JPS63286794A - 原子炉容器冷却設備 - Google Patents
原子炉容器冷却設備Info
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- JPS63286794A JPS63286794A JP62122291A JP12229187A JPS63286794A JP S63286794 A JPS63286794 A JP S63286794A JP 62122291 A JP62122291 A JP 62122291A JP 12229187 A JP12229187 A JP 12229187A JP S63286794 A JPS63286794 A JP S63286794A
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- 238000009835 boiling Methods 0.000 claims abstract description 12
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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
- Cooling Or The Like Of Electrical Apparatus (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】
〔産業上の利用分野〕
本発明は原子炉容器の冷却設備に係り、特に黒鉛減速ガ
ス冷却型原子炉の原子炉圧力容器冷却設備において、動
的機器を必要としない高信頼性のシステムからなる冷却
設備に関する。
ス冷却型原子炉の原子炉圧力容器冷却設備において、動
的機器を必要としない高信頼性のシステムからなる冷却
設備に関する。
多目的高温ガス実験炉の原子炉容器冷却設備の系統構成
を第3図に示す、この設備は、圧力容器1の表面からの
輻射伝熱により炉心および圧力容器1を冷却するもので
あり、通常運転時のみならず炉心強制循環冷却喪失事故
等の重大事故時に予想される燃料温度異常上昇(燃料温
度の異常上昇は燃料の破損を起こし、冷却材中への放射
性物質拡散による機器の汚染や公衆の放射線被爆をもた
らす可能性がある)を防止する目的で設置されており、
如何なる場合においても確実に作動する高度の信頼性が
要求される工学的安全施設である。
を第3図に示す、この設備は、圧力容器1の表面からの
輻射伝熱により炉心および圧力容器1を冷却するもので
あり、通常運転時のみならず炉心強制循環冷却喪失事故
等の重大事故時に予想される燃料温度異常上昇(燃料温
度の異常上昇は燃料の破損を起こし、冷却材中への放射
性物質拡散による機器の汚染や公衆の放射線被爆をもた
らす可能性がある)を防止する目的で設置されており、
如何なる場合においても確実に作動する高度の信頼性が
要求される工学的安全施設である。
黒鉛減速ガス冷却型の原子炉は、炉内の構造物の殆どが
黒鉛ブロックで構成されているため、軽水減速型原子炉
等に比べ、炉内の熱容量が極めて大きい、従って、炉心
燃料の温度変化が緩慢であることが知られている。この
熱容量の大きさの故に炉内冷却材の強制循環が停止する
様な事故においても、原子炉をスクラムした後に予想さ
れる核分裂生成物の崩壊熱による炉心燃料温度の異常上
昇を原子炉圧力容器lの表面から冷却パネル2へ、の輻
射伝熱によって抑えることができる。
黒鉛ブロックで構成されているため、軽水減速型原子炉
等に比べ、炉内の熱容量が極めて大きい、従って、炉心
燃料の温度変化が緩慢であることが知られている。この
熱容量の大きさの故に炉内冷却材の強制循環が停止する
様な事故においても、原子炉をスクラムした後に予想さ
れる核分裂生成物の崩壊熱による炉心燃料温度の異常上
昇を原子炉圧力容器lの表面から冷却パネル2へ、の輻
射伝熱によって抑えることができる。
この設備の系統は、第3図に示すように原子炉圧力容器
1の周りに設置された冷却パネル2、す−ジタンク3、
空気冷却器4、循環ポンプ5A、外部電源6、非常用デ
ィーゼル発電設置1および熱媒体である冷却水8により
構成される。循環ポンプ5Aによって昇圧された冷却水
8は冷却パネル2の下部入口より流入し、原子炉圧力容
器1からの受熱量により単相流のまま温度上昇し冷却パ
ネル2の上部より流出する。この冷却水8は空気冷却器
4に流入し、最終ヒートシンクである大気中への自然放
熱により低温状態となり再度循環ポンプ5Aの入口に流
入する。サージタンク3は冷却水8の温度上昇による密
度差を吸収するi能を有している。
1の周りに設置された冷却パネル2、す−ジタンク3、
空気冷却器4、循環ポンプ5A、外部電源6、非常用デ
ィーゼル発電設置1および熱媒体である冷却水8により
