JPS6256480B2 - - Google Patents
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- JPS6256480B2 JPS6256480B2 JP56012753A JP1275381A JPS6256480B2 JP S6256480 B2 JPS6256480 B2 JP S6256480B2 JP 56012753 A JP56012753 A JP 56012753A JP 1275381 A JP1275381 A JP 1275381A JP S6256480 B2 JPS6256480 B2 JP S6256480B2
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- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
この発明は液体金属冷却形高速増殖炉などのよ
うに液体冷却材を使用する原子炉において冷却材
流路を変換する装置に関する。DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION The present invention relates to a device for converting a coolant flow path in a nuclear reactor that uses liquid coolant, such as a liquid metal cooled fast breeder reactor.
冷却材として冷却ナトリウムを使用する高速増
殖炉は、一般に原子炉容器内に低圧プレナムと高
圧プレナムを有し、これらプレナムの上部を仕切
る炉心支持板上に燃料集合体や制御棒、反射体な
どが装荷される。そして高圧プレナムは冷却材入
口配管が接続されて高圧の冷却材が流入し、燃料
集合体下端部に設けた入口ノズルから燃料集合体
内に取り入れられるようになつている。また高圧
プレナムを流れる冷却材の一部は減圧されて低圧
プレナムに流れ込み、反射体の下端部に設けた冷
却材取入口から反射体内に導入されるようになつ
ている。そして反射体内に導入された冷却材は反
射体上部の出口部から出てゆくようにしてある。 Fast breeder reactors that use cooled sodium as a coolant generally have a low-pressure plenum and a high-pressure plenum inside the reactor vessel, and fuel assemblies, control rods, reflectors, etc. are placed on the core support plate that partitions the upper part of these plenums. loaded. A coolant inlet pipe is connected to the high-pressure plenum so that high-pressure coolant flows into the high-pressure plenum and is introduced into the fuel assembly through an inlet nozzle provided at the lower end of the fuel assembly. A portion of the coolant flowing through the high-pressure plenum is depressurized and flows into the low-pressure plenum, and is introduced into the reflector through a coolant intake provided at the lower end of the reflector. The coolant introduced into the reflector is configured to exit from the outlet at the top of the reflector.
ところでこの種原子炉は、原子炉停止後に生じ
る崩壊熱を除去するため、原子炉容器の上部に冷
却機構を有し、冷却材を強制的に冷却できるよう
になつている。そして冷却材は自然対流により原
子炉容器内を循環して崩壊熱を除去するのであ
る。このとき冷却材の一部は自然対流によつて反
射体内を逆流つまり降下して低圧プレナムに流れ
込み、この低圧プレナムから燃料集合体を冷却す
る。しかしながら一次循環系に設けられている冷
却材流動用の一次ポンプが故障するなどして高圧
プレナムに流入する冷却材の流れが止まつた場合
には、高圧プレナムから燃料集合体に冷却材が流
入しなくなり、高圧プレナムから燃料集合体に流
れ込む冷却材の流れが止まるため、崩壊熱を充分
に除去できなくなることが考えられる。 By the way, this type of nuclear reactor has a cooling mechanism in the upper part of the reactor vessel to forcibly cool the coolant in order to remove decay heat generated after the reactor is shut down. The coolant is then circulated within the reactor vessel by natural convection to remove decay heat. A portion of the coolant then flows back or down through the reflector by natural convection into the low pressure plenum, where it cools the fuel assembly. However, if the flow of coolant into the high-pressure plenum is stopped due to failure of the primary pump for flowing coolant installed in the primary circulation system, coolant will flow from the high-pressure plenum into the fuel assembly. Since the flow of coolant from the high-pressure plenum to the fuel assembly stops, it is conceivable that decay heat cannot be removed sufficiently.
この発明は上記事情にもとづきなされたもので
その目的とするところは、原子炉停止時に反射体
を通じて高圧プレナム内に炉心側から冷却材を導
入でき、自然対流を助長して崩壊熱を効果的に除
去できる冷却材流路変換装置を提供することにあ
る。 This invention was made based on the above circumstances, and its purpose is to enable coolant to be introduced from the core side into the high-pressure plenum through the reflector during reactor shutdown, to promote natural convection, and to effectively dissipate decay heat. An object of the present invention is to provide a coolant flow path converting device that can remove coolant.
