JPS6117984A - 高速増殖炉の熱遮蔽装置 - Google Patents
高速増殖炉の熱遮蔽装置Info
- Publication number
- JPS6117984A JPS6117984A JP59139341A JP13934184A JPS6117984A JP S6117984 A JPS6117984 A JP S6117984A JP 59139341 A JP59139341 A JP 59139341A JP 13934184 A JP13934184 A JP 13934184A JP S6117984 A JPS6117984 A JP S6117984A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- gas
- coolant
- heat shielding
- pipe
- fast breeder
- 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
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
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
- Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (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】
〔発明の技術分野〕
本発明は高速増殖炉の熱遮蔽装置に関づ−る。
一般に、高速増殖炉は液体ナトリウム等の液体金属を冷
却材として使用しており、原子炉容器内にその冷却材を
充填し、その自由液面上とルーフスラブとの上部空間に
不活性ガスからなるカバーガスを充填して形成されてい
る。
却材として使用しており、原子炉容器内にその冷却材を
充填し、その自由液面上とルーフスラブとの上部空間に
不活性ガスからなるカバーガスを充填して形成されてい
る。
一方、この液体金属からなる冷却材は熱伝達能力が極め
て大きいため、この冷lJ′I材に接している原子炉容
器の壁部の渇疫はこの冷却材の温度変化に対して極めて
早く追従する。しかしながら、原子炉容器のうJ5冷却
材の液面より上方の部分の壁部の温度は、冷却材の温度
変化には追従しない。
て大きいため、この冷lJ′I材に接している原子炉容
器の壁部の渇疫はこの冷却材の温度変化に対して極めて
早く追従する。しかしながら、原子炉容器のうJ5冷却
材の液面より上方の部分の壁部の温度は、冷却材の温度
変化には追従しない。
このため、原子炉の運転開始、停止の場合のように冷却
材の温度が変化すると、原子炉容器のうち冷却材の液面
下の部分と液面上の部分との間に大きな温度差が生じて
しまう。これに伴って、この冷却材の液面近傍の原子炉
容器壁には大きな渇爪勾配が生じ、過大/i熱応力が発
生し、原子炉容器の針金性を損なう酊能竹があった。
材の温度が変化すると、原子炉容器のうち冷却材の液面
下の部分と液面上の部分との間に大きな温度差が生じて
しまう。これに伴って、この冷却材の液面近傍の原子炉
容器壁には大きな渇爪勾配が生じ、過大/i熱応力が発
生し、原子炉容器の針金性を損なう酊能竹があった。
そこで、従来は原子炉容器の内側に断熱壁を添設し、こ
の断熱壁と原子炉容器内面との間に低温の冷却材を流通
させ、炉心の上面から流出した高温の冷却材が原子炉容
器に直接接触しないようにして、原子炉容器の健全性の
確保を行1−.っている。
の断熱壁と原子炉容器内面との間に低温の冷却材を流通
させ、炉心の上面から流出した高温の冷却材が原子炉容
器に直接接触しないようにして、原子炉容器の健全性の
確保を行1−.っている。
すなわち、原子炉容器内に設けられた循環ポンプから炉
心部に向けて送出される原子炉容器内の低温な冷却材の
一部を、前記断熱壁と原子炉容器内面との間を流通せし
める冷却材流路を設けて形成している。
心部に向けて送出される原子炉容器内の低温な冷却材の
一部を、前記断熱壁と原子炉容器内面との間を流通せし
める冷却材流路を設けて形成している。
しかし、この方式には循環ポンプがトリップした時に断
熱効果が低下する等の問題があった。
熱効果が低下する等の問題があった。
そのほかに、原子炉容器内壁の液面近傍に、全周に亘っ
てガス空間であるガスダムを形成する内壁ライナを毅(
Jて、高温イ↑冷却材と原子炉容器内壁どの直接接触を
防止して、液面近傍の冷11材の温度変化が直接原子炉
容器に伝わるのを防11することが行なわれている。
てガス空間であるガスダムを形成する内壁ライナを毅(
Jて、高温イ↑冷却材と原子炉容器内壁どの直接接触を
防止して、液面近傍の冷11材の温度変化が直接原子炉
容器に伝わるのを防11することが行なわれている。
しかし、この方式では上部ガス空間の原子炉容器内壁で
凝縮した冷71材や、何らかの原因で冷7Jl材が原子
炉容器ど内壁ライナどの間のガスダム内に流入して溜っ
た場合には、伝熱を妨げる効果が減少してしまう。
・ 〔発明の目的〕 ′ 本発明はこれらの点に鑑みてなされたものであり、ガス
ダム内の冷!」材を汲出して、冷却材の液面近傍の原子
炉容器内面と冷却材どをガス空間により確実に隔離する
