JPS63241380A

JPS63241380A - 原子炉

Info

Publication number: JPS63241380A
Application number: JP62074263A
Authority: JP
Inventors: 徹大坪; 宮原　満行
Original assignee: Toshiba Corp; Nippon Atomic Industry Group Co Ltd
Current assignee: Toshiba Corp; Nippon Atomic Industry Group Co Ltd
Priority date: 1987-03-30
Filing date: 1987-03-30
Publication date: 1988-10-06

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】〔発明の目的〕（産業上の利用分野）本発明はナトリウム冷却形高速増殖炉等のような液体金
属を冷却材として使用する原子炉に関する。

（従来の技術）高速増殖炉等では冷却材として液体ナトリウム等の液体
金属が用いられており、このような原子炉では炉心を通
過する冷却材が強く放射化される等の理由から一次冷却
材循環ポンプによって一次冷却材を炉心および中間熱交
換器を介して循環させ、この中間熱交換器で二次冷却材
と熱交換をなし、さらにこの二次冷却材を蒸気発生器等
を介して高圧蒸気を得るように構成されている。

ところで、従来このような原子炉は大別してループ形と
タンク形とに分けられる。ループ形の原子炉は第４図に
示すように、原子炉容器３０内に炉心３１を収容し、ま
たこの原子炉容器３０内に一次冷却材循環ポンプ３２お
よび中間熱交換器３３を設け。

これらを配管３４で接続して一次冷却材が循環する閉ル
ープを形成したものである。そして、炉心３１を通過し
た高温の一次冷却材は配管３４を介して中間熱交換器３
３に流入する。この中間熱交換器３３内で二次冷却材と
熱交換して低温となった一次冷却材は、−次冷却材循環
ボンプ３２により加圧されて再び配管３４を介して原子
炉容器３０内に戻されるように構成されている。しかし
ながら、このようなループ形の原子炉では高温の一次冷
却材が流通する配管３４が原子炉容器３０外に複雑に配
置されているので、全体として大形化し、このため原子
炉を収容する原子炉建屋も大形化するという不具合があ
った。

また、タンク形の原子炉は第５図に示すように、大形の
主容器３５内に炉心３６を収容するとともにこの主容器
３５内に一次冷却材循環ポンプ３７および中間熱交換器
３８を収容し、これらの間を隔壁３９によって区画して
一次冷却材の循環流路を構成したものである。そして、
−次冷却材循環ポンプ３７で圧送された一次冷却材は炉
心３６に供給され、この炉心３６を通過して高温となっ
た一次冷却材は中間熱交換器３８を通って二次冷却材と
熱交換され、主容器３５内を通って再び一次冷却材循環
ポンプ３７に戻されるように構成されている。このよう
なタンク形の原子炉は一次冷却材が主容器３５内で循環
するため、外部に一次冷却材の配管を配設する必要がな
く原子炉全体が小形化するが、主容器３５内に一次冷却
材＠環ポンプ３７および中間熱交換器３８を収容するた
め、主容器３５がきわめて大形化するという欠点を有し
ていた。このため、輸送の関係等の理由から主容器３５
は複数に分割したものを工場で製作したのち現場で組み
立てねばならず、製作が面倒になるという問題があった
。また、主容器３５内に一次冷却材循環ポンブ３７や中
間熱交換器３８を収容するので空間的余裕がなく、これ
らの機器の保守、補修等が困難となるという問題があっ
た。

上述したように、従来建設運転された経験のあるナトリ
ウム冷却型原子炉は、冷却系を１次系。

２次系、水蒸気系の３系統をそれぞれ中間熱交換器及び
蒸気発生器の２種の非接触型熱交換器で直列に結合した
構造をしているので、建屋を含む原子炉全体の物量が軽
水炉に較べ増大ししかも構造も複雑になる傾向にあった
。

そこで、［子炉構造を簡略化しかつ所要物量を縮小させ
るため、上記２次冷却系を削除して１次冷却系と水蒸気
系を直接蒸気発生器で熱交換させる冷却方式が提案され
ている。しかし、この冷却方式は放射化した１次冷却系
ナトリウムを直接蒸気発生器に入れるため、水蒸気系の
放射化、トリチウムの拡散、蒸気発生器の管理区域化、
蒸気発生器伝熱管破損時のナトリウム・水反応による圧
力波に起因する１次冷却系破損等の事故が想定される。

