JP2006138744A

JP2006138744A - 原子炉の冷却装置

Info

Publication number: JP2006138744A
Application number: JP2004328663A
Authority: JP
Inventors: Tadahiko Suzuta; 忠彦鈴田; Takashi Naito; 隆司内藤; Kazunori Inoue; 和典井上
Original assignee: Mitsubishi Heavy Industries Ltd
Current assignee: Mitsubishi Heavy Industries Ltd
Priority date: 2004-11-12
Filing date: 2004-11-12
Publication date: 2006-06-01

Abstract

【課題】外的支援無しに、原子炉の崩壊熱を除去する際、除熱の効率性、動作の確実性が高い原子炉の冷却装置を提供する。
【解決手段】原子炉容器２内の炉心３を冷却する一次冷却水４中に配置された複数の蒸発器５と、冷却塔６の水冷用水タンク７の冷却水８中に、蒸発器５より高い位置になるように配置されたＰＳＧＣ９と、蒸発器５とＰＳＧＣ９とを接続し、２次冷却水を循環させる配管１０ａ、１０ｂと、配管１０ａ、１０ｂに設けられたバルブ１９Ａ、２０Ａとを有し、ＰＳＧＣ９から蒸発器５への給水側の配管１０ｂに、大量の２次冷却水を貯留する給水ヘッダ３２を設ける。
【選択図】図４

Description

本発明は、原子炉の冷却装置に関し、例えば、炉心の１次冷却水を冷却する冷却器を原子炉容器内に一体化して内蔵した冷却器一体型原子炉に好適なものである。

冷却器一体型原子炉には、炉心の１次冷却水の除熱を行う冷却器である蒸発器（ＳＧＬ、"Steam Generator in Liquid"）が、原子炉容器内に一体化して内蔵されており、事故時の崩壊熱除去のため、自立型直接除熱系（"Stand-alone Direct Heat removal System"、以降、ＳＤＨＳと呼ぶ。）が接続されている。ＳＤＨＳは、主に、原子炉容器内の蒸発器と、冷却塔内のプール水中に設置される静的ＳＧ冷却器（"Passive SG Cooler"、以降、ＰＳＧＣと呼ぶ。）と、蒸発器〜ＰＳＧＣ間を接続する接続配管から構成される。

蒸発器、ＰＳＧＣ及びそれらの接続配管等で構成されるＳＤＨＳの系内には、２次冷却水が張られており、事故時には、原子炉容器内で発生する崩壊熱が、蒸発器内の２次冷却水と熱交換されて蒸発し、蒸発された２次冷却水が熱と共にＰＳＧＣに運ばれる。そして、ＰＳＧＣでは、熱負荷の大きい事故後初期には水冷により、事故後長期に渡っては、空冷によって、蒸発された２次冷却水が冷却されて、復水され、復水された２次冷却水は、自重により再び蒸発器へ供給される。このように、ＳＤＨＳでは、ＳＤＨＳの系内の自然循環により、外的な支援が無くとも、崩壊熱を除去できるように構成されている。

特開平５−１５７８７７号公報特開２００３−４３１７６号公報

上述したような従来のＳＤＨＳは、外的な支援が無くても崩壊熱を除去できるように構成されているが、除熱の効率性、動作の確実性等の点では克服すべき課題があった。具体的には、以下に示すような課題を克服することが望まれていた。

（１）ＳＤＨＳでは、自然循環による蒸発器への給水を行っているが、事故後に十分な給水量が確保できないおそれがある。
（２）事故後の除熱により冷却塔内のプール水が蒸発し、プール水の水位が低くなると、ＰＳＧＣの水冷伝熱面積が減少し、冷却能力が低下する。又、プール水の水位が低下した際、プール水の液面より上部のＰＳＧＣの空冷効果は、通常の空冷の場合と比較して、プール水による蒸気発生により、十分機能していない。そのため、プール水の低水位時には、ＰＳＧＣ全体での冷却能力が低下して、必要な除熱が行われないおそれがある。
（３）ＳＤＨＳの配管系統の水の張り方によっては、事故発生前の待機状態において、配管内部の水が、入熱により膨張してしまい、配管の破損が生じるおそれがある。
（４）ＰＳＧＣの伝熱管に凝縮水が蓄積し、伝熱管での水の排出性能が低下すると、自然循環流量が低下して、必要除熱量が確保できないおそれがある。
（５）ＰＳＧＣの入口ヘッダ部分の液位が高くなると、多量の水が伝熱管に流入するため、蒸気が伝熱管に流入しにくくなり、除熱性能が低下するおそれがある。

