JPS60188888A - 緊急冷却装置を具備した熱交換器および該熱交換器を用いた高速中性子原子炉 - Google Patents
緊急冷却装置を具備した熱交換器および該熱交換器を用いた高速中性子原子炉Info
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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。
め要約のデータは記録されません。
Description
本発明は一次ｒａｔ体用緊急冷却装置を有する熱交換器
に関する。本発明はまた、一つまたは軸数のこの型式の
熱交換器を有する高速中性子原子炉に関する。 品速中正子原子炉において、炉心は、上部を水平密封ス
ラブによって智封された垂直軸線をもつ容器内に収納さ
れたナトリウムのような液体金属内に浸漬さノ］ろ。通
常の運転時には、炉心内の核分裂反１．Ｃ；によって出
射された熱はこの容器内に収納された液体♀絹によって
吸収される。次に、この熱は熱交換器によって一般に液
体ナトリウムによって構成される二次か１体に伝達され
ろ。炉心と熱交換器間の原子炉容器内に収納された一次
液体金属の循環はポンプによって制御される。 Ｐｈｅｎｉｘ及び５ｕｐｅｒ−Ｐｈｅｎｉｘ原子炉のよ
うな一体構造型の高速原子炉においては、ポンプ及び熱
交換器を含む完成−次回路は原子炉容器内に配置される
。しかし、ループ型高速中性子原子炉においては、熱交
換器及び時にはポンプも含む一次回路の部分は原子炉容
器の外側に配置される。 −次ポンプの停止につながる運転上のでき串の場合には
、核分裂反応は、スクラムロッドの落下の結果として１
白ちに停止される。しかし、炉心は依然として高い残存
熱出力を出射する。炉心の局部溶解を防ぐために、この
残存熱出力は確実にかつ有効に消滅されなげハはならな
い。 このために、運転停止原子炉の冷却用ループをもつ高速
中性子原子炉を装備するのが通常のＸ ＩｆｆＱ手段で
ある。（’ｏｍｍｉｃ、５ａｒｊａｔ ａ ７９’ｌす
ｎｅｒｇ４ｃＡｆｏｒｒｏｑｕｅの名優で提出されたフ
ランス特許出願７８０６４３５に明記さｆするように、
これらの冷却用ループは一般に熱交切器を有し、それら
の熱交換器は容器内に収納さねた７改体金属内に直接に
浸漬され、さらにこれらのループ内を循環する液体金属
（通常５ナトリウム）の循環を保証するポンプを用いて
いる。従って、炉心の残存熱出力は液体金属・窒気式熱
交侯器によって除去されろ。 これらの運転停止原子炉冷却ループは全く満足できる作
用特性をもつが、それでもなお多数の不利点をもつ。従
って、運転停止原子炉を冷却するのに用いられかつ主熱
交換器から分離した熱交換器を原子炉容器内に配設する
ことは、容器内に所在する構成要素の数を増加させるこ
とになる。構成要素の数のＪ１３加に伴う価格の直接増
加は別として、このことは容器の直径の増加、ひいては
原子炉価格の増加につながる。さらにこのことは、構成
要素によって通過されるスラブの貫通路の数が増大して
、これもまた原子炉の価格の高騰を伴う。 本発明は、１Ｍ＋速中性子原子炉において通常用いられ
ている緊急冷却用熱交換器に置換可能な緊急冷却用装置
？配設した熱交換器に関する。上記の通常形式の緊急冷
却用熱交換器を１１１４ ＜すことは、原子炉容器内に
設けられたことによる不利点の防止を可能にする。さら
に、本発明による熱交換器内に絹み込まれた緊急冷却装
置は、それらが自然対流によって作用するように設計さ
れている。 さらに１本発明は一体構造型高速中性子原子炉用として
１１４に慈図されているが、必ずしもそれに限定するも
のではなく、通常の熱交換器に緊急冷却システムを付設
することが心安な１−べての場合に用いることができる
。同様にして、本発明は一体構造型晶速中性子原子炉の
場合に用いて特に適切であるが、ループ型高速中性子原
子炉にも用いられる。 本発明は、特に、垂直な軸線をもつ円筒形包囲体をもつ
熱交換器に関するもので、この包囲体内に一群の垂直チ
ューブが配置され、それらのチューブの両端はそれぞれ
下方チューブ板と上方チューブ板に固定され、かつこれ
らの管はそれぞれ二次流体用の流入室及び流出室内に延
び、さらに６１ｆ入室及び流出室とそれぞれ連通ｆろ二
次＋５’Ｌ体用流入管及び流出管に続きかつチューブ群
を取り囲む包囲体の当該部分に形成された一次流体用Ｕ
１「入部及び流出部に続き、この熱交換器はまた流入パ
イプと流出パイプを有する一次流体用の緊急冷却装置を
含み、これらのパイプは外部の冷却装置に通じかつそれ
ぞれ流入パイプ及び排出パイプの下方に設けられた二次
流体用流入室及び流出室内に接続する。 本発明の好適芙施例によれば、ゲ「入管は下方チューブ
板の下側に配置された分配ランプに接続され、一方、流
出載置は上方チューブ板の上方に配置された収集ランプ
に接続される。 本発明はさらに０体金属で満たされかつそのＥ端をスラ
ブによって密封された容器と、炉心とスラブ上に懸架さ
れた少くとも一つの熱交換器間のｌ汐体金属の循環を保
証する少くとも一つのポンプを含み、前記熱交換器は本
発明により、収集された残存熱出力と除去し、この熱父
換器内を循猿する一次流体は容器内に収納された液体金
属であり、さらにこの原子炉は熱交換器の流入管と流出
管との間を接続する液体金属−空気熱交換器のような外
部冷却装置Ｉ９を含む。 − このような原子炉においては運転停止原子炉を冷ｉ１１
する装ｈ′
に関する。本発明はまた、一つまたは軸数のこの型式の
熱交換器を有する高速中性子原子炉に関する。 品速中正子原子炉において、炉心は、上部を水平密封ス
ラブによって智封された垂直軸線をもつ容器内に収納さ
れたナトリウムのような液体金属内に浸漬さノ］ろ。通
常の運転時には、炉心内の核分裂反１．Ｃ；によって出
