JPS58118988A - 非常炉心冷却装置 - Google Patents

非常炉心冷却装置

Info

Publication number
JPS58118988A
JPS58118988A JP57002408A JP240882A JPS58118988A JP S58118988 A JPS58118988 A JP S58118988A JP 57002408 A JP57002408 A JP 57002408A JP 240882 A JP240882 A JP 240882A JP S58118988 A JPS58118988 A JP S58118988A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
heat
cooling system
core
reactor
cooling
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Pending
Application number
JP57002408A
Other languages
English (en)
Inventor
大谷 良一
大島 「巌」
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Toshiba Corp
Nippon Genshiryoku Jigyo KK
Nippon Atomic Industry Group Co Ltd
Original Assignee
Nippon Genshiryoku Jigyo KK
Tokyo Shibaura Electric Co Ltd
Nippon Atomic Industry Group Co Ltd
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Nippon Genshiryoku Jigyo KK, Tokyo Shibaura Electric Co Ltd, Nippon Atomic Industry Group Co Ltd filed Critical Nippon Genshiryoku Jigyo KK
Priority to JP57002408A priority Critical patent/JPS58118988A/ja
Publication of JPS58118988A publication Critical patent/JPS58118988A/ja
Pending legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

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】 (発明の技術分野) 本発明は原子炉における燃料交換時の炉心冷却、あるい
は◆故時の非常炉心冷却のために使用する非常炉心冷却
装置に関する。
原子炉容器内の炉心を冷却する主冷却系を停止して燃料
を交換する場合、または主冷却系事故あるいは電源喪失
事故などにより、冷却材流量が喪失した場合、炉心冷却
を確保し、燃料の溶融事故を防止する。
そのためには従来、主冷却系の自然循環およびポンプに
よる非常炉心冷却装置を組み合わせて対処している。
しかしながら、主冷却系の自然循環を利用する場合は冷
却系の流動抵抗(二対して必要な流量を確保するために
、炉心中心と熱交換器の伝熱中心との高低差を適切に設
定する必要があり、機器配置とのバランスが問題となる
また、ポンプを用いた非常炉心冷却装置は原子炉の通常
運転時には冷却機能を停止しており、必要時には確実に
作動する必要があり、電源喪失事故などの場合には間融
となる。
以前から炉心を冷却する方法として、外部動力を必要と
しないヒートパイプを使用した炉心冷却方法が知られて
いる。
たとえば” John、 And@rmom; and
 Edward Lamb :ANLJCLEARTH
RMiONIC5PACE  Pω出RC0NCIPτ
USING   ROD  C0NTR0L   AN
D  HEA丁  PIPES、   LsvisRe
search  C@nter  C1@v*1and
、0hio、   NASA  TND−5250p1
969’等a二記載されている。
この方法はヒートパイプ内(−おける熱媒体の蒸発、凝
縮の相変化により炉心の熱を奪し1、その熱を外部に設
けられたラジェターへ移送すること(:より、炉心冷却
を行なうことにある。
また、特開昭51−104199号公報にはヒートバイ
