JP5829465B2 - 核燃料の冷却装置 - Google Patents

Description

この発明は、原子炉の停止後に崩壊熱を発生する核燃料を冷却する装置に関するものである。

原子炉の停止後に核燃料から発生する崩壊熱を除去する装置の一例が特許文献１および特許文献２に記載されている。その特許文献１には、ヒートパイプの一方の端部が原子炉容器の内部に挿入され、他方の端部が原子炉容器の外部に設けられた放熱ダクトに挿入された装置が記載されている。その放熱ダクトの入り口および出口には断熱弁がそれぞれ設けられている。各断熱弁は原子炉の通常運転時には閉となって放熱ダクトを外気に対して閉じている。これに対して、原子炉を冷却する主冷却装置を停止して原子炉の核燃料を交換する場合、あるいは主冷却装置の故障や事故、あるいは主冷却装置を運転させるための電源を喪失する事故などが発生した非常時においては、各断熱弁は開となって放熱ダクトを外気に対して開放するようになっている。したがって、上述したような原子炉の非常時においては、断熱弁が開となることによってヒートパイプによる熱輸送を開始して原子炉の熱を強制的に放熱ダクトから大気中に放熱するようになっている。

また、特許文献２には、原子炉で発生させた熱を核燃料に直接触れるいわゆる一次系から直接触れないいわゆる二次系に伝達する熱交換器と、ヒートパイプとを組み合わせた崩壊熱除去装置が記載されている。具体的には、熱交換器において、二次系の冷却水と炉心で発生させた蒸気との間で熱交換をおこなうことによって二次系の冷却水を蒸気化するようになっている。なお、二次系の冷却水の蒸気は、二次系の配管を介してタービンに供給されてタービンを回転させるようになっている。そして、タービンに動力伝達可能に接続された発電機が駆動されて発電されるようになっている。熱交換器の上方には、パイプの一端部が連通されており、そのパイプの他端部は炉心の外部のプールに貯留された水に浸漬されている。そして、原子炉が緊急停止（すなわち、原子炉がスクラム）された場合においては、上述した熱交換器で発生させた二次系の冷却水の蒸気を上記のパイプの他端部に供給し、その他端部を凝縮部として機能させるように構成されている。すなわち、上記のパイプをヒートパイプとして機能させることにより、炉心の熱を効果的に炉心外部に放熱するようになっている。

特開昭５８−１１８９８８号公報 特開平１−１７２８００号公報

特許文献１および特許文献２に記載された各装置は、いずれもヒートパイプを利用して原子炉を冷却するように構成されており、それらのヒートパイプは原子炉の通常運転時には機能せず、非常時にのみに機能するように構成されている。しかしながら、原子炉の停止直後の崩壊熱を除去するためには、大量のヒートパイプを核燃料や原子炉の周囲に設置しなければ、上記の崩壊熱を必要十分に除去することができない可能性がある。

一方で、原子炉から取り出されたいわゆる使用済み核燃料は、一般的に、原子炉外部のプールにおいて、冷却水に浸漬されて冷却および保管される。その冷却水は使用済み核燃料が発生させる崩壊熱によって温められるため、予め定められた温度範囲になるように冷却装置によって冷却される。したがって、プールにおける冷却水はプールと冷却装置との間をポンプによって循環させられるのが一般的である。しかしながら、上述したような非常時において、電源が喪失したり、ポンプが故障して冷却水の循環が停止したり、冷却装置が駆動しなかったりすると、冷却水の冷却が不十分になり、その結果、プールに保管している使用済み核燃料を十分に冷却できない可能性がある。

この発明は上記の技術的課題に着目してなされたものであり、プールにおける冷却水を冷却するための冷却装置やこれを作動させるための電源などが故障したり喪失した場合であっても、プールに保管された使用済み核燃料を必要十分に冷却することができるいわゆるパッシブな核燃料の冷却装置を提供することを目的とするものである。

