JPS6120835B2 - - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は原子炉スクラム後に炉心から発生する
崩壊熱を除去する崩壊熱除去方法に関する。

まず、従来の冷却材として液体金属を用いた原
子炉の崩壊熱除去方法を第１図を用いて説明す
る。第１図において、炉心１を内蔵する原子炉容
器２を出た高温ナトリウム冷却材（以下単にナト
リウムと称す。）はホツトレグ配管３を通つて中
間熱交換器４に至り、この熱交換器４で冷却され
たナトリウムはコールドレグ配管５、循環ポンプ
６を経て原子炉容器２に戻る。中間熱交換器４に
はナトリウムを冷却するための１次冷却系７と、
中間熱交換器４で１次ナトリウムと熱交換された
高温ナトリウムを導くホツトレグ配管８とこのナ
トリウムを冷却する空気冷却器９と空気冷却器９
で冷却されたナトリウムを中間熱交換器４へ導く
コールドレグ配管１０、循環ポンプ１１とからな
る２次冷却系が接続されている。なお、空気冷却
器９には、雰囲気の空気を空気冷却器９に送り込
むブロワ１２、ダクト１３、空気の流れを仕切る
入口ダンパ１４および出口ダンパ１５よりなる空
気系が接続されている。

ところで、原子炉スクラム後炉心１から発生す
る崩壊熱を除去するときは、従来、原子炉の出力
が定格出力（100％）から約10％出力まで低下す
る間は１次冷却系７を用いて行ない、それ以降の
長期間にわたる崩壊熱は、すべて上記した２次冷
却系を用いて除去するようにしていた。

第２図はこのときの崩壊熱除去シーケンスを示
す図で、原子炉スクラム後、崩壊熱は１次冷却系
７で除去されて、崩壊熱が定格出力時の約10％ま
で低下すると、２次冷却系に除熱開始の作動指示
が出され、１次冷却系７が停止し、２次冷却系の
循環ポンプ１１が定格流量で運転を開始する。さ
らに、ブロワ１２が起動し、ダンパ１４，１５が
開いて２次冷却系が除熱運転に入る。これ以降長
期間の崩壊熱除去運動に移行して行くが、この過
程で、２次冷却系の除熱容量を、系内の熱衝撃お
よび冷却材であるナトリウムの凍結を防止するた
め、崩壊熱の減少に見合つて、除熱区分がQ₁
（ブロワ１２を100％回転）→Q₂（ブロワ１２を
40％回転）→Q₃（ブロワ１２のベーン緩閉）と
なるように制御する。そしてさらに崩壊熱の減少
がゆるやかになると、除熱区分Q₄（ブロワ１２
を断続運転）→Q₅（入力ダンパ１４の緩閉）と
制御しながら除熱を継続してゆく。

しかし、このような崩壊熱除去方法では、ブロ
ワ１２の断続運転といつた複雑な制御が必要とな
り、さらに、ブロワ１２のベーン、入力ダンパ１
４を絞つた状態での運転も必要となり、不確定要
素の多い運転方法をとらなければならず、現実的
にはかなり困難な運転となるという欠点がある。

本発明の目的は、上記した従来技術の欠点をな
くし、原子炉スクラム後の崩壊熱を長期にわたり
除去するときに複雑なシーケンス制御によらず簡
単な操作で安定に除去することができる崩壊熱除
去方法を提供することにある。

本発明の特徴は、原子炉出力が定格の約10％に
低下するまでは１次冷却系を用いて崩壊熱を除去
し、その後の崩壊熱除去は２次冷却系を用いて行
ない、崩壊熱がさらに微量になつた時点での崩壊
熱除去は２次冷却系を止めて原子炉容器に接続し
たオーバフロー系に設けられた冷却材純化系の冷
却系または１次冷却系に設けられた冷却材純化系
の冷却系を用いて行なうようにした点にある。

