JPS6057290A - タンク型高速増殖炉 - Google Patents
タンク型高速増殖炉Info
- Publication number
- JPS6057290A JPS6057290A JP58167127A JP16712783A JPS6057290A JP S6057290 A JPS6057290 A JP S6057290A JP 58167127 A JP58167127 A JP 58167127A JP 16712783 A JP16712783 A JP 16712783A JP S6057290 A JPS6057290 A JP S6057290A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- heat exchanger
- reactor
- intermediate heat
- reactor vessel
- fast breeder
- 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.)
- Granted
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-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/02—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders
- G21C1/03—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders cooled by a coolant not essentially pressurised, e.g. pool-type reactors
-
- 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
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- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)
- Manufacture And Refinement Of Metals (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】
〔発明の利用分野〕
本発明は、タンク型高速増殖炉に関する。
従来のタンク型高速増殖炉の縦断面およびホットプール
における水平断面をそれぞれ第１図および第２図に示す
。
における水平断面をそれぞれ第１図および第２図に示す
。
本高速増殖炉は、１次系冷却材が充填された原子炉容器
１およびルーフスラブ４によシ構成される密封容器内に
、炉心２、炉心支持構造１１．１次系冷却材（ナトリウ
ム）を強制循環させるための循環ポンプ１．５および１
次系冷却材と２次系冷却材（ナトリウム）との熱交換を
目的とした中間熱交換器８を内包している。
１およびルーフスラブ４によシ構成される密封容器内に
、炉心２、炉心支持構造１１．１次系冷却材（ナトリウ
ム）を強制循環させるための循環ポンプ１．５および１
次系冷却材と２次系冷却材（ナトリウム）との熱交換を
目的とした中間熱交換器８を内包している。
コールドプール３の１次系冷却材である低温ナトリウム
は、ルーフスラブ４より吊シ下げられた循環ポンプ５に
眩い込まれ、加圧されて高圧プレナム６内に導ひかれる
。その後、炉心２を通って高温となったナトリウムはホ
ットプール７に至り、ルーフスラブ４に吊り下げられた
中間熱交換器８の開口９よシ中間熱交換器８内へ導入さ
れる。このナトリウムは、中間熱交換器内で、蒸気発生
器から供給される低温の２次系冷却材（図示せず）を加
熱することによシ温度を下げ、低温となってコールドプ
ール３に戻る。
は、ルーフスラブ４より吊シ下げられた循環ポンプ５に
眩い込まれ、加圧されて高圧プレナム６内に導ひかれる
。その後、炉心２を通って高温となったナトリウムはホ
ットプール７に至り、ルーフスラブ４に吊り下げられた
中間熱交換器８の開口９よシ中間熱交換器８内へ導入さ
れる。このナトリウムは、中間熱交換器内で、蒸気発生
器から供給される低温の２次系冷却材（図示せず）を加
熱することによシ温度を下げ、低温となってコールドプ