上記の目的を達成するために、この発明は、崩壊熱を発生する核燃料を冷却水中に浸漬して保管し、その冷却水から熱を奪って冷却する核燃料の冷却装置において、外部から熱を奪う蒸発部と外部に放熱する凝縮部とが、全体として環状をなすように蒸気管と液戻り管とによって連結されかつ気相と液相とへの状態変化を行って循環流動する作動流体が封入されたループ型ヒートパイプを備え、前記蒸発部は、複数本の蒸発管を上下のヘッダー管に連通させて構成されるとともに前記冷却水中に浸漬され、前記凝縮部は、それぞれ多数の放熱フィンを備えた複数の凝縮管を上下のヘッダー管に連通させて構成されたユニットを複数組有し、前記各ユニットにおける上部の前記ヘッダー管が上部集合管に連通され、下部の前記ヘッダー管が下部集合管に連通されるとともに、前記凝縮管は前記蒸発管より短く、かつ、前記凝縮部は前記蒸発部より高い位置で外気中に配置され、前記上部集合管と前記蒸発部における上側の前記ヘッダー管とが前記蒸気管によって連通され、かつ、前記下部集合管と前記蒸発部における下側の前記ヘッダー管とが前記液戻り管によって連通され、前記蒸発部および前記凝縮部を構成している前記蒸発管および前記凝縮管の本数が、前記冷却水と前記外気との間の要求熱抵抗より小さくなる表面積となる本数に設定されるとともに、前記凝縮部を構成している前記凝縮管の本数は、前記蒸発部を構成している前記蒸発管の本数より多いことを特徴とするものである。

この発明によれば、ループ式ヒートパイプの蒸発部および凝縮部は複数本の蒸発管や凝縮管を上下のヘッダー管に連通させて構成され、蒸発部および凝縮部が蒸気管によって連通され、かつ蒸発部および凝縮部が液戻り管によって連通されている。その蒸発部が例えば核燃料を浸漬させて保管している冷却水に浸漬され、その蒸発部で蒸気化した作動流体が蒸気管を介して凝縮部に供給されるように構成されている。凝縮部は蒸発部よりも上方かつ大気中に露出されて設けられており、凝縮部で放熱することにより凝縮した作動流体は重力によって液戻り管を通って下方の蒸発部に還流されるように構成されている。凝縮部を構成している各凝縮管には多数の放熱フィンが設けられており、凝縮部における放熱面積が拡大されている。すなわち、放熱効率が増大させられている。加えて、この発明では、上記のループ式ヒートパイプの蒸発部および凝縮部を構成している各蒸発管や凝縮管の本数が、冷却水と外気との間の要求熱抵抗より小さくなる表面積となる本数に設定されている。これらの結果、冷却水は、その熱がループ式ヒートパイプによって熱輸送されて大気中に放熱されることにより必要十分に冷却される。そしてこれにより、核燃料を必要十分に冷却することができる。このようにループ式ヒートパイプは状態変化する作動流体の潜熱の形で熱を輸送するため、例えば冷却装置や、冷却水を循環させるためのポンプなどを必要としない。しかも作動流体の状態変化による熱輸送は冷却水と外気温との間に温度差があれば休みなくおこなわれるため、上記の冷却装置やポンプなどの機械装置類が故障したり、それらの電源を喪失したりした場合（すなわち、非常時）であっても、冷却水を必要十分に冷却することができる。更に、この発明に係るループ式ヒートパイプは液相の作動流体と気相の作動流体との対向流が生じない。そのため、この発明に係るループ式ヒートパイプの熱輸送量は通常の単管形状のヒートパイプに比較して増大させられている。そして、凝縮した作動流体は重力によって下方の蒸発部に還流させられるため、ウイックなどの作動流体の還流のための部材を必要とせず、その分、材料コストを抑えることができる。以上のことから、この発明に係る冷却装置は、いわゆる原子炉がスクラムされた場合であってもプールにおける冷却水を必要十分に冷却し、これによりプールに保管されている核燃料を必要十分に冷却することができる。この発明に係る冷却装置は、いわゆる完全にパッシブな冷却装置であるから、原子力発電の安全の基本である「止める」、「冷やす」、「閉じ込める」のうち、「冷やす」を安定的にかつ持続的に行うことができ、ひいては原子力発電の発展に貢献することが可能となる。

また、この発明によれば、上下のヘッダー管に複数の凝縮管を連通させたユニットを複数備えており、各ユニットにおける上部のヘッダー管が上部集合管に連通され、下部のヘッダー管が下部集合管に連通されている。その上部集合管は蒸気管に連通され、下部集合管は前記液戻り管に連通させられている。そのため、凝縮部における放熱面積を更に拡大できる。その結果、ループ式ヒートパイプの放熱効率を更に向上させることができる。