ブ(二よる熱媒体の蒸発、凝縮作用を利用して炉心の冷
却を行なう原子炉非常冷却装置力1提案されている。
第1図はヒートバイブを使用した炉心冷却装置を液体金
属冷却形高速増殖炉に適用した例を示したものである。
すなわち、ペデスタル壁に支持された原子炉容器1は底
部に冷却材の流入ノズル2および上方の側部;二流出ノ
ズル6を備えている。
原子炉容器1の下部(二は炉心支持構造物4の支持板5
を水平(二設けるとともにこの支持板5の下位に位置し
た原子炉容器1に入口プレナム6を設け、上記支持板5
の上位にブランケット6および燃料集合体7を装荷する
炉心8を設置し、上記流出ノズル3の位置する原子炉容
器1に冷却材の出口プレナム9を設けている。
上記炉心8内には制御棒10が挿入される。
また炉心8の上位の出口プレナム9にはカバーガス11
を充填し遮蔽プラグ12で閉塞されている。
この遮蔽プラグ12には回転プラグ16が偏倚して@転
嶌朧C挿入され、E転プラグ11じ炉心上部機構、制御
棒駆動機構および燃料交換機などの上部機構14貫通し
て固定されているっ上記制御棒駆動機構は原子炉の停止
を行うためのもので、炉心8内に制御棒10を挿入した
り、また炉心8から引抜いたりする。
そして、原子炉容器1を貫通してヒートパイプ15が挿
入されて装着されており、ヒートバイブ15は放熱部[
16に接続されている。
放熱装置16は液体金属冷却、水冷、あるし1は空冷を
利用する。
なお、ヒートバイブ15の熱媒体としては、 Li 。
Na、にあるいはNaKを使用する。
(背景技術の問題点) 前記熱媒体は炉容器上部の冷却材から熱を奪り\蒸発し
、発生した蒸気は放熱部へ伝熱し、そこで凝縮する。
熱媒体の蒸気はヒートパイプ内の凝縮部と蒸発部(二お
ける蒸気圧の差により移動する。
また、凝縮液体は管内周辺にある有孔質材料(以下ウィ
ック材という)の毛細管現象によって蒸発部へ送り返さ
れる。
このよう;二確実な冷却機能が期待できる。
しかしながら、非常冷却装置としては冷却性能のほかに
原子炉の通常運転時には作動せず、非常時に確実にかつ
敏速な始動が要求される。
この要求に対して、ヒートバイブは常4=熱を伝達する
ため、通常運転時にも炉心を冷却し、非常炉心冷却装置
として充分使用ζ二耐えるものではなかった。
(発明の目的) 本発明は上述した問題点を解消するため;:なされたも
ので、その目的とするところは通常運転時旧家動作せず
、非常炉心冷却装置=は、確実(二作動し、炉心冷却を
行なうことができる原子炉や非常炉心冷却装置を提供す
るこ日=ある。
(発明の概要) 上記目的を達成するために本発明におり1て)まヒート
バイブの放熱部I:放熱ダクトを設け、このダクトの入
口及び出口に断熱弁を設けてなるもので、この断熱弁を
開とし、ヒートノ(イブ奪機能させ、そのパイプ内にお
ける熱媒体の蒸発、凝縮9相変化によって、炉容器内の
冷却材から熱を奪V1、炉容器内で冷却材の対流循環を
行ない原子炉容器内の炉心を冷却することを特徴とする
非常炉lじ・冷却装置である。
(発明の実施例) 以下、本発明に係る非常炉心冷却装置の一実施例を第2
図によって詳細に説明する。
第2図は本発明の要部のみ示しており、原子炉容器内へ
のヒートパイプの装着は第1図とほぼ同様なので省略し
、かっヒートパイプは上部のみ示している。
また図ではヒートパイプは単数のみ示しているが、たと
えば第5図から第7図に示したように単独のヒートパイ
プ20.21を複数本束ねて外筒22゜23内に収納し
てヒートパイプ集合体24.25を構成したものを使用
してもよい。
すなわち、第5図は横断面が六角形のヒートパイプ20
をハニカム状に配列して円筒状筒体22内に組込んで一
体化したものであり、また第7図は横断面円形のヒート
パイプ21を横断面六角形の外筒26内に組込んで、各
ヒートパイプ21間に保温材26を充填した例を示して
いる。
なお、ヒートパイプ20.21は第2図に示したように
外筒22,23の内面に有孔質の材料(以下、ウィツク
材という)27が張設されたものである。
また、外筒22または26の上端にはフィン28を有す
るネック部29が接続されている。
ネック部29には上端板30を貫通して熱電対31が挿
入され、熱電対31は温度検出器62に接続されている
温度検出器32の出力信号は記録計63に入力される。
記録計33にはまた炉心冷却材の温度モニタ34からの
信号が入力される。
ヒートパイプ20または21の外筒22,23の外周面
には保温材35が設けられる。
ここで、保温材35の端面からネック部6oまでの間を
放熱部66と称する。
この放熱部66を包囲して放熱ダクト37が設けられ、
