JPH05264773A - 熱伝導方法 - Google Patents

熱伝導方法

Info

Publication number
JPH05264773A
JPH05264773A JP4355864A JP35586492A JPH05264773A JP H05264773 A JPH05264773 A JP H05264773A JP 4355864 A JP4355864 A JP 4355864A JP 35586492 A JP35586492 A JP 35586492A JP H05264773 A JPH05264773 A JP H05264773A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
space
container
medium
temperature
coolant
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
Application number
JP4355864A
Other languages
English (en)
Inventor
Austin Neal
オースティン ニール
Fenemore Peter
フェネモア ピーター
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.)
NNC Ltd
Original Assignee
NNC 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 NNC Ltd filed Critical NNC Ltd
Publication of JPH05264773A publication Critical patent/JPH05264773A/ja
Pending legal-status Critical Current

Links

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
    • G21C15/02—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
    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
    • 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)
  • Pharmaceuticals Containing Other Organic And Inorganic Compounds (AREA)

Abstract

(57)【要約】 【目的】 一方が他方に内包される２つの容器壁の空間
の熱伝導をよくする方法を提供することにある。 【構成】 第１容器（１）の壁と第１容器を内包する第
２容器（３）の壁との間の空間（５）を通して原子炉の
第１容器内の冷却材から余分な熱を取り除く方法であっ
て、該方法は冷却材の正規運転温度以下の温度で固体で
ある熱伝媒体の小片を前記空間に配置し、前記冷却材温
度が過度に上昇したとき小片が溶解して両方の壁に接触
することにより熱伝導をよくする。媒体には、例えばア
ルミニウムの粒子が用いられる。

