[go: up one dir, main page]

JPS60256091A - Cooling structure of nuclear reactor vessel - Google Patents

Cooling structure of nuclear reactor vessel

Info

Publication number
JPS60256091A
JPS60256091A JP59112842A JP11284284A JPS60256091A JP S60256091 A JPS60256091 A JP S60256091A JP 59112842 A JP59112842 A JP 59112842A JP 11284284 A JP11284284 A JP 11284284A JP S60256091 A JPS60256091 A JP S60256091A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
coolant
reactor vessel
plenum
cold
temperature
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.)
Granted
Application number
JP59112842A
Other languages
Japanese (ja)
Other versions
JPH0527837B2 (en
Inventor
魚谷 正樹
福本 和佐男
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.)
Central Research Institute of Electric Power Industry
Hitachi Ltd
Original Assignee
Central Research Institute of Electric Power Industry
Hitachi Ltd
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 Central Research Institute of Electric Power Industry, Hitachi Ltd filed Critical Central Research Institute of Electric Power Industry
Priority to JP59112842A priority Critical patent/JPS60256091A/en
Publication of JPS60256091A publication Critical patent/JPS60256091A/en
Publication of JPH0527837B2 publication Critical patent/JPH0527837B2/ja
Granted 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)
  • Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)

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】 〔発明の利用分野〕 本発明は、タンク型高速増殖炉の原子炉容器の内壁面を
冷却する冷却構造に関する。
DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION [Field of Application of the Invention] The present invention relates to a cooling structure for cooling the inner wall surface of a reactor vessel of a tank-type fast breeder reactor.

〔発明の背景〕[Background of the invention]

第1図は、タンク型高速増殖炉の一例を示したものであ
る。第1図において原子炉容器10は、支持スカート1
2を介して基礎14上に固定しであるルーフスラブ16
に吊設しである。この原子炉容器10の内部は、上部が
ホントプレナム18、下部がコールドプレナム20とな
っており、このホットプレナム18とコールドプレナム
20とが断熱板22と炉心支持構造24とにより区分さ
れている。炉心支持構造24は、中央部において炉心2
6を支持しておシ、外側周縁部が原子炉容器1aに支持
されている。炉心26の周囲には、複数の中間熱交換器
28と、主循環ポンプ30とが断熱板22と炉心支持構
造24とを貫通して配置しである。そして、主循環ポン
プ30の吐出管32が炉心26の下部に設けた高圧ブレ
ナム34に開口している。
FIG. 1 shows an example of a tank-type fast breeder reactor. In FIG. 1, the reactor vessel 10 includes a support skirt 1
Roof slab 16 fixed on foundation 14 via 2
It is suspended. Inside the reactor vessel 10, an upper part is a real plenum 18 and a lower part is a cold plenum 20, and the hot plenum 18 and the cold plenum 20 are separated by a heat insulating plate 22 and a core support structure 24. The core support structure 24 supports the core 2 in the central part.
The outer peripheral edge of the reactor vessel 1a is supported by the reactor vessel 1a. A plurality of intermediate heat exchangers 28 and a main circulation pump 30 are arranged around the core 26 so as to penetrate through the heat insulating plate 22 and the core support structure 24 . A discharge pipe 32 of the main circulation pump 30 opens into a high-pressure blenum 34 provided at the lower part of the reactor core 26.

このようなタンク型高速増殖炉においては、コールドプ
レナム20内の冷却材が主循環ポンプ30に吸引され、
吐出管32を通じて高圧プレナム34に送シ込まれる。
In such a tank-type fast breeder reactor, the coolant in the cold plenum 20 is sucked into the main circulation pump 30,
It is pumped into a high pressure plenum 34 through a discharge pipe 32.

高圧ブレナム34に入った冷却材は、炉心26において
加熱された後、ホットプレナム18内に流出する。そし
て、ホットプレナム18内の冷却材は、中間熱交換器2
8内に流入し、二次冷却材と熱交換をしたのち、中間熱
交換器28の下部から再びコールドプレナム20内に戻
される。
Coolant entering high pressure blenum 34 is heated in core 26 before exiting into hot plenum 18 . The coolant in the hot plenum 18 is then transferred to the intermediate heat exchanger 2.
After flowing into the cold plenum 8 and exchanging heat with the secondary coolant, it is returned to the cold plenum 20 from the lower part of the intermediate heat exchanger 28.

