JPS5992394A - 原子炉冷却装置 - Google Patents
原子炉冷却装置Info
- Publication number
- JPS5992394A JPS5992394A JP57203340A JP20334082A JPS5992394A JP S5992394 A JPS5992394 A JP S5992394A JP 57203340 A JP57203340 A JP 57203340A JP 20334082 A JP20334082 A JP 20334082A JP S5992394 A JPS5992394 A JP S5992394A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- primary
- heat exchanger
- intermediate heat
- reactor
- vessel
- 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
Links
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
-
- 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
- Furnace Details (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】
［発明の技術分野］
本発明は液体金属冷却高速増殖炉の原子炉冷却装置に係
り、特に中間熱交換器のガードベッセルを削除し“Ｃコ
ンパクト化した原子炉冷却装置に関する。
り、特に中間熱交換器のガードベッセルを削除し“Ｃコ
ンパクト化した原子炉冷却装置に関する。
Ｕ発明の技術的背狽Ｊ
ループ型液体金属冷却高速増殖炉の原子炉冷却装置は第
１図に示すように、原子炉容器１と中間熱交換器２との
間に１次主循環ポンプ３が配設され、これらを１次主配
管４で連接している。そしここの１次主配管４の破損時
に漏洩した１次冷却材を収納し原子炉容器１内の液位を
確保するため原子炉容器１、中間熱交換器２および１次
主循環ポンプ３にはそれぞれ原子炉容器用ガードベッセ
ル５、中間熱交換器用ガードベッセル６．１次主循環ポ
ンプ用ガードベッセル７が設（）られている。
１図に示すように、原子炉容器１と中間熱交換器２との
間に１次主循環ポンプ３が配設され、これらを１次主配
管４で連接している。そしここの１次主配管４の破損時
に漏洩した１次冷却材を収納し原子炉容器１内の液位を
確保するため原子炉容器１、中間熱交換器２および１次
主循環ポンプ３にはそれぞれ原子炉容器用ガードベッセ
ル５、中間熱交換器用ガードベッセル６．１次主循環ポ
ンプ用ガードベッセル７が設（）られている。
中間熱交換器２は、第２図に示すようなシェルアンドチ
ューブ型の熱交換器であり、主として外胴８内に内胴９
が同心的に配設され、この内胴９の上下両端に上管板１
０および下管板１１が設けられ、これら上下両管板１０
．１１間に多数本の伝熱管１２が設Ｃノられたものから
なっている。そして、１次冷却材は外胴８の」二部側面
に設番ノだ１次系入ロノズル１３から流入し内胴９の上
部側面に設りた人に１窓１４から内胴９内に流入する。
ューブ型の熱交換器であり、主として外胴８内に内胴９
が同心的に配設され、この内胴９の上下両端に上管板１
０および下管板１１が設けられ、これら上下両管板１０
．１１間に多数本の伝熱管１２が設Ｃノられたものから
なっている。そして、１次冷却材は外胴８の」二部側面
に設番ノだ１次系入ロノズル１３から流入し内胴９の上
部側面に設りた人に１窓１４から内胴９内に流入する。
流入した冷却材は内胴９の下部側面に設けた出口窓１５
