JPS6071992A - 沸騰水型原子炉 - Google Patents
沸騰水型原子炉Info
- Publication number
- JPS6071992A JPS6071992A JP58179174A JP17917483A JPS6071992A JP S6071992 A JPS6071992 A JP S6071992A JP 58179174 A JP58179174 A JP 58179174A JP 17917483 A JP17917483 A JP 17917483A JP S6071992 A JPS6071992 A JP S6071992A
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- JP
- Japan
- Prior art keywords
- core
- pressure vessel
- pipe
- water
- heat exchanger
- 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
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-
- 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
Landscapes
- Organic Low-Molecular-Weight Compounds And Preparation Thereof (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】
［発明の技術分野］
本発明は圧力容器内の炉心上部の蒸発部にスプレィ冷却
器を設けるとともに炉心の周囲に熱交換器を設けた沸騰
水型原子炉に関する。
器を設けるとともに炉心の周囲に熱交換器を設けた沸騰
水型原子炉に関する。
［発明の技術的背景とその問題点］
圧力容器内の炉心で発生した蒸気を圧力容器外へ取り出
さないで、もっばら圧力容器内の炉心の周囲に配設した
熱交換器による熱利用を目的としたタイプの沸騰水型原
子炉が開発されている。
さないで、もっばら圧力容器内の炉心の周囲に配設した
熱交換器による熱利用を目的としたタイプの沸騰水型原
子炉が開発されている。
すなわち、第１図に示したように圧力容器１内のほぼ中
央部に炉心２を配置し、炉心２のほぼ中央側面部から炉
心上部の蒸発部３へ延在した熱交換器４を有し、この熱
交換器４に圧力容器１の外部に設けたポンプ５から給水
管６を接続し、また熱交換器４から温水取出し管７を導
出し、さらに冷却材循環配管８を炉心底部９から導出し
ポンプ１０を介して再び圧力容器１内に供給する配管１
１を設け、この配管１１にスプレィ冷却器１２を設けて
いる。また圧力容器１の上蓋１ａを貫通して制御棒１３
が設けられている。
央部に炉心２を配置し、炉心２のほぼ中央側面部から炉
心上部の蒸発部３へ延在した熱交換器４を有し、この熱
交換器４に圧力容器１の外部に設けたポンプ５から給水
管６を接続し、また熱交換器４から温水取出し管７を導
出し、さらに冷却材循環配管８を炉心底部９から導出し
ポンプ１０を介して再び圧力容器１内に供給する配管１
１を設け、この配管１１にスプレィ冷却器１２を設けて
いる。また圧力容器１の上蓋１ａを貫通して制御棒１３
が設けられている。
このようにして熱交換器４またはスプレィ冷却器１２の
冷却材は、圧力容器１の外部に、冷却材循環システムを
設ける方法が採られているため原子炉全体を小型にする
という点で不都合であり、また、圧力容器を通過する配
管が増え、安全上好ましくない。さらに冷却材は圧力容
器１内から取り出され、再び、外部循環系から炉内に再
び供給される。したがって、圧力容器１の外部に内部の
汚染された冷却材を取り出すことは、放射性物質の漏洩
にかかわる問題を生じる恐れがある。
冷却材は、圧力容器１の外部に、冷却材循環システムを
設ける方法が採られているため原子炉全体を小型にする
という点で不都合であり、また、圧力容器を通過する配
管が増え、安全上好ましくない。さらに冷却材は圧力容
器１内から取り出され、再び、外部循環系から炉内に再
び供給される。したがって、圧力容器１の外部に内部の
汚染された冷却材を取り出すことは、放射性物質の漏洩
にかかわる問題を生じる恐れがある。
［発明の目的］
本発明は上記問題点を解決するためになされたもので、
