JP2003262690A - 崩壊熱除去システム - Google Patents
崩壊熱除去システムInfo
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- 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
Abstract
(57)【要約】
【課題】ホ゜ンフ゜等の動的機器を用いない簡素な構成で、
液体金属冷却材であるNaKを循環させることによって崩
壊熱を除去し、コストタ゛ウンと信頼性の向上とを図る。 【解決手段】本発明の崩壊熱除去システムによれば、配
管13内にNaKを循環させ、原子炉容器12の内部で発生し
た崩壊熱を連続的に除去するものであり、熱交換器15と
空気冷却器16とホットハ゜ススイッチ20とを備えている。熱交換器
15は原子炉容器12の内部と、配管13内部を流れるNaKと
の熱交換を行い、原子炉容器12の内部を冷却すると共に
NaKを加熱する。空気冷却器16は熱交換器15よりも上方
に設けられ、NaKを自然空冷する。ホットハ゜ススイッチ20は、NaK
が所定温度以上になった場合にはNaKがハ゛イハ゜ス配管21,2
4,22を介して空気冷却器16側へと供給されるようにし、
所定温度未満である場合にはハ゛イハ゜ス配管21,24,22へ移行
せずに配管13,23内を流れて空気冷却器16側へと供給さ
れるようにしている。
液体金属冷却材であるNaKを循環させることによって崩
壊熱を除去し、コストタ゛ウンと信頼性の向上とを図る。 【解決手段】本発明の崩壊熱除去システムによれば、配
管13内にNaKを循環させ、原子炉容器12の内部で発生し
た崩壊熱を連続的に除去するものであり、熱交換器15と
空気冷却器16とホットハ゜ススイッチ20とを備えている。熱交換器
15は原子炉容器12の内部と、配管13内部を流れるNaKと
の熱交換を行い、原子炉容器12の内部を冷却すると共に
NaKを加熱する。空気冷却器16は熱交換器15よりも上方
に設けられ、NaKを自然空冷する。ホットハ゜ススイッチ20は、NaK
が所定温度以上になった場合にはNaKがハ゛イハ゜ス配管21,2
4,22を介して空気冷却器16側へと供給されるようにし、
所定温度未満である場合にはハ゛イハ゜ス配管21,24,22へ移行
せずに配管13,23内を流れて空気冷却器16側へと供給さ
れるようにしている。
Description
【０００１】
【発明の属する技術分野】本発明は、例えば高速増殖炉
プラント（ＦＢＲ）のように、液体金属冷却材を用いた
原子力プラントにおいて、崩壊熱を除去するために備え
られている崩壊熱除去システムに関する。
プラント（ＦＢＲ）のように、液体金属冷却材を用いた
原子力プラントにおいて、崩壊熱を除去するために備え
られている崩壊熱除去システムに関する。
【０００２】
【従来の技術】液体金属冷却材を用いた高速増殖炉プラ
ント（以下、「ＦＢＲ」と称する）では、従来、図３に
示す様に、液体金属冷却材としてＮａ（ナトリウム）が
用いられた強制循環型の崩壊熱除去システムが適用され
ている。
ント（以下、「ＦＢＲ」と称する）では、従来、図３に
示す様に、液体金属冷却材としてＮａ（ナトリウム）が
用いられた強制循環型の崩壊熱除去システムが適用され
ている。
【０００３】この種の崩壊熱除去システムは、電磁ポン
プ１４と、熱交換器１５と、空気冷却器１６とが備えら
れている。このような構成の崩壊熱除去システムによっ
て、原子炉１１を収納している原子炉容器１２内の崩壊
熱は、熱交換器１５において、配管１３を介して電磁ポ
ンプ１４によって供給されるＮａに冷却されることによ
って除去される。
プ１４と、熱交換器１５と、空気冷却器１６とが備えら
れている。このような構成の崩壊熱除去システムによっ
て、原子炉１１を収納している原子炉容器１２内の崩壊
熱は、熱交換器１５において、配管１３を介して電磁ポ
ンプ１４によって供給されるＮａに冷却されることによ
って除去される。
【０００４】配管１３内を流れるＮａは、熱交換器１５
において原子炉容器１２内の崩壊熱を除去する代わりに
自身は加熱され、電磁ポンプ１４によって空気冷却器１
６に供給される。空気冷却器１６には、空気を空気冷却
器１６に送り込むブロワ１７と、ブロワ１７によって空
気冷却器１６に供給される空気の量を調整するための入
口ダンパ１８および出口ダンパ１９がそれぞれ設けられ
ている。
において原子炉容器１２内の崩壊熱を除去する代わりに
自身は加熱され、電磁ポンプ１４によって空気冷却器１
６に供給される。空気冷却器１６には、空気を空気冷却
器１６に送り込むブロワ１７と、ブロワ１７によって空
気冷却器１６に供給される空気の量を調整するための入
口ダンパ１８および出口ダンパ１９がそれぞれ設けられ
ている。
【０００５】Ｎａの融点は、９７．８℃であるために、
空気冷却器１６では、Ｎａの冷却のし過ぎによって凍結
しないように、ブロワ１７、入口ダンパ１８、および出
口ダンパ１９を調節することによって空気冷却器１６に
供給される空気の量が制御されている。
空気冷却器１６では、Ｎａの冷却のし過ぎによって凍結
しないように、ブロワ１７、入口ダンパ１８、および出
口ダンパ１９を調節することによって空気冷却器１６に
供給される空気の量が制御されている。
【０００６】
【発明が解決しようとする課題】しかしながら、このよ
うな従来の崩壊熱除去システムでは、以下のような問題
がある。
うな従来の崩壊熱除去システムでは、以下のような問題
がある。
【０００７】すなわち、崩壊熱除去システムは、原子炉
停止時において原子炉１１から発せられる崩壊熱を確実
に除去しなくてはならず、安全性確保の観点から、高い
信頼性が要求されている。しかしながら、従来の崩壊熱
除去システムは、図３にその構成を示すように、電磁ポ
ンプ１４、ブロワ１７、入口ダンパ１８および出口ダン
パ１９等の動的機器が採用されている。
