JPH06207996A - 停止時における高速中性子炉からの残留出力除去装置および除去方法 - Google Patents
停止時における高速中性子炉からの残留出力除去装置および除去方法Info
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- JPH06207996A JPH06207996A JP5162752A JP16275293A JPH06207996A JP H06207996 A JPH06207996 A JP H06207996A JP 5162752 A JP5162752 A JP 5162752A JP 16275293 A JP16275293 A JP 16275293A JP H06207996 A JPH06207996 A JP H06207996A
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Abstract
(57)【要約】 （修正有）
【目的】 高速中性子炉の停止時、または／および突発
的な事態の下における残留出力を除去する装置を提供す
る。 【構成】 原子炉に、容器２内の炉心５と、液体金属が
循環するとともに少なくとも一の蒸気発生器１５を備え
て炉心５を冷却する冷却システム１とが設けられる。蒸
気発生器は、液体金属が循環するケーシング１５ａと、
水供給手段１６と、液体金属と供給された水との間の熱
交換手段とを備える。蒸気発生器１５に水が供給されな
いと液体金属が冷却手段１内を循環し、蒸気発生器１５
内を循環する液体金属は蒸気発生器１５のケーシング１
５ａに接触するガスの流れによって冷却される。冷却装
置は蒸気発生機のケーシング１５ａを取り囲む筒状体２
５と、冷却ガスをケーシング１５ａの周りに流すために
形成された環状の空間とを備える。
的な事態の下における残留出力を除去する装置を提供す
る。 【構成】 原子炉に、容器２内の炉心５と、液体金属が
循環するとともに少なくとも一の蒸気発生器１５を備え
て炉心５を冷却する冷却システム１とが設けられる。蒸
気発生器は、液体金属が循環するケーシング１５ａと、
水供給手段１６と、液体金属と供給された水との間の熱
交換手段とを備える。蒸気発生器１５に水が供給されな
いと液体金属が冷却手段１内を循環し、蒸気発生器１５
内を循環する液体金属は蒸気発生器１５のケーシング１
５ａに接触するガスの流れによって冷却される。冷却装
置は蒸気発生機のケーシング１５ａを取り囲む筒状体２
５と、冷却ガスをケーシング１５ａの周りに流すために
形成された環状の空間とを備える。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は、停止時における高速中
性子炉からの残留エネルギーの除去装置および除去方法
に関するものである。
性子炉からの残留エネルギーの除去装置および除去方法
に関するものである。
【０００２】
【従来の技術】高速中性子炉は、燃料集合体によって構
成されて、核反応の効果により炉心熱が放出される炉心
を備えている。巨大な容器内に配置される燃料心は、通
常液体金属により成る熱交換液体により冷却される。さ
らに、原子炉は少なくとも一の冷却システムを備えてお
り、この冷却システムにおいて、炉心によって放出さ
れ、熱を運ぶ液体金属により奪い去られた熱が、蒸気発
生器内で供給された水を加熱して蒸発させる。
成されて、核反応の効果により炉心熱が放出される炉心
を備えている。巨大な容器内に配置される燃料心は、通
常液体金属により成る熱交換液体により冷却される。さ
らに、原子炉は少なくとも一の冷却システムを備えてお
り、この冷却システムにおいて、炉心によって放出さ
れ、熱を運ぶ液体金属により奪い去られた熱が、蒸気発
生器内で供給された水を加熱して蒸発させる。
【０００３】一般に炉心で放出された熱は、原子炉容器
内を循環する、例えば液体ナトリウムのような第１の液
体金属より成る１次冷却剤と、蒸気発生器が配置されて
原子炉の２次冷却システムを構成する冷却システムを循
環する、やはりナトリウムより成る第２の冷却金属とを
介して、供給された水に伝播される。一体型高速中性子
炉の場合には、原子炉容器はナトリウムのような液体金
属で満たされ、炉心はその中に浸漬されている。中間熱
交換器も容器を満たす液体金属に浸漬され、それぞれに
２次冷却システムの蒸気発生器に連結されて２次熱交換
液体が循環する熱交換要素を備えている。容器内を満た
して１次冷却剤を構成する液体金属は炉心を冷却し、炉
心の集合体から奪った熱を、中間熱交換器内を循環する
２次冷却剤に与える。蒸気発生器内では、２次冷却剤が
供給された溝を加熱して蒸発させ、自身は冷却される。
内を循環する、例えば液体ナトリウムのような第１の液
体金属より成る１次冷却剤と、蒸気発生器が配置されて
原子炉の２次冷却システムを構成する冷却システムを循
環する、やはりナトリウムより成る第２の冷却金属とを
介して、供給された水に伝播される。一体型高速中性子
炉の場合には、原子炉容器はナトリウムのような液体金
属で満たされ、炉心はその中に浸漬されている。中間熱
交換器も容器を満たす液体金属に浸漬され、それぞれに
２次冷却システムの蒸気発生器に連結されて２次熱交換
液体が循環する熱交換要素を備えている。容器内を満た
して１次冷却剤を構成する液体金属は炉心を冷却し、炉
心の集合体から奪った熱を、中間熱交換器内を循環する
２次冷却剤に与える。蒸気発生器内では、２次冷却剤が
供給された溝を加熱して蒸発させ、自身は冷却される。
【０００４】突発的な事態の下における原子炉の操作
や、例えば保守、修理、または／および炉心再装填の操
