JPS60233595A - 高速増殖炉 - Google Patents

高速増殖炉

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Publication number
JPS60233595A
JPS60233595A JP59087904A JP8790484A JPS60233595A JP S60233595 A JPS60233595 A JP S60233595A JP 59087904 A JP59087904 A JP 59087904A JP 8790484 A JP8790484 A JP 8790484A JP S60233595 A JPS60233595 A JP S60233595A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
annular space
roof slab
sodium
reactor
fast breeder
Prior art date
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Pending
Application number
JP59087904A
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English (en)
Inventor
清水 禎人
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.)
Central Research Institute of Electric Power Industry
Hitachi Ltd
Original Assignee
Central Research Institute of Electric Power Industry
Hitachi Ltd
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Central Research Institute of Electric Power Industry, Hitachi Ltd filed Critical Central Research Institute of Electric Power Industry
Priority to JP59087904A priority Critical patent/JPS60233595A/ja
Publication of JPS60233595A publication Critical patent/JPS60233595A/ja
Pending legal-status Critical Current

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    • 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

  • Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (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】 〔発明の利用分野〕 本発明は、高速増殖炉に関し、原子炉容器のルー7スラ
ブを貫通している機器を備える型式の高速増殖炉に係る
〔発明の背景〕
従来のタンク型高速増殖炉の原子炉構造の縦断面図を第
1図に示す。本原子炉構造においては、原子炉容器1は
ルーフスラブ2よシ、溶接で支持され、容器内の密閉空
間を形成する。原子炉容器 −1の中においては炉心3
が、炉心支持構造4によシ支持される。一方ルーフスラ
ブ2には、炉心3にて加熱された高温の1次ナトリウム
5と2次ナトリウムの熱交換を行なう中間熱光換器、即
ちIHX6.1次ナトリウムを炉内で循環させるための
ポンプ7、炉心3の出力を制御する制御棒駆動機構(図
示せず)を内包する炉心上部機構8および燃料交換時に
燃料交換機(図示せず)を所定の位置に位置決めするだ
めの回転プラグ9等の機器が塔載される。
コールドプール10の低温ナトリウムは、ルーフスラブ
2よp吊シ下げられた循環ポンプ7に吸い込まれ、加圧
されて高圧ブレナム11内に導びかれる。その後、炉心
3を通シ、高温となってポットプール5に至シ、ルーフ
スラブ2よシ吊シ下げられたIHX6のホットプール内
開口部12よ、9IHX6内に導入され、伝熱管を介し
て、工HXG内の蒸気発生器(図示せず)を循環する2
次ナトリウムと熱交換し、低温となって、コールドプー
ル10に戻る。ホットプール5の高温の1次ナトリウム
の上方には、不活性ガス(ナトリウムと反応しない)で
あるアルゴンガスがカバーガスとして充てんされておシ
、ナ1. IJウム液面28とルーフスラブ2間を満し
ている。
このような原子炉構造においては、 (a)ルーフスラブ2と原子炉容器1の間に形成される