Description

【発明の詳細な説明】
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は、熱伝導、特にナトリウ
ム冷却型高速原子炉の冷却装置から余分の熱を取り去る
方法に関する。
【０００２】
【従来の技術】高速原子炉の設計では原子炉の第１容器
を安全又は保護容器又はリークジャケットで取り囲むこ
とは一般常識である。第１容器と保護容器との空間には
アルゴンのような不活性ガスが満たされているので、第
１容器から空間内のナトリウム冷却材の漏れは、漏れた
ナトリウムの燃焼、又は腐食性のナトリウム化合物の形
成の危険もなく検出される。
【０００３】
【発明が解決しようとする課題】崩壊熱を取り去る正規
の原子炉冷却回路と予備回路の両方が滅多にありそうも
ない状況のもとで正常に作動しなくなったような場合
に、第１容器から余分な熱を奪い取って保護容器の外側
に逃がすことは非常に重要なことである。これに必要な
熱伝導は、第１容器と保護容器との空間で行われる熱伝
導が低いので妨害される。本発明の目的は、一方が他方
に内包される２つの容器壁の空間の熱伝導をよくする方
法を提供することにある。
【０００４】
【課題を解決するための手段】本発明によると、第１容
器を第２容器で内包し、その壁の１つの温度が設定レベ
ルを越えたとき、第１容器の壁と第２容器の壁との間の
空間を通して熱伝導をよくする方法が提供され、該方法
は設定レベル以下の温度で固体である熱伝媒体の小片を
前記空間に配置し、設定レベルを越えたとき、小片が溶
解して両方の壁に接触するように構成され、これにより
熱伝導がよくなるようにされている。本発明の他の態様
によると、第１容器の壁と第１容器を内包する第２容器
の壁との間の空間を通して熱を伝える原子炉の第１容器
内の冷却材から余分な熱を取り去る方法が提供でき、該
方法は冷却材の正規運転温度以下の温度で固体である熱
伝媒体の小片を前記空間に配置し、前記冷却材温度が過
度に上昇したとき小片が溶解して両方の壁に接触するよ
うに構成され、それにより熱伝導がよくなるようにされ
ている。
【０００５】
【実施例】以下、本発明の実施例を添付図面を参照して
説明する。図１を参照して説明すると、原子炉の第１容
器１は保護容器３に内包され、第１容器の外面と保護容
器の内面との間に空間５が形成されている。これらの容
器はコンクリート製のケーシング７に納められている。
【０００６】前述したように、空間の熱伝導率はかなり
限定されるので、崩壊熱の除去装置が故障したような場
合には十分でない。このような事故では、ナトリウムが
空間に満たされるようになっているので、熱が第１容器
の壁から保護容器に効果的に伝わる。しかし、このよう
な充填を行う装置が偶発的かつ不必要に作動したときは
長期間操業を停止してナトリウムを空間から除去する必
要があるので費用が掛かり過ぎる。しかも、残留ナトリ
ウムがあると、第１容器の運転中の定期検査の遂行を著
しく困難にさせる。この検査は遠隔制御される検査装置
を空間５内で操作することにより行われる。空間を充填
する、可能性のあるその他の熱交換材料はナトリウム／
カリウム合金であるが、ナトリウムに当てはまるのと同
じ異論がある。他の液体で、例えば水とか、有機流体を
使用してもよいが、仮にナトリウムが空間内に漏れる
と、このような液体はナトリウムと好ましくない反応を
起こす。更に、このような液体は沸騰するので、空間内
で圧力増加という不利な結果を招く。
【０００７】本発明によると、熱伝媒体は冷却材の温度
が過度に上昇したときに空間内に投入される。そこで媒
体は冷却材の正常な運転温度では固体であるが、第１容
器の温度が過度に上がると溶ける。溶融した媒体は空間
を満たし、容器壁間の熱交換を良好にする。媒体は第１
及び保護容器の材料とそれぞれ相溶性のあるものが選ば
れる。そのようにすることにより、空間内に漏れたナト
リウム冷却材と好ましくない反応が生じなくてすむ。媒
体の溶融温度は、原子炉の冷却材が沸騰し始める前で、
かつ第１容器の構造上の限界温度に達成する前の温度で
ある。それゆえに、次のような関係が生じる。 熱伝媒体は、ＴHTM ＜ＴMPのとき、固体で、 ＴHTM ≧ＴMPのとき、液体である。 ここで、ＴHTM ＝熱伝媒体の温度 ＴMP＝熱伝媒体の融点温度 ＴLIM ＝第１容器構造の限界温度で、ＴMP＜ＴLIM 媒体は空間内に若干残ってもナトリウム又はナトリウム
／カリウム合金との関係で上述したような問題を起こさ
ない。それに相応しい媒体はアルミニウムである。
【０００８】媒体は小球の形態で空間５内に投入される
が、これらの小球は過度の冷却材温度を感知してホッパ
９から送られる。ホッパ９からのアルミニウム球の搬送
はバルブ１１により制御される。バルブは冷却材の温度
感知装置１３の制御のもとで自動操作か、あるいは手動
操作が可能である。
【０００９】空間の充填にこのような固体材料の粒子を
使用することは、非常に有益である。材料が不注意にか
つ不必要に空間内に投入されたとしても、空間内の温度
がアルミニウム（６６０℃）又はその外の選択材料の融
点よりも低くければ、粒子は吸引ホースにより比較的簡
単に取り除くことができる。他方、温度が過度に高けれ
ば、材料が溶けて空間が液体アルミニウム（あるひは他
の材料）で満たされ、容器１及び３間の熱伝導が良くな
って熱を外気に逃がすことができる。更に、溶解中、材
料は溶融潜熱によって熱を吸収する。
【００１０】前述したような球状の材料を使用する代わ
りに、別の粒子形態、例えば微粒やペレット状のものを
使用してもよい。これとは別に材料はインゴット、バ
ー、シート又は別の小片の形態で空間５内に永久的に置
かれていてもよい。しかし、一般に漏れ検出ガスを小片
間の隙間で循環させる必要もあるので、材料を固体状で
永久充填することは適当ではない。容器の壁が空間５内
でシート状の材料で覆われるおそれもある。
【００１１】他の材料、例えばカルシウムや金属合金を
アルミニウムの代わりに使用してもよい。材料は、溶融
温度、熱伝達特性、溶融潜熱、容器構造物の使用材料と
の相溶性や他材料、例えば腐食性生成物を生じさせるナ
トリウムとの低活性反応を勘案して選択される。
【００１２】空間５をこのような材料で満たすほか、更
に保護容器の外側とボールト・ライナー（図示せず）と
の間に形成された空間にも同様に満たしてもよい。
【００１３】本発明は上述でナトリウム冷却高速原子炉
に関して述べたが、この他にも一方が他方に内包される
任意の２つの容器間の空間を通して熱を伝えるために使
用してもよい。熱伝導は２つの容器間のいずれの方向で
行ってもよい。
【図面の簡単な説明】
【図１】第１容器を保護容器で内包した原子炉の１部の
断面図である。
【符号の説明】
１ 第１容器 ３ 保護容器 ５ 空間 ７ ケーシング ９ ホッパ １１ バルブ １３ 温度感知装置
─────────────────────────────────────────────────────
【手続補正書】
【提出日】平成５年２月５日
【手続補正３】
【補正対象書類名】図面
【補正対象項目名】全図
【補正方法】変更
【補正内容】
【図１】
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 ピーター フェネモア フランス国 リヨン 69006，ルー ボア ル 61，エタージュ ５