作など原子炉を停止する必要が生じた場合には、核反応
を制御する集合体を構成するために、中性子を吸収する
材料より成る制御棒が炉心集合体のいくつかに挿入され
る。炉心内に最大に挿入された位置において制御棒は、
炉心内で生じる核反応とエネルギーの放出を大部分停止
することが可能である。
や、例えば保守、修理、または／および炉心再装填の操
作など原子炉を停止する必要が生じた場合には、核反応
を制御する集合体を構成するために、中性子を吸収する
材料より成る制御棒が炉心集合体のいくつかに挿入され
る。炉心内に最大に挿入された位置において制御棒は、
炉心内で生じる核反応とエネルギーの放出を大部分停止
することが可能である。
【０００５】
【発明が解決しようとする課題】しかしながら、炉心を
構成する材料が放射能を帯びているために、原子炉の操
作が終了した後でも原子炉は残留エネルギーを有してお
り、この残留エネルギーは熱となって冷却剤に伝えられ
る。従って、容器内での作業を行う前に、熱となった残
留エネルギーを除去して原子炉を完全に冷却する必要が
ある。
構成する材料が放射能を帯びているために、原子炉の操
作が終了した後でも原子炉は残留エネルギーを有してお
り、この残留エネルギーは熱となって冷却剤に伝えられ
る。従って、容器内での作業を行う前に、熱となった残
留エネルギーを除去して原子炉を完全に冷却する必要が
ある。
【０００６】このような原子炉の停止時における残留熱
を除去するために特別設計された熱交換器を用いること
は知られている。一体型高速中性子炉の場合には、この
ような熱交換器は中間熱交換器と同様、１次冷却剤を直
接的に冷却するために原子炉容器内に浸漬される。この
ような装置は、製造上、また付加的な冷却剤供給機構が
必要とされるという事実から、複雑かつ高価なものとな
ってしまう。
を除去するために特別設計された熱交換器を用いること
は知られている。一体型高速中性子炉の場合には、この
ような熱交換器は中間熱交換器と同様、１次冷却剤を直
接的に冷却するために原子炉容器内に浸漬される。この
ような装置は、製造上、また付加的な冷却剤供給機構が
必要とされるという事実から、複雑かつ高価なものとな
ってしまう。
【０００７】
【課題を解決するための手段】本発明は、それ故高速中
性子炉の停止時、または／および突発的な事態の下にお
ける残留出力を除去する装置を提供することを目的と
し、原子炉燃料心を収納する容器と液体金属が循環ずる
とともに少なくとも一の蒸気発生器が設けられる炉心冷
却機構とを備えた原子炉であって、上記蒸気発生器は、
垂直軸を有して上記液体金属が循環する略円筒状のケー
シングと、水供給手段と、上記液体金属と供給された水
との間で熱交換を行う手段とを備えており、さらにこの
熱交換手段は、上記蒸気発生器の本体を取り囲んで熱の
回収および冷却ガスの案内を行う筒状体と、この筒状体
と蒸気発生器のケーシングとの間の環状の空間内に上記
冷却ガスを送流せしめる手段とを備えていて、かかる装
置によれば原子炉の残留出力を高価な付加的設備を要す
ることなく除去することができる。このような目的達成
のため、上記筒状体は、外周部が断熱材料により層状に
覆われた金属製の壁部と、その内周面に該壁部の縦方向
に沿って延設された複数のフィンとを具備する。本発明
はまた、高速中性子炉における残留出力の除去方法にも
係わるものである。
性子炉の停止時、または／および突発的な事態の下にお
ける残留出力を除去する装置を提供することを目的と
し、原子炉燃料心を収納する容器と液体金属が循環ずる
とともに少なくとも一の蒸気発生器が設けられる炉心冷
却機構とを備えた原子炉であって、上記蒸気発生器は、
垂直軸を有して上記液体金属が循環する略円筒状のケー
シングと、水供給手段と、上記液体金属と供給された水
との間で熱交換を行う手段とを備えており、さらにこの
熱交換手段は、上記蒸気発生器の本体を取り囲んで熱の
回収および冷却ガスの案内を行う筒状体と、この筒状体
と蒸気発生器のケーシングとの間の環状の空間内に上記
冷却ガスを送流せしめる手段とを備えていて、かかる装
置によれば原子炉の残留出力を高価な付加的設備を要す
ることなく除去することができる。このような目的達成
のため、上記筒状体は、外周部が断熱材料により層状に
覆われた金属製の壁部と、その内周面に該壁部の縦方向
に沿って延設された複数のフィンとを具備する。本発明
はまた、高速中性子炉における残留出力の除去方法にも
係わるものである。
【０００８】
【実施例】本発明をよく理解するために、それのみに限
定されることのない実施例として高速中性子炉の２次冷
却システムと本発明に係わる残留出力の除去装置とを、
添付の図面を参照して記述する。図１は、一体型高速中
性子炉の２次冷却システムの一部の縦断面を示す図であ
る。図２は、図１に示される２次冷却システムの部分的
な縦断面を示す図である。図３は、蒸気発生器のケーシ
ングと、このケーシングをガスによって冷却する装置の
横断面図である。図４は、図３における４−４線に沿っ
た縦断面図である。
定されることのない実施例として高速中性子炉の２次冷
却システムと本発明に係わる残留出力の除去装置とを、
添付の図面を参照して記述する。図１は、一体型高速中
性子炉の２次冷却システムの一部の縦断面を示す図であ
る。図２は、図１に示される２次冷却システムの部分的
な縦断面を示す図である。図３は、蒸気発生器のケーシ
ングと、このケーシングをガスによって冷却する装置の
横断面図である。図４は、図３における４−４線に沿っ
た縦断面図である。
【０００９】図１は、符号１により全体的に示される一