ところで、夕/り型増殖炉の原子炉容器10は、炉/し
26を初めとし、原子炉容器lO内の構造物および冷却
材でちるナトリウムの全重量を支える共同部材としての
作用をする。したがって、原子炉容器壁は、内部が高温
となる原子炉の通常運転中においても、極力低温に保持
しておくことが必要である。そこで、第2図に示すよう
に原子炉主容器の内部には、ホットプレナム18の周囲
に垂直隔壁36を設けて、ホットプレナム18内の高温
ナトリウムからの熱を遮断するとともに、原子炉容器1
0の内壁に隣接して炉容器壁冷却構造38を設けている
。この炉容器壁冷却構造38は、原子炉容器10の内壁
面に沿って設けた冷却材流路40と、この冷却材流路4
0に高比プレナム34内の冷却材(ナトリウム)を導く
分配管42および冷却材流路40内の冷却材をコールド
プレナム20に戻す戻り管44とからなっている。冷却
材流路40は、第3図に示すようにフローバッフル46
により上昇路48と下降路50とが形成しである。なお
、第2図および第3図に示した符号52は、炉心支持構
造24の上方に設けておる水平隔壁を示す。
Incidentally, the reactor vessel 10 of the evening breeder reactor functions as a joint member that supports the reactor vessel 26, structures within the reactor vessel IO, and the entire weight of the sodium that is dissolved in the coolant. Therefore, it is necessary to keep the reactor vessel wall at a temperature as low as possible even during normal operation of the reactor when the inside is at a high temperature. Therefore, as shown in FIG. 2, a vertical partition wall 36 is provided inside the reactor main vessel around the hot plenum 18 to block the heat from the high-temperature sodium in the hot plenum 18 and to protect the reactor vessel from the heat.
A furnace vessel wall cooling structure 38 is provided adjacent to the inner wall of the furnace. This reactor vessel wall cooling structure 38 includes a coolant flow path 40 provided along the inner wall surface of the reactor vessel 10, and a coolant flow path 40 provided along the inner wall surface of the reactor vessel 10.
It consists of a distribution pipe 42 that guides the coolant (sodium) in the high ratio plenum 34 to the cold plenum 34 and a return pipe 44 that returns the coolant in the coolant flow path 40 to the cold plenum 20. The coolant flow path 40 includes a flow baffle 46 as shown in FIG.
As a result, an upward path 48 and a downward path 50 are formed. Note that the reference numeral 52 shown in FIGS. 2 and 3 indicates a horizontal partition wall provided above the core support structure 24.

第4図は、ホットプレナム18とコールドプレナム20
とがジャケット52と隔壁54とによシ区分されている
タンク型高速増殖炉の例を示したもので、冷却材流路4
0の上昇路48が下降路50よシ原子炉容器10側とな
っている例を示したものである。
Figure 4 shows hot plenum 18 and cold plenum 20.
This figure shows an example of a tank-type fast breeder reactor in which a jacket 52 and a partition wall 54 are used to separate the coolant flow path 4.
This figure shows an example in which the ascending passage 48 of No. 0 is closer to the reactor vessel 10 than the descending passage 50.

上記の如く構成してわる従来の炉容器壁冷却構造38に
あっては、高圧プレナム34内の冷却材が分配管42に
よシ上昇路48に導かれ、上昇路48を上昇したのち下
降路50を流下し、原子炉容器10の側壁を冷却して戻
シ配管44によpコールドプレナム20の上部に流入す
る。このため、コールドプレナム20の上端部には、第
2図に示すように温度差のあるいわゆる温度成層界面5
6上に温度の高い冷却材が滞留して滞留層58を形成し
、温度成層化を生ずる。すなわち、コールドプレナム2
0の中央部から下部にかけての領域においては、中間熱
交換器28からホットプレナム18内の冷却材が流入し
、乱流混合をする。これに対し、コールドプレナム20
の上部、すなわち隔壁の下面においては冷却材の流動が
小さく、冷却材が滞留し滞留層58を生じ易くなってい
る。
In the conventional reactor vessel wall cooling structure 38 configured as described above, the coolant in the high-pressure plenum 34 is guided to the ascending passage 48 through the distribution pipe 42, ascends through the ascending passage 48, and then passes through the descending passage. 50, cools the side wall of the reactor vessel 10, and flows into the upper part of the p-cold plenum 20 through the return pipe 44. Therefore, at the upper end of the cold plenum 20, there is a so-called temperature stratification interface 5 with a temperature difference, as shown in FIG.
The high-temperature coolant remains on top of the coolant 6 to form a stagnation layer 58, resulting in temperature stratification. That is, cold plenum 2
In the region from the center to the bottom of the hot plenum 18, the coolant in the hot plenum 18 flows from the intermediate heat exchanger 28 and undergoes turbulent mixing. In contrast, cold plenum 20
The flow of the coolant is small in the upper part of the partition wall, that is, the lower surface of the partition wall, and the coolant tends to stagnate and form a stagnant layer 58.

しかも、この滞留層58は、ホットプレナム18側から
水平隔壁52、炉心支持構造24を介して入熱がおるた
め、コールドプレナム20の下部よ)高温になシ易い。
Moreover, since heat is input from the hot plenum 18 side through the horizontal partition wall 52 and the core support structure 24, this retention layer 58 easily becomes hotter than the lower part of the cold plenum 20.