以下本発明を第３図、第４図に示した実施例を
用いて詳細に説明する。

第３図は本発明の崩壊熱除去方法の一実施例を
説明するための、崩壊熱除去システムの一実施例
を示す概略系統図で、第１図と同一部分は同じ符
号で示し、説明を省略する。第３図において、１
６は原子炉容器２よりオーバフローしたナトリウ
ムをオーバフロータンク１７へ導くオーバフロー
配管で、１８はオーバフローしたナトリウムを汲
上げ配管１９を経て原子炉容器２に汲上げる汲上
ポンプで、これらでオーバフロー系を構成してい
る。このオーバフロー系は、原子炉負荷変動に起
因する系内ナトリウムの膨張収縮によつて生ずる
原子炉容器２の液位変動を一定に保つためのもの
で、これには冷却材純化系が設けられている。冷
却材純化系は、オーバフロータンク１７内のナト
リウムが純化ポンプ２０で汲上げ配管２１を経て
導かれている吸上げナトリウムを戻りナトリウム
と熱交換するエコノマイザ２２と、エコノマイザ
２２に吸上げられたナトリウムを窒素ガスで冷却
するナトリウム冷却器２３と、ナトリウム冷却器
２３で冷却されたナトリウム中の不純物を捕獲す
るコールドトラツプ２４と、冷却純化されたナト
リウムをオーバフロータンク１７に導く戻り配管
２５とより構成されている。なお、２６は窒素ガ
スを冷却水で冷却する窒素ガス冷却器、２７は窒
素ガス循環ブロワで、ナトリウム冷却器２３内の
ナトリウムを窒素ガスで冷却するようになつてい
る。

冷却材純化系は、１次系内ナトリウム中の不純
物による材料の腐食、材料強度の劣化、不純物の
析出による系内の狭い流路の閉塞、ナトリウム中
の誘導放射能レベルの上昇等を防止するために、
１次系内のナトリウムを原子炉容器２、オーバフ
ロータンク１７を介して導き、ナトリウム冷却器
２３で不純物の過飽和近辺まで冷却し、その後コ
ールドトラツプ２４で不純物を捕獲するもので、
オーバフロー系とともに原子炉に常設されている
ものである。

通常時の冷却材純化系での除熱量は、原子炉定
格出力の約0.1％であるが、冷却能力を最大限に
使用するものとすれば、約0.3％まで除熱可能で
あり、これは、原子炉スクラム後約10日後の崩壊
熱レベルに相当し、第２図の除熱区分Q₄（ブロ
ワ１２を継続運転）に相当する。

そこで、本発明においては、原子炉スクラム
後、原子炉出力が定格の約10％に低下するまでは
１次冷却系を用いて崩壊熱を除去し、その後の崩
壊熱除去は２次冷却系を用いて行なう。ここまで
は従来と同様であるが、崩壊熱がさらに微量にな
つた時点、すなわち、第２図の除熱区分Q₃〜Q₄
付近の時点では、２次冷却系を止めて、原子炉容
器２に接続したオーバフロー系に設けた冷却材純
化系の冷却材、すなわち、ナトリウム冷却器２３
を用いて崩壊熱除去を行なうようにした。このと
きの切換え運転は、第３図のコールドトラツプ２
４の手前の入力弁２８を閉、系統を定期的にフラ
ツシユするときに使用するフラツシユライン止め
弁２９を開とし、ナトリウム冷却器２３で冷却さ
れたナトリウムをコールドトラツプ２４およびエ
コノマイザ２２を通さないで、直接オーバフロー
タンク１７に戻すようにする。

本発明の実施例によれば、第２図の除熱区分
Q₃〜Q₄付近では、２次冷却系を止めて、冷却材
純化系の冷却系を用いて崩壊熱を除去するように
したので、従来のような複雑なシーケンス制御を
行なう必要がなくなり、しかも、崩壊熱レベルに
見合つた安定な崩壊熱除去ができるという利点が
ある。

第４図は本発明の他の実施例を説明するための
崩壊熱除去システムの一実施例を示す概略系統図
で、第１図と同一部分は同じ符号で示し、説明を
省略する。なお、２次冷却系は省略してある。第
４図において、３１は中間熱交換器４で１次ナト
リウムと熱交換された高温ナトリウムを流量調節
弁３２を介して過熱器３３、再熱器３４に導くホ
ツトレグ配管、３５は過熱器３３、再熱器３４か
らのナトリウムを蒸発器３６に導くミツドレグ配
管、３７は蒸発器３６からのナトリウムを循環ポ
ンプ３８を介して中間熱交換器４に導くコールド
レグ配管で、１次冷却系はこれらより構成されて
いる（第１図の１次冷却系７も同じ。）。このよう
に１次冷却系には過熱器３３、再熱器３４、蒸発
器３６があつて、これらで高温ナトリウムとの熱
交換によつて発生した蒸気によつて発電機４１を
回転する高圧タービン３９、低圧タービン４０を
運転し、低圧タービン４０を出た蒸気は復水器４
２で冷却して復水し、その復水を給水ポンプ４３
で蒸発器３６、過熱器３３に送り込むようになつ
ている。

