JPS59109701A - 高速炉2次冷却系の減圧装置 - Google Patents

高速炉2次冷却系の減圧装置

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JPS59109701A
JPS59109701A JP57219311A JP21931182A JPS59109701A JP S59109701 A JPS59109701 A JP S59109701A JP 57219311 A JP57219311 A JP 57219311A JP 21931182 A JP21931182 A JP 21931182A JP S59109701 A JPS59109701 A JP S59109701A
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JP
Japan
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cooling system
pressure
secondary cooling
sodium
tank
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Application number
JP57219311A
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English (en)
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勝之 井上
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IHI Corp
Original Assignee
IHI Corp
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    • 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

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】 本発明は高速増殖炉のごとき高速炉2次冷却系の減圧装
置に係り、特に、高圧状態下で系内を循環されている液
体金属熱媒体のリークや蒸気発生器の水リーク等の事故
時に、この熱媒体の圧力を急速に減圧することができる
とともにこの熱媒体の系外への流出量を可及的に低減化
すること75;できる高速炉2次冷却系の減圧装置に関
する。
この種原子炉は冷却材として液体ナトリウムのごとき液
体金属熱媒体が使用されており、第1図に示すごとく、
まず、原子炉で加熱された1次冷却系1の液体ナトリウ
ムは中間熱交換器2内へ循環されて、この中を同様に循
環されている2次冷却系3の液体ナトリウムと間接熱交
換してこれを加熱する。ここで加熱された2次冷却系の
液体ナトリウムは更に蒸気発生器4内へ循環導入されて
、この中を同様に循環されている水・蒸気系5の給水と
間接熱交換してこれを蒸気化し、そして、この発生した
蒸気によりタービン(図示せず)を回転させて発電など
がなされるようになっている。
そして、万一上記中間熱交換器2内の伝熱管に破損が生
じても、放射能汚染された1次冷却系の液体す) IJ
ウムが2次冷却系内へ侵入することを防止するために、
1次冷却系ナトリウムは微正圧のカバーガス圧力下で運
転されるに対し、2次冷却系ナトリウムは高圧の力、C
−ガス圧力下で運転されている。
ゝまた、この2次冷却系3には2次冷却系ナトリウムを
常に高圧状態に維持すると共にこのすトリウムの温度変
化にともなうすトリウム体積の膨張収縮を吸収すべく散
気圧に加圧された高圧気体が供給される膨張タンク6が
設けられており、液体ナトリウムの体積変動をタンク内
の液面変動により吸収し得るようになっている。
なお、図中7は系内補修時に、2次冷却系ナトリウムを
全てこの中へ導入して2次冷却系内からナトリウムを排
除す、るためのダンプタンクであ、る。
ところで、万一2次冷却系3や中間熱交換器2の伝熱管
群に破損等の事故が生じた場合には、2次冷却系内を流
れるナトリウムの2次冷却系外へのリークを最小限に食
い止める必要があるので早期に2次冷却系内のナトリウ
ムの圧力を減圧する必要が生ずる。
また、蒸気発生器4内の伝熱管群に破損等が生じた際に
は水・蒸気系5の圧力が高いために、2次冷却系側へ水
または蒸気のリークが発生することになるが、この場合
には、水・蒸気系内の圧力を低下させてこの水または蒸
気のリーク量を抑制することになる。しかしながら、破
損箇所で逆に2次冷却系ナトリウムの水・蒸気系側への
リークを防止するだめに水・蒸気系側から加圧窒素ガス
のブローが行わ扛るが、この際にも2次冷却系ナトリウ
ムの水・蒸気系へのリークを防止するために2次冷却系
内のナトリウムの圧力を減圧する必要が生ずる。
このような問題を解決すべく、膨張タンク6内の高圧気
体を急激に大気へ排出して2次ナトリウムの圧力を低下
させることも考えられるが、この場合にはナトリウム蒸
気の処理のために新たな大容量のベーパトラップを設け
なければならず設備費も増大し、実用化には適していな
い。