この発明に係るループ式ヒートパイプを使用済み核燃料保管プールに適用した場合における構成の一例を模式的に示す図である。 この発明に係るループ式ヒートパイプを使用済み核燃料保管プールに適用した場合における水温の変化のシミュレーション結果を示す図である。 この発明で対象とすることのできる沸騰水型原子炉の構成の一例を模式的に示す図である。 使用済み核燃料保管プールの一例を模式的に示す上視図である。 図４に示す使用済み核燃料保管プールの一例の側面図である。 核燃料集合体の構成の一例を模式的に示す図である。 図６に示すVIIーVII線に沿う断面図である。 参考例として、図３に示す沸騰水型原子炉に使用される核燃料集合体の燃焼度を示す図表である。 この発明に係るループ式ヒートパイプの構成の一例を模式的に示す図である。 図９に示す放熱フィンの一例の上視図である。

つぎにこの発明を具体的に説明する。図３に、この発明で対象とすることのできる沸騰水型原子炉の構成の一例を模式的に示してある。原子炉建屋１の内部に原子炉格納容器２が格納されている。原子炉格納容器２はドライウェル３とウェットウェル４とを備えており、ドライウェル３に原子炉圧力容器５が格納されている。その原子炉圧力容器５の内部に核燃料の集合体が水に浸漬されて格納されている。

ウェットウェル４はベント管６を介してドライウェル３に接続されており、ウェットウェル４の内部に圧力抑制プール７が設けられている。圧力抑制プール７の内部には水が貯留されており、原子炉圧力容器５の内部圧力が上昇して原子炉圧力容器５の蒸気がベント管６を介して圧力抑制プール７に放出された場合に、その内部に貯留される水によって蒸気を冷却して凝縮することにより上記の圧力を調整するように構成されている。これに加えて、圧力抑制プール７は例えば原子炉の非常用冷却装置が作動した場合に、その水源としても機能するように構成されている。

図３に示す例では、原子炉建屋１内の上部であって、かつ、ドライウェル３の頂部とほぼ同じ高さに燃料保管プール８が設けられている。図４に、燃料保管プールの一例の上視図を模式的に示してあり、図５に、図４に示す燃料保管プールの側面図を示してある。燃料保管プール８は使用済みの核燃料の集合体から発生する崩壊熱がある程度低下するまでの間、使用済みの核燃料を水（すなわち、冷却水）に浸漬して冷却するためのものである。一例として、燃料保管プール８はコンクリートによって形成され、その内側および外側にステンレス鋼板が貼り付けられており、使用済みの核燃料から放射される放射線を遮蔽するようになっている。ここに示す例では、燃料保管プール８は縦約１２ｍ、横約１０ｍ、水深約１２ｍの水槽として形成され、上述したコンクリートによって形成される一辺の壁の厚みが約１．５ｍとなっている。ここに例えば約１４００Ｔｏｎの水が満たされている。上述した核燃料の集合体はラック９に配列されて収容されており、そのラック９が上記の水槽の底部に例えば０．２ｍ間隔で配置されている。

上述した核燃料集合体について説明する。図６に、核燃料集合体の構成の一例を模式的に示してある。核燃料集合体１０は燃料棒１１と、ウォーターロッド１２と、複数本の燃料棒１１およびウォーターロッド１２を収めるチャンネルボックス１３とを備えている。燃料棒１１はジルコニウム合金製の燃料被覆管１４に燃料ペレット１５が充填されて構成されている。燃料ペレット１５は内部スプリング１６によって燃料被覆管１４の一方の端部側に寄せられている。燃料被覆管１４はその長さが例えば４．０〜４．５ｍに形成されており、その内部に直径１０ｍｍ、高さ１０ｍｍの円柱形状に形成された燃料ペレット１５が数百個充填されている。燃料ペレット１５としては例えば二酸化ウランを焼き固めたものを使用することができる。ウォーターロッド１２はその内部を例えば水が流れるようになっており、その水などを介して燃料棒１１が発生させる熱を取り出すようになっている。チャンネルボックス１３は例えばその一辺が１４０ｍｍの角柱形状に形成されている。チャンネルボックス１３はその内部に燃料棒１１およびウォーターロッド１２を収めるためのものであるから、その高さは例えば燃料棒１１およびウォーターロッド１２とほぼ同じに形成されている。したがって、上述した燃料保管プール８の底部に配置されている核燃料集合体１０を収容したラック９の上端から水面までの距離は約８ｍとなる。

燃料棒１１とウォーターロッド１２とはチャンネルボックス１３の内部に垂直もしくはほぼ垂直に配列されている。燃料棒１１の一方の端部は下部タイプレート１７によってチャンネルボックス１３の下部に固定されている。燃料棒１１の他方の端部は上部タイプレート１８と外部スプリング１９とによってチャンネルボックス１３の上部に支持されている。燃料棒１１の中間部分は支持格子２０によって支持されている。その支持格子２０はウォーターロッド１２に固定されている。したがって、燃料棒１１が熱によって伸縮したとしても、その伸縮を外部スプリング１９の弾性変形によって吸収できるようになっている。

