JPH0376440B2 - - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は２次主冷却系である中間冷却系を一式
削除した液体金属冷却高速増殖炉に関するもので
ある。

従来の液体金属（例えばナトリウム）冷却高速
増殖炉発電プラントは炉心での発熱量を１次系ナ
トリウムから２次系ナトリウムへと中間熱交換器
を介在させて輸送し、更に２次系ナトリウムから
水及び蒸気へと、蒸気発生器を利用して熱輸送さ
せるという中間冷却系回路を有した構成であつ
た。

この理由は次の通りである。即ち、１次系ナト
リウムが炉心で発生する高速中性子により放射化
されているため、中間冷却系が無く加圧水型炉と
同じ構成とした場合、蒸気発生器は１次系ナトリ
ウムと直接伝熱管を介在して、熱交換するシステ
ムとなり、万一伝熱管が破損するとナトリウムと
水とが化学反応を起こし、水素ガスと苛性ソーダ
を生成する。水素ガスは圧力発生の原因となり、
苛性ソーダは腐食性物質であるため、炉心に対し
悪影響を及ぼす可能性がある。またこのナトリウ
ムと水の反応は急激であるので、伝熱管の破損規
模が大きくなると影響の度合も大きくなり、水素
ガスの発生挙動によつては１次系ナトリウムの境
界である配管系の塑性変形や破損の発生の可能性
もある。このために通常蒸気発生器には発生圧力
を低減させ、発生する水素ガスを安全に処理する
ための放出系が装備されているが、水素ガスに同
伴されるナトリウムに放射性がある場合環境放出
が厳しく制限されるため完全な処理が必要となり
煩雑となる。以上のような理由により２次ナトリ
ウム系回路が設置されている。

従つて、ナトリウム冷却高速増殖炉プラント
は、第１図及び第２図に示されているように、従
来ループ型及びタンク型を問わず軽水炉プラント
には無い中間冷却系（２次主冷却系）を有してお
り、このため中間冷却系に係わる設備費、建物費
など大巾な建設費増加を余儀なくされている。

このような現状に鑑み、軽水炉には無い中間冷
却系設備一式を削除したプラントを提案し、系統
を簡素化して物量を減少させ建設費の大巾な低減
をはかることが本発明の目的である。

従来のループ型炉の１次主冷却系構成である機
器間配管接続方式では、万一蒸気発生器伝熱管が
破損した場合、ナトリウムと水との反応により発
生する水素ガスの圧力及び濃度の高い苛性ソーダ
などの反応生成物が、配管系を通つて直接炉心に
到達し悪影響を及ぼす可能性がある。（従来のタ
ンク型炉では、炉心と蒸気発生器が原子炉容器内
に隣接して設置されるため、濃度の高い苛性サー
ダなどの反応生成物が直接炉心に到達しやすく、
悪影響をおよぼす可能性が高い。）従つて、蒸気
発生器を１次側出入口共に直接に１次冷却配管に
接続せず、この間に１次ナトリウムのプールを介
在させることにより、前述の事故時のナトリウム
−水反応で発生する圧力の緩衝、及び反応生成物
のプール内収納を計ることによつて事故の影響が
炉心部に及ぶのを防止することが必要となる。本
発明は、このような観点に立つて、ループ型の経
済的改良型プラントとして、中間冷却系の削除を
行ない、冷却材としてナトリウム（Na）を用い
Na−水反応対策（プールと炉容器間に呼吸タン
クを配管で結ぶ）を施こす以外加圧水型原子炉と
同等の構成とした適切なサテライトプール構造体
を有するプラントを提案する。

本発明の液体金属冷却高速増殖炉は、原子炉容
器と、１次主循環ポンプおよび蒸気発生器を包含
するサテライトプール容器を夫々有する複数基の
サテライトプール構造体と、原子炉容器のカバー
ガス空間及びサテライトプール容器のカバーガス
空間に連通するカバーガス呼吸タンクと、サテラ
イトプール容器内のホツトプール及び原子炉容器
を接続する１次系ホツトレグ配管と、サテライト
プール容器内のコールドプール及び原子炉容器を
接続する１次系コールドレグ配管とを備えている
ことを特徴とするものである。

さらに、サテライトプール構造体は、密閉され
たサテライトプール容器と、前記サテライトプー
ル容器の内部空間を上下に仕切るプレナム仕切板
と、前記内部空間内であつて前記プレナム仕切板
の上側に形成され、原子炉容器から輸送される高
温のナトリウムを受け入れるホツトプールと、前
記内部空間内であつて前記プレナム仕切板の下側
に形成されたコールドプールと、前記ホツトプー
ル及び前記コールドプール間に介設されると共
に、前記ホツトプール内の高温のナトリウムを前
記コールドプールに導いて、内部の伝熱管を流れ
る給水を蒸発させるようになつている少なくとも
１基の蒸気発生器と、前記コールドプール内のナ
トリウムを原子炉容器に圧送するための少なくと
も１基の１次主循環ポンプとを有している。

