JPH0688893A - 原子炉の崩壊熱除去システム - Google Patents
原子炉の崩壊熱除去システムInfo
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- JPH0688893A JPH0688893A JP4237858A JP23785892A JPH0688893A JP H0688893 A JPH0688893 A JP H0688893A JP 4237858 A JP4237858 A JP 4237858A JP 23785892 A JP23785892 A JP 23785892A JP H0688893 A JPH0688893 A JP H0688893A
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- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【目的】原子炉の通常運転時にはヒートパイプの放熱能
力を低く抑えて原子炉プラントの熱損失を極力低減しつ
つ、事故発生により熱入力が増大した場合には、ヒート
パイプの放熱能力を最大限に高めて崩壊熱を効率よく除
熱できるような優れた機能を持つ新規な原子炉の崩壊熱
除去システムを提供する。 【構成】原子炉建屋３の炉室３ａ内に格納した原子炉圧
力容器２の周域と大気通風ダクト（ヒートシンク）４と
の間にまたがって、ヒートパイプ内に作動液とともに適
量の非凝縮性ガスを封入したガスリザーバ付きの分離型
熱サイフォンとしてなる可変コンダクタンスヒートパイ
プ５を配置し、該ヒートパイプの蒸発部で受熱した原子
炉の崩壊熱をヒートパイプの凝縮部を通じてヒートシン
クへ放熱させるとともに、当該ヒートパイプの持つ自己
制御特性により、原子炉の通常運転／事故時の状態に即
してヒートパイプの放熱容量を自動的に切り替える。
力を低く抑えて原子炉プラントの熱損失を極力低減しつ
つ、事故発生により熱入力が増大した場合には、ヒート
パイプの放熱能力を最大限に高めて崩壊熱を効率よく除
熱できるような優れた機能を持つ新規な原子炉の崩壊熱
除去システムを提供する。 【構成】原子炉建屋３の炉室３ａ内に格納した原子炉圧
力容器２の周域と大気通風ダクト（ヒートシンク）４と
の間にまたがって、ヒートパイプ内に作動液とともに適
量の非凝縮性ガスを封入したガスリザーバ付きの分離型
熱サイフォンとしてなる可変コンダクタンスヒートパイ
プ５を配置し、該ヒートパイプの蒸発部で受熱した原子
炉の崩壊熱をヒートパイプの凝縮部を通じてヒートシン
クへ放熱させるとともに、当該ヒートパイプの持つ自己
制御特性により、原子炉の通常運転／事故時の状態に即
してヒートパイプの放熱容量を自動的に切り替える。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は、モジュラー高温ガス炉
プラントなどを実施対象とした原子炉の崩壊熱除去シス
テムに関する。
プラントなどを実施対象とした原子炉の崩壊熱除去シス
テムに関する。
【０００２】
【従来の技術】頭記の原子炉では、主冷却系のほかに炉
の安全対策として、主冷却系の異常，故障などによる運
転停止後た後も継続して炉心より発生する崩壊熱を系外
に除熱する崩壊熱除去システムを装備するようにしてい
る。一方、前記の崩壊熱除去システムとして、原子炉圧
力容器を包囲して冷却パネルを配し、ここに輻射熱の形
で受熱した原子炉の崩壊熱を放熱器へ導いた上で冷却空
気などにより冷却して系外のヒートシンク側に放熱する
ようにした方式のほかに、原子炉圧力容器の周域と系外
