JPS62175693A - Liquid metal holder of overflow system - Google Patents
Liquid metal holder of overflow systemInfo
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- 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
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- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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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。(57) [Summary] This bulletin contains application data before electronic filing, so abstract data is not recorded.
Description
【発明の詳細な説明】
［産業上の利用分野コ
本発明は、液体金属使用機器のオーバフロー系配管に取
り付けられる液体金属保持装置に関し、更に詳しくは、
配管の容器壁貫通部よりも高く且つオーバフロー・レベ
ルよりも低い位置で開口する流路を設けて、オーバフロ
ーが途切れた時に液体金属を配管内に保持し、急激な温
度降下を防止して再起動時の熱衝撃を緩和できるように
した液体金属保持装置に関するものである。DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION [Field of Industrial Application] The present invention relates to a liquid metal holding device that is attached to an overflow system piping of equipment using liquid metal, and more specifically,
By providing a flow path that opens above the pipe's penetration through the vessel wall and below the overflow level, liquid metal is retained within the pipe when overflow is interrupted, preventing a sudden temperature drop and restarting. This invention relates to a liquid metal holding device that can alleviate thermal shock during
［従来あ技術］
高速炉では冷却材として液体ナトリウムのような液体金
属が用いられている。低温の液体ナトリウムは原子炉容
器の下部入口配管から流入し、炉心部で加熱されて上部
の出口配管から流出する。ここで−成虫循環ポンプの運
転状態や一次冷却系統の温度変化によるナトリウム容量
変化を制御し、原子炉容器内のナトリウム液位を一定に
保つためにオーバフロー系が設けられる。[Conventional technology] A liquid metal such as liquid sodium is used as a coolant in a fast reactor. Low-temperature liquid sodium flows into the reactor vessel through the lower inlet pipe, is heated in the reactor core, and flows out through the upper outlet pipe. Here, an overflow system is provided to control changes in sodium capacity due to operating conditions of the adult circulation pump and changes in temperature of the primary cooling system, and to maintain a constant sodium level in the reactor vessel.
このオーバフロー系設備は、原子炉容器から引き出され
るオーバフロー戻り配管と、それに接続されるオーバフ
ロータンクと、該オーバフロータンクから原子炉容器内
に至るオーツくフロー汲み上げ配管と、該汲み上げ配管
に取り付けられた電磁ポンプ等から構成される。オーバ
フロータンク内の液体ナトリウムは電磁ポンプで汲み上
げられて原子炉容器内に供給され、オーバフロー・レベ
ルを越えた余剰の液体ナトリウムがオーバフロー戻り配
管を通ってオーバフロータンクに戻される。This overflow system equipment consists of an overflow return pipe drawn out from the reactor vessel, an overflow tank connected to it, an automatic flow pumping pipe leading from the overflow tank into the reactor vessel, and an electromagnetic pump attached to the pumping pipe. Consists of pumps, etc. Liquid sodium in the overflow tank is pumped up by an electromagnetic pump and supplied into the reactor vessel, and excess liquid sodium above the overflow level is returned to the overflow tank through the overflow return pipe.
とのオーバフロー系は、系統のナトリウムドレンを簡単
かつ完全に行うことができることを第一優先事項として
設計されているため、オーバフロニ系配管に凹凸部を設
けないようにしている。The overflow system was designed with the first priority being to be able to easily and completely drain the sodium from the system, so the overflow system piping was designed to have no uneven parts.
