JPH0530237B2 - - Google Patents
Info
- Publication number
- JPH0530237B2 JPH0530237B2 JP59094131A JP9413184A JPH0530237B2 JP H0530237 B2 JPH0530237 B2 JP H0530237B2 JP 59094131 A JP59094131 A JP 59094131A JP 9413184 A JP9413184 A JP 9413184A JP H0530237 B2 JPH0530237 B2 JP H0530237B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- annular space
- tank
- type fast
- fast breeder
- reactor
- 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
Links
- 238000001816 cooling Methods 0.000 claims description 16
- 230000002093 peripheral effect Effects 0.000 claims 4
- 239000011810 insulating material Substances 0.000 claims 1
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 20
- DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M Ilexoside XXIX Chemical compound C[C@@H]1CC[C@@]2(CC[C@@]3(C(=CC[C@H]4[C@]3(CC[C@@H]5[C@@]4(CC[C@@H](C5(C)C)OS(=O)(=O)[O-])C)C)[C@@H]2[C@]1(C)O)C)C(=O)O[C@H]6[C@@H]([C@H]([C@@H]([C@H](O6)CO)O)O)O.[Na+] DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M 0.000 description 16
- 229910052708 sodium Inorganic materials 0.000 description 16
- 239000011734 sodium Substances 0.000 description 16
- XKRFYHLGVUSROY-UHFFFAOYSA-N Argon Chemical compound [Ar] XKRFYHLGVUSROY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 10
- 230000002265 prevention Effects 0.000 description 7
- 229910052786 argon Inorganic materials 0.000 description 5
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 5
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 3
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 3
- 238000012423 maintenance Methods 0.000 description 3
- 239000003595 mist Substances 0.000 description 3
- 239000011261 inert gas Substances 0.000 description 2
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 description 2
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 2
- 238000000034 method Methods 0.000 description 2
- 238000005192 partition Methods 0.000 description 2
- 230000000149 penetrating effect Effects 0.000 description 2
- 230000001133 acceleration Effects 0.000 description 1
- 239000000470 constituent Substances 0.000 description 1
- 239000012774 insulation material Substances 0.000 description 1
- 239000007788 liquid Substances 0.000 description 1
- 230000007774 longterm Effects 0.000 description 1
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 1
- 239000000463 material Substances 0.000 description 1
- 230000000630 rising effect Effects 0.000 description 1
- 230000008685 targeting Effects 0.000 description 1
Classifications
-
- 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
Landscapes
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
- Manufacture And Refinement Of Metals (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の利用分野〕
本発明はタンク形高速増殖炉に係り、特にルー
フスラブに形成される環状空間でのカバーガスの
対流に基づく温度分布を均一化して、ルーフスラ
ブに挿着する炉心上部機器などの熱変形を防止す
るのに好適な構成を有するタンク形高速増殖炉に
関する。Detailed Description of the Invention [Field of Application of the Invention] The present invention relates to a tank-type fast breeder reactor, and in particular, the present invention relates to a tank-type fast breeder reactor, and in particular, to uniformize the temperature distribution based on convection of cover gas in an annular space formed in a roof slab. The present invention relates to a tank-type fast breeder reactor having a configuration suitable for preventing thermal deformation of upper core equipment and the like inserted into the reactor.
一般にタンク形高速増殖炉においては、例えば
第1図に示すように、原子炉容器1が上面をルー
フスラブ2によつて密閉され、その密閉空間内に
炉心3が炉心支持構造4によつて支持されてい
る。
Generally, in a tank-type fast breeder reactor, for example, as shown in FIG. has been done.
ルーフスラブ2には各種の炉上部機器、例えば
炉心3にて加熱された高温の1次ナトリウム5と
2次ナトリウムの熱交換を行なう中間熱交換器
(以下、IHXという)6、1次ナトリウムを炉内
で循環させるためのポンプ7、炉心3の出力等を
制御する制御棒駆動機器8、又は燃料交換時に燃
料交換機(図示せず)を所定の位置に位置決めす
るための回転プラグ9等の炉上部機器が挿着され
ている。そして、このような原子炉構造において
は、ルーフスラブ2の周囲部及びそのルーフスラ
ブ2に挿着される各炉上部機器の周囲に、その軸
心が上下方向に沿う複数の環状空間が形成されて
いる。即ち、ルーフスラブ2の熱遮蔽層14の外
周と原子炉容器1との間に形成される環状空間、
及びルーフスラブ2と、IHX6、ポンプ7、制
御棒駆動機器8、回転プラグ9等との間に形成さ
れる環状空間等である。 The roof slab 2 is equipped with various upper furnace equipment, such as an intermediate heat exchanger (hereinafter referred to as IHX) 6 that exchanges heat between the high temperature primary sodium 5 and the secondary sodium heated in the core 3, and a primary sodium A pump 7 for circulating in the reactor, a control rod driving device 8 for controlling the output of the reactor core 3, or a rotary plug 9 for positioning a fuel exchanger (not shown) at a predetermined position during fuel exchange. The upper device is inserted. In such a nuclear reactor structure, a plurality of annular spaces whose axes extend in the vertical direction are formed around the roof slab 2 and around each of the upper reactor equipment inserted into the roof slab 2. ing. That is, the annular space formed between the outer periphery of the heat shielding layer 14 of the roof slab 2 and the reactor vessel 1;
and an annular space formed between the roof slab 2 and the IHX 6, pump 7, control rod driving equipment 8, rotating plug 9, etc.
