JPH0151798B2 - - Google Patents
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- JPH0151798B2 JPH0151798B2 JP56132019A JP13201981A JPH0151798B2 JP H0151798 B2 JPH0151798 B2 JP H0151798B2 JP 56132019 A JP56132019 A JP 56132019A JP 13201981 A JP13201981 A JP 13201981A JP H0151798 B2 JPH0151798 B2 JP H0151798B2
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Classifications
-
- 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
- G21C1/03—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders cooled by a coolant not essentially pressurised, e.g. pool-type reactors
-
- 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
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は液体金属高速増殖炉(LMFBR)に関
し、特にループ型の液体金属高速増殖炉に関する
ものである。
し、特にループ型の液体金属高速増殖炉に関する
ものである。
商用発電に用いられている原子炉は、殆んどが
低濃縮ウラニウム燃料を用いる軽水炉である。こ
の型の原子炉はウラニウムから得ることが可能な
エネルギーのうちの僅かな部分だけしか取出せな
い。多くの国に於ては、世界のウラニウムまたは
恐らくトリウム資源の有する大量のエネルギーを
実用的に取出して利用できるようにする液体金属
高速増殖炉(LMFBR)を開発すべく努力されて
いる。多くの実証用のLMFBRが研究および商用
原子炉開発用に建造されている。
低濃縮ウラニウム燃料を用いる軽水炉である。こ
の型の原子炉はウラニウムから得ることが可能な
エネルギーのうちの僅かな部分だけしか取出せな
い。多くの国に於ては、世界のウラニウムまたは
恐らくトリウム資源の有する大量のエネルギーを
実用的に取出して利用できるようにする液体金属
高速増殖炉(LMFBR)を開発すべく努力されて
いる。多くの実証用のLMFBRが研究および商用
原子炉開発用に建造されている。
LMFBRには「ループ型」と「プール型」の2
つの基本的型がある。ループ型は、炉心から熱を
取出して変換するために、ポンプ、熱交換器、計
測装置、弁を含み、原子炉外の複数の配管系即ち
ループを用いるものである。プール型は、上述の
熱取出し用機器を全て炉容器内に設けたものであ
り、ポンプおよび熱交換器は原子炉冷却材中に浸
漬されている。
つの基本的型がある。ループ型は、炉心から熱を
取出して変換するために、ポンプ、熱交換器、計
測装置、弁を含み、原子炉外の複数の配管系即ち
ループを用いるものである。プール型は、上述の
熱取出し用機器を全て炉容器内に設けたものであ
り、ポンプおよび熱交換器は原子炉冷却材中に浸
漬されている。
全てのLMFBRに重要な問題は、炉容器の設計
およびその支持であり、特に地震による応力に対
する炉容器の耐力に関する問題である。
およびその支持であり、特に地震による応力に対
する炉容器の耐力に関する問題である。
