JPH0593794A - ナトリウム冷却型高速炉 - Google Patents

ナトリウム冷却型高速炉

Info

Publication number
JPH0593794A
JPH0593794A JP3253806A JP25380691A JPH0593794A JP H0593794 A JPH0593794 A JP H0593794A JP 3253806 A JP3253806 A JP 3253806A JP 25380691 A JP25380691 A JP 25380691A JP H0593794 A JPH0593794 A JP H0593794A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
coolant
reactor
core
pressure
pump
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.)
Pending
Application number
JP3253806A
Other languages
English (en)
Inventor
Hiroshi Yamazaki
洋 山崎
Hiroto Kawakami
博人 川上
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.)
Toshiba Corp
Original Assignee
Toshiba Corp
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 Toshiba Corp filed Critical Toshiba Corp
Priority to JP3253806A priority Critical patent/JPH0593794A/ja
Priority to FR9211979A priority patent/FR2681976B1/fr
Priority to US07/955,056 priority patent/US5265136A/en
Publication of JPH0593794A publication Critical patent/JPH0593794A/ja
Pending legal-status Critical Current

Links

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
    • 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

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

(57)【要約】 【目的】原子炉容器内の静的な物理現象だけで、ポニー
モータ運転につなげるための確実なコーストダウン流量
を確保するナトリウム冷却型高速炉を提供することにあ
る。 【構成】本発明のナトリウム冷却型高速炉は原子炉容器
１内に配置される循環ポンプ１８が電磁ポンプであり、
この電磁ポンプの吐出部に密閉ガス空間２２を連通する
とともに、このポンプ吐出部を炉心８下部の高圧プレナ
ム１７に接続し、電磁ポンプトリップ時、電磁ポンプ吐
出圧力によって蓄圧されていた密閉ガスの圧力にて吐出
部上部の冷却材が高圧プレナム１７に流れるようにした
ものである。