ところで、ホツトプール5の高温の1次ナトリ
ウムの上方には、不活性ガス(ナトリウムと反応
しない)であるアルゴンガスが充填されており、
ナトリウム液面とルーフスラブ2間を満してい
る。このカバーガスは、前記環状空間内にも流入
する。 By the way, argon gas, which is an inert gas (does not react with sodium), is filled above the high temperature primary sodium in the hot pool 5.
It fills the space between the sodium liquid level and roof slab 2. This cover gas also flows into the annular space.
一方、定格運転中は、ホツトプール5の1次ナ
トリウム温度は一般に500℃程度であり、ホツト
プール5に面したルーフスラブ2の下面は、特別
な配慮をしないとホツトプール5の高温ナトリウ
ムにより加熱され、約400℃程度にまで昇温され
るが、このルーフスラブ2に搭載される各種炉心
計装等の電気部品の制限温度は約70℃程度である
ので、ルーフスラブ2および回転プラグ9の下部
には、通常不活性ガスによる冷却流路13と熱遮
蔽層14等からなる冷却手段が設けられる。 On the other hand, during rated operation, the primary sodium temperature of the hot pool 5 is generally about 500°C, and unless special consideration is taken, the lower surface of the roof slab 2 facing the hot pool 5 will be heated by the high temperature sodium of the hot pool 5, and the temperature of the primary sodium of the hot pool 5 will be about 500°C. Although the temperature rises to about 400℃, the temperature limit for electrical components such as various core instrumentation mounted on this roof slab 2 is about 70℃, so the lower part of the roof slab 2 and rotating plug 9 is A cooling means consisting of a cooling channel 13 using an inert gas, a heat shielding layer 14, etc. is provided.
したがつて、ルーフスラブ2に形成される環状
空間においては、下部が高温、上部が低温となつ
ており、このような温度分布が与えられた場合、
レイリ数
Ra=(g〓ΔTL3)/(aν)
ここに、g;重力加速度
β;ガスの体膨脹係数
ΔT;環状空間における上下の温度差
L;環状空間の代表長さ
a;ガスの温度伝導率
ν;ガスの動粘性係数
がある値(これを臨界レイリ数と呼ぶ)以上にな
ると自然対流が発生する。第2図にこの自然対流
の流動状況の一例を示す。高温のアルゴンカバー
ガスは、環状空間の1ケ所15で上昇流16とな
り、環状空間の上端で2方向に分かれ、これと正
反対の周方向位置17で下降流18となつてカバ
ーガス層へ戻る。このような対流の発生組数は、
環状空間の高さと直径の関係で決定される。即
ち、対流はカバーガスの上昇、下降距離(環状空
間高さ)と、環状空間上部での対流の水平方向移
動距離とがほぼ等しくなるような形状で生ずるも
のであり、タンク型原子炉の場合ルーフスラブ2
を貫通するIHX6、ポンプ7等により形成され
る環状空間では第2図に示すような一対の自然対
流が生ずるのが一般的である。また、原子炉容器
1とルーフスラブ2との間の環状空間の如く環状
空間高さに比べて直径が著しく大きい場合には数
対の自然対流が生ずるものである。そして、この
場合、上昇流16側のガス温度は下降流18側の
ガス温度に比べて高温であるため、環状空間の周
方向に温度差が生じ、この環状空間部に配置され
る各部品に熱変形が発生することになる。 Therefore, in the annular space formed in the roof slab 2, the lower part is high temperature and the upper part is low temperature, and given such a temperature distribution,
Rayleigh number Ra = (g〓ΔTL 3 )/(aν) where, g: Gravitational acceleration β: Body expansion coefficient of gas ΔT: Temperature difference between the upper and lower sides of the annular space L: Representative length of the annular space a: Temperature of the gas Conductivity ν: Natural convection occurs when the kinematic viscosity coefficient of the gas exceeds a certain value (this is called the critical Rayleigh number). Figure 2 shows an example of the flow situation of this natural convection. The high-temperature argon cover gas forms an upward flow 16 at one location 15 in the annular space, splits into two directions at the upper end of the annular space, and returns to the cover gas layer as a downward flow 18 at a position 17 in the circumferential direction opposite to this. The number of pairs of such convections is
It is determined by the relationship between the height and diameter of the annular space. In other words, convection occurs in a shape in which the rising and falling distance of the cover gas (the height of the annular space) and the horizontal movement distance of the convection at the top of the annular space are approximately equal. Roof slab 2
In the annular space formed by the IHX 6, pump 7, etc. that pass through the pump, a pair of natural convection flows as shown in FIG. 2 generally occur. In addition, when the diameter of the annular space is significantly larger than the height of the annular space, such as between the reactor vessel 1 and the roof slab 2, several pairs of natural convection occur. In this case, since the gas temperature on the upward flow 16 side is higher than the gas temperature on the downward flow 18 side, a temperature difference occurs in the circumferential direction of the annular space, and each component disposed in this annular space Heat deformation will occur.