LMFBRは冷却材として非常に高温の液体ナト
リウムを用いるのが特徴である。高温ナトリウム
は炉容器内面を高温にする。原子炉運転中、冷却
材温度は数百倍も急激に変化することがある。こ
のため炉容器壁に大きな温度勾配が生ずることが
ある。炉容器壁が厚いと、壁の温度勾配により大
きな応力が生じ特に上述の温度遷移期間中に応力
が大きくなる。
リウムを用いるのが特徴である。高温ナトリウム
は炉容器内面を高温にする。原子炉運転中、冷却
材温度は数百倍も急激に変化することがある。こ
のため炉容器壁に大きな温度勾配が生ずることが
ある。炉容器壁が厚いと、壁の温度勾配により大
きな応力が生じ特に上述の温度遷移期間中に応力
が大きくなる。
炉容器は一般に円筒形で、「縦横比」は円筒直
径に対する高さの比である。ループ型原子炉は普
通高く直径が比較的小さい円筒形であり、従つて
縦横比が大きい。縦横比の大きな円筒は縦横比の
小さな円筒よりも地震の時に振動しやすい。
径に対する高さの比である。ループ型原子炉は普
通高く直径が比較的小さい円筒形であり、従つて
縦横比が大きい。縦横比の大きな円筒は縦横比の
小さな円筒よりも地震の時に振動しやすい。
LMFBR技術のこれからは、現存の実験プラン
トを商用発電用原子炉の大きさにすることであろ
う。このように炉容器の大きさを大きくすること
は、特に縦横比の大きなループ型原子炉では不可
能である恐れがある。炉容器を地震に対して充分
に強くするために炉容器壁を厚くすると、炉容器
壁に相当に大きな熱応力が生ずる。この問題は、
ループ配管は普通炉容器支持装置を貫通しあるい
は干渉しなければならぬのでループ型原子炉に於
ては更に複雑になる。
トを商用発電用原子炉の大きさにすることであろ
う。このように炉容器の大きさを大きくすること
は、特に縦横比の大きなループ型原子炉では不可
能である恐れがある。炉容器を地震に対して充分
に強くするために炉容器壁を厚くすると、炉容器
壁に相当に大きな熱応力が生ずる。この問題は、
ループ配管は普通炉容器支持装置を貫通しあるい
は干渉しなければならぬのでループ型原子炉に於
ては更に複雑になる。
従つて本発明の目的は、構造上の一体性が大き
く比較的簡単な液体金属冷却高速増殖炉を得るこ
とである。
く比較的簡単な液体金属冷却高速増殖炉を得るこ
とである。
この目的に鑑み本発明は原子炉近傍に別個に配
置された冷却材ポンプおよび熱交換器と上記原子
炉に流体連通させるループ配管とを有す原子炉装
置の一部であるループ型の液体金属冷却高速増殖
炉であつて、上記原子炉に至る全てのループ配管
が貫通して上記原子炉内に入るようにされた平坦
な構造材のトツプデツキと、上記トツプデツキに
固着され、上記ループ配管の下部を囲んで収容す
る一次容器と、上記一次容器の底部内に設けら
れ、上記ループ配管に接続されてそこから加圧冷
却材を受入れるプレナムとを備えた液体金属高速
増殖炉に於て、遮蔽円筒が、上記一次容器の上部
内に設けられ、かつ上記遮蔽円筒と上記一次容器
との間に気体充填環状空間を形成するようにされ
ており、上記一次容器の上記上部を断熱してなる
ことを特徴とする液体金属高速増殖炉に在る。
置された冷却材ポンプおよび熱交換器と上記原子
炉に流体連通させるループ配管とを有す原子炉装
置の一部であるループ型の液体金属冷却高速増殖
炉であつて、上記原子炉に至る全てのループ配管
が貫通して上記原子炉内に入るようにされた平坦
な構造材のトツプデツキと、上記トツプデツキに
固着され、上記ループ配管の下部を囲んで収容す
る一次容器と、上記一次容器の底部内に設けら
れ、上記ループ配管に接続されてそこから加圧冷
却材を受入れるプレナムとを備えた液体金属高速
増殖炉に於て、遮蔽円筒が、上記一次容器の上部
内に設けられ、かつ上記遮蔽円筒と上記一次容器
