JPH09145884A - 高速炉の崩壊熱除去装置 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】 【課題】 除熱容量を増加すると共に、格納境界の信頼
性を向上させる。また、パッシブに崩壊熱の除去を行
う。 【解決手段】 炉心４を収容する原子炉容器２及び原子
炉安全容器５の径方向外方に各容器２，５から離れて設
けられ、上下方向に沿って形成された液体通路１４と、
液体通路１４内で各容器２，５から伝えられる輻射熱を
受けて沸騰し、この沸騰による上昇力によって液体通路
１４内に下端から吸い込まれると共に上端から排出され
て各容器２，５を冷却する除熱用液体１１とを備える。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【発明の属する技術分野】本発明は、高速炉の崩壊熱除
去装置に関する。さらに詳しくは、ＰＬＯＨＳ（プロテ
クティッド・ロス・オブ・ヒート・シンク，除熱系喪失
事象）の発生時等において、最終ヒートシンクとして機
能し崩壊熱の除去を行う高速炉の崩壊熱除去装置に関す
るものである。

【０００２】

【従来の技術】原子炉停止後に生じる崩壊熱は、通常、
蒸気発生器を介して除去されるが、水−蒸気系の故障等
によってこの系統による熱除去ができない場合の崩壊熱
除去システムの一つとして、従来、炉壁空気冷却型崩壊
熱除去装置が知られている。

【０００３】この炉壁空気冷却型崩壊熱除去装置は、原
子炉安全容器とこれを囲む原子炉キャビティ壁とで冷却
空気通路を形成し、この冷却空気通路内に環境中の空気
を対流により自然循環させてＰＬＯＨＳ発生時の崩壊熱
の除去を行うものである。冷却空気通路の下端に導入さ
れた環境中の空気は崩壊熱を除去しながら加熱されて上
昇し、煙突から排気される。即ち、この炉壁空気冷却型
崩壊熱除去装置では、機械的な手段を使用することな
く、冷却空気通路内の空気自体の温度に起因する自然循
環力を使用して空気流を形成し、崩壊熱の除去を行って
いる。このため、この炉壁空気冷却型崩壊熱除去装置は
他の除熱装置に比べてパッシブに崩壊熱除去を行うこと
ができ、ＰＬＯＨＳに対して非常に耐性のある高速炉を
設計することが可能になっている。

【０００４】

【発明が解決しようとする課題】しかしながら、上記の
炉壁空気冷却型崩壊熱除去装置では、空気の自然対流に
冷却能力を依存することになるので除熱容量を大きくす
るのが困難であり、小型の高速炉にしか適用することが
できなかった。この場合、輻射媒体としての伝熱促進体
を検討することで、空気側流路の伝熱促進等により除熱
能力の向上を図ることは可能だが、自然対流する空気を
利用する点は変わらないので除熱能力を大幅に向上させ
ることは困難である。また、上記の炉壁空気冷却型崩壊
熱除去装置では、他の除熱装置に比較して、原子炉安全
容器を格納境界とするという特徴をもつため、格納境界
が脆弱であるという指摘があった。

【０００５】本発明は、除熱容量を増加させることがで
きると共に、格納境界の信頼性に優れ、しかもパッシブ
に崩壊熱の除去を行うことができる高速炉の崩壊熱除去
装置を提供することを目的とする。

【０００６】

【課題を解決するための手段】かかる目的を達成するた
めに本発明は、運転停止時に崩壊熱の除去を行う高速炉
の崩壊熱除去装置において、炉心を収容する容器の径方
向外方に当該容器から離れて設けられ、上下方向に沿っ
て形成された液体通路と、該液体通路内で容器から伝え
られる熱を受けて沸騰し、この沸騰による上昇力によっ
て液体通路内に下端から吸い込まれると共に上端から排
出されて容器を冷却する除熱用液体とを備えて構成され
ている。

【０００７】したがって、ＰＬＯＨＳが発生して原子炉
崩壊熱により炉内のプレナム温度が上昇した場合、この
熱は炉心を収容する容器の表面から輻射等によって液体
通路内の除熱用液体に伝わり、これにより容器が冷却さ
れる。除熱用液体は沸騰することで気体に相変化し、多
量の崩壊熱を潜熱として除去する。容器を冷却した除熱
用液体は流体通路内での沸騰によって発生する気泡の浮
上に起因するエアリフト効果（気泡ポンプ効果）によっ
て上昇流を発生させ、流体通路内に下端から新たな除熱
用液体を導入する。即ち、除熱用液体は自然循環に伴う
対流伝熱によっても崩壊熱を除去し、かつ除熱用液体の
供給を行う。

