管５は、バルブ６を介して容器外におかれた不活
性ガス源７に接続されている。なお、遮蔽プラグ４には
前記環状空間内の冷却材液位を検出するための液面計８
が設けられている。
示す縦断面図である。この図において、原子炉容器１の
上部には冷却材液面２の下方にまで垂下する容器１と同
心の円筒状仕切壁３が設けてあり、この円筒状仕切壁３
と原子炉容器１内周との間に形成される環状の空間には
、遮蔽プラグ４を貫通し前記空間上部に開口するガス導
入管５により不活性ガスを導入しである。前記不活性ガ
ス導入管５は、バルブ６を介して容器外におかれた不活
性ガス源７に接続されている。なお、遮蔽プラグ４には
前記環状空間内の冷却材液位を検出するための液面計８
が設けられている。
而して、前記不活性ガス導入管５、液面計８、不活性ガ
ス源７は、協働して前記環状空間内の冷却材液面を制御
するものとされている。すなわち、高速増殖炉の起動時
、停止時等に前記環状空間内の不活性ガス圧を変化させ
ることにより、前記空間内の冷却材液面は変動され原子
炉容器軸方向の温度分布が緩和されるから、原子炉容器
に発生する熱応力は低減されることとなる。
ス源７は、協働して前記環状空間内の冷却材液面を制御
するものとされている。すなわち、高速増殖炉の起動時
、停止時等に前記環状空間内の不活性ガス圧を変化させ
ることにより、前記空間内の冷却材液面は変動され原子
炉容器軸方向の温度分布が緩和されるから、原子炉容器
に発生する熱応力は低減されることとなる。
（発明が解決しようとする課題）
しかしながら、上記従来の熱保護装置においては、原子
炉容器と円筒状仕切壁との間に形成される環状空間内の
液位を、前記空間に印加される不活性ガス圧により制御
し、これにより原子炉容器に発生する熱応力の低減を図
っているため、プラントの運転条件によって液位の変動
巾および変動速度を適宜最適化する必要があった。また
、ホットプール内冷却材温度がさらに上昇した場合には
、原子炉容器に発生する熱応力を低減できないおそれが
あった。
炉容器と円筒状仕切壁との間に形成される環状空間内の
液位を、前記空間に印加される不活性ガス圧により制御
し、これにより原子炉容器に発生する熱応力の低減を図
っているため、プラントの運転条件によって液位の変動
巾および変動速度を適宜最適化する必要があった。また
、ホットプール内冷却材温度がさらに上昇した場合には
、原子炉容器に発生する熱応力を低減できないおそれが
あった。
本発明は上記の事情に基づきなされたもので、プラント
運転条件によって前記環状空間内の液位の変動巾、変動
速度を最適化して設定する必要がなく、しかもホットプ
ール内冷却材温度が著しく上昇した場合であっても、原
子炉容器の熱応力を低減することができる原子炉容器熱
保護装置を提供することを目的としている。
運転条件によって前記環状空間内の液位の変動巾、変動
速度を最適化して設定する必要がなく、しかもホットプ
ール内冷却材温度が著しく上昇した場合であっても、原
子炉容器の熱応力を低減することができる原子炉容器熱
保護装置を提供することを目的としている。
［発明の構成］
（課題を解決するための手段）
本発明の原子炉容器熱保護装置は、液体金属を冷却材と
する高速増殖炉の原子炉容器の内周に沿って設けられ上
端開口を前記容器内カバーガス空間に開放し下端を前容
器内底面に結合された円筒状仕切壁と、前記原子炉容器
下部に接された炉心を包囲する隔壁により前記容器内に
画成され円筒状前記仕切壁下端近傍の連通開口により連
通されたホットプールおよびコールドプールと、前記原
子炉容器内周と前記円筒状仕切壁との間に形成された環
状空間内と前記コールドプール内の冷却材とを＠環させ
る電磁ポンプユニットとを有することを特徴とする。
する高速増殖炉の原子炉容器の内周に沿って設けられ上
端開口を前記容器内カバーガス空間に開放し下端を前容
器内底面に結合された円筒状仕切壁と、前記原子炉容器
下部に接された炉心を包囲する隔壁により前記容器内に
画成され円筒状前記仕切壁下端近傍の連通開口により連
通されたホットプールおよびコールドプールと、前記原
子炉容器内周と前記円筒状仕切壁との間に形成された環
状空間内と前記コールドプール内の冷却材とを＠環させ
る電磁ポンプユニットとを有することを特徴とする。
（作用）
上記構成の本発明原子炉容器熱保護装置においては、電
磁ポンプを起動すればコールドプール内の円筒状仕切壁
に近い部位にある冷却材は、電磁ポンプの吐出により駆