との間に気体充填環状空間を形成するようにされ
ており、上記一次容器の上記上部を断熱してなる
ことを特徴とする液体金属高速増殖炉に在る。
入口および出口配管は、平らな低温のトツプデ
ツキを通つて円筒形の一次炉容器内に出入し、断
熱立上り管内で原子炉を軸方向下方に通つてい
る。入口配管は加圧入口プレナム内に延び、そこ
では各入口配管は先端に拡散器を持つている。ガ
スで充填された環状空間により炉容器隣接壁部分
が熱的に保護されている。
ツキを通つて円筒形の一次炉容器内に出入し、断
熱立上り管内で原子炉を軸方向下方に通つてい
る。入口配管は加圧入口プレナム内に延び、そこ
では各入口配管は先端に拡散器を持つている。ガ
スで充填された環状空間により炉容器隣接壁部分
が熱的に保護されている。
炉心は、上述の加圧プレナムの一部である円錐
形構造部により囲まれ支持されている。トツプデ
ツキは、剛体構造熔接物であり、その下にデツキ
の熱的保護用の一連の金属板を持つている。
形構造部により囲まれ支持されている。トツプデ
ツキは、剛体構造熔接物であり、その下にデツキ
の熱的保護用の一連の金属板を持つている。
次に添附図面に示す本発明の実施例に沿つて本
発明を説明する。
発明を説明する。
第1図乃至第4図には原子炉の概略配置を示す
が複数のうちの1つだけの冷却材ループが示され
ている。
が複数のうちの1つだけの冷却材ループが示され
ている。
液体ナトリウムは、ナトリウムポンプ(図示し
てない)により外部に設けた熱交換器(図示して
ない)を通され入口配管1から原子炉内に送られ
る。この入口配管1は、トツプデツキ2を通つて
原子炉内に入り、加圧入口プレナム3内にまで下
方に延びている。入口配管1は終端に拡散器4を
有し、拡散器4はプレナム内で複数の冷却材ルー
プからの流れを良く混合させ、かつ冷却材流れが
原子炉要素に直接衝突せぬように構成された複数
の穴5を有している。ナトリウムは炉心6内を上
方に流れて核反応により加熱される。高温の出口
プレナム7内に入つた後、ナトリウムは出口配管
8を通つてナトリウムポンプに流れる。
てない)により外部に設けた熱交換器(図示して
ない)を通され入口配管1から原子炉内に送られ
る。この入口配管1は、トツプデツキ2を通つて
原子炉内に入り、加圧入口プレナム3内にまで下
方に延びている。入口配管1は終端に拡散器4を
有し、拡散器4はプレナム内で複数の冷却材ルー
プからの流れを良く混合させ、かつ冷却材流れが
原子炉要素に直接衝突せぬように構成された複数
の穴5を有している。ナトリウムは炉心6内を上
方に流れて核反応により加熱される。高温の出口
プレナム7内に入つた後、ナトリウムは出口配管
8を通つてナトリウムポンプに流れる。
炉心6は一次容器10に溶接された円錐体9に
より支持されている。円錐体9の厚さは約7in.
(約17.8cm)である。円錐体9は入口プレナム3
の境界の一部を構成している。入口プレナム3の
境界の他の部分は円錐体9に溶接された圧力殻1
1により構成されている。圧力殻11は圧力荷重
を負坦するように構成されている。入口プレナム
3はナトリウムポンプ(図示してない)により約
8.4Kg/cm2に加圧されて原子炉内でナトリウムが
強制的に流されるようにしてある。下部プレナム
12はその上方のナトリウムの静圧水頭による圧
力であり、約15Psi(約1.05Kg/cm2)である。ルー
プ型LMFBRに於ける新規な特徴である入口プレ
ナム3があるため、全てのループからのナトリウ
ム流れが入口プレナム3内で混合され、炉容器か
ら隔離されているので、一次容器10はポンプの
運転圧力負荷を受けず、また1ループ内に生ずる
熱遷移を受けることもない。
より支持されている。円錐体9の厚さは約7in.
