JP2537362B2 - 原子炉容器冷却設備 - Google Patents
原子炉容器冷却設備Info
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- JP2537362B2 JP2537362B2 JP62122291A JP12229187A JP2537362B2 JP 2537362 B2 JP2537362 B2 JP 2537362B2 JP 62122291 A JP62122291 A JP 62122291A JP 12229187 A JP12229187 A JP 12229187A JP 2537362 B2 JP2537362 B2 JP 2537362B2
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- cooling
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- reactor
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- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- 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
Description
【発明の詳細な説明】 〔産業上の利用分野〕 本発明は原子炉容器の冷却設備に係り、特に黒鉛減速
ガス冷却型原子炉の原子炉圧力容器冷却設備において、
動的機器を必要としない高信頼性のシステムからなる冷
却設備に関する。
ガス冷却型原子炉の原子炉圧力容器冷却設備において、
動的機器を必要としない高信頼性のシステムからなる冷
却設備に関する。
多目的高温ガス実験炉の原子炉容器冷却設備の系統構
成を第３図に示す。この設備は、圧力容器１の表面から
の輻射伝熱により炉心および圧力容器１を冷却するもの
であり、通常運転時のみならず炉心強制循環冷却喪失事
故等の重大事故時に予想される燃料温度異常上昇（燃料
温度の異常上昇は燃料の破損を起こし、冷却材中への放
射性物質拡散による機器の汚染や公衆の放射線被爆をも
たらす可能性がある）を防止する目的で設置されてお
り、如何なる場合においても確実に作動する高度の信頼
性が要求される工学的安全施設である。
成を第３図に示す。この設備は、圧力容器１の表面から
の輻射伝熱により炉心および圧力容器１を冷却するもの
であり、通常運転時のみならず炉心強制循環冷却喪失事
故等の重大事故時に予想される燃料温度異常上昇（燃料
温度の異常上昇は燃料の破損を起こし、冷却材中への放
射性物質拡散による機器の汚染や公衆の放射線被爆をも
たらす可能性がある）を防止する目的で設置されてお
り、如何なる場合においても確実に作動する高度の信頼
性が要求される工学的安全施設である。
黒鉛減速ガス冷却型の原子炉は、炉内の構造物の殆ど
が黒鉛ブロツクで構成されているため、軽水減速型原子
炉等に比べ、炉内の熱容量が極めて大きい。従って、炉
心燃料の温度変化が緩慢であることが知られている。こ
の熱容量の大きさの故に炉内冷却材の強制循環が停止す
る様な事故においても、原子炉をスクラムした後に予想
される核分裂生成物の崩壊熱による炉心燃料温度の異常
上昇を原子炉圧力容器１の表面から冷却パネル２への輻
射伝熱によって抑えることができる。
が黒鉛ブロツクで構成されているため、軽水減速型原子
炉等に比べ、炉内の熱容量が極めて大きい。従って、炉
心燃料の温度変化が緩慢であることが知られている。こ
の熱容量の大きさの故に炉内冷却材の強制循環が停止す
る様な事故においても、原子炉をスクラムした後に予想
される核分裂生成物の崩壊熱による炉心燃料温度の異常
上昇を原子炉圧力容器１の表面から冷却パネル２への輻
射伝熱によって抑えることができる。
この設備の系統は、第３図に示すように原子炉圧力容
器１の周りに設置された冷却パネル２、サージタンク
３、空気冷却器４、循環ポンプ5A、外部電源６、非常用
ディーゼル発電設備７および熱媒体である冷却水８によ
り構成される。循環ポンプ5Aによって昇圧された冷却水
８は冷却パネル２の下部入口より流入し、原子炉圧力容
器１からの受熱量により単相流のまま温度上昇し冷却パ
ネル２の上部より流出する。この冷却水８は空気冷却器
４に流入し、最終ヒートシンクである大気中への自然放
