JPS59128488A - Fast breeder - Google Patents

Fast breeder

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JPS59128488A
JPS59128488A JP58003450A JP345083A JPS59128488A JP S59128488 A JPS59128488 A JP S59128488A JP 58003450 A JP58003450 A JP 58003450A JP 345083 A JP345083 A JP 345083A JP S59128488 A JPS59128488 A JP S59128488A
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reactor
cooling system
plenum
sodium
main
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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。
(57) [Summary] This bulletin contains application data before electronic filing, so abstract data is not recorded.

Description

【発明の詳細な説明】 〔発明の利用分野〕 本発明は高速増殖炉に係り、特にナトリウムを冷却材と
したタンク型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 fast breeder reactor, and particularly to a tank-type fast breeder reactor using sodium as a coolant.

〔従来技術〕[Prior art]

従来のナトリウム冷却タンク型高速増殖炉においては、
原子炉主容器内に一次冷却材と二次冷却材とを熱交換さ
せる主中間熱交換器のほかに、主冷却系の故障数の原子
炉の緊急時に一次冷却材を冷却する補助中間熱交換器を
設けている。第1図は、 DRAC8(Djrect 
  1%eactor  Auxiii2ryCool
 ing  System )による補助炉心冷却系を
備えた高速′増殖炉の説明図である。
In a conventional sodium-cooled tank fast breeder reactor,
In addition to the main intermediate heat exchanger that exchanges heat between the primary coolant and the secondary coolant in the reactor main vessel, there is also an auxiliary intermediate heat exchanger that cools the primary coolant in the event of a reactor emergency due to failure of the main cooling system. A container is provided. Figure 1 shows DRAC8 (Djrect
1%reactor Auxiii2ryCool
FIG. 3 is an explanatory diagram of a fast'breeder reactor equipped with an auxiliary core cooling system developed by Ing System.

原子炉主容器10は、上部に炉内と外界とを隔離し、炉
内構造物を設置するためのルーフスラブ12が設けであ
る。そして、原子炉主容器10内には、隔壁14が形成
されており、原子炉主容器10内をホットプレナム16
とコールドプレナム18とに区分している。原子炉主容
器10の中央部、即ちホットプレナム16の底部中央に
は、炉心20が収納しである。ホットプレナム16とコ
ールドプレナム18とは、−次冷却材である一次ナトリ
ウムが満たされており、ホットプレナム16とコールド
プレナム18との上方には、不活性ガスから成るカバー
ガス21が密封しである。
The reactor main vessel 10 is provided with a roof slab 12 on the upper part for isolating the inside of the reactor from the outside world and for installing reactor internal structures. A partition wall 14 is formed inside the reactor main vessel 10, and a hot plenum 16 is formed inside the reactor main vessel 10.
and cold plenum 18. A reactor core 20 is housed in the center of the reactor main vessel 10, that is, in the center of the bottom of the hot plenum 16. The hot plenum 16 and the cold plenum 18 are filled with primary sodium, which is a secondary coolant, and a cover gas 21 made of an inert gas is sealed above the hot plenum 16 and the cold plenum 18. .

ルーフスラブ12には、図示しない制御棒駆動軸を案内
する炉心上部機構22、−人生循環ポンプ24、主中間
熱交換器26、補助熱交換器28とが吊設しである。、
主熱交換器26内には、伝熱管30が設けてあり、ホッ
トプレナム16内の一次ナトリウムと伝熱管30内を流
れる二次ナトリウムとの間において熱交換をすることが
できるようになっている。この伝熱管30内を流れる二
次ナトリウムは、過熱器32および蒸気発生器34を介
して循環している。補助熱交換器28内を流れる冷却材
は、融点が低いN a K (ナトリウムとカリウムと
の合金)が一般に用いられ、補助炉心冷却系36を循環
している。この補助炉心冷却系36には、冷却材の膨張
を吸収する膨張クンク3βが設けであると共に、NaK
を冷却、循環させる冷却器40、ポンプ42および流量
計44が設けである。
A core upper mechanism 22 for guiding a control rod drive shaft (not shown), a life circulation pump 24, a main intermediate heat exchanger 26, and an auxiliary heat exchanger 28 are suspended from the roof slab 12. ,
A heat exchanger tube 30 is provided in the main heat exchanger 26 so that heat can be exchanged between the primary sodium in the hot plenum 16 and the secondary sodium flowing inside the heat exchanger tube 30. . The secondary sodium flowing through the heat transfer tube 30 is circulated via a superheater 32 and a steam generator 34. The coolant flowing through the auxiliary heat exchanger 28 is generally N a K (an alloy of sodium and potassium) having a low melting point, and is circulated through the auxiliary core cooling system 36 . This auxiliary core cooling system 36 is provided with an expansion kunk 3β that absorbs the expansion of the coolant, and also has an NaK
A cooler 40, a pump 42, and a flow meter 44 are provided for cooling and circulating the water.

