JP2009243924A - 高速増殖炉型原子力発電システム - Google Patents

Abstract

【課題】炉心の安全性を高めることができ、必要な熱効率及び信頼性を確保することができて、他のプラント機器への影響も無い高速増殖炉型原子力発電システムを提供する。
【解決手段】炉心２を内包する原子炉容器１、一次冷却系配管３、一次冷却系配管３に設置された中間熱交換器４、一次冷却材を強制循環する一次主循環ポンプ５、中間熱交換器４に二次系冷却材を供給する二次冷却系配管６、二次冷却系配管６に接続された蒸気発生器８、二次冷却材を強制循環する二次主循環ポンプ７、蒸気発生器８にて発生した蒸気で駆動される高圧タービン１０ａ及び低圧タービン１０ｂ、これら各タービンの軸に連結された発電機１１を備えた高速増殖炉型原子力発電システムにおいて、受動的炉心停止時に発生する崩壊熱を空気冷却器５３を通して空気中に放散する崩壊熱除去系熱交換器５０，５０Ａを、一次冷却系配管３内又は二次冷却系配管６内に設置する。
【選択図】図１

Description

本発明は、高速増殖炉型原子力発電システムに係り、特に、原子炉の停止時に発生する崩壊熱を空中に放散させる崩壊熱除去系熱交換器の構成及び配置に関する。

高速増殖炉型原子力発電システムにおいては、原子炉容器と中間熱交換器との間で一次系冷却材であるナトリウムを循環させる一次冷却系と、中間熱交換器と蒸気発生器との間で二次系冷却材であるナトリウムを循環させる二次冷却系と、蒸気発生器で発生した蒸気を主蒸気管へ通して高圧タービン及び低圧タービンへと送り、高圧タービン及び低圧タービンの軸と連動した発電機にて発電する給復水・主蒸気系の３系統から成る間接式発電方式が採られている。なお、仕事に使用された蒸気は、沸騰水型あるいは加圧水型軽水炉原子力発電システムと同様に、低圧タービン出口側に設置された復水器で水に戻され、その後、複数の給水加熱器及び給水ポンプ等を通ってそれぞれ加熱及び昇圧され、蒸気発生器内に給水される。

なお、一般的な高速増殖炉システムの炉型は、多くの原子力関連図書、例えば「基礎高速炉工学」、日刊工業新聞社、１９９３年１０月（非特許文献１）などに記載されている。本書に記載されているように、高速増殖炉システムのハード構成には、大きく分けてタンク型とループ型の２タイプがある。

タンク型高速増殖炉は、原子炉容器内に一次主循環ポンプ及び中間熱交換器が収納されるため、一次冷却系がコンパクトになり、原子炉建屋全体を小さくできる可能性がある。また、冷却材のインベントリが大きく、過渡時の温度変化が小さくなる。その反面、中間熱交換器の下部と一次主循環ポンプについては、低温部へ置く必要があるため、隔壁などの設置が必要となって原子炉容器の構造が複雑になり、現象が複雑になりやすい。また、原子炉容器が大きくなるので、耐震性や製作性に対する配慮が必要となる。

一方、ループ型高速増殖炉は、図１６に示すように、炉心２を内包する原子炉容器１と中間熱交換器４と一次主循環ポンプ５とが一次冷却系配管３，３ａ，３ｂを介して接続されると共に、中間熱交換器４と蒸気発生器８と二次主循環ポンプ７とが二次冷却系配管６を介して接続されているため構造が単純であり、各機器間の冷却材の移動や荷重の伝達は配管を介してのみ行われる。したがって、設計する上で不確定な要素が入る余地が少なく、現象の解明が比較的容易である。また、各機器の独立性が高いために接近が容易であり、保守性、補修性に優れている。その反面、一次冷却系の熱膨張を吸収する一次冷却系配管３の引き回しによっては、一次冷却系の設置面積が大きくなる可能性があるし、一次冷却系配管３からの冷却材漏洩に対処するため、ナトリウム受け容器なども必要になる。よって、このループ型高速増殖炉においては、一次冷却系配管３の短縮化が重要になる。

なお、図１６において、符号３ａは一次冷却系配管３のホットレグ、符号３ｂは一次冷却系配管３のコールドレグ、符号９ａは蒸気発生器８と高圧タービン１０ａ及び低圧タービン１０ｂとを接続する主蒸気系配管、符号９ｂは復水器１２と給水ポンプ１３及び給水加熱器１４とを接続する給復水系配管、符号５０は中間熱交換器４の上部プレナム内に配置された崩壊熱除去系熱交換器（ＰＲＡＣＳ）、符号５１は原子炉容器１内に配置された崩壊熱除去系熱交換器（ＤＲＡＣＳ）、符号５３は崩壊熱除去系熱交換器５０，５１の熱を大気中に放熱する空気冷却器、符号５４はこれら崩壊熱除去系熱交換器５０，５１と空気冷却器５３とを接続する崩壊熱除去系配管である。

以下、新規のループ型高速増殖炉の開発課題について、説明する。

図１７はループ型高速増殖炉の開発課題を纏めた表図であって、この図から明らかなように、主な課題として、経済性、信頼性向上及び安全性向上の３つが挙げられている（例えば、非特許文献２，３参照。）。

経済性に係る課題は、建屋容積及び物量の削減と、高燃焼度化による長期運転サイクルの実現とがあり、建屋容積及び物量の削減に関しては、（１）配管短縮のための高Ｃｒ鋼の開発、（２）システム簡素化のための冷却系の２ループ化、（３）一次冷却系簡素化のためのポンプ組込型中間熱交換器の開発、（４）原子炉容器のコンパクト化、（５）システム簡素化のための燃料取扱系の開発、（６）物量削減と工期短縮のための格納容器の小型化が挙げられている。また、高燃焼度化による長期運転サイクルの実現に関しては、（７）高燃焼度化に対応した燃料被覆管の開発が挙げられている。

信頼性向上に係る課題は、ナトリウムの取扱技術に関するものであり、（８）配管２重化によるナトリウム漏洩対策の強化、（９）直管２重伝熱管蒸気発生器の開発、（１０）保守及び補修性を考慮したプラント設計が挙げられている。

安全性向上に係る課題は、炉心安全性の向上と建屋の免震技術とがあり、炉心安全性の向上に関しては、（１１）受動的炉心停止と自然循環による炉心冷却、（１２）炉心損傷時の再臨界回避技術の開発が挙げられている。また、建屋の免震技術に関しては、（１３）建屋の３次元免震技術が挙げられている。

本発明は、安全性向上に係る課題の炉心安全性の向上に挙げられた「（１１）受動的炉心停止と自然循環による炉心冷却」に対処するための手段に関する。

即ち、受動的炉心停止が発生した際には、一次主循環ポンプ５及び二次主循環ポンプ７が停止するので、炉心の崩壊熱により原子炉容器１内及び一次冷却系配管３，３ａ、３ｂ内の一次系冷却材、並びに二次冷却系配管６内の二次系冷却体の温度が上昇する。このような崩壊熱による冷却材の昇温を抑制するためには、受動的炉心停止が発生した際に、自動的に原子炉容器１内、各機器及び各配管内の冷却材を冷却するための冷却手段を必要とする。