(約17.8cm)である。円錐体9は入口プレナム3
の境界の一部を構成している。入口プレナム3の
境界の他の部分は円錐体9に溶接された圧力殻1
1により構成されている。圧力殻11は圧力荷重
を負坦するように構成されている。入口プレナム
3はナトリウムポンプ(図示してない)により約
8.4Kg/cm2に加圧されて原子炉内でナトリウムが
強制的に流されるようにしてある。下部プレナム
12はその上方のナトリウムの静圧水頭による圧
力であり、約15Psi(約1.05Kg/cm2)である。ルー
プ型LMFBRに於ける新規な特徴である入口プレ
ナム3があるため、全てのループからのナトリウ
ム流れが入口プレナム3内で混合され、炉容器か
ら隔離されているので、一次容器10はポンプの
運転圧力負荷を受けず、また1ループ内に生ずる
熱遷移を受けることもない。
原子炉には頂部に「低温」のデツキ構造体即ち
トツプデツキ2が設けてある。LMFBRに於て
は、「低温」トツプデツキと「高温」トツプデツ
キとがあり、「高温」トツプデツキは49℃以上に
加熱され、人間が接触せぬようにしなければなら
ず、「低温」トツプデツキは何等かの機構により
49℃より低温に維持されているものである。この
設計の低温トツプデツキは3つの部分から構成さ
れている。最上部は厚さ5ft(約1.5m)のコンク
リート遮蔽13である。中央部は2.5m厚の室で
ありその床である鋼製の板14は一次系の境界で
ある。トツプデツキ2は、原子炉全体を囲む原子
炉空洞壁15の頂部から支持されている。一次容
器10は板14から吊下されている。板14はト
ツプデツキ2全体の下部即ち約30のステンレス鋼
反射板16の構造体をも支持している。これらの
反射板16は原子炉のアルゴンあるいはヘリウム
で充填されたガス空間17内に配置されている。
反射板16は、ナトリウム−ガス界面18からの
熱をトツプデツキ2から遠くへ反射させる作用を
し、トツプデツキ2が「低温」に保たれるように
する。反射板16およびガス空間17を用いるこ
とは周知である。板14の上方約8in(約20cm)に
は偽似床19があり、これは板14を冷却するた
めに冷却ガスを通すことのできる空間20を形成
している。偽似床19上には大きな空間21があ
りプラグ47を通つて人が入れるようにしてあ
る。
トツプデツキ2が設けてある。LMFBRに於て
は、「低温」トツプデツキと「高温」トツプデツ
キとがあり、「高温」トツプデツキは49℃以上に
加熱され、人間が接触せぬようにしなければなら
ず、「低温」トツプデツキは何等かの機構により
49℃より低温に維持されているものである。この
設計の低温トツプデツキは3つの部分から構成さ
れている。最上部は厚さ5ft(約1.5m)のコンク
リート遮蔽13である。中央部は2.5m厚の室で
ありその床である鋼製の板14は一次系の境界で
ある。トツプデツキ2は、原子炉全体を囲む原子
炉空洞壁15の頂部から支持されている。一次容
器10は板14から吊下されている。板14はト
ツプデツキ2全体の下部即ち約30のステンレス鋼
反射板16の構造体をも支持している。これらの
反射板16は原子炉のアルゴンあるいはヘリウム
で充填されたガス空間17内に配置されている。
反射板16は、ナトリウム−ガス界面18からの
熱をトツプデツキ2から遠くへ反射させる作用を
し、トツプデツキ2が「低温」に保たれるように
する。反射板16およびガス空間17を用いるこ
とは周知である。板14の上方約8in(約20cm)に
は偽似床19があり、これは板14を冷却するた
めに冷却ガスを通すことのできる空間20を形成
している。偽似床19上には大きな空間21があ
りプラグ47を通つて人が入れるようにしてあ
る。
第2図乃至第6図に於て、トツプデツキ2は径
方向リブ板35および4枚の環状板により結合さ
れた同心の3つの円筒で構成されている。最内側
の円筒31は回転プラグ装置44を支持してい
る。回転プラグ装置44は、囲いを完全にし、燃
料交換時に用いられるものであり、また上部内部
構造32をも支持するものである。回転プラグ装
置44の構成はトツプデツキ2の構成と同じであ
る。中間の円筒33は一次容器10の壁の延長で
ある。外側の円筒34は原子炉の重量を原子炉空
洞壁15に伝えるのに用いられている。
方向リブ板35および4枚の環状板により結合さ
れた同心の3つの円筒で構成されている。最内側
の円筒31は回転プラグ装置44を支持してい
る。回転プラグ装置44は、囲いを完全にし、燃
料交換時に用いられるものであり、また上部内部
構造32をも支持するものである。回転プラグ装
置44の構成はトツプデツキ2の構成と同じであ
る。中間の円筒33は一次容器10の壁の延長で
ある。外側の円筒34は原子炉の重量を原子炉空
洞壁15に伝えるのに用いられている。
最下の環状板14は最内側の円筒31と一次容
器10の壁との間に亘つている。環状の基板36
が中間の円筒33から最外側の円筒34を約1ft.