他方、隔壁14には、主容器側壁46に対向して円周方
向に熱遮蔽板48が設けである。そして、主容器側壁4
6と熱遮蔽板48とにより形成したアニユラス部には、
仕切板50によって主容器壁冷却系52の流路54,5
6が形成しである。この主容器壁冷却系52は、第2図
に示すように仕切板50に上部開口58が形成してアシ
、熱遮蔽板48の上端部に空間部59が形成され、下端
部に下部開口60が形成しである。
On the other hand, the partition wall 14 is provided with a heat shield plate 48 in the circumferential direction, facing the main container side wall 46. And the main container side wall 4
6 and the heat shield plate 48,
The flow paths 54 and 5 of the main vessel wall cooling system 52 are separated by the partition plate 50.
6 is formed. As shown in FIG. 2, this main container wall cooling system 52 includes an upper opening 58 formed in the partition plate 50, a space 59 formed at the upper end of the heat shield plate 48, and a lower opening 60 formed at the lower end. is formed.

上記の如く構成されているDRAC8を備えたタンク型
高速増殖炉の作用は次の通シでおる。
The operation of the tank-type fast breeder reactor equipped with the DRAC8 configured as described above is as follows.

コールドプレナム18内の低温の一次ナトリウムは、−
人生循壊ボンプ24によシ炉心20に送られ、高温の一
次ナトリウムとしてホットプレナム16内に流入する。
The cold primary sodium in the cold plenum 18 is -
It is sent to the reactor core 20 by the biocirculation pump 24 and flows into the hot plenum 16 as high temperature primary sodium.

ホットプレナム16内の高温の一次ナトリウムは、主中
間熱交換器26内に流入し、伝熱管30内を流れる二次
ナトリウムと熱交換して冷却された後、コールドブレナ
ム18内に戻る。主中間熱交換器26において一次ナト
リウムにより暖められた二次ナトリウムは、過熱器32
において更に加熱され、蒸気発生器3゛4に送られる。
The high temperature primary sodium in the hot plenum 16 flows into the main intermediate heat exchanger 26 and is cooled by exchanging heat with the secondary sodium flowing in the heat transfer tubes 30 before returning to the cold plenum 18 . The secondary sodium heated by the primary sodium in the main intermediate heat exchanger 26 is transferred to the superheater 32
It is further heated in the steam generator 3 and sent to the steam generators 3 and 4.

そして、二次ナトリウムは、蒸気発生器34において図
示しないタービンを駆動する蒸気を発生させた後、再び
主中間熱交換器26に戻される。
After the secondary sodium generates steam for driving a turbine (not shown) in the steam generator 34, it is returned to the main intermediate heat exchanger 26 again.

主容器壁冷却系52は、上記のような原子炉の運転時に
おいて、ホットプレナム16の周囲の主容器側壁46が
高温ナトリウムによシ高温になるのを防止するために設
けたものである。即ち、熱遮蔽板48の上端部は、空間
部59となってお沙、ホットプレナム16からの熱が容
易に主容器側壁46に伝達しないようにしである。そし
て、流路54は、下方からコールドプレナム18内の低
温の一次ナトリウムが自然対流または一次循環ポンプ2
4の駆動によシ流入し、上部開口58から流路56内に
流入する。流路56内に入った一次ナトリウムは、下部
開口60から再びコールドプレナム18内に戻シ、熱遮
蔽板48を介して伝達されてくる熱をコールドプレナム
18に輸送する。
The main vessel wall cooling system 52 is provided to prevent the main vessel side wall 46 around the hot plenum 16 from becoming high in temperature due to high temperature sodium during the operation of the nuclear reactor as described above. That is, the upper end of the heat shield plate 48 forms a space 59 to prevent heat from the hot plenum 16 from being easily transmitted to the main container side wall 46. The flow path 54 allows low-temperature primary sodium in the cold plenum 18 to flow from below through natural convection or through the primary circulation pump 2.
4 and flows into the channel 56 from the upper opening 58. The primary sodium that has entered the flow path 56 returns to the cold plenum 18 through the lower opening 60, and transports the heat transferred via the heat shield plate 48 to the cold plenum 18.