体型高速中性子炉の２次冷却システムの一部を示すもの
である。この原子炉は、該原子炉のコンクリート構造物
３に固定され、水準４までの液体ナトリウムより成る１
次冷却剤を収容する容器２を備えている。並列に設置さ
れた燃料集合体より構成される炉心５は、容器２内を満
たす液体ナトリウムの中に浸漬されている。
体型高速中性子炉の２次冷却システムの一部を示すもの
である。この原子炉は、該原子炉のコンクリート構造物
３に固定され、水準４までの液体ナトリウムより成る１
次冷却剤を収容する容器２を備えている。並列に設置さ
れた燃料集合体より構成される炉心５は、容器２内を満
たす液体ナトリウムの中に浸漬されている。
【００１０】符号６で示すような中間熱交換器は、容器
２の上部を閉塞するスラブ（図示略）を通り抜け、その
上部の一部が突出するようにして容器２内を満たす液体
ナトリウムに浸漬される。原子炉の容器２や１次容器に
は、炉心５を冷却する１次液体ナトリウムの循環経路を
形成可能とする内部容器を構成する構造物が設置されて
いる。炉心５から放出された高温の１次ナトリウムは上
部窓口６ａを介して中間熱交換器６内に侵入し、低温と
なって下部窓口６ｂを介して中間熱交換器６から排出さ
れる。中間熱交換器６から放出された冷却されたナトリ
ウムは、ポンプによって循環されて炉心５の下部に流入
せしめられる。符号６に示す中間熱交換器は、２次冷却
システム１の供給管８に連結されて２次ナトリウムを該
中間熱交換器に供給するための熱交換管束を備えてい
る。
２の上部を閉塞するスラブ（図示略）を通り抜け、その
上部の一部が突出するようにして容器２内を満たす液体
ナトリウムに浸漬される。原子炉の容器２や１次容器に
は、炉心５を冷却する１次液体ナトリウムの循環経路を
形成可能とする内部容器を構成する構造物が設置されて
いる。炉心５から放出された高温の１次ナトリウムは上
部窓口６ａを介して中間熱交換器６内に侵入し、低温と
なって下部窓口６ｂを介して中間熱交換器６から排出さ
れる。中間熱交換器６から放出された冷却されたナトリ
ウムは、ポンプによって循環されて炉心５の下部に流入
せしめられる。符号６に示す中間熱交換器は、２次冷却
システム１の供給管８に連結されて２次ナトリウムを該
中間熱交換器に供給するための熱交換管束を備えてい
る。
【００１１】２次ナトリウムは中間熱交換器６の上記熱
交換管束内を循環し、中間熱交換器６内を循環するうち
に１次ナトリウムを冷却するとともに１次ナトリウムと
の熱的な接触によって加熱され、２次冷却システム１の
排出管９を介して中間熱交換器６から排出される。上記
供給管８は２次ポンプ１０の排出部に連結され、またそ
の取入部は管１２を介して蒸気発生器１５のケーシング
１５ａの拡大された下部１３に連結されている。２次冷
却システム１の上記排出管９は、蒸気発生器１５のケー
シング１５ａに連結されて、このケーシング１５ａの拡
大された上部１４に連通している。蒸気発生器１５は、
上記拡大された下部１３の下方に貯水室１６を備え、ま
た上記拡大された上部１４の上方に蒸気マニホールド１
７を備えている。液体ナトリウムより成る２次冷却剤の
蒸気発生器１５内での循環は、２次循環システム１の操
作中は蒸気発生器１５のケーシング１５ａ内のナトリウ
ムの上限が、実質的に上記拡大された上部１４内の固定
されたレベルに位置するように調節されている。
交換管束内を循環し、中間熱交換器６内を循環するうち
に１次ナトリウムを冷却するとともに１次ナトリウムと
の熱的な接触によって加熱され、２次冷却システム１の
排出管９を介して中間熱交換器６から排出される。上記
供給管８は２次ポンプ１０の排出部に連結され、またそ
の取入部は管１２を介して蒸気発生器１５のケーシング
１５ａの拡大された下部１３に連結されている。２次冷
却システム１の上記排出管９は、蒸気発生器１５のケー
シング１５ａに連結されて、このケーシング１５ａの拡
大された上部１４に連通している。蒸気発生器１５は、
上記拡大された下部１３の下方に貯水室１６を備え、ま
た上記拡大された上部１４の上方に蒸気マニホールド１
７を備えている。液体ナトリウムより成る２次冷却剤の
蒸気発生器１５内での循環は、２次循環システム１の操
作中は蒸気発生器１５のケーシング１５ａ内のナトリウ
ムの上限が、実質的に上記拡大された上部１４内の固定
されたレベルに位置するように調節されている。
【００１２】蒸気発生器１５の構造は、図２により詳し
く示されている。上記蒸気発生器１５は直管を有する型
の蒸気発生器であって、長尺の直線状に延びる管より成
る管束２０を備えており、この管束２０は該管束２０お
よび当該蒸気発生器１５の縦方向に相当する方向に平行
に配置されている。上記管束２０を構成する管は、その
一端が上記貯水室１６の管支持板に、また他端が上記上
記マニホールド１７の管支持板に接合されている。運転
中の蒸気発生器１５は、図１および図２に示されるよう
に原子炉の構造において垂直方向に配置されており、す
なわち上記管束２０および当該蒸気発生器１５の縦方向
が垂直となるように配置されている。上記拡大された上
部１３および下部１４の間の中間部分において蒸気発生
器１５のケーシング１５ａは、管束２０の中間部分を収
容する円筒の管状を呈している。
く示されている。上記蒸気発生器１５は直管を有する型
の蒸気発生器であって、長尺の直線状に延びる管より成
る管束２０を備えており、この管束２０は該管束２０お
よび当該蒸気発生器１５の縦方向に相当する方向に平行
に配置されている。上記管束２０を構成する管は、その
一端が上記貯水室１６の管支持板に、また他端が上記上
記マニホールド１７の管支持板に接合されている。運転
