JPH0368282B2 - - Google Patents

Info

Publication number
JPH0368282B2
JPH0368282B2 JP58176194A JP17619483A JPH0368282B2 JP H0368282 B2 JPH0368282 B2 JP H0368282B2 JP 58176194 A JP58176194 A JP 58176194A JP 17619483 A JP17619483 A JP 17619483A JP H0368282 B2 JPH0368282 B2 JP H0368282B2
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
pump
liquid metal
steam generator
vessel
sodium
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Expired - Lifetime
Application number
JP58176194A
Other languages
English (en)
Other versions
JPS59131801A (ja
Inventor
Burashe Aren
Fuije Jatsuku
Gidetsu Joeru
Rion Noeru
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Commissariat a lEnergie Atomique et aux Energies Alternatives CEA
Original Assignee
Commissariat a lEnergie Atomique CEA
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Commissariat a lEnergie Atomique CEA filed Critical Commissariat a lEnergie Atomique CEA
Publication of JPS59131801A publication Critical patent/JPS59131801A/ja
Publication of JPH0368282B2 publication Critical patent/JPH0368282B2/ja
Granted legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21DNUCLEAR POWER PLANT
    • G21D5/00Arrangements of reactor and engine in which reactor-produced heat is converted into mechanical energy
    • G21D5/04Reactor and engine not structurally combined
    • G21D5/08Reactor and engine not structurally combined with engine working medium heated in a heat exchanger by the reactor coolant
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21DNUCLEAR POWER PLANT
    • G21D1/00Details of nuclear power plant
    • G21D1/04Pumping arrangements
    • YGENERAL 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
    • 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
    • YGENERAL 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
    • 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

