JPS6095390A - 炉心崩壊熱除去用熱交換装置 - 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］ 本発明は液体金属冷却形原子炉の補助冷却設備として原
子炉容器内に設置されている炉心崩壊熱除去用熱交換装
置に関する。

［発明の技術的背景］ 液体金属冷却材に使用している高速増殖炉では、原子炉
の出力運転停止後の炉心からの崩壊熱を除去するために
補助冷却設備として、第１図に示したように、原子−炉
容器１内に炉内熱交換器２が設置されている。

すなわら、第１図において、原子炉容器１の上部間口を
閉塞するルーフスラブ３に炉内熱交換器２が貼着されて
いる。原子炉容器１の中央部Ｊ：りやや下方に炉心４が
配置され、炉心４の周辺領域５の側面に反射体６が設け
られ、反射体６の外周に内胴７が設りられでいる。炉心
４の下方は炉心入口高圧プレナム８が形成され、この炉
心入口高圧プレナム８には高圧プレナムヘッダー９が形
成され、この高圧プレナム８には高圧プレナムヘッダー
９が接続され、この高圧プレナムヘッダー９には一次系
すトリウム入口配管１０が接続されている。また、ルー
フスラブ３と炉心４との間には炉心上部機構１１が吊着
され、原子炉容器１と内胴７との間から一次系ナトリウ
ム出口配管１２が導出されている。

一方、炉内熱交換器２には二次冷却系入口および出口配
管１３、′１４が接続され、この出口配管１３は空気冷
却器１５の蛇管１６の入口側に接続されている。また、
入口配管１４は空気冷却器１５の蛇管１６の出口側に接
続されている。空気冷却器１５の上下のダク１へ内には
ダンパ１７．１８が設けられてＪ３す、上方のダクト１
９は排気側で下方のダクト２０は給気側である。なＪ′
３図中符号２１は遮蔽コンクリ−１〜で、２２は格納容
器をそれぞれ部分的に示している。

ここで原子炉容器１とその上部プレナムに挿入設置され
た炉内熱交換器ど発熱源である炉心４との間を自然循環
の流路パスどして結ぶ中性子遮蔽体等からなる炉心周辺
領域５と炉心に液体金属ブトリウム等の液体金属を流入
させるための炉心入口高圧ブレナム８とから一次冷却系
統が形成され、また炉内熱交換？Ｓ２の二次側冷却材を
空気によって冷却する空気冷ｕ１器１５に導くための配
管１３．１４と空気冷却器１５どから二次冷却系統が形
成される。さらに空気冷ｒＪＩ器１５に空気を導入およ
び排出するためのダクト１９．２ｏと空気を遮断または
送風および凧聞調節するためのダンパ１７．１８とから
送風系統が形成されており、全部系統共自然循環によっ
て冷却材を流動させ、除熱を行なう方式になっている。

上記系統構成として、特に特長的どなっている原子炉容
器１内の自然循環流路の（１１Ｓ成は、炉内熱交換器２
の一次側出口を流出しＩＣ液体金属が炉心周辺領域５を
逆流することに依存して形成されるものである。

この炉心周辺領域５は中性子遮蔽体等から（ｊ２１成さ
れる流路であって、原子炉の通常運転状態にｃ１５いて
は炉心４の領域に比して１桁以上小さい流ｍの冷却材が
供給され、上がする領域であり、正流方向つまり上昇流
に対するする圧力損失が比較的大きい領域である。この
ため、逆流方向つまり下降流に対する圧力損失をなるべ
く正流方向に比し、小さくすることにより、補助冷却設
備運転時における本炉心周辺流域の逆流パスを含む炉内
循環流路の圧力損失を低減する工夫を凝らしているもの
の、この炉心周辺領域５の逆流パスの圧力損失が炉内循
環流路全体の圧力損失の過半を占めている。

［費用技術の問題点］ しかしながら、従メζにおＣプる補助冷却設備の熱交換
器は、崩壊熱レベルが高いとぎには安全上の機能要求に
より助熱ＯＬ力が設定されており、炉心出入口温度差が
大きくとし十分自然循環流間がとれればよいとされてい
る。

崩壊熱レベルが低くなって後において、燃料交換やプラ
ント内の槻２１）の保守・補修を行なうため、原子炉冷
却材の温度を十分低く抑えるという運用上の機能要求を
必定させようとすると、炉心出入口の温度差を小さくし
て自然循環流量をとる必要がある。

づ−なわち、自然循環による流星は、自然循環に関わる
流路の圧力損失と、自然循環ヘッドとの均衡によりもた
らされるが、自然循環ヘッドは幾何学的に決まる寸法の
他は温度差に依存している。

このため、上記の運用上のｌｆｉ　ＩＪＩ：要求を満た
すには、特に炉心周辺領域の圧力損失を大幅に削減する
必要があった。

実際は原子炉冷却材の炉心出口温度を保守・補修に必要
なだけ低くし、かつ炉心入口温度がナトリウム等液体金
属の凝固に至らない程度とするためには崩壊熱レベルを
十分低（させる必要があり、原子炉停止後、保守・補修
に移行するためには極めて長期間を必要としていた。