Claims (11)

    【特許請求の範囲】
  1. 【請求項１】 第１容器を第２容器で内包し、その壁の
    １つの温度が設定レベルを越えたとき、第１容器の壁と
    第２容器の壁との間の空間を通して熱伝導をよくする方
    法であって、該方法は設定レベル以下の温度で固体であ
    る熱伝媒体の小片を前記空間に配置し、設定レベルを越
    えたとき、小片が溶解して両方の壁に接触することによ
    り熱伝導をよくすることを特徴とする方法。
  2. 【請求項２】 前記媒体は、固体のとき、粒子状である
    ことを特徴とする請求項１記載の方法。
  3. 【請求項３】 前記媒体は、壁の温度が設定レベルを越
    えたときにのみ前記空間内に投入されることを特徴とす
    る請求項１又は２記載の方法。
  4. 【請求項４】 第１容器の壁と第１容器を内包する第２
    容器の壁との間の空間を通して熱を伝える原子炉の第１
    容器内の冷却材から余分な熱を取り去る方法であって、
    該方法は冷却材の正規運転温度以下の温度で固体である
    熱伝媒体の小片を前記空間に配置し、前記冷却材温度が
    過度に上昇したとき小片が溶解して両方の壁に接触する
    ことにより熱伝導をよくすることを特徴とする方法。
  5. 【請求項５】 前記媒体は、固体のとき、粒子状である
    ことを特徴とする請求項４記載の方法。
  6. 【請求項６】 前記媒体は前記冷却材温度を越えたとき
    のみ空間内に投入されることを特徴とする請求項４又は
    ５記載の方法。
  7. 【請求項７】 前記媒体は送り出し弁の付いたホッパに
    収容され、該送り出し弁は前記冷却材温度が過度に上昇
    したとき制御手段により開にされて前記媒体を空間内に
    投入することを特徴とする請求項６記載の方法。
  8. 【請求項８】 前記媒体の小片は永久的に空間内に配置
    されていることを特徴とする請求項１又は４記載の方
    法。
  9. 【請求項９】 前記媒体はアルミニウム、カルシウム又
    は金属合金であることを特徴とする前項いずれか１記載
    の方法。
  10. 【請求項１０】本質的に添付図面を参照して記述された
    ような熱伝導をよくする方法。
  11. 【請求項１１】前項いずれかの方法に従って実施される
    原子炉。
JP4355864A 1992-01-13 1992-12-18 熱伝導方法 Pending JPH05264773A (ja)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
GB9200625A GB2263188A (en) 1992-01-13 1992-01-13 Heat transfer
GB9200625.3 1992-01-13

Publications (1)

Publication Number Publication Date
JPH05264773A true JPH05264773A (ja) 1993-10-12

Family

ID=10708498

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP4355864A Pending JPH05264773A (ja) 1992-01-13 1992-12-18 熱伝導方法

Country Status (3)

Country Link
JP (1) JPH05264773A (ja)
CZ (1) CZ390392A3 (ja)
GB (1) GB2263188A (ja)

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2011132612A1 (ja) * 2010-04-21 2011-10-27 株式会社 東芝 液体金属冷却型原子炉及びその除熱方法
CN105551541A (zh) * 2015-12-16 2016-05-04 中国核电工程有限公司 一种堆芯熔融物分组捕集和冷却***
JP2017538940A (ja) * 2014-12-16 2017-12-28 ジョイント ストック カンパニー アトムエネルゴプロエクトＪｏｉｎｔ Ｓｔｏｃｋ Ｃｏｍｐａｎｙ Ａｔｏｍｅｎｅｒｇｏｐｒｏｅｋｔ 加圧水型原子炉の溶融炉心を冷却して閉じ込めるシステム
WO2018208431A1 (en) * 2017-05-09 2018-11-15 Westinghouse Electric Company Llc Small nuclear reactor containment system

Families Citing this family (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2010276602A (ja) * 2009-04-27 2010-12-09 Toshiba Corp 高速炉
CN108224865A (zh) * 2018-03-15 2018-06-29 四川海盛杰低温科技有限公司 一种接触式金属传热冷却器
CN111916232B (zh) * 2020-08-13 2022-03-01 中国核动力研究设计院 一种轻水核反应堆结构
FR3143827A1 (fr) 2022-12-15 2024-06-21 Commissariat A L'energie Atomique Et Aux Energies Alternatives Réacteur nucléaire refroidi au métal liquide ou à sel(s) fondu(s) intégrant un système d’évacuation de la puissance résiduelle (EPuR) à travers la cuve primaire de réacteur, comprenant un module d’ailettes pivotantes à déclenchement passif ou actif, localisées dans l’espace inter-cuves.