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)
  • Cooling Or The Like Of Semiconductors Or Solid State Devices (AREA)
  • Details Of Measuring And Other Instruments (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は、液体金属冷却原子炉用二次熱伝達回
路に関し、詳言すれば、ナトリウムのごとき液体
金属によつて冷却される原子炉用二次熱伝達回路
に関するものである。
現在の技術状態において、高速中性子原子力発
電所は通常第2熱伝達回路に含まれるナトリウム
にその熱を伝達する熱交換器にまで熱を搬送する
ためにナトリウムが炉心の燃料体によつて発生さ
れる熱を抽出する第1回路を含んでいる。第2回
路中の交換器から出ている熱いナトリウムは、電
気を発生するように、タービンに蒸気を供給する
第3の熱伝達回路に含まれる有圧水にその熱を伝
達する蒸気発生器にまで熱を運搬する。
インテグラル型原子炉と呼ばれる着想によれ
ば、第1熱伝達回路は同時に炉心、交換器および
第1回路の循環ポンプ、ならびにこの回路内に含
まれる液体ナトリウムを含んでいるタンク内で完
全に一体にされる。熱交換器は3個または4個で
あり、原子炉容器の外部の第2熱伝達回路は大抵
3または4個の同一のループに分割される。第3
熱伝達回路についても同様である。
現在実施されている高速中性子原子力発電所に
おいて、第2熱伝達回路の存在は放射性の第1ナ
トリウムを極めて安全に密閉する必要によりかつ
蒸気発生器の熱交換面からの漏洩の不慮の影響か
ら第1回路を保護することが必須であるために正
当化される。
実際に、このような場合には、高圧下の水また
は蒸気がナトリウムと接触する。その場合に発生
される化学反応は非常に発熱的でありかつ腐食性
かつ危険性のある反応生成物(苛性ソーダ、水
素)を放出する。それゆえ、炉心、すなわち、第
1回路をこのナトリウム/水の反応(超過圧力、
ソーダによる汚染)の考え得る影響から保護する
のがよい。
第1図には、高速中性子原子炉の第2冷却ルー
プの従来の構造が示している。このループは、太
線で示された実施例において、熱交換器4を含ん
でいる。もちろん、鎖線で示したように、第2ル
ープはまた第2の熱交換器を含むことができる。
交換器4はスラブ3により閉塞されかつ炉心7お
よび第1熱伝達回路を含んでいるタンク2内に配
置される。詳言すれば、タンク2は液体ナトリウ
ム5で充填されている。各交換器4の出口は往路
導管8によつて蒸気発生器6に接続されている。
該蒸気発生器はその上方部分にナトリウムの自由
レベルNを形成させるアルゴンポケツト6aを含
んでいる。蒸気発生器の6の出口は導管10によ
つて循環ポンプ12の吸込み開口に接続され、該
循環ポンプの各送出開口は導管14によつて交換
器4の入口に接続されている。
典型的な着想のこのような二次冷却ループにお
いて、ポンプの軸の横断の密封はナトリウムとパ
ツキンとの間に挿入されるアルゴンのごとき中性
ガスと接触する機械的パツキンによつて行なわれ
る。このために、ナトリウムの自由表面N1は、
アルゴンポケツト12aによつてカバーされる。
さらに、ポンプのロータはその大きさが(熱膨脹
による)第2ループ内のナトリウム量の可能なす
べての増加をパツキンの浸漬なしに吸収するに十
分である膨脹容器18内に置かれる。最後に容器
18内のナトリウムをカバーしているアルゴンの
漏洩の場合に生ずるかも知れないパツキンの浸漬
の危険をすべて回避するために、容器18は第2
回路のより高い点に置かれる。
ナトリウム補給導管20は容器18の上方部分
に設備の下方部分に配置された貯蔵容器24を接
続する。この導管20は循環ポンプ19およびナ
トリウムの浄化装置21を備えている。導管20
は導管10の排出導管38内に位置される排出弁
V2の偶発的漏洩をとくに補償せしめる。逆の意
味において、容器18内のナトリウムの自由表面
N1の時ならぬすべての上昇は導管8の排出導管
36に設けられた排出弁V1の下方で導管36に
容器18を接続させるオーバーフロー導管によつ
て補償される。
容器18内のアルゴンの圧力は入口管23によ
つて制御される。同様に、容器24内のナトリウ
ムの自由表面N2はその圧力が管26によつて制
御されるアルゴン頂部24aによつてカバーされ
る。さらに、発生器のアルゴン頂部すなわちポケ
ツト6aおよびポンプのアルゴン頂部すなわちポ
ケツト12aは、導管25により互いに連通し合
つて、自由表面Nと同N1とを互いに均衡させて
いる。
更に、第1図に示すように、容器34は蒸気発
生器6において漏洩が生じた場合におけるナトリ
ウムと水との反応によつて生ずる全ての生成物の
回収に使用する。この目的のために、導管30は
蒸気発生器6の下方部分を容器24の上方部分に
接続する。この導管30は、ナトリウム−水の反
応による過大な圧力の作用によつて、破壊するこ
とによつて二次ループの減圧を許容する大径の破
裂薄膜28によつて通常閉塞される。この場合
に、容器24はナトリウム−水の反応から生ずる
