JPH0534561B2 - - Google Patents
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- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
Description
【発明の詳細な説明】
〔産業上の利用分野〕
本発明は、二次冷却系を省略した高速増殖炉の
冷却系に関する。DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION [Field of Industrial Application] The present invention relates to a cooling system for a fast breeder reactor that eliminates a secondary cooling system.
本発明に最も近い従来例として、特開昭57−
47101号に記載の装置例を第４図に示す。第４図
は周知の液体金属を冷却材として使用する高速増
殖炉であつて、原子炉容器１内の炉心７には燃料
棒等が装荷されており、上記原子炉容器１には一
次冷却系が設けられている。又、この一次冷却系
は、二重伝熱管４を内蔵した少なくとも２基以上
の蒸気発生器３と一次主循環ポンプ６と逆止弁５
９が直列に含まれている。又、上記各蒸気発生器
３には、給水管１６及び主蒸気管１７が設けられ
ており、この給水管１６の管路上には給水ポンプ
５０、給水加熱器５１、主開閉弁５２及び開閉弁
５３が設けられている。又上記主蒸気管１７の管
路上には開閉弁４５，５６及びタービン１８が設
置されており、上記蒸気発生器３で生成した蒸気
は主蒸気管１７を通してタービン１８を回転する
ようになつている。さらに又、蒸気発生器３の位
置する上記給水管１６及び主蒸気管１７との間に
は各バイパス弁５７，５８を備えたバイパス流路
４８，４９が設けられており、この両バイパス流
路４８，４９との接合流路部には各弁５４，５５
を備えた各枝管４６，４７が蒸気発生器３へ連結
して設けられている。一方、上述した各蒸気発生
器３内には、Ｕ字形をなす二重伝熱管４の外管と
内管の間に液体金属を二次冷却材として充填し、
しかも上記二重伝熱管４の外管の一部に安全弁と
してのラプチヤデイスク９を有する膨張ポツト４
４を設けた構成となつている。
As a conventional example closest to the present invention, JP-A-57-
An example of the device described in No. 47101 is shown in FIG. FIG. 4 shows a well-known fast breeder reactor that uses liquid metal as a coolant, in which a reactor core 7 in a reactor vessel 1 is loaded with fuel rods and the like, and a primary cooling system is installed in the reactor vessel 1. is provided. Moreover, this primary cooling system includes at least two or more steam generators 3 having built-in double heat exchanger tubes 4, a primary main circulation pump 6, and a check valve 5.
9 are included in series. Further, each of the steam generators 3 is provided with a water supply pipe 16 and a main steam pipe 17, and on the pipe of the water supply pipe 16, a water supply pump 50, a water supply heater 51, a main on-off valve 52, and an on-off valve are installed. 53 are provided. On-off valves 45, 56 and a turbine 18 are installed on the main steam pipe 17, and the steam generated by the steam generator 3 passes through the main steam pipe 17 to rotate the turbine 18. . Furthermore, bypass passages 48 and 49 equipped with bypass valves 57 and 58 are provided between the water supply pipe 16 and the main steam pipe 17 where the steam generator 3 is located, and both bypass passages 48 and 49 are provided with bypass valves 57 and 58, respectively. 48, 49, each valve 54, 55
Branch pipes 46, 47 are provided connected to the steam generator 3. On the other hand, in each of the steam generators 3 described above, liquid metal is filled as a secondary coolant between the outer tube and the inner tube of the U-shaped double heat transfer tube 4,
Moreover, the expansion pot 4 has a rupture disk 9 as a safety valve in a part of the outer tube of the double heat transfer tube 4.
The configuration includes 4.
この従来例では、一方の蒸気発生器３が何等か
の原因により、故障を生じても、各バイパス流路
４８，４９の各バイパス弁５７，５８及び弁５
４，５５を適当に開閉操作することにより、連続
して熱交換を行うことができるようにするととも
に、二次冷却系や中間熱交換器を省略し、装置全
体を小型に構成できるようになつている。 In this conventional example, even if one of the steam generators 3 fails for some reason, the bypass valves 57, 58 and valve 5 of each bypass flow path 48, 49
By appropriately opening and closing 4 and 55, heat exchange can be performed continuously, and the secondary cooling system and intermediate heat exchanger can be omitted, making it possible to make the entire device compact. ing.