本発明は上記課題に鑑みなされたもので、自立型直接除熱系を備えた原子炉において、除熱の効率性が高く、確実な動作を行える原子炉の冷却装置を提供することを目的とする。

上記課題を解決する第１の発明に係る原子炉の冷却装置は、
原子炉容器内の炉心を冷却する一次冷却水中に配置された複数の第１熱交換器と、冷却塔の水冷用水タンクの冷却水中に、前記第１熱交換器より高い位置になるように配置された第２熱交換器と、前記第１熱交換器と前記第２熱交換器とを接続し、２次冷却水を循環させる配管と、前記配管に設けられた切換弁とを有し、
前記第２熱交換器から前記第１熱交換器への２次冷却水の給水側の配管に、大量の２次冷却水を貯留する補助容器を設けたことを特徴とする。

上記課題を解決する第２の発明に係る原子炉の冷却装置は、
原子炉容器内の炉心を冷却する一次冷却水中に配置された複数の第１熱交換器と、冷却塔の水冷用水タンクの冷却水中に、前記第１熱交換器より高い位置になるように配置された第２熱交換器と、前記第１熱交換器と前記第２熱交換器とを接続し、２次冷却水を循環させる配管と、前記配管に設けられた切換弁とを有し、
前記水冷用水タンクに、前記水冷用水タンクの冷却水を排水するドレンラインと、前記水冷用水タンクが所定水位以下になると作動する第１水位スイッチと、バッテリーにより駆動され、前記第１水位スイッチの作動により前記ドレンラインを開放する第１電磁弁を設けたことを特徴とする。

上記課題を解決する第３の発明に係る原子炉の冷却装置は、
上記第２の発明に係る原子炉の冷却装置において、
所定水位における前記第２熱交換器の除熱能力が、空冷時の前記第２熱交換器の除熱能力を下まわったとき、前記第１水位スイッチが作動することを特徴とする。

上記課題を解決する第４の発明に係る原子炉の冷却装置は、
原子炉容器内の炉心を冷却する一次冷却水中に配置された複数の第１熱交換器と、冷却塔の水冷用水タンクの冷却水中に、前記第１熱交換器より高い位置になるように配置された第２熱交換器と、前記第１熱交換器と前記第２熱交換器とを接続し、２次冷却水を循環させる配管と、前記配管に設けられた切換弁とを有し、
前記切換弁が閉止しているとき、前記第２熱交換器の上流側に不活性ガスを封入しておくことを特徴とする。
なお、不活性ガスとしては、例えば、窒素等が好適である。

上記課題を解決する第５の発明に係る原子炉の冷却装置は、
原子炉容器内の炉心を冷却する一次冷却水中に配置された複数の第１熱交換器と、冷却塔の水冷用水タンクの冷却水中に、前記第１熱交換器より高い位置になるように配置された第２熱交換器と、前記第１熱交換器と前記第２熱交換器とを接続し、２次冷却水を循環させる配管と、前記配管に設けられた切換弁とを有し、
前記第２熱交換器は、前記第１熱交換器により加熱された２次冷却水を受容する入口容器と、前記入口容器に一端が接続される複数の伝熱管と、前記複数の伝熱管の他端が接続され、前記複数の伝熱管を通過する際除熱されて、凝縮する２次冷却水を受容する出口容器とを有し、
前記出口容器側における前記複数の伝熱管を、鉛直下方側に勾配を付けて、前記出口容器に接続したことを特徴とする。