その上、戻シ配管44にょクコールドグレナム20の上
部に流入する冷却材は、原子炉容器10を冷却して高温
になっておシ、コールドプレナム20内の低温の冷却材
との温度差による浮力効果によシ、滞留層58に滞留し
易く一層温度成層化を生じ易い。この結果、温度成層界
面56付近の原子炉容器10と炉心支持構造24とは、
炉容器壁を冷却した戻シ冷却材温度とコールドプレナム
内の冷却材温度との差に相当する約10〜50Cの大き
な温度差と、数Hzの高周期に変動する温度サイクルと
が局所的に加わム構造材料に非常に厳しい熱疲労が生じ
るという欠点がおった。
Moreover, the coolant flowing into the upper part of the cold glenum 20 through the return pipe 44 cools the reactor vessel 10 and becomes high temperature, resulting in a temperature difference between the coolant and the low temperature coolant in the cold plenum 20. Due to the buoyancy effect caused by this, it tends to stay in the retention layer 58, making it even more likely to cause temperature stratification. As a result, the reactor vessel 10 and the core support structure 24 near the temperature stratification interface 56 are
There is a large temperature difference of about 10 to 50 C, which corresponds to the difference between the temperature of the return coolant that cooled the reactor vessel wall and the coolant temperature in the cold plenum, and a temperature cycle that fluctuates at a high frequency of several Hz locally. The drawback was that very severe thermal fatigue occurred in the additive structure material.

〔発明の目的〕[Purpose of the invention]

本発明は、前記従来技術の欠点を解消するためになされ
たもので、コールドプレナム上端部における高温の冷却
材滞留による炉内構造物および炉容器壁の熱衝撃をなく
すことができる原子炉容器の冷却構造を提供することを
目的とする。
The present invention has been made in order to eliminate the drawbacks of the prior art, and provides a reactor vessel that can eliminate thermal shock to reactor internals and reactor vessel walls due to high temperature coolant retention at the upper end of a cold plenum. The purpose is to provide a cooling structure.

〔発明の概要〕[Summary of the invention]

本発明は、原子炉容器壁を冷却した冷却材をコールドプ
レナムに戻す灰シ配管を、中間熱交換器の出口部または
主1mJJポンプの吸い込み部に配置し、炉容器壁を冷
却した冷却材と中間熱交換器から吐出される冷却材筐た
は主循環ポンプに吸い込まれるコールドプレナム内の冷
却材とを混合させることによシ、コールドプレナム上端
部に高温の冷却材が滞留する領域が生じないようにし、
炉内構造物と炉容器壁との熱衝撃を防止できるように構
成したものである。
In the present invention, the ash pipe that returns the coolant that has cooled the reactor vessel wall to the cold plenum is arranged at the outlet of the intermediate heat exchanger or the suction of the main 1 mJJ pump, and the coolant that has cooled the reactor vessel wall is returned to the cold plenum. By mixing the coolant discharged from the intermediate heat exchanger with the coolant in the cold plenum that is sucked into the main circulation pump, there is no area where high-temperature coolant accumulates at the upper end of the cold plenum. So,
It is constructed to prevent thermal shock between the reactor internals and the wall of the reactor vessel.

〔発明の実施例〕[Embodiments of the invention]

下部プレナム上部における構造物の健全性を図るためK
は、コールドプレナム内における温度酸ノー化を防止す
ると同時に、炉容器壁を冷却した冷却材をコールドプレ
ナム内の冷却材と速やかに混合し拡散させる機構が必要
である。このような機構を実現するためには、次の3つ
の事柄を考慮する必要がある。
K to ensure the integrity of the structure above the lower plenum.
This requires a mechanism that prevents temperature acidification in the cold plenum and at the same time quickly mixes and diffuses the coolant that has cooled the reactor vessel wall with the coolant in the cold plenum. In order to realize such a mechanism, it is necessary to consider the following three matters.

(1)炉容器壁を冷却した冷却材がコールドプレナム内
の冷却材と混合する領域において、レイノルズ数の大き
な速度場を形成すること。
(1) Forming a velocity field with a large Reynolds number in the region where the coolant that has cooled the reactor vessel wall mixes with the coolant in the cold plenum.

(2)炉容器壁を冷却した冷却材とコールドプレナム内
の冷却材との温度差を小さくすること。
(2) Reduce the temperature difference between the coolant that cooled the reactor vessel wall and the coolant in the cold plenum.

(3)炉容器壁を冷却した冷却材とコールドプレナム内
の冷却材とが混合する乱流混合距離を長くするような流
れの場を作シ出すこと。
(3) Creating a flow field that increases the turbulent mixing distance in which the coolant that has cooled the reactor vessel wall and the coolant in the cold plenum mix.

