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JPH0441959B2 - - Google Patents
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JPH0441959B2 - - Google Patents

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Publication number
JPH0441959B2
JPH0441959B2 JP61167963A JP16796386A JPH0441959B2 JP H0441959 B2 JPH0441959 B2 JP H0441959B2 JP 61167963 A JP61167963 A JP 61167963A JP 16796386 A JP16796386 A JP 16796386A JP H0441959 B2 JPH0441959 B2 JP H0441959B2
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JP
Japan
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flow path
heat exchanger
liquid metal
overflow
temperature
Prior art date
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JP61167963A
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Japanese (ja)
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JPS6325597A (en
Inventor
Shigeto Murata
Kenji Sano
Ryuhei Kawabe
Hiroaki Suzuki
Tadashi Fujii
Yasuhiro Masuhara
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Hitachi Ltd
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Hitachi Ltd
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    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
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  • Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Manufacture And Refinement Of Metals (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 〔産業上の利用分野〕 本発明は、オーバーフロー系統を具備する液体
金属冷却型高速増殖炉に係わり、特に原子炉の起
動及び停止に要する時間を短縮して稼動率を向上
させるとともに、前記オーバーフロー汲み上げ配
管ノズル部の熱衝撃を防止するに好適な液体金属
冷却型高速増殖炉に関する。
[Detailed Description of the Invention] [Industrial Application Field] The present invention relates to a liquid metal cooled fast breeder reactor equipped with an overflow system, and in particular to shortening the time required for starting and stopping the reactor to increase the operating rate. The present invention relates to a liquid metal cooled fast breeder reactor suitable for improving the temperature and preventing thermal shock of the overflow pumping piping nozzle section.

〔従来の技術〕[Conventional technology]

第10図に液体金属冷却型高速増殖炉のオーバ
ーフロー系統の概念図を示す。
Figure 10 shows a conceptual diagram of the overflow system of a liquid metal cooled fast breeder reactor.

オーバーフロー系統で熱衝撃の発生する恐れの
ある部位は、オーバーフロー戻り配管4とオーバ
ーフロー汲み上げ配管ノズル部6aの二箇所であ
り、それぞれ熱衝撃発生のメカニズムが異なる。
There are two locations in the overflow system where thermal shock may occur: the overflow return pipe 4 and the overflow pumping pipe nozzle portion 6a, and the mechanisms of thermal shock occurrence are different from each other.

オーバーフロー戻り配管では、液面が一旦低下
するとオーバーフローが途切れて配管温度が低下
し、その後再オーバーフローにより高温冷却材が
配管に達することにより熱衝撃が発生する場合
(ホツトシヨツク)と、配管温度よりもさらに温
度の低い冷却材が流出することによつて発生する
場合(コールドシヨツク)のふたつの可能性が考
えられる。
In overflow return piping, once the liquid level drops, the overflow is interrupted and the piping temperature drops, and then a thermal shock occurs when high-temperature refrigerant reaches the piping due to re-overflow. There are two possibilities: cold shock occurs due to low-temperature coolant flowing out.

一方、オーバーフロー汲み上げ配管ノズル部で
は、原子炉容器1内の冷却材とオーバーフロータ
ンク5内の冷却材温度に差が生じる場合には熱衝
撃が発生する恐れがある。
On the other hand, in the overflow pumping piping nozzle section, if there is a difference in temperature between the coolant in the reactor vessel 1 and the coolant in the overflow tank 5, there is a risk that thermal shock will occur.

これら熱衝撃を抑制する従来の装置は、オーバ
ーフロー戻り配管に対しては、特開昭54−145898
号に記載のように低温冷却材がオーバーフローす
る際にオーバーフロー戻り配管を雰囲気ガスで強
制的に冷却しておくことによりオーバーフロー戻
り配管にかかる熱衝撃を防止するようになつてい
る。また、特開昭52−132296号に記載のようにオ
ーバーフロー戻り配管ノズル部に冷却材だめを設
けオーバーフロー戻り配管に達する冷却材の温度
が急激に変化しないようにして熱衝撃を防止する
ように配慮していた。
Conventional devices for suppressing these thermal shocks are disclosed in Japanese Patent Application Laid-Open No. 54-145898 for overflow return piping.
As described in the above issue, when the low-temperature coolant overflows, the overflow return pipe is forcibly cooled with atmospheric gas to prevent thermal shock on the overflow return pipe. Additionally, as described in JP-A-52-132296, consideration was given to preventing thermal shock by providing a coolant reservoir in the nozzle part of the overflow return pipe to prevent the temperature of the coolant reaching the overflow return pipe from changing rapidly. Was.

