JP2004347586A - プール直接冷却方式の受動安全等級液体金属炉残熱除去方法及び残熱除去システム - Google Patents

Abstract

【課題】プール形液体金属炉の正常熱除去システム機能喪失時の炉芯崩壊熱除去方法及び残熱除去システムを提供する。
【解決手段】原子炉容器内部炉芯上部の高温プールとその外部の低温プールに区分され正常運転時は１次系統ポンプにより液位差が維持された液体金属炉に低温プールの液位と同一に維持した垂直円形管を設置し、原子炉建物上部に設置されたナトリウム−空気熱交換器と除熱用ナトリウムループで連結されたナトリウム−ナトリウム熱交換器を正常運転時の低温プールの液位と同一な垂直円形管内部の低温プール液位上部に設置し、系統過渡時に１次系統ポンプの作動中断及びナトリウムの膨脹により高温プールと低温プール間の液位差解消時に限ってナトリウム−ナトリウム熱交換器が高温のナトリウムと直接接触するようにして炉芯の崩壊熱を最終ヒートシンク源の大気に放出するようにする。
【選択図】図１

Description

本発明は、正常熱除去システムの機能喪失時に液体ナトリウムを冷却剤として使用するプール形液体金属炉の炉芯崩壊熱除去に関するものである。より詳細には、大容量液体金属炉設計に適合な除熱容量の確保が可能で、正常運転中の熱損失を最小化しながら作動信頼性を向上できるプール直接冷却方式の受動安全等級液体金属炉残熱除去方法及び残熱除去システムに関するものである。

一般的な液体金属炉（ＬＭＲ：Ｌｉｑｕｉｄ Ｍｅｔａｌ Ｒｅａｃｔｏｒ）は、炉芯（Ｒｅａｃｔｏｒ Ｃｏｒｅ）、中間熱交換器（ＩＨＸ）と蒸気発生器（ＳＧ）に連結されている正常熱除去システムの機能が喪失した時に、緊急な原子炉運転中断につながる炉芯の崩壊熱（ｄｅｃａｙ ｈｅａｔ）除去のために残熱除去システム（ＲＨＲＳ）を具備している。

従来技術によるプール形（ｐｏｏｌ ｔｙｐｅ）液体金属炉の残熱除去システムは、炉芯出口上部に位置した高温プール（ｈｏｔ ｐｏｏｌ）の熱的慣性を利用して炉芯の崩壊熱を効果的に除去できるように設計されたものであり、炉芯の熱出力による残熱除去容量と関連して原子炉容器直接冷却方式（Ｐａｓｓｉｖｅ Ｖｅｓｓｅｌ Ｃｏｏｌｉｎｇ Ｓｙｓｔｅｍ ； ＰＶＣＳ）とプール直接冷却方式（Ｄｉｒｅｃｔ Ｒｅａｃｔｏｒ Ｃｏｏｌｉｎｇ ； ＤＲＣ）に分類される。

原子炉容器直接冷却方式（ＰＶＣＳ）は、図９に示したように正常熱除去システムの機能喪失によって高温プール（ｈｏｔ ｐｏｏｌ）１５０のナトリウムが加熱され容積が膨脹すると液位Ｘ１が上昇して炉芯１１０で加熱された高温ナトリウムが原子炉バッフル（Ｒｅａｃｔｏｒ ｂａｆｆｌｅ）１３０上端に形成されたオーバーフロースロット（ｏｖｅｒｆｌｏｗ ｓｌｏｔ）を越えて原子炉容器（Ｒｅａｃｔｏｒ Ｖｅｓｓｅｌ）１００と直接接触して対流及び伝導熱伝達による熱伝達上昇効果によって炉芯の崩壊熱を除去する方式であり、炉芯熱出力が相対的に低い１，０００ＭＷｔｈ 以下の中小形プール形液体金属炉に限って適用が可能な方式である。

もう少し詳細に説明すると、対流と伝導により原子炉容器に吸収された熱は、輻射により原子炉容器外部の格納容器（Ｃｏｎｔａｉｎｍｅｎｔ Ｖｅｓｓｅｌ）２３０に伝達され、格納容器２３０とその外部を取り囲むコンクリートで形成された支持壁２１０との間に空気分離器２２０により半径方向に分割された空気流路を流れる空気に格納容器２３０の熱が吸収され、最終的に空気分離器２２０内側の空気流路で加熱された空気が密度差により持続的に大気に排出され、冷たい外部の空気が空気分離器外側の空気流路を通って持続的に流入する形態で発生する空気の自然循環によって、受動的で持続的な方式で炉芯の崩壊熱が除去される。

このような方式は、正常熱除去システムの機能喪失時に運転員の操作や外部のいかなる措置も必要としないで作動するものであるため、作動信頼性が保障された完全な受動コンセプトを採択している長所を持っているが、除熱方式の特性上、原子炉容器の直径により決定される熱伝達表面積及びこれと関連したプール内部の機器収容要件による経済性等を考慮する時、前記のように原子炉熱出力の限界が１，０００ＭＷｔｈ程度に制約を受けるため、大容量原子炉設計時にはその適用が適切でない問題点があった。

