JP2017125774A - Cooling system of nuclear reactor - Google Patents
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Abstract
Description
本発明は、原子炉の冷却装置に関する。 The present invention relates to a reactor cooling apparatus.
従来から、下記特許文献1に記載された原子炉の冷却装置が知られている。原子炉では、外部電源または非常用電源から供給される電力により電動ポンプを駆動して原子炉内の炉心に冷却水を供給し、この冷却水によって炉心に装荷されている燃料棒を冷却して燃料棒に含まれる核燃料物質の崩壊熱を除去している。しかしながら、津波等の自然災害によって外部電源および非常用電源が長時間利用できない場合でも、上記崩壊熱は発生し続けるため、炉心内の燃料棒の冷却は継続して行わなければならない。
Conventionally, a reactor cooling device described in
下記特許文献1に記載された原子炉の冷却装置は、原子圧力容器の外側で前記原子炉圧力容器を取り囲む原子炉格納容器の内側で前記原子炉圧力容器内の炉心の上端よりも上方に配置されて凝縮水を蓄える耐圧容器、及び前記耐圧容器と前記原子炉圧力容器を接続して前記凝縮水を導く第1配管を有する凝縮水注入装置と、前記耐圧容器よりも上方に配置されて前記原子炉圧力容器から供給される蒸気を凝縮するヒートパイプが内部に設けられ、前記蒸気の凝縮により生成された前記凝縮水を導く第2配管によって前記耐圧容器に接続される熱交換器とを備える。
The reactor cooling device described in the following
上記従来技術によれば、電動ポンプを使用することなく原子炉圧力容器内の冷却水を直接冷却することができるため、外部電源および非常用電源が長時間利用できない場合においても、原子炉の冷却を継続することができる。
しかしながら、上記従来技術は、原子炉格納容器の内部に耐圧容器や熱交換器を配置する必要があり、既存設備に適用することが困難である、という課題がある。
According to the above prior art, since the cooling water in the reactor pressure vessel can be directly cooled without using an electric pump, the reactor can be cooled even when the external power source and the emergency power source cannot be used for a long time. Can continue.
However, the above prior art has a problem that it is difficult to apply to existing facilities because it is necessary to arrange a pressure vessel and a heat exchanger inside the reactor containment vessel.
本発明は、上記課題に鑑みてなされたものであり、電源を喪失しても原子炉の崩壊熱を除去でき、且つ、既存設備に適用することが容易な原子炉の冷却装置の提供を目的とする。 The present invention has been made in view of the above problems, and an object of the present invention is to provide a reactor cooling apparatus that can remove the decay heat of the reactor even when the power source is lost and can be easily applied to existing facilities. And
(1)本発明の一態様に係る原子炉の冷却装置は、原子炉圧力容器を収容するドライウェルと連通し、内部にプールが形成されるサプレッションチェンバと、前記サプレッションチェンバを収容する原子炉建屋と、を有する原子炉の冷却装置であって、内部に収容した作動流体を蒸発させる蒸発部と、前記蒸発部で蒸発した作動流体を凝縮させる凝縮部と、を備えるヒートパイプを有し、前記蒸発部は、前記サプレッションチェンバの周囲に配置され、前記凝縮部は、前記原子炉建屋の外に配置されている。 (1) A reactor cooling apparatus according to an aspect of the present invention includes a suppression chamber that communicates with a dry well that accommodates a reactor pressure vessel and in which a pool is formed, and a reactor building that accommodates the suppression chamber And a cooling device for a nuclear reactor having a heat pipe that includes an evaporating unit that evaporates the working fluid accommodated therein, and a condensing unit that condenses the working fluid evaporated in the evaporating unit, The evaporating part is arranged around the suppression chamber, and the condensing part is arranged outside the reactor building.
(2)上記(1)に記載された原子炉の冷却装置であって、前記サプレッションチェンバの周囲に取り付けられ、前記蒸発部が挿入される挿入孔を備える外部リングを有してもよい。
(3)上記(2)に記載された原子炉の冷却装置であって、前記挿入孔は、重力方向に傾いていてもよい。
(4)上記(2)または(3)に記載された原子炉の冷却装置であって、前記外部リングは、複数の分割片を環状に組み合わせて形成されていてもよい。
(2) The reactor cooling apparatus described in (1) above may include an outer ring that is attached around the suppression chamber and includes an insertion hole into which the evaporation unit is inserted.
(3) In the reactor cooling apparatus described in (2) above, the insertion hole may be inclined in the direction of gravity.
(4) In the reactor cooling apparatus described in the above (2) or (3), the outer ring may be formed by combining a plurality of divided pieces in an annular shape.
