JPS6244694A - Nuclear reactor - Google Patents

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】 ［発明の技術分野］ 本発明はナトリウム冷却型高速増殖炉等、液体金属を冷
却材として使用する原子炉に関する。DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION [Technical Field of the Invention] The present invention relates to nuclear reactors that use liquid metal as a coolant, such as sodium-cooled fast breeder reactors.

［発明の技術的背景］ 一般に高速増殖炉では冷却材として液体ナトリウム等の
液体金属が使用されており、このような原子炉では炉心
を通過する冷却材が強く放射化される等の理由から、−
次冷却材循環ポンプによって一次冷却材を炉心および中
間熱交換器を介して循環させ、この中間熱交換器で二次
冷却材と熱交換をなし、さらにこの二次冷却材を蒸発器
等を介して循環させて高圧蒸気を得るように構成されて
いる。かかる構成をなす高速増殖炉には大別して２つの
種類、すなわちループ型とタンク型がある。[Technical Background of the Invention] In general, fast breeder reactors use liquid metals such as liquid sodium as coolants. −
A secondary coolant circulation pump circulates the primary coolant through the core and an intermediate heat exchanger, and this intermediate heat exchanger exchanges heat with the secondary coolant. The system is configured to circulate the steam to obtain high pressure steam. Fast breeder reactors with such a configuration can be roughly divided into two types: loop type and tank type.

そこでまずこれらループ型およびタンク型高速増殖炉の
概略構成について説明する。First, the schematic configurations of these loop-type and tank-type fast breeder reactors will be explained.

第５図はループ型高速増殖炉の概略構成を示す図で、図
中符号１０１は原子炉容器を示す。この原子炉容器１０
１内には、冷却材１０２および炉心１０３が収容されて
いる。上記炉心１０３は図示しない複数の燃料集合体お
よび制御棒等から構成されている。また炉心１０３は炉
心支持機構１０４を介して前記原子炉容器１０１に支持
されている。上記原子炉容器１０１の上部開口１０１Ａ
はルーフスラブ１０５により閉塞されている。FIG. 5 is a diagram showing a schematic configuration of a loop type fast breeder reactor, and reference numeral 101 in the figure indicates a reactor vessel. This reactor vessel 10
1 contains a coolant 102 and a reactor core 103. The reactor core 103 is composed of a plurality of fuel assemblies, control rods, etc. (not shown). Further, the reactor core 103 is supported by the reactor vessel 101 via a core support mechanism 104. Upper opening 101A of the reactor vessel 101
is closed by a roof slab 105.

炉心１０３の上方には炉心上部機構１０６が上記ルーフ
スラブ１０５を貫通して設置されている。A core upper mechanism 106 is installed above the reactor core 103 so as to penetrate through the roof slab 105 .

冷却材１０２は炉心１０３を上方に向って流通し、その
際炉心１０３の核反応熱により昇温する。The coolant 102 flows upward through the reactor core 103, and its temperature increases due to the heat of nuclear reaction in the reactor core 103.

昇温した冷却材１０２は炉心１０３の上方に流出し、冷
却材流出配管１１１を介して循環ポンプ１１２に移送さ
れる。ざらにこの循環ポンプ１１２により加圧されて、
中間熱交換器１１３に移送される。この中間熱交換器１
１３にて二次側冷却材と熱交換して冷却され、冷却材流
入配管、　　　　　　１１４ｆ＊ｌ、４１記０汀８ｆ１
１０”１ｆ７）Ｆ心１０３の下方に供給される。以下同
様のサイクルをくりかえす。尚図中符号１１５は原子炉
建屋を示すとともに、符号１１６は安全容器である。The heated coolant 102 flows out above the core 103 and is transferred to the circulation pump 112 via the coolant outflow pipe 111. Roughly pressurized by this circulation pump 112,
It is transferred to an intermediate heat exchanger 113. This intermediate heat exchanger 1
At 13, it is cooled by exchanging heat with the secondary coolant, and the coolant inflow pipe, 114f*l, 41-0, 8f1
10"1f7) is supplied to the lower part of the F core 103. The same cycle is repeated thereafter. In the figure, the reference numeral 115 indicates the reactor building, and the reference numeral 116 indicates the safety vessel.

