JP3074124B2 - 液体金属冷却炉の要素試験装置 - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【産業上の利用分野】本発明は液体金属冷却高速増殖炉
の原子炉システムの試験装置に係り、特に原子炉容器内
の多様な熱流動の課題を実証するためのスケールモデル
の要素試験装置に関する。

【０００２】

【従来の技術】液体金属冷却高速増殖炉は、炉心で発生
した熱を効率的に利用するため、冷却材にナトリウム等
の液体金属を使用し、原子炉出口温度で５５０℃の高温
で運転する。原子炉システムは炉容器、炉心、炉内構造
物、炉上部機器、炉上部蓋構造等により構成されてい
る。原子炉システムには炉心で発生した熱を冷却するた
めの冷却システムが接続されており、冷却システムは、
通常複数の冷却ループより構成される。従って、炉内の
液体金属の熱流動は、炉心、炉内構造物、炉上部機器及
び冷却システム等の関連で複数なものとなり、関連機器
の熱応力による構造健全性についても設計段階での十分
な検討が必要となる。このような炉内の熱流動・構造健
全性については、実際に高温の液体金属を用いて、実機
に近いシステムで確認することが必要となり、通常、ス
ケールモデルの試験装置による確証試験が行われる。

【０００３】

【発明が解決しようとする課題】上記に示した実機に近
いシステムで、実際の高温の液体金属を用いて試験を実
施することには、以下に述べるような技術的及び経済的
な問題がある。

【０００４】試験装置に関しては、まず、核エネルギー
を用いずに模擬炉心部での液体金属の加熱状態を作り出
す必要があるが、加熱装置をそのまま試験装置の模擬炉
容器の中に組み込むことは発熱体のエネルギー出力密度
を考えると極めて困難である。また、炉内の流動は冷却
系の複数ループの影響を考慮できるようなものとし、か
つ、冷却システムは試験装置の設備容量の観点で可能な
限りシンプルに模擬する必要がある。さらに、スケール
モデルの模擬炉容器により、実機の熱流動で確認したい
状況を適切に模擬する必要がある。加えて、同一の試験
装置で、炉上部機器、炉内機器のいくつかの設計オプシ
ョンの確認試験を可能とする必要がある。

【０００５】一方、このような実機のスケールモデルの
確証試験装置は、通常数十ＭＷｔの加熱装置が必要とな
るが、試験に要する燃料費等のコストは極めて大きく、
長時間の試験を実施することは経済性の観点から困難と
なっている。

【０００６】本発明はこのような点を考慮してなされた
ものであり、その第１の目的は、模擬炉容器及び周辺の
冷却システム等を合理的な大きさの範囲で、模擬炉心部
での加熱状態を模擬し、炉内流動への冷却系の複数ルー
プの影響を考慮可能とし、さらに、実機の熱流動の状況
をスケールモデルで適切に模擬可能とした液体金属炉の
要素試験装置を提供することにある。

【０００７】また、第２の目的は、同一の試験装置で炉
上部機器、炉内機器のいくつかの設計オプションの試験
実施を可能とした液体金属炉の要素試験装置を提供する
ことにある。

【０００８】さらに、第３の目的は、試験に要する運転
コストを少なくし、長時間の試験を経済的に実施可能な
液体金属炉の要素試験装置を提供することにある。

【０００９】

【課題を解決するための手段】前記目的を達成するため
本発明は、原子炉を模擬した模擬炉容器と、この模擬炉
容器内に設置されて上部プレナムと下部プレナムとの境
界を構成する仕切り板と、上部プレナムの自由液面上に
形成された模擬カバーガス空間と、前記模擬炉容器の頂
部に設置され複数の貫通孔を有する蓋構造と、前記下部
プレナム内に設けられた高圧室と、外部で温度制御され
た液体金属を前記高圧室に供給する入口配管と、前記上
部プレナムに連設した出口配管とを具備した液体金属冷
却炉の要素試験装置において、前記模擬炉容器の内側に
は、多重環状空間構造をなす模擬炉壁保護構造が設置さ
れ、各環状空間内の液位を外部から制御可能としたこと
を特徴とする。

【００１０】

【００１１】

【００１２】

【００１３】本発明はまた、液体金属加熱器、バッファ
タンク、ダンプタンク、循環ポンプ、配管および弁を有
する高温循環系と、液体金属冷却器、バッファタンク、
ダンプタンク、循環ポンプ、配管および弁を有する低温
循環系とを設け、前記両循環系を、入口配管と出口配管
との間にそれぞれ接続するようにしたことを特徴とす
る。

【００１４】本発明はまた、液体金属加熱器、模擬中間
熱交換器および１次循環ポンプを有する液体金属循環系
を設け、この液体金属循環系を、入口配管と出口配管と
の間に接続するようにしたことを特徴とする。

【００１５】本発明はまた、液体金属加熱器、バッファ
タンク、ダンプタンク、循環ポンプ、配管および弁を有
する高温循環系と、液体金属冷却器、バッファタンク、
ダンプタンク、循環ポンプ、配管および低温循環系と、
模擬中間熱交換器および１次循環ポンプを有する液体金
属循環系とを設け、前記各循環系を、入口配管と出口配
管との間にそれぞれ接続するようにしたことを特徴とす
る。本発明はまた、模擬中間熱交換器が、高温循環系ま
たは低温循環系のバッファタンクを兼ねるようにしたこ
とを特徴とする。

【００１６】本発明はまた、模擬中間熱交換器を複数設
け、各模擬中間熱交換器を、模擬炉容器に設けられた複
数の出口配管に各別に接続するようにしたことを特徴と
する。