Description

【発明の詳細な説明】
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は原子炉容器内での物理的
現象のみを利用した静的システムにより、緊急時の炉心
冷却流量を確保し、安全性の向上を図ったナトリウム冷
却型高速炉に関する。
【０００２】
【従来の技術】一般に、高速炉は原子炉容器の上部開口
をルーフスラブで閉塞し、多数本の燃料集合体を収容し
た炉心を炉容器下部の炉心支持構造物によって炉容器中
央に配置するとともに、この炉心の上部に炉心上部機構
をルーフスラブを貫通して設け、さらに炉心上部機構の
外周に循環ポンプおよび中間熱交換器を複数ルーフスラ
ブから垂下した配置構成となっている。また、高速炉の
冷却材には液体金属ナトリウムが使用されており、炉心
は循環ポンプによって送り込まれた低温ナトリウムで冷
却され、炉心を冷却して高温になったナトリウムは中間
熱交換器で二次冷却材である二次ナトリウムと熱交換し
て冷却された後、循環ポンプによって再び炉心に送り込
まれる。
【０００３】図６に従来のタンク型高速炉の縦断面図を
示す。
【０００４】原子炉容器１内には液体金属冷却材である
液体ナトリウム２が収納され、原子炉容器１の上部開口
はルーフスラブ３によって閉塞される。原子炉容器１の
上部には不活性ガスを充填したカバーガス空間１５が形
成され、液体ナトリウム２の自由液面１４を覆ってい
る。また、ルーフスラブ３にはルーフスラブ３を貫通し
て循環ポンプ４と、二次ナトリウムの入口５ａおよび出
口５ｂを上部に備えた中間熱交換器６とが挿入され、そ
れぞれの下部は隔壁７を貫通して下方に延びている。さ
らに、原子炉容器１の中央には、多数本の燃料集合体を
収容した炉心８が炉心支持構造物９上に設置されてい
る。
【０００５】このような構成によるタンク型高速炉にお
いて冷却材は、循環ポンプ４によって強制的に循環せし
められ、下部プレナム１７に案内された低温ナトリウム
２ａは循環ポンプ４により炉内配管１６を通り炉心８へ
送り込まれ、炉心８を冷却する。炉心８を冷却して高温
になったナトリウム２ｂは炉心上部機構１０の下端に沿
って矢印のように斜め上方へ放射状に上部プレナム１１
内に流れ、一部は中間熱交換器入口窓１２より中間熱交
換器６内に導かれ、中間熱交換器６内に組み込まれた図
示しない多数本の電熱管部を通って二次ナトリウムと熱
交換して低温となり、中間熱交換器６の出口ノズル１３
より下部プレナム１７へ流出する。出口ノズル１３から
流出した低温ナトリウム２ａは循環ポンプ４に導かれて
炉内配管１６を通り、再び炉心８へと送り込まれる。こ
こで、低温ナトリウム２ａと高温ナトリウム２ｂは、上
部隔壁と下部隔壁とからなる２枚の隔壁７で仕切られて
いる。
【０００６】
【発明が解決しようとする課題】このナトリウム冷却型
高速炉において、緊急炉停止時には制御棒（図示せず）
を炉心８に緊急挿入して負の反応度を投入し、核反応を
停止させ燃料の温度および液体ナトリウム２の温度を降
温させると同時に、機器へのコールドショックを緩和さ
せるため循環ポンプ４の駆動を停止させ、ポニーモータ
で低流量の運転により崩壊熱を除去する運転を行ってい
る。
【０００７】ところで、循環ポンプ４の停止により、炉
心８への液体ナトリウム２の流れが瞬間的になくなった
場合は、炉心８を冷却する流量不足となり、冷却材であ
る液体ナトリウム２の沸騰、ひいては燃料の溶融を起こ
しかねない。そのため循環ポンプ４の停止に伴い、流量
が緩やかに低下（コーストダウン）するよう原子炉外に
大型フライホイールによる機械的慣性力で循環ポンプ４
の駆動を緩やかに停止させる流量制御装置を設置してい
た。
【０００８】しかし、この流量制御装置は安全上重要な
装置のためその信頼性の要求が厳しく、装置も膨大なも
のとなっていた。特に、ポンプとして電磁ポンプを用い
た場合、回転慣性力が全くないため、上記流量制御装置
の設置およびその信頼性が一層重要となっていた。さら
に、ポンプの軸固着、電磁ポンプの絶縁破壊等によるポ
ンプ停止の場合は、上記外部の流量制御装置は全く作動
しないことになる課題があった。
【０００９】本発明は上述した事情を考慮してなされた
もので、外部の装置によってポンプ流量のコーストダウ
ンするのではなく、原子炉容器内の静的な物理現象だけ
で、ポニーモータ運転につなげるための確実なコースト
ダウン流量を確保し、原子炉の安全性の向上を達成でき
るナトリウム冷却型高速炉を提供することを目的とす
る。
【００１０】
【課題を解決するための手段】本発明に係るナトリウム
冷却型高速炉は、上述した課題を解決するために、液体
金属冷却材を収納する原子炉容器と、この原子炉容器の
