JPS6049293A - 高温ガス炉後備冷却装置 - Google Patents
高温ガス炉後備冷却装置Info
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- JPS6049293A JPS6049293A JP58157110A JP15711083A JPS6049293A JP S6049293 A JPS6049293 A JP S6049293A JP 58157110 A JP58157110 A JP 58157110A JP 15711083 A JP15711083 A JP 15711083A JP S6049293 A JPS6049293 A JP S6049293A
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- Japan
- Prior art keywords
- cooling
- reactor
- pressure vessel
- cooling device
- reactor pressure
- 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.)
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- Y—GENERAL 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
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Waste-Gas Treatment And Other Accessory Devices For Furnaces (AREA)
- Heat Treatments In General, Especially Conveying And Cooling (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
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。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は冒温ガス炉の後備冷却系を構成する装―に係シ
、ｑ“ケに高温ガス炉の圧力容器から放出する輻射熱を
吸収する冷却装り、に関する。
、ｑ“ケに高温ガス炉の圧力容器から放出する輻射熱を
吸収する冷却装り、に関する。
高温ガス炉は、他の原子炉では利ることのできない、約
１ｏｏｏ℃にも達する原子炉出口冷却材温度が得られる
ことで注目され、原子力発電はもとよシ、製鉄用還元ガ
ス製造などの工業用熱原としても利用することを目的と
して、実験・開発が進められている原子炉である。
１ｏｏｏ℃にも達する原子炉出口冷却材温度が得られる
ことで注目され、原子力発電はもとよシ、製鉄用還元ガ
ス製造などの工業用熱原としても利用することを目的と
して、実験・開発が進められている原子炉である。
上記の特徴を第１」用すると共に、原子力オリ用におい
ては、特に安全性の確保が最重要な課題である。
ては、特に安全性の確保が最重要な課題である。
このため、原子炉の故障及びヰＹ故に十分対処し得る後
イζ（１冷却系の□；と置が必要である。
イζ（１冷却系の□；と置が必要である。
−；］Ｗに、他の原子炉、（４１１えは＋１羊水炉など
の後備冷却系には、水スプレィ冷却系が多く用いられて
いる。水スプレィ冷却系は、原子炉に異常が発生した場
合、ポンプによシ所定の貯水槽の水を原子炉炉心上部に
配置したノズルから炉心にスプレィしたり、原子炉を格
納する格納容器にも同様にスプレィして、原子炉やその
他のＩｊ’）Ｌ物の温度上昇全阻止する装［ｉへでＡり
ゐ。
の後備冷却系には、水スプレィ冷却系が多く用いられて
いる。水スプレィ冷却系は、原子炉に異常が発生した場
合、ポンプによシ所定の貯水槽の水を原子炉炉心上部に
配置したノズルから炉心にスプレィしたり、原子炉を格
納する格納容器にも同様にスプレィして、原子炉やその
他のＩｊ’）Ｌ物の温度上昇全阻止する装［ｉへでＡり
ゐ。
しかしながら、高温ガス炉においては、前記の如く、高