液体およびガス生成物の分離を確実にする。しか
しながら、この分離作用は導管31によつて容器
24と連通しかつ単一ガス生成物(水素、アルゴ
ン、水蒸気)の大気への送出煙突34を備えてい
る、例えばサイクロン型の第2分離器32によつ
ても確実になされる。
蒸気発生器内に生じ得るナトリウム−水の反応
生成物を回収するこの手段を加えて、シヨツクが
熱交換器4にまで伝わらないように、熱交換器の
上流および下流に二次回路内のシヨツクを減衰さ
せるための手段が設けられる。蒸気発生器6の交
換区域の上流で、この手段は蒸気発生器内に、す
なわちその上方部分に形成されたアルゴンポケツ
ト6aによつて構成される。このアルゴンポケツ
ト6aはその場合に上流緩衝容器の役割をする。
蒸気発生器の下流で、下流緩衝容器はアルゴン頂
部12aを含んでいるポンプの膨脹容器18と一
致する。
上記の従来技術の第2ループは設備の上方部分
にポンプを配置せねばならないことおよび大きな
寸法の膨脹容器18内にポンプのロータを配置せ
ねばならないことによつて生ずる幾つかの不都合
を有している。
かくして、高い位置に置かれたポンプはキヤビ
テーシヨンを避けるために僅かな回転速度、それ
ゆえ大径のホイールおよび遅い駆動のモータを採
用することを強いる吸込みの弱い油圧状態にポン
プ自体を置く。上記組立体は大型となり、且つポ
ンプの価格がその径の2乗として増大することが
知られているので高価となる。同様に、ポンプを
取囲む膨脹容器は重くかつ高価である。さらに、
設置の高い部分におけるポンプと容器とからなる
組立体の重量とその配置との結合は高められるに
つれて増大する傾向がある地震の作用を特に除去
するために大型の支持構造を必要とする。さら
に、液圧回路の種々の要素の位置および重力によ
り液圧回路を空にする必要を考慮すると、設備を
取り付ける配管が長くなり且つ面倒になる。最後
に、膨脹容器の配置はそれが蒸気発生器と連通す
る容器システムを形成するようになつている。蒸
気発生器中においてナトリウムと水との反応が生
じた場合には、膨脹容器が制御することができな
いほど大きな振幅の振動が生じる。
これらの不都合を除去するために、ヨーロツパ
特許出願第80−400194号には、ポンプを取囲む膨
脹容器を省きかつ貯蔵容器のすぐ上に、設備の下
方部分にポンプを置くことが提案されている。こ
の解決は二次ループの能動部分に貯蔵容器を導入
しかつそれに下流耐水撃容器および膨脹容器の役
割を同時にさせることによつて可能とされる。し
かしながら、この場合、貯蔵容器内でナトリウム
をカバーしているアルゴン頂部を十分な圧力にす
ることにより二次ループの全体においてナトリウ
ムの圧力を均衡させる必要がある。実務的には、
この圧力は、ゲージ圧力で約3バールにすべきで
ある。
この公知の解決法は十分な油圧作動状態にポン
プを置くという利点を有するが、浸漬配管を備え
た加圧貯蔵容器の使用は冷却液としてのナトリウ
ムの使用に起因して危険を著しく増大させる。と
くに、液圧回路において漏洩が生じた場合に、漏
洩流量は著しく増大し、それと共に霧化ナトリウ
ムの発火の危険度も、著しく増大する。この解決
法の他の不利点の中でも、貯蔵容器を液圧回路の
残部から絶縁することができないことおよびポン
プ中の漏洩流の方向の逆転により困難な過渡現象
が存在することが挙げられる。さらに、貯蔵容器
が果たす貯蔵作用が増加するのでこの容器内に生
ずる熱油圧現象および対応する熱機械的負荷の制
御がとくに困難になる。
本発明は、既知の二次熱伝達回路の不都合を有
していない二次熱伝達回路を損失することを目的
とするものである。
このため、原子炉のタンク内に置かれた少なく
とも1つの熱交換器と、前記タンクの外方の垂直
蒸気発生器と、該蒸気発生器の少なくとも1つの
入口管に前記各熱交換器の出口管を接続する往路
導管と、前記蒸気発生器の少なくとも1つの出口
管を前記各熱交換器の入口管に接続する復路導管
と、該復路導管に配置された、二次熱伝達回路に
含まれる二次液体金属循環ポンプと、前記蒸気発
生器の交換区域の上流および下流にそれぞれ前記
回路内に配置された上流緩衝容器および下流緩衝
容器と、回路の残部と連通せしめられるようにな
された二次液体金属冷却貯蔵容器とからなり、前
記下流緩衝容器は、前記蒸気発生器の前記出口管
のすぐ近くに、前記蒸気発生器と前記循環ポンプ
との間の前記復路導管に配置され、前記下流緩衝
容器に収容される二次液体金属の自由レベル以上
の第1中性ガス圧力を達成するための手段が設け
られそしてまた前記貯蔵容器内にかつ前記下流緩
衝容器内に収容される二次液体金属の自由レベル
以上の第2中性ガス圧力を同時に達するための手
段が設けられ、前記第2圧力は前記第1圧力より
低いことを特徴とする液体金属冷却原子炉用二次
熱伝達回路が提案される。
これらの特徴により、膨脹容器は除去され、か
つポンプは、高いアルゴン圧力下に回路を置く必
要なしにかつ貯蔵容器を実際の二次ループに導入
されることなしに、下方部分に配置される。これ
は設備の全体寸法およびコストを相当に減少さ
せ、蒸気発生器内でナトリウムと水との反応が生
じた場合において熱交換器をより良く保護し、そ
してポンプの運転と共に安全性(低圧力)に関し
