JPH0579157B2 - - Google Patents
Info
- Publication number
- JPH0579157B2 JPH0579157B2 JP61147592A JP14759286A JPH0579157B2 JP H0579157 B2 JPH0579157 B2 JP H0579157B2 JP 61147592 A JP61147592 A JP 61147592A JP 14759286 A JP14759286 A JP 14759286A JP H0579157 B2 JPH0579157 B2 JP H0579157B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- coolant
- cooling system
- reactor vessel
- gas
- pipe
- 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 - Lifetime
Links
Classifications
-
- 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
-
- 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
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
- Organic Low-Molecular-Weight Compounds And Preparation Thereof (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
(産業上の利用分野)
本発明は、高速増殖炉プラントにおいて、二次
冷却系を削除し、冷却材によつて原子炉容器と蒸
気発生器とを直接連絡して熱交換するようにした
冷却系に関する。Detailed Description of the Invention (Industrial Field of Application) The present invention eliminates the secondary cooling system in a fast breeder reactor plant and connects the reactor vessel and steam generator directly through a coolant. This invention relates to a cooling system that performs heat exchange.
(従来技術)
高速増殖炉の冷却系は、液体ナトリウムを冷却
材として原子炉容器から熱を取り出すようにして
おり、従来の高速増殖炉プラントの液体ナトリウ
ム冷却系は、一次冷却系と二次冷却系の二冷却系
統から構成されていた。(Prior technology) The cooling system of a fast breeder reactor uses liquid sodium as a coolant to extract heat from the reactor vessel.The liquid sodium cooling system of a conventional fast breeder reactor plant consists of a primary cooling system and a secondary cooling system. The system consisted of two cooling systems.
以下に従来の高速増殖炉プラントの冷却系を第
5図を参照して説明する。 The cooling system of a conventional fast breeder reactor plant will be explained below with reference to FIG.
図を参照して、原子炉容器1内と中間熱交換器
2間を液体ナトリウムなどの一次冷却材を循環さ
せる系統が一次冷却系Aである。又、中間熱交換
器2と蒸気発生器3間を液体ナトリウムなどの二
次冷却材を循環させる系統が二次冷却系Bであ
る。 Referring to the figure, a system that circulates a primary coolant such as liquid sodium between the reactor vessel 1 and the intermediate heat exchanger 2 is a primary cooling system A. Further, a secondary cooling system B is a system that circulates a secondary coolant such as liquid sodium between the intermediate heat exchanger 2 and the steam generator 3.
原子炉容器1内から高温の一次冷却材が一次冷
却系Aの往管路4を介して中間熱交換器2に送ら
れる。中間熱交換器2では、二次冷却系Bの二次
冷却材が一次冷却系Aから受熱し、他方一次冷却
系では放熱して温度が低下した一次冷却材が復管
路5を介して原子炉容器1に戻される。中間交換
器2において受熱した二次冷却材は、二次冷却系
Bの管路を介して蒸気発生器3に送られる。蒸気
発生器3では、管路7を介して送られてきた水が
二次冷却系Bから受熱し、蒸発して蒸気となる。
この蒸気は、図示しない発電用タービンへ送られ
る。 High temperature primary coolant is sent from inside the reactor vessel 1 to the intermediate heat exchanger 2 via the outgoing pipe line 4 of the primary cooling system A. In the intermediate heat exchanger 2, the secondary coolant in the secondary cooling system B receives heat from the primary cooling system A, and in the primary cooling system, the primary coolant whose temperature has decreased by releasing heat is transferred to atoms via the return pipe 5. It is returned to the furnace vessel 1. The secondary coolant that has received heat in the intermediate exchanger 2 is sent to the steam generator 3 via the pipeline of the secondary cooling system B. In the steam generator 3, the water sent through the pipe line 7 receives heat from the secondary cooling system B, evaporates, and becomes steam.
This steam is sent to a power generation turbine (not shown).
このように従来の冷却系は、原子炉容器1から
冷却材を出す一次冷却系Aと蒸気発生器3の間に
二次冷却系Bを介在させている。 In this way, in the conventional cooling system, the secondary cooling system B is interposed between the primary cooling system A, which takes out the coolant from the reactor vessel 1, and the steam generator 3.
