JPS6247117Y2 - - Google Patents
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- JPS6247117Y2 JPS6247117Y2 JP1986171261U JP17126186U JPS6247117Y2 JP S6247117 Y2 JPS6247117 Y2 JP S6247117Y2 JP 1986171261 U JP1986171261 U JP 1986171261U JP 17126186 U JP17126186 U JP 17126186U JP S6247117 Y2 JPS6247117 Y2 JP S6247117Y2
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Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
- G21C13/02—Details
- G21C13/06—Sealing-plugs
- G21C13/073—Closures for reactor-vessels, e.g. rotatable
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C11/00—Shielding structurally associated with the reactor
- G21C11/02—Biological shielding ; Neutron or gamma shielding
- G21C11/022—Biological shielding ; Neutron or gamma shielding inside the reactor vessel
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C11/00—Shielding structurally associated with the reactor
- G21C11/08—Thermal shields; Thermal linings, i.e. for dissipating heat from gamma radiation which would otherwise heat an outer biological shield ; Thermal insulation
- G21C11/083—Thermal shields; Thermal linings, i.e. for dissipating heat from gamma radiation which would otherwise heat an outer biological shield ; Thermal insulation consisting of one or more metallic layers
- G21C11/085—Thermal shields; Thermal linings, i.e. for dissipating heat from gamma radiation which would otherwise heat an outer biological shield ; Thermal insulation consisting of one or more metallic layers consisting exclusively of several metallic layers
-
- 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
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Description
【考案の詳細な説明】
〔産業上の利用分野〕
本考案は、液体金属冷却形原子炉に関する。
液体金属で充填された原子炉容器と、液面の上
方に配置された原子炉蓋と、液面と該蓋との間に
あるガス室と、ガス室内に配置され炉蓋における
金属蒸気の凝結を防止するための対流障壁とを有
する液体金属冷却形原子炉はドイツ連邦共和国特
許出願公開第1813820号公報により公知である。
方に配置された原子炉蓋と、液面と該蓋との間に
あるガス室と、ガス室内に配置され炉蓋における
金属蒸気の凝結を防止するための対流障壁とを有
する液体金属冷却形原子炉はドイツ連邦共和国特
許出願公開第1813820号公報により公知である。
液体金属、とりわけ液体ナトリウムで冷却され
る原子炉を運転する場合には、原子炉の保護ガス
雰囲気中に多量の金属蒸気および金属エーロゾル
が生ずることが判明している。その場合、保護ガ
ス雰囲気の下層がその下に存在する熱い冷却材に
よつて特に著しく加熱されるのに対し、保護ガス
雰囲気の上部およびそれと接する壁部例えば原子
炉の蓋は著しく低い温度状態にある。このような