を経Ｃ外ｆｆ１ｉ９の下端に設けた１次系出ロノズル１
６から流出し、１次主配管４に流れる。一方、２次冷却
材は２次系入「」ノズル１７から流入し、Ｆ陪管１８に
より下部ブレナム１９に流入し、そのブレナム１９で反
転して下管板１１から各伝熱憔・１２内を流れ、土管板
１０から上部ブレナム２０を経Ｃ２次系出ロノズル２１
から流出する。なｄｊ、符号２２はバイパス防止板Ｃあ
る。
を経Ｃ外ｆｆ１ｉ９の下端に設けた１次系出ロノズル１
６から流出し、１次主配管４に流れる。一方、２次冷却
材は２次系入「」ノズル１７から流入し、Ｆ陪管１８に
より下部ブレナム１９に流入し、そのブレナム１９で反
転して下管板１１から各伝熱憔・１２内を流れ、土管板
１０から上部ブレナム２０を経Ｃ２次系出ロノズル２１
から流出する。なｄｊ、符号２２はバイパス防止板Ｃあ
る。
［背景技術の問題点コ
このような従来の原子炉冷Ｎ１装置では、配管破損事故
にｌｌ１ｌ′ｉえてガードベラヒル５．６．７を設ける
一方、熱交換器２の１次系出ロノズル１６は外胴８の下
方に接続されているためガードベッセル６内で１次主配
管４を立上げる垂直配管４ａが必要であり、しかもこれ
らの機器、配管並びにザボートの物ωが大きく、その設
計もまた難しいものになつＣいる。また、原子炉容器の
カバーガス圧力を低く抑える一方で、１次主循環ポンプ
のＮＰＳｌ−１（Ｎｅｔ Ｐｏ５ｉｔｉｖｅ Ｓｕｃ
口Ｏｎ Ｈｅａｄ有効吸込みヘッド〉を確保覆るため
、中間熱交換器の１次側許容圧損は低い値に抑えられて
おり、胴側の流量配分を難しくし更に胴側の熱伝達率の
改善を阻む要因となっている。
にｌｌ１ｌ′ｉえてガードベラヒル５．６．７を設ける
一方、熱交換器２の１次系出ロノズル１６は外胴８の下
方に接続されているためガードベッセル６内で１次主配
管４を立上げる垂直配管４ａが必要であり、しかもこれ
らの機器、配管並びにザボートの物ωが大きく、その設
計もまた難しいものになつＣいる。また、原子炉容器の
カバーガス圧力を低く抑える一方で、１次主循環ポンプ
のＮＰＳｌ−１（Ｎｅｔ Ｐｏ５ｉｔｉｖｅ Ｓｕｃ
口Ｏｎ Ｈｅａｄ有効吸込みヘッド〉を確保覆るため
、中間熱交換器の１次側許容圧損は低い値に抑えられて
おり、胴側の流量配分を難しくし更に胴側の熱伝達率の
改善を阻む要因となっている。
［発明の目的］
本発明は、以上の事情に鑑みでなされたものであり、そ
の第１の目的は、中間熱交換器２のガードベラヒル６お
よびガードベッセル６内の垂直配管４ａを削除したコン
バク１〜な原子炉冷却装置を提供することにある。また
第２の目的は胴側熱伝達率を向上さけたコンパクトな中
間熱交換器を具備する原子炉冷却装置を提供することに
ある。さらに第３の目的は中間熱交換器２のガードへッ
セル６内の垂ｉ１１配管／ｌａを削除°リ−ることによ
り原子炉冷）Ｊｌ装置全体の（火器配管配置をシンプル
化した原子炉冷７．ＩＩ ＪＡ置を提供りることにある
。
の第１の目的は、中間熱交換器２のガードベラヒル６お
よびガードベッセル６内の垂直配管４ａを削除したコン
バク１〜な原子炉冷却装置を提供することにある。また
第２の目的は胴側熱伝達率を向上さけたコンパクトな中
間熱交換器を具備する原子炉冷却装置を提供することに
ある。さらに第３の目的は中間熱交換器２のガードへッ
セル６内の垂ｉ１１配管／ｌａを削除°リ−ることによ
り原子炉冷）Ｊｌ装置全体の（火器配管配置をシンプル
化した原子炉冷７．ＩＩ ＪＡ置を提供りることにある
。
［発明の概要１
本発明の原子炉冷却装置は、原子炉容器と１次主循環ポ
ンプど管側に１次冷却材を流し胴側に２次冷却材を流づ
一中間熱交換器と、これらの機器を連接り−る１次主配
管、並びに原子炉容器が一ドペッｐルと１法主循環ボン
ブガードベッレルとから構成される。そして中間熱交換
器の１次系入ロノズルおよび′１次系出ロノズルは１次