熱により低温状態となり再度循環ポンプ5Aの入口に流出
する。サージタンク３は冷却水８の温度上昇による密度
差を吸収する機能を有している。
器１の周りに設置された冷却パネル２、サージタンク
３、空気冷却器４、循環ポンプ5A、外部電源６、非常用
ディーゼル発電設備７および熱媒体である冷却水８によ
り構成される。循環ポンプ5Aによって昇圧された冷却水
８は冷却パネル２の下部入口より流入し、原子炉圧力容
器１からの受熱量により単相流のまま温度上昇し冷却パ
ネル２の上部より流出する。この冷却水８は空気冷却器
４に流入し、最終ヒートシンクである大気中への自然放
熱により低温状態となり再度循環ポンプ5Aの入口に流出
する。サージタンク３は冷却水８の温度上昇による密度
差を吸収する機能を有している。
また、従来の冷却設備では、システムの信頼性を向上
させるために、循環ポンプ5Aの故障を考慮し予備機とし
ての循環ポンプ5Bを１台設置し、更に外部電源６の喪失
を想定し、非常用ディーゼル発電設備７を設置してい
る。
させるために、循環ポンプ5Aの故障を考慮し予備機とし
ての循環ポンプ5Bを１台設置し、更に外部電源６の喪失
を想定し、非常用ディーゼル発電設備７を設置してい
る。
原子炉容器冷却設備は、通常運転時の他、炉心の強制
冷却喪失事故時等の重大事故時においても確実に作動
し、炉心および原子炉圧力容器を冷却する機能を有する
工学的安全施設であり、高信頼性が要求される。これを
満足させるため、従来の冷却設備では循環ポンプの100
％容量２基構成（１基は予備）を採用し、電源入力は外
部電源および非常用ディーゼル発電設備に接続する事で
対処していた。しかしながら、冷却材循環能力喪失の確
立をゼロにすることはできないという問題がある。
冷却喪失事故時等の重大事故時においても確実に作動
し、炉心および原子炉圧力容器を冷却する機能を有する
工学的安全施設であり、高信頼性が要求される。これを
満足させるため、従来の冷却設備では循環ポンプの100
％容量２基構成（１基は予備）を採用し、電源入力は外
部電源および非常用ディーゼル発電設備に接続する事で
対処していた。しかしながら、冷却材循環能力喪失の確
立をゼロにすることはできないという問題がある。
本発明の目的は、上記した従来技術の問題点を解消
し、動的機器である循環ポンプを用いることなく、冷却
材を循環させ、静的機器のみから構成される高信頼性の
原子炉容器冷却設備を提供することにある。
し、動的機器である循環ポンプを用いることなく、冷却
材を循環させ、静的機器のみから構成される高信頼性の
原子炉容器冷却設備を提供することにある。
上記目的は、原子炉容器の周囲に冷却パネルによる受
熱部を設け、原子炉容器からの熱を除去する原子炉容器
冷却設備において、 前記受熱部は、原子炉容器からの熱を受けて蒸発気化
する低沸点冷媒であるフロンを封入した受熱部とし、 更に、前記受熱部に対し、受熱部からのフロンの熱を
放熱し、気化したフロンを液化させる放熱部を設け、 前記受熱部と放熱部とを循環路で結んでフロンが自然
循環できるループを形成した構成により達成される。
熱部を設け、原子炉容器からの熱を除去する原子炉容器
冷却設備において、 前記受熱部は、原子炉容器からの熱を受けて蒸発気化
する低沸点冷媒であるフロンを封入した受熱部とし、 更に、前記受熱部に対し、受熱部からのフロンの熱を
放熱し、気化したフロンを液化させる放熱部を設け、 前記受熱部と放熱部とを循環路で結んでフロンが自然
循環できるループを形成した構成により達成される。
ここでは炉容器冷却設備において冷却材に低沸点冷媒
であるフロンを使用することにより、循環ポンプを用い
ることなく、充分な循環能力および冷却能力を有するこ
とを第２図を基に説明する。
であるフロンを使用することにより、循環ポンプを用い
ることなく、充分な循環能力および冷却能力を有するこ
とを第２図を基に説明する。
第２図に受熱部11と放熱部12を有する閉ループ内の自
然循環の概略図を示す。循環材（冷却材）に低沸点冷媒
であるフロンを使用すると、受熱部11において低温で液
相から気相への相変化が生じ、気液二相流状態13とな
り、逆に放熱部12では冷却凝縮され、再び液単相流14と
なる。
然循環の概略図を示す。循環材（冷却材）に低沸点冷媒
であるフロンを使用すると、受熱部11において低温で液
相から気相への相変化が生じ、気液二相流状態13とな
り、逆に放熱部12では冷却凝縮され、再び液単相流14と
なる。
このような閉ループ内の循環力（循環材を受熱部11に