停止時において原子炉１１から発せられる崩壊熱を確実
に除去しなくてはならず、安全性確保の観点から、高い
信頼性が要求されている。しかしながら、従来の崩壊熱
除去システムは、図３にその構成を示すように、電磁ポ
ンプ１４、ブロワ１７、入口ダンパ１８および出口ダン
パ１９等の動的機器が採用されている。
【０００８】しかしながら、動的機器は、機器の故障
や、あるいはその性能が経年的に劣化するので、このよ
うな動的機器を採用した従来の崩壊熱除去システムには
高い信頼性を期待することはできないという問題があ
る。更に動的機器は、定期的な動作点検が必要となるば
かりでなく、故障時を考慮したバックアップ系の設置
（２重化）も必要となり、コストアップをもたらすとい
う問題がある。
や、あるいはその性能が経年的に劣化するので、このよ
うな動的機器を採用した従来の崩壊熱除去システムには
高い信頼性を期待することはできないという問題があ
る。更に動的機器は、定期的な動作点検が必要となるば
かりでなく、故障時を考慮したバックアップ系の設置
（２重化）も必要となり、コストアップをもたらすとい
う問題がある。
【０００９】本発明はこのような事情に鑑みてなされた
ものであり、ポンプ、ブロワ、ダンパ等の動的機器を用
いることなく、自然循環作用を利用した静的機器のみに
よって構成し、もって、構成を簡素化してコストダウン
を図るとともに、信頼性の向上を図ることが可能な崩壊
熱除去システムを提供することを目的とする。
ものであり、ポンプ、ブロワ、ダンパ等の動的機器を用
いることなく、自然循環作用を利用した静的機器のみに
よって構成し、もって、構成を簡素化してコストダウン
を図るとともに、信頼性の向上を図ることが可能な崩壊
熱除去システムを提供することを目的とする。
【００１０】
【課題を解決するための手段】上記の目的を達成するた
めに、本発明では、以下のような手段を講じる。
めに、本発明では、以下のような手段を講じる。
【００１１】すなわち、請求項１の発明は、冷却ループ
内に液体金属冷却材を循環させることによって、原子炉
を収納している原子炉容器内部で発生した崩壊熱を原子
炉容器外部へと連続的に除去する崩壊熱除去システムで
あって、熱交換器と、冷却器と、流路変換手段とから構
成してなる。
内に液体金属冷却材を循環させることによって、原子炉
を収納している原子炉容器内部で発生した崩壊熱を原子
炉容器外部へと連続的に除去する崩壊熱除去システムで
あって、熱交換器と、冷却器と、流路変換手段とから構
成してなる。
【００１２】この熱交換器は、原子炉容器内部または主
冷却系内部に設けられ、冷却ループの一部によって伝熱
管を形成し、この伝熱管を介して、崩壊熱によって加熱
された原子炉容器内部または主冷却系内部と、伝熱管の
内部を流れる液体金属冷却材との間の熱交換を行い、原
子炉容器内部を冷却するとともに、液体金属冷却材を加
熱する。また、冷却器は、原子炉容器外部でかつ熱交換
器よりも上方に設けられ、冷却ループの一部によって伝
熱管を形成し、この伝熱管を介して、熱交換器によって
加熱された後にこの伝熱管の内部を流れる液体金属冷却
材を自然空冷し、この自然空冷された液体金属冷却材を
冷却ループを介して熱交換器側に供給する。更に、流路
変換手段は、原子炉容器外部に熱交換器と冷却器との間
に介挿して設けられ、冷却ループの途中に設けられこの
冷却ループよりも口径が大きく冷却ループよりも上方側
に設けられたバイパス配管を備え、熱交換器側から冷却
ループを介して供給された液体金属冷却材が所定温度以
上になった場合には、この液体金属冷却材が膨張するこ
とによって冷却ループからバイパス配管へ移行し、この
液体金属冷却材がこのバイパス配管内を流れて冷却器側
へと供給されるようにし、熱交換器側から冷却ループを
介して供給された液体金属冷却材が所定温度未満である
場合には、冷却ループ内を流れる液体金属冷却材が冷却
ループからバイパス配管へと移行せずに冷却ループ内を
流れて冷却器側へと供給されるようにしている。
冷却系内部に設けられ、冷却ループの一部によって伝熱
管を形成し、この伝熱管を介して、崩壊熱によって加熱
された原子炉容器内部または主冷却系内部と、伝熱管の
内部を流れる液体金属冷却材との間の熱交換を行い、原
子炉容器内部を冷却するとともに、液体金属冷却材を加
熱する。また、冷却器は、原子炉容器外部でかつ熱交換
器よりも上方に設けられ、冷却ループの一部によって伝
熱管を形成し、この伝熱管を介して、熱交換器によって
加熱された後にこの伝熱管の内部を流れる液体金属冷却
材を自然空冷し、この自然空冷された液体金属冷却材を
冷却ループを介して熱交換器側に供給する。更に、流路
変換手段は、原子炉容器外部に熱交換器と冷却器との間
に介挿して設けられ、冷却ループの途中に設けられこの
冷却ループよりも口径が大きく冷却ループよりも上方側
に設けられたバイパス配管を備え、熱交換器側から冷却
ループを介して供給された液体金属冷却材が所定温度以
上になった場合には、この液体金属冷却材が膨張するこ
とによって冷却ループからバイパス配管へ移行し、この
液体金属冷却材がこのバイパス配管内を流れて冷却器側
へと供給されるようにし、熱交換器側から冷却ループを
介して供給された液体金属冷却材が所定温度未満である
場合には、冷却ループ内を流れる液体金属冷却材が冷却
ループからバイパス配管へと移行せずに冷却ループ内を
流れて冷却器側へと供給されるようにしている。
【００１３】請求項２の発明は、請求項１の発明の崩壊
熱除去システムにおいて、バイパス配管は、冷却ループ
から、ほぼ鉛直方向に向かうように接続して配設され、
冷却ループよりも口径が大きい第１の太径配管と、冷却
ループから、ほぼ鉛直方向に向かうように接続して配設
され、冷却ループよりも口径が大きく、冷却ループ上に
おいて第１の太径配管よりも冷却器側に設けられた第２
の太径配管と、第１および第２の太径配管の上端同士を