ことができ、冷却材から原子炉容器への伝熱量を低減さ
せて原子炉容器の熱応力を減少さ14、原子炉容器の健
全性を確保し、更に構造が筒中であり長期に亘る動作が
可能であり、信頼性の高い高速増殖炉の熱遮蔽装置を提
供することを目的とする。
凝縮した冷71材や、何らかの原因で冷7Jl材が原子
炉容器ど内壁ライナどの間のガスダム内に流入して溜っ
た場合には、伝熱を妨げる効果が減少してしまう。
・ 〔発明の目的〕 ′ 本発明はこれらの点に鑑みてなされたものであり、ガス
ダム内の冷!」材を汲出して、冷却材の液面近傍の原子
炉容器内面と冷却材どをガス空間により確実に隔離する
ことができ、冷却材から原子炉容器への伝熱量を低減さ
せて原子炉容器の熱応力を減少さ14、原子炉容器の健
全性を確保し、更に構造が筒中であり長期に亘る動作が
可能であり、信頼性の高い高速増殖炉の熱遮蔽装置を提
供することを目的とする。
本発明の高速増殖炉の熱遮蔽装置は、原子炉容器の内壁
面の内方全周に亘って内壁ライナを設けて、内部の冷却
材の自由液面上からその自由液面下の部分と前記内壁面
との間にガス空間となるガスダムを形成し、このガスダ
ム内に溜った冷却材を不活性ガスの気泡を利用して前記
自由液面上へ汲出す気泡ポンプを設【プて形成し、ガス
ダlオ内に冷却材が滞溜するのを防1トシ、原子炉容器
を冷却材から隔m−iることを特徴とする。
面の内方全周に亘って内壁ライナを設けて、内部の冷却
材の自由液面上からその自由液面下の部分と前記内壁面
との間にガス空間となるガスダムを形成し、このガスダ
ム内に溜った冷却材を不活性ガスの気泡を利用して前記
自由液面上へ汲出す気泡ポンプを設【プて形成し、ガス
ダlオ内に冷却材が滞溜するのを防1トシ、原子炉容器
を冷却材から隔m−iることを特徴とする。
本発明は冷却材が自由液面をもって充填されている如何
なる原子炉容器にも適用されるものであり、特に冷却材
温度が500℃以上で運転されることの多いループ型や
タンク型の高速増殖炉の原子炉容器に適している。
なる原子炉容器にも適用されるものであり、特に冷却材
温度が500℃以上で運転されることの多いループ型や
タンク型の高速増殖炉の原子炉容器に適している。
第1図から第9図に示す実施例はタンク型の高速増殖炉
に適用したものである。
に適用したものである。
第1図および第2図tま本発明の一実施例を示す。
先ず、タンク型の高速増殖炉を第1図について説明する
。
。
タンク型の原子炉容器1は、その外側を安全容器2によ
って保護されており、この安全容器2をコンクリート製
の格納容器3内に吊下することにより支承されている。
って保護されており、この安全容器2をコンクリート製
の格納容器3内に吊下することにより支承されている。
この原子炉容器1は、その上端開口部をルーフスラブ4
により閉塞されて密閉容器とされ、内部に液体ナトリウ
ム等の液体金属からなる冷却材5が充填されており、そ
の冷却材5の自由液面5aどルーフスラブ4の下面との
間のカバーガス空間6内にアルゴンガスやヘリウムガス
等の不活性ガスからなるカバーガスが充填されている。
により閉塞されて密閉容器とされ、内部に液体ナトリウ
ム等の液体金属からなる冷却材5が充填されており、そ
の冷却材5の自由液面5aどルーフスラブ4の下面との
間のカバーガス空間6内にアルゴンガスやヘリウムガス
等の不活性ガスからなるカバーガスが充填されている。
また、原子炉容器1の中央底部には高圧プレナム7を介
して炉心8が設けられており、この炉心8の上方にはル
ーフスラブ4に大回転プラグ9および小回転プラグ10
を介して炉心上部機構11が設けられている。
して炉心8が設けられており、この炉心8の上方にはル
ーフスラブ4に大回転プラグ9および小回転プラグ10
を介して炉心上部機構11が設けられている。
ルーフスラブ4には冷却材5を強制循環させる循環ポン
プ12と、−次冷却材と二次冷却材との熱交換を行なわ
せる中間熱交換器13が垂下支持されている。原子炉容
器1内は中性子遮蔽体14により上方の高温域14aと
下方の低温域14bとに隔離されている。
プ12と、−次冷却材と二次冷却材との熱交換を行なわ
せる中間熱交換器13が垂下支持されている。原子炉容
器1内は中性子遮蔽体14により上方の高温域14aと
下方の低温域14bとに隔離されている。
このタンク型の高速増殖炉の運転は次のようにして行な
われる。
われる。
すなわノ5、循環ポンプ12を稼働させて、入口12a
から低温tfi 14 b内の低温の冷却材を吸込み、
そして高圧配管15を通して冷却材を高圧プレナム7内
に送給する。冷却材は高圧プレナム7を経て炉心8内を
上り?1−る間にジノ温されて高n1の冷却材5となっ
て高温域、1 ’I a内に流出Jる。この高温域14
a内の冷却材5は中間熱交換器13内へ人口13aから
流入し、その中間熱交換器13内を流れる2次冷用材と
熱交換して冷IJされ、出口13bから低温域14b内
に流出され、再び循環ポンプ12内へ流入する。
から低温tfi 14 b内の低温の冷却材を吸込み、
そして高圧配管15を通して冷却材を高圧プレナム7内
に送給する。冷却材は高圧プレナム7を経て炉心8内を
上り?1−る間にジノ温されて高n1の冷却材5となっ
て高温域、1 ’I a内に流出Jる。この高温域14
a内の冷却材5は中間熱交換器13内へ人口13aから