送り込む力）（ΔＨ）は、放熱部12と受熱部11の循環材
密度差（Δρ＝ρ０−ρ１）とヘッド差（Ｌ）の積で表
される。特に本実施例の場合、冷却材は受熱部11で相変
化を伴っているため、Δρが大きく循環力を確保するこ
とが容易に可能となる。すなわち、気液混相の自然循環
となる。更に、受熱部11においては液の蒸発潜熱として
冷却材中に蓄熱輸送されるため、循環流量に対する除熱
の割合（冷却能力）は、第３図に示す従来の冷却設備の
ような冷却材の温度変化のみの場合に比べ、より大きく
することが可能である。フロンの潜熱は過冷却の問題を
生じさせない適度な熱量である。
送り込む力）（ΔＨ）は、放熱部12と受熱部11の循環材
密度差（Δρ＝ρ０−ρ１）とヘッド差（Ｌ）の積で表
される。特に本実施例の場合、冷却材は受熱部11で相変
化を伴っているため、Δρが大きく循環力を確保するこ
とが容易に可能となる。すなわち、気液混相の自然循環
となる。更に、受熱部11においては液の蒸発潜熱として
冷却材中に蓄熱輸送されるため、循環流量に対する除熱
の割合（冷却能力）は、第３図に示す従来の冷却設備の
ような冷却材の温度変化のみの場合に比べ、より大きく
することが可能である。フロンの潜熱は過冷却の問題を
生じさせない適度な熱量である。
このように冷却材として低沸点冷媒であるフロンを使
用することにより、受熱部11の温度が低温状態のままで
必要な除熱を行うのに必要十分な冷却材の循環能力を維
持することができる。
用することにより、受熱部11の温度が低温状態のままで
必要な除熱を行うのに必要十分な冷却材の循環能力を維
持することができる。
また、冷却材としての低沸点冷媒であるフロンは、蒸
発により潜熱を吸収する場合に、受けた熱量に関わら
ず、温度が一定である。冷却パネルが出入口のヘッダに
多数の管を接合したような構造である場合にも、受熱部
において冷却パネルの各管の伸びが同じであり、冷却パ
ネル破損の恐れはない。
発により潜熱を吸収する場合に、受けた熱量に関わら
ず、温度が一定である。冷却パネルが出入口のヘッダに
多数の管を接合したような構造である場合にも、受熱部
において冷却パネルの各管の伸びが同じであり、冷却パ
ネル破損の恐れはない。
更に、通常、冷却パネル内は気液混相で、炉容器の放
射熱の大小は冷却材の温度を変えることなく冷却材の蒸
発のみで自動的に変わり、また、最初に蒸発比率を小さ
くとっておけば、放射熱の大きな変化にも対処できる。
射熱の大小は冷却材の温度を変えることなく冷却材の蒸
発のみで自動的に変わり、また、最初に蒸発比率を小さ
くとっておけば、放射熱の大きな変化にも対処できる。
以下、本発明の実施例を図面に基づいて説明する。
第１図は本発明の原子炉容器冷却設備の一実施例を示
す系統構成図である。
す系統構成図である。
この冷却設備は、原子炉圧力容器１の周囲であって、
原子炉圧力容器１からの輻射熱の影響を受ける領域に受
熱部としての冷却パネル２が設置され、この冷却パネル
２はフロンとされたの低沸点冷媒９が循環する閉ループ
からなる循環系統を構成している。この循環系統にはサ
ージタンク３と放熱部としての空気冷却器４が設置さ
れ、空気冷却器４は下降管10により冷却パネル２側に連
通されている。
原子炉圧力容器１からの輻射熱の影響を受ける領域に受
熱部としての冷却パネル２が設置され、この冷却パネル
２はフロンとされたの低沸点冷媒９が循環する閉ループ
からなる循環系統を構成している。この循環系統にはサ
ージタンク３と放熱部としての空気冷却器４が設置さ
れ、空気冷却器４は下降管10により冷却パネル２側に連
通されている。
この原子炉圧力容器冷却設備において、この系統内に
に注入されているフロンとされたの冷却材（低沸点冷
媒）は、冷却パネル２で圧力容器１からの輻射伝熱によ
り加熱される。冷却材９は沸点が低いため、冷却パネル
２内において低温で気化を始め、冷却パネル２内は気液
二相流の状態となり、冷却パネル２内を上昇する。
に注入されているフロンとされたの冷却材（低沸点冷
媒）は、冷却パネル２で圧力容器１からの輻射伝熱によ
り加熱される。冷却材９は沸点が低いため、冷却パネル
２内において低温で気化を始め、冷却パネル２内は気液
二相流の状態となり、冷却パネル２内を上昇する。
冷却パネル２を出た冷却材（気液二相流状態）は空気
冷却器４で冷却凝縮され、液単相流となって、下降管10
を経て再び冷却パネル２に戻る。このように冷却材とし