接続する冷却ループよりも口径が大きい接続配管と、接
続配管から、ほぼ鉛直方向に向かうようにしてその底部
が接続配管側に接続された閉塞ポットとから構成してな
る。
熱除去システムにおいて、バイパス配管は、冷却ループ
から、ほぼ鉛直方向に向かうように接続して配設され、
冷却ループよりも口径が大きい第１の太径配管と、冷却
ループから、ほぼ鉛直方向に向かうように接続して配設
され、冷却ループよりも口径が大きく、冷却ループ上に
おいて第１の太径配管よりも冷却器側に設けられた第２
の太径配管と、第１および第２の太径配管の上端同士を
接続する冷却ループよりも口径が大きい接続配管と、接
続配管から、ほぼ鉛直方向に向かうようにしてその底部
が接続配管側に接続された閉塞ポットとから構成してな
る。
【００１４】請求項３の発明は、請求項１または請求項
２の発明の崩壊熱除去システムにおいて、液体金属冷却
材は、常温で液体としたものである。
２の発明の崩壊熱除去システムにおいて、液体金属冷却
材は、常温で液体としたものである。
【００１５】請求項４の発明は、請求項１乃至３のうち
何れか１項の発明の崩壊熱除去システムにおいて、液体
金属冷却材をＮａＫとしたものである。
何れか１項の発明の崩壊熱除去システムにおいて、液体
金属冷却材をＮａＫとしたものである。
【００１６】請求項５の発明は、請求項１乃至４のうち
何れか１項の発明の崩壊熱除去システムにおいて、所定
温度とは、原子炉の崩壊熱除去時運転温度としたもので
ある。
何れか１項の発明の崩壊熱除去システムにおいて、所定
温度とは、原子炉の崩壊熱除去時運転温度としたもので
ある。
【００１７】請求項６の発明は、請求項１乃至５のうち
何れか１項の発明の崩壊熱除去システムにおいて、原子
炉を高速増殖炉としたものである。
何れか１項の発明の崩壊熱除去システムにおいて、原子
炉を高速増殖炉としたものである。
【００１８】
【発明の実施の形態】以下に、本発明の実施の形態につ
いて図面を参照しながら説明する。
いて図面を参照しながら説明する。
【００１９】なお、以下の実施の形態の説明に用いる図
中の符号は、図３と同一部分については同一符号を付し
て示すことにする。
中の符号は、図３と同一部分については同一符号を付し
て示すことにする。
【００２０】本発明の実施の形態を図１から図２を用い
て説明する。
て説明する。
【００２１】図１は、本発明の実施の形態に係る崩壊熱
除去システムの一例を示す系統構成図である。
除去システムの一例を示す系統構成図である。
【００２２】すなわち、本発明の実施の形態に係る崩壊
熱除去システムは、液体金属冷却材としてＮａＫ（ナッ
ク）を適用した自然循環型の崩壊熱除去システムであ
り、図３に示す強制循環型の崩壊熱除去システムの動的
機器である電磁ポンプ１４と、ブロワ１７と、入口ダン
パ１８と、出口ダンパ１９とを削除し、熱交換器１５か
ら空気冷却器１６へ向かう配管１３上にホットパススイ
ッチ（自然循環流路形成装置）２０を付加した静的機器
のみからなる構成としている。
熱除去システムは、液体金属冷却材としてＮａＫ（ナッ
ク）を適用した自然循環型の崩壊熱除去システムであ
り、図３に示す強制循環型の崩壊熱除去システムの動的
機器である電磁ポンプ１４と、ブロワ１７と、入口ダン
パ１８と、出口ダンパ１９とを削除し、熱交換器１５か
ら空気冷却器１６へ向かう配管１３上にホットパススイ
ッチ（自然循環流路形成装置）２０を付加した静的機器
のみからなる構成としている。
【００２３】また、図３に示すような強制循環型の崩壊
熱除去システムよりも、熱交換器１５と空気冷却器１６
との伝熱中心差を高くしているとともに、ホットパスス
イッチ２０の採用により配管１３およびホットパススイ
ッチ２０から構成されるループ内の圧力損失を低減して
いる。
熱除去システムよりも、熱交換器１５と空気冷却器１６
との伝熱中心差を高くしているとともに、ホットパスス
イッチ２０の採用により配管１３およびホットパススイ
ッチ２０から構成されるループ内の圧力損失を低減して
いる。
【００２４】図２は、ホットパススイッチの構成例を示
す概念図である。
す概念図である。
【００２５】すなわち、ホットパススイッチ２０は、本
発明の実施の形態に係る崩壊熱除去システムの最も高い
位置に配置され、一対の大口径配管２１，２２と、両大
口径配管２１，２２同士を接続している小口径配管２３
および上部連絡配管２４と、上部連絡配管２４の途中に
接続された上部ポット２５とから構成してなる。
発明の実施の形態に係る崩壊熱除去システムの最も高い
位置に配置され、一対の大口径配管２１，２２と、両大
口径配管２１，２２同士を接続している小口径配管２３
および上部連絡配管２４と、上部連絡配管２４の途中に
接続された上部ポット２５とから構成してなる。
【００２６】一対の大口径配管２１，２２は、それぞれ
鉛直方向に向けて並設しており、それぞれの下部には水
平方向に配設された配管１３が接続されるようにしてい
る。更に大口径配管２１と大口径配管２２とは、それぞ
れの下部において小口径配管２３によって連結されるよ
うにしている。小口径配管２３は、配管１３と同径であ
って水平方向に配設され、配管１３の一部をなしてい
る。また、両大口径配管２１，２２は、その上端部を、
コの字形状の配管である上部連絡配管２４によって互い
に連結している。なお、上部連絡配管２４は、その両端
部を除く部分が水平方向になるように配設しており、そ
の水平部分で、鉛直方向に向かって配置された有蓋円筒
形状の上部ポット２５と接続している。また、上部連絡
配管２４の口径は、小口径配管２３の口径よりも大き
い。
鉛直方向に向けて並設しており、それぞれの下部には水
平方向に配設された配管１３が接続されるようにしてい
る。更に大口径配管２１と大口径配管２２とは、それぞ
れの下部において小口径配管２３によって連結されるよ
うにしている。小口径配管２３は、配管１３と同径であ
って水平方向に配設され、配管１３の一部をなしてい
