JPH0318793A - 液体金属冷却形原子炉用の受動形冷却システム - Google Patents
液体金属冷却形原子炉用の受動形冷却システムInfo
- Publication number
- JPH0318793A JPH0318793A JP2103214A JP10321490A JPH0318793A JP H0318793 A JPH0318793 A JP H0318793A JP 2103214 A JP2103214 A JP 2103214A JP 10321490 A JP10321490 A JP 10321490A JP H0318793 A JPH0318793 A JP H0318793A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- bulkhead
- spaced
- vessel
- liquid metal
- sidewall
- 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
- 238000012546 transfer Methods 0.000 title claims abstract description 31
- 238000001816 cooling Methods 0.000 title claims description 27
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims description 27
- 230000000694 effects Effects 0.000 title claims description 3
- 229910001338 liquidmetal Inorganic materials 0.000 claims abstract description 40
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims abstract description 30
- 239000002826 coolant Substances 0.000 claims abstract description 28
- 238000005192 partition Methods 0.000 claims abstract description 22
- 239000012530 fluid Substances 0.000 claims description 31
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 claims description 16
- 239000002184 metal Substances 0.000 claims description 16
- 238000003466 welding Methods 0.000 claims description 11
- 239000000945 filler Substances 0.000 claims description 2
- 230000002708 enhancing effect Effects 0.000 claims 1
- 239000000203 mixture Substances 0.000 claims 1
- 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 13
- 229910052708 sodium Inorganic materials 0.000 abstract description 13
- 239000011734 sodium Substances 0.000 abstract description 13
- 230000005855 radiation Effects 0.000 abstract description 12
- 239000012809 cooling fluid Substances 0.000 abstract description 5
- 239000007788 liquid Substances 0.000 abstract description 4
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 14
- 230000006872 improvement Effects 0.000 description 6
- 239000003570 air Substances 0.000 description 5
- 238000004891 communication Methods 0.000 description 4
- 238000013461 design Methods 0.000 description 4
- BITYAPCSNKJESK-UHFFFAOYSA-N potassiosodium Chemical compound [Na].[K] BITYAPCSNKJESK-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 238000011156 evaluation Methods 0.000 description 3
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 3
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 description 3
- 239000011261 inert gas Substances 0.000 description 3
- 230000007246 mechanism Effects 0.000 description 3
- XKRFYHLGVUSROY-UHFFFAOYSA-N Argon Chemical compound [Ar] XKRFYHLGVUSROY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 230000008901 benefit Effects 0.000 description 2
- 238000009835 boiling Methods 0.000 description 2
- 238000007689 inspection Methods 0.000 description 2
- 239000000463 material Substances 0.000 description 2
- 230000008569 process Effects 0.000 description 2
- 238000007788 roughening Methods 0.000 description 2
- 239000011800 void material Substances 0.000 description 2
- 229910001182 Mo alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- KEAYESYHFKHZAL-UHFFFAOYSA-N Sodium Chemical compound [Na] KEAYESYHFKHZAL-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910000831 Steel Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000009471 action Effects 0.000 description 1