主配管の破損事故時に冷７ｉ１１材確保上必要とされる
レベル以上に設置Ｊることにある。
ンプど管側に１次冷却材を流し胴側に２次冷却材を流づ
一中間熱交換器と、これらの機器を連接り−る１次主配
管、並びに原子炉容器が一ドペッｐルと１法主循環ボン
ブガードベッレルとから構成される。そして中間熱交換
器の１次系入ロノズルおよび′１次系出ロノズルは１次
主配管の破損事故時に冷７ｉ１１材確保上必要とされる
レベル以上に設置Ｊることにある。
［発明の実施例］
以上、本発明の一実施例を第３図および第４図を用いて
説明する。第３図は本発明の原子炉冷却装置の構成を承
り系統図で、第１図と同一部分は同一符号で示す。
説明する。第３図は本発明の原子炉冷却装置の構成を承
り系統図で、第１図と同一部分は同一符号で示す。
１４ｆわち、図においＣ原子炉容器１ど中間熱交換器２
ａとの間には１次主循環ポンプ３が設番プられており、
これら１．２．３は１次主配管４で連接されでいる。こ
こで、原子炉容器１および１次主循環ポンプ３にはそれ
ぞれガードベッセル５．７が設番プられているが、中間
熱交換器２ａにはガードベッセルは設けられていない。
ａとの間には１次主循環ポンプ３が設番プられており、
これら１．２．３は１次主配管４で連接されでいる。こ
こで、原子炉容器１および１次主循環ポンプ３にはそれ
ぞれガードベッセル５．７が設番プられているが、中間
熱交換器２ａにはガードベッセルは設けられていない。
中間熱交換器２はたとえば第４図に示したような構造で
胴側に２次冷却材を流ずシェルアンドチューブ型の熱交
換器である。すなわち、第４図においで中間熱交換器２
ａ、外胴８ど、この外胴８内に支持された内胴９と、こ
の内胴９の上下両端に設けられた上管板１０および下管
板１１と、この上下両管板１０．１１間を連接する多数
の伝熱管１２と、外胴８の肩部に設けられた１次系入ロ
ノズル１３ａと、外胴８の頂部に設りられた１次系用［
１ノズル１６ａと、この１次系出ロノズル１６ａど下部
ブレナム１９ａを連通し、下管板１１に固定され上昇管
１８ａと、外胴８の下方側面に設けられた２次系入１」
ノズル１７ａと、内胴９の下部に設けられた入口窓１４
ａと、内胴８の上部に設けられた出口窓１５ａど、外１
ｊｉ８の上方側面に設番）られた２次派出１−１ノスル
２１ａど、外胴８と内胴９の間に設りられ２次系入Ｉ］
ノズル１７ａと２次系出ロノズル２１８間を区画づるた
めのバイパス防止板２２どから構成されている。
胴側に２次冷却材を流ずシェルアンドチューブ型の熱交
換器である。すなわち、第４図においで中間熱交換器２
ａ、外胴８ど、この外胴８内に支持された内胴９と、こ
の内胴９の上下両端に設けられた上管板１０および下管
板１１と、この上下両管板１０．１１間を連接する多数
の伝熱管１２と、外胴８の肩部に設けられた１次系入ロ
ノズル１３ａと、外胴８の頂部に設りられた１次系用［
１ノズル１６ａと、この１次系出ロノズル１６ａど下部
ブレナム１９ａを連通し、下管板１１に固定され上昇管
１８ａと、外胴８の下方側面に設けられた２次系入１」
ノズル１７ａと、内胴９の下部に設けられた入口窓１４
ａと、内胴８の上部に設けられた出口窓１５ａど、外１
ｊｉ８の上方側面に設番）られた２次派出１−１ノスル
２１ａど、外胴８と内胴９の間に設りられ２次系入Ｉ］
ノズル１７ａと２次系出ロノズル２１８間を区画づるた
めのバイパス防止板２２どから構成されている。
次に」−記構成に係る！！ｒｌＷの作用を説明りる。第
３図にＪ５いＣ原子炉容器１内で・発生した熱は、１次
主循環ポンプ３により循環される１次冷却材によって１
次主配管４内を輸送され、中間熱交換器２ａに於いで、
２法論ム１」材と熱交換し、１次主配管４および１次主
循環ポンプ３を経−（再び原子炉容器１に戻る。原子炉
