JPH032438B2 - - Google Patents
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- JPH032438B2 JPH032438B2 JP60132172A JP13217285A JPH032438B2 JP H032438 B2 JPH032438 B2 JP H032438B2 JP 60132172 A JP60132172 A JP 60132172A JP 13217285 A JP13217285 A JP 13217285A JP H032438 B2 JPH032438 B2 JP H032438B2
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- heat exchanger
- reactor
- pipe
- reactor vessel
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- DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M Ilexoside XXIX Chemical compound C[C@@H]1CC[C@@]2(CC[C@@]3(C(=CC[C@H]4[C@]3(CC[C@@H]5[C@@]4(CC[C@@H](C5(C)C)OS(=O)(=O)[O-])C)C)[C@@H]2[C@]1(C)O)C)C(=O)O[C@H]6[C@@H]([C@H]([C@@H]([C@H](O6)CO)O)O)O.[Na+] DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M 0.000 claims description 37
- 229910052708 sodium Inorganic materials 0.000 claims description 37
- 239000011734 sodium Substances 0.000 claims description 37
- 239000002826 coolant Substances 0.000 claims description 27
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Classifications
-
- 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
-
- 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
- Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
- Physical Or Chemical Processes And Apparatus (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
〈産業上の利用分野〉
この発明は、ループ型の高速増殖炉に関し、さ
らに詳しくは、原子炉容器のオーバーフロー配管
の熱衝撃の低減および原子炉容器内冷却材の高温
熱層化現象の早期解消を図ることができるように
したループ型高速増殖炉に関するものである。
らに詳しくは、原子炉容器のオーバーフロー配管
の熱衝撃の低減および原子炉容器内冷却材の高温
熱層化現象の早期解消を図ることができるように
したループ型高速増殖炉に関するものである。
〈従来の技術〉
ループ型高速増殖炉の一次冷却系は、第４図に
示したように、原子炉容器１の下部に設けた一次
冷却材入口配管２から導入された一次冷却材（例
えばナトリウム）が炉心３を流通したのち、原子
炉容器１上部の一次冷却材出口配管４から流出し
て、原子炉外部に設けた熱交換器および一次主循
環ポンプ（いずれも図示せず）を経て再び冷却材
入口配管２から原子炉容器１内へ循環するように
構成されている。
示したように、原子炉容器１の下部に設けた一次
冷却材入口配管２から導入された一次冷却材（例
えばナトリウム）が炉心３を流通したのち、原子
炉容器１上部の一次冷却材出口配管４から流出し
て、原子炉外部に設けた熱交換器および一次主循
環ポンプ（いずれも図示せず）を経て再び冷却材
入口配管２から原子炉容器１内へ循環するように
構成されている。
この一次冷却系とは別に、一次主循環ポンプの
運転状態や冷却系統の温度変化による冷却系統の
ナトリウム容量変化を吸収あるいは補充して原子
炉容器１内の液位Ｌを常に一定に保つためのオー
バーフロー系が設けられている。このオーバーフ
