JPH01172800A

JPH01172800A - 崩壊熱除去装置

Info

Publication number: JPH01172800A
Application number: JP62333527A
Authority: JP
Inventors: Hiroaki Suzuki; 鈴木　洋明; Yoshiyuki Kataoka; 良之片岡; Michio Murase; 道雄村瀬; Isao Sumida; 隅田　勲
Original assignee: Hitachi Ltd
Current assignee: Hitachi Ltd
Priority date: 1987-12-26
Filing date: 1987-12-26
Publication date: 1989-07-07
Anticipated expiration: 2011-07-24
Also published as: JP2517034B2

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、原子炉の崩壊熱除去装置に係り、さらに詳細
には、炉心で発生した熱を二次系に伝達する熱交換器と
ヒートパイプとを組み合せた崩壊熱除去装置に関する。

〔従来の技術〕

原子炉停止後の崩壊熱を除去する崩壊熱除去装置は、一
般に、循環ポンプと冷却器とにより構成されている。

また、特開昭５８−１１８９８８号公報に記載のように
。

循環ポンプ等の動的機器を用いることなく、ヒートパイ
プによって原子炉停止後の崩壊熱門除去する方法も提案
されている。

さらに、ニー・エヌ・ニス、トランザクションズ　４７
巻（１９８４年）第２９２頁から第２９３頁（ＡＮＳ、
　Ｔｒａｎｓ、、　Ｖｏｉ４７　（１９８４）　ｐ　２
９２−２９３）において論じられているように、−次系
の蒸気を直接凝縮器に導く方法も提案されている。

【発明が解決しようとする問題点〕

しかして、前記した従来技術のうち、循環ポンプと冷却
器とを備える崩壊熱除去装置にあっては。

循環ボレプを駆動させるために、必然的に大規模な非常
用電源が必要となる。

また、ヒートパイプを用いる従来型崩壊熱除去装置にお
いては、当該ヒートパイプの発熱部を炉内に挿入するよ
うにしているため、そのヒートパ　。

イブの発熱部を炉内に挿入する構造が複雑になるととも
に、炉容器も大きくせざるを得ない。

さらに、−次系の蒸気を直接凝縮器に導く崩壊熱除去装
置にあっては、破断を想定すべき配管の数が増えるとと
もに、崩壊熱を吸収させることを目的として、格納容器
内に大容量の冷却水プールが必要となる。

本発明の目的は、従来型原子炉の既設々備を有効に利用
することにより、設備が簡単で、しかも原子炉停止後に
おける崩壊熱除去という点でも信頼性にすぐれた崩壊熱
除去装置を提供することにあるｉ〔問題点を解□決するための手段〕前記目的は、核燃料を収容する炉心と、炉心で発生した
熱を二次系に伝達する熱交換器とを備える原子炉におい
□て、前記熱交換器の給水ドラム上方にヒートパイプを
設けるとともに、原子炉停止後に給水配管の弁を閉じ、
かつヒートパイプ内の水位が設定値よりも低下した後に
主蒸気配管の弁を閉じる制御装置を設けることによって
達成される。

′〔作用〕以上の構成において、原子炉通常運転時、飽和温度以下
のいわゆるサブクール水は、熱交換器の給水ドラムに流
入する。そして、この水は、熱交゛換器の伝熱管によっ
て炉心からの熱を受け、沸騰して蒸気となり、蒸気ドラ
ムを通って蒸気タービンに導びかれる。

しかして、本発明において、ヒートパイプは、□既述の
ごとく、熱交換器の給水ドラム上方に設置されており、
初期にヒートパイプ内を脱気して満水にしておくと、そ
れ以降は、熱交換器側の圧力損失の方がヒートパイプ内
の静水頭よりも大きいため、満水の状態が持続される。

原子炉停止後、給水配管の弁を閉じると、炉心の崩壊熱
により、伝熱管内の冷却水は沸騰を続けるが、発生した
蒸気の一部は浮力によって上昇し１、・ヒートパイプ内
の冷却水と置換していく、そして、ヒートパイプの凝縮
部は、格納容器外の冷却水プール内に設置されているた
め、ヒートパイプ内の水位が低下し、はぼ給水ドラムの
位置に達したとき、主蒸気配管の弁を閉じると、それ以
降、炉心で発生した熱は、熱交換器からヒートパイプを
通つて格納容器外の冷却水プールに導びかれる。

〔実施例〕

以下、本発明を、第１図および第２図の一実施例にもと
づいて説明すると、第１図は本発明に係る崩壊熱除去装
置の全体構成説明図、第２図は第１図にそれぞれ符号４
および２０で示す熱交換器およびヒートパイプ部分にお
ける冷却材の経時的挙動変化を示す図である。