上部開口を閉塞するルーフスラブと、上記原子炉容器内
の中央下部に設置された炉心と、この炉心を支持する炉
心支持構造物と、上記液体金属冷却材を循環させる循環
ポンプと、上記原子炉容器内の冷却材を熱交換する中間
熱交換器とを具備したナトリウム冷却型高速炉におい
て、上記循環ポンプが電磁ポンプであり、この電磁ポン
プの吐出部に密閉ガス空間を連通するとともに、このポ
ンプ吐出部を上記炉心下部の高圧プレナムに接続し、電
磁ポンプトリップ時、電磁ポンプ吐出圧力によって蓄圧
されていた密閉ガスの圧力にてポンプ吐出部上部の冷却
材が上記高圧プレナムに流れるように構成したものであ
る。
【００１１】また、本発明に係るナトリウム冷却型高速
炉は、原子炉容器内側に、炉心から流出した後の低圧プ
レナムと隔離するガム壁を設け、このダム壁外側の冷却
材領域の下方を高圧プレナム側と連通し、循環ポンプト
リップ時、上記ダム壁外側の冷却材領域と低圧プレナム
との液位差にて冷却材が上記冷却材領域から高圧プレナ
ム側に流れるように構成したものである。
【００１２】
【作用】上記の構成を有する本発明においては、電磁ポ
ンプトリップ後に外部の動的機械的設備によることな
く、高圧プレナム圧力による密閉ガス空間の蓄圧エネル
ギーという静的なエネルギーのみを用いることで、コー
ストダウン流量を得ることができるものである。そし
て、コーストダウン流量はポンプ運転時とトリップ時の
吐出圧力差のみの物理現象による作用のため、確実に作
用することができる。また、高圧プレナム圧力による低
圧プレナムとの液位差の位置エネルギーという静的なエ
ネルギーのみを用いることでも、上記と同様にコースト
ダウン流量を確保することができる。
【００１３】
【実施例】以下、本発明の実施例を図面に基づいて説明
する。
【００１４】図１は本発明に係るナトリウム冷却型高速
炉の第１実施例を示す。なお、従来の構成と同一または
対応する部分には図６と同一の符号を用いて説明する。
【００１５】図１において、原子炉容器１はその上部開
口にルーフスラブ３が設置され、液体金属冷却材として
の液体ナトリウム２が収納されており、その上部には液
体ナトリウム２と反応しない不活性ガスを充填したカバ
ーガス空間１５として形成され、液体ナトリウム２の自
由液面１４を覆っている。原子炉容器１の中央下部には
炉心８が炉心支持構造物９上に設置され、支持されてい
る。また、原子炉容器１はガードベッセル２４によって
覆われている。
【００１６】炉心８の周囲には中間熱交換器（図示せ
ず）が配置され、さらにセンターリターン型の電磁式循
環ポンプ１８が炉心支持構造物９を貫通して装荷されて
いる。この炉心支持構造物９は原子炉容器１内を上部の
低圧プレナム１１と下部の高圧プレナム１７の２つのプ
レナムに仕切る機能を有している。センターリターン型
の電磁式循環ポンプ１８の上部吐出部には中央に貫通孔
２５を有するトップドーム２１が設置され、その上部の
液体ナトリウム２はアルゴンガス配管２６を通じてガス
圧制御装置２７により一定の液面（自由液面）２８に設
定される。そして、一定の液面２８に設定されると、ア
ルゴンガス配管２６は閉じられ、電磁式循環ポンプ１８
上部のアルゴンガス空間は密閉ガス空間２２を構成す
る。
【００１７】次に、本実施例の作用を図２に基づいて説
明する。
【００１８】原子炉の出力運転時、すなわちセンターリ
ターン型の電磁式循環ポンプ１８によって液体ナトリウ
ム２を循環する場合は、循環ポンプ１８の外側流路１９
の下部より中間熱交換器を通り低温・低圧となった低圧
プレナム１１内の冷却材を吸込み、誘導コイル３２によ
って昇圧され上方へ吐出される。その場合の吐出圧力は
炉心２の圧力損失ΔＰを考慮してＰ１（低圧プレナム圧
力Ｐ２＋ΔＰ）となっている。圧力Ｐ１で吐出された冷
却材は電磁式循環ポンプ１８上部のコニカル状のトップ
ドーム２１に衝突し、方向を反転して、内側流路２０を
下降し、高圧プレナム１７に流出される。
【００１９】高圧プレナム１７に流出された冷却材は、
炉心２下部の連結管３１より流入し、燃料集合体３０内
を流れ、燃料集合体３０を冷却しつつ、燃料集合体３０
の上部より高温、低圧となって低圧プレナム１１に流出
し、中間熱交換器（図示せず）により２次系の冷却材
（二次ナトリウム；図示せず）との熱交換を終え、また
電磁式循環ポンプ１８の下端へ流れ込み循環する。この
時、循環ポンプ１８上部のトップドーム２１の中央に狭
隘な貫通孔２５を穿設することにより、電磁ポンプ胴３
３によって低圧プレナム１１と隔離された電磁式循環ポ
ンプ１８上部の冷却材２３は誘導コイル３２の昇圧によ
り同じくＰ１に昇圧されている。したがって、冷却材２
３上部の電磁ポンプ胴３３内における密閉ガス空間２２
