JPH02222861A - 高速増殖炉 - Google Patents
高速増殖炉Info
- Publication number
- JPH02222861A JPH02222861A JP1008625A JP862589A JPH02222861A JP H02222861 A JPH02222861 A JP H02222861A JP 1008625 A JP1008625 A JP 1008625A JP 862589 A JP862589 A JP 862589A JP H02222861 A JPH02222861 A JP H02222861A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- reactor
- heat exchanger
- primary
- core
- vessel
- 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
Links
- 239000002826 coolant Substances 0.000 claims description 3
- 239000000725 suspension Substances 0.000 claims description 3
- 239000002923 metal particle Substances 0.000 claims description 2
- 239000011734 sodium Substances 0.000 abstract description 44
- DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M Ilexoside XXIX Chemical compound C[C@@H]1CC[C@@]2(CC[C@@]3(C(=CC[C@H]4[C@]3(CC[C@@H]5[C@@]4(CC[C@@H](C5(C)C)OS(=O)(=O)[O-])C)C)[C@@H]2[C@]1(C)O)C)C(=O)O[C@H]6[C@@H]([C@H]([C@@H]([C@H](O6)CO)O)O)O.[Na+] DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M 0.000 abstract description 40
- 229910052708 sodium Inorganic materials 0.000 abstract description 40
- 239000000446 fuel Substances 0.000 abstract description 14
- 229910052790 beryllium Inorganic materials 0.000 abstract description 9
- ATBAMAFKBVZNFJ-UHFFFAOYSA-N beryllium atom Chemical compound [Be] ATBAMAFKBVZNFJ-UHFFFAOYSA-N 0.000 abstract description 9
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 4
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 238000002485 combustion reaction Methods 0.000 description 3
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 3
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 2
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 2
- 238000005406 washing Methods 0.000 description 2
- WHXSMMKQMYFTQS-UHFFFAOYSA-N Lithium Chemical compound [Li] WHXSMMKQMYFTQS-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- KEAYESYHFKHZAL-UHFFFAOYSA-N Sodium Chemical group [Na] KEAYESYHFKHZAL-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000003795 chemical substances by application Substances 0.000 description 1
- 230000005484 gravity Effects 0.000 description 1
- 229910001338 liquidmetal Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910052744 lithium Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000012423 maintenance Methods 0.000 description 1