し発明が解決しようとする問題点］
高速炉における原子炉定格出力運転中の液体ナトリウム
温度は非常に高く、−次冷却系では５００℃以上になる
。この状態において、−法主循環ポンプのトリップを伴
う原子炉スクラム（外部電源喪失事故等）が発生すると
、原子炉容器内のナトリウム液位は一次主循環ポンプの
液面押上げ力の喪失およびナトリウムの熱収縮により急
激に低下する。このためオーバフロー戻り配管のナトリ
ウムの流れが途切れ、短時間で配管内はガス空間となり
、急激な温度降下現象が発生する。実測によれば特に放
熱効果の大きいオーバフロー戻り配管の安全容器貫通部
およびその近辺においては、温度降下率は６〜ｂまた原
子炉容器内の液体ナトリウムは一次主循環ポンプのトリ
ップによる循環量の低下によって熱層化現象（上層部に
高温ナトリウムが停滞する現象）が発生し、原子炉出口
ナトリウム温度が原子炉スクラムと同時に急速に低下す
るのに対して、上層部ナトリウム温度は原子炉出力運転
時と同程度に高い。この状態からオーバフロー系の電磁
ポンプによる汲み上げで原子炉容器内のナトリウム液位
が回復しオーバフロー・レベルに達すると、戻り配管に
上層部の高温ナトリウムが流れ大きな熱衝撃が発生する
。Problems to be Solved by the Invention] The temperature of liquid sodium during reactor rated power operation in a fast reactor is extremely high, reaching 500° C. or higher in the secondary cooling system. In this state, if a reactor scram (such as an off-site power loss accident) occurs that causes the primary circulation pump to trip, the sodium level in the reactor vessel will decrease due to the loss of the primary circulation pump's ability to push up the liquid level and the sodium level in the reactor vessel. decreases rapidly due to thermal contraction. As a result, the flow of sodium in the overflow return pipe is interrupted, and the inside of the pipe becomes a gas space in a short time, causing a rapid temperature drop phenomenon. According to actual measurements, in the safety vessel penetration part of the overflow return piping, which has a particularly large heat dissipation effect, and its vicinity, the temperature drop rate is 6 to 6b.The circulation rate of liquid sodium in the reactor vessel also decreases due to the tripping of the primary main circulation pump. This causes a thermal stratification phenomenon (a phenomenon in which high-temperature sodium stagnates in the upper layer), and the reactor outlet sodium temperature rapidly decreases at the same time as the reactor scram, while the upper layer sodium temperature decreases during reactor power operation. as high as. When the sodium level in the reactor vessel recovers from this state and reaches the overflow level by pumping with an electromagnetic pump in the overflow system, the high temperature sodium in the upper layer flows into the return pipe, causing a large thermal shock.
そこで従来技術では一次主循環ポンプのトリップを伴う
原子炉スクラムが発生した場合は、電磁ポンプによる原
子炉容器の液位回復動作をオーバフロー直前で中止し、
冷却系統を操作して各部に熱衝撃が発生しないことを確
認してから再オーバフローさせていた。このため原子炉
停止後の再起動はオーバフローを行なえるようになった
後となり十数〜数十時間を要していた。Therefore, in the conventional technology, when a reactor scram occurs that causes the primary main circulation pump to trip, the operation of restoring the liquid level in the reactor vessel by the electromagnetic pump is stopped immediately before overflow, and
After operating the cooling system and confirming that no thermal shock occurred in any part, the system overflowed again. For this reason, restarting the nuclear reactor after it has been shut down occurs after overflow is possible, and it takes ten to several tens of hours.
また従来のオーバフロー系配管巾約７０％はガス空間で
あり、このため原子炉容器カバーガスを巻き込み、その
一部がオーバフロータンクのカバーガス中に移行する。Furthermore, about 70% of the width of the conventional overflow system piping is gas space, which traps the reactor vessel cover gas and a portion of it migrates into the cover gas of the overflow tank.
燃料破損事故が発生した場合、ガス状核***生成物はカ
バーガス中に移行するするが、上記のように一部がオー
バフロータンクに移行するため原子炉容器カバーガス中
の核***生成物濃度が減少し、燃料破損の検出感度を低
下させている。When a fuel failure accident occurs, gaseous fission products migrate into the cover gas, but as mentioned above, some of them migrate to the overflow tank, reducing the concentration of fission products in the reactor vessel cover gas. , reducing the detection sensitivity of fuel damage.