【００１７】本発明はまた、模擬中間熱交換器の２次側
に、模擬蒸気発生器を設けるようにしたことを特徴とす
る。

【００１８】本発明はさらに、模擬蒸気発生器を、模擬
炉容器および模擬中間熱交換器をバイパスして液体金属
加熱器に接続できるようにしたことを特徴とする。

【００１９】

【００２０】

【００２１】

【００２２】

【作用】本発明においては、模擬炉容器の内側に模擬炉
壁保護構造が設置され、各環状空間内の液位が外部から
制御できるようになっている。このため、原子炉容器の
構造健全性を高める低温ナトリウム循環方式の炉壁保護
構造の試験や、実機においてプラントの起動により液体
金属温度が上昇し上部プレナム内液位が上昇するとき
に、原子炉容器に接する液位を一定に保つ起動時液位一
定方式の炉壁保護構造の試験等を行うことが可能とな
る。

【００２３】また、本発明においては、模擬炉容器に、
高温循環系と低温循環系とが接続されている。このた
め、流路内に模擬炉容器を含む運転と含まない運転のい
ずれの試験も可能となる。

【００２４】また、本発明においては、液体金属循環系
が模擬炉容器に接続されている。このため、熱交換器を
含めた熱過渡確認試験を行なうことが可能となる。

【００２５】また、本発明においては、模擬炉容器に、
高温循環系、低温循環系および液体金属循環系が接続さ
れている。このため、設計限界確認を含めた熱過渡条件
に対する流動、下流側機器への影響を確認することが可
能となる。

【００２６】また、本発明においては、模擬中間熱交換
器がバッファタンクを兼ねている。このため、系統構成
の簡素化が可能となる。

【００２７】また、本発明においては、模擬中間熱交換
器が複数設けられ、これらは相互に異なる出口配管に接
続されている。このため、模擬中間熱交換器の試験裕度
が増し、実プラントで想定される１ループ停止事象等の
非対象モードの模擬も可能となる。

【００２８】また、本発明においては、模擬中間熱交換
器の２次側に、模擬蒸気発生器が設けられている。この
ため、蒸気発生器を含めたプラントの試験が可能とな
る。

【００２９】さらに、本発明においては、模擬蒸気発生
器が、模擬炉容器および模擬中間熱交換器をバイパスし
て液体金属加熱器に接続できるようになっている。この
ため、低コストで蒸気発生器の試験を行なうことが可能
となる。

【００３０】

【実施例】以下、本発明を図面を参照して説明する。

【００３１】図１は、本発明の第１実施例に係る液体金
属冷却炉の要素試験装置を示すもので、図中、符号１は
模擬炉容器であり、この模擬炉容器１内には仕切り板２
によって仕切られた上部プレナム３および下部プレナム
５が構成され、上部プレナム３の自由液面上には、径方
向は実機の縮尺比で高さ方向は実機と同一の模擬カバー
ガス空間４が設定されている。そして、この模擬カバー
ガス空間４を、径方向のみ縮小寸法とすることにより、
カバーガス部の熱流動特性および原子炉容器のナトリウ
ム液面から上部の軸方向の温度分布を詳細に模擬した試
験ができるようになっている。

【００３２】模擬炉容器１の頂部には、複数の貫通孔６
を有する蓋構造７が設置されており、この蓋構造７から
は、模擬炉上部構造１４が取付フランジ１５を介して上
部プレナム３内に吊下げられているとともに、複数の炉
容器模擬入口配管１６および炉容器模擬出口配管１７が
それぞれ上部プレナム３内に吊下げられている。そして
これにより、原子炉容器の上部プレナム３の体系を模擬
できるようになっている。また貫通孔６を用いて模擬炉
上部構造１４、炉容器模擬入口配管１６および炉容器模
擬出口配管１７を引抜き交換することにより、各種形状
をパラメータに試験ができるようになっている。炉容器
模擬入口配管１６と炉容器模擬出口配管１７とは、蓋構
造７上部で上部連結配管２０を介して相互に連結されて
おり、炉容器模擬入口配管１６は、下部プレナム５に開
口し、またこの下部プレナム５には、出口配管１０が結
合されている。また、模擬炉容器１の下部は、模擬炉容
器支持構造１１により自立可能に支持されている。

【００３３】下部プレナム３内には、下部から入口配管
９が連設される高圧室８が設置されており、この高圧室
８内には、ヒータ付模擬燃料集合体１３が設置されてい
る。また、上部プレナム３の自由液面下には、模擬炉内
熱交換器１２が設置されている。

【００３４】一方、模擬炉容器１の内側には、３重円筒
からなる模擬炉壁保護構造１８が設置されており、この
模擬炉壁保護構造１８の各環状空間には、模擬炉壁保護
構造ナトリウム配管１９がそれぞれ連通している。

【００３５】以上の構成において、外部で温度制御され
たナトリウムを、下部プレナム３下部に連接された入口
配管９から高圧室８内に流入させ、ヒータ付模擬燃料集
合体１３によって急峻な過渡的温度制御を行い、上部プ
レナム３より流出させることにより、上部プレナム３内
の熱流動特性の各種試験が可能となる。この場合、ナト
リウムの温度は外部の温度制御と模擬燃料集合体１３に
設置のヒータとで自由に制御することができるため、比
較的単純な体系により広範な試験が可能である。上部プ
レナム３内のナトリウムは、炉容器模擬出口配管１７を
通り蓋構造７の上部で上部連結配管２０にて炉容器模擬
入口配管１６に導かれ、模擬炉容器１の下部プレナム５
に流出し、出口配管１０で模擬炉容器１外に導かれる。
この場合、模擬炉容器１内へのナトリウムの入出口配管
９，１０が模擬炉容器１の下部に集中しているため、配
管の引き回しスペースを限定でき、実機との縮尺率を変
えずにコンパクトな試験装置の実現が可能となる。

【００３６】図２は、本発明の第２実施例を示すもの
で、炉容器模擬出口配管１７の下部に、上下のプレナム
３，５を連通させる上下プレナム連通配管２１を設置
し、さらに模擬炉内熱交換器１２に連通する模擬炉内熱
交換器ナトリウム配管２２を、模擬炉容器１下部から引
出すようにしたものである。

【００３７】これにより、模擬炉内熱交換器１２内のナ
トリウムを、模擬炉内熱交換器ナトリウム配管２１によ
り外部に導出して冷却し、冷却後のナトリウムを、模擬
炉内熱交換器ナトリウム配管２１により模擬炉内熱交換
器１２内に導入することにより、炉内熱交換器運転時の
上部プレナム内の熱流動の試験が可能となる。