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 1
- 239000000843 powder Substances 0.000 description 1
- 238000002360 preparation method Methods 0.000 description 1
- 230000000630 rising effect Effects 0.000 description 1
- CCEKAJIANROZEO-UHFFFAOYSA-N sulfluramid Chemical group CCNS(=O)(=O)C(F)(F)C(F)(F)C(F)(F)C(F)(F)C(F)(F)C(F)(F)C(F)(F)C(F)(F)F CCEKAJIANROZEO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
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
-
- 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
- Monitoring And Testing Of 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】
[発明の目的コ
(産業上の利用分野)
本発明は例えば液体金属ナトリウム(以下、ナトリウム
と記す)を冷却材として使用する高速増殖炉に関する。
と記す)を冷却材として使用する高速増殖炉に関する。
(従来の技術〉
従来のタンク型高速増殖炉の原子炉構造及び1次冷却系
を第6図について説明する。同図に示すようにガードベ
ッセル1に囲まれた原子炉容器2内に炉心3が収納され
ており、その炉心3の上部に炉心上部機構4および回転
プラグ5が配設されている。炉心上部機構4内には炉心
3を制御するための制御棒6と、炉心3の温度を測定す
るための集合体出口温度計7が設置されている。炉心3
は炉心支持構造物8によって原子炉容器2から支持され
ている。冷却材であるナトリウムは炉心3を流出し、中
間熱交換器1次人口9に流入し、中間熱交換器1火山口
1(>から流出する。中間熱交換器では2次ナトリウム
が2次人口11から流入し、下降管12を下降し、下降
管窓13から流出し、ざらに2火山口14から流出し、
この間で1次ナトリウムと熱交換を行なう。中間熱交換
器1次出口10から流出したナトリウムはポンプ15で
吸込まれ炉内配管16を通り、高圧プレナム17に流入
し、炉心3にもどる。また、従来タンク型原子炉では炉
心3を構成する燃料を、1年に1回交換する必要がおり
、このために燃料交換用のキャスク18が設置されてい
る。
を第6図について説明する。同図に示すようにガードベ
ッセル1に囲まれた原子炉容器2内に炉心3が収納され
ており、その炉心3の上部に炉心上部機構4および回転
プラグ5が配設されている。炉心上部機構4内には炉心
3を制御するための制御棒6と、炉心3の温度を測定す
るための集合体出口温度計7が設置されている。炉心3
は炉心支持構造物8によって原子炉容器2から支持され
ている。冷却材であるナトリウムは炉心3を流出し、中
間熱交換器1次人口9に流入し、中間熱交換器1火山口
1(>から流出する。中間熱交換器では2次ナトリウム
が2次人口11から流入し、下降管12を下降し、下降
管窓13から流出し、ざらに2火山口14から流出し、
この間で1次ナトリウムと熱交換を行なう。中間熱交換
器1次出口10から流出したナトリウムはポンプ15で
吸込まれ炉内配管16を通り、高圧プレナム17に流入
し、炉心3にもどる。また、従来タンク型原子炉では炉
心3を構成する燃料を、1年に1回交換する必要がおり
、このために燃料交換用のキャスク18が設置されてい
る。
(発明が解決しようとする課題)
従来の高速増殖炉の原子炉構造及び1次冷却系は上述し
たように構成されているので、安全でかつ安定した運転
が可能である。しかしながら、近年、高速増殖炉の一層
の安全性向上と単純化、メンテナンスフリー化が求めら
れている。
たように構成されているので、安全でかつ安定した運転
が可能である。しかしながら、近年、高速増殖炉の一層
の安全性向上と単純化、メンテナンスフリー化が求めら
れている。
このため、次の点で改善すべき課題がある。
(1)原子炉容器を小型化し、原子炉容器の信頼性を向
上させる。
上させる。
(2)制御棒及び1次ポンプなどの駆動部をナトリウム
中に設置させないでよりいっそうの信頼性向上を図る。
中に設置させないでよりいっそうの信頼性向上を図る。
(3)炉心燃料の交換期間を延長し、燃料交換に関する
メンテナンス作業を大幅に削減する。
メンテナンス作業を大幅に削減する。
(4)ループ型原子炉については、1次系に設置する蒸
気発生器で生じるナトリウムと水との反応を削除する。
気発生器で生じるナトリウムと水との反応を削除する。
(5)原子炉出力規模を小ざくして固有の安全性を向上
