JPH0232297A - ループ型ナトリウム冷却原子炉の二重オーバーフロー機構 - Google Patents

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〉 この発明は、ループ型ナトリウム冷却原子炉のオーバー
フロー８ｉ横の改良に１」シ、さらに詳しくは、原子炉
スクラム発生時等に原子炉容器内のナトリウム冷却材液
位が低下した場合でも、オーバーフロー配管部の温度が
急速に低下しないＪ：うにしたオーバーフロー機構に関
するものである。

〈従来の技術〉 ループ型ナトリウム冷却原子炉、例えばループ型高速増
殖炉の一次冷却材ナトリウムの主循環冷却系は、第４図
に示したように、原子炉容器１の下部に設けた主循環系
入口配管２から導入された一次冷却材ナトリウムが炉心
３を流通したのち、原子炉容器上部の主循環系出口配管
４から流出して、原子炉外に設けた熱交換器および主循
環系ポンプ（いずれも図示せず）を経て再び入口配管２
から原子炉容器１内へ循環するように構成されている。

この主循環系とは別に、主循環系ポンプの運転状態や冷
却系統の温度変化によるナトリウム容量変化を吸収ある
いは補充して原子炉容器１内の冷却材ナトリウム液位を
常時一定に保つためのオーバーフロー循環系が設けられ
ている。

このオーバーフロー循環系は、主循環系配管４の上方に
配設したオーバーフロー管５からオーバーフローした余
剰のナトリウムをオーバーフロー戻り配管６により原子
炉容器１外へ導きオーバーフロータンク７へ落下させる
一方、オーバーフロータンク７のナトリウムを汲上げポ
ンプ８によりオーバーフロー汲上げ配管９を介して原子
炉容器１内へ汲上げるように構成されている。

かような原子炉においては、炉出力運転中のナトリウム
冷却材温度は非常に高く、−次冷却系では５００°Ｃ以
上の高温となる。この状態で主循環系ポンプの停止を伴
う原子炉スクラムが発生し原子炉が停止すると、核分裂
発熱量は一挙に崩壊熱レベルまで低下する。そのため冷
却系統内の冷却材ナトリウムは熱収縮を生じ、原子炉容
器１内のナトリウム液位が、第４図の通常のオーバーフ
ローレベル［１からスクラム直後のレベル［２へと急速
に低下する。この結果、オーバーフロー管５からオーバ
ーフローするナトリウムの流れが断たれ、原子炉容器１
内の低温のカバーガスがオーバーフロー戻り配管６内へ
流入するため、オーバーフロー戻り配管６の温度が急激
に降下してしまう。

かような状態でオーバーフロー系汲上げポンプ８のナト
リウム汲上げにより原子炉容器１内ナトリウム液位が回
復し、オーバーフローが再開すると、急激な温度降下現
象を起こしているオーバーフロー戻り配管６内へ高温ナ
トリウムが流れ込むため熱衝撃が生しることになる。

〈発明が解決しようとする課題〉 このような熱衝撃による配管等の損傷を防止するために
、従来は主循環系ポンプの停止を伴う原子炉スクラムが
発生した場合には、オーバーフロー循環系汲上はポンプ
８による原子炉容器１内のナトリウム液位回復をオーバ
ーフローレベルし１手前で停止し、次いでオーバーフロ
ー循環系各部の温度を温度差制限内に整える降温操作を
実施して各部に２衝撃が発生しないことを確認したのち
、オーバーフロー系の汲上げを再開してオーバーフロー
管５からのオーバーフローを再開させていた。　このた
め原子炉停止後の再起動は、オーバーフロー循環系各部
の温度が降下するまで行えないため、原子炉停止から再
起動させるまでに１０時間以上を要している。

そこでこの発明は、原子炉スクラム後、主循環系内の一
次冷却材ナトリウムが収縮し、原子炉容器内のナトリウ
ム液位が低下した場合でも、オーバーフロー戻り配管の
急激な温度降下現象を起こさないようにし、その結果、
オーバーフロー再開時の熱衝撃の発生を防止し、原子炉
停止後の再起動時間を短縮してより効率的な運転を行え
る、ループ型ナトリウム冷却原子炉のオーバーフローａ
ｔ１■を提供することを目的としてなされたものである
。