のヒートシンク（大気通風ダクト，あるいは冷却水プー
ルなど）との間にヒートパイプ（密封パイプ内に少量の
純粋な作動液（例えば水）を封入したヒートパイプ）を
配備し、ヒートパイプの蒸発部で受熱した原子炉の崩壊
熱をヒートパイプの蒸発／凝縮サイクルにより凝縮部へ
潜熱の形で熱移送し、凝縮部を通じて系外のヒートシン
クに放熱させるようにしたヒートパイプ応用の崩壊熱除
去システムが特開平４−７２５９７号で既に提案されて
いる。
の安全対策として、主冷却系の異常，故障などによる運
転停止後た後も継続して炉心より発生する崩壊熱を系外
に除熱する崩壊熱除去システムを装備するようにしてい
る。一方、前記の崩壊熱除去システムとして、原子炉圧
力容器を包囲して冷却パネルを配し、ここに輻射熱の形
で受熱した原子炉の崩壊熱を放熱器へ導いた上で冷却空
気などにより冷却して系外のヒートシンク側に放熱する
ようにした方式のほかに、原子炉圧力容器の周域と系外
のヒートシンク（大気通風ダクト，あるいは冷却水プー
ルなど）との間にヒートパイプ（密封パイプ内に少量の
純粋な作動液（例えば水）を封入したヒートパイプ）を
配備し、ヒートパイプの蒸発部で受熱した原子炉の崩壊
熱をヒートパイプの蒸発／凝縮サイクルにより凝縮部へ
潜熱の形で熱移送し、凝縮部を通じて系外のヒートシン
クに放熱させるようにしたヒートパイプ応用の崩壊熱除
去システムが特開平４−７２５９７号で既に提案されて
いる。
【０００３】
【発明が解決しようとする課題】ところで、前記提案に
なる原子炉の崩壊熱除去システムでは機能面で次記のよ
うな問題点が残る。すなわち、図３の原理図で表すよう
にウィック付き密封パイプ内に少量の作動液のみを封入
した通常のヒートパイプでは、その熱移送能力は蒸発部
と凝縮部との温度差，および蒸発部，凝縮部での熱貫流
に対する熱抵抗，熱伝達率などによって決まり、ヒート
パイプの熱コンダクタンスは入熱量の大小に関係なくほ
ぼ一定である。
なる原子炉の崩壊熱除去システムでは機能面で次記のよ
うな問題点が残る。すなわち、図３の原理図で表すよう
にウィック付き密封パイプ内に少量の作動液のみを封入
した通常のヒートパイプでは、その熱移送能力は蒸発部
と凝縮部との温度差，および蒸発部，凝縮部での熱貫流
に対する熱抵抗，熱伝達率などによって決まり、ヒート
パイプの熱コンダクタンスは入熱量の大小に関係なくほ
ぼ一定である。
【０００４】したがって、かかるヒートパイプを採用し
た前記提案になる原子炉の崩壊熱除去システムでは、原
子炉の通常運転時においてもヒートパイプが作動し、原
子炉で発生した熱の一部がヒートパイプを通じて無駄に
系外のヒートシンクに放熱されることになり、この結果
として原子炉プラントの通常運転時の熱効率が低下す
る。
た前記提案になる原子炉の崩壊熱除去システムでは、原
子炉の通常運転時においてもヒートパイプが作動し、原
子炉で発生した熱の一部がヒートパイプを通じて無駄に
系外のヒートシンクに放熱されることになり、この結果
として原子炉プラントの通常運転時の熱効率が低下す
る。
【０００５】本発明は上記の点にかんがみなされたもの
であり、その目的はヒートパイプ方式の崩壊熱除去シス
テムにおける前記課題を解決し、原子炉の通常運転時に
はヒートパイプの放熱能力を低く抑えて原子炉プラント
の熱損失を極力低減しつつ、事故発生により熱入力が増
大した場合には、ヒートパイプの放熱能力を最大限に高
めて崩壊熱を効率よく除熱できるような優れた機能を持
つ新規な原子炉の崩壊熱除去システムを提供することに
ある。
であり、その目的はヒートパイプ方式の崩壊熱除去シス