構成される。循環ポンプ5Aによって昇圧された冷却水
8は冷却パネル2の下部入口より流入し、原子炉圧力容
器1からの受熱量により単相流のまま温度上昇し冷却パ
ネル2の上部より流出する。この冷却水8は空気冷却器
4に流入し、最終ヒートシンクである大気中への自然放
熱により低温状態となり再度循環ポンプ5Aの入口に流
入する。サージタンク3は冷却水8の温度上昇による密
度差を吸収するi能を有している。
また、従来の冷却設備では、システムの信顛性を向上さ
せるために、循環ポンプ5Aの故障を考慮し予備機とし
ての循環ポンプ5Bを1台設置し、更に外部電源6の喪
失を想定し、非常用ディーゼル発電設備7を設置してい
る。
せるために、循環ポンプ5Aの故障を考慮し予備機とし
ての循環ポンプ5Bを1台設置し、更に外部電源6の喪
失を想定し、非常用ディーゼル発電設備7を設置してい
る。
〔発明が解決しようとする問題点〕
原子炉容器冷却設備は、通常運転時の他、炉心の強制冷
却喪失事故時等の重大事故時においても確実に作動し、
炉心および原子炉圧力容器を冷却する機能を有する工学
的安全施設であり、高信頬性が要求される。これを満足
させるため、従来の冷却設備では循環ポンプの100%
容量2基構成(1基は予備)を採用し、電源入力は外部
電源および非常用ディーゼル発電設備に接続する事で対
処していた。しかしながら、冷却材循環能力喪失の確立
をゼロにすることはできないという問題がある。
却喪失事故時等の重大事故時においても確実に作動し、
炉心および原子炉圧力容器を冷却する機能を有する工学
的安全施設であり、高信頬性が要求される。これを満足
させるため、従来の冷却設備では循環ポンプの100%
容量2基構成(1基は予備)を採用し、電源入力は外部
電源および非常用ディーゼル発電設備に接続する事で対
処していた。しかしながら、冷却材循環能力喪失の確立
をゼロにすることはできないという問題がある。
本発明の目的は、上記した従来技術の問題点を解消し、
動的機器である循環ポンプを用いることなく、冷却材を
循環させ、静的機器のみから構成される高信顛性の原子
炉容器冷却設備を提供することにある。
動的機器である循環ポンプを用いることなく、冷却材を
循環させ、静的機器のみから構成される高信顛性の原子
炉容器冷却設備を提供することにある。
上記目的は、冷却材として低沸点冷媒(フロン等)を用
い、受熱部としての冷却パネルにおいて、低沸点冷媒を
気化させ、放熱部としての冷却器において液化させ、そ
の密度差を駆動力として、冷却材を自然循環させること
により達成される。
い、受熱部としての冷却パネルにおいて、低沸点冷媒を
気化させ、放熱部としての冷却器において液化させ、そ
の密度差を駆動力として、冷却材を自然循環させること
により達成される。
ここでは炉容器冷却軽の冷却材に低沸点冷媒を使用する
ことにより、循環ポンプを用いることなく、充分な循環
能力および冷却能力を有することを第2図を基に説明す
る。
ことにより、循環ポンプを用いることなく、充分な循環
能力および冷却能力を有することを第2図を基に説明す
る。
第2図に受熱部11と放熱部12を有する閉ループ内の
自然循環の概略図を示す、W環材(冷却材)に低沸点冷
媒を使用すると、受熱部11において低温で液相から気
相への相変化が生じ、気液二相流状態13となり、逆に
放熱部12では冷却凝縮され、再び液単相流14となる
。
自然循環の概略図を示す、W環材(冷却材)に低沸点冷
媒を使用すると、受熱部11において低温で液相から気
相への相変化が生じ、気液二相流状態13となり、逆に
放熱部12では冷却凝縮され、再び液単相流14となる
。
このような閉ループ内の循環力(循環材を受熱部11に
送り込む力)(ΔH)は、放熱部12と受熱部11の循
環材密度差(Δρ=ρ。−ρ1)とヘッド差(L)の積
で表される。特に本実施例の場合、冷却材は受熱部11
で相変化を伴っているため、Δρが大きく循環力を確保
することが容易に可能となる。更に、受熱部11におい
ては液の蒸発潜熱として冷却材中に蓄熱輸送されるため
、循環流量に対する除熱の割合(冷却能力)は、第3図
に示す従来の冷却設備のような冷却材の温度変化のみの
場合に比べ、より大きくすることが可能である。
送り込む力)(ΔH)は、放熱部12と受熱部11の循
環材密度差(Δρ=ρ。−ρ1)とヘッド差(L)の積
で表される。特に本実施例の場合、冷却材は受熱部11
で相変化を伴っているため、Δρが大きく循環力を確保
することが容易に可能となる。更に、受熱部11におい
ては液の蒸発潜熱として冷却材中に蓄熱輸送されるため
、循環流量に対する除熱の割合(冷却能力)は、第3図
に示す従来の冷却設備のような冷却材の温度変化のみの
場合に比べ、より大きくすることが可能である。
このように冷却材として低沸点冷媒を使用することによ
り、受熱部11の温度が低温状態のままで必要な除熱を
