JPS5990086A - Fast breeder - Google Patents

Fast breeder

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JPS5990086A
JPS5990086A JP57200638A JP20063882A JPS5990086A JP S5990086 A JPS5990086 A JP S5990086A JP 57200638 A JP57200638 A JP 57200638A JP 20063882 A JP20063882 A JP 20063882A JP S5990086 A JPS5990086 A JP S5990086A
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JP
Japan
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coolant
reactor
reactor vessel
flow
pipe
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Pending
Application number
JP57200638A
Other languages
Japanese (ja)
Inventor
誠一 横堀
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.)
Toshiba Corp
Original Assignee
Toshiba Corp
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Publication date
Application filed by Toshiba Corp filed Critical Toshiba Corp
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Publication of JPS5990086A publication Critical patent/JPS5990086A/en
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    • 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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  • Crystals, And After-Treatments Of Crystals (AREA)
  • Semiconductor Lasers (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。
(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】 〔発明の技術分野〕 本発明は高速増殖炉に関する。[Detailed description of the invention] [Technical field of invention] The present invention relates to fast breeder reactors.

〔発明の技術的背景とその問題点〕[Technical background of the invention and its problems]

従来のループ形高速増殖炉の一次冷却系は第1図に示す
如く構成されている。すなわち、図中符号Iはこの原子
炉容器であり、この原子炉容器1の上部開口IAは遮蔽
プラグIBにより閉塞されている。この原子炉容器1内
には炉心2が収容されている。そして、この原子炉容器
1内には液体ナトリウム等の一次冷却材が収容されてお
り、この−次冷却材は炉心2内を下方から上方に流れ、
高温に加熱される。そして、高温に加熱された一次冷却
材は一次冷却材配管3を通って中間熱交換器4に送られ
二次冷却材と熱交換するように構成されている。そして
、この中間熱交換器4で熱交換されて低温となった一次
冷却材は一次冷却材配管3f:通って一次冷却材配管3
5に送られ、この−次冷却拐ポンゾ5で昇圧されて一次
冷却材配管3を通って原子炉圧力容器1内に戻されるよ
うに構成され、−次冷却材はこの径路を循環するように
構成されている。なお、図中符号6は炉心上部機構を示
す。また、上記の一次冷却材配管3は万一破断した場合
に原子炉容器I内の一次冷却材が流出するのを防止する
ため、略水平に配置されている。上記原子炉容器Iの内
周側には間隙〉有して内筒10が隔壁1ノから立設され
ている。
The primary cooling system of a conventional loop-type fast breeder reactor is constructed as shown in FIG. That is, the reference numeral I in the figure is this reactor vessel, and the upper opening IA of this reactor vessel 1 is closed by a shielding plug IB. A reactor core 2 is housed within this reactor vessel 1 . A primary coolant such as liquid sodium is contained within the reactor vessel 1, and this secondary coolant flows within the reactor core 2 from below to above.
Heated to high temperatures. The primary coolant heated to a high temperature is sent to the intermediate heat exchanger 4 through the primary coolant pipe 3 and is configured to exchange heat with the secondary coolant. The primary coolant that has undergone heat exchange in this intermediate heat exchanger 4 and has become low temperature passes through the primary coolant pipe 3f: the primary coolant pipe 3.
5, the pressure is increased by this secondary cooling pump 5, and the primary coolant is returned to the reactor pressure vessel 1 through the primary coolant pipe 3, and the secondary coolant is circulated through this path. It is configured. Note that the reference numeral 6 in the figure indicates the core upper mechanism. Further, the primary coolant pipe 3 is arranged substantially horizontally to prevent the primary coolant inside the reactor vessel I from flowing out in the event of a breakage. On the inner peripheral side of the reactor vessel I, an inner cylinder 10 is provided upright from the partition wall 1 with a gap.

