JPS6365399A - ナトリウム純化系設備 - Google Patents
ナトリウム純化系設備Info
- Publication number
- JPS6365399A JPS6365399A JP61211092A JP21109286A JPS6365399A JP S6365399 A JPS6365399 A JP S6365399A JP 61211092 A JP61211092 A JP 61211092A JP 21109286 A JP21109286 A JP 21109286A JP S6365399 A JPS6365399 A JP S6365399A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- sodium
- cold trap
- reactor
- purification system
- cooling system
- 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.)
- Pending
Links
- DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M Ilexoside XXIX Chemical compound C[C@@H]1CC[C@@]2(CC[C@@]3(C(=CC[C@H]4[C@]3(CC[C@@H]5[C@@]4(CC[C@@H](C5(C)C)OS(=O)(=O)[O-])C)C)[C@@H]2[C@]1(C)O)C)C(=O)O[C@H]6[C@@H]([C@H]([C@@H]([C@H](O6)CO)O)O)O.[Na+] DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M 0.000 title claims description 86
- 229910052708 sodium Inorganic materials 0.000 title claims description 86
- 239000011734 sodium Substances 0.000 title claims description 86
- 238000000746 purification Methods 0.000 title claims description 32
- 238000001816 cooling Methods 0.000 claims description 47
- 239000012535 impurity Substances 0.000 claims description 11
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 9
- IJGRMHOSHXDMSA-UHFFFAOYSA-N Atomic nitrogen Chemical compound N#N IJGRMHOSHXDMSA-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 7
- 229910001873 dinitrogen Inorganic materials 0.000 description 7
- 239000007788 liquid Substances 0.000 description 6
- 238000005086 pumping Methods 0.000 description 5
- 238000010276 construction Methods 0.000 description 3
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 3
- 230000035939 shock Effects 0.000 description 3
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 230000007797 corrosion Effects 0.000 description 2
- 238000005260 corrosion Methods 0.000 description 2
- 230000007423 decrease Effects 0.000 description 2
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 2
- 239000000945 filler Substances 0.000 description 2
- 239000000463 material Substances 0.000 description 2