る。また、両大口径配管２１，２２は、その上端部を、
コの字形状の配管である上部連絡配管２４によって互い
に連結している。なお、上部連絡配管２４は、その両端
部を除く部分が水平方向になるように配設しており、そ
の水平部分で、鉛直方向に向かって配置された有蓋円筒
形状の上部ポット２５と接続している。また、上部連絡
配管２４の口径は、小口径配管２３の口径よりも大き
い。
【００２７】上述したような構成のホットパススイッチ
２０によって、図２中に示すａ）低温停止温度液面（Ｎ
ａＫ温度＝１８０℃）では、熱交換器１５側から大口径
配管２１に供給されたＮａＫは、大口径配管２１から小
口径配管２３を介して大口径配管２２に供給され、更に
そこから配管１３に戻され、空気冷却器１６側に供給さ
れるようにしている。
２０によって、図２中に示すａ）低温停止温度液面（Ｎ
ａＫ温度＝１８０℃）では、熱交換器１５側から大口径
配管２１に供給されたＮａＫは、大口径配管２１から小
口径配管２３を介して大口径配管２２に供給され、更に
そこから配管１３に戻され、空気冷却器１６側に供給さ
れるようにしている。
【００２８】また、図２中に示すｂ）待機温度液面（Ｎ
ａＫ温度＝５５０℃（原子炉の定格運転温度））では、
ａ）低温停止温度よりも温度が高いためにＮａＫが膨張
し、ａ）低温停止温度液面よりも大口径配管２１，２２
中における液面が上昇するものの、熱交換器１５側から
大口径配管２１に供給されたＮａＫは、大口径配管２１
から小口径配管２３を介して大口径配管２２に供給さ
れ、更にそこから配管１３に戻され、空気冷却器１６側
に供給されるようにしている。
ａＫ温度＝５５０℃（原子炉の定格運転温度））では、
ａ）低温停止温度よりも温度が高いためにＮａＫが膨張
し、ａ）低温停止温度液面よりも大口径配管２１，２２
中における液面が上昇するものの、熱交換器１５側から
大口径配管２１に供給されたＮａＫは、大口径配管２１
から小口径配管２３を介して大口径配管２２に供給さ
れ、更にそこから配管１３に戻され、空気冷却器１６側
に供給されるようにしている。
【００２９】更に、図２中に示すｃ）崩壊熱除去時の運
転温度液面（１）（ＮａＫ温度＝５８０℃）では、ｂ）
待機温度よりも温度が高いためにＮａＫが更に膨張し、
上部連絡配管２４と上部ポット２５とを接続している鉛
直配管２６まで液面が上昇する。上部連絡配管２４は小
口径配管２３よりも口径が大きく、圧損が小さいため
に、熱交換器１５側から大口径配管２１に供給されたＮ
ａＫの大部分は、大口径配管２１から上部連絡配管２４
を介して大口径配管２２に供給され、更にそこから配管
１３に戻され、空気冷却器１６側に供給されるようにし
ている。
転温度液面（１）（ＮａＫ温度＝５８０℃）では、ｂ）
待機温度よりも温度が高いためにＮａＫが更に膨張し、
上部連絡配管２４と上部ポット２５とを接続している鉛
直配管２６まで液面が上昇する。上部連絡配管２４は小
口径配管２３よりも口径が大きく、圧損が小さいため
に、熱交換器１５側から大口径配管２１に供給されたＮ
ａＫの大部分は、大口径配管２１から上部連絡配管２４
を介して大口径配管２２に供給され、更にそこから配管
１３に戻され、空気冷却器１６側に供給されるようにし
ている。
【００３０】更にまた、崩壊熱除去時の運転温度が上昇
し、図２中に示すｄ）運転温度液面（２）（ＮａＫ温度
＝６００℃）に至り、ＮａＫの液面が上昇した場合であ
っても、液面が上部ポット２５の内部にできるようにし
ている。したがって、ｄ）運転温度液面（２）であって
も、熱交換器１５側から大口径配管２１に供給されたＮ
ａＫの大部分は、大口径配管２１から上部連絡配管２４
を介して大口径配管２２に供給され、更にそこから配管
１３に戻され、空気冷却器１６側に供給されるようにし
ている。
し、図２中に示すｄ）運転温度液面（２）（ＮａＫ温度
＝６００℃）に至り、ＮａＫの液面が上昇した場合であ
っても、液面が上部ポット２５の内部にできるようにし
ている。したがって、ｄ）運転温度液面（２）であって
も、熱交換器１５側から大口径配管２１に供給されたＮ
ａＫの大部分は、大口径配管２１から上部連絡配管２４
を介して大口径配管２２に供給され、更にそこから配管
１３に戻され、空気冷却器１６側に供給されるようにし
ている。
【００３１】すなわち、小口径配管２３は、原子炉１１
の温度がａ）低温停止温度、またはｂ）待機温度のとき
にＮａＫが自然循環する小流量流路パスを形成し、上部
連絡配管２４は、原子炉１１の温度がｃ）崩壊熱除去時
の運転温度（１）、またはｄ）運転温度（２）のときに
ＮａＫが自然循環する大流量流路パスを形成している。
の温度がａ）低温停止温度、またはｂ）待機温度のとき
にＮａＫが自然循環する小流量流路パスを形成し、上部
連絡配管２４は、原子炉１１の温度がｃ）崩壊熱除去時
の運転温度（１）、またはｄ）運転温度（２）のときに
ＮａＫが自然循環する大流量流路パスを形成している。
【００３２】空気冷却器１６に供給されたＮａＫは、空
気冷却器１６において、自然空冷作用によって冷却され
るようにしている。空気冷却器１６は、冷却用の空気の
流量を制御するブロワ１７、入口ダンパ１８、出口ダン
パ１９のいずれも備えていないが、ＮａＫの融点は、−
１２℃であり、常温では液体で存在する。したがって、
冷却のし過ぎによりＮａＫが凍結することはない。ま
た、原子炉１１の運転温度が上昇し、ホットパススイッ
チ２０におけるＮａＫの液面が上昇し、大口径配管２１
から大口径配管２２への移送が上部連絡配管２４を介し
てなされるようになると、配管１３内を流通するＮａＫ
の流量が増加し、空気冷却器１６による冷却効果も増大
するので、適切な除熱を可能としている。
気冷却器１６において、自然空冷作用によって冷却され
るようにしている。空気冷却器１６は、冷却用の空気の
流量を制御するブロワ１７、入口ダンパ１８、出口ダン
パ１９のいずれも備えていないが、ＮａＫの融点は、−
