JPH0262999A - 加圧水型原子炉 - Google Patents
加圧水型原子炉Info
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- JPH0262999A JPH0262999A JP1117603A JP11760389A JPH0262999A JP H0262999 A JPH0262999 A JP H0262999A JP 1117603 A JP1117603 A JP 1117603A JP 11760389 A JP11760389 A JP 11760389A JP H0262999 A JPH0262999 A JP H0262999A
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Classifications
-
- G—PHYSICS
- 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
- G21C1/04—Thermal reactors ; Epithermal reactors
- G21C1/06—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
- G21C1/08—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being highly pressurised, e.g. boiling water reactor, integral super-heat reactor, pressurised water reactor
- G21C1/086—Pressurised water reactors
-
- G—PHYSICS
- 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
- G21C15/182—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat comprising powered means, e.g. pumps
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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
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- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
- Monitoring And Testing Of 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】
〔産業上の利用分野〕
本発明は、−次冷却循環路内の管の破損時に水の流出・
七−時的に補償するように原子炉容器に外部溜め内に貯
蔵した非常用水の流れを送出す水噴射装置を持つ加圧木
型原子炉に関する。
七−時的に補償するように原子炉容器に外部溜め内に貯
蔵した非常用水の流れを送出す水噴射装置を持つ加圧木
型原子炉に関する。
このような噴射装置を設けた原子炉(FR−A・1,5
97.057 )は以前から知られている。多くの従来
の噴射装置の欠点の1つは、外部溜め内に大気圧で貯蔵
した常温の非常用水の噴射によりこの水が高い運転温度
の原子炉容器に入ると熱衝撃を生ずることである。この
ことは炉心の水平レベル((位置する容器のリングの部
分1てとくに有害な影響を及ぼす。その理由は、この部
分に受ける照射のレベルが高いので、この部分の機械的
!特性の低下することがあるからである。[東予炉容器
は、−次循環路が破壊し非常噴射の生じたときに残留内
圧に耐える必要がある。今日の原子炉では、容器壁から
できるだけ離れた循環路の1個所又は複数個所の場所で
水を噴射して常温水がその容器側壁に接触するのに先だ
って循環路内になお存在する高温水と混合するようにす
ることにより、問題を解決する提案が行われている。
97.057 )は以前から知られている。多くの従来
の噴射装置の欠点の1つは、外部溜め内に大気圧で貯蔵
した常温の非常用水の噴射によりこの水が高い運転温度
の原子炉容器に入ると熱衝撃を生ずることである。この
ことは炉心の水平レベル((位置する容器のリングの部
分1てとくに有害な影響を及ぼす。その理由は、この部
分に受ける照射のレベルが高いので、この部分の機械的
!特性の低下することがあるからである。[東予炉容器
は、−次循環路が破壊し非常噴射の生じたときに残留内
圧に耐える必要がある。今日の原子炉では、容器壁から
できるだけ離れた循環路の1個所又は複数個所の場所で
水を噴射して常温水がその容器側壁に接触するのに先だ
って循環路内になお存在する高温水と混合するようにす
ることにより、問題を解決する提案が行われている。