【００３８】また、炉容器模擬出口配管１７の下部に上
下プレナム連通配管２１を設置し、上部プレナム３内の
ナトリウムを一旦炉容器模擬出口配管１７内に吸い上
げ、これを上下プレナム連通配管２１により下部プレナ
ム５に流出させ、出口配管１０にて模擬炉容器１外に導
出する構造としており、蓋構造７にはこれらに係わるナ
トリウム配管を設置していない。また、模擬炉容器１内
に設置の模擬炉内熱交換器１２には内部のナトリウムを
外部へ導出して冷却後導入する模擬炉内熱交換器ナトリ
ウム配管２２が下部プレナム５方向に設置されている。
このため、模擬炉内熱交換器ナトリウム配管２２が蓋構
造７を貫通することなく炉内熱交換器運転時の上部プレ
ナム内の熱流動の試験が可能となる。

【００３９】また、模擬炉容器１は、模擬炉容器支持構
造１１で下部で支持されているため自立が可能で模擬炉
容器１の設置が容易であり、蓋構造７をナトリウム配管
が貫通しないこととあわせ、貫通孔６を用いて炉容器模
擬出口配管１７を引き抜き形状の異なる物を挿入するこ
とが容易となり、模擬炉上部構造１４の取付フランジ１
５により上部プレナム３内に吊り下げられている模擬炉
上部構造１４の交換が容易となる。

【００４０】図３は、本発明の第３実施例を示すもの
で、３体の炉容器模擬出口配管１７の下部に、個別に出
口配管１０をつなぎ、３ループの冷却系を分離できるよ
うにしたものである。なお、高圧室８内のヒータ付模擬
燃料集合体１３（図１参照）は省略されている。

【００４１】このように、各炉容器模擬出口配管１７
に、各別に出口配管が接続されているので、ループ毎に
流量等を変えることにより、上部プレナム３内の熱流動
特性をさらに詳細に模擬することができる。

【００４２】図４は、本発明の第４実施例を示すもの
で、模擬炉壁保護構造１８間の各環状空間２３に、模擬
炉壁保護構造ナトリウム配管１９をそれぞれ接続すると
ともに、これらに弁Ａ２４、弁Ｂ２５、弁Ｃ２６および
弁Ｄ２７をそれぞれ設置するようにしたものである。

【００４３】これにより、各弁２４，２５，２６，２７
の切換により、模擬炉壁保護構造１８内のナトリウムの
流動状況を可変とすることができ、さらに模擬炉壁保護
構造内液位２８と上部プレナム内液位とを可変とするこ
とができる。例えば、図４に示すように第１上部プレナ
ム内液位２９及び第２上部プレナム内液位３０の２段階
に切り替えできる。ここで、弁Ａ２４を開、弁Ｂ２５を
閉、弁Ｃ２６を開、弁Ｄ２７を開とし、弁Ａ２４から最
外周空間３１に上部プレナム３内のナトリウムよりも低
温のナトリウムを供給し、弁Ｂ２５を通して排出させ、
このとき第１上部プレナム内液位２９と組み合わせる
と、原子炉容器１を内包するナトリウムよりも低温のナ
トリウムで冷却することにより原子炉容器１の構造健全
性を高める低温ナトリウム循環方式の炉壁保護構造の試
験が可能となる。また、弁Ａ２４を開、弁Ｂ２５を閉、
弁Ｃ２６を閉、弁Ｄ２７を開とし、弁Ａ２４から最外周
空間３１のみにナトリウムを供給し、このとき上部プレ
ナム内液位の変化と無関係に模擬炉壁保護構造内液位を
制御することにより、実機においてプラントの起動によ
りナトリウム温度が上昇し上部プレナム内液位が上昇す
る時に原子炉容器１に接する液位を一定に保つ起動時液
位一定方式の炉壁保護構造の試験が可能となる。

【００４４】また、弁Ａ２４を開、弁Ｂ２５を開、弁Ｃ
２６を閉、弁Ｄ２７開とし、弁Ａ２４から最外周空間３
１のみにナトリウムを供給し、このとき上部プレナム内
液位の変化と無関係に模擬炉壁保護構造内液位を制御す
ることにより、実機において、プラントの起動によりナ
トリウム温度が上昇し、上部プレナム内液位が上昇する
時に、原子炉容器に接する液位を一定に保つ起動時液位
一定方式の炉壁保護構造の試験が可能となる。

【００４５】表１は、これらをまとめたものである。

【００４６】

【表１】 図５は、本発明の第５実施例を示すもので、模擬原子炉
容器５１に、高温循環系６１および低温循環系６２を配
管６３（ａ，ｂ）を介し接続するようにしたものであ
る。

【００４７】すなわち、高温循環系６１は、循環ポンプ
５３、加熱器５２、バッファタンク５４、ダンプタンク
５５及び配管６４（ａ〜ｇ）より構成され、液体金属を
加熱、循環するとともに、模擬原子炉容器５１に加熱さ
れた高温液体金属を供給することが可能である。一方、
低温循環系６２は、循環ポンプ５８、空気冷却器５６、
補助加熱器５７、バッファタンク５９、ダンプタンク６
０及び配管６５（ａ〜ｈ）より構成され、液体金属を冷
却、循環するとともに、模擬原子炉容器に冷却された低
温液体金属を供給することが可能である。この中で、補
助加熱器５７については、空気冷却器５６出口温度の微
調整用として設置するものである。また、低温循環系６
２のバッファタンク５９の出口に配管６６を接続するこ
とにより、模擬原子炉容器５１の炉壁保護構造に低温の
液体金属を供給することが可能となっている。

