JPS62127699A - 原子炉容器内円環状蒸気発生器 - Google Patents

原子炉容器内円環状蒸気発生器

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JPS62127699A
JPS62127699A JP60268099A JP26809985A JPS62127699A JP S62127699 A JPS62127699 A JP S62127699A JP 60268099 A JP60268099 A JP 60268099A JP 26809985 A JP26809985 A JP 26809985A JP S62127699 A JPS62127699 A JP S62127699A
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reactor vessel
reactor
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tube
steam generator
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禎男 服部
志賀 章郎
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Mitsubishi Heavy Industries Ltd
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Central Research Institute of Electric Power Industry
Mitsubishi Atomic Power Industries Inc
Mitsubishi Heavy Industries Ltd
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    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

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  • Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
  • Devices And Processes Conducted In The Presence Of Fluids And Solid Particles (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】 〈産業1−の利用分野〉 本発明はタンク型lV;Il速増殖炉の原子炉春型内円
環状iへ気発生器に関ずろもの−(−ある。
−1,− 〈従来の技術〉 高速増殖炉では、軽水炉と比へ熱効率を上げる為、冷却
材にすトリウムを使用するが、その冷却材すトリウムが
高温てあろ乙とに依り、冷却材に接する機器の材ネ゛)
1怖度上の問題としてクリ−プ効果が顕著となる。
又、構造材に急激な温度勾配が分布する事に依り熱応力
が過大となる。
原子炉構造を構成する1つの機器として原子炉容器があ
るが、原子炉容器は、冷却材バウンダリとして最も重要
な機器であり」二連の熱応力上の強度的問題に対し゛C
十分な対策を講しる必要がある。。
しかして、上記原子炉容器では特に−L部プし・ナム(
高温プレナノ、)に接する部分の温度変化が大きいので
問題かぁ−、た。
そのため、従来原子炉容器内のすトリウノ・(冷却材)
の流オ]は、第6図(aL(b)に矢印−(示ずように
なっている。即ち、炉心1を出たすトリウムは上部ブレ
ナム(高温ブレナム)7から蒸気発生器3に入り、熱交
換して玲却されたすトリウノ・となって下部−f(ノナ
ム(低温−7’ 1−・ナノ、)8にt)と7)。、下
部−ブレーl−ム8の−)トリウムは主1llTi環ト
ン7゛2Q〕「・端から吸い込まれて、畠ハ、のすトリ
ウノ、となって炉心1に送り込、1オiろ3.この炉心
1の入1−1(すトリウノ、の−・部(J炉壁冷却ン、
:rル6に、1−リj11(子炉容器;〉に沿っ−C十
〜il L、上部−]゛1.・ツノ、7に到6u原了炉
容器5(、)、その内面を流れる炉壁冷却す1−リ・”
+ノ、にJ、り冷却されろ。4(,1安全容器−こある
。炉壁バi却ンJル6は、原子炉の辻転に伴い急激に湿
度変化ずろ−に部−f 1−・ナノ、7の)l リウム
か1山子か容体15に当って、該原子炉容器5に板厚方