環状空間及び、 (b)ルーフスラブ2とIHX、ポンプ、炉心上部機構
等のルースス2プ貫通機器の間に形成される環状空間が
かならず存在している。この上うな環状空間において、
以下に述べる理由にょシ、アルゴンカバーガスの流動不
安定による自然対流が生ずる。
即ち、原子炉の定格運転中は、ポットプール5の1次ナ
トリウム温度は一般的に500C程度であ)、ホットプ
ール5に面したルーフスラブ2の下面の温度は特別な配
慮をしない限シホットプール5の高温ナトリウムにより
加熱されるため約400C程度にまで上昇する。
一方、ルーフスラブ2には、制御棒駆動装置、燃料取扱
装置、回転プラグ、回転プラグ駆動装置、回転プラグの
軸受構造、各種炉心計装等の重要な機器が搭載されてお
シ、これらの機器は通常、各種の電気品を使用するため
、これら電気品の制限温度(一般的には約7CI程度)
以下にその温度を抑える必要がある。このためにルーフ
スラブ2および回転プラグ9の下部には、不活性ガスに
よる冷却流路13と熱遮蔽層14μ設けられている。
しかし、熱遮蔽や冷却を行っても前記(a)〜(b)項
で述べた環状空間においては、下部が高温で上部が低温
となっておシ、このような温度分布が与えられた場合、
レイリ数 R,=(gβΔTL3)/(aν) ここに、g;重力加速度 β;ガスの体膨張係数 ΔT;環状空間における上下の温度 差 L;環状空間の代表長さ a;ガスの温度伝導率 β;ガスの動粘性係数 がある値(これを臨界レイリ数と呼ぶ)以上になると自
然対流が発生する。第2図にこの自然対流の流動状況の
一例を矢印で示すが、高温のアルゴンカバーガスが環状
空間の1ケ所15で上昇流16となシ、環状空間の上端
で2方向に分かれ、これと正反対の周方向位置17で下
降流18となッテカハーガス層へ戻るような自然対流が
生ずる。
このような対流のペアの数は、環状空間の高さと直径の
関係で決定され、対流の上昇・下降距離(−環状空間高
さ)と環状空間上部での対流の水平方向移動距離がほぼ
等しくなるような対流が生ずる。通常、タンク型原子炉
構造において、ルーフスラブ2を貫通する部分のI H
X 6 、ポンプ7等の外周囲に形成される環状空間に
おいては、第2図に示すような1対の自然対流が生ずる
のが一般的であシ、一方原子炉容器1とルーフスラブ2
の間の環状空間のように環状空間高さに比べ、その直径
が著しく大きいような場合においては、数対の自然対流
が生ずる。
ルーフスラブを貫通するI HX 6 、ポンプ7、炉
心上部機構8等の比較的直径が小さい機器のまわシの環
状空間においては、1対の自然対流が生ずるのが、この
ような場合においては、第2図に示すよう、上昇流16
側の温度は下降I&18側の温度に比べ高温になるため
、周方向に温度差が生じIHX6やポンプや炉心、上部
機構8に熱変形が発生する原因となる。
また、原子炉容器1とルーフスラブ20間に形成される
環状空間においては、環状空間高さに比べ、直径が大き
いため数対の自然対流が発生するが、これらの数対の自
然対流は、周囲の状況、すなわち、原子炉容器中心に対
し、非対称の位置に設置されている燃料移送シュート、
直接炉心冷却系用中間熱交換器、炉心中心に対し偏心さ
せて設置される各回転プラグ等の原子炉容器中心に対し
非対称な構造を有する原子炉構造機器の影響を受け、必
ずしも規則的な対流が生じるわけではない。
従って環状空間の180°正反対の方向における温度も
必ずしも等しい訳ではなく、原子炉容器全体を見れば周
方向に不均一な温度分布になる可能性は多分にあシ、こ
れは原子炉容器の熱変形の原因となる。
従来、上述のような環状空間を有し、自然対流の発生に
よシ循環ポンプの機能に損害を与えることが報告されて
いる。
この自然対流の発生要因を整理すると、以下の項目が同
時に満足された場合に自然対流が発生する。
(C)環状空間のギャップ幅がある値以上であること。
(d)下方が高温、上方が低温のいわゆる流動不安定状
態であること。
(e)環状空間を形成する内外の壁が熱抵抗を有するこ
と。
したがって、自然対流を防止するために、(C)項を利
用するなら、環状空間に金属メツシュを充てんする方法
が考えられる。この場合、プラント寿命中全体にわたっ
て、定格運転中においても、IHX、ポンプの引抜き作
業をともなうメンテナンス時においてもメツシュの小片
が原子炉中に落下しないような構造の工夫が必要である
が、これを解決しようとすると次々と困難な問題が生ず
る。
一方、(d)項を利用する場合、米国(FFTF)およ
び日本(常陽)においては、機器の外胴と外ケーシング
の環状空間に第3図、第4図に示すような自然対流防止
用の対流防止板19が設けられている。しかしながら、
このような対流防止板19のタンク型FBR(タンク型
高速増殖炉)のルーフスラブ機器貫通孔への適用は下記
の理由によシ困難であると考えられる。
(f) I HXおよび循環ポンプは、故障時における
