JPH0498199A - 高速炉の非常用余熱除去システム - Google Patents

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。

Description

【発明の詳細な説明】 ［発明の目的］ （産業上の利用分野） 本発明は液体金属冷却方式のタンク型高速炉の非常用余
熱除去システムに関する。

（従来の技術） タンク型高速炉の非常用余熱除去システムとして、従来
から知られている２つの方式をそれぞれ第６図および第
７図により説明する。

第６図におけるタンク型高速炉では原子炉容器２内にお
いて、炉心１−の入口側の低温冷却材領域となる低温側
プール４と炉心１の出口側の高温冷却材領域となる高温
側プール５とを仕切る隔壁６を貫通して、ルーフスラブ
３から中間熱交換器７と１次主循環ポンプ９とが吊り下
げられている。

中間熱交換器７には管束部上部に１次冷却材入口室８が
、胴部頂上部に低温側２次ナトリウム２０の流入口と高
温側２次ナトリウム２１の流出口が設けられている。ま
た、１次主循環ポンプ９にはその上部に非常用電源で給
電される補助モータ１０が設けられている。このタンク
型高速炉における非常用余熱除去システムは、補助熱交
換器２２をルーフスラブ３から吊り下げて高温側プール
５内に直接浸漬し、補助熱交換器２２の２次側に非放射
性液体金属の閉回路を形成し、その閉回路の一部に外気
に原子炉容器１内の余熱を放散する空気冷却器２３を設
置している。この閉回路には非常用電源で給電される補
助ポンプ１５が設置され、空気冷却器２３には非常用電
源で給電される送風機１６と取入空気１８の流入口なら
びに排出空気１９の流出口が設けられている。また、プ
ラント正常時には無駄な放熱を防ぐため空気の流入をと
めるダンパー１７が設置されている。第７図に示す高速
炉では、原子炉容器２内において、炉心↑の入口側の低
温側プール４と炉心１の出口側の高温側プール５とを仕
切る隔壁６を貫通して、ルーフスラブ３から中間熱交換
器７と１次主循環ポンプ９とが吊り下げられている。中
間熱交換器７には管束部上部に１−次冷却材入口室８を
、胴部頂上部に低温側２次ナトリウム２０の流入口と高
温側２次ナトリウム２１の流出口を設けている。また１
次主循環ポンプ９にはその上部に非常用電源で給電され
る補助モータＩＯを設けている。このようなタンク型高
速炉の非常用余熱除去システムは中間熱交換器７に設け
られた１次冷却材入口室８に補助熱交換器２４を設け、
この補助熱交換器２４の２次側に非放射性液体金属の閉
回路を形成し、閉回路の一部に外気に原子炉の余熱を放
散する空気冷却器２５を設置している。この閉回路には
非常用電源で給電される補助ポンプ１５が設置され、空
気冷却器２５には非常用電源で給電される送風機１６と
取入空気１８の流入口ならびに排出空気１９の流出口を
設けている。また、プラント正常時には無駄な放熱を防
ぐため空気の流入を止めるダンパー１７が設置される。

この明細書では、第６図に示すシステムを「高温プール
内浸漬余熱除去システム」、第７図に示すシステムを「
中間熱交換器内浸漬余熱除去システム」と呼ぶ。

（発明が解決しようとする課題） 高速炉の非常用余熱除去システムに求められる性能は、
タービン発電機に供給する蒸気を発生する蒸気発生器を
含む主冷却システムになんらかの異常が生じ、常用設備
で原子炉停止後の余熱を除去できない場合に、炉心およ
び原子炉容器についてそれぞれの適度な温度上昇を防止
することにある。この求められている性能面から従来の
非常用余熱除去システムの課題を以下に説明する。

（１）「高温プール内浸漬余熱除去システム」では、余
熱除去時の原子炉容器内にあって、補助熱交換器が専ら
、高温側プールを冷却するので、原子炉容器の異常な温
度上昇防止に即効がある。一方、炉心冷却のためには炉
心出口から中間熱交換器１次側を経由して低温側プール
に流下し、さらに１次主循環ポンプの水力部を通過し炉
心入口に到達する自然循環流れを形成する必要がある。

本システムにおいては、この流れを形成するために高温
側プールの広い領域を冷却しなければならず、この自然
循環流れの形成に時間を要する。

従って、補助熱交換器の冷却能力は、炉心の過熱防止で
決定され、この際、原子炉容器の過熱防止限度からは冷
却能力が過剰となる。このシステムにおいては、補助熱
交換器がルーフスラブから独立に吊り下げられるため、
冷却能力過剰による補助熱交換器の寸法増大は原子炉容
器直径の増大にもつながる。すなわち、冷却能力の過剰
は余熱除去システムのみならず、原子炉構造全体の経済
性の面からも好ましくない。