二次冷却系Bが設けられている理由は、次のと
おりである。 The reason why the secondary cooling system B is provided is as follows.
蒸気発生器3において伝熱管8がなんらかの原
因により破損すると冷却材のナトリウムと水とが
反応して水素が発生する。この水素は気泡となつ
て冷却材中に混入し、もし、この水素気泡が原子
炉容器1内の炉心9に流入すると炉心9での核反
応が過剰に促進され原子炉の安定した運転が保て
なくなつたり、燃料が局所的に破損する可能性が
ある。二次冷却系Bが介在していると、伝熱管8
が破損しても水素気泡は二次冷却系Bの管路を循
環するだけであり、一次冷却系Aを介して原子路
容器1内に水素気泡が侵入することはない。 If the heat transfer tube 8 in the steam generator 3 is damaged for some reason, the sodium coolant and water react to generate hydrogen. This hydrogen becomes bubbles and mixes into the coolant, and if these hydrogen bubbles flow into the reactor core 9 in the reactor vessel 1, the nuclear reaction in the reactor core 9 will be excessively promoted and the stable operation of the reactor will be maintained. The fuel may run out or the fuel may be locally damaged. When the secondary cooling system B is present, the heat exchanger tube 8
Even if the cooling system B is damaged, the hydrogen bubbles only circulate through the pipes of the secondary cooling system B, and the hydrogen bubbles do not enter into the nuclear reactor vessel 1 via the primary cooling system A.
(発明が解決しようとする問題点)
しかし、冷却系において二次冷却系が介在して
いると、熱効率が犠牲となり、プラントも複雑
で、大形のものとなる。(Problems to be Solved by the Invention) However, when a secondary cooling system is interposed in the cooling system, thermal efficiency is sacrificed and the plant becomes complicated and large.
高速増殖炉の熱効率を向上させ、プラントを小
形化し、建設コストを低減させるためには二次冷
却系を削除した冷却系とする必要があるが、二次
冷却系を削除した冷却系を実現するには、蒸気発
生器の伝熱管が破損しても冷却系の管路を介して
水素気泡を含んだ冷却材が原子炉容器内に流入す
ることを防止する手段が設けられることが前提条
件となる。 In order to improve the thermal efficiency of fast breeder reactors, downsize the plant, and reduce construction costs, it is necessary to create a cooling system that eliminates the secondary cooling system. A prerequisite for this is that a means is provided to prevent coolant containing hydrogen bubbles from flowing into the reactor vessel through the cooling system piping even if the steam generator heat transfer tubes are damaged. Become.
本発明の目的は、蒸気発生器の伝熱管が破損し
ても水素気泡が原子炉容器内に入ることを防止で
きる高速増殖炉の二次冷却系削除型冷却系を提供
することにある。 An object of the present invention is to provide a cooling system that eliminates the secondary cooling system of a fast breeder reactor, which can prevent hydrogen bubbles from entering the reactor vessel even if a heat transfer tube of a steam generator is damaged.
(本発明の構成)
上記目的を達成するために本発明は次のように
構成されている。(Configuration of the present invention) In order to achieve the above object, the present invention is configured as follows.
原子炉容器から冷却材を蒸発器に送る往管路と
前記蒸発器から冷却材を前記原子炉容器に戻す復
管路から成る二次冷却系を削除した冷却管路と、
該冷却管路に設けられたポンプと、
前記復管路に設けられ、側面部の内壁に略円筒
状である旋回胴と、該旋回胴の側面部の略接線方
向に設けられ、前記復管路に接続された入口管
と、前記旋回胴の上面部の略中央に設けられた気
液出口管と、前記旋回胴に設けられ、前記復管路
に接続された出口管と、を有する気液分離装置
と、
前記気液分離装置の前記気液出口管と冷却材タ
ンクとを連絡する連絡管路と、
を備えて本発明は構成されている。 A cooling pipe line in which a secondary cooling system consisting of an outgoing pipe line that sends coolant from the reactor vessel to the evaporator and a return line that returns the coolant from the evaporator to the reactor vessel is removed; a pump provided in the return pipe; a rotating body having a substantially cylindrical shape on an inner wall of a side surface and provided in the return pipe; A gas-liquid separation device having an inlet pipe, a gas-liquid outlet pipe provided at approximately the center of the upper surface of the rotating shell, and an outlet pipe provided on the rotating shell and connected to the return pipe; The present invention is configured to include a communication pipe line that connects the gas-liquid outlet pipe of the gas-liquid separation device and a coolant tank.