本発明の目的は、上記のような従来技術の欠点を解消し
、オーバフロー系配管の途中にオーバフローが途切れて
も液体金属を保持できるようにし、降温し難くして再オ
ーバフロ一時に加わる熱衝撃を緩和し、速やかな再起動
を可能とした装置を提供することにある。The purpose of the present invention is to eliminate the drawbacks of the prior art as described above, to make it possible to retain liquid metal even if the overflow is interrupted in the middle of the overflow system piping, to make it difficult for the liquid metal to cool down, and to reduce the thermal shock that is applied during re-overflow. The object of the present invention is to provide a device that can be easily restarted.
［問題点を解決するための手段］
上記のような目的を達成できる本発明は、液体金属の容
器を貫通して設けられるオーバフロー系配管の途中に、
配管貫通部よりも高く且つオーバフロー・レベルよりも
低い位置で開口する流路工、その開口部から溢れた液体
金属が流下する配管を有する液体金属保持装置である。[Means for Solving the Problems] The present invention, which can achieve the above-mentioned objects, has the following features:
This is a liquid metal holding device having a channel opening at a position higher than the pipe penetration and lower than the overflow level, and a pipe through which the liquid metal overflowing from the opening flows down.
具１体的には配管の端部を立ち上げ、該配管中を流れる
液体金属が立ち上がり管の外側に溢れ出るような構成で
もよいし、逆に配管をナトリウム容器に接続し、該ナト
リウム容器中に流出用の配管を立設開口させて、容器内
のナトリウムが流出用配管で構成される堰を越えて流れ
出るような構成としてもよい。Specifically, the end of the pipe may be raised so that the liquid metal flowing through the pipe rises and overflows to the outside of the pipe, or conversely, the pipe may be connected to a sodium container and the liquid metal flowing in the pipe may be raised to the outside of the pipe. It may also be configured such that an outflow pipe is erected and opened, so that the sodium in the container flows out over a weir constituted by the outflow pipe.
本装置の内部に温度計や加熱装置等を組み込 ・む
ことも自由である。本装置はオーバフロー系戻り配管側
に設けてもよいしオーバフロー汲み上げ配管側に設けて
もよい。It is also free to incorporate a thermometer, heating device, etc. inside this device. This device may be installed on the overflow system return piping side or on the overflow pumping piping side.
［作用］
正常動作時にはオーバフロー・レベルを越えた余剰の液
体金属がオーバフロー戻り配管を通って流れる。液体金
属保持装置内の流路はオーバフロー・レベルよりも低い
位置で開口しているから、圧力差により該開口部から液
体金属が溢れ流下する。従って従来同様、循環ループを
構成できる。[Operation] During normal operation, excess liquid metal above the overflow level flows through the overflow return piping. Since the flow path in the liquid metal holding device opens below the overflow level, the pressure difference causes liquid metal to overflow from the opening and flow down. Therefore, a circulation loop can be constructed as in the conventional case.
これに対して何らかの原因により容器内における液体金
属の液位がオーバフロー・レベルよりも低下すると、オ
ーバフロー系における液体金属の流れは途切れる。しか
しこのオーバフロー系配管には容器壁の貫通部よりも高
い位置で開口する流路が設けられているから、それによ
って流れが堰き止められ、容器側の流路に液体金属が保
持される。このため液体金属が全て流出して完全なガス
空間になってしまう場合に比べて、液体金属の余熱効果
により温度降下率が低くなる。従って液体金属の汲み上
げによりオーバフロー動作を再開させて高温度ナトリウ
ムが流れても熱衝撃の発生が緩和され配管が損傷するの
を防止できる。On the other hand, if the level of the liquid metal in the container falls below the overflow level for some reason, the flow of the liquid metal in the overflow system is interrupted. However, since this overflow system piping is provided with a channel that opens at a higher position than the penetrating portion of the container wall, the flow is dammed up and the liquid metal is held in the channel on the container side. Therefore, compared to the case where all the liquid metal flows out and becomes a complete gas space, the temperature drop rate is lower due to the residual heat effect of the liquid metal. Therefore, even if the overflow operation is restarted by pumping up the liquid metal and high-temperature sodium flows, the occurrence of thermal shock can be alleviated and damage to the piping can be prevented.