(約30cm)越えて延びている。環状の基板36は、
横方向地震荷重を支持する24個の径方向のキー
(第2図参照)により容器支持埋板38上に着座
させてある。中間の環状板40は最内側の円筒3
1から外側の円筒34にまで延びてコンクリート
遮蔽13を支持する作用をしている。頂板41は
原子炉頭部室42の床の作用をしている。
器10の壁との間に亘つている。環状の基板36
が中間の円筒33から最外側の円筒34を約1ft.
(約30cm)越えて延びている。環状の基板36は、
横方向地震荷重を支持する24個の径方向のキー
(第2図参照)により容器支持埋板38上に着座
させてある。中間の環状板40は最内側の円筒3
1から外側の円筒34にまで延びてコンクリート
遮蔽13を支持する作用をしている。頂板41は
原子炉頭部室42の床の作用をしている。
平坦なトツプデツキ2は原子炉に必要な全ての
貫通部を受入れるようにしてあり、従つて炉容器
には貫通部が無い。
貫通部を受入れるようにしてあり、従つて炉容器
には貫通部が無い。
入口配管1および出口配管8は板14を貫通
し、90゜曲がり、原子炉支持板38の上方の空洞
壁15を通つて径方向に出る。板14の貫通部で
は配管は円錐形ノズル型支持体24を備えてい
る。これら支持体24は、配管および支持体24
がステンレス鋼であるので異なる金属の溶接によ
つて板14に結合しなければならない。出口配管
(約390℃)の温度勾配は円錐形支持体24の長さ
方向に分布されており、特別の冷却および配置が
必要となることがある。上述の構成による特別の
利点は、配管が原子炉のガス空間17から出てお
り、ナトリウム−ガス界面18の下方から出てい
ないため、液体ナトリウムに起こる熱的変化が貫
通部に影響しない。更に、配管は一次容器と干渉
しておらず、機器セル(図示してない)内へ配管
用開口部を通つて中性子が流入するのを防ぐこと
ができる。
し、90゜曲がり、原子炉支持板38の上方の空洞
壁15を通つて径方向に出る。板14の貫通部で
は配管は円錐形ノズル型支持体24を備えてい
る。これら支持体24は、配管および支持体24
がステンレス鋼であるので異なる金属の溶接によ
つて板14に結合しなければならない。出口配管
(約390℃)の温度勾配は円錐形支持体24の長さ
方向に分布されており、特別の冷却および配置が
必要となることがある。上述の構成による特別の
利点は、配管が原子炉のガス空間17から出てお
り、ナトリウム−ガス界面18の下方から出てい
ないため、液体ナトリウムに起こる熱的変化が貫
通部に影響しない。更に、配管は一次容器と干渉
しておらず、機器セル(図示してない)内へ配管
用開口部を通つて中性子が流入するのを防ぐこと
ができる。
第4図および第7図に於て、入口配管1と出口
配管8とは、ガス空間45およびナトリウム充填
空間46とを形成する二重壁を上り管43内に収
容されている。ガス空間45はその頂部でガス空
間17に開いている。この構成により配管を断熱
できる。
配管8とは、ガス空間45およびナトリウム充填
空間46とを形成する二重壁を上り管43内に収
容されている。ガス空間45はその頂部でガス空
間17に開いている。この構成により配管を断熱
できる。
ナトリウムは炉心6から出て高温の出口プレナ
ム7に入る。出口プレナム7は、約1/2in(約1.3
cm)の厚さで炉心支持円錐9から上方に延びた遮
蔽円筒25により一部が形成されている。遮蔽円
筒25は高温出口プレナム7と一次容器10との
間に気体充填環状空間26を形成しており、この
環状空間26は反射断熱板27を収容している。
カバーガスは環状空間26とガス空間17との間
で通路28(第4図)により連通されている。こ
の環状空間26は炉容器断熱ライナーおよび冷却
用バイパス流れを不要にし、一次容器10の設計
温度を510℃から400℃にまで低下させるものであ
る。温度が下がつたため炉容器設計要求としての
非弾性解析の必要を無くすことができる。
ム7に入る。出口プレナム7は、約1/2in(約1.3
cm)の厚さで炉心支持円錐9から上方に延びた遮
蔽円筒25により一部が形成されている。遮蔽円
筒25は高温出口プレナム7と一次容器10との
間に気体充填環状空間26を形成しており、この
環状空間26は反射断熱板27を収容している。
カバーガスは環状空間26とガス空間17との間
で通路28(第4図)により連通されている。こ
の環状空間26は炉容器断熱ライナーおよび冷却
用バイパス流れを不要にし、一次容器10の設計
温度を510℃から400℃にまで低下させるものであ
る。温度が下がつたため炉容器設計要求としての