(実施例)
以下に、本発明の一実施例を第1図ないし第4
図を参照して説明する。(Example) An example of the present invention will be described below in Figures 1 to 4.
This will be explained with reference to the figures.
第1図を参照して、原子炉容器1内には、炉心
9が液体ナトリウムなどの冷却材の中に浸漬され
て配置されている。高温となつた冷却材を原子炉
容器1から蒸発発生器3に送る往管路4が設けら
れ、蒸気発生器3で熱交換された後の冷却材を原
子炉容器1に戻す復管路5が設けられている。復
管路5には、冷却材を循環させるポンプ10が設
けられている。 Referring to FIG. 1, a reactor core 9 is placed in a reactor vessel 1 immersed in a coolant such as liquid sodium. An outgoing pipe line 4 is provided to send high-temperature coolant from the reactor vessel 1 to the evaporation generator 3, and a return pipe line 5 is provided to return the coolant to the reactor vessel 1 after heat exchange in the steam generator 3. is provided. The return pipe 5 is provided with a pump 10 that circulates the coolant.
蒸気発生器3に水を送る管路7が設けられ、該
管路7内を流れる水は蒸気発生器3内の伝熱管8
で高温の冷却材から受熱し、蒸発して蒸気とな
り、さらに過熱されて図示しない発電用タービン
などの負荷側に送られる。 A pipe line 7 for sending water to the steam generator 3 is provided, and the water flowing through the pipe line 7 is transferred to a heat transfer tube 8 in the steam generator 3.
The coolant receives heat from the high-temperature coolant, evaporates into steam, is further superheated, and is sent to the load side, such as a power generation turbine (not shown).
このように原子炉容器1内の冷却材を直接蒸気
発生器3に送り熱交換を行う冷却系を二次冷却系
削除型の冷却系というものとする。 The cooling system that directly sends the coolant in the reactor vessel 1 to the steam generator 3 for heat exchange in this manner is referred to as a cooling system that eliminates the secondary cooling system.
伝熱管8がなんらかの原因で破損すると水とナ
トリウムが反応して水素が発生し、該水素が気泡
となつて冷却材中に混入する。この水素気泡が復
管路5を介して原子炉容器1内に入り、炉心9に
流入すると、炉心9での核反応が過剰に促進さ
れ、原子炉の安定した運転が保てなくなつたり、
燃料が局所的に破損する可能性がある。そこで、
水素気泡が原子炉容器1内に入ることを防止する
気液分離装置が必要となる。本発明では、この気
液分離装置を次のように構成している。 When the heat exchanger tube 8 is damaged for some reason, water and sodium react to generate hydrogen, which becomes bubbles and mixes into the coolant. If these hydrogen bubbles enter the reactor vessel 1 through the return pipe 5 and flow into the reactor core 9, the nuclear reaction in the reactor core 9 will be excessively promoted, making it impossible to maintain stable operation of the reactor.
Local fuel damage may occur. Therefore,
A gas-liquid separation device is required to prevent hydrogen bubbles from entering the reactor vessel 1. In the present invention, this gas-liquid separation device is configured as follows.
本実施例では、復管路5において、ポンプ10
と原子炉容器1の間に気液分離装置11が設けら
れているが、蒸気発生器3とポンプ10との間で
もよい。気液分離装置11は、旋回胴12と旋回
胴12に設けられた入口管13、気液出口管1
4、出口管15とから構成されている。 In this embodiment, in the return pipe line 5, the pump 10
Although the gas-liquid separation device 11 is provided between the steam generator 3 and the reactor vessel 1, it may also be provided between the steam generator 3 and the pump 10. The gas-liquid separation device 11 includes a rotating body 12, an inlet pipe 13 provided on the rotating body 12, and a gas-liquid outlet pipe 1.