カバーにより閉じられ、冷却水流入流出ノズルを持ち、
非常用溜めから〃口圧水を噴射する少なくとも1本の導
管に連結し次容器を備えた別の加圧水型原子炉がFR−
A−2,314,919号明細書に提案されている。全
部のノズルのレベルと同じレベル又はその上方で容器に
ダクトが開口している。この原子炉はさらに、容器から
つり下げられ炉心支持板を持ち容器の側壁と共に環状の
下向きの水流れ通路を形成する内部構造を備えている。
非常用溜めから〃口圧水を噴射する少なくとも1本の導
管に連結し次容器を備えた別の加圧水型原子炉がFR−
A−2,314,919号明細書に提案されている。全
部のノズルのレベルと同じレベル又はその上方で容器に
ダクトが開口している。この原子炉はさらに、容器から
つり下げられ炉心支持板を持ち容器の側壁と共に環状の
下向きの水流れ通路を形成する内部構造を備えている。
この流れ通路は、流入ノズル又は各流入ノズルから炉心
支持板の下方に位置する分配空間に延びている。下向き
の4管を延長するダクトは内部構造の分割体(そらせ板
及び型類)内に位置させである。
支持板の下方に位置する分配空間に延びている。下向き
の4管を延長するダクトは内部構造の分割体(そらせ板
及び型類)内に位置させである。
このような原子炉では導管の噴射機能は二次的である。
その主要な目的は、流出ノズルに連結した水再循環路に
より送出される水を再導入することである。ダクトはそ
の機能を原子炉の正常運転中だけしか果さないから、ダ
クトは事故の生じた場合に非常用噴射に利用できるとい
う自然な考え刀て基づいて、ダクトを非常用噴射に使用
する。
より送出される水を再導入することである。ダクトはそ
の機能を原子炉の正常運転中だけしか果さないから、ダ
クトは事故の生じた場合に非常用噴射に利用できるとい
う自然な考え刀て基づいて、ダクトを非常用噴射に使用
する。
しかしダクトは炉心支持板の上方に開口するから、水は
その或る程度加熱される前に燃料集合体に達し、燃料集
合体を損傷しとくに燃料棒被覆の破損を招く。
その或る程度加熱される前に燃料集合体に達し、燃料集
合体を損傷しとくに燃料棒被覆の破損を招く。
容器を貫通し非常用冷却水を噴射するだけに使われる導
管を持つ原子炉も又知られている。この冷却水の容器へ
の出口には、流入水の噴流を容器の底部に向かい差向け
るようにそらせ板を設けである( Fa−A−2,28
6,478号明細11)。この解決法では、容器の側部
リングに対する熱衝撃の問題は解決しない。これに反し
て各そらせ板が常温水の流れを容器に沿いその最も敏感
な部分に向かい直接差向けるから、問題が増すようにな
る。
管を持つ原子炉も又知られている。この冷却水の容器へ
の出口には、流入水の噴流を容器の底部に向かい差向け
るようにそらせ板を設けである( Fa−A−2,28
6,478号明細11)。この解決法では、容器の側部
リングに対する熱衝撃の問題は解決しない。これに反し
て各そらせ板が常温水の流れを容器に沿いその最も敏感
な部分に向かい直接差向けるから、問題が増すようにな
る。
本発明の目的は、容器内に非常用冷却水を直接噴射し従
って最高の効率を得ることができるが、これと同時に炉
心の水平レベルにおける容器の側部リングと燃料集合体
とのような敏感な部品に熱衝撃の生ずるのを防ぐ前記し
たような原子炉を提供することにある。
って最高の効率を得ることができるが、これと同時に炉
心の水平レベルにおける容器の側部リングと燃料集合体
とのような敏感な部品に熱衝撃の生ずるのを防ぐ前記し
たような原子炉を提供することにある。
このために、ダクトが少なくとも炉心と同じ水平レベル
で容器の側壁から熱的に隔離され、炉心支持板の下方で
噴射される冷却水の温度が多量の水との混合により急速
に上昇する分配空間内に開口するようにした原子炉を提
供するものである。
で容器の側壁から熱的に隔離され、炉心支持板の下方で
噴射される冷却水の温度が多量の水との混合により急速
に上昇する分配空間内に開口するようにした原子炉を提
供するものである。
特定の実施例では各ダクトは、内部構造に属するケーシ
ングに固定され、対応する導管の出口に対し実質的に水
密の状態で接触して衝合する端部シール手段を備えてい
る。1変型では、各ダクトは、これを保持する容器側壁
にこの側壁から或る距離を隔てて固定しである。
ングに固定され、対応する導管の出口に対し実質的に水
密の状態で接触して衝合する端部シール手段を備えてい
る。1変型では、各ダクトは、これを保持する容器側壁
にこの側壁から或る距離を隔てて固定しである。
実施例(でついて図面を参照して説明すると、第1図に
線図的に示した加圧水型原子炉は大体普通の構造のもの
である。この原子炉は、カバー(12)により密封状態
に閉じた圧力容器(1(1) (il−備えている。容
器(10)の肩部には、本原子炉の内部構造に属するケ
ーシング(14)のフランジを轟てがっである。炉心支
持板(16)は、ケーミング(14)に固定され、容器