温状態で稼動しており、原子炉圧力容器（燃料相、減速
側、冷却材、炉心構造材などを収容して原子炉を構成す
る機密性の優れた容器）の温度が約４００℃に達するこ
とから、上記の如く、水スプレィによる注水を行なうと
、急激な温度変化が生じて燃料相や構造物が破損する危
険がある。
温状態で稼動しており、原子炉圧力容器（燃料相、減速
側、冷却材、炉心構造材などを収容して原子炉を構成す
る機密性の優れた容器）の温度が約４００℃に達するこ
とから、上記の如く、水スプレィによる注水を行なうと
、急激な温度変化が生じて燃料相や構造物が破損する危
険がある。
また、炉心部に水が侵入すると核分裂反応の急激な増加
を招き、原子炉の許容温度以上の高温になる可能性があ
る。これらの理由から、高温ガス炉には従来の水スプレ
ィ系を後備冷却系に使用することができない。
を招き、原子炉の許容温度以上の高温になる可能性があ
る。これらの理由から、高温ガス炉には従来の水スプレ
ィ系を後備冷却系に使用することができない。
本発明の目的は、高温ガス炉の特殊性に鑑み、水スプレ
ィ系に代わる後備冷却系の開発にあり、市に、後イク（
１冷却系を構成−３゛る装めのうち、原子炉圧力容器か
ら放出する輻射熱１効率良く吸収し得 ′る冷却装置の
提供にある。
ィ系に代わる後備冷却系の開発にあり、市に、後イク（
１冷却系を構成−３゛る装めのうち、原子炉圧力容器か
ら放出する輻射熱１効率良く吸収し得 ′る冷却装置の
提供にある。
その目的音達成するため、本発明の冷却装置は原子炉圧
力容器から放出する輻射熱を吸収するフィンか取シ伺け
られると共に冷却系統に接続する冷却管を備え、前記原
子炉圧力容器と該原子炉圧力容器の外周名曲っている断
熱壁との間に配置されていることを％徴とする。
力容器から放出する輻射熱を吸収するフィンか取シ伺け
られると共に冷却系統に接続する冷却管を備え、前記原
子炉圧力容器と該原子炉圧力容器の外周名曲っている断
熱壁との間に配置されていることを％徴とする。
以下、本発明の後備冷却系用冷却装置に係る一実施例を
第１図ないし第４図に基づいて説明する。
第１図ないし第４図に基づいて説明する。
なお、この実施例は高温ガス炉のうち、現在研究・開発
が進められている多目的高温ガス炉（ＶＴ（Ｔ Ｒ）に
おけるものである。多目的高温ガス炉の構造に関する％
似は、燃料拐としてグラファイト燃料を使用、減速利、
反射体及び炉心構造材として黒鉛を使用、冷却材として
ヘリウムケ使用していることで、５る。また、原子炉出
口冷却材温度は約１０００℃、原子炉圧力容器の温度は
約４００℃に達し、原子炉熱出力なよ約５０ ＭＷであ
る０原子炉＋−４−、、１ｉ３１、子炉圧力容器１と、
図示していないが、該原子炉圧力容器１内に配置されて
いる燃料材、減速拐、冷却ｔ、！、反射体及び炉心構造
材などから主に４ｂ成芒れている。
が進められている多目的高温ガス炉（ＶＴ（Ｔ Ｒ）に
おけるものである。多目的高温ガス炉の構造に関する％
似は、燃料拐としてグラファイト燃料を使用、減速利、
反射体及び炉心構造材として黒鉛を使用、冷却材として
ヘリウムケ使用していることで、５る。また、原子炉出
口冷却材温度は約１０００℃、原子炉圧力容器の温度は
約４００℃に達し、原子炉熱出力なよ約５０ ＭＷであ
る０原子炉＋−４−、、１ｉ３１、子炉圧力容器１と、
図示していないが、該原子炉圧力容器１内に配置されて
いる燃料材、減速拐、冷却ｔ、！、反射体及び炉心構造
材などから主に４ｂ成芒れている。
原子炉圧力容器１は２ ’／４ Ｃｒ Ｉ Ｍｏ銅から
なり、内径が約６７７１、肉厚が約１４ｃｍ、内高が約
１６ｍの円筒形で、機体性の％ ｉｔた容器である。こ
の原子炉圧力容器１の外側は、冷却装置２を取シ付り゛
た断熱壁３で囲まれている。
なり、内径が約６７７１、肉厚が約１４ｃｍ、内高が約
１６ｍの円筒形で、機体性の％ ｉｔた容器である。こ
の原子炉圧力容器１の外側は、冷却装置２を取シ付り゛
た断熱壁３で囲まれている。
後備冷却系は、前記冷却装置２と、冷却媒体用タンク４
、循還ポンプ５、熱交換器６とから主に構成されて〜・
る。冷却装置２は第１図と第２図に示す如く、原子炉圧
力容器ｌのほぼ全体を囲い、その外周の形状に沿って配
置されている。また、前記容器１が大型であるため、？
