JPH0450553B2 - - Google Patents
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- JPH0450553B2 JPH0450553B2 JP58157110A JP15711083A JPH0450553B2 JP H0450553 B2 JPH0450553 B2 JP H0450553B2 JP 58157110 A JP58157110 A JP 58157110A JP 15711083 A JP15711083 A JP 15711083A JP H0450553 B2 JPH0450553 B2 JP H0450553B2
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- JP
- Japan
- Prior art keywords
- pressure vessel
- reactor
- reactor pressure
- radiant heat
- cooling
- 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.)
- Expired - Lifetime
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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)
- Waste-Gas Treatment And Other Accessory Devices For Furnaces (AREA)
- Heat Treatments In General, Especially Conveying And Cooling (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
〔産業上の利用分野〕
本発明は、高温ガス炉の後備冷却装備に係り、
特に原子炉圧力容器から放出される輻射熱を吸収
して原子炉圧力容器を有効に冷却する冷却装置に
関するものである。
特に原子炉圧力容器から放出される輻射熱を吸収
して原子炉圧力容器を有効に冷却する冷却装置に
関するものである。
高温ガス炉は、他の原子炉では得ることのでき
ない約1000℃にも達する原子炉出口冷却材温度が
得られることで注目され、原子力発電はもとよ
り、製鉄用還元ガス製造などの工業用熱源として
も利用することを目的として、実験・開発が進め
られている原子炉である。
ない約1000℃にも達する原子炉出口冷却材温度が
得られることで注目され、原子力発電はもとよ
り、製鉄用還元ガス製造などの工業用熱源として
も利用することを目的として、実験・開発が進め
られている原子炉である。
この原子力利用においては、特に安全性の確保
が最も重要な課題である。このため、原子炉の故
障及び事故に十分対処し得る後備冷却系の装置が
必要である。
が最も重要な課題である。このため、原子炉の故
障及び事故に十分対処し得る後備冷却系の装置が
必要である。
一般に、他の原子炉、例えば軽水炉などの後備
冷却系には、水スプレイ冷却系が多く用いられて
いる。水スプレイ冷却系は、原子炉に異常が発生
した場合、ポンプにより所定の貯水槽の水を原子
炉炉心上部に配置したノズルから炉心にスプレイ
したり、原子炉を格納する格納容器にも同様にス
プレイして、原子炉やその他の構造物の温度上昇
を阻止する装置である。
冷却系には、水スプレイ冷却系が多く用いられて
いる。水スプレイ冷却系は、原子炉に異常が発生
した場合、ポンプにより所定の貯水槽の水を原子
炉炉心上部に配置したノズルから炉心にスプレイ
したり、原子炉を格納する格納容器にも同様にス
プレイして、原子炉やその他の構造物の温度上昇
を阻止する装置である。
しかしながら、高温ガス炉においては、前記の
如く高温状態で稼働しており、原子炉圧力容器
（燃料材、減速材、冷却材、炉心構造材などを収
容して原子炉を構成する機密性の優れた容器）の
温度が約400℃に達することから、上記の如く、
水スプレイによる注水を行なうと、急激な温度変
化が生じて燃料材や構造物が破損する危険があ
る。
如く高温状態で稼働しており、原子炉圧力容器
（燃料材、減速材、冷却材、炉心構造材などを収
容して原子炉を構成する機密性の優れた容器）の
温度が約400℃に達することから、上記の如く、
水スプレイによる注水を行なうと、急激な温度変
化が生じて燃料材や構造物が破損する危険があ
る。
また、炉心部に水が侵入すると核分裂反応が急
増し、原子炉の許容温度以上の高温になる可能性
がある。これらの理由から、高温ガス炉には従来
の水スプレイ系を後備冷却系に使用することがで
きない。
増し、原子炉の許容温度以上の高温になる可能性
がある。これらの理由から、高温ガス炉には従来
の水スプレイ系を後備冷却系に使用することがで
きない。
本発明の目的は、前述のような高温ガス炉の特