この内筒10により冷却材の積極的な混合を促進させる
構成である。そして原子炉容器1の側壁には冷却材流出
用の出口ノズルI2が設けられており、との出口ノズル
I2に対応した位置の」−記内筒10にはフローホール
13が周方向に等間隔に形成されている。このフローホ
ールZ3により原子炉容器lにおけるリークおよび燃料
交換時における液面低下時の冷却材流路を確保する構成
である。上記フローホール13は定格流動時に全流量の
10チ弱しか流れないようにその有効径を決定されてい
る。
This inner cylinder 10 is configured to promote active mixing of the coolant. An outlet nozzle I2 for outflowing the coolant is provided on the side wall of the reactor vessel 1, and flow holes 13 are arranged at equal intervals in the circumferential direction in the inner cylinder 10 at a position corresponding to the outlet nozzle I2. is formed. This flow hole Z3 is configured to ensure a coolant flow path during leakage in the reactor vessel l and when the liquid level drops during fuel exchange. The effective diameter of the flow hole 13 is determined so that only a little less than 10 inches of the total flow can flow during rated flow.

一般に原子炉設備には原子炉安全系が備えられており、
地震等の非常時には原子炉をスクラムさせ、安全性を確
保するように構成されている。このスクラム時には制御
棒(図示せず)が炉心2内に急速に挿入され、炉心2内
の核反応を停止させるとともに一次冷却@ポンプ5の運
転を停止する。ところで、炉心2内の核反応は制御棒の
急速挿入によって瞬時に停止するが、−次冷却材ポンゾ
5は慣性によってその後も運転を続ける為に、−次冷却
材が原子炉容器I内に流入する。この−次冷却材ポンプ
5の慣性による一次冷却材の流入はその流量が定格運転
時の10%程度の小流量で、かつ比較的長時間継続する
。そして、原子炉容器1内に流入した一次冷却材は炉心
2内を上方に流れ、炉rb2の」二面から流出するが、
炉゛心2内の核反応はすでに停止しているので、この−
次冷却材は炉心2を通過しても昇温ぜず、低温かつ低流
量の咬ま炉心2の上面から流出する。したがって、この
低温の一次冷却材8aはスクラム前に原子炉容器1内の
上部に存在していた高温の一次冷却材8bより密度が大
きく、かつ炉心2の」二面からの流出速度が小さいため
上向きの運動量はすみやかに打ち消され高温の一次冷却
材8bとは十分に混合せず、密度差によって下降して原
子炉容器1内の下部に溜る。そしてこの低温の一次冷却
材8aと高温の一次冷却材8bとの間には比較的明確な
境界面9が形成される・これ姑層化流動(ストラティフ
ィクーション)と呼ばれるものである。ぞして、炉心2
の上面から低温の一次冷却材8aの流出が続くとこの境
界面9が時間と共に上昇してゆく。炉容器内ではじまっ
たこの層化流動現象は炉体系によっては長時間維持され
最終的にはこの境界面9が一次冷却材配管3の位置まで
達し、この−次冷却材配管〃内に低温の一次冷却材8a
と高温の一次冷却材8bが層状に分離したまま流出する
ことになる。
Generally, nuclear reactor equipment is equipped with a reactor safety system.
The reactor is configured to scram in the event of an emergency such as an earthquake to ensure safety. During this scram, control rods (not shown) are rapidly inserted into the reactor core 2 to stop the nuclear reaction in the reactor core 2 and stop the operation of the primary cooling pump 5. By the way, the nuclear reaction in the reactor core 2 is stopped instantaneously by the rapid insertion of the control rods, but the secondary coolant Ponzo 5 continues to operate due to inertia, so the secondary coolant flows into the reactor vessel I. do. The inflow of the primary coolant due to the inertia of the secondary coolant pump 5 has a small flow rate of about 10% of the rated operation, and continues for a relatively long time. The primary coolant that has flowed into the reactor vessel 1 flows upward within the reactor core 2 and flows out from the two sides of the reactor rb2.
Since the nuclear reaction inside reactor core 2 has already stopped, this -
The temperature of the secondary coolant does not rise even after passing through the core 2, and it flows out from the upper surface of the low-temperature, low-flow rate core 2. Therefore, this low-temperature primary coolant 8a has a higher density than the high-temperature primary coolant 8b that existed in the upper part of the reactor vessel 1 before the scram, and the flow rate from the two sides of the reactor core 2 is lower. The upward momentum is quickly canceled out and the coolant does not mix sufficiently with the high-temperature primary coolant 8b, but due to the density difference, it descends and accumulates in the lower part of the reactor vessel 1. A relatively clear boundary surface 9 is formed between the low-temperature primary coolant 8a and the high-temperature primary coolant 8b. This is called stratification. Then, the reactor core 2
As the low-temperature primary coolant 8a continues to flow out from the upper surface, this boundary surface 9 rises with time. Depending on the reactor system, this stratified flow phenomenon that begins in the reactor vessel may be maintained for a long time, and eventually this boundary surface 9 will reach the position of the primary coolant pipe 3, causing low-temperature fluid to flow inside this secondary coolant pipe. Primary coolant 8a
The high temperature primary coolant 8b flows out while being separated into layers.

