JPH02176596A - 高速増殖炉の崩壊熱除去システム - Google Patents
高速増殖炉の崩壊熱除去システムInfo
- Publication number
- JPH02176596A JPH02176596A JP63333586A JP33358688A JPH02176596A JP H02176596 A JPH02176596 A JP H02176596A JP 63333586 A JP63333586 A JP 63333586A JP 33358688 A JP33358688 A JP 33358688A JP H02176596 A JPH02176596 A JP H02176596A
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- JP
- Japan
- Prior art keywords
- heat
- heat exchanger
- exchanger
- heat medium
- medium
- 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
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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
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (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】
［発明の目的］
（産業上の利用分野）
本発明は高速増殖炉の崩壊熱除去システムに関する。
（従来の技術）
液体ナトリウム等の液体金属を冷却材として使用する高
速増殖炉は、第２図に示すように原子炉容器１内に冷却
材２を貯溜し、この冷却材２を炉心部３で加熱すると共
に、その熱を中間熱交換器４によって炉外へ取出すよう
に構成されている。
速増殖炉は、第２図に示すように原子炉容器１内に冷却
材２を貯溜し、この冷却材２を炉心部３で加熱すると共
に、その熱を中間熱交換器４によって炉外へ取出すよう
に構成されている。
また、原子炉容器１の外側には安全容器５が原子炉容器
１を囲むように設けられ、二重容器構造となっている。
１を囲むように設けられ、二重容器構造となっている。
このように構成される高速増殖炉では、炉の運転を停止
する時に炉心部３で発生する崩壊熱を除去する必要があ
り、従来は同図に示すように原子炉容器１内に崩壊熱除
去用の熱交換器６を設け、この熱交換器６で崩壊熱を吸
収した熱媒体を炉外に設けられたポンプ７によって空冷
熱交換器８へ供給し、空冷熱交換器８に供給された熱媒
体をブロア９によって空気冷却して崩壊熱を大気中へ放
出していた。
する時に炉心部３で発生する崩壊熱を除去する必要があ
り、従来は同図に示すように原子炉容器１内に崩壊熱除
去用の熱交換器６を設け、この熱交換器６で崩壊熱を吸
収した熱媒体を炉外に設けられたポンプ７によって空冷
熱交換器８へ供給し、空冷熱交換器８に供給された熱媒
体をブロア９によって空気冷却して崩壊熱を大気中へ放
出していた。
ところで、このような従来の崩壊熱除去システムは原子
炉の通常運転時には止まっており、炉の運転を停止する
時のみポンプ７及びブロア９が作動する構成となってい
る。このため、ポンプ７及びブロア９等の動力機器が故
障した場合には正常に作動しない可能性があり、従来で
は同一のシステムを複数設けて二重三重の安全対策を講
じているが、コスト高を招くという問題を有していた。
炉の通常運転時には止まっており、炉の運転を停止する
時のみポンプ７及びブロア９が作動する構成となってい
る。このため、ポンプ７及びブロア９等の動力機器が故
障した場合には正常に作動しない可能性があり、従来で
は同一のシステムを複数設けて二重三重の安全対策を講
じているが、コスト高を招くという問題を有していた。
（発明が解決しようとする課題）
上述の如く、従来の崩壊熱除去システムではポンプ７や
ブロア９等の動力機器を用いていたため、安全対策上段
数の同一システムを必要とし、コスト高を招くという問
題があった。
ブロア９等の動力機器を用いていたため、安全対策上段
数の同一システムを必要とし、コスト高を招くという問
題があった。
本発明の目的は上述した事情に鑑みてなされたものであ
り、ポンプやブロア等の動力機器を用いることなく炉心
部で発生する崩壊熱を除去できる高速増殖炉の崩壊熱除
去システムを提供しようとするものである。
り、ポンプやブロア等の動力機器を用いることなく炉心
部で発生する崩壊熱を除去できる高速増殖炉の崩壊熱除
去システムを提供しようとするものである。
［発明の構成］
（課題を解決するための手段）
上記目的を達成するために本発明は、原子炉容器の外側
に配置され上記原子炉容器内の熱で熱媒体を加熱する第
１熱交換器と、この第１熱交換器よりも上方に位置し上
記熱媒体を自然空冷する第２熱交換器と、これら第１及
び第２の熱交換器を接続して上記熱媒体の循環路を形成
する循環配管とを具備してなることを特徴とするもので
ある。
に配置され上記原子炉容器内の熱で熱媒体を加熱する第
１熱交換器と、この第１熱交換器よりも上方に位置し上
