JPH0332037B2 - - Google Patents

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JPH0332037B2
JPH0332037B2 JP59139341A JP13934184A JPH0332037B2 JP H0332037 B2 JPH0332037 B2 JP H0332037B2 JP 59139341 A JP59139341 A JP 59139341A JP 13934184 A JP13934184 A JP 13934184A JP H0332037 B2 JPH0332037 B2 JP H0332037B2
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JP
Japan
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gas
coolant
reactor vessel
dam
pipe
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JP59139341A
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Japanese (ja)
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JPS6117984A (en
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Susumu Ninomya
Fumio Ootsuka
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Toshiba Corp
Denryoku Chuo Kenkyusho
Original Assignee
Toshiba Corp
Denryoku Chuo Kenkyusho
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    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
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    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

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  • Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 〔発明の技術分野〕 本発明は高速増殖炉の熱遮蔽装置に関する。[Detailed description of the invention] [Technical field of invention] The present invention relates to a heat shielding device for a fast breeder reactor.

〔発明の技術的背景とその問題点〕[Technical background of the invention and its problems]

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おり、原子炉容器内
にその冷却材を充填し、その自由液面上とルーフ
スラブとの上部空間に不活性ガスからなるカバー
ガスを充填して形成されている。
Generally, fast breeder reactors use liquid metal such as liquid sodium as a coolant, and the reactor vessel is filled with the coolant, and the free liquid level and the space above the roof slab are filled with inert gas. It is formed by filling a cover gas.

一方、この液体金属からなる冷却材は熱伝達能
力が極めて大きいため、この冷却材に接している
原子炉容器の壁部の温度はこの冷却材の温度変化
に対して極めて早く追従する。しかしながら、原
子炉容器のうち冷却材の液面より上方の部分の壁
部の温度は、冷却材の温度変化には追従しない。
On the other hand, since the coolant made of liquid metal has an extremely high heat transfer ability, the temperature of the wall of the reactor vessel that is in contact with the coolant follows the temperature change of the coolant extremely quickly. However, the temperature of the wall portion of the reactor vessel above the liquid level of the coolant does not follow the temperature change of the coolant.

このため、原子炉の運転開始、停止の場合のよ
うに冷却材の温度が変化すると、原子炉容器のう
ち冷却材の液面下の部分と液面上の部分との間に
大きな温度差が生じてしまう。これに伴つて、こ
の冷却材の液面近傍の原子炉容器壁には大きな温
度勾配が生じ、過大な熱応力が発生し、原子炉容
器の健全性を損なう可能性があつた。
For this reason, when the temperature of the coolant changes, such as when starting or shutting down a nuclear reactor, there is a large temperature difference between the part of the reactor vessel below the coolant liquid level and the part above the liquid level. It will happen. As a result, a large temperature gradient occurred on the reactor vessel wall near the coolant liquid level, generating excessive thermal stress and possibly impairing the integrity of the reactor vessel.

そこで、従来は原子炉容器の内側に断熱壁を添
設し、この断熱壁と原子炉容器内面との間に低温
の冷却材を流通させ、炉心の上面から流出した高
温の冷却材が原子炉容器に直接接触しないように
して、原子炉容器の健全性の確保を行なつてい
る。すなわち、原子炉容器内に設けられた循環ポ
ンプから炉心部に向けて送出される原子炉容器内
の低温な冷却材の一部を、前記断熱壁と原子炉容
器内面との間を流通せしめる冷却材流路を設けて
形成している。
Therefore, in the past, an insulating wall was attached to the inside of the reactor vessel, and low-temperature coolant was passed between this insulating wall and the inner surface of the reactor vessel, and the high-temperature coolant flowing out from the top of the reactor core was The integrity of the reactor vessel is ensured by preventing direct contact with the vessel. In other words, cooling is performed by circulating a portion of the low-temperature coolant inside the reactor vessel, which is sent toward the reactor core from a circulation pump provided inside the reactor vessel, between the heat insulating wall and the inner surface of the reactor vessel. It is formed by providing a material flow path.

しかし、この方式には循環ポンプがトリツプし
た時に断熱効果が低下する等の問題があつた。
However, this system had problems such as a reduction in the insulation effect when the circulation pump tripped.

そのほかに、原子炉容器内壁の液面近傍に、全
周に亘つてガス空間であるガスダムを形成する内
壁ライナを設けて、高温な冷却材と原子炉容器内
壁との直接接触を防止して、液面近傍の冷却材の
温度変化が直接原子炉容器に伝わるのを防止する
ことが行なわれている。
In addition, an inner wall liner is installed near the liquid level on the inner wall of the reactor vessel to form a gas dam, which is a gas space around the entire circumference, to prevent direct contact between the high-temperature coolant and the inner wall of the reactor vessel. Measures are being taken to prevent temperature changes in the coolant near the liquid surface from being transmitted directly to the reactor vessel.

しかし、この方式では上部ガス空間の原子炉容
器内壁で凝縮した冷却材や、何らかの原因で冷却
材が原子炉容器と内壁ライナとの間のガスダム内
に流入して溜つた場合には、伝熱を妨げる効果が
減少してしまう。
However, with this method, if the coolant condenses on the inner wall of the reactor vessel in the upper gas space, or if coolant flows into the gas dam between the reactor vessel and the inner wall liner for some reason and accumulates, heat transfer will occur. The effect of preventing this will be reduced.