従来の高速増殖炉型原子力発電システムには、３ループの冷却系配管が設けられており、各ループ毎に、図１６に示した中間熱交換器４の上部プレナム内に配置された崩壊熱除去系熱交換器（ＰＲＡＣＳ）５０及び原子炉容器１内に配置された崩壊熱除去系熱交換器（ＤＲＡＣＳ）５１と、二次冷却系配管６内の二次系冷却材を空気冷却器に導いて冷却する崩壊熱除去系熱交換手段（ＩＲＡＣＳ）とが備えられている。

これに対して、新規のループ型高速増殖炉では、システム構成の簡素化のため、冷却系配管を２ループとすることが計画されており、各ループ毎に1個のＤＲＡＣＳと１個のＰＲＡＣＳと１個のＩＲＡＣＳを配置する構成であると、ＰＲＡＣＳ及びＩＲＡＣＳの総数が減少し、崩壊熱除去性能が低下することが懸念される。

このため、新規のループ型高速増殖炉では、原子炉容器１内に１つのＤＲＡＣＳを備えるほか、各ループの中間熱交換器４内に２個のＰＲＡＣＳを設置すると共に、各ループの二次冷却系配管に２つのＩＲＡＣＳを設置することが検討されている。

一方、前述の（３）一次冷却系簡素化のためのポンプ組込型中間熱交換器の開発に関しては、中間熱交換器と一次系循環ポンプとを同心に配置したポンプ組込型中間熱交換器が従来より提案されており（例えば、特許文献１参照。）、従来においては、このポンプ組込型中間熱交換器の上部プレナム内にＰＲＡＣＳを設置することが検討されている。
堀雅夫、基礎高速炉工学編集委員会（編）、基礎高速炉工学、日刊工業新聞社、１９９３年１０月 「日本原子力研究開発機構、ＦＢＲサイクル実用化研究開発−ＦａＣＴプロジェクトが始動−ＦＢＲ技術に関する研究開発−」、原子力ｅｙｅ，Ｖｏｌ．５３，Ｎｏ．３ ２００７年３月号、Ｐ．２６の図１ 日本原子力学会誌、Ｖｏｌ．４９，Ｎｏ．６ ２００７年 特開２００２−３４１０８０号公報

上述のように、ポンプ組込型中間熱交換器の上部プレナム内に２個のＰＲＡＣＳ５０を設置すると、ポンプ組込型中間熱交換器の容器サイズを大型化せざるを得ないので、一次冷却系簡素化の要請に十分に対処することができないばかりでなく、システム性能の面及び機器の信頼性の面から以下のような懸念がある。

即ち、システム性能の面では、一次系冷却材のシステム圧力損失の増加を引き起こしやすく、また、ポンプ吸込み側の位置では飽和圧力状態から見て負圧になりやすいので、ポンプ内キャビテーションを生じる懸念がある。加えて、中間熱交換器４内の上部プレナム部では、ＰＲＡＣＳ用垂直伝熱管に冷却材が適切な胴側流速（伝熱管の外側を流れる冷却材の流速）で流れるようにしなければＰＲＡＣＳの熱交換性能が低下する。

一方、機器の信頼性の面では、中間熱交換器４内の上部プレナム部において、一次冷却系配管の２ループ化により、一次冷却材が大口径ホットレグ配管内を高速で流れるため、上部プレナム内の入口部に設置されたＰＲＡＣＳ用垂直伝熱管に一次冷却材が大流量で流れる際、胴側流体（伝熱管の外側を流れる冷却材）が直交流で横切ることにより、ＰＲＡＣＳ用垂直伝熱管に流動振動あるいは流力弾性振動が発生する懸念もある。なお、これらの懸念は、二次冷却系配管などについても、同様に問題となる。

本発明は、かかる従来技術の問題点を解決するためになされたもので、高速増殖炉型原子力発電システムの大幅な変更をせずに中間熱交換器の容積を縮小でき、それにより建屋容積及び物量の削減を図ることができ、かつ必要な熱効率及び信頼性を確保することができて、他のプラント機器へ影響の無い高速増殖炉型原子力発電システムを提供することを目的とする。

本発明は、前記課題を解決するため、第１に、炉心を内包する原子炉容器と、前記原子炉容器に一次系冷却材を供給する一次冷却系配管と、前記一次系冷却材と二次系冷却材との間の熱交換を行う中間熱交換器と、前記一次系冷却材を強制循環する一次主循環ポンプと、前記中間熱交換器に前記二次系冷却材を循環する二次冷却系配管と、前記二次系冷却材を強制循環する二次主循環ポンプと、前記二次系冷却材の熱で水を蒸気にまで加熱する蒸気発生器と、前記蒸気発生器に付設された給復水・主蒸気系配管と、前記蒸気発生器にて発生した蒸気からエネルギーを回収する高圧タービン及び低圧タービンと、これら高圧タービン及び低圧タービンに連結された発電機と、前記低圧タービンから排出された蒸気を冷却して凝縮させる復水器とを備えた高速増殖炉型原子力発電システムにおいて、前記一次冷却系配管内に少なくとも１つ以上の崩壊熱除去系熱交換器を設置すると共に、この崩壊熱除去系熱交換器の熱を崩壊熱除去系冷却材を介して空中に放散させることにより前記一次系冷却材を冷却する空気冷却器を備えたことを特徴とする。

かかる構成によると、一次冷却系配管内に崩壊熱除去系熱交換器を設置するので、一次冷却系配管に接続される中間熱交換器を小型化でき、配管ループ及び配置スペースの縮小、ひいては建屋容積及び物量の削減を図ることができる。また、一次冷却系配管内に崩壊熱除去系熱交換器を設置すると、一次系冷却材と崩壊熱除去系冷却材との熱交換を完全対向流方式で実現できるので、一次系冷却材及び崩壊熱除去系冷却材が高速で流れても、崩壊熱除去系熱交換器の熱交換効率を高めることができると共に、流路内の圧損及び伝熱管の流動振動を抑制することができて、システムの信頼性を高めることができる。さらに、崩壊熱除去系熱交換器の熱交換効率を向上できることから、ヒートシンクである空気冷却器をコンパクト化することができ、プラントの炉心安全性を図ることができる。

本発明は第２に、前記第１の高速増殖炉型原子力発電システムにおいて、前記原子炉容器に対して複数ループの前記一次冷却系配管を有し、各ループを構成する前記一次冷却系配管内に、少なくとも１つ以上の前記崩壊熱除去系熱交換器を設置したことを特徴とする。

かかる構成によると、複数ループの一次冷却系配管のそれぞれに配管内へ崩壊熱除去系熱交換器を設置するので、一次系冷却材と崩壊熱除去系冷却材との間の熱交換効率をより高めることができる。

本発明は第３に、前記第１又は第２の高速増殖炉型原子力発電システムにおいて、前記崩壊熱除去系熱交換器の冷却側に前記一次系冷却材より低温の崩壊熱除去系冷却材を封入し、前記崩壊熱除去系熱交換器の被冷却側に前記原子炉容器からの一次系冷却材を供給することを特徴とする。