図７に、図６に示すVIIーVII線に沿う断面図を模式的に示してある。ここに示す核燃料集合体１０は、燃料棒１１を８行８列に配列させたいわゆる８行８列型の核燃料集合体１０である。その８行８列型の核燃料集合体１０は、上述したように配列させられた燃料棒１１の中央付近にウォーターロッド１２が配列されている。したがって、図７に示す核燃料集合体１０の燃料棒１１の本数は、６４本よりも少なくなっている。

上述したように構成されたチャンネルボックス１３を原子炉圧力容器５に設ける場合には、各チャンネルボックス１３は予め定められた間隔を空けて配列される。そして、そのチャンネルボックス１３同士の間に、原子炉圧力容器５内の中性子数を調整することにより連鎖的な核分裂反応を制御する制御棒２１が制御棒駆動機構２２によって挿入されるようになっている。制御棒２１は、図７に示す例では、その長さ方向に直交する断面の形状が「＋」形状になっている。制御棒２１は、原子炉圧力容器５内の反応を制御するためのものであるから、その長さは上述した核燃料棒１１と同じかほぼ同じ長さになっている。制御棒駆動機構２２は、例えば図３に示すように、原子炉圧力容器５の下部に設けられている。

図８に、参考例として、図３に示す沸騰水型原子炉に使用される核燃料集合体１０の燃焼度を示してある。燃焼度とは、核燃料の単位重量当たりに累積して発生する熱量のことであり、核燃料の単位重量当たりの核分裂の累積数にほぼ比例する。図８に示したように、二酸化ウランを燃料とした高燃焼度の８行８列型の燃料集合体の取出平均燃焼度が３９．５ＧＷｄ／ｔであり、９行９列Ａ型および９行９列Ｂ型の燃料集合体の取出平均燃焼度はそれぞれ４５ＧＷｄ／ｔであり、ＭＯＸを燃料とした８行８列型の燃料集合体の取出平均燃焼度が３３ＧＷｄ／ｔである。一方で、取出平均燃焼度を核燃料集合体の燃料棒１１一本当たりに換算した場合には、燃料棒一本当たりの取出平均燃焼度は０．５５〜０．６５ＧＷｄ／ｔの範囲であることが分かる。

この発明では、使用済みの核燃料集合体１０の発生させる崩壊熱によって温められた燃料保管プール８の水の熱をループ式ヒートパイプによって熱輸送するとともに大気中に放熱するように構成されている。これに加えて、この発明では、ループ式ヒートパイプによる熱輸送の結果、燃料保管プール８の水の温度が予め定められた温度範囲になるように構成されている。そのループ式ヒートパイプの設置本数は、目標とする熱輸送量、すなわち、ループ式ヒートパイプの蒸発部を浸漬する冷却水の温度と凝縮部が曝される外気温との間の要求熱抵抗に応じて決定される。図９に、この発明に係るループ式ヒートパイプの構成の一例を模式的に示してある。ループ式ヒートパイプ２３は基本的には、水やアルコールなどの目的とする温度範囲で蒸発および凝縮する流体を作動流体として使用し、その作動流体が外部から熱を受けて蒸発し、その蒸気が圧力の低い箇所に向けて流れた後に放熱して凝縮することにより熱を輸送するように構成されている。

具体的には、ループ式ヒートパイプ２３はパイプの内部に封入された作動流体が蒸発する部分が蒸発部２４とされ、作動流体蒸気が放熱して凝縮する箇所が凝縮部２５とされている。そして、それらの蒸発部２４および凝縮部２５と、蒸発部２４において蒸気化された作動流体を凝縮部２５に向けて流動させる蒸気管２６と、凝縮部２５において放熱して凝縮した作動流体を蒸発部２４に向けて還流させる液戻り管２７とがループ状に接続されてループ式ヒートパイプ２３が構成されている。作動流体としては例えば水が使用される。

作動流体は液体から蒸気に相変化した場合に、液体状態に比較してその体積が増大するため、蒸気管２６は液戻り管２７よりも大径に形成されている。言い換えれば、凝縮部２５において凝縮した作動流体は気体状態に比較して体積が減少しているため、液戻り管２７は蒸気管２６に比較して小径にされている。