上記本発明の態様によれば、電源を喪失しても原子炉の崩壊熱を除去でき、且つ、既存設備に適用することが容易な原子炉の冷却装置を提供できる。 According to the above aspect of the present invention, it is possible to provide a reactor cooling apparatus that can remove the decay heat of the reactor even when the power source is lost and can be easily applied to existing facilities.
以下、本発明の一実施形態に係る原子炉の冷却装置を、図面を参照しながら説明する。図面において、説明の便宜上、いくつかの部分が拡大され又は省略されているが、図面に表されている各構成要素の寸法比率などが実際と同じであるとは限らない。 Hereinafter, a reactor cooling apparatus according to an embodiment of the present invention will be described with reference to the drawings. In the drawings, for convenience of explanation, some parts are enlarged or omitted, but the dimensional ratios of the components shown in the drawings are not necessarily the same as the actual ones.
図1は、一実施形態に係る原子炉の概略構成を示す断面図である。
図1に示す原子炉は、沸騰水型原子炉の1つであるMARK−I型の沸騰水型原子炉である。この原子炉は、原子炉圧力容器1(RPV)と、この原子炉圧力容器1を囲繞して設けられた鋼製の原子炉格納容器2(PCV)と、を備える。
FIG. 1 is a cross-sectional view illustrating a schematic configuration of a nuclear reactor according to an embodiment.
The nuclear reactor shown in FIG. 1 is a MARK-I boiling water reactor, which is one of boiling water reactors. This nuclear reactor includes a nuclear reactor pressure vessel 1 (RPV) and a steel reactor containment vessel 2 (PCV) provided surrounding the
原子炉格納容器2は、原子炉圧力容器1を一次格納するものであり、冷却材喪失時等に圧力障壁および放射性物質の放散に対する障壁を形成する。原子炉格納容器2は、その基部が原子炉建屋基礎で支持される鋼製自立型格納容器である。
The
原子炉格納容器2は、放射能遮蔽体としてのコンクリート製の原子炉建屋3(R/B)内に設けられている。原子炉格納容器2の周囲は、原子炉建屋3の一部をなす生体遮蔽壁3aにて厚く覆われており、この生体遮蔽壁3aにより放射能汚染領域とクリーン領域とが隔離されている。原子炉格納容器2は、ドライウェル4(D/W)と、サプレッションチェンバ5(S/C)と、ベント管6とからなる圧力抑制系を備える。
The
サプレッションチェンバ5は、原子炉格納容器2の下部に円環状(ドーナツ状)に配設された鋼管からなる。サプレッションチェンバ5の鋼管は、直径が約8m程度ある。サプレッションチェンバ5は、複数のベント管6を介して原子炉格納容器2のドライウェル4に連通している。
ベント管6は、直径が約2m程度の鋼管からなる。ベント管6は、ドライウェル4の空間とサプレッションチェンバ5の水中とを接続するものである。
The
The vent pipe 6 is made of a steel pipe having a diameter of about 2 m. The vent pipe 6 connects the space of the
ベント管6は、ベントヘッダ7と、ダウンカマー8とを有する。ベントヘッダ7は、サプレッションチェンバ5内で円環状に設けられ、複数のベント管6に接続されている。ダウンカマー8は、ベントヘッダ7より分岐してサプレッションチェンバ5のプール水Pの中に開口するように設けられている。このダウンカマー8は、隣り合うベント管6の間において複数設けられている。
The vent pipe 6 has a
原子炉建屋3内の地下には、原子炉格納容器2の下部周囲に位置して、その内部にサプレッションチェンバ5が収容されたトーラス室9が円環状に設けられている。トーラス室9は、例えば高さ8m×横幅8m程度の空間断面積を有し、原子炉格納容器2の周囲に直径30m〜40mのトーラス形状の空間を形成している。トーラス室9は、放射能遮蔽体としてのコンクリート製の原子炉建屋3の一部をなす地下構造物として形成される。
In the basement of the
上記構成の原子炉は、電源が喪失した非常時でも原子炉の崩壊熱を継続して除去することができる冷却装置10(原子炉の冷却装置)を備える。この冷却装置10は、サプレッションチェンバ5が受けた熱を原子炉建屋3の外に逃がすヒートパイプ11と、原子炉建屋3の外に導出されたヒートパイプ11に向けて風を送る冷却ファン12と、を有する。