(10)の底部と共に分配空間(18)を仕切る。炉心
(20) )i 、支持板(16)に支えられ、高さh
Icわたり並置した直立の燃料集合体から形成しであ
る。容器(10)には、本原子炉の冷細材及び減速材を
生成する加圧水用の流入ノズル(22)及び流出ノズル
(24)を設けである。図示のようにこの原子炉には4
個のノズルを設けである。正常運転の際には加圧水は、
流入ノズル(22)に達し、容器(10)の側部リング
により又ケーシング(14)により仕切った環状通路を
経て分配空間(18)に向かい流下し、炉心支持板(1
6)の容入を経て炉ノしく20)を通りプレナムに上向
きに流れノズル(24)を経て逃げる。この加圧水は第
1図及び第2図に矢印fにより示した径路に追従する。
線図的に示した加圧水型原子炉は大体普通の構造のもの
である。この原子炉は、カバー(12)により密封状態
に閉じた圧力容器(1(1) (il−備えている。容
器(10)の肩部には、本原子炉の内部構造に属するケ
ーシング(14)のフランジを轟てがっである。炉心支
持板(16)は、ケーミング(14)に固定され、容器
(10)の底部と共に分配空間(18)を仕切る。炉心
(20) )i 、支持板(16)に支えられ、高さh
Icわたり並置した直立の燃料集合体から形成しであ
る。容器(10)には、本原子炉の冷細材及び減速材を
生成する加圧水用の流入ノズル(22)及び流出ノズル
(24)を設けである。図示のようにこの原子炉には4
個のノズルを設けである。正常運転の際には加圧水は、
流入ノズル(22)に達し、容器(10)の側部リング
により又ケーシング(14)により仕切った環状通路を
経て分配空間(18)に向かい流下し、炉心支持板(1
6)の容入を経て炉ノしく20)を通りプレナムに上向
きに流れノズル(24)を経て逃げる。この加圧水は第
1図及び第2図に矢印fにより示した径路に追従する。
本発明によればこの原子炉に、非常用冷却加圧水を噴射
する噴射手段を設けである。この噴射手段は、多くの普
通の構造のうちの任意のものを持てばよい非常用設備に
より送給される導管(26)と、導管(26)により送
出される水を受けてこれを炉心支持板(16)の下方の
場所に運ぶダクト(28)とを備えている。このような
構造では一次冷却循環路(LOCA )の破損時に噴射
される常温水は、この水が炉心支持板の容入(図示して
ない)を通過した後、その自然対流によって流通する炉
心を冷却するのに先だって、空間(18)内の残留高鼻
水と混合する。
する噴射手段を設けである。この噴射手段は、多くの普
通の構造のうちの任意のものを持てばよい非常用設備に
より送給される導管(26)と、導管(26)により送
出される水を受けてこれを炉心支持板(16)の下方の
場所に運ぶダクト(28)とを備えている。このような
構造では一次冷却循環路(LOCA )の破損時に噴射
される常温水は、この水が炉心支持板の容入(図示して
ない)を通過した後、その自然対流によって流通する炉
心を冷却するのに先だって、空間(18)内の残留高鼻
水と混合する。
図示のように導管(26)の出口は各ノズル(22)、
(24)のレベルと同じ又はその上方のレベルになけれ
ばならない。各ダク)(28)の頂部部分の校正したオ
リフィス(43)により形成したサイホンブレーカ−も
又、各ノズルのレベルと同じか又はその上方にして、非
常用水噴射循環路の管破断時に炉心(20)の膨満のお
それを増大しないようにしなければならない。前記の非
常用水噴射循環路については、これが公知の構造のうち
の任意のものたとえば前記した仏画特許Hi 1,59
7,057号明細書に記載してる構造でよいから、説明
を省くことに゛する。第2図に示すように本原子炉は、
それぞh flrt、 入ノズル(22)及び流出ノズ
ル(24)の間の中間に位置させた2個のダク)(28
)、(28)を備れている。各ダク)(28)は、図示
のようなだ円形横断面の代りに、円形、台形又はその他
の形状の横断面を備えてもよい。
(24)のレベルと同じ又はその上方のレベルになけれ
ばならない。各ダク)(28)の頂部部分の校正したオ
リフィス(43)により形成したサイホンブレーカ−も
又、各ノズルのレベルと同じか又はその上方にして、非
常用水噴射循環路の管破断時に炉心(20)の膨満のお
それを増大しないようにしなければならない。前記の非
常用水噴射循環路については、これが公知の構造のうち
の任意のものたとえば前記した仏画特許Hi 1,59
7,057号明細書に記載してる構造でよいから、説明
を省くことに゛する。第2図に示すように本原子炉は、
それぞh flrt、 入ノズル(22)及び流出ノズ
ル(24)の間の中間に位置させた2個のダク)(28
)、(28)を備れている。各ダク)(28)は、図示
のようなだ円形横断面の代りに、円形、台形又はその他
の形状の横断面を備えてもよい。
各ダク)(28)は、正常運転中又は非常用水噴射中に