一方、オーバーフロー汲み上げ配管ノズル部に
対しては特に有効な方法はなく、オーバーフロー
タンク内冷却材及びオーバーフロー汲み上げ配管
ノズル部の温度を監視して、熱衝撃の発生しない
様に運転する事で対処していた。
On the other hand, there is no particularly effective method for the overflow pumping piping nozzle, and the solution is to monitor the temperature of the coolant in the overflow tank and the overflow pumping piping nozzle to prevent thermal shock from occurring. Ta.

〔発明が解決しようとする問題点〕[Problem that the invention seeks to solve]

上記従来技術は、オーバーフロー戻り配管の熱
衝撃防止に対しては有効であるが、オーバーフロ
ー汲み上げ配管に対しては何ら効果がない。この
ため、原子炉スクラム時はもちろんのこと、通常
の起動、停止時においても原子炉容器内温度の昇
温及び降温率が大きくなるとオーバーフロータン
ク内冷却材との温度差が大きくなるためオーバー
フロー汲み上げ配管ノズル部に熱衝撃が発生しや
すくなるという問題がある。さらに、この問題を
回避するために原子炉容器内の冷却材の昇温及び
降温率を小さくし、オーバーフローした冷却材と
の混合によりオーバーフロータンク内温度が原子
炉容器内温度に近づく時間を確保するという方法
が採用されているが、根本的な解決策とはなり得
ず、また、起動及び停止に要する時間が長くなる
という問題があつた。
The above-mentioned conventional technology is effective in preventing thermal shock in overflow return piping, but has no effect on overflow pumping piping. For this reason, not only during reactor scram, but also during normal startup and shutdown, if the rate of temperature rise and fall in the reactor vessel increases, the temperature difference with the coolant in the overflow tank increases, so the overflow pumping piping There is a problem in that thermal shock tends to occur in the nozzle portion. Furthermore, in order to avoid this problem, the temperature rise and fall rates of the coolant in the reactor vessel are reduced, and the temperature in the overflow tank is allowed to mix with the overflow coolant to ensure time for the temperature in the overflow tank to approach the temperature in the reactor vessel. Although this method has been adopted, it cannot be a fundamental solution and has the problem of increasing the time required for starting and stopping.

第11図〜第14図は、系統昇温、出力上昇、
及び出力降下、系統降温の各ステツプにおける原
子炉容器、オーバーフロータンク、補助冷却系の
冷却材温度変化の計算結果を示したものである。
系統昇温及び出力上昇時には第11図、第12図
に示すように、オーバーフロータンク内の冷却材
温度は原子炉容器内の冷却材温度よりも遅れて上
昇している。これは、オーバーフロータンク内の
冷却材が、原子炉容器からオーバーフローした高
温冷却材と混合することにより、温度が上昇する
ためである。オーバーフロー流量は一定のため、
原子炉容器内冷却材の昇温率が大きくなると両者
の温度差は大きくなり、熱衝撃が発生しやすくな
る。熱衝撃を十分な余裕をもつて回避できるため
の条件としては、一般的には両者の温度差を60℃
以内とすることが望ましいため、実際のプラント
運転上は原子炉容器内の冷却材の昇温率を20℃/
hr以内と定めて上記条件を逸脱しないようにして
いる。その結果、系統温度から出力上昇を経て定
格出力に到達するまでに要する時間は、最低でも
14〜15時間必要となる。
Figures 11 to 14 show system temperature rise, output rise,
It also shows the calculation results of coolant temperature changes in the reactor vessel, overflow tank, and auxiliary cooling system at each step of power reduction and system temperature reduction.
As shown in FIGS. 11 and 12, when the system temperature and output increase, the temperature of the coolant in the overflow tank rises with a lag behind the temperature of the coolant in the reactor vessel. This is because the temperature of the coolant in the overflow tank increases as it mixes with the high temperature coolant that has overflowed from the reactor vessel. Since the overflow flow rate is constant,
As the temperature increase rate of the coolant in the reactor vessel increases, the temperature difference between the two increases, making it easier for thermal shock to occur. In order to avoid thermal shock with sufficient margin, the temperature difference between the two is generally 60℃.
In actual plant operation, the temperature increase rate of the coolant in the reactor vessel should be kept within 20℃/20℃.
We have set the limit to be within hr and are careful not to deviate from the above conditions. As a result, the time required to reach the rated output after increasing the output from the system temperature is at least
It will take 14-15 hours.

