JPS6042436B2 - 原子炉 - Google Patents

原子炉

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Publication number
JPS6042436B2
JPS6042436B2 JP53025992A JP2599278A JPS6042436B2 JP S6042436 B2 JPS6042436 B2 JP S6042436B2 JP 53025992 A JP53025992 A JP 53025992A JP 2599278 A JP2599278 A JP 2599278A JP S6042436 B2 JPS6042436 B2 JP S6042436B2
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
pressure vessel
impeller
reactor
shaft
core
Prior art date
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Expired
Application number
JP53025992A
Other languages
English (en)
Other versions
JPS54118992A (en
Inventor
章 田辺
藤夫 桝田
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
Nippon Genshiryoku Jigyo KK
Original Assignee
Toshiba Corp
Nippon Genshiryoku Jigyo KK
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Publication date
Application filed by Toshiba Corp, Nippon Genshiryoku Jigyo KK filed Critical Toshiba Corp
Priority to JP53025992A priority Critical patent/JPS6042436B2/ja
Publication of JPS54118992A publication Critical patent/JPS54118992A/ja
Publication of JPS6042436B2 publication Critical patent/JPS6042436B2/ja
Expired 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

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は原子炉冷却材を強制的に循環させて該燃料か
ら発生する熱を除去する原子炉に係り、特二にその冷却
材循環装置の改良に関するものである。
従来は第1図に示すように原子炉圧力容器1の下部に
循環水ポンプのインペラー3を設けたこの l 、 ′
−0:==一 −ー01、L、八 、ノノーー1−』
一画に鵞−1−|ェ!、 ^ 鳥 、jι、p−、i’
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されている。前記インペラー3は軸4を介してポンプ
モータ5により駆動されている。このポンプモータ5は
前記インペラー3の駆動効率を考慮して前記圧力容器1
の下部の鏡板の部分に設置されていた6この方式ではイ
ンペラー3とポンプモータ5との距離が比較的短いので
インペラー3の軸振動等の問題は少ないが、ポンプモー
タ5を前記鏡板の如く湾曲した複雑な形状の所に設置し
なければならない事、又ポンプモータ5に振動が発生”
しやすい事更に前記インペラー3の軸4およびモータ5
が破損し原子炉圧力容器1の一体性が失われる事が欠点
となつていた。即ちインペラー3の軸4が逸脱するよう
な仮想事故の場合には、破断口が原子炉炉心11の最下
部より下方であるため、事故後炉心11に冷却水を注入
してもこのの破断口から冷却水が流失してしまい、事故
数に非常用炉心冷却装置が作動しても前記炉心11を再
冠水させることが困難になるか又は必要以上の大容量の
非常用炉心冷却装置が必要になる欠点がある。仮にこの
破断口位置がより上部にのみあるとすれば、破断発生直
後のブローダウン現象も緩和され、この面からも事故の
影響の軽減を期待することができる。 本発明は前記事
情に鑑みてなされたものてその目的は、原子炉炉心の冷
却材を強制循環する装置が破損し原子炉圧力容器から冷
却材が喪失する仮想事故が起つても原子炉炉心を容易に
再冠水することができる原子炉を提供することである。
又本発明の他の目的は圧力容器下部構造をより単純にで
きる原子炉を得ることである。以下図面を参照に本発明
の一実施例を説明する。
本発明の原子炉は第2図に示すように原子炉圧力容器1
の内部に炉心2を有している。
炉心2のまわりには複数個の冷却材循環ポンプのインペ
ラー3が介設され、炉心2を冷却する冷却材がこのイン
ペラー3により駆動される。炉心2の上部には気水分離
器5が設けられており、炉心2に挿入された燃料の該分
裂反応により生じた熱により加熱された蒸気を分離する
。分離された蒸気は蒸気乾燥器6に入つて乾燥され、乾
燥蒸気となつて圧力容器1の頂部を形成するドーム7に
入つて主蒸気管8を通つて主蒸気隔離弁9を経て蒸気タ
ービン(図示せず)に供給される。原子炉には給水管1
0より給水スパージヤ11を介して冷却材が供一給され
ており、この冷却材は前記気水吠離器5で分離され再循
環水と混合して、ダウンカマー12を経て冷却材循環ポ
ンプのインペラー3により駆動され炉心部2に再循環す
る。この炉心部2を再循環する冷却材を炉心流量と称し
ている。前記インペラー3の軸13は垂直上方にのび回
転軸支持部材4により回転自在に支持されている。前記
軸13は更に上端部で回転軸方向変換部材(例えばギヤ
)14に連結されている。前記回転軸方向変換部材14
の他端は前記軸13の軸線と直交する軸15に連結され
ており、この軸15は原子炉圧力容器1を軸貫通部15
aで貫通している。前記軸15の他端は他の回転軸方向
変更部材16を介して前記軸13の軸線と直交する。軸
線を持つモータ17は原子炉圧力容器1の外面に軸線が
縦方向になるよう固着している。なおモータ17を適当
な支持部材により軸線が水平方向になるよう取りつけて
前記軸15に直接結合することも可能である。この楊合
には回転軸方向変更部材16は不要となる。前記冷却材
循環ポンプのインペラー3の取付位置はキャビテーショ
ンの関係からなるべく下部に設置することが好ましいが
、前記インペラー3の軸13が余り長くなると振動や支
持の点から問題が出てくる可能性があるので従来のイン
ペラー位置より少し上方に設置する必要が考えられる。
このためインペラー3の近傍にはディフューザ18を設
置しインペラ3の駆動効率を上げている。また前記圧力
容器1の軸貫通部15aの位置は破断事故時の再冠水を
考慮して炉心部の燃料の3分の2以上の高さの鎖力容器
1の側面部に設置するのが好ましい。回転軸支持部材1
4は原子炉圧力容器1と炉心シユララドに強商に固着し
ている。また回転軸支持部材14即ちインペラー3の軸
受部は水潤滑としてベアリング方式を採用している。更
に貫通部15aは水シールとしている。次に本発明の原
子炉の作用について説明する。
本発明の原子炉は冷却材を冷却材循環ポンプのインペラ
ー3で駆動し炉心部2の炉心流量として炉心部2で発生
した蒸気は気水分離器5、蒸気乾燥器6を経て炉外に導
かれ図示しない蒸気タービンを駆動している。前記冷却
材循環ポンプのインペラー3は、軸13、回転軸方向変
換部1牡軸15を介して原子炉圧力容器1外部に設置さ
れたモータ17によつて駆動される。前記軸15は原子
炉圧力容器1を炉心部の底部より上方にある軸貫通部1
5aで貫通しているので、万一この部分が破断して冷却
材喪失等の仮想事故が発生しても、冷却材の液位は第2
図の11までしか低下せず、事故後の再冠水が容易にな
る。以上説明のように本発明の原子炉は構成されている
ので次の効果が得られる。
(1)原子炉の冷却材循環ポンプの駆動軸の破損事j
故があつた場合を仮定した冷却材喪失事故があつても、
破断位置が炉心より上方になつているので事故の影響を
軽減化し炉心の再冠水が容易にでき、従つて非常用炉心
冷却系の容量を少なくすることが出来る。
7(2)前記ポンプ弐駆動軸の圧力容器の貫通部分は圧
力容器の側面にもつてくることができ従来の鏡板部分に
取りつけるのに比べ簡単な単純構造にできる。
(3)ポンプモータを圧力容器に密着させることもでき
ポンプモータ自体で独自の振動モードを形成することを
無くすことができる。
(4)ポンプモータの修理が簡単にできる又インペラー
の修理もモータ部と分離できやり易くなる。
【図面の簡単な説明】
第1図は従来の原子炉の説明図、第2図は本発明の原子
炉の一実施例を示す説明図である。 1・・・・・・原子炉圧力容器、2・・・・・・炉心部
、3・・・・冷却材ポンプインペラー、4・・・・・・
回転軸支持部材、5・・・・・・気水分離器、6・・・
・・・蒸気乾燥器、7・・・・・・蒸気ドーム、12・
・・・・・ダウンカマー、14,16・・・・・回転軸
方向変換部、15a・・・・・軸貫通部、17・・・・
・・ポンプ駆動用モータ、18・・・・ディフューザー

