JPS58208694A - ル−プ型原子炉の構造 - Google Patents
ル−プ型原子炉の構造Info
- Publication number
- JPS58208694A JPS58208694A JP57092572A JP9257282A JPS58208694A JP S58208694 A JPS58208694 A JP S58208694A JP 57092572 A JP57092572 A JP 57092572A JP 9257282 A JP9257282 A JP 9257282A JP S58208694 A JPS58208694 A JP S58208694A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- coolant
- reactor
- sodium
- loop type
- hole
- 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
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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
- Steering Control In Accordance With Driving Conditions (AREA)
Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
する。
ループ型原子炉は、冷却材であるす？ ＩＪウムが第１
図の模式図で示されるように原子炉利器１の１部プレナ
ム２に冷却材導入管３を西して尋人され、ここから上昇
してブランケット４に囲まれた炉心５を通り、核燃料を
冷却して高温となって上部ブレナム６の内筒７内に入り
、そして内筒７外に出て冷却材排出管８を通一って一次
主冷却系の中間熱交換器（図示省略）で熱交換を行ない
、低温となって再び冷却材導入管３を通して下部プレナ
ム２に導入される。
図の模式図で示されるように原子炉利器１の１部プレナ
ム２に冷却材導入管３を西して尋人され、ここから上昇
してブランケット４に囲まれた炉心５を通り、核燃料を
冷却して高温となって上部ブレナム６の内筒７内に入り
、そして内筒７外に出て冷却材排出管８を通一って一次
主冷却系の中間熱交換器（図示省略）で熱交換を行ない
、低温となって再び冷却材導入管３を通して下部プレナ
ム２に導入される。
ところで、従来のループ型原子炉で炉停止時一次主冷却
系を始めとする崩壊熱除去系（強制循環のみならず自然
循瑠を含む。）の故障が発生した場合、炉心５でのナト
リウムの沸騰，燃料の破損等が生ずる可能性がある。
系を始めとする崩壊熱除去系（強制循環のみならず自然
循瑠を含む。）の故障が発生した場合、炉心５でのナト
リウムの沸騰，燃料の破損等が生ずる可能性がある。
本発明は斯かる問題に鑑みなされたものであり、炉心崩
壊熱除去系の故障時、ナトリウムの沸騰等に対して時間
的余裕を与えて、炉心固有の安全性馨増大させることの
できるループ型原子炉の構造を提供せんとするものであ
る。
壊熱除去系の故障時、ナトリウムの沸騰等に対して時間
的余裕を与えて、炉心固有の安全性馨増大させることの
できるループ型原子炉の構造を提供せんとするものであ
る。
以下本発明によるループ型原子炉の構造を第２図の模式
図によって説明する。図中第１図と同一符号は同一物を
示すので、説明を省略する。
図によって説明する。図中第１図と同一符号は同一物を
示すので、説明を省略する。
上部ブレナム６の底の隔壁９に透孔１０を設けてブラン
ケット４の外周側の反射体１１の外周側にあるリーク等
の低温ナトリウムか貯溜された冷却材偕１ ２に連通さ
せ、また冷却材Ｗ１１２の底の傾斜隔壁１３に透孔１４
を設け、こ？透孔１４から下部プレナｘ２の外周に冷却
材環流管１５を設けて冷却材層１２を下部ブレナム２に
連通させ、上部プレナ４６と下部プレナム２−とり）間
に冷却材流路を形成する。前記透孔１０にはバルブ１６
を設け、バルブ１６は原子炉容器１の上部を貫通せる引
上げロッド１７の回転により昇降するように引上げロッ
ド１７ｔ）下端に固定されている。この引上げロッド１