〔発明の目的〕[Purpose of the invention]

本発明はこれらの点に鑑みてなされたものであ
り、ガスダム内の冷却材を汲出して、冷却材の液
面近傍の原子炉容器内面と冷却材とをガス空間に
より確実に隔離することができ、冷却材から原子
炉容器への伝熱量を低減させて原子炉容器の熱応
力を減少させ、原子炉容器の健全性を確保し、更
に構造が簡単であり長期に亘る動作が可動であ
り、信頼性の高い高速増殖炉の熱遮蔽装置を提供
することを目的とする。
The present invention has been made in view of these points, and it is possible to pump out the coolant in the gas dam and reliably isolate the inner surface of the reactor vessel near the liquid surface of the coolant from the coolant by the gas space. It reduces the amount of heat transferred from the coolant to the reactor vessel, reduces the thermal stress of the reactor vessel, ensures the integrity of the reactor vessel, and has a simple structure and is movable for long-term operation. The purpose of the present invention is to provide a highly reliable heat shielding device for a fast breeder reactor.

〔発明の概要〕[Summary of the invention]

本発明の高速増殖炉の熱遮蔽装置は、原子炉容
器の内壁面の内方全周に亘つて内壁ライナを設け
て、内部の冷却材の自由液面上からその自由液面
下の部分と前記内壁面との間にガス空間となるガ
スダムを形成し、このガスダム内に溜つた冷却材
を不活性ガスの気泡を利用して前記自由液面上へ
汲出す気泡ポンプを設けて形成し、ガスダム内に
冷却材が滞留するのを防止し、原子炉容器を冷却
材から隔離することを特徴とする。
The heat shielding device for a fast breeder reactor of the present invention is provided with an inner wall liner that extends over the entire inner circumference of the inner wall surface of the reactor vessel, and connects the portion above the free liquid surface of the internal coolant to the portion below the free liquid surface and the inner wall liner. A gas dam serving as a gas space is formed between the gas dam and the wall surface, and a bubble pump is installed to pump the coolant accumulated in the gas dam onto the free liquid surface using inert gas bubbles. It is characterized by preventing coolant from accumulating in the reactor vessel and isolating the reactor vessel from the coolant.

〔発明の実施例〕[Embodiments of the invention]

本発明は冷却材が自由液面をもつて充填されて
いる如何なる原子炉容器にも適用されるものであ
り、特に冷却材温度が500℃以上で運転されるこ
との多いループ型やタンク型の高速増殖炉の原子
炉容器に適している。
The present invention is applicable to any type of reactor vessel filled with coolant with a free liquid level, and is particularly applicable to loop-type and tank-type reactor vessels that are often operated at coolant temperatures of 500°C or higher. Suitable for reactor vessels of fast breeder reactors.

第1図から第9図に示す実施例はタンク型の高
速増殖炉に適用したものである。
The embodiments shown in FIGS. 1 to 9 are applied to a tank-type fast breeder reactor.

第1図および第2図は本発明の一実施例を示
す。
1 and 2 show one embodiment of the invention.

先ず、タンク型の高速増殖炉を第1図について
説明する。
First, a tank-type fast breeder reactor will be explained with reference to FIG.

タンク型の原子炉容器1は、その外側を安全容
器2によつて保護されており、この安全容器2を
コンクリート製の格納容器3内に吊下することに
より支承されている。この原子炉容器1は、その
上端開口部をルーフスラブ4により閉塞されて密
閉容器とされ、内部に液体ナトリウム等の液体金
属からなる冷却材5が充填されており、その冷却
材5の自由液面5aとルーフスラブ4の下面との
間のカバーガス空間6内にアルゴンガスやヘリウ
ムガス等の不活性ガスからなるカバーガスが充填
されている。また、原子炉容器1の中央底部には
高圧プレナム7を介して炉心8が設けられてお
り、この炉心8の上方にはルーフスラブ4に大回
転プラグ9および小回転プラグ10を介して炉心
上部機構11が設けられている。
A tank-shaped reactor vessel 1 is protected on the outside by a safety vessel 2, and this safety vessel 2 is suspended and supported within a concrete containment vessel 3. This reactor vessel 1 has its upper end opening closed with a roof slab 4 to form a closed vessel, and the inside is filled with a coolant 5 made of liquid metal such as liquid sodium, and the free liquid of the coolant 5 is A cover gas space 6 between the surface 5a and the lower surface of the roof slab 4 is filled with a cover gas made of an inert gas such as argon gas or helium gas. Further, a reactor core 8 is provided at the center bottom of the reactor vessel 1 via a high-pressure plenum 7, and above the reactor core 8, a large-rotary plug 9 and a small-rotary plug 10 are connected to the roof slab 4 to provide an upper core mechanism. 11 are provided.

ルーフスラブ4には冷却材5を強制循環させる
循環ポンプ12と、一次冷却材と二次冷却材との
熱交換を行なわせる中間熱交換器13が垂下支持
されている。原子炉容器1内は中性子遮蔽体14
により上方の高温域14aと下方の低温域14b
とに隔離されている。
A circulation pump 12 for forcibly circulating the coolant 5 and an intermediate heat exchanger 13 for exchanging heat between the primary coolant and the secondary coolant are suspended and supported on the roof slab 4. Inside the reactor vessel 1 is a neutron shield 14
The upper high temperature area 14a and the lower low temperature area 14b are
It is isolated.

このタンク型の高速増殖炉の運転は次のように
して行なわれる。
This tank-type fast breeder reactor is operated as follows.