かかる構成により、配管内へ設置した崩壊熱除去系熱交換器を用いて、一次系冷却材と崩壊熱除去系冷却材との間の熱交換を行うことができる。

本発明は第４に、前記第１乃至第３の高速増殖炉型原子力発電システムにおいて、前記崩壊熱除去系熱交換器は、複数の伝熱管の集合からなる伝熱管束を内蔵しており、前記伝熱管内に前記一次系冷却材を流すと共に、当該伝熱管の外側で前記崩壊熱除去系冷却材を自然循環させることを特徴とする。

かかる構成によると、伝熱管の内部を高圧、伝熱管の外側を低圧にできるので、配管内に設置した崩壊熱除去系熱交換器の伝熱管の応力分布を適正化することができ、伝熱管の薄肉化を図ることができる。

本発明は第５に、前記第１乃至第３の高速増殖炉型原子力発電システムにおいて、前記崩壊熱除去系熱交換器は、複数の伝熱管の集合からなる伝熱管束を内蔵しており、前記伝熱管内で前記崩壊熱除去系冷却材を自然循環させると共に、当該伝熱管の外側に前記一次系冷却材を流すことを特徴とする。

かかる構成によっても、伝熱管の肉厚を適正化することにより、一次系冷却材と崩壊熱除去系冷却材との間の熱交換を行うことができる。また、伝熱管内で崩壊熱除去系冷却材を自然循環させるので、崩壊熱除去系冷却材を循環させるためのエネルギーを必要とせず、設備構成を簡略化できると共に、消費エネルギーの削減を図ることができる。

本発明は第６に、前記第４又は第５の高速増殖炉型原子力発電システムにおいて、前記複数の伝熱管を、前記伝熱管の外側を流れる冷却材の流れ方向に関して上流側の端部及び下流側の端部のいずれか一方が半円形、流線形又はエッジ状に形成された平板状のスペーサを用いて連結し、前記伝熱管束とすることを特徴とする。

かかる構成によると、スペーサに対する冷却材流入側の縮流損失及び冷却材流出側の拡大流損失を低減できるので、伝熱管の外側を流れる冷却材の圧損を低減できて、配管内へ設置した崩壊熱除去系熱交換器の熱交換効率を良好なものにできると共に、流力弾性振動の抑制を図ることができて、崩壊熱除去系熱交換器の耐久性を高めることができる。

本発明は第７に、前記第４又は第５の高速増殖炉型原子力発電システムにおいて、前記複数の伝熱管を、円柱棒状のスペーサを用いて連結し、前記伝熱管束とすることを特徴とする。

かかる構成によっても、スペーサに対する冷却材流入側の縮流損失及び冷却材流出側の拡大流損失を低減できるので、配管内へ設置した崩壊熱除去系熱交換器の熱交換効率及び耐久性を高めることができる。

本発明は第８に、前記第１乃至第７の高速増殖炉型原子力発電システムにおいて、前記崩壊熱除去系熱交換器の冷却材流入部及び冷却材流出部に、前記伝熱管の外側を流れる冷却材の圧損及び流動振動を低減するための均一流入内筒管及び均一流出内筒管を備えたことを特徴とする。

かかる構成によると、均一流入内筒管及び均一流出内筒管を備えることにより、伝熱管の外側を流れる冷却材の流速を均一化できるので、有効伝熱管の面積を大きくすることができ、配管内へ設置した崩壊熱除去系熱交換器の熱交換効率を良好なものにできると共に、伝熱管の外側を流れる冷却材の流動振動を低減できて、伝熱管の耐久性を高めることができる。

本発明は第９に、前記第１乃至第８の高速増殖炉型原子力発電システムにおいて、前記崩壊熱除去系熱交換器を設置した前記一次冷却系配管に、軸方向への熱伸び及び熱収縮を緩和するためのエクスパンション機構を備えたことを特徴とする。

かかる構成によると、エクスパンション機構により配管の軸方向への熱伸び及び熱収縮を緩和できるので、配管内へ設置した崩壊熱除去系熱交換器の熱的な耐久性を高めることができる。

本発明は第１０に、前記第１乃至第９の高速増殖炉型原子力発電システムにおいて、前記崩壊熱除去系熱交換器を前記一次冷却系配管の外径よりも太径の配管内に収納し、この崩壊熱除去系熱交換器を収納した配管と前記一次冷却系配管とを、口径拡大管及び口径縮小管を介して接続したことを特徴とする。

かかる構成によると、伝熱管を内蔵したことによって生じる配管内に設置した崩壊熱除去系熱交換器の流路面積の減少を防止できるので、崩壊熱除去系熱交換器内の圧損の増加を低減できる。また、口径拡大管及び口径縮小管を設けることにより、通常の一次冷却系配管との接続が可能になるので、配管内へ設置した崩壊熱除去系熱交換器を採用することによる影響を他の機器の設計に及ぼすことが無く、プラントの設計を容易なものにすることができる。

本発明は第１１に、前記第１乃至第１０の高速増殖炉型原子力発電システムにおいて、既設の高速増殖炉型原子炉の一次冷却系配管に、前記崩壊熱除去系熱交換器を収納した配管を連結したことを特徴とする。

かかる構成によると、配管内に設置した崩壊熱除去系熱交換器を利用することにより、既設の高速増殖炉型原子炉における一次冷却系配管の低圧損化及び流動振動の低減を図ることができるので、既設の高速増殖炉型原子炉のコンパクト化と、熱交換効率及び耐久性の改善とを図ることができる。

本発明は第１２に、前記第１乃至第１１の高速増殖炉型原子力発電システムにおいて、既設の高速増殖炉型原子炉の二次冷却系配管に、前記崩壊熱除去系熱交換器を収納した配管を連結したことを特徴とする。

かかる構成によると、配管内に設置した崩壊熱除去系熱交換器を利用することにより、既設の高速増殖炉型原子炉における二次冷却系配管の低圧損化及び流動振動の低減を図ることができるので、既設の高速増殖炉型原子炉のコンパクト化と、熱交換効率及び耐久性の改善とを図ることができる。

本発明は第１３に、前記第１乃至第１２の高速増殖炉型原子力発電システムにおいて、前記一次冷却系配管に、前記中間熱交換器と前記一次主循環ポンプとを一体に組合わせてなるポンプ組込型中間熱交換器を設置したことを特徴とする。

かかる構成によると、既設の高速増殖炉型原子炉において、中間熱交換器と一次主循環ポンプの配管ループ及び配置スペースを縮小できるので、建屋容積及び物量の削減を図ることができる。

本発明によれば、一次冷却系配管内に少なくとも１つ以上の崩壊熱除去系熱交換器を設置したので、高速増殖炉型原子力発電システムの大幅な変更をせずに中間熱交換器の容積を縮小でき、建屋容積及び物量の削減を図ることができる。また、配管内へ設置した崩壊熱除去系熱交換器は、一次系冷却材と崩壊熱除去系冷却材とを完全対向流方式で熱交換できるので、崩壊熱除去系熱交換器の熱交換効率を高めることができ、プラントの高性能化を図ることができる。