特にこの液体金属保持装置内部に温度計や加熱装置を付
加して温度制御を行えば熱衝撃をより一層緩和できる。In particular, if a thermometer or heating device is added inside the liquid metal holding device to control the temperature, thermal shock can be further alleviated.
［実施例］
第１°図は本発明を適用した液体ナトリウム冷却型高速
炉の一例を示す説明図である。内部に炉心１０を有する
原子炉容器１２は、その底部にナトリウム入口配管１４
が、また上側部にナトリウム出口配管１６が接続され、
低温の液体ナトリウムが入口配管１４を通って原子炉容
器１２内に入り、炉心１０で加熱されて出口配管１６か
ら流出する。原子炉容器１２の外側は安全容器１８で覆
われる。原子炉容器１２内のナトリウム液位を一定に保
つためオーバ７０−系が設けられる。[Example] Figure 1 is an explanatory diagram showing an example of a liquid sodium cooled fast reactor to which the present invention is applied. A reactor vessel 12 having a reactor core 10 inside has a sodium inlet pipe 14 at its bottom.
However, a sodium outlet pipe 16 is also connected to the upper part,
Cold liquid sodium enters reactor vessel 12 through inlet piping 14, is heated in reactor core 10, and exits through outlet piping 16. The outside of the reactor vessel 12 is covered with a safety vessel 18. An over-70-system is provided to maintain a constant sodium level within the reactor vessel 12.
このオーバフロー系は、原子炉容器１２内のオーバフロ
ー・レベルＬ＋ の位置で開口するオーバフロー管２２
と、原子炉容器１２および安全容器１８を貫通する貫通
部配管２４と、液体ナトリウム保持装置２６と、オーバ
フロー戻り配管２８と、オーバフロータンク３ｏと、該
オーバフロータンク３０から安全容器１８および原子炉
容器１２を貫通して液体ナトリウム中で開口するオーバ
フロー汲み上げ配管３２と、電磁ポンプ３４等から構成
される。This overflow system consists of an overflow pipe 22 that opens at an overflow level L+ within the reactor vessel 12.
, a penetration pipe 24 that penetrates the reactor vessel 12 and the safety vessel 18 , a liquid sodium holding device 26 , an overflow return pipe 28 , an overflow tank 3o, and a passage from the overflow tank 30 to the safety vessel 18 and the reactor vessel 12 It is comprised of an overflow pumping pipe 32 that penetrates through and opens into liquid sodium, an electromagnetic pump 34, and the like.
本発明の特徴は、このようにオーバフロー系に液体ナト
リウムの保持袋？１ｆ２６を設けた点にある。この実施
例ではオーバフロー戻り配管側の安全容器貫通部３２の
近傍に設けられている。A feature of the present invention is that it has a bag for holding liquid sodium in the overflow system. The point is that 1f26 is provided. In this embodiment, it is provided near the safety container penetration part 32 on the overflow return piping side.
液体ナトリウム保持装置２６の一例を第２図に示す。貫
通部配管２４の端部がナトリウム容器３６の側部に接続
される。このナトリウム容器３６は、底部中央に戻り配
管２８が接続され、そのＦＨＶｔ部を取り囲むようにナ
トリウム堰３８が立設された構造である６ナトリウム堰
３８は筒状部材からなり、その上端開口部のレベルＬ、
ｔは、オーバフロー・レベルＬ、よりも低く、且つ配管
貫通部レベルＬ、よりも高い位置に設定される。ナトリ
ウム容器３６の上部は蓋４０で覆われ、その内部はカバ
ーガスで満たされる。An example of the liquid sodium holding device 26 is shown in FIG. An end of the penetration pipe 24 is connected to a side of the sodium container 36. This sodium container 36 has a structure in which a return pipe 28 is connected to the center of the bottom, and a sodium weir 38 is erected to surround the FHVt section. Level L,
t is set lower than the overflow level L and higher than the pipe penetration level L. The upper part of the sodium container 36 is covered with a lid 40, and the inside thereof is filled with cover gas.