の蓄圧ガス２９は同様にＰ１に昇圧されている。すなわ
ち、密閉ガス空間２２の蓄圧ガス２９はΔＰ分だけ低圧
プレナム１１より高圧になっている。
【００２０】ところで、電磁式循環ポンプ１８がトリッ
プした場合、瞬時に誘導コイル３２による昇圧が停止さ
れるため、吐出圧が０になってしまう。このため、内側
流路２０内の冷却材圧力Ｐ１は低圧プレナム１１の圧力
Ｐ２と同じになる。したがって、ここで何等かの作用が
なければ、高圧プレナム１７内の圧力Ｐ１と低圧プレナ
ム１１の圧力Ｐ２とが同じになり、燃料集合体３０内に
冷却材は流れなくなる。電磁式循環ポンプ１８のトリッ
プと同時に炉心２を停止する制御棒（図示せず）が挿入
されるか、電気的遅れ、挿入の機械的遅れ等により数秒
間は冷却材を燃料集合体３０に流さなければならない。
【００２１】ここで、本実施例では電磁式循環ポンプ１
８にトリップが生じた際、電磁式循環ポンプ１８の内側
流路２０の圧力と、上部の密閉ガス空間２２の圧力との
間にΔＰ、つまり吐出圧力分の圧力差が生じ、その圧力
差の作用により、上部に貯留されている冷却材であるナ
トリウム２３が自然に内側流路２０の下方へ押し出され
る。すなわち、高圧プレナム１７側へ押し出され、それ
により炉心８の燃料集合体３０を冷却することができ
る。さらに、トップドーム２１の中央に穿設された貫通
孔２５を細長い円管状とし、ジェットポンプとすること
により、周囲の低圧プレナム１１内の冷却材を外側流路
１９より吸込むことも期待でき、これにより電磁式循環
ポンプ１８トリップ時の燃料集合体３０へ流入する冷却
材流量を増大することが可能である。
【００２２】このように本実施例によれば、電磁式循環
ポンプ１８のトリップ時には外部からの電気的な力や機
械的な力を作用させることがなく、出力運転時と炉停止
時に生ずる圧力差のみを利用することにより、ある一定
期間、燃料集合体３０の冷却流量を得ることができる。
これは静的な物理現象のみを利用したものであることか
ら、電磁ポンプトリップ時に必ず作用することを期待で
き、固有の安全性が確保される。
【００２３】図３は本発明に係るナトリウム冷却型高速
炉の第２実施例を示し、前記第１実施例と同一の部分に
は同一の符号を付して説明する。同図はポンプトリップ
時の燃料集合体冷却流量を確保するための構造を示して
おり、原子炉容器１の内側に同心円状のダム壁３５を設
置し、このダム壁３５でその外周側の冷却材領域である
トーラスプレナム３８を炉心８から流出した後の低圧プ
レナム１１と隔離するとともに、トーラスプレナム３８
の下方を炉心支持構造物支持部３６に穿設した貫通孔３
７により高圧プレナム１７と連通させるようにしたもの
である。ダム壁３５の高さは低圧プレナム１１の液面１
４より高くしているものの、通常運転時の高圧プレナム
１７の圧力Ｐ１と低圧プレナム１１の圧力Ｐ２との圧力
差を運転時温度での冷却材液柱差換算した分の高さより
やや低めとしている。
【００２４】次に、本実施例の作用を説明する。
【００２５】原子炉の出力運転時には、高圧プレナム１
７の圧力Ｐ１によりダム壁３５と原子炉容器１との間の
トーラスプレナム３８の冷却材は押し上げられ、自由液
面３９が高くなるが、圧力差ΔＰ分よりやや低くしたダ
ム壁３５より内側にオーバーフローし、低圧プレナム１
１に戻る循環となる。したがって、通常出力運転時には
低圧プレナム１１との液位と常にΔｈの液位差が生じて
いる。
【００２６】電磁式循環ポンプ１８のトリップ時には、
ポンプの吐出圧がなくなるため高圧プレナム１７の圧力
が下がることになり、貫通孔３７を通じて液位分の圧力
バランスをとるため、周辺のダム壁３５内の冷却材３８
が高圧プレナム１７内に流入し、それが連結管３１を通
して炉心８の燃料集合体３０を冷却し低圧プレナム１１
内に流出する。これにより、トリップ時の流量が確保さ
れる。なお、トリップ時の必要流量はダム壁３５と原子
炉容器１との間隔および貫通孔３７の大きさにより適宜
設定することができる。
【００２７】このように本実施例によれば、液位差によ
る位置エネルギーを利用した静的なシステムのみで、ト
リップ時の一定期間内の燃料集合体の冷却流量を確保す
ることができるため、信頼性が高く、固有の安全性が期
待できる。その他の構成および作用は前記第１実施例と
同一であるのでその説明を省略する。
【００２８】図４は本発明に係るナトリウム冷却型高速
炉の第３実施例を示し、第１実施例と同一の部分には同
一の符号を付して説明する。同図はポンプトリップ時の
燃料集合体冷却流量を確保するための構造を示し、密閉
ガス蓄圧エネルギーを利用している。本実施例では原子
炉容器１内の低圧プレナム１１内の炉心３の周辺に、下
方を高圧プレナム１７に連通し上部にガス空間４１を有