く課題を解決するための手段〉 すなわちこの発明は、原子炉容器下部に一次冷却材ナト
リウムの主循環系入口配管を、原子炉容器上部に一次冷
却材ナトリウムの主循環系出口配管をそれぞれ備えたル
ープ型ナトリウム冷却原子炉の主循環系出口配管上方の
原子炉容器内にオーバーフロー管を配設するとともに、
このオーバーフロー管からオーバーフローする冷却材を
原子炉容器外へ導くオーバーフロー戻り配管を備えてな
る従来のループ型ナトリウム冷却原子炉のオーバーフロ
ーＲ構において、原子炉容器内に位置する前記オーバー
フロー管の下端部にサブオーバーフロー孔を設けること
を特徴とするループ型ナトリウム冷却原子炉の二重オー
バーフロー機構である。

く作　用〉 上記のようにオーバーフロー機構を二重にした構成とす
ることによって、通常運転時には従来と同様に原子炉容
器内冷却材液位がオーバーフロー管によるオーバーフロ
ーレベルで一定に保持されるが、原子炉スクラム等の異
常時に原子炉容器内冷却材液位が低下してオーバーフロ
ー管によるオーバーフローレベル以下になった場合でも
、サブオーバーフロー孔からオーバーフロー戻り配管へ
の冷却材のオーバーフローが持続される。

その結果、オーバーフロー戻り配管の温度は急激に低下
することがなく、従って原子炉容器内冷却材液位が回復
しオーバーフロー管からのオーバーフローが再開して高
温ナトリウムがオーバーフロー戻り配管内へ流入しても
、熱衝撃を生じさせることはない。

〈実施例〉 以下にこの発明を［ｆｆ１１面に示す実施例を参照して
詳述する。

第１図は、オーバー７１フー管５にサブオーバーフロー
孔］０を設けたこの発明の二重オーバーフロー機構を備
えたループ型ナトリウム冷却原子炉を示しており、第４
図の従来の原子炉と同し部材には第４図と同じ参照符号
を付すことにより説明を省略する。

第４図の従来のオーバーフロー機構と相違する点は、原
子炉容器１内に位置するオーバーフロー管５の下端部に
サブオーバーフロー孔１０を設けた点である。オーバー
フロー管５の近ｆ）？を拡大してＥＱ明している第２図
かられかるように、この実施例では、オーバーフロー僧
；５の底部５ａと同じレベルにサブオーバーフロー孔１
０が穿孔されている。

かような二重オーバー７１つ一機構によれば、通常運転
状態においては、オーバーフロー汲上げ配管９から原子
炉容器１内へ汲上げるナトリウム量（−最に主循環系の
流量の約５％程度）よりも少ない量がサブオーバーフロ
ー孔１０から流出し、それ以外の余剰のナトリウム量が
オーバーフロー管５からオーバーフローされることによ
って、原子炉容器内のナトリウムレベル［１を常時一定
に保っている。

一方、原子炉スクラム等により原子炉容器１内のナトリ
ウムレベルがレベルＬ１から［２へと低下した場合でも
、サブオーバーフロー孔１０のサブオーバーフローレベ
ルＬ３までのヘッド差が利用できるので、サブオーバー
フロー孔１０からオーバーフロー戻り配管６へのナトリ
ウムのオーバーフローを持続させることができることに
なる。

サブオーバーフロー孔１０の形状・寸法は、原子炉容器
の内容績、ナトリウムレベル［１からＬ３までの容器、
オーバーフロー循環系の汲上げ流量によって決定される
原子炉容器内リートリウム液位回復速度、および熱衝撃
を抑制できるようなオーバーフロー戻り配管６の温度降
下速度等のファクターを考慮して最適値を設計すること
ができる。

上述したごときこの発明の二重オーバーフロー機ｆｊ４
と従来のオーバーフロー機構の過渡現象を第３図のグラ
フを参照して説明する０通常運転状態下において主循環
系ポンプの停止を伴う原子炉スクラムが発生した場合、
原子炉出力の瞬時低下に伴う急速な温度降下により、原
子炉容器内および主循環系の冷却材ナトリウムは収縮し
、その結果、ナトリウム液位は■→■（第１図および第
４図の［１→シ２）のように急速に降下する。

−のため従来のオーバーフロー機構においては、オーバ
ー７１フー管５からのオーバーフローが断たれ、オーバ
ーフロー戻り配管６内には原子炉容器１内上部空間の低
温カバーガスが流入するため、曲線すに示すように配管
６内の温度は急速に降下し、原子炉容器内上部ナトリウ
ム温度Ｃとの温度差が時間の経過と共に次第に拡大し、
１０数分後には制限値に至りさらに降下してゆく。