上記課題を解決する第６の発明に係る原子炉の冷却装置は、
原子炉容器内の炉心を冷却する一次冷却水中に配置された複数の第１熱交換器と、冷却塔の水冷用水タンクの冷却水中に、前記第１熱交換器より高い位置になるように配置された第２熱交換器と、前記第１熱交換器と前記第２熱交換器とを接続し、２次冷却水を循環させる配管と、前記配管に設けられた切換弁とを有し、
前記第２熱交換器は、前記第１熱交換器により加熱された２次冷却水を受容する入口容器と、前記入口容器に一端が接続される複数の伝熱管と、前記複数の伝熱管の他端が接続され、前記複数の伝熱管を通過する際除熱されて、凝縮する２次冷却水を受容する出口容器とを有し、
前記入口容器の長手方向を鉛直若しくは所定角度を持って配置すると共に、前記入口容器の底部に滞留する２次冷却水が所定水位以上になると作動する第２水位スイッチと、前記入口容器の底部から前記第１熱交換器への給水側の配管に連通する第２配管と、バッテリにより駆動され、前記第２水位スイッチの作動により前記第２配管を開放する第２電磁弁とを設けたことを特徴とする。

第１の発明によれば、第２熱交換器から大容量の補助容器を介して、第１熱交換器へ２次冷却水を給水するので、原子炉の冷却器の作動中、常に、補助容器内の水位が保たれ、給水の水頭圧が保たれることとなり、第１熱交換器への給水量を確保することができる。

第２、第３の発明によれば、水冷用水タンクの水位が所定値まで減少すると、水冷用水タンクの冷却水を排出するので、低水位における第２熱交換器の除熱能力より除熱能力が高い空冷に速やかに移行して、必要な除熱量を確保することができる。

第４の発明によれば、第２熱交換器の上流側に不活性ガスを封入するので、待機状態において、切換弁を介して第１熱交換器側から入熱があっても、不活性ガスにより圧力上昇を防止することができる。

第５の発明によれば、第２熱交換器の伝熱管が勾配を持つので、凝縮量に見合った液の排出が可能となり、所望の自然循環量を確保することができる。

第６の発明によれば、第２熱交換器の入口容器において、所定の液位以上になると水位スイッチが作動し、入口容器に滞留する２次冷却水を第１熱交換器の給水側の配管へ排出するので、２次冷却水の滞留により伝熱管が水封されることがなくなり、第２熱交換器の除熱能力を損なうことがない。

図１は、本発明に係る実施形態の一例を示す原子炉の冷却装置の概略図である。
最初に、図１を用いて、本発明に係る原子炉の冷却装置の基本構成を説明する。

図１に示すように、本実施例の原子炉の冷却装置である自立型直接除熱系（ＳＤＨＳ）１は、原子炉容器２の炉心３の冷却を行う一次冷却水４中に配置され、一次冷却水４の冷却を行う複数の蒸発器（ＳＧＬ；第１熱交換器）５と、冷却塔６の水冷用水タンク７の冷却水８中に、蒸発器５より高い位置に配置された静的ＳＧ冷却器（ＰＳＧＣ；第２熱交換器）９と、ＳＧＬ５とＰＳＧＣ９とを接続し、２次冷却水を循環させる配管１０と、配管１０に設けられたバルブ１９Ａ、１９Ｂ、２０Ａ、２０Ｂ（切換弁）とを有する。

蒸発器５は、原子炉容器内２内に一体化して内蔵されたものであり、伝熱管としては、例えば、Ｕ字型管が用いられて、一次冷却水４中に配置される。ＰＳＧＣ９は、入口ヘッダ１１と出口ヘッダ１２とこれらを連結する伝熱管群１３とが備えられており、ＳＤＨＳ１の系内に張られた水が自然循環する際、蒸発器５により蒸発された２次冷却水は入口ヘッダ１１へ流入し、伝熱管群１３において、２次冷却水は水冷又は空冷により除熱されて、復水されて、その後、出口ヘッダ１２へ流入する。

