JPH0441959B2 - - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 〔産業上の利用分野〕 本発明は、オーバーフロー系統を具備する液体
金属冷却型高速増殖炉に係わり、特に原子炉の起
動及び停止に要する時間を短縮して稼動率を向上
させるとともに、前記オーバーフロー汲み上げ配
管ノズル部の熱衝撃を防止するに好適な液体金属
冷却型高速増殖炉に関する。

〔従来の技術〕

第１０図に液体金属冷却型高速増殖炉のオーバ
ーフロー系統の概念図を示す。

オーバーフロー系統で熱衝撃の発生する恐れの
ある部位は、オーバーフロー戻り配管４とオーバ
ーフロー汲み上げ配管ノズル部６ａの二箇所であ
り、それぞれ熱衝撃発生のメカニズムが異なる。

オーバーフロー戻り配管では、液面が一旦低下
するとオーバーフローが途切れて配管温度が低下
し、その後再オーバーフローにより高温冷却材が
配管に達することにより熱衝撃が発生する場合
（ホツトシヨツク）と、配管温度よりもさらに温
度の低い冷却材が流出することによつて発生する
場合（コールドシヨツク）のふたつの可能性が考
えられる。

一方、オーバーフロー汲み上げ配管ノズル部で
は、原子炉容器１内の冷却材とオーバーフロータ
ンク５内の冷却材温度に差が生じる場合には熱衝
撃が発生する恐れがある。

これら熱衝撃を抑制する従来の装置は、オーバ
ーフロー戻り配管に対しては、特開昭54−145898
号に記載のように低温冷却材がオーバーフローす
る際にオーバーフロー戻り配管を雰囲気ガスで強
制的に冷却しておくことによりオーバーフロー戻
り配管にかかる熱衝撃を防止するようになつてい
る。また、特開昭52−132296号に記載のようにオ
ーバーフロー戻り配管ノズル部に冷却材だめを設
けオーバーフロー戻り配管に達する冷却材の温度
が急激に変化しないようにして熱衝撃を防止する
ように配慮していた。

一方、オーバーフロー汲み上げ配管ノズル部に
対しては特に有効な方法はなく、オーバーフロー
タンク内冷却材及びオーバーフロー汲み上げ配管
ノズル部の温度を監視して、熱衝撃の発生しない
様に運転する事で対処していた。

〔発明が解決しようとする問題点〕

上記従来技術は、オーバーフロー戻り配管の熱
衝撃防止に対しては有効であるが、オーバーフロ
ー汲み上げ配管に対しては何ら効果がない。この
ため、原子炉スクラム時はもちろんのこと、通常
の起動、停止時においても原子炉容器内温度の昇
温及び降温率が大きくなるとオーバーフロータン
ク内冷却材との温度差が大きくなるためオーバー
フロー汲み上げ配管ノズル部に熱衝撃が発生しや
すくなるという問題がある。さらに、この問題を
回避するために原子炉容器内の冷却材の昇温及び
降温率を小さくし、オーバーフローした冷却材と
の混合によりオーバーフロータンク内温度が原子
炉容器内温度に近づく時間を確保するという方法
が採用されているが、根本的な解決策とはなり得
ず、また、起動及び停止に要する時間が長くなる
という問題があつた。

第１１図〜第１４図は、系統昇温、出力上昇、
及び出力降下、系統降温の各ステツプにおける原
子炉容器、オーバーフロータンク、補助冷却系の
冷却材温度変化の計算結果を示したものである。
系統昇温及び出力上昇時には第１１図、第１２図
に示すように、オーバーフロータンク内の冷却材
温度は原子炉容器内の冷却材温度よりも遅れて上
昇している。これは、オーバーフロータンク内の
冷却材が、原子炉容器からオーバーフローした高
温冷却材と混合することにより、温度が上昇する
ためである。オーバーフロー流量は一定のため、
原子炉容器内冷却材の昇温率が大きくなると両者
の温度差は大きくなり、熱衝撃が発生しやすくな
る。熱衝撃を十分な余裕をもつて回避できるため
の条件としては、一般的には両者の温度差を60℃
以内とすることが望ましいため、実際のプラント
運転上は原子炉容器内の冷却材の昇温率を20℃／
hr以内と定めて上記条件を逸脱しないようにして
いる。その結果、系統温度から出力上昇を経て定
格出力に到達するまでに要する時間は、最低でも
14〜15時間必要となる。

一方、出力降下及び系統降温時には、第１３
図、第１４図に示すように、系統昇温及び出力上
昇時の温度変化とは逆になり、オーバーフロータ
ンク内の冷却材温度の方が高くなつている。前記
の制限値である温度差60℃を満足するためには、
降温率を同様に20℃／hrとする必要があり、原子
炉停止に要する時間についても14〜15時間必要で
ある。