原子炉全体をよりコンパクト化して小型化するとともに
、低減化し、また放射性物質の漏洩に係わる危険性を防
止し安全性にすぐれた沸騰水型原子炉を提供することに
ある。
原子炉全体をよりコンパクト化して小型化するとともに
、低減化し、また放射性物質の漏洩に係わる危険性を防
止し安全性にすぐれた沸騰水型原子炉を提供することに
ある。
［発明の概要］
すなわち、本発明は炉心を内蔵しその炉心−り部に蒸発
部を炉心底部にサブクール水を配置した圧 − 内容器と、この圧力容器の上方から前記炉心内に挿入す
る制御棒と、前記炉心を包囲し前記炉心上部および炉心
底部に延在する熱交換器と、前記蒸発部に位置して前記
炉心へ向けてスプレィするスプレィ冷却器と、このスプ
レィ冷却器に前記炉心底部のサブクール水を前記熱交換
器内を挿通して供給する輸送配管とを具備したことを特
徴とする沸騰水型原子炉である。
部を炉心底部にサブクール水を配置した圧 − 内容器と、この圧力容器の上方から前記炉心内に挿入す
る制御棒と、前記炉心を包囲し前記炉心上部および炉心
底部に延在する熱交換器と、前記蒸発部に位置して前記
炉心へ向けてスプレィするスプレィ冷却器と、このスプ
レィ冷却器に前記炉心底部のサブクール水を前記熱交換
器内を挿通して供給する輸送配管とを具備したことを特
徴とする沸騰水型原子炉である。
また熱交換器は熱交換部が炉心の底部から少なくとも圧
力容器内の冷却材の水面近傍までを占める高さを有し、
その配管のうち少なくとも数本が二重管構造でかつ内管
が炉心底部のサブクール水を蒸発部に輸送する構造を有
する。
力容器内の冷却材の水面近傍までを占める高さを有し、
その配管のうち少なくとも数本が二重管構造でかつ内管
が炉心底部のサブクール水を蒸発部に輸送する構造を有
する。
［発明の実施例］
以下、第２図および第３図を参照しながら本発明に係る
沸騰水型原子炉の一実施例を説明する。
沸騰水型原子炉の一実施例を説明する。
第２図において、圧力容器１内のほぼ中央部に炉心２が
配置されている。炉心２の上部は蒸発部３で、この蒸発
部３にスプレィ冷却器１２が配設されている。このスプ
レィ冷却器１２の流入側は炉心２の周囲に設けられた熱
交換器１４の内管１５に接続されたポンプ１６の吐出側
に連通されている。熱交換器１４は第３図に部分的に拡
大して示したように上下一対の集合管１７．１８を貫通
して内管１５が設（ブられ、この内管１５の外側を包囲
して前記一対の集合管１７． ｉａを接続する外管１９
を有するとともに一対の集合管１７．１８間に多数本の
伝熱管２ｏが接続されたものからなっている。なお、上
部集合管１７の側面に入口配管６が、また下部集合管１
８の側面に出口配管７がそれぞれ接続されて圧力容器１
の側面から外方へ突出している。
配置されている。炉心２の上部は蒸発部３で、この蒸発
部３にスプレィ冷却器１２が配設されている。このスプ
レィ冷却器１２の流入側は炉心２の周囲に設けられた熱
交換器１４の内管１５に接続されたポンプ１６の吐出側
に連通されている。熱交換器１４は第３図に部分的に拡
大して示したように上下一対の集合管１７．１８を貫通
して内管１５が設（ブられ、この内管１５の外側を包囲
して前記一対の集合管１７． ｉａを接続する外管１９
を有するとともに一対の集合管１７．１８間に多数本の
伝熱管２ｏが接続されたものからなっている。なお、上
部集合管１７の側面に入口配管６が、また下部集合管１
８の側面に出口配管７がそれぞれ接続されて圧力容器１
の側面から外方へ突出している。
内管１５と外管１９とは同心円状の二重管構造で、入口
配管６からの流入水は矢印２１で示したように上部集合
管１７から伝熱管２ｏおよび内管１５と外管１９との間
を下降して下部集合管１８から矢印２２で示したように
出口配管７がら流出する。
配管６からの流入水は矢印２１で示したように上部集合
管１７から伝熱管２ｏおよび内管１５と外管１９との間
を下降して下部集合管１８から矢印２２で示したように
出口配管７がら流出する。
一方、内管１５の下端は炉心底部９に位置し、またその
上端は蒸発部３に位置しており、ポンプ１６の作動によ
りサブクール水を矢印２３で示したように汲み上げスプ
レィ冷却器１２がら炉心２へ向けて４− サブクール水を散布するようになっている。
上端は蒸発部３に位置しており、ポンプ１６の作動によ
りサブクール水を矢印２３で示したように汲み上げスプ
レィ冷却器１２がら炉心２へ向けて４− サブクール水を散布するようになっている。
