JPS5916238B2 - 原子炉の緊急冷却装置 - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は、通常運転時に作動される一次冷却系統が故障
した場合に、例えば弁の開閉など外部エネルギーを必要
とするような積極的な処置とは無関係に使用され、原子
炉の崩壊熱を二次緊急冷却系統に自然循環の原理で放出
する液体金属冷却形原子炉に関するものである。

本発明は特にナトリウム冷却形増殖炉に適用される。

自然循環の原理で作動される原子炉用緊急冷却系統は公
知であり、簡易性および信頼性に関して大きな利点を持
っている。

他方ではかかる自然循環緊急冷却系統は通常運転中にお
いては、大量の冷却材が原子炉を通って流れるので十分
には加熱されず、それ（こ伴なって冷却材の平均出口温
度が低下するという欠点をもっている。

この欠点によって設備の熱効率が低下する。

この効率損失を避けるため通常運転中に前記自然循環系
統を遮断すると、もはや緊急冷却時の所望の信頼性は保
証されなくなる。

緊急冷却用熱交換要素を主熱交換器の上に配置した緊急
冷却系統で一次冷却材の自然循環を生せしめることが、
西独特許出願公告公報１１１５８４６号に示されている
。

しかしここでは上述の問題に対する解決は与えられない
。

西独特許出願公開公報第１９３７６２７号には、ナ）
ＩＪウム冷却形原子炉に対する炉心緊急冷却系統が示さ
れている。

これは主として、緊急冷却時において炉心上部に、ナト
リウムに比し軽くかつ分離可能な不活性添加物の混合に
よって二相混合物およびそれに伴なう上向きの流れを発
生するものである。

この緊急冷却系統は、緊急冷却時に不活性ガスを原子炉
に圧送する特別な送風機を必要とし、またこのガスを如
何なる場合にも完全に分配する系統が炉心の上部に存在
することが前提となる。

西独特許出願公告公報第２１６０５０７号公報には原子
炉の構造材料の冷却および崩壊熱の搬出のための系統が
記載されており、ここでは緊急冷却時に冷却ガスが自然
循環で流れるようにされている。

しかしこの自然循環を作動させるには外部から弁等を操
作する必要があり、これは正に本発明が回避しようとし
ているものである。

Ｂｒｉ ｔｉｓｈ Ｈｙｄｒｏ Ｄｙｎａｍｉｃｓ Ｒ
ｅ５ｅａｒｃｈＡｓｓのレポートＡＲＲ９４１” Ｔｈ
ｅ Ｃａ５ｃａｄｅＤｉｏｄｅ”にはガスに対する整流
体が記載されているが、これは相対して配列された多数
の半径方向案内羽根から構成され、それぞれ流れ方向に
大きく異なった抵抗を持つように設計されている。

しかしこのレポートからは原子炉の緊急冷却の際の特別
な問題に対する示唆を察知することができない０ 本発明の目的は、通常運転時に作動される一次冷却系統
の故障発生時Ｑこ原子炉容器内における積極的な処置と
は無関係に使用され、原子炉の崩壊熱を二次緊急冷却系
統に自然循環の原理で放出する液体金属冷却形原子炉を
提供することにある。

この目的を達成するために本発明によれば、一次冷却系
統と二次緊急冷却系統を備えるとともに炉心燃料領域に
多数の並列冷却材流路を備え、該流路は通常運転時には
下から上に向って貫流されかつ炉の下側では冷却材入口
室に炉の上側では冷却材集合室に通じており、緊急時に
原子炉の崩壊熱を自然循環の原理で前記二次緊急冷却系
統に放出するようにした液体金属冷却形原子炉において
、炉心の周縁領域に前記入口室を集合室（こ連結する多
数の冷却材流路が設けられ、この中Ｑこ通常運転時の下
から上に向う流れよりも緊急冷却時の上から下に向う冷
却材の流れに対し低い圧力損失を生じる整流体を配置す
ることを提案する。

