JPS6047560B2 - ル−プ形配置の原子力設備 - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は、原子炉で発生された熱が一次回路に放熱さ
れ、この一次回路から中間熱交換器内において二次回路
に放熱されるような液体金属冷却材をもつた原子力設備
、特にいわゆるナトリウム冷却形高速炉を備えた原子力
設備に関する。

この種の原子力設備の場合、一次回路の構成要素は原子
炉容器の外ではあるが、原子炉ビットの内部に配置され
ており、原子炉容器自体と配管によつて接続されている
。３００ＭＷの出力に対して設計されたかかる原子力設
備を２０００ＭＷの出力に増大することは、各構成部品
の寸法増大のために構造的に困難であるが、この難点は
構造様式の変更によつて回避できる。

本発明の目的は、原則として周知の構造部品をそのまま
使用しながら特に以下の条件を満足するような原子力設
備を得ることにある。

１原子力設備の所要空間ができるだけ小さくなるように
する。

２ 一次回路の各構成要素を、それらを互いに接続する
配管ができるだけ短かくなるように、互いに接近して配
置する。

３原子力設備の液体金属を導く部品に万一漏洩が発生し
た場合、液体金属が中央に配置された漏洩集合箇所に急
速に流れるようにし、特に原子力設備の格納容器のコン
クリートが高温の液体金属と接触して水分を放散してし
まうのを保護する。

４特に原子炉内に生じ得る制御困難なエネルギー拡散に
関連して、原子力設備において放射性部品とその他の部
品との明確な分離を保証する。

５原子力設備を構築する場合だけでなく将来における修
理および点検を行う場合も、伝熱系統の各部品にできる
だけ困難なしに接近できるようにする。

本発明によればこの目的は、一次回路のポンプおよび中
間熱交換器が、配管通路によつて原子炉ビットと接続さ
れている特別な構成要素容器の中に配置され、原子炉か
らの配管および原子炉への配管が前記配管通路内に収納
されている（いわゆるループ形配管）ことによつて達成
される。

この．構成要素容器および配管通路には周知の熱絶縁体
および放射線遮蔽体が設けられているので、伝熱系統自
体の個々の部品の絶縁については省略できる。従つて構
成要素容器および配管通路はいわゆる゜゜高温径路゛で
あり、液体金属に対して不活性一なガスで付勢され、漏
洩が生じた楊合にも液体金属と大気との間の反応が生ず
ることはない。熱絶縁体および放射線遮蔽体は周知のよ
うにして全部あるいは部分的に取り除くことができ、そ
れによつて構成要素容器および配管通路へ作業員が近づ
くことができる。実際上すべての伝熱系統は原子炉ビッ
トの外に配置されているので、原子炉ビットの寸法は小
さく保つことができ、原子炉容器を比較的密接して取り
囲むことができる。構成要素容器は技術的に実現可能な
大きさを有している。同じ形の一次回路を複数個（たと
えば４個）原子炉のまわりに対称的に配置することがで
き、このことは、ほとんど予め作られた部品を用いるこ
とノができるので、原子力設備の構築を容易にする。本
発明の一実施態様において、一次回路のポンプおよび中
間熱交換器は共通の構成要素容器の中に収納される。本
発明の別の実施態様においては一次回路のポンプおよび
中間熱交換器は別々の構・成要素容器の中に収納される
。第２の実施態様は勿論構造費が高くなるが、構成要素
容器を開けば各構成要素により良好に接近できる利点が
あり、それによつて必要な作業を速やかに完了でき、高
価な運転停止時間が短縮できる。両実施例のいず゛れか
を選択するかは、ます個々の場合において異なる利点を
考察し、かつ詳細な運転分析をした上で決めると有利で
ある。本発明の別の実施態様に基づいて、配管通路およ
びこの配管通路内を通される配管は弾力性を有している
。

原子炉容器、構成要素容器および構成要素自体は従つて
剛的に固定でき、一方温度変化によつて生ずる配管の長
さ変化はその弾性変化によつて補償できる。本発明の特
別な実施態様において、配管の弾性部分は構成要素容器
自体の内部にたとえば膨脹補償コイルの形で設けられて
おり、このコイルは特別な困難なしに構成要素容器に収
納できる。