また、全系統が自然循環であることにより、特に原子炉
冷却材にナトリウムを使用する場合には、崩壊熱レベル
が低くなった際にも、局所的にせよナトリウムの凝固を
生じさせないｌζめの運用を図る必要がある。

しかしながら、自然循環で最も制り１１シ￥１ｔい炉心
入口温度が最も凝固点に近接し易く、その制御１／Ｉ−
に課題を有していた。

［発明の目的１ 本発明はかかる従来の事情に対処してなされたもので、
液体金属冷却形高速増殖炉の補助冷ｉＪｌ設備として使
用される炉内熱交換器において、崩壊熱が比較的高い場
合は自然循環を和分利用し、崩壊熱が比較的低くなった
場合には強制循環を中心として冷却材を循環させて炉心
を冷却して崩壊熱を除去するとどもに、冷却材の過冷却
による凝固を回避できる炉心崩壊熱除去用熱交換装置を
提供づ−ることにある。

また、原子炉停止後７Ｊ’ｌ系以降の崩壊熱除去システ
ムを簡素化を始めプラントメンテナンス時のための冷却
系を削減りることが可能であり、もってコスト上のメリ
ッｌ〜が大きい熱交換装置を提供することにある。ざら
にザベての崩壊熱除去運転モードに対応する運用が可能
でザンパク１〜化できる熱交換装置を提供“りることに
ある。

［発明の概要１ づ−なわち本発明は、原子炉容器内の炉内構造物面を支
持する仕切板をその下部が頁通して設訂された炉内熱交
換器と、この炉内熱交換器の吊り胴の底部に接続された
一次冷ｒｄｌ材出口管と、この出口管に接続された電磁
ポンプおよび逆止弁の下流側に接続された高圧プレナム
ヘッダーと、この高圧プレナムヘッダーに連通管を介し
て接続した前記炉内構造物面の下部に位置する炉心高圧
プレナムと、この炉心高圧プレナムの上方に設けられた
炉心とからなることを特徴とする炉心崩壊熱除去用熱交
換装置である。

［発明の実施例コ 以下第２図を参照しながら本発明に係る熱交換装置の一
実施例を詳しく説明する。なＪ３第２図では第１図と同
一部分を同一符号で示し、また本発明の要部のみ示し、
しかも原子炉容器の左半分が対称的であるため省略しで
ある。

第２図において、原子炉容器１内に炉心４を包囲する炉
内構造物面２３が仕切板２４ににって支持されている。

この仕切板２４には貫通孔２５が設（〕られており、こ
の貫通孔２５内に下部が挿入された炉内熱交換器２が図
示してないルーフスラブに貼るされている。炉内熱交換
器２は吊り胴２６内に遮蔽体２７が設けられ、上下部の
管板２８．２９に多数本の伝熱管３０が支持されている
。また吊り胴２６内の中心部に沿って加工管３１が設け
られ、下部管板２９には下部鏡板３２が設【ノられてい
る。なお図中符号３３は吊り胴２６の側面で、かつ上部
管板２８の近傍に設けられた一次冷却材入口窓で、３／
ｌは下部管板２９の近傍に設けられた一次冷却材出口窓
である。また吊りｌ１ｉｉ２６の底部には一次冷７．Ｉ
Ｉ　４４出口管３５が接続されており、この出口管３５
の下方に電磁弁３６が接続され、さらに電磁弁３Ｇの下
流側には配管３７、逆止弁３８および管継手３９が順次
接続されている。

管継手３９は高圧プレナムヘッダー９に接続され、高圧
プレナムヘッダー９は連通ｆｆ１４０によって炉内構造
物面２３の高圧プレナム８に連通している。

ここで、炉内熱交換器２の二次冷却系統は第１図で示し
たように、二次系配管１３．１４により空気冷却器１５
に接続されている。

次に上記実流例にＪ、る作用を以下に説明Ｊ−る。

原子炉停止後、崩壊熱除去運転において原子炉補助冷却
設備の起動指令が出された場合、空気冷却器１５のダン
パ１７．１８が開とされ、二次冷却系統の自然循環が開
始する。

また、原子炉容器２内にあっては、通常運転時および崩
壊熱除去運転時のうちの一部等におけるように、−次主
冷却系統の循環ポンプが主モータおよびポニーモータに
よって回転させられている場合において、閉となってい
る逆止弁３８を開とする。

すなわち、−次主冷却系統の循環ポンプを停止させるこ
と、または電磁ポンプ３６を補助的手段として起動する
ことによって逆止弁３８を開とすることによって炉内の
再循環流路を形成させる。

ここに、炉心４で加熱され軽くなったナトリウム等液体
金属−次冷却材が上昇し、炉内熱交換器２の一次冷却材
入口窓３３にｉリ−る。炉内熱交換器２内で二次冷却材
により冷却され重くなったナトリウム等液体金属が下降
し、炉内熱交換器２の一次冷却材出口管３５を通り抜り
た後、電磁ポンプ３６および配管３７の流路を経由し、
逆止弁３８並びに管継手３９を通過し、炉心入１］高圧
プレナムヘッダー９　Ｊ５よび炉心入口高圧プレナム８
に流入した後、再び炉心４に吸引される。