〔発明が解決しようとする問題点〕 従来の技術では、次のような問題点がある。[Problem that the invention seeks to solve] The conventional technology has the following problems.
(A) 蒸気発生器内において、伝熱管を介してナト
リウムと水あるいは蒸気が流通している。従つ
て、何等かの原因で伝熱管に亀裂や損傷が生じ
た場合には、高温・高圧の水あるいは蒸気がナ
トリウム中に噴出してナトリウム・水反応が発
生し、NaOH，Na2O等の反応生成物及び水素
ガスが生成されると共に蒸気発生器内に圧力上
昇が発生する。第４図に示す従来例において
は、発生した圧力を膨張ポツト４４に設けたラ
プチヤデイスク９によつて放出するようになつ
ているが、放出される水素ガス及び反応生成物
の扱いや処理の点について十分配慮されていな
かつた。(A) Inside the steam generator, sodium and water or steam flow through heat transfer tubes. Therefore, if a heat exchanger tube is cracked or damaged for some reason, high-temperature, high-pressure water or steam will be ejected into the sodium, causing a sodium-water reaction, resulting in the formation of NaOH, Na 2 O, etc. A pressure increase occurs within the steam generator as reaction products and hydrogen gas are produced. In the conventional example shown in FIG. 4, the generated pressure is released by the rupture disk 9 provided in the expansion pot 44, but the handling and processing of the released hydrogen gas and reaction products is difficult. This point was not given sufficient consideration.
(B) 二重伝熱管の内管及び外管の両方が損傷した
場合には、ラプチヤデイスクを通して放射性物
質を含んだ一次ナトリウム及び炉容器カバーガ
スが放出され、公衆被曝が生じる可能性がある
が、その防止及び抑制に対して十分配慮されて
いなかつた。(B) If both the inner and outer tubes of the double heat transfer tube are damaged, primary sodium and reactor vessel cover gas containing radioactive materials may be released through the Laputia disc, potentially resulting in public exposure. However, sufficient consideration was not given to its prevention and control.
(C) 伝熱管が損傷して、蒸気発生器内においてナ
トリウム・水反応が発生した場合には、事故の
抑制及び早期終息のため水あるいは蒸気の緊急
ブロー等が要求されるが、これらに対して十分
に配慮されていなかつた。(C) If a heat exchanger tube is damaged and a sodium/water reaction occurs in the steam generator, emergency blowing of water or steam is required to suppress the accident and bring it to an early end. It was not given enough consideration.
このように、二次系削除型高速増殖炉において
は、蒸気発生器内において一次ナトリウムと水あ
るいは蒸気が流通しているため、伝熱管の損傷が
生じて大規模なナトリウム・水反応が発生した場
合には、反応生成物及び大量の水素ガス等が成生
され、これらを放出しない場合には原子炉カバー
ガス等の圧力が数atgに上昇することが考えられ
る。しかし、数atgに耐えるルーフデツクの設計
は非常に困難である。従つて、大規模なナトリウ
ム・水反応が生じた場合に、発生した反応生成物
及び水素ガス等を一次冷却系外に放出する必要が
あるが、これらは放射性物質を含んでいるため、
従来の二次系を有する高速増殖炉と同様に水素ガ
スを大気に燃焼放出する等の方法は、公衆被曝上
問題がある。 In this way, in a secondary-system deleted type fast breeder reactor, primary sodium and water or steam circulate in the steam generator, causing damage to the heat transfer tubes and causing a large-scale sodium-water reaction. In such a case, reaction products and a large amount of hydrogen gas, etc., are generated, and if these are not released, the pressure of the reactor cover gas, etc. may rise to several atg. However, designing a roof deck that can withstand several ATGs is extremely difficult. Therefore, when a large-scale sodium/water reaction occurs, it is necessary to release the generated reaction products and hydrogen gas outside the primary cooling system, but since these contain radioactive materials,
Similar to conventional fast breeder reactors with secondary systems, methods such as burning and releasing hydrogen gas into the atmosphere pose problems in terms of public exposure.
