Deprecated: The each() function is deprecated. This message will be suppressed on further calls in /home/zhenxiangba/zhenxiangba.com/public_html/phproxy-improved-master/index.php on line 456
JPS592877B2 - 水冷却型原子炉用チヤンネル・ボツクス - Google Patents
[go: Go Back, main page]

JPS592877B2 - 水冷却型原子炉用チヤンネル・ボツクス - Google Patents

水冷却型原子炉用チヤンネル・ボツクス

Info

Publication number
JPS592877B2
JPS592877B2 JP52019719A JP1971977A JPS592877B2 JP S592877 B2 JPS592877 B2 JP S592877B2 JP 52019719 A JP52019719 A JP 52019719A JP 1971977 A JP1971977 A JP 1971977A JP S592877 B2 JPS592877 B2 JP S592877B2
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
core
water
box
cooled nuclear
reactor
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.)
Expired
Application number
JP52019719A
Other languages
English (en)
Other versions
JPS53104095A (en
Inventor
真 傍島
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.)
Japan Atomic Energy Agency
Original Assignee
Japan Atomic Energy Research Institute
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 Japan Atomic Energy Research Institute filed Critical Japan Atomic Energy Research Institute
Priority to JP52019719A priority Critical patent/JPS592877B2/ja
Publication of JPS53104095A publication Critical patent/JPS53104095A/ja
Publication of JPS592877B2 publication Critical patent/JPS592877B2/ja
Expired legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は水冷却型原子炉炉心に設けられるチャンネル・
ボックスに関し、更に詳細にのべると、原子炉の配管破
断事故に際しての安全性を確保するようにしたチャンネ
ル・ボックスに関する。
従来沸騰水型原子炉や新型転換炉などでは炉心部の燃料
棒を多数本結束し、かつ冷却水の流路を燃料棒の集合体
毎に導く役割をもつチャンネル・ボックスが使われてい
る。
原子炉の冷却水循環用配管の破断事故の際、このチャン
ネル・ボックス内に速い上向きの蒸気流が持続的に生じ
る状態になると、炉心上部から注入する非常用炉心冷却
系からの冷却水がこの蒸気流に打勝って炉心内に都合よ
(落下し、炉心の加熱を防ぐかどうか近年の研究におい
て疑問が持たれるようになった。
これは特に従来のチャンネル・ボックス上部に燃料棒を
多数固定するために設げられたタイプレートをはさんで
その上方のチャンネル・ボックス内に溜まる非常用冷却
水が、下方から来る蒸気の強い土向き流に押し上げられ
てタイプレートの流路孔より下に落下しにくい状態にな
る。
本発明の目的はチャンネル・ボックスまたはこれに類似
するものを使用する水冷却型原子炉の配管破断事故に際
して、炉心の上部から注入する冷却水が効果的に炉心内
に導かれ、原子炉の安全性を確保する構造を有するチャ
ンネル・ボックスを提供することにある。
以下、本発明の実施例を図面を参照して詳細に説明する
第1図は本発明に係るチャンネルボックス10を示し、
このチャンネルボックスは燃料集合体11を収容する外
箱12を有する。
この実施例では燃料集合体は燃料棒13が8×8の配列
に並びこれらの土工端部を上下のタイプレート14で結
束した形態のものである。
外箱12は燃料棒13の全長より上下両方に延長してお
り、その上部の延長部分の内側には上部タイプレート1
4の上表面から外箱12の上端より更に上方に延びた長
さを有する内箱15が設げられている。
タイプレートは上部のみ示しであるが下部のタイプレー
トも上部のタイプレートと同じ構造である。
これらタイプレートはその周辺および燃料棒配列の間隙
に流路孔16を有する。
外箱12と内箱15との間には通路17が設けられてい
る。
この通路17の大きさは任意で、予測される配管破断事
故の状態に応じて適正に決められる。
第2図はこの内箱を最外周燃料棒配列の外側に隣接して
設置した例を示し、流路孔16はこの内箱によってその
外側に位置する外側流路孔161とその内側に位置する
内側流路孔162とに分割されている。
また内箱15の上端は、第1図に示すように、通路17
の幅を覆うように水平方向に外側に折り曲げられた折曲
部18を有し、この折曲部は外箱12の上端より上方の
位置に位置している。
本発明を沸騰水型原子炉に適用した実施例を第3図に示
す。
例えば沸騰水型原子炉の再循環系配管20または主蒸気
系配管21の一部が破断したとすると、圧力容器22内
の冷却水はこの破断部Bより激しく流出して炉心部23
はからたき状態になる。
第3図中実線の矢印は炉心下部23aから炉心上部23
bおよび破断部Bへの水および蒸気の流出する流れを示
す。
このとき炉心上部23bから炉心スプレー24によって
冷却水を注入する。
(図中破線の矢印で示す)ようになっているが、チャン
ネル・ボックスに本発明に係る内箱15がないと上部タ
イプレート14の上全面に溜った注入冷却水は、炉心下
方等に残存する水の蒸発によって生じた蒸気の強い上向
き流に押し上げられて流路孔16より下方にほとんど入
り込めない状態になり、一方蒸気も溜った水の水圧を受
けて十分上昇できず炉心内に停滞しがちになり燃料棒1
3はよく冷却されず、温度上昇を続けてしまう。
また未飽和温度を有する冷却水はタイプレート上でこの
蒸気の熱を受けて飽和温度になり易い。
ところが本発明の内箱15を設けることによって炉心ス
プレー24より落下する冷却水は内箱15の内側にのみ
溜まり、折曲部18にさえぎられて通路17には溜まら
ない。
従って蒸気流は水の溜っていないタイプレート外周の外
側流路孔161を通って通路1γに容易に抜は出るため
それと入れ換えに冷却水も容易に内箱15より内側流路
孔162を通って落下し、燃料棒13を速かに冷却する
しかも本発明の構造によると内側流路孔162を通って
溜り水の中を土に抜ける蒸気流はなくなるため、タイプ
レート上に溜った水は温められることなく未飽和度が維
持される。
その未飽和水が一旦炉心部に入った場合炉心部に存在す
る蒸気を凝縮させ、炉心内を減圧させるので、より多量
の水がタイプレート上部から引き込まれることが期待で
きる。
なお本発明で示した例は沸騰水型原子炉に適用した場合
を示したが、新型転換炉や、チャンネル・ボックスを用
いない集合体を使用する加圧水型炉の集合体上端部にも
適用可能であり、集合体の配列上チャンネル・ボックス
が円形になる場合にも内箱をそれと同心円状に配置する
ことが可能である。
【図面の簡単な説明】
第1図は本発明に係るチャンネル・ボックスの上部の一
部欠せる斜視図、第2図は第1図のA−A線一部断面図
、第3図は本発明を沸騰水型原子炉に適用した場合の構
成図である。 12・・・・・・外箱、13・・・・・・燃料棒、15
・・・・・・内箱、17・・・・・・通路。