- 239000000853 adhesive Substances 0.000 description 1
- 230000001070 adhesive effect Effects 0.000 description 1
- 239000012080 ambient air Substances 0.000 description 1
- 229910052786 argon Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000010953 base metal Substances 0.000 description 1
- 239000011324 bead Substances 0.000 description 1
- 230000015556 catabolic process Effects 0.000 description 1
- 239000002131 composite material Substances 0.000 description 1
- 230000003247 decreasing effect Effects 0.000 description 1
- 238000000151 deposition Methods 0.000 description 1
- 238000007599 discharging Methods 0.000 description 1
- 238000009434 installation Methods 0.000 description 1
- 238000012423 maintenance Methods 0.000 description 1
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 1
- 229910001092 metal group alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000012986 modification Methods 0.000 description 1
- 230000004048 modification Effects 0.000 description 1
- 238000010248 power generation Methods 0.000 description 1
- 238000002360 preparation method Methods 0.000 description 1
- 230000002035 prolonged effect Effects 0.000 description 1
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 description 1
- 239000010959 steel Substances 0.000 description 1
- 230000001052 transient effect Effects 0.000 description 1
- 238000013519 translation Methods 0.000 description 1
- 238000013022 venting Methods 0.000 description 1
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/02—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices
- G21C15/12—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices from pressure vessel; from containment vessel
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/02—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders
-
- 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
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
め要約のデータは記録されません。
Description
4.508.677号に記載されている装置の様に、熱
を発生する核***性燃料炉心を実質的にその中に浸漬し
た液体金属冷却材のプールを持つ液体金属冷却形原子炉
の受動形冷却の改良に関する。
属冷却形原子炉を運転する時、緊急時の取扱の為、又は
保守作業を実施する為に、燃料の核***反応を停止する
ことが必要になることがある。原子炉の運転停止は、核
***性燃料の炉心の中に中性子を吸収する制御棒を挿入
して、燃料から必要な核***生成用中性子を取去ること
によって行なわれる。然し、運転を停止した原子炉内で
の燃料の7jl壊により、引続いてかなりの量の貼が発
生され、それを原子炉装置から散逸しなければならない
。
散逸する助けになる。然し、原子炉の{11″,造伺料
は、長く続く高い温度に安全に耐えることが出来ないこ
とがある。例えば、典型的なハウジング●サイ口の壁の
コンクリー1・は、高い温度になると、口があいたり、
ひゾ割れを生じたりすることがある。従って、運転停止
の際、原子炉構遣から安全に井を取去る為に、補助冷却
装置を利用するのが普通である。
りなエネルギ駆動の種々の冷却装置を利用していた。運
転停止が出来る様にする多くの場合、伶却装置に対する
エネルギの供給により、冷却装置自体が故障する+Uれ
がある。例えば、炉心を玲却する為のポンプ及び通気装
置が散障することがある。更に、オペレータの介入が必
嬰な場合、オペレータが適当な措置をj114ずること
が出来なくなる様な場合も予想される。最も信頼性があ
って望ましい冷却装置は、運転停止の後に発生される余
熱を連続的に取去ることが出来る完全に受動形の装置で
あろう。
用する、米国特許第4.508,677号に記載されて
いる様なモジュール形の液体金属冷却形原子炉は、いろ
いろな利点がある。水冷形原子炉は水の誂点又はその近
くで運転される。幾らかでも温度が上昇すると、蒸気が
発生されて、圧力が高くなる。これと対照的に、ナトリ
ウム又はナトリウムーカリウムは沸点が圧力1気圧では
1,800’F程度と非常に高い。原子炉の普通の運転
温度は約900″F程度である。液体金属は沸点が高い
為、水冷形原子炉並びにそれによって発生される蒸気の
圧力の問題がない。液体金属の熱容量により、ナトリウ
ム又はナトリウムーカリウムが数百度下に加熱されても
、原子炉内の材料の破損の惧れがない。
本質的に頂部開放の円筒形の槽であって、容器の壁の完
全さを妨げる様な穿孔がない。一次容器からの液体金属
の漏れを防ぐために、側壁及び底壁を密封することが不
可欠である。容器の面は、安全性の観点から要求される
厳格な検査の為に出入が出来るものでなければならない
。
リウム◆ルーブが使われている。普通、1個の1次ルー