次に第６図を参照してタンク型高速増殖炉の構成につい
て説明する。図中符号２０１は原子炉容器であり、この
原子炉容器２０１内には冷却材２０２および炉心２０３
が収容されている。この炉心２０３は図示しない複数の
燃料集合体および制御棒等から構成されている。この炉
心２０３は炉心支持機構２０４を介して前記原子炉容器
２０１に支持されている。上記原子炉容器２０１内は隔
壁２０５により上下に二分され、上方を上部プレナム２
０６とし、下方を下部プレナム２０７としている。上記
原子炉容器２０１の上部部機構２０９が上記ルーフスラ
ブ２０８を貫通して設置されている。上記炉心２０３の
外周側には中間熱交換器２１１および循環ポンプ２１２
が周方向等間隔交互に配置されている。なお図中符号２
１３は原子炉建屋であり、また符号２１４は安全容器を
示す。Next, the configuration of the tank type fast breeder reactor will be explained with reference to FIG. The reference numeral 201 in the figure is a reactor vessel, and inside this reactor vessel 201 there is a coolant 202 and a reactor core 203.
is accommodated. This core 203 is composed of a plurality of fuel assemblies, control rods, etc. (not shown). This reactor core 203 is supported by the reactor vessel 201 via a core support mechanism 204. The inside of the reactor vessel 201 is divided into upper and lower halves by a partition wall 205, and an upper plenum 2
06, and the lower part is a lower plenum 207. An upper part mechanism 209 of the reactor vessel 201 is installed to penetrate the roof slab 208. An intermediate heat exchanger 211 and a circulation pump 212 are provided on the outer peripheral side of the core 203.
are alternately arranged at equal intervals in the circumferential direction. In addition, code 2 in the figure
13 is a reactor building, and 214 is a safety vessel.

上記構成によると、冷却材２０２は炉心２０３を上方に
向って流通し、その際炉心２０３の核反応熱により昇温
する。昇温した冷却材２０２は上部プレナム２０６内に
流出し、さらに中間熱交換器２１１内に流入する。そこ
で二次側冷却材と熱交換して冷却される。冷却された冷
却材２０２は下部プレナム２０７内に流入し、さらに循
環ポンプ２１２内に流入する。この循環ポンプ２１２に
より加圧されて再度前記炉心２０３の下方に供給される
。以下同様のサイクルをくりかえす。According to the above configuration, the coolant 202 flows upward through the reactor core 203 and is heated by the nuclear reaction heat of the reactor core 203 at this time. The heated coolant 202 flows into the upper plenum 206 and further into the intermediate heat exchanger 211 . There, it is cooled by exchanging heat with the secondary coolant. The cooled coolant 202 flows into the lower plenum 207 and then into the circulation pump 212 . It is pressurized by this circulation pump 212 and is again supplied to the lower part of the reactor core 203 . The same cycle is repeated thereafter.

［背景技術の問題点］ 上記構成によると以下のような問題があった。[Problems with background technology] According to the above configuration, there were the following problems.

ループ型高速増殖炉の場合は、高温の冷却材１０１が流
通する配管が原子炉容器１０１の外に複雑に配設され、
その結実装置としては大型化し、原子炉全体を収容する
原子炉建屋も大型化してしまうという問題があった。In the case of a loop type fast breeder reactor, piping through which high-temperature coolant 101 flows is arranged in a complicated manner outside the reactor vessel 101.
There was a problem in that the fruiting device would be large and the reactor building that houses the entire reactor would also be large.

一方タンク型高速増殖炉の場合には、中間熱交換器２１
１および循環ポンプ２１２を原子炉容器２０１内に収容
する構成である為に、原子炉容器２０１の外部に冷却材
２０２が流通する複雑な配管構成を必要とすることはな
いが、反面原子炉容器２０１が大型化してしまうという
問題があった。On the other hand, in the case of a tank-type fast breeder reactor, the intermediate heat exchanger 21
1 and the circulation pump 212 are housed inside the reactor vessel 201, there is no need for a complicated piping configuration for circulating the coolant 202 outside the reactor vessel 201. There was a problem that 201 became large.