水流により生成する乱流によって各ダクト(28〕が引
裂かれ又は変形するのを防ぐのに十分なだけ短い間隔で
炉心ケーシング(14)に固定しである。各ダクト(2
8)を炉心ケーシング(14)に固定しであるから、各
ダク)(28)は、下方内部構造と同時に取りはずされ
、原子炉の各運転サイクル間に必要な周期的検査のため
に容器の全内面を自由に調べられるようにする。各ダク
)(28)と容器の壁との間には半径方向すきまを設け
である。ダクト(28)を容器から隔離するこのすきま
は、常温水の噴射により容器にその全長にわたり直接接
触することに基づいて通常中ずる熱衝撃に対して容器を
保護する熱絶縁クツションを形成する。数函の厚さを持
つ中間温度の水シート(又は故障の場合には最終的に水
蒸気)による絶縁は、容器を臨界高さhを越えて保護す
るのに十分である。
水流により生成する乱流によって各ダクト(28〕が引
裂かれ又は変形するのを防ぐのに十分なだけ短い間隔で
炉心ケーシング(14)に固定しである。各ダクト(2
8)を炉心ケーシング(14)に固定しであるから、各
ダク)(28)は、下方内部構造と同時に取りはずされ
、原子炉の各運転サイクル間に必要な周期的検査のため
に容器の全内面を自由に調べられるようにする。各ダク
)(28)と容器の壁との間には半径方向すきまを設け
である。ダクト(28)を容器から隔離するこのすきま
は、常温水の噴射により容器にその全長にわたり直接接
触することに基づいて通常中ずる熱衝撃に対して容器を
保護する熱絶縁クツションを形成する。数函の厚さを持
つ中間温度の水シート(又は故障の場合には最終的に水
蒸気)による絶縁は、容器を臨界高さhを越えて保護す
るのに十分である。
さらにダクト(28)自体は、このダクトが容器の鋼材
より低い熱伝導率を持つオーステナイトステンレス鋼か
ら一般に形成されるので、熱絶縁作用を生ずる。
より低い熱伝導率を持つオーステナイトステンレス鋼か
ら一般に形成されるので、熱絶縁作用を生ずる。
各導管(26)の出口と対応するダク)(28)との間
の連結は、流出ノズル(24)とケーシング(14)を
貫いて形成した水流出穴との間に実質的に水密の継手を
形成するのに使うのと同様な手段により形成する。ケー
シング(14)には、送出しノズル(24)及び導管(
26)に向き合うスリーブ(3o)を設けである。この
原子炉が常温のときは、スリーブ(30)及び容器(1
o)の間に半径方向すきまが存在する。この原子炉がそ
の運転温度に達すると、容器を形成する金属とケーシン
グを形成する金属との間の熱膨張係数の差によりスリー
ブ(3o)を接触状態にする。密封は、製造公差によっ
て不完全である。しかしすきまを経て逃げる噴射流れの
部分は、つねに低い値に留まり容器に低温衝撃を生ずる
ては不十分のままになっている。
の連結は、流出ノズル(24)とケーシング(14)を
貫いて形成した水流出穴との間に実質的に水密の継手を
形成するのに使うのと同様な手段により形成する。ケー
シング(14)には、送出しノズル(24)及び導管(
26)に向き合うスリーブ(3o)を設けである。この
原子炉が常温のときは、スリーブ(30)及び容器(1
o)の間に半径方向すきまが存在する。この原子炉がそ
の運転温度に達すると、容器を形成する金属とケーシン
グを形成する金属との間の熱膨張係数の差によりスリー
ブ(3o)を接触状態にする。密封は、製造公差によっ
て不完全である。しかしすきまを経て逃げる噴射流れの
部分は、つねに低い値に留まり容器に低温衝撃を生ずる
ては不十分のままになっている。
第3図に示した本発明の変型では各ダク) (28a’
)は、ケーシング(14)に固定するのでなくて、容器
(10)の側壁に固定しである。この構造は第1図及び
第2図に比べて一層漏れを減らすことのできる利点があ
る。ダク)(28)に固定した継手(32)を導管(2
0)を受入れる管(24)内にはめることによって密封
することができる。容器の熱勾配を制限するように熱保
護スリーブ(36)を設けである。第1図及び第2図に
示した実施例にも同様なスリーブを設けてもよい。
)は、ケーシング(14)に固定するのでなくて、容器
(10)の側壁に固定しである。この構造は第1図及び
第2図に比べて一層漏れを減らすことのできる利点があ
る。ダク)(28)に固定した継手(32)を導管(2
0)を受入れる管(24)内にはめることによって密封
することができる。容器の熱勾配を制限するように熱保
護スリーブ(36)を設けである。第1図及び第2図に
示した実施例にも同様なスリーブを設けてもよい。
各ダク) (28a)を容器(10)の壁から高さhに
わたり熱的に絶縁するように、この区域の外側にできる
だけ多数の支持体(38)を位置させる。各支持体(3
8)と容器との間の接触面積の値はできるだけ小さくす
るが、又各支持体(38)とこれ等の支持体を囲む流体
(水又は水蒸気)との間の接触面積はできるだけ広くす
る。容器の十分な検査ができるようにするには、遠隔の