すなわち、循環ポンプ12を稼働させて、入口
12aから低温域14b内の低温の冷却材を吸込
み、そして高圧配管15を通して冷却材を高圧プ
レナム7内に送給する。冷却材は高圧プレナム7
を経て炉心8内を上昇する間に昇温されて高温の
冷却材5となつて高温域14a内に流出する。こ
の高温域14a内の冷却材5は中間熱交換器13
内へ入口13aから流入し、その中間熱交換器1
3内を流れる2次冷却材と熱交換して冷却され、
出口13bから低温域14b内に流出され、再び
循環ポンプ12内へ流入する。
That is, the circulation pump 12 is operated to suck in low-temperature coolant in the low-temperature region 14b from the inlet 12a, and then feed the coolant into the high-pressure plenum 7 through the high-pressure piping 15. Coolant is in high pressure plenum 7
While rising in the core 8, the coolant is heated up and becomes a high-temperature coolant 5, which flows out into the high-temperature region 14a. The coolant 5 in this high temperature region 14a is transferred to the intermediate heat exchanger 13
into the intermediate heat exchanger 1 from the inlet 13a.
It is cooled by exchanging heat with the secondary coolant flowing inside 3,
It flows out from the outlet 13b into the low temperature region 14b and flows into the circulation pump 12 again.

そして、この運転の際に、カバーガス空間6内
にあるカバーガスは、冷却材がその温度変化に伴
つてその体積を膨縮された場合の原子炉容器1内
の内圧変化を吸収緩和させて、原子炉構成機器に
及ぼす悪影響の発生を防止する。更に、ルーフス
ラブ4や回転プラグ9,10に取付けられている
原子炉上部機器の熱的トラブル発生を防止し、ま
た、冷却材5自身が直接接触または付着すること
によつて生じる断熱性低下等のトラブルの発生を
防止している。
During this operation, the cover gas in the cover gas space 6 absorbs and alleviates internal pressure changes in the reactor vessel 1 when the coolant expands and contracts in volume due to temperature changes. , prevent the occurrence of adverse effects on reactor components. Furthermore, it prevents thermal troubles in the upper reactor equipment attached to the roof slab 4 and the rotating plugs 9 and 10, and also prevents the thermal insulation from decreasing due to direct contact or adhesion of the coolant 5 itself. This prevents problems from occurring.

次に、第1図および第2図に示す本発明の熱遮
蔽装置について説明する。
Next, the heat shielding device of the present invention shown in FIGS. 1 and 2 will be explained.

原子炉容器1の内方に、冷却材5の自由液面5
aの上方からその下方部分までの間に断面L字形
で全周に亘る内壁ライナ16を固着して、原子炉
容器1と内壁ライナ16との間にカバーガス空間
6と連通するガスダム17が形成されている。こ
のガスダム17内には、内部に溜つた冷却材を冷
却材5の自由液面5a上へ不活性ガスの気泡を利
用して吸出す気泡ポンプ18が設けられている。
この気泡ポンプ18は不活性ガスをガスダム17
内の底部へ送給するガス注入管19と、このガス
注入管19の上向きの吹出しノズル19aに下端
が外嵌され、上端が内壁ライナ16の上端面より
高所部分で自由液面5aに向けて曲げられている
吸出し管20とにより形成されている。また、ガ
ス注入管19はルーフスラブ4を貫通して原子炉
容器1の外部から導入されており、ガス循環ポン
プ21によりガス注出管22およびペーパートラ
ツプ23を通して注出されたカバーガス空間6内
のカバーガスが循環供給させられる。ガス注入管
19にはカバーガス圧を調整するために不活性ガ
スボンベ24が接続されている。
A free liquid level 5 of the coolant 5 is located inside the reactor vessel 1.
A gas dam 17 communicating with the cover gas space 6 is formed between the reactor vessel 1 and the inner wall liner 16 by fixing an inner wall liner 16 having an L-shaped cross section and covering the entire circumference between the upper part of the reactor vessel 1 and the lower part thereof. has been done. A bubble pump 18 is provided in the gas dam 17 for sucking out the coolant accumulated therein onto the free liquid surface 5a of the coolant 5 using inert gas bubbles.
This bubble pump 18 pumps inert gas into the gas dam 17
The lower end of the gas injection pipe 19 is fitted onto the upward blowing nozzle 19a of the gas injection pipe 19, and the upper end is directed toward the free liquid level 5a at a higher point than the upper end surface of the inner wall liner 16. It is formed by a suction pipe 20 which is bent. Further, the gas injection pipe 19 penetrates the roof slab 4 and is introduced from the outside of the reactor vessel 1, and the cover gas space 6 is injected by the gas circulation pump 21 through the gas discharge pipe 22 and the paper trap 23. The cover gas inside is supplied in circulation. An inert gas cylinder 24 is connected to the gas injection pipe 19 in order to adjust the cover gas pressure.

次に実施例による熱遮蔽作用を説明する。 Next, the heat shielding effect according to the embodiment will be explained.