向の温BE勾配を生しさ氾、熱応力が発生Jろのを抑制
ずろ枳能即ら、熱山撃の加わることを防止1−る役’7
iすt)果している、。
)+、’を丁か容器5のVnA狼“を例えばクリー″ゴ
が構造輸10: 1問題となら7.1 /: ノ’<る
t品度領域、IC下げろ1段として(、fi壁冷却流i
i、を□−1−分にどろ1.」たは、上部−7゛トナノ
、7に接ずろ炉^+、V伶却ンJルらに例えば〜リーマ
+l−フィナ9等の断メ;j1:′Jj策を・施−4と
か、も(ッくはガス断熱層を設(]ろなとし−C1力j
(1,ンl′lj)、11能ノM K4i持する方?夫
が札“某さオビ(゛いろ、。
また、負へ7図に不−・j゛、]うに、jシ:(イブ1
j容藩11内側に直接蒸気発)1川伝熱管13番?配設
したJ9丁かが軽水炉用として特開昭58−1878 
(14シー;−(開示されている1、然気伝熱籍13は
原子炉容器11のl晶瓜を下げろ機能を自し−(いる。
1シロこ才、)いて12は炉心、→印(11次197却
イ」の流わを示しく> 11+は2次冷却材の流A1を
示し−(いる。
〈発明が解決し61、うとAろ問題点〉上記第6図に示
ずhIνんの場合、f)−iツ1′i′冷却流)d、自
体は原子炉とし−C,熱効率−1無効流11)となろた
め、ゴー2ント効率を低トさせろ原因となる。従って一
7′ラット効率を^< A′111]、冒1ろ観点から
、過大なカー1壁冷却流量をとることには制約かある。
乙のl:め、少量の炉壁玲却流[11,でル;i了炉暮
器5を・必要’/+: )−!け低いンに+: Ifに
l1fj持−りろノこめに、1部−ノ゛Lすi−、7に
接ずろ炉壁冷却シJ、ル1)に十分<tlわr熱対策が
吸水されろことに/fろが、と−旧は、物品の増大V〕
iy <はカー1壁冷却ンエ7L [iの構造の複層1
化の問題に−11,;かる糸古宋となる。
A 11二、上記第7図(こ示ず構造1、J熱供給炉、小7
1i11発電炉、舶用炉宿の小μm′」軽水炉に適(ッ
、1次t’:t ]、II材(ユボ4.ガ(こ−1ら−
・)自然循環にJ −J c 2次冷却材との熱(換を
図ることに、上す熱交換器糸の11理化をl“1的とし
たものCあり、伝熱IH′(+ 3の配置は1次玲却イ
イの/1ri(lすが軽!1<ヅ)2」、すIl’li
い^″6速増シ11“(カー1(c対1〕て不j凶当で
ある、。
不発、明(,1ト述(7た1(情に鑑みてなざオ′【た
もの−C1熱交1(型光の合理化は′りJ論のこと、 
lEaイ炉容器のl(/j訴を「1的とL ノ、:容器
の低温化及びえ!1遮1ii’i体機能を積極的に採用
した涼r炉容器内円環状魚気発ノ141ノを・111′
1(ゼ/しどずろt)の−Cある。
・、′、問題点を解決−→ろための手段〉;3Q)t、
:め、本発明の原子fji賓器内円環状蒸気発生1g 
letそ【ノ)構成を、原:1′力1−1一部−ツバL
7プムのKじ■゛炉′ri藷内1:i V、配設しノこ
2重の同心円筒ン1刀間に外6+lI ’i’i及(l
 内(1!:I ’i’!’ −c 構jA L、 タ
少/J: ’、、、 トJ+ 23Jl %) 円弧状
伝熱管ろ−・収納し、該伝熱管IJ ノ1−−−、/ 
、−<・−に設置17ノ・給水\ツタから中間・\・・
り(L連通′J 巧:、多数(す′1′)でJ[二Il
k+、、 ih夕]C1す′1′すと、該外側q!ルの
内側に収納;)− −4ろと41、に、1記中間・\ツノノから1記給水・
\・・ツノ7内仰Hこ設ζつた人くζ(・\リタt’ 
3’I!i+fi−Jろ多数の管で11シ成した内側管
よりtrす、1部づL−j)、の7?i却イ(がI記2
重の同心円筒ン丁+1. !’ブノ1り士ブノの下部−
)゛レナl、へ1−紀伝熱管を系Yで流通−4ろように
1,7t・、1〈作 用〉 原子炉容器内の内側全周(?:、円環状煎気発牛発生外
側管と内側管よりなる伝熱q!、些・円弧状(・τ配設
・)−ろにあt、ニリ、原子炉容器6!すは二給水管で
あK)外側管を配し、その内n1すに蒸気管である内4
il管を配置しl、・ので円環状)(へ気発生器の伝熱
管の除、情に、Lり原子か容器側を特に低温に1ろどと
かできろ11、さらに、上記伝熱’t’<’を円周方向
(と、′!1割−シー4ンcと(・二、Lす、一層の低
7品化を図るととができる。、〈実施例、〉 第1図(:i ) t、i本発明の原子か容器内円環状
遊、気介ソ1器の一人h1(り例を示−1j3;ミI゛
カーCの2分の14・1す11fii !−))j・i
iJ図、第1図(1・) i、l: I+−11図のA
 、へ綿断血図、第219411不イヘ明・1)」5.