中の蒸気発生器１５は、図１および図２に示されるよう
に原子炉の構造において垂直方向に配置されており、す
なわち上記管束２０および当該蒸気発生器１５の縦方向
が垂直となるように配置されている。上記拡大された上
部１３および下部１４の間の中間部分において蒸気発生
器１５のケーシング１５ａは、管束２０の中間部分を収
容する円筒の管状を呈している。
【００１３】２次液体ナトリウムは中間熱交換器６にお
いて１次液体ナトリウムとの熱的接触によって加熱さ
れ、次いで排出管９を介して流送されて蒸気発生器１５
のケーシング１５ａの拡大された上部１４の中にノズル
９ａから噴き出される。２次液体ナトリウムは蒸気発生
器１５のケーシング１５ａ内を垂直方向に上から下へ流
れ、循環ポンプ１０が設けられる管１２に連結されるノ
ズル１２ａを介してケーシング１５ａから排出される。
蒸気発生器１５のケーシング１５ａ内において液体ナト
リウムは、一端が貯水室１６に連結されるとともに他端
が上記マニホールド１７に連結された管束２０の管の外
周面に接触しながら循環する。原子炉が可動中は、供給
された水が貯水室１６内に噴出されていて、この貯水室
１６によってこの水が管束２０を構成する管に分配され
る。この水は管束２０を構成する管内を底部から上に向
けて流れ、この管内において２次液体ナトリウムとの熱
的接触によって加熱され、蒸発して蒸気となって上方の
蒸気マニホールド１７に回収される。
いて１次液体ナトリウムとの熱的接触によって加熱さ
れ、次いで排出管９を介して流送されて蒸気発生器１５
のケーシング１５ａの拡大された上部１４の中にノズル
９ａから噴き出される。２次液体ナトリウムは蒸気発生
器１５のケーシング１５ａ内を垂直方向に上から下へ流
れ、循環ポンプ１０が設けられる管１２に連結されるノ
ズル１２ａを介してケーシング１５ａから排出される。
蒸気発生器１５のケーシング１５ａ内において液体ナト
リウムは、一端が貯水室１６に連結されるとともに他端
が上記マニホールド１７に連結された管束２０の管の外
周面に接触しながら循環する。原子炉が可動中は、供給
された水が貯水室１６内に噴出されていて、この貯水室
１６によってこの水が管束２０を構成する管に分配され
る。この水は管束２０を構成する管内を底部から上に向
けて流れ、この管内において２次液体ナトリウムとの熱
的接触によって加熱され、蒸発して蒸気となって上方の
蒸気マニホールド１７に回収される。
【００１４】本発明の方法によれば、上記蒸気発生器１
５のような原子炉の蒸気発生器が、炉心５を制御する制
御棒を燃料集合体に最大挿入位置まで挿入して原子炉を
停止させた後の、熱の形をとった原子炉からの残留エネ
ルギーを除去するのに用いられる。停止時や突発的な操
作状態の下で本発明の方法によって原子炉を冷却するた
めに、本方法の範囲内で用いられた上記蒸気発生器１５
のような蒸気発生器は、図２に表わされて符号２２によ
り全体が示されるような冷却装置にそれぞれ連結され
る。
５のような原子炉の蒸気発生器が、炉心５を制御する制
御棒を燃料集合体に最大挿入位置まで挿入して原子炉を
停止させた後の、熱の形をとった原子炉からの残留エネ
ルギーを除去するのに用いられる。停止時や突発的な操
作状態の下で本発明の方法によって原子炉を冷却するた
めに、本方法の範囲内で用いられた上記蒸気発生器１５
のような蒸気発生器は、図２に表わされて符号２２によ
り全体が示されるような冷却装置にそれぞれ連結され
る。
【００１５】この冷却装置２２は、蒸気発生器１５のケ
ーシング１５ａの中間部分の周りに配置される筒型の部
材２５と、煙突部２４と、この煙突部２４と冷却装置２
２の上記筒状体２５とを連結する管２３とを備えてい
る。上記筒状体２５は、蒸気発生器１５を支持する原子
炉構造物に、該蒸気発生器１５のケーシング１５ａが通
り抜ける開口部の下に固定されたベローズジョイント２
６によって、その上端部が固定されている。また、その
他端部（図２には図示されていない）においては、筒状
体２５は密封手段によって蒸気発生器１５のケーシング
１５ａに連結されている。さらに、この筒状体２５はそ
の下部に空気取入れ口２７を備えており、この空気取入
れ口２７には、空気流量を調節するダンパーを備えた通
気口２８が固定されている。冷却装置２２の筒状体２５
を煙突部２４に連結する管２３には、ベローズジョイン
ト２９が介装されている。またダンパー部３０は、管２
３における煙突部２４の上流への空気流量を調節可能と
している。上記ベローズジョイント２６，２９は、冷却
装置２２と原子炉支持構造物との間の熱膨張に起因する
変形の違いを吸収可能としている。
ーシング１５ａの中間部分の周りに配置される筒型の部
材２５と、煙突部２４と、この煙突部２４と冷却装置２
２の上記筒状体２５とを連結する管２３とを備えてい
る。上記筒状体２５は、蒸気発生器１５を支持する原子
炉構造物に、該蒸気発生器１５のケーシング１５ａが通
り抜ける開口部の下に固定されたベローズジョイント２
６によって、その上端部が固定されている。また、その
他端部（図２には図示されていない）においては、筒状
体２５は密封手段によって蒸気発生器１５のケーシング
１５ａに連結されている。さらに、この筒状体２５はそ
の下部に空気取入れ口２７を備えており、この空気取入
れ口２７には、空気流量を調節するダンパーを備えた通
気口２８が固定されている。冷却装置２２の筒状体２５
を煙突部２４に連結する管２３には、ベローズジョイン
ト２９が介装されている。またダンパー部３０は、管２
３における煙突部２４の上流への空気流量を調節可能と
している。上記ベローズジョイント２６，２９は、冷却