本発明の目的は、上記したオーバーフロー汲み
上げ配管ノズル部の熱衝撃を防止するとともに、
原子炉の起動、停止に要する時間を短縮すること
にある。

〔問題点を解決するための手段〕

上記目的はオーバーフロータンク内に熱交換器
を設置し、原子炉容器内の冷却材とオーバーフロ
ータンク内の冷却材の間で熱交換する冷却材流路
を備えることによつて達成される。

〔作用〕

オーバーフロータンク内の冷却材は原子炉容器
内の冷却材の温度に近づくように熱交換器の作用
を受け、その近づいた温度が維持されつづけられ
るのでオーバーフロータンク内の冷却材が原子炉
容器内へ注入されるに際してその熱衝撃は制御さ
れる。

〔実施例〕

本発明の推奨される一実施例では、第１図に示
すようにオーバーフロータンク内に設置された熱
交換器に補助冷却系配管を接続しただけのもので
ある。原子炉容器１内の冷却材は、補助冷却系入
口配管９から逆流し熱交換器１３で熱交換した
後、補助冷却系出口配管８を経て再び原子炉容器
１に流入する。このとき、補助冷却系電磁ポンプ
１１は停止しているため、熱交換を行わせるため
の特別な操作及び運転は不要である。

なお、オーバーフローする冷却材により供給ま
たは除去される熱量は、昇温率及び降温率が20
℃／hrの場合約100〜200kWである。例えば、こ
れと同等の熱交換器を設置した場合には、昇温及
び降温率を約２倍にすることができるため、原子
炉容器１内の冷却材温度とオーバーフロータンク
内の冷却材温度の差が小さくなり熱衝撃を防止す
るとともに、起動及び停止に要する時間を1/2に
短縮することができる。設置する熱交換器の容量
は、プラント及びオーバーフロー系の規模、短縮
する時間に応じて任意に決められるべきものであ
る。

原子炉容器内の冷却材を熱交換器に導くライン
としては、補助冷却系を利用するのが、コストダ
ウンの観点から最も有利である。補助冷却系は、
事故時の炉心崩壊熱除去を目的としたものであ
り、通常運転時には使用されていない。このた
め、補助冷却系配管内では、主冷却ポンプの押し
込み圧により逆流の発生することが知られてい
る。この逆流量は、計算によれば第１５図に示す
ように定格運転時で約21m³／hr程度である。本発
明では、駆動力としてこの逆流を利用する。オー
バーフロー系の定格流量が12m³／hrであることを
考慮すると前記逆流量は本発明を達成するに十分
な流量である。また、補助冷却系を逆流する冷却
材の温度は第１１図〜第１４図に併せて示したよ
うに一部の範囲を除いて昇温時にはオーバーフロ
ータンク内冷却材温度よりも高く、降温時には低
くなつていることから十分に利用可能である。

以下、本発明の実施例をより詳細に説明する。

第１図は、本発明の第１実施例の液体金属冷却
型原子炉のシステム構成を示した図である。図に
おいて１は原子炉容器、２は炉心、３は回転プラ
グ、４はオーバーフロー戻り配管、５はオーバー
フロータンク、６はオーバーフロー汲み上げ配
管、６ａはオーバーフロー汲み上げ配管ノズル部
である。熱交換器１３は、補助冷却系手口配管
８、及び同入口配管９を介して原子炉容器１と接
続されている。オーバーフロー系電磁ポンプ７は
常時運転されているが、補助冷却系電磁ポンプ１
１は通常は停止状態である。このような構成とす
ることにより、昇温時にはオーバーフロー戻り配
管４を介して流入する冷却材からの入熱と補助冷
却系を逆流して熱交換器に達する冷却材からの入
熱によりオーバーフロータンク内の冷却材が加熱
されることにより、昇温率を大きくすることが可
能である。降温の場合についても同様の理由によ
り降温率を大きくすることができる。本実施例に
よれば、原子炉容器内の冷却材とオーバーフロー
タンク内の冷却材の温度差を小さくすることがで
き、オーバーフロー汲み上げ配管ノズル部の熱衝
撃を防止することができるばかりでなく、原子炉
の起動及び停止に要する時間を短縮することがで
きるという効果がある。

