JPS60149998A - タンク型原子炉の構成要素試験装置 - Google Patents

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、タンク型原子炉の構成要素、たとえば−次系
循環ポンプ、中間熱交換器その他の構成要素の性能試験
を行なうための試験システムに関する。

〔発明の技術的背景とその問題点〕

タンク型原子炉では、−次系循環ポンプ、中間熱交換器
その他多数の構成要素が原子炉容器に装備されており、
これらの構成要素の性能を試験するにあたっては、実際
の原子炉プラントと同様のシステムをつくり、これを運
転しながら試験を行なうことが望まれる。

一方、このような試験システムでは核エネルギを用いな
い加熱装置を設ける必要がある。ところが、核エネルギ
を用いず、しかも炉心出力に近い出力が得られる加熱装
置はきわめて大形となることは明らかであり、そのよう
な加熱装置を、原子炉容器を模擬した模擬容器内に組込
むとすると、模擬容器もきわめて大きなものになってし
まう不具合がある。

また仮に大形の模擬容器をつくって加熱装置を組込んだ
としても、試験すべき各種の構成要素を模擬容器内に装
備する際、大形の加熱装置の存在により構成要素の装備
が困難になることも予想される。

〔発明の目的〕

本発明はこのような事情に基いてなされたもので、その
目的は、模擬容器を格別大きくすることなく原子炉構成
要素の性能試験を行なうことができ、試験すべき原子炉
構成要素の模擬容器への装備作業も容易に行なえるタン
ク型原子炉の構成要素試験システムを提供することにあ
る。

〔発明の概要〕

以上の目的達成のため、本発明の試験システムは、タン
ク型原子炉の原子炉容器を模擬した模擬容器と、この模
擬容器内を高温ブレナムと低温プレナムとに仕切る仕切
壁と、前記模擬容器の上部開口を遮閉する遮閉体と、前
記模擬容器内に収容された一次冷却材と、前記模擬容器
の外部に設けられた一次系加熱システムと、前記模擬容
器の外部に設けられた二次系除熱システムと、前記遮閉
体に支持されて低温ブレナムの一次冷却材を前記−次系
加熱システムへ送りここで加熱された一次冷却材を高温
プレナムへ流入させる一次系循環ポンプと、前記遮閉体
に支持されて一次冷却材を高温プレナムより低温プレナ
ムへ通過させるとともに前記二次系除熱システムの二次
冷却材を通過させて両冷却月間で熱交換を行なわせる中
間熱交換器と、前記−次系加熱システムと前記模擬容器
の上部開口との間を接続するタンク入口配管の途中にこ
のタンク入口配管へ向う流路を形成する逆止弁を介して
前記低温ゾレナム内に開口する如く設けられた自然対流
口と、前記遮閉体を通して前記タペきタンク型原子炉の
構成要素を前記模擬容器に装備し、または模擬容器に装
備された、該当する構成要素と交換してその構成要素の
性能試験を行なうように構成される。

〔発明の実施例〕

以下、本発明の一実施例を示すつ 第１図は試験システムの全体構成を示すもので、符号１
はタンク型原子炉の原子炉容器を模擬した模擬容器であ
り、上部開口を遮閉体２によって遮閉されている。また
符号３，４．５はそれぞれ一次系ヵＤ熱システム、二次
系除熱システムおよびループ型原子炉模擬システムであ
る。

前記模擬容器１の内部には、この容器１内を上方の高温
ブレナム６と下方の低温プレナム７とに仕切る仕切壁８
が設けられている。また前記遮閉体２には一次系循環ポ
ング９および中間熱交換器１０が１支持されておシ、こ
れらは仕切壁８を貫通して低温プレナムｉ内へ達してい
る。

々お一次系循環ポンプ９の下半部は外筒１１に囲まれて
おシ、この外筒１１も仕切壁８を貫通している。また□
高温プレナム６の一側は半円筒状の吊り胴１２によって
区画され、その吊シ胴１２の内側には前記遮閉体ＪＫ支
持された炉心上部機構１３が配設されている。そしてこ
の炉心上部機構１３の下方に位置するように、前記仕切
壁８には高温冷却ネ」流入口１４が設けられている。ま
たωり胴１２には複数のフローホール１５が設けられて
いる。

前記模擬容器１の底部にはタンク入口配管１６およびタ
ンク出口配管１７が、容器１の底板を貫通して設けられ
ている。そしてタンク入口配管１６の一端は前記高温冷
却材流入口１４に、タンク出口配情１７の一端は前記−
次系循環列？ンプ９の吐出口にそれぞれ接続され、これ
らの配管１６．１７の他端は前記−次系加熱システム３
に接続されている。またタンク入口配管１６の途中には
、このタンク入口配管１６へ向う流路を形成する逆止弁
１８を介して前記低温プレナム７内に開口する自然対流
口１９が、第３図、第４図に示す如く設けられている。

