JPS60188887A - 熱交換器 - 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】 〔発明の利用分野〕 本発明は軽水冷却型原子炉において、炉心の熱除去を目
的とした系の熱交換器に係り、特に、事故時及び異常事
象時のブローダウンの際、炉心の除熱を行うに好適な熱
交換器に関する。

〔発明の背景〕

第１図は現在の沸騰水型原子炉で用いられている、原子
炉停止時及び原子炉隔離時の崩壊熱、残留熱の除去及び
冷却材喪失事故時の炉心冷却等を目的とした残留熱除去
系である。

この残留熱除去系は弁の切換操作により、以下７）様な
機能を有す。

（１）停止時冷却モード （２）蒸気凝縮モード （３）高圧注水系モード （４）プール冷却モード （５）格納容器スプレィモード ここで（４）のプール水冷却モードについて説明する。

サプレッションプール冷却モードは、事故時または異常
事象時に上昇するサプレッションプールの水温を所定の
温度以下に下げるものである。

サプレッションプール冷却モードの運転系統は第１図の
太い実線で表わされる。

事故時または異常事象時に原子炉圧力容器１の圧力が高
くなると、逃し安全弁２を介して蒸気がサプレッション
プール４中に放出される。このためサプレッションブー
ル４の温度は上昇するが、サプレッションプール水温を
一定値以下に保つため、サプレッションプール４より水
を取り出し、残留熱除去系熱交換器５を通して冷却し、
再びサプレッションブール４中へ放出する。

ブローダウン時のサプレッションブール温度の変化を第
２図に示す。ブローダウン時始まるとサプレッションブ
ール水温は上昇し始めるが、残留熱除去系のブール水冷
却モードにより、水温は一定値以下に抑えら４ｔ、圧力
容）（ト１内温度の減少とともにだんだん温度は低下す
る。

この時、サプレッションブール４水の水温の上昇はたか
だか数１０度であり、残留熱除去系熱交換器５の１次系
および２次系の温度差は数１０度しかないため、大きい
熱交換容量が必要となり。

熱交換器が大きくなる。

〔発明の目的〕

本発明の目的は、軽水冷却型原子炉の事故時及び異常事
象時に、炉心の熱除去を目的とする系の熱交換器に於て
、小さい熱交換容量をもつ小型化した熱交換器を提供す
ることにある。

〔発明の概要〕

従来の事故時および異常事象時のブローダウンの際、炉
心の除熱を目的とした熱交換器は、サプレッションブー
ルを介して間接的に炉心の除熱を行っており、温度差が
小さく、大きい熱交換器容量を必要とするため、有効で
はない。

本発明は、圧力容器内気相部とサプレッションプールを
つなぐ配管の途中に集交換器を設け、圧力容器内気相部
温度と熱交換器二次側の温度との温度差で有効に炉心の
熱除去を行う熱交換器である。

〔発明の実施例〕

第４図に本発明の沸騰水型原子炉における一実施例を示
す。以下、それに従って本発明について説明する。

本実施例では、原子炉圧力容器ｌより出ている主蒸気３
とサプレッションプール４を結ぶ配管系と、前記配管の
中間部に設けられた熱交換器６より構成される。熱交換
器６の２次側は非常用（ｊｉ４１ｉ；冷却系７により、
海水温度に保たれる。

事故時及び異常事故時のブローダウン時には、熱交換器
６により、原子炉圧力容器気相部と海水との間で熱交換
が行なわれる。

一般に熱交換器の除去熱量は次式で表わされる。

Ｑ　＝Ｋ　十　ΔＴ　・・・　・・・　（１）０Ｉ１８ ここで、ＱＬｏＩ１ｇ＝除去熱量 Ｋ　：熱交換器容量 ΔＴ　：１次側と２次側の温度差 熱交換器容量には一般には、熱交換器のチューブの数や
径などの伝熱面積に依存し、熱交換器の形状の大きさを
支配する。

この（１）式の関係を表したものが第５図である。

このグラフから明らかな様に熱交換器６の１次系と２次
系の温度差が大きいほど、熱交換器の容量を小さくする
ことができる。したがって熱交換器の形状を小さくする
ことができ、またコストを低減することが出来る。

従来の沸騰水型原子炉の事故時および異常事象時のブロ
ーダウン時の熱除去に用いられている残留熱除去系の熱
交換器５ではサプレッションプール水と海水との間で熱
交換を行なっていた。ブローダウン時のサプレッション
プール水温度は第２図からもわかるとおり、１００℃以
下であり、サプレッションプール水と；；σ水のべ、１
１度差はぜいぜい数１０℃である。