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 description 2
- 238000007796 conventional method Methods 0.000 description 1
- 230000006866 deterioration Effects 0.000 description 1
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 1
- 230000020169 heat generation Effects 0.000 description 1
- 239000011261 inert gas Substances 0.000 description 1
- 238000010248 power generation Methods 0.000 description 1
- 239000002244 precipitate Substances 0.000 description 1
- 238000001556 precipitation Methods 0.000 description 1
- 239000000047 product Substances 0.000 description 1
Classifications
-
- 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
-
- 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
- Physical Or Chemical Processes And 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〕
本発明はナトリウム純化系設備に係り、さらに詳細には
、高速増殖炉の１次冷却材であるナトリウム中の不純物
を析出捕獲するナトリウム純化系設備の改良に関するも
のである。
、高速増殖炉の１次冷却材であるナトリウム中の不純物
を析出捕獲するナトリウム純化系設備の改良に関するも
のである。
高速増殖炉の１次冷却系には、冷却材としてナトリウム
が使用されるが、冷却材である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。
が使用されるが、冷却材である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。
不純物析出による狭い流路の閉塞、さらにはナトリウム
中の放射性腐食生成物による放射能レベルの上昇防止等
を目的として、ナトリウム純化系設備が設置される。
中の放射性腐食生成物による放射能レベルの上昇防止等
を目的として、ナトリウム純化系設備が設置される。
しかして、ナトリウム純化系設備としては、一般に、ナ
トリウム中における不純物の溶解度が温度により異なる
ことから、当該ナトリウムの温度を下げて、ナトリウム
中に析出した不純物を捕獲するコールドトラップが使用
される。
トリウム中における不純物の溶解度が温度により異なる
ことから、当該ナトリウムの温度を下げて、ナトリウム
中に析出した不純物を捕獲するコールドトラップが使用
される。
ここで、本発明の説明に先立ち、従来形ナトリウム純化
系設備の全体的な運転系を、第３図にもとづいて説明す
る。
系設備の全体的な運転系を、第３図にもとづいて説明す
る。
第３図において、原子炉容器１内には、炉心２が収納さ
れ、また原子炉容器１内には、１次冷却材であるナトリ
ウムが、自由液面をもって充夕真さく２） れている。原子炉通常運転中、１次冷却材であるナトリ
ウムは、図示を省略した１次主冷却系内を循環し、炉心
２で発生した熱は、１次主冷却系から２次主冷却系に伝
達される。
れ、また原子炉容器１内には、１次冷却材であるナトリ
ウムが、自由液面をもって充夕真さく２） れている。原子炉通常運転中、１次冷却材であるナトリ
ウムは、図示を省略した１次主冷却系内を循環し、炉心
２で発生した熱は、１次主冷却系から２次主冷却系に伝
達される。
オーバフロータンク３には、一定量のナトリウムが充填
されており、オーバフロー系電磁ポンプ４により、オー
バフロー系汲上げ配管５を通して、オーバフロータンク
３内のナトリウムが、常時原子炉容器１に汲み上げられ
ている。原子炉容器１内のナトリウムは、規定液位以上
に達すると、オーバフロー系戻り配管６を通して、オー
バフロータンク３に戻される。一方、オーバフロータン
ク３内のナトリウムをナトリウム純化系設備に供給する
ため、その系の途中に純化系電磁ポンプ９が設置されて
おり、オーバフロータンク３内のナトリウムは、純化系
入口配管１０を経て、エコノマイザ７に入り、ここで約