行うのに必要十分な冷却材の循環能力を維持することが
できる。
り、受熱部11の温度が低温状態のままで必要な除熱を
行うのに必要十分な冷却材の循環能力を維持することが
できる。
以下、本発明の実施例を図面に基づいて説明する。
第1図は本発明の原子炉容器冷却設備の一実施例を示す
系統構成図である。
系統構成図である。
この冷却設備は、原子炉圧力容器1の周囲であって、原
子炉圧力容器1からの輻射熱の影響を受ける領域に受熱
部としての冷却パネル2が設置され、この冷却パネル2
はフロン等の低沸点冷媒9が循環する閉ループからなる
循環系統を構成して、いる、この循環系統にはサージタ
ンク3と放熱部としての空気冷却器4が設置され、空気
冷却器4は下降管10により冷却パネル2側に連通され
ている。
子炉圧力容器1からの輻射熱の影響を受ける領域に受熱
部としての冷却パネル2が設置され、この冷却パネル2
はフロン等の低沸点冷媒9が循環する閉ループからなる
循環系統を構成して、いる、この循環系統にはサージタ
ンク3と放熱部としての空気冷却器4が設置され、空気
冷却器4は下降管10により冷却パネル2側に連通され
ている。
この原子炉圧力容器冷却設備において、この系統内にに
注入されているフロン等の冷却材(低沸点冷媒)は、冷
却パネル2で圧力容器1からの輻射伝熱により加熱され
る。冷却材9は沸点が低いため、冷却パネル2内におい
て低温で気化を始め、冷却パネル2内は気液二相流の状
態となり、冷却パネル2内を上昇する。
注入されているフロン等の冷却材(低沸点冷媒)は、冷
却パネル2で圧力容器1からの輻射伝熱により加熱され
る。冷却材9は沸点が低いため、冷却パネル2内におい
て低温で気化を始め、冷却パネル2内は気液二相流の状
態となり、冷却パネル2内を上昇する。
冷却パネル2を出た冷却材(気液二相流状態)は空気冷
却器4で冷却凝縮され、液単相流となって、下降管10
を経て再び冷却パネル2に戻る。
却器4で冷却凝縮され、液単相流となって、下降管10
を経て再び冷却パネル2に戻る。
このように冷却材として低沸点冷媒を用いると冷却パネ
ル2内での流体密度(気液二相流)と下降管10内での
流体密度(液単相流)の差が大きくなるため、従来設備
されていた循環ポンプがなくても必要循環量を確保する
ことが可能である。
ル2内での流体密度(気液二相流)と下降管10内での
流体密度(液単相流)の差が大きくなるため、従来設備
されていた循環ポンプがなくても必要循環量を確保する
ことが可能である。
また、冷却パネル2内では相変化による潜熱のため、単
相流の温度上昇に比べ原子炉圧力容器1を冷却するのに
必要な冷却材流量も従来技術構造に比べ少なくすること
が可能である。
相流の温度上昇に比べ原子炉圧力容器1を冷却するのに
必要な冷却材流量も従来技術構造に比べ少なくすること
が可能である。
本発明において、受熱部としては、冷却パネルに限定さ
れるものでなく、原子炉圧力容器からの輻射熱の影響を
受ける領域に配置され、その輻射伝熱を受けるのに有効
な形状であればよく、また、空気冷却器の代わりに水等
による冷却機能を有するものでもよい。
れるものでなく、原子炉圧力容器からの輻射熱の影響を
受ける領域に配置され、その輻射伝熱を受けるのに有効
な形状であればよく、また、空気冷却器の代わりに水等
による冷却機能を有するものでもよい。
以上のように本発明によれば原子炉容器冷却設備の冷却
材として低沸点冷媒を使用することにより動的機器であ
る循環ポンプを用いることなく、充分な自然循環能力、
炉容器冷却能力を確実に維持できる。このため、動的機
器を含まない系統構成が可能となり、高信頼性の炉容器
冷却システムとすることができる。更に、循環ポンプに
付随する電源設備、制御設備も削除することができる。
材として低沸点冷媒を使用することにより動的機器であ
る循環ポンプを用いることなく、充分な自然循環能力、
炉容器冷却能力を確実に維持できる。このため、動的機
器を含まない系統構成が可能となり、高信頼性の炉容器
冷却システムとすることができる。更に、循環ポンプに
付随する電源設備、制御設備も削除することができる。
第1図は本発明の冷却設備の一実施例を示す系統構成図
、第2図は第1図の冷却設備の作用を説明するための閉
ループの自然循環概略図、第3図は従来の多目的高温ガ
ス化実験炉の原子炉圧力容器冷却設備の系統構成図であ
る。 1・・・・・・原子炉圧力容器、2・・・・・・冷却パ
ネル、3・・・・・・サージタンク、4・・・・・・空
気冷却器、10・・・・・・下降管、11・・・・・・
受熱部、12・・・・・・放熱部。 代理人 弁理士 西 元 勝 − 第1図 第2図 ll
、第2図は第1図の冷却設備の作用を説明するための閉
ループの自然循環概略図、第3図は従来の多目的高温ガ
ス化実験炉の原子炉圧力容器冷却設備の系統構成図であ
る。 1・・・・・・原子炉圧力容器、2・・・・・・冷却パ