冷却塔６は、部屋６ａと部屋６ａより高さの高い部屋６ｂから構成され、冷却塔６の部屋６ａには、冷却水８又はＰＳＧＣ９を冷却するための空気を吸入する空冷用吸気口１４が、冷却塔６の部屋６ｂには、除熱後の空気、水蒸気を排気する空冷用排気口１５が備えられている。そして、高低差がある空冷用吸気口１４、空冷用排気口１５により、空冷用風路が形成され、その空冷用風路の底部に、水冷用水タンク７が設けられている。従って、事故後初期には、水冷用水タンク７中の冷却水８により、ＰＳＧＣ９は水冷され、又、除熱により冷却水８が蒸発し、水冷用水タンク７から無くなると、空冷用風路を通過する空気の自然対流により、ＰＳＧＣ９は空冷される。なお、空冷用吸気口１４、空冷用排気口１５は、シリンダ等を用いて、大きな開口部が開閉されるように構成されている。

原子炉の通常運転時には、炉心３の核分裂により生成するエネルギーにより、一次冷却水４が加熱され、加熱された１次冷却水４により蒸発器５中の２次冷却水が加熱されて、蒸気が生成される。このとき、バルブ１６、１８は開放されており、図１中の矢印Ｎｒで示す方向に、生成された蒸気が供給され、蒸気タービン等に導かれて、発電が行われる。その後、図１中の矢印Ｎｓで示す方向に、凝縮した２次冷却水をポンプで送出することで、２次冷却水が蒸発器５へ供給され、２次冷却水が循環されることになる。なお、給水側の２次冷却水は、逆止弁１７により逆流しない構成となっている。又、このとき、バルブ１９Ａ、１９Ｂ及びバルブ２０Ａ、２０Ｂは閉止されており、蒸発器５とＰＳＧＣ９との間は接続されていない状態となる。

又、事故時、例えば、１次冷却水喪失事故等のときには、バルブ１６、１８が閉止されると共にバルブ１９Ａ、１９Ｂ及びバルブ２０Ａ、２０Ｂが開放されることで、つまり、ＳＤＨＳ１の系へ流路を切換えることで、蒸発器５とＰＳＧＣ９とが接続された状態となり、ＳＤＨＳ１が機能する状態となる。このとき、原子炉容器２内で発生する崩壊熱が、蒸発器５内の２次冷却水と熱交換され、蒸気を含む２相流が生成され、ＳＤＨＳ１の系内の自然循環により、２相流が熱と共にＰＳＧＣ９に運ばれる（図１中、矢印Ａｒ、Ｂｒ参照）。熱負荷の大きい事故後初期には、ＰＳＧＣ９では冷却水８により水冷となり、事故後長期に渡っては、水冷用水タンク７の冷却水８が蒸発して無くなることにより空冷となって、２相流が冷却される。ＰＳＧＣ９と蒸発器５との間には、所定の水位差が設けられており、冷却された２次冷却水は、自重により配管１０を経由して、再び蒸発器５へ供給される（図１中、矢印Ａｓ、Ｂｓ参照）。このように、ＳＤＨＳ１では、外的な支援が無くとも、事故時の崩壊熱を除去できるように構成されている。

又、本実施例においては、待機状態における冷却塔６内へのゴミの吸入によるＰＳＧＣ９の伝熱性能の劣化を防止するため、図１に示すように、冷却塔６の空冷用吸気口１４、空冷用排気口１５にフェイルオープン機構を採用している。上記構成では、事故時以外は冷却塔６の空冷用吸気口１４、空冷用排気口１５は閉じた状態であり、冷却塔６内にゴミが入ることはない。これにより、長期間の待機状態においても、ゴミによる冷却塔６内の冷却水８の汚染を防止できる。そして、事故時には、フェイルオープン機構であるため、空冷用吸気口１４、空冷用排気口１５は開放され、空冷用の空気の吸入及び除熱に使用した空気の排出を行うことができ、ＰＳＧＣ９の伝熱性能の劣化を防止して、所定の除熱量が得ることができる。