′ｉ）却装置ｌ′Ｉ−２は俵毅の４却装置構成ブロック
（例えば、第２図中の２ａ）を組合せることによシ措成
されている。冷却装［相］１２を冷却装置構成ブロック
２ａで代表し−（説明するならｆ：Ｙ、 、第３図と第
４図に示す如く、）’ｆｌｊ：子炉圧力谷器１との対向
面積が最大になるように配列された冷却管群７に、その
長手方向と鎖交するように、金Ｈｉ製フィン群８が取シ
伺けらｉｔている。冷却管群７０両端なコニ、断熱壁３
を貝通し、断熱壁３の外部でそれぞれ上部ヘッダ９と下
１ｊ１（ヘッダ１０に接続している。このような構造の
冷却装置２の上部ヘッダ９は、熱交換器６の給入部１１
に配管で接続され、下部ヘッダ１０（ま、循還ポンプ５
の排出％’ｌＳ １２に配置ａで接続爆れている。なお
、第１図に示す如く、それぞれの冷却装置ｉ’ｉｈｉ成
ブロッタブロック立して循還ポンプ５と熱交換器６に配
管６ｉするように、配′處・６．を並列Ｖご設げらλ乙
ている。
、循還ポンプ５、熱交換器６とから主に構成されて〜・
る。冷却装置２は第１図と第２図に示す如く、原子炉圧
力容器ｌのほぼ全体を囲い、その外周の形状に沿って配
置されている。また、前記容器１が大型であるため、？
′ｉ）却装置ｌ′Ｉ−２は俵毅の４却装置構成ブロック
（例えば、第２図中の２ａ）を組合せることによシ措成
されている。冷却装［相］１２を冷却装置構成ブロック
２ａで代表し−（説明するならｆ：Ｙ、 、第３図と第
４図に示す如く、）’ｆｌｊ：子炉圧力谷器１との対向
面積が最大になるように配列された冷却管群７に、その
長手方向と鎖交するように、金Ｈｉ製フィン群８が取シ
伺けらｉｔている。冷却管群７０両端なコニ、断熱壁３
を貝通し、断熱壁３の外部でそれぞれ上部ヘッダ９と下
１ｊ１（ヘッダ１０に接続している。このような構造の
冷却装置２の上部ヘッダ９は、熱交換器６の給入部１１
に配管で接続され、下部ヘッダ１０（ま、循還ポンプ５
の排出％’ｌＳ １２に配置ａで接続爆れている。なお
、第１図に示す如く、それぞれの冷却装置ｉ’ｉｈｉ成
ブロッタブロック立して循還ポンプ５と熱交換器６に配
管６ｉするように、配′處・６．を並列Ｖご設げらλ乙
ている。
更に、熱交換器６のｖ１出郁１３と貯水槽４との間が配
管さ７し、冷却媒体用タンク４と循還号？ンプ５の給入
部１４との間が配管されている。
管さ７し、冷却媒体用タンク４と循還号？ンプ５の給入
部１４との間が配管されている。
上記４１Ｗ成の後備冷却系の１ＩＪｊ１作を説明すると
、原子炉に異常が４１−しると、循還、］？ンダンプよ
シ、冷却媒体用タンク４内の水が図中の矢印Ａに示す如
く、下部ヘッダ１０を経て冷却管群７に供給される。水
ｔよ冷却’１４’ ｆ！’ｊ”１内で、原子炉圧力容器
ｌｖ輻射熱を蛍けて加熱したフィン群８の熱全吸収し、
図中の矢印Ｂに示す如く、上部ヘッダから熱交換器６ｔ
こ入る。熱交換器６で冷却もれた後、水は冷却ｔ１、体
用夕／り４に戻さｉＬ、４４ひ冷却に使用されろ。この
ように、他の原子力コのように水スプレィ基によしない
で、原子炉の温度上昇全阻止することができる。Ｊ５だ
、冷却装置２はフィン＆Ｊ ８金具（ｆｉｉｉ してい
ることから、冷却効果が大きく向上している。
、原子炉に異常が４１−しると、循還、］？ンダンプよ
シ、冷却媒体用タンク４内の水が図中の矢印Ａに示す如
く、下部ヘッダ１０を経て冷却管群７に供給される。水
ｔよ冷却’１４’ ｆ！’ｊ”１内で、原子炉圧力容器
ｌｖ輻射熱を蛍けて加熱したフィン群８の熱全吸収し、
図中の矢印Ｂに示す如く、上部ヘッダから熱交換器６ｔ
こ入る。熱交換器６で冷却もれた後、水は冷却ｔ１、体
用夕／り４に戻さｉＬ、４４ひ冷却に使用されろ。この
ように、他の原子力コのように水スプレィ基によしない
で、原子炉の温度上昇全阻止することができる。Ｊ５だ
、冷却装置２はフィン＆Ｊ ８金具（ｆｉｉｉ してい
ることから、冷却効果が大きく向上している。
フィン群８１つ具備しないで、冷却管群７だげの冷却効
果と、当該実施例の冷却効果を比較すると次の結果が得
られる。この比較は、水によって吸収・搬出ちれた、原
子炉圧力容器ｌの輻射熱の熱量から知ることができる。
果と、当該実施例の冷却効果を比較すると次の結果が得
られる。この比較は、水によって吸収・搬出ちれた、原