射された熱はこの容器内に収納された液体♀絹によって
吸収される。次に、この熱は熱交換器によって一般に液
体ナトリウムによって構成される二次か１体に伝達され
ろ。炉心と熱交換器間の原子炉容器内に収納された一次
液体金属の循環はポンプによって制御される。 Ｐｈｅｎｉｘ及び５ｕｐｅｒ−Ｐｈｅｎｉｘ原子炉のよ
うな一体構造型の高速原子炉においては、ポンプ及び熱
交換器を含む完成−次回路は原子炉容器内に配置される
。しかし、ループ型高速中性子原子炉においては、熱交
換器及び時にはポンプも含む一次回路の部分は原子炉容
器の外側に配置される。 −次ポンプの停止につながる運転上のでき串の場合には
、核分裂反応は、スクラムロッドの落下の結果として１
白ちに停止される。しかし、炉心は依然として高い残存
熱出力を出射する。炉心の局部溶解を防ぐために、この
残存熱出力は確実にかつ有効に消滅されなげハはならな
い。 このために、運転停止原子炉の冷却用ループをもつ高速
中性子原子炉を装備するのが通常のＸ ＩｆｆＱ手段で
ある。（’ｏｍｍｉｃ、５ａｒｊａｔ ａ ７９’ｌす
ｎｅｒｇ４ｃＡｆｏｒｒｏｑｕｅの名優で提出されたフ
ランス特許出願７８０６４３５に明記さｆするように、
これらの冷却用ループは一般に熱交切器を有し、それら
の熱交換器は容器内に収納さねた７改体金属内に直接に
浸漬され、さらにこれらのループ内を循環する液体金属
（通常５ナトリウム）の循環を保証するポンプを用いて
いる。従って、炉心の残存熱出力は液体金属・窒気式熱
交侯器によって除去されろ。 これらの運転停止原子炉冷却ループは全く満足できる作
用特性をもつが、それでもなお多数の不利点をもつ。従
って、運転停止原子炉を冷却するのに用いられかつ主熱
交換器から分離した熱交換器を原子炉容器内に配設する
ことは、容器内に所在する構成要素の数を増加させるこ
とになる。構成要素の数のＪ１３加に伴う価格の直接増
加は別として、このことは容器の直径の増加、ひいては
原子炉価格の増加につながる。さらにこのことは、構成
要素によって通過されるスラブの貫通路の数が増大して
、これもまた原子炉の価格の高騰を伴う。 本発明は、１Ｍ＋速中性子原子炉において通常用いられ
ている緊急冷却用熱交換器に置換可能な緊急冷却用装置
？配設した熱交換器に関する。上記の通常形式の緊急冷
却用熱交換器を１１１４ ＜すことは、原子炉容器内に
設けられたことによる不利点の防止を可能にする。さら
に、本発明による熱交換器内に絹み込まれた緊急冷却装
置は、それらが自然対流によって作用するように設計さ
れている。 さらに１本発明は一体構造型高速中性子原子炉用として
１１４に慈図されているが、必ずしもそれに限定するも
のではなく、通常の熱交換器に緊急冷却システムを付設
することが心安な１−べての場合に用いることができる
。同様にして、本発明は一体構造型晶速中性子原子炉の
場合に用いて特に適切であるが、ループ型高速中性子原
子炉にも用いられる。 本発明は、特に、垂直な軸線をもつ円筒形包囲体をもつ
熱交換器に関するもので、この包囲体内に一群の垂直チ
ューブが配置され、それらのチューブの両端はそれぞれ
下方チューブ板と上方チューブ板に固定され、かつこれ
らの管はそれぞれ二次流体用の流入室及び流出室内に延
び、さらに６１ｆ入室及び流出室とそれぞれ連通ｆろ二
次＋５’Ｌ体用流入管及び流出管に続きかつチューブ群
を取り囲む包囲体の当該部分に形成された一次流体用Ｕ
１「入部及び流出部に続き、この熱交換器はまた流入パ
イプと流出パイプを有する一次流体用の緊急冷却装置を
含み、これらのパイプは外部の冷却装置に通じかつそれ
ぞれ流入パイプ及び排出パイプの下方に設けられた二次
流体用流入室及び流出室内に接続する。 本発明の好適芙施例によれば、ゲ「入管は下方チューブ
板の下側に配置された分配ランプに接続され、一方、流
出載置は上方チューブ板の上方に配置された収集ランプ
に接続される。 本発明はさらに０体金属で満たされかつそのＥ端をスラ
ブによって密封された容器と、炉心とスラブ上に懸架さ
れた少くとも一つの熱交換器間のｌ汐体金属の循環を保
証する少くとも一つのポンプを含み、前記熱交換器は本
発明により、収集された残存熱出力と除去し、この熱父
換器内を循猿する一次流体は容器内に収納された液体金
属であり、さらにこの原子炉は熱交換器の流入管と流出
管との間を接続する液体金属−空気熱交換器のような外
部冷却装置Ｉ９を含む。 − このような原子炉においては運転停止原子炉を冷ｉ１１
する装ｈ′
【は自然対流で作用されるが、ポンプ装置面
も熱交法器と外部冷却装置間に配設することもできる。 附図を参照しつつ一好適実施例について本発明を以下に
詳細に説明する。 弗１図は一体型誦速中性子原子炉の説明図形である。炉
心１０は、垂直軸線をもつ容器１４内に収納された冷却
用液体金−１，２（Ｊ富はナトリウム）中に浸漬されて
いる。容器１４のＥ方部は水平な密封スラブ１６によっ
て密封さね、スラブの周辺は容器ｌ１ｌｌ １８上に載
置される。主容器と称する容器１４は、容器１４と同様
にスラブ１６から懸架さねた安全容器２０によって容器
ｌ１ｉ１１１１８内に重複配置される。 第１図に図形的に示されるような一体型原子炉において
、スラブ１６は、原子炉の運転に必要な一連の要素によ
って通過されている。このように、スラブの中央部は一
式の回転プラグ２２ケ支持し、一方、その周辺部は規制
正しく炉心まわりに配置された熱交換器２４及び−次ポ
ンプ２６を支持するが、図ではこれら各型式の要素の一
つのみを示す。内側容器２８は容器１４内に一炉心の上
Ｄ’ａＡに出射する高温液体金属を収納する高温収集室
３０及び熱交換器２４から流出する液体金属が収容され
た低温収集室３２ケ有する。液体金属は次にポンプ２６
によって吸い上げられて専管３４によって軸受部材３６