Claims (1)

    【特許請求の範囲】
  1. 1 複数の燃料棒を配列して成る燃料集合体を収容し上
    下端が前記燃料棒の上下端より燃料棒の軸線方向に延長
    していて炉心バレルの内側に位置決められた外箱と、該
    外箱の内部で前記燃料集合体の上部に配置された内箱と
    を備え、前記外箱と内箱との間には流体を炉心下部から
    炉心上部へ流通させるが炉心上部から炉心下部へ流通さ
    せないようにした通路が形成されていることを特徴とす
    る水冷却型原子炉用チャンネル・ボックス。
JP52019719A 1977-02-24 1977-02-24 水冷却型原子炉用チヤンネル・ボツクス Expired JPS592877B2 (ja)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP52019719A JPS592877B2 (ja) 1977-02-24 1977-02-24 水冷却型原子炉用チヤンネル・ボツクス

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP52019719A JPS592877B2 (ja) 1977-02-24 1977-02-24 水冷却型原子炉用チヤンネル・ボツクス

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPS53104095A JPS53104095A (en) 1978-09-09
JPS592877B2 true JPS592877B2 (ja) 1984-01-20

Family

ID=12007100

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP52019719A Expired JPS592877B2 (ja) 1977-02-24 1977-02-24 水冷却型原子炉用チヤンネル・ボツクス

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JPS592877B2 (ja)

Families Citing this family (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS54112477A (en) * 1978-02-23 1979-09-03 Toshiba Corp Reactor

Also Published As

Publication number Publication date
JPS53104095A (en) 1978-09-09

Similar Documents

Publication Publication Date Title
EP0184219B1 (en) Debris trap for a nuclear fuel assembly
US3962032A (en) Fast nuclear reactor
EP2366184B1 (en) Reactor vessel coolant deflector shield
DE69010977T2 (de) Indirektes passives Kühlsystem für Kernreaktoren mit Flüssigmetallkühlung.
EP1179823B1 (en) Nuclear fuel assembly comprising a debris catcher
EP0706707A1 (de) Einrichtung zum auffangen und kühlen von kernschmelze
US5096660A (en) Fuel assembly for a boiling reactor
EP0428093B1 (en) Fuel assembly for a boiling nuclear reactor
US4303474A (en) Nuclear reactor core assembly
EP0322528B1 (en) Improved boiling water reactor fuel assembly
JPH07122677B2 (ja) 燃料棒スペーサ
US3366547A (en) Fast nuclear reactor
JPS592877B2 (ja) 水冷却型原子炉用チヤンネル・ボツクス
US5493590A (en) Critical power enhancement system for a pressurized fuel channel type nuclear reactor using CHF enhancement appendages
EP0275873B1 (en) Cooled water rod (loca conditions)
US3183167A (en) Steam cooled nuclear reactor
EP0415680B1 (en) Improved upper tie plate for boiling water nuclear reactor
GB1595042A (en) Method and apparatus for cooling the vessel of a fast neutron nuclear reactor
US5265134A (en) Gas-cooled nuclear reactor plant with a heat exchanger for removing afterheat
EP1551034B1 (en) Axially segregated part-length fuel rods in a reactor fuel bundle
JPH05157867A (ja) 燃料集合体
US6470062B1 (en) Nuclear fuel assembly
Erbacher et al. Effects of thermohydraulics on clad ballooning, flow blockage and coolability in a LOCA
JPH04355395A (ja) 沸騰水型原子炉用燃料集合体
JP3676820B2 (ja) 原子炉の燃料集合体