さらにかかる原子炉容器２０１の大型化により輸送上の
理由から原子炉容器２０１は複数に分割されることとな
るが、これら複数に分割されたものを現場で組立てなけ
ればならず、作業が困難であった。また前述したように
原子炉容器２０１の内部には循環ポンプ２１２および中
間熱交換器２１１が収容されるために、原子炉容器２０
１内には空間的余裕がなく、保守・点検作業の作業性を
悪化させていた。Furthermore, due to the increase in the size of the reactor vessel 201, the reactor vessel 201 has to be divided into multiple pieces for transportation reasons, but these multiple pieces have to be assembled on site, which makes the work difficult. there were. Further, as described above, since the circulation pump 212 and the intermediate heat exchanger 211 are housed inside the reactor vessel 201, the reactor vessel 201
There was not enough space within the building, making maintenance and inspection work difficult.

このように従来の高速増殖炉はループ型およびタンク型
いいずれをとっても、装置の大型化・複雑化が問題とな
っている。これは−次冷却系と蒸気系との間に二次冷却
系を必要とすることに起因するものである。そこで上船
二次冷却系を削除して、−次冷却系と蒸気系とを直接熱
交換させることが考えられている。この方式の場合には
放射化した一次冷却系ナトリウムを直接蒸発器に流入さ
せるために、水蒸気系の放射化、トリチウムの拡散、蒸
気発生器の管理区域化、蒸気発生器伝熱管破損時のナト
リウム（Ｎａ　）・水反応による圧力波に起因する一次
冷却系破損等が懸念される。As described above, conventional fast breeder reactors, both loop-type and tank-type, have the problem of becoming larger and more complex. This is due to the need for a secondary cooling system between the secondary cooling system and the steam system. Therefore, it has been considered to eliminate the onboard secondary cooling system and directly exchange heat between the secondary cooling system and the steam system. In the case of this method, in order to flow the activated sodium in the primary cooling system directly into the evaporator, activation of the water vapor system, diffusion of tritium, making the steam generator a controlled area, sodium chloride when the steam generator heat exchanger tube breaks, and There is a concern that the primary cooling system may be damaged due to pressure waves caused by the (Na)/water reaction.

［発明の目的］ 本発明は以上の点に基づいてなされたものでその目的と
するところは、上述した各種問題を解決して、−水冷却
系と蒸気系とを直接熱交換させる方式の採用を可能とし
、それによって構成の簡略化・小型化を効果的に図るこ
とが可能な原子炉を提供することにある。[Object of the Invention] The present invention has been made based on the above points, and its purpose is to solve the various problems mentioned above, and to - adopt a method of directly exchanging heat between a water cooling system and a steam system. The object of the present invention is to provide a nuclear reactor that can effectively simplify and downsize the configuration.

［発明の概要］ すなわち本発明による原子炉は、冷却材と炉心を収容す
る原子炉容器と、この原子炉容器内に設置され炉心を通
過して昇温した冷却材を加圧する循環ポンプと、上記原
子炉容器の外部に設置され上記循環ポンプにより加圧さ
れた冷却材を冷却材１　　　　　流出配管を介して導入
し蒸気系と熱交換させ蒸気を発生させるとともに熱交換
して冷却された冷却材を冷却材流入配管を介して上記原
子炉容器内に戻す蒸発器と、この蒸発器内に配設され二
重配管構造をなし内側伝熱管内に給水を流通させる伝熱
管とを具備したことを特徴とするものである。[Summary of the Invention] That is, a nuclear reactor according to the present invention includes: a reactor vessel that accommodates a coolant and a reactor core; a circulation pump that is installed in the reactor vessel and pressurizes the coolant that has passed through the reactor core and has been heated; The coolant installed outside the reactor vessel and pressurized by the circulation pump is introduced through the coolant 1 outflow pipe and exchanges heat with the steam system to generate steam, and the coolant is cooled by heat exchange. an evaporator that returns water to the reactor vessel through a coolant inflow pipe, and a heat transfer tube that is disposed within the evaporator and has a double piping structure and allows feed water to flow into the inner heat transfer tube. This is a characteristic feature.