なお−次系循環ｄ？タンクの吸込口は、外筒１１内を通
して低温プレナム７に連通している。

前記中間熱交換器１０の一次系流入口１０ＩＬは高温プ
レナム６内に、また−次系流出口１０ｂは低温グレナム
７内にそれぞれ位置している。

また、符号２０．２１はそれぞれ二次冷却材流入配管お
よび二次冷却材流出配管で、これらの配管２０．２１は
辿閉イオ、２の上面側で中間階交換器１θに接続されて
いる。

また第１図中粉号２２ａは中間熱交換器取付プラグ、２
２ｂは炉心上部機構数句グラグ、２２ｃはダミープラグ
で、これらのプラグ２２ａ。

２２ｂ、２２ｃはいずれも遮閉体２の上面にデルトによ
って取付けられる。また炉心上部機構取付プラグ２２ｂ
の中心部には第４図に示す発熱体取付プラグ２３ａまた
は第３図に示すダミープラグ２３ｂのいずれかが、交換
自在に取付けられる０発熱体取付プラグ２３ｍは下端に
電気ヒータ等の発熱体２４を保持し、プラグ２２ｂに取
付けた状態ではその発熱体２４を保持する下端が前記高
温冷却材流入口１４に上方より挿入され、発熱体２４が
タンク入口配管１６内の前記自然対流口１９より下流に
位置するようになる。またダぐ−プラグ２３ｂは、プラ
グ２２ｂに取付けた状態では下端を高温冷却材流入口１
４の上方に位置させるようになる。

モして模擬容器１の内部には一次冷却拐として液体ナト
リウムが収容されている。

前記−次系加熱システム３は模擬容器１内の一次冷却拐
を加熱するためのもので、加熱器２５と、この加熱器２
５にＬＰＧ等の燃料を供給する燃料タンク２６とから構
成されている。そして加熱器２５内の加熱配管２７の両
端は、それぞれタンク人口弁２８、タンク出口弁２９を
介して前記タンク入口配管１６およびタンク出口配管１
７にそれぞれ接続されている。

前記二次系除熱システム４の構成を第２図により説明す
る。

すなわち、符号３０は過熱器、３１は蒸発器であり、３
２は二次系循環ポンプであって、過熱器３０および蒸発
器３１は前記二次冷却側流出配管２１に直列に接続され
、蒸発器３１の出口は二次系循環ポンプ３２の吸込口に
、二次系循環ポンプ３２の吐出口は前記二次冷却材流入
配管２０を介して中間熱交換器１０の流入口にそれぞれ
接続されている。したがって、二次系循環ポンプ３２の
運転により、二次冷却材は中間熱交換器１０→過熱器３
０→蒸発器３１の順序で循環する。々お二次冷却材流入
配管２０の途中には切換弁３３が介挿され、二次冷却材
流出配管２１の途中には切換弁３４および流量調整弁３
５が、中間熱交換器１０側よシ過熱器３０へ向って順次
介挿されている。また蒸発器３ノと二次系循環ポンプ３
２とを結ぶ配管３６の途中には、流量調整弁３７．３８
が、蒸発器３１側よシポンプ３２へ向って順次介挿され
ている。二次系循環ボンｆ３２にはオーバフロータンク
３９が接続されている。

前記流量調整弁３５の入口側と前記流量調整弁３７の出
口側との間には空気冷却器４０とパイノ４ス配管４１と
が互いに並列に接続されている。そして空気冷却器４０
０Å口側およびバイパス配管４１の途中には、それぞれ
切換弁４２　、４３が設けられている。

また、符号４４は前記蒸発器３ノおよび過熱器３０を経
由して設けられた水・蒸気循環配管で、この循環配管４
４の途中には、過熱器３０側よシ蒸発器３１へ向って、
減温減圧装置４５　、４６、復水器４７、復水ポンプ４
８、脱気器４９、給水ポンプ５０および給水加熱器５１
が順次介挿されている。