する密閉容器４０を設置している。これにより、出力運
転時にガス空間４１の圧力は高圧プレナム１７圧力によ
り送り込まれた冷却材４３の上昇により昇圧され高圧プ
レナム１７と同等まで蓄圧される。
【００２９】ポンプトリップが生じた時、高圧プレナム
１７圧力の低下によりガス空間４１内に蓄圧されたエネ
ルギーが解放され、ガス空間４１内の冷却材４３を圧力
バランスがとれる位置、すなわちΔｈ´分を高圧プレナ
ム１７内に流出させ、連結管３１を通って燃料集合体３
０を冷却し低圧プレナム１１内に流出させる。なお、ポ
ンプトリップ時の必要流量、流量半減時間等は密閉容器
４０の数、ガス空間４１の容積等を変えることで希望値
に設定することができる。
【００３０】さらに、本実施例では炉心８に燃料集合体
３０とほぼ同一形状をなし、上部を密閉し内部上端に密
閉ガス空間４５を形成し、下端を高圧プレナム１７に連
通した密閉管４４を設置している。これにより、ポンプ
トリップ時に密閉ガス空間４５が膨張し、炉心８から生
ずる中性子の吸収を高め、反応を低下させ炉停止の方向
に作用することにより、ポンプトリップ時の燃料集合体
３０の温度上昇をより低く抑えることができ、固有の安
全性能を向上させることができる。
【００３１】このように本実施例によれば、密閉ガス空
間４５の蓄圧エネルギーのみを利用することにより、炉
停止時の燃料集合体３０の冷却流量を得ることができ、
固有の安全性が確保される。その他の構成および作用は
前記第１実施例と同一であるのでその説明を省略する。
【００３２】図５は本発明に係るナトリウム冷却型高速
炉の第４実施例を示し、第１実施例と同一の部分には同
一の符号を付して説明する。同図はポンプトリップ時の
燃料集合体冷却流量を確保するための構造として密閉ガ
ス蓄圧エネルギーを利用した例を示している。本実施例
では中間熱交換器６と電磁式循環ポンプ１８とを一体化
した冷却ユニットにおいて、電磁式循環ポンプ１８の熱
交換のために設けた内筒４６内の引抜きスペース４７を
利用し、その内部に、下方を電磁式循環ポンプ１８の内
部ケーシング４８を貫通して高圧プレナム１７と連通さ
せた密閉管４９を設置したものである。
【００３３】これにより、出力運転時、密閉管４９内は
高圧プレナム１７と連通していることから、高圧プレナ
ム１７と同等の圧力に上昇するため密閉管４９内は冷却
材が上昇し、上部の密閉ガス空間５０は高圧プレナム１
７の圧力に蓄圧される。ポンプトリップが生じた時、高
圧プレナム１７の圧力の低下により密閉ガス空間５０内
に蓄圧されたエネルギーが解放され、密閉管４９内の冷
却材４３を高圧プレナム１７側に送り込むことになる。
その結果、高圧プレナム１７内の冷却材は燃料集合体３
０を通り低圧プレナム１１内に流出する。
【００３４】このように本実施例によれば、冷却ユニッ
トの内部に必然的に有しているスペースを利用して密閉
ガス空間を設置することができることから、原子炉構造
の機器配置、炉容器径等に一切影響を与えることなく、
固有の安全特性を向上させることができる。その他の構
成および作用は前記第１実施例と同一であるのでその説
明を省略する。
【００３５】
【発明の効果】以上説明したように、本発明に係るナト
リウム冷却型高速炉によれば、高圧プレナム圧力による
密閉ガス空間の蓄圧エネルギーまたは高圧プレナム圧力
による低圧プレナムとの液位差の位置エネルギーという
静的なエネルギーのみを利用し、炉停止時、ポンプトリ
ップ時の燃料集合体冷却のためのある一定期間内の緩や
かな流量低下（必要流量確保）を行うことにより、次の
効果を有する。
【００３６】炉外に設置される安全系としての電気的
あるいは機械的流量半減調整装置を合理化できる。 静的な物理現象のみを利用するため、確実な作用が期
待でき、その結果信頼性が高く、固有の安全性が期待で
きる。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明に係るナトリウム冷却型高速炉の第１実
施例を示す縦断面図。
【図２】図１のガス蓄圧作用を説明するための縦断面
図。
【図３】本発明に係るナトリウム冷却型高速炉の第２実
施例を示す縦断面図。
【図４】本発明に係るナトリウム冷却型高速炉の第３実
施例を示す縦断面図。
【図５】本発明に係るナトリウム冷却型高速炉の第４実
施例を示す縦断面図。
【図６】従来のナトリウム冷却型高速炉を示す縦断面
図。
【符号の説明】
１ 原子炉容器 ２ 液体ナトリウム（液体金属冷却材） ３ ルーフスラブ ７ 隔壁 ８ 炉心 ９ 炉心支持構造物 １１ 低圧プレナム １７ 高圧プレナム １８ 電磁式循環ポンプ ３０ 燃料集合体 ３５ ダム壁 ３６ 炉心支持構造物支持部 ３７ 貫通孔 ３８ トーラスプレナム（冷却材領域）