この放熱ダクト37は断熱材38により保温されている
放熱ダクト67の入口部69および出口部4゜にはそれ
ぞ終話熱弁41  、42 、43が設けられている。
(発明の作用) 次に本発明の非常炉心冷却装置の作用について説明する
通常運転時は断熱弁41 、42 、43は閉となって
おり、ヒートパイプ20または21により炉心部から移
送されてきた熱は冷却フィン28によって放熱ダクト6
7内へと伝えられる。
放熱ダクト67は断熱材38によって覆われているため
に外部への放熱はほとんどない。
このためヒートパイプ20または21内の蒸発部と凝縮
部の温度はほぼ等しくなり、熱移送がなされず、炉心冷
却機能を果さない。
非常時においては、断熱弁41  、42 、43を開
とし、冷却フィン28を自然空冷又はファンなどによる
強制空冷を行ない、凝縮部の熱を奪うことにより、ヒー
トパイプ20または21を機能させ、炉心冷却を行なう
またヒートパイプ20または21の性能劣化すなわち真
空度の低下等が起こると、熱媒体の蒸発量が減少し、熱
移送されなくなり、放熱部66の温度が第6図(b)に
示したように低下し出す。
この半により、通常運転時のヒートパイプ20または2
1の性能劣化が記録計66で確認できる。
またヒートパイプ20または21が機能し始めたどうか
は、炉心冷却材の温度モニタ64からの信号が記録計6
3へ導入されているの、で、前記冷却材温度(第4図(
a))とヒートパイプ放熱部66の温度(第4図(b)
)の変化が第4図のように一定の温度差を示す事(二よ
り確認できる。
(発明の効果) このように、本発明の装置においては通常運転時には冷
却機能を果さず、作動時において熱媒体の蒸発によって
冷却機能を生じるため、非常時において確実に動作する
信頼性の高・い非常炉心冷却装置となる。
また本発明に係る装置により冷却された液体金属は、炉
容器の下方へ流動し、一方炉心で加熱された液体金属は
上方へ流動し、冷却材は炉容器内で対流循環を行なう。
したがって、主冷却系の自然循環を利用する場合のよう
に炉心と熱交換器との配置関係が問題となることはない
また電源喪失事故時においても作動のための電源は必要
としないので問題はなく、電動弁、空気作弁、電磁等を
用いて、電源喪失と同時に弁が開く様にする事も容易で
ある。
さらに、冷却能力向上のために冷却ダクトにブアン等を
設置したとしても非常に小型のもので良く、ポンプ等に
よる冷却設備等と比較して、原子炉施設内の他の装置と
の配置関係ζ二制約をきたすことが少なくて済む。
また、作動、停止が容易なので、繰り返し使用が可能で
あり、燃料交換時の炉心冷却にも使用できる。
以上詳述したように本発明によれば、燃料交換時の炉心
冷却、あるいは事故時の非常炉心冷却装置として、通常
運転時の熱損失がほとんどなく、必要時に確実に作動し
、冷却機能C二対する信頼性の高い非常炉心冷却装置を
得ることができる。
また、ヒートパイプの使用条件C二より、水、有機溶剤
、種々金属を熱媒体として使用することにより、軽水炉
、ガス炉等に本発明に係る装置を使用しても前述同様の
効果が得られる。
【図面の簡単な説明】
第1図は従来のヒートパイプを用いた炉心冷却装置を液
体金属冷却形原子炉に使用した例を概略的(二示す断面
図、第2図は本発明に係るヒートパイプを用いた非常炉
心冷却装置の一実施例を一部ブロック的に要部のみ示す
断面図、13図はヒートパイプの性能が劣化した時の温
度変化を示す特性図、第4図はヒートパイプが作動し始
めた時の温度を示す特性図、第5図および第7図は第2
図の装置において使用されるヒートパイプ集合体の2例
を示す横断面図、第6図は第5図のヒートパイプ集合体
を一部切欠して示す斜視図である。 20.21 ・・・・・・ヒートパイプ22 、25・
−・・・・外筒 24 、25・・・・・・ヒートパイプ集合体27 ・
・・・・・・・・・・・クイック材28  ・・・・・
・・・・・・・フィン29 ・・・・・・・・・・・・
ネック部30  ・・・・・・・・・・・・端板61 
 ・・・・・・・・・・・・熱電対62  ・・・・・
・・・・・・・温度検出器53  ・・・・・・・・・
・・・記録計34  ・・・・・・・・・・・・炉心冷
却材の温度モニタ65  ・・・・−・・・・・・保温
材66  ・・・・・・・・・・・・放熱部67  ・
・・・・−・・・・・・放熱ダクト68  ・−・・・
・・・・・・・断熱材69  ・・・・・・・・・・・
・入口部40  ・・・・・・・・・・・・出口部41
.42.43・・・断熱弁 代理人弁理士 須 山 佐 − 第1図 第2図 41 第3図 □時間 第4図 時悶