記熱媒体を自然空冷する第２熱交換器と、これら第１及
び第２の熱交換器を接続して上記熱媒体の循環路を形成
する循環配管とを具備してなることを特徴とするもので
ある。
（作 用）
本発明では、熱媒体を自然空冷する第２熱交換器を第１
熱交換器よりも上方に設け、これら第１及び第２の熱交
換器を循環配管で接続することにより、熱媒体を自然循
環させることができるので、ポンプやブロア等の動力機
器が不要となる。
熱交換器よりも上方に設け、これら第１及び第２の熱交
換器を循環配管で接続することにより、熱媒体を自然循
環させることができるので、ポンプやブロア等の動力機
器が不要となる。
（実施例）
第１図は本発明の一実施例を示すもので、第２図と同一
部分には同一符号を付し、その部分の説明は省略する。
部分には同一符号を付し、その部分の説明は省略する。
第１図において、１０は安全容器５の外側に設けられた
第１熱交換器であって、この第１熱交換器１０は例えば
安全容器５の外周面に密着して設けられた熱良導体１１
と、この熱良導体１１内に埋設されたフィン付パイプ１
２とで構成され、原子炉容器１内の熱を安全容器５、熱
良導体１１及びフィン付パイプ１２を介して同パイプ１
２内の熱媒体に伝える構造となっている。
第１熱交換器であって、この第１熱交換器１０は例えば
安全容器５の外周面に密着して設けられた熱良導体１１
と、この熱良導体１１内に埋設されたフィン付パイプ１
２とで構成され、原子炉容器１内の熱を安全容器５、熱
良導体１１及びフィン付パイプ１２を介して同パイプ１
２内の熱媒体に伝える構造となっている。
また、１３は上記第１熱交換器１０から所定高さＨＲの
位置に設けられた第２熱交換器である。これらの第１熱
交換器１０及び第２熱交換器１３は熱媒体の循環路を形
成する循環配管１４によって接続されており、第２熱交
換器１３はダクト１５内に配置され、ダクト１５内で生
じる自然対流によフて熱媒体を空冷する構造となってい
る。なお、ダクト１５は上部と下部に開口を有し、自然
対流が発生しやすいように所定高さＨＡに規制されてい
る。
位置に設けられた第２熱交換器である。これらの第１熱
交換器１０及び第２熱交換器１３は熱媒体の循環路を形
成する循環配管１４によって接続されており、第２熱交
換器１３はダクト１５内に配置され、ダクト１５内で生
じる自然対流によフて熱媒体を空冷する構造となってい
る。なお、ダクト１５は上部と下部に開口を有し、自然
対流が発生しやすいように所定高さＨＡに規制されてい
る。
また、上記第１熱交換器１０と第２熱交換器１３との間
には第３熱交換器１６が設けられている。この第３熱交
換器１６は第１熱交換器１０からの熱媒体により蒸気を
発生させるためのもので、第２熱交換器１３と同一レベ
ルに設けられている。
には第３熱交換器１６が設けられている。この第３熱交
換器１６は第１熱交換器１０からの熱媒体により蒸気を
発生させるためのもので、第２熱交換器１３と同一レベ
ルに設けられている。
なお、第３熱交換器１６で発生した蒸気は蒸気管１７を
介して蒸気タービン１８へ送られ、蒸気タービン１８を
出た蒸気は凝縮器１９およびポンプ２０を介して第３熱
交換器１６へ戻るようになっている。
介して蒸気タービン１８へ送られ、蒸気タービン１８を
出た蒸気は凝縮器１９およびポンプ２０を介して第３熱
交換器１６へ戻るようになっている。
上記のような構成によると、第１熱交換器１０で熱交換
した熱媒体は原子炉容器１内の熱によって蒸発又は高温
に加熱され、密度が軽くなることによって矢印方向へ上
昇し、循環配管１４を通って第３熱交換”ＩＱ １６に
流入する。この第３熱交換器１６では第１熱交換器１０
からの熱媒体と水とを熱交換させて蒸気を発生させ、発
生した蒸気を蒸気管１７を介して蒸気タービン１８へ供
給する。
した熱媒体は原子炉容器１内の熱によって蒸発又は高温
に加熱され、密度が軽くなることによって矢印方向へ上
昇し、循環配管１４を通って第３熱交換”ＩＱ １６に
流入する。この第３熱交換器１６では第１熱交換器１０
からの熱媒体と水とを熱交換させて蒸気を発生させ、発
生した蒸気を蒸気管１７を介して蒸気タービン１８へ供
給する。
そして、第３熱交換器１６で熱交換した熱媒体は吸収熱
の一部が奪われ、循環配管１４を通って第２熱交換器１
３に流入する。この第２熱交換器１３では第３熱交換器
１６からの熱媒体を空気によって冷却する。なお、この
ときダクト１５内の空気は熱媒体と熱交換して温度上昇
し、上昇気流となってダクト１５の上部開口から大気中
へ放出され、これと同時にダクト１５の下部開口から低
温の空気がダクト１５内に流入する。また、第２熱交換
器１３で熱交換した熱媒体は空気冷却されることによっ
て密度が重くなり、循環配管１４を通って下方に位置す
る第１熱交換器１０へ戻る。
の一部が奪われ、循環配管１４を通って第２熱交換器１
３に流入する。この第２熱交換器１３では第３熱交換器
１６からの熱媒体を空気によって冷却する。なお、この
ときダクト１５内の空気は熱媒体と熱交換して温度上昇
し、上昇気流となってダクト１５の上部開口から大気中
へ放出され、これと同時にダクト１５の下部開口から低
温の空気がダクト１５内に流入する。また、第２熱交換
器１３で熱交換した熱媒体は空気冷却されることによっ
て密度が重くなり、循環配管１４を通って下方に位置す
る第１熱交換器１０へ戻る。