例えば、原子炉容器1とルーフスラブ2の間に
形成される環状空間においては、環状空間高さに
比べ、直径が大きいため数対の自然対流が発生す
るが、これら数対の自然対流は、原子炉容器中心
に対して非対称の位置に配置されている燃料移送
シユート及び直接炉心冷却系用中間熱交換器や、
炉心中心に対して偏心設置される各回転プラグ等
の、原子炉容器中心に対する非対称な原子炉構造
の影響を受け、必ずしも規則的な対流が生じるわ
けではない。したがつて環状空間で180°異なる位
置、つまり対象位置における温度も必ずしも等し
い訳ではなく、原子炉容器全体を見れば周方向に
不均一な温度分布になる可能性は多分にあり、こ
れは原子炉容器の熱変形の原因となる。 For example, in the annular space formed between the reactor vessel 1 and the roof slab 2, several pairs of natural convection occur because the diameter is large compared to the height of the annular space. A fuel transfer chute and an intermediate heat exchanger for the direct core cooling system, which are located asymmetrically with respect to the center of the reactor vessel,
Regular convection does not necessarily occur due to the asymmetric reactor structure with respect to the center of the reactor vessel, such as rotating plugs installed eccentrically with respect to the center of the reactor core. Therefore, the temperatures at positions that differ by 180° in the annular space, that is, at the target positions, are not necessarily the same, and if you look at the entire reactor vessel, there is a high possibility that the temperature distribution will be uneven in the circumferential direction. This may cause thermal deformation of the furnace vessel.
また、ルーフスラブ2を貫通するIHX6、ポ
ンプ7、制御棒駆動機構8、回転プラグ9等の比
較的小径な炉上部機器の場合は環状空間部での熱
変形が原子炉容器内への挿入部分に拡大して表わ
れ、機器接触による不都合の発生が考えられる。 In addition, in the case of relatively small-diameter upper reactor equipment such as the IHX 6, pump 7, control rod drive mechanism 8, and rotary plug 9 that penetrate the roof slab 2, thermal deformation in the annular space may occur at the part inserted into the reactor vessel. This is likely to be caused by contact with the equipment.
なお、自然対流は、以下の項目が同時に満足さ
れた場合に発生することが知られている。 Note that natural convection is known to occur when the following items are satisfied at the same time.
(a) 環状空間のギヤツプ幅がある値以上であるこ
と。(a) The gap width of the annular space is greater than or equal to a certain value.
(b) 下方が高温、上方が低温のいわゆる流動不安
定状態であること。(b) It is in a so-called unstable flow state, with high temperature at the bottom and low temperature at the top.
(c) 環状空間を形成する壁が熱抵抗を有するこ
と。(c) The walls forming the annular space have thermal resistance.
従来では、(a)項を利用し、環状空間に金属メツ
シユを充填することにより、自然対流の発生を防
止する手段が考えられている。しかし、この場合
はプラント寿命中全体にわたつて、即ち定格運転
中においても、またIHX6やポンプ7の引抜き
メンテナンス時においても、メツシユの小片の原
子炉中への落下防止手段が必要であるが、そのた
めには構成が非常に複雑化するという問題が生じ
る。 Conventionally, a method of preventing the occurrence of natural convection has been considered by utilizing the item (a) and filling the annular space with metal mesh. However, in this case, it is necessary to take measures to prevent small pieces of mesh from falling into the reactor throughout the life of the plant, that is, even during rated operation and during maintenance by pulling out the IHX 6 and pump 7. This poses a problem in that the configuration becomes extremely complex.