５００℃から約２００℃程度迄温度低下した後、コール
ドトラップ入口配管１１を通って、コールドトラップ８
に流入する。
されており、オーバフロー系電磁ポンプ４により、オー
バフロー系汲上げ配管５を通して、オーバフロータンク
３内のナトリウムが、常時原子炉容器１に汲み上げられ
ている。原子炉容器１内のナトリウムは、規定液位以上
に達すると、オーバフロー系戻り配管６を通して、オー
バフロータンク３に戻される。一方、オーバフロータン
ク３内のナトリウムをナトリウム純化系設備に供給する
ため、その系の途中に純化系電磁ポンプ９が設置されて
おり、オーバフロータンク３内のナトリウムは、純化系
入口配管１０を経て、エコノマイザ７に入り、ここで約
５００℃から約２００℃程度迄温度低下した後、コール
ドトラップ入口配管１１を通って、コールドトラップ８
に流入する。
コールドトラップ８に流入したナトリウムは、更に冷却
されて（約１４０℃以下）、過飽和になった不純物がナ
トリウム中に析出され、コールドトラップ８内に充填さ
れている充填材に捕獲される。
されて（約１４０℃以下）、過飽和になった不純物がナ
トリウム中に析出され、コールドトラップ８内に充填さ
れている充填材に捕獲される。
コールドトラップ８で不純物が除去された純化ナトリウ
ムは、コールドトラップ出口配管１２を経て、再びエコ
ノマイザ７に入り、ここで温度回復した後（約４６０℃
）、純化系戻り配管１３ａ。
ムは、コールドトラップ出口配管１２を経て、再びエコ
ノマイザ７に入り、ここで温度回復した後（約４６０℃
）、純化系戻り配管１３ａ。
１３ｂを経てオーバフロータンク３に戻る。
以上の構成において、従来、コールドトラップ８部分で
のナトリウム冷却は、当該コールドトラップ８部分で万
一ナトリウムが漏洩しても危険が生じないよう、不活性
ガスである窒素ガスを使用すると共に、第３図に符号２
７で示す冷却器やブロワ２８、さらには配管２０および
２１等により、コールドトラップ冷却系を独立的に構成
している６すなわち、従来、コールドトラップ８部分で
のナトリウム冷却は、当該コールドトラップ８内に伝熱
管を設置し、伝熱管内に冷却用の窒素ガスを、また伝熱
管外にナトリウムを循環させて、その両者を熱交換させ
ることにより、ナトリウム側の熱を窒素ガス側に伝える
ようにしている。
のナトリウム冷却は、当該コールドトラップ８部分で万
一ナトリウムが漏洩しても危険が生じないよう、不活性
ガスである窒素ガスを使用すると共に、第３図に符号２
７で示す冷却器やブロワ２８、さらには配管２０および
２１等により、コールドトラップ冷却系を独立的に構成
している６すなわち、従来、コールドトラップ８部分で
のナトリウム冷却は、当該コールドトラップ８内に伝熱
管を設置し、伝熱管内に冷却用の窒素ガスを、また伝熱
管外にナトリウムを循環させて、その両者を熱交換させ
ることにより、ナトリウム側の熱を窒素ガス側に伝える
ようにしている。
なお、本発明設備に関連する先行技術としては、例えば
特開昭６０−８６４９３号公報ならびに同６０−２４９
０９１号公報等がある。
特開昭６０−８６４９３号公報ならびに同６０−２４９
０９１号公報等がある。
［発明が解決しようとする問題点〕
従来形ナトリウム純水系設備の構成と動作系とは以上の
ごときであるが、従来形この種設備にあっては、以下に
列挙する点で更に改善の余地がある。
ごときであるが、従来形この種設備にあっては、以下に
列挙する点で更に改善の余地がある。
すなわち、
（１）ナトリウム純化系設備であるコールドトラップ８
は、放射性ナトリウムを取り扱うため、格納容器内に設
置されるが、このコールドトラップ８を冷却する冷却器
２７の最終ヒートシンクは、水冷方式を採用し、格納容
器外に設置されるため、コールドトラップ冷却系の占有
敷地面積が大きくなるばかりか、熱容量の小さな窒素ガ
スを用いて必要除熱量を得るためには、大量の窒素ガス
を配管２０および２１に循環させる必要があり、その結
果、配管２０および２１の管径が大きくならざるを得す
、トータルとして、コールドトラップ冷却系設備が大規
模となる。
は、放射性ナトリウムを取り扱うため、格納容器内に設
置されるが、このコールドトラップ８を冷却する冷却器
２７の最終ヒートシンクは、水冷方式を採用し、格納容
器外に設置されるため、コールドトラップ冷却系の占有
敷地面積が大きくなるばかりか、熱容量の小さな窒素ガ
スを用いて必要除熱量を得るためには、大量の窒素ガス
を配管２０および２１に循環させる必要があり、その結
果、配管２０および２１の管径が大きくならざるを得す
、トータルとして、コールドトラップ冷却系設備が大規
模となる。
（２）原子炉通常運転時、原子炉容器１内の上部および
オーバフロータンク３内のナトリウム温度は、高温（約
５００℃）状態にあるが、何等かの原因で原子炉がトリ