この低温の一次冷却材8aと高温の一次冷却材8bとの
間の温度差は一般に300℃以上にも達し、両者の密度
比は200℃と500℃で1.09である。しかも−次
冷却材は液体ナトリウムが用いられておりその熱搬送能
力がきわめて大きいため、この低温の一次冷却材8aと
高温の一次冷却材8bとの境界面9近傍では大きな熱勾
配が生じる。よってこの部分に熱膨張差に伴う過大な熱
応力が生じ、炉内構造物、出口ノズルをはじめ一次冷却
材配管3の構造の健全性に悪影響を与える不具合があっ
た。そして、前述したように原子炉容器l内周側にフロ
ーポール13を有する内筒IOを設けた形式の場合には
上述した層化流動が発生した場合、第2図に示すような
冷却材温度分布を示す。この場合、フローホール13の
流動抵抗は比較的大きく、したがって境界面9はフロー
ホールI3全通過した後も上昇する。そして、境界面9
が内筒10の上端部から越流するまでの間70−ボール
13からは低温冷却材8aが流出し7原子炉容器Iと内
fJT 10との間のアニユラス部14がらは高温の冷
却材8bが流下して出1]ノズルI2に集する。その際
、流動自体が低下していることにも起因して上記低温冷
却材8aおよび高畠冷却材8bはあ甘り混合せず二層状
態のまま層化流動する。出口ノズルZ2で層化流動が発
生す力、ば直管、エルd?およびチーズ等の基本的要素
等から構成されている一次冷却材配管系でも層化流動は
持続する。そこで−次冷却材配管の場合には各所で熱膨
張を吸収できるように2例えば曲り部を設ける等の工夫
がなされているう一方、出口ノズル1θの場合には各種
配管の重刑を支える梁の一端を形成しておりその結果、
定格流動時にも過大な1u1げ反応が作用することがあ
り、その為溶接構造による剛な構造となっている。した
がって、層化流動にょる熱応力が発生すればそれによる
ひずみが生じ累積していき破断する恐fr、があった。
The temperature difference between the low-temperature primary coolant 8a and the high-temperature primary coolant 8b generally reaches 300°C or more, and the density ratio between the two is 1.09 at 200°C and 500°C. Moreover, since liquid sodium is used as the secondary coolant and its heat transfer ability is extremely large, a large thermal gradient occurs near the interface 9 between the low-temperature primary coolant 8a and the high-temperature primary coolant 8b. Therefore, excessive thermal stress occurs in this portion due to the difference in thermal expansion, which causes a problem that adversely affects the structural integrity of the primary coolant pipe 3 including the reactor internals and the outlet nozzle. As mentioned above, in the case of the type in which the inner cylinder IO having the flow pole 13 is provided on the inner peripheral side of the reactor vessel l, when the above-mentioned stratified flow occurs, the coolant temperature as shown in Fig. 2 Show the distribution. In this case, the flow resistance of the flow hole 13 is relatively large, and therefore the boundary surface 9 rises even after passing through the entire flow hole I3. And boundary surface 9
Until it overflows from the upper end of the inner cylinder 10, the low-temperature coolant 8a flows out from the ball 13, and the annulus 14 between the reactor vessel I and the inner fJT 10 is filled with high-temperature coolant 8b. flows down and collects at the nozzle I2. At this time, the low-temperature coolant 8a and the Takahata coolant 8b do not mix loosely and flow in a stratified manner while remaining in a two-layer state, partly due to the fact that the flow itself is reduced. The force that causes stratified flow at the outlet nozzle Z2, straight pipe, L d? Stratified flow persists even in the primary coolant piping system, which is made up of basic elements such as heat and cheese. Therefore, in the case of secondary coolant piping, measures are taken to absorb thermal expansion at various points, such as by providing bent parts, while in the case of outlet nozzles 1θ, beams that support the heavy lifting of various pipings are used. As a result, it forms one end of
Even at rated flow, an excessive 1u1 reaction may occur, which is why the welded structure is rigid. Therefore, if thermal stress is generated due to stratified flow, strain will be generated and accumulated, and there is a risk of breakage.