しかしながら、これら想定事故の解決策として蒸気発生
器伝熱管を２重管とするとかあるいはこれに加えて２重
管アニユラ入部に不活性ガスを充てんあるいは循環させ
て２次系を削除した場合の問題点のうち、特にクリティ
カルであるトリチウム拡散、ナトリウム・水反応の影響
及びその可能性を小さく押える方法が提案されている。

従って、このような１次ナトリウム冷却系と水蒸気系の
２種の熱輸送径路で構成された原子炉は、従来の２次ナ
トリウム冷却系を持つ原子炉に較べて大幅の簡素化及び
所要物量削減の達成が可能であるといえる。

（発明が解決しようとする問題点）本発明は上記事情に鑑みてなされたもので、その目的は
、原子炉建屋を含めた原子炉全体を小型化しかつ放射線
管理区域も小体積とした構造簡単な原子炉を提供するこ
とにある。

〔発明の構成〕（問題点を解決するための手段）本発明は、上記目的を達成するために、原子炉容器内に
収納された炉心とこの炉心の冷却材として液体金属を用
いた原子炉において、前記原子炉容器上部の皿状に拡大
した開口外周部から下方に懸吊される冷却材下降管と、
この冷却材下降管の下端に取付けられたリングヘッダと
、このリングヘッダ内の冷却材を前記炉心に戻す主循環
ポンプ及び冷却材戻り配管と、前記冷却材下降管内には
上方より挿入配置した２重管バヨネット型蒸発管とから
構成されたことを特徴とするものである。

（作　　用）このように構成された原子炉によれば、炉心を出た高温
冷却材は原子炉容器上部の皿状拡大部分を流れて冷却材
下降管に流入し、冷却材下降管内に各一本配設された蒸
発管内の給水を蒸気として。

下部のリングヘッダに集合したのち主循環ポンプにて再
び炉心に戻る。原子炉停止時には前記冷却材下降管外部
をガス冷却することにより、崩壊熱除去を行なう。

（実施例の構成）本発明の実施例を図面を参照して説明する。

第１図は本発明の一実施例の断面図である。同図におい
て、ｙＫ子炉容器１は内部に炉心構成要素２を収納して
おり、冷却材３は炉心構成要素２から上方に流出して原
子炉容器１の上部の皿型開口部４の周囲より下方に向は
多数取り付けられた冷却材下降管５に流入する。この冷
却材下降管５は下部でドーナッツ状のリングヘッダ６に
集合、接続している。このリングヘッダ６には、その一
部に主循環ポンプ７を収納するためのスタンドパイプ８
が設置されており、主循環ポンプ７と原子炉容器１の間
はコールドレグ配管９で結合されている。また、原子炉
容器１の上面はルーフスラブ１２で閉塞されており、こ
のルーフスラブ１２には主循環ポンプ７、炉心上部機４
ｉ１１３及びバヨネット管型２重管蒸気発生器１４が懸
吊されている。このバヨネット管型２重管蒸気発生器１
４の伝熱管１５はそれぞれ１本づつ冷却材下降管５に挿
入されている。

また、原子炉容器１．スタンドパイプ８．コールドレグ
配管９及び冷却材下降管５で構成される冷却材バウンダ
リの周囲にはガードベッセル１６及びガード管１７が配
設され、その内部は不活性ガス蒸囲気として、通常空気
との反応性を有する液体ナトリウムを使用する冷却材３
が万一冷却材バウンダリの破損により漏洩しても、化学
反応を起こさず、かつ炉内から冷却材が喪失して炉心が
冷却されないような事態の生じないように構成されてい
る。また、これらの原子炉を構成する構造物は、建物の
一部である遮蔽壁１０及びペデスタル１１により支持さ
れている。

第２図は第１図の■−■線に沿う横断面図である同図に
示すように、蒸発管１５にはその外側同心円状に冷却材
下降管５及びガード管１７が配設される。さらに、この
蒸発管１５は第３図の詳細図に示すように、外側伝熱管
１８．内側伝熱管１９及びバヨネット管２０より構成さ
れている。

（実施例の作用）上記した構成の原子炉では、炉心構成要素２により昇温
されて流出した冷却材３は原子炉容器１内を上昇して皿
型開口部４に達し、冷却材下降管５を通って流下し、リ
ングヘッダ６に流出する。