第１図において、圧力容器１内に装荷された炉心２は、
シュラウド３により囲まれている。炉心２で発生した蒸
気は、熱交換器４の伝熱管表面で凝縮し、蒸気熱を伝熱
管内部の冷却水に伝える。

冷却水は、給水配管１０から給水ドラム１１を通って熱
交換器４に流入するが、熱交換器４の部分で炉心２から
の熱によって沸騰し、蒸気となる３この蒸気は、蒸気ド
ラム１２から主蒸気配管１３を通って蒸気タービン１４
に導びかれ、蒸気タービン１４により駆動される発電機
１５によって発電がおこなわれる。蒸気タニビン１４を
出た蒸気は、復水器１６で凝縮されて水に戻り、ポンプ
゛１７で駆動されて、給水配管１０に導びかれる。

しかして、本発明において、熱交換器４部分正おける給
水ドラム１１の上方には、ヒートパイプ２０が接続され
ており、なお第１図中、２１はヒートパイプ２ｏ内の水
位を測定する差圧計、２２および２３は熱交換器４を隔
離する弁であって、その一方の弁２２は、給水配管１ｏ
の途中に設けられている。また、他方の弁２３は、主蒸
気配管１３の途中に接続されている。

以上の構成において、原子炉の運転開始前、ヒートパイ
プ２０内の不凝縮性ガスは、ヒートパイプ２ｏの上部に
設けた放出弁（図示せず）から水圧によって外部に放出
される。

そして、原子炉通常運転時にあっては、熱交換器４内を
冷却水が通過するときの圧力損失ΔＰＦの方が、ヒート
パイプ２０内の静水頭ΔＰｓｏより大きいため、ヒート
パイプ２０内は、冷却水が満たされた状態となっている
。

これに対し、冷却水喪失事故等によって万一炉心２がス
クラムされ、原子炉の運転が停止すると、炉心２で発生
する熱量は急速に減少し、熱交換器４で発生する蒸気量
も減少するため、蒸気タービン１４を回転し続けること
ができなくなって、給水ポンプ１７も停止し、蒸気ター
ビン１４と給水ポンプ１７とは、熱交換器４から隔離さ
れるが。

このような場合、本実施例にあっては、第２図に示すよ
うにしてヒートパイプ２０を起動する。

すなわち、第２図（ａ）は原子炉通常運転時における冷
却材の流動状態を示したものであり、サブクール度をも
って熱交換器４に流入する冷却水は該部で加熱され、沸
騰して蒸気となって出ていく。原子炉停止後は、まず、
第２図（ｂ）に示すように、弁２２が閉じられるが、第
１図の炉心２部分では、核分裂生成物による発熱が続い
ているため、熱交換器４内の冷却水は、引き続き沸騰す
る。そして、前記のようにして発生した蒸気の一部は、
浮力によってヒートパイプ２０内を上昇し、徐々にヒー
トパイプ２ｏ内の冷却水と蒸気とが置換されていく、ヒ
ートパイプ２０内の水位が設定レベル（例えば、ヒート
パイプ２０の下端）に達すると、第２図（ｃ）に示すよ
うに、弁２３が閉じられ、それ以降は、熱交換器４がヒ
ートパイプ２０の発熱部となって、炉心で発生する熱が
効率的に外部に放出される。この具体的な制御方法を、
第１図を用いて説明すると、第１図において、炉心２の
スクラム信号と給水ポンプ１７の停止信号とは、主制御
器２５に送られ、前記両信号が送られてきたときに、主
制御器２５は、弁２２を閉じる信号を弁開閉器２６に送
る。また、ヒートパイプ２０内の水位は、差圧計２１の
信号と圧力計２４の信号とから、演算器２８で密度補正
をして求められ、その信号は、主制御器２５に送られる
。

そして、前記水位が設定値（例えば、ヒートパイプ２０
の下端）に達すると、弁２３を閉じる信号が弁開閉器２
７に送られ、それ以降は、第２図（ｃ）で説明したよう
に、炉心で発生した熱が熱交換器４からヒートパイプ２
０を通って、格納容器５の外側に位置する外周プール２
９に効率的に送られる。なお、熱出力２０００ＭＷのプ
ラントを対象として、原子炉停止から１０分後における
崩壊黙約４２ＭＷを除熱する崩壊熱除去装置を考えた場
合、ヒートパイプ２０の内径を８ｃｎとすると、飛散限
界による熱輸送量の制限から、計算上、ヒートパイプ２
０の数は、約１５０本必要となり、原子炉通常運転時に
は、ヒートパイプ内部の自然対流によって熱が外部に放
出されるが、その値は、約０．６　ＭＷと示さい。