一方、プール直接冷却方式（ＤＲＣ）は、図１０に図示したように高温プール１５０の高温ナトリウム液位Ｘ２以下に位置するようにナトリウム−ナトリウム熱交換器２０’を
設置して原子炉建物上端にナトリウム−空気熱交換器４０’を設置して、二つの熱交換器
を別途の除熱用ナトリウムループ３０’で連結することによって、熱流入源及び熱除去源
の高さ差により形成される除熱用ナトリウムループ３０’内での密度差を利用したナトリ
ウムの自然循環により、システムの熱を最終ヒートシンク源の大気に放出する方式である。これは、先に説明した原子炉容器直接冷却方式（ＰＶＣＳ）のシステムと異なり、炉芯の熱出力に直接的な制約を受けずに設計目標にしたがって要求される崩壊熱除去容量を具現できる長所を持っている。

しかし、プール直接冷却方式（ＤＲＣ）は、別途に具備された除熱用ナトリウムループ３０’を通った高温プール１５０からナトリウム−空気熱交換器４０’への伝熱過程で、
液体ナトリウムの特性である除熱用ナトリウムループ３０’内部のナトリウム固化を防止
するために持続的な熱供給が正常運転中にも必要である。このように供給される熱は、正常的な状態では液体金属炉の熱損失に該当するため、除熱用ナトリウムループ４０’に供
給される空気流路の入口４３’及び出口４７’に各々ダンパー（ｄａｍｐｅｒ）１７０を
設置し、除熱用ナトリウムループ３０’に隔離バルブ１８０を設置して、正常運転中にダ
ンパー１７０及び隔離バルブ１８０の制御によるナトリウム及び空気の流量調節を通じて、ナトリウム固化防止のための最小限の熱量だけを除熱用ナトリウムループ３０’に供給することによって、高温プールの正常運転中の熱損失を最小化し、正常熱除去システムの機能喪失による非常炉芯崩壊熱除去時には、ダンパー１７０及び隔離バルブ１８０を最大に開いて流量を増加させることによって本格的な除熱性能を発揮できるように設計されている。

このように、プール直接冷却方式（ＤＲＣ）は、正常運転中の熱損失防止及びナトリウム固化防止の為の最少目標熱量供給の為に除熱用ナトリウムループ３０’に隔離バルブ１
８０を設置し、空気流路の入口４３’及び出口４７’にダンパー１７０を設置してこれら
の開度を調節する方式を採択していて、非常炉芯崩壊熱除去時の作動信頼性増進の為に受動コンセプトを具現するため隔離バルブ１８０及びダンパー１７０を安全等級化する設計コンセプトが主に利用されているが、この方式もまた、隔離バルブ１８０またはダンパー１７０自体に対する機械的な駆動条件が満足されなければならず、完全な受動コンセプトによる残熱除去機能遂行が不可能であり、原子炉容器直接冷却方式（ＰＶＣＳ）と比較すると、残熱除去システムの作動信頼性と関連した作動安全性側面において問題点があった。

Ｄｏｈｅｅ Ｈａｈｎ，「Ｓｔａｔｕｓ ｏｆ Ｎａｔｉｏｎａｌ Ｐｒｏｇｒａｍｍｅｓ ｏｎ Ｆａｓｔ Ｒｅａｃｔｏｒｓ ｉｎ Ｋｏｒｅａ」，ＩＡＥＡ Ｔｅｃｈｎｉｃａｌ Ｗｏｒｋｉｎｇ Ｇｒｏｕｐ ｏｎ ＦａｓｔＲｅａｃｔｏｒｓ， Ｄａｅｊｅｏｎ， Ｋｏｒｅａ， ２００３年５月、Ｐ．１２−１４ Ｙｏｏｎ Ｓｕｂ Ｓｉｍ等、「Ａｎａｌｙｓｉｓ ｏｆ ｔｈｅ Ｒｅｌａｔｉｏｎｓ Ｂｅｔｗｅｅｎ Ｄｅｓｉｇｎ Ｐａｒａｍｅｔｅｒｓ ａｎｄ Ｐｅｒｆｏｒｍａｎｃｅ ｉｎ ｔｈｅ Ｐａｓｓｉｖｅ Ｓａｆｅｔｙ Ｄｅｃａｙ Ｈｅａｔ Ｒｅｍｏｖａｌ Ｓｙｓｔｅｍ」， 韓国原子力学会ジャーナル、１９９９年６月、第３１巻、第３号、Ｐ．２７６〜２８６ Ｙｏｏｎ Ｓｕｂ Ｓｉｍ等、「Ｈｅａｔ ｔｒａｎｓｆｅｒｅｎｈａｎｃｅｍｅｎｔ ｂｙ ｒａｄｉａｔｉｏｎ ｓｔｒｕｃｔｕｒｅｓ ｆｏｒ ａｎ ａｉｒ ｃｈａｎｎｅｌ ｏｆ ＬＭＲ ｄｅｃａｙ ｈｅａｔｒｅｍｏｖａｌ」， Ｎｕｃｌｅａｒ Ｅｎｇｉｎｅｅｒｉｎｇ ａｎｄ Ｄｅｓｉｇｎ、２０００年、第１９９巻、Ｐ．１６７−１８６ Ｊａｅ Ｈｙｕｋ Ｈｈ等， 「ＦｅａｓｉｂｉｌｉｔｙＳｔｕｄｙ ｏｎ Ｅｎｈａｎｃｅｍｅｎｔ ｏｆ Ｄｅｃａｙ ＨｅａｔＲｅｍｏｖａｌ Ｃａｐａｃｉｔｙ ｉｎ ＬＭＲ ｕｓｉｎｇ Ｒａｄｉａｔｉｏｎ Ｓｔｒｕｃｔｕｒｅｓ」， 韓国原子力学会２００２秋季学術発表会， ２００２年 Ｂ． Ｆａｒｒａｒ等， "Ｆａｓｔ ｒｅａｃｔｏｒｄｅｃａｙ ｈｅａｔ ｒｅｍｏｖａｌ： ａｐｐｒｏａｃｈ ｔｏ ｔｈｅｓａｆｅｔｙ ｓｙｓｔｅｍ ｄｅｓｉｇｎ ｉｎ Ｊａｐａｎ ａｎｄＥｕｒｏｐｅ"， Ｎｕｃｌｅａｒ Ｅｎｇｉｎｅｅｒｉｎｇ ａｎｄ Ｄｅｓｉｇｎ 、１９９９年、第１９３巻、Ｐ．４５−５４