ップした場合、原子炉容器１内のナトリウム温度は、炉
心２の部分における発熱の急減にともない、急速に低下
する（約４００〜２００℃）。これに対し、オーバフロ
ータンク３内のナトリウム温度は、高温状態を維持して
いる。したがって、原子炉トリップ時、原子炉容器１と
オーバフロータンク３との間のナトリウム温度差は、非
常に大きく、オーバフロータンク３から原子炉容器１へ
のナトリウム汲上げは、各種機器・配管への過大な熱衝
撃を避けることを目的として、その両者の温度がほぼ均
一になるまで停止させることが必要で、従来、この停止
必要期間が長く、原子炉の再起動に長時間を必要として
いた。
オーバフロータンク３内のナトリウム温度は、高温（約
５００℃）状態にあるが、何等かの原因で原子炉がトリ
ップした場合、原子炉容器１内のナトリウム温度は、炉
心２の部分における発熱の急減にともない、急速に低下
する（約４００〜２００℃）。これに対し、オーバフロ
ータンク３内のナトリウム温度は、高温状態を維持して
いる。したがって、原子炉トリップ時、原子炉容器１と
オーバフロータンク３との間のナトリウム温度差は、非
常に大きく、オーバフロータンク３から原子炉容器１へ
のナトリウム汲上げは、各種機器・配管への過大な熱衝
撃を避けることを目的として、その両者の温度がほぼ均
一になるまで停止させることが必要で、従来、この停止
必要期間が長く、原子炉の再起動に長時間を必要として
いた。
本発明は、以上の点を考慮してなされたものであって、
その目的とするところは、コールドトラップ冷却系設備
の簡素化、さらには原子炉再起動に要する時間の短縮化
を同時に達成することのできる、改良されたナトリウム
純化系設備を提供しようとするものである。
その目的とするところは、コールドトラップ冷却系設備
の簡素化、さらには原子炉再起動に要する時間の短縮化
を同時に達成することのできる、改良されたナトリウム
純化系設備を提供しようとするものである。
前記目的を達成するため、本発明は、原子炉容器からオ
ーバフローするナトリウムの温度を下げて、当該ナトリ
ウム中に析出される不純物を捕獲するナトリウム純化系
設備において、前記ナトリウム純化系設備に設けられて
いるコールドトラップの冷却系を、崩壊熱除去系設備の
２次冷却系に接続するとともに、ナトリウム純化系設備
の途中に接続したエコノマイザの前後に、原子炉トリッ
プに際してコールドトラップからのナトリウムが通過す
るバイパス配管を接続してなることを特徴とするもので
ある。
ーバフローするナトリウムの温度を下げて、当該ナトリ
ウム中に析出される不純物を捕獲するナトリウム純化系
設備において、前記ナトリウム純化系設備に設けられて
いるコールドトラップの冷却系を、崩壊熱除去系設備の
２次冷却系に接続するとともに、ナトリウム純化系設備
の途中に接続したエコノマイザの前後に、原子炉トリッ
プに際してコールドトラップからのナトリウムが通過す
るバイパス配管を接続してなることを特徴とするもので
ある。
しかして、本発明は、ナトリウム純化系設備に設けられ
ているコールドトラップの冷却系を、崩壊熱除去系設備
の２次冷却系に接続したことにより、従来独立的に設け
られていたコールドトラップの冷却系を、崩壊熱除去系
設備の２次冷却系と共用として、その構成を簡素化する
ことができ、コールドトラップ冷却系の占有敷地面積が
小さくて済むばかりでなく、コールドトラップ冷却系設
備の建設費を大幅に削減することができる。なお、前記
した崩壊熱除去系設備は、原子炉通常運転に際して待機
状態にあり、原子炉トリップ時のみ起動するものであっ
て、また原子力発電プラントは、周囲環境の安全確保を
目的として、幾重にも安全系の後備手段が設けられてお
り、妄りに原子炉がトリップされるようなことはないか
ら、この崩壊熱除去系設備の冷却系に対し、コールドト
ラップの冷却系を接続して共用化することは、原子力発
電設備の有効利用化を図る上で望ましい。
ているコールドトラップの冷却系を、崩壊熱除去系設備
の２次冷却系に接続したことにより、従来独立的に設け
られていたコールドトラップの冷却系を、崩壊熱除去系
設備の２次冷却系と共用として、その構成を簡素化する
ことができ、コールドトラップ冷却系の占有敷地面積が
小さくて済むばかりでなく、コールドトラップ冷却系設
備の建設費を大幅に削減することができる。なお、前記
した崩壊熱除去系設備は、原子炉通常運転に際して待機
状態にあり、原子炉トリップ時のみ起動するものであっ
て、また原子力発電プラントは、周囲環境の安全確保を
目的として、幾重にも安全系の後備手段が設けられてお
り、妄りに原子炉がトリップされるようなことはないか
ら、この崩壊熱除去系設備の冷却系に対し、コールドト
ラップの冷却系を接続して共用化することは、原子力発
電設備の有効利用化を図る上で望ましい。
