JPH07301689A - 原子炉の炉容器壁冷却装置 - Google Patents
原子炉の炉容器壁冷却装置Info
- Publication number
- JPH07301689A JPH07301689A JP6093368A JP9336894A JPH07301689A JP H07301689 A JPH07301689 A JP H07301689A JP 6093368 A JP6093368 A JP 6093368A JP 9336894 A JP9336894 A JP 9336894A JP H07301689 A JPH07301689 A JP H07301689A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- reactor
- vessel wall
- reactor vessel
- wall
- cooling
- 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.)
- Withdrawn
Links
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
Abstract
(57)【要約】
【目的】 スクラム流量時にも、炉壁冷却ライナの水
平度の誤差により生じる炉容器壁冷却後のナトリウム流
量の周方向の偏流を少なくできて、炉容器壁の冷却機能
を確保でき、炉壁冷却ライナの加工精度及び据付精度
を軽減できて、製作コストを低減できる。 【構成】 低温ナトリウム１３が入口フローホール８か
ら流路３に流入して、炉容器壁１と炉壁冷却ライナ２と
の間を上昇する間に炉容器壁１が冷却される。そして定
格流量時には、炉容器壁１冷却後のナトリウムがレベル
Ａ（炉壁冷却ライナ２の上端部よりも上方のレベルＡ）
から炉容器内部４内へ溢流する。またスクラム流量時に
は、炉容器壁１冷却後のナトリウムがレベルＢ（各溢流
用切欠部（各溢流溝５または各溢流孔６）の下端部より
も上方のレベルＢ）から炉容器内部４内へ溢流する。
平度の誤差により生じる炉容器壁冷却後のナトリウム流
量の周方向の偏流を少なくできて、炉容器壁の冷却機能
を確保でき、炉壁冷却ライナの加工精度及び据付精度
を軽減できて、製作コストを低減できる。 【構成】 低温ナトリウム１３が入口フローホール８か
ら流路３に流入して、炉容器壁１と炉壁冷却ライナ２と
の間を上昇する間に炉容器壁１が冷却される。そして定
格流量時には、炉容器壁１冷却後のナトリウムがレベル
Ａ（炉壁冷却ライナ２の上端部よりも上方のレベルＡ）
から炉容器内部４内へ溢流する。またスクラム流量時に
は、炉容器壁１冷却後のナトリウムがレベルＢ（各溢流
用切欠部（各溢流溝５または各溢流孔６）の下端部より
も上方のレベルＢ）から炉容器内部４内へ溢流する。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は、高速増殖炉の原子炉容
器に適用する炉容器壁冷却装置に関するものである。
器に適用する炉容器壁冷却装置に関するものである。
【０００２】
【従来の技術】従来の原子炉の炉容器壁冷却装置を図
３、図４により説明すると、１が原子炉の炉容器壁、２
が同炉容器壁１の内側に配設した炉壁冷却ライナ、３が
これらの炉容器壁１と炉壁冷却ライナ２との間に形成し
た流路、４が炉容器内部、７が仕切板、８が入口フロー
ホール、１０が入口配管、１１が隔壁、１２が炉心支持
構造体、１３が低温ナトリウムである。
３、図４により説明すると、１が原子炉の炉容器壁、２
が同炉容器壁１の内側に配設した炉壁冷却ライナ、３が
これらの炉容器壁１と炉壁冷却ライナ２との間に形成し
た流路、４が炉容器内部、７が仕切板、８が入口フロー
ホール、１０が入口配管、１１が隔壁、１２が炉心支持