以上の従来技術の問題点を解消するため本発明の目的は、大容量液体金属炉に要求される充分な炉芯崩壊熱除去容量を確保しながらも、完全受動コンセプトを適用して運転員または外部から入力される作動信号がなくても効果的な非常炉芯崩壊熱除去が常時可能に作動信頼性を向上させ、同時に正常運転中の熱損失を最小化できるようにするプール直接冷却方式の受動安全等級液体金属炉残熱除去方法及び残熱除去システムを提供する。

これを実現するための本発明は、正常熱除去システムの機能喪失時に炉芯の崩壊熱を除去するための液体金属炉残熱除去方法において、液体金属炉の原子炉容器内部空間を炉芯側の高温プールと原子炉容器内壁側の低温プールに原子炉バッフルを使用して区分し、正常運転時は１次系統ポンプにより液位差を維持するようにして、原子炉建物上部に設置されたナトリウム−空気熱交換器と除熱用ナトリウムループで連結されたナトリウム−ナトリウム熱交換器を低温プール内部の正常運転時の液位より高い位置に設置し、正常熱除去システムの機能喪失時に１次系統ポンプの作動中断による高温プールと低温プール間の液位差が解消し、継続的な炉芯崩壊熱発生による高温プールナトリウムの容積膨脹によって高温プールのナトリウムが低温プールへ越えて入る高温プールと低温プール間の自然循環流動が形成されると、ナトリウム−ナトリウム熱交換器が高温のナトリウムと直接接触するようにして炉芯の崩壊熱を最終ヒートシンク源の大気へ放出することを特徴とするプール直接冷却方式の受動安全等級液体金属炉残熱除去方法を提供する。

そして、原子炉容器外周面を外部から流入する空気によって冷却させる原子炉容器直接冷却方式を同時に遂行することを特徴とする。

また、原子炉バッフル内側の高温プールに下端が低温プールと連通して内部の液位が低温プールと同一に維持され、上端が正常運転時高温プールの液位より高い所に位置する垂直円形管を設置し、垂直円形管内部の正常運転時低温プール液位より高い位置にナトリウム−ナトリウム熱交換器を設置して、正常運転時垂直円形管内側面とナトリウム−ナトリウム熱交換器間の輻射熱伝達により除熱用ナトリウムループ内部のナトリウム固化を防止することを特徴とする。

一方、隔離バルブが除去された前記除熱用ナトリウムループと空気流路出入口からダンパーを除去した前記ナトリウム−空気熱交換器により、完全受動コンセプトにより炉芯の崩壊熱が除去されることを特徴とする。

合わせて、正常運転時の熱損失を最小化するためにナトリウム−ナトリウム熱交換器及び垂直円形管の表面放射率を調節して輻射熱伝達を量的に調節することによってナトリウムループ内部のナトリウム固化防止の為の最少熱量だけを供給することを特徴とする。

前記の残熱除去方法に加えて本発明は、内部空間が円筒形の原子炉バッフルにより炉芯側の高温プールとその外側の低温プールに区分された原子炉容器と、正常運転時に１次系統ポンプにより高温プールと低温プール間の液位差を維持する液体金属炉に設置され、正常熱除去システム機能喪失時の炉芯の崩壊熱を除去する液体金属炉残熱除去システムにおいて、正常運転時は輻射による熱伝達だけが可能なように前記低温プール内部の正常運転時液位より高い位置に設置された一つ以上のナトリウム−ナトリウム熱交換器、原子炉建物上部に設置された一つ以上のナトリウム−空気熱交換器、及び前記ナトリウム−ナトリウム熱交換器と前記ナトリウム−空気熱交換器を連結する除熱用ナトリウムループを含むことを特徴とするプール直接冷却方式の受動安全等級液体金属炉残熱除去システムを提供する。

そして、前記原子炉バッフル内側の高温プールの縁に、自体の下端が低温プールと連通して内部の液位が低温プールと同一に維持され自体の上端が高温プールの液位より高い所に位置するように設置された一つ以上の垂直円形管をさらに含み、前記垂直円形管内部の正常運転時低温プール液位より高い位置に前記ナトリウム−ナトリウム熱交換器を設置することを特徴とする。

また、空気流路の入口及び出口のダンパーを除去した前記ナトリウム−空気 熱交換器と隔離バルブを除去した前記除熱用ナトリウムループを含むことを特徴とする。

一方、前記ナトリウム−ナトリウム熱交換器は、上端が除熱用ナトリウムループの低温管と連結され中心部に垂直に延長された低温ナトリウム下向管と、低温ナトリウム下向管の外周面を囲むように円周方向に等間隔で配置され各々の下端が低温ナトリウム下向管の下端と連通する多数の伝熱管からなるＵ形伝熱部、及び前記Ｕ形伝熱部上部に位置して前記多数の伝熱管と連通して除熱用ナトリウムループの高温管と連結される加熱ナトリウム収集器を含むことを特徴とする。