The nuclear reactor having the above configuration includes the cooling device 10 (reactor cooling device) that can continuously remove the decay heat of the nuclear reactor even in the event of an emergency when the power source is lost. The
ヒートパイプ11は、中空のパイプと、パイプに収容された作動流体と、を備えている。パイプは、両端が閉塞された密閉構造とされており、内部に作動流体が入れられている。パイプの材料は、作動流体の種類や使用温度等の条件によって、公知の金属材料から適宜に選択することができる。特に、銅やアルミなどの熱伝導率の高い金属材料を用いる場合、高い熱輸送性および高い熱拡散性が得られる。
The
ヒートパイプ11の一端は、内部の作動流体を蒸発させる蒸発部11aとなっている。蒸発部11aは、トーラス室9の内部で、サプレッションチェンバ5の周囲に配置されている。また、ヒートパイプ11の他端は、蒸発部11aで蒸発した作動流体を凝縮させる凝縮部11bとなっている。凝縮部11bは、原子炉建屋3の外に配置されている。凝縮部11bは、蒸発部11aよりも高い位置に配置されている。
One end of the
凝縮部11bを蒸発部11aよりも高い位置に配置することで、凝縮した作動流体を重力によって蒸発部11aに還流することができる。なお、ヒートパイプ11には、サーモサイホン式や、パイプの内壁にウィックを取り付け、表面張力による毛管作用により、凝縮した作動流体を蒸発部11aに還流するウィック式等を採用してもよい。
By disposing the
図2は、一実施形態に係る冷却装置10が備える外部リング20を示す断面図である。図3は、図2における外部リング20の分割片21の一つを示す矢視A図である。
外部リング20は、図2に示すように、サプレッションチェンバ5の周囲に取り付けられ、ヒートパイプ11の蒸発部11aが挿入される挿入孔20aを備える。
FIG. 2 is a cross-sectional view showing the
As shown in FIG. 2, the
外部リング20は、アルミ合金や鋳鉄の鋳物からなる複数の分割片21を環状に組み合わせて形成されている。図2に示す外部リング20は、3つの分割片21がボルト22及びナット23を介して分割可能に環状に組み合わされている。分割片21は、円弧形状の本体部30と、本体部30の周縁の端面に接合されたフランジ部31,32(図3参照)と、を有する。
The
本体部30は、図2に示すように、サプレッションチェンバ5の板厚と略同じ約0.1m程度の板厚を有する。この本体部30の板厚の中心部には、直径約0.05m程度の挿入孔20aが形成されている。挿入孔20aは、本体部30の周方向において等間隔に複数形成されている。挿入孔20aは、図3に示すように、本体部30の円弧形状の軸心方向(長手方向、図3において紙面左右方向)に延在すると共に、重力方向に傾いている。挿入孔20aの傾きαは、例えば、水平面に対して約5°程度である。
As shown in FIG. 2, the
挿入孔20aは、略L字状に屈曲し、本体部30の外周面30aに開口している。この挿入孔20aに挿入するヒートパイプ11は、可撓性を有するフレキシブルヒートパイプが好ましい。ヒートパイプ11の一端を本体部30の挿入孔20aに挿入することで、蒸発部11aをサプレッションチェンバ5の周囲に配置することができる。また、複数の挿入孔20aのそれぞれには、1本ずつヒートパイプ11が挿入される。
The
フランジ部31は、本体部30の周方向の端面30b1,30b2のそれぞれに接合されている。フランジ部31は、長方形の板形状を有する。フランジ部31には、ボルト22が挿通される貫通孔31aが長手方向に間隔をあけて複数形成されている。図2に示すように、周方向で隣り合う分割片21のフランジ部31をボルト22及びナット23で連結し、複数の分割片21を環状に組み合わせることで、円筒型の1ユニットを形成することができる。
The
フランジ部32は、図3に示すように、本体部30の軸心方向の端面30c1,30c2のそれぞれに接合されている。フランジ部32は、扇形(円弧形)の板形状を有する。フランジ部32には、貫通孔32aが周方向に間隔をあけて複数形成されている。貫通孔32aには、サプレッションチェンバ5のドーナツ形状に沿って上述した円筒型の1ユニット同士を連結させる図示しないボルトが挿通され、ナットによって締結される。これにより、外部リング20は、サプレッションチェンバ5の略全領域を囲うことができる。
As shown in FIG. 3, the
外部リング20に挿入された複数のヒートパイプ11のそれぞれは、図1に示すように、原子炉建屋3の外まで延設される。なお、ヒートパイプ11は、所定の本数毎に束ねて、原子炉建屋3の外まで延設してもよい。原子炉建屋の外に配置されたヒートパイプ11の凝縮部11bには、放熱フィン11b1が設けられている。放熱フィン11b1は、銅やアルミなどの熱伝導率の高い金属材料から形成されており、凝縮部11bにおける外気との熱交換を促進させる。放熱フィン11b1には、冷却ファン12から風が送られる。
Each of the plurality of
次に、上記構成の冷却装置10の作用について説明する。以下の説明では、津波等の自然災害によって外部電源および非常用電源が長時間利用できない場合を想定する。
Next, the operation of the