流入し、その中間熱交換器13内を流れる2次冷用材と
熱交換して冷IJされ、出口13bから低温域14b内
に流出され、再び循環ポンプ12内へ流入する。
そして、この運転の際に、カバーガス空間6内にあるカ
バーガスは、冷却材がその渇度賓化に伴ってその体積を
膨縮された場合の原子炉容器1内の内圧変化を吸収緩和
させて、ハ;(子炉構成機器に及ぼす悪影響の発生を防
1にづ−る。更に、ルーフスラブ4や回転プラグ9.1
0に取付けられている原子炉上部機器の熱的トラブル発
生を防止し、また、冷却材5自身が直接接触またはイ」
着することによって生じる断熱性低下等のトラブルの発
生を防止している。
バーガスは、冷却材がその渇度賓化に伴ってその体積を
膨縮された場合の原子炉容器1内の内圧変化を吸収緩和
させて、ハ;(子炉構成機器に及ぼす悪影響の発生を防
1にづ−る。更に、ルーフスラブ4や回転プラグ9.1
0に取付けられている原子炉上部機器の熱的トラブル発
生を防止し、また、冷却材5自身が直接接触またはイ」
着することによって生じる断熱性低下等のトラブルの発
生を防止している。
次に、第1図および第2図に示す本発明の熱連蔽装胃に
ついて説明する。 1
原子炉容器1の内方に、冷却材5の自由液面5aの−L
7’jからその下方部分までの間に断面り字形で全周に
負る内壁ライナ、16を固着して、原子炉容器1と内壁
ライナ16.と1の間にカバーガス空間6と連通ずるガ
スダム17が形成されている。このガスダム17内には
、内部に溜った冷却材を冷却材5の自由液面5a上へ不
活性ガスの気泡を利用して吸出す気泡ポンプ18が設け
られている。
ついて説明する。 1
原子炉容器1の内方に、冷却材5の自由液面5aの−L
7’jからその下方部分までの間に断面り字形で全周に
負る内壁ライナ、16を固着して、原子炉容器1と内壁
ライナ16.と1の間にカバーガス空間6と連通ずるガ
スダム17が形成されている。このガスダム17内には
、内部に溜った冷却材を冷却材5の自由液面5a上へ不
活性ガスの気泡を利用して吸出す気泡ポンプ18が設け
られている。
この気泡ポンプ18は不活性ガスを)Jスダム17内の
底部へ送給するガス注入管19と、このガス注入管19
の、F向きの吹出しノズルIC1aに、下端が外嵌され
、上端が内壁ライナ1.6の上端卯より高所部分で自由
液面5aに向けて曲げられている吸出し管20とにより
形成されている。また、ガス注入管19はルーフスラブ
4を貫1通して原子炉容器1の外部から導入されており
、ガス循環ポンプ21に・よりガス注出管22およびベ
ーパートラップ2,3を通して注出されへカバーガス空
間6内のカバーガスが循環供給させられる。ガス注入管
19にはカバーガス圧を調整するために不活性ガ。
底部へ送給するガス注入管19と、このガス注入管19
の、F向きの吹出しノズルIC1aに、下端が外嵌され
、上端が内壁ライナ1.6の上端卯より高所部分で自由
液面5aに向けて曲げられている吸出し管20とにより
形成されている。また、ガス注入管19はルーフスラブ
4を貫1通して原子炉容器1の外部から導入されており
、ガス循環ポンプ21に・よりガス注出管22およびベ
ーパートラップ2,3を通して注出されへカバーガス空
間6内のカバーガスが循環供給させられる。ガス注入管
19にはカバーガス圧を調整するために不活性ガ。
スボンベ24が接続さ、れている。 。
次に本実施例による熱遮蔽作用を説明する。
高温域14a内の冷却材5は炉心8を通過する間に約5
0.0℃に加熱4され、その自由液面5aからカバーガ
ス空間6内へ蒸発する。−・方、ルーフスラブ4はその
−L面は常温に近く低温であり、イのためカバーガス空
間6に面する下面の温度も冷却材5の温度より低い。そ
こで、カバーガス空間6内へ蒸発した冷却材5の蒸気が
ルーフスラブ4の下面に凝縮する。また、原子炉容器1
の壁面も安全容器2を通して外部へ熱が放散されて冷却
される。こ9原子炉容器10力バーガス空間6.内にあ
る内壁部分の温度は冷却5の液温まりも低く、そのため
冷却材5の蒸気が凝縮する。この冷却材5の凝縮は、原
子炉運転中または冷却材5が原子7炉容器1.の内壁温
度よりも高温に保たれている間は常に進行する。
0.0℃に加熱4され、その自由液面5aからカバーガ
ス空間6内へ蒸発する。−・方、ルーフスラブ4はその
−L面は常温に近く低温であり、イのためカバーガス空
間6に面する下面の温度も冷却材5の温度より低い。そ
こで、カバーガス空間6内へ蒸発した冷却材5の蒸気が
ルーフスラブ4の下面に凝縮する。また、原子炉容器1
の壁面も安全容器2を通して外部へ熱が放散されて冷却
される。こ9原子炉容器10力バーガス空間6.内にあ
る内壁部分の温度は冷却5の液温まりも低く、そのため
冷却材5の蒸気が凝縮する。この冷却材5の凝縮は、原
子炉運転中または冷却材5が原子7炉容器1.の内壁温
度よりも高温に保たれている間は常に進行する。
従って、原子炉容器1の内壁温度が冷却材5である液体
金属ナトリウムの凝固温度(約98℃)以上に保たれて
いると、原子炉容器1の内壁面、に凝縮したナトリウム
が常に液体状態に保tこ札る為に、液滴として流下【ノ
、ガスダム17の底部に溜る。このガスダム17内に溜
った液体金属ナトリウムの熱伝導率は極めて高いので、
内壁ライナ16内の冷却材5の保有する熱が原子炉容器