さらに、前記復水器４７を経由する冷却水循環配管５２
が設けられ、この配管５２中には冷却塔５３および冷却
水ポンプ５４が介挿されている。

次延前記ループ型原子炉模擬システム５の構成を第１図
によシ説明する。

このシステム５はループ型原子炉プラントを模擬したも
ので、符号５５は中間熱交換器、５６は一次系循環Ｉン
グである。

中間熱交換器５５の一次系流入す５７は入口弁５８を介
して前記加熱器２５の出口側に接続され、中間熱交換器
５５の一次系流出口５９は切換弁６０を介して一次系循
環ポンプ５６の吸込口に接続されている。また−次系循
環ポンプ５６の吐出口は出口弁６ノを介して前記加熱器
２５の入口側に接続されている。−次系循環ポンプ５６
にはオーバフロータンク６２が接続されている。

前記入口弁５８の入口側と前記切換弁６０の出口側との
間にはを気冷却器６３と、バイパス配管６４とが互いに
並列に接続されている。そして空気冷却器６３０入ロ側
および出口側にはそれぞれ切換弁６５．６６が接続され
、バイパス配管６４の途中には切換弁６７が介挿されて
いる。

前記空気冷却器６３の入口側と前記タンク人口弁２８の
出口側との間は、切換弁６８を介して接続されている。

また、前記タンク出口弁２９の入口側と一次系循環チン
プ５６の吸込口との間は、切換弁６９を介して接続され
ている。

さらに前記入口弁５８の入口側と前記出目弁６ノとの間
はバイパス弁７０を介して接続されている。

一方、前記中間熱交換器５５の二次冷却材流入配管７１
は、切換弁７２を介して前記二次系除熱システム４の二
次系循環ボン７ｃ′３２吐出口に接続されている（第２
図参照）。また前記中間熱交換器５５の二次冷却材流出
管７３は前記二次系除熱システム４の過熱器３０人口忙
、切換弁７４および前記流量調整弁３５を介して接続さ
れている。さらに前記切換弁６０の出口側と二次系除熱
システム４の二次系循環ポンプ３２吸込口に１切換弁２
５および前記流量調整弁３８を介して接続されている（
第２図参照）。

前記中間熱交換器５５の二次冷却材流出口と前記入口弁
５８の入口側との間はバイパス弁７６を介して接続され
ている。

以上の構成によシタンク型原子炉の構成要素、たとえば
−次系循環ポンプ９．中間熱交換器ｉｏ、仕切壁８．遮
閉休２その他の構成要素の性能試験を行なうことができ
、また弁の切換えによってループ型原子炉の構成要素の
性能試験を行なうこともできる。

まず、タンク型原子炉の構成要素の性能試験は次のよう
に行なう。

性能試験を行なうべき構成要素を前記模擬容器１に装備
する。この場合、性能試験を行なうべき構成要素が一次
系循環ポンゾ９や中間熱交換器１０のように、該当する
ものが模擬容器１に装備されているものであるときは、
その該当する構成要素と交換して模擬容器１に装備する
。

そして第１図および第２図に示すように、弁５８．６１
を閉弁し、弁２Ｂ、２９，３３゜３４を開弁する。なお
、図中黒塗りの弁は閉弁状態を示し、白抜きの弁は開弁
状態を示している。また第３図に示すように炉心上部機
構取付ゾラグ２２ｂにはダミープラグ２３ｂが取付けて
あり、前記逆止弁１８は閉弁状態に保持されている。

そこで−次系循環ボンｆ９および一次系加熱システム３
を運転すると、加熱器２５で加熱された一次冷却材がタ
ンク入口配＠１６を通して高温冷却材流入口１４より感
温ブレナム６の、吊り胴１２内部へ流入する。そしてフ
ローホール１５より吊り胴１２の外部へ流通し、中間熱
交換器１０を通過して低温ブレナム７へ至る。

ここで、中間熱交換器１θでは二次系除熱システム４の
二次系循環ポンプ３２により二次冷却材が流通している
ので、両冷却材間で熱交換が行なわれることになる。低
温ゾレナム７内の一次冷却材は一次系循環ポンフ０９に
よりタンク出口配管１７を通して流出し、再び前記加熱
器２５にて加熱されて循環する。

一方、中間熱交換器１０における熱交換によって高温と
なった二次冷却材は、過熱器３０゜蒸発器３１を通過す
る。そして水・蒸気循環配管４４内の水を加熱し、さら
に高温蒸気として復水器４７へ流入させる。腹水器４７
より流出した水は脱気器４９で脱気され、給水加熱器５
ノで加熱されて再び蒸発器３ノへ至る。