又、ナトリウム・水反応の抑制及び早期の事故
終息のため、水あるいは蒸気の緊急ブロー等を行
う必要があるが、伝熱管の破損口を通して水ある
いは蒸気中に放射性物質が侵入し、ブロー水ある
いは蒸気に随伴して放射性物質が外部に放出され
る恐れがあるので今以上に安全性を向上すること
が好ましい。 In addition, in order to suppress the sodium-water reaction and bring the accident to an early end, it is necessary to carry out emergency blowing of water or steam. Since there is a risk that radioactive substances may be released to the outside along with the steam, it is preferable to further improve safety.
本発明の目的は、より安全性の高い二次系削除
型高速増殖炉を提供することを目的とする。 An object of the present invention is to provide a secondary system elimination type fast breeder reactor with higher safety.
本発明は、原子炉容器と、前記原子炉容器内で
加熱された冷却材と水との間で熱交換を行なう蒸
気発生器とを備えた高速増殖炉において、前記蒸
気発生器と不活性ガス雰囲気の領域との間を気体
と液体とのセパレータを介して連通した構成、又
は、原子炉容器と、前記原子炉容器内で加熱され
た冷却材と水との間で熱交換を行なう蒸気発生器
とを備えた高速増殖炉において、前記蒸気発生器
の給水管路と蒸気管路との少なくとも一方に連通
されており、ブロー弁とブロー配管とを直列に接
続したブロー系統と、前記ブロー系統の吐出流体
を導入する凝縮装置とを備えた構成、又は、原子
炉容器と、前記原子炉容器内で加熱された冷却材
と水との間で熱交換を行なう蒸気発生器とを備え
た高速増殖炉において、前記蒸気発生器の給水管
路と蒸気管路との少なくとも一方に連通されてお
り、ブロー弁とブロー配管とを直列に接続したブ
ロー系統及び圧力計とを備えたことを特徴とした
構成を備えている。
The present invention provides a fast breeder reactor that includes a reactor vessel and a steam generator that performs heat exchange between a coolant and water heated in the reactor vessel, in which the steam generator and an inert gas A structure in which a region of the atmosphere is communicated with a gas-liquid separator, or a steam generation system in which heat exchange is performed between a reactor vessel and a coolant and water heated in the reactor vessel. a blow system in which the blow valve and the blow pipe are connected in series, the blow system being connected to at least one of the water supply pipe and the steam pipe of the steam generator; or a high-speed steam generator comprising a reactor vessel and a steam generator that exchanges heat between coolant and water heated in the reactor vessel. The breeder reactor is characterized by comprising a blow system and a pressure gauge, which communicate with at least one of the water supply pipe and the steam pipe of the steam generator, and in which a blow valve and a blow pipe are connected in series. It has the following configuration.
ナトリウム・水反応によつて発生した反応生成
物をセパレータで気体（水素ガス等）と液体又は
固体に分離し、気体を窒素等の不活性ガス雰囲気
に放出する。他の発明では緊急ブロー水あるいは
蒸気を凝縮して放射性物質の拡散を極力防ぐ。ブ
ローする水あるいは蒸気の内圧を圧力計で検出
し、検出圧が一次冷却系内圧より低くなる前にブ
ローを停止することで、ブロー先への一次冷却系
からの放射性物質の移行を防ぐ。
The reaction product generated by the sodium/water reaction is separated into gas (hydrogen gas, etc.) and liquid or solid by a separator, and the gas is released into an inert gas atmosphere such as nitrogen. Other inventions condense emergency blown water or steam to minimize the spread of radioactive materials. The internal pressure of the water or steam being blown is detected with a pressure gauge, and the blowing is stopped before the detected pressure becomes lower than the internal pressure of the primary cooling system, thereby preventing the transfer of radioactive materials from the primary cooling system to the blow destination.
以下、本発明の実施例について説明する。 Examples of the present invention will be described below.
第１図は、本発明の二次系削除型高速増殖炉で
あつて、一次冷却系は原子炉容器１、ホツトレグ
配管２、二重伝熱管４を内蔵した蒸気発生器３、
コールドレグ配管５及び一次主循環ポンプ６によ
つてループが構成されている。又原子炉容器１内
には炉心７が設けられ、原子炉カバーガス４１の
上部のルーフデツク４２に一次主循環ポンプ６が
設置されている。さらにホツトレグ配管２及びコ
ールドレグ配管５には、弁３２及び３３と原子炉
カバーガス４１と連通する配管３４と配管３５か
ら成るサイホンブレーク設備が設けられている。 FIG. 1 shows a secondary system deleted fast breeder reactor of the present invention, in which the primary cooling system includes a reactor vessel 1, a hot-leg piping 2, a steam generator 3 containing a double heat transfer tube 4,
A loop is formed by the cold leg piping 5 and the primary main circulation pump 6. A reactor core 7 is provided within the reactor vessel 1, and a primary main circulation pump 6 is installed on a roof deck 42 above the reactor cover gas 41. Furthermore, the hot leg piping 2 and the cold leg piping 5 are provided with siphon break equipment consisting of valves 32 and 33 and piping 34 and piping 35 communicating with the reactor cover gas 41.
