JPS5834391A - 原子炉 - Google Patents

原子炉

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Publication number
JPS5834391A
JPS5834391A JP56132802A JP13280281A JPS5834391A JP S5834391 A JPS5834391 A JP S5834391A JP 56132802 A JP56132802 A JP 56132802A JP 13280281 A JP13280281 A JP 13280281A JP S5834391 A JPS5834391 A JP S5834391A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
core
coolant
reactor
inlet orifice
accident
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
JP56132802A
Other languages
English (en)
Inventor
良之 片岡
道雄 村瀬
松本 知行
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.)
Hitachi Ltd
Original Assignee
Hitachi Ltd
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Filing date
Publication date
Application filed by Hitachi Ltd filed Critical Hitachi Ltd
Priority to JP56132802A priority Critical patent/JPS5834391A/ja
Publication of JPS5834391A publication Critical patent/JPS5834391A/ja
Pending legal-status Critical Current

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Classifications

    • 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

  • Treatment Of Water By Oxidation Or Reduction (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。

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は、原子炉に係り、特に冷却材喪失事故時の炉心
の冷却に好適な原子炉に関する。
第1図に沸騰水型原子炉の原子炉圧力容器内の概略を示
す。また、第1図にAで示した燃料集合体1の下部の詳
細を第2図に示す。原子炉運転時における原子炉圧力容
器内の冷却材の流れは、次の通りである。冷却材は、多
数の燃料集合体1で構成された炉心内を上昇する間に、
燃料からの発熱により加熱されて沸騰する。発生した蒸
気は、セパレータ2で気永分離され、タービン(図示せ
ず)に送られる。また、分離された冷却水は、セパレー
タ2よりアニユラス部分7に落下し、再循環配管6に設
けられた再循環ポンプ(図示せず)駆動によってジェッ
トポンプ3から下部プレナム4に供給される。下部プレ
ナム4に流入した冷却材は、第2図に示したように、下
部プレナム4に存在する制御棒案内管5に設けられた流
路孔13および燃料支持金具11に設けられた炉心入口
オリフィス12を通って燃料集合体1内に戻る。
22は、炉心下部支持板である。このような原子炉にお
いて第1図に示した再循環配管6の破断て代表される冷
却材喪失事故時には、炉心の冷却材は、炉心入口オリフ
ィス12、制御棒案内管5に設けられた流路孔13を通
シ下部プレナム4に落下する。そして、冷却材は、ジェ
ットポンプ3を逆流レアニュラス部7を経て再循環配管
6の破断口より原子炉圧力容器外に蒸気となって流出す
る。
ここで、燃料集合体1の下部に設けられた炉心入ロオリ
フイス12は、第3図に示すように板に円孔をあけたも
のであるため、正流時、すなわち、正常運転時の冷却材
が燃料集合体1に向って流れる場合と、逆流時、すなわ
ち、冷却材喪失事故時等の冷却材が燃料集合体1から落
下する場合において、炉心入口オリフィス12の抵抗係
数は同じである。制御棒案内管5に設けられた孔13も
同様である。このように従来は、事故時に発生する炉心
からの冷却材の逆流を小さくするだめの考慮がなされて
いないため、事故時に炉心を冷却する緊急炉心冷却系(
ECC8)を大型化する必要があった。
本発明の目的は、冷却材喪失事故時において炉心の冷却
を有効に行なえる原子炉を提供することにある。
本発明の特徴は、炉心への冷却材供給時の流動抵抗より
も炉心からの冷却材逆流時の流動抵抗を大きくした逆流
防止手段を、炉心の冷却材入口付近に設けることにある
沸騰水型原子炉に適用した本発明の一実施例を第4図に
示す。本実施例は、燃料支持金具11に取9つけられる
炉心入口オリフィスを先細テーバ形状(燃料集合体1に
近づく程、流路断面積を減少)にしたものである。他の
構造は、従来の原子炉と同一である。第5図に示す炉心
入口オリフィス12Bは、炉心入口オリフィスの他の実
施例である。第3図、第4図および第6図に示す矢印2