一方、(b)項を利用するものとして、特開昭57−
38695号で開示されたものがある。即ち、第3図
及び第4図に示すように、機器の外胴と外ケーシ
ングとの間に上下方向及び周方向に複数の対流防
止片19を設けたものである。しかしながら、こ
のような対流防止片19をタンク型高速増殖炉の
ルーフスラブの環状空間に適用することは下記の
理由により困難であると考えられる。 On the other hand, as a method using paragraph (b),
There is one disclosed in No. 38695. That is, as shown in FIGS. 3 and 4, a plurality of convection prevention pieces 19 are provided in the vertical direction and the circumferential direction between the outer body and the outer casing of the device. However, it is considered difficult to apply such a convection prevention piece 19 to the annular space of the roof slab of a tank-type fast breeder reactor for the following reasons.
IHXおよび循環ポンプは、故障時における引
き抜きメンテナンスが可能なように設計される
が、上述のような対流防止板は、アルゴンカバー
ガス中のナトリウムミストの付着と相まつてルー
フスラブと固着する可能性がある。 IHX and circulation pumps are designed so that they can be removed for maintenance in the event of a failure, but convection prevention plates such as those described above may become stuck to the roof slab due to adhesion of sodium mist in the argon cover gas. be.
また、上述の対流防止板は環状空間のギヤツプ
幅がほぼ均一な場合には非常に有効であるが、タ
ンク型高速増殖炉においは、IHXはルーフスラ
ブと炉心支持構造の2ケ所を貫通するため、ルー
フスラブ貫通孔と炉心支持構造の貫通孔の相対的
製作誤差の分だけ環状空間のギヤツプ幅が不均一
となり、対流防止板が有効に働かなくなる可能性
がある。 In addition, the above-mentioned convection prevention plate is very effective when the gap width of the annular space is almost uniform, but in tank-type fast breeder reactors, IHX penetrates at two places: the roof slab and the core support structure. There is a possibility that the gap width of the annular space will be uneven due to the relative manufacturing error between the roof slab through-hole and the core support structure through-hole, and the convection prevention plate will not work effectively.
さらに原子炉構造に、このような金属の小片を
用いる場合は特に、落下、ナトリウム中への混入
を防止することが必要であるが、直径20数mにも
及ぶ原子炉容器の内面に莫大な数の対流防止板を
取り付けることは信頼性の観点から望ましいこと
ではない。 Furthermore, when small pieces of metal such as these are used in the reactor structure, it is necessary to prevent them from falling or getting mixed into the sodium. It is not desirable from a reliability point of view to install several convection prevention plates.
なお、自然対流が生じたとしても、環状空間内
に数対の対流を生ぜしめ、温度差による機器の熱
変形が一方向に生じないようにすることも考えら
れる。 Note that even if natural convection occurs, it may be possible to generate several pairs of convection within the annular space to prevent thermal deformation of the device from occurring in one direction due to temperature differences.
IHX、ポンプ、制御棒駆動機構である炉心上
部機構等のルーフスラブ貫通機器に対して、この
考え方を適用した場合の構造の一例を平面図で示
すと第5図のようになる。IHX、ポンプ、炉心
上部機構等のルーフスラブ貫通機器20およびル
ーフスラブ2に、仕切り板21を取り付け、元
来、一対の対流が生じようとしていたものを数対
の対流に分割しようとする。しかしながら、
IHX、ポンプ等のメンテナンス時の引き抜きを
可能にするためには、長期間の運転によつて仕切
り板が固着しないよう、仕切り板を互いにわずか
ながら離して取り付ける必要があり、逆に、少し
でも仕切り板間に隙間があると一対の自然対流が
生じてしまい(一般に自然対流の流速は小さいた
め、流路にかなりの障害があつても圧力損失は小
さく、流れは障害を通り抜けてしまう)、この構
造は成立しなくなる。 A plan view of an example of a structure when this concept is applied to roof slab penetrating equipment such as IHX, pumps, and the upper core mechanism that is the control rod drive mechanism is shown in Figure 5. A partition plate 21 is attached to the roof slab 2 and the roof slab penetrating equipment 20 such as an IHX, a pump, and an upper core mechanism, and an attempt is made to divide what was originally intended to be a pair of convection into several pairs of convection. however,
In order to make it possible to pull out IHX, pumps, etc. during maintenance, it is necessary to install the partition plates with a slight distance from each other to prevent them from sticking due to long-term operation. If there is a gap between the plates, a pair of natural convection will occur (generally, the flow velocity of natural convection is low, so even if there is a considerable obstruction in the flow path, the pressure loss will be small and the flow will pass through the obstruction). The structure no longer holds true.
また、原子炉容器とルーフスラブ間の環状空間
の自然対流は、もともと数対生じているが、前述
のように、この部分では対称な対流が生じている
とは考えられず原子炉容器に周方向温度差が生じ
る可能性がある。そのため、第5図に示すような
構造対策を施しても上述の問題点は残る。 In addition, natural convection in the annular space between the reactor vessel and the roof slab originally occurs in several pairs, but as mentioned above, it is unlikely that symmetrical convection occurs in this area, and the Directional temperature differences may occur. Therefore, even if structural measures as shown in FIG. 5 are taken, the above-mentioned problems remain.