に送出され、軸受部材３６は炉心１０に液体金Ｊｊ１４
を供給すると共に床構造体３８によって容器１４の底部
上に炉心を支持する。運転中は、従って液体金属は炉心
と熱交換器を通って恒久的に循環する。熱交換器２４は
核分裂反応によって出射された熱を確実に抽出する。こ
の熱は、既述のようにＩＭ、気を発生するための水−水
蒸気回路のタービンに用いられる前に不図示の二次回路
に移送されろ。 本発明によれは、各熱交換器１３内に運転停止原子炉冷
Ｍ＋システム４０が導入される。この冷却システムは、
既述のように、安全ロッドがＰ！下しても一次ポンプ２
６の停止の場合は炉心が出射し続ける残存熱出力を除去
する。 熱父侯器内の運転停止原子炉冷却システムの装備に関し
ては第２図を参照しつつ熱交換器の構造を詳細に説明す
る。 第２図は、第１図の原子炉の熱交換器２４それぞれは垂
直軸線をもつ外側円筒形包囲体４２を含むことを示す。 包囲体４２はそ誹１自身は既知のプ１法で、スラブ１６
に形成された通路４３を通ガ一】かつフランジ４４によ
ってその上曲ＪＩＩ：叔ｉ道さｔ１石。 通路４４と包囲体４２との間には自由空１すｒが残され
、この突所は熱交換器の分解に利用され、４５で図式に
示す熱駆り？システムをもって充当さハろ。 スラブ１６の上方の熱交換器のその部分は、実体の泌父
Ｊり器から成り、−万、スラブの上方に配置さねた熱交
便器の部分は熱文例器頭部を構成し、それによってＰ交
搏器は対応する二次ループの他の要素に理結さＡ１ろ。 一次／ｌＪ１体金糾１２内に浸漬さセた実体σ）熱父］
す３器は、包囲体４２内に収容さハた一東の垂面な直線
状チューブ４６を含む。チューブ４６の両端は、それ自
身低知の方法で、それそ第１下刃水平チユーブ板４８と
上方水平チューブ板５０に固定されろ。 これら二つの板４８．５０はそわら１身それらの外周辺
によって包囲体に、かつそれらの内周辺によってチュー
ブ５２に固定され、その垂１＋；ｒ ｌｌ１ｌｌ ＃’
Ａは包囲体の！ＩＩＩＩ＆Ｉど合致し、かつ下方チュー
ブ板４８からスラブ１６の上方に延びる。 一次液体金如１２用の流入部７２及び流出部゛７４が上
方チューブ板５０の下方、及び下方チューブ板４８の、
ヒブ７それぞれにおいて包囲体４２に形成されろ。こわ
らの開口部は包囲体４２とチューブ５２間に形成された
狽状空所内でチ、ユーブ４６まわりにおいて上方から下
方へ液体金ｈｊｉ １２ケイ１１１４壌させろことがで
きる。 下方チューブ板４８の下側で、チューブ４６は二次流体
用のγｆｌｔ人室５４に連通ずる。室５４はその一トｔ
、’ｉ４で化１１１１体４２の底部を構成する。室５４
はチューブ５２内でこれと同軸に、垂ｉｔｌ軸５６内を
上方に延びろ。 輔５６は、 ｐ、”ｊ５交換器包囲体の天蓋のすぐ下方
に位置するその上−′傷で直角に弯曲して二次流体用の
１１ｙ入れ管５８に連結し、かつ熱交換器包囲体４２を
貫通する。同様の方法でチューブ４６は上方チューブ板
５０の上方において環状流出室６０に連］Ｉｎする。流
出室６０はチューブ５２と内側包囲体６２間に形成され
た一秋空所内にスラブ１６の上方へ上向きに６１Ｅびる
。内側包囲体６２はチューブ５２と外側包囲体４２間で
同軸に配置＋Ｃされ、かつその下方の截題円錐状端は上
ノアチューブ板５０の上方でチューブ５２に固定さｇ６
゜包囲体６２は。 チューブ５２の上端及び軸５６それぞれに、変形ａＪ康
な”ｇ ｎ−（ｌ用ベローズ６４．６６によって連結さ
れた平面状の上面をもつ形状のＩＩｙ入れパイプの下方
に終る。室６０の上端は、熱交換器包囲体４２を密封式
に通過する排出バイブロ８と連ｊｆｆｉする・熱交換器
についての記述を完成するために、チューブ板５０のす
ぐ上方のｖト出室６０内においてチューブ５２に混合器
７１が１−・１定されることを述べておく。 通常の運転時には、バイブ５８によって々に人された二
次成体金属は、流入室５４の１ｌＩｌｌ］５６から熱交
換器内に落下する。次いで、この液体金−はｔユーブ束
４６内に上昇して熱を蓄積し、この熱はチューまわりを
循環する一次流体金槁１２によってチューブに伝達され
ろ。最後に、流出室６ｏ内に上昇し、次いで管６８を経
て離脱する。 本発明によれば、第２図に示す熱交換器は、チューブ４
６まわりを循Ｌ４する一次液体金緬１２用緊急冷却装Ｒ
４０も含む。 これらの緊急冷却装置４０は、熱父換器軸線に従って配
置ｉ’ｌ：された第１垂直チユーブ７６を含む。 チューブ７６は包囲体４２の１部天蓋及び蘭５６の招曲
部を順次に通過し、次いでＱＱＩ＋ ５５内ケ下がりＦ
方チューブ板４８の下方に位置する流入室５４の−１＜
６分に余る。このレベルにおいて一平面チューブ７６は
下方チューブ板４８のＦ方に配設さハた分布ランプ７８
に連結される。ランプ７８はチューブ板４８に向いたそ
の上面に酸敗の穴をもつ０ 緊急冷却装置区４０はさらに熱交換器軸線に対して配置
ηされかつ包１４Ｈ体４２の天蓋及び包囲体６２の平面
状上面を＋：ｌｌ１次に通ス尚する垂ｍｌ流出管８ｏを
含む。流出部８（）の下端はスラブ１６の下部とほぼ同
一レベルにある。管８ｏは、そのレベルで環状収集ラン
プ８２に連結され、ランプ８２の下部は流出室６０の全
周にわたる開口をもつ。 本発明によれば、ぴＣ入管７６及び流出管８ｏは共に二
次ループの１ノド出管６８の下方において開口し、排出
９６８は１１ｙ入れ管５８の下方に位１ｔｔする、よっ
て−臂７６及び８ｏが貫入されている熱交換器２４の二
次部分は、たとえ対応する二次ループが空虚になったと
きでも二次液体金属に浸漬される。 再び第１図を診照し、運転停止原子炉用の冷却ループ８
４は、熱交換器２４内に、図では２６で略示された。そ
れ１身は既知の液体金属・柴気熱交換器を含む。このル
ープ８４は、例えば電磁式の循環ポンプを持ち得ること
が判る。しがし、ループ８４内の二次液体金属の循環は