一方ナトリウム液位は、最下限に到達後、オーバーフロ
ー汲上げ配管９からの汲上げナトリウムにより■→■の
ように液位の上界が始まるが、従来のオーバーフロー機
構においては、通常のオーバーフローレベル■より一５
ｃｎの位置で汲上げポンプ７を停正して汲−Ｌげを停正
せざるを得ない、なぜならば、オーバーフロー戻り配管
６の温度（曲線１）　）が低下している状態で通常のオ
ーバーフローを再開させると、オーバーフロー戻り配管
６が熱ｆｒ撃をうけるためである。

これに対してこの発明の二重オーバーフロー機構によれ
ば、原子炉スクラム後、原子炉容器内および主循環系の
ナトリウムの収縮により、原子炉容器内ナトリウム液位
が■→■のように低下しても、第１図に示したようにサ
ブオーバーフロー孔１０によりオーバーフローが持続さ
れることにより、オーバーフロー戻り配管６内にカバー
ガスが流入しても急速な温度降下を防雨できる。すなわ
ちオーバーフロー戻り配管６の温度は、第３図のグラフ
の曲線Ｂで示されるように、その降下は緩慢となる。そ
の結果、かような状態でオーバーフロー管５からの通常
のオーバーフローを再開させても、戻り配管６に対する
熱衝撃は生じることはない。従って従来の様に、通常の
オーバーフローレベル■より＝５■の位置でオーバーフ
ロー汲上げポンプ８を停止する必要がないため、原子炉
容器内ナトリウム液位の回復は、サブオーバーフロー孔
１０からのオーバーフローの持続分だけ時間を要するが
、曲線Ａに示したように短時間のうちに通常のオーバー
フローレベルに達し、原子炉容器内ナトリウム液位は通
常液位■に回復、保持される。

〈発明の効果〉 以上説明したように、ループ型ナトリウム冷却原子炉の
通常運転中に原子炉スクラムが発生した場合に、従来の
オーバーフロー機構においてはオーバーフロー戻り配管
の温度が急速に降下してしまうなめ、そのままオーバー
フローを再開させるとオーバーフロー戻り配管に熱衝撃
が発生ずる危険があった。そのため、原子炉スクラム発
生後、オーバーフロー循環系各部の温度を温度差制限内
に整える操作が必要となり、各部の温度を均等化するた
めに約１０〜１２時間といった長時間を要していた。し
がしながらこの発明のような構成の二重オーバーフロー
機構とすることにより、原子炉スクラム発生後もオーバ
ーフロー戻り配管の急激な温度降下が起こることがなく
、オーバーフローを短時間で再開させても熱衝撃を発生
させる危険はない。その結果、原子炉再起動時間を１時
間以内に短縮することが可能になる。

【図面の簡単な説明】

第１図はこの発明の実施例を示す説明図、第２図は第１
図における二重オーバーフロー機構の拡大説明図、第３
図はこの発明の二重オーバーフロー機構と従来のオーバ
ーフロー機構との過渡現象を説明するグラフ、第４図は
従来のループ型ナトリウム冷却原子炉のオーバーフロー
機構を示す説明図である。 １−・・原子炉容器、　２−・・主循環系入口配管、３
−・・炉心、　４・・・主循環系出口配管、　５・・・
オーバーフロー管、　６−・・オーバーフロー戻り配管
、　９１．・オーバーフロー汲上げ配管、　１゜−・・
サブオーバーフロー孔、　Ｌｌ−・・オーバーフローレ
ベル、　Ｌ２・・・スクラム直後のレベル、　Ｌ３・・
・サブオーバーフローレベル。

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. １、原子炉容器下部に一次冷却材ナトリウムの主循環系
   入口配管を、該原子炉容器上部に一次冷却材ナトリウム
   の主循環系出口配管をそれぞれ備えたループ型ナトリウ
   ム冷却原子炉の該主循環系出口配管上方の該原子炉容器
   内にオーバーフロー管を配設するとともに、該オーバー
   フロー管からオーバーフローする冷却材を該原子炉容器
   外へ導くオーバーフロー戻り配管を備えてなるループ型
   ナトリウム冷却原子炉のオーバーフロー機構において、
   該原子炉容器内に位置する該オーバーフロー管の下端部
   にサブオーバーフロー孔を設け、これによって、通常運
   転時には原子炉容器内冷却材液位がオーバーフロー管に
   よるオーバーフローレベルで一定に保持され、異常時に
   原子炉容器内冷却材液位が低下してオーバーフロー管に
   よるオーバーフローレベル以下になった時には、該サブ
   オーバーフロー孔から該オーバーフロー戻り配管への冷
   却材のオーバーフローが持続されるようにしたことを特
   徴とするループ型ナトリウム冷却原子炉の二重オーバー
   フロー機構。