JPS61209388A - 原子炉構造 - Google Patents
原子炉構造Info
- Publication number
- JPS61209388A JPS61209388A JP60050069A JP5006985A JPS61209388A JP S61209388 A JPS61209388 A JP S61209388A JP 60050069 A JP60050069 A JP 60050069A JP 5006985 A JP5006985 A JP 5006985A JP S61209388 A JPS61209388 A JP S61209388A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- reactor
- sodium
- reactor vessel
- liquid level
- annulus space
- 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
Links
Classifications
-
- 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
- Treatment Of Water By Oxidation Or Reduction (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (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〕
本発明は原子炉構造に係シ、特に原子炉容器の液面近傍
の原子炉容器軸方向の温度勾配に起因する熱応力発生を
緩和でき、かつ、原子炉容器径を小形化するのに好適な
タンク型ＦＢＲｉ子炉構造に関するものである。
の原子炉容器軸方向の温度勾配に起因する熱応力発生を
緩和でき、かつ、原子炉容器径を小形化するのに好適な
タンク型ＦＢＲｉ子炉構造に関するものである。
第６図はタンク盟ＦＢＲ原子炉構造の一例金示す縦断面
図である。通常、タンクｆｆ１ＦＢＲ原子炉構造は、原
子炉容器１がルーフスラブ２に溶接することによって支
持されていて、密閉空間を形成している。原子炉容器ｌ
の中には炉心支持構造部材３によル炉心４が支持されて
いる。ｔた、ルーフスラブ２には、炉心４にて加熱され
た高温１次ナトリウムと２次ナトリウムとの熱交換上行
う中間熱交換器（以下ＩＨＸと称す）５．１次ナトリウ
ムを炉内で循環させる九めの循環ポンプ６、炉心の出力
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７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ための回転プラグ８等の機
器が搭載しである。
図である。通常、タンクｆｆ１ＦＢＲ原子炉構造は、原
子炉容器１がルーフスラブ２に溶接することによって支
持されていて、密閉空間を形成している。原子炉容器ｌ
の中には炉心支持構造部材３によル炉心４が支持されて
いる。ｔた、ルーフスラブ２には、炉心４にて加熱され
た高温１次ナトリウムと２次ナトリウムとの熱交換上行
う中間熱交換器（以下ＩＨＸと称す）５．１次ナトリウ
ムを炉内で循環させる九めの循環ポンプ６、炉心の出力
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７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ための回転プラグ８等の機
器が搭載しである。
コールドプール９の低温１次ナトリウムは、ルーフスラ
ブ２よシ吊シ下げられ九循環ポンプ６に吸い込まれ、加
圧されて高圧プール１０内に導かれる。その後、炉心４
七通り、高温となってホットプール１１に至シ、ルーフ
スラブ２よシ吊り下げらｆＬ九ＩＨＸ５のホットプール
１１内の開口部よりＩＨＸＳ内に流入し、伝熱管全弁し
て蒸気発生器（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９に戻る。
ブ２よシ吊シ下げられ九循環ポンプ６に吸い込まれ、加
圧されて高圧プール１０内に導かれる。その後、炉心４