Family Cites Families (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CH664037A5 (de) * 1984-07-17 1988-01-29 Sulzer Ag Anlage mit einem nuklearen heizreaktor.
US4767593A (en) * 1987-06-15 1988-08-30 Wedellsborg Bendt W Multiple shell pressure vessel

Cited By (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2011132612A1 (ja) * 2010-04-21 2011-10-27 株式会社 東芝 液体金属冷却型原子炉及びその除熱方法
JP2011226955A (ja) * 2010-04-21 2011-11-10 Toshiba Corp 液体金属冷却型原子炉及びその除熱方法
CN102782768A (zh) * 2010-04-21 2012-11-14 株式会社东芝 液态金属冷却反应堆及其除热方法
US8873697B2 (en) 2010-04-21 2014-10-28 Kabushiki Kaisha Toshiba Liquid metal cooled nuclear reactor and heat removal method for the same
JP2017538940A (ja) * 2014-12-16 2017-12-28 ジョイント ストック カンパニー アトムエネルゴプロエクトＪｏｉｎｔ Ｓｔｏｃｋ Ｃｏｍｐａｎｙ Ａｔｏｍｅｎｅｒｇｏｐｒｏｅｋｔ 加圧水型原子炉の溶融炉心を冷却して閉じ込めるシステム
CN105551541A (zh) * 2015-12-16 2016-05-04 中国核电工程有限公司 一种堆芯熔融物分组捕集和冷却***
WO2018208431A1 (en) * 2017-05-09 2018-11-15 Westinghouse Electric Company Llc Small nuclear reactor containment system
US10460844B2 (en) 2017-05-09 2019-10-29 Westinghouse Electric Company Llc Small nuclear reactor containment system
CN110603604A (zh) * 2017-05-09 2019-12-20 西屋电气有限责任公司 小型核反应堆安全壳***
CN110603604B (zh) * 2017-05-09 2023-06-09 西屋电气有限责任公司 小型核反应堆安全壳***

Also Published As

Publication number Publication date
GB9200625D0 (en) 1992-03-11
GB2263188A (en) 1993-07-14
CZ390392A3 (en) 1993-09-15

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US4272683A (en) Transport and storage vessel for radioactive materials
JP2012525596A (ja) 高レベルの廃棄物を輸送および／または貯蔵するためのキャスク装置、システム、および方法。
JPH05264773A (ja) 熱伝導方法
US11476010B2 (en) Cooling method for reactor molten core melt and cooling control system for reactor molten core
US4197900A (en) Furnace for vacuum arc melting of highly reactive metals
US3037924A (en) Jacketed body
US3133197A (en) Apparatus utilizing liquid metal coolant for transporting thermally hot intensely radioactive material
US3354043A (en) Fuel element for nuclear reactors
US3732423A (en) Shipping container for radioactive material
KR20150069421A (ko) 원자로 냉각재 상실 사고시 증기 폭발 및 수소 폭발 저감을 위한 시스템
WO2015089662A1 (en) Nuclear reactor safety system
JPH0778551B2 (ja) 液体金属冷却原子炉
JP2002131459A (ja) 原子炉用金属燃料要素
JPS5930474Y2 (ja) 使用済核燃料の輸送用容器
JPS6130237B2 (ja)
RU2070346C1 (ru) Способ защиты конструкции от вытекающего расплавленного металла
JPH0298690A (ja) 加圧水型原子炉の冷却装置
Fisher et al. Feasibility studies on molten metal reactor components
US3060108A (en) Non-corrosive plutonium fuel systems
RU2025798C1 (ru) Ядерный реактор с естественной циркуляцией теплоносителя
JPS63222295A (ja) 原子炉
JPH08129089A (ja) 水浸式船舶用原子炉
CA3066230A1 (en) Cooling method for reactor molten core melt and cooling control system for reactor molten core
JP3198134B2 (ja) 自己作動型炉停止装置
McCauley Startup of Experimental Lithium System