中、イ′・卜)5吟J′炉(ハ樅(υ[11’T−1図
、り、3図は第1図([))θ)巳−11線1tJi向
図、第4図IJ伝熱4jl、′に使用1ろ2 lj管の
縦断面図、第5図(a)は伝熱’f’i’ k、 bL
I JT! −4”S 3山ノi”+’ L)) h(
M断面図、第 5i?jJ(h)  は同横1fノi 
1ダ11図で’ rJ艷1 ;5 、。
1i;j f−炉W W 22 (7,)中k 14炉
心24、循r%J +F 、、/ 77”27及O・円
環状魚気発L(器(以干、f’l E71〕く8C1と
称り)35が納められ−(いる。。
炉心支稍構造物25 +、1炉心24、楯+t*”I 
;1i)7°27及ζI、円環状S G 35を鉛偵、
水)1′支持Jろ0、+1−−/ス・ノコ32は、水系
・\ソノノ (kn /J<・\・ツク33、蒸気l\
ソノノ34、中間lXlり40)力1心−F部1ii 
jll’r 38及0循環ボン7/’ 27を支袖し、
′L!r種遮11&の役IIをする。、 円環状SG 35は、伝熱y< 34]の破損の台無を
検出する機能を自′する設備((′接続さfiたt〕σ
)(、・\リウノ、ガスの〜[−1フィ:、36 a 
、 tll l−1フイノ361〕を持ら水系・\・ソ
々内にl\11ウノ、ガス−r(−ソ人36ろ・設けろ
、1 脂子り)−τ容器22内の円環状S G 35は、円筒
形内側、/l−刀28と円筒形外C!すL’ :’、1
−1+−:(0、伝熱ゴf(<;39、給水・\・フタ
33、か、気・\ツク34枚O・中間・\ツク40て構
成されろ。この実施例の場合、第1図に示−1、lうに
4キ11の伝熱管31)を有し、誤伝熱管39は外側管
3 !l a及び内側管39bて構成され、−I−記外
側管、’(!l +t 1.1ルー−−ノスシソ32に
設置した給水・\ツ′)33から中間・\、ツク40に
連通して多数の多重管が配Titさjt、上記内側管3
9■)は上記外側管39aの内側に上記中間・\・ツク
4゜から蒸気−いツク34((仲通し−C多数の多重管
が配管されている0、伝熱管3qは、伝熱管→Jボート
21)に固定され、水−\)′固十に引き回−1、↓・
)配設ず乙もので円弧状S G35の自効伝熱面積を1
μもスベ〜゛ス的に効率良く配置i’t−Jろとども(
こ、外側σ)原子炉容器22の防1、((を・1[1的
として、1車了力4容器22の低昌牟1]持なr、ひに
熱衝撃の緩和のためのλ!1遮11&体の2つの機能を
自−1乙。
なお、用いる伝熱管31)は、ナ1、リウノ、−水反応
事故予防のため、公知θ)li’ll イ1’5頓度(
多重!1′ロク・便用するものて−jソー・トヌ1命中
の伝熱管の交換は考慮しない。
次1こ系統面から説明−する、。
ナトリウムl貨却系の循環径路(、■炉心244・出ノ
ー上部=f t−ナム23 bのすトリウ11が円筒形
内側りlル28十部のフロー服を通り伝熱71′ρJポ
ー■・2))+C、i −、−(/J< ”P 周1:
 ニ引% )rlj # fltコ伝f/l 管39 
(1)vi東4・下降し、ぞのド端部から下部−ノ°L
−lj、238(こ出−C循環ポツプ27(L″入り炉
心A、lI配管:(7を経〜c−1+1v・炉心24・
\)4る。−1−・力、水系は給水−ノイ、y 33 
a 、、l、り給水・い・2ダ33 IC人−2t−水
が片了炉芥器22側に配設(7た伝EA ’f’、’ 
39の外側管39F(を通り、中間・\ツノノ4゜((
二  凪入り、再度炉心2/l側(・二配設(5,た伝
U1管3!1の内側1ζ3ピ)))ター通−・で加熱さ