本発明はこのような事情に鑑みてなされたもの
で、ルーフスラブに形成される環状空間内へのア
ルゴンカバーガスの自然対流による機器の変形を
確実に防止することができるタンク形高速増殖炉
を提供することを目的とする。
The present invention was made in view of these circumstances, and provides a tank-type fast breeder reactor that can reliably prevent deformation of equipment due to natural convection of argon cover gas into the annular space formed in the roof slab. The purpose is to provide.
本発明にタンク形高速増殖炉は、原子炉容器を
上部から閉塞するルーフスラブに、その軸心が上
下方向に向いて環状空間が形成され、この環状空
間に下方から原子炉容器内のカバーガスが流入す
るものであつて、環状空間部に下方から流入する
カバーガスが上昇し、周方向に流動し、それから
降下して形成される対流によつて起きる環状空間
の周方向の温度差を、環状空間の軸心に関して対
称的に生じさせるために、そのカバーガスを降下
させるガス降下部を設けるようにしている。
In the tank-type fast breeder reactor of the present invention, a roof slab that closes off the reactor vessel from above has an annular space whose axis is directed vertically, and a cover gas inside the reactor vessel is introduced from below into this annular space. The temperature difference in the circumferential direction of the annular space caused by the convection formed when the cover gas flows into the annular space from below rises, flows in the circumferential direction, and then descends. In order to generate the gas symmetrically with respect to the axis of the annular space, a gas descending section for lowering the cover gas is provided.
以下、本発明の一実施例を第6図及び第7図を
参照して説明する。なお、本実施例はIHXまわ
りの環状空間を対象として実施したものである。
その他の原子炉上部機器の周囲に適用した場合及
びルーフスラブ周囲の環状空間に適用した場合に
ついても共通性が多いのでこれらに対する記述は
省略する。
An embodiment of the present invention will be described below with reference to FIGS. 6 and 7. Note that this example was carried out targeting the annular space around the IHX.
Since there are many commonalities in the case where the present invention is applied around other upper reactor equipment and the case where it is applied to the annular space around the roof slab, descriptions thereof will be omitted.
第6図に示すように、IHX6の外胴30はホ
ツトプール中の高温の1次ナトリウム中に浸漬さ
れている。このため、外胴を軸方向上方に伝導に
より熱が伝わり、何らかの対策を講じないと外胴
上端のフランジ部31まで高温となつてしまう。
通常は、ルーフスラブ2との間に熱膨張差によつ
て生じる応力を除去するため、IHX6の外胴3
0の内側に冷却配管32が設けられ、外胴30お
よびフランジ31を冷却するようになつている。
また、環状空間の下端には、ナトリウムミストが
環状空間内へ侵入し、IHX6又はルーフスラブ
へ付着しないようにミスト侵入防止機構33、例
えばベローズを用いたシール部やナトリウム溜り
を設け、ナトリウムミストを捕えシールするナト
リウムダム等の対策が施される。 As shown in FIG. 6, the outer shell 30 of the IHX6 is immersed in high temperature primary sodium in a hot pool. For this reason, heat is transmitted upward through the outer shell in the axial direction by conduction, and unless some measure is taken, the temperature reaches the flange portion 31 at the upper end of the outer shell.
Normally, the outer shell 3 of IHX6 is
A cooling pipe 32 is provided inside the shell 30 to cool the outer shell 30 and the flange 31.
Furthermore, at the lower end of the annular space, a mist intrusion prevention mechanism 33, such as a seal using a bellows or a sodium reservoir, is installed to prevent sodium mist from entering the annular space and adhering to the IHX 6 or the roof slab. Measures such as a sodium dam to trap and seal are taken.
このような環状空間において、前述のごとく、
一般には一対の自然対流が発生しようとするが、
本実施例では、第7図に示すようにIHXの外胴
30の板厚を周方向に沿う等間隔部位で数ケ所外
方に厚くし、環状空間に突出する上下方向に沿う
複数の突条34を形成している。このような突条
34(換言すれば厚肉部)は、本発明で達成しよ
うとする目的を満たすためには、周方向に最低2
ケ所以上必要である。 In such an annular space, as mentioned above,
Generally, a pair of natural convection tends to occur, but
In this embodiment, as shown in FIG. 7, the plate thickness of the outer shell 30 of the IHX is thickened outward at several locations at equal intervals along the circumferential direction, and a plurality of protrusions along the vertical direction protrude into the annular space. 34 is formed. In order to satisfy the purpose of the present invention, such a protrusion 34 (in other words, a thick wall portion) should have a width of at least 2 in the circumferential direction.