また炉心２の上方には制御棒１３が配置され、制御棒１
３は圧力容器１の上蓋を貫通した駆動機構により炉心２
内に挿入、または引扱かれて炉心２を制御する。炉心２
内に流入した冷却材は、炉心で加熱、飽和状態となって
、炉心を通過する。炉心２を流出した冷却材は、炉心周
囲の熱交換器１４を通り温度を低下させながら、サブク
ール状態で炉心底部９に戻る。一方、炉心底部９のサブ
クール状態の冷却材は、断熱性の良い材料あるいは輸送
途中の冷却材の温度上昇を防止する構造を有する内管１
５を通して、ポンプ１６で、圧力容器１内の炉心上部の
蒸気部３まで、サブクール状態のまま輸送され、スプレ
ィ冷却器１２から飽和蒸気中に噴霧され系圧力を減少さ
せる。なお、熱交換器１４の下部集合管１８は、炉心底
部９の近傍に位置し、下部集合管１７は少なくとも、炉
心上部の気液界面近傍に位置するように保持することに
よって、熱交換器１４内を流れる冷却材は、上部集合管
１７に流入し、伝熱管２０および、外管１９と内管１５
の間を通過し、加熱されながら下部集合管１８に至り、
圧力容器１の外部へ流出する。炉心底部９のサブクール
水は内管１５の下端で吸入され外管１９と内管１５の間
を流れる冷却材で冷却されながら、ポンプ１６に至る。
３は圧力容器１の上蓋を貫通した駆動機構により炉心２
内に挿入、または引扱かれて炉心２を制御する。炉心２
内に流入した冷却材は、炉心で加熱、飽和状態となって
、炉心を通過する。炉心２を流出した冷却材は、炉心周
囲の熱交換器１４を通り温度を低下させながら、サブク
ール状態で炉心底部９に戻る。一方、炉心底部９のサブ
クール状態の冷却材は、断熱性の良い材料あるいは輸送
途中の冷却材の温度上昇を防止する構造を有する内管１
５を通して、ポンプ１６で、圧力容器１内の炉心上部の
蒸気部３まで、サブクール状態のまま輸送され、スプレ
ィ冷却器１２から飽和蒸気中に噴霧され系圧力を減少さ
せる。なお、熱交換器１４の下部集合管１８は、炉心底
部９の近傍に位置し、下部集合管１７は少なくとも、炉
心上部の気液界面近傍に位置するように保持することに
よって、熱交換器１４内を流れる冷却材は、上部集合管
１７に流入し、伝熱管２０および、外管１９と内管１５
の間を通過し、加熱されながら下部集合管１８に至り、
圧力容器１の外部へ流出する。炉心底部９のサブクール
水は内管１５の下端で吸入され外管１９と内管１５の間
を流れる冷却材で冷却されながら、ポンプ１６に至る。
［発明の効果］
本発明によればつぎに述べる効果がある。
（１） 第１図に示す従来例に比較して、非常にコンパ
クトな構造にできる。
クトな構造にできる。
（２〉 冷却材輸送する内管１５は圧力容器１内を通る
ため、内管１５の内外の圧力が平衡しており、耐圧配管
を用いる必要がなく、コストダウンが可能である。
ため、内管１５の内外の圧力が平衡しており、耐圧配管
を用いる必要がなく、コストダウンが可能である。
（３） 圧力容器１の外部に循環系を設ける従来タイプ
の冷却材供給システムに比較して、放射性物質の漏洩の
危険性は極めて低下する。
の冷却材供給システムに比較して、放射性物質の漏洩の
危険性は極めて低下する。
（４） 熱交換器１４の伝熱管２０を２重管構造にする
ことによって熱交換用冷却材により、炉心底部９のサブ
クール水は、輸送中の温度上昇が防止できるとともに、
熱交換用冷却材による冷却効果も期待でき、ポンプのキ
ャビテーション発生の可能性はより低下し、供給流量を
多くとることができる。
ことによって熱交換用冷却材により、炉心底部９のサブ
クール水は、輸送中の温度上昇が防止できるとともに、
熱交換用冷却材による冷却効果も期待でき、ポンプのキ
ャビテーション発生の可能性はより低下し、供給流量を
多くとることができる。
（５） 熱交換器の定検、修理の際に、サブクール水輸
送用内管１５の点検を同時に実施できる。
送用内管１５の点検を同時に実施できる。
第１図は従来のこの種の沸騰水型原子炉を概略的に示す
縦断面図、第２図は本発明に係る沸騰水型原子炉を概略
的に示す縦断面図、第３図は第２図における熱交換器を
拡大して示す縦断面図である。 １・・・圧力容器 ２・・・炉心 ３・・・蒸発部４．
１４・・・熱交換器 ５．１０．１６・・・ポンプ６・
・・給水管 ７・・・温水取出し管８・・・冷却材循環
配管 ９・・・炉心底部１１・・・供給配管 １２・・
・スプレィ冷却器１３・・・制御棒 １５・・・内管
１７・・・上部集合管１８・・・下部集合部 １９・・