オ′lたZ・き、気と4(2゜63  );k、 気 
−\ ノ ツノ 84 、  が:気 リ イ  ン 
;(4ハ る・ 経 −Q−ノコ −1−’  、7 
 i、1  ’、≧−1) 3A  9  第143 
1、がし゛(、寸−F12XJ12]6」第4図tc 
tf< −!!’ 2重’f’′X′又1、[、第5)
図(ハ)、(b)+こ示寸如き3 i−1’j’lへが
(16ろ、。
イア54 I≦く1(こ ン■\ 7 2  重I面口
 ン] 右(す(こ ソ )・ リ パノ 八 を と
: −・)り+−r;(5(、内側に水1:l’) 7
)イIll i%、気・り1イ’b −J’ l’、i
 ’r−’; ” ”!2什込A 7.12中ti’M
 (L ”iT、j匣内’ M ’)”r’ 0) l
’ljE 1lji Fl 3(?二i!’6伝う、9
.′1)1υ)す)・り白・、・り・充1O−4−4ろ
7・・11、?(=、、iも、隙間53の末端を%、9
 イー)) バー!’i 4 テシrL L、ノア V
、tバー(ある。尚、該隙間53(イ冒、)・\リウ/
、ガス、を漏洩検出のt:めに流′4事l)考え1:)
第1ろ。第5図(,1)。
(b)lc示′13Ili管(,1外側(Cブ)・リウ
1% ’j ?aず外管55、内側に水あるいはイぷ気
を流す内管56と上記内・外管を・相カーに接i″′7
1で、中リコ管57 、l−りなり、内管56と中央管
570間(どは流体通路と4fる)苛58を竹′のT弓
丁力向(こ昔(数本設けL、−ものてあ′ン 0 上記2重管又(,13重管の空間36(」第1図(11
)[リヘリウノ、ガス−j’ 1−−)ノ、3〔;(ζ
相当し、・\リウムυ゛ス人1]:)イ:・368から
・\リウl、ガス4・供給し、入りウドガス出l11−
ツイン3fi bから取り出−I’ lうじなっCいろ
6.内管り2.50又は外管51.55)にり→・・λ
り等の巽常か発ノ1りろと、第4図の−tトリウム封入
の2屯11′もの場合はltkいカッ\−54が(、k
 11 ろ のて ハ、 リ 1) ノ、ガ ノ、 ブ
 1ノ ノー ノ、 3 〔; の ガ ス を →J
・−)°リフ1ろCつと1.ニー、]り異常ケ検出てき
、あるいは、fトリウノ、l・4A゛(“ブ、・1(い
」:鴇)((二は隙間53と連通(、tこ・\リフ2、
ゲー1、−、.6.]?、9ベロのノ;゛スを+1、/
−ノ゛リッツブーづる事により、異常を検出てきる。、
第5図(a)11.1)の3重管の場% 4.溝58に
連通した空間である・\リウムガスブレナ36のガスを
一す゛ノコ。
リノゲすることにより内・外管に発生したクララ々等の
異常の有無を検出できろ。
〈発明の効果〉 以−L、詳細に説明した本発明の原子炉賽器内円環状蒸
気発生器に上れば下記の如き効果を奏Jる。
■ 円環状S Gの伝熱管を原子炉容器内に収納し、上
記伝熱管を水平周上に引き回すことにより、従来のシL
月アノ)・デユー・ブ型の5G(PA気発生器)に比へ
、有効伝熱面積の確保が著しく容易になる。
■ 円筒形内側シエn1伝熱管及び円筒形外側ノニルか
らなる構造イ本に上り、j屯了力j容器の1力思のため
の低湿維持及び熱遮11&休機能が発揮さ第1、これに
より原子炉容器自体の構造強度」二の信頼性が著しく向
I−する。
■ 低コフ1トガフンl−n 計の面からは、ルーフス
ラーフ上向配置の簡素化、炉容盟の縮小合理化等原子炉
構造における必要スペースの最小化が図らオ」、格納容
器の縮小を含め低:1スト化がj−iJ能となる。
【図面の簡単な説明】