容器１ ｉＪ、−３よび原子炉容器１の入口に接続され
ガードベッセル５内の垂直配管２３が破損した場合には
、漏洩した１次冷却材は原子炉容器ガードベッセル５内
に収納され、原子炉容器′ｌ内の冷却月レベルは必要な
レベル以上に確保される。また、１次主循環ポンプ３お
よび１法主循環ボンノの出入１」の垂直配管２４．２５
が破４１ した場合には、漏洩した１次冷却材は１次主
循Ｉｎポンプ刀−ドベツレル７内に収納され、原子炉容
器１内の冷ム１１材レベルは必要なレベル以上に確保さ
れる。
３図にＪ５いＣ原子炉容器１内で・発生した熱は、１次
主循環ポンプ３により循環される１次冷却材によって１
次主配管４内を輸送され、中間熱交換器２ａに於いで、
２法論ム１」材と熱交換し、１次主配管４および１次主
循環ポンプ３を経−（再び原子炉容器１に戻る。原子炉
容器１ ｉＪ、−３よび原子炉容器１の入口に接続され
ガードベッセル５内の垂直配管２３が破損した場合には
、漏洩した１次冷却材は原子炉容器ガードベッセル５内
に収納され、原子炉容器′ｌ内の冷却月レベルは必要な
レベル以上に確保される。また、１次主循環ポンプ３お
よび１法主循環ボンノの出入１」の垂直配管２４．２５
が破４１ した場合には、漏洩した１次冷却材は１次主
循Ｉｎポンプ刀−ドベツレル７内に収納され、原子炉容
器１内の冷ム１１材レベルは必要なレベル以上に確保さ
れる。
一方、第４図にＪ３いて、原子炉容器（図示せず）から
輸送された高温の１次冷却材は１次系入口ノズル１３ａ
から−に１部プレナム２０ａに流入し、多数の伝熱管１
２の中を流れながら２次冷却材と熱交換し低温になり下
部プレナム１９ａに流入し、そこで反転し上昇管１８の
内を上昇し１次系出ロノズル１６ａから流出づる。２次
冷却材は２次系入口ノズル１７ａがら外胴８内に流入し
、入口窓１４ａから内胴内に流入し多数の伝熱管１２の
外側を上〃しながら１次冷却材と熱交換し上部窓１５ａ
を経て２次系出ロノズル２１ａがら流ｌＪｌする。
輸送された高温の１次冷却材は１次系入口ノズル１３ａ
から−に１部プレナム２０ａに流入し、多数の伝熱管１
２の中を流れながら２次冷却材と熱交換し低温になり下
部プレナム１９ａに流入し、そこで反転し上昇管１８の
内を上昇し１次系出ロノズル１６ａから流出づる。２次
冷却材は２次系入口ノズル１７ａがら外胴８内に流入し
、入口窓１４ａから内胴内に流入し多数の伝熱管１２の
外側を上〃しながら１次冷却材と熱交換し上部窓１５ａ
を経て２次系出ロノズル２１ａがら流ｌＪｌする。
また、この中間熱交換器で１次冷却材と雰囲気のパウン
ダリーどなっている部分は、たとえ破損し°Ｃも原子炉
容器の冷却材確保上必要とされるレベル以上にある。さ
らにそのレベルより下では１法論Ｎ１材のバウンダリー
は必らず２次冷却材にょっＣその周囲を囲まれており、
Ｉｃとえぞのバウンダリ一部分が破損しても、２次冷却
材は常に１次冷却材より高い圧力に維持されでいるため
、１法論７Ｊ１月が外部（Ｊ）届洩りることはない。
ダリーどなっている部分は、たとえ破損し°Ｃも原子炉
容器の冷却材確保上必要とされるレベル以上にある。さ
らにそのレベルより下では１法論Ｎ１材のバウンダリー
は必らず２次冷却材にょっＣその周囲を囲まれており、
Ｉｃとえぞのバウンダリ一部分が破損しても、２次冷却
材は常に１次冷却材より高い圧力に維持されでいるため
、１法論７Ｊ１月が外部（Ｊ）届洩りることはない。
［発明の効果］
本発明は以上のように構成され（いるため、中間熱交換
器に）ｊ−ドベツセルを設置する必要はなく、中間熱交
換器まわりに垂直の１次主配管を設Ｕる必要もない。ま
た、そのり゛ボート等を含めＣ人ｒｌ」な物ｍの削減を
可能とするばかりひなく、原子炉冷Ｎ１装置全体の機器
配管配置を簡素化する。
器に）ｊ−ドベツセルを設置する必要はなく、中間熱交