１２℃であり、常温では液体で存在する。したがって、
冷却のし過ぎによりＮａＫが凍結することはない。ま
た、原子炉１１の運転温度が上昇し、ホットパススイッ
チ２０におけるＮａＫの液面が上昇し、大口径配管２１
から大口径配管２２への移送が上部連絡配管２４を介し
てなされるようになると、配管１３内を流通するＮａＫ
の流量が増加し、空気冷却器１６による冷却効果も増大
するので、適切な除熱を可能としている。
【００３３】このように構成した本発明の実施の形態に
係る崩壊熱除去システムは、電磁ポンプ１４、ブロワ１
７、入口ダンパ１８、および出口ダンパ１９等の動的機
器を一切用いず、ホットパススイッチ２０の採用によっ
て、液体金属冷却材であるＮａＫの熱膨張を利用した自
然循環作用によって流路を切り替え、流量を調節すると
ともに、冷却能力を調節する静的機能を有している。
係る崩壊熱除去システムは、電磁ポンプ１４、ブロワ１
７、入口ダンパ１８、および出口ダンパ１９等の動的機
器を一切用いず、ホットパススイッチ２０の採用によっ
て、液体金属冷却材であるＮａＫの熱膨張を利用した自
然循環作用によって流路を切り替え、流量を調節すると
ともに、冷却能力を調節する静的機能を有している。
【００３４】次に、以上のように構成した同実施の形態
に係る崩壊熱除去システムの作用について説明する。
に係る崩壊熱除去システムの作用について説明する。
【００３５】本発明の実施の形態に係る崩壊熱除去シス
テムによって原子炉容器１２内の崩壊熱を除去する場合
には、原子炉容器１２内に備えられた熱交換器１５の、
配管１３の一部からなる図示しない伝熱管を介して、配
管１３によって伝熱管に供給されたＮａＫによって原子
炉容器１２内の冷却材であるＮａが冷却される。
テムによって原子炉容器１２内の崩壊熱を除去する場合
には、原子炉容器１２内に備えられた熱交換器１５の、
配管１３の一部からなる図示しない伝熱管を介して、配
管１３によって伝熱管に供給されたＮａＫによって原子
炉容器１２内の冷却材であるＮａが冷却される。
【００３６】配管１３内を流れるＮａＫは、熱交換器１
５において原子炉容器１２内の崩壊熱を除去する代わり
に自身は加熱され、密度が小さくなるので配管１３に沿
って上昇し、ホットパススイッチ２０に導かれる。
５において原子炉容器１２内の崩壊熱を除去する代わり
に自身は加熱され、密度が小さくなるので配管１３に沿
って上昇し、ホットパススイッチ２０に導かれる。
【００３７】原子炉１１の温度が、ａ）低温停止温度
（ＮａＫ温度＝１８０℃）である場合には、熱交換器１
５側から大口径配管２１に供給されたＮａＫは、大口径
配管２１から小口径配管２３を介して大口径配管２２に
供給され、更にそこから配管１３に戻され、空気冷却器
１６側に供給される。
（ＮａＫ温度＝１８０℃）である場合には、熱交換器１
５側から大口径配管２１に供給されたＮａＫは、大口径
配管２１から小口径配管２３を介して大口径配管２２に
供給され、更にそこから配管１３に戻され、空気冷却器
１６側に供給される。
【００３８】また、原子炉１１の温度が、ｂ）待機温度
（ＮａＫ温度＝５５０℃）である場合には、ａ）低温停
止温度よりも温度が高いためにＮａＫが膨張し、ａ）低
温停止温度よりも大口径配管２１，２２中における液面
が上昇するものの、熱交換器１５側から大口径配管２１
に供給されたＮａＫは、大口径配管２１から小口径配管
２３を介して大口径配管２２に供給され、更にそこから
配管１３に戻され、空気冷却器１６側に供給される。
（ＮａＫ温度＝５５０℃）である場合には、ａ）低温停
止温度よりも温度が高いためにＮａＫが膨張し、ａ）低
温停止温度よりも大口径配管２１，２２中における液面
が上昇するものの、熱交換器１５側から大口径配管２１
に供給されたＮａＫは、大口径配管２１から小口径配管
２３を介して大口径配管２２に供給され、更にそこから
配管１３に戻され、空気冷却器１６側に供給される。
【００３９】更に、原子炉１１の温度が、ｃ）崩壊熱除
去時の運転温度（１）（ＮａＫ温度＝５８０℃）である
場合には、ｂ）待機温度よりも温度が高いためにＮａＫ
が更に膨張し、上部連絡配管２４と上部ポット２５とを
接続している鉛直配管２６まで液面が上昇する。上部連
絡配管２４は小口径配管２３よりも口径が大きく、圧損
が小さいために、熱交換器１５側から大口径配管２１に
供給されたＮａＫの大部分は、大口径配管２１から上部
連絡配管２４を介して大口径配管２２に供給され、更に
そこから配管１３に戻され、空気冷却器１６側に供給さ
れる。
去時の運転温度（１）（ＮａＫ温度＝５８０℃）である
場合には、ｂ）待機温度よりも温度が高いためにＮａＫ
が更に膨張し、上部連絡配管２４と上部ポット２５とを
接続している鉛直配管２６まで液面が上昇する。上部連
絡配管２４は小口径配管２３よりも口径が大きく、圧損
が小さいために、熱交換器１５側から大口径配管２１に
供給されたＮａＫの大部分は、大口径配管２１から上部
連絡配管２４を介して大口径配管２２に供給され、更に
そこから配管１３に戻され、空気冷却器１６側に供給さ
れる。
【００４０】更にまた、原子炉１１の温度が、ｄ）運転
温度（２）（ＮａＫ温度＝６００℃以上）である場合に
は、液面が上部ポット２５の内部にまで上昇する。この
場合でも、熱交換器１５側から大口径配管２１に供給さ
れたＮａＫの大部分は、大口径配管２１から上部連絡配
管２４を介して大口径配管２２に供給され、更にそこか
ら配管１３に戻され、空気冷却器１６側に供給される。
温度（２）（ＮａＫ温度＝６００℃以上）である場合に
は、液面が上部ポット２５の内部にまで上昇する。この
場合でも、熱交換器１５側から大口径配管２１に供給さ
れたＮａＫの大部分は、大口径配管２１から上部連絡配
管２４を介して大口径配管２２に供給され、更にそこか
ら配管１３に戻され、空気冷却器１６側に供給される。
【００４１】そして、空気冷却器１６に供給されたＮａ