図９に示す例では、ループ式ヒートパイプ２３の蒸発部２４は、複数の蒸発管２８を備えた蒸発管群として構成されている。各蒸発管２８の上端部が第一ヘッダー管２９に連通され、下端部が第二ヘッダー管３０に連通されている。これに加えて、各蒸発管２８は垂直もしくはほぼ垂直に配列されている。第一ヘッダー管２９は蒸気管２６に連通され、第二ヘッダー管３０は液戻り管２７に連通されている。第一ヘッダー管２９は各蒸発管２８において蒸気化した作動流体を集めて蒸気管２６に供給するためのものである。そのため、第一ヘッダー管２９の内径は第二ヘッダー管３０よりも大径に形成されている。加えて、第一ヘッダー管２９の内径は蒸気管２６の内径と同じかほぼ同じに形成されている。一方、第二ヘッダー管３０は液戻り管２７を還流してきた液相の作動流体を各蒸発管２８に供給するためのものである。そのため、第二ヘッダー管３０の内径は第一ヘッダー管２９の内径よりも小さく、かつ、液戻り管２７の内径と同じかほぼ同じに形成されている。上述したように構成された蒸発部２４が燃料保管プール８における冷却水に浸漬され、かつ、ラック９の間に配置される。

ループ式ヒートパイプ２３の凝縮部２５は、蒸発部２４よりも上方でかつ原子炉建屋１の外部に設けられている。すなわち、凝縮部２５は、大気に露出させられて設けられている。その凝縮部２５は複数の凝縮管３１を備えた凝縮管群として構成されている。ここに示す例では、各凝縮管３１の上端部が第三ヘッダー管３２に連通され、下端部が第四ヘッダー管３３に連通されている。各凝縮管３１は垂直もしくはほぼ垂直に配列されている。各凝縮管３１には複数の放熱フィン３４が設けられている。図１０に、図９に示す放熱フィンの上視図を示してある。図１０に示したように、放熱フィン３４は扁平なリング形状に形成されていて、放熱フィン３４の内円と凝縮管３１の外表面とが熱伝達可能に接触している。凝縮管３１に伝達された熱は複数の放熱フィン３４に熱伝達されるため、凝縮部２５における放熱面積が拡大されて放熱効率が向上するようになっている。

この発明に係るループ式ヒートパイプ２３の凝縮部２５は、上述した第三ヘッダー管３２および第四ヘッダー管３３に複数の凝縮管３１を連通させたユニットを複数備えている。各ユニットは後述する図１に示すように、並列に配列され、各ユニットにおける各第三ヘッダー管３２の両端部のそれぞれが上部集合管３５に連通されており、それらの上部集合管３５のいずれか一方が蒸気管２６に連通されている。加えて、各ユニットにおける各第四ヘッダー管３３の両端部のそれぞれが下部集合管３６に連通され、それらの下部集合管３６のいずれか一方が液戻り管２７に連通されている。

上述した各凝縮管３１の長さは蒸発管２８の長さよりも短くされている。これは、凝縮管３１に供給された直後の作動流体蒸気と凝縮管３１との接触面積、言い換えれば作動流体の潜熱の形で輸送した熱の伝熱面積を拡大させることにより放熱効率を向上させるためである。上部集合管３５は、上述したように、蒸気管２６を流動してきた作動流体蒸気を分岐して各第三ヘッダー管３２に供給し、各第三ヘッダー管３２は作動流体蒸気を各凝縮管３１に供給する。そのため、第三ヘッダー管３２および上部集合管３５は、第四ヘッダー管３３および下部集合管３６よりも大径に形成されている。加えて、第三ヘッダー管３２および上部集合管３５の径は蒸気管２６の内径と同じかほぼ同じに形成されている。一方、第四ヘッダー管３３は各凝縮管３１において凝縮した作動流体を集めて下部集合管３６に供給し、下部集合管３６は各第四ヘッダー管３３に集められた作動流体を更に集めて液戻り管２７に供給する。そのため、第四ヘッダー管３３および下部集合管３６の内径は液戻り管２７の内径と同じかほぼ同じに形成されている。

上述したループ式ヒートパイプ２３を構成する各管には、例えば、表面に窒化チタンや炭化チタンなどを被覆させたステンレス管を使用することが好ましい。表面にチタンを被覆させれば、ステンレス管の耐食性や耐久性を向上させることができる。