一方、出力降下及び系統降温時には、第13
図、第14図に示すように、系統昇温及び出力上
昇時の温度変化とは逆になり、オーバーフロータ
ンク内の冷却材温度の方が高くなつている。前記
の制限値である温度差60℃を満足するためには、
降温率を同様に20℃/hrとする必要があり、原子
炉停止に要する時間についても14〜15時間必要で
ある。
On the other hand, when the output drops and the system temperature drops, the 13th
As shown in FIG. 14, the temperature change when the system temperature increases and the output increases is reversed, and the temperature of the coolant in the overflow tank is higher. In order to satisfy the above limit value of temperature difference of 60℃,
Similarly, the temperature reduction rate needs to be 20°C/hr, and the time required to shut down the reactor is also required to be 14 to 15 hours.

本発明の目的は、上記したオーバーフロー汲み
上げ配管ノズル部の熱衝撃を防止するとともに、
原子炉の起動、停止に要する時間を短縮すること
にある。
The purpose of the present invention is to prevent the above-mentioned thermal shock of the overflow pumping piping nozzle part, and
The aim is to shorten the time required to start and shut down a nuclear reactor.

〔問題点を解決するための手段〕[Means for solving problems]

上記目的はオーバーフロータンク内に熱交換器
を設置し、原子炉容器内の冷却材とオーバーフロ
ータンク内の冷却材の間で熱交換する冷却材流路
を備えることによつて達成される。
The above object is achieved by installing a heat exchanger in the overflow tank and providing a coolant flow path for exchanging heat between the coolant in the reactor vessel and the coolant in the overflow tank.

〔作用〕[Effect]

オーバーフロータンク内の冷却材は原子炉容器
内の冷却材の温度に近づくように熱交換器の作用
を受け、その近づいた温度が維持されつづけられ
るのでオーバーフロータンク内の冷却材が原子炉
容器内へ注入されるに際してその熱衝撃は制御さ
れる。
The coolant in the overflow tank is acted on by a heat exchanger so that it approaches the temperature of the coolant in the reactor vessel, and as this temperature continues to approach, the coolant in the overflow tank flows into the reactor vessel. Thermal shock during injection is controlled.

〔実施例〕〔Example〕

本発明の推奨される一実施例では、第1図に示
すようにオーバーフロータンク内に設置された熱
交換器に補助冷却系配管を接続しただけのもので
ある。原子炉容器1内の冷却材は、補助冷却系入
口配管9から逆流し熱交換器13で熱交換した
後、補助冷却系出口配管8を経て再び原子炉容器
1に流入する。このとき、補助冷却系電磁ポンプ
11は停止しているため、熱交換を行わせるため
の特別な操作及び運転は不要である。
In one preferred embodiment of the invention, the auxiliary cooling system piping is simply connected to a heat exchanger installed in the overflow tank, as shown in FIG. The coolant in the reactor vessel 1 flows back through the auxiliary cooling system inlet pipe 9 and exchanges heat with the heat exchanger 13, and then flows into the reactor vessel 1 again through the auxiliary cooling system outlet pipe 8. At this time, since the auxiliary cooling system electromagnetic pump 11 is stopped, no special operation or operation is required to perform heat exchange.

なお、オーバーフローする冷却材により供給ま
たは除去される熱量は、昇温率及び降温率が20
℃/hrの場合約100〜200kWである。例えば、こ
れと同等の熱交換器を設置した場合には、昇温及
び降温率を約2倍にすることができるため、原子
炉容器1内の冷却材温度とオーバーフロータンク
内の冷却材温度の差が小さくなり熱衝撃を防止す
るとともに、起動及び停止に要する時間を1/2に
短縮することができる。設置する熱交換器の容量
は、プラント及びオーバーフロー系の規模、短縮
する時間に応じて任意に決められるべきものであ
る。
Note that the amount of heat supplied or removed by the overflowing coolant is determined by the heating rate and cooling rate of 20.
In the case of °C/hr, it is approximately 100 to 200kW. For example, if a heat exchanger equivalent to this is installed, the temperature rise and fall rates can be approximately doubled, so the coolant temperature in the reactor vessel 1 and the coolant temperature in the overflow tank can be approximately doubled. The difference becomes smaller, which prevents thermal shock and reduces the time required for starting and stopping by half. The capacity of the heat exchanger to be installed should be arbitrarily determined depending on the scale of the plant and overflow system, and the time to be shortened.