高温域14a内の冷却材5は炉心8を通過する
間に約500℃に加熱され、その自由液面5aから
カバーガス空間6内へ蒸発する。一方、ルーフス
ラブ4はその上面は常温に近く低温であり、その
ためカバーガス空間6に面する下面の温度も冷却
材5の温度より低い。そこで、カバーガス空間6
内へ蒸発した冷却材5の蒸気がルーフスラブ4の
下面に凝縮する。また、原子炉容器1の壁面も安
全容器2を通して外部へ熱が放散されて冷却され
る。この原子炉容器1のカバーガス空間6内にあ
る内壁部分の温度は冷却5の液温よりも低く、そ
のため冷却材5の蒸気が凝縮する。この冷却材5
の凝縮は、原子炉運転中または冷却材5が原子炉
容器1の内壁温度よりも高温に保たれている間は
常に進行する。
The coolant 5 in the high temperature region 14a is heated to about 500° C. while passing through the core 8, and evaporates from its free liquid level 5a into the cover gas space 6. On the other hand, the upper surface of the roof slab 4 is at a low temperature close to room temperature, and therefore the temperature of the lower surface facing the cover gas space 6 is also lower than the temperature of the coolant 5. Therefore, the cover gas space 6
The vapor of the coolant 5 evaporated inward condenses on the underside of the roof slab 4. Further, the wall surface of the reactor vessel 1 is also cooled by dissipating heat to the outside through the safety vessel 2. The temperature of the inner wall portion of the reactor vessel 1 in the cover gas space 6 is lower than the liquid temperature of the cooling 5, so that the vapor of the coolant 5 condenses. This coolant 5
Condensation always proceeds during reactor operation or while the coolant 5 is maintained at a higher temperature than the inner wall temperature of the reactor vessel 1.

従つて、原子炉容器1の内壁温度が冷却材5で
ある液体金属ナトリウムの凝固温度(約98℃)以
上に保たれていると、原子炉容器1の内壁面に凝
縮したナトリウムが常に液体状態に保たれる為
に、液滴として流下し、ガスダム17の底部に溜
る。このガスダム17内に溜つた液体金属ナトリ
ウムの熱伝達率は極めて高いので、内壁ライナ1
6内の冷却材5の保有する熱が原子炉容器1に伝
達されてしまう。
Therefore, if the temperature of the inner wall of the reactor vessel 1 is kept above the solidification temperature (approximately 98°C) of liquid metal sodium, which is the coolant 5, the sodium condensed on the inner wall of the reactor vessel 1 will always be in a liquid state. Since the gas is maintained at a constant temperature, it flows down as droplets and accumulates at the bottom of the gas dam 17. Since the heat transfer coefficient of the liquid metal sodium accumulated in this gas dam 17 is extremely high, the inner wall liner 1
The heat held by the coolant 5 in the reactor vessel 1 is transferred to the reactor vessel 1.

そこで本実施例では、ガス循環ポンプ21を稼
働させて、ガス注入管19へ不活性ガスを強制送
給する。すると、このガス注入管19の吹出しノ
ズル19aから汲出し管20内に吹出された不活
性ガスは、ガスダム17内に溜つた液体金属ナト
リウム中で気泡となり、気泡間に液体金属ナトリ
ウムを挟持した状態で汲出し管20内を上昇し、
その上端開口20aから放出されるとともに液体
金属ナトリウムを自由液面5a上に戻す。この気
泡ポンプ18による液体金属ナトリウムの汲出し
を断続することにより、ガスダム17内の液体金
属を全部自由液面5a上に汲出することができ
る。
Therefore, in this embodiment, the gas circulation pump 21 is operated to forcibly feed inert gas to the gas injection pipe 19. Then, the inert gas blown into the pumping pipe 20 from the blowing nozzle 19a of the gas injection pipe 19 becomes bubbles in the liquid metal sodium accumulated in the gas dam 17, and the liquid metal sodium is sandwiched between the bubbles. rise inside the pumping pipe 20,
The liquid metal sodium is discharged from the upper end opening 20a and returns onto the free liquid level 5a. By intermittent pumping out of the liquid metal sodium by the bubble pump 18, all of the liquid metal in the gas dam 17 can be pumped out onto the free liquid level 5a.

これにより、ガスダム17内は常に不活性ガス
で満されることとなり、その熱遮蔽作用が完全に
果され、原子炉容器1に大きな熱応力が発生する
のを防止される。また、ガスダム17の下部すな
わち内壁ライナ16の下部は、低温域14bとな
つているので、原子炉容器1は低温に保たれる。
この気泡ポンプ18は原子炉容器1内に機械的稼
働部分がなく、故障が起り難く、信頼性が高い。
As a result, the inside of the gas dam 17 is always filled with inert gas, its heat shielding effect is completely achieved, and generation of large thermal stress in the reactor vessel 1 is prevented. Further, since the lower part of the gas dam 17, that is, the lower part of the inner wall liner 16 is a low temperature region 14b, the reactor vessel 1 is kept at a low temperature.
This bubble pump 18 has no mechanically moving parts inside the reactor vessel 1, is less likely to malfunction, and is highly reliable.

また、ガス注入管19の吹出しノズル19aを
汲出し管20内に更に深く挿入すると、吹出しノ
ズル19aの部分で発生した気泡を汲出しノズル
20の外部へ洩らすことがほとんど無くなり、少
ないガス注入量で効率よく液体金属ナトリウムの
汲出しを行なうことができる。また、注入ガス圧
を高くしても気泡が汲出しノズル20から漏洩す
ることがないので、吹出しノズル19aからのガ
スの吹出し流速を上げ、高速かつ短時間でガスダ
ム17内の液体金属ナトリウムを汲出することが
できる。
Furthermore, if the blow-off nozzle 19a of the gas injection tube 19 is inserted deeper into the pump-out tube 20, the air bubbles generated at the blow-off nozzle 19a will hardly leak to the outside of the pump-out nozzle 20, and a small amount of gas can be injected. Liquid metal sodium can be pumped out efficiently. In addition, even if the injection gas pressure is increased, bubbles will not leak from the pumping nozzle 20, so the flow rate of gas blowing out from the blowing nozzle 19a is increased, and the liquid metal sodium in the gas dam 17 can be pumped out at high speed and in a short time. can do.