さらに、前記ナトリウム−ナトリウム熱交換器は、前記加熱ナトリウム収集器の下端がナトリウムの容積膨脹により上昇した系統過渡時のナトリウム液位より高い所に位置するように設置することを特徴とする。

このような本発明のプール直接冷却方式の受動安全等級液体金属炉残熱除去方法及び残熱除去システムを提供することによって、従来技術のプール直接冷却方式では、除熱用ナトリウムループに設置されていた隔離バルブとナトリウム−空気熱交換器の空気流路入口及び出口に設置されていたダンパーを取り除くことによって、駆動の為に使用される機器の誤作動による作動上の問題点を無くし完全受動コンセプトにより効果的な残熱除去遂行が可能であり、合わせて正常運転時ナトリウム固化防止の為の最小限の熱量だけが消費されるようにすることによって残熱除去システムを通した熱損失を最小化して経済性を向上させられる効果がある。

即ち、中小型液体金属炉に適用されてきた原子炉容器直接冷却方式（ＰＶＣＳ）と同様に、運転員の介入または外部のいかなる駆動制御信号無しに非常時炉芯崩壊熱除去が可能な高い作動信頼性を確保した大容量原子炉設計が可能になったのである。

また、完全受動コンセプトで作動するプール直接冷却方式の残熱除去及び原子炉容器直接冷却方式（ＰＶＣＳ）の残熱除去を同時に使用することが可能で、追加的な除熱容量確保により大容量液体金属炉の設計が容易になり、複数の残熱除去経路を具備することによって作動信頼性側面で極大化された安全性を確保できるようになったのである。

以下、本発明の実施例を添付された図面を参照しながらさらに詳細に説明する。参考に、本発明の残熱除去方法及び残熱除去システムを本発明の実施例による残熱除去システムが適用された液体金属炉を通して説明する。

本発明の一実施例による残熱除去システムが、適用された液体金属炉は、図１及び図２に図示したように原子炉容器１００の下部中心に炉芯１１０が位置し、炉芯の外周を取り囲み、炉芯上部に所定の高さまで延長された円筒形の炉芯支持容器（ｒｅａｃｔｏｒ ｓｕｐｐｏｒｔ ｂａｒｒｅｌ）１２０を設置する。そして、炉芯支持容器１２０の外周面に対して垂直に延長し水平に配置した環形の隔離板１２５と、隔離板の縁に垂直上方に延長し原子炉容器１００の内壁と炉芯支持容器１２０の間に配置する円筒形の原子炉バッフル１３０を設置し、炉芯１１０及び隔離板１２５の上部で原子炉バッフル１３０内側に位置する高温プール１５０と、隔離板１２５下部及び原子炉バッフル１３０と原子炉容器１００内壁との間に位置する低温プール２００で原子炉容器１００の内部空間が区分される。ここで、原子炉バッフル１３０の高さは、正常運転状態での高温プール１５０のナトリウム液位Ｘより高くして高温ナトリウムが低温プール２００に越えて入ることを防止し、炉芯支持容器１２０の高さは高温プール１５０のナトリウム液位Ｘより低くして、高温プール内で炉芯支持容器１２０の外周面側空間にも常に高温のナトリウムが満たされた状態を維持するようにする。

炉芯支持容器１２０の外周面と原子炉バッフルの内周面の間には、正常熱除去システムの構成要素である多数の中間熱交換器（ＩＨＸ）１４０を所定の配列規則にしたがって配置し、低温プール２００の液体ナトリウムを原子炉炉芯を経て高温プール１５０に揚程する１次系統ポンプ１４５を所定の配列規則により配列するように設置して、正常運転中に高温プール１５０と低温プール２００の間に常に一定水準以上の液位差Ｚが維持されるようにする。ここで、中間熱交換器（ＩＨＸ）１４０は、２個１組に構成し、各組別に原子炉外部に位置した蒸気発生器（ｓｔｅａｍ ｇｅｎｅｒａｔｅｒ：図示していない）と連結して正常運転時原子炉炉芯で発生する熱を除去する。また、中間熱交換器１４０と蒸気発生器を連結する配管上には中間系統隔離バルブ１９０を設置し、系統過渡時と同様に正常熱除去システムに障害が発生した場合に内部のナトリウム流動を遮断できるように構成する。

そして、前記原子炉バッフル１３０内側面と隣接した高温プール１５０の縁に３個の垂直円形管１０を設置する。この垂直円形管１０は、該下端は低温プール２００と連通し１次系統ポンプ１４５の揚程により内部の液位Ｙを低温プール２００と同一に維持し、該上端は原子炉バッフル１３０と同様に正常運転時の高温プール１５０のナトリウム液位Ｘより高く延長する。