一方、蒸気発生器３には給水管１６及び主蒸気
管１７が連結されており、この給水管１６の管路
上には給水ポンプ５０、給水加熱器５１、格納施
設隔離弁２０及び弁２５が設けられている。又上
記主蒸気管１７の管路上には弁２６、格納施設隔
離弁１９及びタービン１８が設置されている。さ
らに又、格納施設３１内の上記給水管１６には、
グロー弁２３を備えたブロー配管２１が２系列並
列に設けられており、上記主蒸気管１７には、ブ
ロー弁２４を備えたブロー配管２２が設けられて
いる。又、蒸気発生器３と上記のブロー配管２
１，２２及びブロー弁２３，２４を設置する部屋
とはナトリウム・水仕切板４３によつて分離され
ており、ブロー配管２１，２２及びブロー弁２
３，２４を設置する部屋には、ベント管２７及び
プール水を含むサプレツシヨンプール２８が設け
られている。さらにサプレツシヨンプール２８の
上部空間はベント管２９によつて格納施設３１内
の床上空気雰囲気３０に連結されている。 On the other hand, a water supply pipe 16 and a main steam pipe 17 are connected to the steam generator 3, and a water supply pump 50, a water supply heater 51, a containment facility isolation valve 20, and a valve 25 are provided on the water supply pipe 16. It is being Further, a valve 26, a containment facility isolation valve 19, and a turbine 18 are installed on the main steam pipe 17. Furthermore, in the water supply pipe 16 in the storage facility 31,
Two lines of blow pipes 21 each having a glow valve 23 are provided in parallel, and the main steam pipe 17 is provided with a blow pipe 22 having a blow valve 24 . In addition, the steam generator 3 and the above blow pipe 2
1, 22 and the room where the blow valves 23, 24 are installed by a sodium/water partition plate 43.
A vent pipe 27 and a suppression pool 28 containing pool water are provided in the room in which the pipes 3 and 24 are installed. Further, the upper space of the suppression pool 28 is connected to the above-floor air atmosphere 30 in the containment facility 31 by a vent pipe 29.
一方、上述した蒸気発生器３の上部には、弁
８，ラプチヤデイスク９，１２、サイクロンセパ
レータ１１を内蔵した収納容器１０及び逆止弁１
３から構成されるナトリウム・水反応放出系が設
けられており、その先端は一次冷却系室窒素雰囲
気１５に開放されている。さらにこの窒素雰囲気
１５には、水素ガス処理設備１４が設置されてい
る。又蒸気発生器３の下部には、ドレン管３９及
びドレン弁４０から成る緊急ドレン設備が設けら
れ、ダンプタンク３８と連結されている。さらに
ダンプタンク３８のガス空間と上述した収納容器
１０の間には連通管３６が設置されており、この
管路上には弁３７が設けられている。 On the other hand, in the upper part of the steam generator 3 mentioned above, there is a storage container 10 containing a valve 8, a rapture disk 9, 12, a cyclone separator 11, and a check valve 1.
A sodium/water reaction and release system consisting of 3 is provided, the tip of which is open to the nitrogen atmosphere 15 in the primary cooling system chamber. Furthermore, hydrogen gas treatment equipment 14 is installed in this nitrogen atmosphere 15. Further, an emergency drain facility consisting of a drain pipe 39 and a drain valve 40 is provided at the lower part of the steam generator 3 and is connected to the dump tank 38. Further, a communication pipe 36 is installed between the gas space of the dump tank 38 and the storage container 10 described above, and a valve 37 is provided on this pipe.