プと2つ又は更に多くの2次ループが使われている。1
次ループは燃料棒によって加熱された放剃能が非常に強
いナトリウムを含む。
リウム・ループの1つと熱交換する。一般的に、ナトリ
ウム冷却形原子炉は、1つのループが故障した場合に備
えて、冗長の2次ループを持つ様に設計されている。
停止した時、余熱が引続いて発生され、発電所の熱容量
に従って散逸される。原子炉が長い期間の間一杯の出力
であったと仮定すると、運転停止後の最初の1時間の間
、平均して一杯の出力の約2%が引続いて発生される。
許第4,678,626号に記載される肢体金属冷却形
原子炉からの運転停止時の崩壊熱を取去る受動形冷却装
置の改良に関する。
677号及び同第4,678,626号の説明を引用す
ることにする。
云う固有の熱エネルギ伝達機構を介して周囲の大気へ伝
達することにより、燃料炉心及び液体金属冷却材から原
子炉の崩壊熱及び顕熱を伝達する液体金属冷却形原子炉
に対する運転停止時用の受動形熱除去装置を改良する方
法と、そうして改良された装置とに関する。この発明の
改良された手段は全く受動形であって、流体に於ける自
然の封流、伝導、対流及び熱放射の固有の現象を通じて
連続的に作用する。
ネルギの伝達効率を高める改良された手段を提供する。
る面の形を設けることを含む。
入した後、燃料棒によって発生される熱が液体ナトリウ
ム冷却材を通じて原子炉容器の壁に伝達され、その後主
に熱放射の機構により、不活性ガスのすき間を通ってそ
れを取囲んでいる収容容器に伝達され、小部分の熱はこ
うして収容された不活性ガスに於ける伝導及び対流によ
って伝達される。原子炉容器の外側及び収容容器の内側
に設けられた熱放射率の高い面が、熱伝達効率を高める
。
、そして1つには収容容器と遮蔽体の間の通路内を循環
する空気への直接的な対流によって、熱が取去られる。
約1/3であるが、高さは大体同じである。モジュール
形原子炉では、発生されたエネルギに対する表面積の比
は、普通の大形の原子炉に於ける表面積とエネルギとの
比に比べて、大体3倍大きい。これによって、受動形で
予熱を散逸することの出来る様な十分な表面積が得られ
る。収容容器の放射率が高い外面が熱伝達をよくする。
要としない。1個の2次ループが、交代的な冷却機構と
しての補助の受動形冷却装置と共に安全に作用し得る。
液体金属冷却形原子炉に対する改良された受動形冷却方
法及び装置を提供することである。
冷却材のプール内に実質的に浸漬されている様な液体金
属冷却形原子炉の受動形冷却を行なう時の熱伝達効率を
改善することである。
それと接触して通過する冷却流体である熱伝達媒質への
熱エネルギの伝達を高める方法を用いて、液体金属冷却
形原子炉に対する改良された受動形冷却装置を提供する
ことである。
熱除去装置として、完全に受動形であって、流体中での
自然の対流、伝導、対流及び熱放射の固有の現象によっ
て連続的に作用する熱除去装置を提供することである。
する循環する流体媒質を利用して、,液体金属冷却形原
子炉の運転停止の際に発生されるtS壊熱及び顕熱を取
去る受動形装置の改良を提供することである。
の事象の際の余熱の散逸に対処する為、十分な表面積を
持っている。原子炉装置は全体としては熱容量が比較的
小さい。残る問題は、収容構造に目立った損傷を与えず
に、余熱を散逸することである。完全に受動形の冷却装
置は、エネルギによって駆動されるボンブ及びファンに
頼らず、オペレータの介入を必要としない。同時に、モ
ジュール形原子炉の寸法の制約がある為、並びに応力の
たまる様な区域が出来ない様に、穿孔のない滑かな槽構
造にする必要がある為、収容容器自体は構造的に変更し
てはならない。厳格な検査の条件から、製造の時も構造
を取付ける時も、収容容器の検査が簡単であることが要
求される。
金属冷却形原子炉発電所10が、原子炉容器12を有す
る。この容器は、典型的には円筒形の槽で構成され、そ
の長袖を垂直方向に直立にし、開放した上端に着脱自在
のカバーを設ける。
のプール14を持っており、熱を発生する核***性燃料
の炉心16が、熱伝達の為、液体金属冷却材のブール1
4の中に実質的に浸漬されている。燃料の核***作用並
びにその速度が、燃料炉心16に中性子を吸収する制御
棒18を出し入れすることによって左右される。
置された収容容器20内に入っている。
を取巻く収集円筒22を含む。コンクリート・サイロ2
4が、同心の組合せとして相隔たる様に配置された円筒
22、収容容器20及び原子炉容器12を収容している
。
炉容器12及びそれに隣接する容器及び円筒が、図面の
26に示す様に、少なくとも地表より下に来る様な程度
に、実質的に地中に埋設することが好ましい。液体金属
を収容する原子炉容器を地表より下に配置することによ
り、発電所の完全さが失われても、それに関係なく、液
体金属が脱出することが防止される。原子炉容器の破損
により、ナトリウムが失われたり、それが漏れる惧れを
防ぐ為、原子炉容器は隔たる収容容器の中に封じ込むこ
とが好ましく、その間の密封された区域をアルゴンの様
な不活性ガスで充填する。この様に組合される部品を取
囲み又は取巻く様にして相隔てた位置に配置することに
より、夫々の円筒形側壁が一連の隔壁を形成し、中間に
空間が出来る。具体的に云うと、コンクリート・サイロ
24と収集円筒22の側壁の間に空間28が出来、収集
円筒22と収容容器20の側壁の間に空間30が出来る
。
いに同心に取囲み又は取巻く様なこの発明の好ましい実
施例では、中間の空間28.30は何れも断面が略環状
である。
空間28は少なくとも1つの導管32と流体が連通ずる
。この導管は空間28を越えて上に伸び、空気取入開口
34で終端するが、地表26より上方で大気中に突出し
ている。収集円筒22と収容容器20の中間にある空間
30は、少なくとも1つの導管36と流体が連通ずる。
口38で終端し、地表26より上方で大気中に突出する
。即ち、取入開口34を持つ導管32及び連通空間28
が立下りの流体流路を形成し、空間30及び出口開口3
8を持っ連通導管36が立上り流体流路を形成する。空
間28.30は一番下の末端で流体が連通し、この為、
流体が収集円筒22の下端の下を通って、その周りを通
り、空間28と合せた導管32及び導管36と合せた空
間30が、空気の様なガス冷却材を引込んで吐出する為
の循環流体回路を作る。
容容器20の外面と接触する。この為、燃料の崩壊によ
って発生された熱が、燃料炉心16から、液体ナトリウ
ム冷却材14内での自然の対流により、原子炉容器12
へ通る。こうして運ばれた熱が温度が一層高い原子炉容
器12から、部分的には熱放射により、温度が一層低い
収容容器20へ伝達される。約50%の熱が、熱放AJ
により、収容容器20の壁の外面から収集円筒22へ伝
達され、全ての熱が収容及び収集円筒の壁から、自然の
対流により、この面と接する空間3o内の空気の様なガ
スに伝達される。冷却流体回路40の空間30の中味で
あるガスがこの様に加熱されることにより、冷却回路4
0に流体の対流の自然の流れが誘起される。従って、温
度の低い外部の周囲空気が取入開口34に入り、立下り
の導管30及び空間28を下向きに通り、収集円筒22
の底の周りを廻って、空間30及び導管36によって形
成された立上り部分を上向きに通って出口38に達し、
大気中に吐出され、空間30内で収容容器20及び収集
円筒22の面から吸収された・熱が、周囲の大気中に散
逸される。
熱放射の固有の過程によって連続的に作用する。ガスが