（２）［中間熱交換器内浸漬余熱除去システム」では、
余熱除去時の原子炉容器内にあって、補助熱交換器が専
ら、隔壁を貫通する中間熱交換器の１−次冷却材入口室
内を冷却する。この１次冷却材入１室は狭い領域であり
、炉心出口から中間熱交換器の１次側を経由して低温側
プールに流下する自然循環流れが早期に形成されるので
炉心の冷却に即効がある。しかし、このシステムでは原
子炉容器の異常な温度上昇防止に足る高温側プールの冷
却に時間を要している。

従って、補助熱交換器の冷却能力は原子炉容器の過熱防
止で決定され、この際、炉心の過熱防止限度からは冷却
能力過剰となる。この方式においては補助熱交換器が中
間熱交換器の１次冷却材入口室に組込まれるため、冷却
能力過剰による補助熱交換器の寸法増大は中間熱交換器
の長尺化およびこれに伴う原子炉容器長さの増大にもつ
ながる。

すなわち、冷却能力過剰は余熱除去システムのみならず
、原子炉構造全体の・経済性の面からも好ましくない。

本発明は上記課題を解決するためになされたもので、こ
のような従来の非常用余熱除去システムが余儀なく持つ
過剰な冷却能力を排除すると共に原子炉構造全体の経済
性向上を図った高速炉の非常用余熱除去システムを提供
することにある。

［発明の構成］ （課題を解決するための手段） 本発明は炉心を収納した原子炉容器内を隔壁で仕切り、
前記炉心の上方に高温冷却材領域を、前記炉心の下方に
低温冷却材領域を形成し、前記高温冷却材領域の自由液
面上部を不活性ガスで覆い、前記原子炉容器の上端をル
ーフスラブで閉塞し、このルーフスラブから前記原子炉
容器内に１次冷却材を循環させる１次主循環ポンプおよ
び前記１次冷却材から２次冷却材に前記炉心で発生した
熱を伝える中間熱交換器を複数個吊り下げた高速炉の非
常用余熱除去システムにおいて、前記中間熱交換器の据
付胴部の１−次冷却材入口室内に前記１次冷却材から受
熱する炉心冷却用補助熱交換器を設け、この炉心冷却用
補助熱交換器の２次冷却材を液体金属とし前記中間熱交
換器の据付胴部から前記原子炉容器外に配管で取出し、
前記２次冷却材の熱を外気に放散する炉心冷却用空気冷
却器を取付けて閉回路にするとともに前記高温冷却材領
域に前記１次冷却材から受熱する原子炉容器冷却用補助
熱交換器を前記ルーフスラブから吊り下げ、この原子炉
容器用補助熱交換器の２次冷却材を液体金属とし、前記
原子炉容器用補助熱交換器の据付胴部から前記原子炉容
器外に配管で取出し、前記２次冷却材の熱を外気に放散
する原子炉容器冷却用空気冷却器を取付は閉回路として
なることを特徴とする。

（作　　用） 補助熱交換器と空気冷却器とを組合せて構成された本発
明に係る非常用余熱除去システムは、必要な冷却能力を
原子炉容器の過熱防止条件として高温側プール温度で６
５０℃、炉心の過熱防止条件として炉心出口冷却材温度
で７５０℃と決定すると、主冷却システムの除熱不能時
に原子炉容器内の冷却材領域各部の温度は第３図に示す
とおり推移し、冷却能力の過剰設計が回避される。

すなわち、第３図は原子炉容器内の炉心出口冷却材領域
の温度と高温側プール領域の温度について原子炉停止後
の時間との関係を示している。第３図から明らかなよう
に各領域の冷却材の温度は時間の経過とともに推移し、
所定時間後には急激に低下することが認められる。

（実施例） 第１図から第４図を参照しながら本発明によるタンク型
高速炉の非常用余熱除去システムの第１の実施例を説明
する。

第１図は第１の実施例における高速炉の非常用余熱除去
システムの構成を示している。すなわち、原子炉容器２
内は、炉心士の入口側の低温冷却材領域となる低温側プ
ール４と、炉心１の出口側の高温冷却材領域となる高温
側プール５とに隔壁６によって仕切られている。原子炉
容器３の上端を閉塞するルーフスラブ３から中間熱交換
器７が吊り下げられている。この中間熱交換器７の脳内
には１次冷却材入口室８が設けられ、この入口室８内に
炉心冷却用補助熱交換器１１が設けられている。

この炉心冷却用補助熱交換器の２次側に非放射性液体金
属の閉回路を形成し、この閉回路の一部に外気に放熱す
る炉心冷却用空気冷却器１３を設置している。また、原
子炉容器２内に隔壁６をもって形成される炉心１の出口
側の高温側プール５に原子炉容器冷却用補助熱交換器１
２をルーフスラブ３から吊り下げて高温側プール５内に
直接浸漬する。