他方、主中間熱交換器26、即ち主冷却系統の故障に伴
う原子炉停止時においては、補助炉心冷却系36のポン
プ42を駆動し、補助中間熱交換器28を介してホット
プレナム16内の一次ナトリウムを冷却し、炉心20に
おける崩壊熱を除去する。
On the other hand, when the reactor is shut down due to a failure of the main intermediate heat exchanger 26, that is, the main cooling system, the pump 42 of the auxiliary core cooling system 36 is driven, and the water in the hot plenum 16 is pumped through the auxiliary intermediate heat exchanger 28. The primary sodium is cooled and decay heat in the core 20 is removed.

このようなりRAC8形式の補助炉心冷却系を備えた原
子炉においては、独立した補助中間熱交換器28を設け
る必要があるため、機器数が多くなし原子炉自体の大型
化および機器配置上の困難性を生じているう そこで、主中間熱交換器26内に別系統の冷却系を組み
込んだPRAC8(Primary ReactorA
uxiliary Cooling System)に
よる補助炉心冷却系を用いた高速増殖炉がある。しかし
このPAf(、C8の場合は、別系統の冷却系を主中間
熱交換器内に組み込むため、主中間熱交換器が大型化し
、かつ構造が複雑となる欠点がある。
In a nuclear reactor equipped with such a RAC8 type auxiliary core cooling system, it is necessary to provide an independent auxiliary intermediate heat exchanger 28, so there is not a large number of equipment, which increases the size of the reactor itself and makes it difficult to arrange the equipment. PRAC8 (Primary Reactor A), which incorporates a separate cooling system within the main intermediate heat exchanger 26,
There is a fast breeder reactor that uses an auxiliary core cooling system. However, in the case of PAf (, C8), a separate cooling system is incorporated into the main intermediate heat exchanger, which has the disadvantage that the main intermediate heat exchanger becomes large and has a complicated structure.

上記のような各欠点があるにもかかわらず、補助炉心冷
却系の設置は、原子炉の安全確保上必須のものであり、
原子炉付帯設備として設置しなければならない。しかも
、補助炉心冷却系は、主冷却系の故障による原子炉スク
ラム後の炉心崩壊熱除去にのみ使用するため、使用頻度
が少なく、設備の稼動率が極めて低い。
Despite the drawbacks mentioned above, the installation of an auxiliary core cooling system is essential for ensuring the safety of a nuclear reactor.
It must be installed as ancillary equipment to the reactor. Moreover, since the auxiliary core cooling system is used only for removing core decay heat after a reactor scram caused by a failure of the main cooling system, it is used infrequently and the operating rate of the equipment is extremely low.

〔発明の目的〕[Purpose of the invention]

本発明は、前記従来技術の欠点を解消するためになされ
たもので、原子炉設備の簡素化を図ることができる高速
増殖炉を提供することを目的とする。
The present invention has been made in order to eliminate the drawbacks of the prior art, and an object of the present invention is to provide a fast breeder reactor that can simplify nuclear reactor equipment.

〔発明の概要〕[Summary of the invention]

本発明は、原子炉主容器内をホットプレナムとコールド
プレナムとに区分″している隔壁に開閉自在な開口を設
け、コールドプレナム内に補助冷却系に接続しである熱
交換器を設け、通常運転時は主容器壁冷却のために運転
すると共に、主冷却系の故障時には前記開口を開放し、
炉心の崩壊熱を除去して、主容器壁冷却系と補助炉心冷
却系とを兼用させ、原子炉設備の簡素化が図れるよう、
に構成したものである。
The present invention provides an opening that can be freely opened and closed in the partition wall that divides the inside of the reactor main vessel into a hot plenum and a cold plenum, and a heat exchanger that is connected to an auxiliary cooling system in the cold plenum. During operation, it is operated to cool the main container wall, and in the event of a failure of the main cooling system, the opening is opened,
In order to remove the decay heat of the reactor core and allow the main vessel wall cooling system to serve as both the auxiliary core cooling system and simplify the reactor equipment,
It is composed of

〔発明の実施例〕[Embodiments of the invention]

本発明に係る高速増殖炉の好ましい実施例を添付図面に
従って詳説する。
Preferred embodiments of the fast breeder reactor according to the present invention will be described in detail with reference to the accompanying drawings.