充填されたすき間を通って、原子炉容器から伝達された
熱は、殆んど全部が熱放射によるものである。収容容器
の外面から伝達される熱は、一部分、約50%が自然の
対流によって、加熱された立上り導管32内の自然の対
流による空気流に伝達され、そして一部分、約50%が
放射によって収集円筒22に伝達される。
射率によって大部分制御される。原子炉容器と収容容器
の間のガスすき間では、そこに於ける放射熱伝達が支配
的である為、尚更そうである。従って、この発明は、任
意の所定の原子炉温度で、崩壊熱のより大きな負荷を装
置によって放逐することが出来る様に熱伝達面の放射率
を高めることに関する。
部分にわたって面を粗い生地にすることにより、見かけ
の放射率が一層高くなる様に変更する。熱が、対流によ
り、この粗面からその上を通過するガス流へ伝達される
。従って、ガス流と接触する熱散逸面は、突起、空所及
び同様な面の凹凸を作ることによって粗面化する。
ぶ空気の様なガスの接触面、普通は収容容器20の外面
及び収集円筒22の壁の内面に用いる様に、熱伝達用に
調製する方法に関する。1実施例の面調製方法は、面か
ら通過するガスの流れへの対流による熱伝達を最適にす
るのに要求される様な適当な高さ及びピッチの複数個の
突起を形成することにより、構造部品の熱を運ぶガスと
の接触面に粗さを作る。
30を構成する収容容器20の壁の外面及び収集円筒2
2の壁の内面に設けられる1つの設計の粗面は、そこを
通るガスの流れの方向に対して略垂直な方向の向きの、
高さe及びビッチpを持つ多数の突起42で構成される
。突起42が、第3図に示す様に、同心の収容容器20
及び収集円筒22の両方の円形の壁に沿って円周方向に
伸びることが好ましい。こうすると、突起42は各々の
面の上に多数の平行な水平の円形の41}を構成し、そ
こを通るガスの通路に対して垂直に突出する。
な寸法並びに/又は形が達成されるまで、所定の容器の
壁の円周に沿って、溶着部によって形成されたビードを
1回又は更に何回か沈積することによる溶着部の沈積を
肉盛りすることによって作られる。適当な手段は潜弧溶
接方法であり、ベースの金属合金と同じ組或の充填材を
用いることが好ましいことがある。突起の所望の形及び
寸法は、溶着ワイヤ、送り速度、面速度及びパスの回数
を選ぶことによって調節することが出来る。
.0モリブデン合金の様な焼入れ可能な鋼をベースとす
る場合、最適の結果を得る為に、予熱及び溶着後の熱処
理の両方を必要とする場合が多い。
長さに沿って、トーチを所望の間隔の距離に配置換えす
ることによって、容易に作ることが出来る。別の手段は
、溶接トーチに軸方向の並進を加えながら、容器を回転
させることにより、各々の容器に適当なピッチの螺旋形
の突起を作ることである。
収集円筒の適当な面に、適当な断面形を持つ金属ストリ
ップを溶接することである。この方法では、工作物の金
属の電流の流れに対する傾向によって生ずる熱を圧力と
組合せて、一連の重なり合う点溶着部で構成された溶接
継目を作る。
電極を金属ストリップに押付ける。この方法は、溶接後
の熱処理を必要としないことがあると云う利点がある。
の評価を、突起の粗さの高さeが0. 25吋で粗さ
ピッチpが6吋の場合に対して評価した。この研究から
、容器及び円筒の金属面に於ける対流による熱伝達係数
を約2倍に増加することが出来ることが判った。この形
では摩擦が一層大きくなる為に、突起の上のガス流量は
約36%減少するが、正味の熱伝達性能が高くなり、そ
の結果ある原子炉の設計上の過渡状態では、燃料炉心の
最高出口温度が86″F低下した。
間30のガスの流れと接触する収容容器20及び収集円
筒22の面に、球状の凹み44又は軸方向の溝46の様
な空所又は凹凸を作る。球の直径であっても溝の幅であ
っても、空所の特性的な寸法は、金属の厚さに比べて任
意の寸法にすることが出来、熱伝達性能には何等影響し
ない。
高めるのに十分である。
器の面の温度が同じであって、金属面の放114率が両
方の面とも0. 7であると仮定すると、放射による
熱流は凹み44の形の場合は約28%、溝46の形の場
合は約45%増加することが出来ることが判った。これ
に対応する同等の滑かな面の放射率、即ち熱流をこの様
に増加するのに必要な面の放射率は、夫々0.81及び
0.88である。この評価から、全属面の放射率が低い
時、熱流の分数で考えた増加が一層高く出来ることが判
る。即ち、金属面の放射率が仮定した様に0.4である
と、凹みの形の場合は、熱流の増加が約54%と推定さ
れ、溝の形の場合は約100%と推定される。対応する
同等の滑かな面の放射率は夫々0.56及び0.67で
ある。
により、面の見かけの熱放射率並びにそれに対応する原
子炉の熱除去容量を増加することにより、一層こじんま
りして経済的な設計が得られることが判る。
部分の断面図で、この発明の変形を示す。 第3図は第2図に示した変形の複合側面構造の一部分の
斜視図並びに断面図、 第4図は変形の容器の壁の表面区域を示す断面図、 第5図は別の変形の容器の為の表面区域の断面図である
。 主な符号の説明 12:原子炉容器 14;ブール 16:炉心 20:収容容器 22:収集円筒 24:コンクリート・サイロ 28,30:空間(通路) 40:流体回路
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 1、熱を発生する核***性燃料炉心を実質的にその中に
浸漬した液体金属冷却材のプールを持つ液体金属冷却形
原子炉に用いられ、全体的に同心の配置として相隔たる
横に並べた隔壁の組合せを持っていて、その間で中間の
流体の循環及び熱伝達を行なわせる様になっていて、 実質的にその中に浸漬された燃料炉心と共に液体金属冷
却材のプールを収容し、その側壁が一番内側の第1の隔
壁となる原子炉容器、 該原子炉容器から隔たって実質的にそれを取囲んでいて
、第2の隔壁を形成する側壁を持つ収容容器、 該収容容器から隔たってそれを取巻いていて、外側の第
3の隔壁を形成する側壁を持つ収集円筒、前記収容容器
から隔たって実質的にそれを取囲んでいるコンクリート
・サイロ、及び 少なくとも2つの前記隔壁の中間の循環通路に流体冷却
材を循環させると共に、当該流体流通路の上側部分で大
気に開放して原子炉容器から運ばれた熱を放逐する循環
流体流通路をもつ受動形冷却装置の熱伝達効果を高める
方法に於て、 前記循環する流体の流通路を構成する隔壁の面の内、流
体冷却材を循環させる中間の一部分に粗面を作る工程を
含む方法。 2、前記隔壁の一部分に作られた粗面が、前記隔壁の面
に沿って伸びる複数個の相隔たる突起で構成される請求
項1記載の方法。 3、前記隔壁の一部分に作られた粗面が前記隔壁の面内
の多数の空所で構成される請求項1記載の方法。 4、前記隔壁の一部分に作られた粗面が隔壁の面内にあ
る多数の溝で構成される請求項1記載の方法。 5、熱を発生する核***性燃料炉心が実質的にその中に
浸漬された液体金属冷却材のプールを持つ液体金属冷却
形原子炉に用いられ、全体的に同心の配置として相隔て
ゝ横に並べた隔壁の組合せを持ち、その間で中間の流体
の循環及び熱伝達を行なう様になっていて、その中に燃
料炉心を実質的に浸漬した液体金属冷却材のプールを収
容すると共に、一番内側の第1の隔壁を形成する側壁を
持つ原子炉容器、該原子炉容器から隔たってそれを実質
的に取囲んでいて、第2の隔壁を形成する側壁を持つ収
容容器、 該収容容器から隔たってそれを実質的に取巻いていて、