動され円筒状仕切壁下端近傍の連通開口から前Ｖ、環状
空間に流入し、環状空間内を上昇して電磁ポンプに吸引
されるので、冷却材はコールドプール、環状空間を絶え
ず循環することとなる。このため、前記環状空間にはコ
ールドプール内の低温の冷却材が流動する状態となり、
原子炉容器の円筒状仕切壁を介してホットプール内の冷
却材と接し熱伝導を受ける部分は、前記循環する冷却材
により冷却されるためその部分に大きな温度勾配を生じ
ることはなく、原子炉容器の熱応力は著しく軽減される
。
磁ポンプを起動すればコールドプール内の円筒状仕切壁
に近い部位にある冷却材は、電磁ポンプの吐出により駆
動され円筒状仕切壁下端近傍の連通開口から前Ｖ、環状
空間に流入し、環状空間内を上昇して電磁ポンプに吸引
されるので、冷却材はコールドプール、環状空間を絶え
ず循環することとなる。このため、前記環状空間にはコ
ールドプール内の低温の冷却材が流動する状態となり、
原子炉容器の円筒状仕切壁を介してホットプール内の冷
却材と接し熱伝導を受ける部分は、前記循環する冷却材
により冷却されるためその部分に大きな温度勾配を生じ
ることはなく、原子炉容器の熱応力は著しく軽減される
。
（実施例）
第４図と同一部分には同一符号を付した第１図は、本発
明の一実施例である熱保護装置を具えた高速増殖炉縦断
面図である。原子炉容器１は、その外周を間隔をおいて
包囲するカバーベッセル９によって保護されている。ま
た、前記原子炉容器１内には液体ナトリウム等の液体金
属である冷却材１０が貯溜されており、この冷却材１０
には炉心１１が浸漬されている。この炉心１１には多数
の燃料集合体と制御棒（何れも図示しない）が配置され
、炉心１１は原子炉容器１の底面から立ち上げた炉心支
持構造物１２により支持されている。
明の一実施例である熱保護装置を具えた高速増殖炉縦断
面図である。原子炉容器１は、その外周を間隔をおいて
包囲するカバーベッセル９によって保護されている。ま
た、前記原子炉容器１内には液体ナトリウム等の液体金
属である冷却材１０が貯溜されており、この冷却材１０
には炉心１１が浸漬されている。この炉心１１には多数
の燃料集合体と制御棒（何れも図示しない）が配置され
、炉心１１は原子炉容器１の底面から立ち上げた炉心支
持構造物１２により支持されている。
また、炉心１１の周囲には中間熱交換器１３および冷却
材循環ポンプ１４が配置され、炉心上方には炉心上部機
構１５が設けられている。これ等の中間熱交換器１３、
冷却材循環ポンプ１４、炉心上部機構１５は原子炉容器
１の上部開口を密閉する遮蔽プラグ４に搭載支持されて
いる。なお、中間熱交換器１３、冷却材循環ポンプ１４
は同数の複数筒であり、原子炉容器１の周方向に等配し
て交互に設置されている。
材循環ポンプ１４が配置され、炉心上方には炉心上部機
構１５が設けられている。これ等の中間熱交換器１３、
冷却材循環ポンプ１４、炉心上部機構１５は原子炉容器
１の上部開口を密閉する遮蔽プラグ４に搭載支持されて
いる。なお、中間熱交換器１３、冷却材循環ポンプ１４
は同数の複数筒であり、原子炉容器１の周方向に等配し
て交互に設置されている。
また、原子炉容器１内は炉心を同心的に包囲し、各中間
熱交換器１３、冷却材循環ポンプ１４下部を流体密に挿
通させる隔壁１６を設けである。なお、この隔壁１６の
周縁は、原子炉容器１と同心で冷却材１０の液面上から
垂下し、下端が原子炉容器１の内底面に結合した円筒状
仕切壁１７内周に流体密に結合されている。前記隔壁１
６により原子炉容器１内は隔壁上方のホットプール１８
Ａ、下方のコールドプール１８Ｂとに部分されることと
なる。なお、円筒状仕切壁１７の下端近傍には周方向に
等配して連通開口１９が設けられている。
熱交換器１３、冷却材循環ポンプ１４下部を流体密に挿
通させる隔壁１６を設けである。なお、この隔壁１６の
周縁は、原子炉容器１と同心で冷却材１０の液面上から
垂下し、下端が原子炉容器１の内底面に結合した円筒状
仕切壁１７内周に流体密に結合されている。前記隔壁１
６により原子炉容器１内は隔壁上方のホットプール１８
Ａ、下方のコールドプール１８Ｂとに部分されることと
なる。なお、円筒状仕切壁１７の下端近傍には周方向に
等配して連通開口１９が設けられている。
ホットプール１８Ａ内の冷却材１ｏは矢符Ａで示すよう
゛に中間熱交換器１３に流入し、ここで二次冷却材と熱
交換を行い矢符Ｂで示すように中間熱交換器１３からコ