なお、前記従来技術において説明した部分に対応する部
分については、同一の符号を付しその説明を省略する。
Note that the same reference numerals are given to the parts corresponding to the parts explained in the prior art, and the explanation thereof will be omitted.

第3図は本発明に係る高速増殖炉の実施例の説明図であ
る。第3図において、原子炉主容器10内をホットプレ
ナム16とコールドプレナム18とに区分している′隔
壁62の主容器側壁46に対向する部分は、主容器側壁
46と同心状の隔離円筒46となっている。主容器側壁
46と隔離円筒64とにより形成されたアニユラス部6
6には、熱遮蔽円筒68が設置され、アニユラス部66
を炉壁側アニユラス部70と隔離円筒側アニユラス部7
2とに区分している。そして、アニユラス部66には、
補助冷却系74の冷却管76が配置しである。この冷却
管76は、炉壁側アニユラス部70と隔離円筒側アニユ
ラス部72とを一体的に連接して配置しである。この冷
却管76内を流れる冷却材は、補助冷却系74に設けた
空気冷却器78によや冷却され、流量計44を通って再
び冷却管76に戻るようになっている。
FIG. 3 is an explanatory diagram of an embodiment of a fast breeder reactor according to the present invention. In FIG. 3, the part of the bulkhead 62 that divides the inside of the reactor main vessel 10 into a hot plenum 16 and a cold plenum 18, facing the main vessel side wall 46, is an isolation cylinder 46 concentric with the main vessel side wall 46. It becomes. Annulus portion 6 formed by main container side wall 46 and isolation cylinder 64
6, a heat shielding cylinder 68 is installed, and the annulus part 66
The furnace wall side annulus part 70 and the cylindrical side annulus part 7 are separated from each other.
It is divided into 2. And in the annulus section 66,
A cooling pipe 76 of the auxiliary cooling system 74 is arranged. The cooling pipe 76 is arranged so that the furnace wall side annulus portion 70 and the isolated cylinder side annulus portion 72 are integrally connected. The coolant flowing through the cooling pipe 76 is slightly cooled by an air cooler 78 provided in the auxiliary cooling system 74, passes through the flow meter 44, and returns to the cooling pipe 76 again.

他方、隔離円筒64には、ナトリウム液面80より低い
上端付近にナトリウム流入窓82が形成しである。この
ナトリウム流入窓82には、第4図に示すように開閉自
在となっている。即ち、隔離円筒64のホットプレナム
16側には、窓84が形成しである摺動円筒86が設け
である。この摺動円筒86は、ルーフスラブ12上に設
けた伸縮継手88により駆動棒90を介して支持され、
駆動棒90の先端に設けた駆動機構92によや隔離円筒
64に沿って上下できるようになっている。
On the other hand, the isolation cylinder 64 has a sodium inlet window 82 formed near its upper end below the sodium liquid level 80 . The sodium inflow window 82 is openable and closable as shown in FIG. That is, a sliding cylinder 86 in which a window 84 is formed is provided on the hot plenum 16 side of the isolation cylinder 64. This sliding cylinder 86 is supported via a drive rod 90 by an expansion joint 88 provided on the roof slab 12.
A drive mechanism 92 provided at the tip of the drive rod 90 is capable of moving up and down along the isolation cylinder 64.

上記の如く構成しである高速増殖炉における補助冷却系
の作用は次の通りである。
The operation of the auxiliary cooling system in the fast breeder reactor configured as described above is as follows.

原子炉の通常運転時においては、ナトリウム流入窓82
は、第4図に示すように摺動円筒86により閉塞されて
いる。そして、補助冷却系74を自然循環する冷却材は
、空気冷却器78において冷却された後冷却管76内に
流入する。冷却管76に流入した補助冷却系の冷却材は
、アニユラス部66にあるコールドプレナム18内の一
次ナトリウムと熱交換をし、暖められた後空気冷却器7
8に送られ冷却される。このため、主容器側壁46は、
ホットプレナム16内の高温の一次ナトリウムからの熱
を熱遮蔽円筒68をもって遮蔽するばかりでなく、冷却
管76による熱交換作用によりアニユラス部66内の一
次ナトリウムが冷却され、高温になることがない。
During normal operation of the reactor, the sodium inflow window 82
is closed by a sliding cylinder 86 as shown in FIG. The coolant naturally circulating in the auxiliary cooling system 74 is cooled in the air cooler 78 and then flows into the cooling pipe 76 . The coolant of the auxiliary cooling system that has flowed into the cooling pipe 76 exchanges heat with the primary sodium in the cold plenum 18 in the annulus section 66 and is warmed before being transferred to the air cooler 7.
8 and cooled. Therefore, the main container side wall 46 is
Not only is the heat shielding cylinder 68 shielding the heat from the high temperature primary sodium in the hot plenum 16, but also the primary sodium in the annulus portion 66 is cooled by the heat exchange action of the cooling pipe 76, so that it does not reach a high temperature.