【００４８】これにより、各循環系６１、６２の弁の切
換により、流路内に模擬原子炉容器５１を含む運転及び
含まない運転のいずれも実施可能である。したがって各
々の循環系６１，６２の運用により、模擬原子炉容器５
１に対してはあらゆる熱過渡を負荷することが可能であ
る。例えば、模擬原子炉容器５１に液体金属の急峻な温
度降下を与えようとする場合、初期状態として、高温循
環系６１は、模擬原子炉容器５１から配管６４ａ、循環
ポンプ５３、加熱器５２及び配管６４ｅを介して模擬原
子炉容器５１に戻る流路で高温（例えば５５０℃）運転
し、低温循環系６２は、配管６５ａ、循環ポンプ５８、
空気冷却器５６、補助加熱器５７、バッファタンク５９
及び配管６５ｄ、６５ｅ、６５ｆを介して循環ポンプ５
８に戻る流路、即ち模擬原子炉容器５１をバイパスする
流路で低温（例えば３５０℃）運転した状態から、接続
配管６３ａ、ｂ及び配管６４ｆ、６５ｆ上に設置される
弁の切換により、模擬原子炉容器５１にバッファタンク
５９で蓄えられた低温ナトリウムを配管６５ｄ、６５ｅ
及び６３ｂを介して模擬原子炉容器５１に注入すること
により、模擬原子炉容器に、急激な温度変化（例えば２
００℃の温度降下）が負荷できる。この際、バッファタ
ンク５９は、空気冷却器の過渡的な除熱遅れ等による温
度変動を直接模擬原子炉容器５１に与えず安定した温度
の液体金属を供給する役割を果たしている。

【００４９】模擬原子炉容器５１から流れ出た液体金属
は、配管６５ａ、６５ｂを介して再度空気冷却器５６で
冷却されてバッファタンク５９に戻る。また、急激な温
度上昇を負荷する場合には、前記と逆の運用を行えばよ
く、初期状態として低温循環系６２を介して模擬原子炉
容器５１を低温運転した状態から、流路切り替えにより
高温循環系６１からの高温循環とすることにより実施可
能である。さらに高温循環系６１と低温循環系６２の液
体金属を模擬原子炉容器５１の入口で混合させ、各々の
流量比を循環ポンプ５３、５８で調節することにより、
緩慢な温度変化も負荷することが可能である。

【００５０】このように図５の要素試験装置では、試験
で必要とするあらゆる過渡条件の模擬が可能であり、機
器の設計限界確認を含めた柔軟な試験が実施可能であ
る。また、バッファタンク５４，５９を設置することに
より、高温又は低温の液体金属を蓄えることができるた
め、加熱器５２及び空気冷却器５６の容量を小さくする
効率的な設備とすることが可能である。

【００５１】図６は、本発明の第６実施例を示すもの
で、模擬原子炉容器７１に、加熱器７４、中間熱交換器
７２及び１次系循環ポンプ７３を１次系配管７８によっ
て連接し、１次系ループを加熱、冷却及び循環運転が可
能な構成にするとともに、中間熱交換器７２の２次側に
は、蒸気発生器８０及び２次系循環ポンプ８１を配管８
２によって連接し、加熱器７４で発生した熱を中間熱交
換器７２を介して蒸気発生器８０から水蒸気系（図示省
略）で除熱できる構成としたものである。なお、炉内熱
交換器７５による模擬原子炉容器７１内の冷却運転を模
擬するため、模擬炉内熱交換器７５、空気冷却器７６及
び循環ポンプ７７を配管７９によって連接し、除熱運転
を可能としている。

【００５２】このように、模擬原子炉容器７１に加熱器
７４及び中間熱交換器７２を連接するとともに、中間熱
交換器７２の２次側は、蒸気発生器８０に連接して熱交
換が可能な構成としているので、中間熱交換器７２及び
蒸気発生器８０の要素試験も同時に実施することが可能
になると同時に、蒸気発生器除熱喪失等の事故事象に対
して、実機プラントに近い状態の模擬が可能となる。ま
た、模擬炉内熱交換器７５から、循環ポンプ７７によっ
て空気冷却器７６に循環する流路を設置したことによ
り、模擬炉内熱交換器７５による模擬原子炉容器７１の
除熱運転を行った際の模擬原子炉容器７１内温度変化・
温度分布等を詳細に把握することが可能である。従っ
て、図６の実施例によれば、複数の機器の要素試験が実
施できるとともに、熱交換器を含めた熱過渡確認試験の
機能も合わせ持つ効率的な要素試験装置とすることが可
能である。

【００５３】なお、図５では模擬炉内熱交換器の循環ル
ープを省略しているが、図６と同様の模擬炉内熱交換器
及び空気冷却器の循環ループを設置して除熱模擬試験を
行うことにより、同様の試験が可能である。

【００５４】図７は、本発明の第７実施例を示すもの
で、中間熱交換器を複数機設置するようにしたものであ
る。

【００５５】すなわち、模擬原子炉容器７１の出口ノズ
ル（図示の例では３本）の内１本は、中間熱交換器Ａ７
２ａ及び１次系循環ポンプＡ７３ａを配管７８ａによっ
て連接し、残りについては、中間熱交換器Ｂ７２ｂ及び
１次系循環ポンプＢ７３ｂを配管７８ｂによって連接
し、各々の中間熱交換器の出口配管を合流させた後に加
熱器７４を介して模擬原子炉容器７１に流入させるよう
に構成したものである。なお、中間熱交換器Ａ７２ａ及
び中間熱交換器Ｂ７２ｂの２次側については、蒸気発生
器８０及び２次系循環ポンプ８１を各々の２次系配管８
２ａ、８２ｂによって分岐・合流させることにより、１
基の蒸気発生器８０によって除熱運転が可能な構成とな
っている。