4, and an outlet pipe 15.
旋回胴12の側面部16の内壁17は、略円筒
状になつている。入口管13は、旋回胴12の側
面部16の略接線方向に設けられ、且つ復管路5
に接続されている。気液出口管14は、旋回胴1
2の上面部18の略中央に設けられており、オー
バーフロータンクなどの冷却材タンク19に連絡
する連絡管路20に接続されている。出口管15
は、旋回胴16の側面部16の略接線方向に設け
られ、復管路5の前記入口管13との接続部より
も下流側に接続されている。 The inner wall 17 of the side surface portion 16 of the rotating body 12 has a substantially cylindrical shape. The inlet pipe 13 is provided approximately tangentially to the side surface 16 of the rotating trunk 12, and is connected to the return pipe 5.
It is connected to the. The gas-liquid outlet pipe 14 is connected to the rotating body 1
2, and is connected to a communication pipe 20 that communicates with a coolant tank 19 such as an overflow tank. Outlet pipe 15
is provided substantially in the tangential direction of the side surface portion 16 of the rotating trunk 16 and is connected to the downstream side of the connecting portion of the return pipe 5 to the inlet pipe 13 .
入口管13が旋回胴12の側面部16の略接線
方向に設けられ、且つ旋回胴12の側面部16の
内壁17が略円筒状に形成されているため、入口
管13から流入した冷却材は旋回胴12の側面部
16の内壁17に沿つて旋回し、渦が形成され
る。流入した冷却材に水素気泡が含まれている場
合には、遠心分離効果により比重の小さい水素気
泡が渦の中心部に集まり、比重の大きい冷却材が
渦の外側に集まる。集まつた水素気泡どうしは合
体し、やがて大きな気泡に成長する。旋回胴12
の上面部18に開口する気液出口管14は、成長
した水素気泡を冷却材と共に排出する出口であ
る。一方、旋回胴12の側面部16の下部に開口
する出口管15は、水素気泡の除去された冷却材
の出口となつている。出口管15は、旋回胴16
の側面部16の略接線方向に設けられているた
め、旋回する冷却材が遠心力により流出し易く、
且つ流出する冷却材が水素気泡を巻き込んで一緒
に流出するおそれもない。 Since the inlet pipe 13 is provided in a substantially tangential direction to the side surface 16 of the rotating shell 12 and the inner wall 17 of the side surface 16 of the rotating shell 12 is formed in a substantially cylindrical shape, the coolant flowing from the inlet pipe 13 is It swirls along the inner wall 17 of the side surface 16 of the rotating body 12, forming a vortex. When the inflowing coolant contains hydrogen bubbles, the centrifugal separation effect causes the hydrogen bubbles with low specific gravity to gather at the center of the vortex, and the coolant with high specific gravity to gather on the outside of the vortex. The collected hydrogen bubbles coalesce and eventually grow into large bubbles. Rotating trunk 12
The gas-liquid outlet pipe 14, which opens to the upper surface 18, is an outlet for discharging the grown hydrogen bubbles together with the coolant. On the other hand, the outlet pipe 15 opening at the lower part of the side surface 16 of the rotating body 12 serves as an outlet for the coolant from which hydrogen bubbles have been removed. The outlet pipe 15 is connected to the rotating body 16
Since it is provided approximately in the tangential direction of the side surface portion 16, the swirling coolant tends to flow out due to centrifugal force.
In addition, there is no fear that the coolant flowing out will entrain hydrogen bubbles and flow out together with the coolant.
水素気泡が小さいと、気泡自体に作用する浮力
による上昇が緩やかとなり、気泡自体が冷却材中
に滞留してなかなか上昇しない。このため、気泡
が小さいと水素気泡の分離が困難となるが、上述
のように遠心分離効果を利用し微少な水素気泡を
中心に集合させて合体成長させることにより高い
分離効果を得ることができる。 If the hydrogen bubbles are small, the rise due to the buoyant force acting on the bubbles themselves will be slow, and the bubbles themselves will remain in the coolant and will not rise easily. For this reason, if the bubbles are small, it becomes difficult to separate the hydrogen bubbles, but as mentioned above, a high separation effect can be obtained by using the centrifugal separation effect to agglomerate minute hydrogen bubbles in the center and grow them together. .