第２図は、本発明の第２の実施例である液体金
属冷却型原子炉のシステム構成を示した図であ
る。第１図に示した実施例と異なる点は、熱交換
器１３をバイパスする流路１４と弁１５ａ，１５
ｂを設けたことである。この実施例では、弁１５
ａ，１５ｂの開閉を制御することにより熱交換器
１３内を流れる冷却材の流量を調節できる。この
ため、例えば第１２図の出力が85MW〜100MW
の範囲に示すように、補助冷却系の冷却材温度と
オーバーフロータンク内の冷却材温度が逆転した
場合には、逆に除熱されてしまうため、これを防
止する目的で冷却材をすべてバイパスさせること
ができるという効果がある。なお、本実施例では
第３図に第２実施例をベースとした変形例として
示すように、弁の開閉を自動化するために熱電対
１９、温度変換器２０、演算回路２１を付加する
とともに、電磁弁１５ｉ及び１５ｊ用いることも
可能である。熱電対１９は、補助冷却系９と原子
炉容器１内の冷却材温度を測定し、温度変換器２
０、演算回路２１の処理回路の働きにより必要に
応じて電磁弁１５ｉ及び１５ｊの開閉を制御する
ことができる。このような構成とすることによ
り、運転員の負担を軽減しプラント制御の信頼性
を向上させることができる。

第４図は、本発明の第３の実施例である液体金
属冷却型原子炉の熱交換器及び補助冷却系に設け
たバイパスの構成部分のみを示した図である。第
２図に示した実施例と異なる点は、バイパスを１
４ｂ及び１４ｃの２系統設けるとともに、４個の
弁１５ｃ，１５ｄ，１５ｅ，１５ｆを設けたこと
である。さらに、熱交換器を縦長に設置してあ
る。第４図を整理して示すと第４図ａの如くとな
る。このような構成にした理由は、オーバーフロ
ータンク内の冷却材が対流によつて循環するため
である。すなわち、加熱時にはオーバーフロータ
ンク内冷却材は熱交換器部で上昇流となるため、
熱交換器内の原子炉容器からの冷却材の流動方向
は下降流としたほうが熱交換率がよくなる。第４
図にあつては、通常実線矢印の如く、そして逆流
時には点線矢印の如く流れが生ずるように各弁を
調節する。このような流れを達成させるために
は、具体的には第５図に示すように弁１５ｃ及び
１５ｆを開、１５ｄ及び１５ｅを閉とすれば良
い。一方、除熱時にはオーバーフロータンク内冷
却材は熱交換器部で下降流となるため、第６図に
示すように弁１５ｃ及び１５ｆを閉、１５ｄ及び
１５ｅを開として熱交換器内の冷却材を逆流状態
の上昇流とするのが良い。また、熱交換器を縦長
に設置することにより対流が促進される。熱交換
を行わない時には弁１５ｃ，１５ｄを開、１５
ｅ，１５ｆを閉とすれば良い。なお、弁１５ｃ〜
１５ｆの代わりに、第７図〜第８図に示す第３実
施例の変形例のように３方弁１５ｇ，１５ｈを用
いても同様の機能を持たせることができる。本実
施例によれば、対流を促進させる効果があるた
め、熱交換効率が良くなり原子炉の起動、停止に
関する時間をさらに短縮できるという効果があ
る。なお、本実施例においても、第３図に示した
弁の開閉を自動化するための熱電対１９、温度変
換器２０、演算回路２１、電磁弁１５ｉ及び１５
ｊを付加することも可能である。

第９図は、本発明の第４の実施例になる液体金
属冷却型原子炉の熱交換器及び熱交換系配管の構
成を示した図である。第１図に示した実施例と異
なる点は、熱交換器１３に原子炉容器１内の冷却
材を導く流路として補助冷却系配管を使わず新た
に熱交換系配管１６及び熱交換系電磁ポンプ１７
を設置したことである。熱交換系配管１６は、図
に示したように原子炉容器１のできるだけ上部に
接続するのが望ましい。本実施例によれば、原子
炉容器内の冷却材は電磁ポンプ１７によつて駆動
されるため、流量を適宜変更することにより熱交
換量を制御することができる。また、熱交換器１
３に導かれる冷却材の温度が高いため、熱交換効
率が良いという効果がある。

第１６図は、本発明で使用される熱交換器とし
て、電磁フローカプラ型熱交換器１８を採用した
第５実施例を示したものである。

本実施例によれば、配管内の一次側流れによつ
て、二次側流れとしてオーバーフロータンク内の
冷却材が図の破線で示した矢印の方向に駆動され
るため、対流のみによる熱交換よりも効率がよ
く、タンク内の温度が均一になる効果がある。