つまり原子炉容器内に循環ポンプを設置し、かつ蒸発器
を原子炉容器の外部に設置し、従来の二次冷却材を介在
させることなく、昇温した一次冷却材を上記循環ポンプ
により蒸発器に移送し直接給水と熱交換させるものであ
る。これによって従来のループ型およびタンク型の不具
合を解消して原子炉容器の大型化を来たすことなく全体
の構成を簡略化し、かつ二次冷却材の介在をなくすこと
による弊害を蒸発器の伝熱管を二重配管構造とすること
により゛効果的に解消せんとするものである。In other words, a circulation pump is installed inside the reactor vessel, and an evaporator is installed outside the reactor vessel, and the heated primary coolant is passed through the circulation pump to the evaporator without the intervention of conventional secondary coolant. The water is transferred to the water supply and exchanged heat directly with the water supply. This solves the problems of the conventional loop type and tank type, simplifies the overall configuration without increasing the size of the reactor vessel, and eliminates the disadvantages of the secondary coolant, which can be avoided by using the heat transfer tubes in the evaporator. The aim is to effectively solve this problem by creating a double piping structure.

［発明の実施例］ 以下第１図乃至第４図を参照して本発明の一実施例を説
明する。第１図は本実路傍による高速増殖炉の概略構成
を示す断面図であり、第２図は第１図のＩ［−ＩＩ矢視
図である。図中符号１は原子炉建屋を示すともに、符号
２は原子炉容器を示す。[Embodiment of the Invention] An embodiment of the present invention will be described below with reference to FIGS. 1 to 4. FIG. 1 is a sectional view showing a schematic configuration of a fast breeder reactor according to an actual roadside system, and FIG. 2 is a view taken along arrow I[-II in FIG. 1. In the figure, reference numeral 1 indicates a reactor building, and reference numeral 2 indicates a reactor vessel.

この原子炉容器１はリングガータ３を介して上記原子炉
建屋１に支持されている。また上記原子炉容器２の外周
側には安全容器４が設置されている。This reactor vessel 1 is supported by the reactor building 1 via a ring gutter 3. Further, a safety vessel 4 is installed on the outer peripheral side of the reactor vessel 2.

この安全容器４も上記原子炉建屋１に支持されている。This safety vessel 4 is also supported by the reactor building 1.

上記原子炉容器２内には冷却材５および炉心６が収容さ
れている。この炉心６は図示しない複数の燃料集合体お
よび制御棒等から構成されている。また上記炉心６は炉
心支持機構７を介して上記原子炉容器２に支持されてい
る。上記炉心支持機構７と原子炉容器２との間には隔壁
８が設置されており、この隔壁８により原子炉容器２内
を上下に２分し、上方を上部プレナム９とし、下方を下
部プレナム１０としている。上記原子炉容器２の上部開
口２Ａは、ルーフスラブ１１により閉塞されている。こ
のルーフスラブ上１は、上記原子炉容器２に固定された
固定プラグ１２と、この固定プラグ１２に回転可能に搭
載された回転プラグ１３とから構成されている。上記炉
心５の上方には炉心上部機構１４が前記回転プラグ１３
を貫通して配置されている。この炉心上部機構１４には
前記制御棒を駆動する制御棒駆動機構等が設置されてい
る。前記冷却材５の液面５Ａとルーフスラブ１１との間
はカバーガス空間２１となっており、このカパーガカス
空間２１内には例えばアルゴンガス等の不活性ガスが封
入されている。A coolant 5 and a reactor core 6 are housed within the reactor vessel 2 . This core 6 is composed of a plurality of fuel assemblies, control rods, etc. (not shown). Further, the reactor core 6 is supported by the reactor vessel 2 via a core support mechanism 7. A partition wall 8 is installed between the reactor core support mechanism 7 and the reactor vessel 2, and the partition wall 8 divides the inside of the reactor vessel 2 into two vertically, with the upper part serving as an upper plenum 9 and the lower part serving as a lower plenum. It is set at 10. The upper opening 2A of the reactor vessel 2 is closed by a roof slab 11. The roof slab top 1 is composed of a fixed plug 12 fixed to the reactor vessel 2, and a rotary plug 13 rotatably mounted on the fixed plug 12. Above the core 5, a core upper mechanism 14 is provided with the rotary plug 13.
It is placed through the. The core upper mechanism 14 is provided with a control rod drive mechanism for driving the control rods. A cover gas space 21 is formed between the liquid surface 5A of the coolant 5 and the roof slab 11, and an inert gas such as argon gas is filled in this cover gas space 21.