一方、原子炉停止後長期間を経て、崩ＩＦｉ熱レベルが
低くなった場合にＪ３いては、炉心４での光熱端の低下
にＪ：す、炉内の自然循環力が低下するため、電磁ポン
プ３６の起動による強制循環力を炉内の一次冷却拐に対
する唯一の駆動源とし、炉心出入口間を低温度Ｚ−の下
におく。かつ安定した流動制御を実施し炉内熱交換器２
による除熱を継続づ−る。

しかして、上記実施例では、原子炉停止後、崩壊熱レベ
ルが比較的高い場合炉内の比較的大きな自然循環力を十
分に利用づることが可能である。

すなわち、比較的圧力損失の大きい炉心周辺領域を逆流
さけることがないため、炉心流ｍを大さくすることがで
き、炉内熱交換器による除熱能力も、より大きくするこ
とができる。

また炉内側の起＃条１］；こしＬ　ｔｊ、（１〉−法主
冷却系の循環ポンプの停止（少なくとも主モータの停止
） （２）補助冷却段υ１１の電磁ポンプの起動のいずれの
一つににつでも炉内の再循環流路が形成できるため信頼
性が−高い。

さらに原子炉停止後、崩壊熱レベルが低い場合、電磁ポ
ンプによる強制循環により自然循環のみに頼る場合に比
較し、より早期から冷却材温度を低くし、かつ炉心出入
口温度差を小さく保つことが可能となる。さらに流ｆｆ
ｉ　ｆ１１１制御、温度制御に安定性が増す。

［発明の効果］ 以上説明したように本発明によれば、下記に述べる効果
がある。

（１）すべての崩壊熱除去運転モードに対応する運用が
可能な全体として、コンパクトな原子炉補助冷却設備を
提供することができる。

（２）原子炉二次冷却系以降の崩壊熱除去システムの簡
素化を始め、プラント、メンテナンス時のための冷却系
を削減することが可能であり、コスト上のメリットが大
きい。

（３）崩壊熱レベルの大小によらず、炉内の補助冷却設
備の運用による除熱が可能であり、運用法が容易化する
他、原子炉周辺の機器に対する熱過渡が安定化する。

【図面の簡単な説明】

第１図は従来の炉心崩壊熱除去用熱交換装置を説明する
ための一部系統図で示す縦断面図、第２図は本発明に係
る炉心崩壊熱除去用熱交１９！装置の一実施例を右半分
のみ示ｔ　ｍ　＋ｖｉ面図である。 １・・・・・・・・・・・・原子炉容器２・・・・・・
・・・・・・炉内熱交換器３・・・・・・・・・・・・
ルーフスラブ４・・・・・・・・・・・・炉　心 ５・・・・・・・・・・・・炉心周辺領域６・・・・・
・・・・・・・反射体 ７・・・・・・・・・・・・内　胴 ８・・・・・・・・・・・・炉心入口高圧プレナム９・
・・・・・・・・・・・高圧プレナムヘッダー１０・・
・・・・・・・・・・入１０配管１１・・・・・・・・
・・・・炉心上部機構１２・・・・・・・・・・・・出
［１配管１３．１４・・・二次系配管 １５・・・・・・・・・・・・空気冷却器１６・・・・
・・・・・・・・蛇　管 １７．１８・・・ダンパ １つ、２０・・・ダクト ２１・・・・・・・・・・・・遮蔽コンクリート２２・
・・・・・・・・・・・格納容器２３・・・・・・・・
・・・・炉内構造物用２４・・・・・・・・・・・・仕
切板 ２５・・・・・・・・・・・・貫通孔 ２６・・・・・・・・・・・・吊り胴 ２７・・・・・・・・・・・・遮蔽体 ２８・・・・・・・・・・・・Ｆ部管板２９・・・・・
・・・・・・・下部管板３０・・・・・・・・・・・・
伝熱管 ３１・・・・・・・・・・・・下降管 ３２・・・・・・・・・・・・下部鏡板３３・・・・・
・・・・・・・−次冷却材入口窓３４・・・・・・・・
・・・・−次冷却材出口窓３５・・・・・・・・・・・
・出口管 ３６・・・・・・・・・・・・電磁弁 ３７・・・・・・・・・・・・配　管 ３８・・・・・・・・・・・・逆止弁 ３９・・・・・・・・・・・・管継手 ４０・・・・・・・・・・・・連通管 代理人弁狸士　須　山　佐　−

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. （１）原子炉容器内の炉内構造物胴を支持する仕切板を
   その下部が貫通して設置された炉内熱交換器と、この炉
   内熱交換器の吊り胴の底部に接続された一次冷却材出口
   管と、この出口管に接続された電磁ポンプおよび逆止弁
   の下流側に接続された高圧プレナムヘッダーと、この高
   圧プレナムヘッダーに連通管を介して接続した前記炉内
   構造物胴の下部に位置する炉心高圧プレナムと、この炉
   心高圧プレナムの上方に設けられた炉心とからなること
   を特徴とする炉心崩壊熱除去用熱交換装置。