引き抜き作業をともなうメンテナンスが可能なように設
計されるが、上述のような対流防止板19は、アルゴン
カバーガス中のナトリウムミストの付着と相まってルー
フスラブと固着する可能性がある。
(g)上述の対流防止板19は環状空間のギャップ幅が
ほぼ均一な場合には非常に有効であるが、タンク型高速
増殖炉においては、IHX6は、ルーフスラブ2と炉心
支持構造402ケ所を貫通するため、ルーフスラブ貫通
孔と炉心支持構造の貫通孔の相対的製作誤差の分だけ環
状空間のギャップ幅が不均一となり、対流防止板が有効
に働かなくなる可能性がある。
(h)原子炉構造に、このような対流防止板19、即ち
金属の小片を用いる場合は特に、その小片の落下やナト
リウム中への混入を防止することが必要であるが、直径
20数mにも及ぶ原子炉容器lの内面に美大な数の対流
防止板を取シ付けることは信頼性の観点から望ましいこ
とではない。
さらに、自然対流が生じたとしても、環状空間内に数対
の対流を生ぜしめ、温度差による機器の熱変形が一方向
に生じないようにすることも考えられる。
IHX6、ポンプ7、炉心上部機構8等のルーフスラブ
貫通機器に対して、この考え方を適用した場合の構造の
一例を平面図で示すと第5図のようになる。IHX6、
ポンプ7、炉心上部機構8等のルーフスラブ貫通機器2
0とルーフスラブ2との環状空間に垂直に配置した各仕
切シ板21a、21bの一方を機器20に固定し他方を
ルーフスラブ2に固定して取シ付け、元来、1対の対流
が生じようとしていたものを数対の対流に分割しようと
するものである。しかしながら、IHX6、ポンプ7等
のメンテナンス時9引き抜き作業を可能にするためには
、長期間の運転によって各仕切シ板21a、 21bど
うしがミストで固着しないよう、加仕切板2 ra r
 21 bを互いにわずかながら離して取付ける必要が
ちシ、逆に、少しでも各仕切板21a、21b間に隙間
があると1対の自然対流が生じてしまい(一般に自然対
流の流速は小さいため、流路にかなシの障害があっても
圧力損失は小さく、流れは障害を通9抜けてしまう。)
この構造は成立しなくなる。
また、原子炉容器とルーフスラブ間の環状空間の泊然対
流は、もともと数対生じているが、前述のように、この
部分では対称な対流が生じているとは考えられず原子炉
容器に周方向温度差が生じる可能性がある。そのため、
第5図に示すような構造対策を施しても上述の問題点は
残るっ〔発明の目的〕 本発明の目的は、炉内のカバーガスの自然対流による機
器の変形を周方向への伝熱作用を利用して防止する構造
を有する高速増殖炉の構造を提供することにある。
〔発明の概要〕
本発明は、原子炉容器とルーフスラブの間の環状空間と
ルーフスラブを貫通するIHX(中間熱交換器)、ポン
プ、炉心上部機構等のルーフスラブ貫通機器とルーフス
ラブの間の環状空間のすくなくともいずれかの環状空間
において周方向について、伝熱を良くすることによシ、
環状空間でのカバーガスの対流により起こる周方向温度
差を小さくシ、同時に、対流を防止して前記各機器の熱
変形を防止しようとするものである。特にこの発明では
、液体ナトリウムを冷却媒体とする原子炉の運転中に発
生するナトリウムミストを利用するものも含まれておシ
、この場合には新たな伝熱媒体を必要としないという利
点も熱変形防止に加えて得ることができるものである、 〔発明の実施例〕 本発明の各実施例を第1図に示したI)(Xまわりの環
状空間について以下に示す。(原子炉容器とルーフスラ
ブ間の環状空間おるいはポンプ、炉心上部機構等のルー
フスラブ貫通機器とルーフスラブ間の環状空間等はIH
Xまわシの環状空間で代表して説明できるので、これら
に対する記述は省略する。) 第6図から第9図に示す第1実施例のように、IHX(
中間熱交換器)6の外胴22はルーフスラブ2を貫通し
てホットプール中の高温の1次ナトリウム28中に浸漬
されているため、外胴22を軸方向上方へ伝導によυ熱
が伝わる。何らかの対策を講じないと外胴22上端のフ
ランジ部23まで高温となってしまい、ルーフスラブ2
との間に熱膨張差による応力が発生するので、通常は■
IHX6の外胴22の内側に冷却構造24が設けられ外
胴22及びフランジ23を冷却するようになっている。
IHX6とルーフスラブ2との環状空間Aにおいて、前
述のごとく一般には1対の自然対流が発生しようとする
。ここでは、液体ナトリウムの熱伝導率が非常に良いと
いう特性を利用して、IHX6(貫通機器B)とルーフ
スラブ2(被貫通機器C)の周方向に熱を伝え、周方向
温度差を小さくする原理を利用する。具体的にはナトリ
ウム・ミストの受皿25は、第7図、第8図。
第9図の如く上部開方断面形状となるように貫通機器及
び被貫通機器に取付けられている。原子炉運転中に発生
するナトリウム・ミストは、環状空間Aに入υ込み、受
皿25に液体ナトリウムとして溜まる。この液体ナトリ
ウムが良伝熱媒体となって周方向の温度をバランスさせ