しかして、上記一次冷却系の一次主循環ポンプ
６を駆動することにより、一次ナトリウムは炉心
７に供給され、ここで昇温されて原子炉容器１か
ら出た一次ナトリウムは、ホツトレグ配管２を通
つて上記の蒸気発生器３に送られて熱交換した
後、コールドレグ配管５を通つて再び炉心７へ送
られるようになつている。又給水ポンプ５０によ
つて給水管１６を通つて上述の蒸気発生器３に送
られた水は、蒸気発生器３内で一次ナトリウムと
熱交換して蒸気となり、この蒸気は主蒸気管１７
を通してタービン１８に移送され、これを回転す
るようになつている。一方、蒸気発生器３内にお
いては、一次ナトリウムと水あるいは蒸気が二重
伝熱管４を介して流通しているため、この二重伝
熱管４が破損して水あるいは蒸気が一次ナトリウ
ム中に流出すると、ナトリウム・水反応が発生
し、蒸気発生器３内の圧力が上昇する。 By driving the primary main circulation pump 6 of the primary cooling system, primary sodium is supplied to the reactor core 7, where the primary sodium is heated and discharged from the reactor vessel 1 through the hot leg piping 2. After being sent to the above-mentioned steam generator 3 for heat exchange, it is sent to the reactor core 7 again through the cold leg piping 5. Also, water sent to the above-mentioned steam generator 3 through the water supply pipe 16 by the water supply pump 50 exchanges heat with primary sodium in the steam generator 3 to become steam, and this steam is passed through the main steam pipe 17.
is transferred to a turbine 18 through which it is rotated. On the other hand, in the steam generator 3, primary sodium and water or steam are flowing through the double heat exchanger tube 4, so if the double heat exchanger tube 4 breaks, water or steam leaks into the primary sodium. Then, a sodium-water reaction occurs, and the pressure inside the steam generator 3 increases.
しかしながら、第１図に示す実施例によれば、
蒸気発生器３内の圧力が上昇すると、ラプチヤデ
イスク９が破壊しナトリウム・水反応によつて発
生した反応生成物等が収納容器１０へ導入され、
ここでサイクロンセパレータ１１によつて水素ガ
ス等の気体とNaOH，Na2O等の液体又は固体に
分離される。さらに水素ガス等の気体及びサイク
ロンセパレータ１１を通過した一部の反応生成物
は、収納容器１０内の圧力が上昇してラプチヤデ
イスク１２が破壊すると、逆止弁１３を通つて一
次冷却系室窒素雰囲気１５に放出され、ルーフデ
ツク４２に加わる圧力が低く抑制される効果があ
る。又放出された気体及び反応生成物中に含まれ
る放射性物質が一次冷却系窒素雰囲気１５に格納
され、公衆被曝を抑制できる効果があるととも
に、水素ガス爆発防止の効果がある。一方、ラプ
チヤデイスク９の破壊信号により、一次主循環ポ
ンプ６が停止されるとともに弁３２及び弁３３が
開かれて、サイホンブレークが行なわれることに
より、蒸気発生器３からホツトレグ配管２及びコ
ールドレグ配管５を通つて炉心７への反応生成物
の移行が抑制される。又、ドレン弁４０を開きド
レン管３９を通して蒸気発生器３内のナトリウム
及び反応生成物をタンプタンク３８にドレンする
ことによつて、蒸気発生器３内におけるナトリウ
ム・水反応の抑制と事故の早期終息化を図ると共
に、炉心への反応生成物の移行も抑制できる効果
がある。 However, according to the embodiment shown in FIG.
When the pressure inside the steam generator 3 increases, the Laputia disk 9 is destroyed and reaction products generated by the sodium-water reaction are introduced into the storage container 10.
Here, the cyclone separator 11 separates the gas into a gas such as hydrogen gas and a liquid or solid such as NaOH or Na 2 O. Furthermore, gas such as hydrogen gas and some reaction products that have passed through the cyclone separator 11 will pass through the check valve 13 to the primary cooling system chamber when the pressure inside the storage container 10 increases and the Lapture disk 12 is destroyed. This has the effect of suppressing the pressure applied to the roof deck 42 by being released into the nitrogen atmosphere 15 to a low level. In addition, radioactive substances contained in the released gas and reaction products are stored in the nitrogen atmosphere 15 of the primary cooling system, which has the effect of suppressing public exposure to radiation and preventing hydrogen gas explosions. On the other hand, the primary main circulation pump 6 is stopped in response to the destruction signal from the Lapture disk 9, and the valves 32 and 33 are opened to perform a siphon break. 5 to the reactor core 7 is suppressed. In addition, by opening the drain valve 40 and draining the sodium and reaction products in the steam generator 3 into the tamp tank 38 through the drain pipe 39, the sodium-water reaction in the steam generator 3 can be suppressed and the accident can be ended quickly. This has the effect of suppressing the transfer of reaction products to the reactor core.