前記炉心５の外周側には、第２図にも示すように循環ポ
ンプ２２が周方向等間隔に配置せられている。又第２図
に示すようにこれら複数の循環ポンプ２２間には、冷却
材流入配管２３が配設されている。上記循環ポンプ２２
の吐出側には冷却材流出配管２５が接続されており、こ
の冷却材流出配管２５は、原子炉容器１の外部に設置さ
れた蒸発器３１に接続されている。この蒸発器３１は複
数基°（本実施例では４基）設置されている。すなわち
冷却材５は炉心６を上方に向って流通し、その際炉心６
の核反応熱により昇温する。この昇温した冷Ｗ材５は炉
心６の上方の上部プレナム９内に流出し、循環ポンプ２
２内に吸引される。そして循環ポンプ２２より吐出され
た高温冷却材５は、上記複数基の蒸発器３１に冷却材流
出配管２５を介して夫々移送される。そして蒸発器３１
を流通する除水と熱交換して冷却され、前記冷却材流入
配管２３を介して炉心５の下方に供給される。一方水は
昇温して蒸気となり図示しないタービン系に移送されて
発電に供される。以下同様のサクシをくりかえす。On the outer peripheral side of the core 5, circulation pumps 22 are arranged at equal intervals in the circumferential direction, as also shown in FIG. Further, as shown in FIG. 2, a coolant inflow pipe 23 is disposed between the plurality of circulation pumps 22. The circulation pump 22
A coolant outflow pipe 25 is connected to the discharge side of the reactor vessel 1 , and this coolant outflow pipe 25 is connected to an evaporator 31 installed outside the reactor vessel 1 . A plurality of evaporators 31 (four in this embodiment) are installed. That is, the coolant 5 flows upward through the core 6,
The temperature rises due to the heat of nuclear reaction. This heated cold W material 5 flows into the upper plenum 9 above the core 6, and circulates through the circulation pump 2.
2. The high-temperature coolant 5 discharged from the circulation pump 22 is transferred to the plurality of evaporators 31 via the coolant outflow pipes 25, respectively. and evaporator 31
The coolant is cooled by exchanging heat with the flowing removed water, and is supplied to the lower part of the reactor core 5 via the coolant inflow pipe 23. On the other hand, water is heated and turned into steam, which is transferred to a turbine system (not shown) and used for power generation. Repeat the same sakshi below.

次に第３図および第４図を参照して、上記蒸発器３１の
構成について説明する。本実施例の蒸発器３１はその伝
熱管４１が二重配管構造となっている。すなわち第３図
および第４図に示すように、伝熱管４１は内側伝熱管４
２と外側伝熱管４３とからなり、給水はこの内側伝熱管
４２内を流通する。これによって−次冷却材２による給
水の放射能汚染を確実に防止するものである。また内側
伝熱管４２と外側伝熱管４３との間はアニユラス空Ｍ４
４となっている。尚図中符号４５は内側伝熱管管板を示
すとともに、符号４６は外側伝熱管管板を示す。Next, the configuration of the evaporator 31 will be explained with reference to FIGS. 3 and 4. The heat transfer tube 41 of the evaporator 31 of this embodiment has a double piping structure. That is, as shown in FIGS. 3 and 4, the heat exchanger tube 41 is connected to the inner heat exchanger tube 4.
2 and an outer heat exchanger tube 43, and the water supply flows through the inner heat exchanger tube 42. This reliably prevents radioactive contamination of the water supply by the secondary coolant 2. Moreover, between the inner heat exchanger tube 42 and the outer heat exchanger tube 43, there is an annulus air M4.
It is 4. In the figure, reference numeral 45 indicates an inner heat exchanger tube plate, and reference numeral 46 indicates an outer heat exchanger tube plate.