非弾性解析の必要を無くすことができる。
原子炉は一部が横方向バツフル板30により形
成された中間プレナム29を備えている。このプ
レナムは比較的静的なナトリウムを収容してお
り、このナトリウムは層を成し、高温の出口プレ
ナム7から入口プレナム3および下部プレナム1
2へ熱が一様に伝達されるようにする。横方向バ
ツフル板30は第1図に示す如く平らである必要
はなく、より強くあるいは薄くするために必要な
らば例えば円錐形等の他の形にすることもでき
る。
成された中間プレナム29を備えている。このプ
レナムは比較的静的なナトリウムを収容してお
り、このナトリウムは層を成し、高温の出口プレ
ナム7から入口プレナム3および下部プレナム1
2へ熱が一様に伝達されるようにする。横方向バ
ツフル板30は第1図に示す如く平らである必要
はなく、より強くあるいは薄くするために必要な
らば例えば円錐形等の他の形にすることもでき
る。
次の表は望ましい実施例の一例の設計値を示す
ものである。
ものである。
表
炉容器底部外径 2.5m
炉容器底部厚さ 2.5cm
一次容器内径 15.2m
一次容器厚さ 2.0m
全 高 17.8m
一次容器重量 245ton
トツプデツキ厚さ 5.0m
反射板数 30枚
炉容器内ナトリウム 1650m3
ループ型LMFBRの上述の如き変形は重要であ
ると考えられる。他のループ型LMFBRの一次容
器は、圧力および地震荷重に耐えるように充分に
大きくかつ強くなければならないが、大きくする
ことは熱の問題を生ずる。本発明に於ては、入口
プレナム3が圧力を受ける作用をする。炉容器の
温度が最も高い部分では、一次容器を保護する手
段(環状空間26および反射板27)が設けてあ
る。これらの特徴は必要な場所に正確に設けられ
ており、一次容器10全体を、LMFBRに特有の
大きな温度勾配に耐え得る薄い構造にできる。
ると考えられる。他のループ型LMFBRの一次容
器は、圧力および地震荷重に耐えるように充分に
大きくかつ強くなければならないが、大きくする
ことは熱の問題を生ずる。本発明に於ては、入口
プレナム3が圧力を受ける作用をする。炉容器の
温度が最も高い部分では、一次容器を保護する手
段(環状空間26および反射板27)が設けてあ
る。これらの特徴は必要な場所に正確に設けられ
ており、一次容器10全体を、LMFBRに特有の
大きな温度勾配に耐え得る薄い構造にできる。
ループ配管がトツプデツキから入り、原子炉内
で軸方向下方に延びているので炉容器の直径は大
きくなつている。しかしながら、原子炉外のルー
プ配管の占める空間の分により原子炉の直径が大
きくなつているので、原子炉の周囲の格納容器の
大きさは変らない。このため原子炉の縦横比が小
さくなつている。このように縦横比が小さくなる
と、炉容器の曲げ剛性が増大して地震振動に対す
る炉容器の応答が改善され、構造の自然高調周波
が予測される地震周波に対応せぬようにすること
ができる。
で軸方向下方に延びているので炉容器の直径は大
きくなつている。しかしながら、原子炉外のルー
プ配管の占める空間の分により原子炉の直径が大
きくなつているので、原子炉の周囲の格納容器の
大きさは変らない。このため原子炉の縦横比が小
さくなつている。このように縦横比が小さくなる
と、炉容器の曲げ剛性が増大して地震振動に対す
る炉容器の応答が改善され、構造の自然高調周波
が予測される地震周波に対応せぬようにすること
ができる。
上述の特徴が組合わされて一次容器の厚さを減
少することができたのである。一次容器の厚さは
2in(約5.1cm)より小さくても良い。従来は4in
(約10.2cm)必要であつた。従来炉容器に必要で
あつた材料は約840tonであつたのに対し、本発明
では約245tonで良い。炉容器の材料は高価なステ
ンレス鋼であるので、必要量が減少することは非
常に重要である。
少することができたのである。一次容器の厚さは
2in(約5.1cm)より小さくても良い。従来は4in
(約10.2cm)必要であつた。従来炉容器に必要で
あつた材料は約840tonであつたのに対し、本発明
では約245tonで良い。炉容器の材料は高価なステ
ンレス鋼であるので、必要量が減少することは非
常に重要である。
本発明を特定の実施例について説明したが、本
発明の範囲内で多くの変形が可能である。例え
ば、環状空間26、圧力殻11、円錐9および上
述の改良を達成させる他の要素の形状は同様の結
果をもたらす様々な形状にすることができる。
発明の範囲内で多くの変形が可能である。例え
ば、環状空間26、圧力殻11、円錐9および上
述の改良を達成させる他の要素の形状は同様の結