【００５６】このように、模擬原子炉容器７１に２基の
中間熱交換器Ａ７２ａ、中間熱交換器Ｂ７２ｂを連接し
ているので、複数の中間熱交換器の要素試験が可能とな
る。また、模擬原子炉容器試験体における１ループの機
能喪失事象等非対象運転の模擬も可能である。すなわ
ち、１次系は、１次系循環ポンプＡ７３ａを駆動して模
擬原子炉容器７１から中間熱交換器Ａ７２ａを経る流路
と、１次系循環ポンプＢ７３ｂを駆動して模擬原子炉容
器７１から中間熱交換器Ｂ７２ｂを経る流路を同時に運
転し、両流路が合流して加熱器７４に至り、さらに模擬
原子炉容器７１に戻る閉ループで循環した状態から、１
次系循環ポンプＡ７３ａが故障し、ポンプトリップに至
る事象を模擬すると、１次系循環ポンプＢ７３ｂから吐
出された液体金属は、１次系循環ポンプＡ７３ａから中
間熱交換器Ａ７２ａを経て模擬原子炉容器７１に至る流
路を逆流する実機プラントと同様の挙動が模擬可能であ
り、非対象運転時における模擬原子炉容器での複雑な温
度挙動の把握が可能となる。

【００５７】このように図７の実施例によれば、図６の
実施例で得られる効果に加えて、中間熱交換器の試験裕
度が増すとともに、実プラントで想定される１ループ停
止事象等の非対象モードの模擬も可能な試験装置とする
ことが可能となる。

【００５８】図８は、本発明の第８実施例を示すもの
で、図５に示した模擬原子炉容器５１と高温循環系６１
及び低温循環系６２からなる要素試験装置と、図７に示
した模擬原子炉容器７１に複数の中間熱交換器を連接す
る試験装置とを、模擬原子炉容器及び加熱器を兼用して
結合したものである。

【００５９】すなわち、図５に示す系統構成は、前記の
如く急峻な熱過渡を含めて任意の熱過渡を模擬原子炉容
器５１試験体に負荷する熱過渡試験装置であり、図７
は、模擬原子炉容器に接続される機器の影響を含めた実
機プラントの熱過渡模擬が可能な試験装置である。これ
らの機能を一つの試験装置で達成するため、図８は、図
５の構成に模擬原子炉容器５１を兼用して中間熱交換器
７２ａ、７２ｂ及び１次系循環ポンプ７３ａ、７３ｂを
１次系配管７８ａ、７８ｂによって接続している。

【００６０】プラントの通常運転を模擬する際には、１
次系配管７８ａ、７８ｂによって模擬原子炉容器５１か
ら中間熱交換器７２ａ、７２ｂに送り、熱交換を行って
低温にした上で１次系循環ポンプ７３ａ、７３ｂを経て
模擬原子炉容器５１（下部）に戻し、そこから下部接続
配管１３によって高温循環系６１の加熱器５２で加熱し
た上で再度模擬原子炉容器５１に循環する運転を行う。
この状態から、事故模擬試験を実施する場合には、図７
と同様に運用することができる。

【００６１】一方、高温循環系６１の流路を低温循環系
６２に切り替えることにより、模擬原子炉容器５１には
急峻な熱過渡が負荷可能であり、中間熱交換器７２ａ、
７２ｂ等の下流側機器に対しても実機プラント条件を上
回る厳しい熱過渡に対する影響を見ることができる。

【００６２】このように、図８の系統構成によれば、図
７に示した効果に加えて、設計限界確認を含めた種々の
熱過渡条件に対する流動、下流側機器への影響を確認す
ることが可能となる。

【００６３】図９は、本発明の第９実施例を示すもの
で、高温循環系のバッファタンクを、中間熱交換器の外
容器と兼用としたものである。

【００６４】すなわち、模擬原子炉容器５１、高温循環
系６１、低温循環系６２、中間熱交換器７２ａ、７２ｂ
及びその循環ループを構成することは図８と同じである
が、図８における高温循環系６１のバッファタンク５４
を中間熱交換器７２ａの外容器を兼用し、図８の系統構
成をより合理的にしたものである。このため、中間熱交
換器７２ａには、上部出入口配管７８ａに加えてバッフ
ァタンクの接続配管６４ｃ、６４ｄ、６４ｇを接続する
構成としている。

【００６５】図８の系統構成は、図５の任意の熱過渡負
荷機能と、図７の系統熱過渡挙動確認及び複数機器の試
験機能のために模擬原子炉容器５１及び加熱器５２のみ
を兼用しており、試験装置の物量が大きくなることが考
えられる。これを改善するため、中間熱交換器７２ａの
外容器を高温循環系のバッファタンク５４と共用するこ
とにより、系統構成の簡素化を計ることが可能である。
プラントの通常運転を模擬する際の運転方法は図８にお
ける場合と同様であり、高温循環系６１から低温循環系
６２に切り替える運用も図５又は図８における場合と同
様である。中間熱交換器７２ａの外容器は、例えば１次
系配管７８ａの中の液体金属を空とし、模擬原子炉容器
５１との流路を切り離すことにより図５と全く同様の構
成でバッファタンクとして使用することが可能である。
このように、図９の構成によれば図８で得られる効果を
より簡素な系統構成で達成することが可能である。

【００６６】図１０は、本発明の第１０実施例を示すも
ので、模擬原子炉容器５１の内、１ループの上部出入口
を配管７８で中間熱交換器７２及び循環ポンプ７３と接
続するとともに、模擬原子炉容器下部出入口を配管１０
２ａ、１０２ｂ、１０２ｃ、１０２ｄ、１０２ｅによっ
て加熱器５２と接続し、中間熱交換器試験ループをも構
成している。さらに、他のループは、配管１０４ａ、１
０４ｂ、１０４ｃ、１０４ｅ、１０４ｆ、１０４ｇ、１
０４ｄによって循環ポンプ１０３、空気冷却器５６、補
助加熱器５７、バッファタンク５９より構成される循環
系に接続している。

【００６７】また、模擬原子炉容器５１を経由せず中間
熱交換器７２の外容器に加熱器で加熱された液体金属又
は空気冷却器５６で冷却された液体金属を直接供給・循
環するため、加熱器５２の出入口には循環ポンプ１０１
及び接続配管１０２ｇ、１０２ｉを、また空気冷却器５
６を具備する循環系と中間熱交換器７２を接続する配管
１０５ａ、１０５ｂ、１０５ｃを設けている。さらに模
擬原子炉容器５１の上部出口配管の内、１ループを他の
熱交換器試験体１０６と配管１０７ａ、１０７ｂによっ
て接続することにより、併せて他の熱交換器試験も可能
としている。