、自然対流によって目動的に保証されるので、このよう
なポンプは、本発明の目的としては不可欠のものではな
い。 本発明は上記特徴をもつため、−次ポンプの停止及び炉
心内への女全ロッドの塔下の場合には、炉心が出射し続
ける残存熱量は自然対流循環または熱交換器内に収納さ
れた二次液体金属のポンプ？用いて随怠に強制循環させ
ろことによって除去される。よって、第２図の矢印で示
すように、前記液体金〃ｉは、次に、流入部７２と流出
部７４間でチューブ４６のまわりを循環する一次油体金
属によってもたらされた熱を取除くために、熱交換器の
チューブ４６内で分配ランプ７８と収集ランプ８２間で
底部から頂部に循環する。収集ランプ８２によって除去
された再加熱された液体金属は流出管８０及び外側ルー
プ８４ケ通って液体金属・突気熱交換器８６に流通し、
ここにおいて再び冷却される。この液体金属は次に流入
管７６によって分配ポンプ７８に戻り、そこで″Ｉ打規
サイクルが始められろ。 ランプ８２及び７８を管６８及び５８の下方に配置１に
シたことによって、このように構成された運転停止原子
炉冷却システムは、もし原子炉二次回路が使用できなけ
れば、なお使用することができる。そのうえ、もしすべ
ての熱交換器２４が該冷却システムを具イｎＨすれば、
極めて信頼性を高めろ。 既述のように、自然対流状態で（）能できる利点をもち
、これは安全上の見地から一つの７１’な利点である。 明らかに２本発明は、既出の例示された実施例に限定す
るものではなく、実際にはそのすべての変更態様を含む
。よって、図示のような本発明は一体型品速中性子原子
炉の一次回路と二次回路間に用いる熱交換器に限定する
ものではない、そのようなシステムはループ形式の、１
１：速中性子原子炉の一次回路と二次回路間に配置され
た熱交換器にて用いることもできることは容易に非酵で
きる。 さらに一般的に云えば１本発明による熱交換器は正常運
転時の熱交換器の熱交挾能力と比較して低い能力をもつ
一次流体用緊急耐却装置６を安する他の場合にも用いる
ことができろ。 本発明による熱交換器は原子炉に用いられるとき、随急
に普通型熱交換器と糾み合わせて用いろことができろ。 実際の熱交換器に関しては、本発明はすべての熱交換器
に明らかに適用可能であり、その場合、二次ＩＡｔ体用
のＪノ［出資及び取入れ管は、熱交換器包囲体の上方部
に配設されろ。よって、二次回路をドレンさせろル１７
合でも緊急冷却システムの作動を保証するために、緊急
冷却装置にの緊急冷却装置の流入管及びびｔ出憤を、前
記取入れ管及び排出管より下方に配設させることが可能
である。同手、ｋにして、分配ポンプ及び収集ポンプは
、本発明の範囲な超えずに親史もしくは省略することが
できろ。
も熱交法器と外部冷却装置間に配設することもできる。 附図を参照しつつ一好適実施例について本発明を以下に
詳細に説明する。 弗１図は一体型誦速中性子原子炉の説明図形である。炉
心１０は、垂直軸線をもつ容器１４内に収納された冷却
用液体金−１，２（Ｊ富はナトリウム）中に浸漬されて
いる。容器１４のＥ方部は水平な密封スラブ１６によっ
て密封さね、スラブの周辺は容器ｌ１ｌｌ １８上に載
置される。主容器と称する容器１４は、容器１４と同様
にスラブ１６から懸架さねた安全容器２０によって容器
ｌ１ｉ１１１１８内に重複配置される。 第１図に図形的に示されるような一体型原子炉において
、スラブ１６は、原子炉の運転に必要な一連の要素によ
って通過されている。このように、スラブの中央部は一
式の回転プラグ２２ケ支持し、一方、その周辺部は規制
正しく炉心まわりに配置された熱交換器２４及び−次ポ
ンプ２６を支持するが、図ではこれら各型式の要素の一
つのみを示す。内側容器２８は容器１４内に一炉心の上
Ｄ’ａＡに出射する高温液体金属を収納する高温収集室
３０及び熱交換器２４から流出する液体金属が収容され
た低温収集室３２ケ有する。液体金属は次にポンプ２６
によって吸い上げられて専管３４によって軸受部材３６
に送出され、軸受部材３６は炉心１０に液体金Ｊｊ１４
を供給すると共に床構造体３８によって容器１４の底部
上に炉心を支持する。運転中は、従って液体金属は炉心
と熱交換器を通って恒久的に循環する。熱交換器２４は
核分裂反応によって出射された熱を確実に抽出する。こ
の熱は、既述のようにＩＭ、気を発生するための水−水
蒸気回路のタービンに用いられる前に不図示の二次回路
に移送されろ。 本発明によれは、各熱交換器１３内に運転停止原子炉冷
Ｍ＋システム４０が導入される。この冷却システムは、
既述のように、安全ロッドがＰ！下しても一次ポンプ２
６の停止の場合は炉心が出射し続ける残存熱出力を除去
する。 熱父侯器内の運転停止原子炉冷却システムの装備に関し
ては第２図を参照しつつ熱交換器の構造を詳細に説明す
る。 第２図は、第１図の原子炉の熱交換器２４それぞれは垂
直軸線をもつ外側円筒形包囲体４２を含むことを示す。 包囲体４２はそ誹１自身は既知のプ１法で、スラブ１６
に形成された通路４３を通ガ一】かつフランジ４４によ
ってその上曲ＪＩＩ：叔ｉ道さｔ１石。 通路４４と包囲体４２との間には自由空１すｒが残され
、この突所は熱交換器の分解に利用され、４５で図式に
示す熱駆り？システムをもって充当さハろ。 スラブ１６の上方の熱交換器のその部分は、実体の泌父
Ｊり器から成り、−万、スラブの上方に配置さねた熱交
便器の部分は熱文例器頭部を構成し、それによってＰ交
搏器は対応する二次ループの他の要素に理結さＡ１ろ。 一次／ｌＪ１体金糾１２内に浸漬さセた実体σ）熱父］
す３器は、包囲体４２内に収容さハた一東の垂面な直線
状チューブ４６を含む。チューブ４６の両端は、それ自
身低知の方法で、それそ第１下刃水平チユーブ板４８と
上方水平チューブ板５０に固定されろ。 これら二つの板４８．５０はそわら１身それらの外周辺