1に伝達されてしまう。
金属ナトリウムの凝固温度(約98℃)以上に保たれて
いると、原子炉容器1の内壁面、に凝縮したナトリウム
が常に液体状態に保tこ札る為に、液滴として流下【ノ
、ガスダム17の底部に溜る。このガスダム17内に溜
った液体金属ナトリウムの熱伝導率は極めて高いので、
内壁ライナ16内の冷却材5の保有する熱が原子炉容器
1に伝達されてしまう。
そこで本実施例では、ガス循環ポンプ21を稼働させて
、ガスL[入管19へ不活性ガスを強制送給する。する
と、このガス注入管19の吹出しノズル19aから汲出
し管20内に吹出された不活性ガスは、ガスダム17内
に溜った液体金属ナトリウlオ中で気泡となり、気泡間
に液体金属ナトリウムを挾持した状態で汲出し管20内
を上昇し、その上端開口20aから放出されるとともに
液体金属ナトリウムを自由液面5a上に戻す。この気泡
ポンプ18による液体金属ナトリウムの汲出しを断続す
ることにより、ガスダム17内の液体金属を全部自由液
面5a上に汲出することができる。
、ガスL[入管19へ不活性ガスを強制送給する。する
と、このガス注入管19の吹出しノズル19aから汲出
し管20内に吹出された不活性ガスは、ガスダム17内
に溜った液体金属ナトリウlオ中で気泡となり、気泡間
に液体金属ナトリウムを挾持した状態で汲出し管20内
を上昇し、その上端開口20aから放出されるとともに
液体金属ナトリウムを自由液面5a上に戻す。この気泡
ポンプ18による液体金属ナトリウムの汲出しを断続す
ることにより、ガスダム17内の液体金属を全部自由液
面5a上に汲出することができる。
これにより、ガスダム17内は常に不活性ガスで満され
ることとなり、その熱遮蔽作用が完全に果され、原子炉
容器1に大ぎな熱応力が発生するのを防+1される。ま
た、ガスダム170手部りイ【わち内壁ライナ16の下
部は、低温域1/lbとなっているので、原子炉容器1
は低温に保たれる。
ることとなり、その熱遮蔽作用が完全に果され、原子炉
容器1に大ぎな熱応力が発生するのを防+1される。ま
た、ガスダム170手部りイ【わち内壁ライナ16の下
部は、低温域1/lbとなっているので、原子炉容器1
は低温に保たれる。
この気泡ポンプ18は原子炉容器1内に機械的稼働部分
がなく、故障が起り難く、信頼性が高い。
がなく、故障が起り難く、信頼性が高い。
また、ガス注入管19の吹出しノズル19aを汲出し管
20内に更に深く挿入するど、吹出しノズル19aの部
分で発生した気泡を汲出しノズル20の外部へ洩らすこ
とがほとんど無くなり、少ないガス注入量で効率よく液
体金属ナトリウムの汲出しを行なうことができる。また
、注入ガス圧を高くしても気泡が汲出しノズル20から
漏洩することがないので、吹出しノズル19aからのガ
スの吹出し流速を上げ、高速かつ短時間でガスダム17
内の液体金属ナトリウムを汲出することができる。
20内に更に深く挿入するど、吹出しノズル19aの部
分で発生した気泡を汲出しノズル20の外部へ洩らすこ
とがほとんど無くなり、少ないガス注入量で効率よく液
体金属ナトリウムの汲出しを行なうことができる。また
、注入ガス圧を高くしても気泡が汲出しノズル20から
漏洩することがないので、吹出しノズル19aからのガ
スの吹出し流速を上げ、高速かつ短時間でガスダム17
内の液体金属ナトリウムを汲出することができる。
また、ガス注入管19内へは、カバーガス空間6内の不
活性ガスが循環供給されるものであり、放射性ガスが外
界へ放出されるおそれがなく、また原子炉容器1内のカ
バーガス圧力が異常に1胃するおそれもなく、安全□性
が大きい。゛また、非常時にガス循環ポンプ21への通
電が断たれたときには、図示しない隔離弁を開けて、不
活′性ガスボンベ24内の不活性ガスをガス注入管19
へ送給することにより、ガスダム17内の液体金属ナト
リウムの汲出しが断続され、安全性、信頼性が確保され
る。この時には、カバーガス空間6内のガス圧の調整が
図示せぬ調整系により行なわれる。
活性ガスが循環供給されるものであり、放射性ガスが外
界へ放出されるおそれがなく、また原子炉容器1内のカ
バーガス圧力が異常に1胃するおそれもなく、安全□性
が大きい。゛また、非常時にガス循環ポンプ21への通
電が断たれたときには、図示しない隔離弁を開けて、不
活′性ガスボンベ24内の不活性ガスをガス注入管19
へ送給することにより、ガスダム17内の液体金属ナト
リウムの汲出しが断続され、安全性、信頼性が確保され
る。この時には、カバーガス空間6内のガス圧の調整が
図示せぬ調整系により行なわれる。
第3図は本発明の他の実施例を示す。
本実施例はガスダム17の底部に単数もしくは複数個の
有底状の液溜め25を設け、各液溜め25にガス注入管
19および汲出し管20からなる気泡ポンプ18の下端
部を挿入させて形成したものである。 ゛ 本実施例においては、液溜め25内に溜った液体金属ナ
トリウムを汲出すものであり、ガスダム17内に溜った
液体金属ナトリウムを汲残しなく汲出すことができる。
有底状の液溜め25を設け、各液溜め25にガス注入管
19および汲出し管20からなる気泡ポンプ18の下端
部を挿入させて形成したものである。 ゛ 本実施例においては、液溜め25内に溜った液体金属ナ
トリウムを汲出すものであり、ガスダム17内に溜った