七通り、高温となってホットプール１１に至シ、ルーフ
スラブ２よシ吊り下げらｆＬ九ＩＨＸ５のホットプール
１１内の開口部よりＩＨＸＳ内に流入し、伝熱管全弁し
て蒸気発生器（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９に戻る。
ホットプール１１の高温１次ナトＩＪクムの上方には、
ナトリウムと反応しない不活性ガスであるアルコンガス
１２が充填されておシ、ナトリウム液面とルーフスラブ
２との間を満している。
ナトリウムと反応しない不活性ガスであるアルコンガス
１２が充填されておシ、ナトリウム液面とルーフスラブ
２との間を満している。
このような原子炉構造において、原子炉容器１の温度分
布に着目すると、ナトリウム液面より下方では、原子炉
容器１の温度は、はぼナトリウム温度と同程度の温度と
なるのに対し、その上方、例えば、ルーフスラブ２に接
合されている部分においては、はぼ室温程度となってい
る。し文がって、ナトリウム液面よシ上万の原子炉容器
１では、非常に大きな軸方向温度勾配が生じ、これに起
因し九高い熱応力がナトリウム液面近傍の原子炉容器１
に発生する。
布に着目すると、ナトリウム液面より下方では、原子炉
容器１の温度は、はぼナトリウム温度と同程度の温度と
なるのに対し、その上方、例えば、ルーフスラブ２に接
合されている部分においては、はぼ室温程度となってい
る。し文がって、ナトリウム液面よシ上万の原子炉容器
１では、非常に大きな軸方向温度勾配が生じ、これに起
因し九高い熱応力がナトリウム液面近傍の原子炉容器１
に発生する。
このような高い熱応力の発生に防止する九め、従来から
、例えば、特開昭５３−６７０８９号公報あるいは特開
昭５７−１８６１９３号公報に示しであるように、原子
炉容器１と高温ナトリウムとが接しないようにし、低温
ナトリウムを接触させて、原子炉容器１の高温レベルを
下げ、温度勾配を小さくしている。なお、第６図におい
て、１３は炉壁冷却断熱構造である。
、例えば、特開昭５３−６７０８９号公報あるいは特開
昭５７−１８６１９３号公報に示しであるように、原子
炉容器１と高温ナトリウムとが接しないようにし、低温
ナトリウムを接触させて、原子炉容器１の高温レベルを
下げ、温度勾配を小さくしている。なお、第６図におい
て、１３は炉壁冷却断熱構造である。
第７図は従来の炉壁冷却断熱構造の説明図で、第７図に
おいては、原子炉容器１を冷却するための流路を形成す
るため、原子炉容器１の内側にさらに２重の円筒容器１
９１に、設けてあシ、この丸めのスペースが原子炉容器
１内に必要となシ、原子炉容器１のコンパクト化を妨げ
てい友。
おいては、原子炉容器１を冷却するための流路を形成す
るため、原子炉容器１の内側にさらに２重の円筒容器１
９１に、設けてあシ、この丸めのスペースが原子炉容器
１内に必要となシ、原子炉容器１のコンパクト化を妨げ
てい友。
そこで、第８図に示すように、ホットプール１１の高温
１次ナトリウムと原子炉容器１との間に断熱層となる垂
直隔壁１４を設け、垂直隔壁１４と原子炉容器１との間
には、ナトリウム出入ロ孔１６含有する底板１７ｔ−設
け、低温１次ナトリウムが九まるアニユラス空間１８ｔ
−形成し、原子炉容器１の軸方向温度勾配の緩和を行っ
ており、ホットプールｌｌ内の高温１次ナトリウムの液
面とアニユラス空間１８内の低温１次ナトリウムの液面
との液面差は、循環ポンプ６によって生じるよ”うＫし
である。
１次ナトリウムと原子炉容器１との間に断熱層となる垂
直隔壁１４を設け、垂直隔壁１４と原子炉容器１との間
には、ナトリウム出入ロ孔１６含有する底板１７ｔ−設
け、低温１次ナトリウムが九まるアニユラス空間１８ｔ
−形成し、原子炉容器１の軸方向温度勾配の緩和を行っ
ており、ホットプールｌｌ内の高温１次ナトリウムの液
面とアニユラス空間１８内の低温１次ナトリウムの液面
との液面差は、循環ポンプ６によって生じるよ”うＫし
である。
ところで、垂直隔壁１４の下端の底板１７に設けたナト
リウム出入口孔１６は、通常、垂直隔壁１４と原子炉容
器１とで形成される空間であるアニユラス空間１８内に
ナトリウムが供給される形状寸法の開口部があればよい
というだけの制約条件で設計されており、他に何ら考慮