させる。
させる。
本発明は上記課題を解決するためになされたもので、タ
ンク型原子炉においては寿命中燃料交換を行なわない原
子炉構造を有する高速増殖炉を提供することにある。ま
たループ型原子炉においては1次系に設置する熱交換器
をナトリウムとガスによる熱交換器とし、ナトリウムと
水の反応を削除する冷却系を有する高速増殖炉を提供す
ることにある。
ンク型原子炉においては寿命中燃料交換を行なわない原
子炉構造を有する高速増殖炉を提供することにある。ま
たループ型原子炉においては1次系に設置する熱交換器
をナトリウムとガスによる熱交換器とし、ナトリウムと
水の反応を削除する冷却系を有する高速増殖炉を提供す
ることにある。
[発明の構成]
(課題を解決するための手段)
上記課題を解決するために本発明に係る高速増殖炉はタ
ンク型原子炉においては原子炉容器とガードベッセル内
に炉心と中間熱交換器を備え、ガードベッセルの外側、
中間熱交換器の側部に電磁ポンプを備え、ガードベッセ
ルの外側および炉心側部に上下動が可能なベリリウムな
どの反射体を備えたことを特徴とする。またループ型原
子炉においては原子炉容器とガードベッセル内に炉心を
備え、容器の外側および炉心の側部に上下動が可能なベ
リリウムの反射体を備え、原子炉容器から流出したナト
リウムは熱交換性能を向上したナトリウム・ガス熱交換
器に流入し、熱交換器を流出したナトリウムは配管外側
に設置した電磁ポンプによって原子炉に流入することを
特徴とする。
ンク型原子炉においては原子炉容器とガードベッセル内
に炉心と中間熱交換器を備え、ガードベッセルの外側、
中間熱交換器の側部に電磁ポンプを備え、ガードベッセ
ルの外側および炉心側部に上下動が可能なベリリウムな
どの反射体を備えたことを特徴とする。またループ型原
子炉においては原子炉容器とガードベッセル内に炉心を
備え、容器の外側および炉心の側部に上下動が可能なベ
リリウムの反射体を備え、原子炉容器から流出したナト
リウムは熱交換性能を向上したナトリウム・ガス熱交換
器に流入し、熱交換器を流出したナトリウムは配管外側
に設置した電磁ポンプによって原子炉に流入することを
特徴とする。
(作 用)
本発明に係る高速増殖炉によれば、原子炉容器の直径は
5〜10万KWeの出力規模で1m〜1.5面であり、
容器の信頼性は大幅に向上する。また、ナトリウム中に
、制御棒および1次ポンプのような駆動部を備えていな
いため作動機器の信頼性は大幅に向上する。また、炉心
燃料はベリリウムなどの反射体を順次動かしベリリウム
などの反射体がある部分でのみ燃焼が促進し、それ以外
は燃焼が抑制され、ゆっくりと反射体を動かすことによ
ってプラントの寿命中、燃料交換を不要とし、メンテナ
ンス性を大幅に向上させる。
5〜10万KWeの出力規模で1m〜1.5面であり、
容器の信頼性は大幅に向上する。また、ナトリウム中に
、制御棒および1次ポンプのような駆動部を備えていな
いため作動機器の信頼性は大幅に向上する。また、炉心
燃料はベリリウムなどの反射体を順次動かしベリリウム
などの反射体がある部分でのみ燃焼が促進し、それ以外
は燃焼が抑制され、ゆっくりと反射体を動かすことによ
ってプラントの寿命中、燃料交換を不要とし、メンテナ
ンス性を大幅に向上させる。
(実施例)
以下、本発明の実施例を図面を参照して説明する。
第1図は本発明の第1の実施例を示す立断面図である。
なお図中、第6図と同一部分には同一符号で示し、重複
する部分の説明を省略する。
する部分の説明を省略する。
第1図に示すように、ガードベッセル1で囲まれた原子
炉容器2の内部に炉心20.流量混合装置21、中間熱
交換器22および炉心20と中間熱交換器22を原子炉
容器上部構造23から吊り下げるための吊り胴24が設
置されている。原子炉容器2の外部にはベリリウムなど
の反射体25とその駆動機構26および電磁ポンプ27
が設置されている。原子炉容器上部構造23にはカバー
ガス28の制御系29が設置されている。1次ナトリウ
ムは炉心20を流出して中間熱交換器1火入口30から
中間熱交換器22内に流入し、中間熱交換器1次出口3
1から流出する。
炉容器2の内部に炉心20.流量混合装置21、中間熱
交換器22および炉心20と中間熱交換器22を原子炉
容器上部構造23から吊り下げるための吊り胴24が設
置されている。原子炉容器2の外部にはベリリウムなど
の反射体25とその駆動機構26および電磁ポンプ27
が設置されている。原子炉容器上部構造23にはカバー
ガス28の制御系29が設置されている。1次ナトリウ
ムは炉心20を流出して中間熱交換器1火入口30から
中間熱交換器22内に流入し、中間熱交換器1次出口3
1から流出する。
中間熱交換器22では2次ナトリウムが2次入口11か
ら流入し、中間熱交換器22を下降した後に、窓32か
ら中央上昇管33に流入して、この中央上昇管33内を
上昇し、2洗出口14から流出する2次ナトリウムと1
次ナトリウムが熱交換する。中間熱交換器1洗出口31
から流出したナトリウムはアニユラス34を下降し、流
量混合装置21を通り、炉心20に流入する。ベリリウ
ムなどの反射体25は運転開始時に炉心20の下方に設