によって包囲体に、かつそれらの内周辺によってチュー
ブ５２に固定され、その垂１＋；ｒ ｌｌ１ｌｌ ＃’
Ａは包囲体の！ＩＩＩＩ＆Ｉど合致し、かつ下方チュー
ブ板４８からスラブ１６の上方に延びる。 一次液体金如１２用の流入部７２及び流出部゛７４が上
方チューブ板５０の下方、及び下方チューブ板４８の、
ヒブ７それぞれにおいて包囲体４２に形成されろ。こわ
らの開口部は包囲体４２とチューブ５２間に形成された
狽状空所内でチ、ユーブ４６まわりにおいて上方から下
方へ液体金ｈｊｉ １２ケイ１１１４壌させろことがで
きる。 下方チューブ板４８の下側で、チューブ４６は二次流体
用のγｆｌｔ人室５４に連通ずる。室５４はその一トｔ
、’ｉ４で化１１１１体４２の底部を構成する。室５４
はチューブ５２内でこれと同軸に、垂ｉｔｌ軸５６内を
上方に延びろ。 輔５６は、 ｐ、”ｊ５交換器包囲体の天蓋のすぐ下方
に位置するその上−′傷で直角に弯曲して二次流体用の
１１ｙ入れ管５８に連結し、かつ熱交換器包囲体４２を
貫通する。同様の方法でチューブ４６は上方チューブ板
５０の上方において環状流出室６０に連］Ｉｎする。流
出室６０はチューブ５２と内側包囲体６２間に形成され
た一秋空所内にスラブ１６の上方へ上向きに６１Ｅびる
。内側包囲体６２はチューブ５２と外側包囲体４２間で
同軸に配置＋Ｃされ、かつその下方の截題円錐状端は上
ノアチューブ板５０の上方でチューブ５２に固定さｇ６
゜包囲体６２は。 チューブ５２の上端及び軸５６それぞれに、変形ａＪ康
な”ｇ ｎ−（ｌ用ベローズ６４．６６によって連結さ
れた平面状の上面をもつ形状のＩＩｙ入れパイプの下方
に終る。室６０の上端は、熱交換器包囲体４２を密封式
に通過する排出バイブロ８と連ｊｆｆｉする・熱交換器
についての記述を完成するために、チューブ板５０のす
ぐ上方のｖト出室６０内においてチューブ５２に混合器
７１が１−・１定されることを述べておく。 通常の運転時には、バイブ５８によって々に人された二
次成体金属は、流入室５４の１ｌＩｌｌ］５６から熱交
換器内に落下する。次いで、この液体金−はｔユーブ束
４６内に上昇して熱を蓄積し、この熱はチューまわりを
循環する一次流体金槁１２によってチューブに伝達され
ろ。最後に、流出室６ｏ内に上昇し、次いで管６８を経
て離脱する。 本発明によれば、第２図に示す熱交換器は、チューブ４
６まわりを循Ｌ４する一次液体金緬１２用緊急冷却装Ｒ
４０も含む。 これらの緊急冷却装置４０は、熱父換器軸線に従って配
置ｉ’ｌ：された第１垂直チユーブ７６を含む。 チューブ７６は包囲体４２の１部天蓋及び蘭５６の招曲
部を順次に通過し、次いでＱＱＩ＋ ５５内ケ下がりＦ
方チューブ板４８の下方に位置する流入室５４の−１＜
６分に余る。このレベルにおいて一平面チューブ７６は
下方チューブ板４８のＦ方に配設さハた分布ランプ７８
に連結される。ランプ７８はチューブ板４８に向いたそ
の上面に酸敗の穴をもつ０ 緊急冷却装置区４０はさらに熱交換器軸線に対して配置
ηされかつ包１４Ｈ体４２の天蓋及び包囲体６２の平面
状上面を＋：ｌｌ１次に通ス尚する垂ｍｌ流出管８ｏを
含む。流出部８（）の下端はスラブ１６の下部とほぼ同
一レベルにある。管８ｏは、そのレベルで環状収集ラン
プ８２に連結され、ランプ８２の下部は流出室６０の全
周にわたる開口をもつ。 本発明によれば、ぴＣ入管７６及び流出管８ｏは共に二
次ループの１ノド出管６８の下方において開口し、排出
９６８は１１ｙ入れ管５８の下方に位１ｔｔする、よっ
て−臂７６及び８ｏが貫入されている熱交換器２４の二
次部分は、たとえ対応する二次ループが空虚になったと
きでも二次液体金属に浸漬される。 再び第１図を診照し、運転停止原子炉用の冷却ループ８
４は、熱交換器２４内に、図では２６で略示された。そ
れ１身は既知の液体金属・柴気熱交換器を含む。このル
ープ８４は、例えば電磁式の循環ポンプを持ち得ること
が判る。しがし、ループ８４内の二次液体金属の循環は
、自然対流によって目動的に保証されるので、このよう
なポンプは、本発明の目的としては不可欠のものではな
い。 本発明は上記特徴をもつため、−次ポンプの停止及び炉
心内への女全ロッドの塔下の場合には、炉心が出射し続
ける残存熱量は自然対流循環または熱交換器内に収納さ
れた二次液体金属のポンプ？用いて随怠に強制循環させ
ろことによって除去される。よって、第２図の矢印で示
すように、前記液体金〃ｉは、次に、流入部７２と流出
部７４間でチューブ４６のまわりを循環する一次油体金
属によってもたらされた熱を取除くために、熱交換器の
チューブ４６内で分配ランプ７８と収集ランプ８２間で
底部から頂部に循環する。収集ランプ８２によって除去
された再加熱された液体金属は流出管８０及び外側ルー
プ８４ケ通って液体金属・突気熱交換器８６に流通し、
ここにおいて再び冷却される。この液体金属は次に流入
管７６によって分配ポンプ７８に戻り、そこで″Ｉ打規
サイクルが始められろ。 ランプ８２及び７８を管６８及び５８の下方に配置１に
シたことによって、このように構成された運転停止原子
炉冷却システムは、もし原子炉二次回路が使用できなけ
れば、なお使用することができる。そのうえ、もしすべ
ての熱交換器２４が該冷却システムを具イｎＨすれば、
極めて信頼性を高めろ。 既述のように、自然対流状態で（）能できる利点をもち
、これは安全上の見地から一つの７１’な利点である。 明らかに２本発明は、既出の例示された実施例に限定す
るものではなく、実際にはそのすべての変更態様を含む
。よって、図示のような本発明は一体型品速中性子原子
炉の一次回路と二次回路間に用いる熱交換器に限定する
ものではない、そのようなシステムはループ形式の、１
１：速中性子原子炉の一次回路と二次回路間に配置され
た熱交換器にて用いることもできることは容易に非酵で