そこで、本発明においては上記(1)に対して炉容器壁
を冷却した冷却材を、コールドプレナム内のナトリウム
が高速に流れている中間熱交換器出口部または主循環ポ
ンプ吸い込み部に導き、高温の冷却材と低温の冷却材と
が速やかに混合するようにし、温度差に基づく密度差に
よる温度成層化が生じないようにしている。また(:2
)に対しては、炉容器壁を冷却した冷却材を中間熱交換
器の出口部または主循環ポンプの吸い込み部に輸送する
前にコールドプレナム内を引き回し、コールドプレナム
内の冷却材温度と炉容器壁を冷却した冷却材温度との温
度差を小さくしている。さらK (3)に対しては、炉
容器壁を冷却した冷却材を分散して中間熱交換器出口部
または主循環ボング吸い込み部に放出し、混合効率を上
げるようにしている。これらによシ、炉容器壁を冷却し
た冷却材とコールドプレナム内の冷却材との熱的分離を
防止することができ、温度成層化の発生を防止してコー
ルドプレナム上部における構造物の熱荷重条件を緩和す
ることができる。
Therefore, in the present invention, in contrast to (1) above, the coolant that has cooled the reactor vessel wall is guided to the intermediate heat exchanger outlet or the main circulation pump suction, where sodium in the cold plenum is flowing at high speed. The coolant and the low-temperature coolant are quickly mixed to prevent temperature stratification due to density differences due to temperature differences. Also (:2
), the coolant that has cooled the walls of the reactor vessel is routed through the cold plenum before being transported to the outlet of the intermediate heat exchanger or the suction of the main circulation pump. The temperature difference between the wall and the coolant temperature is reduced. Furthermore, for K (3), the coolant that has cooled the furnace vessel wall is dispersed and discharged to the intermediate heat exchanger outlet or main circulation bong suction to increase mixing efficiency. As a result, it is possible to prevent thermal separation between the coolant that cooled the reactor vessel wall and the coolant in the cold plenum, thereby preventing the occurrence of temperature stratification and thermal loading of the structure in the upper part of the cold plenum. Conditions can be relaxed.

以下本発明に係る原子炉容器の冷却構造の好ましい実施
例を、添付図面に従って詳説する。なお、前記実施例に
おいて説明した部分に対応する部分については、同一の
符号を付しその説明を省略する。
Preferred embodiments of the cooling structure for a reactor vessel according to the present invention will be described in detail below with reference to the accompanying drawings. Note that the same reference numerals are given to the parts corresponding to those explained in the above embodiment, and the explanation thereof will be omitted.

第5図は本発明に係る原子炉容器の冷却構造の実施例の
説明図である。第5図におい゛C高圧プレナム34に一
端が開口している分配管42は、隔壁構造58の下面に
沿って原子炉容器内周縁部に向けて延設してラシ、原子
炉容器10の内壁近くまで導かれて分配用リングヘッダ
ー60が接続されている。この分配用りメグヘッダー6
0には、先端部が冷却材流路の上昇路48に開口してい
る周方向分配管62が接続しておる。そして、上昇路4
8と下降路50とを区分しているフローバッフル46の
上i付近には、オーバーフローホール64が形成され、
上昇路48内の冷却材が下降路50内に流入できるよう
になっている。下降路50の下端部には、戻シ配管44
の一端が接続してあシ、この戻シ配管44の下端が中間
熱交換器28の出口ノズル部66に接続しである。この
出口ノズル部66は、中間熱交換器28の周囲に設けて
ちる中間熱交換器スタインドパイブ68の下端部に形成
しておる。
FIG. 5 is an explanatory diagram of an embodiment of a cooling structure for a reactor vessel according to the present invention. In FIG. 5, the distribution pipe 42, which has one end open in the high-pressure plenum 34, extends toward the inner peripheral edge of the reactor vessel along the lower surface of the bulkhead structure 58. A distribution ring header 60 is connected thereto. Meg header 6 for this distribution
0 is connected to a circumferential distribution pipe 62 whose tip end opens to the ascending path 48 of the coolant flow path. And ascending road 4
An overflow hole 64 is formed near the top i of the flow baffle 46 that separates the descending path 50 from the flow baffle 8.
Coolant in the ascending passage 48 is allowed to flow into the descending passage 50. A return pipe 44 is provided at the lower end of the descending path 50.
One end is connected to the reed, and the lower end of the return pipe 44 is connected to the outlet nozzle portion 66 of the intermediate heat exchanger 28. This outlet nozzle portion 66 is formed at the lower end of an intermediate heat exchanger stained pipe 68 provided around the intermediate heat exchanger 28.