ｉ　　　　　上記構成によると一次冷却材２は、−次冷
却材入口５１を介して蒸発器３１内に流入し、水と熱交
換して冷却されて一次冷却材出口５２を介して流出する
。これに対して水は給水入口６１を介して前記内側伝熱
管４２内に流入し、該内側伝熱管４２内を流通する際外
側伝熱管４３の外部を流通する一次冷却材２と熱交換し
て昇温し蒸気となり、蒸気出口６２を介して流出するも
のである。i According to the above configuration, the primary coolant 2 flows into the evaporator 31 through the secondary coolant inlet 51, is cooled by exchanging heat with water, and flows out through the primary coolant outlet 52. On the other hand, water flows into the inner heat exchanger tube 42 through the water supply inlet 61, and when flowing through the inner heat exchanger tube 42, it exchanges heat with the primary coolant 2 flowing outside the outer heat exchanger tube 43. It heats up and becomes steam, which flows out through the steam outlet 62.

以上本実施例によると以下のような効果を奏することが
できる。According to this embodiment, the following effects can be achieved.

（１）まず原子炉全体の構成において、従来のように二
次冷却材を介在させる構成と異なり、−次冷却材５と給
水を直接熱交換させる構成で〆あるので、二次冷却材を
介在させた場合に必要とされる各種様器が一切不要とな
り、構成の簡略化はもとより物量の低減を効果的に図り
コストを大幅に低減させるとができる。(1) First, in the overall configuration of the reactor, unlike the conventional configuration in which a secondary coolant is interposed, the secondary coolant 5 and the feed water are configured to directly exchange heat, so a secondary coolant is required. There is no need for any of the various types of equipment that would otherwise be required, which not only simplifies the configuration, but also effectively reduces the amount of materials needed to significantly reduce costs.

（２）またその際蒸発器３１の伝熱管４１を内側伝熱管
４２および外側伝熱管４３とからなる二重配管構造とし
ているので、−次冷却材５と給水との隔離は確実なもの
となり、−次冷却材５と水との反応（水−Ｎａ反応）に
よる高圧力発生それによる構造物の破損事故、あるいは
−次冷却材５のリークといった事故を確実に防止するこ
とができ、二次冷却材を介在させた場合と同等の安全性
を確保することができる。(2) In addition, since the heat exchanger tube 41 of the evaporator 31 has a double piping structure consisting of an inner heat exchanger tube 42 and an outer heat exchanger tube 43, isolation between the secondary coolant 5 and the water supply is ensured; - It is possible to reliably prevent accidents such as high pressure generation due to the reaction between the secondary coolant 5 and water (water-Na reaction), and accidents such as damage to structures or leaks of the secondary coolant 5, and secondary cooling It is possible to ensure the same safety as when a material is interposed.

（３）また本実施例の場合には循環ポンプ２２が原子炉
容器１内に収容されており、原子炉容器１の外部には蒸
発器３１および冷却材配管２３．２５のみであるので、
原子炉容器１の外部の構成（例えば配管構成等）が大幅
に簡略化され、かつ設置スペースの縮小化を図ることが
できる。(3) In addition, in the case of this embodiment, the circulation pump 22 is housed inside the reactor vessel 1, and only the evaporator 31 and the coolant pipes 23, 25 are outside the reactor vessel 1.
The external configuration (for example, piping configuration, etc.) of the reactor vessel 1 is greatly simplified, and the installation space can be reduced.

（４）さらに本実施例の循環ポンプ２２は上部プレナム
９の冷却材５を吸引する構成であるので、従来のタンク
型のように下部プレナム内の冷却材を吸引するような場
合と異なり、下部プレナム１０に液面が存在しない。ま
た上部プレナム９の液面も循環ポンプ２の吸引位置に対
して十分に高いので、循環ポンプ２２の運転による液面
の変動がなく、十分な吸込水頭（ＮＰＳＨ）をとっても
循環ポンプ２２を短尺なものとなり、蒸発器３１にて発
生する比較的大きな圧力損失を考慮しても十分に高い吐
出圧を得ることができる。(4) Furthermore, since the circulation pump 22 of this embodiment is configured to suck the coolant 5 in the upper plenum 9, unlike a conventional tank type that sucks the coolant in the lower plenum, There is no liquid level in the plenum 10. In addition, since the liquid level in the upper plenum 9 is sufficiently high relative to the suction position of the circulation pump 2, there is no fluctuation in the liquid level due to the operation of the circulation pump 22, and even if a sufficient suction head (NPSH) is taken, the circulation pump 22 cannot be shortened. Therefore, a sufficiently high discharge pressure can be obtained even if the relatively large pressure loss occurring in the evaporator 31 is considered.