【００６８】本実施例においては、模擬原子炉容器５１
に中間熱交換器７２を含む循環ループを設けるととも
に、その他のループは、循環ポンプ１０３、空気冷却器
５６、補助熱交換器５７、バッファタンク５９より構成
される循環系に接続したものである。このように構成さ
れた試験装置においてプラントの通常運転を模擬する際
には、液体金属を一次系配管７８によって模擬原子炉容
器５１から中間熱交換器７２に送り、熱交換を行って低
温にした上で循環ポンプ７３を経て模擬原子炉容器５１
（下部）に戻し、そこから下部接続配管１０２ａ、１０
２ｂを経て加熱器５２で昇温した上１０２ｃ、１０２ｅ
を経て再度模擬原子炉容器５１に循環する運転を行う。
一方、他のループについては、模擬原子炉容器５１の上
部より１次系配管１０４ａ、１０４ｂ、１０４ｃ、１０
４ｄの流路を循環ポンプ１０３で等温循環し、模擬原子
炉容器５１入口の配管１０２ｅと合流した上で、再度模
擬原子炉容器５１に戻している。

【００６９】この際、１０３を出た液体金属は、配管１
０４ｅ、１０４ｆ、１０４ｇを用いて少量をバイパスさ
せ、前記中間熱交換器７２の出口温度とほぼ同一となる
ように空気冷却器５６にて冷却、補助加熱器５７で温度
微調整した後、バッファタンク５９を介して模擬原子炉
容器５１に戻る配管１０４ｄに合流させている。

【００７０】このように、実際に熱交換を行うのは、前
述の中間熱交換器７２を含む１ループのみであるが、模
擬原子炉容器５１には、複数ループ（図１０の例では３
ループ）分の流動を模擬することができる。また、この
状態から過渡試験を実施する場合、例えば原子炉スクラ
ム事象を想定すると、炉心での発熱停止を模擬するた
め、模擬原子炉容器下部出口配管１０２ａから加熱器５
２へ至る流路をバイパスして模擬原子炉容器５１に戻る
配管１０２ｄ、１０２ｅ側の流路に切り替え、循環する
ループを形成させる。

【００７１】これにより、模擬原子炉容器５１の下部入
口ノズルには、配管１０２ｅより循環ポンプ７３出口の
液体金属が直接供給される。一方、他のループについて
は、模擬原子炉容器５１の上部ノズルより配管１０４
ａ、１０４ｂ、１０４ｃ、１０４ｄにて等温循環してい
た流路を空気冷却器５６及びバッファタンク５９、配管
１０４ｃ、１０４ｅ、１０４ｆ、１０４ｇ、１０４ｄを
経る流路に切り替え、前記模擬原子炉容器入口の配管１
０２ｅに合流することにより、前記バッファタンク５９
で蓄えた中間熱交換器出口温度と同一温度の低温ナトリ
ウムを模擬原子炉容器５１に注入することが可能であ
る。

【００７２】また、このような過渡事象では、中間熱交
換器７２の出口温度は逐次変動するが、他のループにつ
いても模擬原子炉容器５１の出口からそのまま模擬原子
炉容器５１に戻る配管１０４ｄの流量と空気冷却器５６
及びバッファタンク５９を経由する配管１０４ｇの流量
の比を中間熱交換器７２の出口温度と同一になるように
調節・制御することにより、模擬原子炉容器５１には、
実機系統を模擬した熱過渡条件を複数ループ分の流量で
供給することが可能である。

【００７３】また、空気冷却器５６を含む循環系は、基
本的に図５の要素試験装置における低温循環系と同一構
成であり、模擬原子炉容器に対して急峻なコールドショ
ック等の過渡変化を与えることも可能である。また、中
間熱交換器７２を試験対象として、模擬原子炉容器５１
を経由せず直接中間熱交換器７２の外容器に加熱器５２
で加熱された液体金属及び空気冷却器５６で冷却された
液体金属を供給・循環することも可能とするため、加熱
器５２の出入口には循環ポンプ１０１及び接続配管１０
２ｇ、１０２ｉを、また前記空気冷却器５６を具備する
循環系と中間熱交換器７２を接続する配管１０５を設け
ている。これにより、中間熱交換器回りに限定した熱過
渡試験をより小規模な範囲で実施することが可能であ
る。

【００７４】例えば、中間熱交換器７２の容器を試験容
器として転用し、内部に中間熱交換器本体以外の試験体
を挿入、設置した上で当該容器に直接液体金属を供給す
るラインで熱過渡試験を行うことも可能である。

【００７５】さらに模擬原子炉容器５１の上部出口配管
の内、１ループを他の熱交換器試験体１０６（図１０に
は、具体的に図示していないが、例えば図７に示す他の
中間熱交換器試験体等）と配管１０７によって接続する
ことにより併せて他の熱交換器試験も可能としている。

【００７６】このように、図１０の系統構成に従えば、
１ループが中間熱交換器を含む循環系で構成され、他の
ループは通常熱交換を行わない循環系で構成するととも
に、過渡時はバッファタンクで予め貯留した液体金属を
用いて中間熱交換器出口と同様な熱過渡を模擬すること
が可能であるため、中間熱交換器を含む実機系統の熱過
渡、流動確認試験がより少ない加熱源で実施可能であ
る。また、空気冷却器を含む循環系は、実機熱過渡条件
を上回るコールドショック負荷用の低温循環系としても
使用することが可能であり、熱過渡試験、系統試験等巾
広い試験に適用可能である。

【００７７】さらに、加熱器出口の高温液体金属及び空
気冷却器出口の低温液体金属は、中間熱交換器の容器に
直接供給、循環することも可能であり、中間熱交換器容
器を用いた熱過渡試験をより範囲を限定して実施するこ
とが可能となっている。