置し、下方に配置された炉心燃料を燃焼させる。その後
、徐々に駆動機構26を用いて上方に駆動させることに
よって上方に設置されている炉心燃料も燃焼する。
ら流入し、中間熱交換器22を下降した後に、窓32か
ら中央上昇管33に流入して、この中央上昇管33内を
上昇し、2洗出口14から流出する2次ナトリウムと1
次ナトリウムが熱交換する。中間熱交換器1洗出口31
から流出したナトリウムはアニユラス34を下降し、流
量混合装置21を通り、炉心20に流入する。ベリリウ
ムなどの反射体25は運転開始時に炉心20の下方に設
置し、下方に配置された炉心燃料を燃焼させる。その後
、徐々に駆動機構26を用いて上方に駆動させることに
よって上方に設置されている炉心燃料も燃焼する。
しかして、本実施例によれば原子炉容器2は従来の原子
炉容器に比較して著しく小型化され、原子炉容器の信頼
性は向上する。また炉心の制御と、1次ナトリウムの駆
動を容器の外部から行なうため、駆動部の信頼性は向上
する。ざらに、炉心20は徐々に燃焼が進行するため、
運転中燃料交換は不要であり、メンテナンス性が大きく
向上する。
炉容器に比較して著しく小型化され、原子炉容器の信頼
性は向上する。また炉心の制御と、1次ナトリウムの駆
動を容器の外部から行なうため、駆動部の信頼性は向上
する。ざらに、炉心20は徐々に燃焼が進行するため、
運転中燃料交換は不要であり、メンテナンス性が大きく
向上する。
次に第2図を参照しながら本発明の第2の実施例を説明
する。
する。
この第2の実施例が第1図に示した第1の中間熱交換器
22の1次および2次ナトリ1クム流路パスを変更し、
1次ナトリウムを一度上昇させ、熱交換しながら下降さ
せるバスとしたことである。なお、第2図中第1図と同
一部分には同一符号で示し重複する部分の説明を省略す
る。すなわち、第2図において、炉心20から流出した
1次ナトリウムは上昇管41を通して、中間熱交換器2
2内を上昇する。1次ナトリウムは上昇後、1次ナトリ
ウム窓42から流出して中間熱交換器22内を下降し、
1訳出口43から流出する。2次ナトリウムは2次人口
11から流入し、入口プレナム44を経て伝熱管45内
を通り、出口プレナム46に流入し、2次ナトリウム出
口14から流出する。
22の1次および2次ナトリ1クム流路パスを変更し、
1次ナトリウムを一度上昇させ、熱交換しながら下降さ
せるバスとしたことである。なお、第2図中第1図と同
一部分には同一符号で示し重複する部分の説明を省略す
る。すなわち、第2図において、炉心20から流出した
1次ナトリウムは上昇管41を通して、中間熱交換器2
2内を上昇する。1次ナトリウムは上昇後、1次ナトリ
ウム窓42から流出して中間熱交換器22内を下降し、
1訳出口43から流出する。2次ナトリウムは2次人口
11から流入し、入口プレナム44を経て伝熱管45内
を通り、出口プレナム46に流入し、2次ナトリウム出
口14から流出する。
この第2の実施例も第1の実施例と同様に原子炉容器2
のコンパクト化を図ることができる。また本実施例では
1次側のナトリウムが熱交換器内で2次ナトリウムと熱
交換し、冷却されたものが重力方向に落下するため、自
然な流路バスが形成される。
のコンパクト化を図ることができる。また本実施例では
1次側のナトリウムが熱交換器内で2次ナトリウムと熱
交換し、冷却されたものが重力方向に落下するため、自
然な流路バスが形成される。
第3図はループ型原子炉に適用した本発明の第3の実施
例を示している。第3図において、原子炉容器2の内部
に炉心20.炉内配管50.出口配管51が設置されて
いる。原子炉容器2の外部には上記実施例と同様にベリ
リウムなどの反射体25とその駆動部26が設置されて
いる。原子炉容器2はナトリウム・ガス熱交換器53と
配管54を介して接続されている。配管54はヘッダー
55に接続され、ヘッダー55には配管56が接続され
、配管56とナトリウム・ガス熱交換器53が接続され
ている。ナトリウム・ガス熱交換器53の下方には、配
管57が接続され、配管57は炉内配管50と接合部5
2により連結される。ナトリウム・ガス熱交換器53内
にはガス下降管58とガス出口59が設置されている。
例を示している。第3図において、原子炉容器2の内部
に炉心20.炉内配管50.出口配管51が設置されて
いる。原子炉容器2の外部には上記実施例と同様にベリ
リウムなどの反射体25とその駆動部26が設置されて
いる。原子炉容器2はナトリウム・ガス熱交換器53と
配管54を介して接続されている。配管54はヘッダー
55に接続され、ヘッダー55には配管56が接続され
、配管56とナトリウム・ガス熱交換器53が接続され
ている。ナトリウム・ガス熱交換器53の下方には、配
管57が接続され、配管57は炉内配管50と接合部5
2により連結される。ナトリウム・ガス熱交換器53内
にはガス下降管58とガス出口59が設置されている。
第4図および第5図にはナトリウム・ガス熱交換器53
の伝熱部分を拡大して一部側面の断面図で示している。
の伝熱部分を拡大して一部側面の断面図で示している。
伝熱管60内をナトリウムが下降し、伝熱管60の外側
をガスが上昇する。伝熱管60の外側には金属粒子61