【０００８】除熱用液体の温度はその沸点よりも上昇す
ることがなく、前記容器の表面温度との差が非常に大き
い状態で伝熱が行われる。また、除熱用液体の温度はそ
の沸点よりも上昇することがないので、この除熱用液体
の外側が除熱用液体よりも高温になるのを防ぎ、したが
って、この除熱用液体が最終ヒートシンクとして機能す
る。

【０００９】

【発明の実施の形態】以下、本発明の構成を図面に示す
最良の形態に基づいて詳細に説明する。

【００１０】図１は、本発明に係る崩壊熱除去装置を用
いた高速炉の実施の一形態を示している。この高速炉１
は、例えばタンク型の高速炉であり、原子炉容器２を囲
むようにして崩壊熱除去装置３が設置されている。な
お、図中符号４は炉心、符号５は原子炉安全容器、符号
６は中間熱交換器、符号７は一次循環ポンプ、符号８は
炉心上部機構、符号９はオーバフロー堰、符号１２は冷
却材である。本実施形態では、冷却材１２として、例え
ば液体ナトリウムを使用している。

【００１１】崩壊熱除去装置３は、高い熱伝達率を持つ
沸騰熱伝達を利用するものであり、液体プール１０内に
除熱用液体１１を貯留して構成されている。本実施形態
では、除熱用液体１１として、例えば水を使用してい
る。

【００１２】液体プール１０は、原子炉容器２及び原子
炉安全容器５をその径方向から囲む環状を成しており、
液体ナトリウム１２が満たされている範囲に対向して設
置されている。また、液体プール１０は、原子炉安全容
器５と非接触で存在し、さらに液体プール１０の下にキ
ャビティ空間１８を設け、液体ナトリウム１２又は水１
１漏洩時のＮａ−水反応に対する安全性が考慮されてい
る。したがって、液体プール１０の内周壁１０ａには、
原子炉安全容器５の表面（外周面）より主に輻射によっ
て熱が伝えられる。この輻射伝熱が行われる対向面、具
体的には液体プール１０の内周壁１０ａの内面と原子炉
安全容器５の表面は、射出率εを大きな値にして輻射伝
熱の効率を上げるために黒色化されている。黒色化する
ための手段としては、例えば酸化膜の形成や高耐熱塗料
の塗布等がある。

【００１３】液体プール１０内には環状のキャビティ壁
１３が設けられ、このキャビティ壁１３の内側が液体通
路１４になっている。即ち、この液体通路１４は、炉心
４を収容する原子炉容器２及び原子炉安全容器５の径方
向外方にこれらの容器２，５から離れて設けられ、上下
方向に沿って形成されている。液体通路１４の下端はキ
ャビティ壁１３の外側の貯留流路１５に通じており、液
体プール１０内の水１１が液体通路１４に下部より流入
する。なお、場合によっては、液体通路１４の上端を貯
留流路１５に連通させ、水１１が液体通路１４と貯留流
路１５とを循環できるようにすることも可能である。ま
た、液体通路１４の上端は煙突１７に通じており、液体
通路１４内で発生した蒸気を逃がすことができる。

【００１４】なお、長期の崩壊熱除去を想定して、液体
ストレージタンク１６を設置することが考えられる。液
体ストレージタンク１６は液体プール１０よりも若干高
い位置に設けられており、液体プール１０内の水１１の
減少に伴って水１１を自動的に補給する。一方、液体ス
トレージタンク１６を設置しない場合には、貯留流路１
５の上部に部分的に大気への連通孔を設ける必要があ
る。

【００１５】次に、この崩壊熱除去装置３の作動につい
て説明する。

【００１６】高速炉１においてＰＬＯＨＳが発生する
と、核燃料の崩壊熱により原子炉容器２内プレナムの液
体ナトリウム１２の温度が高くなり、その液位が上昇す
る。したがって、図１に破線の矢印で示すように、液体
ナトリウム１２はオーバフロー堰９を超えて流れ落ち、
ホットプレナム１２ａ→オーバーフロー堰９の外側のオ
ーバーフロー流路１２ｂ→コールドプレナム１２ｃ→１
次主循環ポンプ７（インペラは停止中）→炉心４→ホッ
トプレナム１２ａの順に流れて一巡流路が確保され、炉
心流量が確保される。また、プレナム内の液体ナトリウ
ム１２の温度上昇に伴って原子炉安全容器５も高温にな
り、その表面からの輻射熱の量が増加する。