ール３に戻る。
原子炉容器１の直径は、おおむね高速増殖炉管発電容量
から決まる炉心寸法および燃料交換のための回転プラグ
１２の直径に、要求される交換熱量を満足する中間熱交
換器８の直径あるいは、要求される流量および吐出圧力
を満足する循環ボンプ５の直径を加え合せることにより
決定される。
から決まる炉心寸法および燃料交換のための回転プラグ
１２の直径に、要求される交換熱量を満足する中間熱交
換器８の直径あるいは、要求される流量および吐出圧力
を満足する循環ボンプ５の直径を加え合せることにより
決定される。
また、１次系冷却材のナトリウムは通常５００〜５５０
Ｃの高温で運転されるので、構造物の寿命中の健全性を
確保し、信頼性を向上させるため、炉心支持構造１１よ
す上方で原子炉容器１の側壁付近には、隔壁１０を設け
ている。
Ｃの高温で運転されるので、構造物の寿命中の健全性を
確保し、信頼性を向上させるため、炉心支持構造１１よ
す上方で原子炉容器１の側壁付近には、隔壁１０を設け
ている。
このようなタンク型高速増殖炉においては、原子炉容器
を小型化することが望まれている。
を小型化することが望まれている。
本発明の目的は、タンク型高速増殖炉を小型化′するこ
とにある。
とにある。
本発明は、従来の円筒形中間熱交換器の周辺の無駄スペ
ース（第２図の斜線部分）に着目し、この部分の有効利
用を行ない原子炉容器直径を縮小するものである。
ース（第２図の斜線部分）に着目し、この部分の有効利
用を行ない原子炉容器直径を縮小するものである。
本発明の一実施例を第３図、第４図、第５図に示す。
本実施例は、従来の中間熱交換器周辺部の無駄スペース
を有効利用するために、水平方向の断面形状を第４図に
示すような四辺形とした中間熱交換器１５を炉心２の周
囲で循環ポンプ５の間に配置したものである。これによ
り、原子炉容器の直径を決定するに当って支配的要因と
なっていた中間熱交換器の直径を小さくすることが出来
る。
を有効利用するために、水平方向の断面形状を第４図に
示すような四辺形とした中間熱交換器１５を炉心２の周
囲で循環ポンプ５の間に配置したものである。これによ
り、原子炉容器の直径を決定するに当って支配的要因と
なっていた中間熱交換器の直径を小さくすることが出来
る。
原子炉容器１の半径方向における中間熱交換器１５の幅
は、循環ポンプ５の直径と実質的に同じである。中間熱
交換器１５は、原子炉容器１内に設置された同心円状の
円筒２７と円筒２８の間に形成される環状の領域に、循
環ポンプ５および燃料交換シュート１３を避けて配置さ
れる。循環ポンプ５も、その環状領域内に配置される。
は、循環ポンプ５の直径と実質的に同じである。中間熱
交換器１５は、原子炉容器１内に設置された同心円状の
円筒２７と円筒２８の間に形成される環状の領域に、循
環ポンプ５および燃料交換シュート１３を避けて配置さ
れる。循環ポンプ５も、その環状領域内に配置される。
さらに、外側の円筒２７が存在するので、炉心２から放
出された高温の液体す） ＩＪウムが原子炉容器１と接
触しない構造になっている。円筒２Ｂには、ナトリウム
を中間熱交換器１５内に導入する開口が設けられている
。また、第５図は中間熱交換器１５の構造を示している
。中間熱交換器１５部は、２次冷却系ナトリウムの出入
口部を構成する円筒１４によってルーフスラブ４に固定
されている。
出された高温の液体す） ＩＪウムが原子炉容器１と接
触しない構造になっている。円筒２Ｂには、ナトリウム
を中間熱交換器１５内に導入する開口が設けられている
。また、第５図は中間熱交換器１５の構造を示している
。中間熱交換器１５部は、２次冷却系ナトリウムの出入
口部を構成する円筒１４によってルーフスラブ４に固定
されている。
円筒１４は四辺形状の上面支持板２５に取付けられる。
この上面支持板２５は同じ四辺形状の土管板１７に取付
けられる。上面支持板２５内には、１次冷却系のナトリ
ウムと熱交換されて高温になった２次冷却系のナトリウ
ムを集める上部ヘッダが（４成されている。また上管板
１７に取付けられた多数の伝熱管１８は、土管板１７に
合わせて四辺形状に束ねられる。この管束を外筒１９で
囲い、四辺形断面を有する四角柱を構成している。伝熱
管１８の下端は四辺形状の下管板２１に取付けられる。
けられる。上面支持板２５内には、１次冷却系のナトリ