ールドプール１８Ｂに流出する。
゛に中間熱交換器１３に流入し、ここで二次冷却材と熱
交換を行い矢符Ｂで示すように中間熱交換器１３からコ
ールドプール１８Ｂに流出する。
コールドプール１８Ｂに流入した冷却材は、冷却材循環
ポンプ１４により炉心１１内に送り込まれ、ここで加熱
昇温されてホットプール１８Ａに流出することとなる。
ポンプ１４により炉心１１内に送り込まれ、ここで加熱
昇温されてホットプール１８Ａに流出することとなる。
なお、遮蔽プラグ４と冷却材１０の液面２との間にはカ
バーガス空間２ｏが形成され、この空間にはアルゴンガ
ス等の不活性ガスが封入されている。なお、図中２１は
ホットプール１８Ａ、コールドプール１８Ｂ間の遮熱層
となるバッフル板を示す。
バーガス空間２ｏが形成され、この空間にはアルゴンガ
ス等の不活性ガスが封入されている。なお、図中２１は
ホットプール１８Ａ、コールドプール１８Ｂ間の遮熱層
となるバッフル板を示す。
前記円筒状仕切壁１７の上端部は前記カバーガス空間２
０に開放されている。
０に開放されている。
而して、円筒状仕切壁１７下端近傍の連通開口１９によ
り、円筒状仕切壁１７と原子炉容器１内周との間に形成
された環状空間２２内の冷却材と。
り、円筒状仕切壁１７と原子炉容器１内周との間に形成
された環状空間２２内の冷却材と。
コールドプール１８Ｂ内の冷却材とは連通されている。
第２図は円筒状仕切壁１７および隔壁１６等とそれ等に
関連する部分を拡大して示す要部縦断面図である。この
図において、円筒状仕切壁１７の内側に周方向に等配し
て、入口配管２３を環状空間２２に連通させた複数の電
磁ポンプユニット２４が遮蔽プラグ（図示しない）に支
持させて設けられ、電磁ポンプユニット２４下端に設け
た電磁ポンプ２４ａはコールドプール１８Ｂ内にその吐
出口を開口させている。
関連する部分を拡大して示す要部縦断面図である。この
図において、円筒状仕切壁１７の内側に周方向に等配し
て、入口配管２３を環状空間２２に連通させた複数の電
磁ポンプユニット２４が遮蔽プラグ（図示しない）に支
持させて設けられ、電磁ポンプユニット２４下端に設け
た電磁ポンプ２４ａはコールドプール１８Ｂ内にその吐
出口を開口させている。
上記構成の本発明実施例においては、電磁ポンプ２４を
起動すればコールドプール１８Ｂ内の円筒状仕切壁１７
に近い部位にある冷却材は、電磁ポンプ２４ａの吐出に
より駆動され連通開口１９から環状空間２２に流入し、
環状空間２２内を上昇して入口配管２３から電磁ポンプ
２４ａに吸引されるので、コールドプール１８Ｂ、環状
空間２２を絶えず循環することとなる。このため、前記
環状空間２２にはコールドプール１８Ｂ内の低温の冷却
材が流動する状態となり、原子炉容器１の円筒状仕切壁
１７を介してホットプール１８Ａ内の冷却材と接し熱伝
導を受ける部分は、前記循環する冷却材により冷却され
るためその部分に大きな温度勾配を生じることはなく、
原子炉容器の熱応力は著しく軽減される。
起動すればコールドプール１８Ｂ内の円筒状仕切壁１７
に近い部位にある冷却材は、電磁ポンプ２４ａの吐出に
より駆動され連通開口１９から環状空間２２に流入し、
環状空間２２内を上昇して入口配管２３から電磁ポンプ
２４ａに吸引されるので、コールドプール１８Ｂ、環状
空間２２を絶えず循環することとなる。このため、前記
環状空間２２にはコールドプール１８Ｂ内の低温の冷却
材が流動する状態となり、原子炉容器１の円筒状仕切壁
１７を介してホットプール１８Ａ内の冷却材と接し熱伝
導を受ける部分は、前記循環する冷却材により冷却され
るためその部分に大きな温度勾配を生じることはなく、
原子炉容器の熱応力は著しく軽減される。
第１図、第２図と同一部分には同一符号を付した第３図
は本発明の他の実施例の要部の拡大縦断面図である。こ
の実施例では電磁ポンプユニット２４は環状空間２２内
に配置され、そのポンプ２４ａの吸引口は環状空間２２
に開口され、その吐出口は吐出配管２５によりホットプ
ール１８Ａに連通されている。この実施例においても、
前記実施例と同様に環状空間２２内をコールドプール１
８Ｂ内の冷却材が流動することとなり、前記実施例と同
様の作用、効果が得られる。
は本発明の他の実施例の要部の拡大縦断面図である。こ
の実施例では電磁ポンプユニット２４は環状空間２２内
に配置され、そのポンプ２４ａの吸引口は環状空間２２
に開口され、その吐出口は吐出配管２５によりホットプ
