JPH01142497A

JPH01142497A - 原子炉の崩壊熱除去装置

Info

Publication number: JPH01142497A
Application number: JP62299692A
Authority: JP
Inventors: Shuichi Ota; 大田　修一; Ichiro Komatsu; 一郎小松
Original assignee: Nippon Atomic Industry Group Co Ltd
Current assignee: Nippon Atomic Industry Group Co Ltd
Priority date: 1987-11-30
Filing date: 1987-11-30
Publication date: 1989-06-05
Anticipated expiration: 2010-10-25
Also published as: JPH0799399B2

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。

Description

【発明の詳細な説明】「産業上の利用分野」本発明は原子炉特に液体金属冷却型高速増殖炉で用いる
崩壊熱除去装置等の炉容器内ナトリウム冷却装置に関す
るものである。

「従来の技術」従来より原子炉の崩壊熱を除去する装置が種々提案され
ている。

一般に、崩壊熱を原子炉の１次冷却系から直接除熱する
ものと、２次冷却系から除熱するもの等が存在する。

第６図は、原子炉の一次冷却系から直接除熱する崩壊熱
除去装置を示す模式図である。同図において、原子炉１
の通常運転により発生する熱は、図示しない液体ナトリ
ウムを介して蒸気発生器により取り出されタービンを回
転させることにより電気エネルギーとして利用される。

一方、原子炉１０通常運転を停止した場合の崩壊熱は、
−次冷却系中に配置された熱交換器２を介して配管部３
内の液体す）　ＩＪウムにより空気冷却器４内に配置さ
れた熱交換器５で放出される。ここで、配管部３内の液
体ナトリウムは、電磁ポンプ６により強制的に循環制御
されるとともに、空気冷却器４は、プロワ７に接続され
ている。

また、空気冷却器４内の熱交換器５の上下には、出口ダ
ンパ８、入口ダンパ９が設けられ原子炉１の定常運転時
には閉じられている。また、電磁ポンプ６も停止してい
る。このような構成の崩壊熱除去装置において、原子か
の停止時に発生する崩壊熱を冷却する場合にまずブロワ
７を起動した後、出ロダンバ８、入口ダンパ９を開成し
空気を空気冷却器４内を強制循環させることにより熱交
換器５を冷却することにより行う。さらに、電磁ポンプ
６を駆動することにより配管部３内の液体ナトリウムを
循環させ熱交換器２が炉内から吸収した熱を放出する。

一方、原子炉ｌの正常運転時には、炉内の熱が冷却装置
から放熱されないようにダンパを閉じておき、炉内で発
生した熱の有効利用を図る。

「発明が解決しようとする問題点」ところで、上述した従来の崩壊熱除去装置にあっては、
出入口ダンパ、ブロワ、電磁ポンプ等の動的機器が存在
するためこれらの動的機器の故障率が起動時、運転時共
に大きいという欠点があった。これは、崩壊熱除去装置
、ひいては、原子炉の信頼性の低下を招来するものであ
った。

本発明の目的は、上述した欠点に鑑みなされたもので、
動的機器を使用することなく、自然放熱現象のみを利用
することにより正常時には除熱をせず、異常時にのみ除
熱動作を確実に行うことのできる自然循環型の崩壊除去
装置を提供することにある。

「問題点を解決するための手段」本発明に係わる原子炉の崩壊熱除去装置は、動的機器を
全く使用せず、原子炉内の熱を吸収する第１の熱交換部
とミ熱を大気中へ放出する第２の熱交換部と、第１の熱
交換部で受けた熱を第２の熱交換部へ搬送する作動物質
と、第２の熱交換部において熱の放出を促進する冷却手
段と、作動物質が所定の温度に到達したときのみ第１の
熱交換部と第２の熱交換部との間の移動を許可するスイ
ッチ機構とを備えた構成としたものである。

「作用」このように、本発明に係わる原子炉の崩壊熱除去装置は
、動的機器を全く使用せずに構成したので故障発生率が
著しく減少し装置の信頼性を向上させることが可能とな
る。

「実施例」以下本発明の一実施例を図面に従って説明する。

第１図は、本発明の崩壊熱除去装置を示す構成図である
。同図において、崩壊熱除去装置は、原子炉ＩＯの近傍
のホットプール内に配置された第１の熱交換部１１と、
π囲気中に開放された冷却手段１２と、冷却手段１２内
に配置された第２の熱交換部１３と、第１の熱交換部で
受けた熱を第２の熱交換部へ搬送する作動物質１４、例
えば液体す）　ＩＪウムと、作動物質１４が所定の温度
に到達したときのみ前記第１の熱交換部１１と第２の熱
交換部１３との間の移動を許可するスイッチ機構１５等
から構成されている。