ウムと熱交換されて高温になった２次冷却系のナトリウ
ムを集める上部ヘッダが（４成されている。また上管板
１７に取付けられた多数の伝熱管１８は、土管板１７に
合わせて四辺形状に束ねられる。この管束を外筒１９で
囲い、四辺形断面を有する四角柱を構成している。伝熱
管１８の下端は四辺形状の下管板２１に取付けられる。
下管板２２は分配用抵抗板２２に取付けられる。
分配用抵抗板２２内に、２次ナトリウム入口配管１４Ａ
からのナトリウムを伝熱管１８内に導く下部ヘッダが構
成される。下管板２１および分配用抵抗板２２の側面に
設けられた溝２４は、１次冷却系のナトリウムの通路に
なっている。１次冷却系のす） ＩＪウムの出口管２６
を有する下面支持板２３は、分配用抵抗板２２の下方で
それと９間に空間を介在させて配置され、外筒１９の下
端に取付けられるｂ下管板２１および分配用抵抗板２２
の側面法、外筒１９により取囲まれている。
からのナトリウムを伝熱管１８内に導く下部ヘッダが構
成される。下管板２１および分配用抵抗板２２の側面に
設けられた溝２４は、１次冷却系のナトリウムの通路に
なっている。１次冷却系のす） ＩＪウムの出口管２６
を有する下面支持板２３は、分配用抵抗板２２の下方で
それと９間に空間を介在させて配置され、外筒１９の下
端に取付けられるｂ下管板２１および分配用抵抗板２２
の側面法、外筒１９により取囲まれている。
中間熱交換器１５の熱応力低減のために各伝熱管内に均
一に２次冷却系ナトリウムを流す必要がある。これを実
現するため、円筒１４内に設置された２次ナトリウム入
口配管１４Ａから土管板１７への出口までの流動抵抗が
等しくなるよう下部管板２２および上部管板７に調整オ
リフィスを設ける。
一に２次冷却系ナトリウムを流す必要がある。これを実
現するため、円筒１４内に設置された２次ナトリウム入
口配管１４Ａから土管板１７への出口までの流動抵抗が
等しくなるよう下部管板２２および上部管板７に調整オ
リフィスを設ける。
炉心２から吐出された高温すｌ−ＩＪウムは、円筒２８
に設けられた開口さらに中間熱交換器１５の外筒１９に
設けられた開口２７を介して外筒１９内に流入する。そ
して、このナトリウムは、外筒１９内で伝熱管１８の外
側を流下して溝２４を通って分配用抵抗板２２と下面支
持板２３との間の空間に達し、出口管２６を通ってコー
ルドプール３へと導かれる。一方、蒸気発生器（図示せ
ず）より吐出された２次冷却系の低温のすｌ−ＩＪウム
は、２次す） ＩＪウム入口配管１４Ａおよび分配用抵
抗板２２内の下部ヘッダを介して各々の伝熱管１８内に
分配される。２次冷却系のナトリウムは）伝熱管１８内
を上昇する間に伝熱管１８の外側を流れる１次冷却系の
ナトリウムによって加熱される。
に設けられた開口さらに中間熱交換器１５の外筒１９に
設けられた開口２７を介して外筒１９内に流入する。そ
して、このナトリウムは、外筒１９内で伝熱管１８の外
側を流下して溝２４を通って分配用抵抗板２２と下面支
持板２３との間の空間に達し、出口管２６を通ってコー
ルドプール３へと導かれる。一方、蒸気発生器（図示せ
ず）より吐出された２次冷却系の低温のすｌ−ＩＪウム
は、２次す） ＩＪウム入口配管１４Ａおよび分配用抵
抗板２２内の下部ヘッダを介して各々の伝熱管１８内に
分配される。２次冷却系のナトリウムは）伝熱管１８内
を上昇する間に伝熱管１８の外側を流れる１次冷却系の
ナトリウムによって加熱される。
高温になった２次冷却系のす） ＩＪウムは、上面支持
板２５内の上部ヘッダに吐出され、さらに円筒１４と２
次ナトリウム入口配管１４Ａとの間の環状通路を介して
蒸気発生器へと戻される。
板２５内の上部ヘッダに吐出され、さらに円筒１４と２
次ナトリウム入口配管１４Ａとの間の環状通路を介して
蒸気発生器へと戻される。
第６図に、円形断面の中間熱交換器８と四辺形の中間熱
交換器１５の断面の概略を示す。回転プラグ１２の直径
をＤＩ、中間熱交換器８の直径をＤｏ とすれが、従来
のタンク型高速増殖炉における原子炉容器の直径Ｄ２は
、おおむね Ｄ２ ＝Ｄ１ ＋ＤＯ となる。これに対し、中間熱交換器１５を採用すると、
各々の中間熱交換器の高さが等しいという条件下で、同
一の熱交換量を得るには、中間熱交換器８と中間熱交換
器１５の断面積を等しくすればよいことから、本実施例