テムにおける前記課題を解決し、原子炉の通常運転時に
はヒートパイプの放熱能力を低く抑えて原子炉プラント
の熱損失を極力低減しつつ、事故発生により熱入力が増
大した場合には、ヒートパイプの放熱能力を最大限に高
めて崩壊熱を効率よく除熱できるような優れた機能を持
つ新規な原子炉の崩壊熱除去システムを提供することに
ある。
【０００６】
【課題を解決するための手段】上記目的を達成するため
に、本発明の崩壊熱除去システムにおいては、ヒートパ
イプとして、パイプ内に作動液とともに非凝縮性ガスを
封入した可変コンダクタンスヒートパイプを用るものと
する。また、前記崩壊熱除去システムの実施態様とし
て、可変コンダクタンスヒートパイプを、蒸発部とその
上部側に配置の凝縮器との間を作動液の蒸気拡散通路,
凝縮液還流通路で結び、かつ内部に作動液ととにも適量
の非凝縮性ガスを封入した分離型熱サイフォンとした構
成、および凝縮部の下流側に非凝縮性ガスのガス溜とし
て機能するガスリザーバを設けた構成などがある。
に、本発明の崩壊熱除去システムにおいては、ヒートパ
イプとして、パイプ内に作動液とともに非凝縮性ガスを
封入した可変コンダクタンスヒートパイプを用るものと
する。また、前記崩壊熱除去システムの実施態様とし
て、可変コンダクタンスヒートパイプを、蒸発部とその
上部側に配置の凝縮器との間を作動液の蒸気拡散通路,
凝縮液還流通路で結び、かつ内部に作動液ととにも適量
の非凝縮性ガスを封入した分離型熱サイフォンとした構
成、および凝縮部の下流側に非凝縮性ガスのガス溜とし
て機能するガスリザーバを設けた構成などがある。
【０００７】さらに、前記ヒートパイプの凝縮器，ガス
リザーバを炉室外に設けた冷却空気の通風ダクト、ある
いは冷却水ブール内に配備した構成もある。
リザーバを炉室外に設けた冷却空気の通風ダクト、ある
いは冷却水ブール内に配備した構成もある。
【０００８】
【作用】上記の可変コンダクタンスヒートパイプは、図
４の原理図で表すようにヒートパイプ内に作動液ととも
に適量の非凝縮性ガスを積極的に封入したものであり、
ヒートパイプの蒸発部に熱入力を与えた際には凝縮部側
で作動液の蒸気とヒートパイプ内に封入した非凝縮性ガ
スとが分離して両者間に境界面が生じ、入熱量が小さい
場合には非凝縮性ガスが凝縮部の一部を封鎖して局部的
な凝縮不感部を形成し、凝縮部として機能する実効的な
熱伝達面積を残る凝縮活性部の範囲に制限する。つま
り、ヒートパイプの熱コンダクタンスが低く抑えられ
る。一方、蒸発部への入熱量が増大すると、作動液の蒸
気圧力が増加して非凝縮性ガスを圧縮するため、前記の
境界面が凝縮部の端部側（図面右側の隅）に移動して凝
縮部の熱伝達面積が増し、これにより熱コンダクタンス
が大となってヒートパイプの熱移送能力を高めるように
自己制御が働く。
４の原理図で表すようにヒートパイプ内に作動液ととも
に適量の非凝縮性ガスを積極的に封入したものであり、
ヒートパイプの蒸発部に熱入力を与えた際には凝縮部側
で作動液の蒸気とヒートパイプ内に封入した非凝縮性ガ
スとが分離して両者間に境界面が生じ、入熱量が小さい
場合には非凝縮性ガスが凝縮部の一部を封鎖して局部的
な凝縮不感部を形成し、凝縮部として機能する実効的な
熱伝達面積を残る凝縮活性部の範囲に制限する。つま
り、ヒートパイプの熱コンダクタンスが低く抑えられ
る。一方、蒸発部への入熱量が増大すると、作動液の蒸
気圧力が増加して非凝縮性ガスを圧縮するため、前記の
境界面が凝縮部の端部側（図面右側の隅）に移動して凝
縮部の熱伝達面積が増し、これにより熱コンダクタンス
が大となってヒートパイプの熱移送能力を高めるように
自己制御が働く。