More than one location is required.
このような構成によると、IHX6の外胴30
は内側から冷却されて冷却配管32から環状空間
に接するIHX6の外胴30の外表面までの熱抵
抗によつて外胴30の表面温度が決まることか
ら、凹条部35では、その表面温度は低く、突条
部34では高くなる。従つて、環状空間内で突条
部34ではアルゴンガスは上昇流となり、凹条部
35では、下降流となるが、これらの上昇流、下
降流が環状空間内でその軸心に関して対称的に発
生するので、IHX6が熱変形で一方向に傾くこ
とがなく、従つてその機能を損うことはない。な
お、本実施例のように、環状空間内に凹凸が存在
する構成では、熱的境界条件による対流の位置の
規定だけでなく、形状による対流の位置の規制が
容易になり、安定した対流を得ることができると
いう利点もある。 According to this configuration, the outer body 30 of IHX6
is cooled from the inside, and the surface temperature of the outer shell 30 is determined by the thermal resistance from the cooling pipe 32 to the outer surface of the outer shell 30 of the IHX 6 in contact with the annular space. It is low, and becomes high at the protrusion portion 34. Therefore, within the annular space, the argon gas becomes an upward flow at the protrusion 34 and a downward flow at the concave section 35, but these upward and downward flows are symmetrical within the annular space with respect to its axis. This prevents the IHX6 from tilting in one direction due to thermal deformation and therefore does not impair its functionality. In addition, in a configuration where unevenness exists in the annular space as in this example, it becomes easy to regulate the convection position not only by thermal boundary conditions but also by the shape, which makes it possible to maintain stable convection. There is also the advantage of being able to obtain
なお、突条部34及び凹条部35の数として
は、IHX6の外胴30における発生応力の低減
という観点からすれば周方向温度差を小さくする
ようにできるだけ多いことが好ましいが、一方、
安定な、かつ、所定の位置で対流を得るようにす
るにはできるだけ少ない方が良い。一般的なタン
ク型原子炉構造の運転温度条件、構造寸法を基に
した試算によれば、IHX外胴における発生応力
を降伏応力の1/2〜1/3程度に押えるためには、凹
凸の組数はおよそ4〜8程度が好ましいことが確
認されている。 It should be noted that from the viewpoint of reducing the stress generated in the outer shell 30 of the IHX6, it is preferable that the number of the protrusions 34 and the grooves 35 be as large as possible so as to reduce the temperature difference in the circumferential direction.
In order to obtain stable convection at a predetermined position, it is better to have as few as possible. According to a trial calculation based on the operating temperature conditions and structural dimensions of a typical tank-type reactor structure, in order to suppress the stress generated in the IHX outer shell to about 1/2 to 1/3 of the yield stress, it is necessary to It has been confirmed that the number of sets is preferably about 4 to 8.
以上の実施例によれば、IHX6の熱変形が防
止され、IHX6と炉心支持構造間のシール部の
小型化が図れる。特にベローズシールの場合に
は、漏洩ナトリウム量を少なくすることができ
る。また、循環ポンプの熱変形を生じないので、
循環ポンプのかじり等を確実に防止することがで
きる。 According to the embodiments described above, thermal deformation of the IHX 6 is prevented, and the size of the seal between the IHX 6 and the core support structure can be reduced. Especially in the case of a bellows seal, the amount of sodium leakage can be reduced. In addition, it does not cause thermal deformation of the circulation pump.
Galling of the circulation pump can be reliably prevented.
なお、前記実施例では、環状空間内の熱降下部
を環状空間に突出する突条34にしたが、本発明
はそのようなものに限らず、他の種々の手段にす
ることが可能である。 In the above-mentioned embodiment, the heat drop portion in the annular space is formed into a protrusion 34 that protrudes into the annular space, but the present invention is not limited to such a structure, and various other means can be used. .
例えば第8図及び第9図に示すものは、環状空
間の内周壁を形成する部材、即ちIHX6の外胴
30の表面部近傍に周方向に間隔的に埋設された
冷却配管32によつて熱降下部を構成したもので
ある。 For example, in the case shown in FIGS. 8 and 9, heat is generated by cooling pipes 32 buried at intervals in the circumferential direction near the surface of the outer shell 30 of the IHX6, which is a member forming the inner circumferential wall of the annular space. This is what constitutes the descending section.
このような構成によつても、IHX6の周囲に
形成された環状空間に高温部40と低温部39を
形成することができ、機器の熱変形が防止できる
ものであり、この場合は特に熱降下部を積極的
に、かつ直接的に設定できるので、高信頼性が得
られる。 Even with such a configuration, it is possible to form the high temperature part 40 and the low temperature part 39 in the annular space formed around the IHX 6, and it is possible to prevent thermal deformation of the equipment. High reliability can be achieved because the parts can be set actively and directly.