以下、本発明に係る高速増殖炉型原子力発電システムの実施形態を図面を用いて説明する。

図１は実施形態に係る高速増殖炉型原子力発電システムのシステム系統図、図２は一次冷却系配管内に設置された崩壊熱除去系熱交換器の構成図であって、これらの図から明らかなように、本例の高速増殖炉型原子力発電システムは、ループ型高速増殖システムである。

本例の高速増殖炉型原子力発電システムは、図１及び図２に示すように、原子炉容器１と、原子炉容器１内に収納された核分裂性物質を含む炉心２と、原子炉容器１内に設置された崩壊熱除去系熱交換器（ＤＲＡＣＳ）５１と、ホットレグ３ａ及びコールドレグ３ｂとから成る一次冷却系配管３と、ホットレグ３ａ内に設置された崩壊熱除去系熱交換器（ＰＲＡＣＳ）５０Ａと、中間熱交換器４と、原子炉容器１内及び一次冷却系配管３内の一次系冷却材（ナトリウム）を循環させる一次主循環ポンプ５と、中間熱交換器４に二次系冷却材（ナトリウム）を供給する二次冷却系配管６と、二次冷却系配管６内の二次系冷却材を循環させる二次主循環ポンプ７と、二次冷却系配管６に接続された蒸気発生器８と、蒸気発生器８にて発生した蒸気を高圧タービン１０ａ及び低圧タービン１０ｂに送る主蒸気系配管９ａと、仕事を終えた蒸気を復水器１２にて凝縮した水を蒸気発生器８に戻す給復水系配管９ｂと、高圧タービン１０ａ及び低圧タービン１０ｂの軸に連結された発電機１１と、復水器１２の下流側で給復水系配管９ｂに連結された給水ポンプ１３及び給水加熱器１４とから主に構成されている。

本例の高速増殖炉型原子力発電システムは、炉心２にて加熱された一次系冷却材を中間熱交換器４に通して二次系冷却材を加熱すると共に、この二次系冷却材を蒸気発生器８に通して、主蒸気系配管９ａに蒸気を発生させ、この蒸気を高圧タービン１０ａ及び低圧タービン１０ｂに導いて、発電機１１により発電を行う。仕事に使用された蒸気は、復水器１２で凝縮されて水となり、その後、給水ポンプ１３及び給水加熱器１４を通ってそれぞれ加熱及び昇圧され、再び蒸気発生器８に給水される。

崩壊熱除去系熱交換器５０Ａ，５１は、崩壊熱除去系冷却材を封入した崩壊熱除去系配管５４を介して空気冷却器５３が連結されており、炉心２の受動的停止時に、崩壊熱除去系熱交換器５０Ａ，５１内の崩壊熱除去系冷却材の温度（高温）と空気冷却器５３内の崩壊熱除去系冷却材の温度（低温）との温度差を利用してこれらの各機器間で崩壊熱除去系冷却材を自然循環させ、一次系冷却材を冷却するようになっている。このように、崩壊熱除去系配管５４内で崩壊熱除去系冷却材を自然循環させると、崩壊熱除去系冷却材を循環させるための特別な機器を必要としないので、設備を簡略化できると共に、消費エネルギの削減を図ることができる。なお、空気冷却器５３は、ファンを用いた強制冷却方式とすることもできるし、ファンを用いない自然冷却方式とすることもできる。強制冷却方式とすれば、崩壊熱除去系冷却材の冷却効率を高めることができ、自然冷却方式とすれば、設備構成の簡略化と消費エネルギの削減とを図ることができる。空気冷却器５３は、停電時にも稼働状態に切り替えられるように、非常用電源に接続されることがある。

本例の崩壊熱除去系熱交換器５０Ａは、図２に示すように、外径が一次冷却系配管３と同径の崩壊熱除去系配管５４内に多数の伝熱管１７を収納した構成になっており、崩壊熱除去系配管５４の両端部に設けられたフランジ１９を一次冷却系配管３の端部に設けられたフランジ１９に締結することにより、一次冷却系配管３中に設置できる構成になっている。かかる設置方法をとることにより、一次冷却系配管３に対する崩壊熱除去系熱交換器５０Ａの設置を容易なものにすることができる。なお、一次冷却系配管３に対する崩壊熱除去系熱交換器５０Ａの設置方法は、上述のフランジ結合に限定されるものではなく、溶接による結合とすることもできる。

崩壊熱除去系配管５４内に収納される多数の伝熱管１７は、崩壊熱除去系配管５４の長さ方向に一定間隔で配置された複数のエッグ・クレート状（卵の仕切り形状）のスペーサ１８により、１本ずつ支持される。エッグ・クレート状のスペーサ１８を用いると、各スペーサ１８について各伝熱管１７を２点で支持できるため、荷重受け、圧損低減及び管束の流力弾性振動などの抑制の観点から、構成上最適である。

空気冷却器５３から自然循環される低温かつ低圧の崩壊熱除去系冷却材５５は、崩壊熱除去系冷却材入口ノズル５４ａから崩壊熱除去系熱交換器５０Ａの胴体内へ流入して、伝熱管１７内を流れる一次系冷却材１５に対してほぼ対向に流れ、崩壊熱除去系冷却材出口ノズル５４ｂから排出される。一方、高温かつ高圧の一次系冷却材１５は、ホットレグ３ａを通って崩壊熱除去系熱交換器５０Ａの伝熱管１７内へ流入し、崩壊熱除去系冷却材５５の流れ方向と対向流で流れる。伝熱管１７を出た一次系冷却材１５は、中間熱交換器４を介して主循環ポンプ５へ吸い込まれる。

このように、実施形態に係る崩壊熱除去系熱交換器５０Ａは、細径でシンプルな構造にすることができるので、建屋内のスペースを縮小化することができる。また、既設の一次冷却系配管３を取り外して新たに崩壊熱除去系熱交換器５０Ａを追設しなくとも良いので、容易に改造工事を行うことができる。さらに、実施形態に係る崩壊熱除去系熱交換器５０Ａは、一次冷却系配管３の中で対向流熱交換をしながら、崩壊熱除去系冷却材５５に容易に熱を伝えることができるので、一次冷却系の圧損を低減することができる。

なお、前記実施形態においては、崩壊熱除去系熱交換器５０Ａの伝熱管１７内に一次系冷却材１５を流し、伝熱管１７の外側に崩壊熱除去系冷却材５５を流したが、これとは逆に、伝熱管１７内に崩壊熱除去系冷却材５５を流し、伝熱管１７の外側に一次系冷却材１５を流すこともできる。この場合には、伝熱管１７内が低圧になり、伝熱管１７外が高圧となるため、伝熱管厚さを厚くするなどの強度的な工夫が必要になるが、実施形態と同様の効果を奏することができる。