子炉圧力容器ｌの輻射熱の熱量から知ることができる。
原子炉圧力容器ｌから輻射される熱量Ｑは、
Ｑ−にＡＴ４＝ｈρＣＶ（ＴＯ−Ｔｔ）−−（第１式）
で表わされる。但し、ここで、 には輻射熱吸収係数 Ａは輻射熱の有効吸収断面積 Ｔは原子炉圧力容器の表面温度 りは冷却管の熱伝達係数 ρｒｃｒＶは各々、水の密度、比熱、流速、Ｔｏは冷却
装置の下部ヘッダでの水の温度、ＴＩは冷却装置の上部
ヘッダでの水の温度、である。この式において、フィン
群全具備しない場合の冷却装りが受ける熱料をＱｌとし
、当該冷却装置が受ける熱量ｔ Ｑ ２ とするならば
、Ｑｓ ／ Ｑｌ ＝ ＡＩ ／ Ａｘ・・・・・・・
・・・・・・・・萌・・（第２式）の関係式が導〃）ひ
る。但し、ここで ＡＩはフィン群なしの冷却装置の治効吸収断面積 Ａ３は当該冷却装置の有効吸収断面積 であシ、各々の断面積Ａ １ ｅ Ａ ２に実測値を代
入すると、当該冷却装置の熱吸収効率は約２．３倍優オ
、、ｆＣＭよが１゜、１え。ヵお１５．実力例えあっそ
外冷却媒体に水を用いているが、特に、これに限らず、
他の気体あるいし、１．液体を用いることもできる。
で表わされる。但し、ここで、 には輻射熱吸収係数 Ａは輻射熱の有効吸収断面積 Ｔは原子炉圧力容器の表面温度 りは冷却管の熱伝達係数 ρｒｃｒＶは各々、水の密度、比熱、流速、Ｔｏは冷却
装置の下部ヘッダでの水の温度、ＴＩは冷却装置の上部
ヘッダでの水の温度、である。この式において、フィン
群全具備しない場合の冷却装りが受ける熱料をＱｌとし
、当該冷却装置が受ける熱量ｔ Ｑ ２ とするならば
、Ｑｓ ／ Ｑｌ ＝ ＡＩ ／ Ａｘ・・・・・・・
・・・・・・・・萌・・（第２式）の関係式が導〃）ひ
る。但し、ここで ＡＩはフィン群なしの冷却装置の治効吸収断面積 Ａ３は当該冷却装置の有効吸収断面積 であシ、各々の断面積Ａ １ ｅ Ａ ２に実測値を代
入すると、当該冷却装置の熱吸収効率は約２．３倍優オ
、、ｆＣＭよが１゜、１え。ヵお１５．実力例えあっそ
外冷却媒体に水を用いているが、特に、これに限らず、
他の気体あるいし、１．液体を用いることもできる。
以上述べたように、本発明の冷却装置は、原子炉を構成
する原子炉圧力容器と該原子炉圧力容器の外周を囲って
いる断熱壁との間に配置され、前記原子炉圧力容器から
放出する輻射熱を吸収するフィンが取り付り“らノＬ４
と共に、循還ポンプ及び熱交換器、冷却媒体用タンクな
どからなる冷却系統に接続しているので、原子炉圧力容
器から放出する輻射凸金効率良く吸収でき、原子炉の温
度上昇孕阻止することができる。
する原子炉圧力容器と該原子炉圧力容器の外周を囲って
いる断熱壁との間に配置され、前記原子炉圧力容器から
放出する輻射熱を吸収するフィンが取り付り“らノＬ４
と共に、循還ポンプ及び熱交換器、冷却媒体用タンクな
どからなる冷却系統に接続しているので、原子炉圧力容
器から放出する輻射凸金効率良く吸収でき、原子炉の温
度上昇孕阻止することができる。
図は全て本づも明の実施例に係り、第１図は後備冷却系
の構成図、第２図は後備冷却系の要部上面Ｎ、第３図は
冷却装置の部分縦断面図、第４図は原子炉圧力容器を透
視した場合の、冷却装置の部分ｅ′Ｆ視図である。 １・・・原子炉圧力容器、２・・・冷却装置、３・・・
断熱枠、４・・・冷却媒体用タンク、５・・・循還ポン
プ、６・・・熱交゛換器、７・・・冷却管群、８・・・
フィン群。
の構成図、第２図は後備冷却系の要部上面Ｎ、第３図は
冷却装置の部分縦断面図、第４図は原子炉圧力容器を透
視した場合の、冷却装置の部分ｅ′Ｆ視図である。 １・・・原子炉圧力容器、２・・・冷却装置、３・・・
断熱枠、４・・・冷却媒体用タンク、５・・・循還ポン
プ、６・・・熱交゛換器、７・・・冷却管群、８・・・
フィン群。
Claims (1)
- 原子炉圧力容器から放出する輻射熱を吸収するフィンが
取付けられると共に冷却系統に接続する冷却管を備え、
前記原子炉圧力容器と該原子炉圧力容器の外周を囲って
いる断熱壁との間に配置されていること′ｆｃ特徴とす