もう少し詳細に説明すると、図２に図示したように、垂直円形管１０は、原子炉バッフル１３０の内壁と支持容器１２０の外壁の間に中間熱交換器１４０及び１次系統ポンプ１４５と重複しないように等間隔に設置し、各々の下端は隔離板１２５を貫通して低温プール２００と連通し、上端は原子炉バッフル１３０と同一な程度の高さに延長して高温プール１５０と区分された低温プール２００の一部分になり、内部の液位Ｙが低温プール２００とともに１次系統ポンプ１４５により低い液位Ｙを維持するようにし、外周面は高温プール１５０のナトリウムと接触状態におく。この時、高温プール１５０及び垂直円形管１０を含む低温プール２００内部の開き空間には、ヘリウム、窒素、アルゴン等の非活性気体を充填する。充填された非活性気体は、圧力過渡時の圧力変動を吸収してシステム全体の急激な圧力過渡を防止する役割を遂行すると共に、高温プール１５０から原子炉ヘッド１６０への伝熱量を減少させる熱遮蔽役割を同時に遂行する。

図３に図示したように、各垂直円形管１０内部の正常運転時の低温プール液位Ｙより高い位置にナトリウム−ナトリウム熱交換器２０をナトリウムとの直接接触が遮断された状態に設置する。この時、ナトリウム−ナトリウム熱交換器２０は、ナトリウムとの直接的な接触が遮断されることによって垂直円形管１０の内周面と輻射による熱伝達だけ可能な状態に置かれる。

ナトリウム−ナトリウム熱交換器２０は、各々原子炉ヘッド１６０を貫通して原子炉上部に延長された除熱用ナトリウムループ３０により原子炉建物上部に設置されたナトリウム−空気熱交換器４０と連結し、原子炉内部で吸収した熱をナトリウム−空気熱交換器４０で大気に放出する。

即ち、ナトリウム−空気熱交換器４０内部では、除熱用ナトリウムループ３０により伝達された高温プール１５０の熱が、ナトリウム−空気熱交換器４０下部の入口４３から流入し熱交換後、ナトリウム−空気熱交換器４０上部の出口４７から排出される外部空気を利用した直接的な熱除去が成し遂げられる。

以上のような本発明の液体金属炉残熱除去システムは、図１０に図示したように、従来技術より正常運転時の熱損失を最小化し、液体ナトリウムの特性を勘案した除熱用ナトリウムループ３０でのナトリウム固化防止に所要される最小限の熱量だけを供給するために使用されていたナトリウム−空気熱交換器４０’の空気流路入口４３’及び出口４７’の
ダンパー１７０を必要とせず、また、除熱用ナトリウムループ３０’の隔離バルブ１８０
を必要としない完全受動コンセプトで作動する。

もう少し詳細に説明すると、本発明の残熱除去システムは、正常運転時の機械的な駆動手段を含んだ複雑な構成要素により実現されるダンパー１７０による空気の流量制御及び隔離バルブ１８０によるナトリウムの流量制御を通して残熱除去系統で除去される熱量を調節するのではなく、垂直円形管１０とナトリウム−ナトリウム熱交換器２０ 間の輻射熱伝達を伝熱表面の最適表面放射率（ｓｕｒｆａｃｅ ｅｍｉｓｓｉｖｉｔｙ）設定を通して量的に調節することによってナトリウムの固化防止の為の最小限の熱量だけを供給できる。

本発明の残熱除去システムは、効果的な残熱除去及びナトリウム固化防止のための最小限熱供給の為に、図５及び図６に図示したようにナトリウム−ナトリウム熱交換器２０は、自然循環によるナトリウムとナトリウム間の熱交換に適合なＵ形伝熱部２５を具備して正常運転時及び系統過渡時により効率的な除熱性能を持つ。

ここで、Ｕ形伝熱部２５というのは、ナトリウム−ナトリウム熱交換器２０の内部中心に上端が除熱用ナトリウムループ３０の低温管３３と連結し垂直に延長された低温ナトリウム下向管（ｃｏｌｄ ｓｏｄｉｕｍ ｄｏｗｎｃｏｍｅｒ）２３と低温ナトリウム下向管２３の外周面を取り囲み、径方向等間隔の同心円上に円周方向に等間隔に配置された多数の伝熱管２７からなるもので、低温ナトリウム下向管２３を通って下降した低温ナトリウムが、伝熱管２７を上昇する過程で外部の熱を効果的に吸収できる。

また、ナトリウム−ナトリウム熱交換器２０上部に加熱ナトリウム収集器（ｈｅａｔｅｄ ｓｏｄｉｕｍ ｃｏｌｌｅｃｔｏｒ）２９を具備し、伝熱管２７を通る過程で高温ナトリウムから熱を吸収した内部のナトリウムが加熱ナトリウム収集器２９で合流するようにして、密度差により継続して発生する除熱用ナトリウムループ３０内部の自然循環によって除熱用ナトリウムループ３０の高温管３７を通して原子炉建物上部に位置したナトリウム−空気熱交換器４０に供給される。

また、正常運転中の輻射熱伝達による除熱用ナトリウムループ３０内部への熱伝達を円滑に遂行できるようにナトリウム−ナトリウム熱交換器２０の伝熱管２７は、円周方向に均一に配置して、高温ナトリウムとの直接接触による構造的問題点発生を根本的に遮断し、高温のナトリウムが垂直円形管１０に越えて入る場合にも流動干渉最小化の為にナトリウム−ナトリウム熱交換器２０上部に位置した加熱ナトリウム収集器（Ｈｅａｔｅｄ ｓｏｄｉｕｍ ｃｏｌｌｅｃｔｏｒ）２９の下端がナトリウムの容積膨脹により上昇した系統過渡時ナトリウム液位Ｘ’より高い位置に位置するように配置する。