原子炉容器内の冷却材を熱交換器に導くライン
としては、補助冷却系を利用するのが、コストダ
ウンの観点から最も有利である。補助冷却系は、
事故時の炉心崩壊熱除去を目的としたものであ
り、通常運転時には使用されていない。このた
め、補助冷却系配管内では、主冷却ポンプの押し
込み圧により逆流の発生することが知られてい
る。この逆流量は、計算によれば第15図に示す
ように定格運転時で約21m3/hr程度である。本発
明では、駆動力としてこの逆流を利用する。オー
バーフロー系の定格流量が12m3/hrであることを
考慮すると前記逆流量は本発明を達成するに十分
な流量である。また、補助冷却系を逆流する冷却
材の温度は第11図〜第14図に併せて示したよ
うに一部の範囲を除いて昇温時にはオーバーフロ
ータンク内冷却材温度よりも高く、降温時には低
くなつていることから十分に利用可能である。
From the viewpoint of cost reduction, it is most advantageous to use an auxiliary cooling system as a line for guiding the coolant in the reactor vessel to the heat exchanger. The auxiliary cooling system is
The purpose is to remove core decay heat in the event of an accident, and it is not used during normal operation. For this reason, it is known that backflow occurs in the auxiliary cooling system piping due to the pushing pressure of the main cooling pump. According to calculations, this backflow amount is approximately 21 m 3 /hr during rated operation, as shown in FIG. 15. In the present invention, this backflow is utilized as a driving force. Considering that the rated flow rate of the overflow system is 12 m 3 /hr, the above-mentioned reverse flow rate is sufficient to achieve the present invention. In addition, as shown in Figures 11 to 14, the temperature of the coolant flowing backward through the auxiliary cooling system is higher than the coolant temperature in the overflow tank when the temperature rises, and lower when the temperature falls, except for a certain range. It is fully accessible due to its age.

以下、本発明の実施例をより詳細に説明する。 Examples of the present invention will be described in more detail below.

第1図は、本発明の第1実施例の液体金属冷却
型原子炉のシステム構成を示した図である。図に
おいて1は原子炉容器、2は炉心、3は回転プラ
グ、4はオーバーフロー戻り配管、5はオーバー
フロータンク、6はオーバーフロー汲み上げ配
管、6aはオーバーフロー汲み上げ配管ノズル部
である。熱交換器13は、補助冷却系手口配管
8、及び同入口配管9を介して原子炉容器1と接
続されている。オーバーフロー系電磁ポンプ7は
常時運転されているが、補助冷却系電磁ポンプ1
1は通常は停止状態である。このような構成とす
ることにより、昇温時にはオーバーフロー戻り配
管4を介して流入する冷却材からの入熱と補助冷
却系を逆流して熱交換器に達する冷却材からの入
熱によりオーバーフロータンク内の冷却材が加熱
されることにより、昇温率を大きくすることが可
能である。降温の場合についても同様の理由によ
り降温率を大きくすることができる。本実施例に
よれば、原子炉容器内の冷却材とオーバーフロー
タンク内の冷却材の温度差を小さくすることがで
き、オーバーフロー汲み上げ配管ノズル部の熱衝
撃を防止することができるばかりでなく、原子炉
の起動及び停止に要する時間を短縮することがで
きるという効果がある。
FIG. 1 is a diagram showing the system configuration of a liquid metal cooled nuclear reactor according to a first embodiment of the present invention. In the figure, 1 is a reactor vessel, 2 is a reactor core, 3 is a rotating plug, 4 is an overflow return pipe, 5 is an overflow tank, 6 is an overflow pumping pipe, and 6a is an overflow pumping pipe nozzle part. The heat exchanger 13 is connected to the reactor vessel 1 via an auxiliary cooling system outlet pipe 8 and an inlet pipe 9 thereof. The overflow system electromagnetic pump 7 is always operated, but the auxiliary cooling system electromagnetic pump 1
1 is normally in a stopped state. With this configuration, when the temperature rises, heat input from the coolant flowing in through the overflow return pipe 4 and heat input from the coolant flowing backward through the auxiliary cooling system and reaching the heat exchanger cause the inside of the overflow tank to increase. By heating the coolant, it is possible to increase the temperature increase rate. In the case of temperature reduction, the temperature reduction rate can be increased for the same reason. According to this embodiment, it is possible to reduce the temperature difference between the coolant in the reactor vessel and the coolant in the overflow tank, and not only can prevent thermal shock at the nozzle part of the overflow pumping pipe, but also This has the effect of shortening the time required to start and stop the furnace.