【０００９】したがって、かかる可変コンダクタンスヒ
ートパイプを原子炉容器の周域とヒートシンクとの間に
またがって配備することにより、入熱量が比較的低い原
子炉の通常運転時には、前記した可変コンダクタンスヒ
ートパイプの自己制御特性により、ヒートパイプを通じ
て系外に無駄に捨てられる放熱量を低く抑えて原子炉プ
ラントの熱損失を最小限に抑えることができる。これに
対して、事故発生に伴う多量の熱が熱荷重としてヒート
パイプに加わった場合には、可変コンダクタンスヒート
パイプの持つ自己制御特性により熱コンダクタンスが自
動的に増大するよう切り替わるので、これにより凝縮器
の放熱容量が高まって崩壊熱を効率よく系外に放熱して
原子炉を安全に保護することができる。
ートパイプを原子炉容器の周域とヒートシンクとの間に
またがって配備することにより、入熱量が比較的低い原
子炉の通常運転時には、前記した可変コンダクタンスヒ
ートパイプの自己制御特性により、ヒートパイプを通じ
て系外に無駄に捨てられる放熱量を低く抑えて原子炉プ
ラントの熱損失を最小限に抑えることができる。これに
対して、事故発生に伴う多量の熱が熱荷重としてヒート
パイプに加わった場合には、可変コンダクタンスヒート
パイプの持つ自己制御特性により熱コンダクタンスが自
動的に増大するよう切り替わるので、これにより凝縮器
の放熱容量が高まって崩壊熱を効率よく系外に放熱して
原子炉を安全に保護することができる。
【００１０】一方、可変コンダクタンスヒートパイプを
分離型熱サイフォンとして構成し、かつその凝縮器の下
流側に非凝縮性ガスのリザーバを追加して設けた構成に
よれば、ウィックを設けずに蒸気の凝縮液を凝縮器から
自然流下により蒸発部へ還流させことができてヒートパ
イプの構造が簡略となるとともに、蒸発部への入熱量が
大きい動作状態では作動液の蒸気が非凝縮性ガスを圧縮
してガスリザーバ内に押し込め、凝縮器の全域が凝縮活
性部として有効に放熱機能に関与するようになるので、
これによりヒートパイプの放熱容量が最大限にまで増大
して事故時における原子炉の崩壊熱を効率よく系外のヒ
ートシンクに放熱することができる。
分離型熱サイフォンとして構成し、かつその凝縮器の下
流側に非凝縮性ガスのリザーバを追加して設けた構成に
よれば、ウィックを設けずに蒸気の凝縮液を凝縮器から
自然流下により蒸発部へ還流させことができてヒートパ
イプの構造が簡略となるとともに、蒸発部への入熱量が
大きい動作状態では作動液の蒸気が非凝縮性ガスを圧縮
してガスリザーバ内に押し込め、凝縮器の全域が凝縮活
性部として有効に放熱機能に関与するようになるので、
これによりヒートパイプの放熱容量が最大限にまで増大
して事故時における原子炉の崩壊熱を効率よく系外のヒ
ートシンクに放熱することができる。
【００１１】
【実施例】以下、本発明の実施例を図面に基づいて説明
する。 実施例１：図１において、１は原子炉炉心、２は原子炉
圧力容器、３は原子炉建屋、３ａを原子炉を格納した炉
室、４は炉室外に設けたヒートシンクとしての煙突式大
気通風ダクトであり、原子炉圧力容器２の周域と大気通
風ダクト４との間にまたがって多数本の可変コンダクタ
ンスヒートパイプ５（図には１本のヒートパイプのみが
描かれている）が配置されている。
する。 実施例１：図１において、１は原子炉炉心、２は原子炉
圧力容器、３は原子炉建屋、３ａを原子炉を格納した炉
室、４は炉室外に設けたヒートシンクとしての煙突式大
気通風ダクトであり、原子炉圧力容器２の周域と大気通
風ダクト４との間にまたがって多数本の可変コンダクタ
ンスヒートパイプ５（図には１本のヒートパイプのみが