が充填されている。第5図の平面図から明らかなように
伝熱管60aは隣接する伝熱管60bと板62で接続さ
れている。このように、ガスへの伝熱性能は著しく向上
され、熱交換器のコンパクト化が達成される。
をガスが上昇する。伝熱管60の外側には金属粒子61
が充填されている。第5図の平面図から明らかなように
伝熱管60aは隣接する伝熱管60bと板62で接続さ
れている。このように、ガスへの伝熱性能は著しく向上
され、熱交換器のコンパクト化が達成される。
本実施例では原子炉容器は上記第1の実施例よりもさら
にコンパクト化される。ナトリウム・ガス熱交換器では
例え伝熱管60の漏洩が生じたとしても、従来の蒸気発
生器のようにす(〜リウムと水との反応はなく、安全性
向上は著しい。
にコンパクト化される。ナトリウム・ガス熱交換器では
例え伝熱管60の漏洩が生じたとしても、従来の蒸気発
生器のようにす(〜リウムと水との反応はなく、安全性
向上は著しい。
[発明の効果]
本発明によれば、次のような効果を奏する。
(1)炉心の制御を原子炉容器外から行なうため、炉心
上部に中間熱交換器を配することができる。この結果、
原子炉容器は著しくコンパクト化され、原子炉容器の信
頼性が向上する。
上部に中間熱交換器を配することができる。この結果、
原子炉容器は著しくコンパクト化され、原子炉容器の信
頼性が向上する。
(2)ナトリウム中に駆動部がないため、プラントの運
転性は向上する。またメンテナンス性に優れる。
転性は向上する。またメンテナンス性に優れる。
(3)炉心はベリリウムなどの反射体を上玉に駆動させ
てゆっくりと燃焼させるため、プラント運転中、燃料交
換は不要でおり、メンテナンス性が著しく向上する。
てゆっくりと燃焼させるため、プラント運転中、燃料交
換は不要でおり、メンテナンス性が著しく向上する。
(4)ループ型原子炉に適用した場合にはナトリウムと
水との反応がなく、安全性が著しく向上する。
水との反応がなく、安全性が著しく向上する。
第1図および第2図はそれぞれ本発明に係る高速増殖炉
のそれぞれの実施例を示す立面図、第3図は本発明をル
ープ型原子炉へ適用した例を示す系統図、第4図および
第5図は第2図における熱交換器伝熱部を拡大して示す
断面図、第6図は従来の高速増殖炉を示す立面図である
。 2・・・原子炉容器 2G・・・炉心 21・・・流量混合装置 22・・・中間熱交換器 23・・・原子炉上部構造 24・・・吊り胴 26・・・反射体駆動機構 27・・・電磁ポンプ 28・・・カバーガス 29・・・制御系 30・・・1火入口 31・・・1次出口 32・・・窓 33・・・中央上昇管 34・・・アニユラス 41・・・上昇管 42・・・1次ナトリウム窓 43・・・1次出口 44・・・入口プレナム 45・・・伝熱管 46・・・出口プレナム 50・・・炉内配管 51・・・出口配管 52・・・接合部 53・・・中間熱交換器 54・・・配管 55・・・ヘッダー 56、57・・・配管 58・・・下降管 60・・・伝熱管 61・・・金属粉子 62・・・板 (8733)代理人 弁理士 猪 股 祥 晃(ほか
1名) $ 1 第 閃 ↑ ↑ ↑ ↑ 茶 図 第 乙 図
のそれぞれの実施例を示す立面図、第3図は本発明をル
ープ型原子炉へ適用した例を示す系統図、第4図および
第5図は第2図における熱交換器伝熱部を拡大して示す
断面図、第6図は従来の高速増殖炉を示す立面図である
。 2・・・原子炉容器 2G・・・炉心 21・・・流量混合装置 22・・・中間熱交換器 23・・・原子炉上部構造 24・・・吊り胴 26・・・反射体駆動機構 27・・・電磁ポンプ 28・・・カバーガス 29・・・制御系 30・・・1火入口 31・・・1次出口 32・・・窓 33・・・中央上昇管 34・・・アニユラス 41・・・上昇管 42・・・1次ナトリウム窓 43・・・1次出口 44・・・入口プレナム 45・・・伝熱管 46・・・出口プレナム 50・・・炉内配管 51・・・出口配管 52・・・接合部 53・・・中間熱交換器 54・・・配管 55・・・ヘッダー 56、57・・・配管 58・・・下降管 60・・・伝熱管 61・・・金属粉子 62・・・板 (8733)代理人 弁理士 猪 股 祥 晃(ほか
1名) $ 1 第 閃 ↑ ↑ ↑ ↑ 茶 図 第 乙 図
Claims (2)
- (1)原子炉容器と、この原子炉容器の外側から反射体
を上下に駆動させることによつて制御される炉心と、こ
の炉心の上方に配設した中間熱交換器とを備え、前記炉
心および中間熱交換器は前記原子炉容器上部構造から吊
胴によつて支持され、前記吊胴の外側にアニュラス部が
設けられてなることを特徴とする高速増殖炉。 - (2)原子炉容器と、この原子炉容器の外側から反射体
を上下に駆動させることによって制御される炉心と、前
記原子炉容器の外側に熱交換器とを備え、前記熱交換器
は伝熱管内に冷却材が流れ該伝熱管外に金属粒子が充填
され、前記各々の伝熱管と伝熱管を板で連結してなるこ