一方、格納施設隔離弁１９及びを隔離した後、
格納施設３１内において給水管１６及び主蒸気管
１７から分岐するブロー配管２１及び２２に設け
られたブロー弁２３及び２４を開いて、格納施設
３１内に水あるいは蒸気をブローすることによ
り、これらの中に放射性物質が混入していたとし
ても、それを格納施設３１内に格納できるため大
気中への放出による公衆被曝を抑制できる効果が
ある。又合せて二重伝熱管４から一次ナトリウム
中にリークする水あるいは蒸気の量を適切に抑制
できる。さらに、ブローが終了した時点で弁２５
及び２６が閉じられて、ブロー弁２３あるいはブ
ロー弁２４を通しての一次ナトリウムの流出ある
いは逆に空気の一次ナトリウム側への侵入が防止
できる効果がある。又放出された水あるいは蒸気
は、ナトリウム・水仕切板４３によつてナトリウ
ム及び反応生成物と分離されており、これらとの
反応が防止できるようになつている。一方、ブロ
ーされた水あるいは蒸気は、ベント管２７を通し
てサプレツシヨンプール２８へ導かれ凝縮された
後、ベント管２９を通つて格納施設内空気雰囲気
３０へ逃がされるようになつており、ブローされ
た水あるいは蒸気による内圧上昇は十分低く抑制
される効果がある。さらに給水管１６又は主蒸気
管１７が格納施設３１内において破損した場合に
おいても、上記と同様にしてサプレツシヨンプー
ル２８で放出された水あるいは蒸気が凝縮され、
格納施設３１内の圧力上昇は十分低く抑制され
る。なお第２図は、ペント管２７の構造例であ
り、Ｔ字型の形状をしており、水あるいは蒸気放
出用の小孔６３を多数有していて、凝縮が十分促
進されるよう考慮されている。なお、この形状は
十字型であつても、又単なる配管であつてもよ
い。 On the other hand, after isolating the containment facility isolation valve 19,
By opening the blow valves 23 and 24 provided in the blow pipes 21 and 22 that branch from the water supply pipe 16 and the main steam pipe 17 in the containment facility 31 and blowing water or steam into the containment facility 31, these Even if radioactive materials are mixed in, it can be stored within the containment facility 31, which has the effect of suppressing public exposure due to release into the atmosphere. Additionally, the amount of water or steam leaking from the double heat exchanger tubes 4 into the primary sodium can be appropriately suppressed. Furthermore, when the blowing is finished, the valve 25
and 26 are closed, which has the effect of preventing the primary sodium from flowing out through the blow valve 23 or the blow valve 24, or conversely preventing air from entering the primary sodium side. Further, the released water or steam is separated from sodium and reaction products by a sodium/water partition plate 43, so that reaction with these can be prevented. On the other hand, the blown water or steam is led to the suppression pool 28 through the vent pipe 27 and condensed, and then released to the containment facility air atmosphere 30 through the vent pipe 29. This has the effect of suppressing the increase in internal pressure due to water or steam to a sufficiently low level. Furthermore, even if the water supply pipe 16 or the main steam pipe 17 is damaged within the containment facility 31, the water or steam released in the suppression pool 28 will be condensed in the same manner as described above.
The pressure increase within the containment facility 31 is suppressed to a sufficiently low level. FIG. 2 shows an example of the structure of the pent tube 27, which has a T-shape and has many small holes 63 for releasing water or steam, and is designed to sufficiently promote condensation. ing. Note that this shape may be a cross or may be a simple pipe.