また、本発明は、既述のごとく、コールドトラップの冷
却系を、崩壊熱除去系設備の２次冷却系に接続したこと
により、コールドトラップ冷却系の冷却媒体を、従来の
窒素ガス（熱容量小）から熱容量の大きな液体に代える
ことができ、その結果、コールドトラップ冷却系の配管
径を小さくして、これまたコールドトラップ冷却系の建
設費低減化に寄与する。
却系を、崩壊熱除去系設備の２次冷却系に接続したこと
により、コールドトラップ冷却系の冷却媒体を、従来の
窒素ガス（熱容量小）から熱容量の大きな液体に代える
ことができ、その結果、コールドトラップ冷却系の配管
径を小さくして、これまたコールドトラップ冷却系の建
設費低減化に寄与する。
さらに、本発明は、ナトリウム純化系設備の途中に接続
したエコノマイザの前後に、原子炉トリップ時ナトリウ
ムが通過するバイパス配管を接続したことにより、万一
の原子炉トリップに際し、コールドトラップを出てオー
バフロータンクに戻る低温純化ナトリウムは、オーバフ
ロータンクからコールドトラップ側に向う高温ナトリウ
ムとエコノマイザの部分で熱交換されず（なお、このエ
コノマイザは、斯界において周知のごとく、本来、原子
炉通常運転時における原子炉容器内の熱損失を極力抑制
することを目的として、ナトリウム純化系設備の途中に
設置されている）、低温状態を維持したまま、オーバフ
ロータンクに戻る。したがって、原子炉トリップ時、原
子炉容器に汲み上げられるナトリウムの温度と原子炉容
器内の温度との差は、従来に比べて小さい。その結果、
原子炉トリップ後再起動迄の所要時間、すなわちオーバ
フロータンクから原子炉容器に対するナトリウム汲み上
げに際し、各種機器・配管に過大な熱衝撃が加わるのを
回避するための所要時間を従来よりも短縮でき、原子炉
運転の裕度を増すことができる。
したエコノマイザの前後に、原子炉トリップ時ナトリウ
ムが通過するバイパス配管を接続したことにより、万一
の原子炉トリップに際し、コールドトラップを出てオー
バフロータンクに戻る低温純化ナトリウムは、オーバフ
ロータンクからコールドトラップ側に向う高温ナトリウ
ムとエコノマイザの部分で熱交換されず（なお、このエ
コノマイザは、斯界において周知のごとく、本来、原子
炉通常運転時における原子炉容器内の熱損失を極力抑制
することを目的として、ナトリウム純化系設備の途中に
設置されている）、低温状態を維持したまま、オーバフ
ロータンクに戻る。したがって、原子炉トリップ時、原
子炉容器に汲み上げられるナトリウムの温度と原子炉容
器内の温度との差は、従来に比べて小さい。その結果、
原子炉トリップ後再起動迄の所要時間、すなわちオーバ
フロータンクから原子炉容器に対するナトリウム汲み上
げに際し、各種機器・配管に過大な熱衝撃が加わるのを
回避するための所要時間を従来よりも短縮でき、原子炉
運転の裕度を増すことができる。
以下、本発明を、第１図および第２図の一実施例にもと
づいて説明すると、同図は本発明に係るナトリウム純化
系設備の運転系統説明図である。
づいて説明すると、同図は本発明に係るナトリウム純化
系設備の運転系統説明図である。
第１図および第２図において、原子炉容器１内には、炉
心２が収納され、また原子炉容器１内には、１次冷却材
であるナトリウムが、自由液面をもって充す裏されてい
る。原子炉通常運転中、１次冷却材であるナトリウムは
、図示を省略した１次主冷却系内を循環し、炉心２で発
生した熱は、１次主冷却系から２次主冷却系に伝達され
る。
心２が収納され、また原子炉容器１内には、１次冷却材
であるナトリウムが、自由液面をもって充す裏されてい
る。原子炉通常運転中、１次冷却材であるナトリウムは
、図示を省略した１次主冷却系内を循環し、炉心２で発
生した熱は、１次主冷却系から２次主冷却系に伝達され
る。
オーバフロータンク３には、一定量のナトリウムが充填
されており、オーバフロー系電磁ポンプ４により、オー
バフロー系汲上げ配管５を通しく工０） て、オーバフロータンク３内のナトリウムが、常時原子
炉容器１に汲み上げられている。原子炉容器１内のナト
リウムは、規定液位以上に達すると、オーバフロー系戻
り配管６を通して、オーバフロータンク３に戻される。
されており、オーバフロー系電磁ポンプ４により、オー
バフロー系汲上げ配管５を通しく工０） て、オーバフロータンク３内のナトリウムが、常時原子
炉容器１に汲み上げられている。原子炉容器１内のナト
リウムは、規定液位以上に達すると、オーバフロー系戻
り配管６を通して、オーバフロータンク３に戻される。
一方、オーバフロータンク３内のナトリウムをナトリウ
ム純化系設備に供給するため、その系の途中に純化系電
磁ポンプ９が設置されており、オーバフロータンク３内
のナトリウムは、純化系入口配管１０を経て、エコノマ