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1、原子炉容器内の冷却材に一端が没入されかつ他端が
    該原子炉容器外に露出して設けられたヒートパイプと、
    このヒートパイプの放熱部を包囲して設けられた断熱材
    により断熱されている放熱ダクトと、この放熱ダクトの
    入口および出口に設けられたしきり弁とを具備したこと
    を特徴とする非常炉心冷却装置。 2、ヒートパイプの放熱部の温度信号と原子炉炉心冷却
    材の温度信号とは記録計に接続されてなることを特徴と
    する特許請求の範囲第1項記載の非常炉心冷却装置。
JP57002408A 1982-01-11 1982-01-11 非常炉心冷却装置 Pending JPS58118988A (ja)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP57002408A JPS58118988A (ja) 1982-01-11 1982-01-11 非常炉心冷却装置

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP57002408A JPS58118988A (ja) 1982-01-11 1982-01-11 非常炉心冷却装置

Publications (1)

Publication Number Publication Date
JPS58118988A true JPS58118988A (ja) 1983-07-15

Family

ID=11528413

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP57002408A Pending JPS58118988A (ja) 1982-01-11 1982-01-11 非常炉心冷却装置

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JPS58118988A (ja)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2009250929A (ja) * 2008-04-10 2009-10-29 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd 高速増殖炉型原子力発電システム

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2009250929A (ja) * 2008-04-10 2009-10-29 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd 高速増殖炉型原子力発電システム

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US5069274A (en) Spacecraft radiator system
US4678626A (en) Radiant vessel auxiliary cooling system
US4478784A (en) Passive heat transfer means for nuclear reactors
US20020070486A1 (en) Method and device for removing decay heat from liquid metal reactors using thermosyphon
JPS58118988A (ja) 非常炉心冷却装置
JPH08557B2 (ja) 深海用耐圧殻入り熱機関発電システムの非常用排熱装置
JPH02223896A (ja) 使用済燃料プール冷却装置
JPS58127199A (ja) 原子炉非常冷却装置
JPS58135313A (ja) エンジン排ガス熱回収装置
JPS5945119B2 (ja) 補助冷却装置
JPH06207996A (ja) 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
JPH0472597A (ja) 高温ガス炉の崩壊熱除去装置
JP3110901B2 (ja) 高速増殖炉
JPH0224480B2 (ja)
JPS5842430Y2 (ja) 転炉排ガス処理装置に於けるガス冷却器と一次集塵器のコンフユ−ザ−との接続部のシ−ル装置
JPS5930085A (ja) 原子炉の2次冷却系
JPS61176886A (ja) 中間熱交換器
JPH07117591B2 (ja) 原子炉プラント
JPS5985998A (ja) 液体金属用空気冷却器
JPS60108788A (ja) 高速中性子型原子炉のコンポーネントを熱から保護する装置
JPS62225897A (ja) 熱交換器
JPH058996B2 (ja)
JPS59120993A (ja) 原子炉冷却装置
JPS5940294A (ja) 原子炉容器のノズル構造
JPS63222295A (ja) 原子炉