換器まわりに垂直の１次主配管を設Ｕる必要もない。ま
た、そのり゛ボート等を含めＣ人ｒｌ」な物ｍの削減を
可能とするばかりひなく、原子炉冷Ｎ１装置全体の機器
配管配置を簡素化する。
でし゛（、原子炉冷却装置を収納りる原子炉格納容器の
直径を縮小しＣコンバク１〜化し、ひいＣは原子カブラ
ン１へ全体のコンバク１〜化にもつながるなどの茗しい
効果を生しる。
直径を縮小しＣコンバク１〜化し、ひいＣは原子カブラ
ン１へ全体のコンバク１〜化にもつながるなどの茗しい
効果を生しる。
更に本発明の原子炉冷却装置に具備される中間熱交換器
は１次席１．ｌＩ材を伝熱管側に２法論１４１月を胴側
に流り構成とし°Ｃいるため、１次側の低い許容圧損に
対しても良好な流量配分が容易に得られ中間熱交換器の
性能向上に賀するたＩＪでなく、胴側の圧ｊＯヲ大ぎく
してもシスデム設旧上クリティカルどならないため胴側
の熱伝達率を向上させることが容易に可能Ｃある。また
従来の中間熱交換器と同一の交換熱量に゛対し−Ｃ必要
な伝熱面積を約１５％減少さＵることができ、」ンパク
トな中間熱交換器を提供覆ることができる等の箸しい効
果がある。
は１次席１．ｌＩ材を伝熱管側に２法論１４１月を胴側
に流り構成とし°Ｃいるため、１次側の低い許容圧損に
対しても良好な流量配分が容易に得られ中間熱交換器の
性能向上に賀するたＩＪでなく、胴側の圧ｊＯヲ大ぎく
してもシスデム設旧上クリティカルどならないため胴側
の熱伝達率を向上させることが容易に可能Ｃある。また
従来の中間熱交換器と同一の交換熱量に゛対し−Ｃ必要
な伝熱面積を約１５％減少さＵることができ、」ンパク
トな中間熱交換器を提供覆ることができる等の箸しい効
果がある。
［他の実施例］
第５図は本発明に係る原子炉冷Ｍｌ装置で使用する中間
熱交換器２ｂの他の実施例を示すもので、第４図と同一
部分は同一符号で示し、重複する部分の説明を省略する
。第５図中、第４図と異なる貞は１次系出ロノズル１６
ａを外胴８の肩部に接続したことである。
熱交換器２ｂの他の実施例を示すもので、第４図と同一
部分は同一符号で示し、重複する部分の説明を省略する
。第５図中、第４図と異なる貞は１次系出ロノズル１６
ａを外胴８の肩部に接続したことである。
この実施例によれば１次系出入ロノズル１３ａ、１６ａ
のレベルを同一にしたことによって、１次系配管の引き
まわしをより］ンパク１へに行なうことができる効果が
ある。
のレベルを同一にしたことによって、１次系配管の引き
まわしをより］ンパク１へに行なうことができる効果が
ある。
［総合的な効果コ
以上の説明のように本発明に係る原子炉冷却装置は、安
全上、システム上の問題に何ら影響を及ぼずことなく、
中間熱交換器のガードベッセルの削除、中間熱交換器の
出ｌＸ］１ＩＩＩ７に接続した垂直管の削除、別Ｈ３配
管配買のＩｙｉ素化、中間熱交換器のコンバク１〜化、
ひいＣは原子炉格納容器の直径の縮小化とそれによるプ
ラント全体のコンバク１−化の達成を可能とＪる著しい
経済上のメリッｌ〜を生ずる。
全上、システム上の問題に何ら影響を及ぼずことなく、
中間熱交換器のガードベッセルの削除、中間熱交換器の
出ｌＸ］１ＩＩＩ７に接続した垂直管の削除、別Ｈ３配
管配買のＩｙｉ素化、中間熱交換器のコンバク１〜化、
ひいＣは原子炉格納容器の直径の縮小化とそれによるプ
ラント全体のコンバク１−化の達成を可能とＪる著しい
経済上のメリッｌ〜を生ずる。
更に中間熱交換器の１次側流石配分を良好とし中間熱交
換器の性能向上を図れる等の副次的な効果も生ずる。
換器の性能向上を図れる等の副次的な効果も生ずる。
第１図は従来の原子炉冷却装置を承り系統図、第２図は
従来の原子炉冷却装置に使用する中間熱交換器を示”Ｉ
’ Ｉｔ）ｉ面図、第３図は本発明に係る原子炉冷Ｎ１
装置の一実施例を示す系統図、第４図および第５図は本