旋回胴12内には冷却材の自由液面がないの
で、旋回胴12内には常に冷却材が充満した状態
となつている。このため、なんらかの原因で冷却
材のレベルが低下して、水素気泡を巻き込んで冷
却材が流出するということがなく、従つて信頼性
が高い。 Since there is no free liquid surface of the coolant inside the rotating shell 12, the rotating shell 12 is always filled with coolant. This prevents the coolant level from dropping for some reason and causing the coolant to flow out, entraining hydrogen bubbles, and is therefore highly reliable.
旋回胴12において水素気泡と冷却材が分離さ
れ、水素気泡は連絡管路20を介して冷却材タン
ク19内に流入し、一方冷却材は復管路5を介し
て原子炉容器1内に流入する。 Hydrogen bubbles and coolant are separated in the rotating shell 12, and the hydrogen bubbles flow into the coolant tank 19 via the connecting pipe 20, while the coolant flows into the reactor vessel 1 via the return pipe 5. do.
冷却材から分離した水素気泡混じりの冷却材を
流入させる冷却材タンク19は、本実施例ではオ
ーバーフロータンクとなつているが、ダンプタン
クその他のタンクでもよい。原子炉容器1内で冷
却材が所定レベルを越えると、冷却材はオーバー
フロー管路21を介して冷却材タンク19内に流
入する。冷却材タンク19で貯溜された後、冷却
材は、必要に応じて戻し管22を介して電磁ポン
プ23により原子炉容器1に戻される。 The coolant tank 19 into which the coolant mixed with hydrogen bubbles separated from the coolant flows is an overflow tank in this embodiment, but may be a dump tank or other tank. When the coolant exceeds a predetermined level in the reactor vessel 1 , the coolant flows into the coolant tank 19 via the overflow line 21 . After being stored in the coolant tank 19, the coolant is returned to the reactor vessel 1 by an electromagnetic pump 23 via a return pipe 22 as required.
上述のように構成された本実施例は、次のよう
に作用する。 This embodiment configured as described above operates as follows.
原子炉容器1から高温の冷却材が往管路4を介
して蒸気発生器3に送られ、蒸気発生器3で熱交
換された後の冷却材は復管路5に入る。復管路5
ではポンプ10を経て、旋回胴12の出口管15
から復管路5を介して原子炉容器1に送られる。
この冷却材の循環は、ポンプ10により行なわれ
る。 High-temperature coolant is sent from the reactor vessel 1 to the steam generator 3 via the outgoing line 4, and after heat exchanged in the steam generator 3, the coolant enters the returning line 5. Return pipeline 5
Then, via the pump 10, the outlet pipe 15 of the rotating barrel 12
From there, it is sent to the reactor vessel 1 via the return pipe 5.
This circulation of the coolant is performed by a pump 10.
今、蒸気発生器3内で伝熱管8がなんらかの原
因で破損すると水とナトリウムが反応して水素気
泡が発生し、この水素気泡が復管路5に入り込
む。 Now, if the heat transfer tube 8 is damaged for some reason in the steam generator 3, water and sodium react to generate hydrogen bubbles, which enter the return pipe line 5.
入口管13から流入した冷却材は旋回胴12の
側面部16の内壁17に沿つて旋回し、渦が形成
される。ここで遠心分離効果により、比重の小さ
い水素気泡は渦の中心部に集まり、比重の大きい
冷却材は渦の外側に集まる。 The coolant flowing in from the inlet pipe 13 swirls along the inner wall 17 of the side surface 16 of the swirling shell 12, forming a vortex. Due to the centrifugal separation effect, hydrogen bubbles with low specific gravity gather in the center of the vortex, and coolant with high specific gravity gathers on the outside of the vortex.