構造体、１３が低温ナトリウムである。
【０００３】上記原子炉の炉容器壁冷却装置では、低温
ナトリウム１３が入口フローホール８から流路３に流入
して、炉容器壁１と炉壁冷却ライナ２との間を上昇する
間に炉容器壁１が冷却され、炉壁冷却ライナ２の上端部
に達したら、同上端部から炉容器内部４内へ溢流する。
ナトリウム１３が入口フローホール８から流路３に流入
して、炉容器壁１と炉壁冷却ライナ２との間を上昇する
間に炉容器壁１が冷却され、炉壁冷却ライナ２の上端部
に達したら、同上端部から炉容器内部４内へ溢流する。
【０００４】
【発明が解決しようとする課題】前記図３、図４に示す
従来の原子炉の炉容器壁冷却装置には、次の問題があっ
た。即ち、上記炉壁冷却ライナ２の上端部は、パイプを
横に切断したような形状で、炉壁冷却ライナ２の上端部
の水平度が周方向に差があると（水平度に誤差がある
と）、溢流する堰の高さ（水頭）が変わることになっ
て、ナトリウム流量が周方向でアンバランスになり、そ
の結果、冷却する炉容器壁１に周方向の温度差が生じ
て、炉容器壁１に熱応力が発生することになる。
従来の原子炉の炉容器壁冷却装置には、次の問題があっ
た。即ち、上記炉壁冷却ライナ２の上端部は、パイプを
横に切断したような形状で、炉壁冷却ライナ２の上端部
の水平度が周方向に差があると（水平度に誤差がある
と）、溢流する堰の高さ（水頭）が変わることになっ
て、ナトリウム流量が周方向でアンバランスになり、そ
の結果、冷却する炉容器壁１に周方向の温度差が生じ
て、炉容器壁１に熱応力が発生することになる。
【０００５】炉壁冷却ライナ２上端部の水平度の誤差と
流量のアンバランスとを計算する場合の模式図を図５に
示す。図５（ａ）のＷは溢流幅、図５（ｂ）のｈは堰の
高さ、Ｑは溢流する流量である。堰の高さｈと溢流する
流量Ｑとの関係は、次式により求められる。
流量のアンバランスとを計算する場合の模式図を図５に
示す。図５（ａ）のＷは溢流幅、図５（ｂ）のｈは堰の
高さ、Ｑは溢流する流量である。堰の高さｈと溢流する
流量Ｑとの関係は、次式により求められる。
【０００６】
【数１】
【０００７】ここで、Ｃは縮流係数（約０．６） Ｗは溢流幅（π×炉壁冷却ライナ２の直径（１０．３
ｍ） ｇは重力の加速度（９．８ｍ／ｓ2 ） である。これに想定実機の定格流量Ｑ＝０．３ｍ3 ／ｓ
のスクラム時流量Ｑ≒０．０３ｍ3 ／ｓを代入すると、
堰の高さｈは、定格流量時で、０．０３ｍ（３０ｍ
ｍ）、スクラム流量時は、０．００６３ｍ（６．３ｍ
ｍ）になる。
ｍ） ｇは重力の加速度（９．８ｍ／ｓ2 ） である。これに想定実機の定格流量Ｑ＝０．３ｍ3 ／ｓ
のスクラム時流量Ｑ≒０．０３ｍ3 ／ｓを代入すると、
堰の高さｈは、定格流量時で、０．０３ｍ（３０ｍ
ｍ）、スクラム流量時は、０．００６３ｍ（６．３ｍ
ｍ）になる。
【０００８】上記の計算結果から明らかなようにスクラ
ム流量時では、堰の高さｈが小さく（６．３ｍｍ）、炉
壁冷却ライナ上端部の水平度の誤差の影響を受け易く、
その結果、周方向の偏流が生じ易くなる。上記スクラム
流量時の堰の高さ６．３ｍを使って周方向の偏流を具体
的に計算すると、仮に炉壁冷却ライナ上端部の水平度の
誤差を±１ｍｍ（堰の高さで５．３ｍｍと７．３ｍｍ）
としても、溢流流量は、上記式より、０．０２２３ｍ
3／ｓと０．０３６ｍ3 ／ｓとなり、基準流量（０．０
３ｍ3 ／ｓ）に対して±２０％以上偏った流れになる。
ム流量時では、堰の高さｈが小さく（６．３ｍｍ）、炉
壁冷却ライナ上端部の水平度の誤差の影響を受け易く、
その結果、周方向の偏流が生じ易くなる。上記スクラム
流量時の堰の高さ６．３ｍを使って周方向の偏流を具体
的に計算すると、仮に炉壁冷却ライナ上端部の水平度の
誤差を±１ｍｍ（堰の高さで５．３ｍｍと７．３ｍｍ）
としても、溢流流量は、上記式より、０．０２２３ｍ