された条件はなかった。
リウム出入口孔１６は、通常、垂直隔壁１４と原子炉容
器１とで形成される空間であるアニユラス空間１８内に
ナトリウムが供給される形状寸法の開口部があればよい
というだけの制約条件で設計されており、他に何ら考慮
された条件はなかった。
しかし、このようなタンク型ＦＢＲ原子炉構造の炉壁保
護装置では、第９図に示すように、通常運転中の循環ポ
ンプ６による圧力から生じるホットプール１１内の高温
１次ナトリウムの液面とアニユラス空間１８内の低温１
次ナトリウムの液面との液面差が、トリップ時には循環
ポンプ６の停止によル圧力差がなくな〕、短時間で低温
１次ナトリウムの液面が上昇し、原子炉容器１の軸方向
温度勾配は、通常運転時に比べ、トリップ時の方が、第
９■（ｂ）中の丸印に示す位置において急勾配となって
しまう。このため、炉心４や全ナトリウム重量を支持す
る原子炉容器１に熱応力が発生し、タンク型原子炉構造
の構造健全性を脅かす要因ともなシかねないという問題
がある。
護装置では、第９図に示すように、通常運転中の循環ポ
ンプ６による圧力から生じるホットプール１１内の高温
１次ナトリウムの液面とアニユラス空間１８内の低温１
次ナトリウムの液面との液面差が、トリップ時には循環
ポンプ６の停止によル圧力差がなくな〕、短時間で低温
１次ナトリウムの液面が上昇し、原子炉容器１の軸方向
温度勾配は、通常運転時に比べ、トリップ時の方が、第
９■（ｂ）中の丸印に示す位置において急勾配となって
しまう。このため、炉心４や全ナトリウム重量を支持す
る原子炉容器１に熱応力が発生し、タンク型原子炉構造
の構造健全性を脅かす要因ともなシかねないという問題
がある。
本発明社上記に鑑みてなされたもので、その目的とする
ところは、原子炉容器の液面近傍の原子炉容器軸方向の
温度勾配に起因する熱応力を通常運転時もトリップ時に
も緩和することができ、かつ、原子炉容器径を小形化す
ることができる原子炉構造を提供することにある。
ところは、原子炉容器の液面近傍の原子炉容器軸方向の
温度勾配に起因する熱応力を通常運転時もトリップ時に
も緩和することができ、かつ、原子炉容器径を小形化す
ることができる原子炉構造を提供することにある。
本発明は、夕／りｆｆ１ＦＢＲ原子炉構造の原子炉容器
液面近傍に設けられる炉壁保護装置の断熱層である隔壁
下端部に設ける低温１次ナトリウム出入ロ開ロ部の形状
寸法は、起動時には原子炉容器軸方向の温度勾配を最小
限にするため、低温１次ナトリウム液面が大きな抵抗な
く低下し、ま九、トリップ時および停止時には、原子炉
容器の液面近傍軸方向温度勾配を最小限にするｔめ、低
温１次す） ＩＪウムの液面が徐々に上昇する形状寸法
であることが望ましいことに着目して行われたもので、
上記開口部は、この開口部の開口断面積をＡＩ、アニユ
ラス空間の水平断面積ｔ−ｋｍ 、ホットプールと上記
アニユラス空間とのナトリウム液位差をＨ，１／ ２
Ｈ′ｔ−Ｈｏ １原子炉のトリップ時のナトリウム温度
変化ｍｔ−ΔＴ１上記アニユラス空間への液位差Ｈａに
おけるナトリウムの流入流速ｅｒａ１ナトリウムのｆｆ
１Ｅｌｌ−ρ、ナトリウムの比熱ｋＣ，上記アニユラス
空間内のナトリウムから原子炉トリップ時に上記ホット
プールおよび上記原子炉容器外の雰囲気への放出熱量を
（−れぞれＱＬ 、Ｑｚ としたときに、 を満足する構造としであることを特徴としている。
液面近傍に設けられる炉壁保護装置の断熱層である隔壁
下端部に設ける低温１次ナトリウム出入ロ開ロ部の形状
寸法は、起動時には原子炉容器軸方向の温度勾配を最小
限にするため、低温１次ナトリウム液面が大きな抵抗な
く低下し、ま九、トリップ時および停止時には、原子炉
容器の液面近傍軸方向温度勾配を最小限にするｔめ、低
温１次す） ＩＪウムの液面が徐々に上昇する形状寸法
であることが望ましいことに着目して行われたもので、
上記開口部は、この開口部の開口断面積をＡＩ、アニユ
ラス空間の水平断面積ｔ−ｋｍ 、ホットプールと上記
アニユラス空間とのナトリウム液位差をＨ，１／ ２
Ｈ′ｔ−Ｈｏ １原子炉のトリップ時のナトリウム温度
変化ｍｔ−ΔＴ１上記アニユラス空間への液位差Ｈａに
おけるナトリウムの流入流速ｅｒａ１ナトリウムのｆｆ