そして、表面の粗さ（ｒｏｕｇｈｎｅｓｓ）や酸化程度に変化を加える多様な種類の表面処理を通して、ナトリウム−ナトリウム熱交換器２０の伝熱管２７及び垂直円形管１０の表面放射率（ｓｕｒｆａｃｅ ｅｍｉｓｓｉｖｉｔｙ）を調節して除熱用ナトリウムループ３０内部ナトリウムの固化防止の為の最少熱量だけを供給するようにすることによって正常運転中の熱損失最小化が可能になる。

本発明の残熱除去システムの作動を説明すると次のようになる。

正常運転中には、図３に図示したように、１次系統ポンプ１４５の揚程により発生する液位差Ｚにより垂直円形管１０の上部にナトリウムが満たされないため、垂直円形管１０の内周面とナトリウム−ナトリウム熱交換器２０の伝熱管２７表面間の輻射熱伝達によってのみ高温プール１５０の熱が吸収され、除熱用ナトリウムループ３０に熱量が供給される。この時、供給される熱量は、除熱用ナトリウムループ３０内部でのナトリウム固化防止の為に使用され、正常運転中の液体金属炉の全体的な観点では熱損失に該当するため、ナトリウム固化防止目的で前記したようにナトリウム−ナトリウム熱交換器２０の伝熱管２７と垂直円形管１０の表面放射率調節を通して適切な熱量の損失が発生するように誘導する。

中間熱交換器（ＩＨＸ）１４０による正常熱除去システムの機能が喪失した系統過渡時には、図４に図示したように、正常熱除去システムの機能喪失により１次系統ポンプ１４５の機能が喪失され高温プール１５０と低温プール２００間の液位差Ｚが無くなり、低温プール２００の液位Ｙが上昇して、炉芯１１０の崩壊熱により高温プール１５０内部のナトリウムが膨脹することによって高温プール１５０のナトリウム液位Ｘが原子炉バッフル１３０及び垂直円形管１０の高さ以上Ｘ’に上昇して原子炉容器１００と原子炉バッフル
１３０ 間の環形空間及びナトリウム−ナトリウム熱交換器２０が設置された垂直円形管１０内部に高温のナトリウムが越えて入るようになる。この時、垂直円形管１０内部のナトリウム−ナトリウム熱交換器２０が高温のナトリウムと直接接触するようになることによって高温のナトリウムは、ナトリウム−ナトリウム熱交換器２０を通して除熱用ナトリウムループ３０に熱を奪われるようになり、これによって垂直円形管１０内部のナトリウム密度が増加して垂直円形管１０外部のナトリウム密度より高くなることによる密度差により、自然に高温プール１５０から低温プール２００へのナトリウム自然循環流動が発生する。垂直円形管１０内部とナトリウム−ナトリウム熱交換器２０の伝熱管２７表面間の環形空間を通して高温のナトリウム流動が形成されることによって、正常運転中に輻射熱伝達によってだけ起きていた高温プール１５０とナトリウム−ナトリウム熱交換器２０間の熱交換メカニズムが垂直円形管１０内部で高温のナトリウム流動による対流熱伝達による熱交換メカニズムに転換され、高温プール１５０からナトリウム−ナトリウム熱交換器２０への急激な熱除去が発生する。

このような正常運転時及び系統過渡時のナトリウム−ナトリウム熱交換器２０作動に関してもう少し詳細に説明すると、図５に図示したように、正常運転時ナトリウム−空気熱交換器４０で冷却された除熱用ナトリウムループ３０内部のナトリウムは、ナトリウム−ナトリウム熱交換器２０上部中央に流入し低温ナトリウム下向管２３を通って下降した後、その流動方向が低温ナトリウム下向管２３下端で１８０°旋回して再び伝熱管２７を通って上昇する過程で垂直円形管１０の内表面とナトリウム−ナトリウム熱交換器２０の伝熱管間の輻射熱伝達による輻射熱伝達メカニズムを通して除熱用ナトリウムループ内部でのナトリウム固化を防止するための熱を吸収し、密度差により上昇が持続して上部の加熱ナトリウム収集器２９に収集された後、除熱用ナトリウムループ３０の高温管３７を通って再びナトリウム−空気熱交換器４０に流入し、空気流路の入口４３を通ってナトリウム−空気熱交換器４０に流入する外部空気との熱交換による冷却過程を経た後、再び除熱用ナトリウムループ３０の低温管３３を通ってナトリウム−ナトリウム熱交換器２０に供給される。

そして、図６に図示したように、系統過渡時ナトリウム−空気熱交換器４０で冷却された除熱用ナトリウムループ３０内部のナトリウムは、ナトリウム−ナトリウム熱交換器２０上部中央に流入し、低温ナトリウム下向管２３を通って下降した後、その流動方向が低温ナトリウム下向管２３下端で１８０°旋回して再び伝熱管２７を通って上昇する過程で垂直円形管１０内部に流入して高温ナトリウムとナトリウム−ナトリウム熱交換器２０外表面間の直接接触及び高温プールから低温プールにつながるナトリウムの自然循環流動による対流熱伝達メカニズを通って急激に熱を吸収するようになり、持続的な上昇で上部の加熱ナトリウム収集器２９に収集された後、除熱用ナトリウムループ３０の高温管３７を通って再びナトリウム−空気熱交換器４０に流入して、空気流路の入口４３を通ってナトリウム−空気熱交換器４０に流入する外部空気との熱交換による冷却過程を経るようになる。