3／ｓと０．０３６ｍ3 ／ｓとなり、基準流量（０．０
３ｍ3 ／ｓ）に対して±２０％以上偏った流れになる。
【０００９】従って炉壁冷却ライナの加工精度及び据付
精度を高めて、直径１０ｍの炉壁冷却ライナの上端部の
水平度の誤差を如何に小さくするかが大きな問題になっ
ている。本発明は前記の問題点に鑑み提案するものであ
り、その目的とする処は、スクラム流量時にも、炉壁
冷却ライナの水平度の誤差により生じる炉容器壁冷却後
のナトリウム流量の周方向の偏流を少なくできて、炉容
器壁の冷却機能を確保でき、炉壁冷却ライナの加工精
度及び据付精度を軽減できて、製作コストを低減できる
原子炉の炉容器壁冷却装置を提供しようとする点にあ
る。
精度を高めて、直径１０ｍの炉壁冷却ライナの上端部の
水平度の誤差を如何に小さくするかが大きな問題になっ
ている。本発明は前記の問題点に鑑み提案するものであ
り、その目的とする処は、スクラム流量時にも、炉壁
冷却ライナの水平度の誤差により生じる炉容器壁冷却後
のナトリウム流量の周方向の偏流を少なくできて、炉容
器壁の冷却機能を確保でき、炉壁冷却ライナの加工精
度及び据付精度を軽減できて、製作コストを低減できる
原子炉の炉容器壁冷却装置を提供しようとする点にあ
る。
【００１０】
【課題を解決するための手段】上記の目的を達成するた
めに、本発明は、低温ナトリウムを炉容器壁と炉壁冷却
ライナとの間の流路に流して炉容器壁を冷却する原子炉
の炉容器壁冷却装置において、前記炉壁冷却ライナの上
部に一定の間隔を置いて溢流用切欠部を設けている。
めに、本発明は、低温ナトリウムを炉容器壁と炉壁冷却
ライナとの間の流路に流して炉容器壁を冷却する原子炉
の炉容器壁冷却装置において、前記炉壁冷却ライナの上
部に一定の間隔を置いて溢流用切欠部を設けている。
【００１１】
【作用】本発明の原子炉の炉容器壁冷却装置は前記のよ
うに構成されており、スクラム流量時、炉容器壁冷却後
のナトリウムを炉壁冷却ライナの上部に一定の間隔を置
いて設けた溢流用切欠部から炉容器内部へ溢流させるの
で、図５（ａ）に示す溢流幅（Ｗ＝溢流用切欠部の合計
長さ）が小さくなり、それに逆比例して堰の高さｈ（図
５（ｂ）参照）が全体として大きくなる。このように堰
の高さｈが全体として大きくなるので、炉壁冷却ライナ
の加工誤差及び据付誤差により生じる水平度の誤差が堰
の高さｈに比べ相対的に小さくなって、炉壁冷却ライナ
の上部から溢流する炉容器壁冷却後のナトリウムの周方
向の偏流が小さくなる。
うに構成されており、スクラム流量時、炉容器壁冷却後
のナトリウムを炉壁冷却ライナの上部に一定の間隔を置
いて設けた溢流用切欠部から炉容器内部へ溢流させるの
で、図５（ａ）に示す溢流幅（Ｗ＝溢流用切欠部の合計
長さ）が小さくなり、それに逆比例して堰の高さｈ（図
５（ｂ）参照）が全体として大きくなる。このように堰
の高さｈが全体として大きくなるので、炉壁冷却ライナ
の加工誤差及び据付誤差により生じる水平度の誤差が堰
の高さｈに比べ相対的に小さくなって、炉壁冷却ライナ
の上部から溢流する炉容器壁冷却後のナトリウムの周方
向の偏流が小さくなる。
【００１２】
（第１実施例）次に本発明の原子炉の炉容器壁冷却装置
を図１に示す第１実施例により説明すると、１が原子炉
の炉容器壁、２が同炉容器壁１の内側に配設した炉壁冷
却ライナ、３がこれらの炉容器壁１と炉壁冷却ライナ２
との間に形成した流路、４が炉容器内部、７が仕切板、
８が入口フローホールである。
を図１に示す第１実施例により説明すると、１が原子炉
の炉容器壁、２が同炉容器壁１の内側に配設した炉壁冷
却ライナ、３がこれらの炉容器壁１と炉壁冷却ライナ２
との間に形成した流路、４が炉容器内部、７が仕切板、
８が入口フローホールである。
【００１３】５が本発明で最も特徴とする溢流溝（溢流