また、ガス注入管19内へは、カバーガス空間
6内の不活性ガスが循環供給されるものであり、
放射性ガスが外界へ放出されるおそれがなく、ま
た原子炉容器1内のカバーガス圧力が異常に上昇
するおそれもなく、安全性が大きい。また、非常
時にガス循環ポンプ21への通電が断たれたとき
には、図示しない隔離弁を開けて、不活性ガスボ
ンベ24内の不活性ガスをガス注入管19へ送給
することにより、ガスダム17内の液体金属ナト
リウムの汲出しが断続され、安全性、信頼性が確
保される。この時には、カバーガス空間6内のガ
ス圧の調整が図示せぬ調整系により行なわれる。
In addition, the inert gas in the cover gas space 6 is circulated and supplied into the gas injection pipe 19.
There is no risk that radioactive gas will be released to the outside world, and there is no risk that the pressure of the cover gas in the reactor vessel 1 will increase abnormally, so safety is high. In addition, when the power supply to the gas circulation pump 21 is cut off in an emergency, an isolation valve (not shown) is opened and the inert gas in the inert gas cylinder 24 is fed to the gas injection pipe 19, so that the gas inside the gas dam 17 is The pumping of liquid metal sodium is intermittent, ensuring safety and reliability. At this time, the gas pressure within the cover gas space 6 is adjusted by an adjustment system (not shown).

第3図は本発明の他の実施例を示す。 FIG. 3 shows another embodiment of the invention.

本実施例はガスダム17の底部に単数もしくは
複数個の有底状の液溜め25を設け、各液溜め2
5にガス注入管19および汲出し管20からなる
気泡ポンプ18の下端部を挿入させて形成したも
のである。
In this embodiment, one or more bottomed liquid reservoirs 25 are provided at the bottom of the gas dam 17, and each liquid reservoir 2
5 into which the lower end of a bubble pump 18 consisting of a gas injection pipe 19 and a pumping pipe 20 is inserted.

本実施例においては、液溜め25内に溜つた液
体金属ナトリウムを汲出するものであり、ガスダ
ム17内に溜つた液体金属ナトリウムを汲残しな
く汲出することができる。
In this embodiment, the liquid metal sodium accumulated in the liquid reservoir 25 is pumped out, and the liquid metal sodium accumulated in the gas dam 17 can be pumped out without leaving anything behind.

また、気泡ポンプにおいてはその原理より、液
体の最高汲上げ高さは、被汲上げ液体の液高の4
〜8倍必要であることが知られている。一方、こ
の種のタンク型の高速増殖炉においては、原子炉
容器1の直径が20m前後にもなり、その内周面全
周に亘つて設けられるガスダム17の底面積が広
く、更にガスダム17の高さも数mから10数mに
もなるので、汲出し管20による汲上げ可能な高
さまでの液体金属ナトリウムの量は非常に多く必
要である。しかしながら、本実施例においては、
液溜め25の部分において汲上げ可能な高さの大
部分を占めることができ、しかも液溜め25の容
積は小さいので少量の液体金属ナトリウムが溜つ
た場合でも、能率よく汲出すことができる。ま
た、液溜め25は原子炉容器1とは接触していな
いので、液溜め25内に溜つた液体金属ナトリウ
ムにより原子炉容器1が加熱されることもない。
In addition, based on the principle of a bubble pump, the maximum liquid pumping height is 4 times the liquid height of the liquid to be pumped.
It is known that ~8 times more is required. On the other hand, in this type of tank-type fast breeder reactor, the diameter of the reactor vessel 1 is around 20 m, and the bottom area of the gas dam 17 provided all around the inner circumferential surface is wide. Since the height ranges from several meters to more than 10 meters, a very large amount of liquid metal sodium is required to reach the height that can be pumped up by the pumping pipe 20. However, in this example,
The liquid reservoir 25 can occupy most of the pumping height, and the volume of the liquid reservoir 25 is small, so even if a small amount of liquid metal sodium accumulates, it can be efficiently pumped out. Further, since the liquid reservoir 25 is not in contact with the reactor vessel 1, the reactor vessel 1 is not heated by the liquid metal sodium accumulated in the liquid reservoir 25.

第4図および第5図は本発明の他の実施例を示
し、それぞれルーフスラブ4の上部からガスダム
17の底部および液溜め25の底部まで有底状の
液位計ガイド管26,26を挿入するとともに、
各液位計ガイド管26,26の底部に液体金属ナ
トリウムの液位を検出する液位計27,27を設
置したものである。
4 and 5 show other embodiments of the present invention, in which bottomed level gauge guide pipes 26 and 26 are inserted from the top of the roof slab 4 to the bottom of the gas dam 17 and the bottom of the liquid reservoir 25, respectively. At the same time,
Level gauges 27, 27 for detecting the level of liquid metal sodium are installed at the bottom of each level gauge guide tube 26, 26.