また、第10図及び第11図に示すものは、熱
降下部を、IHX6の外胴30に一定半径で周方
向に冷却配管32を配置し、この冷却配管32の
表面側に一定間隔で断熱材36を配設することに
よつて、環状空間内に熱降下部を形成したもので
ある。 In addition, in the case shown in FIGS. 10 and 11, cooling pipes 32 are arranged in the circumferential direction at a constant radius on the outer shell 30 of the IHX 6, and the cooling pipes 32 are insulated at regular intervals on the surface side of the cooling pipes 32. By arranging the material 36, a heat drop portion is formed within the annular space.
このような構成によつても、前記実施例と同様
の効果を奏することができ、この場合は、冷却配
管32の配管構成の簡単化が図れるという利点が
ある。 Even with such a configuration, the same effects as in the embodiment described above can be achieved, and in this case, there is an advantage that the piping configuration of the cooling pipe 32 can be simplified.
なお、以上の実施例では、環状空間の内周壁を
形成する部材によつて熱降下部を形成したが、外
周壁を構成する部材又はそれと内周壁構成部材の
両方によつて形成してもよいことは勿論である。 In addition, in the above embodiments, the heat drop part was formed by the member forming the inner circumferential wall of the annular space, but it may be formed by the member forming the outer circumferential wall or both of it and the inner circumferential wall constituent member. Of course.
以上の実施例で詳述したように、本発明に係る
タンク形高速増殖炉によれば、ルーフスラブに形
成される環状空間部にカバーガスの対流に基づく
温度差を周方向に対象的に生じさせる熱降下部を
設けたので、ルーフスラブ自身又は各種の炉心上
部機器の熱変形を確実に防止することができると
いう、安全対策上の優れた効果が奏される。
As described in detail in the above embodiments, according to the tank-type fast breeder reactor according to the present invention, a temperature difference is generated symmetrically in the circumferential direction in the annular space formed in the roof slab based on the convection of the cover gas. Since the heat drop section is provided, it is possible to reliably prevent thermal deformation of the roof slab itself or various upper core equipment, which is an excellent effect in terms of safety measures.
第1図はタンク型FBR原子炉を示す構成図、
第2図は自然対流の流動状況を示す説明図、第3
図は従来例を示す概略図、第4図はその詳細構成
図、第5図は他の従来例を示す概略図、第6図は
本発明の一実施例を示す要部断面図、第7図は第
6図の−線断面図、第8図は本発明の他の実
施例を示す要部断面図、第9図は第8図の−
線断面図、第10図はさらに他の実施例を示す要
部断面図、第11図は第10図の−線断
面図である。
1……原子炉容器、2……ルーフスラブ、3…
…炉心、6,7,8……炉心上部機構、32……
冷却配管、34……突条部、36……断熱材。
Figure 1 is a configuration diagram showing a tank-type FBR reactor.
Figure 2 is an explanatory diagram showing the flow situation of natural convection, Figure 3
4 is a schematic diagram showing a conventional example, FIG. 4 is a detailed configuration diagram thereof, FIG. 5 is a schematic diagram showing another conventional example, FIG. 6 is a sectional view of essential parts showing an embodiment of the present invention, and FIG. The figure is a sectional view taken along the - line in Fig. 6, Fig. 8 is a sectional view showing main parts of another embodiment of the present invention, and Fig. 9 is a sectional view taken along the - line in Fig. 8.
10 is a cross-sectional view of a main part showing still another embodiment, and FIG. 11 is a cross-sectional view taken along the line -- of FIG. 10. 1... Reactor vessel, 2... Roof slab, 3...
... Core, 6, 7, 8 ... Core upper mechanism, 32 ...
Cooling pipe, 34... protrusion, 36... insulation material.