又、本実施例においては、バルブの故障等により、事故時にＳＤＨＳ１の系統が不作動になるのを防止するため、ＳＤＨＳ１の系統を多重にしており、例えば、図１の矢印Ａｒ−Ａｓ、矢印Ｂｒ−Ｂｓの流路に示すように、配管１０、バルブ１９、２０及びＰＳＧＣ９を、少なくとも２系統以上設置するようにしている。ＰＳＧＣ９自体は、ＳＤＨＳ１が１系統の場合であっても、十分除熱できる伝熱面積を有しており、１系統のみを用いた場合であっても、崩壊熱の除熱を行うことができるものである。従って、２系統とも作動した場合は、除熱能力は１系統の場合を上回り、全く問題なく除熱を行うことができる。

図２は、本発明に係る原子炉の冷却装置の実施形態の一例を示すものであり、図１に示した原子炉の冷却装置における水冷用水タンクの部分を示す概略図である。本実施例では、上記ＳＤＨＳ１の基本構成を前提に、その構成を説明する。

本実施例では、事故後、水冷用水タンク７の冷却水８が除熱により徐々に蒸発し、冷却水８が低水位となったとき、ＰＳＧＣ９全体での除熱能力の低下を防止するため、図２に示すように、水冷用水タンク７にドレン機構２１を設けたものである。ドレン機構２１は、具体的には、水冷用水タンク７の底部に設けられ、冷却水８を排出するドレンライン２２と、水冷用水タンク７の冷却水８が所定水位以下になると作動する水位スイッチ２３（第１水位スイッチ）と、図示しないバッテリにより駆動され、水位センサ２３の作動によりドレンライン２２を開放するドレンバルブ２４（第１電磁弁）とを有する。上記構成により、水冷用水タンク７の冷却水８の水位が所定水位以下になったことを、水位スイッチ２３が検知すると、水位スイッチ２３が作動し、図示しない直流バッテリの電源を用いて、ドレンバルブ２４を開放して、水冷用水タンク７から冷却水８を完全に排出する。従って、冷却水８の水位が所定値まで減少すると、冷却水８が完全にドレンされることになり、速やかに空冷に移行してＰＳＧＣ９は空冷となる。又、ＰＳＧＣ９により蒸発される冷却水８が無いため、ＰＳＧＣ９の空冷時の冷却能力を十分に発揮することが可能となり、必要な除熱量が確保できる。この際、ドレンバルブ２４は、直流バッテリによる全閉から全開への操作のみであり、外的支援なしとするシステムには反しない。

なお、冷却水８を排出する所定水位としては、図３に示すように、所定水位におけるＰＳＧＣ９の除熱能力が、空冷時のＰＳＧＣ９の除熱能力を下回る水位になったときに、水位スイッチ２３を作動させて、冷却水８を排出するようにする。水冷用水タンク７の冷却水８の容量や、水冷時、空冷時のＰＳＧＣ９の除熱能力によるが、例えば、水冷用水タンク７の水位が１／３程度になったときに、冷却水８を排出するようにすればよい。

図４は、本発明に係る原子炉の冷却装置の実施形態の他の例を示す概略図であり、ＳＤＨＳ１の待機状態を示すものである。
本実施例も、上記ＳＤＨＳ１の基本構成を前提に、その構成を説明する。なお、図４においては、簡略にするため、ＳＤＨＳ１の配管系統を１系統のみ示す。

本実施例では、事故後のＳＤＨＳ１において、蒸発器５へ自然循環による十分な給水量を確保するため、図４に示すように、ＰＳＧＣ９から蒸発器５への２次冷却水３１の給水側の配管１０ｂに、つまり、ＰＳＧＣ９の出口ヘッダ１２の下流側に、大容量の２次冷却水３１を貯留できる給水ヘッダ３２（補助容器）を設けている。従来は、図４に示すような給水ヘッダ３２を有していないため、ＰＳＧＣ９で復水される量の２次冷却水３１しか、蒸発器５へ供給することができず、安定して十分な給水量を供給することができないおそれがあった。しかしながら、本実施例においては、大容量の２次冷却水３１を有する給水ヘッダ３２を設けたので、ＳＤＨＳ１の作動中に、給水ヘッダ３２内での次冷却水３１の水位が常に保たれ、その結果、蒸発器５に対する給水の水頭圧が保たれることとなり、自然循環による給水量を十分に確保することができる。なお、給水ヘッダ３２の容量としては、蒸発器５を含むＳＤＨＳ１の閉ループの容量の３割〜５割程度あれば、確実に蒸発器５への給水量を確保できる。