ロー系は、一次冷却材出口配管４の上方に配設し
たオーバーフロー管５からオーバーフローした余
剰のナトリウムをオーバーフロー戻り配管６によ
り原子炉容器１外へ導きオーバーフロータンク７
へ落下される一方、オーバーフロータンク７のナ
トリウムを電磁ポンプ８により原子炉容器１内へ
汲上げるように構成されている。
運転状態や冷却系統の温度変化による冷却系統の
ナトリウム容量変化を吸収あるいは補充して原子
炉容器１内の液位Ｌを常に一定に保つためのオー
バーフロー系が設けられている。このオーバーフ
ロー系は、一次冷却材出口配管４の上方に配設し
たオーバーフロー管５からオーバーフローした余
剰のナトリウムをオーバーフロー戻り配管６によ
り原子炉容器１外へ導きオーバーフロータンク７
へ落下される一方、オーバーフロータンク７のナ
トリウムを電磁ポンプ８により原子炉容器１内へ
汲上げるように構成されている。
かような高速増殖炉においては、原子炉出力運
転中の冷却系統温度は非常に高く、一次冷却系で
は500℃以上の高温となる。この状態で一次主循
環ポンプの停止を伴う原子炉スクラム（外部電源
喪失事故等）が発生すると、原子炉容器１内のナ
トリウム液位は一次主循環ポンプによる液面押上
げ力の喪失および急激な熱収縮によつて急激に低
下する。このためオーバーフロー管５からオーバ
ーフローするナトリウムの流れが途切れて、オー
バーフロー戻り配管６には急激な温度降下現象が
発生する。一方、原子炉容器１内上層部のナトリ
ウムは一次主循環ポンプによる撹拌力の低下から
高温となつて滞留する現象（熱層化現象）が発生
する。かような状態でオーバーフロー系電磁ポン
プ８のナトリウム汲上げにより原子炉容器１内ナ
トリウム液位が回復してオーバーフローが再開す
ると、急激な温度降下現象を起しているオーバー
フロー戻り配管６内へ高温ナトリウムが流れるた
め熱衝撃が発生することになる。
転中の冷却系統温度は非常に高く、一次冷却系で
は500℃以上の高温となる。この状態で一次主循
環ポンプの停止を伴う原子炉スクラム（外部電源
喪失事故等）が発生すると、原子炉容器１内のナ
トリウム液位は一次主循環ポンプによる液面押上
げ力の喪失および急激な熱収縮によつて急激に低
下する。このためオーバーフロー管５からオーバ
ーフローするナトリウムの流れが途切れて、オー
バーフロー戻り配管６には急激な温度降下現象が
発生する。一方、原子炉容器１内上層部のナトリ
ウムは一次主循環ポンプによる撹拌力の低下から
高温となつて滞留する現象（熱層化現象）が発生
する。かような状態でオーバーフロー系電磁ポン
プ８のナトリウム汲上げにより原子炉容器１内ナ
トリウム液位が回復してオーバーフローが再開す
ると、急激な温度降下現象を起しているオーバー
フロー戻り配管６内へ高温ナトリウムが流れるた
め熱衝撃が発生することになる。
〈発明が解決しようとする問題点〉
このような熱衝撃による配管等の損傷を防止す
るために、従来は一次主循環ポンプの停止を伴う
原子炉スクラムが発生した場合には、オーバーフ
ロー系電磁ポンプ８による原子炉容器１内のナト
リウム液位回復をオーバーフロー・レベル手前で
停止し、次いで冷却系統の降温操作を実施して各
部に熱衝撃が発生しないことを確認したのち、オ
ーバーフロー系の汲上げを再開してオーバーフロ
ー管５からのオーバーフローを再開させていた。
るために、従来は一次主循環ポンプの停止を伴う
原子炉スクラムが発生した場合には、オーバーフ
ロー系電磁ポンプ８による原子炉容器１内のナト
リウム液位回復をオーバーフロー・レベル手前で
停止し、次いで冷却系統の降温操作を実施して各
部に熱衝撃が発生しないことを確認したのち、オ
ーバーフロー系の汲上げを再開してオーバーフロ
ー管５からのオーバーフローを再開させていた。
このため原子炉停止後の再起動は、冷却系統の
温度が降下するまで行なえないため、原子炉停止
から再起動させるまでに10時間以上を必要として
いる。
温度が降下するまで行なえないため、原子炉停止
から再起動させるまでに10時間以上を必要として
いる。
そこでこの発明は、オーバーフロー戻り配管に
発生する熱衝撃を防止して配管の損傷を未然に防
ぐとともに、原子炉容器内に発生する熱層化現象
を早期に解消し、原子炉停止後の再起動時間を短
縮してより効率的な運転を行なえるループ型高速
増殖炉を提供することを目的としてなされたもの
である。
発生する熱衝撃を防止して配管の損傷を未然に防
ぐとともに、原子炉容器内に発生する熱層化現象
を早期に解消し、原子炉停止後の再起動時間を短
縮してより効率的な運転を行なえるループ型高速
増殖炉を提供することを目的としてなされたもの
である。
