JPS623392B2 - - Google Patents

Info

Publication number
JPS623392B2
JPS623392B2 JP56155113A JP15511381A JPS623392B2 JP S623392 B2 JPS623392 B2 JP S623392B2 JP 56155113 A JP56155113 A JP 56155113A JP 15511381 A JP15511381 A JP 15511381A JP S623392 B2 JPS623392 B2 JP S623392B2
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
temperature
liquid level
reactor
coolant
heat pipe
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.)
Expired
Application number
JP56155113A
Other languages
English (en)
Other versions
JPS5855890A (ja
Inventor
Takeyoshi Yokoyama
Setsuo Yamamoto
Kenji Isobe
Yoshuki Sakurai
Hiroyasu Yoshizawa
Yoshiro Myazaki
Toshio Yasunaga
Tomya Sasaki
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
Original Assignee
Tokyo Shibaura Electric Co Ltd
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Tokyo Shibaura Electric Co Ltd filed Critical Tokyo Shibaura Electric Co Ltd
Priority to JP56155113A priority Critical patent/JPS5855890A/ja
Publication of JPS5855890A publication Critical patent/JPS5855890A/ja
Publication of JPS623392B2 publication Critical patent/JPS623392B2/ja
Granted legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • 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

Landscapes

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Secondary Cells (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は、高速増殖炉用原子炉容器に係り、特
に容器壁に加わる熱応力を軽減させることができ
るようにした原子炉容器に関する。
高速増殖炉においては、冷却材として、一般に
液体ナトリウムで代表される液体金属が用いられ
ている。そして、このような液体金属冷却材は原
子炉容器内を第1図に示すように通流する。すな
わち図中1は内部に炉心2を収容してなる炉容器
であり、この炉容器1の容器壁3に設けられた入
口ノズル4より流入した冷却材pは炉心2内を導
びかれ、炉心2から熱を奪つて加熱された後、自
由な液面5を形成しながら容器壁3の上部に設け
られた出口ノズル6を通つて図示しない中間熱交
換器へと流れ循環する。なお、図中7は遮蔽栓を
示している。このような高速増殖炉にあつて冷却
材温度は、通常運転時には、炉心入口で300℃〜
400℃、炉心出口で450℃〜550℃であり、また、
原子炉運転停止状態においては、入口、出口共約
200℃に保たれる。そして、原子炉運転開始時に
は、冷却材の出口ノズル6の温度が、第2図に示
すように、停止温度Tsより通常運転温度Tvま
で、ある一定の昇温率で上昇するように炉心反応
が制御される。この昇温率はプラントの運転上可
能な限り大きくすることが効率ならびに稼動率を
高めるうえで望ましい。
ところで、高速増殖炉にあつては、冷却材とし
て腐食性の高いアルカリ金属液体を用いる関係
上、通常、炉容器をステンレス鋼で製作するよう
にしている。ステンレス鋼は周知のように温度伝
導率が非常に小さい。このために、上述の如く、
運転開始時に昇温率を大きくすると、第3図aに
対応させて、第3図bに示すように、容器壁3の
各部温度は図中8aで示すようになり、液面近傍
に大きな温度勾配が発生し、この結果、この部分
に過大な熱応力が加わつて容器壁3を塑性変形さ
せてしまうおそれが多分にある。したがつて、運
転開始時における昇温率を大きくするには、上記
の熱応力を何らかの手段で軽減させることが不可
欠となる。なお、上記説明は運転開始時の例であ
るが、原子炉運転停止時においても現象としては
逆であるが応力が発生することには変りない。す
なわち、運転停止時における容器壁3の各部温度
は第3図b中に破線8cで示すように、炉容器1
を構成している部材の温度伝導率が低いことが原
因して、液面近傍の部分に大きな温度勾配が発生
する。したがつて、この場合も温度勾配の大きな
部分に大きな熱応力が発生することになる。
本発明は、このような事情に鑑みてなされたも