場所で填りはすしのできる部側により各支持体を容器に
固定するのがよい。
わたり熱的に絶縁するように、この区域の外側にできる
だけ多数の支持体(38)を位置させる。各支持体(3
8)と容器との間の接触面積の値はできるだけ小さくす
るが、又各支持体(38)とこれ等の支持体を囲む流体
(水又は水蒸気)との間の接触面積はできるだけ広くす
る。容器の十分な検査ができるようにするには、遠隔の
場所で填りはすしのできる部側により各支持体を容器に
固定するのがよい。
若干の原子炉では炉心に最も近い容器部分を「熱スクリ
ーン」と呼ばれる中性子吸収スクリーンにより保護する
必要がある。第5図はたとえば、炉心の形状が多角形な
ので容器(1o)の4個所の領域が中性子流に著しく露
出する原子炉を示す。
ーン」と呼ばれる中性子吸収スクリーンにより保護する
必要がある。第5図はたとえば、炉心の形状が多角形な
ので容器(1o)の4個所の領域が中性子流に著しく露
出する原子炉を示す。
これ等の4個所の領域では、一般に鋼板から形成した熱
スクリーン(40)を炉心から正確には分割壁(図示し
てない)により隔離した炉心ケーシング(14)に当て
がっである。
スクリーン(40)を炉心から正確には分割壁(図示し
てない)により隔離した炉心ケーシング(14)に当て
がっである。
このような原子炉では非常用水噴射ダク)(28)は若
干の熱スクリーン(4o)と一体である。そのために1
つ又は複数の熱スクリーン(4o)の形状は、各スクリ
ーン(40)及びケーシング(14)の間に水噴射空間
(42)を形成するように局部的に変えである。このた
めに各スクリーン(4o)はその角度方向の展開の少な
くとも一部分にわたり上下に延長しである。第4図に示
すように各スクリーンは、これ等が単に噴射ダク) (
28)を形成する場合には、これ等のスクリーンが文中
性子保護機能も又果す場合よりも高さhにわたり厚さを
一層薄くしである。
干の熱スクリーン(4o)と一体である。そのために1
つ又は複数の熱スクリーン(4o)の形状は、各スクリ
ーン(40)及びケーシング(14)の間に水噴射空間
(42)を形成するように局部的に変えである。このた
めに各スクリーン(4o)はその角度方向の展開の少な
くとも一部分にわたり上下に延長しである。第4図に示
すように各スクリーンは、これ等が単に噴射ダク) (
28)を形成する場合には、これ等のスクリーンが文中
性子保護機能も又果す場合よりも高さhにわたり厚さを
一層薄くしである。
本発明ではなお多数の他の構造に構成することもできる
。熱スクリーンを必要としないときにも各ダクトは、先
広がりの各脚を持つU字形に又は第4図及び第5図に示
すようにΩの形状に折曲げた金属シートにより形成して
もよい。各ダクトの下部部分は、噴射された常温水を分
散させる形状たとえば魚の尾の形状を備えてもよい。
。熱スクリーンを必要としないときにも各ダクトは、先
広がりの各脚を持つU字形に又は第4図及び第5図に示
すようにΩの形状に折曲げた金属シートにより形成して
もよい。各ダクトの下部部分は、噴射された常温水を分
散させる形状たとえば魚の尾の形状を備えてもよい。
以上本発明をその実施例について詳細に説明したが本発
明はなおその精神を逸脱しないで種種の変化変型を行う
ことができるのはもちろんである。
明はなおその精神を逸脱しないで種種の変化変型を行う
ことができるのはもちろんである。
第1図は本発明による加圧水型原子炉の第1の実施例を
示す後述第2図のI−1線に沿う縮小断面図、第2図は
第1図の■−■線に沿う拡大断面図である。第3図は本
原子炉の1変型の噴射導管及び対応するダクトヲ示す軸
断面図、第4図は本原子炉の別の変型を示す後述第5図
のIV−IV線に沿う拡大断面図、第5図は第4図の原
子炉の6管のレベルにおける縮小水平断面図である。 10・・・容器、16・・・支持板、18・・・分配空
間、20・・・炉心、22・・・流入ノズル、24・・
・流出ノズル、26・・・導管、28・・・ダクト 図面の浄@r内客に変更なし) ]1わ■を市ニrlE1才(方式) 1.事件の表示 平成13目肩1願第117603号 2、発明の名称 加圧水型原子炉 3、補正をする者 事件との関係 特Fl−出願人 フ ラ マ ト ム (平成1年8月29ト1発送) 補正の内容 別紙の と お り
示す後述第2図のI−1線に沿う縮小断面図、第2図は
第1図の■−■線に沿う拡大断面図である。第3図は本
原子炉の1変型の噴射導管及び対応するダクトヲ示す軸
断面図、第4図は本原子炉の別の変型を示す後述第5図
のIV−IV線に沿う拡大断面図、第5図は第4図の原
子炉の6管のレベルにおける縮小水平断面図である。 10・・・容器、16・・・支持板、18・・・分配空
間、20・・・炉心、22・・・流入ノズル、24・・