本発明によれば一次冷却系統の停止の際直ちに、熱的に
高い負荷の生ずる炉心中央の核燃料領域には比重が軽い
ため上昇方向に向けられた冷却材の流れが生ずる。

これに対して熱的に弱い負荷を受けるかあるいは全く受
けない原子炉の周縁領域には、これらの領域が前記核燃
料領域と上下両側において接続されている限り、冷却材
の比重が重いため下降力向に向けられた流れが生ずる。

それによって核燃料領域からの当初大きな熱量は急速に
大量の冷却材および構造物に分配され、冷却効果が迅速
かつ良好に達成される。

本発明に基づいてこの自然循環緊急冷却系統に、緊急時
の逆方向の流れすなわち上から下に向う流れの際通常運
転時の下から上に向う流れに対するより小さな圧力損失
を生じるような１個ないし多数の整流体を炉心周縁部の
冷却材流路に設けることＱこよって、通常運転時に炉心
周縁部を上方に向って流れる冷却材量が減少し、緊急時
に逆方向ζこ即ち下方に向って流れる所望の自然循環が
助成される。

特Ｑここの整流体が互にずれて配置された多数の螺旋状
の半径方向案内羽根から構成されるようにすると有利で
ある。

整流体としてはその他種様の形式のものが考えられるが
、要は流れ方向の変更時にたとえば１：３〜１：１０の
圧力損失比を生じるようなものであれは良い。

本発明の一実施態様によれば、炉心中央の核燃料領域お
よびこの領域を取囲むブランケット燃料領域をもった液
体金属冷却形増殖炉において、整流体が炉心周縁領域す
なわち半径方向ブランケット燃料領域の冷却材流路中に
配置される。

ブランケット燃料領域は当然に核燃料領域より熱量の発
生が僅かなので、通常運転時にはどく僅かな冷却材量が
あれば良く、従ってここに整流体を配置しても問題はな
い。

本発明の更に別の実施態様においては、原子炉炉心が２
つのリング状室で囲まれ、外側のリング状室に二次緊急
冷却系統の熱交換器が配置され、外側のリング状室は内
側のリング状室に上端および下端部で開口を通しで連結
される。

それによって第２の自然循環系統が生じ、これは二次冷
却系統の範囲での冷却によって作動される。

両リング状室は液体金属冷却形原子炉においては他の目
的から既に存在しているものである。

即ち外側のリング状室には円周上に分配された多数の一
次冷却系統の導管が存在し、その導管の直径が外側リン
グ状室の大きさを決めている。

この外側リング状室と内側リング状室との間の垂直な隔
壁は、熱遮蔽として使用される。

内側リング状室は、使用済核燃料ないしブランケット燃
料要素を初期の高い放射能が減少するまで貯蔵するため
に適している。

更に本発明Ｏこよれば、一刀では核燃料領域と半径方向
ブランケット燃料領域の範囲並びに他方では内側リング
状室と外側リング状室の範囲が開口を介して緊急時に存
在する冷却材の最低水位の下で水平力向に核燃料領域の
上部並びに下部で互いに接続される。

このようにすれば、両自然循環系統の特別な制御を必要
とすることなしくこ、両自然循環系統は互いζこ自由（
こ接続されることになる。

自然循環系統では流速がどくわずかなため熱くて軽い冷
却材が上側に、冷たくて重い冷却材が下側になる二層の
流れが形成され、両者は互いに混合することなく、下側
の重い冷却材が下方に向って流れることになる。

本発明の更Ｑこ別の実施態様においては、二次緊急冷却
系統の熱交換器が原子炉容器内において保護管内に配置
されることを提案する。

この保護管は上下に開口を持っているので、原子炉容器
に故障が生じたとしても、緊急冷却熱交換器は損傷に対
して保護される。

本発明は、一次冷却系統の如伺なる故障きも無関係であ
りかつ原子炉容器の中で一次側に弁の操作などの積極的
な処置を必要としないような液体金属冷却形原子炉用の
自然循環緊急冷却系統を実現することができる。

前述のように両刀の自然循環系統の自由な接続に基づい
て、原子炉容器内にある冷却材の全量が循環に関与され
、それによって非常に高い排出すべき熱量は冷却材中に
迅速に分配される。