Ｋは、空気冷却器１６において、自然空冷作用によって
冷却される。自然空気は、平均的には、ほぼ一定の流量
で空気冷却器１６に供給されるものと考えられる一方、
ホットパススイッチ２０から空気冷却器１６へと供給さ
れるＮａＫの流量は、原子炉１１の運転温度によって異
なる。すなわち、ａ）低温停止温度、またはｂ）待機温
度の場合には、ＮａＫは、小口径配管２３を介して空気
冷却器１６へ供給されることから、流量が小さく、空気
冷却器１６によって冷却される効果も小さい。
Ｋは、空気冷却器１６において、自然空冷作用によって
冷却される。自然空気は、平均的には、ほぼ一定の流量
で空気冷却器１６に供給されるものと考えられる一方、
ホットパススイッチ２０から空気冷却器１６へと供給さ
れるＮａＫの流量は、原子炉１１の運転温度によって異
なる。すなわち、ａ）低温停止温度、またはｂ）待機温
度の場合には、ＮａＫは、小口径配管２３を介して空気
冷却器１６へ供給されることから、流量が小さく、空気
冷却器１６によって冷却される効果も小さい。
【００４２】一方、ｃ）崩壊熱除去時の運転温度
（１）、またはｄ）運転温度（２）の場合には、ＮａＫ
の温度も上昇するが、ＮａＫは、小口径配管２３よりも
配管径が太い上部連絡配管２４を介して空気冷却器１６
へ供給されることから、流量が大きく、空気冷却器１６
によって冷却される効果も大きいために、効率良く冷却
される。
（１）、またはｄ）運転温度（２）の場合には、ＮａＫ
の温度も上昇するが、ＮａＫは、小口径配管２３よりも
配管径が太い上部連絡配管２４を介して空気冷却器１６
へ供給されることから、流量が大きく、空気冷却器１６
によって冷却される効果も大きいために、効率良く冷却
される。
【００４３】また、本発明の実施の形態に係る崩壊熱除
去システムは、従来技術の崩壊熱除去システムよりも熱
交換器１５と空気冷却器１６との伝熱中心差が高く確保
されており、更に、ホットパススイッチ２０の採用によ
り配管１３およびホットパススイッチ２０から形成され
ているループ内の圧力損失の低減化が図られているの
で、電磁ポンプ１４のような駆動のための動的機器を用
いずとも所定値以上の流量が確保される。
去システムは、従来技術の崩壊熱除去システムよりも熱
交換器１５と空気冷却器１６との伝熱中心差が高く確保
されており、更に、ホットパススイッチ２０の採用によ
り配管１３およびホットパススイッチ２０から形成され
ているループ内の圧力損失の低減化が図られているの
で、電磁ポンプ１４のような駆動のための動的機器を用
いずとも所定値以上の流量が確保される。
【００４４】このように、原子炉１１の温度に応じて、
ＮａＫは、適切に冷却される。なお、ＮａＫの融点は、
−１２℃であり、常温では液体で存在するので、冷却の
し過ぎによるＮａＫの凍結を心配する必要はない。
ＮａＫは、適切に冷却される。なお、ＮａＫの融点は、
−１２℃であり、常温では液体で存在するので、冷却の
し過ぎによるＮａＫの凍結を心配する必要はない。
【００４５】上述したように、本発明の実施の形態に係
る崩壊熱除去システムにおいては、上記のような作用に
より、従来技術の動的機器を備えた崩壊熱除去システム
よりも、熱交換器１５と空気冷却器１６との伝熱中心差
を大きくし、更に液体金属冷却材であるＮａＫが循環す
る流路内の圧力損失を低減している。これによって、Ｎ
ａＫの流量を高めることができるので、電磁ポンプ１４
のような動的駆動機器を省略することができる。
る崩壊熱除去システムにおいては、上記のような作用に
より、従来技術の動的機器を備えた崩壊熱除去システム
よりも、熱交換器１５と空気冷却器１６との伝熱中心差
を大きくし、更に液体金属冷却材であるＮａＫが循環す
る流路内の圧力損失を低減している。これによって、Ｎ
ａＫの流量を高めることができるので、電磁ポンプ１４
のような動的駆動機器を省略することができる。
【００４６】また、ホットパススイッチ２０の採用によ
って、原子炉１１の運転温度が高い場合には、空気冷却
器１６に供給されるＮａＫの流量を高め、冷却能力を高
めることができるので、ブロワ１７、入口ダンパ１８、
および出口ダンパ１９のように強制的に冷却能力を調節
するための動的機器を省略することができる。なお、Ｎ
ａＫは、融点が低く常温では液体で存在するので、冷却
のし過ぎによる凍結を心配する必要はない。
って、原子炉１１の運転温度が高い場合には、空気冷却
器１６に供給されるＮａＫの流量を高め、冷却能力を高
めることができるので、ブロワ１７、入口ダンパ１８、
および出口ダンパ１９のように強制的に冷却能力を調節
するための動的機器を省略することができる。なお、Ｎ
ａＫは、融点が低く常温では液体で存在するので、冷却
のし過ぎによる凍結を心配する必要はない。
【００４７】このように、動的機器が一切不要となるた
めに、システムの構成を大幅に簡素化することが可能と
なる。これによって、コストダウンを図ることができる
ことはもちろんであるが、動的機器を一切使用しないこ
とから、大幅に信頼性を向上することも可能となる。な
お、概略評価では、信頼性が２桁程度（１００倍程度）
向上するという結果が得られている。
めに、システムの構成を大幅に簡素化することが可能と
なる。これによって、コストダウンを図ることができる
ことはもちろんであるが、動的機器を一切使用しないこ
とから、大幅に信頼性を向上することも可能となる。な
お、概略評価では、信頼性が２桁程度（１００倍程度）
向上するという結果が得られている。
【００４８】以上、本発明の好適な実施の形態につい
て、添付図面を参照しながら説明したが、本発明はかか
る構成に限定されない。特許請求の範囲に記載された技
術的思想の範疇において、当業者であれば、各種の変更
例及び修正例に想到し得るものであり、それら変更例及
び修正例についても本発明の技術的範囲に属するものと
了解される。
て、添付図面を参照しながら説明したが、本発明はかか
る構成に限定されない。特許請求の範囲に記載された技