る高温ガス炉後備冷却系用冷却装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58157110A JPS6049293A (ja) | 1983-08-30 | 1983-08-30 | 高温ガス炉後備冷却装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58157110A JPS6049293A (ja) | 1983-08-30 | 1983-08-30 | 高温ガス炉後備冷却装置 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6049293A true JPS6049293A (ja) | 1985-03-18 |
| JPH0450553B2 JPH0450553B2 (ja) | 1992-08-14 |
Family
ID=15642445
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP58157110A Granted JPS6049293A (ja) | 1983-08-30 | 1983-08-30 | 高温ガス炉後備冷却装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6049293A (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS63169593A (ja) * | 1986-12-26 | 1988-07-13 | プロト−パワ− コ−ポレ−シヨン | 核反応炉システムおよびその製造方法 |
| JP2013217738A (ja) * | 2012-04-06 | 2013-10-24 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 熱交換器 |
Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5616095U (ja) * | 1979-07-18 | 1981-02-12 | ||
| JPS5875094A (ja) * | 1981-10-30 | 1983-05-06 | 日本原子力研究所 | パネル式緊急冷却器の熱衝撃緩和装置 |
Family Cites Families (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4055407A (en) * | 1976-11-01 | 1977-10-25 | Ppg Industries, Inc. | Apparatus for the manufacture of flat glass having a glass refractory delivery piece and method of installation |
-
1983
- 1983-08-30 JP JP58157110A patent/JPS6049293A/ja active Granted
Patent Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5616095U (ja) * | 1979-07-18 | 1981-02-12 | ||
| JPS5875094A (ja) * | 1981-10-30 | 1983-05-06 | 日本原子力研究所 | パネル式緊急冷却器の熱衝撃緩和装置 |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS63169593A (ja) * | 1986-12-26 | 1988-07-13 | プロト−パワ− コ−ポレ−シヨン | 核反応炉システムおよびその製造方法 |
| JP2013217738A (ja) * | 2012-04-06 | 2013-10-24 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 熱交換器 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH0450553B2 (ja) | 1992-08-14 |
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