果をもたらす様々な形状にすることができる。
第1図は原子炉の断面図、第2図は第1図の線
−で見た平面図、第3図は第1図の出口配管
の図、第4図は第1図の一部の拡大図、第5図は
第4図の線−に沿つた断面図、第6図は第4
図の線−に沿つた断面図、第7図は第4図の
一部の拡大図である。 1……入口配管、2……トツプデツキ、8……
出口配管、10……一次容器、26……環状空
間、25……遮蔽円筒。
−で見た平面図、第3図は第1図の出口配管
の図、第4図は第1図の一部の拡大図、第5図は
第4図の線−に沿つた断面図、第6図は第4
図の線−に沿つた断面図、第7図は第4図の
一部の拡大図である。 1……入口配管、2……トツプデツキ、8……
出口配管、10……一次容器、26……環状空
間、25……遮蔽円筒。
1 下部タイプレート、上部タイプレートおよび
それらの中間に配設された複数のスペーサによつ
て、多数本の燃料棒を縦横等間隔に互いに平行に
支持するとともに、燃料棒頂端部と上部タイプレ
ートとの間に収縮ばねを介装した核燃料集合体の
上部タイプレート装着装置において、下部タイプ
レートおよび複数個のスペーサに縦横等間隔に所
要数の燃料棒を挿入装着した燃料棒組立体を支持
固定台を介して水平状態に支持する基盤と、上部
タイプレートを上記燃料棒組立体の中心軸線に対
して直交する垂直面内に固定するとともに、基盤
上に設けられた案内杆に沿つて上記中心軸線と平
行方向に移動可能な上部タイプレート固定治具
と、この上部タイプレート固定治具を上記中心軸
それらの中間に配設された複数のスペーサによつ
て、多数本の燃料棒を縦横等間隔に互いに平行に
支持するとともに、燃料棒頂端部と上部タイプレ
ートとの間に収縮ばねを介装した核燃料集合体の
上部タイプレート装着装置において、下部タイプ
レートおよび複数個のスペーサに縦横等間隔に所
要数の燃料棒を挿入装着した燃料棒組立体を支持
固定台を介して水平状態に支持する基盤と、上部
タイプレートを上記燃料棒組立体の中心軸線に対
して直交する垂直面内に固定するとともに、基盤
上に設けられた案内杆に沿つて上記中心軸線と平
行方向に移動可能な上部タイプレート固定治具
と、この上部タイプレート固定治具を上記中心軸
Claims (1)
- けられ、上記一次容器には貫通開口が無い特許請
求の範囲第1項記載の液体金属高速増殖炉。 5 上記トツプデツキが上記一次容器を支持して
なる特許請求の範囲第1項記載の液体金属高速増
殖炉。
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
US21927380A | 1980-12-22 | 1980-12-22 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPS57120886A JPS57120886A (en) | 1982-07-28 |
JPH0151798B2 true JPH0151798B2 (ja) | 1989-11-06 |
Family
ID=22818608
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP56132019A Granted JPS57120886A (en) | 1980-12-22 | 1981-08-22 | Liquid metal fast breeder reactor |
Country Status (4)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPS57120886A (ja) |
DE (1) | DE3132514A1 (ja) |
FR (1) | FR2496958B1 (ja) |
GB (1) | GB2090042B (ja) |
Families Citing this family (8)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
EP0075683B1 (en) * | 1981-09-29 | 1985-11-27 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Fast breeder nuclear reactor vessel |
FR2541496A1 (fr) * | 1983-02-22 | 1984-08-24 | Commissariat Energie Atomique | Reacteur nucleaire a neutrons rapides a structure interne allegee |