戻り配管44は、第6図に示すように中間熱交換器スタ
ンドバイブロ8の外表面に設けた配管支持台70に固定
され、先端部が中間熱交換器スタンドバイブロ8内に挿
入されて、戻シ配管放出ノズル72となっている。配管
支持台70は、第7図に示すように固定部74と締め付
は部76とがらなっており、固定部74と締め付は部7
6とによシ戻シ配管44を挾持し、ボルト等をもって戻
り配管44を締め付け、中間熱交換器スタンドバイブロ
8に取シ付けることができるようになっている。
The return piping 44 is fixed to a piping support 70 provided on the outer surface of the intermediate heat exchanger stand vibro 8 as shown in FIG. This serves as a pipe discharge nozzle 72. As shown in FIG. 7, the piping support stand 70 has a fixed part 74 and a tightening part 76, and the fixing part 74 and the tightening part 76 are connected to each other.
6 and the return pipe 44, and tighten the return pipe 44 with bolts or the like, so that it can be attached to the intermediate heat exchanger stand vibro 8.

上記の如く構成した実施例にあっては、高圧ブレナム3
4内の冷却材は、分配管42によ多分配用リングヘッダ
ー60に導かれる。分配用゛リングヘッダー60に入っ
た冷却材は、周方向分配管62によルさらに原子炉容器
10の周方向に分配され、上昇路48内に入る。そして
、上昇路48内の冷却材は、上昇路48を上昇し、オー
バー70−ホール64から下降路50に至シ、戻シ配管
44によシコールドプレナム20内を引き回されて中間
熱交換器の出口ノズル部66に導かれる。
In the embodiment configured as described above, the high pressure blenum 3
The coolant in the multi-distribution ring header 60 is guided through the distribution pipe 42 to the multi-distribution ring header 60 . The coolant that has entered the distribution ring header 60 is further distributed in the circumferential direction of the reactor vessel 10 through the circumferential distribution pipe 62 and enters the ascending passage 48 . The coolant in the ascending passage 48 ascends through the ascending passage 48, reaches the descending passage 50 from the over hole 64, and is routed through the cold plenum 20 by the return piping 44 for intermediate heat exchange. into the outlet nozzle section 66 of the vessel.

タンク型高速増殖炉の場合、ホットブレナム温度は約5
oocであり、コールドプレナム温度は約3650であ
る。そして、炉容器壁を冷却している・冷却材流量は1
−であり、この時の炉容器壁を冷却した戻シ冷却材の温
度は約3800であって、コールドプレナム20内の冷
却材との温度差が5〜15Cとなっている。したがって
、この温度差を有したままで炉容器壁を冷却した冷却材
を出口ノズル部66に放出すると、出口ノズル部におい
て温度差に起因するサーマルストライビングが発生する
可能性がある。しかし、本実施例においては炉容器壁を
冷却した冷却材を、戻り配管44によシコールドプレナ
ム20内を引き回し、炉容器壁を冷却した冷却材とコー
ルドプレナム内の冷却材との温度差を/」1さくしてい
るため、出口ノズル部660部分におけるサーマルスト
ライビングの発生を防ぐことができる。しかも、炉容器
壁を冷却した冷却材は、第6図に示すように複数の戻り
配管44により出口ノズル66の部分に分散して放出す
るような構造になっており、出口ノズル部66における
混合を図り易くしている。しかも、中間熱交換器28の
出口ノズル部66は、冷却材の流動の大きなところであ
シ、温度差のある24*類の冷却材を円滑に混合拡散で
きる。
For tank-type fast breeder reactors, the hot blenheim temperature is approximately 5
ooc and the cold plenum temperature is approximately 3650. And the coolant flow rate is 1 to cool the reactor vessel wall.
-, and the temperature of the return coolant that cooled the wall of the reactor vessel at this time was approximately 3800° C., and the temperature difference with the coolant in the cold plenum 20 was 5 to 15 C. Therefore, if the coolant that has cooled the wall of the furnace vessel with this temperature difference is discharged to the outlet nozzle section 66, there is a possibility that thermal striping due to the temperature difference will occur at the outlet nozzle section. However, in this embodiment, the coolant that has cooled the reactor vessel wall is routed through the cold plenum 20 through the return pipe 44, and the temperature difference between the coolant that has cooled the reactor vessel wall and the coolant in the cold plenum is reduced. /''1, it is possible to prevent thermal striping from occurring at the outlet nozzle portion 660. Moreover, as shown in FIG. 6, the coolant that has cooled the wall of the reactor vessel is distributed and discharged to the outlet nozzle 66 through a plurality of return pipes 44, and the coolant is mixed at the outlet nozzle 66. This makes it easy to plan. Moreover, the outlet nozzle portion 66 of the intermediate heat exchanger 28 is a place where the flow of the coolant is large, and the coolant of class 24* having a different temperature can be mixed and diffused smoothly.