次に本発明の液体金属冷却高速増殖炉を図面に
従つて詳細に説明する。

第３図に示されているように、原子炉容器１内
の炉心２での発熱エネルギーは、冷却材例えばナ
トリウムにより１次系ホツトレグ配管３内を通り
サテライトプール容器４内のホツトプール８に輸
送される。複数基のサテライトプール構造体の
各々（第３図から第６図参照）はサテライトプー
ル容器４としやへいプラグ１８による密閉構造体
であり、前記１次系ホツトレグ配管３と１次系コ
ールドレグ配管１０により原子炉容器１と接続さ
れている。サテライトプール容器４内にはしやへ
いプラグ１８に据え付けられ支持された蒸気発生
器５と１次主循環ポンプ６がそれぞれ１基以上組
み込まれており、蒸気発生器５により１次系高温
ナトリウムからの熱で蒸気を発生させ蒸気タービ
ン１４を駆動させる。蒸気発生器５により熱交換
した低温ナトリウムはサテライトプール容器４内
底部のコールドプール９に集められ、この部分に
挿入されている１次主循環ポンプ６により汲み上
げられて昇圧され、当該ポンプ６に接続されてい
る１次系コールドレグ配管１０を通つて原子炉容
器１内の高圧プレナム１２に送られ炉心２を冷却
する。

サテライトプール容器４内には前記ホツトプー
ル８と反応生成物流出防止仕切板２１が備えられ
たコールドプール９を適切に形成させるためプレ
ナム仕切板７が設置され、またそれぞれのプール
は自由液面を有するためナトリウムに対し不活性
のカバーガスを液面上の空間１７に充填してい
る。このカバーガス空間１７はカバーガス系均圧
配管１９によりカバーガス呼吸タンク２０に接続
され、この呼吸タンクを介して他の複数のサテラ
イトプール構造体及び原子炉容器１のそれぞれの
本体内カバーガス空間と連通している。

次に本発明の液体金属冷却高速増殖炉の作用に
ついて説明する。

１次系ホツトレグナトリウムはサテライトプー
ル容器内のホツトプール８に流入し、ホツトプー
ル８とコールドプール９の液位差により蒸気発生
器本体内の伝熱管束部を流下し、コールドプール
９に流入する。コールドプール９を形成するナト
リウムは１次主循環ポンプ６により汲み上げら
れ、サテライトプール容器外へと流出し、このポ
ンプ作用により前述の液位差が生じ、それぞれの
自由液面を形成することとなる。炉心２から輸送
された熱は蒸気発生器５において給水を蒸発さ
せ、この蒸気が蒸気タービン１４に輸送される。

上述のプラントは、２次ナトリウム系である中
間冷却系を一式削除するプラントであり、従来の
高速増殖炉の欠点に対する対策も施こしている。

即ち、本発明の高速増殖炉の前記作用のところ
で説明したサテライトプール構造体によれば、万
一蒸気発生器５に於て伝熱管が破損し、ナトリウ
ム−水反応の事故が発生したとしても、サテライ
トプール容器４内のホツトプール８、コールドプ
ール９及びカバーガス空間が大きな緩衝効果を有
し、反応生成物である苛性ソーダをサテライトプ
ール容器４及び事故の起きたループ内に保持収納
することができ、事故の影響を局限化することが
できる。これは次のような理由による。

事故が発生すると、カバーガスの圧力高信号な
どによりこれが検知され、プラントでは原子炉が
トリツプし、水及び蒸気側では給水が停止され、
急速に蒸気発生器５内の保有水をブローダウン
し、健全ループのポンプ６は低速回転に移行し、
事故ループのポンプ６は停止される。

ナトリウム−水反応は、蒸気発生器５内の保有
水ブローダウンによつて収束するが、Na−水反
応によつて発生した水素ガスをサテライトプール
１基で受けると事故発生したサテライトプール容
器４のカバーガス圧力が高くなり、濃度の高い苛
性ソーダの反応生成物をサテライトプール容器４
から原子炉へ向かつて押し出すこととなり炉心２
に悪影響を与える可能性が生ずる。従つてサテラ
イトプール構造体と原子炉容器１とをカバーガス
系均圧配管１９で連結し圧力を均等化する。この
時水素ガスの発生によるカバーガス圧力の上昇
は、原子炉容器１と、他の健全ループサテライト
構造体のカバーガス空間によつて抑えられ、ナト
リウムの境界である配管系および放射性カバーガ
スをシールしている原子炉容器１及びサテライト
プール容器４の上部しやへい体のシール部の健全
を損なうような問題は生じない（カバーガスは不
活性ガス、例えばアルゴンArを使用しているの
で水素ガスが混入しても問題はない）。また、事
故ループのポンプ６が定格回転数からコーストダ
ウンして停止に致るまでの間、ポンプ６の慣性力
により濃度の高い苛性ソーダの原子炉に流入させ
る可能性があるが、サテライトプール容器４内の
コールドプール９に設置した反応生成物流出防止
仕切板２１によつて、炉心に悪影響を与える濃度
の高い苛性ソーダをポンプ６の入口部分に流出さ
せない構造としている。従つて上述のように、水
素ガスの発生によるカバーガスの加圧により苛性
ソーダが原子炉へ押し出される可能性と発生水素
ガスによる圧力上昇とを、サテライトプール容器
４内の上部空間１７および原子炉容器１のカバー
ガス空間とカバーガス呼吸タンク２０による緩衝
効果により排除でき、かつ事故ループのポンプ６
のコーストダウンによる苛性ソーダの流出を反応
生成物流出防止仕切板２１によつて防止できるの
で、濃度の高い苛性ソーダが炉心２にまで到達す
ることはない。