描かれている）が配置されている。
【００１２】ここで、可変コンダクタンスヒートパイプ
５は先述のようにヒートパイプ内に作動液とともに適量
の非凝縮性ガスを積極的に封入したものであり、その構
成は原子炉圧力容器２の外周に対向して炉室３ａの室内
周域に配備した蒸発部５ａと、蒸発部５ａより上方に位
置させて前記の大気通風ダクト４内に配置した凝縮器５
ｂと、該凝縮器５ｂの下流側に接続した後記の非凝縮性
ガスに対するガスリザーバ５ｃと、蒸発部５ａと凝縮器
５ｂとの間に連通配管した作動液の蒸気拡散通路５ｄ，
および凝縮液還流通路５ｅと、蒸気拡散通路５ｄと凝縮
液還流通路５ｅとの間を隔離した断熱隔壁５ｆとからな
る分離型熱サイフォンとして構成されている。なお、５
ｇは蒸発部５ａに収容した作動液（例えば水）、５ｇは
非凝縮性ガスを示す。
５は先述のようにヒートパイプ内に作動液とともに適量
の非凝縮性ガスを積極的に封入したものであり、その構
成は原子炉圧力容器２の外周に対向して炉室３ａの室内
周域に配備した蒸発部５ａと、蒸発部５ａより上方に位
置させて前記の大気通風ダクト４内に配置した凝縮器５
ｂと、該凝縮器５ｂの下流側に接続した後記の非凝縮性
ガスに対するガスリザーバ５ｃと、蒸発部５ａと凝縮器
５ｂとの間に連通配管した作動液の蒸気拡散通路５ｄ，
および凝縮液還流通路５ｅと、蒸気拡散通路５ｄと凝縮
液還流通路５ｅとの間を隔離した断熱隔壁５ｆとからな
る分離型熱サイフォンとして構成されている。なお、５
ｇは蒸発部５ａに収容した作動液（例えば水）、５ｇは
非凝縮性ガスを示す。
【００１３】かかる構成で、原子炉炉心１に発生した崩
壊熱は輻射熱として原子炉圧力容器２より周囲に放散
し、可変コンダクタンスヒートパイプ５の蒸発部５ａに
受熱される。これにより作動液５ｇが蒸発し、その蒸気
は矢印で表すように蒸気拡散通路５ｄを拡散して凝縮器
５ｂに移動し、ここから凝縮器５ｂの伝熱面を通じて大
気通風ダクト４を流れる空気側に放熱して凝縮した後、
還流通路５ｅを自重で流下して蒸発部５ａに還流するよ
うに蒸発／凝縮サイクルを繰り返す。これにより、原子
炉の崩壊熱はヒートパイプの凝縮器５ｂを通じて系外の
ヒートシンクに放熱除去されることになる。
壊熱は輻射熱として原子炉圧力容器２より周囲に放散
し、可変コンダクタンスヒートパイプ５の蒸発部５ａに
受熱される。これにより作動液５ｇが蒸発し、その蒸気
は矢印で表すように蒸気拡散通路５ｄを拡散して凝縮器
５ｂに移動し、ここから凝縮器５ｂの伝熱面を通じて大
気通風ダクト４を流れる空気側に放熱して凝縮した後、
還流通路５ｅを自重で流下して蒸発部５ａに還流するよ
うに蒸発／凝縮サイクルを繰り返す。これにより、原子
炉の崩壊熱はヒートパイプの凝縮器５ｂを通じて系外の
ヒートシンクに放熱除去されることになる。
【００１４】ところで、蒸発部５ａの入熱量が比較的少
ない原子炉の通常運転時には、ヒートパイプ５内におけ
る作動液５ｇの蒸気圧も小さいため、ヒートパイプ内に
封入されている非凝縮性ガス５ｈはガスリザーバ５ｃか
ら出て図４で述べたように凝縮器５ｂの伝熱面の一部を
局部的に封鎖し、凝縮器５ｂの実効的な放熱容量を低く
抑える。これにより、ヒートパイプ５を通じて系外に無
駄に捨てられる放熱量が最小限に抑えられる。つまり、
通常運転時における熱損失は僅少となる。
ない原子炉の通常運転時には、ヒートパイプ５内におけ
る作動液５ｇの蒸気圧も小さいため、ヒートパイプ内に
封入されている非凝縮性ガス５ｈはガスリザーバ５ｃか
ら出て図４で述べたように凝縮器５ｂの伝熱面の一部を
局部的に封鎖し、凝縮器５ｂの実効的な放熱容量を低く