この実施例ではナトリウム容器３６内に更に温度計４２
と加熱装置４４が挿入されている。In this embodiment, there is also a thermometer 42 inside the sodium container 36.
and a heating device 44 are inserted.
このように構成したシステムの動作は次の如くである。The operation of the system configured as described above is as follows.
正常運転時にはこのオーバフロー系によっそ原子炉容器
１２内のナトリウム液位がオーバフロー・レベルし、に
保たれる。つまりオーバフロータンク３０から電磁ポン
プ３４によって汲み上げられた液体ナトリウムはオーバ
フロー汲み上げ配管３２を通って原子炉容器１２の中に
流れ込む。これによってナトリウム液位が上昇すると、
オーバフロー・レベＪＬ／ Ｌ ＋よりも余剰の分だけ
オーバフロー管２２、貫通部配管２４、液体ナトリウム
保持装置２６、オーバフロー戻り配管２８を通って流れ
、オーバフロータンク３０に戻る。この流路には液体ナ
トリウム保持装置２６のナトリウム堰３８が存在するが
、その上端開口部は前述の如くオーバフロー・レベルＬ
１よりも低く設定されているから、液体ナトリウムはナ
トリウム堰３８から溢れて流れ出る。このようにして正
常時は従来同様、液体ナトリウムの循環ループが構成さ
れ、原子炉容器１２内におけるナトリウム液位が一定に
保たれる。During normal operation, this overflow system maintains the sodium level within the reactor vessel 12 at the overflow level. That is, liquid sodium pumped up from the overflow tank 30 by the electromagnetic pump 34 flows into the reactor vessel 12 through the overflow pumping pipe 32. This causes the sodium level to rise,
The excess amount from the overflow level JL/L+ flows through the overflow pipe 22, the penetration pipe 24, the liquid sodium holding device 26, and the overflow return pipe 28, and returns to the overflow tank 30. The sodium weir 38 of the liquid sodium holding device 26 is present in this flow path, and its upper end opening is at the overflow level L as described above.
Since it is set lower than 1, liquid sodium will overflow from the sodium weir 38. In this way, under normal conditions, a circulation loop of liquid sodium is formed as in the conventional case, and the sodium liquid level in the reactor vessel 12 is kept constant.
原子炉出力運転中に一次主循環ポンプのトリップを伴う
原子炉スクラムが発生した場合、原子炉容器１２内のナ
トリウム液位は一次主循環ポンプによる液面押し上げ力
の喪失およびナトリウムの熱収縮により急激に低下する
。例えば高速実験炉「常陽」では−成虫循環ポンプのト
リップで約３Ｑｃ＋ａナトリウム液位が低下する。If a reactor scram occurs with a trip of the primary main circulation pump during reactor power operation, the sodium level in the reactor vessel 12 will drop rapidly due to the loss of the liquid level lifting force by the primary main circulation pump and thermal contraction of the sodium. decreases to For example, in the experimental fast reactor "Joyo", the sodium level drops by approximately 3Qc+a due to a trip of the imago circulation pump.