γは原子炉容器１の上面に設けられた駆動装置１８によ
り回転せしめられろようになっている。ｉＭＪ中１９は
、上部プレナム６中に設けられた炉上部機構である。
ケット４の外周側の反射体１１の外周側にあるリーク等
の低温ナトリウムか貯溜された冷却材偕１ ２に連通さ
せ、また冷却材Ｗ１１２の底の傾斜隔壁１３に透孔１４
を設け、こ？透孔１４から下部プレナｘ２の外周に冷却
材環流管１５を設けて冷却材層１２を下部ブレナム２に
連通させ、上部プレナ４６と下部プレナム２−とり）間
に冷却材流路を形成する。前記透孔１０にはバルブ１６
を設け、バルブ１６は原子炉容器１の上部を貫通せる引
上げロッド１７の回転により昇降するように引上げロッ
ド１７ｔ）下端に固定されている。この引上げロッド１
γは原子炉容器１の上面に設けられた駆動装置１８によ
り回転せしめられろようになっている。ｉＭＪ中１９は
、上部プレナム６中に設けられた炉上部機構である。
斯かる構造の本発明のループ型原子炉ぼ、通常運転時、
上部ブレナム６と下部ブレナム２とσ】間の冷却材流路
を閉じる。Ｇｌｌも、原子炉容器１の上面の駆動装＃１
８により引上げロッド１１を回転下降してその下端に固
定されたノ々ルプ１６にて透孔１０を閉じる。従って冷
却材であるナトリウムは実線矢印の如く冷却材導入管３
より炉心５を通り核燃料を冷却して高温となって上部プ
レナム６の内筒７内に入り、内筒７外に出て冷却材排出
管８を通って一次王冷却系σ〕中間熱′５！換器（図示
省略）で熱、交換が行われ、低温となって再び冷却材導
入管３を通して下部ブレナム２・に導入される。。
上部ブレナム６と下部ブレナム２とσ】間の冷却材流路
を閉じる。Ｇｌｌも、原子炉容器１の上面の駆動装＃１
８により引上げロッド１１を回転下降してその下端に固
定されたノ々ルプ１６にて透孔１０を閉じる。従って冷
却材であるナトリウムは実線矢印の如く冷却材導入管３
より炉心５を通り核燃料を冷却して高温となって上部プ
レナム６の内筒７内に入り、内筒７外に出て冷却材排出
管８を通って一次王冷却系σ〕中間熱′５！換器（図示
省略）で熱、交換が行われ、低温となって再び冷却材導
入管３を通して下部ブレナム２・に導入される。。
さ、て−次主冷却系を使用しての炉心崩壊熱除去か不能
になった場合、つまり一次主冷却系の機器か故障して、
高温となった冷却材の冷却が不能或いは冷却材の循環か
不能となった場合には、上部ブレナム６と下部ブレナム
２とノ間の冷却材流路を開ける。即も、駆動装置１８に
より引上げロッド１１を回転上昇（−てそσ］下端のバ
ルブ１６を引上げ、透孔１０を開く。かくして冷却材で
あるナトリウムは点線矢印の如く上部ブレナム６０円筒
Ｔ外で透孔１０より冷却材［１２内に入り、ここから傾
斜ｌ！！１ｋ１３σン透孔１４に設けた冷却材還流管１
５を通って下部ブレナム２に入り、煮線矢印の如（上昇
して炉心５を通り、上部ブレナム６の内筒７に入り、内
筒７外に出て再び透孔）０より冷却材槽１２内に入ると
いうナトリウム力自然循環回路が形成、される。この自
然循環回路により、原子炉内σノ全す） ＋１ウムが炉
心の冷却に使用されることになり、炉心でσ〕ナトリウ
ムの沸騰、桑科の破損等に至る時間を十分長（すること
かでき、事故Ｊ〕対応策或いは緊急処置等、乞講じろ時
間的余裕か与えろｔすることになる。
になった場合、つまり一次主冷却系の機器か故障して、
高温となった冷却材の冷却が不能或いは冷却材の循環か
不能となった場合には、上部ブレナム６と下部ブレナム
２とノ間の冷却材流路を開ける。即も、駆動装置１８に
より引上げロッド１１を回転上昇（−てそσ］下端のバ
ルブ１６を引上げ、透孔１０を開く。かくして冷却材で
あるナトリウムは点線矢印の如く上部ブレナム６０円筒
Ｔ外で透孔１０より冷却材［１２内に入り、ここから傾
斜ｌ！！１ｋ１３σン透孔１４に設けた冷却材還流管１
５を通って下部ブレナム２に入り、煮線矢印の如（上昇
して炉心５を通り、上部ブレナム６の内筒７に入り、内
筒７外に出て再び透孔）０より冷却材槽１２内に入ると
いうナトリウム力自然循環回路が形成、される。この自
然循環回路により、原子炉内σノ全す） ＋１ウムが炉
心の冷却に使用されることになり、炉心でσ〕ナトリウ
ムの沸騰、桑科の破損等に至る時間を十分長（すること
かでき、事故Ｊ〕対応策或いは緊急処置等、乞講じろ時