装置２２と原子炉支持構造物との間の熱膨張に起因する
変形の違いを吸収可能としている。
【００１６】煙突部２４は相当の高さを有しており（例
えば一般的に建造されているタイプの高速中性子炉の蒸
気発生器の場合では２５メートルである。）、空気の流
入と冷却装置２２の筒状体２５内を底部から上昇して管
２３を通る空気の流れとを形成することを可能としてい
る。この空気は通気口２８を通って筒状体２５の下部に
流入し、冷却装置２２の筒状体２５と蒸気発生器１５の
ケーシング１５ａとの間に位置する環状の空間を底部か
ら吹き上がる。この筒状体２５に流入する空気（矢線３
１参照）の流量は、通気口２８に設けられたダンパーに
よって調節される。同様に、筒状体２５の出口と煙突部
２４の入口における空気流量は、ダンパー３０によって
調節される。筒状体２５と蒸気発生器１５のケーシング
１５ａの外周面との間の環状の空間を底部から吹き上が
る冷却空気の流れは、専ら自然対流による通風によって
与えられるか、または強制的な条件下においてファンを
用いることによって確立される。
えば一般的に建造されているタイプの高速中性子炉の蒸
気発生器の場合では２５メートルである。）、空気の流
入と冷却装置２２の筒状体２５内を底部から上昇して管
２３を通る空気の流れとを形成することを可能としてい
る。この空気は通気口２８を通って筒状体２５の下部に
流入し、冷却装置２２の筒状体２５と蒸気発生器１５の
ケーシング１５ａとの間に位置する環状の空間を底部か
ら吹き上がる。この筒状体２５に流入する空気（矢線３
１参照）の流量は、通気口２８に設けられたダンパーに
よって調節される。同様に、筒状体２５の出口と煙突部
２４の入口における空気流量は、ダンパー３０によって
調節される。筒状体２５と蒸気発生器１５のケーシング
１５ａの外周面との間の環状の空間を底部から吹き上が
る冷却空気の流れは、専ら自然対流による通風によって
与えられるか、または強制的な条件下においてファンを
用いることによって確立される。
【００１７】蒸気発生器１５のケーシング１５ａを取り
囲む筒状体２５の構造をさらに詳しく述べるために、図
３および図４を参照する。筒状体２５は、蒸気発生器１
５のケーシング１５ａに同軸とされ、その上部がベロー
ズジョイント２６を介して上記原子炉構造物に連結され
る金属製の壁部３２を備えている。この壁部３２は、外
部の環境に関して当該壁部３２の外面を熱的に隔絶する
断熱材料より成るスリーブ３３によって覆われている。
この壁部３２の内面には、輻射による熱交換のために表
面積を増加させることを目的として、平面状の金属板よ
り成るフィン３４が、例えば溶接によって固定されてい
る。このフィン３４は、壁部３２の母線に沿って縦方向
に壁部３２に固定されている。このようなフィン３４
が、図３に示されるように壁部３２の内周に沿って等間
隔に連続して、壁部３２の全長に亙って設けられてい
る。
囲む筒状体２５の構造をさらに詳しく述べるために、図
３および図４を参照する。筒状体２５は、蒸気発生器１
５のケーシング１５ａに同軸とされ、その上部がベロー
ズジョイント２６を介して上記原子炉構造物に連結され
る金属製の壁部３２を備えている。この壁部３２は、外
部の環境に関して当該壁部３２の外面を熱的に隔絶する
断熱材料より成るスリーブ３３によって覆われている。
この壁部３２の内面には、輻射による熱交換のために表
面積を増加させることを目的として、平面状の金属板よ
り成るフィン３４が、例えば溶接によって固定されてい
る。このフィン３４は、壁部３２の母線に沿って縦方向
に壁部３２に固定されている。このようなフィン３４
が、図３に示されるように壁部３２の内周に沿って等間
隔に連続して、壁部３２の全長に亙って設けられてい
る。
【００１８】次に、すべての図面を参照して、原子炉停
止時に上記２次冷却システムによって熱を除去すること
により本発明に係わる残留エネルギーの除去方法を行う
場合について述べる。原子炉の停止は、きわめて強く核
反応を抑える要素を炉心５に挿入することにより行われ
る。原子炉が停止した後に原子炉からの残留出力を除去
するには、ポンプ１０のような２次ポンプの効力によっ
て２次液体ナトリウムを２次冷却システム１内で循環さ
せ続ける。これにより２次ナトリウムは中間熱交換器６
内を循環し、炉心５内の熱の放出により発生する原子炉
からの残留エネルギーを回収した１次ナトリウムを冷却
する。排出管９を介して中間熱交換器６の出口から回収
された２次ナトリウムは、蒸気発生器１５の上部に回送
される。しかる後、この２次ナトリウムは蒸気発生器１
５のケーシング１５ａ内を循環し、管１２を介してケー
シング１５ａの下部において該ケーシング１５ａから排
出される。
止時に上記２次冷却システムによって熱を除去すること
により本発明に係わる残留エネルギーの除去方法を行う
場合について述べる。原子炉の停止は、きわめて強く核
反応を抑える要素を炉心５に挿入することにより行われ
る。原子炉が停止した後に原子炉からの残留出力を除去
するには、ポンプ１０のような２次ポンプの効力によっ
て２次液体ナトリウムを２次冷却システム１内で循環さ
せ続ける。これにより２次ナトリウムは中間熱交換器６
内を循環し、炉心５内の熱の放出により発生する原子炉
からの残留エネルギーを回収した１次ナトリウムを冷却
する。排出管９を介して中間熱交換器６の出口から回収
された２次ナトリウムは、蒸気発生器１５の上部に回送
される。しかる後、この２次ナトリウムは蒸気発生器１
５のケーシング１５ａ内を循環し、管１２を介してケー
シング１５ａの下部において該ケーシング１５ａから排
出される。
【００１９】停止時における原子炉の冷却中は、蒸気発