それ故二次緊急冷却系統は、許容温度を超過する心配な
しに、著しく小さく設計することができる。

図面は本発明に基づくすｌ−ＩＪウム冷却形高速増殖炉
の垂直断面図である。

１は原子炉容器で、核燃料領域２、半径方向のブランケ
ット燃料領域３および軸方向両側のブランケット燃料領
域４を内蔵している。

原子炉容器１は支持リング５で支持され、かつ詳細に記
述されていない方式で回転プラグ６によって閉ざされて
いる。

各燃料領域には周知のように多数の冷却材流路が並列に
設けられている。

半径方向ブランケット燃料領域３は、核燃料領域２およ
び軸方向のブランケット燃料領域４から壁７に分離され
、外側はリング状室８によって囲まれている。

このリング状室８は一般に崩壊する核燃料ないしブラン
ケット燃料要素の貯蔵室として使用されるものである。

この貯蔵室８は別のリング状室９によって囲まれ、この
室の中には特に二次緊急冷却用交換器１０が配置されて
いる。

この熱交換器はそれぞれ下側が開いている保護管１１の
中に配置されている。

該保護管１１はその上部にしかも緊急冷却時の最低水位
１２の下に多数の開口１３をもっている。

図示された矢印は、一次冷却系統が停止された場合の流
れの経過を示している。

即ち緊急冷却時の定常的な冷却材の流れは、炉心中央の
核燃料領域２およびそれと共に軸方向のブランケット燃
料領域４においては多数の並列冷却材流路内を上方に向
って流れる。

高温のナトリウムは緊急冷却時の最低水位１２の表面側
を外方に向って水平力向に流れ、開口１９および１３を
通して保護管１１の中に流入し、熱交換器１０で冷却さ
れた後リング状室９内を下方に向って流れ、そして開口
１４を通してリング状室８に下側から入る。

ナトリウムはそこから上に向って押し流され、冷却材集
合室８に達するが、比重が重いため半径方向ブランケッ
ト燃料領域３内を下方に向って流れ、通常運転時用の気
泡分離器１５を備えた冷却材入口室１７に達し、分離器
１５を通って軸方向ブランケット燃料領域４および核燃
料領域２の中に再び上方に向って流れる。

半径方向ブランケット燃料領域３には、詳細には示さな
い整流体１６が設けられる。

該整流体１６は冷却材が上から下に流れる場合に、通常
運転時における下から上への流れの場合よりも、著しく
小さな圧力損失を生じるように形成される。

たとえば整流体がベンチュリノズルの形をとるときは１
：３、米国特許第２９２５８３０号に記載されたカスケ
ード式の形をとるときは１：１０の圧力損失比を示すよ
うにされる。

なお炉心領域２，４の下側にも整流体が設けられている
が、これは下側の冷却材入口室１７を炉心上側の冷却材
集合室１８に接続する働きをしている。

【図面の簡単な説明】

図面は本発明に基づく自然循環緊急冷却系統を備えた原
子炉容器の部分断面図である。 １：原子炉容器、２：核燃料領域、３：半径方向ブラン
ケット燃料領域、４：軸力向プランケツト燃料領域、１
０：二次緊急冷却用熱交換器、１６：整流体、１７：冷
却材入口室、１８：冷却材集合室。

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. １ 一次冷却系統と二次緊急冷却系統を備えるとともに
   炉心燃料領域に多数の並列冷却材流路を備え、該流路は
   通常運転時には下から上に向って貫流されかつ炉の下側
   では冷却材入口室に炉の上側では冷却材集合室ζこ通じ
   ており、緊急時に原子炉の崩壊熱を自然循環の原理で前
   記二次緊急冷却系統に放出するようにした液体金属冷却
   形原子炉（こおいて、炉心２，４の周縁領域３（こ前記
   入口室１７を集合室１８に連結する多数の冷却材流路が
   設けられ、この中に通常運転時の下から上に向う流れよ
   りも緊急冷却時の上から下に向う冷却材の流れに対し低
   い圧力損失を生じる整流体１６を配置したことを特徴と
   する即熱循環緊急冷却系統を備えた液体金属冷却形原子
   炉。