発明に係る原子炉冷却装置に使用づる中間熱交換器をそ
れぞれ示す断面図Ｃある。 １・・・・・・原子炉容器 ２．２ａ、２１１・・・・・・中間熱交換器３・・・・
・・１次主循環ポンプ ４・・・・・・１次主配管 ５・・・・・・原子炉容器用ガードベッセル６・・・・
・・中間熱交換器用ガ・−ドベツセル７・・・・・・１
次主楯環ポンプ用ガードベッセル８・・・・・・外 胴 ９・・・・・・内 胴 １０、］１・・・・・・上下管板 １２・・・・・・伝熱管 １３．１３ａ・・・・・・１次系入口ノズル１４．１４
ａ・・・・・・入口窓 １５．１５８・・・・・・出［１窓 １６．１６ａ・・・・・・１次系出ロノズル１７．１７
ａ・・・・・・２次系人ロノズル１８・・・・・・下降
管または上昇管 １９．１９ａ・・・・・・下部プレナム２０．２０ａ・
・・・・・上部プレナム２０．２１ａ・・・・・・２次
系出ロノズル２２・・・・・・バイパス防止板 代理人弁理士 須 山 佐 − 第４図 第５図
従来の原子炉冷却装置に使用する中間熱交換器を示”Ｉ
’ Ｉｔ）ｉ面図、第３図は本発明に係る原子炉冷Ｎ１
装置の一実施例を示す系統図、第４図および第５図は本
発明に係る原子炉冷却装置に使用づる中間熱交換器をそ
れぞれ示す断面図Ｃある。 １・・・・・・原子炉容器 ２．２ａ、２１１・・・・・・中間熱交換器３・・・・
・・１次主循環ポンプ ４・・・・・・１次主配管 ５・・・・・・原子炉容器用ガードベッセル６・・・・
・・中間熱交換器用ガ・−ドベツセル７・・・・・・１
次主楯環ポンプ用ガードベッセル８・・・・・・外 胴 ９・・・・・・内 胴 １０、］１・・・・・・上下管板 １２・・・・・・伝熱管 １３．１３ａ・・・・・・１次系入口ノズル１４．１４
ａ・・・・・・入口窓 １５．１５８・・・・・・出［１窓 １６．１６ａ・・・・・・１次系出ロノズル１７．１７
ａ・・・・・・２次系人ロノズル１８・・・・・・下降
管または上昇管 １９．１９ａ・・・・・・下部プレナム２０．２０ａ・
・・・・・上部プレナム２０．２１ａ・・・・・・２次
系出ロノズル２２・・・・・・バイパス防止板 代理人弁理士 須 山 佐 − 第４図 第５図
Claims (3)
- （１）液体金属により冷Ｗぎれる原子炉の原子炉容器と
、この原子炉容器に設けられＩＣガードベッセルと、前
記原子炉容器からの液体金属を導びく１次主循環ポンプ
と、この１次主循環ポンプに設けられたが一トベツセル
と、前記１次主循環ポンプに接続され伝熱管の内側に１
次冷却材を流し胴側に２次冷却材を流す中間熱交換器と
、νＪ記原子炉容器、１次主循環ポンプおよび中間熱交
換器を相ｎに連接覆る１次主配管とを具備したことを特
徴とする原子炉冷却装置。 - （２）中間熱交換器は伝熱管の内側に１次冷却材を流し
、１次系出入ロノズルを１次主配管の破損事故時に冷ｌ
Ｊｌ材確保上必要よされるレベル以上に設置されること
を特徴とする特許請求の範Ｉ２１１第７項記載の原子炉
冷却装置。 - （３）中間熱交換器の２次系出入［１ノズルは外胴の側
面に設けられ゛（なることを特徴とする特許請求の範囲
第１項記載の原子炉冷却装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP57203340A JPS5992394A (ja) | 1982-11-19 | 1982-11-19 | 原子炉冷却装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP57203340A JPS5992394A (ja) | 1982-11-19 | 1982-11-19 | 原子炉冷却装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5992394A true JPS5992394A (ja) | 1984-05-28 |