言い換えれば、除熱用ナトリウムの循環は、密度差による自然循環により持続的に発生するものであり、この過程で運転員または能動形駆動装置等の外部的要素のいかなる介入も無しに炉芯の崩壊熱を持続的に最終ヒートシンク源の大気に放出するのである。

本発明の残熱除去システムは、従来技術による原子炉容器直接冷却方式（ＰＶＣＳ）による残熱除去を同時に遂行できるようにすることによって、大容量の液体金属炉に適用する時、さらに有利な設計変動幅が得られる。

本発明の残熱除去システムを具備した液体金属炉は、図７に図示したように正常運転時の１次系統ポンプ１４５の揚程により形成された高温プール１５０と低温プール２００間の液位差Ｚにより低温プール２００に該当するナトリウム−ナトリウム熱交換器２０が設置された垂直円形管１０内部及び原子炉バッフル１３０と原子炉容器１００間の環形空間の液位Ｙが低く維持され、ナトリウム−ナトリウム熱交換器２０がナトリウムと直接接触しないで高温プール１５０及び低温プール２００上部に満たされたカバーガス（ｃｏｖｅｒ ｇａｓ）に囲まれた状態で位置する。したがって、原子炉容器１００と原子炉バッフル１３０の間にカバーガスで満たされた環形空間は、原子炉容器直接冷却方式（ＰＶＣＳ）での熱遮蔽役割を遂行することになり、原子炉容器１００外周面からの輻射熱伝達による最小限の熱損失だけが発生するようになり、ナトリウム−ナトリウム熱交換器２０を通じた熱除去もまた垂直円形管１０内周面とナトリウム−ナトリウム熱交換器２０の伝熱管２７間の輻射熱伝達を通してのみ除熱用ナトリウムループ３０に熱が流入するため、ナトリウムの直接接触による熱交換より熱伝達が減少して正常運転中の熱損失を最小化できる。

そして、本発明の残熱除去システムを具備した液体金属炉は、図８に図示したように正常熱除去システムの機能喪失時に１次系統ポンプ１４５の作動中断による高温プール１５０と低温プール２００間の液位差Ｚが無くなり、低温プール２００のナトリウム液位Ｙが上昇するようになり、継続的な炉芯崩壊熱発生により高温プール１５０のナトリウムが膨脹して原子炉バッフル１３０及びナトリウム−ナトリウム熱交換器２０が設置された垂直円形管１０上部を越えて高温のナトリウムが入ることによって、原子炉容器１００の内周面が高温のナトリウムと直接接触することによる原子炉容器直接冷却方式（ＰＶＣＳ）による熱除去及び垂直円形管１０内部のナトリウム−ナトリウム熱交換器２０が高温のナトリウムと直接接触することによるプール直接冷却方式（ＤＲＣ）による熱除去が同時に遂行され、非常時炉芯の崩壊熱を効果的に最終ヒートシンク源の大気に除去できる。

即ち、単一方式ではなく、複数の熱除去経路を持つことによって追加的な除熱容量を確保すると共に、本発明によるプール直接冷却方式は、原子炉直接冷却方式と同様に完全な受動コンセプトによる作動を具現化することによって、高出力の大容量液体金属炉を設計するに際して一層余裕のある設計変動幅を実現するものである。

整理すると、本発明は、完全受動コンセプトによる作動を通して作動信頼性を確保し、正常運転時残熱除去システムを通した熱損失を最小化して経済性を極大化し、系統過渡時に効果的な除熱性能を発揮するだけではなく、原子炉容器直接冷却方式による追加的な除熱容量を確保して大容量液体金属炉の設計において顕著に増加した設計変動幅を提供するものである。

以上本発明は、特定の実施例をもとに図示及び説明を行ったが、添付した特許請求の範囲に示された発明の思想及び領域から外れない限度内で多様な変更、改造及び変化が可能であるということは、当業界で通常の知識を持った者なら誰でも容易に理解できることである。

本発明の実施例による残熱除去システムが適用された液体金属炉を概略的に図示した垂直断面概念図である。 本発明の実施例による残熱除去システムが適用された液体金属炉を概略的に図示した水平断面概念図である。 本発明の実施例による残熱除去システムの正常運転時の機能的構造図である。 本発明の実施例による残熱除去システムの系統過渡時の機能的構造図である。 本発明の実施例によるナトリウム−ナトリウム熱交換器とその周辺で発生する流動と熱交換メカニズムを図示した正常運転時細部概念図である。 本発明の実施例によるナトリウム−ナトリウム熱交換器とその周辺で発生する流動と熱交換メカニズムを図示した系統過渡時細部概念図である。 本発明の実施例による残熱除去システムを具備した液体金属炉の熱伝達メカニズムを部分的に図示した正常状態の概念図である。 本発明の実施例による残熱除去システムを適用した液体金属炉の熱伝達メカニズムを部分的に図示した系統過渡時の概念図である。 従来技術による原子炉容器直接冷却方式の残熱除去システムを適用した液体金属炉の熱伝達メカニズムを部分的に図示した概念図である。 従来技術によるプール直接冷却方式の残熱除去システムを適用した液体金属炉の熱伝達メカニズムを部分的に図示した概念図である。