【００１７】この輻射熱を受けて加熱された液体通路１
４内の水１１は、沸騰しながら発生する気泡の浮上に起
因するエアリフト効果（気泡ポンプ効果）によって流体
通路１４内に上昇流を起こさせる。この上昇力によっ
て、貯留流路１５内の水１１は下端から液体通路１４内
に吸い込まれる。即ち、液体プール１０内の水１１は、
輻射熱を受けることでこの原子炉安全容器５を冷却しな
がら流体通路１４内を沸騰しながら上昇する。これによ
り、ポンプ等の動力源を必要とする機器を使用すること
なく、水１１を自然に循環させて崩壊熱の除去を継続的
に行うことができる。また、水１１を沸騰させるので、
相変化に多量の潜熱が必要になる。即ち、沸騰する水１
１の高熱伝達係数に起因して多量の崩壊熱の除去が行わ
れる。

【００１８】液体通路１４内の沸騰で発生した蒸気は煙
突１７より排出され、崩壊熱を放出する。そして、沸騰
により液体プール１０内の水１１の液位が低下すると、
液体ストレージタンク１６内の水１１が液体プール１０
内に自動的に補給される。

【００１９】ＰＬＯＨＳ発生時には原子炉安全容器５の
表面温度は約５００度に達するが、水１１の沸点は通常
１００度である。水１１の温度は沸点を超えることがな
いので、輻射伝熱を行う原子炉安全容器５と水１１との
温度差が大きくなる。したがって、原子炉圧力容器５か
ら液体通路１４への輻射熱流束は大きくなり、輻射伝熱
が促進されて崩壊熱の除去が行われる。

【００２０】図２は、崩壊熱除去時温度勾配及び熱流束
の計算の一例を示し、プレナム温度を６５０℃に、液体
プール１０の温度を１００℃に設定して行った試算結果
である。射出率εの値、及び原子炉安全容器５と液体プ
ール１０の内周壁１０ａとの間の自然対流熱伝達係数α
の値を変えて試算している。プレナムからの距離が増加
するに連れて温度は低下する。水１１の温度は沸点であ
る１００度を超えることがないので、プレナムとの温度
差が大きくなり、大きな熱流束が得られて高い除熱量が
確保される。また、水１１の温度が沸点を超えることが
ないので、この水１１を最終ヒートシンクとして機能さ
せることができる。

【００２１】また、図１の原子炉構造をさらに改良し、
液体ナトリウムのオーバーフロー流路を２段構造とする
ことが考えられる。かかる場合、原子炉容器２の上方の
適当な位置に２段目のオーバーフロー堰が設けられるこ
とになる（図３）。これにより、事象の程度により除熱
能力を制御することが可能となる。

【００２２】つまり、図３（Ａ）に示す定格運転状態で
は、ホットプレナム１２ａとオーバーフロー流路１２ｂ
との間には、１次主循環ポンプ７の吐出圧分のヘッド差
ｈが存在するが、原子炉トリップ直後には１次主循環ポ
ンプの吐出圧低下によって液位差が減少する（図３
（Ｂ））。そして、除熱能力を最大に発揮する必要のな
い短期的な事象や崩壊熱がそれほど大きくない場合等
（図３（Ｃ））には、液体ナトリウムの体積膨張はある
程度におさえられ、前述のオーバーフロー流路形成によ
り原子炉容器２、原子炉安全容器５に図２に示す程度の
温度勾配がつき、図２に示す熱流束が得られる。

【００２３】一方、それでも除熱が追いつかない場合、
液体ナトリウム１２はさらに膨張を続け、第２のオーバ
ーフローが起こり、原子炉容器２と原子炉安全容器５の
間に流れ落ち（図３（Ｄ））、その部分に大きな熱通過
率をもたらす。これにより、原子炉安全容器外表面は、
さらに高温となり、さらに大きな除熱量が得られるよう
になる。この場合の崩壊熱除去時温度勾配及び熱流束の
試算結果を図４に示す。

【００２４】また、崩壊熱除去装置３では、崩壊熱を水
１１の気化により煙突１７から排出し、原子炉安全容器
５と液体プール１０とで囲まれた部屋１８の雰囲気が環
境に漏れることはない。このため、液体プール１０の内
周壁１０ａが放射性物質の漏洩を防止する格納境界とな
る。