すなわち、コールドプレナム形状は第8図および第9図
に示すようになっている。このコールドブVナムにおけ
る定虐運転中の冷却材の流動状況を3次元的に解析する
と、第10図、第11図の如くなっている。第】0図は
第8図のa−amに沿う流動状況を示す断面図であシ、
第11図は第8図のc−c線に沿う流動状況を示す断面
図である。これら第10図および第11図から明らかな
ようK、コールドプレナム20内の冷却材の流動慣性の
強い流れの場は、中間熱交換器出口ノズル部およびボ/
ブ入口のベルマウス部である。なお原子炉の定常運転中
における冷却材の流動状況を観察すると、流動慣性が強
い場所として上記以外に中間熱交換器出口下方の炉容器
に達するまでの領域と、中間熱交換器出口下方からボン
グ入ロベルマウスに至るまでのコールドプレナム中央領
域とがある。しかしながら、これらの場所においては、
原子炉がトリーノブした時等の流量が減少する場合に、
コールドプレナム内の冷却材の乱流混合によシ相対的に
流速が低下する。したがって、全ての原子炉の運転状態
においてコールドプレナム内の常に冷却材の流速がもつ
とも大きい場所は、上記した中間熱交換器ノズル部およ
びポンプ入口ベルマウス部となる。そこで、中間熱交換
器出口ノズル部およびポンプ入口ベルマウス部において
、温度成層化が生じるか否かをリチャードノン数R+を
もって評価してみると、原子炉の定常運転時においてR
+ =5.0X10−’〜6.0X10−”となってお
シ、温度成層化が生じ易いとされるR+=10−’のオ
ーダよシ士分小さい値となっている。したがって、炉容
器壁を冷却した冷却材は、中間熱交換器出口ノズル部ま
たはポンプ入口ベルマウス部の流速の大きな場所に導か
れ、乱流混合距離が長くなる流動状況のもとに放出され
るため、温度成層化を生ずることなくコールドプレナム
内の冷却材と円滑に混合拡散する。したがって、従来生
じていたコールドプレナム上部における高温の冷却材が
滞留する滞留層を解消でき、炉内構造物および炉容器壁
に加わる局所的な熱i撃を解消することができる。
That is, the shape of the cold plenum is as shown in FIGS. 8 and 9. A three-dimensional analysis of the flow state of the coolant during constant operation in this cold V-num is shown in FIGS. 10 and 11. Figure 0 is a sectional view showing the flow situation along a-am in Figure 8.
FIG. 11 is a sectional view showing the flow situation along line cc in FIG. 8. As is clear from these FIGS. 10 and 11, the flow field of the coolant in the cold plenum 20 with strong flow inertia is
This is the bell mouth at the entrance. In addition, when observing the flow of coolant during steady operation of a nuclear reactor, the areas with strong flow inertia other than those mentioned above include the area below the intermediate heat exchanger outlet up to the reactor vessel, and the area from below the intermediate heat exchanger outlet to the bong. There is a central region of the cold plenum leading up to the entrance of the robel mouse. However, in these places,
When the flow rate decreases, such as when the reactor tree knobs,
Turbulent mixing of the coolant in the cold plenum results in a relatively low flow velocity. Therefore, in all operating conditions of the nuclear reactor, the locations in the cold plenum where the flow velocity of the coolant is always the highest are the above-mentioned intermediate heat exchanger nozzle section and pump inlet bellmouth section. Therefore, when evaluating whether temperature stratification occurs at the intermediate heat exchanger outlet nozzle section and the pump inlet bell mouth section using the Richard Nonn number R+, it is found that during steady operation of the reactor, R
+ = 5.0X10-' to 6.0X10-'', which is an order of magnitude smaller than R+ = 10-', where temperature stratification is likely to occur. The coolant that has cooled the wall is guided to a location where the flow velocity is high, such as the intermediate heat exchanger outlet nozzle section or the pump inlet bell mouth section, and is discharged under a flow condition that increases the turbulent mixing distance, resulting in temperature stratification. It mixes and diffuses smoothly with the coolant in the cold plenum without causing any oxidation.Therefore, the stagnation layer where high-temperature coolant stagnates in the upper part of the cold plenum, which conventionally occurs, can be eliminated, and the It is possible to eliminate the applied local heat shock.

第12図〜第14図は、戻シ配管44の先端に形成した
戻シ配管放出ノズルの他の実施例を示したものである。
12 to 14 show other embodiments of the return pipe discharge nozzle formed at the tip of the return pipe 44.