〔発明の目的〕[Purpose of the invention]

本発明は、−次冷却材の温度差により出口ノズル、特に
その溶接部に過大な熱応力が発生することを防止し、出
口ノズルはもちろんのことプラント全体の健全性および
安全性を向上させることかできる高速増殖炉を提供する
ととにある。
The present invention prevents the occurrence of excessive thermal stress in the outlet nozzle, especially its welded part, due to the temperature difference of the secondary coolant, and improves the health and safety of not only the outlet nozzle but also the entire plant. We hope to provide a fast breeder reactor that can do this.

〔発明の櫃要〕[A chest of inventions]

本発明による高速増殖炉は、内部に炉心および冷却材を
収容し上部に開口を有する原子炉容器と、上記開口を閉
塞するように設けられた遮蔽ゾラグと、上記原子炉容器
の側壁に設けられた冷却材流出用の出口ノズルと、この
出口ノズルに接続された冷却材流出配管と、上記原子炉
容器内周側に間隙を有して設けられた内筒と、との内筒
の前記出口ノズルと対応した位置に形成されたフローホ
ールと、このフローホールに接続され前記冷却材流出用
で配設された突出配管とを具備した構成である。
The fast breeder reactor according to the present invention includes a reactor vessel which houses a reactor core and a coolant therein and has an opening at the top, a shield Zorag provided to close the opening, and a shield provided on the side wall of the reactor vessel. an outlet nozzle for outflowing coolant, a coolant outflow pipe connected to the outlet nozzle, and an inner cylinder provided with a gap on the inner circumferential side of the reactor vessel; This configuration includes a flow hole formed at a position corresponding to the nozzle, and a protruding pipe connected to the flow hole and disposed for flowing out the coolant.

したがって、内筒内にて冷却材の層化流動が起った場合
にこの層化流動が出口ノズル部特に、出口ノズルと原子
炉容器との接続部にまで波及することを防止することが
でき、出口ノズル部はもちろんのことプラント全体の健
全性および安全性を大巾に向上させることができる。
Therefore, when stratified flow of coolant occurs in the inner cylinder, this stratified flow can be prevented from spreading to the outlet nozzle, especially to the connection between the outlet nozzle and the reactor vessel. , it is possible to greatly improve the health and safety of the entire plant as well as the outlet nozzle section.