ても更に満足のいく運動状態を作り出す。
本発明の第1の変形例において、循環ポンプは
ポンプ本体および該ポンプ本体と一体の油圧パツ
キンと横断する垂直軸を介して前記ポンプ本体内
のロータの回転を制御するモータとからなる軸方
向吸込み機械ポンプであり、二次液体金属は前記
パツキンの下方に位置される前記ポンプ本体の一
部分において中性ガス頂部によつてカバーされる
自由表面を形成し、この中性ガス頂部は第2中性
ガス圧を達成するための手段に接続される。
好ましくは、回路は:ポンプ本体内の二次液体
金属の自由表面を調整するための調整手段を含
み、当該調整手段は、ポンプの上流側において復
路導管に貯蔵容器を接続する供給配管を含む;油
圧パツキンの上方の前記ポンプ本体内に形成され
たオーバーフローを前記貯蔵容器に接続する排出
管路;および前記貯蔵容器に向つて前記ポンプの
前記油圧パツキンを通る二次液体金属の永久漏洩
により作動することができるように、前記供給お
よび排出管路内に二次液体金属を永久に循環させ
るための手段からなる。
本発明による第2の変形例によれば、循環ポン
プは電磁ポンプである。
ここで留意すべきことは、下流緩衝容器を上記
位置に配置すればいかなる型の蒸気発生器に対し
ても、すなわち、単一の外方ケーシング内に完全
に収容された発生器およびモジユラー型の発生器
の双方に対して本発明を使用することができると
いうことである。第1の場合において、上流緩衝
容器は好しくは変換区域の上方の二次液体金属を
カバーする中立ガス頂部によつて、ケーシングの
上方部分において構成される一方、発生器が幾つ
かの交換モジユールを並列に有するとき、上流緩
衝容器は往路導管に位置決めされかつ各交換モジ
ユールの入口管に直接接続される。
以下に本発明を好適な実施例および図面を参照
して詳細に説明する。
第2図は簡単化した形において本発明による二
次回路ループを示している。詳言すれば原子炉タ
ンク102を支持しかつ密封するスラブ103を
載置する原子炉建造物101の一部分を見ること
ができる。タンク102は一次液体金属105で充
填されかつそれ自体公知の方法で原子炉の完全な
一次回路を収容している。第2図はとくに主タン
ク102内に、炉心107、ならびに一次ナトリ
ウム105によつて炉心から抽出された熱を二次回
路中を循環するナトリウムに伝達するのに使用さ
れる熱交換器104を示す。一般に、熱交換器1
04は交換区域の組立ユニツトが一次ナトリウム
105に浸漬されかつ熱交換器の頭部のみがスラブ
の上方に位置決めされるような方法においてスラ
ブ103に吊下される。
建造物101の外側で、第2図に示した二次ル
ープはそれ自体公知の方法で垂直蒸気発生器10
6および循環ポンプ112からなる。交換器10
4の頭部の出口管は往路導管108によつて蒸気
発生器106の二次ナトリウム入口管106bに
接続される。一般に、発生器106に二次ナトリ
ウムを導入するための管106bは発生器の外方
ケーシング106cの上方ドームの近傍にかつ二
次ナトリウムの自由表面N′僅かに下方に位置決
めされ、前記自由表面N′は、アルゴンポケツト
106aによつてカバーされる。
それ自体公知の方法において、この方法で蒸気
発生器106に導入された二次ナトリウムは、ケ
ーシングの下方端に配置された出口管106dに
までケーシング106c内で頂部から底部へ循環
する。この通路中で、二次ナトリウムは図示して
ない水−蒸気第3回路の一部を構成し、かつ圧縮
水が底部から頂部に循環する符号106eのごと
き多数の垂直管の間を通過する。
上記水−蒸気第3回路中を循環する水は、それ
故、二次ナトリウムによつて加熱されて、蒸気と
なり発電機を駆動するタービンを回転させる。
このように冷却された二次ナトリウムは管10
6cを通つて蒸気発生器106を退去しかつ2部
分からなる復路導管110a,110bによつて
交換器104の頭部の入口に戻る。詳言すれば、
復路導管の部分110aは上記発生器106の出
口管を軸方向吸込み油圧ポンプ112の吸込み開
口に接続しかつ復路導管の第2部分110bはポ
ンプの送出開口を交換器104の頭部の入口に接
続する。
明らかなごとくかつ第2図に破線で示されるご
とく、幾つかの交換器104を二次回路の同一ル
ープに組み込むことができる。その場合に多数の
管108,110bがこの交換器の数だけ増倍さ
れる。
さらにそれ自体公知の方法において、二次回路
はまた二次回路内に収容されるすべてのナトリウ
ムを重力により受容するように設備の下方部分に
位置決めされる貯蔵容器を有している。それゆ
え、管108の下方点は管136によつて容器1
24に接続されかつ管110aの下方点は管13
8によつて容器124に接続され、各管136,
138はそれぞれ弁V1,V2によつて制御され
る。
二次回路の充填を制御するために、該二次回路
が貯蔵容器124内に完全に収容されるとき、供
給管路120が設けられ、その下方端は容器12
4に収容されるナトリウムに浸漬されかつその上
方端は、ポンプ112の吸込み開口近傍で、管1
10aに出る。管路120内のナトリウム循環は
一般に電磁型からなるポンプ119によつて行な
われる。また、管路120は任意の公知のコール
ドトラツプによつて例えば形成することができる