第12図に示した実施例は、複数の戻シ配管44を中間
熱交換器スタンドバイブロ8内に設けた分散リングヘッ
ダー78に接続してアシ、この分散リングヘッダー78
の放出孔80から炉容器壁を冷却した冷却材が放出でき
るようになっている。第13図に示した実施例は、戻ル
配管放出ノズル72を中間熱交換器スタンドバイブ68
内において螺旋状に旋回させ、炉容器壁を冷却した冷却
材温度を中間熱交換器28出口部の冷却材温度に近づけ
るように構成したものでちる。第14図は、中間熱交換
器スタンドバイブロ8の外側に噴出ノズルカバー82を
設けたものでおる。そして、炉容器壁を冷却した冷却材
は、中間熱交換器スタンドバイブロ8と噴出ノズルカバ
ー82との間にスペーサ84を介して形成したアニユラ
ス部に導かれ、中間熱交換器28の出口ノズル部66か
ら噴出させるようになっている。
The embodiment shown in FIG.
The coolant that cooled the wall of the furnace vessel can be discharged from the discharge hole 80. In the embodiment shown in FIG. 13, the return pipe discharge nozzle 72 is connected to the intermediate heat exchanger stand vibe 68.
The temperature of the coolant that cools the wall of the furnace vessel is brought close to the temperature of the coolant at the outlet of the intermediate heat exchanger 28 by spirally swirling the coolant inside the furnace. In FIG. 14, a jet nozzle cover 82 is provided on the outside of the intermediate heat exchanger stand vibro 8. Then, the coolant that has cooled the wall of the furnace vessel is guided to the annulus formed between the intermediate heat exchanger stand vibro 8 and the jet nozzle cover 82 via the spacer 84, and is introduced to the outlet nozzle of the intermediate heat exchanger 28. It is designed to eject from 66.

第15図は、本発明に係る原子炉容器の冷却構造の他の
実施例を示したものである。第15図において戻り配管
44の下端は、主循環ポンプ3゜ノ吸い込み口であるポ
ンプ入口ベルマウス86の下部に導かれている。なお、
第15図に示した符号88は、冷却材流路38の内側に
形成したガス断熱層である。
FIG. 15 shows another embodiment of the reactor vessel cooling structure according to the present invention. In FIG. 15, the lower end of the return pipe 44 is led to the lower part of a pump inlet bell mouth 86, which is the suction port of the main circulation pump 3°. In addition,
Reference numeral 88 shown in FIG. 15 is a gas insulation layer formed inside the coolant flow path 38.

このように構成した実施例にあっては、炉容器壁を冷却
した冷却材が戻シ配管44を介してポンプ人口ペルマウ
ス86の下部に放出される。このため、戻シ配管44か
ら放出された冷却材は、ポンプ入口ベルマウス86に吸
引されるコールドプレナム20内の冷却材と主循環ポン
プ30内において混合拡散する。したがって、本実施例
においても前記した実施例と同様の効果を得ることがで
きる。
In this embodiment, the coolant that has cooled the wall of the reactor vessel is discharged to the lower part of the pump mouth 86 via the return pipe 44. Therefore, the coolant discharged from the return pipe 44 is mixed and diffused in the main circulation pump 30 with the coolant in the cold plenum 20 that is sucked into the pump inlet bell mouth 86 . Therefore, the same effects as those of the above-mentioned embodiments can be obtained in this embodiment as well.

〔発明の効果〕〔Effect of the invention〕

以上説明したように本発明によれば、コールドプレナム
上部における炉内構造物および炉容器壁に加わる局所的
な熱衝撃を防止でき、炉内構造物の健全性を向上するこ
とができる。
As described above, according to the present invention, it is possible to prevent local thermal shock from being applied to the reactor internals and the walls of the reactor vessel in the upper part of the cold plenum, and it is possible to improve the health of the reactor internals.

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

第1図はタンク型高速増殖炉の断面図、第2図は従来の
原子炉容器の冷却構造の説明図、第3図および第4図は
従来の原子炉容器の冷却構造における戻シ配管の配管状
態を示す図、第5図は本発明に係る原子炉容器の冷却構
造の実施例の説明図、第6図は前記実施例の戻シ配管の
先端部の詳細図、第7図は前記実施例の戻シ配管を中間
熱交換器スタンドパイプに取シ付ける配管支持台の詳細
図、第8図および第9図はコールドプレナムの形状を示
す説明図、第10図は第8図におけるa −a線に沿う
コールドプレナム内の冷却材の流動状態を示す説明図、
第11図は第8図のc−c線に沿うコールドプレナム内
の冷却材の流動状態を示す説明図、第12図、第13図
および第14図は戻シ配管の先端部の他の実施例を示す
説明図、第15図は本発明に係る原子炉容器の冷却構造
の他の実施例の説明図である。 10・・・原子炉容器、18・・・ホットブレナム、2
0・・・コールドプレナム、24・・・炉心支持構造、
26・・・炉心、28・・・中間熱交換器、30・・・
主循環ポンプ、34・・・高圧プレナム、38・・・冷
却材流路、42・・・分配管、44・・・戻シ配管、6
6・・・出口ノズル部、86・・・ポンプ入口ベルマウ
ス。 代理人 弁理士 鵜沼辰之 ′81 図 26 20 34− 不IZ図 66 第130 第141 不15圀 (
Figure 1 is a cross-sectional view of a tank-type fast breeder reactor, Figure 2 is an explanatory diagram of a conventional reactor vessel cooling structure, and Figures 3 and 4 are return pipes in a conventional reactor vessel cooling structure. 5 is an explanatory diagram of an embodiment of the reactor vessel cooling structure according to the present invention, FIG. 6 is a detailed diagram of the tip of the return piping of the embodiment, and FIG. 7 is the A detailed view of the pipe support stand for attaching the return pipe of the embodiment to the intermediate heat exchanger standpipe, Figures 8 and 9 are explanatory diagrams showing the shape of the cold plenum, and Figure 10 is the a in Figure 8. - An explanatory diagram showing the flow state of the coolant in the cold plenum along line a,
FIG. 11 is an explanatory diagram showing the flow state of the coolant in the cold plenum along line c-c in FIG. 8, and FIGS. 12, 13, and 14 are other examples of the tip of the return pipe An explanatory diagram showing an example, FIG. 15 is an explanatory diagram of another embodiment of the cooling structure for a reactor vessel according to the present invention. 10...Reactor vessel, 18...Hot Blenheim, 2
0...cold plenum, 24...core support structure,
26... Core, 28... Intermediate heat exchanger, 30...
Main circulation pump, 34... High pressure plenum, 38... Coolant channel, 42... Distribution pipe, 44... Return pipe, 6
6... Outlet nozzle section, 86... Pump inlet bell mouth. Agent Patent Attorney Tatsuyuki Unuma '81 Figure 26 20 34- FuIZ Diagram 66 No. 130 No. 141 No. 15 (