原子炉容器冷却用補助熱交換器１２の２次側に非放射性
液体金属の閉回路を形成し、この閉回路の一部に外気に
放熱する原子炉容器冷却用空気冷却器１４を設置してい
る。

第２図は第１図における高速炉の原子炉容器の上面図を
示している。すなわち、第２図から明らかなようにルー
フスラブ３に炉心冷却用補助熱交換器１１を内蔵した中
間熱交換器７を４台装着し、炉心冷却用補助熱交換器１
１を２台毎に共通の２次側閉回路を一基設けている。ま
た、ルーフスラブ３に原子炉容器冷却用補助熱交換器１
２を２台、直接装着し、原子炉容器冷却用補助熱交換器
１２を１台毎に２次側閉回路を一基設けている。

原子炉の通常停止時およびプラントの外部要因による緊
急停止時の原子炉の余熱は蒸気発生器を含む主冷却シス
テムおよびタービン発電機設備の水蒸気システムで除去
される。しかし、上記システムの異常時または外部電源
喪失時には上記システムでの原子炉の余熱の除去が不能
となる。このような場合には、原子炉は自動的に緊急停
止されると共に非常用余熱除去システムが作動すること
となる。

上記実施例の非常用余熱除去システムは非常用電源設備
が原子炉緊急停止と共に正常に作動した場合、空気冷却
器の送風機１６およびダンパー１７．２次側閉回路の補
助ポンプ１５ならびに１次主循環ポンプ９の補助モータ
１０か作動し、炉心冷却用補助熱交換器１１および原子
炉容器冷却用補助熱交換器１２で奪った］−次冷却材の
熱を外気に強制放散する。非常用電源設備が作動しなか
った場合、空気冷却器のダンパー１７のみを無停電電源
設備で開いて自然通風させる。すると原子炉容器２内の
１次冷却材および２次側閉回路内の２次冷却材は自然循
環で流れ、炉心冷却用補助熱交換機Ｉｔおよび原子炉容
器冷却用補助熱交換器１２で奪った１次冷却材の熱を外
気に自然放散する。以上の各部の作動のもとに、炉心冷
却用補助熱交換器１１は中間熱交換器７の１次冷却材入
口室８を直接に冷却し、原子炉容器冷却用補助熱交換器
１２は原子炉容器２の高温側プール５を直接に冷却する
。炉心冷却用補助熱交換器１１で冷却された１次冷却材
は中間熱交換器７の管束１次側をそのまま下降し、低温
側プール４に排出され、１次主循環ポンプ９の吸込部お
よび吐出部を経由して炉心１に流入し、炉心の崩壊熱を
除去し、高温側プール５に排出される。

これにより高温側プール５の温度は上昇するが、原子炉
容器冷却用補助熱交換器１２で直接除熱され、その温度
上昇は抑制され、原子炉容器の過熱が防止される。

非常用余熱除去システムに要求される冷却能力のうち、
最も厳しい条件は、原子炉緊急停止と共に非常用電源が
作動しなかった場合、炉心過熱防止のため炉心出口冷却
材温度を７５００Ｃ以下、および原子炉容器の過熱防止
のため高温側プール温度を６５０℃以下に抑制すること
である。

本実施例による炉心冷却用補助熱交換器１１と炉心冷却
用空気冷却器１３は専ら炉心の過熱防止のための余熱除
去を分担し、原子炉容器冷却用補助熱交換器１２と原子
炉容器冷却用空気冷却器１４は専ら原子炉容器の加熱防
止のための余熱除去を分担する。その際の原子炉容器内
冷却材の各領域の温度は第３図に示すとおり推移し、炉
心出口冷却材温度ならびに高温側プール温度共、それぞ
れの最高温度を上記それぞれの許容温度に対応させるこ
とができる。よって、非常用余熱除去システムの冷却能
力の過剰設計が回避される。

第４図は本発明および従来例の総除熱容量に対する除熱
時の冷却材の最高温度を示したものである。第４図の温
度は第３図に対応している。

第５図は本発明の第２の実施例を示したもので、原子炉
容器の上部の上面図を示している。すなわち、ルーフス
ラブ３に炉心冷却用補助熱交換器用を内蔵した中間熱交
換器７を４台装着し、炉心冷却用補助熱交換器１１を１
台毎に独立の２次側閉回路を一基設けている。また、ル
ーフスラブ３に原子炉容器冷却用補助熱交換器１２を２
台直接装着し、原子炉容器冷却用補助熱交換器１２を１
台毎に２次側閉回路を一基設けている。これにより、本
実施例になる非常用余熱除去装置の系統多重性を強化す
ることができる。