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

第3図ないし第5図を参照して本発明の一実′h石例を
説明する。第3図はループ形高速増殖炉の一次冷却系の
系統図である。図中符号101は原子炉容器であって、
この原子炉容器101の上部13目口zozAIti遮
蔽プラグI01’Hにより閉塞されている。この原子炉
容器101内には炉心102が収容されている。そして
、との原子炉容器101内には液体ナトリウム等の一次
冷却材が収容されており、この−次冷却材は炉心102
内を下方から上方に流it、高温に加熱される。そして
、高温に加熱された一次冷却材は一次冷却材配管1’ 
03を通って中間熱交換器104に送られ、二次冷却材
と熱交換するように構成きれている。そして、この中間
熱交換8G 104で熱交換されて低温となった一次冷
却材は一次冷却材配管系 o 3を通って一次冷却材配
管105に送られ、この−次冷却材ポンプ105で昇圧
されて一次冷却材配管103を通って原子炉圧力容器1
01内に戻されるように構成され、−次冷却材はこの径
路を循環するように構成されている。なお、図中符号1
06は炉心上部機構、また、上記の一次冷却材配管10
3は万一破断した場合に原子炉容器zor内の一次冷却
材が流出するのを防止するため、略水平に配置されてい
る。
An example of a stone according to the present invention will be explained with reference to FIGS. 3 to 5. FIG. 3 is a system diagram of the primary cooling system of a loop type fast breeder reactor. Reference numeral 101 in the figure is a reactor vessel,
The upper thirteenth opening of this reactor vessel 101 is closed by a shielding plug I01'H. A reactor core 102 is housed within this reactor vessel 101 . A primary coolant such as liquid sodium is stored in the reactor vessel 101, and this secondary coolant is contained in the reactor vessel 101.
The water flows inside from the bottom to the top and is heated to a high temperature. The primary coolant heated to a high temperature is then transferred to the primary coolant pipe 1'.
03 to an intermediate heat exchanger 104, which is configured to exchange heat with a secondary coolant. The primary coolant that has undergone heat exchange in this intermediate heat exchanger 8G 104 and has become low temperature is sent to the primary coolant pipe 105 through the primary coolant piping system o 3, and is pressurized by the secondary coolant pump 105. and the reactor pressure vessel 1 through the primary coolant pipe 103.
01, and the secondary coolant is configured to circulate through this path. In addition, the code 1 in the figure
06 is the core upper mechanism, and the above-mentioned primary coolant pipe 10
3 is arranged substantially horizontally in order to prevent the primary coolant in the reactor vessel zor from flowing out in the event of rupture.

上記原子炉容器202の内周側には間隙を有して内筒1
10が設けられている。そして原子炉容器101の側壁
には冷却材流出用の出口ノズル112が形成されており
、この出口ノズル112には冷却材流出配管113が接
続されている◎そして、出口ノズル112に対応した位
置の上記内筒110にはフローホール114が形成され
ている。このフローホール114の数は出口ノズル11
2の数と同数である。そして、このフローホール114
には突出配、管115が接続されている。この突出配管
115の先端は出口ノズル11.2を貫通して冷却材流
出配管ZZ、?内にまで達している。すなわち、フロー
ホール114を介して流出する低温の冷却材と内筒11
0の上端を越流して、内筒11θと原子炉容器IOIと
の間のアニユラス部117を流下してくる高温の冷却材
とが従来のように出口ノズル112にて混合するのでは
なく冷却材流出配管113ではじめて混合するようにし
t構成である。
There is a gap on the inner circumference side of the reactor vessel 202, and the inner cylinder 1
10 are provided. An outlet nozzle 112 for coolant outflow is formed on the side wall of the reactor vessel 101, and a coolant outflow pipe 113 is connected to this outlet nozzle 112. A flow hole 114 is formed in the inner cylinder 110. The number of flow holes 114 is the same as that of the outlet nozzle 11.
The number is the same as the number 2. And this flow hole 114
A protruding pipe 115 is connected to. The tip of this protruding pipe 115 passes through the outlet nozzle 11.2 and forms a coolant outflow pipe ZZ, ? It has reached inside. That is, the low temperature coolant flowing out through the flow hole 114 and the inner cylinder 11
The high-temperature coolant that flows over the upper end of 0 and flows down the annulus section 117 between the inner cylinder 11θ and the reactor vessel IOI is mixed with the coolant at the outlet nozzle 112 as in the conventional case. The configuration is such that the mixture is first mixed in the outflow pipe 113.