第２図はスイッチ機構１５の内部構成を示す構成図であ
る。同図において、スイッチ機構１５は、液体ナトリウ
ムの流れる配管１６とセパレータ１７の直下に設けられ
配管内の流路を閉鎖する弁部材１８と、カバーガス例え
ばアルゴン、窒素の充填されたチャンバー１９等から構
成され、原子炉の正常運転時には、第２図（Ａ）で示す
如く、冷却材である液体ナトリウムの液位は、Ｘにあり
、流路は閉鎖されている。したがって、正常運転時にお
いては、炉内で発生した熱は、図外のタービン等を駆動
するように有効利用される。

次に、炉内温度が異常に上昇した場合、ホットプール内
に浸漬された第１の熱交換部１１内の作動物質である液
体ナトリウムが昇温し膨張する。

体積の膨張した作動物質は、配管で連通したスイッチ機
構１５内の液位をＹへと上昇させる。この時、第２図（
Ｂ）に示す如く、液位Ｙにふいてセパレータ１７の上端
を液体す）　ＩＪウムの液面が越えているのでセパレー
タ１７の左右の２次系配管が連通し流路が形成される。

したがって、作動物質である液体す）ＩＪウムが第１の
熱交換部１１、スイッチ機構１５、第２の熱交換部１３
、冷却手段１２と循環し、炉内冷却が行われる。このよ
うニ、本発明のスイッチ機構１５においては、動的部材
を用いることな、く作動物質の流路の開閉を行うことが
できる。

また、正常の原子炉運転を停止した直後における崩壊熱
除去モードにおいて、ホットプールの温度が、上昇した
場合には、異常時の崩壊熱除去モードと同様に液体ナト
リウムの液位が上昇するのでスイッチ機構１５により開
ループが形成される。

一方、ホットプールの温度が逆に下降した場合には、弁
部材１８を開成することにより作動物質の開ループを形
成して崩壊熱の除去を行う。万一、動的機器である弁部
材１８の開動作が故障により行われなくとも、前述した
異常時と同様なメカニズムにより除熱を行うことができ
る。したがって、冷却装置としての安全性を確保するこ
とができる。

第３図は、本発明におけるスイッチ機構１５をオン・オ
フする液位上昇の原理を示す説明図である。図において
原子炉１０のホットプール内に浸漬された崩壊熱除去装
置の第１の熱交換部１１における作動物質の温度が正常
時のＴ、から異常時のＴ、に上昇したとするとスイッチ
機構部１５の液面高さの増加量Δｈ、Ｉは、（以下余白）・・・・・・　（１）式で与えられる。すなわち、Δｈ□は、温度上昇による
熱膨張量の大きさ、ホットプールに浸漬されている配管
部（第１の熱交換部）の長さ、および断面積の総和、さ
らに、スイッチ機構部の断面積により決まる。また、正
常時の崩壊熱除去モードにおいては、ホットプール内作
動物質は定格運転時に比べ温度が低下する。今、正常運
転時の温度をＴＩ　、低下時の温度をＴ２とすると、液
面高さの減少量ΔｈＬ　は、・・・・・・（２）式で与えられる。このようにして、原子炉の定格運転時
、異常時、正常時崩壊熱除去モードの３つのケースにお
けるスイッチ機構１５の内液面は、上記のパラメータの
組み合わせにより任意に設定することができる。ここで
、Ｓｌ　　＊　８２　　＋　３３　は、各配管の断面積
、Δｈ０　は、定格運転時の液面とセパレータ頂部の差
、Δｈａは、異常時の液位増加量、ΔｈＬは正常時崩壊
熱除去モード時の液位低下量、ＴＩ　、　　ρ１は、定
格運転時のホットプール温度および密度、Ｔ２＋ρ、は
、異常時または正常時崩壊熱除去モード時のホットプー
ルの温度および密度である。

また、カバーガスの封入されたチャンバー１９は、スィ
ッチ機構１５内部の液位上昇に伴う圧力上昇を防止する
ために設置したものである。なお、正常運転時において
、冷却手段１２部における作動物質１４の固化を防ぐた
め、例えば使用作動物質をＮａＫとすればよい。