における原子炉容器の直径Ｄ３′は １ π ７Ｄ二＝ｉ−τ（ＤＨ−Ｄτ） なる式で表わされる。従って、Ｄ３は Ｄａ＝Ｖ’石正Ｔ外 となる。これによム どの程度原子炉容器１の直径を縮
小出来るかを検討した。
交換器１５の断面の概略を示す。回転プラグ１２の直径
をＤＩ、中間熱交換器８の直径をＤｏ とすれが、従来
のタンク型高速増殖炉における原子炉容器の直径Ｄ２は
、おおむね Ｄ２ ＝Ｄ１ ＋ＤＯ となる。これに対し、中間熱交換器１５を採用すると、
各々の中間熱交換器の高さが等しいという条件下で、同
一の熱交換量を得るには、中間熱交換器８と中間熱交換
器１５の断面積を等しくすればよいことから、本実施例
における原子炉容器の直径Ｄ３′は １ π ７Ｄ二＝ｉ−τ（ＤＨ−Ｄτ） なる式で表わされる。従って、Ｄ３は Ｄａ＝Ｖ’石正Ｔ外 となる。これによム どの程度原子炉容器１の直径を縮
小出来るかを検討した。
回転プラグ１２の直径 Ｄｌが１６ｍで、中間熱交換器
の直径 Ｄｏが４ｍであるの場合、従来のタンク型高速
増殖炉においては、原子炉容器の直径Ｄ２は、 Ｄｚ ＝１６＋４＝２０ｍ となる。本実施例によれば、原子炉容器の直径Ｄ３は、 Ｄ３’＝ ３Ｘ４”＋１４”＝１７．４ｍとなり、８７
％に小型化出来たことになる。
の直径 Ｄｏが４ｍであるの場合、従来のタンク型高速
増殖炉においては、原子炉容器の直径Ｄ２は、 Ｄｚ ＝１６＋４＝２０ｍ となる。本実施例によれば、原子炉容器の直径Ｄ３は、 Ｄ３’＝ ３Ｘ４”＋１４”＝１７．４ｍとなり、８７
％に小型化出来たことになる。
本実施例によれば、上述のように原子炉容器を小型化出
来るので、下記の効果がある。
来るので、下記の効果がある。
１）原子炉構造ひいては、建物の構造材が削減出来る。
２）原子炉構造および建物のスペースを削減出来る。
３）小型化による原子炉構造の剛性増加および軽量化に
よる地震時の変形量の低減および発生応力を低減出来る
。
よる地震時の変形量の低減および発生応力を低減出来る
。
４）原子炉容器の小型化によシ熱応カを低減出来る。
５）何らかの原因で原子炉がスクラムした場合、本実施
例によれば、中間熱交換器とポンプを円周に配置しこれ
らを密に結合させ、炉心から出た高温す） ＩＪウムを
内周プールに収め、原子炉容器壁に接触しない構造を形
成するプこめ原子炉容器壁の熱衝撃を緩和することがで
きる。
例によれば、中間熱交換器とポンプを円周に配置しこれ
らを密に結合させ、炉心から出た高温す） ＩＪウムを
内周プールに収め、原子炉容器壁に接触しない構造を形
成するプこめ原子炉容器壁の熱衝撃を緩和することがで
きる。
６）本実施例の構造では高温ナトリウムを内周部に封じ
込めることができるため原子炉容器が低温領域での配置
となり信頼性が向上する。
込めることができるため原子炉容器が低温領域での配置
となり信頼性が向上する。
本発明によれば、原子炉容器をコンパクトにできるので
、タンク型高速増殖炉を小型化することができる。
、タンク型高速増殖炉を小型化することができる。
Ｍ面の酪尚も四す叩
第１図は従来のタンク型高速増殖炉の縦断面図、第２図
は第１図の■−■断面図、第３図は本発明の好適な一実
施例であるタンク型高速増殖炉の縦断面図、第４図は第
３図のＩＶ−ＩＶ断面図、第５図は第３図に示す中間熱
交換器の詳細構造図、第６図（Ａ）および（Ｂ）は第２
図および第４図に示す中間熱交換器の水平断面の説明図
でβる。
は第１図の■−■断面図、第３図は本発明の好適な一実
施例であるタンク型高速増殖炉の縦断面図、第４図は第
３図のＩＶ−ＩＶ断面図、第５図は第３図に示す中間熱
交換器の詳細構造図、第６図（Ａ）および（Ｂ）は第２
図および第４図に示す中間熱交換器の水平断面の説明図
でβる。
１・・・原子炉容器、２甲炉心、３・・・コールドプー
ル４・・・ルーフスラブ、５・・・循環ポンプ、７・・
・ポットプール、１ｏ・・・隔壁、１１・・・炉心支持
構造、１５・・・中間熱交換器、２７．２８・・・円筒
。
ル４・・・ルーフスラブ、５・・・循環ポンプ、７・・
・ポットプール、１ｏ・・・隔壁、１１・・・炉心支持
構造、１５・・・中間熱交換器、２７．２８・・・円筒
。
、′−−＼
代理人 弁理士 高橋明夫す
躬２図
￥６図
（Ａ）
Claims (1)
- １、原子炉容器と、前記原子炉容器の上部に取付けられ
たルーフスラブと、前記原子炉容器内に設置された炉心
と、前記原子炉容器内で前記炉心の周囲の同一円周上に