自然災害によってシステムに異常が発生した場合、燃料制御棒が原子炉圧力容器1内の燃料棒の周囲に挿入され、核分裂反応が抑制される。燃料制御棒が挿入されると、燃料棒の核分裂に伴う巨大な発熱は制限されるが、7%程度の崩壊熱が発生する。この崩壊熱は、徐々に減衰していくがゼロにはならず、長時間継続する。電源が喪失していた場合、原子炉圧力容器1を冷却する非常冷却用のポンプ(RCW、不図示)を駆動することはできない。このような電源が喪失した場合においても、燃料棒の崩壊熱を継続して除去する必要がある。
When an abnormality occurs in the system due to a natural disaster, the fuel control rod is inserted around the fuel rod in the
本実施形態の冷却装置10は、図1に示すように、サプレッションチェンバ5の周囲にヒートパイプ11の蒸発部11a(一端)を配置し、ヒートパイプ11の凝縮部11b(他端)を原子炉建屋3の外で空冷する構成となっている。すなわち、サプレッションチェンバ5のプール水Pは、燃料棒の崩壊熱を吸収して温度上昇するため、ヒートパイプ11を介してサプレッションチェンバ5を冷却することで、燃料棒を間接的に冷却することができる。また、冷却水の投入によって、ドライウェル4とサプレッションチェンバ5が冠水している場合においては、サプレッションチェンバ5を介して燃料棒をより効果的に冷却することができる。
As shown in FIG. 1, the
ヒートパイプ11の蒸発部11aは、サプレッションチェンバ5と熱的に接触している。プール水Pが吸収した熱は、ヒートパイプ11の蒸発部11aにおいて、液相の作動流体が蒸発して気相の作動流体に転移することより回収される。気相の作動流体は、ヒートパイプ11の凝縮部11bに向かって中空パイプの空間を流通し凝縮されて、液相の作動流体に戻る。このように、ヒートパイプ11は、作動流体の液相/気相間の相転移を繰り返し利用して、蒸発部11aで回収した熱を凝縮部11bに繰り返し輸送する。
The
このように、ヒートパイプ11は、非常冷却用のポンプを駆動する電源システムとは独立して、プール水Pの温度上昇に応じて自動的に作動するため、電源を喪失しても燃料棒の崩壊熱を継続して除去することができる。また、このようなヒートパイプ11の蒸発部11aをサプレッションチェンバ5の周囲に配置する構成であれば、既設設備(ドライウェル4、サプレッションチェンバ5、ベント管6からなる圧力抑制系等)に変更を加えることなく設置が容易である。
As described above, the
本実施形態では、図2に示すように、サプレッションチェンバ5の周囲に外部リング20を取り付け、外部リング20の挿入孔20aにヒートパイプ11の蒸発部11aを挿入している。この構成によれば、既設設備のサプレッションチェンバ5の周囲に外部リング20を取り付けるだけで、サプレッションチェンバ5の周囲にヒートパイプ11の蒸発部11aを所定の間隔で配置することができる。また、図3に示すように、挿入孔20aは、重力方向に傾いているため、蒸発部11aの傾斜配置も容易である。さらに、外部リング20は、複数の分割片21に分割可能であり、トーラス室9への搬入やヒートパイプ11の部分的な交換等も容易である。
In the present embodiment, as shown in FIG. 2, the
また、本実施形態では、図1に示すように、ヒートパイプ11の凝縮部11bに、放熱フィン11b1が設けられている。放熱フィン11b1は、凝縮部11bの放熱面積を増大させる。また、冷却ファン12は、放熱フィン11b1に向けて風を送ることで、凝縮部11bにおける作動流体の凝縮を促進させる。この構成によれば、燃料棒の崩壊熱を効率よく除去することができる。
Moreover, in this embodiment, as shown in FIG. 1, the heat radiating fin 11b1 is provided in the condensing
このように、上述した本実施形態によれば、原子炉圧力容器1を収容するドライウェル4と連通し、内部にプールが形成されるサプレッションチェンバ5と、サプレッションチェンバ5を収容する原子炉建屋3と、を有する原子炉の冷却装置10であって、内部に収容した作動流体を蒸発させる蒸発部11aと、蒸発部11aで蒸発した作動流体を凝縮させる凝縮部11bと、を備えるヒートパイプ11を有し、蒸発部11aは、サプレッションチェンバ5の周囲に配置され、凝縮部11bは、原子炉建屋3の外に配置されている、という構成を採用することによって、電源を喪失しても原子炉の崩壊熱を除去でき、且つ、既存設備に容易に適用することができる。
Thus, according to the above-described embodiment, the
(変形例)
次に、一実施形態における変形例について説明する。以下の説明において、上述の実施形態と同一又は同等の構成については同一の符号を付し、その説明を簡略若しくは省略する。
(Modification)
Next, a modification in one embodiment will be described. In the following description, the same or equivalent components as those in the above-described embodiment are denoted by the same reference numerals, and the description thereof is simplified or omitted.