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1 圧力容器内に設けられた原子炉炉心に冷却材を下方
    より強制循環させる複数のポンプを圧力容器内に有する
    原子炉において、前記ポンプのインペラーを駆動しイン
    ペラ上方に延押する軸部材と、この軸部材の軸線を変換
    する軸方向変換部材と、この軸方向変換部材に連結され
    圧力容器外部に配設された前記インペラ駆動する原動機
    とからなる冷却材循環装置を設けた事を特徴とする原子
    炉。 2 軸方向変換部材の原動機側軸は原子炉炉心の該燃料
    下端より少くとも上方の高さで圧力容器側面部を貫通す
    る事を特徴とする特許請求の範囲第1項記載の原子炉。 3 原動機を圧力容器外面に取りつけた事を特徴とする
    特許請求の範囲第1項又は、第2項記載の原子炉。
JP53025992A 1978-03-09 1978-03-09 原子炉 Expired JPS6042436B2 (ja)

Priority Applications (1)

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JP53025992A JPS6042436B2 (ja) 1978-03-09 1978-03-09 原子炉

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JP53025992A JPS6042436B2 (ja) 1978-03-09 1978-03-09 原子炉

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPS54118992A JPS54118992A (en) 1979-09-14
JPS6042436B2 true JPS6042436B2 (ja) 1985-09-21

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ID=12181201

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP53025992A Expired JPS6042436B2 (ja) 1978-03-09 1978-03-09 原子炉

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Families Citing this family (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS63132196A (ja) * 1986-11-25 1988-06-04 株式会社日立製作所 インタ−ナルポンプ式沸騰水型原子炉
EP1595782B1 (en) 2001-12-28 2017-12-20 Sram, Llc. Master cylinder lever for a hydraulic disc brake having on the fly dead-band adjustment
US20030121736A1 (en) 2001-12-28 2003-07-03 Avid, L.L.C. Master cylinder lever for a hydraulic disc brake having a backpack reservoir

Also Published As

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JPS54118992A (en) 1979-09-14

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