集まつた水素気泡どうしは、合体し大きな気泡
に成長し、成長した水素気泡は浮力により上昇
し、冷却材と混合した状態で気液出口管14から
流出し、連絡管路20を介して冷却材タンク19
に送られる。 The collected hydrogen bubbles coalesce and grow into large bubbles, and the grown hydrogen bubbles rise due to buoyancy, flow out from the gas-liquid outlet pipe 14 in a state mixed with the coolant, and are cooled via the communication pipe 20. material tank 19
sent to.
一方、水素気泡の分離された冷却材は出口管1
5から流出し、復管路5を介して原子炉容器1に
送られる。 On the other hand, the coolant from which the hydrogen bubbles have been separated is the outlet pipe 1.
5 and is sent to the reactor vessel 1 via the return pipe 5.
こうして旋回胴12において水素気泡と冷却材
が分離され、水素気泡を含まない冷却材のみが原
子炉容器1に送られる。分離された水素気泡は、
冷却材と共に冷却材タンク内に送られ、そこで一
時蓄えられて完全に水素を分離してから、該分離
された水素をバルブ24を開放して大気中に放出
させる。又、分離管20を介して水素気泡ととも
に冷却材タンク19内に送られた少量の冷却材は
戻し管22を介して原子炉容器1に送られて再び
使用される。 In this way, the hydrogen bubbles and the coolant are separated in the rotating shell 12, and only the coolant that does not contain hydrogen bubbles is sent to the reactor vessel 1. The separated hydrogen bubbles are
It is sent together with the coolant into a coolant tank, where it is temporarily stored and hydrogen is completely separated, and then the separated hydrogen is released into the atmosphere by opening the valve 24. Further, a small amount of coolant sent into the coolant tank 19 together with hydrogen bubbles through the separation pipe 20 is sent to the reactor vessel 1 through a return pipe 22 and used again.
次に、上の実施例に係る気液分離装置11とは
別の実施例を挙げる。 Next, an example other than the gas-liquid separator 11 according to the above example will be described.
第3図に示すものでは、入口管13の旋回胴1
2との接続部に絞り13Aが設けられている。こ
の絞り13Aは通過する流体の流速を速めるノズ
ルであり、冷却材の流入速度を増加させ、これに
よつて旋回胴12内での旋回流の流速を速めんと
するものである。旋回流の流速が速くなると、遠
心力が強くなり、気液分離効果が大きくなる。 In the case shown in FIG. 3, the rotating barrel 1 of the inlet pipe 13
A diaphragm 13A is provided at the connection part with 2. The throttle 13A is a nozzle that increases the flow rate of the fluid passing through it, and is intended to increase the inflow rate of the coolant, thereby increasing the flow rate of the swirling flow within the swirling shell 12. As the flow rate of the swirling flow increases, the centrifugal force becomes stronger and the gas-liquid separation effect becomes greater.
第4図に示すものでは、旋回胴12の上面部1
8が円錐状に形成されており、水素気泡が集まり
やすいものとなつている。 In the case shown in FIG. 4, the upper surface 1 of the rotating trunk 12
8 is formed into a conical shape, making it easy for hydrogen bubbles to collect.
(発明の効果)
本発明は、高速増殖炉プラントの冷却系が二次
冷却系を削除したものとなつており、該冷却系の
復管路には、側面部の内壁が略円筒状である旋回
胴と、該旋回胴の側面部の略接線方向に設けられ
た入口管と、前記旋回胴の上面部の略中央に設け
られた冷却材タンクまで延びる連絡管路に接続さ
れている気液出口管と、前記旋回胴に設けられた
出口管とを有する気液分離装置とを備えている。(Effects of the Invention) In the present invention, the cooling system of a fast breeder reactor plant is such that the secondary cooling system is removed, and the return pipe of the cooling system has a substantially cylindrical inner wall on the side surface. A gas and liquid connected to a rotating shell, an inlet pipe provided substantially tangentially to a side surface of the rotating shell, and a connecting pipe extending to a coolant tank provided approximately at the center of the upper surface of the rotating shell. and a gas-liquid separation device having an outlet pipe and an outlet pipe provided in the swirling barrel.
従つて、本発明では次の効果を奏する。 Therefore, the present invention has the following effects.