本実施例では、上述したＳＤＨＳ１の基本構成を前提とし、同じく図４を用いて、その構成を説明する。

本実施例は、待機状態において、配管の破損が生じないようにするため、ＳＤＨＳ１の配管系統の水の張り方を工夫しており、具体的には、図４に示すように、バルブ１９Ａ、２０Ａが閉止しているとき、ＰＡＧＣ９の上流側、つまり、蒸気側の配管１０ａに窒素３２を封入するようにし、給水側の配管１０ｂのみに２次冷却水３１を張るようにしたものである。従来は、待機状態において、配管全体に２次冷却水３１が張られており、この場合、バルブ１９Ａの下部からの入熱により２次冷却水３１が膨張若しくは蒸発し、配管１０ａ自体が破損するおそれがあった。しかしながら、本実施例では、蒸気側に窒素３２を封入することにより、配管１０ａ内の圧力上昇を防止して、配管１０ａの破損を防止することができる。なお、蒸気側の配管１０に封入する気体としては、経済性、腐食性を考慮すると、窒素が望ましいが、不活性、非凝縮性の気体であれば、他の気体でもよい。又、図４中には、窒素３２の供給口を、特に図示していないが、窒素３２の供給口としては、バルブ１９Ａより下流側の配管１０ａの部分であれば、どの場所に設けてもよい。

図５は、本発明に係る原子炉の冷却装置の実施形態の他の例を示すものであり、図１に示した原子炉の冷却装置におけるＰＳＧＣ９の部分を示す概略図である。本実施例も、上記ＳＤＨＳ１の基本構成を前提にして、その構成を説明する。

ＰＳＧＣ９の構成を詳細に説明すると、ＰＳＧＣ９は、蒸発器５により加熱された２次冷却水（２相流４１）を受容する入口ヘッダ１１（入口容器）と、入口ヘッダ１１に一端が連通される複数の伝熱管１３ａと、複数の伝熱管１３ａの他端が連通され、伝熱管１３ａを通過する際除熱されて、凝縮する２次冷却水を受容する出口ヘッダ１２（出口容器）とを有するものである。ＰＳＧＣ９において、複数の伝熱管１３ａは、互いに平行に配置される入口ヘッダ１１、出口ヘッダ１２の長手方向に並列して、入口ヘッダ１１、出口ヘッダ１２間を連通している。

本実施例においては、ＰＳＧＣ９の伝熱管群１３における自然循環流量の低下を防止して、必要な除熱量を確保するため、図５に示すように、出口ヘッダ１２側における伝熱管１３ａを、鉛直下方側に勾配を付けて、出口ヘッダに接続して、伝熱管群１３に勾配を持たせたものである。従来は、伝熱管群に勾配を持たせておらず、その場合、伝熱管群の口径を大きくする必要があり、高コストや空冷時の流動抵抗が増大する等の問題があった。本実施例では、伝熱管群１３が勾配を持つため、凝縮量に見合った凝縮液の排出が可能となり、所望の自然循環量を確保することができる。つまり、伝熱管群１３に流入した２相流４１は、伝熱管群１３で除熱されて、復水し、伝熱管１３ａ内を自重で出口ヘッダ１２へ落下することとなるが、伝熱管群１３が適切な勾配を持つため、所望の凝縮量にすることが可能となる。なお、伝熱管群１３は、所望の凝縮量に応じて、その勾配を設定するようにしており、例えば、垂直に伝熱管群１３を配置してもよい。又、伝熱管の中央部分には、緩やかなＳ次形状の勾配が更に設けられており、この部分で伝熱管自体の熱伸びを吸収している。