ネル、3・・・・・・サージタンク、4・・・・・・空
気冷却器、10・・・・・・下降管、11・・・・・・
受熱部、12・・・・・・放熱部。 代理人 弁理士 西 元 勝 − 第1図 第2図 ll
Claims (1)
- (1)低沸点冷媒を冷却材とする冷却系統を有し、原子
炉圧力容器からの輻射熱の影響を受ける領域に前記冷却
系統の受熱部を設け、該受熱部に対する前記冷却系統内
の放熱部を冷却材の自然循環可能な領域の配置したこと
を特徴とする原子炉容器冷却設備。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP62122291A JP2537362B2 (ja) | 1987-05-19 | 1987-05-19 | 原子炉容器冷却設備 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP62122291A JP2537362B2 (ja) | 1987-05-19 | 1987-05-19 | 原子炉容器冷却設備 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPS63286794A true JPS63286794A (ja) | 1988-11-24 |
JP2537362B2 JP2537362B2 (ja) | 1996-09-25 |
Family
ID=14832321
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP62122291A Expired - Fee Related JP2537362B2 (ja) | 1987-05-19 | 1987-05-19 | 原子炉容器冷却設備 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JP2537362B2 (ja) |
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
WO1997005629A1 (en) * | 1995-07-31 | 1997-02-13 | Westinghouse Electric Corporation | Nuclear power plant with containment cooling |
CN106847348A (zh) * | 2017-01-19 | 2017-06-13 | 清华大学天津高端装备研究院 | 一种ads安全壳系统 |
Citations (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS6240596U (ja) * | 1985-08-27 | 1987-03-11 |
-
1987
- 1987-05-19 JP JP62122291A patent/JP2537362B2/ja not_active Expired - Fee Related
Patent Citations (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS6240596U (ja) * | 1985-08-27 | 1987-03-11 |
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
WO1997005629A1 (en) * | 1995-07-31 | 1997-02-13 | Westinghouse Electric Corporation | Nuclear power plant with containment cooling |
CN106847348A (zh) * | 2017-01-19 | 2017-06-13 | 清华大学天津高端装备研究院 | 一种ads安全壳系统 |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
JP2537362B2 (ja) | 1996-09-25 |
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Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
A01 | Written decision to grant a patent or to grant a registration (utility model) |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A01 Effective date: 19960416 |
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