一方、主冷却系の故障により原子炉がスクラムし、ホッ
トプレナム16への一次ナトリウムの流入量が低下した
ときは、第5図に示すように駆動機構92を作動し、窓
84をナトリウム流入窓82と一致するようにし、ナト
リウム流入窓82を開放する。ナトリウム流入窓82を
開放すると、ホットプレナム16内の高温のナトリウム
がナトリウム流入窓82からアニユラス部66内に流入
し、冷却管76を介して補助冷却系74により冷却され
る。冷却管76において冷却された一次ナトリウムは、
自然循環によりアニユラス部66からコールドプレナム
18の底部に流下し、再び炉心20を介してホットプレ
ナム内に流入する。
On the other hand, when the reactor scrams due to a failure in the main cooling system and the amount of primary sodium flowing into the hot plenum 16 decreases, the drive mechanism 92 is operated as shown in FIG. 82 and open the sodium inflow window 82. When the sodium inlet window 82 is opened, the high temperature sodium in the hot plenum 16 flows into the annulus section 66 through the sodium inlet window 82 and is cooled by the auxiliary cooling system 74 via the cooling pipe 76 . The primary sodium cooled in the cooling pipe 76 is
Due to natural circulation, it flows down from the annulus section 66 to the bottom of the cold plenum 18 and flows back into the hot plenum through the core 20.

上記のように補助冷却系−を主容器壁冷却系と補助炉心
冷却系とに共用することにより、原子炉本体の小型化お
よび簡素化を図ることができ、信頼性を向上することが
できる。
By sharing the auxiliary cooling system with the main vessel wall cooling system and the auxiliary core cooling system as described above, the reactor main body can be downsized and simplified, and reliability can be improved.

第6図および第7図は、本発明に係る高速増殖炉の他の
実施例を示したものである。第6図に示した高速増殖炉
においては、アニユラス部66の周方向に配置した複数
の冷却管76が、原子炉主容器10内の上部に配設し7
n IJソングッダ−94゜96に接続しである。即ち
、補助冷却系を循環する冷却材は、リングヘッダー94
を介して冷却管76に流れ込み、リングヘッダー96を
介して空気冷却器78に導くようになっている。このよ
うな構造とすることにより、ルーフスラブ12を貫通す
る配管数を減少することができ、また冷却系統を一系統
とすることにより、機器構成の簡素化を図ることができ
る。
6 and 7 show other embodiments of the fast breeder reactor according to the present invention. In the fast breeder reactor shown in FIG.
n IJ Song Gooder - Connected to 94°96. That is, the coolant circulating in the auxiliary cooling system is transferred to the ring header 94.
The air flows into the cooling pipe 76 through the ring header 96 and is led to the air cooler 78. With such a structure, the number of pipes passing through the roof slab 12 can be reduced, and by using only one cooling system, the equipment configuration can be simplified.

第7図に示した実施例においては、補助冷却系74に電
極ポンプ98等の冷却材強制循環手段が設けである。こ
のように強制循環手段を設けることにより、冷却管76
内を流れる冷却材の循環流量を確実に確保できると共に
、冷却量に見合った微量の流量調整が可能となる。なお
、本実施例においても、電源喪失時などのような強制循
環手段が作動しない場合であっても、自然循環によし除
熱することができる。
In the embodiment shown in FIG. 7, the auxiliary cooling system 74 is provided with coolant forced circulation means such as an electrode pump 98. By providing the forced circulation means in this way, the cooling pipe 76
It is possible to reliably ensure the circulation flow rate of the coolant flowing therein, and it is also possible to adjust the flow rate by a small amount commensurate with the amount of cooling. In this embodiment as well, even if the forced circulation means does not operate, such as when the power is lost, heat can be removed by natural circulation.