１Ｅｌｌ−ρ、ナトリウムの比熱ｋＣ，上記アニユラス
空間内のナトリウムから原子炉トリップ時に上記ホット
プールおよび上記原子炉容器外の雰囲気への放出熱量を
（−れぞれＱＬ 、Ｑｚ としたときに、 を満足する構造としであることを特徴としている。
以下本発明を第１図に示した実施例および第２図〜第５
図管用いて詳細に説明する。
図管用いて詳細に説明する。
本発明に係る原子炉構造の概要は第６図と同様であるが
、原子炉容器１の液面近傍軸方向の温度勾配を最小限に
するための上記し次第８図の原子炉容器１とホットプー
ル１１内の高温１次ナトリウムとの間に設は次断熱層で
ある垂直隔ａ１４の下端部に設けるす） ＩＪウム出入
口孔の形状寸法に工夫がこらしである。
、原子炉容器１の液面近傍軸方向の温度勾配を最小限に
するための上記し次第８図の原子炉容器１とホットプー
ル１１内の高温１次ナトリウムとの間に設は次断熱層で
ある垂直隔ａ１４の下端部に設けるす） ＩＪウム出入
口孔の形状寸法に工夫がこらしである。
第１■は本発明の原子炉構造の炉壁保護装置の−笑施例
會示す部分縦断面図である。第１図において、１は原子
炉容器、１２はカバーガスであるアルゴンガス、１１は
高温１次ナトリウムが入っているホットプール、１４は
高温１次ナトリウムと原子炉容器ｌとの間に設けた断熱
層である垂直隔壁で、垂直隔壁１４と原子炉容器１との
間の空間に低温１次ナトリウムがたまるアニユラス空間
１８が成形してあ夛、垂直隔壁１４の下端部の底板１７
に図示のようなナトリウム出入口孔（開口部）１５が設
けである。
會示す部分縦断面図である。第１図において、１は原子
炉容器、１２はカバーガスであるアルゴンガス、１１は
高温１次ナトリウムが入っているホットプール、１４は
高温１次ナトリウムと原子炉容器ｌとの間に設けた断熱
層である垂直隔壁で、垂直隔壁１４と原子炉容器１との
間の空間に低温１次ナトリウムがたまるアニユラス空間
１８が成形してあ夛、垂直隔壁１４の下端部の底板１７
に図示のようなナトリウム出入口孔（開口部）１５が設
けである。
次に、熱応力低減の原理について説明する。
先に第９図にて説明し九ように、原子炉トリラフ後、ア
ニユラス空間１８内の低温１次ナトリウムの液面が急激
に上昇すると、液面近傍部の原子炉容器１に高い熱応力
が発生する原因となる。しかしながら、いま、第２図（
ａ）に示すように１原子炉トリツプ後、低温１次ナトリ
ウムの液面がゆるやかに上昇し、定格運転時の原子炉容
器１の温度勾配を保持するように液面が上昇し、かつ、
アニユラス空間１８内の温度が低下すれば、原子炉トリ
ップ後に高い熱応力が発生することがなくなる。
ニユラス空間１８内の低温１次ナトリウムの液面が急激
に上昇すると、液面近傍部の原子炉容器１に高い熱応力
が発生する原因となる。しかしながら、いま、第２図（
ａ）に示すように１原子炉トリツプ後、低温１次ナトリ
ウムの液面がゆるやかに上昇し、定格運転時の原子炉容
器１の温度勾配を保持するように液面が上昇し、かつ、
アニユラス空間１８内の温度が低下すれば、原子炉トリ
ップ後に高い熱応力が発生することがなくなる。
そこで、第３図に示すように、垂直隔壁１４の内外径ｔ
それぞれＤＩ ＋ ＤＩ 、原子炉容器１の内外径をそ
れぞれＤｓ ＋ Ｄ４ 、ホットプール１１内の高温１
次ナトリウムの液面とアニユラス空間１８内の低温１次
ナトリウムの液面との定格運転時における液位差ｔＨ，
ナトリウム出入口孔１５の開口断面積ｔ″Ａ１、上記ア
ニユラス空間１８の水平断面積″ｋ Ａ ｓとする。ま
九、原子炉トリップ直後に上記アニユラス空間１８へ流
入する低温１次ナトリウムのナトリウム出入口孔１５に
おけるナトリウム流速をｖとすると、液位差Ｈは、ここ
に、ξ：ナトリウム出入口孔１５における抵抗係数 ｇ：重力加。速度 で表わすことができる。
それぞれＤＩ ＋ ＤＩ 、原子炉容器１の内外径をそ
れぞれＤｓ ＋ Ｄ４ 、ホットプール１１内の高温１
次ナトリウムの液面とアニユラス空間１８内の低温１次
ナトリウムの液面との定格運転時における液位差ｔＨ，
ナトリウム出入口孔１５の開口断面積ｔ″Ａ１、上記ア
ニユラス空間１８の水平断面積″ｋ Ａ ｓとする。ま
九、原子炉トリップ直後に上記アニユラス空間１８へ流
入する低温１次ナトリウムのナトリウム出入口孔１５に