本発明は以上のような問題点に鑑み1.これを有効に解
決すべく創案されたものである。本発明の目的とすると
ころは液体金属熱媒体のリーク等の事故時に、膨張タン
ク内の高圧気体をダンプタンク内へ抜くようにし、もっ
てこの熱媒体の圧力を急速に減圧することができると共
にこの熱媒体の系外への流出量を可及的に低減化するこ
とができる高速炉2次冷却系の減圧装置を提供するにあ
る。
以下に、本発明の好適一実施例を添付図面に基づいて詳
述する。
先ず、第2図は高速炉の2次冷却系を示す概略系統図で
ある。図示するごとくこの2次冷却系3は液体金属熱媒
体としての液体ナトリウム体積の膨張収縮を吸収する膨
張タンク6と、水・蒸気系5へ原子炉熱を伝達する蒸気
発生器4と、更に系内に2次冷却系ナト、リウムを循環
させる2次循環ポンプ8とによシ主に構成されている。
具体的には、上記2次冷却系3は原子炉(図示せず)を
有する1次冷却系1の中間熱交換器2と接続されており
、原子炉にて高温に加熱された1次冷却系す) IJウ
ム(液体金属熱媒体)と上記2次循環ポンプ8側から移
送されて伝熱管群2a内を流通する2次冷却系ナトリウ
ム(液体金属熱媒体)とを間接熱交換し得るようになっ
ている。
この1次冷却系ナトIJウムは微正圧のカバーガス圧力
下で運転されるに対し、2次冷却系ナトリウムは1次冷
却系ナトリウムのそれよりも高いカバーガス圧力下で運
転されており、このようにして中間熱交換器内の2次冷
却系ナトリウム圧力を1次冷却系す) +7ウム圧力よ
り高圧に保持する事により、上記伝熱管群2aが万一破
損しても放射能汚染された1次冷却系す) IJウムが
2次冷却系3内へ侵入しないようになっている。なお、
2次冷却系す) IJウム圧力は通常略7気圧程に設定
されるが、1次冷却系ナトリウム圧力より高く設定され
ればこれに限定されるものでない。この中間熱交換器2
と上記蒸気発生器4との間には通路aが形成されており
、加熱された2次冷却系ナトリウムを蒸気発生器4へ直
接導入し得るようになっている。蒸気発生器4には水・
蒸気系5が連結されており、加圧された2次冷却系ナト
リウムとこの中の伝熱管群4a内に供給される給水とを
熱交換して給水を加熱蒸気化し、発生した蒸気によりタ
ービン(図示せず)を回転し得るようになっている。ま
た、この蒸気発生器4と前記2次循環ポンプ8との間に
は通路Cが介設されており、水・蒸気系5に原子炉熱を
伝達して蒸気発生器4から排出された2次冷却系ナトリ
ウムを循環ポンプ8へ導入し得るようになっている。そ
して、このポンプ8内へ導入された2次冷却系すl・リ
ウムは再び前記中間熱交換器2側へ移送されて2次冷却
系3内を循環することになる。
そして、上記2次循環ポンプ8にはこれに並設するごと
くその上部にカバーガス空間9を有する膨張タンク6が
形成されると共に、この空間9には高圧開閉弁10を、
有する高圧ヘッダ11が設けられており、この空間内に
不活性ガスとして例えばアルゴンガスが所定圧力すなわ
ち現在設計されている高速炉の場合には略7気圧に維持
されて封入されている。このタンク6の下部からは上記
蒸気発生器4とポンプ8との間に形成された通路Cに連
結される通路dが延出されている。そして、上記ポンプ
8及びタンク6内の上部に形成されるカバーガス空間1
7,9相互間及びその下部の液貯留部相互間にはそれぞ
れ連絡通路り、iが形成されており、これらポンプ8及
びタンク6内のそれぞれの液面を同一レベルに維持する
と共に2次冷却系ナトリウム体積の膨張収縮をこの液面
変動により吸収し得るようになっている。
そして、この2次冷却系3には系内補修時などに系内を
循環している2次冷却系ナトリウムをすべて収容するだ
めの大容量に成型されたダンプタンク7が設けられると
共に、このダンプタンク7には蒸気発生器4へ連絡する
通路a及びポンプ8へ連絡する通路Cからそれぞれ分岐
された代表例としての分岐路e、fが連結されてお9、
途中に介設される開閉弁12.13を開放することによ
りこの中へ系内の2次冷却系ナトリウムを収容すること
になる。従って、このダンプタンク内は通常は極く小量
のナトリウムを内蔵する状態になっている。
このように構成されだダンプタンク7と前記膨張タンク
6との間に本発明の特長とする高圧気体排出通路gが介
設されている。具体的には、この通路gの一端部を膨張
タンク6内の上層部カバーガス空間9に連結すると共に
途中に高圧気体開閉弁14を介して他端部をダンプタン
ク7に連結して構成されており、この開閉弁14を開放
操作することにより膨張タンク6及びポンプ8のそれぞ
れのカバーガス空間9,17内の高圧気体(アルゴンガ
ス)をダンプタンク7内へ開放し得るようになっている
。また、ダンプタンク7と開閉弁14との間の排出通路
gには低圧開閉弁15を有する低圧ヘッダ16が設けら
れ、ダンプタンク7内の圧力状態を変化し得るようにな
っている。カバーガス空間9,17内を急速に減圧下に
するためにはダンプタンク7内の圧力はできるだけ低い
方が望ましいが通常大気圧程度にしておくのがよい0 次に、以上のように構成された本発明の作用について述
べる。
まず、通常運転時には、2次冷却系ナトリウムは1次冷
却系ナトリウム圧力よりも高< 、plJえば略7気圧
に加圧されて2次循環ポンプ8から中間熱交換器2内へ