温度分布により保護ガス雰囲気中に上方に向う流
れが生じ、これにより飽和金属蒸気が原子炉の容
器およびその装着部の比較的冷たい表面と接触
し、そこに凝結し、場合によつては固体金属への
凝結さえも生じる。従つて原子炉の重要部分、例
えば制御棒の機能および原子炉蓋の回転が著しく
妨げられることがある。そのため最も好都合な場
合でも、上記金属を再び融解するのに、危険個所
に費用のかかる付加的な加熱を施さなければなら
ない。凝結物が純粋な金属でなしに、その反応生
成物、例えば酸化物であるときには、事態は一層
悪くなる。酸化物は加熱によつてはもはや取除く
ことができない。従つて保護ガス雰囲気の中に上
述のような金属蒸気および金属エーロゾルが送り
込まれることを防止することが望ましい。その場
合操作装置および計装のために、液体金属の表面
と原子炉容器の蓋との間に多大の自由空間が必要
となることも考慮に入れる必要がある。
る原子炉を運転する場合には、原子炉の保護ガス
雰囲気中に多量の金属蒸気および金属エーロゾル
が生ずることが判明している。その場合、保護ガ
ス雰囲気の下層がその下に存在する熱い冷却材に
よつて特に著しく加熱されるのに対し、保護ガス
雰囲気の上部およびそれと接する壁部例えば原子
炉の蓋は著しく低い温度状態にある。このような
温度分布により保護ガス雰囲気中に上方に向う流
れが生じ、これにより飽和金属蒸気が原子炉の容
器およびその装着部の比較的冷たい表面と接触
し、そこに凝結し、場合によつては固体金属への
凝結さえも生じる。従つて原子炉の重要部分、例
えば制御棒の機能および原子炉蓋の回転が著しく
妨げられることがある。そのため最も好都合な場
合でも、上記金属を再び融解するのに、危険個所
に費用のかかる付加的な加熱を施さなければなら
ない。凝結物が純粋な金属でなしに、その反応生
成物、例えば酸化物であるときには、事態は一層
悪くなる。酸化物は加熱によつてはもはや取除く
ことができない。従つて保護ガス雰囲気の中に上
述のような金属蒸気および金属エーロゾルが送り
込まれることを防止することが望ましい。その場
合操作装置および計装のために、液体金属の表面
と原子炉容器の蓋との間に多大の自由空間が必要
となることも考慮に入れる必要がある。
少くとも原子炉容器の回転蓋とこれに所属する
開口との間に製造技術上および熱工学上の理由で
存在する間隙を金属蒸気の進入に対して保護する
ため、前記蓋を炉容器に取付けられたフランジ環
上に弁座の形で密着的に載置し、前記間隙を金属
蒸気の進入に対して保護し、必要時にのみ特別の
引揚装置を用いてその回転が可能となる幅だけ蓋
を引揚げることは、前記のドイツ連邦共和国特許
出願公開第1813820号公報で既に提案されてい
る。回転蓋には安全上の理由から特に有効な放射
線保護を施す必要があるので、前記蓋は著しい重
量を有し、従つて引揚げ装置はそれに応じて強力
に設計しなければならない。更に上記公報の一実
施態様では蓋の間隙自体の保護のみを対象として
いるが、その下側の保護ガス雰囲気中に配置され
た他の多くの構造部分には言及されていない。更
に米国特許第3548931号明細書からは、二重槽の
中に原子炉を配置し、回転蓋がその外部槽のみを
閉め切り、原子炉本体、即ち核分裂領域および場
合によつては設けられる熱交換器が内側の容器を
貫通して配置されることも公知となつている。上
述の貫通部は、一部は原子炉容器に、一部は装着
部分に固定された相互に重畳する多数の金属板に
よつてほぼ締め切られている。金属蒸気を含む保
護ガスが上記間隙を経て進入するこを防止するた
めに、容器間の環状室を上記間隙を経て内側の容
器へ向けられた流れを維持する高圧にされた純粋
な保護ガスで満たすことが提案されている。この
実施態様は、付加的な容器が必要とされるほかに
ポンプなどに付加的費用を要し、更に内側の容器
から絶えず保護ガスを引抜いてこれを浄化するこ
との必要性を生じる。
開口との間に製造技術上および熱工学上の理由で
存在する間隙を金属蒸気の進入に対して保護する
ため、前記蓋を炉容器に取付けられたフランジ環
上に弁座の形で密着的に載置し、前記間隙を金属
蒸気の進入に対して保護し、必要時にのみ特別の
引揚装置を用いてその回転が可能となる幅だけ蓋
を引揚げることは、前記のドイツ連邦共和国特許
出願公開第1813820号公報で既に提案されてい
る。回転蓋には安全上の理由から特に有効な放射
線保護を施す必要があるので、前記蓋は著しい重
量を有し、従つて引揚げ装置はそれに応じて強力
に設計しなければならない。更に上記公報の一実
施態様では蓋の間隙自体の保護のみを対象として
いるが、その下側の保護ガス雰囲気中に配置され
た他の多くの構造部分には言及されていない。更
に米国特許第3548931号明細書からは、二重槽の
中に原子炉を配置し、回転蓋がその外部槽のみを
閉め切り、原子炉本体、即ち核分裂領域および場
合によつては設けられる熱交換器が内側の容器を