本発明の更に別の実施態様に基づいて、冷却材ポンプな
いしは中間熱交換器は原子炉の中性子線のあたらない箇
所に配置され、それによつて重要でかつ故障し易いこれ
らの部品に監視および修理のために極めて接近し易く、
特に二次回路における冷却材の放射能汚染が防止できる
。このことは本発明の別の実施態様に基づいて、配管が
格納容器に対しては半径方向に入り込み、構成要素容器
に対しては接線方向に入り込むことによつて達せられる
。従つて格納容器における配管貫通用に設けられた開口
を通つて出てくる中性子線は、構成要素容器へ侵入した
後配管の湾曲部に突き当るだけてある。同時にこの構造
様式は上方に必要とされた膨脹補償コイルの設置を容易
にしている。本発明の別の実施態様においては、構成要
素容器および配管通路を開くことができるようにし、そ
れによつてそれらの中に収容された構成要素ないし配管
に修理および定期点検のために接近できるようにする。
周知のように設備に始めから入口開口を設け、この開口
を必要に応じて開放できる蓋、すなわちたとえばねじ止
めされた蓋で閉鎖できるようにする。しかしかかる開口
をシールする場合には接近を阻害するような問題が生ず
るが、これは本発明の別の実施態様に基づいて、入口開
口を必要に応じて切削工具（切断トーチを含む）によつ
て形成できるようにすることによつて解決できる。この
場合開口はその都度の修理および点検の目的に応じた位
置と大きさに適合され、作業の終了後に蓋部材を溶接す
ることによつて再び確実にかつ完全に閉鎖される。配管
および他の構成要素は冷却材からの放射性物質の堆積に
よつて冷却材の放出後においても、これらの中における
作業が遠隔操作によつてのみ可能とされる程度に高い放
射能を示すが、止むを得なけれは開口をあけるため短時
間だけは遮蔽を解除することができる。

この点に鑑み本発明の別の実施態様においては、この開
口を放射線遮蔽体で閉鎖し、この開口の中に構成要素容
器ないし配管通路の内部における作業用の工具たとえば
マニピュレータを配置することが提案される。以下に本
発明の実施例を図面に基づいて説明する。

外側容器１ａで二重壁としてほぼ完全に取り囲まれてい
る原子炉容器１は、放射能遮蔽体としても用いられるコ
ンクリート製の原子炉ビット２の中に配置されている。

原子炉容器１の内部にはブランケット燃料をもつた炉心
３が配置されている。原子炉容器１を運転液面１２、少
くとも非常液面１３まで満たしている冷却材たとえばナ
トリウムは、この炉心３の中で加熱される。格納容器の
まわりには互いに独立して運転されるたとえば４つの冷
却回路が配置されている。各々の冷却回路は次のように
構成されている。すなわち加熱された冷却材がポンプ６
によつて吸上管４を通つて原子炉容器１から吸い出され
、少くとも１個の中間熱交換器７に送られ、この中にお
いて一次冷却材がその熱を二次冷却材たとえば同じくナ
トリウムに放熱するように構成されている。中間熱交換
器７から出てくる冷却された一次冷却材は吐出管５を通
つて原子炉容器１に戻され、案内装置１４によつて炉心
３の下側の室に導かれる。原子炉容器１と外側容器１ａ
との間の間隔は、原子炉容器１から冷却材が漏洩した場
合に、少くとも炉心３の完全な冷却を保証する非常液面
１３が維持されるように、選定される。ポンプ６および
中間熱交換器７は構成要素容器８の中に配置されている
。

この構成要素容器８は原子炉ビット２のまわりに集めら
れ、配管通路９を介してこの原子炉ビットと接続されて
いる。構成要素容器８および配管通路９は少くとも部分
的に分解可能な熱絶縁体１５および放射線遮蔽体１５ａ
によつて外側から取り囲まれている。配管通路９および
この中を通つている配管４，５は原子炉容器１の中に半
径方向に開口しているが、構成要素容器８の中には接線
方向に開口している。炉心３内で発生して直線的に伝播
する放射線は、原子炉ビット２の配管４，５のブッシン
グ１５における壁を通つて侵入するが、ポンプ６あるい
は中間熱交換器７にぶつかることはない。従つてこれら
の部品は実際には冷却材から沈澱した放射性物質の堆積
物によつて放射能で汚染されるだけである。このことは
修理のために熱絶縁体１５および放射線遮蔽体１５ａを
除去して構成要素容器８を開けて入り込む場合に有益で
ある。またこの構造様式は、吸上管４並びに吐出管５を
それぞれ大きな膨脹補償コイル１１の形て構成要素容器
８の中におよびその都度接続すべき構成要素に導くこと
を可能にしている。従つて異なる温度において生ずる配
管の長さ変化は、その機能を損なうような応力を生ずる
ことなしに吸収される。その場合配管通路９は弾性的に
、たとえば波形管補償器の形に構成されているので、原
子炉容器１、原子炉ビット２および構成要素容器８はそ
れぞれ剛的に固定することができる。第１図および第２
図に示されている実施例において、各冷却回路には１個
のポンプ６と２個の中間熱交換器７が一つの共通の構成
要素容器８の中に収納されている。第３図には出力が非
常に大きく、従つて個々の構成要素の寸法が大きい原子
炉に対して有利であるような変形例が示されている。こ
こでは１個のポンプ６および１個の中間熱交換器７が別
々の構成要素容器８の中に収納されている。これらの構
成要素容器８を接続する配管１０は付加的な配管通路９
内を導かれている。両実施例において、配管通路９の場
所すなわち比較的接近し易い箇所における配管４，５に
弁１７や測定器が設けられる点においては共通している
。更に構成要素容器８および配管通路９は、万一の漏洩
事故の際に冷却材が大気と反応するのを防止するために
、冷却材に対して不活性なガスたとえば窒素ガスで満た
されている。同様に構成要素容器８ないし配管通路９の
熱絶縁体１５と放射線遮蔽体１５ａとの間の空隙１８に
冷却ガスとして窒素ガスをたとえばそれ自体周知のガス
供給装置（図示せず）によつて流すことができる。第４
図には、異なる温度における配管の長さ変化を補償する
ための膨脹補償コイル１１が、構成要素の収納に必要な
大きさよりも若干構成要素容器を拡大することによつて
収納されることが示されている。