従来フローホール114の数は出口ノズル112の数よ
り多いのが一般的であり、例えば、出口ノズルl12が
3個であるのに対してフローホール114は48個であ
る。そしてこれを本実施例に適用すれば出口ノズル11
2が3個でフローホール114も3個となる。このとき
、定格流動時に70−ホール114から流出する冷却材
流量の全流量に対する割合はフローホール114の有す
る性格からいって一定である。
Conventionally, the number of flow holes 114 is generally greater than the number of outlet nozzles 112; for example, there are 48 flow holes 114 compared to three outlet nozzles l12. If this is applied to this embodiment, the outlet nozzle 11
Since there are three 2, there are also three flow holes 114. At this time, the ratio of the flow rate of coolant flowing out from the 70-hole 114 to the total flow rate during rated flow is constant considering the characteristics of the flow hole 114.

したがって、変更前のフローホール114の匝をdとし
、本実施例に適用させた場合の径iDとし、それぞれの
噴出流量をτ、■とすると、次のような関係が成立する
Therefore, if the size of the flow hole 114 before the change is d, the diameter iD when applied to this embodiment, and the respective jet flow rates are τ and ■, the following relationship holds true.

48d  −τ=3DV   ・・・・・・・・・・・
(A)抵抗が一定であることからフローホール114部
を管の流れと仮定すれば 1υ2 =: 1 y2    ・・・・・・・・・・
・・・・・・・・・・・(B)D である。したがってこれら式(A) 、 (B)から、
シ、、 = 3.0が得られる。
48d −τ=3DV・・・・・・・・・・・・
(A) Since the resistance is constant, assuming that the flow hole 114 is a pipe flow, 1υ2 =: 1 y2 ......
・・・・・・・・・・・・(B)D. Therefore, from these formulas (A) and (B),
, = 3.0 is obtained.

したがって、本実施例に適用させるには、従来のフロー
ホール114の径の3倍にすればよい。
Therefore, in order to apply it to this embodiment, it is sufficient to make the diameter three times the diameter of the conventional flow hole 114.

以上の構成をもとにその作用を説明する。出口ノズル1
12と原子炉容器101との溶接部分116は全周にわ
たって内筒110上端を越流してアニユラス部117を
流下してきた高温の冷却材108bで覆われる。一方、
突出配管115内における流動状態は内筒220内の層
化流動の時期によって第6図(A)あるいは(B)のい
ずれかになると考えられる。
The operation will be explained based on the above configuration. Outlet nozzle 1
12 and the reactor vessel 101 is covered all around with the high temperature coolant 108b that has flowed over the upper end of the inner cylinder 110 and flowed down the annulus portion 117. on the other hand,
The flow state within the protruding pipe 115 is considered to be either as shown in FIG. 6(A) or FIG. 6(B) depending on the timing of the stratified flow within the inner cylinder 220.

すなわち、境界面109がフローホールI14より下方
にある場合には突出配管115内は全域にわたって高温
冷却材108aが通流している。そして、境界面109
が上昇してフローホール114位置までくると、第6図
(A)に示すように突出配管115内は高温冷却材10
8bと低温冷却材10B&との二層状態になる。そして
さらに上昇すると第6図(B)に示すように突出配管1
15内は全域にわたって低温冷却材108aとなる。そ
して、これらいずれの場合においても前記溶接部分11
6近傍はアニユラス部117を流下してくる高温冷却1
’ 708 bで覆われている。したがって、従来(第
6図(C)に示す)のように出口ノズルl12において
一ヒ下の層状関係が生ずることはなく出口ノズル112
における温度差発生それによる熱応力発生を確実に防止
することができ、ひずみの累積による破断事故等を未然
に防止することができる。
That is, when the boundary surface 109 is located below the flow hole I14, the high temperature coolant 108a flows throughout the inside of the protruding pipe 115. And the boundary surface 109
When the coolant 10 rises and reaches the position of the flow hole 114, the inside of the protruding pipe 115 is filled with high-temperature coolant 10, as shown in FIG. 6(A).
8b and the low temperature coolant 10B& are in a two-layer state. Then, as it rises further, as shown in Fig. 6 (B), the protruding pipe 1
The entire area inside 15 becomes a low-temperature coolant 108a. In any of these cases, the welded portion 11
The area near 6 is the high-temperature cooling 1 flowing down the annulus part 117.
'708 b. Therefore, unlike the conventional case (shown in FIG. 6(C)), the layered relationship below the exit nozzle 112 does not occur, and the exit nozzle 112
It is possible to reliably prevent the generation of thermal stress caused by the temperature difference between the parts and the like, and it is possible to prevent accidents such as breakage due to the accumulation of strain.

