JPS60186790A - 原子炉 - Google Patents

原子炉

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Publication number
JPS60186790A
JPS60186790A JP59041248A JP4124884A JPS60186790A JP S60186790 A JPS60186790 A JP S60186790A JP 59041248 A JP59041248 A JP 59041248A JP 4124884 A JP4124884 A JP 4124884A JP S60186790 A JPS60186790 A JP S60186790A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
reactor
core
pressure vessel
shroud
circulation pump
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
JP59041248A
Other languages
English (en)
Inventor
勉 塩山
浩一 大富
浩 水上
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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Filing date
Publication date
Application filed by Toshiba Corp filed Critical Toshiba Corp
Priority to JP59041248A priority Critical patent/JPS60186790A/ja
Publication of JPS60186790A publication Critical patent/JPS60186790A/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

  • Analysing Materials By The Use Of Radiation (AREA)
  • 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】 〔発明の属する技術分野〕 本発明は、原子炉圧力容器内の炉心シュラウドの外側に
設けた炉内循環ポンプにより、原子炉圧力容器内の冷却
制を炉心部に送り込む原子炉の改良に関する。
〔従来技術とその問題点〕
従来形原子炉の下部構造を、沸騰水形原子炉の場合を例
にとり、第1図にもとづいて説明する。
原子炉圧力容器1の下部には数基の炉内循環ポンプ4が
設置されており、原子炉圧力容器1と炉心シュラウド2
との間のダウンカマを下降する冷却材3は、この循環ポ
ンプ4により炉心部5に循環供給される。循環ポンプ4
により昇圧された冷却材3は炉心シュラウド2と圧力容
器下鏡6との間隙から炉心下部プレナム81こ流入し、
炉内構造物7と衝突したのち、炉心上部への上昇流とな
る。
下部ブレナム8への流入部は、従来、炉心シュラウド2
と圧力容器下@6とを取りあう構造物9(以下、シュラ
ウドサポートレグと称する)と、その開口部11とから
第2図及び第3図のように構成されている。
しかし、第2図及び第3図の様1こ構成されたシュラウ
ドサポートレグ9では、循環ポンプ4から吐き出された
流れがシュ2ウドサポートレグ9に衝突してうすが発生
し、そのため、圧力損失が大きくなったり、炉心下部ブ
レナム内の冷却材の流れを乱し、生じた渦が構造物に衝
突して炉心下部プレナム内の構造物の健全性に悪影響を
与える懸念がある。
〔発明の目的〕
本発明は、上述の事情を考慮してなされたもので、循環
ポンプからの吐出冷却材に与える圧力損失が小さり、マ
た、炉心下部プレナム内の冷却材の流れを大きく乱さな
いシュラウドサポートレグを有する原子炉を提供するこ
とを目的とする。
[発明の概要〕 本発明は、炉心シュラウドと原子炉圧力容器とを取りあ
うシュラウドサポートレグにおいて、循環ポンプからの
吐出冷却材の流れ方向の断面の形状が、冷却材の流れの
流線を乱さない形状につくられたシュラウドサポートレ
グを有する原子炉である。
〔発明の効果〕
本発明によれば、循環ポンプから吐き出された冷却材が
、シュラウドサポートレグと衝突してもうすが発生しな
いためIこシュラウドサポートレグ部での圧力損失を低
く抑えることができ、よって、ポンプへの全揚程の仕様
を下げることができるので、低回転数のポンプ運転が可
能となり、プラント全体の安全性の向上が期待できる。
また、炉心下部プレナム内において、冷却材の流れに大
きな乱れが生じないので、炉心下部プレナム内の構造物
1こ大きな流体力が加わることがなく、構造物の安全性
の向上が1まかれる。
〔発明の実施例〕
以下、本発明の実施例を図面を用いて説明する。
第4図及び第5図は本発明の対象たるシュラウドサポー
トレグの水平方向での断面形状と、ポンプと、冷却材の
炉心下部ブレナムへの流入状態を図示した説明図である
第4図に示すシュラウドサポートレグは、冷却材と衝突
する側の断面形状を、その辺縁部を円弧の一部となるよ
う形成されたものである。上記の形状をもつシュラウド
サポートレグは、その辺縁部の断面形状が第2図のごと
く矩形となっている従来のシュラウドサポートレグに比
べて格段に抗力係数が小さく、シたがって、冷却材の圧
力損失が小さい。壕だ後流部にできるうすも小さい。ま
た、第5図に示すシュラウドサポートレグは、その前面
(ポンプ側)の形状が円弧もしくは楕円の一部であり、
その後面(炉心下部ブレナム側)の形状は、後縁にいた
るまで滑らかな曲線で結んだ形状としたシュラウドサポ
ートレグである。第5図のような形状をもつシュラウド
サポートレグは、第4図に示すシュラウドサポートレグ
と同様、冷却材に与える圧力損失が小さくポンプへの全
揚程の仕様を下げることができる。また、1g5図のよ
うな形状をもつシュラウドサポートレグは、レグ後流部
の流れに対する整流効果が大きく、炉心下部プレナム内
の構造物1こ大きな流体力が加わることを避けることが
できる。
【図面の簡単な説明】
第1図は従来の沸騰水型原子炉の下部構造を説明する為
に示した縦断面図、第2図、第3図は従来の沸騰水型原
子炉のシュラウドサポートレグの形状を示す概略図、第
4図、第5図は本発明の一実施例を示す概略図である。 1・・・原子炉圧力容器 2・・・炉心シュラウド3・
・・炉心冷却材 4・・炉内再循環ポンプ5・・・炉心
部 6・・・圧力容器下鏡7・・・炉内構造物 8・・
・炉心下部シュ2ウド9・・・シュラウドサポートレグ 10・・・ポンプデック 11・・・シュラウドサポートレグ開口部代理人 弁理
士 則 近 憲 佑 (ほか1名)第 1 図 第 ′21ツ1 第3図 tr tl //ム 第 (。 η ゾ ゾ 心/ )