【００２５】一方、高速炉１の通常運転時には、オーバ
ーフロー流路１２ｂには低温のコールドプレナム１２ｃ
の液体ナトリウムが充填している（図３（Ａ））ので、
原子炉安全容器５の表面温度は約２００℃程度までしか
上がらない。したがってこの状態では、原子炉安全容器
５の表面から液体通路１４への輻射熱流束は小さく、液
体通路１４内の水１１は沸騰することがなく、原子炉か
らの放熱は小さくおさえられる。

【００２６】なお、上述の形態は本発明の好適な形態の
一例ではあるがこれに限定されるものではなく本発明の
要旨を逸脱しない範囲において種々変形実施可能であ
る。例えば、上述の実施形態では、本発明に係る崩壊熱
除去装置３をタンク型の高速炉１に適用しているが、ル
ープ型の高速炉に適用しても良いことは勿論である。

【００２７】また、上述の実施形態では除熱用液体１１
として水を用いているが、必ずしも水に限るものではな
く、ＰＬＯＨＳ発生時の冷却材１２の温度に比べて沸騰
温度が低い液体、好ましくは、水の沸点に近い温度で沸
騰する液体を使用することが可能である。

【００２８】

【発明の効果】以上説明したように本発明に係る崩壊熱
除去装置は、炉心を収容する容器の径方向外方に当該容
器から離れて設けられ、上下方向に沿って形成された液
体通路と、該液体通路内で前記容器から伝えられる熱を
受けて沸騰し、この沸騰による上昇力によって前記液体
通路内に下端から吸い込まれると共に上端から排出され
て前記容器を冷却する除熱用液体とを備えているので、
ＰＬＯＨＳ発生時に炉心を収容する容器と除熱用液体と
の温度差を大きく設定することができ、熱流束が増加す
る。また、除熱用液体を沸騰させるので、潜熱によって
効率よく熱を吸収できる。これらのため、高い除熱量を
確保することができ、適用可能な高速炉の炉出力を大き
くすることが可能になり、従来の炉壁空気冷却型崩壊熱
除去装置では適用できなかった中型の高速炉にも適用す
ることができる。また、崩壊熱を除去する除熱用液体は
液体通路内を流れ、この液体通路の壁が容器内の炉心冷
却材の格納境界になるので、炉心冷却材の漏れを防止す
る格納境界の信頼性を向上させることができる。さら
に、除熱用液体は沸騰によって自然に循環するので、循
環のための動力源を別個に設ける必要がなくなる。この
ため、構造を簡単にできると共に、パッシブな崩壊熱の
除去を行うことができ、崩壊熱除去装置の信頼性が向上
する。

【００２９】そして、本発明に係る崩壊熱除去装置を高
速炉に適用することで、高速炉の構造の簡素化による経
済性の向上、パッシブな崩壊熱除去装置の採用による原
子炉信頼性の向上、除熱容量増大による適用原子炉出力
の大型化、格納系の明確化、簡素な高速炉の設計による
高速炉導入時期の早期化を図ることが可能になる。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明に係る高速炉の崩壊熱除去装置の実施の
一形態を示し、タンク型高速炉に適用した場合の概念図
である。

【図２】図１の崩壊熱除去装置の崩壊熱除去時温度勾配
と熱流束の計算例を示す図である。

【図３】図１の崩壊熱除去装置の他の実施形態として設
けられた第２のオーバーフロー流路を示し、（Ａ）は原
子炉の定格運転時の状態図、（Ｂ）は原子炉トリップ直
後の状態図、（Ｃ）は通常の崩壊熱除去時の状態図、
（Ｄ）は究極の崩壊熱除去時の状態図である。

【図４】図３の崩壊熱除去装置の崩壊熱除去時温度勾配
と熱流束の計算例を示す図である。

【符号の説明】

１ 高速炉 ２ 原子炉容器 ３ 崩壊熱除去装置 ４ 炉心 ５ 原子炉安全容器 １０ 液体プール １１ 除熱用液体（水） １４ 液体通路

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】 運転停止時に崩壊熱の除去を行う高速炉
   の崩壊熱除去装置において、炉心を収容する容器の径方
   向外方に当該容器から離れて設けられ、上下方向に沿っ
   て形成された液体通路と、該液体通路内で前記容器から
   伝えられる熱を受けて沸騰し、この沸騰による上昇力に
   よって前記液体通路内に下端から吸い込まれると共に上
   端から排出されて前記容器を冷却する除熱用液体とを備
   えることを特徴とする高速炉の崩壊熱除去装置。