次に、第7図を参照して別の実施例を説明する。すなわ
ち突出配管115の先端は閉塞されている。そして冷却
材流出配管113内に位置する突出配管115の上面側
に複数の噴出口ZZ5Aを形成し、突出配管115内を
通流してくる低温冷却材108aを上方に向けて噴出さ
せる構成である。したがって、低温冷却材108aと高
温冷却材108bは冷却材流出配管113内にて確実に
混合し、冷却材流出配管113内における層化流動を防
止することができ、冷却材流出配管113をはじめとす
る一次系冷却材配管の健全性をも維持することができる
。なお、出口ノズル112における作用・効果は前記実
施例と同様である。
Next, another embodiment will be described with reference to FIG. That is, the tip of the protruding pipe 115 is closed. A plurality of jetting ports ZZ5A are formed on the upper surface side of the protruding pipe 115 located in the coolant outflow pipe 113, and the low-temperature coolant 108a flowing through the protruding pipe 115 is spouted upward. Therefore, the low-temperature coolant 108a and the high-temperature coolant 108b are reliably mixed in the coolant outflow pipe 113, and stratified flow in the coolant outflow pipe 113 can be prevented. It is also possible to maintain the integrity of the primary coolant piping. Note that the functions and effects of the outlet nozzle 112 are the same as those in the previous embodiment.

〔発明の効果〕〔Effect of the invention〕

本発明による高速増殖炉は、内部に炉心および冷却材を
収容し上部に開口を有する原子炉容器と、上記開口を閉
塞するように設けられた遮蔽プラグと、上記原子炉容器
の側壁に設けられた冷却材流出用の出口ノズルと、この
出口ノズルに接続された冷却材流出配管と、上記原子炉
容器内周側に間隙を有して設けられた内筒と、との内筒
の前記出口ノズルと対応したInfに形成されたフロー
ホールと、このフローホールに接続され前記冷却材配管
まで配設された突出配管とを具OH1シた(lq成であ
る。
The fast breeder reactor according to the present invention includes a reactor vessel that houses a reactor core and a coolant therein and has an opening at the top, a shielding plug provided to close the opening, and a shielding plug provided on a side wall of the reactor vessel. an outlet nozzle for outflowing coolant, a coolant outflow pipe connected to the outlet nozzle, and an inner cylinder provided with a gap on the inner circumferential side of the reactor vessel; A flow hole formed in Inf corresponding to the nozzle and a protruding pipe connected to this flow hole and disposed up to the coolant pipe were formed into a structure OH1 (lq configuration).

したがって、内筒内にて冷却材の層化流動が起った場合
にこの層化流動が出口ノズル部、特に出口ノズルと原子
炉容器との接続部にまで波及することを防止することが
でき、出口ノズル部はもちろんのことプラント全体の健
全性および安全性を大巾に向上させることができる等そ
の効果は大である。
Therefore, when stratified flow of coolant occurs in the inner cylinder, this stratified flow can be prevented from spreading to the outlet nozzle, especially the connection between the outlet nozzle and the reactor vessel. This has great effects, such as greatly improving the health and safety of not only the outlet nozzle but also the entire plant.