そして、第１熱交換器１０に流入した熱媒体は再び原子
炉容器１内の熱によって加熱され、上述した経路を自然
循環する。
炉容器１内の熱によって加熱され、上述した経路を自然
循環する。
このように本実施例では、安全容器５の外側に熱媒体を
加熱する第１熱交換器１０を設けるとともに、この第１
熱交換器１０よりも上方位置に熱媒体を自然空冷する第
２の熱交換器１３を設け、これら第１及び第２の熱交換
器１０．１３を循環配管２０で接続することにより、熱
媒体が自然循環するので、ポンプやブロア等の動力機器
が不要となる。したがって、従来のように同一の崩壊熱
除去システムを複数設ける必要がなく、コストの低減を
図ることができる。また、本実施例では崩壊熱除去用の
熱交換器１０を原子炉容器１の外側に設けたので、高速
増殖炉の安全性を向上させることができる。さらに、本
実施例では熱媒体の吸収熱を第３熱交換器１６で回収し
、蒸気を発生させて蒸気タービン１８へ供給するので、
通常運転時でも原子炉容器１内の熱が大気中へ無駄に放
出されるのを防止できる。
加熱する第１熱交換器１０を設けるとともに、この第１
熱交換器１０よりも上方位置に熱媒体を自然空冷する第
２の熱交換器１３を設け、これら第１及び第２の熱交換
器１０．１３を循環配管２０で接続することにより、熱
媒体が自然循環するので、ポンプやブロア等の動力機器
が不要となる。したがって、従来のように同一の崩壊熱
除去システムを複数設ける必要がなく、コストの低減を
図ることができる。また、本実施例では崩壊熱除去用の
熱交換器１０を原子炉容器１の外側に設けたので、高速
増殖炉の安全性を向上させることができる。さらに、本
実施例では熱媒体の吸収熱を第３熱交換器１６で回収し
、蒸気を発生させて蒸気タービン１８へ供給するので、
通常運転時でも原子炉容器１内の熱が大気中へ無駄に放
出されるのを防止できる。
なお、本発明は上記実施例に限定されるものではない。
例えば、上記実施例では原子炉容器１内の熱が大気中へ
無駄に放出されないように第３熱交換器１６を設けたが
、必ずしも第３熱交換器１６を設ける必要はない。また
、上記実施例では安全容器５の外側に第１熱交換器１０
を配置したが、原子炉容器１と安全容器５と間に第１熱
交換器１０を設けてもよい。さらに、上記実施例では原
子炉の通常運転時でも熱媒体が自然循環するか、循環配
管１４に開閉弁を設けることにより、崩壊熱除去運転時
のみに熱媒体を自然循環させることもできる。
無駄に放出されないように第３熱交換器１６を設けたが
、必ずしも第３熱交換器１６を設ける必要はない。また
、上記実施例では安全容器５の外側に第１熱交換器１０
を配置したが、原子炉容器１と安全容器５と間に第１熱
交換器１０を設けてもよい。さらに、上記実施例では原
子炉の通常運転時でも熱媒体が自然循環するか、循環配
管１４に開閉弁を設けることにより、崩壊熱除去運転時
のみに熱媒体を自然循環させることもできる。
［発明の効果］
以上説明したように本発明は、原子炉容器の外側に崩壊
熱を吸収する第１の熱交換器を設けるとともに、この第
１の熱交換器からの熱媒体を自然空冷する第２の熱交換
器を上記第１の熱交換器よりも上方に設け、これら第１
及び第２の熱交換器を循環配管で接続して熱媒体を自然
循環させるようにしたものである。したがって、ポンプ
やブロア等の動力機器が不要となり、安全性及び信頼性
に優れた高速増殖炉の崩壊熱除去システムを提供できる
。
熱を吸収する第１の熱交換器を設けるとともに、この第
１の熱交換器からの熱媒体を自然空冷する第２の熱交換
器を上記第１の熱交換器よりも上方に設け、これら第１
及び第２の熱交換器を循環配管で接続して熱媒体を自然
循環させるようにしたものである。したがって、ポンプ
やブロア等の動力機器が不要となり、安全性及び信頼性
に優れた高速増殖炉の崩壊熱除去システムを提供できる
。
第１図は本発明の一実施例を示す崩壊熱除去システムの
概略構成図、第２図は従来の崩壊熱除去システムの概略
構成図である。 １・・・原子炉容器、２・・・冷却材、３・・・炉心、
４・・・中間熱交換器、５・・安全容器、１０・・・第
１熱交換器、１３・・・第２熱交換器、１４・・・循環
配管、１５・・・ブロア、１６・・・第３熱交換器、１
７・・・蒸気管、１８・・・蒸気タービン、１９・・・
凝縮器、２０・・・ポンプ。 出願人代理人 弁理士 鈴江武彦 第１図
概略構成図、第２図は従来の崩壊熱除去システムの概略
構成図である。 １・・・原子炉容器、２・・・冷却材、３・・・炉心、
４・・・中間熱交換器、５・・安全容器、１０・・・第
１熱交換器、１３・・・第２熱交換器、１４・・・循環
配管、１５・・・ブロア、１６・・・第３熱交換器、１
７・・・蒸気管、１８・・・蒸気タービン、１９・・・
凝縮器、２０・・・ポンプ。 出願人代理人 弁理士 鈴江武彦 第１図
Claims (1)
- 原子炉容器の外側に配置され上記原子炉容器内の熱で熱
媒体を加熱する第１熱交換器と、この第１熱交換器より
も上方に位置し上記熱媒体を自然空冷する第２熱交換器
と、これら第１及び第２の熱交換器を接続して上記熱媒
体の循環路を形成する循環配管とを具備してなることを