液体金属ナトリウムを汲残しなく汲出すことができる。
゛
また、気泡ポンプにおいてはその原理より、液体の最高
汲上げ高さは、被汲上げ液体の液高の4= 12 − 〜8倍必要であることが知られている。一方、この種の
タンクへ11の高速増殖炉においては、原子炉容器1の
直径が20 yn前後にもなり、その内周面全周に頁っ
て設けられるガスダム17の底面積が広(、更にガスダ
ム17の高さも数mから10数mにもなるので、汲出し
管20による汲−トげ可能な高さまでの液体金属ナトリ
ウムの量は非常に多く必要である。しかしながら、本実
施例においては、液溜め25の部分において汲上げ可能
な^さの大部分を占めることができ、しかも液溜め25
の容積は小さいので少量の液体金属ナトリウムが溜った
場合でも、能率よく汲出すことができる。
汲上げ高さは、被汲上げ液体の液高の4= 12 − 〜8倍必要であることが知られている。一方、この種の
タンクへ11の高速増殖炉においては、原子炉容器1の
直径が20 yn前後にもなり、その内周面全周に頁っ
て設けられるガスダム17の底面積が広(、更にガスダ
ム17の高さも数mから10数mにもなるので、汲出し
管20による汲−トげ可能な高さまでの液体金属ナトリ
ウムの量は非常に多く必要である。しかしながら、本実
施例においては、液溜め25の部分において汲上げ可能
な^さの大部分を占めることができ、しかも液溜め25
の容積は小さいので少量の液体金属ナトリウムが溜った
場合でも、能率よく汲出すことができる。
また、液溜め25は原子炉容器1とは接触していないの
で、液溜め25内に溜った液体金属ナトリウムにより原
子炉容器1が加熱されることもない。
で、液溜め25内に溜った液体金属ナトリウムにより原
子炉容器1が加熱されることもない。
第4図および第5図は本発明の他の実施例を示し、それ
ぞれルーフスラブ4の上部からガスダム17の底部およ
び液溜め25の底部まで有底状の液位計ガイド管26.
26を挿入するとともに、各液位計ガイド管26.26
の底部に液体金属すトリウムの液位を検出する液位計2
7.27を設置したものである。
ぞれルーフスラブ4の上部からガスダム17の底部およ
び液溜め25の底部まで有底状の液位計ガイド管26.
26を挿入するとともに、各液位計ガイド管26.26
の底部に液体金属すトリウムの液位を検出する液位計2
7.27を設置したものである。
この液位計27.27によりガスダム17内にどの位い
の液体金属ナトリウムが溜っているか常に監視すること
ができ、気泡ポンプ18の作動させる時期の判断が可能
であり、かつ気泡ポンプ18による汲11目ノが順調に
行なわれているが否かの監視や汲出し終了時期の判断を
行なうことができる。また、この液位計27.27の検
出信号とガス循環ポンプ21の駆動スイッチとを連動さ
せることにより、ガスダム17内に溜った液体金属すl
・リウムを自動的に汲出すことができる。
の液体金属ナトリウムが溜っているか常に監視すること
ができ、気泡ポンプ18の作動させる時期の判断が可能
であり、かつ気泡ポンプ18による汲11目ノが順調に
行なわれているが否かの監視や汲出し終了時期の判断を
行なうことができる。また、この液位計27.27の検
出信号とガス循環ポンプ21の駆動スイッチとを連動さ
せることにより、ガスダム17内に溜った液体金属すl
・リウムを自動的に汲出すことができる。
第6図から第8図は、気泡ポンプによる液体金属ナトリ
ウムの汲出し効率を向上させた実施例を示す。
ウムの汲出し効率を向上させた実施例を示す。
一方の第6図は、ガス注入管19の吹出しノズル19
aの部分に複数の吹出し口を穿設したり、多孔質の焼結
金属をもって吹出しノズル19aとしたものである。
aの部分に複数の吹出し口を穿設したり、多孔質の焼結
金属をもって吹出しノズル19aとしたものである。
すなわち、吹出しノイル19aか、ら発生される不活性
ガスの気泡の大きさと個数を汲出し菅20内径との関係
で適切に調整して、できるだけ少量の注入ガス量で、か
つ、できるだけ多量の液体金属ナトリウムを、できるだ
け短時間で汲上げるようにしたものであり、小径の多数
の気泡の上背力が液体金属ナトリウムに伝わり、相互に
混合して二相流となって上昇するので、極めて効率のJ
こい汲出しが行なわれる。
ガスの気泡の大きさと個数を汲出し菅20内径との関係
で適切に調整して、できるだけ少量の注入ガス量で、か
つ、できるだけ多量の液体金属ナトリウムを、できるだ
け短時間で汲上げるようにしたものであり、小径の多数
の気泡の上背力が液体金属ナトリウムに伝わり、相互に
混合して二相流となって上昇するので、極めて効率のJ
こい汲出しが行なわれる。
他方の第7図および第8図は、中心部の直管状のガス注
入管19の外側に二重管状にして汲出し管20を設け、
このガス注入管19と汲出し管20との間の直管部分に
多数(本実施例でtま8本)の複合管20b、2.Ob
を介装したものである。
入管19の外側に二重管状にして汲出し管20を設け、
このガス注入管19と汲出し管20との間の直管部分に
多数(本実施例でtま8本)の複合管20b、2.Ob
を介装したものである。
一般に、汲出し管20の内径を過大にすると、不活性ガ
スの気泡の上背力による汲出し管20.内の液体金属ナ
トリウムの持上げ力よりも液体金属ナトリウムの自重が