きる。 さらに一般的に云えば１本発明による熱交換器は正常運
転時の熱交換器の熱交挾能力と比較して低い能力をもつ
一次流体用緊急耐却装置６を安する他の場合にも用いる
ことができろ。 本発明による熱交換器は原子炉に用いられるとき、随急
に普通型熱交換器と糾み合わせて用いろことができろ。 実際の熱交換器に関しては、本発明はすべての熱交換器
に明らかに適用可能であり、その場合、二次ＩＡｔ体用
のＪノ［出資及び取入れ管は、熱交換器包囲体の上方部
に配設されろ。よって、二次回路をドレンさせろル１７
合でも緊急冷却システムの作動を保証するために、緊急
冷却装置にの緊急冷却装置の流入管及びびｔ出憤を、前
記取入れ管及び排出管より下方に配設させることが可能
である。同手、ｋにして、分配ポンプ及び収集ポンプは
、本発明の範囲な超えずに親史もしくは省略することが
できろ。
第１図は、本発明による総合された残存出力を除去する
装置を具備する熱交換器ケ有する高速中性子原子炉の部
分切断説明図、第２図は第１図の原子炉の熱メ換器の一
つを示す拡大断面図である。 図中の符号、 １０・・・原子炉炉心、１２・・・冷却
用液体金属５１４・・・容器、１６・・・スラブ−１８
・・・容器ｄｌ＋、２０・・・安全容ｉｔ、 ２２・・
・回転プラグ、２４・・・熱交換器、 ２６・・・−次
ボンブ。 ２８・・・内側容器、 ３０・・・品温収集室。 ３２・・・低温収集室、 ３４・・・専管、３６・・・
１１１１１１受装置屹、 ３８・・・床構消体。 ４０・・・緊急作月１装置、 ４２・・・包囲体、４３
・・・通路、 ４４ ＝・フランジ。 ４５・・・熱絶縁システム、４６・・・チューブ。 ４８・・・下刃チューブ版、５０・・・ト方チューブ板
、５２・・・チューブ、 ５４・・・流入室、５６・・
・垂１α軸、 ５８・・・前、６０・・・流出室、 ６
２・・・包囲体、６４・・・題封ベローズ、６６・・・
密封ベローズ、６８・・・パイプ、 ７１・・・混合器
、７２・・・が１人部、 ７４・・・ぴト出部、７６・
・・流入％・、 ７８・・・分配ランプ、８０・・・υ
１ｃ出管、 ８２・・・収集ランプ、８４・・・冷却ル
ープ、 ８６・・・液体金属・孕気熱交換器 を示す。 代理人 弁理士（８１０７） νＣ々木 清 隆（ばか
３名） に フロ ２６ ド）・・ パ′ 番■關−訃 １２ ８ − 争 ｊＯｌ −Ｌ ＝− −Ｉ − 一 １ −一 ゛７Ｊ６ ＩＣ １１１ｍ［ｌＵ Ｇｏ−１８８８８８（６’）８６又 ノ０１．Ｌ− ８４７！ｒ−■芯ミくン・ 「 二ニ ア６；１１＝・ ２ ；；；： − ”’Ｑ Ｉ ：： １１：： Ｉｔ ’ｌ ”” １ 、、ｖ ＋ −、、？＋ １１． １１１〜〜 ２４’ ：＋ ＋ ４０ １ □ ＋１ 一↓− １，１ 」 ２Ｂ’１ １ １ − “ 一一一） ；！＼、− ｍ、ｊＬン、・ ８ ：、１ ＣＯＣ。 リ （Ｊ） 〜 ゛ ロー− （ （ −−＼ ン ”ミ［ｊ ８３ 鋸 ３ ＃ 、’、、、、 、：、ζ
二 、 １゛寸 寸 リ ５２６− Ｊ ＝ １ 〜ｉ ＆ Ａ 籍 、・ 、 、 、パい゛・・）
ノ １六う・ ・ 愕昌千− ）ハ ｌｏ、、、 ｌ’ｓｓｑ ’＋・健養 ＜８ｗ−）Ｓ３Ｂ
装置を具備する熱交換器ケ有する高速中性子原子炉の部
分切断説明図、第２図は第１図の原子炉の熱メ換器の一
つを示す拡大断面図である。 図中の符号、 １０・・・原子炉炉心、１２・・・冷却
用液体金属５１４・・・容器、１６・・・スラブ−１８
・・・容器ｄｌ＋、２０・・・安全容ｉｔ、 ２２・・
・回転プラグ、２４・・・熱交換器、 ２６・・・−次
ボンブ。 ２８・・・内側容器、 ３０・・・品温収集室。 ３２・・・低温収集室、 ３４・・・専管、３６・・・
１１１１１１受装置屹、 ３８・・・床構消体。 ４０・・・緊急作月１装置、 ４２・・・包囲体、４３
・・・通路、 ４４ ＝・フランジ。 ４５・・・熱絶縁システム、４６・・・チューブ。 ４８・・・下刃チューブ版、５０・・・ト方チューブ板
、５２・・・チューブ、 ５４・・・流入室、５６・・
・垂１α軸、 ５８・・・前、６０・・・流出室、 ６
２・・・包囲体、６４・・・題封ベローズ、６６・・・
密封ベローズ、６８・・・パイプ、 ７１・・・混合器
、７２・・・が１人部、 ７４・・・ぴト出部、７６・
・・流入％・、 ７８・・・分配ランプ、８０・・・υ
１ｃ出管、 ８２・・・収集ランプ、８４・・・冷却ル
ープ、 ８６・・・液体金属・孕気熱交換器 を示す。 代理人 弁理士（８１０７） νＣ々木 清 隆（ばか
３名） に フロ ２６ ド）・・ パ′ 番■關−訃 １２ ８ − 争 ｊＯｌ −Ｌ ＝− −Ｉ − 一 １ −一 ゛７Ｊ６ ＩＣ １１１ｍ［ｌＵ Ｇｏ−１８８８８８（６’）８６又 ノ０１．Ｌ− ８４７！ｒ−■芯ミくン・ 「 二ニ ア６；１１＝・ ２ ；；；： − ”’Ｑ Ｉ ：： １１：： Ｉｔ ’ｌ ”” １ 、、ｖ ＋ −、、？＋ １１． １１１〜〜 ２４’ ：＋ ＋ ４０ １ □ ＋１ 一↓− １，１ 」 ２Ｂ’１ １ １ − “ 一一一） ；！＼、− ｍ、ｊＬン、・ ８ ：、１ ＣＯＣ。 リ （Ｊ） 〜 ゛ ロー− （ （ −−＼ ン ”ミ［ｊ ８３ 鋸 ３ ＃ 、’、、、、 、：、ζ
二 、 １゛寸 寸 リ ５２６− Ｊ ＝ １ 〜ｉ ＆ Ａ 籍 、・ 、 、 、パい゛・・）
ノ １六う・ ・ 愕昌千− ）ハ ｌｏ、、、 ｌ’ｓｓｑ ’＋・健養 ＜８ｗ−）Ｓ３Ｂ
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、内部に一群の垂直チューブが配置され該チューブの
両端がそれぞれ下方チューブ板及び上方チューブ板に固
定されかつ二次流体用のカＩＬ入室及び流出室内に連通
している垂直軸線をもつ円筒形包囲体と、流入室及び流
出室とそれぞれ連通する二次流体用取入れ管及び排出管