る。このように、第1実施例においては、伝熱媒体とし
゛て、原子炉運転時に自然に発生する原子炉冷却材とし
てのナトリウムのペーパ・ミストの蒸着物を利用する。
したがって新たな良伝熱体の導入は不要で機構も簡単な
ものとなる。本発明のもう一つの特徴は、ナトリウム・
ミスト受皿25の存在により、実際の代表長さが小さく
なるので、レーリー数を小さくできる事にある。つまシ
、自然対流を防げる効果も合わせて持っている。
この第1実施例では環状空間Aのギャップは30o+で
あシ、ナトリウム・ミスト受皿25の幅は貫通機器側で
15m、被貫通機器側で10+n*であり、貫通機器側
及び被貫通機器側の受皿25は互い違いの配置に取り付
けることにより、斜め方向にとなり合う受皿25の最も
距離の小さい所でも環状空間ギャップの30關より大き
くとっておる。最も接近している所は貫通機器B側の受
皿と被貫通機器C側の壁との間であるが、これも15■
あジナトリウム・ミストの蒸着による閉塞の心配はな−
と考えらiる。据付時も受皿25間の水平方向のすき間
が5mづつ計106あるので問題は生じない。本実施例
は以上の様にメインテナンス上も極めて有利である。
このようにして、貫通戦器や被貫通機器の周方向の温度
をバランスさせて熱変形を抑制すると、貫通機器がポン
プの場合にあっては、ロータと軸受のかじシが防止でき
るようにもなる。
本発明の他の実施例を第10照〜13図に示す。
第10図、第11図に示す第2実施例は、ナトリウム・
ミストを利用しない例で、あらかじめナトリウムを入れ
たパイプ26を貫通機器B及び被貫通機器Cに巻いてお
く。原子炉運転中の温度では、ナトリウムは液体となシ
、非常に良い熱伝導性を示す。この周方向熱伝導の作用
によシ貫通機器Bと被貫通機器Cの周方向温度差を小さ
くし、各機器B、Cの熱変形を防止する。この例でも環
状空間人に突き出たパイプ26は環状空間人での対流を
押える効果も有する。又、互い違いの配置でパイプ26
間ギャップも大きくとれ、メインテナンス上の問題も生
じない。第1z図、第13図に示す第3実施例は、伝熱
媒体をナトリウム・ミスト自身にしたものでめる。フィ
ン27を貫通機器Bに螺旋状に巻く。環状空間A内の平
衝状態がくずれ、自然対流が起ろうとするが、流れは螺
旋状に貫通機器Bのまわりkまわることになシ熱的な不
均衡は、周方向にバランスされ、小さくなる。又、フィ
ン27に蒸着したナトリウムは良熱伝導媒体となシ周方
向に熱を伝える。これらの効果によシ周方向温度差は小
さくなシ、温度差による機器の変形は防止できる。メイ
ンテナンス時の引き抜き容易化を重視する場合にはフィ
ン27の幅を狭くすれば良い。
いずれの実施例においても受皿25やパイプ26やフィ
ン27などの環状空間Aへの突起物は、被貫通部に接触
する必要はなく、メインテナンス上の問題も従来の仕切
板方式などに比べすぐれていると言える。伝熱媒体がも
れても原子炉冷却材のナトリウムであるので容器内で事
故にはつながらない事も特徴の一つである。又、その突
接吻は取付面が広く強固に取シ付は得る上に他の部材と
接していないので他の部材と当って破損落下して事故に
つながることがない。
特に、第1,2の各実施列では、貫通機器B又は被貫通
機器Cの部分面を利用して受皿25やパイプ26を構成
して、パイプ中のナトリウムや受皿内のナトリウムが貫
通機器Bや被貫通機器Cに直接的接するようにして効率
を向上しているとともに、パイプ26は第11図の如き
パイプ断面にして熱伝達面を広く確保して効率が良い。
〔発明の効果〕
以上の如く、本発明によれば、高速増殖炉に有する環状
空間での垂直上昇と垂直下降との組み合せから成る自然
対流を環状空間への突起物で抑制し且つその突起物を利
用して周方向の温度バランスを取るようにしたから、周
方向の温度バランスが従来になく良く達成でき、機器の
変形防止の可能性が極めて低下する信頼性の高い高速増
殖炉が提供できるという効果が得られる。
【図面の簡単な説明】 第1図は高速増殖炉の内部構造図、第2図は自然対流の
流動状況図、第3図は従来の対流防止構造の概念斜視図
、第4図は第3図の要部断面図、・ 佑C: l191
1.+帰庫の油中すrr入儲凄惰、仁澹港箇餌を平面図
、第6図は本発明の第1実施例による機器変形防止構造
の平面図、第7図は第6図に示した構造の縦断面図、第
8図は本発明の第1実施例による機器変形防止構造の概
念斜視図、第9図は第8図に示した構造の縦断面図、第
10図は本発明の第2実施例による機器変形防止構造の
概念斜視図、第11図は第10図に示した構造の縦断面
図、第12図は本発明の第3実施例による機器変形防止
構造の概念斜視図、第13図は第12図に示した構造の
要部断面図である。 1・・・原子炉容器、2・・・ルーフスラブ、6・・・
中間熱交換器、7・・・循環ポンプ、8・・・炉心上部
機構、25・・・ナトリウム・ミストの受皿、26・・
・パイプ、″ 等5区