以下この発明を図示する実施例にもとづき説明
する。第1図はこの発明の第1実施例を示すもの
であり、図中1は液体金属冷却形高速増殖炉の原
子炉容器を示す。この原子炉容器1内には冷却材
2として液体ナトリウムが収容されている。この
冷却材2は一次系ポンプによつて入口配管3を通
じて原子炉容器1内に導入され、出口配管4から
出てゆく。また原子炉容器1の内部は炉心支持板
5によつて仕切られており、この炉心支持板5と
その下側に設けたプレナム仕切板6との間に低圧
プレナム7が形成され、さらにこの低圧プレナム
7の下側に高圧プレナム8が形成されている。こ
の高圧プレナム8には上記入口配管3が接続され
ている。 The present invention will be described below based on illustrated embodiments. FIG. 1 shows a first embodiment of the present invention, in which reference numeral 1 indicates a reactor vessel of a liquid metal cooled fast breeder reactor. Liquid sodium is contained in the reactor vessel 1 as a coolant 2. This coolant 2 is introduced into the reactor vessel 1 through an inlet pipe 3 by a primary system pump, and exits from an outlet pipe 4. The inside of the reactor vessel 1 is partitioned by a core support plate 5, and a low pressure plenum 7 is formed between this core support plate 5 and a plenum partition plate 6 provided below it. A high pressure plenum 8 is formed below the plenum 7. The above-mentioned inlet pipe 3 is connected to this high-pressure plenum 8 .
また、上記炉心支持板5およびプレナム仕切板
6には、互いに対をなす上部支持孔10および下
部支持孔11が多数組形成されている。そしてこ
れら多数の支持孔10,11のうち、炉心外周部
に位置する支持孔には反射体支持ブロツク12
(1つのみ代表して図示する)が挿着されてい
る。またこれら反射体支持ブロツク12に囲まれ
る炉心内側領域には、燃料集合体支持ブロツク1
3(1つのみ代表して図示する)が挿着されてい
る。そして燃料集合体支持ブロツク13には燃料
集合体4が鉛直に支持され、また反射体支持ブロ
ツク12には上下が開口する中空ステンレス鋼な
どを用いた反射体15が鉛直に支持されている。 Further, in the core support plate 5 and the plenum partition plate 6, a large number of pairs of upper support holes 10 and lower support holes 11 are formed. Of these many support holes 10 and 11, reflector support blocks 12 are located in the support holes located on the outer periphery of the core.
(only one is shown as a representative) is inserted. In addition, in the core inner region surrounded by these reflector support blocks 12, there are fuel assembly support blocks 1
3 (only one is shown as a representative) is inserted. A fuel assembly 4 is vertically supported on the fuel assembly support block 13, and a reflector 15 made of hollow stainless steel or the like and open at the top and bottom is vertically supported on the reflector support block 12.
上記燃料集合体支持ブロツク13は、燃料集合
体14の入口ノズル部17と高圧プレナム8とを
連通させる高圧流通部18を有するとともに、こ
の高圧流通部18と低圧プレナム7とを連通させ
る低圧流通部19を有している。この低圧流通部
19は、燃料集合体下端突出部14aとの間に形
成される狭小な隙間部20に冷却材を通すことに
よつて冷却材を減圧するようになつている。 The fuel assembly support block 13 has a high-pressure flow section 18 that communicates the inlet nozzle section 17 of the fuel assembly 14 with the high-pressure plenum 8, and a low-pressure flow section that communicates the high-pressure flow section 18 with the low-pressure plenum 7. It has 19. The low-pressure flow section 19 is designed to reduce the pressure of the coolant by passing the coolant through a narrow gap 20 formed between the low-pressure flow section 19 and the fuel assembly lower end protrusion 14a.