本実施例は、上述したＳＤＨＳ１の基本構成を前提にして、同じく図５を用いて、その構成を説明する。

ＰＳＧＣ９の入口ヘッダ１１においては、蒸発器５から蒸気、水が混在する２相流４１が流入してくる。２相流４１は、主に、伝熱管群１３へ流れ込み、ここで除熱されて、復水し、復水された２次冷却水４２ａは出口ヘッダ１２を経て、給水ヘッダ３３へ流入する。ところが、必ずしも全ての２相流４１が伝熱管群１３へ流れ込み、復水される訳ではなく、その一部は、入口ヘッダ１１で復水し（図５に示す２次冷却水４２ｂ）、徐々に入口ヘッダ１１の下部に滞留するようになる。そして、滞留した２次冷却水４２ｂが、伝熱管群１３の一部の伝熱管１３ａに流入し、２次冷却水４２ｂにより、特に下部側の伝熱管１３ａが水封された状態となる。このような状態となると、水封された伝熱管１３ａに２相流４１が流入できなくなり、ＰＳＧＣ９の除熱性能が低下することになる。

そこで、本実施例では、ＰＳＧＣ９の入口ヘッダ１１の部分の液位（水位）が高くなるのを防止するため、図５に示すように、長手方向を鉛直若しくは所定角度を持って配置した入口ヘッダ１１の底部から、蒸発器５への給水側の配管（本実施例では、給水ヘッダ３２）に連通する配管４３（第２配管）と、入口ヘッダ１１の底部に滞留する２次冷却水４１ｂが所定水位以上になると作動するフロートスイッチ４５（第２水位スイッチ）と、バッテリにより駆動され、フロートスイッチ４５の作動により配管４３を開放するバルブ４４（第２電磁弁）とを設けている。従って、入口ヘッダ１１の内部に設けたフロートスイッチ４５が、入口ヘッダ１１の内部の水位が所定水位以上となったことを検知した場合には、閉止しているバルブ４４を開放し、入口ヘッダ１１の下部に滞留した２次冷却水４２ｂを、給水ヘッダ３２側へ排出するようにしている。上記構成により、ＰＳＧＣ９の入口ヘッダ１１の部分の水位が高くなると、バルブ４４が開いて、入口ヘッダ１１の部分の水位が所定値以上にならないようにすることができ、全ての伝熱管群１３に蒸発器５からの２相流４１が流入されて、ＰＳＧＣ９の除熱性能を低下させることなく、２相流４１を除熱し、復水することができる。本実施例においては、入口ヘッダ１１の内部に設けたフロートスイッチ４５を用いて、バルブ４４を駆動しているため、外的支援無しにＳＤＨＳ１を作動可能である。

本発明に係る原子炉の冷却装置の基本構成を説明する概略図である。本発明に係る原子炉の冷却装置の実施形態の一例（実施例１）を示す概略図である。実施例３における水冷と空冷の切換の目安を説明するグラフである。本発明に係る原子炉の冷却装置の実施形態の他の例（実施例２、３）を示す概略図である。本発明に係る原子炉の冷却装置の実施形態の他の例（実施例４、５）を示す概略図である。

符号の説明

１自立型直接除熱系（ＳＤＨＳ）１
２原子炉容器
３炉心
４１次冷却水
５蒸発器
６冷却塔
７水冷用水タンク
８冷却水
９静的ＳＧ冷却器（ＰＳＧＣ）
１０配管
１１入口ヘッダ
１２出口ヘッダ
１３伝熱管群
１４空冷用吸気口
１５空冷用排気口
１６、１８、１９Ａ、１９Ｂ、２０Ａ、２０Ｂバルブ
１７逆止弁
２１ドレン機構
２２ドレンライン
２３水位スイッチ
２４ドレンバルブ
３１２次冷却水
３２給水ヘッダ
３３窒素
４１２相流
４２ａ、４２ｂ凝縮水
４３配管
４４バルブ
４５フロートスイッチ