用切欠部）で、同溢流溝５が炉壁冷却ライナ２の上部に
一定の間隔を置いて設けられている。前記図１に示す原
子炉の炉容器壁冷却装置では、低温ナトリウム１３が入
口フローホール８から流路３に流入して、炉容器壁１と
炉壁冷却ライナ２との間を上昇する間に炉容器壁１が冷
却される。そして定格流量時には、炉容器壁１冷却後の
ナトリウムがレベルＡ（炉壁冷却ライナ２の上端部より
も上方のレベルＡ）から炉容器内部４内へ溢流する。ま
たスクラム流量時には、炉容器壁１冷却後のナトリウム
がレベルＢ（各溢流溝５の下端部よりも上方のレベル
Ｂ）から炉容器内部４内へ溢流する。
用切欠部）で、同溢流溝５が炉壁冷却ライナ２の上部に
一定の間隔を置いて設けられている。前記図１に示す原
子炉の炉容器壁冷却装置では、低温ナトリウム１３が入
口フローホール８から流路３に流入して、炉容器壁１と
炉壁冷却ライナ２との間を上昇する間に炉容器壁１が冷
却される。そして定格流量時には、炉容器壁１冷却後の
ナトリウムがレベルＡ（炉壁冷却ライナ２の上端部より
も上方のレベルＡ）から炉容器内部４内へ溢流する。ま
たスクラム流量時には、炉容器壁１冷却後のナトリウム
がレベルＢ（各溢流溝５の下端部よりも上方のレベル
Ｂ）から炉容器内部４内へ溢流する。
【００１４】（第２実施例）次に本発明の原子炉の炉容
器壁冷却装置を図２に示す第２実施例により説明する
と、１〜４、７、８が前記と同一の部分である。６が本
発明で最も特徴とする溢流孔（溢流用切欠部）で、同溢
流孔６が炉壁冷却ライナ２の上部に一定の間隔を置いて
設けられている。
器壁冷却装置を図２に示す第２実施例により説明する
と、１〜４、７、８が前記と同一の部分である。６が本
発明で最も特徴とする溢流孔（溢流用切欠部）で、同溢
流孔６が炉壁冷却ライナ２の上部に一定の間隔を置いて
設けられている。
【００１５】前記図２に示す原子炉の炉容器壁冷却装置
では、低温ナトリウム１３が入口フローホール８から流
路３に流入して、炉容器壁１と炉壁冷却ライナ２との間
を上昇する間に炉容器壁１が冷却される。そして定格流
量時には、炉容器壁１冷却後のナトリウムがレベルＡ
（炉壁冷却ライナ２の上端部よりも上方のレベルＡ）か
ら炉容器内部４内へ溢流する。またスクラム流量時に
は、炉容器壁１冷却後のナトリウムがレベルＢ（各溢流
孔６の下端部よりも上方のレベルＢ）から炉容器内部４
内へ溢流する。
では、低温ナトリウム１３が入口フローホール８から流
路３に流入して、炉容器壁１と炉壁冷却ライナ２との間
を上昇する間に炉容器壁１が冷却される。そして定格流
量時には、炉容器壁１冷却後のナトリウムがレベルＡ
（炉壁冷却ライナ２の上端部よりも上方のレベルＡ）か
ら炉容器内部４内へ溢流する。またスクラム流量時に
は、炉容器壁１冷却後のナトリウムがレベルＢ（各溢流
孔６の下端部よりも上方のレベルＢ）から炉容器内部４
内へ溢流する。
【００１６】
【発明の効果】本発明の原子炉の炉容器壁冷却装置は前
記のようにスクラム流量時、炉容器壁冷却後のナトリウ
ムを炉壁冷却ライナの上部に一定の間隔を置いて設けた
溢流用切欠部から炉容器内部へ溢流させるので、図５
（ａ）に示す溢流幅（Ｗ＝溢流用切欠部の合計長さ）が
小さくなり、それに逆比例して堰の高さｈ（図５（ｂ）
参照）が全体として大きくなるので、スクラム流量時に
も、炉壁冷却ライナの水平度の誤差により生じる炉容器
壁冷却後のナトリウム流量の周方向の偏流を少なくでき
て、炉容器壁の冷却機能を確保できる。
記のようにスクラム流量時、炉容器壁冷却後のナトリウ
ムを炉壁冷却ライナの上部に一定の間隔を置いて設けた
溢流用切欠部から炉容器内部へ溢流させるので、図５
（ａ）に示す溢流幅（Ｗ＝溢流用切欠部の合計長さ）が
小さくなり、それに逆比例して堰の高さｈ（図５（ｂ）
参照）が全体として大きくなるので、スクラム流量時に
も、炉壁冷却ライナの水平度の誤差により生じる炉容器