このように、本例の高速増殖炉型原子力発電システムは、一次冷却系配管３のホットレグ配管３ａ内に、崩壊熱除去系熱交換器５０Ａを設置したので、従来中間熱交換器４内に収納されていた崩壊熱除去系熱交換器（ＰＲＡＣＳ）を省略することができ、中間熱交換器４の小型化、ひいてはシステム構成の簡素化及び省スペース化を図ることができる。また、崩壊熱除去系熱交換器５０Ａを細径の一次冷却系配管３内に設置するので、熱交換方式を従来の中間熱交換器４内に崩壊熱除去系熱交換器を収納する場合とは異なり、完全対向流方式にすることができ、この崩壊熱除去系熱交換器５０Ａ内を流れる一次系及び二次系冷却材の流速が高速になっても低圧損で流動振動も低減でき、かつ熱交換性能を高めることができる。

即ち、従来例に係る高速増殖炉型原子力発電システムにおいては、崩壊熱除去系熱交換器が中間熱交換器４内に収納されており、その熱交換方式としては、図３（ａ）に示すように、伝熱管１７に対して崩壊熱除去系冷却材が直交する方向に流れる直交流方式がとられている。直交流方式は、崩壊熱除去系冷却材の流れ方向に関する伝熱管１７の下流側で温度境界層の剥離が発生するため、熱交換性能が高いという利点を有するが、崩壊熱除去系冷却材の流速が大きくなると、温度境界層の剥離に伴う圧損が大きく、また、直交流による流力弾性振動が大きくなるという問題がある。

これに対して、実施形態に係る高速増殖炉型原子力発電システムは、一次冷却系配管３内に崩壊熱除去系熱交換器５０Ａを設置したので、図３（ｂ）に示すように、熱交換方式が完全対向流方式となり、伝熱管１７とスペーサ１８の近傍において、温度境界層が薄膜化される。このため、スペーサ設置による縮流・拡大流の損失はそれほど大きくなく、しかも伝熱管１７の間での流力弾性振動も抑制される。熱交換性能に関しては、崩壊熱除去系冷却材の流速を一定とした場合には、従来の崩壊熱除去系熱交換器に比べてやや低下するが、従来の崩壊熱除去系熱交換器に比べて崩壊熱除去系冷却材の流速をかなり大きくすることができるので、トータルの熱交換性能については、従来の崩壊熱除去系熱交換器とほとんど遜色がない。したがって、熱交換器としての３大技術課題である伝熱性能、圧損、流力弾性振動を適切に満足する観点から見ると、本発明に係る配管内へ設置した崩壊熱除去系熱交換器５０Ａの方が有効であることは自明である。

図４に、従来技術の技術課題に対する本発明による技術課題の回避フローを示す。図４の左側に従来技術のフロー、右側に本発明のフローを示す。まず、一次冷却系配管３の２ループ化により、配管の大口径化を図っても、ホットレグ配管内の平均流速は大きくなる。また、従来の中間熱交換器入口プレナム容器内の平均流速も大きくなる。その結果、崩壊熱除去系熱交換器を構成する伝熱管の外側（胴側）において、高流速の直交流流れにより、伝熱管を横切る流れから発生する渦の放出周期による流体励起振動が生じるので、この流力弾性振動の評価が必要になる。これらの結果、崩壊熱除去系熱交換器の信頼性の低下が懸念される。例えば、胴側流体の圧損の増加、伝熱管の流力弾性振動の増加及び配管サポートの強化が必要になることなどが予想される。

これに対して、本発明では、一次冷却系配管３内へ設置した崩壊熱除去系熱交換器５０Ａを設置して、高速増殖炉系統システムの簡素化及び省スペース化を図る。また、細長い配管内へ設置した崩壊熱除去系熱交換器５０Ａを採用することから、完全対向流熱交換方式による熱交換を実現でき、高い熱交換効率を維持できる。したがって、これらのことから、配管内へ設置した崩壊熱除去系熱交換器５０Ａにおける胴側流体の流れを高速化でき、一次冷却系配管３及び配管内へ設置した崩壊熱除去系熱交換器５０Ａの信頼性を向上させることができる。即ち、胴側流体の流れが高速になっても、直交流方式と異なり伝熱管１７への流体力の作用が小さいので、配管内へ設置した崩壊熱除去系熱交換器５０Ａの熱交換性能及び信頼性を確保することができる。また、胴側流体の庄損を低減でき、かつ伝熱管１７の流力弾性振動を抑制することができて、配管内の流動安定性を確保することが可能となる。

以上のことから、図１７に示した開発課題の解決が可能となり、性能はもとより、信頼性を向上することができ、実証炉のハード成立性をクリヤすることが可能となる。

図５に、従来例に係る高速増殖炉型原子力発電システムの配管系統と本発明に係る高速増殖炉型原子力発電システムの配管系統との比較を示す。上図が従来例の配管系統、下図が本発明の配管系統である。従来例は、上図に示すように、３系統の配管系統を備えており、各配管系統毎に、一次冷却系配管３と、一次冷却系配管３に接続された外付けの中間熱交換器４と、原子力容器１内の一次系冷却材を一次冷却系配管３を介して循環させる一次主循環ポンプ５とを備えている。この中間熱交換器４の内部には、崩壊熱除去系熱交換器５０が設置されている。

一方、本発明は、配管系統が２系統のみ備えられており、各系統毎に、一次冷却系配管３と、一次冷却系配管３内へ設置された崩壊熱除去系熱交換器５０Ａと、一次冷却系配管３に接続された外付けの中間熱交換器４と、原子力容器１内の一次系冷却材を一次冷却系配管３を介して循環させる一次主循環ポンプ５とを備えている。

本発明に係る高速増殖炉型原子力発電システムの場合、従来例に比べて、ループ数が３から２へ減少した分だけ、１ループ当りの平均流速が増加することにより流体条件が厳しくなる。また、従来例よりも各機器のコンパクト化を追求した結果、２ループ系統でしかも中間熱交換器４、一次主循環ポンプ５、崩壊熱除去系熱交換器５０の各機器を高性能でコンパクト化した点が優れている。

図６に、従来例に係る高速増殖炉型原子力発電システムの配管系統と本発明に係る高速増殖炉型原子力発電システムの配管系統との比較を示す。従来例１は中間熱交換器（ＩＨＸ）と一次主循環ポンプとが分離して個別に一次系冷却配管に接続された高速増殖炉の配管系統、従来例２は合体された中間熱交換器及び一次主循環ポンプを用いた高速増殖炉の配管系統である。従来例１は、上述のように各機器及び系統が独立していて各々３系統からなる。一方、従来例２は、ループ数が２であり、中間熱交換器と一次主循環ポンプとが合体している。これに対して、本発明は、ループ数が同じく２であり、各ループの配管系統内に、合計２個の崩壊熱除去系熱交換器（ＰＲＡＣＳ）５０Ａと、合計２個の中間熱交換器４と、合計２個の一次主循環ポンプ５とが設けられている。