抑える。これにより、ヒートパイプ５を通じて系外に無
駄に捨てられる放熱量が最小限に抑えられる。つまり、
通常運転時における熱損失は僅少となる。
【００１５】一方、事故発生により原子炉の崩壊熱が増
大した場合には、ヒートパイプ５への入熱量が増大して
ヒートパイプ内での作動液の蒸気圧が高まるため、非凝
縮性ガス５ｈは蒸気圧により圧縮されてその大半が凝縮
器５ｂから排除され、ガスリザーバ５ｃの中に押し込め
られる。これにより、凝縮器５ｂはその有効伝熱面積が
増して実効的な放熱容量が増加し、原子炉の崩壊熱は効
率よく系外のヒートシンクに放熱されるようになる。
大した場合には、ヒートパイプ５への入熱量が増大して
ヒートパイプ内での作動液の蒸気圧が高まるため、非凝
縮性ガス５ｈは蒸気圧により圧縮されてその大半が凝縮
器５ｂから排除され、ガスリザーバ５ｃの中に押し込め
られる。これにより、凝縮器５ｂはその有効伝熱面積が
増して実効的な放熱容量が増加し、原子炉の崩壊熱は効
率よく系外のヒートシンクに放熱されるようになる。
【００１６】実施例２：図２は先記した実施例１の応用
実施例を示すものであり、この実施例では系外のヒート
シンクとして原子炉建屋３の内部に構築した冷却水プー
ル６を用い、このプールの水中に可変コンダクタンスヒ
ートパイプ５の凝縮器５ｂ，ガスリザーバ５ｃが浸漬配
備されており、その他は図１と同様に構成されている。
かかる構成により、原子炉炉心１に生じた崩壊熱はヒー
トパイプ５の蒸発部５ａから凝縮器５ｂに熱移送され、
凝縮部５ｂを通じて冷却水プール６に放熱される。な
お、入熱量の大小変化に伴う熱コンダクタンスの自己制
御特性は図１と同様に機能する。
実施例を示すものであり、この実施例では系外のヒート
シンクとして原子炉建屋３の内部に構築した冷却水プー
ル６を用い、このプールの水中に可変コンダクタンスヒ
ートパイプ５の凝縮器５ｂ，ガスリザーバ５ｃが浸漬配
備されており、その他は図１と同様に構成されている。
かかる構成により、原子炉炉心１に生じた崩壊熱はヒー
トパイプ５の蒸発部５ａから凝縮器５ｂに熱移送され、
凝縮部５ｂを通じて冷却水プール６に放熱される。な
お、入熱量の大小変化に伴う熱コンダクタンスの自己制
御特性は図１と同様に機能する。
【００１７】
【発明の効果】以上述べたように、本発明による原子炉
の崩壊熱除去システムによれば、崩壊熱除熱用のヒート
パイプとして可変コンダクタンスヒートパイプを採用し
たことにより、入熱量が比較的低い原子炉の通常運転時
には、可変コンダクタンスヒートパイプの自己制御特性
によりヒートパイプを通じて系外に放熱される放熱量を
低く抑えて原子炉プラントの無駄な熱損失を最小限に抑
えつつ、事故発生に伴う多量の熱が熱荷重としてヒート
パイプに加わった際には、ヒートパイプの自己制御特性
により熱コンダクタンスを自動的に増大させて原子炉の
崩壊熱を効率よく系外に放熱して原子炉を安全に保護す
ることができ、これにより原子炉の通常運転／事故時の
状態に即した効果的な放熱特性の得られる原子炉の崩壊
熱除去システムを提供することができる。
の崩壊熱除去システムによれば、崩壊熱除熱用のヒート
パイプとして可変コンダクタンスヒートパイプを採用し
たことにより、入熱量が比較的低い原子炉の通常運転時
には、可変コンダクタンスヒートパイプの自己制御特性
によりヒートパイプを通じて系外に放熱される放熱量を
低く抑えて原子炉プラントの無駄な熱損失を最小限に抑
えつつ、事故発生に伴う多量の熱が熱荷重としてヒート
パイプに加わった際には、ヒートパイプの自己制御特性
により熱コンダクタンスを自動的に増大させて原子炉の
崩壊熱を効率よく系外に放熱して原子炉を安全に保護す