と、チューブ群を取り囲む包囲体の当該部分に形成され
た一次流体用流入部及び６１を内部を具備する熱交換器
であって、さらに外部冷却装置に接続可能でかつそれぞ
れが取入れ管及び排出管の下方に二次流体用流入室及び
流出室内に連通ずる流入管及び流出管を具備する一次流
体用緊急冷却装置を含む熱交換器。 ２、流入管が下方チューブ板の下方に収容された分配ラ
ンプに接続される特、ｆＦ請求の範囲第１項記載の熱交
換器。 ３、匪出憤・が上方チューブ板の下方に収容された収集
ランプにＷ絖される特許請求の範囲第ＩＪ貞記載の熱交
換器。 ４、液体金属で満たされかつスラブによってその上すを
密封された容器と、原子炉炉心とスラブに懸架された少
くとも一つの熱交侯器間で液体金属の循環を保証する少
くとも一つのポンプを含み、前記熱交便器は内部に一群
のＭｃ、的［チューブが配置され該チューブの両端がそ
れぞれ下方チューブ板及び上方チューブ板に固定されか
つ二’ｔＫｌｌＬ体用の流入室及び流出室内に連通して
いる垂直軸線をもつ円筒形包囲体と、流入室及び’ｌＡ
ｔ出室とそれぞれ連通する二次流体用収入れ管及び］、
ｌ［出費と、チューブ群を取り囲む包囲体の当該部分に
形成された一次流体用流入部及び流出部を具備し、熱交
換器はさらに前記取入れ管及び排出管の下方に二次皿体
用流入室及び流出室内に連通する外部冷却装置に接続可
能な？５ｊｔ入管及び流出管をもつ一次流体用緊急冷却
装置を含み、−次流体が容器内に収納された流体金属で
あり、さらに熱交換器流入バイブと流出パイプ間に連結
された外部冷却装置を含む高速中性子原子炉。 ５、 ポンプ装置が熱交換器と外部冷却装置間に配設さ
れる特許請求の範囲第４項記載の原子炉。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| FR8402214A FR2561367B1 (fr) | 1984-02-14 | 1984-02-14 | Echangeur de chaleur equipe de moyens de refroidissement de secours et reacteur nucleaire a neutrons rapides comportant un tel echangeur |
| FR8402214 | 1984-02-14 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS60188888A true JPS60188888A (ja) | 1985-09-26 |
| JPH0531750B2 JPH0531750B2 (ja) | 1993-05-13 |
Family
ID=9301026
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60025323A Granted JPS60188888A (ja) | 1984-02-14 | 1985-02-14 | 緊急冷却装置を具備した熱交換器および該熱交換器を用いた高速中性子原子炉 |
Country Status (5)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US4698201A (ja) |
| EP (1) | EP0153225B1 (ja) |
| JP (1) | JPS60188888A (ja) |
| DE (1) | DE3561568D1 (ja) |
| FR (1) | FR2561367B1 (ja) |
Families Citing this family (10)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| IT1189748B (it) * | 1986-04-21 | 1988-02-04 | Ansaldo Spa | Blocco reattore di un reattore veloce per evacuazione in circolazione naturale della potenza residua del nocciolo |
| JPH0593794A (ja) * | 1991-10-01 | 1993-04-16 | Toshiba Corp | ナトリウム冷却型高速炉 |
| US5267281A (en) * | 1991-11-08 | 1993-11-30 | Westinghouse Electric Corp. | Heat exchanger and water tank arrangement for passive cooling system |
| FR2693309B1 (fr) * | 1992-07-01 | 1994-09-23 | Framatome Sa | Procédé et dispositif d'évacuation de la puissance résiduelle d'un réacteur nucléaire à neurton rapides à l'arrêt. |
| US6763645B2 (en) * | 2003-05-14 | 2004-07-20 | Stanley F. Hunter | Protecting building frames from fire and heat to avoid catastrophic failure |
| ITMI20070773A1 (it) * | 2007-04-16 | 2008-10-17 | Luciano Cinotti | Sistema per l'evacuazione del calore residuo da un reattore nucleare raffreddato a metallo liquido o sali fusi |