第1図(a、 )は本発明の脂子炉’8器内円環状蒸気
発生器の一実施例を示ず原子炉の2分の1を断面し・た
下山1図、第1図(b)は同図A−A線断面図、第2図
は本発明の一実施例の原子炉の縦断面図、第3図(i第
1図(b ) (7) +−3−13線断面図、第4図
は伝熱管に使用する2重管の縦断面図、第5図(a )
は伝熱管に使用する3重管の縦断面図、第5図(b)は
同横断血図、第6図(、)は従来の蒸気発生器を内蔵す
る原子炉−C第6図(b)のC,、−、−C線断面図、
第6図()))は従来の蒸気発生器を内臓する原子炉容
器の縦断面図、第7図は従来の蒸気発生器を内蔵した軽
水炉用小型原子炉の縦断面図である。 4.21 安全容器、5,11.22  原子炉容器、
7,2:(bJ一部ブレナム、 8.23a  下部プレナノ1.1..12,24−1
.2−− 炉心、28 円筒形内側シ〕〜ル、29 伝熱管サボー
 11.30 円筒形外側シェル、32 ルー7スラブ
、33 給水ヘッダ、34 蒸気ヘッダ、35 円環状
蒸気発生器、3つ 伝熱管、39a  外側管、 39b 内側管、40 中間へ、ツタ 特許出願人 財団法人 電力中央研究所三菱屯」−業株
式会社 三菱原子力上業株式会社 代理人 弁理士 佐 藤 英 昭 −it 3−− 42I椙 −607−一 cb)

Claims (1)

    【特許請求の範囲】
  1. 原子炉上部プレナムの原子炉容器内側に配設した2重の
    同心円筒シェル間に外側管及び内側管で構成した少なく
    とも2組の円弧状伝熱管を収納し、該伝熱管はルーフス
    ラブに設置した給水ヘッダから中間ヘッダに連通する多
    数の管で形成した外側管と、該外側管の内側に収納する
    と共に、上記中間ヘッダから上記給水ヘッダ内側に設け
    た蒸気ヘッダに連通する多数の管で形成した内側管より
    成り、上部プレナムの冷却材が上記2重の同心円筒シェ
    ル上方より下方の下部プレナムへ上記伝熱管を経て流通
    することを特徴とする原子炉容器内円環状蒸気発生器。
JP60268099A 1985-11-28 1985-11-28 原子炉容器内円環状蒸気発生器 Granted JPS62127699A (ja)

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Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2003007310A1 (fr) * 2001-07-10 2003-01-23 Central Research Institute Of Electric Power Industry Reacteur nucleaire

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2003007310A1 (fr) * 2001-07-10 2003-01-23 Central Research Institute Of Electric Power Industry Reacteur nucleaire
US6944255B2 (en) * 2001-07-10 2005-09-13 Central Research Institute Of Electric Power Industry Nuclear reactor

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