図７に、本発明に係る崩壊熱除去系熱交換器５０Ａの熱交換方式と温度分布とを示す。図７（ａ）は配管内へ設置した崩壊熱除去系熱交換器５０Ａ内を原子炉容器１の炉心出口からの高温・高圧の一次系冷却材１５と空気冷却器５３で冷却された低温・低圧の崩壊熱除去系冷却材５５とを、対向流方式で熱交換することを示し、図７（ｂ）は流れ方向ｘに対する温度分布Ｔの概要を示している。高温・高圧の一次系冷却材１５は、崩壊熱除去系熱交換器の入口から出口まで緩やかに温度低下するが、その一方で低温・低圧の崩壊熱除去系冷却材５５は、配管内へ設置した崩壊熱除去系熱交換器５０Ａの入口から出口まで緩やかに温度上昇する。このことから、本発明に係る配管内へ設置した崩壊熱除去系熱交換器５０Ａは、２つの流体がきれいに完全対向流方式で熱交換する理想的な熱交換器となることがわかる。

図８に、一次冷却系配管３内へ設置した崩壊熱除去系熱交換器５０Ａの崩壊熱量Ｑ及び原子炉容器内プレナム温度特性の予測結果を示す。図８（ａ）は除熱特性、図８（ｂ）は過渡温度特性を示す。試算に用いた条件は、原子炉電気出力１５０万ｋＷeで、ＤＲＡＣＳ５１を１系統、ＰＲＡＣＳ５０Ａを２系統とした場合である。図８（ａ）において、時間の経過とともに炉心崩壊熱Ｑ_ｒは減少し、一方では崩壊熱の除熱量Ｑ_ｅは緩やかに増加する傾向がある。ここでは、除熱方式として、ＤＲＡＣＳ除熱量Ｑ_ｄとＰＲＡＣＳ除熱量Ｑ_ｐの２つの冷却方式を用いた場合を示す。これら合計の除熱量Ｑ_ｅは、ある時間を境にして炉心崩壊熱Ｑ_ｒを越えて十分な除熱が行われることがわかる。ここで、事故時を想定し、原子炉冷却材バウンダリ最高温度６５０℃以下を許容温度Ｔ_critとした。その結果、図８（ｂ）から明らかなように、原子炉容器（ＲＶ）ホットプレナム温度Ｔ_ｈ及び原子炉容器（ＲＶ）コールドプレナム温度Ｔ_ｃともに、これらの温度以下となり安全過渡運転上、健全であることを安全解析により確認した。

図９に、本発明に係る崩壊熱除去系熱交換器５０Ａの交換熱量Ｑと空間容積比Ｖとの関係を示す。横軸は標準化交換熱量Ｑ^＊、縦軸は標準化空間容積比Ｖ^＊である。各々の基準値１．０には、従来例に係る高速増殖炉の崩壊熱除去系熱交換器のサイズを用いて、他の条件は新規の高速増殖炉を想定とした条件で検討した。従来例に係る高速増殖炉の電気出力は２５万ｋＷ級、新規の高速増殖炉は１５０万ｋＷ級と約６倍大きい。なお、一次冷却系配管３の直径は約１．０ｍとし、この内部へ設置する伝熱管１７は外径を２５ｍｍ、本数を１００本とした。

従来例に係る高速増殖炉は、冷却系統が３ループであるため、電気出力は小さいものの、３基の崩壊熱除去系熱交換器５０Ａを備えている。これに対して、新規の高速増殖炉は、冷却系統が３ループであるため、これに備えられる崩壊熱除去系熱交換器５０Ａの容積は、従来例に係る崩壊熱除去系熱交換器を６倍スケールアップしたものよりもさらに１．５倍大きくなる。即ち、新規の高速増殖炉においては、従来例に係る高速増殖炉に比べて、単純計算で約９倍大きな崩壊熱除去系熱交換器が必要となる。そこで、従来例に係る中間熱交換器４内に設置される崩壊熱除去系熱交換器に代えて、本発明に係る崩壊熱除去系熱交換器５０Ａを設置すると、崩壊熱除去系熱交換器の空間容積を約３０％も大幅に減少することができる。なお、縦軸の空間容積は、全ての崩壊熱除去系熱交換器の合計で比較した。

図１０に、熱交換器コンパクト指標による本発明に係る崩壊熱除去系熱交換器５０Ａと従来例に係る外付け方式の一般的熱交換器との比較を示す。この比較は、「日本機械学会論文集、Vol.65,No.631,P.1018、平成１１年３月」に記載されたコンパクト化の定義と検討法に基づく。即ち、横軸は胴側レイノルズ数Ｒｅ_ｓ、縦軸はＰＲＡＣＳ熱交換器の胴側コンパクト指標η_ｓである。なお、横軸には液体金属特有の無次元数であるペクレ数Ｐｅ_ｓ（＝Ｒｅ_ｓ・Ｐｒ_ｓ）を用いても良い。ここで、一般的なシェル・チューブ式熱交換器の場合、流体空間の大きな、しかも流体の流れが停留する死水域などの存在する胴側が律則となるため、熱交換器の性能やコンパクト化には、胴側流れに注目すれば良いと考える。

ここで、熱交換器コンパクト指標η_ｓは次式に示すように、胴側熱伝達率ｈ_ｓと圧力損失係数Ｋとの比を表し、η_ｓが大きくなればなるほどコンパクトであることを示している。即ち、コンパクト指標η_ｓは、伝熱促進構造により付加的に生じる圧力損失の増加に対する伝熱促進割合を無次元数で表した指標であり、具体的には損失係数ｆ_ｓに対する伝熱係数Ｎｕ_ｓの向上比であり、次の（１）式で定義される。

ここで、Colburnのｊファクターは次の（２）式で表される。

また、式（１）に用いる摩擦損失係数ｆ_ｓ′は、Colburn の定義に基づき、次の（３）式で定義した。

ここで、Ｎｕ_ｓ及びＲｅ_ｓは、次の（４）式の通りである。

ただし、Ｑ_ｓは熱交換量、Ｌ_ｓは流路長さ、ΔＴ_ｓは温度差である。

上記の式（４）を式（２），（３）へ代入し、面積はＡ_ｓ＝πｄ_ｅ ^２／４、体積流量はＶ_ｓ＝ｖ_ｓＡ_ｓの関係を用いると、式（１）のη_ｓは次の（５）式のようになる。

ただし、ΔＰ_ｓは圧力差である。

即ち、Ｑ_ｓ，Ｖ_ｓ，ΔＴ_ｓ，ΔＰ_ｓ及び熱物性値の粘性係数μ_ｓ、熱伝導率κ_ｓ、プラントル数Ｐｒ_ｓが一定の場合、式（５）よりη_ｓ∝１／Ａ_ｓ ^２の関係が得られ、η_ｓは熱交換器のコンパクトさの指標を与え、η_ｓが大きくなるほどコンパクトになることがわかる。したがって、η_ｓが大きくなり１．０に漸近することは、圧力損失が小さく伝熱性能が大きくなり、熱交換器が非常にコンパクトになることを意味する。ここで、伝熱管に平滑管を用いるか、伝熱促進するために従来例で用いられているローフィン管などを用いるかは、上記のコンパクト指標を基に適切な管を決定すれば良いので、種々の管を採用する可能性がある。