とを特徴とする高速増殖炉。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP1008625A JPH02222861A (ja) | 1989-01-19 | 1989-01-19 | 高速増殖炉 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP1008625A JPH02222861A (ja) | 1989-01-19 | 1989-01-19 | 高速増殖炉 |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPH02222861A true JPH02222861A (ja) | 1990-09-05 |
Family
ID=11698133
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP1008625A Pending JPH02222861A (ja) | 1989-01-19 | 1989-01-19 | 高速増殖炉 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPH02222861A (ja) |
Cited By (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPH0552979A (ja) * | 1991-08-29 | 1993-03-02 | Toshiba Corp | 小型高速炉 |
US5196159A (en) * | 1990-07-24 | 1993-03-23 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Fast reactor |
CN110211709A (zh) * | 2019-06-14 | 2019-09-06 | 北京卫星环境工程研究所 | 热管式碱金属转换一体化反应堆 |
-
1989
- 1989-01-19 JP JP1008625A patent/JPH02222861A/ja active Pending
Cited By (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US5196159A (en) * | 1990-07-24 | 1993-03-23 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Fast reactor |
JPH0552979A (ja) * | 1991-08-29 | 1993-03-02 | Toshiba Corp | 小型高速炉 |
CN110211709A (zh) * | 2019-06-14 | 2019-09-06 | 北京卫星环境工程研究所 | 热管式碱金属转换一体化反应堆 |
CN110211709B (zh) * | 2019-06-14 | 2020-08-11 | 北京卫星环境工程研究所 | 热管式碱金属转换一体化反应堆 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US4235284A (en) | Heat exchanger with auxiliary cooling system | |
US4246069A (en) | Heat-generating nuclear reactor | |
JPH02222861A (ja) | 高速増殖炉 | |
US4713214A (en) | Device for purifying liquid metal coolant for a fast neutron nuclear reactor | |
RU2733900C1 (ru) | Быстрый жидко-солевой реактор | |
JPS59135397A (ja) | 液体金属原子炉用二次熱伝達回路 | |
US4585058A (en) | Heat exchanger having a bundle of straight tubes | |
JPH0618685A (ja) | 高速増殖炉 | |
JP2835161B2 (ja) | 高速増殖炉 | |
JP2915469B2 (ja) | 液体金属冷却型原子炉の冷却装置 | |
JPS633292A (ja) | 高速増殖炉 | |
JPH04110694A (ja) | 高速増殖炉 | |
JPS63241380A (ja) | 原子炉 | |
JPH06160561A (ja) | 高速増殖炉 | |
JPH02234097A (ja) | タンク型高速増殖炉 | |
JP2539405B2 (ja) | 液体金属冷却用熱交換器 | |
JP2508538Y2 (ja) | 高速増殖炉の冷却ユニット | |
JPS5935782A (ja) | 高速炉用熱交換器 | |
JPS62226089A (ja) | 液体金属冷却型高速増殖炉 | |
JPH0427518B2 (ja) | ||
JPH0631820B2 (ja) | 高速増殖炉の熱交換装置 | |
JPS63284489A (ja) | タンク型高速増殖炉 | |
JPH0558155B2 (ja) | ||
JPH02128192A (ja) | 分散型原子炉 | |
JPS63127192A (ja) | 高速増殖炉プラント |