| FR2997542A1 (fr) * | 2012-10-26 | 2014-05-02 | Commissariat Energie Atomique | Dispositif d'evacuation de la puissance residuelle d'un reacteur nucleaire a neutrons rapides, integre a un echangeur de chaleur intermediaire, et reacteur comportant ce dispositif |
| CN103366838B (zh) * | 2013-07-17 | 2015-08-12 | 中国科学院上海应用物理研究所 | 一种熔盐堆缓冲盐自然循环冷却系统 |
| RU2554082C2 (ru) * | 2013-07-18 | 2015-06-27 | Георгий Эрикович Лазаренко | Канал аварийного расхолаживания ядерного реактора |
| RU2670428C1 (ru) * | 2017-08-07 | 2018-10-23 | Общество с ограниченной ответственностью "Научно-технический центр инноваций" | Система и способ аварийного расхолаживания ядерного реактора |
Family Cites Families (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US2800307A (en) * | 1954-06-04 | 1957-07-23 | Stratford Eng Corp | Apparatus for controlling temperature change of blends of fluids or fluids and finely divided solids |
| FR2335916A1 (fr) * | 1975-12-18 | 1977-07-15 | Stein Industrie | Dispositif auxiliaire de refroidissement pour echangeur de chaleur a fluide primaire rechauffe dans un reacteur nucleaire |
| US4235284A (en) * | 1976-12-16 | 1980-11-25 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Heat exchanger with auxiliary cooling system |
| FR2419565A1 (fr) * | 1978-03-07 | 1979-10-05 | Commissariat Energie Atomique | Echangeur d'ultime secours, notamment pour reacteur nucleaire a neutrons rapides |
| FR2466841A1 (fr) * | 1979-09-28 | 1981-04-10 | Commissariat Energie Atomique | Reacteur nucleaire dont les generateurs de vapeur sont equipes d'une capacite reserve |
| FR2506498B1 (fr) * | 1981-05-22 | 1986-03-07 | Commissariat Energie Atomique | Reacteur nucleaire a neutrons rapides muni de dispositifs d'evacuation de la puissance residuelle |
-
1984
- 1984-02-14 FR FR8402214A patent/FR2561367B1/fr not_active Expired
-
1985
- 1985-01-31 US US06/696,732 patent/US4698201A/en not_active Expired - Fee Related
- 1985-02-08 DE DE8585400211T patent/DE3561568D1/de not_active Expired
- 1985-02-08 EP EP85400211A patent/EP0153225B1/fr not_active Expired
- 1985-02-14 JP JP60025323A patent/JPS60188888A/ja active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| US4698201A (en) | 1987-10-06 |
| FR2561367B1 (fr) | 1986-08-29 |
| EP0153225B1 (fr) | 1988-02-03 |
| EP0153225A3 (en) | 1985-09-25 |
| JPH0531750B2 (ja) | 1993-05-13 |
| FR2561367A1 (fr) | 1985-09-20 |
| EP0153225A2 (fr) | 1985-08-28 |
| DE3561568D1 (en) | 1988-03-10 |
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