このためオーバフロー管２２には原子炉容器１２内の液
体ナトリウムは流れなくなる。しかしナトリウム堰３８
の上端開口は配管貫通部レベルＬｆｆよりも高い位置に
あるから、ナトリウム液位が更に低下すると、ナトリウ
ム堰３８からの溢流は停止し、貫通部配管２４およびナ
トリウム容器２６内で液体ナトリウムが保持される。こ
のため配管ナトリウムの余熱効果によって急激な温度降
下を防止できる。Therefore, liquid sodium in the reactor vessel 12 no longer flows into the overflow pipe 22. However, sodium weir 38
Since the upper end opening is located at a higher position than the pipe penetration level Lff, if the sodium liquid level further decreases, overflow from the sodium weir 38 will stop, and liquid sodium will be retained in the penetration pipe 24 and the sodium container 26. be done. Therefore, a sudden drop in temperature can be prevented due to the residual heat effect of the sodium pipe.
実測した結果によれば、ナトリウムが配管中に入ってい
ない空の場合のｌｌｓ！速度は前述のように６〜ｂ
にナトリウムが満たされている時の降温速度は約り℃／
分で約半分に改善できることが判明している」従って本
発明によって一成虫循環ボンブのトリップが生じてオー
バフローが停止しても、配管貫通部の温度降下を抑え再
起動時における熱衝撃を緩和できるのである。According to the actual measurement results, when the piping is empty and no sodium is present, lls! As mentioned above, the rate of temperature decrease when the chamber is filled with sodium is approximately ℃/
It has been found that the improvement can be reduced by about half in just a few minutes.'' Therefore, even if the adult circulation bomb trips and overflow stops, the present invention can suppress the temperature drop in the piping penetration area and alleviate the thermal shock when restarting. It is.
特に本実施例のようにナトリウム容器３６内に温度計４
２と加熱装置４４を設けておけば、滞留している液体ナ
トリウム温度を制御し熱衝撃を更に一層緩和することが
できる。In particular, as in this embodiment, there is a thermometer 4 inside the sodium container 36.
2 and a heating device 44, the temperature of the retained liquid sodium can be controlled and thermal shock can be further alleviated.
その様子を第３図のグラフにより説明する。The situation will be explained using the graph in FIG.
同図は横軸に時間をとり縦軸にナトリウム液位およびナ
トリウム温度をプロットしたものである０時刻Ｔ＋ で
電源喪失事故が生じるとナトリウム液位は曲線Ａに示す
ように急激に低下し、その後次第に回復し時刻Ｔ２で正
常なオーバフロー・レベルに達する。原子炉出口ナトリ
ウム温度は曲線Ｂに示すように原子炉スクラムと同時に
急激に低下していく。これに対して原子炉上層部ナトリ
ウム温度は熱暦化現象によって殆ど変化せず曲ＮＩＡＣ
に示すように高温の状態を保つ。The figure plots time on the horizontal axis and sodium liquid level and sodium temperature on the vertical axis. When a power loss accident occurs at time 0 T+, the sodium liquid level drops rapidly as shown in curve A, and then It gradually recovers and reaches the normal overflow level at time T2. As shown by curve B, the reactor outlet sodium temperature rapidly decreases at the same time as the reactor scram occurs. In contrast, the upper reactor sodium temperature hardly changes due to the thermal calendaring phenomenon.
Maintain high temperature as shown.
従来技術では曲線りに示すように、オーバフロー戻り配
管の温度はナトリウムが流出しガス空間となってしまう
ため急激に低下し、やがて時刻Ｔ２でオーバフロー動作
が再開した瞬間、高温ナトリウムが流入して急激な温度
上昇、即ち熱衝撃が生じる。これに対して本実施例では
時刻Ｔ１で電源喪失が生じてオーバフローが途切れても
貫通部配管２４やナトリウム容器３６内には液体ナトリ
ウムが満たされた状態になるため曲線已に示すように温
度降下は比較的少ない。やがてナトリウム容器３６内の
温度が温度計４２により検出されそれに基づき加熱装置
４４が動作するため原子炉上層部ナトリウム温度に比較
的近い状態に保たれる。そのため時刻Ｔ２でオーバフロ
ーが再開されても熱衝撃は殆ど生じない。In the conventional technology, as shown in the curve, the temperature of the overflow return pipe drops rapidly as sodium flows out and becomes a gas space, and then, at the moment when the overflow operation resumes at time T2, high temperature sodium flows in and the temperature suddenly drops. A significant temperature rise, or thermal shock, occurs. On the other hand, in this embodiment, even if the power is lost at time T1 and the overflow is interrupted, the penetration pipe 24 and the sodium container 36 are filled with liquid sodium, so the temperature decreases as shown in the curve. are relatively few. Eventually, the temperature inside the sodium container 36 is detected by the thermometer 42, and the heating device 44 is operated based on the temperature, so that the temperature is maintained relatively close to the upper reactor sodium temperature. Therefore, even if the overflow is restarted at time T2, almost no thermal shock occurs.