〈問題点を解決するための手段〉
すなわちこの発明によるループ型高速増殖炉
は、原子炉容器下部に一次冷却材入口配管を、該
原子炉容器上部に一次冷却材出口配管をそれぞれ
備え、さらに該冷却材出口配管の上方に配設した
該原子炉容器内冷却材のオーバーフロー管とオー
バーフローした冷却材を該原子炉容器外へ導くオ
ーバーフロー戻り配管とを備えた第４図のごとき
従来のループ型高速増殖炉において、該冷却材出
口配管開口部の上端レベルより下方の該原子炉容
器内の低温ナトリウム層に熱交換器を配置し、該
オーバーフロー管の下端を該熱交換器の上端入口
に、該オーバーフロー戻り配管の上端を該熱交換
器の下端出口にそれぞれ接続したことを特徴とし
たものである。
は、原子炉容器下部に一次冷却材入口配管を、該
原子炉容器上部に一次冷却材出口配管をそれぞれ
備え、さらに該冷却材出口配管の上方に配設した
該原子炉容器内冷却材のオーバーフロー管とオー
バーフローした冷却材を該原子炉容器外へ導くオ
ーバーフロー戻り配管とを備えた第４図のごとき
従来のループ型高速増殖炉において、該冷却材出
口配管開口部の上端レベルより下方の該原子炉容
器内の低温ナトリウム層に熱交換器を配置し、該
オーバーフロー管の下端を該熱交換器の上端入口
に、該オーバーフロー戻り配管の上端を該熱交換
器の下端出口にそれぞれ接続したことを特徴とし
たものである。
〈実施例〉
以下にこの発明を図面に示す実施例を参照して
詳述する。
詳述する。
第１図は第４図における一次冷却材出口配管４
およびオーバーフロー管５の近傍を拡大して示す
ものであり、第４図と同じ部材には第４図と同じ
引用符号を付すことにより説明を省略する。
およびオーバーフロー管５の近傍を拡大して示す
ものであり、第４図と同じ部材には第４図と同じ
引用符号を付すことにより説明を省略する。
第４図の従来の高速増殖炉と相違する点は、冷
却材出口配管４開口部の上端レベル４ａより下方
の原子炉容器１内の低温ナトリウム層Ｂに熱交換
器１０を設け、オーバーフロー管５の下端を熱交
換器１０の上端入口に、オーバーフロー戻り配管
６の上端を熱交換器１０の下端出口にそれぞれ接
続した点である。
却材出口配管４開口部の上端レベル４ａより下方
の原子炉容器１内の低温ナトリウム層Ｂに熱交換
器１０を設け、オーバーフロー管５の下端を熱交
換器１０の上端入口に、オーバーフロー戻り配管
６の上端を熱交換器１０の下端出口にそれぞれ接
続した点である。
この熱交換器１０は、オーバーフロー能力に影
響を与えないように傾斜して配置し、さらには伝
熱面積を大きくするために第２図に示したような
フイン付き多管型熱交換器とすることが好まし
い。
響を与えないように傾斜して配置し、さらには伝
熱面積を大きくするために第２図に示したような
フイン付き多管型熱交換器とすることが好まし
い。
かような熱交換器１０の設置によつて、原子炉
容器１内ナトリウム上層部の高温ナトリウム層Ａ
からオーバーフロー管５を経てオーバーフローし
てきた高温ナトリウムは、冷却材出口配管４の上
端レベル４ａより下方にある比較的低温のナトリ
ウム層Ｂのナトリウムとの間で熱交換し、低温ナ
トリウム層Ｂの温度近くまで降温されたのち、オ
ーバーフロー戻り配管６へ導かれることになる。
こうした観点から、熱交換器１０の設置位置は、
熱交換器の上端入口が冷却材出口配管４開口部の
上端レベル４ａより下方にあり、熱交換器の下端
出口が冷却材出口配管４開口部の下端レベル４ｂ
と同程度の高さにあるようにすることが望まし
い。
容器１内ナトリウム上層部の高温ナトリウム層Ａ
からオーバーフロー管５を経てオーバーフローし
てきた高温ナトリウムは、冷却材出口配管４の上
端レベル４ａより下方にある比較的低温のナトリ
ウム層Ｂのナトリウムとの間で熱交換し、低温ナ
トリウム層Ｂの温度近くまで降温されたのち、オ
ーバーフロー戻り配管６へ導かれることになる。
こうした観点から、熱交換器１０の設置位置は、
熱交換器の上端入口が冷却材出口配管４開口部の
上端レベル４ａより下方にあり、熱交換器の下端
出口が冷却材出口配管４開口部の下端レベル４ｂ
と同程度の高さにあるようにすることが望まし
い。
上述したごとき熱交換器１０を設けたオーバー
フロー系の過渡変化を第３図のグラフを参照して
説明する。原子炉出力運転中に一次主循環ポンプ
の停止を伴う原子炉スクラム（外部電源喪失事
故）が発生した場合、原子炉容器１内のナトリウ
ム液位Ｌは主循環ポンプの停止による液面押上げ
力の低下およびスクラムによるナトリウムの熱収
縮により急激に低下する。このためオーバーフロ
ー戻り配管６のナトリウム流が途切れてこの配管
内温度は６〜７℃／分の降下率で急激に温度降下