おけるナトリウム流速をｖとすると、液位差Ｈは、ここ
に、ξ：ナトリウム出入口孔１５における抵抗係数 ｇ：重力加。速度 で表わすことができる。
原子炉トリップ後、時間が経過するにつれて液位差Ｈは
徐々に減少し、最終的に零になる。そこで、平均的な流
速として、定格運転時の液位差の１／２の液位差Ｈｏの
ときのナトリウム出入口孔１５におけるナトリウム流速
をＶｏとすると、（１）式と同様に、 なる式が成立する。
徐々に減少し、最終的に零になる。そこで、平均的な流
速として、定格運転時の液位差の１／２の液位差Ｈｏの
ときのナトリウム出入口孔１５におけるナトリウム流速
をＶｏとすると、（１）式と同様に、 なる式が成立する。
このとき、アニユラス空間１８内に流れ込む低温１次ナ
トリウム流ｆｆ１ｔ−Ｑとすれば、この流ｉ−Ｑハ、流
入ナトリウム流速ＶＱ とナトリウム出入口孔１５の開
口断面１ｍ Ａ ｔ との積で表わされ、Ｑ＝ｙｏＡｔ
・・・・・・・・・（８）とな
る。
トリウム流ｆｆ１ｔ−Ｑとすれば、この流ｉ−Ｑハ、流
入ナトリウム流速ＶＱ とナトリウム出入口孔１５の開
口断面１ｍ Ａ ｔ との積で表わされ、Ｑ＝ｙｏＡｔ
・・・・・・・・・（８）とな
る。
したがって、アニユラス空間１８内を溝穴すに必要なナ
トリウムがアニユラス空間１８に流入するに要する時間
ｔ１は、アニユラス空間１８の体積を単位時間当シアニ
ュラス空間１８に流入するナトリウム流量で除して得ら
れ、これは で表わすことができる。
トリウムがアニユラス空間１８に流入するに要する時間
ｔ１は、アニユラス空間１８の体積を単位時間当シアニ
ュラス空間１８に流入するナトリウム流量で除して得ら
れ、これは で表わすことができる。
次に、アニユラス空間１８から内側のホットプール１１
内および外側の原子炉容器１の外側への熱の逃げ短につ
いて考えてみる。
内および外側の原子炉容器１の外側への熱の逃げ短につ
いて考えてみる。
第４図は原子炉容器炉壁保護装置周シの熱の流れ全示す
図である。垂直隔壁１４の内面、アニユラス空間１８内
および原子炉容器１外面における熱伝達係数上それぞｎ
αｌ、α２．α３、垂直隔壁１４および原子炉容器１の
熱伝導率をそｎぞれλ１．λ鵞、アニユラス空間１８か
ら内側のホットプール１１に単位時間当り逃げる熱量を
Ｑｌ、原子炉容器１の外側に逃げる熱量を Ｑ ２ と
する。
図である。垂直隔壁１４の内面、アニユラス空間１８内
および原子炉容器１外面における熱伝達係数上それぞｎ
αｌ、α２．α３、垂直隔壁１４および原子炉容器１の
熱伝導率をそｎぞれλ１．λ鵞、アニユラス空間１８か
ら内側のホットプール１１に単位時間当り逃げる熱量を
Ｑｌ、原子炉容器１の外側に逃げる熱量を Ｑ ２ と
する。
ま九、アニユラス空間１８内の低温１次ナトリウム温度
とホットプール１１内の高温１次ナトリウム温度との温
度差ｔΔＴ１％低温１次低温１ウナトリウム温炉容器１
の外側の雰囲気ガス温度との温度差ｔΔＴｘとすると、
Ｑｌ ｌ Ｑｔはそれぞれ次式で表わすことができる。
とホットプール１１内の高温１次ナトリウム温度との温
度差ｔΔＴ１％低温１次低温１ウナトリウム温炉容器１
の外側の雰囲気ガス温度との温度差ｔΔＴｘとすると、
Ｑｌ ｌ Ｑｔはそれぞれ次式で表わすことができる。
し九がって、アニユラス空間１８内の低温１次す） Ｉ
Ｊクム温度がΔＴだけ低下するのに要する時間はｔ３は
、 ここに、ρ；ナトリウムの密度 Ｃ；ナトリウムの比熱 で表わされる。
Ｊクム温度がΔＴだけ低下するのに要する時間はｔ３は
、 ここに、ρ；ナトリウムの密度 Ｃ；ナトリウムの比熱 で表わされる。
この時間を意とアニユラス空間１８にナトリウムが流入
充満するのに要する時間ｔ１とが等しくなることを満足
するような構造とすることが必要であり、本発明では次
式を満足する構造としである。
充満するのに要する時間ｔ１とが等しくなることを満足
するような構造とすることが必要であり、本発明では次
式を満足する構造としである。
このような構造にすると、ナトリウム温度がΔＴだけ低
下する間に液位かＨだけ上昇し、原子炉トリップ後の各
時刻におけるアニユラス空間１８内のす） ＩＪワム液
面近務での原子炉容器１の温度勾配か変化しないことに