殊性に鑑み、原子炉圧力容器から放出される輻射
熱を効率良く吸収し得る冷却装置を提供すること
にある。
殊性に鑑み、原子炉圧力容器から放出される輻射
熱を効率良く吸収し得る冷却装置を提供すること
にある。
その目的を達成するため、本発明は、
原子炉圧力容器の外周が、その原子炉圧力容器
の周面と対向する側に輻射熱吸収部材を取り付け
た断熱壁で囲まれ、 前記輻射熱吸収部材は、前記原子炉圧力容器の
周面と対して傾斜したフイン群を取り付けた冷却
管群から構成され、 その輻射熱吸収部材に冷却媒体が供給され、前
記原子炉圧力容器からの輻射熱を吸収した傾斜フ
インを前記冷却媒体で冷却するように構成されて
いることを特徴とするものである。
の周面と対向する側に輻射熱吸収部材を取り付け
た断熱壁で囲まれ、 前記輻射熱吸収部材は、前記原子炉圧力容器の
周面と対して傾斜したフイン群を取り付けた冷却
管群から構成され、 その輻射熱吸収部材に冷却媒体が供給され、前
記原子炉圧力容器からの輻射熱を吸収した傾斜フ
インを前記冷却媒体で冷却するように構成されて
いることを特徴とするものである。
以下、本発明の実施例に係る後備冷却装置を第
１図ないし第４図とともに説明する。
１図ないし第４図とともに説明する。
この実施例は、高温ガス炉のうちで現在研究、
開発が進められている多目的高温ガス炉
（VHTR）を例にしている。多目的高温ガス炉の
構造的な特徴は、燃料材としてグラフアイト燃料
を使用し、減速材、反射体及び炉心構造材として
黒鉛を使用し、冷却材としてヘリウムを使用して
いる点である。原子炉出口冷却材温度は約1000
℃、原子炉圧力容器の温度は約400℃に達し、原
子炉熱出力は約50MWである。
開発が進められている多目的高温ガス炉
（VHTR）を例にしている。多目的高温ガス炉の
構造的な特徴は、燃料材としてグラフアイト燃料
を使用し、減速材、反射体及び炉心構造材として
黒鉛を使用し、冷却材としてヘリウムを使用して
いる点である。原子炉出口冷却材温度は約1000
℃、原子炉圧力容器の温度は約400℃に達し、原
子炉熱出力は約50MWである。
原子炉は、原子炉圧力容器１と、その内部に収
納されている燃料材、減速材、冷却材、反射体及
び炉心構造材（いずれも図示せず）などから主に
構成されている。
納されている燃料材、減速材、冷却材、反射体及
び炉心構造材（いずれも図示せず）などから主に
構成されている。
原子炉圧力容器１は２ 1/4Cr−1Mo鋼からな
り、内径が約６ｍ、肉厚が約14cm、内高が約16ｍ
の円筒形で機密性の優れた容器である。この原子
炉圧力容器１の外周は、内側に輻射熱吸収部材２
を取り付けた断熱壁３で囲まれている。後備冷却
装置は、輻射熱吸収部材２、冷却媒体用タンク
４、循環ポンプ５、熱交換器６とから主に構成さ
れいてる。
り、内径が約６ｍ、肉厚が約14cm、内高が約16ｍ
の円筒形で機密性の優れた容器である。この原子
炉圧力容器１の外周は、内側に輻射熱吸収部材２
を取り付けた断熱壁３で囲まれている。後備冷却
装置は、輻射熱吸収部材２、冷却媒体用タンク
４、循環ポンプ５、熱交換器６とから主に構成さ
れいてる。
輻射熱吸収部材２は第１図と第２図に示す如
く、原子炉圧力容器１のほぼ全体を囲い、その外
周の形状に沿つて配置されている。また、前記原
子炉圧力容器１が大型であるため、輻射熱吸収部
材２は複数の吸収部材ブロツク２ａを組合せるこ
とにより円筒状に構成されている。輻射熱吸収部
材２は第３図と第４図に示す如く、冷却管群７
と、原子炉圧力容器１の周面に対して斜めになる
ように各冷却管に取り付けられたフイン群８とか
ら構成されている。
く、原子炉圧力容器１のほぼ全体を囲い、その外
周の形状に沿つて配置されている。また、前記原
子炉圧力容器１が大型であるため、輻射熱吸収部
材２は複数の吸収部材ブロツク２ａを組合せるこ
とにより円筒状に構成されている。輻射熱吸収部
材２は第３図と第４図に示す如く、冷却管群７
と、原子炉圧力容器１の周面に対して斜めになる
ように各冷却管に取り付けられたフイン群８とか
ら構成されている。
冷却管群７の両端は断熱壁３を貫通し、断熱壁
３の外部でそれぞれ上部ヘツダ９と下部ヘツダ１
０に接続している。このような構造の輻射熱吸収
部材２の上部ヘツダ９は熱交換器６の給入部１１
に配管で接続され、下部ヘツダ１０は循環ポンプ
５の排出部１２に配管で接続されている。なお、
第１図に示す如く、それぞれの吸収部材ブロツク
２ａは、独立して循環ポンプ５と熱交換器６に接
続されるように、各配管は並列に設けられてい
る。更に、熱交換器６の排出部１３と貯水槽４と
の間が配管で接続され、冷却媒体用タンク４と循
環ポンプ５の給入部１４との間が配管で接続され
ている。
３の外部でそれぞれ上部ヘツダ９と下部ヘツダ１
０に接続している。このような構造の輻射熱吸収
部材２の上部ヘツダ９は熱交換器６の給入部１１
に配管で接続され、下部ヘツダ１０は循環ポンプ
５の排出部１２に配管で接続されている。なお、