浄化手段121を含んでいる。
貯蔵容器124内に収容されるナトリウムはア
ルゴンのごとき不活性ガスの頂部124aによつ
てカバーされる自由表面N′2を形成する。この
アルゴン頂部の圧力は、作動状態に関係なく、容
器124内のアルゴン圧力を低いレベル、例えば
0.5バールに維持するように、管126によつて
調整される。
蒸気発生器のケーシング106c内に収容され
るナトリウムは、不活性ガス頂部106aによつ
てカバーされる自由表面N′を形成するように、
実際の交換区域の上方でアルゴン頂部によつてカ
バーされる。このレベルN′は、容器124の上
方部分に、蒸気発生器のケーシング106c内に
配置されたオーバーフロー137を接続する管1
35によつて一定の高さに維持される。
第2図の実施例において、ポンプ112はポン
プ本体112a、駆動モータ112bおよび垂直
軸112dによつてモータにより駆動されるロー
タ112cを有する機械的ポンプである。軸11
2dはポンプ本体の中間高さにおいてラビリンス
によつて構成される油圧バツキン112eを横切
り、該油圧バツキンはこの下方に配置されたロー
ダによつて構成されるポンプの能動部分から前記
バツキンの上方に位置決めされたポンプ本体11
2aの区域への制御された液体ナトリウムの漏洩
を許容し、一方これら2つの区域間の一定の絶縁
を保証する。パツキン112eの上方で、液体ナ
トリウムは、中性ガス頂部112fによつてカバ
ーされることにより、自己の自由表面N′1を形
成する。
レベルN′1は、ポンプ119の作動によつてポ
ンプの水切れを阻止するようにパツキン112e
を通するナトリウムの永久漏洩により作動するこ
とができる管120によつてかつポンプ本体内の
オーバーフロー141を容器124に接続する管
139によつてほぼ一定の高さに永久に維持され
る。パツキン112eの圧力損を考慮すると、実
際の二次回路中のナトリウムとパツキン上方のポ
ンプ本体中のナトリウムとの間に分離もある。機
械的ポンプを使用する本発明の実施例のこの重要
な特徴はポンプを任意のレベルにかつ第2図に示
すように、とくに比較的低い位置(蒸気発生器の
下方端近くに)位置させることができる。
ポンプ119の供給管路120およびオーバー
フロー管139によつて形成される回路は、貯蔵
容器124内に収容されたナトリムウムの貯えを
使用することにより、ナトリウムの遅い膨脹を保
証せしめることができる。
容器のアルゴン頂部124a、蒸気発生器のア
ルゴン頂部106aおよびポンプの中性ガス頂部
112fによつて構成される大きな容積のガス体
は接続管143によつて圧力が釣り合わされる。
貯蔵容器124のアルゴン頂部124aの圧力が
例えば0.5バールであるとき、この大きさの圧力
が蒸気発生器およびポンプのアルゴン頂部にも現
われる。ここで留意すべきことは、本発明による
二次回路中でこの方法において達成される低圧力
はその安全性を著しく改善し、一方ポンプに関し
て設備の比較的低い位置におけるその配置から特
に良好な液圧特性が結果として生ずる。
一次回路(第1図)中でポンプを取囲む膨脹容
器の過大圧を考慮してかつ蒸気発生器106中の
偶発的なナトリウム−水の反応から生じるかも知
れない圧力液の交換器104への伝達を阻止する
ために、その交換区域の上流および下流に、本発
明によれば、かかるシヨツクの結果として大きな
振幅の振動を発生しないために、前記交換区域に
出来るだけ近づけて緩衝容器が配置される。
公知の方法において、蒸気発生器が、第2図に
示されるように、単一のケーシング106c内に
完全に収容されるとき、上流緩衝容器144は、
ナトリウムの自由表面N′の上方で、発生器のケ
ーシング106cのドーム内に封入された中性ガ
ス頂部106aによつて構成される。この目的
で、アルゴン頂部の高さは蒸気発生器のナトリウ
ム−水の反応から生ずるシヨツクをアルゴン頂部
106aが吸収することができる値になるように
計算される。
本発明によれば、下流緩衝容器145は復路導
管110a内で上記発生器の出口管106dのす
ぐ近くに、すなわちポンプ112および蒸気発生
器の下方端とほぼ同一レベルに置かれる。容器1
45は垂直軸線の筒状ケーシング145bを有
し、管110aは前記ケーシングの下方端に出て
いる。容器145に収容されるナトリウムは、蒸
気発生器106およびポンプ本体112a内で、
容器124の圧力レベル以上の一定圧力に調整管
117によつて維持された、アルゴン頂部145
aによつてカバーされる自由表面N′3を形成す
る。したがつて容器145内のアルゴン圧力は約
1バールにすることができるが、回路内の残部の
アルゴン圧力は0.5バールである。
発生器106の出口近傍への下流緩衝容器14
5の配置は、発生器内のナトリウム−水の反応の
場合において、発生器出口とポンプとの間のナト
リウム回路における過度の振動の形成を除去せし
めることができ、そして第1図に示された公知の
型の二次回路においてポンプと連係された膨脹容
器を除去せしめることができる。前に示したよう
に、後者の特徴は任意の型および比較的減少した
容量のポンプの使用を可能ならしめ、一方とくに
設備の任意のレベルにかつ好ましくは比較的低い
位置におけるポンプの配置を許容する。
