JPS5952795B2 - 原子炉 - Google Patents

原子炉

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JPS5952795B2
JPS5952795B2 JP51079762A JP7976276A JPS5952795B2 JP S5952795 B2 JPS5952795 B2 JP S5952795B2 JP 51079762 A JP51079762 A JP 51079762A JP 7976276 A JP7976276 A JP 7976276A JP S5952795 B2 JPS5952795 B2 JP S5952795B2
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JP
Japan
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liquid metal
core
core tank
membrane
pool
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JP51079762A
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English (en)
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JPS5231296A (en
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ジヨングラハム・ダーストン
ジヨンリチヤード・ハインド
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YUNAITETSUDO KINGUDAMU ATOMITSUKU ENAAJI OOSORITEI
Original Assignee
YUNAITETSUDO KINGUDAMU ATOMITSUKU ENAAJI OOSORITEI
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Publication date
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Publication of JPS5231296A publication Critical patent/JPS5231296A/ja
Publication of JPS5952795B2 publication Critical patent/JPS5952795B2/ja
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    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C11/00Shielding structurally associated with the reactor
    • G21C11/08Thermal shields; Thermal linings, i.e. for dissipating heat from gamma radiation which would otherwise heat an outer biological shield ; Thermal insulation
    • G21C11/083Thermal shields; Thermal linings, i.e. for dissipating heat from gamma radiation which would otherwise heat an outer biological shield ; Thermal insulation consisting of one or more metallic layers
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00Reactor types
    • G21C1/02Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders
    • G21C1/03Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders cooled by a coolant not essentially pressurised, e.g. pool-type reactors
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C11/00Shielding structurally associated with the reactor
    • G21C11/08Thermal shields; Thermal linings, i.e. for dissipating heat from gamma radiation which would otherwise heat an outer biological shield ; Thermal insulation
    • G21C11/088Thermal shields; Thermal linings, i.e. for dissipating heat from gamma radiation which would otherwise heat an outer biological shield ; Thermal insulation consisting of a stagnant or a circulating fluid
    • 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