一方、反射体支持ブロツク12には、低圧プレ
ナム7に連通する流通部21が形成されていると
ともに、反射体下端の冷却材取入口22と高圧プ
レナム8とを連通させる逃がし連通路23を設け
てある。そしてこの逃がし連通路23の下部に一
方向弁24を設けてある。この一方向弁24は、
逃がし連通路23の途中に形成した弁座25に弁
体26を接離自在に設け、この弁体26をスプリ
ング27によつて常時開方向(図中下方)に付勢
したものである。そして外力の作用しない自由状
態では弁体26が図示下方に変位して逃がし連通
路23を開口させるが、原子炉正常運転時のよう
に高圧プレナム8に冷却材圧力が作用していると
きにはこの冷却材の圧力によつて弁体26が押し
上げられ、逃がし連通路23を閉止するようにな
つている。 On the other hand, the reflector support block 12 is formed with a flow section 21 that communicates with the low-pressure plenum 7, and is also provided with a relief passage 23 that communicates the coolant intake port 22 at the lower end of the reflector with the high-pressure plenum 8. be. A one-way valve 24 is provided at the bottom of this relief communication passage 23. This one-way valve 24 is
A valve body 26 is provided on a valve seat 25 formed in the middle of the relief communication passage 23 so as to be able to approach and separate, and the valve body 26 is always urged in the open direction (downward in the figure) by a spring 27. In a free state where no external force is applied, the valve body 26 is displaced downward in the figure to open the relief communication passage 23, but when coolant pressure is acting on the high pressure plenum 8 as during normal reactor operation, this cooling The valve body 26 is pushed up by the pressure of the material and closes the relief passage 23.
なお、このときスプリング27は伸びた状態と
なる。 Note that at this time, the spring 27 is in an expanded state.
また原子炉容器1の上部には、原子炉停止時に
冷却材2を冷却する冷却機構の冷却コイル28が
設けられている。 Further, a cooling coil 28 of a cooling mechanism is provided in the upper part of the reactor vessel 1 to cool the coolant 2 when the reactor is stopped.
以上のように構成された原子炉は、正常な運転
時においては一次系ポンプによつて流動される冷
却材が入口配管3から高圧プレナム8内に送り込
まれる。そして冷却材は燃料集合体支持ブロツク
13の高圧流通部18を通り、入口ノズル部17
から燃料集合体14の内部に流入して上昇しつつ
加熱され、出口ノズル部14bから出てゆく。こ
のようにして炉心Cにて加熱された冷却材2は出
口配管4から取り出されて図示しない中間熱交換
器によつて熱交換され、再び一次系ポンプによつ
て入口配管3から高圧プレナム8内に導入され
る。また、高圧流通部18を通る冷却材の一部
は、隙間部20を通過して減圧され、低圧流通部
19を通つて低圧プレナム7に流入する。そして
反射体支持ブロツク12に設けた流通部21を通
り反射体15内に流入する。そして実線矢印f1で
示すように反射体15内を上昇して、出口ノズル
部15aから出てゆく。このとき高圧プレナム8
と低圧プレナム7との間には圧力差が生じ、高圧
プレナム8のほうが低圧プレナム7より圧力が高
いため、弁体26は高圧プレナム8内の冷却材圧
力によつて弁座25に押し付けられることにな
る。これにより一方向弁24は逃がし連通路23
を閉止するため、逃がし連通路23から冷却材が
逃げることはない。 In the nuclear reactor configured as described above, during normal operation, the coolant flowing by the primary system pump is sent into the high-pressure plenum 8 from the inlet pipe 3. The coolant then passes through the high pressure flow section 18 of the fuel assembly support block 13 and passes through the inlet nozzle section 17.
The fuel flows into the inside of the fuel assembly 14, is heated while rising, and exits from the outlet nozzle portion 14b. The coolant 2 heated in the core C in this manner is taken out from the outlet pipe 4, heat exchanged by an intermediate heat exchanger (not shown), and then transferred from the inlet pipe 3 to the high-pressure plenum 8 by the primary system pump again. will be introduced in Further, a portion of the coolant passing through the high-pressure flow section 18 passes through the gap section 20 and is depressurized, and flows into the low-pressure plenum 7 through the low-pressure flow section 19 . Then, it flows into the reflector 15 through the flow section 21 provided in the reflector support block 12. Then, as shown by the solid arrow f1 , the light rises inside the reflector 15 and exits from the outlet nozzle portion 15a. At this time, high pressure plenum 8
There is a pressure difference between the high-pressure plenum 8 and the low-pressure plenum 7, and the pressure in the high-pressure plenum 8 is higher than that in the low-pressure plenum 7. Therefore, the valve body 26 is pressed against the valve seat 25 by the coolant pressure in the high-pressure plenum 8. become. As a result, the one-way valve 24
, the coolant will not escape from the relief communication path 23.