外側の第3の隔壁を形成する取巻き壁を有する収集円筒
、 該収集円筒から隔たって実質的にそれを取囲んでいるコ
ンクリート・サイロ、及び コンクリート・サイロと収集円筒の壁によって形成され
た第3の隔壁との中間を下向きに通り、該第3の隔壁と
収容容器の側壁によって形成された第2の隔壁との間の
中間を上向きに通る循環流れ回路に流体冷却材を循環さ
せ、その上側部分で大気に開放している循環流体流通路
を有する受動形冷却装置の熱伝達効率を高める方法に於
て、収容容器の側壁によって形成された第2の隔壁の外
面及び収集円筒によって形成された第3の隔壁の内面の
一部分に粗面を作る工程を含む方法。 6、第2及び第3の隔壁の面の一部分に作られた粗面が
、隔壁に沿って伸びる複数個の相隔たる突起で構成され
る請求項5記載の方法。 7、第2及び第3の隔壁の面の一部分に作られた粗面が
、隔壁の面内の多数の空所で構成される請求項5記載の
方法。 8、第2及び第3の隔壁の面の一部分に作られた粗面が
、隔壁の面内の多数の溝で構成される請求項5記載の方
法。 9、第2及び第3の隔壁の面の一部分に作られた粗面が
、隔壁に沿って伸びる複数個の相隔たる突起を溶接する
ことを含む請求項5記載の方法。 10、熱を発生する核***性燃料炉心が実質的にその中
に浸漬された液体金属冷却材のプールを持つ液体金属冷
却形原子炉に用いられ、全体的に同心の配置として相隔
てゝ横に並べた隔壁の組合せを持っていて、その間で中
間の流体の循環及び熱伝達を行なわせる様になっていて
、 燃料炉心を実質的にその中に浸漬した液体金属冷却材の
プールを収容し、一番内側の第1の隔壁を形成する側壁
を持つ原子炉容器、 該原子炉容器から隔たって実質的にそれを取囲んでいて
、第2の隔壁を形成する側壁を持つ収容容器、 該収容容器から隔たってそれを取巻いていて、一番外側
の第3の隔壁を形成する側壁を持つ収集円筒、 該収集円筒から隔たって実質的にそれを取囲んでいるコ
ンクリート・サイロ、及び 前記コンリート・サイロ及び収集円筒の側壁によって形
成された第3の隔壁の中間を下向きに通り、該第3の隔
壁及び収容容器の側壁によって形成された第2の側壁の
中間を上向きに戻る循環通路に沿って流体冷却材を循環
させる循環流体流通路を有する受動形冷却装置の熱伝達
効率を高める方法に於て、 前記収容容器の側壁によって形成された第2の隔壁の外
面並びに収集円筒によって形成された第3の隔壁の内面
の一部分に複数個の相隔たる突起を溶接する工程を含み
、溶接によって形成された突起が隔壁の面に対して全体
的に垂直に伸びると共に収容容器及び収集円筒に沿って
円周方向に伸びている方法。 11、相隔たる突起が、隔壁と同じ組成の充填金属を利
用した肉盛溶接によって形成される請求項10記載の方
法。 12、相隔たる突起が隔壁に金属ストリップを溶接する
ことによって形成される請求項10記載の方法。 13、熱を発生する核***性燃料炉心を実質的にその中
に浸漬した液体金属冷却材のプールを持つ液体金属冷却
形原子炉に用いられ、全体的に同心の配置として相隔て
ゝ横に並べた隔壁の組合せを持っていて、その間で中間
の流体の循環及び熱伝達を行なわせる様になっており、 燃料炉心を実質的にその中に浸漬した液体金属冷却材の
プールを収容し、一番内側の第1の隔壁を形成する側壁
を持つ原子炉容器、 該原子炉容器から隔たって実質的にそれを取囲んでいて
、第2の隔壁を形成する側壁を持つ収容容器、 該収容容器から隔たって実質的にそれを取巻いていて、
外側の第3の隔壁を形成する側壁を持つ収集円筒、 該収容円筒から隔たって実質的にそれを取囲むコンクリ
ート・サイロ、及び コンリート・サイロ並びに収集円筒の側壁によって形成
された第3の隔壁の中間を下向きに通り、該第3の隔壁
と収容容器の側壁によって形成された第2の側壁の中間
を上向きに戻る循環通路に沿って流体冷却材を循環させ
る循環流体流通路を有し、収容容器の側壁によって形成
された第2の隔壁の外面の一部分並びに収集円筒によっ
て形成された第3の隔壁の内面の一部分が粗面を持つ受
動形冷却装置。 14、粗面が多数の空所で構成される請求項13記載の
受動形冷却装置。 15、粗面が多数の溝で構成される請求項13記載の受
動形冷却装置。 16、粗面が多数の球形の凹みで構成される請求項13
記載の受動形冷却装置。 17、熱を発生する核***性燃料炉心を実質的にその中
に浸漬した液体金属冷却材のプールを持つ液体金属冷却
形原子炉に用いられ、全体的に同心の配置として相隔て
ゝ横に並べた隔壁の組合せを持っていて、その間で中間
の流体の循環及び熱伝達を行なわせる様になっており、 燃料炉心を実質的にその中に浸漬した液体金属冷却材の
プールを収容すると共に、一番内側の第1の隔壁を形成
する側壁を持つ円筒形原子炉容器と、 該原子炉容器から隔たっていて、実質的にそれを取囲ん
でいて、第2の隔壁を形成する側壁を持つ円筒形収容容
器と、 該収容容器から隔たって実質的にそれを取巻いていて、
外側の第3の隔壁を形成する側壁を持つ収集円筒と、 該収容円筒から隔たってそれを実質的に取囲んでいる円
筒形コンクリート・サイロと、 該コンリート・サイロ及び収集円筒の側壁によって形成
された第3の隔壁の中間を下向きに通り、該第3の隔壁
及び収容容器の側壁によって形成された第2の側壁の中
間を上向きに戻る循環通路に沿ってガス冷却材を循環さ
せる循環流体流通路とを有し、収容容器の側壁によって
形成された第2の隔壁の外面の一部分並びに収集円筒に
よって形成された第3の隔壁の内面の一部分には、該隔
壁の面に対して全体的に垂直に伸びると共に、円筒形収
容容器及び収集円筒に沿って円周方向に伸びる溶着によ
って作られた突起が設けられている受動形冷却装置。 18、粗面が肉盛溶接によって形成された突起で構成さ
れる請求項17記載の受動形冷却装置。 19、粗面が隔壁の面に金属ストリップを溶接すること
によって形成された突起で構成される請求項17記載の
受動形冷却装置。 20、粗面が円筒形収容容器及び収集円筒の円周方向に
夫々伸びる水平方向に相隔たる多数の突起で構成される
請求項17記載の受動形冷却装置。
Applications Claiming Priority (2)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
US07/353,423 US5043135A (en) | 1989-05-18 | 1989-05-18 | Method for passive cooling liquid metal cooled nuclear reactors, and system thereof |
US353,423 | 1989-05-18 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPH0318793A true JPH0318793A (ja) | 1991-01-28 |
JP2539076B2 JP2539076B2 (ja) | 1996-10-02 |
Family
ID=23389036
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP2103214A Expired - Lifetime JP2539076B2 (ja) | 1989-05-18 | 1990-04-20 | 液体金属冷却形原子炉用の受動形冷却システム |