比較として、従来例に係る熱交換器を併記する。図９から明らかなように、一般的な多管式熱交換器（水−水）、改良型対向流熱交換器（水−水）、及び従来より軽水炉で採用されている湿分分離加熱器（ＭＳＨ）は、同じＲｅ数で比較すると、η_ｓ＝０．１〜０．３であるのに対して、本発明の配管内へ設置した崩壊熱除去系熱交換器５０Ａはη_ｓ＝０．５となり、高性能化の上に大幅なコンパクト化が図れることがわかる。ちなみに、この時の胴側レイノルズ数ＲｅはＲｅ＞１０^５での高レイノルズ数の範囲での値となる。

以下、本発明に係る高速増殖炉型原子力発電システムの他の実施形態を図１１乃至図１５に基づいて説明する。

図１１は配管内へ設置した崩壊熱除去系熱交換器５０Ａ内の伝熱管１７を支持するスペーサ１８に関するものであり、スペーサ１８を薄い平板状の部材をもって構成したこと、当該薄い平板状の部材をもって構成されたスペーサ１８の上流側及び下流側の端部を半円状、エッジ状、又は流線形状に形成したこと、並びにスペーサ１８を細い円柱棒状の部材をもって構成したことを特徴とする。なお、薄い平板状の部材をもって構成されたスペーサ１８の端部を半円状、エッジ状、又は流線形状に形成する加工は、冷却材の流れ方向に関して上流側及び下流側の端部の両方に施すこともできるし、上流側又は下流側のいずれか一方の端部にのみ施すこともできる。かかる構成によると、スペーサ流入側の縮流損失及びスペーサ流出側の拡大流損失を低減できるので、胴側流体の圧損の低下及び胴側流体力による流力弾性振動の抑制を図ることができる。

図１２の実施形態は、配管内へ設置した崩壊熱除去系熱交換器５０Ａの伝熱管１７内を流れる冷却材の流れと胴側を流れる冷却材の流れが完全対向流となるように、胴側入口及び出口部の両者へ均一流入内筒管２０ａ及び均一流出内筒管２０ｂを設置したことを特徴とする。これにより、胴側出入口の均一流入出を達成し、有効伝熱管の面積を大きくし、また胴側ノズルから流入する直交流による伝熱管の流動振動を防止する効果が得られる。

図１３の実施形態は、配管内へ設置した崩壊熱除去系熱交換器５０Ａの外管にエクスパンション２１を設置したことを特徴とする。これにより、細径かつ長尺で、胴側を構成する外管と伝熱管１７の熱伸びの相違に基づく熱応力を生じやすい配管内へ設置した崩壊熱除去系熱交換器５０Ａの熱応力を緩和することができる。本方式は、一般的に直管式シェル・チューブ熱交換器で用いられている方式である。

図１４の実施形態は、配管内へ設置した崩壊熱除去系熱交換器５０Ａを従来のホットレグ３ａよりも太径とし、該太径部内に伝熱管１７を設置したことを特徴とする。即ち、本実施例においては、ホットレグ３ａの対向部分にそれぞれ口径拡大管２２ａ及び口径縮小管２２ｂを設置し、これらの各管２２ａ，２２ｂの間に、増径された配管内へ設置した崩壊熱除去系熱交換器５０Ａを接続して成る。これにより、配管内に伝熱管１７を設置した崩壊熱除去系熱交換器５０Ａ内での胴側流体の流速の増加を抑制でき、細径の配管内へ設置した崩壊熱除去系熱交換器５０Ａを用いた場合に比べて熱交換効率を高めることができる。

図１５の実施形態は、ホットレグ配管３ａ内に少なくとも２つ以上の崩壊熱除去系熱交換器５０Ａを設置すると共に、コールドレグ配管３ｂ内に少なくとも１つ以上の崩壊熱除去系熱交換器５０Ｂを設置し、原子炉容器１内に設置した崩壊熱除去系熱交換器（ＤＲＡＣＳ）５１を省略したことを特徴とする。かかる構成によれば、原子炉容器１のさらなるコンパクト化も可能になる。

図１１乃至図１５に示した技術は、単独で本発明に係る高速増殖炉型原子力発電システムに適用することもできるし、１又は２以上の技術を組合わせて本発明に係る高速増殖炉型原子力発電システムに適用することもできる。これにより、高速増殖炉システムの簡素化が図れると共に、配管内へ設置した崩壊熱除去系熱交換器５０Ａの更なる高性能化及び高信頼性化を図ることができる。

その他、前記各実施形態においては、一次冷却系配管３に中間熱交換器４及び一次主循環ポンプ５を個別に設置したが、かかる構成に代えて、これらの各機器が一体に構成されたポンプ組込型中間熱交換器（特許文献１参照）を一次冷却系配管３に設置するという構成にすることもできる。かかる構成によると、中間熱交換器４及び一次主循環ポンプ５の設置スペースをコンパクト化できるので、建屋容積及び物量の削減に大きなメリットがある。

また、前記各実施形態においては、崩壊熱除去系熱交換器５０Ａを一次冷却系配管３内に設置したが、かかる構成に代えて、崩壊熱除去系熱交換器５０Ａを二次冷却系配管６内に設置することもできる。

加えて、前記実施形態に係る崩壊熱除去系熱交換器５０Ａは、新規の高速増殖炉型原子力発電システムに適用するほか、既設の高速増殖炉型原子力発電システムに組み込んで、当該高速増殖炉型原子力発電システムに備えられた既存の中間熱交換器４と共同的に運用することもできる。即ち、既存の中間熱交換器４の上流側又は下流側のホットレグ配管又はコールドレグ配管に崩壊熱除去系熱交換器５０Ａを追設し、既存の中間熱交換器４に崩壊熱除去に必要な熱交換量の一部を代替させる。かかる構成によると、既存の高速増殖炉プラントの運転条件に応じて中間熱交換器４と、配管内へ設置した崩壊熱除去系熱交換器５０Ａとを併用できるので、中間熱交換器４をコンパクト化することができ、高速増殖炉プラントの安全性及び熱効率を向上させることができる。

実施形態に係る高速増殖炉型原子力発電システムのシステム系統図である。 一次冷却系配管内に設置された崩壊熱除去系熱交換器の構成図である。 本発明に係る崩壊熱除去系熱交換器の熱交換方式及び特性を従来例に係る崩壊熱除去系熱交換器と比較して示す図である。 本発明による従来技術の課題回避フローを示す表図である。 新規の高速増殖炉型原子力発電システムの配管系統を従来例と比較して示す配管系統図である。 新規の高速増殖炉型原子力発電システムの配管系統を従来例と比較して示す表図である。 実施形態に係る崩壊熱除去系熱交換器の熱交換方式と温度分布とを示す図である。 実施形態に係る崩壊熱除去系熱交換器の交換熱量と冷却特性の関係を示す図である。 実施形態に係る崩壊熱除去系熱交換器の交換熱量と空間容積比との関係を示す図である。 熱交換器コンパクト指標による実施形態に係る崩壊熱除去系熱交換器と従来例に係る崩壊熱除去系熱交換器との比較を示す図である。 本発明の他の実施形態に係る崩壊熱除去系熱交換器の構成図である。 本発明のさらに他の実施形態に係る崩壊熱除去系熱交換器の構成図である。 本発明のさらに他の実施形態に係る崩壊熱除去系熱交換器の構成図である。 本発明のさらに他の実施形態に係る崩壊熱除去系熱交換器の構成図である。 本発明に係る高速増殖炉原子力発電システムの他の例を示す図である。 従来例に係る高速増殖炉原子力発電システムを示す図である。 従来例に係る高速増殖炉原子力発電システムの課題を示す表図である。