以上本発明の好ましい一実施例について詳述したが、本
発明はこのような構成のみに限定されるものでないこと
無論である。ナトリウム容器３６の容積がかなり大きく
、且つオーバフローを回部するまでの期間が短かいなら
ば、特に加熱装置を組み込まなくても熱衝撃はかなり緩
和される。またナトリウム堰と流出配管との関係を逆に
し、貫通部配管を立ち上げ、その外側に溢流落下用の配
管を設けて、貫通部配管を通ってきた液体ナトリウムが
溢れ出して周囲から下方に落下しオーバフロータンクに
流れ出るような構成としてもよい。Although a preferred embodiment of the present invention has been described in detail above, it goes without saying that the present invention is not limited to only such a configuration. If the volume of the sodium container 36 is quite large and the period until the overflow is circulated is short, thermal shock can be considerably alleviated even without incorporating a particular heating device. In addition, we reversed the relationship between the sodium weir and the outflow piping, raised the penetration piping, and installed an overflow pipe on the outside of it, so that the liquid sodium that had passed through the penetration piping would overflow and flow downward from the surrounding area. It may be configured so that it falls and flows into an overflow tank.
また液体ナトリウム保持’Ａ Ｍの取り付は位置は、オ
ーバフロー戻り配管側ではなくオーバフロー汲み上げ配
管側に設けてもよい。Furthermore, the liquid sodium holding 'AM may be installed on the overflow pumping piping side rather than on the overflow return piping side.
［発明の効果］
本発明は上記のようにオーバフロー系の配管の途中に配
管貫通部よりも高く且つオーバフロー・レベルよりも低
い位置で開口する流路を設けた液体金属保持装置である
から、オーバフロー動作が途切れても内部に液体金属を
保持し蔵けることができ、その余熱効果により配管の温
度降下率を低減し、その後直ちにオーバフロ−を再開す
る場合でも熱衝撃を著しく低減させることができる効果
がある。[Effects of the Invention] As described above, the present invention is a liquid metal holding device in which a flow path is provided in the middle of the overflow system piping and opens at a position higher than the piping penetration part and lower than the overflow level. The liquid metal can be retained and stored inside even if the operation is interrupted, and its residual heat effect reduces the temperature drop rate of the piping, and even if the overflow is resumed immediately afterwards, the thermal shock can be significantly reduced. There is.
従って原子炉容器に取り付けた場合には、従来技術では
再起動に十数時間を必要としていたのに対して１時間以
内に行うことが可能となり、しかもオーバフロー系の昇
温時間が不必要となるため定格出力に到達する時間も更
に２〜３時間程度短縮させることができ、原子炉の稼動
率を大幅に向上させることができる。Therefore, when installed in a reactor vessel, restarting can be done within an hour, whereas conventional technology required more than ten hours, and moreover, there is no need for time to heat up the overflow system. Therefore, the time to reach the rated output can be further shortened by about 2 to 3 hours, and the operating rate of the reactor can be significantly improved.