イザ７に入り、ここで約５００℃から約２００℃程度迄
温度低下した後、コールドトラップ入口配管１１を通っ
て、コールドトラップ８に流入する。コールドトラップ
８に流入したナトリウムは、崩壊熱除去系設備の２次冷
却系に接続したコールドトラップ冷却入口配管２０ｄか
ら流入する冷却材（ＮａＫ：ナトリウム−カリウム合金
）により、さらに冷却されて（約１４０℃以下）、過飽
和になった不純物がナトリウム中に析出され、コールド
トラップ８内に充填されている充填材に捕獲される。
ム純化系設備に供給するため、その系の途中に純化系電
磁ポンプ９が設置されており、オーバフロータンク３内
のナトリウムは、純化系入口配管１０を経て、エコノマ
イザ７に入り、ここで約５００℃から約２００℃程度迄
温度低下した後、コールドトラップ入口配管１１を通っ
て、コールドトラップ８に流入する。コールドトラップ
８に流入したナトリウムは、崩壊熱除去系設備の２次冷
却系に接続したコールドトラップ冷却入口配管２０ｄか
ら流入する冷却材（ＮａＫ：ナトリウム−カリウム合金
）により、さらに冷却されて（約１４０℃以下）、過飽
和になった不純物がナトリウム中に析出され、コールド
トラップ８内に充填されている充填材に捕獲される。
コールドトラップ８で不純物が除去された純化ナトリウ
ムは、コールドトラップ出口配管１２を経て、再びエコ
ノマイザ７に入り、ここで温度回復した後（約４６０℃
）、純化系戻り配管１３ａ。
ムは、コールドトラップ出口配管１２を経て、再びエコ
ノマイザ７に入り、ここで温度回復した後（約４６０℃
）、純化系戻り配管１３ａ。
１３ｂを経てオーバフロータンク３に戻る。
コールドトラップ８内でナトリウムと熱交換して昇温し
たＮａＫは、コールドトラップ８から流出した後、コー
ルドトラップ冷却出口配管２１ｄ。
たＮａＫは、コールドトラップ８から流出した後、コー
ルドトラップ冷却出口配管２１ｄ。
弁３２．配管２１ｃ、配管２１ａを経て、空気冷却器１
８内に入り、ここで冷却空気との間で熱交換をおこなっ
て低温となった後、２次崩壊熱除去系電磁ポンプ１９に
より加圧され、配管２０ａ。
８内に入り、ここで冷却空気との間で熱交換をおこなっ
て低温となった後、２次崩壊熱除去系電磁ポンプ１９に
より加圧され、配管２０ａ。
配管２０ｃ、弁３１および配管２０ｄを経て、再びコー
ルドトラップ８に戻る。なお、前記運転に際し、弁２９
は閉、弁３０は開の状態に設定されている。また、空気
冷却器１８には、ファン２２゜空気冷却器人口ダンパ２
５．空気冷却器入口ダクト２３．空気冷却器出口ダクト
２４および空気冷却器出口ダンパ２６が接続されており
、空気冷却器１８の除熱量に応じて、ファン２２および
空気冷却器出入口ダンパ２６．２５が運転される。
ルドトラップ８に戻る。なお、前記運転に際し、弁２９
は閉、弁３０は開の状態に設定されている。また、空気
冷却器１８には、ファン２２゜空気冷却器人口ダンパ２
５．空気冷却器入口ダクト２３．空気冷却器出口ダクト
２４および空気冷却器出口ダンパ２６が接続されており
、空気冷却器１８の除熱量に応じて、ファン２２および
空気冷却器出入口ダンパ２６．２５が運転される。
次に、原子炉がトリップした場合は、１次崩壊熱除去系
電磁ポンプ１５が運転され、１次崩壊熱除去系入口配管
１６からのナトリウムが原子炉容器２内に流入して、炉
心２で炉心崩壊熱を除去し、１次崩壊熱除去系出口配管
１７を経て、崩壊熱除去系中間熱交換器１４内に入る。
電磁ポンプ１５が運転され、１次崩壊熱除去系入口配管
１６からのナトリウムが原子炉容器２内に流入して、炉
心２で炉心崩壊熱を除去し、１次崩壊熱除去系出口配管
１７を経て、崩壊熱除去系中間熱交換器１４内に入る。
そして、崩壊熱除去系中間熱交換器１４に入ったナトリ
ウムは、当該熱交換器１４の部分でＮａＫと熱交換して
冷却され、再び１次崩壊熱除去系電磁ポンプに１５戻る
。この時、２次崩壊熱除去系では、ゴ↑・２９゜３０が
開となり、崩壊熱除去とコールドトラップ冷却のために
必要なＮａＫは、２次崩壊熱除去系電磁ポンプ１９によ
り循環され、Ｎ ａ Ｋの熱は、空気冷却器１８を介し
て大気中に放散される。さらに、原子炉トリップ時、ナ
トリウム純化系設備側では、エコノマイザバイパス弁３
３を開とすることにより、コールドトラップ８を出た低
温純化ナトリウムを、エコノマイザ７の前後に接続した
バイパス配管３４ａ、３４ｂを通してバイパスさく１３
） せることにより、コールドトラップ８からオーバフロー
タンク３に戻るナトリウムの温度を低下させたままとす
ることができる。
ウムは、当該熱交換器１４の部分でＮａＫと熱交換して
冷却され、再び１次崩壊熱除去系電磁ポンプに１５戻る
。この時、２次崩壊熱除去系では、ゴ↑・２９゜３０が
開となり、崩壊熱除去とコールドトラップ冷却のために