また、実際のプラントでは、数個の熱交換器が設置され
るが、熱交換器の伝熱面積は大きいため、前記した本発
明に係る崩壊熱除去装置は、１つの熱交換器に対して設
置すれば十分であり、本発明によれば、原子炉常用系で
ある熱交換器を崩壊熱除去装置の一部として有効に利用
することにより、設備の簡単化をはかれる効果があり、
また動的機器である循環ポンプが不要であるため、この
種装置のパッシブ化をはかつて、故障のない、信頼性に
すぐれた崩壊熱除去装置を提供することができる。

第３図は本発明装置の第２の実施例を示す全体構成説明
図、第４図は第３図に符号４および２０で示す熱交換器
およびヒートパイプ部分における冷却材の経時的挙動変
化を示す図である。

第３図において、第１図に示す実施例との相違点は、ヒ
ートパイプ２０を分離型とし、蒸気側配管３１を給水ド
ラム１１の上方に設け、冷却水側配管３２を給水ドラム
１１の側方に設けた点にある。なお、第３図中、蒸気側
配管３１．冷却水側配管３２および凝縮部３０を総称し
てヒートパイプと呼ぶ。

しかして、第３図において、ヒートパイプ２０内は、原
子炉通常運転時、第１図に示した実施例の場合と同様、
冷却水で満たされている。また、原子炉停止後における
弁２２．２３の開閉手順も、第１図で示した実施例の場
合と同様であり、このときのヒートパイプ２０内におけ
る冷却材の流動状態を第４図により説明すると、第３図
において、熱交換器４内で発生した蒸気は浮力により上
昇し、第４図（ａ）に示すように、給水ドラム１１から
蒸気側配管３１に流入する。そして、蒸気側配管３１に
蒸気が流入すると、蒸気側配管３１内の静水頭の方が、
冷却水側配管３２および凝縮部３０内のｂ水頭の和より
小さくなるため、冷却水は、冷却水側配管３２から給水
ドラム１１を経由して蒸気側配管３１に流入し、凝縮部
３０を通って冷却水側配管３２に戻る自然循環が発生す
るものであり、熱交換器４で発生した蒸気は、前記自然
循環に同伴されて蒸気側配管３１を上昇し、第４図（ｂ
）に示すように、蒸気側配管３１内は、速やかに蒸気で
満たされるようになる。蒸気側配管３１内に冷却水がな
くなると、熱交・換器４で発生した蒸気は、蒸気側配管
３１を上昇して凝縮部３０で水に戻り、冷却水側配管３
２を通って給水ドラム１１に流入するようになり、この
ようにして、炉心で発生した崩壊熱は、効率的に外部に
放出され為ことになる。

しかして、本実施例においては、蒸気と水との流路が分
離しているため、熱輸送量が大きく、例えば４２ＭＷの
崩壊熱を除去する場合、蒸気側配管３１の内径を１５ａ
ｓ、冷却水側配管３２の内径を５３とすると、計算上、
前記した配管３１゜３２の数は、それぞれ１０本設置す
ればよく、その場合、原子炉通常運転時・に配管を通し
て放熱される熱量は、約０．０３ＭＷと小さくなる。す
なわち、本実施例によれば、熱交換器４で発生した蒸気
は、ヒートパイプ２０内の冷却水と速やかに置換される
ため、ヒートパイプ２０の作動が素速くなり、また熱輸
送量が大きいために、配管数が減り、原子炉通常運転時
における放熱も小さくて済む。

第５図は本発明装置の第３の実施例を示す全体構成説明
図である。

第５図において、第３１ｉ１ｉに示す実施例との相違点
は、ヒートパイプ２０の蒸気側配管３１に放出管４０お
よび放出弁４１を設置した点にある。

しかして、第５図の実施例においては、原子炉および給
水ポンプが停止した後、弁２２と弁２３とを同時に閉め
、次に、゛放出弁４１を弁開閉器４２によって開くと、
蒸気側配管３１と冷却水プール２９との圧力差により、
蒸気側配管３１内の冷却水は、速やかに外周プール２９
に放出され、蒸気側配管３１内の水位が成る設定値１例
えば蒸気側配管３１の下端に達すると、放出弁４１は閉
められ、それ以降、熱交換器４で発生した蒸気は。

給水ドラム１１から蒸気側配管３１を上昇し、凝縮部３
０で水となって、冷却水側配管３２から給水ドラム１１
に戻る自然循環が確立され、崩壊熱が格納容器５の外側
に位置する冷却水プール２９に放出される。