なり、原子炉容器１で発生する熱応力を最小にすること
ができる。
下する間に液位かＨだけ上昇し、原子炉トリップ後の各
時刻におけるアニユラス空間１８内のす） ＩＪワム液
面近務での原子炉容器１の温度勾配か変化しないことに
なり、原子炉容器１で発生する熱応力を最小にすること
ができる。
以上、原子炉トリップ時のナトリウム液面変動について
議論したが、次に１起動時について説明する。起動時に
おいては、アニユラス空間１８内のナトリウム液位が低
下しつつナトリウム温度が徐々に上昇するという関係が
あるため、第５図に示すように、原子炉容器１の温度勾
配はあまシ大きくならない。したがって、液面制御を行
うことは本質的に必要とせず、構造上の工夫も不必要で
ある。
議論したが、次に１起動時について説明する。起動時に
おいては、アニユラス空間１８内のナトリウム液位が低
下しつつナトリウム温度が徐々に上昇するという関係が
あるため、第５図に示すように、原子炉容器１の温度勾
配はあまシ大きくならない。したがって、液面制御を行
うことは本質的に必要とせず、構造上の工夫も不必要で
ある。
そこで、本発明においては、第１図に示すように、ナ）
ＩＪクム出入口孔１５は進入字型の縦断面構造として
あシ、本構造によれば、原子炉トリツブ時におけるアニ
ユラス空間１８への低温１次ナトリウムの流入流量が低
く抑えられ（縮流現象が発生する迄め）、（８）式を満
足させることができ、原子炉容器１の液面近傍部の原子
炉容器１の軸方向温度勾配が抑制され、熱応力発生を緩
和することができる。
ＩＪクム出入口孔１５は進入字型の縦断面構造として
あシ、本構造によれば、原子炉トリツブ時におけるアニ
ユラス空間１８への低温１次ナトリウムの流入流量が低
く抑えられ（縮流現象が発生する迄め）、（８）式を満
足させることができ、原子炉容器１の液面近傍部の原子
炉容器１の軸方向温度勾配が抑制され、熱応力発生を緩
和することができる。
以上説明し九ように、本発明によれば、原子炉トリップ
時に循環ポンプ停止による原子炉容器内に設置した断熱
隔壁との間のアニユラス空間内の低温１次ナトリウムの
液面上昇速度を抑制することができ、原子炉容器の液面
近傍の原子炉容器軸方向の温度勾配に起因する熱応力を
緩和することができ、温つ、原子炉容器径を小形化する
ことができるという効果がある。
時に循環ポンプ停止による原子炉容器内に設置した断熱
隔壁との間のアニユラス空間内の低温１次ナトリウムの
液面上昇速度を抑制することができ、原子炉容器の液面
近傍の原子炉容器軸方向の温度勾配に起因する熱応力を
緩和することができ、温つ、原子炉容器径を小形化する
ことができるという効果がある。
第１図は本発明の原子炉構造の炉壁保農装置の一実施例
を示す部分縦断面図、第２図は本発明にＬる場合の原子
炉トリップ後の原子炉容器液面近傍軸方向の温度変化を
ａ明する几めの図、第３図は第１図の炉壁保護装置の寸
法説明図、第４因は第１図の炉壁法＠装置周シの熱の流
れの説明図、第５図は起動時の原子炉容器液面近傍軸方
向の温度変化を説明するための図、第６図はタンク型Ｆ
ＢＲ原子炉構造の縦断面図、第７図は従来の炉壁冷却断
熱構造の説明口、第８図は従来の他の炉壁保ｆ＆装置の
部分断面図、第９図は第８図による場合の原子炉トリッ
プ後の原子炉容器液面近傍軸方向の温度変化を説明する
ための図である。 １・・・原子炉容器、２・・・ルーフスラブ、４・・・
炉心、５・・・中間熱交換器、６・・・循環ポンプ、７
・・・炉心上部機構、８・・・回転プラグ、９・・・コ
ールドプール、１１・・・ホットブール、１４・・・垂
直隔壁、１５・・・ナトリウム出入口孔、１７・・・底
板、１８・・・アニユラ（ほか１名） 高３図 荊６０ 帛ｑ図
を示す部分縦断面図、第２図は本発明にＬる場合の原子
炉トリップ後の原子炉容器液面近傍軸方向の温度変化を
ａ明する几めの図、第３図は第１図の炉壁保護装置の寸
法説明図、第４因は第１図の炉壁法＠装置周シの熱の流
れの説明図、第５図は起動時の原子炉容器液面近傍軸方
向の温度変化を説明するための図、第６図はタンク型Ｆ
ＢＲ原子炉構造の縦断面図、第７図は従来の炉壁冷却断
熱構造の説明口、第８図は従来の他の炉壁保ｆ＆装置の
部分断面図、第９図は第８図による場合の原子炉トリッ