前記上流および下流緩衝容器を越えてかつ上方
に、通常の方法において、蒸気発生器中の偶発的
なナトリウム−水の反応から生ずる生成物が排出
される。このため、管130は発生器出口管10
6cを液体およびガス状生成物間の分離器として
役立つ貯蔵容器124の上方部分に接続する。こ
の管130は過大圧が生じた場合に破裂する大き
な断面積を有する円板またはダイアフラム128
によつて通常密封される。容器124が液体およ
びガス流の分離を実施するに不適当であるとの仮
定において、その上方部分は管131によつて分
離器132に接続される。分離器132を退去す
るガス状流出物は煙突134によつて大気に放出
される。逆に、液状流出物は容器124内に再び
降下する。ダイアフラム167は煙突134およ
び分離器132を中性ガス下に保持することを可
能にする。
第2図は簡単化した方法においてポンプ112
の支持体、下流緩衝容器145、蒸気発生器10
6およびコンクリートスラブ149上で重力によ
る分離器132を示す。明らかなごとく、この構
造は限定されるものではなくかつ他の如何なる支
持方法をも使用することができる。
第3図は、蒸気発生器がもはや単一のケーシン
グ内に配置されずかつ代つてモジユラー設計を有
する場合を示している第2図の回路の変形を斜視
図で示す。また、機械的ポンプが他の型の1また
は複数のポンプによつてかつとくに電磁ポンプに
よつて置き換えられることを示す。
第3図に示される二次回路のルーブは、図示し
てない原子炉タンク内に配置される2つの交換器
104、前述の方法において、或る数のモジユー
ルによつて構成される蒸気発生器106′、ポン
プ112および往路導管108および復路導管1
10a,110bを示す。詳言すれば、管108
は各熱交換器104の出口管を上流緩衝容器14
4′に接続し、該上流緩衝容器はそれ自体比較的
短かい管153からなる種々の分岐によつて、モ
ジユラー型蒸気発生器106′を構成させるため
に並列に配置された各交換モジユール152の上
方端に形成された二次ナトリウム用入口管152
bに接続される。
交換モジユール152は通常の方法において作
られる、すなわちそれらは二次ナトリウムが循環
する外方ケーシングおよび前記ケーシング内に配
置されかつ水および第3回路の蒸気が循環する交
換管を有する。
各モジユール152の下方端に形成される二次
ナトリウム出口管152dは種々の分岐によつて
復路導管の部分110aに接続される。第2図の
実施例におけるように、下流緩衝容器145は復
路導管の部分110aに、すなわちモジユラー発
生器106′とポンプ112との間に、蒸気発生
器出口管152dに出来るだけ近づけて配置され
る。したがつて、本発明によれば、1または複数
の発生器モジユール内のナトリウム−水の反応の
場合における大きな振幅の振動のいかなる形成も
阻止される。
前述した実施例におけるように、復路導管の部
分110aは機械的ポンプの軸方向吸込み管と接
続されかつポンプ112の送出管は管110bに
よつて交換器104の頭部に二次ナトリウムを導
入するため各管と接続される。
第3図の鎖線は機械的ポンプ112が復路導管
110bの各々に位置決めされる2つの電磁ポン
プによつて置き換えられる変形例を示す。明らか
なごとく、この変形例は蒸気発生器から単一ケー
シング内にコンパクトに構成される第2図の実施
例にも適用できる。
第3図の変形例はこの回路の幾つかの要素が理
解を容易にするために第3図に示してないとして
も、第2図を参照して説明されたものと他のもの
については同一である。
しかしながら、第3図には、貯蔵容器124、
ドレン管138およびその弁V2、ならびに破裂
円板128に設けた管130を見ることができ
る。また上流緩衝容器144′のアルゴン頂部に
容器124のアルゴン頂部を接続する管143の
部分および機械型からなるポンプ112のアルゴ
ン頂部に出る前記管143の他の部分を見ること
ができる。第3図はまた容器124内のアルゴン
圧力を調整することができる管126、ならびに
容器124を管110に接続する管120の部分
および前記管内のナトリウムの循環を確実にする
電磁ポンプ119を示す。
明らかなように、本発明は簡単な方法で説明さ
れた実施例に限定されずかつ事実上そのすべての
変形をカバーする。
【図面の簡単な説明】
第1図は従来技術による高速中性子原子力発電
所の二次冷却回路のループを示す略図、第2図は
本発明による二次冷却回路のループの第1実施例
を示す図、第3図は本発明が電磁ポンプおよびモ
ジユラー型蒸気発生器を有する回路に適用できる
ことを示す第2図の回路の変形例を示す斜視図で
ある。 図中、符号102は原子炉タンク、104は熱
交換器、106,106′は蒸気発生器、108
は往路導管、110a,110bは復路導管、1
12は循環ポンプ、112aはポンプ本体、11
2bはモータ、112cはロータ、112dは垂
直軸、112eは液圧パツキン、119は二次液
体金属循環手段、120は供給管路、139は排
出管路、124は貯蔵容器、126は第2圧力達
成手段、144は上流緩衝容器、145は下流緩
衝容器、147は第1圧力達成手段、152は交
換モジユール、152bは入口管である。