つぎに上述したように構成されたこの発明に係るループ式ヒートパイプ２３についてより具体的に説明する。先ず、例えば、福島第一原子力発電所の４号機をモデルとして、燃料保管プール８において保管されている燃料棒１１が発生させる崩壊熱Ｐｔ（Ｗ）を算出する。福島第一原子力発電所の４号機は、通常運転時において、７２本の燃料棒１１を一つに集合させた核燃料集合体１０を約５４８本使用し、その定格熱出力Ｐｏ（Ｗ）は約２３８１ＭＷである。崩壊熱Ｐｔ（Ｗ）の算出には下記式を使用した。
Ｐｔ／Ｐｏ＝０．０６６［ｔ^−０．２−（ｔｓ−ｔ）^−０．２］ ・・・（１）式

新品の燃料棒１１を集合させた核燃料集合体１０が約１年半に亘って原子炉の燃料として使用されたとすると、燃料棒１１の使用時間Ｔｓ（ｓ）は約４７，３０４，０００（ｓ）となる。原子炉の運転を停止してから約３０日間に亘って、原子炉圧力容器５内で核燃料集合体１０が冷却され、その後に核燃料集合体１０が燃料保管プール８に移動させられるとすると、原子炉が停止されてからの経過時間ｔ（ｓ）は約２，５９２，０００（ｓ）となる。そして、これらの値を上記の（１）式に代入して（１）式を解くと、燃料保管プール８に移動させられた直後の燃料棒１１が発生させる崩壊熱Ｐｔ（Ｗ）は、３，６５９，３３８ＭＷとなる。すなわち、燃料保管プール８の水は毎時約４ＭＷの崩壊熱によって温められることになる。その燃料保管プール８には、上述したように、約４０，０００本の使用済み燃料棒１１が保管されているため、上記のようにして求めた崩壊熱Ｐｔ（Ｗ）を燃料棒１１の一本当たりの崩壊熱に換算すると、燃料棒１１の一本当たりの崩壊熱は約１００Ｗ／本となる。次いで、上記のようにして求めた熱量Ｐｔ（Ｗ）を大気中に放熱させることができる、この発明に係るループ式ヒートパイプ２３を設計する。

上記の各種の条件に加えて、燃料保管プール８における水温が４０℃であり、しかもその温度が維持されているいわゆる冷温停止状態であるとし、また、外気温が３０℃であるとする。上記の水温は、言い換えれば、目標とする燃料保管プール８の水温と言うことができる。上述した燃料保管プール８における総熱量、すなわち崩壊熱Ｐｔ（Ｗ）と、目標水温と、外気温とに基づいてループ式ヒートパイプ２３の要求熱抵抗を算出する。その結果、ループ式ヒートパイプ２３の総要求熱抵抗Ｒｔ（Ｋ／Ｗ）は２．５×１０^−６Ｋ／Ｗとなった。この総要求熱抵抗Ｒｔ（Ｋ／Ｗ）を例えば複数本のループ式ヒートパイプによって補うように構成すれば、ループ式ヒートパイプ一本当たりの要求熱抵抗Ｒｄ（Ｋ／Ｗ）を低減することができる。したがって、例えば３５本のループ式ヒートパイプによって上記の総要求熱抵抗Ｒｔ（Ｋ／Ｗ）を補うように構成した場合には、ループ式ヒートパイプ一本当たりの要求熱抵抗Ｒｄ（Ｋ／Ｗ）は８．７５×１０^−５Ｋ／Ｗとなる。

上記の要求熱抵抗Ｒｄ（Ｋ／Ｗ）を満たすようにループ式ヒートパイプを設計する。蒸発管２８として、例えば外径０．０５０８ｍ、内径０．０４８８ｍ、厚み０．００２ｍ、長さ８．０ｍのステンレス管を使用する。ステンレス管の表面には窒化チタンや炭化チタンなどを被覆することが好ましい。この蒸発管２８を第一ヘッダー管２９と第二ヘッダー管３０との間に例えば０．１ｍ間隔で９５本配置して蒸発部２４を形成する。したがって、各第一ヘッダー管２９および第二ヘッダー管３０の長さはそれぞれ少なくとも９．５ｍ以上とする。

なお、第一ヘッダー管２９および第二ヘッダー管３０にも蒸発管２８と同様にチタンコートされたステンレス管を使用する。また、蒸発管２８が実質的な蒸発部２４として機能するため、第一ヘッダー管２９や第二ヘッダー管３０の熱抵抗などについては無視して後述する蒸発部の熱抵抗を算出した。