第１図に示す如く、それぞれの吸収部材ブロツク
２ａは、独立して循環ポンプ５と熱交換器６に接
続されるように、各配管は並列に設けられてい
る。更に、熱交換器６の排出部１３と貯水槽４と
の間が配管で接続され、冷却媒体用タンク４と循
環ポンプ５の給入部１４との間が配管で接続され
ている。
この後備冷却装置の動作を説明すると、原子炉
に異常が生じると、循環ポンプ５により冷却媒体
用タンク４内の冷却媒体（水）が図中の矢印Ａに
示す如く、下部ヘツダ１０を経て冷却管群７に供
給される。前述のようにフイン群８を原子力圧力
容器１の周面に対して斜めに取り付けることによ
り、原子力圧力容器１との対向面積（熱吸収面
積）が可及的に広くとれ、原子炉圧力容器１から
の輻射熱をフイン群８が効率よく吸収する。下部
ヘツダ１０から供給された水は冷却管群７内で、
原子炉圧力容器１の輻射熱を受けて加熱したフイ
ン群８の熱を吸収し、図中の矢印Ｂに示す如く、
上部ヘツダ９から熱交換器６に入る。熱交換器６
で冷却された後、水は冷却媒体用タンク４に戻さ
れ、再び冷却に使用される。
に異常が生じると、循環ポンプ５により冷却媒体
用タンク４内の冷却媒体（水）が図中の矢印Ａに
示す如く、下部ヘツダ１０を経て冷却管群７に供
給される。前述のようにフイン群８を原子力圧力
容器１の周面に対して斜めに取り付けることによ
り、原子力圧力容器１との対向面積（熱吸収面
積）が可及的に広くとれ、原子炉圧力容器１から
の輻射熱をフイン群８が効率よく吸収する。下部
ヘツダ１０から供給された水は冷却管群７内で、
原子炉圧力容器１の輻射熱を受けて加熱したフイ
ン群８の熱を吸収し、図中の矢印Ｂに示す如く、
上部ヘツダ９から熱交換器６に入る。熱交換器６
で冷却された後、水は冷却媒体用タンク４に戻さ
れ、再び冷却に使用される。
このように、他の原子炉のように水スプレイ系
によらないで、原子炉の異常昇温を阻止すること
ができる。また、輻射熱吸収部材２は原子力圧力
容器１の周面に対して傾斜したフイン群８を具備
していることから、冷却効果が大きく向上してい
る。
によらないで、原子炉の異常昇温を阻止すること
ができる。また、輻射熱吸収部材２は原子力圧力
容器１の周面に対して傾斜したフイン群８を具備
していることから、冷却効果が大きく向上してい
る。
このフイン群８を具備しないで、冷却管群７だ
けの冷却効果と、当該実施例の冷却効果を比較す
ると次の結果が得られる。この比較は、水によつ
て吸収・搬出された、原子炉圧力容器１の輻射熱
の熱量から知ることができる。原子炉圧力容器１
から輻射される熱量Ｑは、 Ｑ＝κAT4＝hρcV（To−Ti）
……（１式） で表わされる。但し、ここで、 κは輻射熱吸収係数、 Ａは輻射熱の有効吸収断面積、 Ｔは原子炉圧力容器の表面温度、 ｈは冷却管の熱伝達係数、 ρ、ｃ、Ｖは各々、水の密度、比熱、流速、 Toは冷却装置の下部ヘツダでの水の温度、 Tiは冷却装置の上部ヘツダでの水の温度、 である。
けの冷却効果と、当該実施例の冷却効果を比較す
ると次の結果が得られる。この比較は、水によつ
て吸収・搬出された、原子炉圧力容器１の輻射熱
の熱量から知ることができる。原子炉圧力容器１
から輻射される熱量Ｑは、 Ｑ＝κAT4＝hρcV（To−Ti）
……（１式） で表わされる。但し、ここで、 κは輻射熱吸収係数、 Ａは輻射熱の有効吸収断面積、 Ｔは原子炉圧力容器の表面温度、 ｈは冷却管の熱伝達係数、 ρ、ｃ、Ｖは各々、水の密度、比熱、流速、 Toは冷却装置の下部ヘツダでの水の温度、 Tiは冷却装置の上部ヘツダでの水の温度、 である。
この式において、フイン群を具備しない場合の
冷却装置が受ける熱量をQ1とし、当該冷却装置
が受ける熱量をQ2とするならば、 Q1／Q2＝A1／A2 ……（２式） の関係式が導かれる。但し、ここで A1はフイン群なしの冷却装置の有効吸収断面積、 A2は当該冷却装置の有効吸収断面積、 である。各々の断面積A1、A2に実測値を代入す
ると、当該冷却装置の熱吸収効率は約2.3倍優れ
た結果が得られた。なお、当該実施例にあつては
冷却媒体に水を用いているが、特に、これに限ら
ず、他の気体あるいは液体を用いることもでき
る。
冷却装置が受ける熱量をQ1とし、当該冷却装置
が受ける熱量をQ2とするならば、 Q1／Q2＝A1／A2 ……（２式） の関係式が導かれる。但し、ここで A1はフイン群なしの冷却装置の有効吸収断面積、 A2は当該冷却装置の有効吸収断面積、 である。各々の断面積A1、A2に実測値を代入す
ると、当該冷却装置の熱吸収効率は約2.3倍優れ
た結果が得られた。なお、当該実施例にあつては
冷却媒体に水を用いているが、特に、これに限ら
ず、他の気体あるいは液体を用いることもでき
る。
以上述べたように本発明の冷却装置は、原子炉
圧力容器の外周が、その原子炉圧力容器の周面と
対向する側に輻射熱吸収部材を取り付けた断熱壁
で囲まれ、その輻射熱吸収部材が原子炉圧力容器
の周面と対して傾斜したフイン群を取り付けた冷
却管群から構成されている。そのため、原子炉圧