【００７８】図１１は、本発明の第１１実施例を示すも
ので、図６に示す構成の系統設備において、蒸気発生器
の水蒸気側にタービン発電設備を設置するようにしたも
のである。すなわち、図１１において液体金属ループで
構成される図中蒸気発生器８０より左側の部分は、図６
と同様であり、蒸気発生器８０をタービン発電機８３、
復水器８４、復水ポンプ８５、脱気器８６、給水加熱器
８７及び給水加熱器８８と配管８９によって連接するこ
とにより、蒸気発生器８０で発生した加熱蒸気で発電が
可能な構成としたものである。

【００７９】通常、試験装置では、蒸気発生器８０で発
生した過熱蒸気をタービン発電機のかわりに減温、減圧
器等によって廃熱しているが、このように構成される大
型設備の加熱器７４（通常、燃料として液化石油ガス等
を使用）の運転費用は多大であることから、蒸気発生器
８０の定常運転試験等過渡的な試験を実施しない期間に
ついては、タービン発電機８３に通気して発電を行う効
率的な運用が可能である。このように、図１１の実施例
によれば、発電による試験装置の有効利用が可能であ
り、運転コストの削減が可能な試験装置とすることがで
きる。

【００８０】図１２は、本発明の第１２実施例を示すも
ので、図１１のように構成される系統設備において、模
擬原子炉容器及び中間熱交換器をバイパスして蒸気発生
器の試験を実施できるようにしたものである。

【００８１】すなわち、図１２において、１次系、２次
系及び水蒸気設備の構成は図８と同様であり、加熱器７
４から模擬原子炉容器７１に至る配管７８より分岐して
中間熱交換器７２から蒸気発生器８０に至る２次系配管
８２に合流し、蒸気発生器８０に流入できるバイパス配
管９０を設けるとともに、蒸気発生器８０から２次系循
環ポンプ８１に至る２次系配管８２より分岐して中間熱
交換器７２の１次側出口配管７８に合流するバイパス配
管９１を設置したものである。

【００８２】これにより、蒸気発生器８０の運転試験を
行う場合には、模擬原子炉容器７１及び中間熱交換器７
２を介して蒸気発生器８０を運転する必要はなく、むし
ろこれらの機器およびその接続配管の放熱、中間熱交換
器７２の熱交換性能の影響によって加熱器７４の出力を
より大きくして運転する必要がある。したがって、上記
のように蒸気発生器８０の運転試験の際には、１次系の
機器をバイパスすることにより、加熱器７４の運転コス
トの削減が可能となり、またタービン発電機８３による
発電を行う際にはその発電効率も向上する。

【００８３】このように図１２の実施例によれば、より
低コストで蒸気発生器８０の試験が実施可能であるとと
もに、発電コストを削減することも可能な試験装置とな
る。

【００８４】

【発明の効果】以上説明したように本発明によれば、模
擬炉容器の内側に模擬炉壁保護構造を設置し、各環状空
間内の液位を外部から制御できるようにしているので、
低温ナトリウム循環方式の炉壁保護構造の試験や、起動
時液位一定方式の炉壁保護構造の試験等、各種の試験を
行うことができる。

【００８５】

【００８６】

【００８７】

【００８８】また本発明は、模擬炉容器に高温循環系と
低温循環系とを接続するようにしているので、流路内に
模擬炉容器を含む運転と含まない運転のいずれの試験も
行なうことができる。

【００８９】また本発明は、模擬炉容器に液体金属循環
系を接続するようにしているので、熱交換器を含めた熱
過渡確認試験を行なうことができる。

【００９０】また本発明は、模擬炉容器に、高温循環
系、低温循環系および液体金属循環系を接続するように
しているので、設計限界確認を含めた種々の熱過渡条件
に対する流動、下流側機器への影響を確認することがで
きる。

【００９１】また本発明は、模擬中間熱交換器にバッフ
ァタンクを兼ねさせるようにしているので、系統構成を
簡素化することができる。

【００９２】また本発明は、複数の模擬中間熱交換器毎
に格別に出口配管を接続するようにしているので、模擬
中間熱交換器試験裕度が増し、実プラントで想定される
１ループ停止事象等の非対象モードを模擬することがで
きる。

【００９３】また本発明は、模擬中間熱交換器の２次側
に、模擬蒸気発生器を設けるようにしているので、蒸気
発生器を含めたプラントの試験を行うことができる。

【００９４】さらに本発明は、模擬蒸気発生器を、模擬
炉容器および模擬中間熱交換器をバイパスして液体金属
加熱器に接続できるようにしているので、低コストで蒸
気発生器の試験を行なうことができる。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明の第１実施例に係る液体金属冷却炉の要
素試験装置を示す構成図。

【図２】本発明の第２実施例を示す図１相当図。

【図３】本発明の第３実施例を示す図１相当図。

【図４】本発明の第４実施例を示す要部相当図。

【図５】本発明の第５実施例を示す系統図。

【図６】本発明の第５実施例を示す系統図。

【図７】本発明の第７実施例を示す系統図。

【図８】本発明の第８実施例を示す系統図。

【図９】本発明の第９実施例を示す系統図。

【図１０】本発明の第１０実施例を示す系統図。

【図１１】本発明の第１１実施例を示す系統図。

【図１２】本発明の第１２実施例を示す系統図。

【符号の説明】

１ 模擬炉容器 ２ 仕切り板 ３ 上部プレナム ４ 模擬カバーガス空間 ５ 下部プレナム ６ 貫通孔 ７ 蓋構造 ８ 高圧室 ９ 入口配管 １０ 出口配管 １１ 模擬炉容器支持構造 １２ 模擬炉内熱交換器 １３ ヒータ付模擬燃料集合体 １４ 模擬炉上部構造 １６ 炉容器模擬入口配管 １７ 炉容器模擬出口配管 １８ 模擬炉壁保護構造 １９ 模擬炉壁保護構造ナトリウム配管 ２２ 模擬炉内熱交換器ナトリウム配管 ５１、７１ 模擬原子炉容器 ５２、７４ 加熱器 ５３、５８、７７ 循環ポンプ ５４、５９ バッファタンク ５５、６０ ダンプタンク ５６、７６ 空気冷却器 ６１ 高温循環系 ６２ 低温循環系 ７２、７２ａ、７２ｂ 中間熱交換器 ７３、７３ａ、７３ｂ １次系循環ポンプ ８０ 蒸気発生器 ８１ ２次系循環ポンプ ８３ タービン発電機 ８４ 復水器 ８５ 復水ポンプ ８６ 脱気器 ８７ 給水ポンプ ９０、９１ バイパス配管