・流出ノズル、26・・・導管、28・・・ダクト 図面の浄@r内客に変更なし) ]1わ■を市ニrlE1才(方式) 1.事件の表示 平成13目肩1願第117603号 2、発明の名称 加圧水型原子炉 3、補正をする者 事件との関係 特Fl−出願人 フ ラ マ ト ム (平成1年8月29ト1発送) 補正の内容 別紙の と お り
Claims (6)
- (1)カバーにより閉じられ冷却水の流入ノズル及び流
出ノズルを持つ容器と、 この容器内に前記各ノズルのレベルと同じレベル又はそ
の上方に開口し非常用溜めから来る加圧水を噴射する少
なくとも1本の導管と、 前記容器からつり下げられ原子炉炉心を支える支持板を
持ち前記容器の側壁と共に前記流入ノズルから前記炉心
支持板の下方の分配空間まで環状の下向き水流通路を形
成する内部構造と、 前記導管を下向きに延長し前記容器の側壁から少なくと
も前記炉心の高さにわたつて熱的に絶縁され前記炉心支
持板の下方の前記分配空間内に開口するダクトと を包含する加圧水型原子炉。 - (2)ダクトを内部構造に属するケーシングに固定し、
前記ダクトに各導管の出口に衝合連結する実質的に水密
の端部手段を設けた請求項1記載の原子炉。 - (3)ダクトを容器側壁にこの側壁から或る距離を隔て
て前記ダクトを保持する保持手段により固定し、前記ダ
クトに各導管の流入ノズルにはめた連結区分を設けた請
求項1記載の原子炉。 - (4)ダクトを容器に、互いに間隔を隔てて配分され炉
心の上方又は下方に位置する支持手段により固定した請
求項3記載の原子炉。 - (5)ダクトを炉心熱スクリーンと一体にした請求項1
記載の原子炉。 - (6)導管にその容器側壁を貫いて突出する部分に熱保
護スリーブを設けた請求項1記載の原子炉。
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Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
FR8806475A FR2631484B1 (fr) | 1988-05-13 | 1988-05-13 | Reacteur nucleaire a dispositif d'injection d'eau de refroidissement de secours |
FR8806475 | 1988-05-13 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
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JPH0820542B2 JPH0820542B2 (ja) | 1996-03-04 |
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EP (1) | EP0344041B1 (ja) |
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CN (1) | CN1037795A (ja) |
DE (1) | DE68903787T2 (ja) |
FR (1) | FR2631484B1 (ja) |
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CN107195334B (zh) * | 2017-06-08 | 2023-08-01 | 清华大学天津高端装备研究院 | 一种加速器驱动次临界气冷反应堆 |
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1988
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-
1989
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- 1989-05-11 US US07/350,438 patent/US5000907A/en not_active Expired - Lifetime
- 1989-05-11 EP EP89401320A patent/EP0344041B1/fr not_active Expired - Lifetime
- 1989-05-11 DE DE8989401320T patent/DE68903787T2/de not_active Expired - Fee Related
- 1989-05-11 KR KR89006360A patent/KR0128664B1/ko not_active IP Right Cessation
- 1989-05-12 JP JP1117603A patent/JPH0820542B2/ja not_active Expired - Fee Related
- 1989-05-12 CN CN89103168A patent/CN1037795A/zh active Pending
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