大きくなったり、一方その内径を過小にすると液体金属
ナトリウムの粘性や表面張力が作用して不活性ガス気泡
が汲出し管2゜内を上昇できなりイ【ったすして、気泡
ポンプとlノて機能しなくなってしまう。そのため、効
率的な汲出しが可能な汲出し管の内径には制限があり、
1本の汲出し管によって汲出し可能な液体金属ナトリウ
ムの量にも限界がある。
スの気泡の上背力による汲出し管20.内の液体金属ナ
トリウムの持上げ力よりも液体金属ナトリウムの自重が
大きくなったり、一方その内径を過小にすると液体金属
ナトリウムの粘性や表面張力が作用して不活性ガス気泡
が汲出し管2゜内を上昇できなりイ【ったすして、気泡
ポンプとlノて機能しなくなってしまう。そのため、効
率的な汲出しが可能な汲出し管の内径には制限があり、
1本の汲出し管によって汲出し可能な液体金属ナトリウ
ムの量にも限界がある。
これに対し、本実施例では、中央のガス注入管19から
多量の不活性ガスを注入し、多量の液体金属す1−リウ
ムを各複合管20b、20bに分割して、良好に汲上げ
ることができ、短時間に多量の液体金属ナトリウムの汲
出しを行なうことが工きる。
多量の不活性ガスを注入し、多量の液体金属す1−リウ
ムを各複合管20b、20bに分割して、良好に汲上げ
ることができ、短時間に多量の液体金属ナトリウムの汲
出しを行なうことが工きる。
第9図a−7cはそれぞれガス注入管から原子炉容器内
へ送給される不活性ガスを所定温疫まで昇温させるよう
にしたものである。
へ送給される不活性ガスを所定温疫まで昇温させるよう
にしたものである。
すなわち、第9図aはガス注入管19内にピー928e
iiil*Lt□活性ガニや、−全2昇温加熱昇温させ
るものであり、同図b%Cはガス注入管19の途中をガ
スダム17内で螺旋状19bに形成したり、蛇行状19
cに形成したりしてガス注入管19を長く形成し、ガス
ダム内の高温なカバーガスにJzり内部の不活性ガスを
加熱昇温させるものである。
iiil*Lt□活性ガニや、−全2昇温加熱昇温させ
るものであり、同図b%Cはガス注入管19の途中をガ
スダム17内で螺旋状19bに形成したり、蛇行状19
cに形成したりしてガス注入管19を長く形成し、ガス
ダム内の高温なカバーガスにJzり内部の不活性ガスを
加熱昇温させるものである。
このようにルーフスラブ4の外部から、注入される不活
性ガスはヒータ28、螺旋状19b部、蛇行状19c部
において十分加熱臂温されるので、低温のまま吹出しノ
ズル19aから吹出されて、そのノズル周辺に液体金属
ナトリウム中の不純物が析出して、不活性ガスの気泡発
生妨害が生じることを防Iにする。
性ガスはヒータ28、螺旋状19b部、蛇行状19c部
において十分加熱臂温されるので、低温のまま吹出しノ
ズル19aから吹出されて、そのノズル周辺に液体金属
ナトリウム中の不純物が析出して、不活性ガスの気泡発
生妨害が生じることを防Iにする。
なお、気泡ポンプ18において、ガス注入管19と汲出
し管20とを11に二重管状に形成してもよく、またガ
ス循環ポンプ21を原子炉容器1内に設置してもよい。
し管20とを11に二重管状に形成してもよく、またガ
ス循環ポンプ21を原子炉容器1内に設置してもよい。
また、熱遮蔽のために原子炉容器内壁、に熱、抵抗体を
取付けた原子炉や、ガスダムを形成する内壁ライチ部に
原子炉容器内下部の低温域の冷たい冷却材を導入して原
子炉内壁を冷却する炉壁冷lll1型原子炉に本発明の
熱連蔽装買を合せて適用すれば、熱遮蔽効果が更に高く
なる。
取付けた原子炉や、ガスダムを形成する内壁ライチ部に
原子炉容器内下部の低温域の冷たい冷却材を導入して原
子炉内壁を冷却する炉壁冷lll1型原子炉に本発明の
熱連蔽装買を合せて適用すれば、熱遮蔽効果が更に高く
なる。
また、気泡ポンプのルーフスラブ貫通部分に7ランジ構
造またはドアバルブ構造等にJ:り開閉自nとし、この
開閉部分から気泡ポンプの構成部分をガスダム内に挿脱
するように□形成すると、ガスダム内の液体金属ナトリ
ウムの汲出し時めみに気泡ポンプを原子炉容器内に装置
することができ、保守、点検等が容易となり信頼性が^
い。
造またはドアバルブ構造等にJ:り開閉自nとし、この
開閉部分から気泡ポンプの構成部分をガスダム内に挿脱
するように□形成すると、ガスダム内の液体金属ナトリ
ウムの汲出し時めみに気泡ポンプを原子炉容器内に装置
することができ、保守、点検等が容易となり信頼性が^
い。
また、気泡ポンプ18の構成各部や内壁ライナ16等は
すトリウムどの共存性が子分確められているステンレス
系の鋼材で製するので、耐久性は十分である。
すトリウムどの共存性が子分確められているステンレス
系の鋼材で製するので、耐久性は十分である。
また、気泡ポンプ18へ′の不活性ガスの供給は閉ル゛
−プににり循環させるものであるから、ガス循環ポンプ
21の運転を断続させることができ、ガスダム17内に
液体金属ナトリウムが汲上げ可能高さまで溜ると自動“
的に汲上げることができ、その高さより低い場合には不
活性ガスのみが循環する運転を行なうことができる。
″本発明装置は規模が小さいので、原子炉容
器1やルーフスラブ4′の設計、−作、組立てに与える
また、ガスダム17の幅を自由に設定することができ原
子炉容器1自身の直径を小さく抑えることも可能となる