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1 原子炉のタンク内に置かれた少なくとも1つ
    の熱交換器と;前記タンクの外方の垂直の蒸気発
    生器と、該蒸気発生器の少なくとも1つの入口管
    に前記各熱交換器の出口管を接続する往路導管
    と;前記蒸気発生器の少なくとも1つの出口管を
    前記各熱交換器の入口管に接続する復路導管と;
    該復路導管に配置されて二次熱伝達回路に含まれ
    る二次液体金属循環ポンプと;前記蒸気発生器の
    熱交換区域の上流および下流においてそれぞれ前
    記回路内に配置された上流緩衝容器および下流緩
    衝容器と;前記回路の残部と連通可能な二次液体
    金属貯蔵容器とからなる液体金属冷却原子炉用二
    次熱伝達回路において; 前記下流緩衝容器は、前記蒸気発生器の前記出
    力管のすぐ近くにおいて、前記蒸気発生器と前記
    循環ポンプとの間の前記復路導管に配置され、前
    記下流緩衝容器に収容される二次液体金属の自由
    液面上に中性ガスの第1圧力を作る手段が設けら
    れ、そして前記貯蔵容器並びに前記上流緩衝容器
    に収容される二次液体金属の自由液面上に中性ガ
    スの第2圧力を同時に作る手段が設けられ、前記
    第2圧力は前記第1圧力よりも低い、液体金属冷
    却原子炉用二次熱伝達回路。 2 前記循環ポンプは;ポンプ本体と;該ポンプ
    本体と一体の油圧パツキンを貫通する垂直軸によ
    つて前記ポンプ本体内のロータの回転を制御する
    モータとからなる軸方向吸込み式機械ポンプであ
    り、前記二次液体金属の自由液面は前記パツキン
    の上方に位置する前記ポンプ本体の一部分におい
    て中性ガスによつて覆われしおり、当該中性ガス
    は前記貯蔵容器並びに前記上流緩衝容器内の中性
    ガスに接続される、特許請求の範囲第1項記載の
    液体金属冷却原子炉用二次熱伝達回路。 3 前記ポンプ本体内の二次液体金属の液面調整
    手段であつて、前記ポンプの上流において前記復
    路導管に前記貯蔵容器を接続する供給管路を含む
    調整手段と;前記貯蔵容器に前記油圧パツキンの
    上方の前記ポンプ本体内に形成されたオーバーフ
    ロー手段を接続する排出管路と;前記貯蔵容器に
    向つて前記ポンプの前記油圧パツキンを通る二次
    液体金属の継続的漏洩を伴つて、前記供給管路お
    よび前記排出管路内で二次液体金属を継続的に循
    環させるポンプとを含む、特許請求の範囲第2項
    記載の液体金属冷却原子炉用二次熱伝達回路。 4 前記ポンプ手段が電磁ポンプである、特許請
    求の範囲第3項に記載の液体金属冷却原子炉用二
    次熱伝達回路。 5 前記循環ポンプが電磁ポンプである、特許請
    求の範囲第1項に記載の液体金属冷却原子炉用二
    次熱伝達回路。 6 前記蒸気発生器は、その内部に熱交換区域を
    形成する1束の熱交換管が配置された外部ケーシ
    ングを有し、該熱交換管のまわりに二次液体金属
    が循環させられ、前記二次液体金属は、前記上流
    緩衝容器を構成する前記外部ケーシングの上部に
    おいて前記熱交換区域の上方で中性ガスによつて
    覆われた、特許請求の範囲第1項に記載の液体金
    属冷却原子炉用二次熱伝達回路。 7 前記蒸気発生器は熱交換区域を形成する互い
    に平行に配置された幾つかの熱交換モジユールを
    有し、前記上流緩衝容器は前記往路導管に配置さ
    れかつ各前記熱交換モジユールの入口管に直接接
    続される特許請求の範囲第1項に記載の液体金属
    冷却原子炉用二次熱伝達回路。
JP58176194A 1982-09-22 1983-09-22 液体金属冷却原子炉用二次熱伝達回路 Granted JPS59131801A (ja)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
FR8215958 1982-09-22
FR8215958A FR2533354A1 (fr) 1982-09-22 1982-09-22 Circuit caloporteur secondaire pour un reacteur nucleaire a metal liquide