Claims (1)

【特許請求の範囲】[Claims] 1、原子炉容器の内壁面に沿って形成した冷却材流路と
、この冷却材流路に高圧プレナム内の冷却材を導く分配
管と、前記冷却材流路の冷却材をコールドプレナムに戻
す戻シ配管とからなる原子炉容器の冷却構造において、
前記戻シ配管出ロ端を中間熱交換器の出口部または主循
環ポンプの吸込部に配置したことを特徴とする原子炉容
器の冷却構造。
1. A coolant flow path formed along the inner wall surface of the reactor vessel, a distribution pipe that guides the coolant in the high-pressure plenum to this coolant flow path, and returning the coolant in the coolant flow path to the cold plenum. In the cooling structure of the reactor vessel consisting of the return piping,
A cooling structure for a nuclear reactor vessel, characterized in that the outlet end of the return pipe is disposed at an outlet of an intermediate heat exchanger or a suction of a main circulation pump.
JP59112842A 1984-06-01 1984-06-01 Cooling structure of nuclear reactor vessel Granted JPS60256091A (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP59112842A JPS60256091A (en) 1984-06-01 1984-06-01 Cooling structure of nuclear reactor vessel

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP59112842A JPS60256091A (en) 1984-06-01 1984-06-01 Cooling structure of nuclear reactor vessel

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPS60256091A true JPS60256091A (en) 1985-12-17
JPH0527837B2 JPH0527837B2 (en) 1993-04-22

Family

ID=14596893

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP59112842A Granted JPS60256091A (en) 1984-06-01 1984-06-01 Cooling structure of nuclear reactor vessel

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JPS60256091A (en)

Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS547087A (en) * 1977-06-13 1979-01-19 Commissariat Energie Atomique Device for preventing overheat of nuclear reactor cooled by liquid metal

Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS547087A (en) * 1977-06-13 1979-01-19 Commissariat Energie Atomique Device for preventing overheat of nuclear reactor cooled by liquid metal

Also Published As

Publication number Publication date
JPH0527837B2 (en) 1993-04-22

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US4302296A (en) Apparatus for insulating hot sodium in pool-type nuclear reactors
JPS6057289A (en) Double tank fast breeder reactor
JPS60256091A (en) Cooling structure of nuclear reactor vessel
US4062724A (en) Nuclear core debris collecting tray
US4664876A (en) Fast breeder reactor
JPH0330878Y2 (en)
JP2554146B2 (en) Tank type fast breeder reactor
GB2163890A (en) Nuclear reactor
JP7394041B2 (en) Reactor
JP3126550B2 (en) Reactor vessel wall cooling mechanism
JPS6318295A (en) Furnace-wall cooling structure of fbr
JP2686147B2 (en) Reactor
JPS6033083A (en) Tank type fast breeder reactor
JPS6015595A (en) reactor structure
EP0114052B1 (en) Tank-type fast breeder reactor
JPS6111698A (en) Nuclear reactor
JPS59693A (en) Reactor
JPS58225389A (en) Lmfbr type breeder
JPS6015039B2 (en) Reactor
JPS5836079Y2 (en) Reactor
JPH10293189A (en) Reactor wall cooling protection structure of fast reactor
JPH0338558B2 (en)
JPS59114494A (en) Lmfbr type reactor
JPS5810680A (en) Upper core mechanism
JPS61237083A (en) Tank type fast breeder reactor