力容器からの輻射熱を効率良く吸収することがで
き、原子炉の温度上昇を有効に阻止することがで
きる。
圧力容器の外周が、その原子炉圧力容器の周面と
対向する側に輻射熱吸収部材を取り付けた断熱壁
で囲まれ、その輻射熱吸収部材が原子炉圧力容器
の周面と対して傾斜したフイン群を取り付けた冷
却管群から構成されている。そのため、原子炉圧
力容器からの輻射熱を効率良く吸収することがで
き、原子炉の温度上昇を有効に阻止することがで
きる。
図は全て本発明の実施例に係る後備冷却装置を
説明するためのもので、第１図はその後備冷却装
置の構成図、第２図はその冷却装置の一部を断面
にした平面図、第３図はその冷却装置の要部拡大
断面図、第４図は原子炉圧力容器を透視した場合
の冷却装置の部分斜視図である。 １……原子炉圧力容器、２……輻射熱吸収部
材、２ａ……吸収部材ブロツク、３……断熱壁、
４……冷却媒体用タンク、５……循環ポンプ、６
……熱交換器、７……冷却管群、８……フイン
群。
説明するためのもので、第１図はその後備冷却装
置の構成図、第２図はその冷却装置の一部を断面
にした平面図、第３図はその冷却装置の要部拡大
断面図、第４図は原子炉圧力容器を透視した場合
の冷却装置の部分斜視図である。 １……原子炉圧力容器、２……輻射熱吸収部
材、２ａ……吸収部材ブロツク、３……断熱壁、
４……冷却媒体用タンク、５……循環ポンプ、６
……熱交換器、７……冷却管群、８……フイン
群。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ 原子炉圧力容器の外周が、その原子炉圧力容
器の周面と対向する側に輻射熱吸収部材を取り付
けた断熱壁で囲まれ、 前記輻射熱吸収部材は、前記原子炉圧力容器の
周面と対して傾斜したフイン群を取り付けた冷却
管群から構成され、 その輻射熱吸収部材に冷却媒体が供給され、前
記原子炉圧力容器からの輻射熱を吸収した傾斜フ
インを前記冷却媒体で冷却するように構成されて
いることを特徴とする高温ガス炉後備冷却装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58157110A JPS6049293A (ja) | 1983-08-30 | 1983-08-30 | 高温ガス炉後備冷却装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58157110A JPS6049293A (ja) | 1983-08-30 | 1983-08-30 | 高温ガス炉後備冷却装置 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6049293A JPS6049293A (ja) | 1985-03-18 |
| JPH0450553B2 true JPH0450553B2 (ja) | 1992-08-14 |
Family
ID=15642445
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP58157110A Granted JPS6049293A (ja) | 1983-08-30 | 1983-08-30 | 高温ガス炉後備冷却装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6049293A (ja) |
Families Citing this family (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS63169593A (ja) * | 1986-12-26 | 1988-07-13 | プロト−パワ− コ−ポレ−シヨン | 核反応炉システムおよびその製造方法 |
| JP2013217738A (ja) * | 2012-04-06 | 2013-10-24 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 熱交換器 |
Family Cites Families (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5616095U (ja) * | 1979-07-18 | 1981-02-12 | ||
| JPS5875094A (ja) * | 1981-10-30 | 1983-05-06 | 日本原子力研究所 | パネル式緊急冷却器の熱衝撃緩和装置 |
-
1983
- 1983-08-30 JP JP58157110A patent/JPS6049293A/ja active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS6049293A (ja) | 1985-03-18 |
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