壁冷却後のナトリウム流量の周方向の偏流を少なくでき
て、炉容器壁の冷却機能を確保できる。
【００１７】また上記のようにスクラム流量時にも、炉
壁冷却ライナの水平度の誤差により生じる炉容器壁冷却
後のナトリウム流量の周方向の偏流を少なくできるの
で、炉壁冷却ライナの加工精度及び据付精度を軽減でき
て、炉容器壁冷却装置の製作コストを低減できる。
壁冷却ライナの水平度の誤差により生じる炉容器壁冷却
後のナトリウム流量の周方向の偏流を少なくできるの
で、炉壁冷却ライナの加工精度及び据付精度を軽減でき
て、炉容器壁冷却装置の製作コストを低減できる。
【図１】本発明の原子炉の炉容器壁冷却装置の第１実施
例を示す縦断側面図である。
例を示す縦断側面図である。
【図２】本発明の原子炉の炉容器壁冷却装置の第２実施
例を示す縦断側面図である。
例を示す縦断側面図である。
【図３】従来の原子炉の炉容器壁冷却装置を示す縦断側
面図である。
面図である。
【図４】同炉容器壁冷却装置の拡大縦断側面図である。
【図５】（ａ）は溢流幅Ｗを示す説明図、（ｂ）は堰の
高さｈと流量Ｑとの関係を示す説明図である。
高さｈと流量Ｑとの関係を示す説明図である。
１ 原子炉の炉容器壁 ２ 炉壁冷却ライナ ３ 炉容器壁１と炉壁冷却ライナ２との間の流路 ４ 炉容器内部 ７ 仕切板 ８ 入口フローホール ５ 溢流溝（溢流用切欠部） ６ 溢流孔（溢流用切欠部）
Claims (1)
- 【請求項１】 低温ナトリウムを炉容器壁と炉壁冷却ラ
イナとの間の流路に流して炉容器壁を冷却する原子炉の
炉容器壁冷却装置において、前記炉壁冷却ライナの上部
に一定の間隔を置いて溢流用切欠部を設けたことを特徴
とする原子炉の炉容器壁冷却装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP6093368A JPH07301689A (ja) | 1994-05-02 | 1994-05-02 | 原子炉の炉容器壁冷却装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP6093368A JPH07301689A (ja) | 1994-05-02 | 1994-05-02 | 原子炉の炉容器壁冷却装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH07301689A true JPH07301689A (ja) | 1995-11-14 |
Family
ID=14080360
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP6093368A Withdrawn JPH07301689A (ja) | 1994-05-02 | 1994-05-02 | 原子炉の炉容器壁冷却装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH07301689A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN113345609A (zh) * | 2021-06-02 | 2021-09-03 | 哈尔滨工程大学 | 一种用于浮动核电站的压力容器外部冷却系统 |
-
1994
- 1994-05-02 JP JP6093368A patent/JPH07301689A/ja not_active Withdrawn
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN113345609A (zh) * | 2021-06-02 | 2021-09-03 | 哈尔滨工程大学 | 一种用于浮动核电站的压力容器外部冷却系统 |