この液位計27,27によりガスダム17内に
どの位いの液体金属ナトリウムが溜つているか常
に監視することができ、気泡ポンプ18の作動さ
せる時期の判断が可能であり、かつ気泡ポンプ1
8による汲出しが順調に行なわれているか否かの
監視や汲出し終了時期の判断を行なうことができ
る。また、この液位計27,27の検出信号とガ
ス循環ポンプ21の駆動スイツチとを連動させる
ことにより、ガスダム17内に溜つた液体金属ナ
トリウムを自動的に汲出すことができる。
With these liquid level gauges 27, 27, it is possible to constantly monitor how much liquid metal sodium is accumulated in the gas dam 17, and it is possible to judge when to operate the bubble pump 18, and also to determine when to operate the bubble pump 18.
It is possible to monitor whether or not the pumping operation according to No. 8 is being carried out smoothly and to determine when the pumping is to be completed. Further, by interlocking the detection signals of the liquid level gauges 27, 27 with the drive switch of the gas circulation pump 21, the liquid metal sodium accumulated in the gas dam 17 can be automatically pumped out.

第6図から第8図は、気泡ポンプによる液体金
属ナトリウムの汲出し効率を向上させた実施例を
示す。
FIGS. 6 to 8 show an embodiment in which the efficiency of pumping out liquid metal sodium by a bubble pump is improved.

一方の第6図は、ガス注入管19の吹出しノズ
ル19aの部分に複数の吹出し口を穿設したり、
多孔質の焼結金属をもつて吹出しノズル19aと
したものである。
On the other hand, FIG. 6 shows that a plurality of outlets are provided in the outlet nozzle 19a of the gas injection pipe 19,
The blowing nozzle 19a is made of porous sintered metal.

すなわち、吹出しノズル19aから発生される
不活性ガスの気泡の大きさと個数を汲出し管20
内径との関係で適切に調整して、できるだけ少量
の注入ガス量で、かつ、できるだけ多量の液体金
属ナトリウムを、できるだけ短時間で汲上げるよ
うにしたものであり、小径の多数の気泡の上昇力
が液体金属ナトリウムに伝わり、相互に混合して
二相流となつて上昇するので、極めて効率のよい
汲出しが行なわれる。
That is, the size and number of inert gas bubbles generated from the blow-off nozzle 19a are determined by the pumping pipe 20.
It is designed to pump up as much liquid metal sodium as possible in as short a time as possible with the smallest amount of injected gas possible, by adjusting it appropriately in relation to the inner diameter. is transmitted to the liquid metal sodium, mixes with each other, and rises as a two-phase flow, resulting in extremely efficient pumping.

他方の第7図および第8図は、中心部の直管状
のガス注入管19の外側に二重管状にして汲出し
管20を設け、このガス注入管19と汲出し管2
0との間の直管部分に多数(本実施例では8本)
の複合管20b,20bを介装したものである。
7 and 8, a double pipe-shaped pumping pipe 20 is provided outside a straight gas injection pipe 19 in the center, and this gas injection pipe 19 and pumping pipe 2 are connected to each other.
Many (8 in this example) in the straight pipe section between 0 and 0.
The composite pipes 20b, 20b are interposed.

一般に、汲出し管20の内径を過大にすると、
不活性ガスの気泡の上昇力による汲出し管20内
の液体金属ナトリウムの持上げ力よりも液体金属
ナトリウムの自重が大きくなつたり、一方その内
径を過小にすると液体金属ナトリウムの粘性や表
面張力が作用して不活性ガス気泡が汲出し管20
内を上昇できなくなつたりして、気泡ポンプとし
て機能しなくなつてしまう。そのため、効率的な
汲出しが可能な汲出し管の内径には制限があり、
1本の汲出し管によつて汲出し可能な液体金属ナ
トリウムの量にも限界がある。
Generally, if the inner diameter of the pumping pipe 20 is made too large,
If the self-weight of the liquid metal sodium becomes larger than the lifting force of the liquid metal sodium in the pumping pipe 20 due to the rising force of the inert gas bubbles, or if the inner diameter is made too small, the viscosity and surface tension of the liquid metal sodium will act. The inert gas bubbles are pumped out through the pipe 20.
The bubbles may not be able to rise inside the bubbles, and the bubbles will no longer function as a bubble pump. Therefore, there is a limit to the inner diameter of the pumping pipe that can pump out efficiently.
There is also a limit to the amount of liquid metal sodium that can be pumped out by a single pumping tube.

これに対し、本実施例では、中央のガス注入管
19から多量の不活性ガスを注入し、多量の液体
金属ナトリウムを各複合管20b,20bに分割
して、良好に汲上げることができ、短時間に多量
の液体金属ナトリウムの汲出しを行なうことがで
きる。
In contrast, in this embodiment, a large amount of inert gas is injected from the central gas injection pipe 19, and a large amount of liquid metal sodium is divided into each composite pipe 20b, 20b, and can be pumped up well. A large amount of liquid metal sodium can be pumped out in a short period of time.

第9図a〜cはそれぞれガス注入管から原子炉
容器内へ送給される不活性ガスを所定温度まで昇
温させるようにしたものである。
9a to 9c each show an arrangement in which the inert gas fed into the reactor vessel from the gas injection pipe is heated to a predetermined temperature.

すなわち、第9図aはガス注入管19内にヒー
タ28を装填して不活性ガスをヒータ28で加熱
昇温させるものであり、同図b,cはガス注入管
19の途中のガスダム17内で螺旋状19bに形
成したり、蛇行状19cに形成したりしてガス注
入管19を長く形成し、ガスダム内の高温なカバ
ーガスにより内部の不活性ガスを加熱昇温させる
ものである。
That is, FIG. 9a shows a case in which a heater 28 is loaded into the gas injection pipe 19 and the inert gas is heated and heated by the heater 28, and FIGS. The gas injection pipe 19 is formed long by forming it into a spiral shape 19b or a meandering shape 19c, and the inert gas inside is heated and heated by the high-temperature cover gas inside the gas dam.