Country Status (4)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US5043135A (ja) |
EP (1) | EP0398733B1 (ja) |
JP (1) | JP2539076B2 (ja) |
DE (1) | DE69017505T2 (ja) |
Cited By (9)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPH05196779A (ja) * | 1991-08-16 | 1993-08-06 | General Electric Co <Ge> | 後備冷却流路をそなえた液体金属冷却原子炉用受動冷却系 |
JPH05196778A (ja) * | 1991-08-16 | 1993-08-06 | General Electric Co <Ge> | 液体金属冷却原子炉プラント |
JP2001033577A (ja) * | 1999-06-11 | 2001-02-09 | General Electric Co <Ge> | 受動崩壊熱除去システムを具備した液体金属原子炉用の腐食軽減システム |
JP2015522804A (ja) * | 2012-05-21 | 2015-08-06 | エスエムアール・インベンテック・エルエルシー | 受動的原子炉格納容器保護システム |
US10665354B2 (en) | 2012-05-21 | 2020-05-26 | Smr Inventec, Llc | Loss-of-coolant accident reactor cooling system |
US10672523B2 (en) | 2012-05-21 | 2020-06-02 | Smr Inventec, Llc | Component cooling water system for nuclear power plant |
US10720249B2 (en) | 2012-05-21 | 2020-07-21 | Smr Inventec, Llc | Passive reactor cooling system |
US11901088B2 (en) | 2012-05-04 | 2024-02-13 | Smr Inventec, Llc | Method of heating primary coolant outside of primary coolant loop during a reactor startup operation |
US11935663B2 (en) | 2012-05-21 | 2024-03-19 | Smr Inventec, Llc | Control rod drive system for nuclear reactor |
Families Citing this family (22)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US5154877A (en) * | 1991-03-28 | 1992-10-13 | Westinghouse Electric Corp. | Passive off-site radiation reduction apparatus |
US5158741A (en) * | 1991-08-16 | 1992-10-27 | General Electric Company | Passive cooling system for top entry liquid metal cooled nuclear reactors |
US5215708A (en) * | 1992-06-19 | 1993-06-01 | General Electric Company | Reactor building assembly and method of operation |
FR2693309B1 (fr) * | 1992-07-01 | 1994-09-23 | Framatome Sa | Procédé et dispositif d'évacuation de la puissance résiduelle d'un réacteur nucléaire à neurton rapides à l'arrêt. |
US5339340A (en) * | 1993-07-16 | 1994-08-16 | General Electric Company | Liquid metal reactor air cooling baffle |
US5499277A (en) * | 1994-08-19 | 1996-03-12 | General Electric Company | Method and apparatus for enhancing reactor air-cooling system performance |
JP2923270B2 (ja) * | 1997-09-29 | 1999-07-26 | 核燃料サイクル開発機構 | 高速炉の炉内構造 |
US6795518B1 (en) | 2001-03-09 | 2004-09-21 | Westinghouse Electric Company Llc | Integral PWR with diverse emergency cooling and method of operating same |
US8638901B2 (en) | 2010-12-29 | 2014-01-28 | Westinghouse Electric Company Llc | Optimum configuration for fast reactors |
US9177675B2 (en) * | 2012-04-12 | 2015-11-03 | Westinghouse Electric Company Llc | Passive containment air cooling for nuclear power plants |
US20130272474A1 (en) * | 2012-04-12 | 2013-10-17 | Westinghouse Electric Company Llc | Passive containment air cooling for nuclear power plants |
US9728281B2 (en) | 2012-04-17 | 2017-08-08 | Bwxt Mpower, Inc. | Auxiliary condenser system for decay heat removal in a nuclear reactor |
WO2014031767A2 (en) * | 2012-08-21 | 2014-02-27 | Holtec International, Inc. | Component cooling water system for nuclear power plant |
KR101498587B1 (ko) * | 2013-08-23 | 2015-03-04 | 한국원자력연구원 | 원자로 공동 피동 냉각 장치 |
CN104810067A (zh) * | 2014-01-26 | 2015-07-29 | 上海核工程研究设计院 | 外壁面带条纹的压力容器 |
CN104810069A (zh) * | 2014-01-26 | 2015-07-29 | 上海核工程研究设计院 | 一种外壁面带条纹的压力容器 |