従つて炉心及び他の健全な１次冷却系ループに
も悪影響を及ぼし、損傷を与える可能性を無くす
ることができる。なお中間冷却部系を削除する
と、これに付属した補助系統設備として下記の系
統が同時に削除される。

(1) ２次アルゴンガス系 (2) ２次充填ドレン系 (3) ２次ナトリウム純化系 (4) ２次系設備一式の空調設備。

これにより、上気設備を収納する建屋も削減で
き建設費（建屋も含む）を約25％減少させること
ができる。

サテライトプール方式１次系の最大の特長はポ
ンプと蒸気発生器間に接続配管が無く、コールド
プールとなつていることである。このことにより
サテライトプール構造体を小型に設計できるの
で、格納容器直径を従来の方式から約20％縮小さ
せることができ、大きな経済的利点を有するもの
である。更に、このコールドプール部分のナトリ
ウムインベントリは大リークナトリウム−水反応
生成物（苛性ソーダ）を事故ループ内に局限化す
るために重要な役割を果たす。（もし配管で両機
器が接続されている場合には、苛性ソーダは容易
に高濃度で炉心に流入し、流路の閉塞などに悪影
響を与える可能性が高くなり対策が困難となる。）

【図面の簡単な説明】

第１図はループ型の高速増殖炉の系統図、第２
図はタンク型の高速増殖炉の系統図、第３図は本
発明のサテライトプール型プラントの系統図、第
４図はサテライトプール構造体の上面配置図、第
５図は第４図のサテライトプール構造体の線Ｂ−
Ｂの縦断面図、第６図は第４図のサテライトプー
ル構造体の線Ａ−Ａの縦断面図である。 ……原子炉容器、……中間熱交換器、…
…蒸気発生器、……蒸気タービン、１……原子
炉容器（１基）、２……炉心、３……１次系ホツ
トレグ配管、４……サテライトプール容器（複数
基）、５……蒸気発生器、６……１次主循環ポン
プ、７……プレナム仕切板、８……ホツトプー
ル、９……コールドプール、１０……１次系コー
ルドレグ配管、１１……逆止弁、１２……高圧プ
レナム、１３……主蒸気配管、１４……蒸気ター
ビン（１基）、１５……給水ポンプ、１６……主
給水配管、１７……カバーガス空間、１８……し
やへいプラグ、１９……カバーガス系均圧配管、
２０……カバーガス呼吸タンク、２１……反応生
成物流出防止仕切板。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １ (a) 原子炉容器、 (b) 密閉されたサテライトプール容器と、前記サ
   テライトプール容器の内部空間を上下に仕切る
   プレナム仕切板と、前記内部空間内であつて前
   記プレナム仕切板の上側に形成され、前記原子
   炉容器から輸送される高温のナトリウムを受け
   入れるホツトプールと、前記内部空間内であつ
   て前記プレナム仕切板の下側に形成されたコー
   ルドプールと、前記ホツトプール及び前記コー
   ルドプール間に介設されると共に、前記ホツト
   プール内の高温のナトリウムを前記コールドプ
   ールに導いて、内部の伝熱管を流れる給水を蒸
   発させるようになつている少なくとも１基の蒸
   気発生器と、前記コールドプール内のナトリウ
   ムを前記原子炉容器に圧送するための少なくと
   も１基の１次主循環ポンプとを有しているサテ
   ライトプール構造体、 (c) 前記サテライトプール容器内の上部に形成さ
   れるカバーガス空間と前記原子炉容器のカバー
   ガス空間との間を連通する配管に介設されたカ
   バーガス呼吸タンク、 (d) 前記サテライトプール容器内の前記ホツトプ
   ールと前記原子炉容器との間を連通する１次系
   ホツトレグ配管、及び、 (e) 前記サテライトプール容器内の前記１次主循
   環ポンプと前記電子炉容器との間を連通する一
   次系コールドレグ配管、 を備えている液体金属冷却高速増殖炉。