て低沸点冷媒を用いると冷却パネル２内での流体密度
（気液二相流）と下降管10内での流体密度（液単相流）
の差が大きくなるため、従来設備されていた循環ポンプ
がなくても必要循環量を確保することが可能である。
冷却器４で冷却凝縮され、液単相流となって、下降管10
を経て再び冷却パネル２に戻る。このように冷却材とし
て低沸点冷媒を用いると冷却パネル２内での流体密度
（気液二相流）と下降管10内での流体密度（液単相流）
の差が大きくなるため、従来設備されていた循環ポンプ
がなくても必要循環量を確保することが可能である。
また、冷却パネル２内では相変化による潜熱のため、
単相流の温度上昇に比べ原子炉圧力容器１を冷却するの
に必要な冷却材流量も従来技術構造に比べ少なくするこ
とが可能である。
単相流の温度上昇に比べ原子炉圧力容器１を冷却するの
に必要な冷却材流量も従来技術構造に比べ少なくするこ
とが可能である。
本発明において、受熱部の冷却パネルは、原子炉圧力
容器からの輻射熱の影響を受ける領域に配置され、その
輻射伝熱を受けるのに有効な形状であればよく、また、
空気冷却器については、それに代えて水等による冷却機
能を有するものでもよい。
容器からの輻射熱の影響を受ける領域に配置され、その
輻射伝熱を受けるのに有効な形状であればよく、また、
空気冷却器については、それに代えて水等による冷却機
能を有するものでもよい。
以上のように本発明によれば原子炉容器冷却設備の冷
却材として低沸点冷媒であるフロンを使用することによ
り動的機器である循環ポンプを用いることなく、過冷却
の問題なく、気液混相の自然循環として充分な自然循環
能力、炉容器冷却能力を確実に維持できる。このため、
動的機器を含まない系統構成が可能となり、高信頼性の
炉容器冷却システムとすることができる。更に、循環ポ
ンプに付随する電源設備、制御設備を削除することがで
きる。
却材として低沸点冷媒であるフロンを使用することによ
り動的機器である循環ポンプを用いることなく、過冷却
の問題なく、気液混相の自然循環として充分な自然循環
能力、炉容器冷却能力を確実に維持できる。このため、
動的機器を含まない系統構成が可能となり、高信頼性の
炉容器冷却システムとすることができる。更に、循環ポ
ンプに付随する電源設備、制御設備を削除することがで
きる。
また、冷却材としての低沸点冷媒であるフロンは、蒸
発により潜熱を吸収する場合に、受けた熱量に関わら
ず、温度が一定であるので、冷却パネルが出入口のヘッ
ダに多数の管を接合したような構造である場合にも、受
熱部において冷却パネルの各管の伸びが同じであり、冷
却パネル破損の恐れはない。
発により潜熱を吸収する場合に、受けた熱量に関わら
ず、温度が一定であるので、冷却パネルが出入口のヘッ
ダに多数の管を接合したような構造である場合にも、受
熱部において冷却パネルの各管の伸びが同じであり、冷
却パネル破損の恐れはない。
更に、通常、冷却パネル内は気液混相で、炉容器の放
射熱の大小は冷却材の温度を変えることなく冷却材の蒸
発のみで自動的に変わり、また、最初に蒸発比率を小さ
くとっておけば、放射熱の大きな変化にも対処できる。
射熱の大小は冷却材の温度を変えることなく冷却材の蒸
発のみで自動的に変わり、また、最初に蒸発比率を小さ
くとっておけば、放射熱の大きな変化にも対処できる。
第１図は本発明の冷却設備の一実施例を示す系統構成
図、第２図は第１図の冷却設備の作用を説明するための
閉ループの自然循環概略図、第３図は従来の多目的高温
ガス化実験炉の原子炉圧力容器冷却設備の系統構成図で
ある。 １……原子炉圧力容器、２……冷却パネル、３……サー
ジタンク、４……空気冷却器、10……下降管、11……受
熱部、12……放熱部。
図、第２図は第１図の冷却設備の作用を説明するための
閉ループの自然循環概略図、第３図は従来の多目的高温
ガス化実験炉の原子炉圧力容器冷却設備の系統構成図で
ある。 １……原子炉圧力容器、２……冷却パネル、３……サー
ジタンク、４……空気冷却器、10……下降管、11……受
熱部、12……放熱部。
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 池上 太美雄 呉市宝町６番９号 バブコック日立株式 会社呉工場内 (72)発明者 工藤 昭雄 呉市宝町６番９号 バブコック日立株式 会社呉工場内 (56)参考文献 実開 昭62−40596（ＪＰ，Ｕ) 日立評論，67［11］，Ｐ．917−922, Ｐ．913−916（1985) 日立評論，62［10］，Ｐ．731−734 （1980)