する。一方、原子炉容器内のナトリウムは、主循
環ポンプ停止による循環量の低下により上層部に
高温ナトリウムが滞留する熱層化現象が発生し、
この上層部ナトリウムの温度は、原子炉出口ナト
リウム温度が原子炉スクラムと同時に急激に低下
していくのに対して、原子炉出力運転時の温度と
同程度に高温に保たれる。この状態からオーバー
フロー系のオーバーフロータンク７からのナトリ
ウムの汲上げを実施することにより、原子炉容器
内ナトリウム液位Ｌが回復し再オーバーフロー点
Ｐに達することになる。この時点で、原子炉上層
部の高温ナトリウムがオーバーフロー管５から直
接オーバーフロー戻り配管６へ導入されると、点
Ｑから点Ｒまでの温度差（約80℃）の熱衝撃がオ
ーバーフロー戻り配管６に発生することになる。
フロー系の過渡変化を第３図のグラフを参照して
説明する。原子炉出力運転中に一次主循環ポンプ
の停止を伴う原子炉スクラム（外部電源喪失事
故）が発生した場合、原子炉容器１内のナトリウ
ム液位Ｌは主循環ポンプの停止による液面押上げ
力の低下およびスクラムによるナトリウムの熱収
縮により急激に低下する。このためオーバーフロ
ー戻り配管６のナトリウム流が途切れてこの配管
内温度は６〜７℃／分の降下率で急激に温度降下
する。一方、原子炉容器内のナトリウムは、主循
環ポンプ停止による循環量の低下により上層部に
高温ナトリウムが滞留する熱層化現象が発生し、
この上層部ナトリウムの温度は、原子炉出口ナト
リウム温度が原子炉スクラムと同時に急激に低下
していくのに対して、原子炉出力運転時の温度と
同程度に高温に保たれる。この状態からオーバー
フロー系のオーバーフロータンク７からのナトリ
ウムの汲上げを実施することにより、原子炉容器
内ナトリウム液位Ｌが回復し再オーバーフロー点
Ｐに達することになる。この時点で、原子炉上層
部の高温ナトリウムがオーバーフロー管５から直
接オーバーフロー戻り配管６へ導入されると、点
Ｑから点Ｒまでの温度差（約80℃）の熱衝撃がオ
ーバーフロー戻り配管６に発生することになる。
しかしながらこの発明においては、オーバーフ
ロー管５からオーバーフローした原子炉上層部Ａ
の高温ナトリウムは熱交換器１０を流通してオー
バーフロー戻り配管６へ導入される。この時、冷
却材出口配管４の上端レベル４ａより下方にある
低温ナトリウム層Ｂのナトリウム温度は原子炉出
口ナトリウム温度と同様に低いため、低温ナトリ
ウム層Ｂに設置された熱交換器１０を流通する高
温のオーバーフローナトリウムは熱交換されて原
子炉出口ナトリウム温度近くまで降温されてから
オーバーフロー戻り配管６へ導かれることにな
る。これによつて、オーバーフロー戻り配管に生
じる熱衝撃は、点Ｓから点Ｒまでの温度差（約20
℃）に低減される。
ロー管５からオーバーフローした原子炉上層部Ａ
の高温ナトリウムは熱交換器１０を流通してオー
バーフロー戻り配管６へ導入される。この時、冷
却材出口配管４の上端レベル４ａより下方にある
低温ナトリウム層Ｂのナトリウム温度は原子炉出
口ナトリウム温度と同様に低いため、低温ナトリ
ウム層Ｂに設置された熱交換器１０を流通する高
温のオーバーフローナトリウムは熱交換されて原
子炉出口ナトリウム温度近くまで降温されてから
オーバーフロー戻り配管６へ導かれることにな
る。これによつて、オーバーフロー戻り配管に生
じる熱衝撃は、点Ｓから点Ｒまでの温度差（約20
℃）に低減される。
〈発明の効果〉
以上説明したように、ループ型高速増殖炉の出
力運転中に一次主循環ポンプの停止を伴う原子炉
スクラムが発生した場合に、オーバーフロー系を
連続的に運転すると、従来においては約80℃程度
の熱衝撃がオーバーフロー戻り配管に発生すると
予想されていたため、オーバーフロー再開は炉停
止から約10時間後に行なう必要があつた。しかし
ながら、この発明におけるように、オーバーフロ
ー管とオーバーフロー戻り配管との間に原子炉容
器内熱交換器を設置することによつて、オーバー
フロー系を連続的に運転してオーバーフローを再
開させた場合でも、オーバーフロー戻り配管への
熱衝撃は約20℃程度に低減させることが可能にな
る。
力運転中に一次主循環ポンプの停止を伴う原子炉
スクラムが発生した場合に、オーバーフロー系を
連続的に運転すると、従来においては約80℃程度
の熱衝撃がオーバーフロー戻り配管に発生すると
予想されていたため、オーバーフロー再開は炉停
止から約10時間後に行なう必要があつた。しかし
ながら、この発明におけるように、オーバーフロ
ー管とオーバーフロー戻り配管との間に原子炉容
器内熱交換器を設置することによつて、オーバー
フロー系を連続的に運転してオーバーフローを再