ール１８Ａに連通されている。この実施例においても、
前記実施例と同様に環状空間２２内をコールドプール１
８Ｂ内の冷却材が流動することとなり、前記実施例と同
様の作用、効果が得られる。
［発明の効果コ
上記から明らかなように本発明の原子炉容器の熱保護装
置においては、原子炉容器と円筒状仕切壁との間にコー
ルドプール内の冷却材を流動させるようにしているから
、プラントの運転条件によって液位の変更中およびその
変更速度を最適化設定する必要がなく、原子炉容器に生
じる熱応力を確実に低減させることができる。さらに、
従来の複雑な液位制御系は不要であり、保守管理上有利
である。
置においては、原子炉容器と円筒状仕切壁との間にコー
ルドプール内の冷却材を流動させるようにしているから
、プラントの運転条件によって液位の変更中およびその
変更速度を最適化設定する必要がなく、原子炉容器に生
じる熱応力を確実に低減させることができる。さらに、
従来の複雑な液位制御系は不要であり、保守管理上有利
である。
第１図は本発明一実施例の縦断面図、第２図はその要部
を拡大して示す縦断面図、第３図は他の実施例の要部を
拡大して示す縦断面図、第４図は従来の熱保護装置の一
例の縦断面図である。
を拡大して示す縦断面図、第３図は他の実施例の要部を
拡大して示す縦断面図、第４図は従来の熱保護装置の一
例の縦断面図である。
Claims (1)
- 液体金属を冷却材とする高速増殖炉の原子炉容器の内周
に沿って設けられ上端開口を前記容器内カバーガス空間
に開放し下端を前容器内底面に結合された円筒状仕切壁
と、前記原子炉容器下部に接された炉心を包囲する隔壁
により前記容器内に画成され円筒状前記仕切壁下端近傍
の連通開口により連通されたホットプールおよびコール
ドプールと、前記原子炉容器内周と前記円筒状仕切壁と
の間に形成された環状空間内と前記コールドプール内の
冷却材とを循環させる電磁ポンプユニットとを有するこ
とを特徴とする原子炉容器の熱保護装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63009604A JPH01185485A (ja) | 1988-01-21 | 1988-01-21 | 原子炉容器の熱保護装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63009604A JPH01185485A (ja) | 1988-01-21 | 1988-01-21 | 原子炉容器の熱保護装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH01185485A true JPH01185485A (ja) | 1989-07-25 |
Family
ID=11724912
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP63009604A Pending JPH01185485A (ja) | 1988-01-21 | 1988-01-21 | 原子炉容器の熱保護装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH01185485A (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2002007168A1 (en) * | 2000-07-13 | 2002-01-24 | Eskom | Nuclear reactor |
| CN108682460A (zh) * | 2018-05-23 | 2018-10-19 | 肖宏才 | 浅池式核能低温供热堆装置及其运行方法 |
-
1988
- 1988-01-21 JP JP63009604A patent/JPH01185485A/ja active Pending
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2002007168A1 (en) * | 2000-07-13 | 2002-01-24 | Eskom | Nuclear reactor |
| CN108682460A (zh) * | 2018-05-23 | 2018-10-19 | 肖宏才 | 浅池式核能低温供热堆装置及其运行方法 |
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