Claims (1)
と共に外部から閉塞するルーフスラブに、その軸
心が上下方向に向う環状空間が形成され、この環
状空間に下方から原子炉容器内のカバーガスが流
入するタンク形高速増殖炉において、前記環状空
間に流入するカバーガスの上昇、周方向への流動
及び降下によつて形成する対流に基づく環状空間
での周方向の温度差を、環状空間の軸心に関して
対称的に生じさせるカバーガスのガス降下部を設
けてなることを特徴とするタンク形高速増殖炉。 2 ガス降下部は、環状空間の内周壁又は外周壁
を形成する部材のいずれか一方又は両方の内部に
一定半径で周方向に配設された冷却配管と、内周
壁又は外周壁を形成する部材のいずれか一方又は
両方からその環状空間に突出する上下方向に沿う
複数の突条であることを特徴とする特許請求の範
囲第1項記載のタンク形高速増殖炉。 3 ガス降下部は、環状空間の内周壁又は外周壁
を形成する部材のいずれか一方又は両方の表面部
近傍に周方向に間隔的に配設された冷却配管であ
ることを特徴とする特許請求の範囲第1項記載の
タンク形高速増殖炉。 4 ガス降下部は、環状空間の内周壁又は外周壁
を形成する部材のいずれか一方又は両方に一定半
径で周方向に配設された冷却配管と、この冷却配
管の表面側に周方向に間隔的に配設された断熱材
とによつて形成されていることを特徴とする特許
請求の範囲第1項記載のタンク形高速増殖炉。[Claims] 1. An annular space whose axis is directed in the vertical direction is formed in a roof slab that thermally shields the upper part of the reactor vessel from the inside and closes it from the outside, and atoms are introduced into this annular space from below. In a tank-type fast breeder reactor into which cover gas flows into the reactor vessel, the temperature in the circumferential direction in the annular space is based on the convection formed by the rise, circumferential flow, and descent of the cover gas flowing into the annular space. 1. A tank-type fast breeder reactor, characterized in that it is provided with a gas descending section for cover gas which causes a difference symmetrically with respect to the axis of an annular space. 2. The gas descending section includes a cooling pipe arranged circumferentially at a constant radius inside one or both of the members forming the inner peripheral wall or the outer peripheral wall of the annular space, and the member forming the inner peripheral wall or the outer peripheral wall. The tank type fast breeder reactor according to claim 1, characterized in that the tank type fast breeder reactor is a plurality of vertically extending protrusions projecting into the annular space from one or both of the above. 3. A patent claim characterized in that the gas descending section is a cooling pipe disposed at intervals in the circumferential direction near the surface of either or both of the members forming the inner circumferential wall or the outer circumferential wall of the annular space. A tank type fast breeder reactor according to item 1. 4. The gas descending section consists of a cooling pipe disposed circumferentially at a constant radius on either or both of the members forming the inner circumferential wall or the outer circumferential wall of the annular space, and a cooling pipe arranged circumferentially at intervals on the surface side of this cooling pipe. 2. A tank-type fast breeder reactor according to claim 1, characterized in that the tank-type fast breeder reactor is formed by a heat insulating material arranged in a manner that the reactor is insulated.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP59094131A JPS60237389A (en) | 1984-05-11 | 1984-05-11 | Tank type fast breeder reactor |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP59094131A JPS60237389A (en) | 1984-05-11 | 1984-05-11 | Tank type fast breeder reactor |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPS60237389A JPS60237389A (en) | 1985-11-26 |
JPH0530237B2 true JPH0530237B2 (en) | 1993-05-07 |
Family
ID=14101845
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP59094131A Granted JPS60237389A (en) | 1984-05-11 | 1984-05-11 | Tank type fast breeder reactor |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPS60237389A (en) |
Families Citing this family (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US5246349A (en) * | 1991-03-18 | 1993-09-21 | Sullair Corporation | Variable reluctance electric motor driven vacuum pump |
-
1984
- 1984-05-11 JP JP59094131A patent/JPS60237389A/en active Granted
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
JPS60237389A (en) | 1985-11-26 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US4207060A (en) | Vessel for metal smelting furnace | |
US4000595A (en) | Insulation structure for pressure vessel cavity | |
US4186049A (en) | Heat exchanger integrated into the main vessel of a molten combustible salt reactor | |
US4978496A (en) | Arrangement to prevent the molten core of a nuclear reactor from penetrating into the ground | |
JPH0530237B2 (en) | ||
JP3537444B2 (en) | Device for capturing core melt from reactor pressure vessel | |
JPS60233595A (en) | Fast breeder reactor | |
US4676947A (en) | Device for thermal protection of a component of a fast-neutron nuclear reactor | |
US4666652A (en) | Fast neutron nuclear reactor comprising a suspended sealing slab and main vessel | |
JPH0450552B2 (en) | ||
JP3126550B2 (en) | Reactor vessel wall cooling mechanism | |
JPS6125114B2 (en) | ||
CA1098307A (en) | Cooler for shaft furnace | |
JPH0332037B2 (en) | ||
JPH02103493A (en) | Nuclear reactor vessel | |
JPS6331078B2 (en) | ||
JPH03125994A (en) | Reactor vessel of fast breeder | |
JPH0233115B2 (en) | ||
GB1564294A (en) | Plate cooler for shaft furnace | |
JPS6339678Y2 (en) | ||
JPH03179295A (en) | Protective structure of reactor vessel against heat | |
JPS61114187A (en) | Upper shielding body for fast breeder reactor | |
JPS61148390A (en) | Upper shielding body for fast breeder reactor | |
JPS6147581A (en) | Liquid-metal cooling type fast breeder reactor | |
JPH0570118B2 (en) |