開させた場合でも、オーバーフロー戻り配管への
熱衝撃は約20℃程度に低減させることが可能にな
る。
その結果、従来は原子炉の再起動時間が12〜13
時間を必要としたものが１時間以内に短縮でき、
しかも定格出力に到達する時間は、冷却系統の昇
温時間が不要となるためさらに２〜３時間短縮す
ることができるので稼動率向上に寄与することが
できる。
時間を必要としたものが１時間以内に短縮でき、
しかも定格出力に到達する時間は、冷却系統の昇
温時間が不要となるためさらに２〜３時間短縮す
ることができるので稼動率向上に寄与することが
できる。
第１図はこの発明の実施例を示す説明図、第２
図は第１図における熱交換器部分の平面図、第３
図はこの発明におけるオーバーフロー系の過渡変
化を示すグラフ、および第４図は従来のループ型
高速増殖炉のオーバーフロー系を示す説明図であ
る。 １……原子炉容器、２……一次冷却材入口配
管、４……一次冷却材出口配管、５……オーバー
フロー管、６……オーバーフロー戻り配管、１０
……熱交換器。
図は第１図における熱交換器部分の平面図、第３
図はこの発明におけるオーバーフロー系の過渡変
化を示すグラフ、および第４図は従来のループ型
高速増殖炉のオーバーフロー系を示す説明図であ
る。 １……原子炉容器、２……一次冷却材入口配
管、４……一次冷却材出口配管、５……オーバー
フロー管、６……オーバーフロー戻り配管、１０
……熱交換器。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ 原子炉容器下部に一次冷却材入口配管を、該
原子炉容器上部に一次冷却材出口配管をそれぞれ
備え、さらに該冷却材出口配管の上方に配設した
該原子炉容器内冷却材のオーバーフロー管とオー
バーフローした冷却材を該原子炉容器外へ導くオ
ーバーフロー戻り配管とを備えたループ型高速増
殖炉において、該冷却材出口配管開口部の上端レ
ベルより下方の該原子炉容器内の低温ナトリウム
層に熱交換器を配置し、該オーバーフロー管の下
端を該熱交換器の上端入口に、該オーバーフロー
戻り配管の上端を該熱交換器の下端出口にそれぞ
れ接続したことを特徴とするループ型高速増殖
炉。 ２ 前記熱交換器は傾斜して配置し、該熱交換器
の上端入口は該冷却材出口配管開口部の上端レベ
ルより下方に、該熱交換器の下端出口は該冷却材
出口配管開口部の下端レベルと同程度の高さにそ
れぞれ位置せしめる特許請求の範囲第１項記載の
ループ型高速増殖炉。 ３ 前記熱交換器はフイン付き多管型熱交換器で
ある特許請求の範囲第１項または第２項記載のル
ープ型高速増殖炉。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60132172A JPS61290383A (ja) | 1985-06-18 | 1985-06-18 | ル−プ型高速増殖炉 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60132172A JPS61290383A (ja) | 1985-06-18 | 1985-06-18 | ル−プ型高速増殖炉 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS61290383A JPS61290383A (ja) | 1986-12-20 |
| JPH032438B2 true JPH032438B2 (ja) | 1991-01-16 |
Family
ID=15075052
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60132172A Granted JPS61290383A (ja) | 1985-06-18 | 1985-06-18 | ル−プ型高速増殖炉 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS61290383A (ja) |
-
1985
- 1985-06-18 JP JP60132172A patent/JPS61290383A/ja active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS61290383A (ja) | 1986-12-20 |
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Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| EXPY | Cancellation because of completion of term |