上記の蒸発部２４の仕様に基づいて蒸発部２４の管外熱伝達率および管外伝熱面積を算出するとともに、その算出結果に基づいて蒸発部２４の管外熱抵抗Ｒｖ１（Ｋ／Ｗ）を算出する。加えて、蒸発部２４の管内蒸発熱伝達率および管内伝熱面積を算出するとともに、その算出結果に基づいて蒸発部２４の管内蒸発熱抵抗Ｒｖ２（Ｋ／Ｗ）を算出する。その結果、蒸発部２４の管外熱伝達率は１，０００Ｗ／ｍ^２・Ｋとなり、管外伝熱面積は１２１ｍ^２となった。また、蒸発部２４の管外熱抵抗Ｒｖ１は８．２６×１０^−６Ｋ／Ｗとなった。蒸発部２４の管内蒸発熱伝達率は５，０００Ｗ／ｍ^２・Ｋとなり、管内伝熱面積は１１２ｍ^２となった。また、蒸発部２４の管内蒸発熱抵抗Ｒｖ２は１．７９×１０^−６Ｋ／Ｗとなった。

一方、凝縮部２５においては、凝縮管３１として、例えば外径０．０５０８ｍ、内径０．０４８８ｍ、厚み０．００２ｍ、長さ約４．０ｍのステンレス管を使用する。ステンレス管の表面には、上述したように、窒化チタンや炭化チタンなどを被覆することが好ましい。加えて、各凝縮管３１には、例えば０．０２ｍ間隔で外径０．１５ｍ、厚み０．００２ｍの放熱フィン３４を例えば、１８０枚から２００枚取り付ける。そして、この凝縮管３１を第三ヘッダー管３２と第四ヘッダー管３３との間に例えば０．１８ｍ間隔で４２本配置する。各第三ヘッダー管３２と第四ヘッダー管３３との長さはそれぞれ少なくとも７．５６ｍ以上とする。そして、このようにして構成されるユニットを、例えば後述する図１に示すように、三つ平行に配列して各第三ヘッダー管３２を上部集合管３５に接続し、各第四ヘッダー管３３を下部集合管３６に接続する。なお、上部集合管３５のいずれか一方は上述したように、蒸気管２６に接続し、下部集合管３６のいずれか一方は液戻り管２７に接続する。

なお、第三ヘッダー管３２および第四ヘッダー管３３ならびに上部集合管３５そして下部集合管３６にも凝縮管３１と同様にチタンコートされたステンレス管を使用することが好ましい。また、凝縮管３１が実質的な凝縮部２５として機能するため、第三ヘッダー管３２および第四ヘッダー管３３ならびに上部集合管３５そして下部集合管３６の熱抵抗などについては無視して後述する凝縮部２５の熱抵抗を算出した。

上記の凝縮部２５の仕様に基づいて凝縮部２５の管内凝縮熱伝達率および管内伝熱面積を算出するとともに、その算出結果に基づいて凝縮部２５の管内熱抵抗Ｒｃ１（Ｋ／Ｗ）を算出する。加えて、管外空気熱伝達率を２０Ｗ／ｍ^２・Ｋとし、放熱フィン３４による放熱効率を９０％として放熱フィン３４を含めた凝縮部２５の管外伝熱面積および管外熱抵抗Ｒｃ２（Ｋ／Ｗ）を算出する。その結果、凝縮部２５の管外伝熱面積は８６８ｍ^２となり、管内熱抵抗Ｒｃ１は２．７×１０^−６Ｋ／Ｗとなり、管外熱抵抗Ｒｃ２は６．４×１０^−５Ｋ／Ｗとなった。

上述した蒸発部２４の管外熱抵抗Ｒｖ１と、管内蒸発熱抵抗Ｒｖ２と、凝縮部２５の管内熱抵抗Ｒｃ１（Ｋ／Ｗ）と、管外熱抵抗Ｒｃ２とに基づいて要求熱抵抗Ｒｄ・ｓｉｍｕ（Ｋ／Ｗ）を算出する。その結果、要求熱抵抗Ｒｄ・ｓｉｍｕは７．６７５×１０^−５Ｋ／Ｗとなった。したがって、このような構成のループ式ヒートパイプを３５本使用した場合における総要求熱抵抗Ｒｔ・ｓｉｍｕは、２．１９×１０^−６Ｋ／Ｗとなった。これは上述した総要求熱抵抗Ｒｔ（Ｋ／Ｗ）よりも小さい値であり、したがって、上述したように構成されるループ式ヒートパイプの熱抵抗は要求仕様を満たしている。しかも、この発明に係るループ式ヒートパイプ２３の要求熱抵抗Ｒｔ・ｓｉｍｕ（Ｋ／Ｗ）は総要求熱抵抗Ｒｔ（Ｋ／Ｗ）に比較して約１４％の余裕がある。