〔発明の効果〕

本発明によれば、オーバーフロータンク内の冷
却材温度と原子炉容器内の冷却材温度の差を短時
間で小さくすることができるため、オーバーフロ
ー汲み上げ配管ノズル部に加わる熱衝撃を防止す
るとともに、原子炉の起動、停止に要する時間を
大幅に短縮できるという効果がある。この効果を
具体的に示す為に金額に換算した場合下記計算条
件で１サイクルあたり約２億円の増収が見込める
ため、その効果は大きい。

計算条件 (1) プラント規模：100万kW (2) 短縮時間：10時間 （起動５時間、停止５時間） (3) 電力単価：20円／kWh

【図面の簡単な説明】

第１図は、本発明の第１実施例を示す液体金属
冷却型高速増殖炉のシステム構成図、第２図は、
本発明の第２の実施例を示す液体金属冷却型高速
増殖炉のシステム構成図、第３図は、第２図の実
施例に弁の開閉を自動化するための回路を付加し
た変形例を示すシステム構成図、第４図は、本発
明の第３の実施例を示す構成図、第４図ａは第４
図の流路略式表示図、第５図及び第６図は、第４
図に示した実施例に運転方法を示す構成図、第７
図及び第８図は、第４図に示した実施例の変形例
を示す構成図、第９図は、本発明の第４の実施例
を示す液体金属冷却型高速増殖炉のシステム構成
図、第１０図は従来の液体金属冷却型高速増殖炉
のシステム構成図、第１１図、第１２図、第１３
図、第１４図は、原子炉容器、補助冷却系配管、
オーバーフロータンク各部における冷却材温度の
変化を示した図で、それぞれ順番に系統昇温時、
出力上昇時、出力降下時及び系統降温時を表わ
し、第１５図は、一次主冷却ポンプ運転時の補助
冷却系内の逆流流量の変化を示す特性図、第１６
図は本発明の第５実施例であつて、熱交換器とし
て電磁フローカプラ熱交換器を採用した場合の構
成を示す図である。 １……原子炉容器、２……炉心、４……オーバ
ーフロー戻り配管、５……オーバーフロータン
ク、６……オーバーフロー汲み上げ配管、６ａ…
…オーバーフロー汲み上げ配管ノズル部、７……
オーバーフロー系電磁ポンプ、８……補助冷却系
出口配管、９……補助冷却系入口配管、１１……
補助冷却系電磁ポンプ、１３……熱交換器、１４
……バイパス流路、１５……弁、１６……熱交換
系配管、１７……熱交換系電磁ポンプ、１８……
電磁フローカプラ熱交換器、１９……熱電対、２
０……温度変換器、２１……演算回路。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １ 原子炉容器内とオーバーフロータンクとをオ
   ーバーフロー戻り配管と汲み上げ配管とで連通
   し、前記原子炉容器内に補助冷却系の流路が連通
   する液体金属冷却型高速増殖炉において、前記オ
   ーバーフロータンク内に熱交換器を設け、前記原
   子炉容器内の液体金属を前記熱交換器に導く第１
   流路と、前記熱交換器を介して前記第１流路から
   の前記液体金属を前記原子炉容器内に戻し入れる
   第２流路とを備えたことを特徴とした液体金属冷
   却型高速増殖炉。 ２ 前記第１流路と第２流路とは、補助冷却系の
   流路であることを特徴とした特許請求の範囲の第
   １項に記載の液体金属冷却型高速増殖炉。 ３ 前記第１流路は、熱交換器へ通じる熱交換器
   側流路と前記熱交換器を迂回して第２流路に通じ
   るバイパス流路とに分岐した径路を有し、前記径
   路の途中に前記熱交換器側流路とバイパス流路と
   の流量の流量調節弁を備えたことを特徴とした特
   許請求の範囲の第１項または第２項に記載の液体
   金属冷却型高速増殖炉。 ４ 前記熱交換器は第１流路を介して導入された
   液体金属が上下方向に流動する姿勢にてオーバー
   フロータンク内に設けられており、前記第１流路
   は途中で複数に分岐して前記熱交換器を迂回して
   第２流路に連なる複数のバイパス流路と、前記複
   数のバイパス流路を前記熱交換器を介して連通す
   る第３流路と、前記第３流路と前記第１流路との
   間の部分に設けた各流量調節弁と、前記第３流路
   と前記第２流路との間の部分に設けた各流量調節
   弁とを備えた特許請求の範囲の第１項または第２
   項に記載の液体金属冷却型高速増殖炉。 ５ 前記第１流路の入口を原子炉容器内の高温液
   体金属内包部分に備えたことを特徴とした特許請
   求の範囲の第１項に記載の液体金属冷却型高速増
   殖炉。