貫通して配置されることも公知となつている。上
述の貫通部は、一部は原子炉容器に、一部は装着
部分に固定された相互に重畳する多数の金属板に
よつてほぼ締め切られている。金属蒸気を含む保
護ガスが上記間隙を経て進入するこを防止するた
めに、容器間の環状室を上記間隙を経て内側の容
器へ向けられた流れを維持する高圧にされた純粋
な保護ガスで満たすことが提案されている。この
実施態様は、付加的な容器が必要とされるほかに
ポンプなどに付加的費用を要し、更に内側の容器
から絶えず保護ガスを引抜いてこれを浄化するこ
との必要性を生じる。
本考案の目的は、明細書冒頭に述べた種類の液
体冷却形原子炉において、対流障壁により原子炉
の冷たい部分への金属蒸気の凝結を有効に防止す
るとともに、対流障壁に凝結する液体金属の原子
炉プレナムへの還流を容易にすることにある。
体冷却形原子炉において、対流障壁により原子炉
の冷たい部分への金属蒸気の凝結を有効に防止す
るとともに、対流障壁に凝結する液体金属の原子
炉プレナムへの還流を容易にすることにある。
この目的は本考案によれば、対流障壁が液面と
原子炉蓋との間のガス室にほぼ水平面に配置され
た複数個の準密閉凝結板より成り、これらの凝結
板が尖端を下向きとする円錐形を成すように配置
され、そこに凝結する液体金属が円錐形の尖端部
分から原子炉容器に滴下して戻されることにより
達成される。
原子炉蓋との間のガス室にほぼ水平面に配置され
た複数個の準密閉凝結板より成り、これらの凝結
板が尖端を下向きとする円錐形を成すように配置
され、そこに凝結する液体金属が円錐形の尖端部
分から原子炉容器に滴下して戻されることにより
達成される。
本考案による装置はその構成に僅かな費用を要
するに過ぎず、かつ運転中も外部作用に対して充
分に安定である。それにも抱らず、対流障壁の縁
部と容器内壁との間および制御棒、操作装置等の
貫通に要する開口には堆積による閉塞を排除する
だけの間隙が存在しているのは、対流によつて惹
起される冷たい装置部分への液体金属の伝達が充
分に制止されている。この間隙の存在にも抱らず
障壁により分割された空間の間には圧力差が生じ
ないので殆んどガス交換が生じない。障壁はそれ
故“準密閉”と称することができる。尖端が保護
ガス室のほぼ中央に位置するような円錐形として
対流障壁を構成することにより。有利な形態の流
れが得られる外に、金属板の傾斜によりそこに凝
結する液体金属がその最も低い個所へ容易に流下
することができ、そこから原子炉の液体金属プレ
ナムへ滴下し得ることになる。
するに過ぎず、かつ運転中も外部作用に対して充
分に安定である。それにも抱らず、対流障壁の縁
部と容器内壁との間および制御棒、操作装置等の
貫通に要する開口には堆積による閉塞を排除する
だけの間隙が存在しているのは、対流によつて惹
起される冷たい装置部分への液体金属の伝達が充
分に制止されている。この間隙の存在にも抱らず
障壁により分割された空間の間には圧力差が生じ
ないので殆んどガス交換が生じない。障壁はそれ
故“準密閉”と称することができる。尖端が保護
ガス室のほぼ中央に位置するような円錐形として
対流障壁を構成することにより。有利な形態の流
れが得られる外に、金属板の傾斜によりそこに凝
結する液体金属がその最も低い個所へ容易に流下
することができ、そこから原子炉の液体金属プレ
ナムへ滴下し得ることになる。
入れ子状に設置され相互に独立に可動な多数の
回転蓋を有する原子炉に対しては、本考案の一実
施態様により、各々の対流障壁が多数の個々の金
属板より成り、それ等の金属板が所属回転蓋(こ
れに金属板が適当に固定されている)とほぼ輪郭
を等しくし、即ち比較的小さな金属板がこれを包
囲する大きな金属板にその縁辺において重り合う
ようにし、回転蓋と同軸的に回転し得るようにさ
れることが提案されている。上記回転蓋に固定さ
れた制御棒或は操作装置のような取付構造部の導
入には、とりわけ熱膨張の相違が補償されるの
で、何等の問題も生じない。
回転蓋を有する原子炉に対しては、本考案の一実
施態様により、各々の対流障壁が多数の個々の金
属板より成り、それ等の金属板が所属回転蓋(こ
れに金属板が適当に固定されている)とほぼ輪郭
を等しくし、即ち比較的小さな金属板がこれを包
囲する大きな金属板にその縁辺において重り合う
ようにし、回転蓋と同軸的に回転し得るようにさ
れることが提案されている。上記回転蓋に固定さ
れた制御棒或は操作装置のような取付構造部の導
入には、とりわけ熱膨張の相違が補償されるの
で、何等の問題も生じない。
原子炉に間隙によつてこの原子炉から分離され
た栓或は蓋が設けられる場合には、本考案の別の
実施態様において、前記間隙内に相互に重畳する
1対或は複数対の交互に容器と蓋に固定された環
状の金属板を配置することが提案される。
た栓或は蓋が設けられる場合には、本考案の別の
実施態様において、前記間隙内に相互に重畳する
1対或は複数対の交互に容器と蓋に固定された環