術的思想の範疇において、当業者であれば、各種の変更
例及び修正例に想到し得るものであり、それら変更例及
び修正例についても本発明の技術的範囲に属するものと
了解される。
【００４９】
【発明の効果】以上説明したように、本発明によれば、
ポンプ、ブロワ、ダンパ等の動的機器を用いることな
く、自然循環作用を利用した静的機器のみによって崩壊
熱を除去することができる。
ポンプ、ブロワ、ダンパ等の動的機器を用いることな
く、自然循環作用を利用した静的機器のみによって崩壊
熱を除去することができる。
【００５０】以上により、構成を簡素化してコストダウ
ンを図るとともに、信頼性の向上を図ることが可能な崩
壊熱除去システムを実現することができる。
ンを図るとともに、信頼性の向上を図ることが可能な崩
壊熱除去システムを実現することができる。
【図１】本発明の実施の形態に係る崩壊熱除去システム
の一例を示す系統構成図
の一例を示す系統構成図
【図２】ホットパススイッチの構成例を示す概念図
【図３】従来技術による強制循環型の崩壊熱除去システ
ムの一例を示す系統構成図
ムの一例を示す系統構成図
１１…原子炉
１２…原子炉容器
１３…配管
１４…電磁ポンプ
１５…熱交換器
１６…空気冷却器
１７…ブロワ
１８…入口ダンパ
１９…出口ダンパ
２０…ホットパススイッチ
２１，２２…大口径配管
２３…小口径配管
２４…上部連絡配管
２５…上部ポット
２６…鉛直配管
Claims (6)
- 【請求項１】 冷却ループ内に液体金属冷却材を循環さ
せることによって、原子炉を収納している原子炉容器内
部で発生した崩壊熱を原子炉容器外部へと連続的に除去
する崩壊熱除去システムであって、 前記原子炉容器内部または主冷却系内部に設けられ、前
記冷却ループの一部によって伝熱管を形成し、この伝熱
管を介して、崩壊熱によって加熱された前記原子炉容器
内部または主冷却系内部と、前記伝熱管の内部を流れる
液体金属冷却材との間の熱交換を行い、前記原子炉容器
内部を冷却するとともに、前記液体金属冷却材を加熱す
る熱交換器と、 前記原子炉容器外部でかつ前記熱交換器よりも上方に設
けられ、前記冷却ループの一部によって伝熱管を形成
し、この伝熱管を介して、前記熱交換器によって加熱さ
れた後にこの伝熱管の内部を流れる液体金属冷却材を自
然空冷し、この自然空冷された液体金属冷却材を前記冷
却ループを介して前記熱交換器側に供給する冷却器と、 前記原子炉容器外部に前記熱交換器と前記冷却器との間
に介挿して設けられ、前記冷却ループの途中に設けられ
この冷却ループよりも口径が大きく前記冷却ループより
も上方側に設けられたバイパス配管を備え、前記熱交換
器側から前記冷却ループを介して供給された液体金属冷
却材が所定温度以上になった場合には、この液体金属冷
却材が膨張することによって前記冷却ループから前記バ
イパス配管へ移行し、この液体金属冷却材がこのバイパ
ス配管内を流れて前記冷却器側へと供給されるように
し、前記熱交換器側から前記冷却ループを介して供給さ
れた液体金属冷却材が所定温度未満である場合には、前
記冷却ループ内を流れる液体金属冷却材が前記冷却ルー
プから前記バイパス配管へと移行せずに前記冷却ループ
内を流れて前記冷却器側へと供給されるようにした流路
変換手段とを備えた崩壊熱除去システム。 - 【請求項２】 請求項１に記載の崩壊熱除去システムに
おいて、 前記バイパス配管は、 前記冷却ループから、ほぼ鉛直方向に向かうように接続
して配設され、前記冷却ループよりも口径が大きい第１
の太径配管と、 前記冷却ループから、ほぼ鉛直方向に向かうように接続
して配設され、前記冷却ループよりも口径が大きく、前
記冷却ループ上において前記第１の太径配管よりも前記
冷却器側に設けられた第２の太径配管と、 前記第１および第２の太径配管の上端同士を接続する前
記冷却ループよりも口径が大きい接続配管と、 前記接続配管から、ほぼ鉛直方向に向かうようにしてそ
の底部が前記接続配管側に接続された閉塞ポットとから
構成してなる崩壊熱除去システム。 - 【請求項３】 請求項１または請求項２に記載の崩壊熱
除去システムにおいて、 前記液体金属冷却材は、常温で液体である崩壊熱除去シ
ステム。 - 【請求項４】 請求項１乃至３のうち何れか１項に記載
の崩壊熱除去システムにおいて、 前記液体金属冷却材をＮａＫとした崩壊熱除去システ
ム。 - 【請求項５】 請求項１乃至４のうち何れか１項に記載
の崩壊熱除去システムにおいて、 前記所定温度とは、前記原子炉の崩壊熱除去時の運転温
度である崩壊熱除去システム。 - 【請求項６】 請求項１乃至５のうち何れか１項に記載
の崩壊熱除去システムにおいて、 前記原子炉を高速増殖炉とした崩壊熱除去システム。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2002065773A JP2003262690A (ja) | 2002-03-11 | 2002-03-11 | 崩壊熱除去システム |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2002065773A JP2003262690A (ja) | 2002-03-11 | 2002-03-11 | 崩壊熱除去システム |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JP2003262690A true JP2003262690A (ja) | 2003-09-19 |
Family
ID=29197915