必要なＮａＫは、２次崩壊熱除去系電磁ポンプ１９によ
り循環され、Ｎ ａ Ｋの熱は、空気冷却器１８を介し
て大気中に放散される。さらに、原子炉トリップ時、ナ
トリウム純化系設備側では、エコノマイザバイパス弁３
３を開とすることにより、コールドトラップ８を出た低
温純化ナトリウムを、エコノマイザ７の前後に接続した
バイパス配管３４ａ、３４ｂを通してバイパスさく１３
） せることにより、コールドトラップ８からオーバフロー
タンク３に戻るナトリウムの温度を低下させたままとす
ることができる。
本発明は以上のごときであり、図示実施例の説明からも
明らかなように、本発明は、ナトリウム純化系設備に設
けられているコールドトラップの冷却系を、崩壊熱除去
系設備の２次冷却系に接続したことにより、従来独立的
に設けられていたコールドトラップの冷却系を、崩壊熱
除去系設備の２次冷却系と共用として、その構成を簡素
化することができ、コールドトラップ冷却系の占有敷地
面積が小さくて済むばかりでなく、コールドトラップ冷
却系設備の建設費を大幅に削減することができる。
明らかなように、本発明は、ナトリウム純化系設備に設
けられているコールドトラップの冷却系を、崩壊熱除去
系設備の２次冷却系に接続したことにより、従来独立的
に設けられていたコールドトラップの冷却系を、崩壊熱
除去系設備の２次冷却系と共用として、その構成を簡素
化することができ、コールドトラップ冷却系の占有敷地
面積が小さくて済むばかりでなく、コールドトラップ冷
却系設備の建設費を大幅に削減することができる。
また、本発明は、既述のごとく、コールドトラップの冷
却系を、崩壊熱除去系設備の２次冷却系に接続したこと
により、コールドトラップ冷却系の冷却媒体を、従来の
窒素ガス（熱容量小）から熱容量の大きな液体に代える
ことができ、その結果、コールドトラップ冷却系の配管
径を小さくして、これまたコールドトラップ冷却系の建
設費低減化に寄与する。
却系を、崩壊熱除去系設備の２次冷却系に接続したこと
により、コールドトラップ冷却系の冷却媒体を、従来の
窒素ガス（熱容量小）から熱容量の大きな液体に代える
ことができ、その結果、コールドトラップ冷却系の配管
径を小さくして、これまたコールドトラップ冷却系の建
設費低減化に寄与する。
さらに、本発明は、ナトリウム純化系設備の途中に接続
したエコノマイザの前後に、原子炉トリップ時ナトリウ
ムが通過するバイパス配管を接続したことにより、万一
の原子炉トリップに際し、コールドトラップを出てオー
バフロータンクに戻る低温純化ナトリウムは、オーバフ
ロータンクからコールドトラップ側に向う高温ナトリウ
ムとエコノマイザの部分で熱交換されず、低温状態を維
持したまま、オーバフロータンクに戻る。したがって、
原子炉トリップ時、原子炉容器に汲み上げられるナトリ
ウムの温度と原子炉容器内の温度との差は、従来に比べ
て小さい。その結果、原子炉トリップ後再起動迄の所要
時間、すなわちオーバフロータンクから原子炉容器に対
するナトリウム汲上げに際し、各種機器・配管に過大な
熱衝撃が加わるのを回避するための所要時間を従来より
も短縮でき、原子炉運転の裕度を増すことができる。
したエコノマイザの前後に、原子炉トリップ時ナトリウ
ムが通過するバイパス配管を接続したことにより、万一
の原子炉トリップに際し、コールドトラップを出てオー
バフロータンクに戻る低温純化ナトリウムは、オーバフ
ロータンクからコールドトラップ側に向う高温ナトリウ
ムとエコノマイザの部分で熱交換されず、低温状態を維
持したまま、オーバフロータンクに戻る。したがって、
原子炉トリップ時、原子炉容器に汲み上げられるナトリ
ウムの温度と原子炉容器内の温度との差は、従来に比べ
て小さい。その結果、原子炉トリップ後再起動迄の所要
時間、すなわちオーバフロータンクから原子炉容器に対
するナトリウム汲上げに際し、各種機器・配管に過大な
熱衝撃が加わるのを回避するための所要時間を従来より
も短縮でき、原子炉運転の裕度を増すことができる。
以上、要するに、本発明によれば、コールドトラップ冷
却系設備の簡素化、さらには原子炉再起動に要する時間
の短縮化を同時に達成することのできる、改良されたナ
トリウム純化系設備を得ることができる。
却系設備の簡素化、さらには原子炉再起動に要する時間
の短縮化を同時に達成することのできる、改良されたナ
トリウム純化系設備を得ることができる。
第１図および第２図は本発明に係るナトリウム純化系設
備の一実施例を示す運転系統説明図、第３図は従来形ナ
トリウム純化系設備の運転系統説明図である。
備の一実施例を示す運転系統説明図、第３図は従来形ナ
トリウム純化系設備の運転系統説明図である。
Claims (1)
- １、原子炉容器からオーバフローするナトリウムの温度
を下げて、当該ナトリウム中に析出される不純物を捕獲