JPS59168392A (ja) * | 1983-03-16 | 1984-09-22 | 財団法人 電力中央研究所 | タンク型高速増殖炉 |
FR2545637B1 (fr) * | 1983-05-06 | 1985-08-23 | Novatome | Dalle de fermeture de la cuve d'un reacteur nucleaire a neutrons rapides |
GB2157880B (en) * | 1984-04-19 | 1988-02-10 | Westinghouse Electric Corp | An improved nuclear reactor plant construction |
DE3416397A1 (de) * | 1984-05-03 | 1985-11-07 | INTERATOM GmbH, 5060 Bergisch Gladbach | Fluessigmetallgekuehlter kernreaktor mit verbesserter tankwand-kuehlung |
US4737338A (en) * | 1986-05-07 | 1988-04-12 | Stone & Webster Engineering Corp. | Nuclear reactor containing connecting means for connecting a reactor vessel and at least one receiver vessel |
JP3597165B2 (ja) * | 2001-11-16 | 2004-12-02 | 核燃料サイクル開発機構 | 原子炉容器の熱荷重緩和装置 |
Family Cites Families (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE2013586C3 (de) * | 1970-03-21 | 1975-11-27 | Gesellschaft Fuer Kernforschung Mbh, 7500 Karlsruhe | Flüssigkeitsgekühlter Kernreaktor |
DE2240067C3 (de) * | 1972-08-16 | 1981-11-12 | Interatom Internationale Atomreaktorbau Gmbh, 5060 Bergisch Gladbach | Kernenergie-Anlage in dezentralisierter Kompaktbauweise |
FR2248583B1 (ja) * | 1973-10-18 | 1976-10-01 | Commissariat Energie Atomique | |
FR2260743B1 (ja) * | 1974-02-08 | 1978-03-10 | Commissariat Energie Atomique | |
US3951738A (en) * | 1974-05-10 | 1976-04-20 | Westinghouse Electric Corporation | Nuclear reactor coolant and cover gas system |
-
1981
- 1981-07-13 GB GB8121485A patent/GB2090042B/en not_active Expired
- 1981-08-13 FR FR8115688A patent/FR2496958B1/fr not_active Expired
- 1981-08-18 DE DE19813132514 patent/DE3132514A1/de not_active Ceased
- 1981-08-22 JP JP56132019A patent/JPS57120886A/ja active Granted
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
FR2496958B1 (fr) | 1987-12-11 |
GB2090042B (en) | 1984-04-26 |
JPS57120886A (en) | 1982-07-28 |
GB2090042A (en) | 1982-06-30 |
DE3132514A1 (de) | 1982-06-24 |
FR2496958A1 (fr) | 1982-06-25 |
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