Claims

原子炉容器内の炉心を冷却する一次冷却水中に配置された複数の第１熱交換器と、冷却塔の水冷用水タンクの冷却水中に、前記第１熱交換器より高い位置になるように配置された第２熱交換器と、前記第１熱交換器と前記第２熱交換器とを接続し、２次冷却水を循環させる配管と、前記配管に設けられた切換弁とを有し、
前記第２熱交換器から前記第１熱交換器への２次冷却水の給水側の配管に、大量の２次冷却水を貯留する補助容器を設けたことを特徴とする原子炉の冷却装置。
原子炉容器内の炉心を冷却する一次冷却水中に配置された複数の第１熱交換器と、冷却塔の水冷用水タンクの冷却水中に、前記第１熱交換器より高い位置になるように配置された第２熱交換器と、前記第１熱交換器と前記第２熱交換器とを接続し、２次冷却水を循環させる配管と、前記配管に設けられた切換弁とを有し、
前記水冷用水タンクに、前記水冷用水タンクの冷却水を排水するドレンラインと、前記水冷用水タンクが所定水位以下になると作動する第１水位スイッチと、バッテリーにより駆動され、前記第１水位スイッチの作動により前記ドレンラインを開放する第１電磁弁を設けたことを特徴とする原子炉の冷却装置。
請求項２記載の原子炉の冷却装置において、
所定水位における前記第２熱交換器の除熱能力が、空冷時の前記第２熱交換器の除熱能力を下まわったとき、前記第１水位スイッチが作動することを特徴とする原子炉の冷却装置。
原子炉容器内の炉心を冷却する一次冷却水中に配置された複数の第１熱交換器と、冷却塔の水冷用水タンクの冷却水中に、前記第１熱交換器より高い位置になるように配置された第２熱交換器と、前記第１熱交換器と前記第２熱交換器とを接続し、２次冷却水を循環させる配管と、前記配管に設けられた切換弁とを有し、
前記切換弁が閉止しているとき、前記第２熱交換器の上流側に不活性ガスを封入しておくことを特徴とする原子炉の冷却装置。
原子炉容器内の炉心を冷却する一次冷却水中に配置された複数の第１熱交換器と、冷却塔の水冷用水タンクの冷却水中に、前記第１熱交換器より高い位置になるように配置された第２熱交換器と、前記第１熱交換器と前記第２熱交換器とを接続し、２次冷却水を循環させる配管と、前記配管に設けられた切換弁とを有し、
前記第２熱交換器は、前記第１熱交換器により加熱された２次冷却水を受容する入口容器と、前記入口容器に一端が連通される複数の伝熱管と、前記複数の伝熱管の他端が連通され、前記複数の伝熱管を通過する際除熱されて、凝縮する２次冷却水を受容する出口容器とを有し、
前記出口容器側における前記複数の伝熱管を、鉛直下方側に勾配を付けて、前記出口容器に接続したことを特徴とする原子炉の冷却装置。
原子炉容器内の炉心を冷却する一次冷却水中に配置された複数の第１熱交換器と、冷却塔の水冷用水タンクの冷却水中に、前記第１熱交換器より高い位置になるように配置された第２熱交換器と、前記第１熱交換器と前記第２熱交換器とを接続し、２次冷却水を循環させる配管と、前記配管に設けられた切換弁とを有し、
前記第２熱交換器は、前記第１熱交換器により加熱された２次冷却水を受容する入口容器と、前記入口容器に一端が連通される複数の伝熱管と、前記複数の伝熱管の他端が連通され、前記複数の伝熱管を通過する際除熱されて、凝縮する２次冷却水を受容する出口容器とを有し、
前記入口容器の長手方向を鉛直若しくは所定角度を持って配置すると共に、前記入口容器の底部に滞留する２次冷却水が所定水位以上になると作動する第２水位スイッチと、前記入口容器の底部から前記第１熱交換器への給水側の配管に連通する第２配管と、バッテリにより駆動され、前記第２水位スイッチの作動により前記第２配管を開放する第２電磁弁とを設けたことを特徴とする原子炉の冷却装置。