〔発明の効果〕 以上説明したように本発明によれば、主容器壁冷却系と
補助炉心冷却系とを共用することにより、高速増殖炉の
簡素化を図ることができる。
[Effects of the Invention] As explained above, according to the present invention, the fast breeder reactor can be simplified by sharing the main vessel wall cooling system and the auxiliary core cooling system.

【図面の簡単な説明】[Brief explanation of the drawing]

第1図はD几AC8を備えた従来のタンク型高速増殖炉
の説明図、第2図は第1図に示したタンク型高速増殖炉
の主容器壁冷却系の詳細図、第3図は本発明に係る実施
例の高速増殖炉の説明図、第4図は隔壁の隔離円筒に設
けたナトリウム流入窓が閉塞されている状態を示す断面
図、第5図は前記ナトリウム流入窓が開放されている状
態を示す断面図、第6図および第7図は本発明に降る高
速増殖炉の他の実施例の説明図である。 10・・・原子炉主容器、14・、62・・・隔壁、1
6・・・ホットプレナム、18・・・コールドプレナム
、20・・・炉心、26・・・主中間熱交換器、28・
・・補助中間熱交換器、36・・・補助炉心冷却系、6
4・・・隔離円筒、74・・・補助冷却系、76・・・
冷却管、82・・・ナトリウム流入口。 シ:1:、   ノ    [戸[) 36 第 2 目 4 目        第 !5 目
Figure 1 is an explanatory diagram of a conventional tank-type fast breeder reactor equipped with a D-type AC8, Figure 2 is a detailed diagram of the main vessel wall cooling system of the tank-type fast breeder reactor shown in Figure 1, and Figure 3 is An explanatory diagram of a fast breeder reactor according to an embodiment of the present invention, FIG. 4 is a sectional view showing a state in which the sodium inflow window provided in the isolation cylinder of the partition wall is closed, and FIG. 5 is a sectional view showing the sodium inflow window in an open state. 6 and 7 are explanatory diagrams of other embodiments of the fast breeder reactor according to the present invention. 10... Reactor main vessel, 14..., 62... Partition wall, 1
6... Hot plenum, 18... Cold plenum, 20... Core, 26... Main intermediate heat exchanger, 28...
...Auxiliary intermediate heat exchanger, 36...Auxiliary core cooling system, 6
4... Isolation cylinder, 74... Auxiliary cooling system, 76...
Cooling pipe, 82...Sodium inlet.し:1:、ノ [door[) 36 2nd 4th ! 5th eye

Claims (1)

【特許請求の範囲】[Claims] 1、炉心を収納している原子炉主容器と、この原子炉主
容器内をホットプレナムとコールドプレナムとに区分し
ている隔壁と、前記ホットプレナム内の一次冷却材を二
次冷却材と熱交換させつつ前記コールドプレナム内に流
下させる主中間熱交換器と、原子炉の緊急時に前記−次
冷却材を冷却する補助冷却系とを備えた高速増殖炉にお
いて、前記隔壁に形成した前記ホットプレナムと前記コ
ールドプレナムとを連通する開閉自在な開口と、前記補
助冷却系に接続され前記コールドプレナム内に取り付け
た熱交換器とを設けたことを特徴とする高速増殖炉。
1. A reactor main vessel that houses the reactor core, a partition wall that divides the inside of the reactor main vessel into a hot plenum and a cold plenum, and a partition wall that divides the primary coolant in the hot plenum into a secondary coolant and heat. In a fast breeder reactor, the hot plenum formed in the partition wall is provided with a main intermediate heat exchanger that causes the coolant to flow down into the cold plenum while being exchanged, and an auxiliary cooling system that cools the secondary coolant in the event of a reactor emergency. A fast breeder reactor comprising: an opening that can be freely opened and closed to communicate the cold plenum with the auxiliary cooling system; and a heat exchanger that is connected to the auxiliary cooling system and installed inside the cold plenum.
JP58003450A 1983-01-14 1983-01-14 Fast breeder Granted JPS59128488A (en)

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* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS6428593A (en) * 1987-05-19 1989-01-31 Gen Electric Controller for nuclear reactor coolant passage during removal of decay heat thereof

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JPS6428593A (en) * 1987-05-19 1989-01-31 Gen Electric Controller for nuclear reactor coolant passage during removal of decay heat thereof

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