この運転中に、模擬容器１に装備した構成要素の性能試
験を、実際の原子炉プラントの嶋出力状態とほぼ同一条
件下で行なうことができる。

ところで原子炉プラントの低出力状態、すなわち炉内に
おける冷却材の自然循環状態における原子炉構成要素の
性能を試験することもきわめて重要である。したがって
、高出力状態から低出力状態へ移行する過程、および炉
内でのみの冷却材の流動状態を模擬する必要がある。そ
こでこのような試験を行なう場合には、第４図に示す如
く炉心上部機構取付プラグ２２ｂに取付けられたダミー
プラグ２３ｂを発熱体取付プラグ２３ａと取換えるとと
もに、−次系加熱システム３を停止し、タンク人口弁２
８およびタンク出目弁２９を閉弁する。

そうすると、中間熱交換器１０で除熱された一次冷却材
が逆止弁１８を押開けて自然対流１１９より流入し、タ
ンク入口管１６を通り、発熱体２４にて加熱されて高温
冷却材流入口１４より高温プレナム６へ流出し、中間熱
交換器１０へ至る循環経路が形成さハ、る。したがって
、この運転中に、模擬容器１に装備した構成要素の性能
試験を、実際の原子炉プラントの低出力状態とほぼ同一
条件下で行なうことができる。

次にループ型原子炉の構成要素の性能試験は、同様に、
ループ型原子炉模擬システム５中に性能試験を行なうべ
き構成要素を装備し、またはこの模擬システム５に装備
された、該当する構成要素と交換する。そして第５図お
よび第６図に示すように、弁２Ｂ、２９，３３．３４を
閉弁し、弁５８．６１を開弁じて一次系循環ポンプ５６
および一次系加熱システム３を運転することにより、実
際の原子炉プラントとほぼ同一の試験条件が得られ、そ
の条件下で所定の構成要素の性能試験を行なうことがで
きる。

〔発明の効果〕

以上詳述したように、本発明の試験システムによ１１ば
、炉ＪＬＪｓに代る一次系加熱システムを模擬容器の外
部Ｃ二股け、かつ低出力の発熱体を適宜炉内に設置する
ようにしたこと纂二よ１）、模擬容器を格別大きくする
ことなく、１９子炉構成要素を模擬容器に装備してその
性能試験を行なうことができる。また試験すべき原子炉
構成要素の模擬容器への装備作業も、模擬容器内に大形
の加熱システムが存在しないため容易に行なうことがで
きる。

【図面の簡単な説明】

図面は本発明の一実施例を示すもので、第１図はタンク
型原子炉の構成要素の性能試＠を行なう状態を示す試験
システム全体構成図、第２因は同状態を示す二次系除熱
システムの構成図、第３図はダミープラグ取付状態を示
す概略断面図、第４図は発熱体取付プラグ取付状態を示
す概略断面図、第５図はループ型原子炉の構成要素の性
能試験を行なう状態を示す試験システム全体構成図、第
６図は同状態を示す二次系除熱システムの構成図である
。 １・・・模擬容器、２・・・遮閉体、３・・・−次系加
熱システム、４°°゛二次系除熱システム、６・・・高
温プレナム、７・・・低温プレナム、８・・・仕切壁、
９・・・−次系循環ポンプ、１６・・・タンク入口配管
、１８・・・逆止弁、１９・・・自然対流口、２４・・
・発熱体。 出願人代理人　弁理士　鈴江武彦 第３図 第４図

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. タンク型原子炉の原子炉容器を模擬した模擬容器と、こ
   の模擬容器内を高温プレナムと低温プレナムとに仕切る
   仕切壁と、前記模擬容器の上部開口を遮閉する遮閉体と
   、前記模擬容器内に収容された一次冷却材と、前記模擬
   容器の外部に設けられた一次系加熱システムと、前記模
   擬容器の外部に設けられた二次系除熱システムと、前記
   遮閉体に支持されて低温ブレナム内の一次冷却材を前記
   −次系加熱システムへ送りここで加熱された一次冷却材
   を高温ブレナムへ流入させる一次系循環ポンプと、前記
   遮閉体に支持されて一次冷却材を高温ルナムより低温ブ
   レナムへ通過させるとともに前記二次系除熱システムの
   二次冷却材を通過させて両冷却材間で熱交換を行なわせ
   る中間熱交換器と、前記−次系加熱システムと前記模擬
   容器の上部開口との間を接続するタンク入口配管の途中
   にこのタンク入口配管へ向う流路を形成する逆止弁を介
   して前記低温ブレナム内に開口する如く設けられた自然
   対流口と、前記遮閉体を通して前記タンク入口配管内の
   自然対流口より下流の位置に挿脱可能な発熱体とを具備
   し、性能試験を行なうべきタンク型原子炉の構成要素を
   前記模擬容器に装備し、または模擬容器に装備された、
   該当する構成要素と交換してその構成要素の性能試験を
   行なうことを特徴とするタンク型原子炉の構成要素試験
   システム。