導入されると共にここで1次冷却系1内を流れる1次冷
却系ナトリウムと熱交換して加熱され、加熱された2次
冷却系ナトリウムはこれより通路aを介し蒸気発生器4
へ導入されると共にここで水・蒸気系5内を流れてきた
給水と熱交換されて、これを加熱蒸気化すると共に自ら
は冷却されて排出され、その後通路Cを介して2次循環
ポンプ8内へ導入されて順次2次冷却系3内を循環する
ことになる。
そして、膨張タンク6内においては高圧気体(アルゴン
ガス)がカバーガス空間9を形成しているので温度変化
にともなう系内の2次冷却系ナトリウム体積の膨張収縮
がこの液面変動により吸収されることになる。
ここで、2次系3の配管などや中間熱交換器2の伝熱管
群2aなどに破損事故、が生じた場合には2次冷却系ナ
トリウムの系外へのリークが8生ずることからこの流出
量を低減すべく2次冷却系ナトリウムを急速に減圧する
必要が生ずる。
従って、この場合に高圧気体排出通路gに設けられた高
圧気体開閉弁14を開放する。これによシ膨張タンク6
及び2次循環ポンプ8のカバーガス空間9,17内に加
圧充填されていた高圧気体は高圧気体排出通路gを介し
て、減圧状態に維持されていたダンプタンクγ内へ開放
され、これによりそれぞれのカバーガス空間9,17内
は急速に減圧されるので2次冷却系3内を循環している
2次冷却系ナトリウムの圧力は急速に減圧されることに
なる。このように、膨張タンク6及びポンプ8内のカバ
ーガス空間9,17内の高圧気体をダンプタンク7内へ
開放することにより2次冷却系す) IJウムの圧力、
を急速に且つ容易に減圧することができるので、従来例
に比較して2次冷却系ナトリウムの流出量を可及的に減
少させることができる。
また、蒸気発生器4の伝熱管群4aが破損した場合には
水・蒸気系5内が2次冷却系3内以上に高圧になってい
ることから一時的に水・蒸気系5から2次冷却系3内へ
水或いは蒸気リークが発生するが、このリークは水・蒸
気系5内の圧力を低下させることによシ早々に停止する
ことになる。
ここでこの水・蒸気系5内の圧力低下と同時に2次冷却
系3内の2次ナトリウムの圧力も低下させないと逆にナ
トリウムの水・蒸気系への侵入が発生することになる。
従って、この場合にあっても高圧気体排出通路gに設け
た高圧気体開閉弁14を開放することにより前記と同様
に2次冷却系ナトリウムの圧力を急速に低下させること
ができ、ナトリウムの水・蒸気系への侵入を防止するこ
とができる。この後、水・蒸気系5内の伝熱管群4aへ
加圧窒素ガスパージが行なわれてナトリウムの水・蒸気
系への侵入を防止することができる。
まだ、膨張タンク6内の圧力をダンプタンク7内へ開放
する際、ダンプタンク7内へナトリウム蒸気が流入する
ことになるが、このタンクはナトリウムを収容するだめ
のものであ“るため問題は生じない。
なお、本実施例において、コンプレッサ等ヲ用いて高圧
へラダ11あるいは低圧ヘッダ16を介して膨張タンク
6.2次循環ポンプ8及びダンプタンク1のそれぞれ空
間内の圧力を任意に調整できるのは勿論である。
以上要するに本発明によれば次のような優れた効果を発
揮することができる。
(1)2次冷却系あるいは中間熱交換器等において破損
事故が生じて液体金属熱媒体(2次ナトリウム)のリー
クが発生しても系内を循環する熱媒体の圧力を急速に減
圧することができるので熱媒体の流出量を可及的に減少
させることができる。
(2)  まだ、蒸気発生器にて水リークが発生して液
体金属熱媒体の圧力を低下する必要が生じた時も、同様
にしてこの圧力を急速に減圧することができる。
(3)新たな施設を増設することなく既存の設備を利用
することができ経済的であり、しかも構造簡単なので容
易に採用することができる。
【図面の簡単な説明】
第1図は従来の高速炉の2次冷却系を示す概略系統図、
第2図は本発明に係る減圧装置を設けた高速炉の2次冷
却系を示す概略系統図である。 なお、図中3は2次冷却系、5は水・蒸気系、6は膨張
タンク、7はダンプタンク、14は高圧気体開閉弁、g
は、高圧気体排出通路である。 特許 出願人 石川島播磨重工業株式会社代理人弁理士
  絹 谷 信 雄

Claims (1)

    【特許請求の範囲】
  1. 中間熱交換器を介してタービン等を有する水・蒸気系に
    原子炉熱を伝達するために、膨張タンクにて高圧気体に
    より高圧状態に維持された液体金属熱媒体を循環させる
    高速炉2次冷却系において、上記2次冷却系より分岐さ
    せて設けられ、補修時等に系内を流れる液体金属熱媒体
    を収容すべく減圧下に維持されだダンプタンクと、該ダ
    ンプタンクと上記膨張タンクとの間に設けられ、膨張タ
    ンク内の高圧気体をダンプタンク内へ排出させて減圧す
    るだめの高圧気体排出通路と、該通路、に設けられ、上
    記2次冷却系が破損したとき等に開放する高圧気体開閉
    弁とを備えだことを特徴とする高速炉2次冷却系の減圧
    装置。
JP57219311A 1982-12-16 1982-12-16 高速炉2次冷却系の減圧装置 Pending JPS59109701A (ja)

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