非常用余熱除去システムの必要冷却能力の最大値が決定
される原子炉緊急停止時に非常用電源が作動しないプラ
ント状態下において、余熱除去容量に対応した炉心出口
冷却材温度ならびに高温側プール温度を１００万ｋＷｅ
の原子力発電所を例にとると、第３図のとおり計算され
る。

ここで、炉心の過熱を判定するための目安となる炉心出
口冷却材温度ならびに原子炉容器の過熱を判定するため
の目安となる高温側プール温度のそれぞれの許容上限を
７５０°Ｃならびに６５０８Ｃとした場合において、従
来例と本発明による除熱容量を第４図の計算結果にもと
づき比較すると表のとおりとなる。

表　　本発明と従来例の必要な除熱容量の比較［発明の
効果］ 本発明の効果は次のとおりである。

（１）システム全体としての総除熱容量が従来例のいず
れと比べても小さくできる。

（２）高温側プールに直接浸漬する補助熱交換器が従来
例に比べて基数を半減でき、かつ１基当りの除熱容量の
増加が約２０にである。従って、原子炉容器の直径が従
来例の高温側プール内浸漬非常用余熱除去システムに比
べ小形となることはもとより、従来例の中間熱交換器内
浸漬非常用余熱除去システムでの原子炉容器直径の寸法
を大きくしないまま、ルーフスラブの上面において残さ
れた配置スペースに設置することが可能となる。

（３）中間熱交換器の１次側入口室に設けた補助熱交換
器の除熱容量が従来例の約３０％となり、中間熱交換器
長さが、従来例の中間熱交換器内浸漬非常用余熱除去シ
ステムに比べ大幅に短くなる。

従って原子炉の構造を従来例のいずれと比べても、小形
にすることができ、その経済性が向上する。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明に係る原子炉の非常用余熱除去システム
の第１の実施例を示す構成図、第２図は第１図の上面図
、第３図は第１図における原子炉の非常時温度推移特性
を示す曲線図、第４図は本発明および従来例の総除熱容
量に対する除熱時冷却材最高温度との関係を対比して示
す対応図、第５図は本発明の第２の実施例を示す上面図
、第６図および第７図はそれぞれ従来の原子炉の非常用
余熱除去システムを示す構成図である。 １・・・炉　　心 ３・・・ルーフスラブ ５・・・高温側プール ７・・・中間熱交換器 ８・・・１次冷却材入口室 ９・・・１−次主循環ポンプ　１０・・・補助モータ１
１・・・炉心冷却用補助熱交換器 １２・・・原子炉容器冷却用補助熱交換器１３・・・炉
心冷却用空気冷却器 ２・・・原子炉容器 ４・・・低温側プール ６・・・隔　　壁 １４・・・原子炉容器冷却用空気冷却器１５・・・補助
ポンプ　　　　Ｉ６・・・送風機１７・・・ダンパー　
　　　　１８・・・取入空気Ｉ９・・・排出空気 ２０・・・低温側２次ナトリウム ２１・・・高温側２次ナトリウム ２２・・・補助熱交換器　　　２３・・・空気冷却器２
４・・・補助熱交換器 ２５・・・空気冷却器 （８７３３）代理人　弁理士　猪　股　祥　晃（ほか　
１名） 彬 す 肥 ９Ｎ 第 図

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. 炉心を収納した原子炉容器内を隔壁で仕切り、前記炉心
   の上方に高温冷却材領域を、前記炉心の下方に低温冷却
   材領域を形成し、前記高温冷却材領域の自由液面上部を
   不活性ガスで覆い、前記原子炉容器の上端をルーフスラ
   ブで閉塞し、このルーフスラブから前記原子炉容器内に
   １次冷却材を循環させる１次主循環ポンプおよび前記１
   次冷却材から２次冷却材に前記炉心で発生した熱を伝え
   る中間熱交換器を複数個吊り下げた高速炉の非常用余熱
   除去システムにおいて、前記中間熱交換器の据付胴部の
   １次冷却材入口室内に前記１次冷却材から受熱する炉心
   冷却用補助熱交換器を設け、この炉心冷却用補助熱交換
   器の２次冷却材を液体金属とし前記中間熱交換器の据付
   胴部から前記原子炉容器外に配管で取出し、前記２次冷
   却材の熱を外気に放散する炉心冷却用空気冷却器を取付
   けて閉回路にするとともに前記高温冷却材領域に前記１
   次冷却材から受熱する原子炉容器冷却用補助熱交換器を
   前記ルーフスラブから吊り下げ、この原子炉容器用補助
   熱交換器の２次冷却材を液体金属とし、前記原子炉容器
   用補助熱交換器の据付胴部から前記原子炉容器外に配管
   で取出し、前記２次冷却材の熱を外気に放散する原子炉
   容器冷却用空気冷却器を取付け閉回路としてなることを
   特徴とする原子炉の非常用余熱除去システム。