ポンプ６あるいは中間熱交換器７の近くて作業するため
に、構成要素容器８には蓋２０で閉鎖されている。入口
開口１９が設けられている。蓋２０は盲フランジの形で
締結ボルトあるいはねじ結合２１て取り付けられるか、
あるいほ開口１９に溶接される。ポンプ６あるいは中間
熱交換器７の近くでの作業に先立つて、問題となる冷却
回路が弁１７によつて原子炉から遮断され、冷却材が排
出され、蓋２０が取り外される。そのようにして開けら
れた開口１９（第６図参照）に鉛ガラス製のブロック２
２（第７図参照）がはめ込まれ、それによつて構成要素
容器８の内部が外から観察される。その場合作業員は、
たとえば配管４，５内に残留している腐蝕生成物の放射
線に対して保護される。構成要素容器８の内部において
必要な作業は、ガラスブロック２１にはめ込まれかつ作
業終了後にこのガラスブロック２１と共に取り出される
それ自体周知のマニピュレータ２３によつて行われる。

【図面の簡単な説明】

第１図はナトリウム冷却形高速増殖炉をもつた原子力設
備の縦断面図（左半部は第２図のＢ矢視図、右半部は第
２図のＡ矢視図）、第２図は第１図における水平断面図
（第１象限は第１図のＣ一Ｄ線に沿う断面図、他の象限
は概略配管図）、第３図は第２図における第１象限に相
当する異なる実施例の水平断面図、第４図および第５図
はそれぞれ第３図における構成要素容器の拡大平面図お
よび拡大側面図、第６図および第７図はそれぞれ・構成
要素容器の入口開口の異なる状態を示す拡大断面図（第
６図は運転中の状態、第７図は点検作業中の状態）であ
る。 １：原子炉、２；原子炉ビット、３：炉心、４，５：冷
却材配管、６：冷却材ポンプ、７：中門間熱交換器、８
：構成要素容器、９：配管通路、１１：膨脹補償コイル
、１５：熱絶縁体、１５ａ：放射線遮蔽体、１９：入口
開口、２０：蓋、２３：マニピユレータ。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １ 原子炉で発生された熱が一次回路に放熱され、この
   一次回路から中間熱交換器内において二次回路に放熱さ
   れるような液体金属冷却材をもつた原子力設備であつて
   、前記中間熱交換器および冷却材ポンプが熱絶縁されか
   つ放射線遮蔽された構成要素容器の中に配置されている
   ようなループ形配置の原子力設備において、（ａ）中間
   熱交換器７および冷却材ポンプ６を原子炉１に接続する
   配管４、５が原子炉ピット２に対しては半径方向に、構
   成要素容器８に対しては接線方向に入り込むこと、（ｂ
   ）前記接続配管４、５が構成要素容器８の内部において
   コイル状に形成されること、（ｃ）中間熱交換器７ない
   し冷却材ポンプ６がそのコイル体１１の内部に配置され
   ていること、を特徴とするループ形配置の原子力設備。 ２ 一次回路の中間熱交換器７および冷却材ポンプ８が
   共通の構成要素容器８の中に収納されていることを特徴
   とする特許請求の範囲第１項記載の原子力設備。 ３ 一次回路の中間熱交換器７および冷却材ポンプ６が
   別々の構成要素容器８の中に収納されていることを特徴
   とする特許請求の範囲第１項記載の原子力設備。 ４ 接続配管４、５が原子炉ピット２と構成要素容器８
   とを連通する配管通路９の中を通されていることを特徴
   とする特許請求の範囲第１項ないし第３項のいずれかに
   記載の原子力設備。 ５ 構成要素容器８ないし配管通路９に点検用開口１９
   が設けられ、該開口１９が放射能遮蔽蓋２０で閉鎖でき
   、該開口１９の中に構成要素容器８ないし配管通路９の
   内部における作業用工具２３をはめ込むことができるこ
   とを特徴とする特許請求の範囲第１項ないし第４項のい
   ずれかに記載の原子力設備。 ６ 点検用開口１９が切削工具で形成されることを特徴
   とする特許請求の範囲第５項記載の原子力設備。