状の金属板を配置することが提案される。
次に本考案の一実施例を示す図面を参照して、
本考案を更に具体的に説明する。
本考案を更に具体的に説明する。
液面2まで液体金属、この場合にはナトリウム
で満たされている原子炉容器1の内部には、制御
棒4によつて出力が制御される核分裂領域3が配
置されており、制御棒4は駆動装置5によつて上
下に動かされるようになつている。原子炉容器1
は蓋6で上方が閉鎖され、この蓋は軸受7および
ここには図示されていない駆動装置によつて回転
され得るようになつている。回転蓋6の内部には
その中心軸と偏心的に第2の回転蓋が配置され、
これは制御棒4を通すための貫通孔9を有し、軸
受10上で図示されていない駆動装置によつて回
転され得るようになつている。更に第2の回転蓋
8にはその中心軸と偏心的に第3の回転蓋11が
配置され、これも同様に図示されていない駆動装
置によつて軸受12上で回転され得るようにされ
ている。この蓋には核分裂領域3へ燃料棒を挿入
および引抜くための公知の操作装置13が取付け
られている。各々の蓋6,8および11を適当に
回転することにより、上記装置13が核分裂領域
3の各燃料棒上に位置ぎめされるようになつてい
る。制御棒4は、その上部が第2の回転蓋8と共
に側方へ揺動させられるとき、その下部が図面に
は示されていない吸収体と共に核分裂領域内に残
存するように分割され得るようになつている。回
転蓋6,8,11にはそれぞれの下側に遮蔽部1
4,15,16が設けられている。冷却材の輻射
熱に対して遮蔽部を保護するため、この部分1
4,15,16の下側にはそれぞれ束状の防熱板
17,18,19が設けられている。冷却材液面
2と各回転蓋の下側との間の中間室20には不活
性保護ガス、例えばアルゴンが充填されている。
このアルゴンはかなりの量の液体金属の蒸気およ
びエーロゾルを含有しており、これらは例えば回
転蓋6と原子炉容器1との間の間隙、個々の回転
蓋間の間隙、或は貫通孔9へ侵入する可能性があ
る。これらの部分の温度は比較的低いので、金属
蒸気の凝結、或はアルゴンから金属酸化物のよう
な汚染物が沈澱する場合があり、これにより例え
ば軸受7,10,12および回転蓋の可動性、或
は制御棒の可動性を害するおそれがある。上記作
用は、液体金属の液面2の上方のガス室20の中
の高くなるにつれて低減している温度から必然的
に生ずる対流によつて助長される。この対流を制
止するために2つの対流障壁21,22が取付け
られている。下側の対流障壁21は3つの金属板
23,24,25より、上側の対流障壁22は3
つの金属板26,27,28よりそれぞれ作られ
ている。この場合金属板24と27はほぼ第2の
回転蓋8の輪郭を、金属板25と28はほぼ第3
の回転蓋11の輪郭を有するのに対し、金属板2
3,26は図から分るように側方の境壁29の内
側に残された断面を覆つている。なお金属板2
5,28は上側が傾斜した蓋で閉じられ下側が開
口している円筒形を成している。金属板26,2
7,28は棒30でそれぞれ回転蓋6,8,11
から懸垂され、従つてそれぞれ蓋と共に回転する
ので制御棒4と燃料交換装置13の可動性は害せ
られない。金属板23,24,25は棒31で、
いずれも冷却材液面2の下にありかつ回転蓋6,
8,11と同軸のユニツト部分32,33,34
より成る浸漬板の上に支えられており、この浸漬
板内を制御棒4が通され、更にこの板には核分裂
領域3の監視のための図示してない計器類が取付
けられている。個々のユニツト部分32,33,
34はそれぞれ懸架構造部29,35,36によ
り回転蓋6,8,11に固定されている。金属板
23〜25あるいは26〜28は、そこに凝結し
た液体金属がその最も低い点へ流れてそこに集る
ことにより容易に滴下し得るようにするため、傾
斜して、或は円錐形に構成されている。更にこれ
らの金属板は、対流を促進する間隙をできるだけ
少なくするために、その境界部が若干重畳するよ
うに構成されている。回転蓋6と原子炉容器1と
の間の特に大きな間隙においては、更に一連の金
属板37(原子炉容器1に固定されている)およ
び38(回転蓋6に固定されている)が配置され
る。これらの板は櫛状にかつ相互に部分的に重畳
するように配置されているので、この間隙内に金
属蒸気を導くような対流を阻止するのに寄与して
いる。
で満たされている原子炉容器1の内部には、制御
棒4によつて出力が制御される核分裂領域3が配
置されており、制御棒4は駆動装置5によつて上
下に動かされるようになつている。原子炉容器1
は蓋6で上方が閉鎖され、この蓋は軸受7および
ここには図示されていない駆動装置によつて回転
され得るようになつている。回転蓋6の内部には
その中心軸と偏心的に第2の回転蓋が配置され、
これは制御棒4を通すための貫通孔9を有し、軸
受10上で図示されていない駆動装置によつて回
転され得るようになつている。更に第2の回転蓋