図4は、一実施形態の変形例に係る原子炉の概略構成を示す断面図である。
図4に示す原子炉は、MARK−I型の沸騰水型原子炉の改良型であるMARK−II型の沸騰水型原子炉である。この原子炉は、原子炉圧力容器1を囲繞して設けられた略三角フラスコ状の原子炉格納容器102(PCV)と、を備える。
FIG. 4 is a cross-sectional view showing a schematic configuration of a nuclear reactor according to a modification of the embodiment.
The nuclear reactor shown in FIG. 4 is a MARK-II type boiling water reactor which is an improved version of the MARK-I type boiling water reactor. This nuclear reactor includes a reactor container 102 (PCV) having a substantially conical flask shape provided so as to surround the
原子炉格納容器102は、原子炉圧力容器1の下部にサプレッションチェンバ105を備える。すなわち、原子炉格納容器102は、ドライウェル4とサプレッションチェンバ105とが一体化された構成となっている。ドライウェル4とサプレッションチェンバ105との間には、ダイヤフラムフロア102aが形成されている。ベント管106は、ダイヤフラムフロア102aを貫通して配置され、ドライウェル4とサプレッションチェンバ105とを連通させる。
The nuclear
冷却装置110は、ヒートパイプ11の蒸発部11aをサプレッションチェンバ105の周囲に配置した構成となっている。サプレッションチェンバ105は、直径が約25m程度あるため、上述した実施形態と同様に外部リング20を取り付けることは容易でない。このため、ヒートパイプ11の蒸発部11aは、サプレッションチェンバ5の周面に巻き付けるように斜めに配置してから、金属等の熱伝導性フィラーを混ぜたコンクリートを打設して一体化させた構成となっている。この構成によれば、上述した実施形態と同様に、電源を喪失しても原子炉の崩壊熱を除去でき、且つ、既存設備に容易に適用することができる。
The
以上、本発明の好ましい実施形態を記載し説明してきたが、これらは本発明の例示的なものであり、限定するものとして考慮されるべきではないことを理解すべきである。追加、省略、置換、およびその他の変更は、本発明の範囲から逸脱することなく行うことができる。従って、本発明は、前述の説明によって限定されていると見なされるべきではなく、特許請求の範囲によって制限されている。 Although preferred embodiments of the present invention have been described and described above, it should be understood that these are exemplary of the present invention and should not be considered as limiting. Additions, omissions, substitutions, and other changes can be made without departing from the scope of the invention. Accordingly, the invention is not to be seen as limited by the foregoing description, but is limited by the scope of the claims.
1…原子炉圧力容器、3…原子炉建屋、5…サプレッションチェンバ、10…冷却装置、11…ヒートパイプ、11a…蒸発部、11b…凝縮部、11b1…放熱フィン、12…冷却ファン、20…外部リング、20a…挿入孔、21…分割片、105…サプレッションチェンバ、110…冷却装置、P…プール水
DESCRIPTION OF
Claims (4)
内部に収容した作動流体を蒸発させる蒸発部と、前記蒸発部で蒸発した作動流体を凝縮させる凝縮部と、を備えるヒートパイプを有し、
前記蒸発部は、前記サプレッションチェンバの周囲に配置され、
前記凝縮部は、前記原子炉建屋の外に配置されている、原子炉の冷却装置。 Reactor cooling apparatus comprising: a suppression chamber that communicates with a dry well that accommodates a reactor pressure vessel, and in which a pool is formed; and a reactor building that houses the suppression chamber,
It has a heat pipe comprising an evaporating part for evaporating the working fluid accommodated therein, and a condensing part for condensing the working fluid evaporated in the evaporating part,
The evaporating unit is disposed around the suppression chamber,
The said condensation part is a cooling device of the reactor arrange | positioned outside the said reactor building.
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Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
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WO2022236306A3 (en) * | 2021-05-05 | 2022-12-29 | Westinghouse Electric Company Llc | Modular thermal and radiation shielding with passive heat removal |
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