生器１５の貯水室１６の水の供給が中断されるとともに
通気口２８と管２３とのダンパーが開放され、上記外壁
３２と蒸気発生器１５のケーシング１５ａとの間の環状
の空間３５を底部から上に向けて冷却空気が流れる。蒸
気発生器１５のケーシング１５ａ内を循環する２次ナト
リウムの熱は、伝導によってケーシング１５ａの壁を通
り抜けた後、輻射によってケーシング１５ａの外面から
伝播し、蒸気発生器１５のケーシング１５ａと壁部３２
との間に、直接的に（矢線３７参照）、あるいはフィン
３４を介して（矢線３８参照）、熱の流れが生じる。こ
の熱の流れは、フィン３４同士の間でも発生する（矢線
３９参照。） フィン３４は上記環状の空間３５を流れる冷却空気を案
内し、２次ナトリウムから放出されて蒸気発生器１５の
ケーシング１５ａにより伝播された熱を除去する。
生器１５の貯水室１６の水の供給が中断されるとともに
通気口２８と管２３とのダンパーが開放され、上記外壁
３２と蒸気発生器１５のケーシング１５ａとの間の環状
の空間３５を底部から上に向けて冷却空気が流れる。蒸
気発生器１５のケーシング１５ａ内を循環する２次ナト
リウムの熱は、伝導によってケーシング１５ａの壁を通
り抜けた後、輻射によってケーシング１５ａの外面から
伝播し、蒸気発生器１５のケーシング１５ａと壁部３２
との間に、直接的に（矢線３７参照）、あるいはフィン
３４を介して（矢線３８参照）、熱の流れが生じる。こ
の熱の流れは、フィン３４同士の間でも発生する（矢線
３９参照。） フィン３４は上記環状の空間３５を流れる冷却空気を案
内し、２次ナトリウムから放出されて蒸気発生器１５の
ケーシング１５ａにより伝播された熱を除去する。
【００２０】この冷却装置２２によれば、特に図３およ
び図４に示すような構造のために、蒸気発生器１５のケ
ーシング１５ａ内に２次ナトリウムによって運ばれた熱
を効果的に除去することが可能となる。また、冷却装置
２２内の空気流量および冷却装置２２の熱出力はきわめ
て高くすることができ、それ故いっそう効果的に原子炉
からの残留熱を取り去ることが可能である。さらに、冷
却空気は自然対流によって環状の空間３５を流れるた
め、冷却装置２２は外部からのエネルギー無しに運転さ
れる。もちろん、強制対流状態における運転に対処する
には付加的なファンを設けることも可能ではあるが、ほ
とんどの場合においてはそのようなファンは必要ではな
い。
び図４に示すような構造のために、蒸気発生器１５のケ
ーシング１５ａ内に２次ナトリウムによって運ばれた熱
を効果的に除去することが可能となる。また、冷却装置
２２内の空気流量および冷却装置２２の熱出力はきわめ
て高くすることができ、それ故いっそう効果的に原子炉
からの残留熱を取り去ることが可能である。さらに、冷
却空気は自然対流によって環状の空間３５を流れるた
め、冷却装置２２は外部からのエネルギー無しに運転さ
れる。もちろん、強制対流状態における運転に対処する
には付加的なファンを設けることも可能ではあるが、ほ
とんどの場合においてはそのようなファンは必要ではな
い。
【００２１】従って、本発明に係わる方法および装置に
よれば、きわめて簡単かつ効果的に停止時の原子炉を冷
却してその残留エネルギーを除去することが可能であ
る。さらに本発明は、原子炉内に在る装置や冷却システ
ム、あるいは冷却装置２２のようなきわめて簡易な付加
的装置のみによって実施される。その上、冷却装置は蒸
気発生器の支持構造物に固定されており、蒸気発生器自
体に固定される要素を具備することが無いため、蒸気発
生器の構造が変更されることもない。なお、本発明は、
上記に示した実施例に限定されることはない。従って、
上記に示したものとは他の冷却装置の使用を考慮するこ
とも可能である。また、大気中の空気の他の熱交換ガス
を使用することを考慮することも可能である。さらに、
本発明に係わる装置および方法は、直管型の発生器以外
のタイプの蒸気発生器を備えた原子炉からの残留エネル
ギーの除去にも使用される。
よれば、きわめて簡単かつ効果的に停止時の原子炉を冷
却してその残留エネルギーを除去することが可能であ
る。さらに本発明は、原子炉内に在る装置や冷却システ
ム、あるいは冷却装置２２のようなきわめて簡易な付加
的装置のみによって実施される。その上、冷却装置は蒸
気発生器の支持構造物に固定されており、蒸気発生器自
体に固定される要素を具備することが無いため、蒸気発
生器の構造が変更されることもない。なお、本発明は、
上記に示した実施例に限定されることはない。従って、
上記に示したものとは他の冷却装置の使用を考慮するこ
とも可能である。また、大気中の空気の他の熱交換ガス
を使用することを考慮することも可能である。さらに、
本発明に係わる装置および方法は、直管型の発生器以外
のタイプの蒸気発生器を備えた原子炉からの残留エネル
ギーの除去にも使用される。
【００２２】
【発明の効果】以上説明したように本発明によれば、高
価な付加的設備を要することなく、効果的に原子炉の残
留出力を除去することができる。
価な付加的設備を要することなく、効果的に原子炉の残
留出力を除去することができる。
【図１】一体型高速中性子炉の２次冷却システムの一部
の縦断面を示す図である。
の縦断面を示す図である。
【図２】図１に示される２次冷却システムの部分的な縦
断面を示す図である。
断面を示す図である。
【図３】蒸気発生器のケーシングと、このケーシングを
ガスによって冷却する装置の横断面図である。
ガスによって冷却する装置の横断面図である。
【図４】図３における４−４線に沿った縦断面図であ
る。
る。