| CN113345609B (zh) * | 2021-06-02 | 2022-03-01 | 哈尔滨工程大学 | 一种用于浮动核电站的压力容器外部冷却系统 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US20090120734A1 (en) | Method for installing the guide rails of an elevator and system for installing the guide rails of an elevator | |
| KR900014058A (ko) | 연속주조에 있어서의 브레이크 아우트(break-out) 검출 | |
| ES2137423T3 (es) | Dispositivo de sensor para medicion de la temperatura. | |
| JPH07301689A (ja) | 原子炉の炉容器壁冷却装置 | |
| CN108981655B (zh) | 隧道顶板沉降监测机构及隧道顶板沉降监测方法 | |
| US4022658A (en) | Thermal shield system for the primary vessel suspension strake of a fast reactor | |
| JP2009210537A (ja) | 炉内壁減肉量測定装置 | |
| JPH0345015B2 (ja) | ||
| CN109262539B (zh) | 炉底、炉顶辊切线控制的安装方法 | |
| US4927597A (en) | Device for cooling the main vessel of a fast neutron nuclear reactor cooled by a liquid metal | |
| JP3126550B2 (ja) | 原子炉容器壁の冷却機構 | |
| JP2629514B2 (ja) | コンクリート構造物の施工管理方法 | |
| JPS5811688A (ja) | 容器耐震支持構造 | |
| CN110258349B (zh) | 一种同步调节式预制梁支撑装置及支撑方法 | |
| US3994777A (en) | Nuclear reactor overflow line | |
| KR102516924B1 (ko) | 사용후연료저장조 냉각수상실 완화 시스템 | |
| CN217541787U (zh) | 一种卧室飘窗板平整度智能化测量及调节装置 | |
| JPS58225389A (ja) | 液体金属冷却型高速増殖炉 | |
| JPH11142317A (ja) | 一面吸水率測定装置及び一面吸水率測定方法 | |
| JP4444976B2 (ja) | 燃料集合体用下部タイプレート | |
| SU1016617A1 (ru) | Рама завалочного окна металлургической печи | |
| JPH0827375B2 (ja) | 炉壁冷却構造 | |
| JPH01111910A (ja) | コンクリート製の重力ダムにおける冷却方法 | |
| JPH01304274A (ja) | マスコンクリート部材のひび割れ防止方法 | |
| JPS6232384A (ja) | 高速増殖炉 |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| A300 | Withdrawal of application because of no request for examination |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A300 Effective date: 20010703 |