Claims (1)
- 【請求項１】原子炉容器の周囲に冷却パネルによる受熱
部を設け、原子炉容器からの熱を除去する原子炉容器冷
却設備において、 前記受熱部は、原子炉容器からの熱を受けて蒸発気化す
る低沸点冷媒であるフロンを封入した受熱部とし、 更に、前記受熱部に対し、受熱部からのフロンの熱を放
熱し、気化したフロンを液化させる放熱部を設け、 前記受熱部と放熱部とを循環路で結んでフロンが自然循
環できるループを形成したことを特徴とする原子炉容器
冷却設備。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP62122291A JP2537362B2 (ja) | 1987-05-19 | 1987-05-19 | 原子炉容器冷却設備 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP62122291A JP2537362B2 (ja) | 1987-05-19 | 1987-05-19 | 原子炉容器冷却設備 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS63286794A JPS63286794A (ja) | 1988-11-24 |
| JP2537362B2 true JP2537362B2 (ja) | 1996-09-25 |
Family
ID=14832321
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP62122291A Expired - Fee Related JP2537362B2 (ja) | 1987-05-19 | 1987-05-19 | 原子炉容器冷却設備 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP2537362B2 (ja) |
Families Citing this family (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5612982A (en) * | 1995-07-31 | 1997-03-18 | Westinghouse Electric Corporation | Nuclear power plant with containment cooling |
| CN106847348B (zh) * | 2017-01-19 | 2018-11-13 | 清华大学天津高端装备研究院 | 一种ads安全壳系统 |
Family Cites Families (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS6240596U (ja) * | 1985-08-27 | 1987-03-11 |
-
1987
- 1987-05-19 JP JP62122291A patent/JP2537362B2/ja not_active Expired - Fee Related
Non-Patent Citations (2)
| Title |
|---|
| 日立評論，６２［１０］，Ｐ．７３１−７３４（１９８０） |
| 日立評論，６７［１１］，Ｐ．９１７−９２２，Ｐ．９１３−９１６（１９８５） |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS63286794A (ja) | 1988-11-24 |
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Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| A01 | Written decision to grant a patent or to grant a registration (utility model) |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A01 Effective date: 19960416 |
|
| R250 | Receipt of annual fees |
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