CN104979021B (zh) * | 2015-06-30 | 2017-11-07 | 浙江工业大学 | 一种核反应堆压力容器下封头结构 |
CN105261401B (zh) * | 2015-08-28 | 2017-07-11 | 中国科学院合肥物质科学研究院 | 一种池内液态重金属冷却反应堆非能动余热排出*** |
GB2545032A (en) * | 2015-12-06 | 2017-06-07 | Richard Scott Ian | Passive cooling of a molten salt reactor by radiation onto fins |
CN108154942B (zh) * | 2016-12-05 | 2023-09-15 | 国核示范电站有限责任公司 | 非能动安全壳外置空冷器装置 |
CN109346196B (zh) * | 2018-11-13 | 2022-04-15 | 中国核动力研究设计院 | 一种能动和非能动冷却相结合的熔融物堆内滞留*** |
US11443859B2 (en) * | 2020-12-28 | 2022-09-13 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Natural circulation heat removal system for a nuclear reactor with pile structure |
Citations (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS62265597A (ja) * | 1985-12-02 | 1987-11-18 | ゼネラル・エレクトリツク・カンパニイ | 放熱容器補助冷却系 |
JPS6358291A (ja) * | 1986-08-29 | 1988-03-14 | 株式会社東芝 | 高速増殖炉 |
Family Cites Families (9)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3028329A (en) * | 1958-11-13 | 1962-04-03 | James E Mahlmeister | Nuclear reactor fuel element with improved heat transfer characteristics |
GB980395A (en) * | 1963-01-04 | 1965-01-13 | Atomic Energy Authority Uk | Improvements in or relating to nuclear reactor fuel elements |
US3261756A (en) * | 1965-01-28 | 1966-07-19 | Charles C Ripley | Embossed cladding fuel element and manufacturing process therefor |
LU50832A1 (ja) * | 1965-11-10 | 1966-06-06 | ||
DE2255699A1 (de) * | 1972-11-14 | 1974-05-16 | Kernforschung Gmbh Ges Fuer | Brennelement fuer einen reaktor |
FR2506063B1 (fr) * | 1981-05-14 | 1987-09-04 | Commissariat Energie Atomique | Reacteur nucleaire comportant un refroidissement des structures peripheriques par convection naturelle d'air |
US4508677A (en) * | 1983-02-09 | 1985-04-02 | General Electric Company | Modular nuclear reactor for a land-based power plant and method for the fabrication, installation and operation thereof |
US4753771A (en) * | 1986-02-07 | 1988-06-28 | Westinghouse Electric Corp. | Passive safety system for a pressurized water nuclear reactor |
JPS63217296A (ja) * | 1987-03-06 | 1988-09-09 | 株式会社日立製作所 | 自然放熱型原子炉格納容器 |
-
1989
- 1989-05-18 US US07/353,423 patent/US5043135A/en not_active Expired - Lifetime
-
1990
- 1990-04-20 JP JP2103214A patent/JP2539076B2/ja not_active Expired - Lifetime
- 1990-05-17 EP EP90305373A patent/EP0398733B1/en not_active Expired - Lifetime
- 1990-05-17 DE DE69017505T patent/DE69017505T2/de not_active Expired - Fee Related
Patent Citations (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS62265597A (ja) * | 1985-12-02 | 1987-11-18 | ゼネラル・エレクトリツク・カンパニイ | 放熱容器補助冷却系 |
JPS6358291A (ja) * | 1986-08-29 | 1988-03-14 | 株式会社東芝 | 高速増殖炉 |
Cited By (10)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPH05196779A (ja) * | 1991-08-16 | 1993-08-06 | General Electric Co <Ge> | 後備冷却流路をそなえた液体金属冷却原子炉用受動冷却系 |
JPH05196778A (ja) * | 1991-08-16 | 1993-08-06 | General Electric Co <Ge> | 液体金属冷却原子炉プラント |
JP2001033577A (ja) * | 1999-06-11 | 2001-02-09 | General Electric Co <Ge> | 受動崩壊熱除去システムを具備した液体金属原子炉用の腐食軽減システム |
US11901088B2 (en) | 2012-05-04 | 2024-02-13 | Smr Inventec, Llc | Method of heating primary coolant outside of primary coolant loop during a reactor startup operation |