4は、正常運転時の冷却材の流れ方向を示す。
冷却材喪失事故時には、冷却材は矢印24の逆方向に流
れる。炉心入ロオリフイス12A部分での流量は、一般
に次式で示される。
ここで、CDは炉心入口オリフィス1.2Aの抵抗係数
、Aは流路断面積、ΔPは流路の圧力差、γは冷却材の
比重量およびgは重力加速度である。
すなわち、同一圧力差の場合、冷却材流量は流路断面積
に比例し、抵抗係数の1/2乗に反比例する。前述した
炉心入口オリフィス12.L2Aおよび12Bの正流時
の流路孔の抵抗係数は、表1のようになる。ただし、表
1において、抵抗体表1 数は、炉心入口オリフィス12の流路孔形状のものを1
.0とした割合で示しである。このことから、炉心入口
オリフィス12Aおよび12Bでは、同一圧力差の場合
に同一流量を流すには、炉心入口オリフィス12の流路
孔に比べて流路断面積を小さくすることができる。表2
に、各種のオリフィスで同一圧力差の時に同一流量を流
す場合の流路断面積を示す。ただし表2においても、炉
心入口オリフィス12の流路形状のものを1.0とした
割合で示す。
表2 このことから、炉心入口オリフィス12Aの流路断面積
は、炉心入口オリフィス12の流路面積の62%とする
ことができる。また、ベルマウス形状にした炉心入口オ
リフィス12Bも、流路断面積を、炉心入口オリフィス
12の62%と小さくすることができる。
第6図および第7図に、本発明の他の実施例の炉心入口
オリフィス付近の構造を示す。第6図は、制御棒案内管
5に設けられた流路孔13Aを炉心入口オリフィス12
Aと同様に先細テーバ形状としたものでアシ、第7図は
、炉心入口オリフィス12Aと制御棒案内管5に設けら
れた流路孔13Aとを一緒に設けたものである。
オリフィス12Aおよび12Bおよび流路孔13Aのよ
うな逆流防止手段は、炉心の冷却材入口付近、すなわち
、沸騰水型原子炉においては制御棒案内管5に設けられ
る流路孔13付近から燃料集合体1内の燃料棒下端との
間の冷却材流路に設けてもよい。
各種オリフィス流路孔の冷却材喪失事故における逆流時
の抵抗係数は、表3に示すようになる。
ただし、これらの値は、炉心人口オリフィス12表3 の流路形状の場合を1.0とした割合で示しである。
このことから、逆流時の流路孔抵抗係数は、流路孔形状
によυあまり変化しないことがわかる。第4図に示した
炉心入口オリフィス12Aでは、流路断面積が従来技術
の62%となっており、冷却材喪失事故時の逆流によシ
炉心より流失する冷却材量は、従来技術の59%である
。本実施例は、炉心入口オリフィス12A等の逆流防止
効果によって燃料集合体1内の冷却材が下部プレナム4
に落下しづらいので、従来技術に比べ、冷却材喪失事故
時に炉心内に冷却材が残留しやすく、かつ緊急炉心冷却
系から注入された冷却材も炉心内にだまりやすくなる。
第8図は、従来技術および本実施例における冷却材喪失
事故時の炉心内の冷却材水位の変化を示したものである
。実線31で示した従来技術に比べ、破線32で示した
本実施例の方が、冷却材喪失事故後の炉心水位の回復が
早く、炉心の再冠水に要する時間が約40秒程度早くな
っている。また第9図は、第8図に示した場合における
燃料棒の最高被覆管温度の変化を示したものである。再
冠水時間のちがいのために、破線42で示す本実施例は
、実線41で示す従来技術に比べ、最高被覆管温度が約
100tZ’低くなる。
これらの結果から、本発明によれば、事故時に発生する
逆流のさい、炉心から流出する流量が小さくなシ緊急冷
却系で注入される冷却材が炉心にたまりやすくなる。そ
の結果、炉心の再冠水が早期に達成され、最高被覆管温
度が低下する。また、ここには効果を示さなかったが、
第6図および第7図に示した実施例においても、同じ様
な効果がある。緊急炉心冷却系の容量を小さくすること
も可能である。。
再循環配管6に逆流防止手段を設けることが知られてい
る。これは、原子炉圧力容器から外部に流出する冷却材
量を抑制しようとするものであるのに対して、本発明は
炉心から下部プレナムへの冷却材の落下を抑制しようと
するものである。前者の逆流防止手段を設けるだけでは
、炉心から下部プレナムへの冷却材の落下を抑制するこ
とはできない。しかも、炉心を再冠水させる場合には下
部プレナムに冷却材を充満させる必要がある。本実施例
は、下部プレナムに冷却材を充満させることなく、炉心
を再冠水させることができる。再循環配管6の逆流防止
手段と本発明を併用することによって、さらに本発明の
効果が助長される。
本発明によれはい炉心からの冷却材の流出、を防止でき
、それだけ早く炉心を冷却することができる。
(9)               ・−
【図面の簡単な説明】
第1図は沸騰水型原子炉の概略を示す縦断面図、第2図
は第1図のA部の詳細断面図、第3図は第2図に示す従
来技術の炉心入口オリフィス部の縦断面図、第4図は本
発明の一実施例である沸騰水型原子炉の炉心入口オリフ
ィス部の縦断面図、第5図は炉心入口オリフィスの他の
実施例の縦断面図、第6図および第7図は本発明の他の
実施例における炉心入口オリフィス部の縦断面図、第8
図は冷却材喪失事故後の炉心水位の変化を示す特性図、
第9図は冷却材喪失事故後の被覆管温度の変化を示す特
性図である。 1・・・燃料集合体、4・・・下部プレナム、5・・・
制御棒案内管、11・・・燃料支持金具、12A、12
B・・・=            (io)   −
第1図 招2図 第3図 第5図 第6図 嵩8図 玲五と村裏天事氏後。時間(朴) 吟町、17東火事課後。θ手間q少)