プ後の原子炉容器液面近傍軸方向の温度変化を説明する
ための図である。 １・・・原子炉容器、２・・・ルーフスラブ、４・・・
炉心、５・・・中間熱交換器、６・・・循環ポンプ、７
・・・炉心上部機構、８・・・回転プラグ、９・・・コ
ールドプール、１１・・・ホットブール、１４・・・垂
直隔壁、１５・・・ナトリウム出入口孔、１７・・・底
板、１８・・・アニユラ（ほか１名） 高３図 荊６０ 帛ｑ図
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、炉心、１次冷却系機器および炉内機器を収納する原
子炉容器と、該原子炉容器の内側に配設した当該原子炉
容器壁を熱的に保護する断熱層である隔壁と、前記隔壁
と前記原子炉容器との間に形成されるアニュラス空間に
下部からコールドプール内のナトリウムを供給する開口
部とを備えた原子炉において、前記開口部は、該開口部
の開口断面積をＡ＿１、前記アニュラス空間の水平断面
積をＡ＿２、ホットプールと前記アニュラス空間内との
ナトリウム液位差をＨ、１／２ＨをＨ＿０、前記原子炉
のトリップ時のナトリウム温度変化幅をΔＴ、前記アニ
ュラス空間への液位差Ｈ＿０におけるナトリウムの流入
流速をｖ＿０、ナトリウムの密度をδ、ナトリウムの比
熱をＣ、前記アニュラス空間内のナトリウムから原子炉
トリップ時に前記ホットプールおよび前記原子炉容器外
の雰囲気への放出熱量をそれぞれＱ＿１、Ｑ＿２とした
ときに、［（Ａ＿２Ｈ＿０）／（ｖ＿０Ａ＿１）］＝［
（ρＣΔＴＨＡ＿２）／（Ｑ＿１＋Ｑ＿２）］を満足す
る構造としてあることを特徴とする原子炉構造。 ２、前記開口部の縦断面形状が逆八字型としてある特許
請求の範囲第１項記載の原子炉構造。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60050069A JPS61209388A (ja) | 1985-03-13 | 1985-03-13 | 原子炉構造 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60050069A JPS61209388A (ja) | 1985-03-13 | 1985-03-13 | 原子炉構造 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS61209388A true JPS61209388A (ja) | 1986-09-17 |
| JPH0570118B2 JPH0570118B2 (ja) | 1993-10-04 |
Family
ID=12848707
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60050069A Granted JPS61209388A (ja) | 1985-03-13 | 1985-03-13 | 原子炉構造 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS61209388A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4927597A (en) * | 1986-10-09 | 1990-05-22 | Novatome | Device for cooling the main vessel of a fast neutron nuclear reactor cooled by a liquid metal |
-
1985
- 1985-03-13 JP JP60050069A patent/JPS61209388A/ja active Granted
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4927597A (en) * | 1986-10-09 | 1990-05-22 | Novatome | Device for cooling the main vessel of a fast neutron nuclear reactor cooled by a liquid metal |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH0570118B2 (ja) | 1993-10-04 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| JP4148417B2 (ja) | 液体金属炉の安定的な受動残熱除去系 | |