Claims (3)

    【特許請求の範囲】
  1. (1)原子炉圧力容器内の炉心シュラウドの外側に炉内
    循環ポンプを設け、当該循環ポンプ1こよ暑ノ炉内冷却
    材を炉心部に送り込む構造の原子炉1こおいて、上記循
    環ポンプの冷却材吐出口下流1こ、上記シュラウドと原
    子炉圧力容器下鏡部とをと0あう構造物を多数設置し、
    この構造物の冷却材通流方向断面形状の少なくとも一部
    が円弧状であることを特徴とする原子炉。
  2. (2)炉心シュラウドと原子炉圧力容器下鏡部とをとり
    あう構造物がその炉心下部プレナム側である構造物の後
    流側の面の水平断面形状の少なくとも一部が、円弧もし
    くは楕円の一部であることを特徴とする特許請求の範囲
    第一項記載の原子炉。
  3. (3)炉心シュラウドと原子炉圧力容器下鏡部とをとり
    あう構造物がその炉内循環ポンプ側である炉内循環ポン
    プからの吐出冷却材と衝突する側の面の水平断面形状の
    少なくとも一部が円弧もしくは楕円の一部であることを
    特徴とする特許請求の範囲第一項記載の原子炉。
JP59041248A 1984-03-06 1984-03-06 原子炉 Pending JPS60186790A (ja)

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JP59041248A JPS60186790A (ja) 1984-03-06 1984-03-06 原子炉

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JP59041248A JPS60186790A (ja) 1984-03-06 1984-03-06 原子炉

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JPS60186790A true JPS60186790A (ja) 1985-09-24

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JP59041248A Pending JPS60186790A (ja) 1984-03-06 1984-03-06 原子炉

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