。
−プににり循環させるものであるから、ガス循環ポンプ
21の運転を断続させることができ、ガスダム17内に
液体金属ナトリウムが汲上げ可能高さまで溜ると自動“
的に汲上げることができ、その高さより低い場合には不
活性ガスのみが循環する運転を行なうことができる。
″本発明装置は規模が小さいので、原子炉容
器1やルーフスラブ4′の設計、−作、組立てに与える
また、ガスダム17の幅を自由に設定することができ原
子炉容器1自身の直径を小さく抑えることも可能となる
。
このように本発明の高速増殖炉の熱遮蔽装置は、ガス夛
ム内に溜った液体金属ナトリウムを常に遠出すことがで
き、冷IJ目4の液面近傍のDハ了か容器内面と高温(
2冷)J1材とをガス空間にJ:り確実に隔離すること
ができ、ん却Iから原子炉容器への伝熱量を低減させて
原子炉容器の熱応ノjを減少させ、原子炉容器の健全性
を確保し、更に構造が簡単であり長期に亘る動作が可能
であり、信頼v1も高い等の効果を暮する。 □
ム内に溜った液体金属ナトリウムを常に遠出すことがで
き、冷IJ目4の液面近傍のDハ了か容器内面と高温(
2冷)J1材とをガス空間にJ:り確実に隔離すること
ができ、ん却Iから原子炉容器への伝熱量を低減させて
原子炉容器の熱応ノjを減少させ、原子炉容器の健全性
を確保し、更に構造が簡単であり長期に亘る動作が可能
であり、信頼v1も高い等の効果を暮する。 □
図面は本発明の高速増殖炉の熱遮蔽装置の実施例を示し
、第1図は尿発明の一実施例を備えた高速増殖炉の縦断
側面画、第2図は同実施例のガスダム部の拡大断面図、
第3図から第7図はそれぞれ本発明の他の実施例を承り
第2図同様の断面図、第8図は第7図の■−■線に沿っ
た拡大断面図、第9図a〜Cはそれぞれ本発明の更に伯
の実施例を示す第2図同様のm1面図である。 □
1・・・原子炉容器、4・・・ルーフスラブ、5・・・
冷却材、5a・・・自由液□面、6・・・カバーガス空
間、16・・・内壁ライブ、17・・・ガスダム、18
・・・気″泡ポンプ、1′9:・・ガス注入管、19a
・・・吹□出しノズル、20・・・汲出し管、20a゛
・・・複合管、25・・・液溜め。 ′出願人代理人゛ 猪 股 清、、□
シ
、第1図は尿発明の一実施例を備えた高速増殖炉の縦断
側面画、第2図は同実施例のガスダム部の拡大断面図、
第3図から第7図はそれぞれ本発明の他の実施例を承り
第2図同様の断面図、第8図は第7図の■−■線に沿っ
た拡大断面図、第9図a〜Cはそれぞれ本発明の更に伯
の実施例を示す第2図同様のm1面図である。 □
1・・・原子炉容器、4・・・ルーフスラブ、5・・・
冷却材、5a・・・自由液□面、6・・・カバーガス空
間、16・・・内壁ライブ、17・・・ガスダム、18
・・・気″泡ポンプ、1′9:・・ガス注入管、19a
・・・吹□出しノズル、20・・・汲出し管、20a゛
・・・複合管、25・・・液溜め。 ′出願人代理人゛ 猪 股 清、、□
シ
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 1、原子炉容器の内壁面の内方全周に亘って内壁ライナ
を設けて、内部の冷却材の自由液面上部からその自由液
面下部までの部分と前記内壁面との間にガス空間となる
ガスダムを形成し、このガスダム内に溜った冷却材を不
活性ガスの気泡を利用して前記自由液面上へ汲出す気泡
ポンプを設けたことを特徴とする高速増殖炉の熱遮蔽装
置。 2、気泡ポンプは、ルーフスラブの外部からガスダム低
部へ不活性ガスを送給するガス注入管と、下端が前記ガ
ス注入管の吹出しノズルにゆるく外嵌され上端が冷却材
の自由液面上方に開口している汲出し管とで形成されて
いることを特徴とする特許請求の範囲第1項記載の高速
増殖炉の熱遮蔽装置。 3、ガスダムの底部に単数若しくは複数の有底状の液溜
めを設け、この液溜め内に気泡ポンプの下端部を挿入し
たことを特徴とする特許請求の範囲第1項または第2項
記載の高速増殖炉の熱遮蔽装置。 4、ガス注入管の吹出しノズル部を小径気泡を発生させ
るように、複数の吹出口を穿設したり多孔質金属で形成
することを特徴とする特許請求の範囲第2項記載の高速
増殖炉の熱遮蔽装置。 5、ガス注入管を直管状とし、その外側を二重管状にし
て汲出し管により覆い、この汲出し管とガス注入管との
間の直管部分に複数の複合管を配設したことを特徴とす
る特許請求の範囲第2項記載の高速増殖炉の熱遮蔽装置
。 6、ガス注入管は内部を流通する不活性ガスを加温でき
ることを特徴とする特許請求の範囲第2項記載の高速増
殖炉の熱遮蔽装置。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP59139341A JPS6117984A (ja) | 1984-07-05 | 1984-07-05 | 高速増殖炉の熱遮蔽装置 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP59139341A JPS6117984A (ja) | 1984-07-05 | 1984-07-05 | 高速増殖炉の熱遮蔽装置 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPS6117984A true JPS6117984A (ja) | 1986-01-25 |