Family
ID=16472396
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP57203340A Pending JPS5992394A (ja) | 1982-11-19 | 1982-11-19 | 原子炉冷却装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS5992394A (ja) |
-
1982
- 1982-11-19 JP JP57203340A patent/JPS5992394A/ja active Pending
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US5043136A (en) | Passive cooling safety system for liquid metal cooled nuclear reactors | |
| US4959193A (en) | Indirect passive cooling system for liquid metal cooled nuclear reactors | |
| US8542792B1 (en) | Reactor vessel coolant deflector shield | |
| US3395076A (en) | Compact nuclear reactor heat exchanging system | |
| JPS5916238B2 (ja) | 原子炉の緊急冷却装置 | |
| US4407773A (en) | Nuclear reactor installation | |
| JP2983290B2 (ja) | 原子炉特に加圧水形原子炉の熱放出装置 | |
| US3830695A (en) | Nuclear reactor | |
| JPH05196780A (ja) | 液体金属冷却原子炉の受動冷却系 | |
| JPS62165193A (ja) | 原子炉蒸気発生プラント | |
| JPS5992394A (ja) | 原子炉冷却装置 | |
| US4175001A (en) | Gas turbine power plant with closed gas circuit | |
| US4062724A (en) | Nuclear core debris collecting tray | |
| GB2104710A (en) | Standby heat removal system for a nuclear reactor using flow diodes | |
| JPH01105191A (ja) | 一体型圧力容器構造の原子炉 | |
| US3873447A (en) | Cold trap for liquid sodium impurities collection | |
| JPS61148388A (ja) | 原子炉装置 | |
| JPS6036998A (ja) | 原子炉冷却装置 | |
| GB1405443A (en) | Nuclear reactor of the kind having built-in heat exchanger systems | |
| JPS6027895A (ja) | 高速増殖炉 | |
| JPS63241380A (ja) | 原子炉 | |
| JPS6015595A (ja) | 原子炉構造 | |
| JPS6130237B2 (ja) | ||
| JPS6071992A (ja) | 沸騰水型原子炉 | |
| JPS58205001A (ja) | 原子炉ボイラ−ユニツト用支持装置 |