───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 中 村 博 神奈川県横浜市鶴見区末広町２丁目４番 地 株式会社東芝 京浜事業所内 (72)発明者 藤 木 憲 治 神奈川県横浜市鶴見区末広町２丁目４番 地 株式会社東芝 京浜事業所内 (72)発明者 山 下 卓 哉 茨城県東茨城郡大洗町成田町4002 動力 炉・核燃料開発事業団 大洗工学センタ ー内 (56)参考文献 特開 昭62−129792（ＪＰ，Ａ) 特開 昭60−149998（ＪＰ，Ａ) (58)調査した分野(Int.Cl.⁷，ＤＢ名) G21C 17/00 G21C 23/00 G21C 1/02 ＪＩＣＳＴファイル（ＪＯＩＳ)

Claims (8)

(57)【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】原子炉を模擬した模擬炉容器と、この模擬
   炉容器内に設置されて上部プレナムと下部プレナムとの
   境界を構成する仕切り板と、上部プレナムの自由液面上
   に形成された模擬カバーガス空間と、前記模擬炉容器の
   頂部に設置され複数の貫通孔を有する蓋構造と、前記下
   部プレナム内に設けられた高圧室と、外部で温度制御さ
   れた液体金属を前記高圧室に供給する入口配管と、前記
   上部プレナムに連設した出口配管とを具備した液体金属
   冷却炉の要素試験装置において、 前記模擬炉容器の内側には、多重環状空間構造をなす模
   擬炉壁保護構造が設置され、各環状空間内の液位を外部
   から制御可能としたことを特徴とする液体金属冷却炉の
   要素試験装置。
2. 【請求項２】原子炉を模擬した模擬炉容器と、この模擬
   炉容器内に設置されて上部プレナムと下部プレナムとの
   境界を構成する仕切り板と、上部プレナムの自由液面上
   に形成された模擬カバーガス空間と、前記模擬炉容器の
   頂部に設置され複数の貫通孔を有する蓋構造と、前記下
   部プレナム内に設けられた高圧室と、外部で温度制御さ
   れた液体金属を前記高圧室に供給する入口配管と、前記
   上部プレナムに連設した出口配管と、液体金属加熱器、
   バッファタンク、ダンプタンク、循環ポンプ、配管およ
   び弁を有する高温循環系および液体金属冷却器、バッフ
   ァタンク、ダンプタンク、循環ポンプ、配管および弁を
   有する低温循環系とを備え、前記両循環系は、入口配管
   と出口配管との間にそれぞれ接続されていることを特徴
   とする液体金属冷却炉の要素試験装置。
3. 【請求項３】原子炉を模擬した模擬炉容器と、この模擬
   炉容器内に設置されて上部プレナムと下部プレナムとの
   境界を構成する仕切り板と、上部プレナムの自由液面上
   に形成された模擬カバーガス空間と、前記模擬炉容器の
   頂部に設置され複数の貫通孔を有する蓋構造と、前記下
   部プレナム内に設けられた高圧室と、外部で温度制御さ
   れた液体金属を前記高圧室に供給する入口配管と、前記
   上部プレナムに連設した出口配管とを具備した液体金属
   冷却炉の要素試験装置において、 前記模擬炉容器内には複数の炉容器模擬出口配管が設け
   られ、これらの出口配管のうちの１本は中間熱交換器試
   験体に連接され、他の出口配管は液体金属冷却器、バッ
   ファタンク、循環ポンプ、配管および弁を有する循環系
   に連接されていることを特徴とする液体金属冷却炉の要
   素試験装置。
4. 【請求項４】原子炉を模擬した模擬炉容器と、この模擬
   炉容器内に設置されて上部プレナムと下部プレナムとの
   境界を構成する仕切り板と、上部プレナムの自由液面上
   に形成された模擬カバーガス空間と、前記模擬炉容器の
   頂部に設置され複数の貫通孔を有する蓋構造と、前記下
   部プレナム内に設けられた高圧室と、外部で温度制御さ
   れた液体金属を前記高圧室に供給する入口配管と、前記
   上部プレナムに連設した出口配管と、液体金属加熱器、
   バッファタンク、ダンプタンク、循環ポンプ、配管およ
   び弁を有する高温循環系と、液体金属冷却器、バッファ
   タンク、ダンプタンク、循環ポンプ、配管および低温循
   環系と、模擬中間熱交換器および１次循環ポンプを有す
   る液体金属循環系とを備え、前記各循環系は、入口配管
   と出口配管との間にそれぞれ接続されていることを特徴
   とする液体金属冷却炉の要素試験装置。
5. 【請求項５】模擬中間熱交換器は、高温循環系または低
   温循環系のバッファタンクを兼ねていることを特徴とす
   る請求項４記載の液体金属冷却炉の要素試験装置。
6. 【請求項６】模擬中間熱交換器は複数設けられ、各模擬
   中間熱交換器は、模擬炉容器に設けた複数の出口配管に
   各別に接続されていることを特徴とする請求項４記載の
   液体金属冷却炉の要素試験装置。
7. 【請求項７】模擬中間熱交換器の２次側には、模擬蒸気
   発生器が設けられていることを特徴とする請求項４記載
   の液体金属冷却炉の要素試験装置。
8. 【請求項８】模擬蒸気発生器は、模擬炉容器および模擬
   中間熱交換器をバイパスして液体金属加熱器に接続可能
   となっていることを特徴とする請求項７記載の液体金属
   冷却炉の要素試験装置。