JPH0143671Y2 - - Google Patents

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JPH0143671Y2
JPH0143671Y2 JP1982040602U JP4060282U JPH0143671Y2 JP H0143671 Y2 JPH0143671 Y2 JP H0143671Y2 JP 1982040602 U JP1982040602 U JP 1982040602U JP 4060282 U JP4060282 U JP 4060282U JP H0143671 Y2 JPH0143671 Y2 JP H0143671Y2
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support plate
core support
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coolant
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JP1982040602U
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JPS58144294U (ja
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    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

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  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Description

【考案の詳細な説明】 本考案は、原子炉の内部構造に関する。
原子炉の炉容器は、内部に多数の燃料集合体を
支持しており、一般に底部に低温プレナム、上部
に高温プレナムを画成している。そして、原子炉
の冷却材例えば、軽水や液体ナトリウムは、低温
プレナムに入り、炉心を通つて高温プレナムに至
り、そこから出口ノズルを通つて流出する。
燃料集合体は、一般に多数の細長い燃料棒を支
持格子の開口に挿着して束ねた形、或いは束ねた
多数の細長い燃料ピンをラツパ管で囲んだ形をと
り、原子炉に装荷された状態では、その下端及び
上端を下部炉心支持板及び上部炉心支持板によつ
て支持される。
両炉心支持板は、炉容器の内面から突出した支
持構造物によつて外縁を支持されるが、支持構造
物特に上部取付台は、高温プレナムと相対的に低
温の炉心パイパス域と境界に位置するため、上部
取付台のつけ根近傍の炉容器壁には、急な温度勾
配が発生し、過大な熱応力が発生しやすい。
特に、高温プレナム(炉心出口)の温度が大き
く、熱伝達率のよい液体ナトリウムを冷却材とす
る高速増殖炉では、その傾向は著しい。
本考案は、前記した事情に鑑みなされたもの
で、炉容器内の上部取付台を截頭円錐殻状として
その直上部に冷却材の環状滞留域を形成すること
により、その部分の温度勾配を緩やかにした原子
炉を提供することを目的とする。
以下、本考案を図示の実施例に基づき説明す
る。
第1図において、原子炉容器1は、その蓋3に
よつて閉じられ、中に多数の燃料集合体5が収納
されている。燃料集合体5は、炉心支持板7を介
して、炉心支持構造物9により、容器1に支持さ
れている。一方、燃料集合体5の上部は、上部炉
心支持板11により水平方向の移動を支持されて
いる。
原子炉運転時には、底部の入口ノズル13から
冷却材が低温プレナム15へ流入し、炉心の燃料
集合体5を通るうちに加熱されて高温となる。炉
心を出た冷却材は、高温プレナム17を流れて、
出口ノズル19から流出する。
炉心支持板7と上部炉心支持板11の間の炉心
の外側には、炉心をパイパスとして少量の冷却材
が流れ、炉心バイパス域21を形成する。バイパ
ス域21の冷却材の温度は、低温プレナム15の
それよりも高く、高温プレナム17のそれよりも
低い。
第2図は、上部炉心支持板11と炉容器1との
境界部の詳細を示したものである。第2図におい
て炉容器1の内面から斜め上方へ延出した(断面
において)截頭円錐殻状の取付台23によつて上
部炉心支持板11が支持されている。取付台23
と炉容器1の間には、環状滞留域25が形成さ
れ、その中の冷却材は、高温プレナム17内の他
の冷却材のようには流れず、バイパス域21を流
れる冷却材により冷却される形となり、高温プレ
ナム17に比し、相対的に低温となる。
第3図a,bは、本実施例による効果を、従来
構造のものに対比して示したものである。
すなわち、第3図aは、前記実施例による炉容
器1の温度分布を、模式化した構造と対比して示
したもので、縦軸が位置、横軸が温度である。第
3図bは、従来構造の取付台23′を用いた場合
の炉容器1′の温度分布を、模式化した構造に対
比して示したもので、縦軸、横軸は第3図aと同
様である。
第3図a,bを対比すれば明らかなように、本
実施例の場合の温度分布特に取付台23,23′
の付根の容器壁の温度勾配は、従来のものに比し
大巾に緩やかになり、本実施例によれば過大な熱
応力の発生、取付台23についての曲げモーメン
トの発生を大巾に抑制することができる。
【図面の簡単な説明】
第1図は、本考案の実施例の全体を示す概念
図、第2図は前記実施例の要部を示す部分断面
図、第3図a,bは作用説明図である。 1……炉容器、11……上部炉心支持板、23
……取付台、25……滞留域。

Claims (1)

    【実用新案登録請求の範囲】
  1. 冷却材入口ノズルを底部に冷却材出口ノズルを
    上部にそれぞれ具えた原子炉容器、該容器内に上
    下方向に離れて設けられた炉心支持板及び該炉心
    支持板に支持された多数の燃料集合体を有するも
    のにおいて、上方の該炉心支持板の外縁を支持す
    る取付台を截頭円錐殻状に形成して該容器壁に一
    体的に接合し、該取付台と該容器壁との間に冷却
    材の環状滞留域を形成してなることを特徴とする
    原子炉の内部構造。
JP1982040602U 1982-03-23 1982-03-23 原子炉の内部構造 Granted JPS58144294U (ja)

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JP1982040602U JPS58144294U (ja) 1982-03-23 1982-03-23 原子炉の内部構造

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JPS58144294U JPS58144294U (ja) 1983-09-28
JPH0143671Y2 true JPH0143671Y2 (ja) 1989-12-18

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JPS58144294U (ja) 1983-09-28

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