この際、冷却材下降管５内に挿入された蒸気管１５内の
給水と熱交換してそれを蒸気となし、一方。

温度の低下した冷却材３はリングヘッダ６に集まった後
、主循環ポンプ７によって炉心構成要素２の下部に供給
される。

原子炉容器１全体は遮蔽壁１０及びペデスタル１１によ
って支持されており、特に遮蔽壁１０は炉心からの中性
子の遮蔽としているため、炉心構成要素２は生体遮蔽体
を配する必要がない。

また、第３図の詳細図に示すように、冷却材下降管５は
その外側に同心上に配設されたガード管１７を持ち、そ
の間隙は不活性ガス２７が充填されているが、ガード管
１７の外部を建屋外から空気入ロダンバ２４を介して導
入した空気２８にて冷却し、昇温した空気２８は空気出
口ダンパ２５より建屋外へ排出する構成となっているの
で、冷却材下降管５内の冷却材３は冷却され、原子炉停
止時の崩壊熱を除去する事ができる。

〔発明の効果〕

以上説明したように１本発明の原子炉によれば、２次ナ
トリウム冷却系がない事及びホットレグ配管がない事の
ため、原子炉がコンパクトとなり。

それだけ所要物量が削減される。さらに、蒸気発生器は
隣接する伝熱管同士がガス空間により完全に分離されて
おり、かつ２重管構造であるからナトリウム／水反応は
起こりにくく、また仮りに発生しても破損が隣接管に拡
大すること事はない。

さらに冷却材下降管外部に配設されたガード管外部を建
屋内に外部より導入された空気の流路とすることで、冷
却材下降管内の冷却材を外側から冷却して崩壊熱除去を
行なうことができるので、動的機器を使わない安全性の
高い崩壊熱除去装置を提供することができるというすぐ
れた効果を奏する。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の一実施例の縦断面図、第２図は第１図
の■−■線に沿う横断面図、第３図は第１図の冷却材下
降管部分の詳細図、第４図は従来のループ型原子炉の構
成図、第５図は従来のタンク型原子炉の構成図である。１・・・原子炉容器　　　　２・・・炉心構成要素３・
・・冷却材　　　　　　４・・・皿型開口部５・・・冷
却材下降管　　　６・・・リングヘッダ７・・・主循環
ポンプ８・・・ポンプスタンドパイプ９・・・コールドレグ配管　１ｏ・・・遮蔽壁１１・・
・ペデスタル　　　　１２・・・ルーフスラブ１３・・
・炉心上部機構１４・・・２重管バヨネット型蒸気発生器１５・・・蒸
発管　　　　　　１６・・・ガードベッセル１７・・・
ガード管　　　　　１８・・・外側伝熱管１９・・・内
側伝熱管　　　　２０・・・バヨネット管２１・・・不
活性ガスプレナム２２・・・蒸気ヘッダ　　　　２３・・・給水へラダ２
４・・・空気人口ダンパ　　２５・・・空気出口ダンパ
２６・・・空気ダクト　　　　２７・・・不活性ガス２
８・・・空気（８７３３）　　代理人　弁理士　猪　股　祥　晃（ほ
か１名）第　１　図第２図

Claims

【特許請求の範囲】

（１）原子炉容器内に収納された炉心とこの炉心の冷却
材として液体金属を用いた原子炉において、前記原子炉
容器上部の皿状に拡大した開口外周部から下方に懸吊さ
れる冷却材下降管と、この冷却材下降管の下端に取付け
られたリングヘッダと、このリングヘッダ内の冷却材を
前記炉心に戻す主循環ポンプ及び冷却材戻り配管と、前
記冷却材下降管内には上方より挿入配置した２重管バヨ
ネット型蒸発管とから構成されたことを特徴とする原子
炉。
（２）冷却材バウンダリをなす原子炉容器、リングヘッ
ダ、ポンプスタンドパイプの外側に隣接してガードベッ
セルを設置し、また各冷却材下降管外周をガード管で囲
むとともに前記ガード管外側を外気により冷却すること
で前記冷却材下降管内の冷却材を冷却し、炉心崩壊熱を
除去するように構成したことを特徴とする特許請求の範
囲第１項記載の原子炉。