第2図は、本発明の第2の実施例である液体金
属冷却型原子炉のシステム構成を示した図であ
る。第1図に示した実施例と異なる点は、熱交換
器13をバイパスする流路14と弁15a,15
bを設けたことである。この実施例では、弁15
a,15bの開閉を制御することにより熱交換器
13内を流れる冷却材の流量を調節できる。この
ため、例えば第12図の出力が85MW〜100MW
の範囲に示すように、補助冷却系の冷却材温度と
オーバーフロータンク内の冷却材温度が逆転した
場合には、逆に除熱されてしまうため、これを防
止する目的で冷却材をすべてバイパスさせること
ができるという効果がある。なお、本実施例では
第3図に第2実施例をベースとした変形例として
示すように、弁の開閉を自動化するために熱電対
19、温度変換器20、演算回路21を付加する
とともに、電磁弁15i及び15j用いることも
可能である。熱電対19は、補助冷却系9と原子
炉容器1内の冷却材温度を測定し、温度変換器2
0、演算回路21の処理回路の働きにより必要に
応じて電磁弁15i及び15jの開閉を制御する
ことができる。このような構成とすることによ
り、運転員の負担を軽減しプラント制御の信頼性
を向上させることができる。
FIG. 2 is a diagram showing the system configuration of a liquid metal cooled nuclear reactor which is a second embodiment of the present invention. The difference from the embodiment shown in FIG.
b. In this example, valve 15
By controlling the opening and closing of a and 15b, the flow rate of the coolant flowing through the heat exchanger 13 can be adjusted. For this reason, for example, the output in Figure 12 is 85MW to 100MW.
As shown in the range, if the coolant temperature in the auxiliary cooling system and the coolant temperature in the overflow tank are reversed, heat will be removed, so to prevent this, all coolant is bypassed. It has the effect of being able to In this embodiment, as shown in FIG. 3 as a modification based on the second embodiment, a thermocouple 19, a temperature converter 20, and an arithmetic circuit 21 are added to automate the opening and closing of the valve. It is also possible to use solenoid valves 15i and 15j. The thermocouple 19 measures the coolant temperature in the auxiliary cooling system 9 and the reactor vessel 1, and the temperature converter 2
0. The opening and closing of the solenoid valves 15i and 15j can be controlled as necessary by the operation of the processing circuit of the arithmetic circuit 21. With such a configuration, the burden on the operator can be reduced and the reliability of plant control can be improved.