Claims (1)

    【特許請求の範囲】
  1. 1、原子炉容器と、前記原子炉容器内に多数の燃料集合
    体が配置されてなる炉心と、前記炉心の下部より冷却材
    を前記炉心に導く前記原子炉容器内の冷却材通路とを有
    する原子炉において、前記炉心への冷却材供給時におけ
    る流動抵抗よりも前記炉心からの冷却材逆流時における
    流動抵抗を大きくした逆流防止手段を、前記炉心の冷却
    材入口付近に設置することを特徴とする原子炉。
JP56132802A 1981-08-26 1981-08-26 原子炉 Pending JPS5834391A (ja)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP56132802A JPS5834391A (ja) 1981-08-26 1981-08-26 原子炉

Applications Claiming Priority (1)

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JP56132802A JPS5834391A (ja) 1981-08-26 1981-08-26 原子炉

Publications (1)

Publication Number Publication Date
JPS5834391A true JPS5834391A (ja) 1983-02-28

Family

ID=15089906

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JP56132802A Pending JPS5834391A (ja) 1981-08-26 1981-08-26 原子炉

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JP (1) JPS5834391A (ja)

Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS5733387A (en) * 1980-08-08 1982-02-23 Tokyo Shibaura Electric Co Fuel supporting tool
JPS57204487A (en) * 1981-06-11 1982-12-15 Nippon Atomic Ind Group Co Fuel assembly supporting tool

Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS5733387A (en) * 1980-08-08 1982-02-23 Tokyo Shibaura Electric Co Fuel supporting tool
JPS57204487A (en) * 1981-06-11 1982-12-15 Nippon Atomic Ind Group Co Fuel assembly supporting tool

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