・外管 ２０・・・伝熱管出願代理人 弁理士 則 近
憲 佑 （ばか１名） 第２１ｉ 第３ｗＪ 栓 ／７ ど ｆｆ ２／ ／ｑ ２θ Ｔ ２
縦断面図、第２図は本発明に係る沸騰水型原子炉を概略
的に示す縦断面図、第３図は第２図における熱交換器を
拡大して示す縦断面図である。 １・・・圧力容器 ２・・・炉心 ３・・・蒸発部４．
１４・・・熱交換器 ５．１０．１６・・・ポンプ６・
・・給水管 ７・・・温水取出し管８・・・冷却材循環
配管 ９・・・炉心底部１１・・・供給配管 １２・・
・スプレィ冷却器１３・・・制御棒 １５・・・内管
１７・・・上部集合管１８・・・下部集合部 １９・・
・外管 ２０・・・伝熱管出願代理人 弁理士 則 近
憲 佑 （ばか１名） 第２１ｉ 第３ｗＪ 栓 ／７ ど ｆｆ ２／ ／ｑ ２θ Ｔ ２
Claims (2)
- （１） 炉心を内蔵し、その炉心上部に蒸発部を、炉心
底部にサブクール水を配置した圧力容器と、この圧力容
器の上方から前記炉心内に挿入する制御棒と、前記炉心
を包囲し前記炉心上部および炉心底部に延在する熱交換
器と、前記蒸発部に位置して前記炉心へ向けてスプレィ
するスプレィ冷却器と、このスプレィ冷却器に前記炉心
底部のサブクール水を前記熱交換器内を挿通して供給す
る輸送配管とを具備したことを特徴とする沸騰水型原子
炉。 - （２） 熱交換器は熱交換部が炉心底部から少なくとも
圧力容器内の冷却材の水面近傍までを占める高さを有し
、その配管のうち少なくとも数本が二重管構造でかつ内
管が炉心底部のサブクール水を蒸発部に輸送する構造を
有することを特徴とする特許請求の範囲第１項記載の沸
騰水型原子炉。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58179174A JPS6071992A (ja) | 1983-09-29 | 1983-09-29 | 沸騰水型原子炉 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58179174A JPS6071992A (ja) | 1983-09-29 | 1983-09-29 | 沸騰水型原子炉 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6071992A true JPS6071992A (ja) | 1985-04-23 |
Family
ID=16061226
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP58179174A Pending JPS6071992A (ja) | 1983-09-29 | 1983-09-29 | 沸騰水型原子炉 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6071992A (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4734249A (en) * | 1983-09-21 | 1988-03-29 | Hitachi, Ltd. | Nuclear reactor start-up method |
| US6944255B2 (en) * | 2001-07-10 | 2005-09-13 | Central Research Institute Of Electric Power Industry | Nuclear reactor |
-
1983
- 1983-09-29 JP JP58179174A patent/JPS6071992A/ja active Pending
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4734249A (en) * | 1983-09-21 | 1988-03-29 | Hitachi, Ltd. | Nuclear reactor start-up method |
| US6944255B2 (en) * | 2001-07-10 | 2005-09-13 | Central Research Institute Of Electric Power Industry | Nuclear reactor |
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