Claims (2)

    【特許請求の範囲】
  1. 【請求項１】 液体金属冷却材を収納する原子炉容器
    と、この原子炉容器の上部開口を閉塞するルーフスラブ
    と、上記原子炉容器内の中央下部に設置された炉心と、
    この炉心を支持する炉心支持構造物と、上記液体金属冷
    却材を循環させる循環ポンプと、上記原子炉容器内の冷
    却材を熱交換する中間熱交換器とを具備したナトリウム
    冷却型高速炉において、上記循環ポンプが電磁ポンプで
    あり、この電磁ポンプの吐出部に密閉ガス空間を連通す
    るとともに、このポンプ吐出部を上記炉心下部の高圧プ
    レナムに接続し、電磁ポンプトリップ時、電磁ポンプ吐
    出圧力によって蓄圧されていた密閉ガスの圧力にてポン
    プ吐出部上部の冷却材が上記高圧プレナムに流れるよう
    に構成したことを特徴とするナトリウム冷却型高速炉。
  2. 【請求項２】 原子炉容器内側に、炉心から流出した後
    の低圧プレナムと隔離するガム壁を設け、このダム壁外
    側の冷却材領域の下方を高圧プレナム側と連通し、循環
    ポンプトリップ時、上記ダム壁外側の冷却材領域と低圧
    プレナムとの液位差にて冷却材が上記冷却材領域から高
    圧プレナム側に流れるように構成した請求項１記載のナ
    トリウム冷却型高速炉。
JP3253806A 1991-10-01 1991-10-01 ナトリウム冷却型高速炉 Pending JPH0593794A (ja)