原子炉スクラム後、炉心１から発生する崩壊熱
の除去は、上記したように、最初、この１次冷却
系を用いて行なうが、原子炉出力低下にともなう
水蒸気の発生低下に順じて、再熱器３４の隔離、
過熱器３３の水蒸気側隔離、タービン３９，４０
のトリツプを行ない、蒸発器３６単体による崩壊
熱除去を継続し、原子炉崩壊熱が定格出力のとき
の約10％まで低下したら、上記したように、図示
を省略してある２次冷却系に切換えて崩壊熱除去
を行なう。このとき水蒸気系は完全に隔離される
が、１次冷却系のナトリウム側は、系内の熱過渡
および温度保持のため、定格時の約10％の流量で
循環される。

ところで、１次冷却系にも上記したオーバフロ
ー系に設けた冷却材純化系とほぼ同じ構成の冷却
材純化系が設けられている。すなわち、第４図に
示すように、ホツトレグ配管３１より流量調節弁
４４を介してエコノマイザ２２′に高温ナトリウ
ムが導入されており、冷却純化されたナトリウム
はコールドラグ配管３７に戻される。そしてこの
冷却材純化系は、エコノマイザ２２′、ナトリウ
ム冷却器２３′、コールドトラツプ２４′等より構
成されていることは、オーバフロー系の冷却材純
化系と同様で、ただ、ナトリウム冷却器２３′が
空気冷却になつている。したがつて、この冷却材
純化系での除熱量も原子炉定格出力の約0.1〜0.3
％であり、本発明になる第２図の除熱区分Q₃〜
Q₄付近の時点での崩壊熱除去を、２次冷却系を
止めて、１次冷却系に設けた冷却材純化系の冷却
系を用いて行なつてもよく、効果はオーバフロー
系に設けた冷却材純化系の冷却系を用いた場合と
同様である。

以上説明したように、本発明によれば、原子炉
スクラム後の崩壊熱を長期にわたり除去するとき
に、複雑なシーケンス制御によらず、簡単な操作
で安定に除去することができるという顕著な効果
がある。

【図面の簡単な説明】

第１図は従来の崩壊熱除去方法を説明するため
の冷却システムの概略系統図、第２図は従来の崩
壊熱除去シーケンスを示す図、第３図は本発明の
崩壊熱除去方法の一実施例を説明するための崩壊
熱除去システムの一実施例を示す概略系統図、第
４図は本発明の他の実施例を説明するための崩壊
熱除去システムの一実施例を示す概略系統図であ
る。 １……炉心、２……原子炉容器、４……中間熱
交換器、７……１次冷却系、９……空気冷却器、
１２……ブロワ、１４……入口ダンパ、１５……
出口ダンパ、１７……オーバフロータンク、２
２，２２′……エコノマイザ、２３，２３′……ナ
トリウム冷却器、２４，２４′……コールドトラ
ツプ、２６……窒素ガス冷却器、３３……過熱
器、３４……再熱器、３６……蒸発器、３９……
高圧タービン、４０……低圧タービン、４２……
復水器、４３……給水ポンプ。

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. １ 原子炉スクラム後炉心から発生する崩壊熱を
   長期間にわたつて除去するときに、原子炉出力が
   定格の約10％に低下するまでは中間熱交換器に接
   続した１次冷却系を用いて前記崩壊熱の除去を行
   ない、その後の崩壊熱除去は前記中間熱交換器に
   接続した空気冷却器を用いた２次冷却系で行な
   い、前記崩壊熱がさらに微量になつた時点での崩
   壊熱除去は前記２次冷却系を止めて原子炉容器に
   接続したオーバフロー系に設けられた冷却材純化
   系の冷却系または前記１次冷却系に設けられた冷
   却材純化系の冷却系を用いて行なうことを特徴と
   する崩壊熱除去方法。