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP2002065773A Pending JP2003262690A (ja) | 2002-03-11 | 2002-03-11 | 崩壊熱除去システム |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP2003262690A (ja) |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR100935089B1 (ko) * | 2007-12-20 | 2010-01-06 | 한국원자력연구원 | 소듐냉각 고속로의 잔열제거용 중간 소듐루프에서의 소듐고화가능성을 배제한 피동 안전등급 잔열제거 시스템 |
| WO2015019497A1 (ja) * | 2013-08-09 | 2015-02-12 | 株式会社日立製作所 | 原子炉冷却システム |
| KR20170015889A (ko) * | 2014-04-18 | 2017-02-10 | 아젠치아 나치오날레 페르 레 누오베 테크놀로지에, 레네르자 에 로 스빌루포 에코노미코 소스테니빌레 (에네아) | 원자로로부터의 잔류열을 제거하기 위한 피동 시스템 |
| CN110959182A (zh) * | 2017-07-24 | 2020-04-03 | 俄罗斯联邦诺萨顿国家原子能公司 | 快中子反应堆中建立液态金属冷却剂自然循环的方法 |
-
2002
- 2002-03-11 JP JP2002065773A patent/JP2003262690A/ja active Pending
Cited By (10)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR100935089B1 (ko) * | 2007-12-20 | 2010-01-06 | 한국원자력연구원 | 소듐냉각 고속로의 잔열제거용 중간 소듐루프에서의 소듐고화가능성을 배제한 피동 안전등급 잔열제거 시스템 |
| WO2015019497A1 (ja) * | 2013-08-09 | 2015-02-12 | 株式会社日立製作所 | 原子炉冷却システム |
| GB2530702A (en) * | 2013-08-09 | 2016-03-30 | Hitachi Ltd | Nuclear reactor cooling system |
| JP6072919B2 (ja) * | 2013-08-09 | 2017-02-01 | 株式会社日立製作所 | 原子炉冷却システム |
| GB2530702B (en) * | 2013-08-09 | 2019-05-15 | Hitachi Ltd | Reactor cooling system |
| KR20170015889A (ko) * | 2014-04-18 | 2017-02-10 | 아젠치아 나치오날레 페르 레 누오베 테크놀로지에, 레네르자 에 로 스빌루포 에코노미코 소스테니빌레 (에네아) | 원자로로부터의 잔류열을 제거하기 위한 피동 시스템 |
| KR102366575B1 (ko) | 2014-04-18 | 2022-02-23 | 아젠치아 나치오날레 페르 레 누오베 테크놀로지에, 레네르자 에 로 스빌루포 에코노미코 소스테니빌레 (에네아) | 원자로로부터의 잔류열을 제거하기 위한 피동 시스템 |
| CN110959182A (zh) * | 2017-07-24 | 2020-04-03 | 俄罗斯联邦诺萨顿国家原子能公司 | 快中子反应堆中建立液态金属冷却剂自然循环的方法 |
| US10937558B2 (en) | 2017-07-24 | 2021-03-02 | State Atomic Energy Corporation “Rosatom” On Behalf Of The Russian Federation | Method of launching natural circulation of liquid metal coolant of a fast neutron nuclear chain reactor |
| CN110959182B (zh) * | 2017-07-24 | 2021-05-04 | 俄罗斯联邦诺萨顿国家原子能公司 | 快中子反应堆中建立液态金属冷却剂自然循环的方法 |
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Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| A621 | Written request for application examination |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A621 Effective date: 20040218 |
|
| RD03 | Notification of appointment of power of attorney |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A7423 Effective date: 20051205 |
|
| A131 | Notification of reasons for refusal |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131 Effective date: 20061205 |
|
| A521 | Written amendment |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523 Effective date: 20070119 |
|
| A02 | Decision of refusal |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A02 Effective date: 20070403 |