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1、原子炉容器のルーフスラブと、前記ルーフスラブを
    貫通する機器との外周囲に環状空間を備えた高速増殖炉
    において、前記環状空間に周方向に伝熱方向が向くよう
    に方向設定をして伝熱手段を設けたことを特徴とした高
    速増殖炉。 2、前記伝熱手段は、周方向に長くて上部開方形状の冷
    却材ミストの受皿であることを特徴とする特許請求の範
    囲の第1項に記載の高速増殖炉。 3、前記伝熱手段は、すくなくとも周方向に引廻して設
    けられ、ナトリウムが入ったパイプであることを特徴と
    する特許請求の範囲の第1項に記載の高速増殖炉。 4、前記伝熱手段は、螺旋状のフィンであることを特徴
    とする特許請求の範囲の第1項に記載の高速増殖炉。
JP59087904A 1984-05-02 1984-05-02 高速増殖炉 Pending JPS60233595A (ja)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP59087904A JPS60233595A (ja) 1984-05-02 1984-05-02 高速増殖炉

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JP59087904A JPS60233595A (ja) 1984-05-02 1984-05-02 高速増殖炉

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JPS60233595A true JPS60233595A (ja) 1985-11-20

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Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4973444A (en) * 1987-03-02 1990-11-27 United Kingdom Atomic Energy Authority Nuclear reactor installations

Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS58135993A (ja) * 1981-11-16 1983-08-12 ジユモン−シユナイダ− 高速中性子型原子炉において熱サイフオン効果を減少させる装置

Patent Citations (1)

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