配置された複数の中間熱交換器および循環ポンプとから
なるタンク型高速増殖炉において、前記中間熱交換器の
横断面を四辺形状にしたことを特徴とするタンク車高１
速増殖炉。
Priority Applications (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58167127A JPS6057290A (ja) | 1983-09-08 | 1983-09-08 | タンク型高速増殖炉 |
| EP84110622A EP0143916A1 (en) | 1983-09-08 | 1984-09-06 | Tank type fast breeder reactor |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58167127A JPS6057290A (ja) | 1983-09-08 | 1983-09-08 | タンク型高速増殖炉 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6057290A true JPS6057290A (ja) | 1985-04-03 |
| JPH0315998B2 JPH0315998B2 (ja) | 1991-03-04 |
Family
ID=15843931
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP58167127A Granted JPS6057290A (ja) | 1983-09-08 | 1983-09-08 | タンク型高速増殖炉 |
Country Status (2)
| Country | Link |
|---|---|
| EP (1) | EP0143916A1 (ja) |
| JP (1) | JPS6057290A (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS6051496U (ja) * | 1983-09-19 | 1985-04-11 | 三菱重工業株式会社 | 原子炉 |
| JP2003063316A (ja) * | 2001-08-23 | 2003-03-05 | Sony Corp | 車両ドア用スピーカ装置 |
Family Cites Families (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR1466741A (fr) * | 1966-01-31 | 1967-01-20 | English Electric Co Ltd | Réacteur nucléaire |
| FR2096841B1 (ja) * | 1970-07-06 | 1974-12-20 | Babcock Atlantique Sa | |
| FR2490862B1 (fr) * | 1980-09-19 | 1985-08-30 | Novatome | Reacteur nucleaire a echangeurs de chaleur integres |
-
1983
- 1983-09-08 JP JP58167127A patent/JPS6057290A/ja active Granted
-
1984
- 1984-09-06 EP EP84110622A patent/EP0143916A1/en not_active Withdrawn
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS6051496U (ja) * | 1983-09-19 | 1985-04-11 | 三菱重工業株式会社 | 原子炉 |
| JP2003063316A (ja) * | 2001-08-23 | 2003-03-05 | Sony Corp | 車両ドア用スピーカ装置 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH0315998B2 (ja) | 1991-03-04 |
| EP0143916A1 (en) | 1985-06-12 |
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