１ ２次冷却システム ２ 容器 ５ 炉心 ６ 中間熱交換器 １５ 蒸気発生器 １５ａ ケーシング ２２ ２次冷却装置 ２４ 煙突部 ２５ 筒状体 ２６，２９ ベローズジョイント ３２ 壁部 ３４ フィン ３５ 環状の空間
Claims (6)
- 【請求項１】 停止時または／および突発的条件下にお
ける高速中性子炉からの残留出力の除去装置であって、
上記原子炉は、原子炉燃料炉心５を収納する容器２と、
上記炉心５を冷却するためのシステム１とを備え、この
システム１内には液体金属が循環するとともに、該シス
テム１には少なくとも一の蒸気発生器１５が設けられ、
この蒸気発生器１５は、上記液体金属が循環する実質的
に円筒状の垂直軸を有するケーシング１５ａと、水供給
手段１６と、上記液体金属と供給された水との間の熱交
換手段２０とを備え、この熱交換手段２０は、熱の回収
および冷却ガスの案内のための筒状体２５を上記蒸気発
生器の本体１５ａの周りに備えるとともに、この筒状体
２５と蒸気発生器１５のケーシング１５ａとの間の環状
の空間３５に冷却ガスを送流せしめる手段２３，２４，
２８を備えており、上記筒状体２５は金属製の壁部３２
を備えていて、この壁部３２が、外部を断熱材料より成
る層３３によって覆われるとともに、内面には該壁部３
２の縦方向に沿って設けられる複数のフィンが備えられ
ていることを特徴とする残留出力除去装置。 - 【請求項２】 上記冷却ガスを送流せしめる手段が、上
記筒状体２５と上記蒸気発生器１５のケーシング１５ａ
との間に位置する環状の空間３５に管２３を介して連結
される大きな高さを有する垂直な煙突部２４と、上記筒
状体２５の下部に設けられた上記環状の空間３５の少な
くとも一の空気取入れ口とから構成されていることを特
徴とする請求項１に記載の装置。 - 【請求項３】 上記空気の取入れを調節するダンパー
が、通気口２８と、上記環状の空間３５を上記煙突部２
４に連結せしめる上記管２３とに設けられていることを
特徴とする請求項２に記載の装置。 - 【請求項４】 上記筒状体２５は、その一端が上記蒸気
発生器１５の支持構造物にベローズ２６によって連結さ
れていることを特徴とする請求項１、２、および３のい
ずれか一に記載の装置。 - 【請求項５】 上記筒状体２５を上記煙突部２４に連結
する上記管２３に、伸長するベローズ２９が介装されて
いることを特徴とする請求項１ないし４のいずれか一に
記載の装置。 - 【請求項６】 容器２内に原子炉燃料炉心５を浸漬する
１次液体金属４が収容され、この１次液体金属４に浸漬
される少なくとも一の中間熱交換器６を具備し、また、
２次液体金属が循環するとともに該２次液体金属が循環
するケーシング１５ａを備えた少なくとも一の蒸気発生
器１５が設けられる２次冷却システム１に連結された熱
交換要素と、水供給手段１６と、請求項１ないし５のい
ずれかに記載される２次液体金属と供給された水との間
で熱交換を行う手段２０とを有する一体型高速中性子炉
における残留出力除去方法であって、 上記２次液体金属は、上記蒸気発生器に水が供給されな
い上記２次冷却システム１を循環せしめられるととも
に、上記蒸気発生器１５のケーシング１５ａ内を循環す
る上記２次液体金属は、該蒸気発生器１５のケーシング
１５ａに接触するガスの流れによって冷却されることを
特徴とする残留出力除去方法。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| FR9208113A FR2693309B1 (fr) | 1992-07-01 | 1992-07-01 | Procédé et dispositif d'évacuation de la puissance résiduelle d'un réacteur nucléaire à neurton rapides à l'arrêt. |
| FR9208113 | 1992-07-01 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH06207996A true JPH06207996A (ja) | 1994-07-26 |
Family
ID=9431416
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP5162752A Withdrawn JPH06207996A (ja) | 1992-07-01 | 1993-06-30 | 停止時における高速中性子炉からの残留出力除去装置および除去方法 |
Country Status (3)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US5392324A (ja) |
| JP (1) | JPH06207996A (ja) |
| FR (1) | FR2693309B1 (ja) |
Families Citing this family (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5499277A (en) * | 1994-08-19 | 1996-03-12 | General Electric Company | Method and apparatus for enhancing reactor air-cooling system performance |
| KR100594840B1 (ko) * | 2003-05-21 | 2006-07-03 | 한국원자력연구소 | 풀 직접 냉각방식의 피동 안전등급 액체금속로잔열제거방법 및 잔열제거시스템 |