JP2015522804A (ja) * | 2012-05-21 | 2015-08-06 | エスエムアール・インベンテック・エルエルシー | 受動的原子炉格納容器保護システム |
US9786393B2 (en) | 2012-05-21 | 2017-10-10 | Smr Inventec, Llc | Passive reactor containment protection system |
US10665354B2 (en) | 2012-05-21 | 2020-05-26 | Smr Inventec, Llc | Loss-of-coolant accident reactor cooling system |
US10672523B2 (en) | 2012-05-21 | 2020-06-02 | Smr Inventec, Llc | Component cooling water system for nuclear power plant |
US10720249B2 (en) | 2012-05-21 | 2020-07-21 | Smr Inventec, Llc | Passive reactor cooling system |
US11935663B2 (en) | 2012-05-21 | 2024-03-19 | Smr Inventec, Llc | Control rod drive system for nuclear reactor |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
DE69017505D1 (de) | 1995-04-13 |
EP0398733A3 (en) | 1991-04-24 |
EP0398733A2 (en) | 1990-11-22 |
DE69017505T2 (de) | 1995-11-30 |
JP2539076B2 (ja) | 1996-10-02 |
EP0398733B1 (en) | 1995-03-08 |
US5043135A (en) | 1991-08-27 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
JPH0318793A (ja) | 液体金属冷却形原子炉用の受動形冷却システム | |
KR102377348B1 (ko) | 개선된 용융 연료 원자로 열 관리 구성 | |
US11145424B2 (en) | Direct heat exchanger for molten chloride fast reactor | |
US4959193A (en) | Indirect passive cooling system for liquid metal cooled nuclear reactors | |
EP0528674B1 (en) | Passive cooling system for liquid metal cooled nuclear reactors with backup coolant flow path | |
US4678626A (en) | Radiant vessel auxiliary cooling system | |
JP2659632B2 (ja) | 液体金属冷却式原子炉用受動冷却安全系 | |
US5021211A (en) | Liquid metal cooled nuclear reactors with passive cooling system | |
JPH08160179A (ja) | 液体金属冷却式原子炉 | |
US3041263A (en) | Molten plutonium fueled fast breeder reactor | |
US3186913A (en) | Graphite moderated nuclear reactor | |
US2886503A (en) | Jacketed fuel elements for graphite moderated reactors | |
US3461034A (en) | Gas-cooled nuclear reactor | |
EP0231633A2 (en) | Inherently safe, modular, high-temperature gas-cooled reactor system | |
JP7416544B2 (ja) | 溶融塩高速炉 | |
JPH0660945B2 (ja) | 原子炉 | |
US20030198313A1 (en) | Thermal shunts and method for dry storage of spent nuclear fuel | |
CN112420226B (zh) | 一种基于环形气冷器的非能动余热排出*** | |
EP0240603B1 (en) | Core assembly storage structure | |
Wong et al. | ARIES-IV nested shell blanket design | |
JPH0850196A (ja) | 使用済燃料輸送容器の遮へい及び冷却装置 | |
JP2023141773A (ja) | 格納容器 | |
Carre et al. | Composite beryllium-ceramics breeder pin elements for a gas cooled solid blanket | |
JPS5849838B2 (ja) | 燃料集合体 | |
JPH06109894A (ja) | 遮蔽容器 |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
R250 | Receipt of annual fees |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250 |
|
R250 | Receipt of annual fees |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250 |
|
R250 | Receipt of annual fees |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250 |
|
FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20080708 Year of fee payment: 12 |
|
FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20090708 Year of fee payment: 13 |
|
FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20090708 Year of fee payment: 13 |
|
FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20100708 Year of fee payment: 14 |
|
EXPY | Cancellation because of completion of term | ||
FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20100708 Year of fee payment: 14 |