蒸気発生器の伝熱管が破損し、これによつて発
生した水素気泡が冷却系の復管路に入つても、気
液分離装置により水素気泡が冷却材から除去され
るので炉心に水素気泡侵入することが防止でき
る。又、水素気泡と冷却材を分離するのに遠心分
離効果を利用しているので、単なる浮力によつて
分離困難な微少水素気泡でも、合体成長させて効
率よく分離できる。更に、旋回胴12内には冷却
材の自由液面がないので、なんらかの原因で冷却
材のレベルが低下し、流出する冷却材が水素気泡
を巻き込むということがなく、信頼性が高い。 Even if the heat transfer tubes of the steam generator are damaged and the hydrogen bubbles generated thereby enter the return pipe of the cooling system, the gas-liquid separator removes the hydrogen bubbles from the coolant, preventing hydrogen bubbles from entering the core. This can be prevented. Furthermore, since the centrifugal separation effect is used to separate the hydrogen bubbles and the coolant, even minute hydrogen bubbles that are difficult to separate due to simple buoyancy can be efficiently separated by coalescing and growing. Furthermore, since there is no free liquid surface of the coolant within the swirling shell 12, the coolant level will not drop for some reason and the escaping coolant will not entrain hydrogen bubbles, thereby increasing reliability.
このように、本発明に係る気液分離装置は高い
水素気泡除去効果を有するので、高速増殖炉プラ
ントにおいて二次系削除をしても冷却系の安全性
は保たれ、二次系が介在している場合に比較し、
熱効率が向上し、プラントも簡単で、小形化で
き、建設コストも低減できる。 As described above, the gas-liquid separation device according to the present invention has a high hydrogen bubble removal effect, so even if the secondary system is deleted in a fast breeder reactor plant, the safety of the cooling system is maintained, and the secondary system is not interposed. compared to when
Thermal efficiency is improved, the plant is simpler and smaller, and construction costs can be reduced.
第1図は、本発明の一実施例に係る系統図であ
る。第2図は、第1図の気液分離装置を示す一部
破断斜視図である。第3図は、本発明の気液分離
装置の他の変形例を示す正面図である。第4図
は、更に他の気液分離装置の変形例を示す正面図
である。第5図は、従来技術の系統図である。
1:原子炉容器、4:往管路、5:復管路、1
0:ポンプ、11:気液分離装置、12:旋回
胴、13:入口管、14:気液出口管、15:出
口管、16:側面部、17:内壁、18:上面
部、19:冷却材タンク、20:連絡管路。
FIG. 1 is a system diagram according to an embodiment of the present invention. FIG. 2 is a partially cutaway perspective view showing the gas-liquid separator of FIG. 1. FIG. 3 is a front view showing another modification of the gas-liquid separator of the present invention. FIG. 4 is a front view showing still another modification of the gas-liquid separation device. FIG. 5 is a system diagram of the prior art. 1: Reactor vessel, 4: Outbound pipeline, 5: Return pipeline, 1
0: Pump, 11: Gas-liquid separation device, 12: Swivel barrel, 13: Inlet pipe, 14: Gas-liquid outlet pipe, 15: Outlet pipe, 16: Side part, 17: Inner wall, 18: Top part, 19: Cooling Material tank, 20: Connecting pipe.