このようにルーフスラブ4の外部から注入され
る不活性ガスはヒータ28、螺旋状19b部、蛇
行状19c部において十分加熱昇温されるので、
低温のまま吹出しノズル19aから吹出されて、
そのノズル周辺に液体金属ナトリウム中の不純物
が析出して、不活性ガスの気泡発生妨害が生じる
ことを防止する。
In this way, the inert gas injected from the outside of the roof slab 4 is sufficiently heated and heated in the heater 28, the spiral portion 19b, and the meandering portion 19c.
It is blown out from the blowing nozzle 19a at a low temperature,
This prevents impurities in the liquid metal sodium from precipitating around the nozzle and preventing the inert gas from generating bubbles.

なお、気泡ポンプ18において、ガス注入管1
9と汲出し管20とを単に二重管状に形成しても
よく、またガス循環ポンプ21を原子炉容器1内
に設置してもよい。
In addition, in the bubble pump 18, the gas injection pipe 1
9 and the pumping pipe 20 may be simply formed into a double pipe shape, or the gas circulation pump 21 may be installed inside the reactor vessel 1.

また、熱遮蔽のために原子炉容器内壁に熱抵抗
体を取付けた原子炉や、ガスダムを形成する内壁
ライナ部に原子炉容器内下部の低温域の冷たい冷
却材を導入して原子炉内壁を冷却する炉壁冷却型
原子炉に本発明の熱遮蔽装置を合せて適用すれ
ば、熱遮蔽効果が更に高くなる。
In addition, for reactors that have a thermal resistor installed on the inner wall of the reactor vessel for heat shielding, and for the inner wall of the reactor by introducing cold coolant in the low temperature range in the lower part of the reactor vessel into the inner wall liner that forms the gas dam. If the heat shielding device of the present invention is applied to a wall-cooled nuclear reactor to be cooled, the heat shielding effect will be further enhanced.

また、気泡ポンプのルーフスラブ貫通部分にフ
ランジ構造またはドアバルブ構造等により開閉自
在とし、この開閉部分から気泡ポンプの構成部分
をガスダム内に挿脱するように形成すると、ガス
ダム内の液体金属ナトリウムの汲出し時のみに気
泡ポンプを原子炉容器内に装置することができ、
保守、点検等が容易となり信頼性が高い。
In addition, if the roof slab penetrating part of the bubble pump is made to be able to be opened and closed with a flange structure or door valve structure, etc., and the constituent parts of the bubble pump are inserted into and removed from the gas dam from this opening/closing part, the liquid metal sodium in the gas dam can be pumped out. A bubble pump can be installed inside the reactor vessel only when
Maintenance, inspection, etc. are easy and reliability is high.

また、気泡ポンプ18の構成各部や内壁ライナ
16等はナトリウムとの共存性が十分確められて
いるステンレス系の鋼材で製するので、耐久性は
十分である。
Moreover, since the constituent parts of the bubble pump 18, the inner wall liner 16, etc. are made of stainless steel material whose coexistence with sodium has been sufficiently confirmed, the durability is sufficient.

また、気泡ポンプ18への不活性ガスの供給は
閉ループにより循環させるものであるから、ガス
循環ポンプ21の運転を断続させることができ、
ガスダム17内に液体金属ナトリウムが汲上げ可
能高さまで溜ると自動的に汲上げることができ、
その高さより低い場合には不活性ガスのみが循環
する運転を行なうことができる。
Furthermore, since the inert gas is supplied to the bubble pump 18 by circulating it in a closed loop, the operation of the gas circulation pump 21 can be intermittent.
When liquid metal sodium accumulates in the gas dam 17 to a height that can be pumped up, it can be pumped up automatically.
When the height is lower than that, operation can be performed in which only inert gas is circulated.

本発明装置は規模が小さいので、原子炉容器1
やルーフスラブ4の設計、製作、組立てに与える
困難性、や工期延長等の影響を生じることがな
く、また、ガスダム17の幅を自由に設定するこ
とができ原子炉容器1自身の直径を小さく抑える
ことも可能となる。
Since the device of the present invention is small in scale, the reactor vessel 1
There is no difficulty in designing, manufacturing, and assembling the roof slab 4, or there is no impact on the extension of the construction period, and the width of the gas dam 17 can be freely set, reducing the diameter of the reactor vessel 1 itself. It is also possible to suppress it.

〔発明の効果〕〔Effect of the invention〕

このように本発明の高速増殖炉の熱遮蔽装置
は、ガスダム内に溜つた液体金属ナトリウムを常
に汲出すことができ、冷却材の液面近傍の原子炉
容器内面の高温な冷却材とをガス空間により確実
に隔離することができ、冷却材から原子炉容器へ
の伝熱量を低減させて原子炉容器の熱応力を減少
させ、原子炉容器の健全性を確保し、更に構造が
簡単であり長期に亘る動作が可能であり、信頼性
も高い等の効果を奏する。
In this way, the fast breeder reactor heat shielding device of the present invention can constantly pump out the liquid metal sodium accumulated in the gas dam, and can separate the high-temperature coolant on the inner surface of the reactor vessel near the liquid surface of the coolant into gas. It can be isolated reliably by space, reduces the amount of heat transferred from the coolant to the reactor vessel, reduces the thermal stress of the reactor vessel, ensures the integrity of the reactor vessel, and has a simple structure. It can operate over a long period of time and has high reliability.