一方、本発明の熱交ＰＡ器は、ブローダウン時に圧力容
器内蒸気と海水との間で熱交換を行う。

圧力容器内温度は２８０℃程度であるから、１１σ水と
の温度差は、最大で２５０℃程度となる。

すなわち、本発明の熱交換器の熱交換）１）容量は従来
の残留熱除去系の熱交換器の容量と比較して４分の１程
度にまで小さくすることができる。それにより熱交換器
の形状を小さく、またコストの低減をはかることができ
る。

第３図に本発明の熱交換器を用いた際のブローダウン時
のサプレッションブール内温度の変化を示す。本発明で
は、主蒸気系から出た蒸気は熱交換器６を通って冷却さ
れてから、サプレッションブール４中に入る。そのため
サプレッションプールの水温は、従来と比較して、上昇
が押えられる。

第６図に本発明の他の実施例を示す。第４図と同一部分
は同一符号で示す。

第４図と異なる点は、−腺交換器をバイパスする系を設
けたものである。熱交換器をバイパスした場合は、従来
の逃し安全弁と同様な機能を有すことになる。

第７図に本発明の他の実施例を示す。第４図２第６図と
同一部分は同一符号で示す。

第４図と異なる点は、熱交塘器の一次側を原子炉圧力容
器頂上部につなげている点である。これにより、熱交換
器６には圧力容器内がすへて水で満たされない限り、常
に蒸気が流れ込み１面倒な水位制御による弁の開閉を必
要としなくなる。

第８図に、中小型炉での本発明の実施例を示す。

中小型炉の場合、炉心１２で発生した熱量は１次然交換
器４を通って１次ループ５に伝えられ、さらに、２成熟
交換器６を通って２次ループ７に伝えられる。ぞＪＬゆ
え、中小型炉は沸騰水型原子炉と比較して、主蒸気系を
持っていない。またサプレッションプール２は圧力容器
１より上部にある。

本発明の熱交換器９は、第７図の実施例と同様に圧力容
器最上部とサプレッションプール２との間に配管系を設
けその中間部に設置する。一方ザプレッションブール６
よりとり出した水をポンプにより安全注水系を通じて圧
力容器に注水できる構成とする。

それにより、中小型炉の事故時および異常事象時には、
次の様な冷却が可能である。

蒸気逃し弁８を開け、圧力容器１内の蒸気をか交換器９
を通して冷却しサプレッションプール２に注入する。そ
れと同時にサプレッションプールより取り出した水を圧
力容器内に注水する。

さらには、中小型炉には沸Ｂｙ３木型原子炉と比べて主
蒸気系がないため、圧力容器内を全て水で満たすことも
可能である。それゆえ、熱交換器９を原子炉圧力容器１
からの蒸気および水との熱交換を可能なものとすると、
圧力容器ｊ内を全て、水で満たし炉心３の熱除去を行う
ことができる。

これにより、中小型炉の事故時及び異常事象時には安全
注水系１１によって圧力容器内を全て水で満たし、圧力
容器内の水を熱交換器９を通して冷却し、サプレッショ
ンプール２に注水する。

一方、サプレッションプールより取り出した水を安全注
水系を通して圧力容器１内に注水するものとする。

〔発明の効果〕

この新しい熱交換器の設置と、ぞＡｃによる圧力容器内
水封の実現により中小型炉の事故時及び異常事象時の冷
却性能は大幅に向上する。

【図面の簡単な説明】

第１図は従来の沸騰水型原子炉の１＜故時および異常事
象時の炉心の熱除去の作動をする残留熱除去系の系統図
、第２図は従来の残留熱除去系外交換器を用いた際のブ
ローダウン時のサプレッションブール温度の変化を示す
線図、第３図は本発明の熱交換器を用いたブローダウン
時のサプレッションプール温度の変化を示す線図、第４
図は本発明の一次施例を示す構成図、第５図は熱交換器
容置と温度差の関係を示す線図、第６図、第７図は沸騰
水型原子炉における本発明の変形例を示す構成図、第８
図は中小型炉における本発明の変形例を示す構成図であ
る。 ■・・・原子力１圧力容器、３・・・炉心、８・・蒸気
逃し弁、９・・・熱交換器、１０・・・はう酸水注入系
、１１・・安第４　図 第　５　目 温度先

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. １、軽水冷却型原子炉において、事故時または異常事象
   時、炉心の熱除去のため、原子炉圧力器内気相部とサプ
   レッションプールを結ぶ配管を設け、前記配管の中間部
   に位置し、原子炉で発生した蒸気と直接、熱交換を行う
   ことを特徴とする熱交換器。