Claims (1)
る二次冷却系削除型冷却系において、 原子炉容器から冷却材を蒸気発生器に送る往管
路と、前記蒸気発生器から冷却材を前記原子炉容
器に戻す復管路とから成る冷却管路と、 該冷却管路に設けられたポンプと、 前記復管路に設けられ、側面部の内壁が略円筒
状である旋回胴と、該旋回胴の側面部の略接線方
向に設けられ、前記復管路に接続された入口管
と、前記旋回胴の上面部の略中央に設けられた気
液出口管と、前記旋回胴に設けられ、前記復管路
に接続された出口管と、を有する気液分離装置
と、 前記気液分離装置の前記気液出口管と冷却材タ
ンクとを連絡する連絡管路と、 を備えて成ることを特徴とする高速増殖炉プラン
トにおける二次冷却系削除型冷却系。[Scope of Claims] 1. A secondary cooling system elimination type cooling system that directly sends coolant from the reactor vessel to the steam generator, comprising: an outgoing pipe line that sends the coolant from the reactor vessel to the steam generator; a cooling conduit consisting of a return conduit for returning coolant from the reactor vessel to the reactor vessel; a pump provided in the cooling conduit; and a pump provided in the return conduit, the inner wall of the side surface of which a certain rotating body; an inlet pipe provided approximately tangentially to a side surface of the rotating body and connected to the return pipe; and a gas-liquid outlet pipe provided approximately at the center of the upper surface of the rotating body; a gas-liquid separator having an outlet pipe provided on the revolving barrel and connected to the return pipe; and a communication pipe connecting the gas-liquid outlet pipe of the gas-liquid separator and a coolant tank. A secondary cooling system deletion type cooling system in a fast breeder reactor plant, characterized by comprising:
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61147592A JPS633291A (en) | 1986-06-24 | 1986-06-24 | Secondary cooling system removal type cooling system in fastbreeder reactor plant |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61147592A JPS633291A (en) | 1986-06-24 | 1986-06-24 | Secondary cooling system removal type cooling system in fastbreeder reactor plant |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS633291A JPS633291A (en) | 1988-01-08 |
| JPH0579157B2 true JPH0579157B2 (en) | 1993-11-01 |
Family
ID=15433836
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP61147592A Granted JPS633291A (en) | 1986-06-24 | 1986-06-24 | Secondary cooling system removal type cooling system in fastbreeder reactor plant |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS633291A (en) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US9388079B2 (en) | 1998-12-10 | 2016-07-12 | 3M Innovative Properties Company | Low dust wall repair compound |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP4932333B2 (en) * | 2006-06-01 | 2012-05-16 | 新日本製鐵株式会社 | Defoaming device |
-
1986
- 1986-06-24 JP JP61147592A patent/JPS633291A/en active Granted
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US9388079B2 (en) | 1998-12-10 | 2016-07-12 | 3M Innovative Properties Company | Low dust wall repair compound |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS633291A (en) | 1988-01-08 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US5059385A (en) | Isolation condenser passive cooling of a nuclear reactor containment | |
| JP2002156485A (en) | Reactor | |
| CZ285241B6 (en) | Apparatus for passive dissipation of heat from inside of a nuclear reactor | |
| US12406775B2 (en) | Reactor secondary side passive residual heat removal system | |
| JPH0786547B2 (en) | Nuclear facility with containment vessel | |
| CA1120350A (en) | Nuclear steam generator | |
| JPH02281194A (en) | Steam separating system for boiling water reactor | |
| CN112233822B (en) | Nuclear power supply energy conversion and waste heat discharge integrated system for marine environment | |
| JPH0579157B2 (en) | ||
| JPS62165193A (en) | nuclear reactor steam generation plant | |
| US4302296A (en) | Apparatus for insulating hot sodium in pool-type nuclear reactors | |
| JPH0659076A (en) | After-power removing apparatus for pressurized water reactor | |
| CN212511339U (en) | Pressurized water reactor nuclear power unit heating system | |
| US4257356A (en) | Heat exchanging apparatus and method | |
| JPH0426079B2 (en) | ||
| RU2002321C1 (en) | Passive residual-heat transfer system for nuclear reactor | |
| CN110085334A (en) | Heat pipe-type passive residual heat removal system | |
| EP4427830A1 (en) | Steam-water separator and waste heat removal system | |
| RU2073916C1 (en) | System for boron fast inserting to first circuit of nuclear water-moderated water-cooled energy plant | |
| JPH02226096A (en) | Pressurized water reactor plant | |
| JPS59131801A (en) | Secondary heat transmission circuit for liquid metal nuclearreactor | |
| CN120236793A (en) | A containment pressure suppression nozzle based on ejection principle | |
| JP3028842B2 (en) | Reactor containment vessel | |
| CN120236791A (en) | Containment pressure suppression structure with reduced pool swelling, thermal stratification and condensation water hammer | |
| JPH02222880A (en) | Cooling equipment of nuclear power plant |