間的余裕か与えろｔすることになる。
以上の説明で判るように不発明のループ型原子炉の構造
では、上部プレナムと下部ブレナムと０９間にナトリウ
ム九路を設け、該ナト１１ウム流路に開閉装Ｃｑケ設打
である（７”３毛、−次主冷却系の故障による炉・Ｌ崩
ｉ熱除去が不能σ〕際、ナトリウムＭＥ路を開けること
により、ナト１１ウムか原子炉容器内で自然僅環し、ナ
トリウムσノ沸騰、燃料σＣ破損等に対して時ｉｂｊ的
余裕か与えられるので、炉ノｕ固有の安全性ｆｆ：増大
さくることかできる。また玩状の炉内構造物σ）自じ置
設計に刺入な影↓γ与えることなく容易に設置可ｎ巨で
ある等の利点がある。
では、上部プレナムと下部ブレナムと０９間にナトリウ
ム九路を設け、該ナト１１ウム流路に開閉装Ｃｑケ設打
である（７”３毛、−次主冷却系の故障による炉・Ｌ崩
ｉ熱除去が不能σ〕際、ナトリウムＭＥ路を開けること
により、ナト１１ウムか原子炉容器内で自然僅環し、ナ
トリウムσノ沸騰、燃料σＣ破損等に対して時ｉｂｊ的
余裕か与えられるので、炉ノｕ固有の安全性ｆｆ：増大
さくることかできる。また玩状の炉内構造物σ）自じ置
設計に刺入な影↓γ与えることなく容易に設置可ｎ巨で
ある等の利点がある。
第１図は従来のループ型原子炉の模式図−第２図は本発
明のループ型原子炉の模式図である。 １・・・原子炉容器 ２・・・下部ブレナム ３・
・・冷却材導入管 ４・・・ブランケット ５・・
・炉心 ６・−・上部ブレナム １・・・内筒
８・・・冷却材排出管 ９・・・隔壁 １０・・・
透孔１１・・・反射体 １２・・・冷却材槽 １３
・・・傾斜隔壁 １４・・・透孔 １５・−・冷却
材環流管１６・−・バルブ １７・・・引上げロッド
１８・・・駆動装＃ １９・・・炉上部機構出願
人 川崎重工業株式会社 代理人 弁理士高 雄次部
明のループ型原子炉の模式図である。 １・・・原子炉容器 ２・・・下部ブレナム ３・
・・冷却材導入管 ４・・・ブランケット ５・・
・炉心 ６・−・上部ブレナム １・・・内筒
８・・・冷却材排出管 ９・・・隔壁 １０・・・
透孔１１・・・反射体 １２・・・冷却材槽 １３
・・・傾斜隔壁 １４・・・透孔 １５・−・冷却
材環流管１６・−・バルブ １７・・・引上げロッド
１８・・・駆動装＃ １９・・・炉上部機構出願
人 川崎重工業株式会社 代理人 弁理士高 雄次部
Claims (1)
- ループ型原子炉に於いて、炉内の上部ブレナムと下部ブ
レナムとの間にナトリウムａＮを故けると共に該ナトリ
ウム流路に開閉装−を設けて、通常運転時ナトリウム流
路を閉じ、−次子冷却系故障時ナトリウム流路を開くよ
うｖｃ ｔ、、たことを特徴とするループ型原子炉の構
造。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP57092572A JPS58208694A (ja) | 1982-05-31 | 1982-05-31 | ル−プ型原子炉の構造 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP57092572A JPS58208694A (ja) | 1982-05-31 | 1982-05-31 | ル−プ型原子炉の構造 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS58208694A true JPS58208694A (ja) | 1983-12-05 |
Family
ID=14058137
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP57092572A Pending JPS58208694A (ja) | 1982-05-31 | 1982-05-31 | ル−プ型原子炉の構造 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS58208694A (ja) |
-
1982
- 1982-05-31 JP JP57092572A patent/JPS58208694A/ja active Pending
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