8にはその中心軸と偏心的に第3の回転蓋11が
配置され、これも同様に図示されていない駆動装
置によつて軸受12上で回転され得るようにされ
ている。この蓋には核分裂領域3へ燃料棒を挿入
および引抜くための公知の操作装置13が取付け
られている。各々の蓋6,8および11を適当に
回転することにより、上記装置13が核分裂領域
3の各燃料棒上に位置ぎめされるようになつてい
る。制御棒4は、その上部が第2の回転蓋8と共
に側方へ揺動させられるとき、その下部が図面に
は示されていない吸収体と共に核分裂領域内に残
存するように分割され得るようになつている。回
転蓋6,8,11にはそれぞれの下側に遮蔽部1
4,15,16が設けられている。冷却材の輻射
熱に対して遮蔽部を保護するため、この部分1
4,15,16の下側にはそれぞれ束状の防熱板
17,18,19が設けられている。冷却材液面
2と各回転蓋の下側との間の中間室20には不活
性保護ガス、例えばアルゴンが充填されている。
このアルゴンはかなりの量の液体金属の蒸気およ
びエーロゾルを含有しており、これらは例えば回
転蓋6と原子炉容器1との間の間隙、個々の回転
蓋間の間隙、或は貫通孔9へ侵入する可能性があ
る。これらの部分の温度は比較的低いので、金属
蒸気の凝結、或はアルゴンから金属酸化物のよう
な汚染物が沈澱する場合があり、これにより例え
ば軸受7,10,12および回転蓋の可動性、或
は制御棒の可動性を害するおそれがある。上記作
用は、液体金属の液面2の上方のガス室20の中
の高くなるにつれて低減している温度から必然的
に生ずる対流によつて助長される。この対流を制
止するために2つの対流障壁21,22が取付け
られている。下側の対流障壁21は3つの金属板
23,24,25より、上側の対流障壁22は3
つの金属板26,27,28よりそれぞれ作られ
ている。この場合金属板24と27はほぼ第2の
回転蓋8の輪郭を、金属板25と28はほぼ第3
の回転蓋11の輪郭を有するのに対し、金属板2
3,26は図から分るように側方の境壁29の内
側に残された断面を覆つている。なお金属板2
5,28は上側が傾斜した蓋で閉じられ下側が開
口している円筒形を成している。金属板26,2
7,28は棒30でそれぞれ回転蓋6,8,11
から懸垂され、従つてそれぞれ蓋と共に回転する
ので制御棒4と燃料交換装置13の可動性は害せ
られない。金属板23,24,25は棒31で、
いずれも冷却材液面2の下にありかつ回転蓋6,
8,11と同軸のユニツト部分32,33,34
より成る浸漬板の上に支えられており、この浸漬
板内を制御棒4が通され、更にこの板には核分裂
領域3の監視のための図示してない計器類が取付
けられている。個々のユニツト部分32,33,
34はそれぞれ懸架構造部29,35,36によ
り回転蓋6,8,11に固定されている。金属板
23〜25あるいは26〜28は、そこに凝結し
た液体金属がその最も低い点へ流れてそこに集る
ことにより容易に滴下し得るようにするため、傾
斜して、或は円錐形に構成されている。更にこれ
らの金属板は、対流を促進する間隙をできるだけ
少なくするために、その境界部が若干重畳するよ
うに構成されている。回転蓋6と原子炉容器1と
の間の特に大きな間隙においては、更に一連の金
属板37(原子炉容器1に固定されている)およ
び38(回転蓋6に固定されている)が配置され
る。これらの板は櫛状にかつ相互に部分的に重畳
するように配置されているので、この間隙内に金
属蒸気を導くような対流を阻止するのに寄与して
いる。
図面は本考案の一実施例を示す液体金属冷却形
原子炉の一部を表わす縦断面図である。 1…原子炉容器、2…液体金属の液面、3…核
分裂領域、4…制御棒、5…制御棒の駆動装置、
6,8,11…回転蓋、7,10,12…軸受、
9…貫通孔、13…燃料棒操作装置、14,1
5,16…遮蔽体、17,18,19…防熱板、
20…ガス室、21,22…対流障壁、23〜2
8…金属板、29…側方境壁、30…懸垂棒、3
1…支持棒、32,33,34…浸漬板ユニツト
部分、35,36…懸架構造部。
原子炉の一部を表わす縦断面図である。 1…原子炉容器、2…液体金属の液面、3…核
分裂領域、4…制御棒、5…制御棒の駆動装置、
6,8,11…回転蓋、7,10,12…軸受、
9…貫通孔、13…燃料棒操作装置、14,1
5,16…遮蔽体、17,18,19…防熱板、
20…ガス室、21,22…対流障壁、23〜2
8…金属板、29…側方境壁、30…懸垂棒、3
1…支持棒、32,33,34…浸漬板ユニツト
部分、35,36…懸架構造部。
Claims (1)
- 【実用新案登録請求の範囲】 1 a 液体金属で充填された原子炉容器1と、 b 液面2の上方に配置された原子炉蓋6と、 c 液面2と原子炉蓋6との間にあるガス室2
0と、 d 液体金属の原子炉蓋6への凝結を防止する
ためガス室20内に配置された対流障壁2