JPH0332037B2 JPH0332037B2 (ja) | 1991-05-09 |
Family
ID=15243071
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP59139341A Granted JPS6117984A (ja) | 1984-07-05 | 1984-07-05 | 高速増殖炉の熱遮蔽装置 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPS6117984A (ja) |
Cited By (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS63219927A (ja) * | 1987-03-06 | 1988-09-13 | Kajima Corp | 弾塑性ダンパ− |
JPS63219928A (ja) * | 1987-03-06 | 1988-09-13 | Kajima Corp | 弾塑性ダンパ− |
JPH01227098A (ja) * | 1988-03-07 | 1989-09-11 | Hitachi Ltd | タンク型高速増殖炉 |
JPH0658008A (ja) * | 1992-08-12 | 1994-03-01 | Kajima Corp | 三次元免震装置 |
-
1984
- 1984-07-05 JP JP59139341A patent/JPS6117984A/ja active Granted
Cited By (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS63219927A (ja) * | 1987-03-06 | 1988-09-13 | Kajima Corp | 弾塑性ダンパ− |
JPS63219928A (ja) * | 1987-03-06 | 1988-09-13 | Kajima Corp | 弾塑性ダンパ− |
JPH01227098A (ja) * | 1988-03-07 | 1989-09-11 | Hitachi Ltd | タンク型高速増殖炉 |
JPH0658008A (ja) * | 1992-08-12 | 1994-03-01 | Kajima Corp | 三次元免震装置 |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
JPH0332037B2 (ja) | 1991-05-09 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
KR100966854B1 (ko) | 부분잠김형 열교환기를 사용하는 소듐냉각 고속로의 완전 피동형 잔열제거계통 | |
US7526057B2 (en) | Decay heat removal system for liquid metal reactor | |
CN104269194B (zh) | 一种温度触发的池式反应堆非能动事故余热排出*** | |
JP2002156485A (ja) | 原子炉 | |
US9583221B2 (en) | Integrated emergency core cooling system condenser for pressurized water reactor | |
US20100226471A1 (en) | System for evacuating the residual heat from a liquid metal or molten salts cooled nuclear reactor | |
CN107170493A (zh) | 一种非能动安全壳热量导出*** | |
JPH06130169A (ja) | 原子炉設備 | |
JP5582858B2 (ja) | 炉心溶融物保持構造体 | |
WO2024131546A1 (zh) | 一种核反应堆 | |
JPS6117984A (ja) | 高速増殖炉の熱遮蔽装置 | |
JP2008139023A (ja) | 原子炉溶融物保持装置および原子炉格納容器 | |
KR102076899B1 (ko) | 나노입자를 이용한 원자력 발전소의 냉각시스템 | |
JPH0843575A (ja) | コアキャッチャー | |
US3994777A (en) | Nuclear reactor overflow line | |
JPH058996B2 (ja) | ||
JPS6046483A (ja) | 原子炉容器保護装置 | |
JPS63193092A (ja) | 液体金属冷却型原子炉の冷却装置 | |
JPS63156504A (ja) | コ−ルドトラツプ | |
JPS58127199A (ja) | 原子炉非常冷却装置 | |
JPS5972095A (ja) | 高速増殖炉の熱遮蔽装置 | |
JPH028280B2 (ja) | ||
JPS59126294A (ja) | 高速増殖炉の水平配管温度分布緩和装置 | |
JPH0570118B2 (ja) | ||
JPS59176692A (ja) | 高速増殖炉 |