| US10745195B1 (en) * | 2017-08-21 | 2020-08-18 | Murray Services Inc. | Surface mounted secondary containment system |
| CN108087850A (zh) * | 2018-01-12 | 2018-05-29 | 重庆岩昱节能科技有限公司 | 一种裂解炉余热回收系统 |
Family Cites Families (10)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2335916A1 (fr) * | 1975-12-18 | 1977-07-15 | Stein Industrie | Dispositif auxiliaire de refroidissement pour echangeur de chaleur a fluide primaire rechauffe dans un reacteur nucleaire |
| US4235284A (en) * | 1976-12-16 | 1980-11-25 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Heat exchanger with auxiliary cooling system |
| IT1219980B (it) * | 1980-08-05 | 1990-05-24 | Nira Spa | Soluzione di componente di scambio termico per convenzione naturale e/o forzata |
| FR2535836A1 (fr) * | 1982-11-05 | 1984-05-11 | Novatome | Echangeur de chaleur pour fluides a temperature elevee dont l'un des fluides entre et sort par la partie superieure de l'echangeur |
| FR2561367B1 (fr) * | 1984-02-14 | 1986-08-29 | Commissariat Energie Atomique | Echangeur de chaleur equipe de moyens de refroidissement de secours et reacteur nucleaire a neutrons rapides comportant un tel echangeur |
| US4678626A (en) * | 1985-12-02 | 1987-07-07 | General Electric Company | Radiant vessel auxiliary cooling system |
| JPH02176596A (ja) * | 1988-12-28 | 1990-07-09 | Toshiba Corp | 高速増殖炉の崩壊熱除去システム |
| US5043135A (en) * | 1989-05-18 | 1991-08-27 | General Electric Company | Method for passive cooling liquid metal cooled nuclear reactors, and system thereof |
| US5158741A (en) * | 1991-08-16 | 1992-10-27 | General Electric Company | Passive cooling system for top entry liquid metal cooled nuclear reactors |
| US5215708A (en) * | 1992-06-19 | 1993-06-01 | General Electric Company | Reactor building assembly and method of operation |
-
1992
- 1992-07-01 FR FR9208113A patent/FR2693309B1/fr not_active Expired - Fee Related
-
1993
- 1993-06-30 JP JP5162752A patent/JPH06207996A/ja not_active Withdrawn
- 1993-07-01 US US08/084,313 patent/US5392324A/en not_active Expired - Fee Related
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| FR2693309A1 (fr) | 1994-01-07 |
| FR2693309B1 (fr) | 1994-09-23 |
| US5392324A (en) | 1995-02-21 |
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Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| A300 | Application deemed to be withdrawn because no request for examination was validly filed |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A300 Effective date: 20000905 |