1,22と を備えた液体金属冷却形原子炉において、 e 対流障壁21,22が、液面2と原子炉蓋
6との間のガス室20にほぼ水平面に配置さ
れた複数個の準密閉凝結板23,24,2
5,26,27,28より成り、 f これらの凝結板23,24,25,26,
27,28が尖端を下向きとする円錐形を成
すように配置され、そこに凝結する液体金属
が円錐形の尖端部分から原子炉容器1に滴下
して戻される ことを特徴とする液体金属冷却形原子炉。 2 入れ子式に設置され相互に無関係に可動な複
数個の蓋6,8,11を備えた原子炉におい
て、各対流障壁(21或は22)が複数個の金
属板(23,24,25或は26,27,2
8)より成り、これらの金属板が所属の回転蓋
6,8,11とほぼ輪郭を等しくし、それらと
同軸的に回転し得ることを特徴とする実用新案
登録請求の範囲第1項記載の原子炉。 3 容器1と蓋6との間に間隙を有する原子炉に
おいて、前記間隙内に相互に重畳する1対或は
複数対の薄い環状の金属板37,38が配置さ
れ、それらが交互に容器1と蓋6とに固定され
ていることを特徴とする実用新案登録請求の範
囲第1項又は第2項記載の原子炉。
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE2709914A DE2709914C2 (de) | 1977-03-08 | 1977-03-08 | Flüssigmetallgekühlter Kernreaktor mit Einrichtungen zur Verhinderung der Konvektion von Metalldämpfen |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPS6275494U JPS6275494U (ja) | 1987-05-14 |
JPS6247117Y2 true JPS6247117Y2 (ja) | 1987-12-24 |
Family
ID=6002995
Family Applications (2)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP2647678A Pending JPS53110794A (en) | 1977-03-08 | 1978-03-08 | Fluid metal cooling form nuclear reactor |
JP1986171261U Expired JPS6247117Y2 (ja) | 1977-03-08 | 1986-11-07 |
Family Applications Before (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP2647678A Pending JPS53110794A (en) | 1977-03-08 | 1978-03-08 | Fluid metal cooling form nuclear reactor |
Country Status (6)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US4293383A (ja) |
JP (2) | JPS53110794A (ja) |
DE (1) | DE2709914C2 (ja) |
FR (1) | FR2383504A1 (ja) |
GB (1) | GB1567118A (ja) |
IT (1) | IT1092883B (ja) |
Families Citing this family (9)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS5547486A (en) * | 1978-09-30 | 1980-04-03 | Tokyo Shibaura Electric Co | Nuclear reactor |
DE3009134A1 (de) * | 1980-03-10 | 1981-10-15 | Grünzweig + Hartmann Montage GmbH, 6700 Ludwigshafen | Waermedaemmung fuer den gewoelbten boden- und/oder deckelbereich eines druckbehaelters |
FR2495815B1 (fr) * | 1980-12-09 | 1986-09-19 | Commissariat Energie Atomique | Reacteur nucleaire refroidi par un metal liquide contenu dans une cuve obturee par des fermetures superieures |