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPS59131801A JPS59131801A (ja) 1984-07-28
JPH0368282B2 true JPH0368282B2 (ja) 1991-10-28

Family

ID=9277642

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP58176194A Granted JPS59131801A (ja) 1982-09-22 1983-09-22 液体金属冷却原子炉用二次熱伝達回路

Country Status (5)

Country Link
US (1) US4519978A (ja)
EP (1) EP0104994B1 (ja)
JP (1) JPS59131801A (ja)
DE (1) DE3372034D1 (ja)
FR (1) FR2533354A1 (ja)

Families Citing this family (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
SE467028B (sv) * 1989-02-13 1992-05-11 Asea Atom Ab Anordning foer resteffektkylning av en kaernreaktorhaerd
KR102374678B1 (ko) 2014-04-14 2022-03-14 어드밴스드 리액터 컨셉트 엘엘씨 금속 합금 매트릭스에 분산된 세라믹 핵연료
RU2019120653A (ru) * 2016-12-11 2021-01-14 Эдвансед Реактор Консептс Ллк Энергетическая станция на основе малого модульного реактора с возможностями следования за нагрузкой и комибинированной выработки электроэнергии и тепла и способы использования
CN111951985B (zh) * 2020-07-15 2022-10-18 四川大学 一种模块化空间核反应堆发电单元

Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS51149403A (en) * 1975-06-18 1976-12-22 Toshiba Corp Steam generator
JPS54134293A (en) * 1978-04-10 1979-10-18 Toshiba Corp Coolant draining system
JPS5538421A (en) * 1978-09-11 1980-03-17 Hitachi Ltd Method and device for degassing from heat exchanger

Family Cites Families (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR1518393A (fr) * 1966-05-31 1968-03-22 Interatom Installation d'échange de chaleur pour les fluides d'échange métal-liquide/eau
FR2379881A1 (fr) * 1977-02-04 1978-09-01 Commissariat Energie Atomique Bloc-pompe echangeur de chaleur pour reacteurs nucleaires
FR2451616A2 (fr) * 1979-02-09 1980-10-10 Electricite De France Perfectionnements aux circuits caloporteurs secondaires pour reacteurs nucleaires refroidis par du sodium liquide

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS51149403A (en) * 1975-06-18 1976-12-22 Toshiba Corp Steam generator
JPS54134293A (en) * 1978-04-10 1979-10-18 Toshiba Corp Coolant draining system
JPS5538421A (en) * 1978-09-11 1980-03-17 Hitachi Ltd Method and device for degassing from heat exchanger

Also Published As

Publication number Publication date
US4519978A (en) 1985-05-28
FR2533354A1 (fr) 1984-03-23
JPS59131801A (ja) 1984-07-28
FR2533354B1 (ja) 1985-03-08
EP0104994B1 (fr) 1987-06-10
DE3372034D1 (en) 1987-07-16
EP0104994A1 (fr) 1984-04-04

Similar Documents

Publication Publication Date Title
KR950009881B1 (ko) 원자로 설비
EP0476563B1 (en) Nuclear reactor installation with passive cooling
US4753771A (en) Passive safety system for a pressurized water nuclear reactor
JP2846897B2 (ja) 加圧水型の真性安全原子炉
EP0353867B1 (en) Full pressure passive emergency core cooling and residual heat removal system for water cooled nuclear reactors
US4608224A (en) Nuclear reactor cooled by a liquid metal
JPH02268295A (ja) 原子炉系
US4293385A (en) Secondary coolant circuit for nuclear-reactors
KR20010066821A (ko) 원자로
JP2983290B2 (ja) 原子炉特に加圧水形原子炉の熱放出装置
JPS61262501A (ja) 二重管ヘリカルコイル型蒸気発生器
JPH05240991A (ja) 加圧水型原子炉プラント
JPH0518001B2 (ja)
US4600554A (en) Secondary heat transfer circuit for a nuclear reactor cooled by a liquid metal such as sodium, as well as a steam generator particularly suitable for such a circuit
KR102371676B1 (ko) 피동 잔열 제거 계통
US4666661A (en) Means for cooling a heat-generating device
JPH0368282B2 (ja)
US4909981A (en) Nuclear reactor
US4786462A (en) Support structure for a nuclear reactor
JP2934341B2 (ja) 原子炉格納容器冷却設備
US4761261A (en) Nuclear reactor
GB1491232A (en) Nuclear reactors
JPH03289591A (ja) 原子炉の衛星タンク
JPH06174870A (ja) 軽水冷却型原子炉
JP3028842B2 (ja) 原子炉格納容器