ることができ、これにより原子炉の通常運転／事故時の
状態に即した効果的な放熱特性の得られる原子炉の崩壊
熱除去システムを提供することができる。
【００１８】また、前記の可変コンダクタンスヒートパ
イプを分離型熱サイフォンとなし、かつその凝縮器の下
流側に非凝縮性ガスのリザーバを追加して設けた構成に
よれば、ウィックなしに蒸気の凝縮液を凝縮器から自然
流下により蒸発部へ還流させことができて構造の簡略化
が図れるとともに、蒸発部への入熱量が大きい動作状態
では非凝縮性ガスをガスリザーバ内に押し込めて、ヒー
トパイプの放熱容量が最大限に増加するよう放熱特性の
自動切り替えが行えるなどの優れた効果を発揮する。
イプを分離型熱サイフォンとなし、かつその凝縮器の下
流側に非凝縮性ガスのリザーバを追加して設けた構成に
よれば、ウィックなしに蒸気の凝縮液を凝縮器から自然
流下により蒸発部へ還流させことができて構造の簡略化
が図れるとともに、蒸発部への入熱量が大きい動作状態
では非凝縮性ガスをガスリザーバ内に押し込めて、ヒー
トパイプの放熱容量が最大限に増加するよう放熱特性の
自動切り替えが行えるなどの優れた効果を発揮する。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明の実施例１に対応する崩壊熱除去システ
ムの構成図
ムの構成図
【図２】本発明の実施例２に対応する崩壊熱除去システ
ムの構成図
ムの構成図
【図３】従来の崩壊熱除去システムにおける通常のヒー
トパイプの原理図
トパイプの原理図
【図４】可変コンダクタンスヒートパイプの原理図
１ 原子炉炉心 ２ 原子炉圧力容器 ３ 原子炉建屋 ４ 大気通風ダクト ５ 可変コンダクタンスヒートパイプ ５ａ 蒸発部 ５ｂ 凝縮器 ５ｃ ガスリザーバ ５ｅ 蒸気拡散通路 ５ｆ 凝縮液貫流通路 ５ｇ 作動液 ５ｈ 非凝縮性ガス ６ 冷却水プール
フロントページの続き (72)発明者 大橋 一孝 神奈川県川崎市川崎区田辺新田１番１号 富士電機株式会社内
Claims (5)
- 【請求項１】原子炉容器の周域と外部のヒートシンクと
の間にまたがってヒートパイプを配置し、該ヒートパイ
プの蒸発部で受熱した原子炉の崩壊熱をヒートパイプの
凝縮部を通じてヒートシンクへ放熱させる原子炉の崩壊
熱除去システムにおいて、前記ヒートパイプとして、パ
イプ内に作動液とともに非凝縮性ガスを封入した可変コ
ンダクタンスヒートパイプを用いたことを特徴とする原
子炉の崩壊熱除去システム。 - 【請求項２】請求項１記載の崩壊熱除去システムにおい
て、可変コンダクタンスヒートパイプが、蒸発部とその
上部側に配置の凝縮器との間を作動液の蒸気拡散通路,
凝縮液還流通路で結び、かつその内部に作動液ととにも
適量の非凝縮性ガスを封入した分離型熱サイフォンとし
てなることを特徴とする原子炉の崩壊熱除去システム。 - 【請求項３】請求項２記載の崩壊熱除去システムにおい
て、凝縮部の下流側に非凝縮性ガスのガス溜として機能
するガスリザーバを接続したことを特徴とする原子炉の
崩壊熱除去システム。 - 【請求項４】請求項２記載の崩壊熱除去システムにおい
て、ヒートパイプの凝縮器，ガスリザーバを炉室外に設
けた冷却空気の通風ダクト内に配備したことを特徴とす
る原子炉の崩壊熱除去システム。 - 【請求項５】請求項２記載の崩壊熱除去システムにおい
て、ヒートパイプの凝縮器，ガスリザーバを炉室外に設
けた冷却水プール内に配備したことを特徴とする原子炉
の崩壊熱除去システム。
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