| CN108416112B (zh) | 压力容器下封头内多层熔融池传热分析方法 | |
| JP2002156485A (ja) | 原子炉 | |
| KR20100072306A (ko) | 사고 상황에서 향상된 냉각능력을 갖는 원자로 | |
| CN102623072A (zh) | 一种复合型的加速器驱动次临界堆事故余热排出系统 | |
| JPH0727050B2 (ja) | 受動冷却系を備えた液体金属冷却型原子炉 | |
| US4795607A (en) | High-temperature reactor | |
| JP3040819B2 (ja) | 加圧水形原子炉のための二次側の崩壊熱放出装置 | |
| Palomino et al. | Computational Fluid Dynamics and Thermal-Hydraulic Analyses of SLIMM Reactor Passive Decay Heat Removal by Natural Circulation of Ambient Air | |
| JPS61209388A (ja) | 原子炉構造 | |
| JP2003139881A (ja) | 超臨界圧水冷却炉、チャンネルボックス、水ロッドおよび燃料集合体 | |
| SPINELLI | Preliminary analysis of the MSRE dynamic behaviour | |
| JPS6352098A (ja) | 圧力管型原子炉 | |
| JPS5850497A (ja) | 高速増殖炉 | |
| CN116168856A (zh) | 一种基于热管的液态金属冷却池式反应堆多功能非能动余热排出系统 | |
| JPS62291592A (ja) | 原子炉 | |
| Aybar et al. | A parametric study of the steady-state operational characteristics of the Ohio State University natural circulation, indirect-cycle, inherently safe boiling water reactor | |
| JPS63193092A (ja) | 液体金属冷却型原子炉の冷却装置 | |
| Nishi et al. | Heat removal characteristics of the 10MWE sodium cooled small fast reactor (4S) | |
| Davies | Pool-type LMFBR plant 1000 MWe Phase A-Extension-1 design. Part VI: reactor auxiliary systems. Part VII: instrumentation and control | |
| Skvortsov et al. | The Low-Temperature Water Reactor for the District Heating Atomic Power Plant | |
| JPS61130895A (ja) | 原子炉 | |
| Hahn et al. | Inherent safety evaluation models of SSC-K code | |
| JPS60151587A (ja) | 原子炉主容器 | |
| vs Distribution | For systems in which no mechanical work is done on or by the fluid and in which friction and change in elevationarenegligible, equation (3-la) reduces to Bernoulli's equation |