FR2518707A1 (fr) * | 1981-12-18 | 1983-06-24 | Novatome | Dispositif de production de vapeur par echange de chaleur entre un metal liquide caloporteur et de l'eau alimentaire |
FR2535888A1 (fr) * | 1982-11-05 | 1984-05-11 | Novatome | Bouchon-couvercle du coeur d'un reacteur nucleaire a neutrons rapides |
FR2546657B1 (fr) * | 1983-05-26 | 1985-07-05 | Commissariat Energie Atomique | Bouchon couvercle-coeur d'un reacteur nucleaire refroidi par un metal liquide |
IT1172947B (it) * | 1983-12-20 | 1987-06-18 | Nira Spa | Tappo del nocciolo di un reattore nucleare veloce integrato nel piccolo tappo rotante dello stesso |
FR2563040B1 (fr) * | 1984-04-11 | 1986-08-08 | Novatome | Bouchon-couvercle du coeur d'un reacteur nucleaire |
FR2598247B1 (fr) * | 1986-05-05 | 1988-09-09 | Novatome | Bouchon-couvercle du coeur d'un reacteur nucleaire a neutrons rapides |
Family Cites Families (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
GB1214136A (en) * | 1967-02-24 | 1970-12-02 | Atomic Energy Authority Uk | Improvements relating to nuclear reactors |
US3548931A (en) * | 1968-10-30 | 1970-12-22 | Atomic Energy Commission | Vessel for a sodium-cooled reactor |
CA992877A (en) * | 1971-09-16 | 1976-07-13 | Marvin J. Hurwitz | Separation of waste dyestuffs by adsorption processes |
-
1977
- 1977-03-08 DE DE2709914A patent/DE2709914C2/de not_active Expired
-
1978
- 1978-02-28 IT IT20658/78A patent/IT1092883B/it active
- 1978-03-07 GB GB9091/78A patent/GB1567118A/en not_active Expired
- 1978-03-07 US US05/884,115 patent/US4293383A/en not_active Expired - Lifetime
- 1978-03-07 FR FR7806537A patent/FR2383504A1/fr active Granted
- 1978-03-08 JP JP2647678A patent/JPS53110794A/ja active Pending
-
1986
- 1986-11-07 JP JP1986171261U patent/JPS6247117Y2/ja not_active Expired
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
IT1092883B (it) | 1985-07-12 |
IT7820658A0 (it) | 1978-02-28 |
GB1567118A (en) | 1980-05-08 |
DE2709914C2 (de) | 1986-10-09 |
DE2709914A1 (de) | 1978-09-14 |
FR2383504A1 (fr) | 1978-10-06 |
JPS53110794A (en) | 1978-09-27 |
JPS6275494U (ja) | 1987-05-14 |
FR2383504B1 (ja) | 1981-11-20 |
US4293383A (en) | 1981-10-06 |
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