特徴とする高速増殖炉の崩壊熱除去システム。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63333586A JPH02176596A (ja) | 1988-12-28 | 1988-12-28 | 高速増殖炉の崩壊熱除去システム |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63333586A JPH02176596A (ja) | 1988-12-28 | 1988-12-28 | 高速増殖炉の崩壊熱除去システム |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH02176596A true JPH02176596A (ja) | 1990-07-09 |
Family
ID=18267703
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP63333586A Pending JPH02176596A (ja) | 1988-12-28 | 1988-12-28 | 高速増殖炉の崩壊熱除去システム |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH02176596A (ja) |
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2693309A1 (fr) * | 1992-07-01 | 1994-01-07 | Framatome Sa | Procédé et dispositif d'évacuation de la puissance résiduelle d'un réacteur nucléaire à neurton rapides à l'arrêt. |
| US20120051484A1 (en) * | 2010-08-31 | 2012-03-01 | Westinghouse Electric Germany Gmbh | Fuel element storage and cooling configuration |
| JP2014173860A (ja) * | 2013-03-06 | 2014-09-22 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 原子力設備の安全強化建屋 |
| CN104143360A (zh) * | 2013-05-08 | 2014-11-12 | 韩国原子力研究院 | 紧急冷却罐的冷却系统以及具有该系统的核电厂 |
| JP2018132399A (ja) * | 2017-02-15 | 2018-08-23 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 原子力プラント |
-
1988
- 1988-12-28 JP JP63333586A patent/JPH02176596A/ja active Pending
Cited By (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2693309A1 (fr) * | 1992-07-01 | 1994-01-07 | Framatome Sa | Procédé et dispositif d'évacuation de la puissance résiduelle d'un réacteur nucléaire à neurton rapides à l'arrêt. |
| US20120051484A1 (en) * | 2010-08-31 | 2012-03-01 | Westinghouse Electric Germany Gmbh | Fuel element storage and cooling configuration |
| US9058906B2 (en) * | 2010-08-31 | 2015-06-16 | Westinghouse Electric Germany Gmbh | Fuel element storage and cooling configuration |
| JP2014173860A (ja) * | 2013-03-06 | 2014-09-22 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 原子力設備の安全強化建屋 |
| CN104143360A (zh) * | 2013-05-08 | 2014-11-12 | 韩国原子力研究院 | 紧急冷却罐的冷却系统以及具有该系统的核电厂 |
| US10229762B2 (en) | 2013-05-08 | 2019-03-12 | Korea Atomic Energy Research Institute | Cooling system of emergency cooling tank and nuclear power plant having the same |
| JP2018132399A (ja) * | 2017-02-15 | 2018-08-23 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 原子力プラント |
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