第4図は、本発明の第3の実施例である液体金
属冷却型原子炉の熱交換器及び補助冷却系に設け
たバイパスの構成部分のみを示した図である。第
2図に示した実施例と異なる点は、バイパスを1
4b及び14cの2系統設けるとともに、4個の
弁15c,15d,15e,15fを設けたこと
である。さらに、熱交換器を縦長に設置してあ
る。第4図を整理して示すと第4図aの如くとな
る。このような構成にした理由は、オーバーフロ
ータンク内の冷却材が対流によつて循環するため
である。すなわち、加熱時にはオーバーフロータ
ンク内冷却材は熱交換器部で上昇流となるため、
熱交換器内の原子炉容器からの冷却材の流動方向
は下降流としたほうが熱交換率がよくなる。第4
図にあつては、通常実線矢印の如く、そして逆流
時には点線矢印の如く流れが生ずるように各弁を
調節する。このような流れを達成させるために
は、具体的には第5図に示すように弁15c及び
15fを開、15d及び15eを閉とすれば良
い。一方、除熱時にはオーバーフロータンク内冷
却材は熱交換器部で下降流となるため、第6図に
示すように弁15c及び15fを閉、15d及び
15eを開として熱交換器内の冷却材を逆流状態
の上昇流とするのが良い。また、熱交換器を縦長
に設置することにより対流が促進される。熱交換
を行わない時には弁15c,15dを開、15
e,15fを閉とすれば良い。なお、弁15c〜
15fの代わりに、第7図〜第8図に示す第3実
施例の変形例のように3方弁15g,15hを用
いても同様の機能を持たせることができる。本実
施例によれば、対流を促進させる効果があるた
め、熱交換効率が良くなり原子炉の起動、停止に
関する時間をさらに短縮できるという効果があ
る。なお、本実施例においても、第3図に示した
弁の開閉を自動化するための熱電対19、温度変
換器20、演算回路21、電磁弁15i及び15
jを付加することも可能である。
FIG. 4 is a diagram showing only the constituent parts of a heat exchanger and a bypass provided in an auxiliary cooling system of a liquid metal cooled nuclear reactor according to a third embodiment of the present invention. The difference from the embodiment shown in Fig. 2 is that the bypass is
Two systems, 4b and 14c, are provided, and four valves 15c, 15d, 15e, and 15f are provided. Furthermore, a heat exchanger is installed vertically. When FIG. 4 is arranged and shown, it becomes as shown in FIG. 4a. The reason for this configuration is that the coolant in the overflow tank is circulated by convection. In other words, during heating, the coolant in the overflow tank flows upward in the heat exchanger section, so
The heat exchange efficiency will be better if the flow direction of the coolant from the reactor vessel in the heat exchanger is downward. Fourth
In the figure, each valve is adjusted so that the flow normally occurs as shown by the solid line arrow, and when the flow is reversed, the flow occurs as shown by the dotted line arrow. To achieve such a flow, specifically, as shown in FIG. 5, valves 15c and 15f may be opened and valves 15d and 15e may be closed. On the other hand, during heat removal, the coolant in the overflow tank flows downward in the heat exchanger, so as shown in Figure 6, valves 15c and 15f are closed and valves 15d and 15e are opened to drain the coolant in the heat exchanger. It is better to have an upward flow in a reverse flow state. Moreover, convection is promoted by installing the heat exchanger vertically. When heat exchange is not performed, valves 15c and 15d are opened;
e, 15f may be closed. In addition, valve 15c~
The same function can be achieved by using three-way valves 15g and 15h instead of 15f, as in a modification of the third embodiment shown in FIGS. 7 and 8. According to this embodiment, since there is an effect of promoting convection, the heat exchange efficiency is improved and the time required for starting and stopping the nuclear reactor can be further shortened. In this embodiment as well, the thermocouple 19, temperature converter 20, arithmetic circuit 21, and solenoid valves 15i and 15 for automating the opening and closing of the valves shown in FIG.
It is also possible to add j.

第9図は、本発明の第4の実施例になる液体金
属冷却型原子炉の熱交換器及び熱交換系配管の構
成を示した図である。第1図に示した実施例と異
なる点は、熱交換器13に原子炉容器1内の冷却
材を導く流路として補助冷却系配管を使わず新た
に熱交換系配管16及び熱交換系電磁ポンプ17
を設置したことである。熱交換系配管16は、図
に示したように原子炉容器1のできるだけ上部に
接続するのが望ましい。本実施例によれば、原子
炉容器内の冷却材は電磁ポンプ17によつて駆動
されるため、流量を適宜変更することにより熱交
換量を制御することができる。また、熱交換器1
3に導かれる冷却材の温度が高いため、熱交換効
率が良いという効果がある。
FIG. 9 is a diagram showing the configuration of a heat exchanger and heat exchange system piping of a liquid metal cooled nuclear reactor according to a fourth embodiment of the present invention. The difference from the embodiment shown in FIG. pump 17
This is the result of the establishment of the . It is desirable that the heat exchange system piping 16 be connected to the upper part of the reactor vessel 1 as much as possible, as shown in the figure. According to this embodiment, since the coolant in the reactor vessel is driven by the electromagnetic pump 17, the amount of heat exchange can be controlled by appropriately changing the flow rate. In addition, heat exchanger 1
Since the temperature of the coolant introduced into the tube 3 is high, there is an effect that the heat exchange efficiency is good.

第16図は、本発明で使用される熱交換器とし
て、電磁フローカプラ型熱交換器18を採用した
第5実施例を示したものである。
FIG. 16 shows a fifth embodiment in which an electromagnetic flow coupler type heat exchanger 18 is employed as the heat exchanger used in the present invention.

本実施例によれば、配管内の一次側流れによつ
て、二次側流れとしてオーバーフロータンク内の
冷却材が図の破線で示した矢印の方向に駆動され
るため、対流のみによる熱交換よりも効率がよ
く、タンク内の温度が均一になる効果がある。
According to this embodiment, the coolant in the overflow tank is driven as a secondary flow in the direction of the arrow shown by the broken line in the figure by the primary flow in the piping. It is also efficient and has the effect of uniformizing the temperature inside the tank.