【図面の簡単な説明】[Brief explanation of the drawing]

図面は本発明の高速増殖炉の熱遮蔽装置の実施
例を示し、第1図は本発明の一実施例を備えた高
速増殖炉の縦断側面図、第2図は同実施例のガス
ダム部の拡大断面図、第3図から第7図はそれぞ
れ本発明の他の実施例を示す第2図同様の断面
図、第8図は第7図の−線に沿つた拡大断面
図、第9図a〜cはそれぞれ本発明の更に他の実
施例を示す第2図同様の断面図である。 1……原子炉容器、4……ルーフスラブ、5…
…冷却材、5a……自由液面、6……カバーガス
空間、16……内壁ライナ、17……ガスダム、
18……気泡ポンプ、19……ガス注入管、19
a……吹出しノズル、20……汲出し管、20a
……複合管、25……液溜め。
The drawings show an embodiment of the heat shielding device for a fast breeder reactor according to the present invention, and FIG. 1 is a vertical side view of a fast breeder reactor equipped with an embodiment of the present invention, and FIG. 2 is a diagram showing a gas dam section of the same embodiment. 3 to 7 are sectional views similar to FIG. 2 showing other embodiments of the present invention, FIG. 8 is an enlarged sectional view taken along the - line of FIG. 7, and FIG. 9 is an enlarged sectional view. 2A to 2C are sectional views similar to FIG. 2, respectively, showing still other embodiments of the present invention. 1... Reactor vessel, 4... Roof slab, 5...
... Coolant, 5a ... Free liquid level, 6 ... Cover gas space, 16 ... Inner wall liner, 17 ... Gas dam,
18...Bubble pump, 19...Gas injection pipe, 19
a...Blowout nozzle, 20...Blowout pipe, 20a
...Compound pipe, 25...Liquid reservoir.

Claims (1)

【特許請求の範囲】 1 原子炉容器の内壁面の内方全周に亘つて内壁
ライナを設けて、内部の冷却材の自由液面上部か
らその自由液面下部までの部分と前記内壁面との
間にガス空間となるガスダムを形成し、このガス
ダム内に溜つた冷却材を不活性ガスの気泡を利用
して前記自由液面上へ汲出す気泡ポンプを設けた
ことを特徴とする高速増殖炉の熱遮蔽装置。 2 気泡ポンプは、ルーフスラブの外部からガス
ダム低部へ不活性ガスを送給するガス注入管と、
下端が前記ガス注入管の吹出しノズルにゆるく外
嵌され上端が冷却材の自由液面上方に開口してい
る汲出し管とで形成されていることを特徴とする
特許請求の範囲第1項記載の高速増殖炉の熱遮蔽
装置。 3 ガスダムの底部に単数若しくは複数の有底状
の液溜めを設け、この液溜め内に気泡ポンプの下
端部を挿入したことを特徴とする特許請求の範囲
第1項または第2項記載の高速増殖炉の熱遮蔽装
置。 4 ガス注入管の吹出しノズル部を小径気泡を発
生させるように、複数の吹出口を穿設したり多孔
質金属で形成することを特徴とする特許請求の範
囲第2項記載の高速増殖炉の熱遮蔽装置。 5 ガス注入管を直管状とし、その外側を二重管
状にして汲出し管により覆い、この汲出し管とガ
ス注入管との間の直管部分に複数の複合管を配設
したことを特徴とする特許請求の範囲第2項記載
の高速増殖炉の熱遮蔽装置。 6 ガス注入管は内部を流通する不活性ガスを加
温できることを特徴とする特許請求の範囲第2項
記載の高速増殖炉の熱遮蔽装置。
[Claims] 1. An inner wall liner is provided over the entire inner circumference of the inner wall surface of the reactor vessel, and between the portion from the upper free liquid level of the internal coolant to the lower free liquid level and the inner wall surface. A fast breeder reactor, characterized in that a gas dam serving as a gas space is formed in the gas dam, and a bubble pump is provided for pumping the coolant accumulated in the gas dam onto the free liquid surface using inert gas bubbles. Heat shielding device. 2. The bubble pump includes a gas injection pipe that supplies inert gas from the outside of the roof slab to the lower part of the gas dam;
Claim 1, characterized in that the pumping tube is formed by a pumping tube whose lower end is loosely fitted over the blowout nozzle of the gas injection tube and whose upper end is open above the free liquid surface of the coolant. Thermal shielding equipment for fast breeder reactors. 3. The high speed according to claim 1 or 2, characterized in that one or more bottomed liquid reservoirs are provided at the bottom of the gas dam, and the lower end of the bubble pump is inserted into the liquid reservoirs. Heat shielding device for breeder reactor. 4. The fast breeder reactor according to claim 2, wherein the blow-off nozzle portion of the gas injection pipe is provided with a plurality of blow-off ports or made of porous metal so as to generate small-diameter air bubbles. Heat shielding device. 5. The gas injection pipe is straight, the outer side is made into a double pipe and covered with a pumping pipe, and a plurality of composite pipes are arranged in the straight pipe section between the pumping pipe and the gas injection pipe. A heat shielding device for a fast breeder reactor according to claim 2. 6. The heat shielding device for a fast breeder reactor according to claim 2, wherein the gas injection pipe is capable of heating the inert gas flowing therethrough.
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