符号の説明

１０ 垂直円形管、２０，２０′ ナトリウム−ナトリウム熱交換器、２３ 低温ナトリウム下降管、２５ Ｕ形伝熱部、２７ 伝熱管、２９ 加熱ナトリウム収集器、３０，３０′ 除熱用ナトリウムループ、３３ 低温管、３７ 高温管、４０，４０′ ナトリウム−空気熱交換器、４３，４３′ 空気流路入口、４７，４７′ 空気流路出口、１００ 原子炉容器、１１０ 炉芯、１２０ 支持容器、１２５ 隔離板、１３０ 原子炉バッフル、１４０ 中間熱交換器、１４５ １次系統ポンプ、１５０ 高温プール、１６０ 原子炉ヘッド、１７０ ダンパー、１８０ 隔離バルブ、１９０ 中間系統隔離バルブ、２００ 低温プール、２１０ 原子炉支持壁、２２０ 空気流路分離器、２３０ 格納容器、Ｘ 高温プールの液位、Ｘ′ 系統過渡時上昇した液位、Ｘ１ 従来技術による原子炉容器直接冷却方式での系統過渡時上昇した液位、Ｘ２ 従来技術によるプール直接冷却方式での高温プールの液位、Ｙ 低温プールの液位 Ｚ 液位差。

Claims (8)

1. 正常熱除去システムの機能喪失時に炉芯の崩壊熱を除去するための液体金属炉残熱除去方法において、液体金属炉の原子炉容器内部空間を原子炉バッフルを使用して炉芯側の高温プールと原子炉容器内壁側の低温プールに区分し、正常運転時は１次系統ポンプにより液位差を維持するようにして、原子炉建物上部に設置されたナトリウム−空気熱交換器と除熱用ナトリウムループで連結されたナトリウム−ナトリウム熱交換器を低温プール内部の正常運転時の低温プール液位より高い位置に設置し、正常熱除去システムの機能喪失時に１次系統ポンプの作動中断によって高温プールと低温プール間の液位差が解消され、炉芯崩壊熱の継続発生による高温プールナトリウムの容積膨脹により高温プールのナトリウムが低温プールに越えて入る高温プールと低温プール間の自然循環流動が形成されると、ナトリウム−ナトリウム熱交換器が高温のナトリウムと直接接触して炉芯の崩壊熱を最終ヒートシンク源の大気へ放出する、プール直接冷却方式の受動安全等級液体金属炉残熱除去方法。
2. 原子炉容器外周面を外部から流入する空気によって冷却させる原子炉容器直接冷却方式を同時に遂行する、請求項１に記載のプール直接冷却方式の受動安全等級液体金属炉残熱除去方法。
3. 原子炉バッフル内側の高温プールに下端が低温プールと連通して内部の液位が低温プールと同一に維持され、上端が正常運転時の高温プールの液位より高い所に位置する垂直円形管を設置し、垂直円形管内部の正常運転時は低温プール液位より高い位置にナトリウム−ナトリウム熱交換器を設置して、正常運転時垂直円形管内側面とナトリウム−ナトリウム熱交換器間の輻射熱伝達により除熱用ナトリウムループ内部のナトリウム固化を防止する、請求項１または請求項２に記載のプール直接冷却方式の受動安全等級液体金属炉残熱除去方法。
4. 隔離バルブを除去した前記除熱用ナトリウムループと、空気流路出入口からダンパーを除去した前記ナトリウム−空気熱交換器により完全受動コンセプトで炉芯の崩壊熱が除去できる、請求項３に記載のプール直接冷却方式の受動安全等級液体金属炉残熱除去方法。
5. 正常運転時熱損失を最小化するため、ナトリウム−ナトリウム熱交換器及び垂直円形管の表面放射率を調節して輻射熱伝達を量的に調節することによってナトリウムループ内部のナトリウム固化防止の為の最少熱量だけを供給する、請求項３に記載のプール直接冷却方式の受動安全等級液体金属炉残熱除去方法。
6. 内部空間が円筒形の原子炉バッフルにより炉芯側の高温プールとその外側の低温プールに区分された原子炉容器と、正常運転時は１次系統ポンプにより高温プールと低温プール間の液位差を維持する液体金属炉に設置され、正常熱除去システムの機能喪失時に炉芯の崩壊熱を除去する液体金属炉残熱除去システムにおいて、正常運転時は輻射による熱伝達だけが可能なように前記低温プール内部の正常運転時の低温プール液位より高い位置に設置された一つ以上のナトリウム−ナトリウム熱交換器、原子炉建物上部に設置された一つ以上のナトリウム−空気熱交換器及び前記ナトリウム−ナトリウム熱交換器と前記ナトリウム−空気熱交換器を連結する除熱用ナトリウムループを含むプール直接冷却方式の受動安全等級液体金属炉残熱除去システム。
7. 前記原子炉バッフル内側の高温プール縁に、該下端が低温プールと連通して内部の液位が低温プールと同一に維持され、該上端が高温プールの液位より高い所に位置するように設置された一つ以上の垂直円形管をさらに含み、前記垂直円形管内部の正常運転時低温プール液位より高い位置に前記ナトリウム−ナトリウム熱交換器を設置する、請求項６に記載のプール直接冷却方式の受動安全等級液体金属炉残熱除去システム。
8. 空気流路の入口及び出口のダンパーを除去した前記ナトリウム−空気熱交換器と、隔離バルブを除去した前記除熱用ナトリウムループを含む、請求項６または請求項７に記載のプール直接冷却方式の受動安全等級液体金属炉残熱除去システム。