〔発明の効果〕〔Effect of the invention〕

本発明によれば、オーバーフロータンク内の冷
却材温度と原子炉容器内の冷却材温度の差を短時
間で小さくすることができるため、オーバーフロ
ー汲み上げ配管ノズル部に加わる熱衝撃を防止す
るとともに、原子炉の起動、停止に要する時間を
大幅に短縮できるという効果がある。この効果を
具体的に示す為に金額に換算した場合下記計算条
件で1サイクルあたり約2億円の増収が見込める
ため、その効果は大きい。
According to the present invention, since the difference between the coolant temperature in the overflow tank and the coolant temperature in the reactor vessel can be reduced in a short time, it is possible to prevent thermal shock from being applied to the nozzle part of the overflow pumping pipe, and to This has the effect of greatly reducing the time required to start and stop the furnace. In order to concretely demonstrate this effect, if we convert it into a monetary amount, we can expect an increase in revenue of approximately 200 million yen per cycle under the following calculation conditions, so the effect is significant.

計算条件 (1) プラント規模:100万kW (2) 短縮時間:10時間 (起動5時間、停止5時間) (3) 電力単価:20円/kWhCalculation condition (1) Plant scale: 1 million kW (2) Reduced time: 10 hours (starting 5 hours, stopping 5 hours) (3) Electricity unit price: 20 yen/kWh

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

第1図は、本発明の第1実施例を示す液体金属
冷却型高速増殖炉のシステム構成図、第2図は、
本発明の第2の実施例を示す液体金属冷却型高速
増殖炉のシステム構成図、第3図は、第2図の実
施例に弁の開閉を自動化するための回路を付加し
た変形例を示すシステム構成図、第4図は、本発
明の第3の実施例を示す構成図、第4図aは第4
図の流路略式表示図、第5図及び第6図は、第4
図に示した実施例に運転方法を示す構成図、第7
図及び第8図は、第4図に示した実施例の変形例
を示す構成図、第9図は、本発明の第4の実施例
を示す液体金属冷却型高速増殖炉のシステム構成
図、第10図は従来の液体金属冷却型高速増殖炉
のシステム構成図、第11図、第12図、第13
図、第14図は、原子炉容器、補助冷却系配管、
オーバーフロータンク各部における冷却材温度の
変化を示した図で、それぞれ順番に系統昇温時、
出力上昇時、出力降下時及び系統降温時を表わ
し、第15図は、一次主冷却ポンプ運転時の補助
冷却系内の逆流流量の変化を示す特性図、第16
図は本発明の第5実施例であつて、熱交換器とし
て電磁フローカプラ熱交換器を採用した場合の構
成を示す図である。 1……原子炉容器、2……炉心、4……オーバ
ーフロー戻り配管、5……オーバーフロータン
ク、6……オーバーフロー汲み上げ配管、6a…
…オーバーフロー汲み上げ配管ノズル部、7……
オーバーフロー系電磁ポンプ、8……補助冷却系
出口配管、9……補助冷却系入口配管、11……
補助冷却系電磁ポンプ、13……熱交換器、14
……バイパス流路、15……弁、16……熱交換
系配管、17……熱交換系電磁ポンプ、18……
電磁フローカプラ熱交換器、19……熱電対、2
0……温度変換器、21……演算回路。
FIG. 1 is a system configuration diagram of a liquid metal cooled fast breeder reactor showing a first embodiment of the present invention, and FIG.
FIG. 3 is a system configuration diagram of a liquid metal cooled fast breeder reactor showing a second embodiment of the present invention, and shows a modified example in which a circuit for automating the opening and closing of valves is added to the embodiment of FIG. 2. A system configuration diagram, FIG. 4 is a configuration diagram showing a third embodiment of the present invention, and FIG.
The flow path schematic diagrams in the figure, Figures 5 and 6 are
7th block diagram showing the operating method in the embodiment shown in the figure.
8 are block diagrams showing a modification of the embodiment shown in FIG. 4, FIG. 9 is a system block diagram of a liquid metal cooled fast breeder reactor showing a fourth embodiment of the present invention, Figure 10 is a system configuration diagram of a conventional liquid metal cooled fast breeder reactor, Figures 11, 12, and 13.
Figure 14 shows the reactor vessel, auxiliary cooling system piping,
This is a diagram showing changes in coolant temperature in each part of the overflow tank, in order when the system temperature rises,
Fig. 15 is a characteristic diagram showing changes in the backflow flow rate in the auxiliary cooling system during operation of the primary main cooling pump;
The figure is a fifth embodiment of the present invention, and is a diagram showing a configuration in which an electromagnetic flow coupler heat exchanger is employed as the heat exchanger. DESCRIPTION OF SYMBOLS 1...Reactor vessel, 2...Reactor core, 4...Overflow return pipe, 5...Overflow tank, 6...Overflow pumping pipe, 6a...
...Overflow pumping piping nozzle section, 7...
Overflow system electromagnetic pump, 8...Auxiliary cooling system outlet piping, 9...Auxiliary cooling system inlet piping, 11...
Auxiliary cooling system electromagnetic pump, 13... Heat exchanger, 14
... Bypass flow path, 15 ... Valve, 16 ... Heat exchange system piping, 17 ... Heat exchange system electromagnetic pump, 18 ...
Electromagnetic flow coupler heat exchanger, 19...Thermocouple, 2
0...Temperature converter, 21... Arithmetic circuit.