するナトリウム純化系設備において、前記ナトリウム純
化系設備に設けられているコールドトラップの冷却系を
、崩壊熱除去系設備の２次冷却系に接続するとともに、
ナトリウム純化系設備の途中に接続したエコノマイザの
前後に、原子炉トリップに際してコールドトラップから
のナトリウムが通過するバイパス配管を接続してなるこ
とを特徴とするナトリウム純化系設備。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61211092A JPS6365399A (ja) | 1986-09-08 | 1986-09-08 | ナトリウム純化系設備 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61211092A JPS6365399A (ja) | 1986-09-08 | 1986-09-08 | ナトリウム純化系設備 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6365399A true JPS6365399A (ja) | 1988-03-23 |
Family
ID=16600279
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP61211092A Pending JPS6365399A (ja) | 1986-09-08 | 1986-09-08 | ナトリウム純化系設備 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6365399A (ja) |
-
1986
- 1986-09-08 JP JP61211092A patent/JPS6365399A/ja active Pending
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| KR100597722B1 (ko) | 액체금속로의 안정적인 피동 잔열제거 계통 | |
| US5217682A (en) | Passive indirect shutdown cooling system for nuclear reactors | |
| US4123324A (en) | Apparatus for decontaminating a radioactively contaminated coolant | |
| US4382908A (en) | After-heat removal system for a gas-cooled nuclear reactor | |
| JP2012207917A (ja) | 冷却装置 | |
| US4075060A (en) | Method for removing fission products from a nuclear reactor coolant | |
| JPS6365399A (ja) | ナトリウム純化系設備 | |
| KR101656361B1 (ko) | 원자로 주변 수조(또는 물탱크)내 침수된 열교환기를 이용한 원자로 정지냉각장치 | |
| US5289511A (en) | Liquid-metal cooled nuclear reactor | |
| JP2001091684A (ja) | 燃料プール冷却設備 | |
| JP2537362B2 (ja) | 原子炉容器冷却設備 | |
| JPH01263594A (ja) | 高速増殖炉 | |
| JPS58201094A (ja) | 原子炉冷却材浄化系 | |
| JPS6264996A (ja) | 高速炉の冷却材純化装置 | |
| JPS61290383A (ja) | ル−プ型高速増殖炉 | |
| Kim et al. | Current Status on Development of Integrated Sodium Purification System | |
| KR100788269B1 (ko) | 냉각장치 | |
| JPS5990090A (ja) | 原子炉の燃料移送設備 | |
| JPS58169097A (ja) | 燃料プ−ル冷却浄化系設備 | |
| JPS5923295A (ja) | 燃料プ−ル冷却浄化装置 | |
| JPS61178697A (ja) | 原子炉補機冷却設備 | |
| JPS62177496A (ja) | 高速増殖炉原子力設備に於ける水素等移行防止装置 | |
| JPS62238494A (ja) | 燃料貯蔵槽の冷却設備 | |
| JPS5952788A (ja) | 原子炉格納施設 | |
| JPH0498199A (ja) | 高速炉の非常用余熱除去システム |