Priority Applications (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP3253806A JPH0593794A (ja) 1991-10-01 1991-10-01 ナトリウム冷却型高速炉
FR9211979A FR2681976B1 (fr) 1991-10-01 1992-10-01 Reacteur rapide refroidi au sodium.
US07/955,056 US5265136A (en) 1991-10-01 1992-10-01 Sodium cooled fast reactor

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP3253806A JPH0593794A (ja) 1991-10-01 1991-10-01 ナトリウム冷却型高速炉

Publications (1)

Publication Number Publication Date
JPH0593794A true JPH0593794A (ja) 1993-04-16

Family

ID=17256410

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP3253806A Pending JPH0593794A (ja) 1991-10-01 1991-10-01 ナトリウム冷却型高速炉

Country Status (3)

Country Link
US (1) US5265136A (ja)
JP (1) JPH0593794A (ja)
FR (1) FR2681976B1 (ja)

Families Citing this family (28)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP3597165B2 (ja) * 2001-11-16 2004-12-02 核燃料サイクル開発機構 原子炉容器の熱荷重緩和装置
KR100594840B1 (ko) * 2003-05-21 2006-07-03 한국원자력연구소 풀 직접 냉각방식의 피동 안전등급 액체금속로잔열제거방법 및 잔열제거시스템
KR100597722B1 (ko) * 2004-01-02 2006-07-10 한국원자력연구소 액체금속로의 안정적인 피동 잔열제거 계통
US8637980B1 (en) 2007-12-18 2014-01-28 Rockwell Collins, Inc. Adhesive applications using alkali silicate glass for electronics
US7915527B1 (en) 2006-08-23 2011-03-29 Rockwell Collins, Inc. Hermetic seal and hermetic connector reinforcement and repair with low temperature glass coatings
US8174830B2 (en) * 2008-05-06 2012-05-08 Rockwell Collins, Inc. System and method for a substrate with internal pumped liquid metal for thermal spreading and cooling
US8166645B2 (en) 2006-08-23 2012-05-01 Rockwell Collins, Inc. Method for providing near-hermetically coated, thermally protected integrated circuit assemblies
US8076185B1 (en) 2006-08-23 2011-12-13 Rockwell Collins, Inc. Integrated circuit protection and ruggedization coatings and methods
US8617913B2 (en) 2006-08-23 2013-12-31 Rockwell Collins, Inc. Alkali silicate glass based coating and method for applying
US8581108B1 (en) 2006-08-23 2013-11-12 Rockwell Collins, Inc. Method for providing near-hermetically coated integrated circuit assemblies
US8084855B2 (en) * 2006-08-23 2011-12-27 Rockwell Collins, Inc. Integrated circuit tampering protection and reverse engineering prevention coatings and methods
US8363189B2 (en) * 2007-12-18 2013-01-29 Rockwell Collins, Inc. Alkali silicate glass for displays
US8205337B2 (en) * 2008-09-12 2012-06-26 Rockwell Collins, Inc. Fabrication process for a flexible, thin thermal spreader
US8650886B2 (en) 2008-09-12 2014-02-18 Rockwell Collins, Inc. Thermal spreader assembly with flexible liquid cooling loop having rigid tubing sections and flexible tubing sections
US8616266B2 (en) 2008-09-12 2013-12-31 Rockwell Collins, Inc. Mechanically compliant thermal spreader with an embedded cooling loop for containing and circulating electrically-conductive liquid
US8017872B2 (en) * 2008-05-06 2011-09-13 Rockwell Collins, Inc. System and method for proportional cooling with liquid metal
US8221089B2 (en) * 2008-09-12 2012-07-17 Rockwell Collins, Inc. Thin, solid-state mechanism for pumping electrically conductive liquids in a flexible thermal spreader
US8119040B2 (en) 2008-09-29 2012-02-21 Rockwell Collins, Inc. Glass thick film embedded passive material
FR2938691B1 (fr) * 2008-11-19 2010-12-24 Commissariat Energie Atomique Reacteur nucleaire sfr de type integre a compacite et convection ameliorees
JP2010276602A (ja) 2009-04-27 2010-12-09 Toshiba Corp 高速炉
US8781056B2 (en) * 2010-10-06 2014-07-15 TerraPower, LLC. Electromagnetic flow regulator, system, and methods for regulating flow of an electrically conductive fluid
US8584692B2 (en) 2010-10-06 2013-11-19 The Invention Science Fund I, Llc Electromagnetic flow regulator, system, and methods for regulating flow of an electrically conductive fluid
US9008257B2 (en) 2010-10-06 2015-04-14 Terrapower, Llc Electromagnetic flow regulator, system and methods for regulating flow of an electrically conductive fluid
US9435915B1 (en) 2012-09-28 2016-09-06 Rockwell Collins, Inc. Antiglare treatment for glass
WO2019183575A1 (en) 2018-03-22 2019-09-26 Energie Propre Prodigy Ltee / Prodigy Clean Energy Ltd. Systems and methods for rapid establishment of offshore nuclear power platforms
CN109256222B (zh) * 2018-09-03 2020-05-22 岭东核电有限公司 钠冷快中子核反应堆系统
CN113327694B (zh) * 2021-05-25 2022-11-22 西安热工研究院有限公司 一种钠冷反应堆系统
CN115083635B (zh) * 2022-06-28 2023-08-22 华能核能技术研究院有限公司 气冷堆热传输系统