符号の説明

１…原子炉容器、２…炉心、３…一次冷却系配管、３ａ…ホットレグ、３ｂ…コールドレグ、４…中間熱交換器、５…一次主循環ポンプ、６…二次冷却系配管、７…二次主循環ポンプ、８…蒸気発生器、９ａ…主蒸気系配管、９ｂ…給復水系配管、１０ａ…高圧タービン、１０ｂ…低圧タービン、１１…発電機、１２…復水器、１３…給水ポンプ、１４…給水加熱器、１５…一次系冷却材、１６…二次系冷却材、１７…伝熱管、１８…伝熱管支持スペーサ、１９…連結機構、２０ａ…均一流入内筒管、２０ｂ…均一流出内筒管、２１…エクスパンション、２２ａ…口径拡大管、２２ｂ…口径縮小管、５０…崩壊熱除去系熱交換器（ＰＲＡＣＳ）、５０Ａ…ホットレグ配管内へ設置した崩壊熱除去系熱交換器、５０Ｂ…コールドレグ配管内へ設置した崩壊熱除去系熱交換器、５１…崩壊熱除去系熱交換器（ＤＲＡＣＳ）、５２…崩壊熱除去系熱交換器（ＩＲＡＣＳ）、５３…空気冷却器、５４…崩壊熱除去系配管、５４ａ…崩壊熱除去系入口ノズル、５４ｂ…崩壊熱除去系出口ノズル、５５…崩壊熱除去系冷却材

Claims (13)

1. 炉心を内包する原子炉容器と、
   前記原子炉容器に一次系冷却材を供給する一次冷却系配管と、
   前記一次系冷却材と二次系冷却材との間の熱交換を行う中間熱交換器と、
   前記一次系冷却材を強制循環する一次主循環ポンプと、
   前記中間熱交換器に前記二次系冷却材を循環する二次冷却系配管と、
   前記二次系冷却材を強制循環する二次主循環ポンプと、
   前記二次系冷却材の熱で水を蒸気にまで加熱する蒸気発生器と、
   前記蒸気発生器に付設された給復水・主蒸気系配管と、
   前記蒸気発生器にて発生した蒸気からエネルギーを回収する高圧タービン及び低圧タービンと、
   これら高圧タービン及び低圧タービンに連結された発電機と、
   前記低圧タービンから排出された蒸気を冷却して凝縮させる復水器とを備えた高速増殖炉型原子力発電システムにおいて、
   前記一次冷却系配管内に少なくとも１つ以上の崩壊熱除去系熱交換器を設置すると共に、この崩壊熱除去系熱交換器の熱を崩壊熱除去系冷却材を介して空中に放散させることにより前記一次系冷却材を冷却する空気冷却器を備えたことを特徴とする高速増殖炉型原子力発電システム。
2. 前記原子炉容器に対して複数ループの前記一次冷却系配管を有し、各ループを構成する前記一次冷却系配管内に、少なくとも１つ以上の前記崩壊熱除去系熱交換器を設置したことを特徴とする請求項１に記載の高速増殖炉型原子力発電システム。
3. 前記崩壊熱除去系熱交換器の冷却側に前記一次系冷却材より低温の崩壊熱除去系冷却材を封入し、前記崩壊熱除去系熱交換器の被冷却側に前記原子炉容器からの一次系冷却材を供給することを特徴とする請求項１及び請求項２のいずれか１項に記載の高速増殖炉型原子力発電システム。
4. 前記崩壊熱除去系熱交換器は、複数の伝熱管の集合からなる伝熱管束を内蔵しており、前記伝熱管内に前記一次系冷却材を流すと共に、当該伝熱管の外側で前記崩壊熱除去系冷却材を自然循環させることを特徴とする請求項１乃至請求項３のいずれか１項に記載の高速増殖炉型原子力発電システム。
5. 前記崩壊熱除去系熱交換器は、複数の伝熱管の集合からなる伝熱管束を内蔵しており、前記伝熱管内で前記崩壊熱除去系冷却材を自然循環させると共に、当該伝熱管の外側に前記一次系冷却材を流すことを特徴とする請求項１乃至請求項３のいずれか１項に記載の高速増殖炉型原子力発電システム。
6. 前記複数の伝熱管を、前記伝熱管の外側を流れる冷却材の流れ方向に関して上流側の端部及び下流側の端部のいずれか一方が半円形、流線形又はエッジ状に形成された平板状のスペーサを用いて連結し、前記伝熱管束とすることを特徴とする請求項４及び請求項５のいずれか１項に記載の高速増殖炉型原子力発電システム。
7. 前記複数の伝熱管を、円柱棒状のスペーサを用いて連結し、前記伝熱管束とすることを特徴とする請求項４及び請求項５のいずれか１項に記載の高速増殖炉型原子力発電システム。
8. 前記崩壊熱除去系熱交換器の冷却材流入部及び冷却材流出部に、前記伝熱管の外側を流れる冷却材の圧損及び流動振動を低減するための均一流入内筒管及び均一流出内筒管を備えたことを特徴とする請求項１乃至請求項７のいずれか１項に記載の高速増殖炉型原子力発電システム。
9. 前記崩壊熱除去系熱交換器を設置した前記一次冷却系配管に、軸方向への熱伸び及び熱収縮を緩和するためのエクスパンション機構を備えたことを特徴とする請求項１乃至請求項８のいずれか１項に記載の高速増殖炉型原子力発電システム。
10. 前記崩壊熱除去系熱交換器を前記一次冷却系配管の外径よりも太径の配管内に収納し、この崩壊熱除去系熱交換器を収納した配管と前記一次冷却系配管とを、口径拡大管及び口径縮小管を介して接続したことを特徴とする請求項１乃至請求項９のいずれか１項に記載の高速増殖炉型原子力発電システム。
11. 既設の高速増殖炉型原子炉の一次冷却系配管に、前記崩壊熱除去系熱交換器を収納した配管を連結したことを特徴とする請求項１乃至請求項１０のいずれか１項に記載の高速増殖炉型原子力発電システム。
12. 既設の高速増殖炉型原子炉の二次冷却系配管に、前記崩壊熱除去系熱交換器を収納した配管を連結したことを特徴とする請求項１乃至請求項１１のいずれか１項に記載の高速増殖炉型原子力発電システム。
13. 前記一次冷却系配管に、前記中間熱交換器と前記一次主循環ポンプとを一体に組合わせてなるポンプ組込型中間熱交換器を設置したことを特徴とする請求項１乃至請求項１２のいずれか１項に記載の高速増殖炉型原子力発電システム。

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