以上は通常運転時の状態であるが、何らかの原
因によりポンプの作動が停止するなどの異常事態
を生じた場合には、入口配管3から出口配管4に
いたる冷却材の流動が停止する。したがつて崩壊
熱を除去するために冷却コイル28により冷却材
2を強制的に冷却し、崩壊熱の除去が行なわれ
る。そして、この状態では高圧プレナム8と低圧
プレナム7との圧力差はゼロになるため、一方向
弁26の弁体26はスプリング27の引張力によ
つて図中下方へ引き戻され、逃がし連通路23を
連通させる。このため冷却材2の一部は点線矢印
f2で示すごとく反射体15内を逆流降下して逃が
し連通路23を通り、高圧プレナム8内に流入す
る。そして高圧流通路18を通つて燃料集合体1
4内に流入し、崩壊熱を除去しつつ自然対流によ
り上昇して出口ノズル部14bから出てゆき、冷
却コイル28によつて冷却される。 The above is the state during normal operation, but if an abnormal situation occurs such as the operation of the pump stopping for some reason, the flow of coolant from the inlet pipe 3 to the outlet pipe 4 will stop. Therefore, in order to remove the decay heat, the coolant 2 is forcibly cooled by the cooling coil 28, and the decay heat is removed. In this state, the pressure difference between the high-pressure plenum 8 and the low-pressure plenum 7 becomes zero, so the valve body 26 of the one-way valve 26 is pulled back downward in the figure by the tensile force of the spring 27, and the relief communication passage 23 communicate. For this reason, part of the coolant 2 is
As shown by f 2 , the water flows backward through the reflector 15 , passes through the relief passage 23 , and flows into the high-pressure plenum 8 . The fuel assembly 1 is then passed through the high pressure flow path 18.
4, rises by natural convection while removing decay heat, exits from the outlet nozzle portion 14b, and is cooled by the cooling coil 28.
すなわち、一方向弁24が開弁することによ
り、ポンプ停止時においても自動的に効果的な自
然循環除熱流路が形成され、崩壊熱を確実に除去
することができるものである。 That is, by opening the one-way valve 24, an effective natural circulation heat removal channel is automatically formed even when the pump is stopped, and decay heat can be reliably removed.
なお第2図および第3図はこの発明の第2実施
例を示すものであり、第1実施例で示したような
反射体支持ブロツク12を用いることなく、反射
体15の下端に直接一方向弁24を取付けた例で
ある。この一方向弁24は枢軸30を中心として
回動自在な弁体31をスプリング32によつて常
時開方向に付勢するようにしたものであり、第1
実施例と同様に高圧プレナム8内の圧力が低下あ
るいは解消したときに、弁体31をスプリング3
2の引張力によつて第3図の如く開弁位置に引き
戻し、逃がし連通路33を連通させるようになつ
ている。34はオリフイス孔、35はストツパ突
起である。このような第2実施例によれば第1実
施例のような反射体支持ブロツク12が不要とな
り構成が簡略化する。 Note that FIGS. 2 and 3 show a second embodiment of the present invention, in which a reflector is directly attached to the lower end of the reflector 15 in one direction without using the reflector support block 12 as shown in the first embodiment. This is an example in which a valve 24 is attached. This one-way valve 24 has a valve body 31 that is rotatable about a pivot shaft 30 and is always biased in the open direction by a spring 32.
Similarly to the embodiment, when the pressure in the high pressure plenum 8 decreases or disappears, the valve body 31 is moved by the spring 3.
2, the valve is pulled back to the valve open position as shown in FIG. 3, and the relief passage 33 is brought into communication. 34 is an orifice hole, and 35 is a stopper projection. According to the second embodiment, the reflector support block 12 as in the first embodiment is unnecessary, and the structure is simplified.
なお一方向弁の構造はこれら実施例に限定され
るものでなく、要するに高圧プレナム内の冷却材
圧力を受けて閉弁する構造であればよいから、弁
体の具体的態様は種々に変形して実施可能であ
る。たとえば冷却材圧力を受けることにより浮上
して弁座に密着して閉弁し、圧力低下時には自重
により落下して開弁するような自重落下式の弁体
を採用してもよい。 Note that the structure of the one-way valve is not limited to these embodiments; in short, any structure that closes in response to the pressure of the coolant in the high-pressure plenum may be used, so the specific form of the valve body may be modified in various ways. It is possible to implement it by For example, a self-weight falling type valve body may be used, which floats up when receiving coolant pressure and closes the valve seat, and when the pressure decreases, falls due to its own weight and opens the valve.