Claims (1)

【特許請求の範囲】 1 原子炉容器内とオーバーフロータンクとをオ
ーバーフロー戻り配管と汲み上げ配管とで連通
し、前記原子炉容器内に補助冷却系の流路が連通
する液体金属冷却型高速増殖炉において、前記オ
ーバーフロータンク内に熱交換器を設け、前記原
子炉容器内の液体金属を前記熱交換器に導く第1
流路と、前記熱交換器を介して前記第1流路から
の前記液体金属を前記原子炉容器内に戻し入れる
第2流路とを備えたことを特徴とした液体金属冷
却型高速増殖炉。 2 前記第1流路と第2流路とは、補助冷却系の
流路であることを特徴とした特許請求の範囲の第
1項に記載の液体金属冷却型高速増殖炉。 3 前記第1流路は、熱交換器へ通じる熱交換器
側流路と前記熱交換器を迂回して第2流路に通じ
るバイパス流路とに分岐した径路を有し、前記径
路の途中に前記熱交換器側流路とバイパス流路と
の流量の流量調節弁を備えたことを特徴とした特
許請求の範囲の第1項または第2項に記載の液体
金属冷却型高速増殖炉。 4 前記熱交換器は第1流路を介して導入された
液体金属が上下方向に流動する姿勢にてオーバー
フロータンク内に設けられており、前記第1流路
は途中で複数に分岐して前記熱交換器を迂回して
第2流路に連なる複数のバイパス流路と、前記複
数のバイパス流路を前記熱交換器を介して連通す
る第3流路と、前記第3流路と前記第1流路との
間の部分に設けた各流量調節弁と、前記第3流路
と前記第2流路との間の部分に設けた各流量調節
弁とを備えた特許請求の範囲の第1項または第2
項に記載の液体金属冷却型高速増殖炉。 5 前記第1流路の入口を原子炉容器内の高温液
体金属内包部分に備えたことを特徴とした特許請
求の範囲の第1項に記載の液体金属冷却型高速増
殖炉。
[Scope of Claims] 1. In a liquid metal cooled fast breeder reactor in which the inside of a reactor vessel and an overflow tank are communicated with each other by an overflow return pipe and a pumping pipe, and a flow path of an auxiliary cooling system is communicated with the inside of the reactor vessel. , a heat exchanger is provided in the overflow tank, and a first
A liquid metal cooled fast breeder reactor comprising a flow path and a second flow path for returning the liquid metal from the first flow path into the reactor vessel via the heat exchanger. . 2. The liquid metal cooled fast breeder reactor according to claim 1, wherein the first channel and the second channel are channels of an auxiliary cooling system. 3 The first flow path has a path branching into a heat exchanger side flow path leading to the heat exchanger and a bypass flow path bypassing the heat exchanger and leading to the second flow path, and The liquid metal cooled fast breeder reactor according to claim 1 or 2, further comprising a flow rate regulating valve for controlling the flow rate of the heat exchanger side flow path and the bypass flow path. 4. The heat exchanger is installed in the overflow tank in such a manner that the liquid metal introduced through the first flow path flows upwardly and downwardly, and the first flow path branches into a plurality of parts in the middle of the flow path. a plurality of bypass passages that bypass the heat exchanger and connect to the second passage; a third passage that communicates the plurality of bypass passages via the heat exchanger; and the third passage and the third passage. Claim 1, comprising: each flow rate control valve provided in a portion between the third flow path and the second flow path; and each flow rate control valve provided in a portion between the third flow path and the second flow path. 1st term or 2nd term
A liquid metal cooled fast breeder reactor as described in . 5. The liquid metal cooled fast breeder reactor according to claim 1, wherein the inlet of the first flow path is provided in a portion containing high temperature liquid metal in a reactor vessel.
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