図１に、上述したように構成されたこの発明に係るループ式ヒートパイプを燃料保管プールに適用した場合における構成の一例を模式的に示してある。図１に示すように、ループ式ヒートパイプ２３の蒸発部２４を燃料保管プール８におけるラック９の間に配置し、ループ式ヒートパイプ２３の凝縮部２５を大気中に露出させて配置する。なお、図１において、放熱フィン３４は図を見やすくするために図示していない。燃料保管プール８の水は、上述したように、例えば約４ＭＷの崩壊熱によって温められており、その崩壊熱によって温められた水の熱が蒸発部２４に熱伝達されると、各蒸発管２８において作動流体が蒸気化する。その作動流体蒸気は第一ヘッダー管２９によって集められて蒸気管２６に供給される。蒸気管２６を流動してきた作動流体蒸気は上部集合管３５によって分岐されて各第三ヘッダー管３２に供給され、各第三ヘッダー管３２を介して複数の凝縮管３１に供給される。そして、作動流体の潜熱の形で輸送された熱は各凝縮管３１の表面や放熱フィン３４を介して大気中に放熱される。放熱することにより凝縮した作動流体は重力によって各凝縮管３１の下方に滴下するとともに、各第四ヘッダー管３３によって集められ、各第四ヘッダー管３３を介して下部集合管３６に集められる。下部集合管３６に集められた作動流体は液戻り管２７を介して蒸発部２４に還流される。

図２に、上述したように構成したこの発明に係るループ式ヒートパイプを燃料保管プールに適用した場合における水温の変化のシミュレーション結果を示してある。なお、燃料保管プール８の水面からの放散熱は無視している。そのシミュレーション結果によれば、燃料保管プール８の水の冷却が停止された場合には、時間の経過とともに水温が上昇することが認められる。これに対して、この発明に係るループ式ヒートパイプ２３によって燃料保管プール８の水の熱を熱輸送して大気中に放熱させた場合には、燃料保管プール８の水温が目標水温付近に維持されることが認められる。すなわち、上述したように構成することにより、燃料保管プール８に保管される核燃料の集合体１０を持続的かつ安定的にしかも必要十分に冷却することができる。加えて、ループ式ヒートパイプ２３の作動には機械装置類を必要としないため、原子炉における各種の冷却装置やこれらを作動させるための電源が喪失した場合であっても、燃料保管プール８における水を効果的に冷却することができ、いわゆる完全にパッシブな核燃料の冷却装置とすることができる。

８…燃料保管プール、 ２３…ループ式ヒートパイプ、 ２４…蒸発部、 ２５…凝縮部、 ２６…蒸気管、 ２７…液戻り管、 ２８…蒸発管、 ２９…第一ヘッダー管、 ３０…第二ヘッダー管、 ３１…凝縮管、 ３２…第三ヘッダー管、 ３３…第四ヘッダー管、 ３４…放熱フィン。

Claims (1)

1. 崩壊熱を発生する核燃料を冷却水中に浸漬して保管し、その冷却水から熱を奪って冷却する核燃料の冷却装置において、
   外部から熱を奪う蒸発部と外部に放熱する凝縮部とが、全体として環状をなすように蒸気管と液戻り管とによって連結されかつ気相と液相とへの状態変化を行って循環流動する作動流体が封入されたループ型ヒートパイプを備え、
   前記蒸発部は、複数本の蒸発管を上下のヘッダー管に連通させて構成されるとともに前記冷却水中に浸漬され、
   前記凝縮部は、それぞれ多数の放熱フィンを備えた複数の凝縮管を上下のヘッダー管に連通させて構成されたユニットを複数組有し、前記各ユニットにおける上部の前記ヘッダー管が上部集合管に連通され、下部の前記ヘッダー管が下部集合管に連通されるとともに、前記凝縮管は前記蒸発管より短く、かつ、前記凝縮部は前記蒸発部より高い位置で外気中に配置され、
   前記上部集合管と前記蒸発部における上側の前記ヘッダー管とが前記蒸気管によって連通され、かつ、前記下部集合管と前記蒸発部における下側の前記ヘッダー管とが前記液戻り管によって連通され、
   前記蒸発部および前記凝縮部を構成している前記蒸発管および前記凝縮管の本数が、前記冷却水と前記外気との間の要求熱抵抗より小さくなる表面積となる本数に設定されるとともに、前記凝縮部を構成している前記凝縮管の本数は、前記蒸発部を構成している前記蒸発管の本数より多い
   ことを特徴とする核燃料の冷却装置。

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