この発明は以上説明したように、反射体と高圧
プレナムとを連通させる逃がし連通路に一方向弁
を設け、高圧プレナム内の圧力が低下ないしは解
消したときにこの一方向弁が自動的に開いて高圧
プレナムと炉心側の領域とが連通状態となるよう
にしたから、この自然循環除熱流路の形成によつ
て原子炉容器内にて冷却材を効果的に循環させる
ことができ、崩壊熱を安全に確実に除去すること
ができる。 As explained above, this invention provides a one-way valve in the relief passage that communicates the reflector and the high-pressure plenum, and this one-way valve automatically opens when the pressure in the high-pressure plenum decreases or disappears. Since the high-pressure plenum and the core side area are in communication with each other, the formation of this natural circulation heat removal channel allows the coolant to be effectively circulated within the reactor vessel, and decay heat is removed. It can be removed safely and reliably.
第1図はこの発明の第1実施例を示す原子炉の
縦断面図、第2図はこの発明の第2実施例を示す
原子炉の一部の縦断面図、第3図は第2図中の一
方向弁が開弁した状態を示す縦断面図である。
1……原子炉容器、2……冷却材、7……低圧
プレナム、8……高圧プレナム、12……反射体
支持ブロツク、14……燃料集合体、15……反
射体、22……冷却材取入口、23,33……逃
がし連通路、24……一方向弁。
FIG. 1 is a vertical cross-sectional view of a nuclear reactor showing a first embodiment of the present invention, FIG. 2 is a vertical cross-sectional view of a part of a nuclear reactor showing a second embodiment of the present invention, and FIG. It is a longitudinal cross-sectional view which shows the state where the one-way valve inside is valve-opened. DESCRIPTION OF SYMBOLS 1... Reactor vessel, 2... Coolant, 7... Low pressure plenum, 8... High pressure plenum, 12... Reflector support block, 14... Fuel assembly, 15... Reflector, 22... Cooling Material intake port, 23, 33... Relief communication passage, 24... One-way valve.
Claims (1)
とを有しこれらプレナム上に燃料集合体および反
射体を装荷した原子炉において、上記反射体下端
の冷却材取入口と高圧プレナムとの間に逃がし連
通路を設け、この逃がし連通路には、高圧プレナ
ムの流圧を受けて閉弁し流圧低下時に開弁する一
方向弁を設けたことを特徴とする原子炉における
冷却材流路変換装置。 2 上記一方向弁は、上記プレナムに設置される
反射体支持ブロツクに取着されることを特徴とす
る特許請求の範囲第1項記載の原子炉における冷
却材流路変換装置。 3 上記一方向弁は、反射体下端に形成される逃
がし連通路に取着したことを特徴とする特許請求
の範囲第1項記載の原子炉における冷却材流路変
換装置。[Scope of Claims] 1. In a nuclear reactor that has a low-pressure plenum and a high-pressure plenum in a reactor vessel, and a fuel assembly and a reflector are loaded on these plenums, a coolant intake port at the lower end of the reflector and a high-pressure plenum are provided. A cooling system for a nuclear reactor, characterized in that a relief passage is provided between the relief passage and the relief passage is provided with a one-way valve that closes in response to the fluid pressure of the high-pressure plenum and opens when the fluid pressure decreases. Material flow path conversion device. 2. The coolant flow path conversion device in a nuclear reactor according to claim 1, wherein the one-way valve is attached to a reflector support block installed in the plenum. 3. The coolant flow path conversion device in a nuclear reactor according to claim 1, wherein the one-way valve is attached to a relief communication path formed at the lower end of the reflector.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP56012753A JPS57127881A (en) | 1981-01-30 | 1981-01-30 | Device for changing flow path in nuclear reactor |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP56012753A JPS57127881A (en) | 1981-01-30 | 1981-01-30 | Device for changing flow path in nuclear reactor |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS57127881A JPS57127881A (en) | 1982-08-09 |
| JPS6256480B2 true JPS6256480B2 (en) | 1987-11-26 |
Family
ID=11814165
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP56012753A Granted JPS57127881A (en) | 1981-01-30 | 1981-01-30 | Device for changing flow path in nuclear reactor |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS57127881A (en) |
-
1981
- 1981-01-30 JP JP56012753A patent/JPS57127881A/en active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS57127881A (en) | 1982-08-09 |
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