Family Cites Families (12)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CA985921A (en) * 1974-06-12 1976-03-23 Milton W. Garland Pressurized refrigerant recirculation system with control means
DE2921694C2 (de) * 1979-05-29 1981-12-03 Babcock-Brown Boveri Reaktor Gmbh, 6800 Mannheim Einrichtung zur Abfuhr der in einem Dampferzeuger einer Druckwasserreaktoranlage zu übertragenden Wärme bei kurzzeitigem Ausfall der Notspeisewasserpumpen
SE435432B (sv) * 1981-03-30 1984-09-24 Asea Atom Ab Kernreaktoranleggning med gaskudde som avgrensning mellan kylvatten och omgivande bassengvatten
FR2561367B1 (fr) * 1984-02-14 1986-08-29 Commissariat Energie Atomique Echangeur de chaleur equipe de moyens de refroidissement de secours et reacteur nucleaire a neutrons rapides comportant un tel echangeur
FR2561029B1 (fr) * 1984-03-09 1986-10-31 Commissariat Energie Atomique Reacteur nucleaire refroidi par un metal liquide
FR2605136B1 (fr) * 1986-10-09 1990-05-04 Novatome Dispositif de refroidissement de la cuve principale d'une reacteur nucleaire a neutrons rapides refroidi par un metal liquide
JPS63241497A (ja) * 1987-03-30 1988-10-06 株式会社東芝 高速増殖炉の冷却材循環ポンプ
US4767594A (en) * 1987-05-19 1988-08-30 General Electric Company Control of reactor coolant flow path during reactor decay heat removal
JPH01263594A (ja) * 1988-04-15 1989-10-20 Toshiba Corp 高速増殖炉
FR2632760B1 (fr) * 1988-06-09 1992-10-23 Novatome Virole interne d'un reacteur nucleaire a neutrons rapides comportant un dispositif de protection thermique
US5021211A (en) * 1989-07-25 1991-06-04 General Electric Company Liquid metal cooled nuclear reactors with passive cooling system
JPH03216591A (ja) * 1990-01-23 1991-09-24 Toshiba Corp 原子炉停止装置

Also Published As

Publication number Publication date
FR2681976A1 (fr) 1993-04-02
FR2681976B1 (fr) 1994-04-29
US5265136A (en) 1993-11-23

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JPH0593794A (ja) ナトリウム冷却型高速炉
US5102616A (en) Full pressure passive emergency core cooling and residual heat removal system for water cooled nuclear reactors
KR101313789B1 (ko) 핵 반응로 및 핵 반응로의 냉각 방법
US6810099B2 (en) Boiling water reactor nuclear power plant and its construction method
US7522693B2 (en) Passive safety-grade decay-heat removal method and decay-heat removal system for LMR with pool direct heat cooling process
US3498880A (en) Liquid cooled nuclear reactor with means for isolating heat exchanger
US5295169A (en) Reactor containment facilities
US4701298A (en) Low capacity nuclear reactor placed underground in the cavity of a cylindrical pressure vessel
EP0620560B1 (en) Water nuclear reactor pressure suppression containment system
JPH0727050B2 (ja) 受動冷却系を備えた液体金属冷却型原子炉
US3375171A (en) Boiling heavy water reactor
US20040240601A1 (en) Forced cooling circular deep & minus; water pond type heat supply nuclear reactor with natural circulation
JP3499920B2 (ja) 空冷用のじゃま板
US4780270A (en) Passive shut-down heat removal system
US4810460A (en) Nuclear boiling water reactor upper plenum with lateral throughpipes
US20230197301A1 (en) Nuclear reactor cooled by liquid metal incorporating a passive decay heat removal system with a phase change material thermal reservoir and a removable thermally-insulating layer around the phase change material reservoir
US4812286A (en) Shroud tank and fill pipe for a boiling water nuclear reactor
US20080159465A1 (en) Fast reactor
JPH0760193B2 (ja) ナトリウム冷却形原子炉
US4613478A (en) Plenum separator system for pool-type nuclear reactors
JP2003139881A (ja) 超臨界圧水冷却炉、チャンネルボックス、水ロッドおよび燃料集合体
JP3874309B2 (ja) 高速炉用自己作動型出力制御装置
FI129308B (en) Nuclear reactor module and a nuclear nuclear thermal reactor comprising the same and a method for operating the nuclear reactor module
US3219539A (en) Nuclear reactors
JPS59131801A (ja) 液体金属冷却原子炉用二次熱伝達回路