すなわち、本実施例によれば、蒸気側配管３１内の水位
が速やかに低下するため、凝縮部３０゜冷却水側配管３
２および蒸気側配管３１から構成されるヒートパイプを
これまた素速く作動させることができる。

第６図は本発明装置の第４の実施例を示す全体構成説明
図である。

第６図において、第３図に示した実施例との相違点は、
ヒートパイプ２０の蒸気側配管３１を蒸気ドラム１２の
上方に設置するとともに、逆止弁５０を前記蒸気側配管
３１に取り付けた点にある。

しかして、第６図の実施例において１Ｍ子炉通常運転時
にあっては、熱交換器４内を冷却水が通過するときの圧
力損失へＰＦの方が、凝縮部３０および冷却水側配管３
２の静水頭の和ΔＰＳＨより大きいため、逆止弁５０は
閉じられたままの状態にあり、蒸気側配管３１の内部は
、その大部分が蒸気で満たされた状態になっており（な
お、蒸気側配管３１には、十分保温材を巻いておくこと
が望ましい）、原子炉停止後においても、蒸気側配管３
１の内部は、その大部分が蒸気で満たされており、静水
頭が小さいため、熱交換器４で発生した蒸気は、蒸気ド
ラム１２．さらには蒸気側配管３１を上昇し、凝縮部３
０で水となって、冷却水側配管３２から給水ドラム１１
に戻る自然循環が速やかに確立される。

すなわち、本実施例によっても、ヒートバイブ２ｏの作
動は素速くなり、また熱交換器４内を冷却材が貫流する
ため、熱交換器４部分での除熱量を大きくすることがで
きる。

〔発明の効果〕

本発明は以上のごときであり、図示実施例の説明から明
らかなように、本発明によれば、原子炉常用系である熱
交換器を崩壊熱除去装置の一部として有効に利用するこ
とにより、設備の簡単化をはかれる効果があり、また動
的機優である循環ポンプが不要であるため、この種装置
のパッシブ化をはかつて、故障のない、信頼性にすぐれ
た崩壊熱除去装置を提供することができる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明に係る崩壊熱除去装置の一実施例を示す
全体構成説明図、第２図は第１図にそれぞれ符号４およ
び２０で示す熱交換器およびヒートバイブ部分における
冷却材の経時的挙動変化を示す図、第３図は本発明装置
の第２の実施例を示す全体構成説明図、第４図は第３図
に符号４および２０で示す熱交換器およびヒートパイプ
部分における冷却材の経時的挙動変化を示す図、第５図
は本発明装置の第３の実施例を示す全体構成説明図、第
６図は本発明装置の第４の実施例を示す全体構成説明図
である。２・・・炉心、４・・・熱交換器、１０・・・給水配管
、１１・・・給水ドラム、１２・・・蒸気ドラム、１３
・・・主蒸気配管、２０・・・ヒートパイプ、２１・・
・差圧計、２ｉ。２３・・・弁、２４・・・圧力計、２５・・・主制御器
、２６゜２７・・・弁開閉器、２８・・・演算器。第３図ｙｆＪ４図（０Ｌ）（ｂ） ′ｉｇｓ図第６図

Claims

【特許請求の範囲】１、核燃料を収容する炉心と、炉心で発生した熱を二次
系に伝達する熱交換器とを備える原子炉において、前記
熱交換器の給水ドラム上方にヒートパイプを設けるとと
もに、原子炉停止後に給水配管の弁を閉じ、かつヒート
パイプ内の水位が設定値よりも低下した後に主蒸気配管
の弁を閉じる制御装置を設けたことを特徴とする崩壊熱
除去装置。２、特許請求の範囲第１項記載の発明において、ヒート
パイプの蒸気側配管と冷却水側配管とを分離し、蒸気側
配管を熱交換器の給水ドラム上方に設け、かつ冷却水側
配管を給水ドラムの側方に設けた崩壊熱除去装置。３、特許請求の範囲第２項記載の発明において、ヒート
パイプの蒸気側配管上方に放出管および放出弁を設ける
とともに、原子炉停止後において給水配管および主蒸気
配管の弁を閉じた後に前記放出弁を開放し、かつヒート
パイプ内の水位が設定値よりも低下した後に前記放出弁
を閉じる制御装置を設けた崩壊熱除去装置。４、特許請求の範囲第２項記載の発明において、ヒート
パイプの蒸気側配管を蒸気ドラムの上方に設けるととも
に、前記ヒートパイプの蒸気側配管に、冷却水が蒸気ド
ラムからヒートパイプを通過して給水ドラムの方向にの
み流れる逆止弁を設けた崩壊熱除去装置。