一方、第３図は本発明の別の実施例であり、ベ
ント管２７、サプレツシヨンプール２８、ナトリ
ウム・水仕切板４３、弁２５，２６を削除し、弁
２５，２６の代りに格納施設隔離弁６０，６１を
設置して、ブロー配管２１及び２２とブロー弁２
３及び２４を格納施設３１の外側に設けた構成と
なつている。 On the other hand, FIG. 3 shows another embodiment of the present invention, in which the vent pipe 27, the suppression pool 28, the sodium/water partition plate 43, and the valves 25 and 26 are deleted, and a containment facility is used instead of the valves 25 and 26. Install isolation valves 60 and 61, and connect blow piping 21 and 22 and blow valve 2.
3 and 24 are provided outside the storage facility 31.
本実施例では、蒸気発生器３内においてナトリ
ウム・水反応が発生した場合に、ブロー配管２１
及び２２に設けられたブロー弁２３及び２４を開
くことにより、水あるいは蒸気を格納施設外にブ
ローすることにより、水あるいは蒸気による格納
施設３１の内圧上昇を生じさせることなく、ナト
リウム・水反応を抑制できる効果がある。一方、
給水管１６及び主蒸気管１７に設けられた圧力計
６２により、水あるいは蒸気の圧力低下を検出
し、一次ナトリウム側の圧力より低くなる前に格
納施設隔離弁６０及び６１を閉じることにより、
放射性物質の水あるいは蒸気中への侵入及びブロ
ー弁２３及び２４からの大気中への放出を極力防
止でき、公衆被曝を抑制できる効果がある。 In this embodiment, when a sodium-water reaction occurs in the steam generator 3, the blow piping 21
By opening the blow valves 23 and 24 provided in the storage facility 31 and 22, water or steam is blown out of the containment facility, thereby allowing the sodium-water reaction to occur without causing an increase in the internal pressure of the containment facility 31 due to water or steam. It has a suppressive effect. on the other hand,
The pressure gauges 62 provided in the water supply pipe 16 and the main steam pipe 17 detect a drop in water or steam pressure, and the containment facility isolation valves 60 and 61 are closed before the pressure becomes lower than the primary sodium side pressure.
Intrusion of radioactive substances into water or steam and release into the atmosphere from the blow valves 23 and 24 can be prevented as much as possible, and public exposure to radiation can be suppressed.
本発明によれば、二次冷却系を省略して、装置
全体の小型化及び安全性の向上を図つた二次系削
除型高速増殖炉を提供できる上に、蒸気発生器に
おけるナトリウム・水反応事故時の放射性物質の
放出を極力抑制できる。
According to the present invention, it is possible to provide a secondary system-eliminated fast breeder reactor in which the secondary cooling system is omitted, thereby reducing the size of the entire device and improving safety. The release of radioactive materials in the event of an accident can be suppressed as much as possible.
第１図は、本発明の実施例としての二次系削除
型高速増殖炉の系統図、第２図は第１図中Ａ部詳
細図、第３図は本発明の別の実施例による二次系
削除型高速増殖炉の系統図、第４図は従来の二次
系削除型高速増殖炉の系統図である。
３……蒸気発生器、４……二重伝熱管、９，１
２……ラプチヤデイスク、１０……収納容器、１
１……サイクロンセパレータ、１３……逆止弁、
１４……水素処理設備、１５……一次冷却系室窒
素雰囲気、１６……給水管、１７……主蒸気管、
１９，２０，６０，６１……格納施設隔離弁、２
１，２２……ブロー配管、２３，２４……ブロー
弁、２５，２６……弁、２７，２９……ベント
管、２８……サプレツシヨンプール、３０……床
上空気雰囲気、３１……格納施設、３６……連通
管、３８……ダンプタンク、４１……原子炉カバ
ーガス、４２……ルーフデツク、４３……ナトリ
ウム・水仕切板、６２……圧力計、６３……水あ
るいは蒸気放出用小孔。
FIG. 1 is a system diagram of a secondary system eliminated fast breeder reactor as an embodiment of the present invention, FIG. 2 is a detailed view of part A in FIG. 1, and FIG. Figure 4 is a system diagram of a conventional secondary system deletion type fast breeder reactor. 3...Steam generator, 4...Double heat exchanger tube, 9,1
2...Rapuchiya disk, 10...Storage container, 1
1...Cyclone separator, 13...Check valve,
14... Hydrogen treatment equipment, 15... Primary cooling system room nitrogen atmosphere, 16... Water supply pipe, 17... Main steam pipe,
19, 20, 60, 61... Containment facility isolation valve, 2
1, 22... Blow piping, 23, 24... Blow valve, 25, 26... Valve, 27, 29... Vent pipe, 28... Suppression pool, 30... Above floor air atmosphere, 31... Storage Facility, 36...Communication pipe, 38...Dump tank, 41...Reactor cover gas, 42...Roof deck, 43...Sodium/water partition plate, 62...Pressure gauge, 63...For water or steam release Small hole.