ので、その目的とするところは、原子炉運転開始
時および運転停止時に炉容器壁の冷却材の液面近
傍に発生する熱応力を簡単な構成で軽減させるこ
とができ、もつて安全性の向上化と、原子炉プラ
ントの効率ならびに稼動率の向上化とに寄与でき
る高速増殖炉用原子炉容器を提供することにあ
る。
すなわち、本発明は、原子炉容器本体の側壁外
面に、それぞれが冷却材の液面とほぼ直交する向
きで、一端が上記液面より上部に、他端が液面よ
り下部の炉心の低部近傍に位置するようにヒート
パイプを少くとも周方向に複数配置し、容器壁、
特に液面近傍の、温度勾配を緩和させることによ
つて上記目的を達成したものである。
以下本発明の実施例を図面を参照しながら説明
する。
第4図aは本発明に係る炉容器1aの中心線か
ら右半分を切断して示すもので、第1図と同一部
分は同一符号で示してある。したがつて重複する
部分の説明は省略する。
この実施例では、容器壁3の側壁部外面に、そ
れぞれが炉容器内の冷却材の液面5とほぼ直交す
る向きで、上端が上記液面5より上方の液面近傍
に位置し、下端が液面5より下方の炉心2の低部
近傍に位置する関係に複数本のパイプ状の毛細管
圧力を利用した無方向性ヒートパイプ9aを周方
向に等間隔に配置固定したものとなつている。
このような構成であると、原子炉運転開始時に
おいては、ヒートパイプ9aの良好な伝熱作用に
より、容器壁3の炉心2の低部近傍に位置する部
分の熱が、ヒートパイプ9aを通つて容器壁3の
冷却材の液面5より上部の低温部分へ伝えられる
ことになる。したがつて、容器壁3の液面5より
上方に位置する部分は、上記ヒートパイプ9aの
存在によつて、容器壁3の側面からも、つまり十
分広い熱供給路で熱供給を受けることになるの
で、たとえ容器壁3が温度伝導率の低い材料で形
成されている場合であつても、短時間に昇温し、
この結果、上記部分の温度勾配を十分緩やかにす
ることができる。
したがつて、原子炉の運転開始時に昇温率を高
くしても熱応力によつて容器壁が塑性変形される
ようなことがなく、結局、安全性の向上化と原子
炉プラントの効率および稼動率の向上化に寄与す
ることができる。そして、ヒートパイプの付加と
いう簡単な構成で、かつ、動力や制御の全く必要
としない手段で、液面近傍の容器壁の温度勾配を
緩和させることができるので、設備全体が高価格
化したり、制御が複雑化したりするおそれがな
い。
そして、この場合には、特に、ヒートパイプ9
aの下部を容器壁3の炉心2の低部近傍に位置さ
せているので、液面5近傍の冷却材温度、つまり
中間熱交換器に流入する冷却材温度を下げること
なく、容器壁3の液面5より上部部分の温度を上
げて、液面近傍の温度勾配を緩和させることがで
きるので、運転開始時における炉心発生熱も有効
に利用することができる。
すなわち、このようにヒートパイプ9aを設け
ることによつて運転開始時には、第4図aに対応
させて示す第4図bに実線8bで示すように容器
壁の冷却材の液面5近傍の温度勾配を従来の場合
の温度分布8aの温度勾配に比較させて緩和させ
ることができる。運転停止時にも、上記ヒートパ
イプにより逆の温度勾配を緩和させることができ
る。すなわち、運転停止時には、ヒートパイプ9
aの作用で、容器壁3における液面上方の高温部
分の熱が液面より下方に位置する低温部分へと伝
えられる。このため、容器壁3の液面近傍の温度
分布は第3図b中に一点鎖線8dで示すようにな
り、液面近傍の温度勾配が大幅に緩和されること
になる。なお、ヒートパイプ9aの下端の位置を
最適に選定しておけば、定常運転時にヒートパイ
プ9aの両端間の温度差を無くすことができ、ヒ
ートパイプの存在が熱効率に影響を与えるのを防
止することができる。
なお、本発明は上述した実施例に限定されるも
のではない。すなわち、上述した実施例では、ヒ
ートパイプ9aを冷却材の液面と直交した軸に沿
つて、1ケ所のみ配置させているが、たとえば、
第5図に示すように、長さの異る二種類のヒート
パイプ9a,9bを上記軸方向に分散させて配置
してもよい。上述のように軸方向に複数のヒート
パイプを設置すると前記の温度勾配をさらに緩和
させることができる。また、ヒートパイプの種類
も限定されるものではない。実施例では運転開始
時および運転停止時共にヒートパイプを動作させ
るために、方向性を有さない毛細管圧力を利用し
たヒートパイプを用いているが、運転開始時のみ
温度勾配を緩和させればよい場合には、重力型ヒ
ートパイプを用いてもよい。さらに、ヒートパイ
プの形状、大きさ、使用する個数も限定されるも
のではない。
以上述べたように本発明によれば、複雑な構造
や制御システム、余分な動力を用いることなく、
運転開始時や運転停止時に炉容器壁に加わる熱応
力を軽減させることができ、もつて、安全性の向
上化ならびに稼動率の向上化に寄与できる高速増
殖炉用原子炉容器を提供できる。
【図面の簡単な説明】
第1図は高速増殖炉用原子炉容器を模式的に示
す図、第2図は原子炉の運転開始時および運転停
止時における冷却材温度の変化の一例を示す図、
第3図aは第1図の拡大図、同図bは運転開始時
および運転停止時における第3図aに対応する容
器壁の温度分布を示す図、第4図aは本発明の一
実施例に係る原子炉容器を一部切欠して示す側面
図、同図bは同実施例における容器壁の温度分布
を説明するための図、第5図は本発明の別の実施
例に係る原子炉容器の縦断面図である。 1a1b……炉容器、2……炉心、3……容
器壁、4……入口ノズル、5……液面、6……出
口ノズル、7……遮蔽栓、8a,8b……温度分
布曲線、9a,9b……ヒートパイプ、p……冷
却材。