［発明の効果１ 以上詳述したように本発明による原子炉によると、原子
炉容器の大型化を来たすことなく原子炉の構成、特に原
子炉容器の外部の構成を簡略化させることができる。ま
た二次冷Ｗ材を介在させないことによる弊害は蒸発器の
伝熱管を二重配管構造とすることにより効果的に解消す
ることができる。[Effects of the Invention 1] As detailed above, according to the nuclear reactor according to the present invention, the structure of the reactor, particularly the structure of the outside of the reactor vessel, can be simplified without increasing the size of the reactor vessel. Further, the disadvantages caused by not interposing the secondary cooling W material can be effectively eliminated by forming the heat transfer tube of the evaporator into a double piping structure.

【図面の簡単な説明】[Brief explanation of the drawing]

第１図乃至第４図は本発明の一実旅例を示す図で、第１
図は高速増殖炉の全体構成を示す断面図、第２図は第１
図のＴＩ−Ｍ矢視図、第３図は蒸発器の断面図、第４図
は第３図中■部を詳細に示す図、゛第５図は従来のルー
プ型高速増殖炉の構成を示す断面図、第６図は従来のタ
ンク型高速増殖炉の構成を示す断面図である。 １・・・原子炉容、器、５・・・冷却材、６・・・炉心
、２２・・・循環ポンプ、２３・・・冷却材流入配管、
２５・・・冷却材流出配管、３１・・・蒸発器、４１・
・・伝熱管、４２・・・内側伝熱管、４３・・・外側伝
熱管。 出願人代理人　弁理士　鈴江武彦 ｓ２図 第３ＥＪ 第６図Figures 1 to 4 are diagrams showing an example of a practical journey of the present invention.
The figure is a cross-sectional view showing the overall configuration of the fast breeder reactor, and Figure 2 is the first
Fig. 3 is a cross-sectional view of the evaporator, Fig. 4 is a detailed view of the part (■) in Fig. 3, and Fig. 5 shows the configuration of a conventional loop fast breeder reactor. FIG. 6 is a cross-sectional view showing the configuration of a conventional tank-type fast breeder reactor. DESCRIPTION OF SYMBOLS 1... Reactor vessel, vessel, 5... Coolant, 6... Reactor core, 22... Circulation pump, 23... Coolant inflow piping,
25... Coolant outflow pipe, 31... Evaporator, 41...
...heat exchanger tube, 42...inner heat exchanger tube, 43...outer heat exchanger tube. Applicant's agent Patent attorney Takehiko Suzue s2 Figure 3EJ Figure 6

Claims (2)

【特許請求の範囲】[Claims] （１）冷却材と炉心を収容する原子炉容器と、この原子
炉容器内に設置され炉心を通過して昇温した冷却材を加
圧する循環ポンプと、上記原子炉容器の外部に設置され
上記循環ポンプにより加圧された冷却材を冷却材流出配
管を介して導入し蒸気系と熱交換させ蒸気を発生させる
とともに熱交換して冷却された冷却材を冷却材流入配管
を介して上記原子炉容器内に戻す蒸発器と、この蒸発器
内に配設され二重配管構造をなし内側伝熱管内に給水を
流通させる伝熱管とを具備したことを特徴とする原子炉
。(1) A reactor vessel that accommodates coolant and the reactor core, a circulation pump that is installed inside the reactor vessel and pressurizes the coolant that has passed through the reactor core and is heated, and a circulation pump that is installed outside the reactor vessel and that is The coolant pressurized by the circulation pump is introduced through the coolant outflow pipe and is exchanged with the steam system to generate steam, and the cooled coolant is transferred to the reactor via the coolant inflow pipe. 1. A nuclear reactor comprising: an evaporator that returns water into a container; and a heat transfer tube disposed within the evaporator that has a double piping structure and allows feed water to flow through an inner heat transfer tube. （２）上記原子炉容器内は隔壁により上部プレナムおよ
び下部フレナムに分割されており上記循環ポンプは上部
プレナム内から冷却材を吸引するものであることを特徴
とする特許請求の範囲第１項記載の原子炉。(2) The inside of the reactor vessel is divided into an upper plenum and a lower frennum by a partition wall, and the circulation pump sucks coolant from within the upper plenum. nuclear reactor.