第４図は、本発明におけるスイッチ機構１５の他の実施
例を示す構成図である。図において、スイッチ機構１５
′は、作動物質である液体す）　ＩＪウムの流れる配管
１６内に開閉可能に設けられた弁部材２０と二又管２１
と、二又管２１と連通し、カバーガスの封入されたチャ
ンバー１９等から構成されている。

、以上の構成とした場合、第１の実施例にあけるセパレ
ータの役目を二又管２１が果たすこととなる。つまり、
異常時において、カバーガスを押し上げ液位が上昇し、
Ｙ位置に達すれば、スイッチ機構１５’は、開ループを
形成し、冷却作用が行われる。また、液位がＸ位置にあ
る定格運転時においては、流路は閉鎖され、冷却動作は
行われない。そして、正常時崩壊熱除去モードにおいて
、液位が２位置である場合には、弁部材２０を開いて、
流路を開き、冷却動作を行う。このような構成としても
、動的機器を用いることな（流路の開閉を行うことがで
きる。

第５図は、本発明の他の実施例を示すスイッチ機構の構
成図である。同図において、スイッチ機構１５′は、配
管１６内に開閉自在に設けられた弁部材２０とこの弁部
材２０の左右を連通ずる箱体２２と箱体内に立設された
仕切り板２３等から構成されている。そして、箱体２２
の上端部には、カバーガスが封入されている。以上のよ
うに構成したスイッチ機構１５′を用いても、動的機器
を用いることなく流路の開閉を行うことができる。

したがって、崩壊熱除去装置のオン・オフを故障なく確
実に行うことができる。このように、本発明の崩壊熱除
去装置によれば、原子炉の定格運動時には、作動するこ
となく、異常時や崩壊熱発生時においてのみ作動させる
ことができる。

なお、本発明の崩壊熱除去装置は、上述の実施例に限定
されることなく、本発明の技術思想に基づい゛て種々の
設計変更が可能である。

「発明の効果」以上詳細に説明した如く、本発明の原子炉崩壊熱除去装
置は、動的機構を用いることなく静的なスイッチ機構に
より原子炉が正常運転している場合には冷却動作を行わ
ない。したがって、原子炉内で発生した熱を有効に利用
することができる。

また、通常の炉停止時に発生する崩壊熱も作動物質であ
るす）　ＩＪウムが所定温度に到達した場合にスイッチ
機構が流路を形成し、効果的な炉内冷却を行うことがで
きる。

さらに、異常時に炉内温度が上昇した際にもスイッチ機
構により作動流体の間流路が形成され自然循環により崩
壊熱の除去が行われる。このように本発明の崩壊熱除去
装置は、動的な機構である電磁ポンプや開閉ダンパをを
さず、完全にパッシブな自然循環型冷却装置であるため
故障が少なく、原子炉においては不可欠な信頼性を著し
く向上することができる。

【図面の簡単な説明】

第１図〜第５図は、本発明の詳細な説明するものであっ
て、第１図は本発明の一実施例を示す構成図、第２図（
Ａ）（Ｂ）（Ｃ）は、スイッチ機構の内部構成を示す構
成図、第３図は本発明のスイッチ機構の原理説明図、第
４図はスイッチ機構を示す他の実施例の構成図、第５図
は本発明のスイッチ機構を示すその他の実施例を示す構
成図である。１１・・・・・・第１の熱交換部、１２・・・・・・冷却手段、１３・・・・・・第２の熱交換部、１４・・・・・・作動物質、１５．１５’、１５’・・・・・・スイッチ機構、１６
・・・・・・配管、１７・・・・・・セパレータ、１８．２（１・・・・・・弁部材、１９．１９’・・・・・・チャンバー、２１・・・・・
・二又管、２２・・・・・・箱体、２３・・・・・・仕切り板。出　　顆　　人日本原子力株式会社

Claims

【特許請求の範囲】

　第１の熱交換部と、第２の熱交換部と、第１の熱交換
部で受けた熱を前記第２の熱交換部へ搬送する作動物質
と、前記第２の熱交換部において熱の放出を促進する冷
却手段と、前記作動物質が所定の温度に到達したときの
み前記第１の熱交換部と第２の熱交換部との間の移動を
許可するスイッチ機構とから成ることを特徴とする崩壊
熱除去装置。