Claims (1)

    【特許請求の範囲】
  1. 1 液体金属冷却材の循環路に介在して設けられ
    内部を上記液体金属冷却材が自由液面をもつて通
    流する原子炉容器本体と、この原子炉容器本体の
    側壁外面に、それぞれが上記自由液面とほぼ直交
    する向きで、一端が上記自由液面より上部位置に
    固定され、他端が上記自由液面より下部の炉心低
    部近傍位置に固定され、少くとも周方向に複数配
    置固定されたヒートパイプとを具備してなること
    を特徴とする高速増殖炉用原子炉容器。
JP56155113A 1981-09-30 1981-09-30 高速増殖炉用原子炉容器 Granted JPS5855890A (ja)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP56155113A JPS5855890A (ja) 1981-09-30 1981-09-30 高速増殖炉用原子炉容器

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP56155113A JPS5855890A (ja) 1981-09-30 1981-09-30 高速増殖炉用原子炉容器

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPS5855890A JPS5855890A (ja) 1983-04-02
JPS623392B2 true JPS623392B2 (ja) 1987-01-24

Family

ID=15598869

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP56155113A Granted JPS5855890A (ja) 1981-09-30 1981-09-30 高速増殖炉用原子炉容器

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JPS5855890A (ja)

Families Citing this family (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS6369602A (ja) * 1986-09-10 1988-03-29 積水化学工業株式会社 コンクリ−ト材の製造方法
JP5727799B2 (ja) * 2011-01-21 2015-06-03 株式会社東芝 原子炉格納容器の熱輸送装置

Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS5674694A (en) * 1979-11-22 1981-06-20 Tokyo Shibaura Electric Co Nuclear reactor container

Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS5674694A (en) * 1979-11-22 1981-06-20 Tokyo Shibaura Electric Co Nuclear reactor container

Also Published As

Publication number Publication date
JPS5855890A (ja) 1983-04-02

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US5043135A (en) Method for passive cooling liquid metal cooled nuclear reactors, and system thereof
US4678626A (en) Radiant vessel auxiliary cooling system
US4303474A (en) Nuclear reactor core assembly
US5021211A (en) Liquid metal cooled nuclear reactors with passive cooling system
US4795607A (en) High-temperature reactor
US3366547A (en) Fast nuclear reactor
JPS623392B2 (ja)
US5493590A (en) Critical power enhancement system for a pressurized fuel channel type nuclear reactor using CHF enhancement appendages
US3753856A (en) Core clamping system for a nuclear reactor
JP3524884B2 (ja) 高速増殖炉
JP2008122248A (ja) 高速炉
US4070241A (en) Nuclear reactor removable radial shielding assembly having a self-bowing feature
US4465127A (en) Device for reducing the thermal stresses in the bottom of a vertical heat exchanger
JPH0715503B2 (ja) 液体金属冷却高速炉
US3208916A (en) Fuel element for a nuclear reactor
EP0075683B1 (en) Fast breeder nuclear reactor vessel
JPS5855893A (ja) 高速増殖炉用原子炉容器
JPS5855891A (ja) 高速増殖炉用原子炉容器
JPS5855894A (ja) 高速増殖炉用原子炉容器
JPS61237992A (ja) 中間熱交換器
JP2809700B2 (ja) 高速増殖炉用炉心構造
JPS5855794A (ja) 高速増殖炉用原子炉容器
JPS59176692A (ja) 高速増殖炉
Cayol et al. Nuclear fuel subassembly
JP2020180907A (ja) 燃料要素、燃料集合体及び炉心