更に本発明ではオーバフロー系の一部が常に液体金属で
充填された構成であるため、原子炉容器カバーガスの巻
き込みが防止され、カバーガスがオーバフロータンクに
移行するのを防止でき、燃料破損検出感度が向上する等
の利点も生しる。Furthermore, in the present invention, since a part of the overflow system is always filled with liquid metal, the entrainment of the reactor vessel cover gas is prevented, the cover gas is prevented from moving to the overflow tank, and the fuel damage detection sensitivity is improved. There are also benefits such as improved performance.
【図面の簡単な説明】
第１図は本発明を高速炉オーバフロー系に適用した一例
を示す説明図、第２図は本発明に係る液体ナトリウム保
持装置の一実施例を示す説明図、第３図は１ｉｔＡ喪失
後におけるナトリウム液位やループ内各部のナトリウム
温度の変化を示すグしフである。
ｌＯ・・・炉心、１２・・・原子炉容器、２２・・・オ
ーバフロー管、２４・・・貫通部配管、２６・・・液体
ナトリウム保持装置、２８・・・オーバフロー戻り配管
、３０・・・オーバフロータンク、３２・・・オーバフ
ロー汲み上げ配管、３４・・・電磁ポンプ、３６・・・
ナトリウム容器、３８・・・ナトリウム堰、４２・・・
温度計、４４・・・加熱装置。
特許出願人 動力炉・核燃料開発事業団代 理 人
茂 見 ４第１図
第２図[Brief Description of the Drawings] Fig. 1 is an explanatory diagram showing an example of applying the present invention to a fast reactor overflow system, Fig. 2 is an explanatory diagram showing an embodiment of the liquid sodium holding device according to the present invention, and Fig. The figure is a graph showing changes in the sodium liquid level and the sodium temperature in various parts of the loop after the loss of 1itA. lO...Reactor core, 12...Reactor vessel, 22...Overflow pipe, 24...Penetration pipe, 26...Liquid sodium holding device, 28...Overflow return pipe, 30... Overflow tank, 32... Overflow pumping piping, 34... Electromagnetic pump, 36...
Sodium container, 38... Sodium weir, 42...
Thermometer, 44... heating device. Patent applicant: Power Reactor and Nuclear Fuel Development Corporation Representative Shigeru Mito 4 Figure 1 Figure 2
Claims (1)
系配管の途中で配管貫通部よりも高く且つオーバフロー
・レベルよりも低い位置で開口する流路と、その開口部
から溢れた液体金属が流下する配管を有することを特徴
とするオーバフロー系の液体金属保持装置。1. Overflow system piping that penetrates the liquid metal container has a channel that opens at a position higher than the pipe penetration and lower than the overflow level, and the liquid metal that overflows from the opening flows down. An overflow type liquid metal holding device characterized by having piping.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61017677A JPS62175693A (en) | 1986-01-29 | 1986-01-29 | Liquid metal holder of overflow system |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61017677A JPS62175693A (en) | 1986-01-29 | 1986-01-29 | Liquid metal holder of overflow system |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS62175693A true JPS62175693A (en) | 1987-08-01 |
Family
ID=11950481
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP61017677A Pending JPS62175693A (en) | 1986-01-29 | 1986-01-29 | Liquid metal holder of overflow system |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS62175693A (en) |
Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS50154697A (en) * | 1974-05-10 | 1975-12-12 | ||
| JPS5763485A (en) * | 1980-10-03 | 1982-04-16 | Tokyo Shibaura Electric Co | Nuclear reactor core cooling device |
| JPS5940296A (en) * | 1982-08-31 | 1984-03-05 | 株式会社東芝 | Pump overflow column for fast breeder |
-
1986
- 1986-01-29 JP JP61017677A patent/JPS62175693A/en active Pending
Patent Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS50154697A (en) * | 1974-05-10 | 1975-12-12 | ||
| JPS5763485A (en) * | 1980-10-03 | 1982-04-16 | Tokyo Shibaura Electric Co | Nuclear reactor core cooling device |
| JPS5940296A (en) * | 1982-08-31 | 1984-03-05 | 株式会社東芝 | Pump overflow column for fast breeder |
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