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  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は原子炉に係り、特に液体金属冷却される原子炉
に係る。
成る既知の種類の液体金属冷却原子炉は、コンクリート
収納室内の1次容器によって収容された液体ナトリウム
のプールに浸漬された炉心を備えている。
この炉心はダイヤグリッドに支持され且つシュラウド即
ち炉心タンクによって包囲され、冷却材は炉心タンクの
外側からポンプによって上方にそして炉心を経て熱交換
器へと循環され、そしてそこから冷却材は炉心タンクの
外側であるプールの領域へと戻されて放出される。
炉心タンクの外側のプールの温度は約400℃であり、
1方炉心タンクの内側のプールの温度は約600℃であ
る。
プールの内側領域から外側領域への熱電達を減らしそし
て炉心タンクの壁がか・る大きな温度差による応力の影
響を受けるのを阻止するためには、タンクの内壁即ち高
温壁に熱絶縁を設ける事が必要である。
既知の種類の液体金属冷却原子炉においては、この熱絶
縁体は不動態のもの即ち熱伝達性が低い装甲型(クラッ
ド型)のものであり、薄いステンレススチール材料で形
成された気体充填されたぬい合わされた包封体の様な形
態をとっている。
然し乍らか・る熱絶縁は信頼性がなく且つ複雑な技術に
よる気密試験を必要とする。
液体金属原子炉の最近提案された構造においては、炉心
タンクの壁の受動的熱絶縁は密接にパックされ且つ相互
シールされたステンレススチールのブロッククラッド層
と、該層から離間されたステンレススチールの膜とを備
えている。
この膜には、膜の熱膨張を受は入れるために交差波状部
網が設けられているが、直交する波状部の結合部に誘起
される複雑な応力が不確実性を生じるという恐れがある
そこで本発明の目的は液体金属冷却される原子炉の炉心
タンクのための熱絶縁手段であって、液体金属冷却材が
熱絶縁におけるより能動的な部分として作用しそれによ
って製造の複雑さを減少し且つ熱絶縁の信頼性を改善す
る様な熱絶縁手段を開発する事である。
本発明によれば、液体金属のプールを収容した1次容器
と、該液体金属プールに浸漬され且つ炉心タンクによっ
て包封された炉心とを備えた液体金属冷却さJする原子
炉において、液体金属が炉心タンクの外側のプール領域
から引き入れられる様にして炉心タンクの内壁面を包封
しそして液体金属をそこからラジアル方向内方向へ炉心
に向って流すための手段が設けられる。
本発明は炉心タンクの内壁面が比較的滑たい液体金属と
接触する事によって冷却されそして液体金属のその後の
ラジアル方向内方向への流れか゛炉心タンクの内壁面へ
の熱の外方向伝達をはね返すという事を提起する。
液体金属が炉心タンクの外側のプール領域から引き込ま
れる様にして炉心タンクの内壁面を包封しそして液体金
属をそこからラジアル方向内方向に流すための上記手段
は、炉心タンクの内壁面と膜とによって境界定めされる
区画室を形成する様に炉心タンクの内壁面から離間され
た連続膜であって、複数個の分布された穴を有する膜と
;炉心タンクの外側の液体金属のプールに浸漬された入
口ポートと上記区画室に液体金属を放出する様に配置さ
れた出口ポートとを持ったポンプ;とを具備している。
然し乍ら、好ましい構造においては、分布された穴を有
し且つラジアル方向に一連の区画室を形成する複数個の
離間された膜があり、該層を通して上記放出ポートから
の液体金属を逐次流すことができる。
上記膜は熱膨張を受は入れるために交差波状部網(コル
ゲーション交差組織)を有しており、上記穴は上記波状
部(コルゲーション)の交点に設けられたスリットであ
るが、好ましい構造においては、第1群の平行な波状部
に複雑な応力が誘起される可能性を避けるため間欠的に
連なっている。
本発明による液体金属冷却原子炉の構造例を以下に添付
図面を参照して説明する。
第3図に示す原子炉構造においては、1次容器103内
収容された液体ナトリウムのプール102に高速中性子
増殖炉の炉心101が浸漬されている。
1次容器103は該容器が懸垂するところのカバー10
5を持ったコンクリートの収納室104内に収容されて
いる。
炉心はカバー105から支持されたダイヤグリッド10
6により保持されそして炉心はシュラウド升目ち、炉心
タンク107内に収容される。
カバーは熱交換器108及びサーキュレータ109の如
き補助装置のための多数の貫通部を有しておりそして中
心回転シールド110を有している。
この回転シールド110は外部回転部材を備え、該部材
はこの内に偏心的に装着された内部回転部材を有し、該
シールド110には制御メカニズムのための貫通部と炉
心の燃料アセンブリに接近をなすための貫通部とがある
運転中、冷却材は炉心タンク107の外側のプールの領
域からダイヤグリッドを経て炉心101を通りそして炉
心タンク107を経て、熱交換器108を介して炉心タ
ンクの外側のプール領域へと戻る様に循環される。
1次容器103は外側容器即ち保護容器112を有しこ
れもカバー105から支持され、この外側容器112は
コンクリ−1−収納室の壁から離間されそして容器11
2と収納室壁との間に熱絶縁体を介在させである。
プールの外側領域におけるすl−リウムの温度ははパ4
00℃でありそして炉心タンク内のすI・リウムの温度
は約600℃であり、従って炉心タンクの内壁即ち高温
壁には熱絶縁111が設けられている。
さて第1図に付いて説明する。
これには1で示されたベース及び2で示す壁の1部をも
った炉心タンク107の1部が示されている。
1次容器103内の流体金属レベルは3で示されており
、炉心タンク107内のレベルは参照番号4で示されて
おり、レベル4は炉の冷却系の圧力降下のためにレベル
3よりも高く、炉心を通してポンプ送りされたすI・リ
ウムはポンプの入口に供給するプールの外側領域へ戻る
前に炉心タンクから熱交換器108へと流通する。
従って、出力発生システムの熱源である炉心を丁度通過
した、炉心タンク107のすトリウムは炉心タンクの外
側のナトリウムよりも高温である。
熱絶縁111は複数個の同様の膜の形態をとり、そして
これはステンレススチールであるのが好都合であり、こ
・に示す例においては各々5. 6. 7で示されてい
る。
第1の膜5はスペース即ち区画室8を作るための炉心タ
ンク107の壁から離間されており、第2の膜6はスペ
ース即ち区画室9を作るため膜5から離間されており、
この区画室9は区画室8よりも巾が小さく、そして内側
の膜7はスペース即ち区画室10を作るため膜5と6と
の間の間隔と同じ様に膜6から離間されている。
炉心は筒状であり、炉心タンク107も筒状であり、そ
して上記膜は環状の区画室8,9.10を作る様に同様
に形付けされている。
炉心、炉心タンク及び膜の他の形状も当然可能であるが
、筒状が最も好都合であるとわかっておりそしてほとん
ど一般的に利用されている。
膜5. 6. 7は炉心タンク107の壁に装着されそ
して固定スタッド11にによって離間されており、図示
明瞭化のため1つの高さレベルのみにおける3個のスタ
ッドしか示されていないが、これらはスタッドが適宜に
多数の高さレベルにおいて設けられるという事が明らか
であろう。
膜5゜6.7の壁厚は炉心タンクの壁の厚みに比べて比
較的小さい(代表的な例においては20mmに対して1
mmである)。
直角に交差し且つ垂直及び水平に配置されるのが好都合
である波状部網を設ける事によって膜に若干の可撓性を
与えるのが好ましい。
内側の膜7の垂直の波状部が12で示されそして水平の
波状部が13で示されている。
これらの波状部が交差するところの各点においては、区
画室間を相互連通するために各層を貫通する穴が設けら
れており、そしてこれらの穴は1方の波状部のスリット
から成るのが好都合である(第2図参照)。
第1図及び2図に14で示されたスリットは水平の波状
部13にある。
第2図の一点鎖線で示された変形態様においては、各々
の断続された波状部(第2図及び第3図の垂直の波状部
12)は、フラップ15がスリブI・14の最も高い点
に亘ってフードの様に延びていてスリット]4を通るラ
ジアル方向の流体流を阻止しそしてラジアル方向よりも
より膜面に平行な(及び多数のこの様な方向の)流れ方
向成分で以って横方向に流れを発散する様に形成されて
いる。
区画室8,9.10を通る冷却ナトリウムの移動を促進
するため、第1図に参照番号16で略図的に示された好
ましくは電磁式のすトリウムポンプは、タンクの冷却す
トリウムに浸入した入口17と、冷却すI・リウムを区
画室8に供給するため炉心タンク壁を越えた(図示され
た様に)或いは又貫通した出口18とを備えている。
区画室8゜9.10におけるすl・リウムのレベルは各
々19.20.21で示されている。
膜間でのレベル差はスリブI・14を通してす1ヘリウ
ムを流すのに必要とされる圧力差を表わしている。
ナI・リウムは第1図の幾つかのスリブI・14の流れ
方向矢印で示された様に、そして上記した多数の流れ方
向成分を持って、各々のレベルでスリブ1〜]4を貫通
し、区画室9へそして区画室10へと通流し、最後には
炉心タンクの高温すトリウムと一緒になりそしてこの様
になった時には膜からとこれら膜間の区画室内に含まれ
るす1〜リウムから熱をとられはパ同一の温度となる。
従って膜7を通して炉心タンク107の壁に達する熱は
極めて僅がで、大部分の熱は膜間を通流するすトリウム
の前述した様な強制流により炉心タンク107に含まれ
るすI・リウム内へと戻される。
炉心タンク107の壁が高い温度勾配を受ける事はこの
様にして避けられ、この様な温度勾配に基因する歪を受
けない様になし得る。
【図面の簡単な説明】
第1図は本発明の実施例を示す部分断面側面図、第2図
は同上詳細な斜視図、及び第3図は同上構造体の断面図
である。 5、 6. 7・・・膜、8,9.10・・・区画室、
12.13・・・波状部、14・・・スリット、15・
・・フラップ、101・・・炉心、102・・・プール
、103・・・1次容器、106・・・ダイヤグリッド
、107・・・炉心タンク、108・・・熱交換器、1
11・・・熱絶縁体。