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

第1図および第2図は従来例を示す図で第1図はループ
形高速増殖炉の概略系統図、第2図は層化流動の状態を
示す断面図である。第3図ないし第5図は本発明の一実
施例を示す図で、第3図はループ形高速増殖炉の概略系
統図、第4図は突出配管近傍の断面図、第5図は斜視図
、第6図(A) 、 (B) 、 (C)は効果を説明
する断面図、第7図は別の実施例を示す断面図である。 101・・・原子炉容器、101k・・・原子炉容器の
上部開口、IθZB・・・遮蔽プラグ、IO2・・・炉
心、110・・・内筒、ZZ、?・・・出口ノズル、1
13・・・冷却材流出配管、l14・・フローホール、
115・・突出配管。 出卯人代理人  弁理士 鈴 江 武 彦矛4 il 矛5図 矛6図 (A)
1 and 2 are diagrams showing a conventional example, in which FIG. 1 is a schematic system diagram of a loop type fast breeder reactor, and FIG. 2 is a sectional view showing a state of stratified flow. Figures 3 to 5 are diagrams showing one embodiment of the present invention, in which Figure 3 is a schematic system diagram of a loop type fast breeder reactor, Figure 4 is a cross-sectional view of the vicinity of the protruding pipe, and Figure 5 is a perspective view. , FIGS. 6A, 6B, and 6C are cross-sectional views for explaining the effects, and FIG. 7 is a cross-sectional view showing another embodiment. 101... Reactor vessel, 101k... Upper opening of reactor vessel, IθZB... Shielding plug, IO2... Core, 110... Inner cylinder, ZZ, ? ...Outlet nozzle, 1
13... Coolant outflow pipe, l14... Flow hole,
115...Protruding piping. Issuto's agent Patent attorney Suzue Takehiko Hikoho 4 il Iku 5 Iku 6 (A)

Claims (2)

【特許請求の範囲】[Claims] (1)内部に炉心および冷却材を収容し上部に開口を有
する原子炉容器と、上記開口を閉塞するように設けられ
た遮蔽プラグと、上記原子炉容器の側壁に設けられた冷
却材流出用の出口ノズルと、この出口ノズルに接続され
た冷却材流出配管と、上記原子炉容器内周側に間隙を有
して設けられた内筒と、この内筒の前記出口ノズルと対
応した位置に形成されたフローホーlしと、このフロー
ホールに接続され前記冷却材配管まで配設された突出配
管とを具備したことを特徴とする高速増殖炉。
(1) A reactor vessel containing a reactor core and coolant inside and having an opening at the top, a shielding plug provided to close the opening, and a coolant outflow provided on the side wall of the reactor vessel. an outlet nozzle, a coolant outflow pipe connected to the outlet nozzle, an inner cylinder provided with a gap on the inner peripheral side of the reactor vessel, and a position of the inner cylinder corresponding to the outlet nozzle. A fast breeder reactor comprising a flow hole formed therein and a protruding pipe connected to the flow hole and disposed up to the coolant pipe.
(2)上記突出配管の先端は閉塞されており前記冷却材
配管内に位置する上面側に複数の噴出口が形成されてい
ることを特徴とする特許請求の範囲第1項記載の高速増
殖炉。
(2) The fast breeder reactor according to claim 1, wherein the tip of the protruding pipe is closed and a plurality of jet ports are formed on the upper surface side located inside the coolant pipe. .
JP57200638A 1982-11-16 1982-11-16 Fast breeder Pending JPS5990086A (en)

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Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2925973A1 (en) * 2007-12-28 2009-07-03 Areva Np Sas NUCLEAR REACTOR REPLACEMENT WAFER WITH BUCKLE TYPE FAST NEUTRONS

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2925973A1 (en) * 2007-12-28 2009-07-03 Areva Np Sas NUCLEAR REACTOR REPLACEMENT WAFER WITH BUCKLE TYPE FAST NEUTRONS
WO2009083675A3 (en) * 2007-12-28 2009-08-27 Areva Np Nuclear reactor vessel for a fast breeder reactor of the type with loops

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