Claims (1)
た冷却材と水との間で熱交換を行なう蒸気発生器
とを備えた高速増殖炉において、前記蒸気発生器
と不活性ガス雰囲気の領域との間を気体と液体と
のセパレータを介して連通したことを特徴とした
高速増殖炉。 ２ 特許請求の範囲の第１項において、前記蒸気
発生器の給水管路と蒸気管路との少なくとも一方
に連通されており、ブロー弁とブロー配管とを直
列に接続したブロー系統と、前記ブロー系統の吐
出流体を導入する凝縮装置とを備えたことを特徴
とした高速増殖炉。 ３ 特許請求の範囲の第１項において、前記蒸気
発生器の給水管路と蒸気管路との少なくとも一方
に連通されており、ブロー弁とブロー配管とを直
列に接続したブロー系統及び圧力計とを備えたこ
とを特徴とした高速増殖炉。 ４ 原子炉容器と、前記原子炉容器内で加熱され
た冷却材と水との間で熱交換を行なう蒸気発生器
とを備えた高速増殖炉において、前記蒸気発生器
の給水管路と蒸気管路との少なくとも一方に連通
されており、ブロー弁とブロー配管とを直列に接
続したブロー系統と、前記ブロー系統の吐出流体
を導入する凝縮装置とを備えたことを特徴とした
高速増殖炉。 ５ 原子炉容器と、前記原子炉容器内で加熱され
た冷却材と水との間で熱交換を行なう蒸気発生器
とを備えた高速増殖炉において、前記蒸気発生器
の給水管路と蒸気管路との少なくとも一方に連通
されており、ブロー弁とブロー配管とを直列に接
続したブロー系統及び圧力計とを備えたことを特
徴とした高速増殖炉。[Scope of Claims] 1. A fast breeder reactor equipped with a reactor vessel and a steam generator that performs heat exchange between a coolant and water heated in the reactor vessel, the steam generator and A fast breeder reactor characterized in that a region of an inert gas atmosphere is communicated with a gas-liquid separator. 2. In claim 1, a blow system that is connected to at least one of a water supply pipe and a steam pipe of the steam generator and that connects a blow valve and a blow pipe in series; A fast breeder reactor characterized by comprising a condensing device for introducing system discharge fluid. 3. In claim 1, a blow system and a pressure gauge are connected to at least one of the water supply pipe and the steam pipe of the steam generator, and the blow valve and the blow pipe are connected in series. A fast breeder reactor characterized by being equipped with. 4. In a fast breeder reactor equipped with a reactor vessel and a steam generator that exchanges heat between coolant and water heated in the reactor vessel, the water supply pipe and steam pipe of the steam generator A fast breeder reactor comprising: a blow system in which a blow valve and a blow pipe are connected in series; and a condensing device for introducing fluid discharged from the blow system. 5. In a fast breeder reactor equipped with a reactor vessel and a steam generator that performs heat exchange between the coolant and water heated in the reactor vessel, the water supply pipe and steam pipe of the steam generator 1. A fast breeder reactor characterized by comprising a blow system and a pressure gauge, the blow system having a blow valve and a blow pipe connected in series, the blow system communicating with at least one of the pipes and the blow pipe.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP62033277A JPS63201401A (en) | 1987-02-18 | 1987-02-18 | Fast breeder reactor |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP62033277A JPS63201401A (en) | 1987-02-18 | 1987-02-18 | Fast breeder reactor |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS63201401A JPS63201401A (en) | 1988-08-19 |
| JPH0534561B2 true JPH0534561B2 (en) | 1993-05-24 |
Family
ID=12382034
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP62033277A Granted JPS63201401A (en) | 1987-02-18 | 1987-02-18 | Fast breeder reactor |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS63201401A (en) |
-
1987
- 1987-02-18 JP JP62033277A patent/JPS63201401A/en active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS63201401A (en) | 1988-08-19 |
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