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1 液体蛍属で冷却される原子炉において、液体金属の
    プールを含んだ1次容器、 上記液体金属プールに浸漬される炉心、 上記液体金属プールに沈められ且つ上記炉心を包囲する
    炉心タンク、 上記炉心タンクの内壁面と膜とによって境界定めされる
    第1の区画室を形成する様に上記炉心タンクの内壁面か
    ら離間された連続膜であって、この複数個の連続膜がラ
    ジアル方向内方に延びる一連の第2の区画室列を形成し
    、上記膜はコルゲーション交差組織となし、第1群の平
    行なコルゲーションは各々は連続しており然して上記第
    1群に直交する第2群のコルゲーションの各々は間欠的
    に形成され、該間欠区分の両端は上記第1群のコルゲー
    ションになだらかに継がる様な形状にされ、上記第1群
    のコルゲーションはその交差点にスリットを設けて穴あ
    けされており、 上記炉心タンクの外側で上記液体金属プールにに浸漬さ
    れる入口ポートと、液体金属を上記第1の区画室に放出
    する様に配置された出口ポーとを有したポンプであって
    、上記穴により液体金属が室を通って上記出口ポー1へ
    から次々と流し得る様にしたポンプ、とを具備する事を
    特徴とする液体金属冷却原子炉。
JP51079762A 1975-07-07 1976-07-05 原子炉 Expired JPS5952795B2 (ja)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
GB28533/75A GB1527372A (en) 1975-07-07 1975-07-07 Liquid metal cooled nuclear reactors

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPS5231296A JPS5231296A (en) 1977-03-09
JPS5952795B2 true JPS5952795B2 (ja) 1984-12-21

Family

ID=10277148

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JP51079762A Expired JPS5952795B2 (ja) 1975-07-07 1976-07-05 原子炉

Country Status (5)

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US (1) US4046629A (ja)
JP (1) JPS5952795B2 (ja)
DE (1) DE2628934C2 (ja)
FR (1) FR2317734A1 (ja)
GB (1) GB1527372A (ja)

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JPS5231296A (en) 1977-03-09
FR2317734A1 (fr) 1977-02-04
DE2628934A1 (de) 1977-01-27
DE2628934C2 (de) 1985-07-04
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