JPH0469356B2 - - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 〔発明の技術分野〕 本発明は、タンク型原子炉の構成要素、たとえ
ば一次系循環ポンプ、中間熱交換器その他の構成
要素の性能試験を行なうための試験装置に関す
る。

〔発明の技術的背景とその問題点〕

タンク型原子炉では、一次系循環ポンプ、中間
熱交換器その他多数の構成要素が原子炉容器に装
備されており、これらの構成要素の性能を試験す
るにあたつては、実際の原子炉プラントと同様の
システムをつくり、これを運転しながら試験を行
なうことが望まれる。

一方、このような試験システムでは核エネルギ
を用いない加熱装置を設ける必要がある。ところ
が、核エネルギを用いず、しかも炉心出力に近い
出力が得られる加熱装置はきわめて大形となるこ
とは明らかであり、そのような加熱装置を、原子
炉容器を模擬した模擬容器内に組込むとすると、
模擬容器もきわめて大きなものになつてしまう不
具合がある。

また仮に大形の模擬容器をつくつて加熱装置を
組込んだとしても、試験すべき各種の構成要素を
模擬容器内に装備する際、大形の加熱装置の存在
により構成要素の装備が困難になることも予想さ
れる。

〔発明の目的〕

本発明はこのような事情に基づいてなされたも
ので、その目的は、模擬容器を格別大きくするこ
となく原子炉構成要素の性能試験を行なうことが
でき、試験すべき原子炉構成要素の模擬容器への
装備作業も容易に行なえるタンク型原子炉の構成
要素試験装置を提供することにある。

〔発明の概要〕

以上の目的達成のため、本発明に係るタンク型
原子炉の構成要素試験装置は、タンク型原子炉の
原子炉容器を模擬した模擬容器と、この模擬容器
内を上方の高温プレナムと下方の低温プレナムと
に仕切る仕切壁と、前記模擬容器の上部開口を遮
閉する遮閉体と、前記模擬容器外に設けられ一次
冷却材を加熱する一次系加熱システムと、前記仕
切壁の下面に一端を接続され前記一次系加熱シス
テムで加熱された一次冷却材を高温プレナムに流
入させるタンク入口配管と、前記遮閉体に支持さ
れ前記タンク入口配管より高温プレナムに流入し
た一次冷却材を吸い込んで二次冷却材と熱交換さ
せる中間熱交換器と、前記遮閉体に支持され前記
中間熱交換器から低温プレナムに流出した一次冷
却材を昇圧する一次系循環ポンプと、この一次系
循環ポンプの吐出口に接続され前記一次系循環ポ
ンプで昇圧された一次冷却材を前記一次系加熱シ
ステムに供給するタンク出口配管と、前記タンク
入口配管に逆止弁を介して接続され前記低温プレ
ナム内の一次冷却材を自然対流によつて前記タン
ク入口配管から高温プレナムに流入させる自然対
流管と、前記遮閉体に支持され前記低温プレナム
から前記自然対流管及び前記タンク入口配管を通
つて高温プレナムに自然対流によつて流入する一
次冷却材を加熱する発熱体とを具備したものであ
る。

〔発明の実施例〕

以下、本発明の一実施例を示す。

第１図は試験システムの全体構成を示すもの
で、符号１はタンク型原子炉の原子炉容器を模擬
した模擬容器であり、上部開口を遮閉体２によつ
て遮閉されている。また符号３，４，５はそれぞ
れ一次系加熱システム、二次系除熱システムおよ
びループ型原子炉模擬システムである。

前記模擬容器１の内部には、この容器１内を上
方の高温プレナム６と下方の低温プレナム７とに
仕切る仕切壁８が設けられている。また前記遮閉
体２には一次系循環ポンプ９および中間熱交換器
１０が支持されており、これらは仕切壁８を貫通
して低温プレナム７内へ達している。なお一次系
循環ポンプ９の下半部は外筒１１に囲まれてお
り、この外筒１１も仕切壁８を貫通している。ま
た高温プレナム６の一側は半円筒状の吊り胴１２
によつて区画され、その吊り胴１２の内側には前
記遮閉体２に支持された炉心上部機構１３が配設
されている。そしてこの炉心上部機構１３の下方
に位置するように、前記仕切壁８には高温冷却材
流入口１４が設けられている。また吊り胴１２に
は複数のフローホール１５が設けられている。

前記模擬容器１の底部にはタンク入口配管１６
およびタンク出口配管１７が、容器１の底板を貫
通して設けられている。そしてタンク入口配管１
６の一端は前記高温冷却材流入口１４に、タンク
出口配管１７の一端は前記一次系循環ポンプ９の
吐出口にそれぞれ接続され、これらの配管１６，
１７の他端は前記一次系加熱システム３に接続さ
れている。またタンク入口配管１６の途中には、
第３図及び第４図に示す如く低温プレナム７内に
開口する自然対流管１９が逆止弁１８を介して接
続されている。なお一次系循環ポンプ９の吸込口
は、外筒１１内を通して低温プレナム７に連通し
ている。

前記中間熱交換器１０の一次系流入口１０ａは
高温プレナム６内に、また一次系流出口１０ｂは
低温プレナム７内にそれぞれ位置している。ま
た、符号２０，２１はそれぞれ二次冷却材流入配
管および二次冷却材流出配管で、これらの配管２
０，２１は遮閉体２の上面側で中間熱交換器１０
に接続されている。

また第１図中符号２２ａは中間熱交換器取付プ
ラグ、２２ｂは炉心上部機構取付プラグ、２２ｃ
はダミープラグで、これらのプラグ２２ａ，２２
ｂ，２２ｃはいずれも遮閉体２の上面にボルトに
よつて取付けられる。また炉心上部機構取付プラ
グ２２ｂの中心部には第４図に示す発熱体取付プ
ラグ２３ａまたは第３図に示すダミープラグ２３
ｂのいずれかが、交換自在に取付けられる。発熱
体取付プラグ２３ａは下端に電気ヒータ等の発熱
体２４を保持し、プラグ２２ｂに取付けた状態で
はその発熱体２４を保持する下端が前記高温冷却
材流入口１４内に位置するようになる。またダミ
ープラグ２３ｂは、プラグ２２ｂに取付けた状態
では下端を高温冷却材流入口１４の上方に位置さ
せるようになる。

そして模擬容器１の内部には一次冷却材として
液体ナトリウムが収容されている。

前記一次系加熱システム３は模擬容器１内の一
次冷却材を加熱するためのもので、加熱器２５
と、この加熱器２５にLPG等の燃料を供給する
燃料タンク２６とから構成されている。そして加
熱器２５内の加熱配管２７の両端は、それぞれタ
ンク入口弁２８、タンク出口弁２９を介して前記
タンク入口配管１６およびタンク出口配管１７に
それぞれ接続されている。

前記二次系除熱システム４の構成を第２図によ
り説明する。

すなわち、符号３０は過熱器、３１は蒸発器で
あり、３２は二次系循環ポンプであつて、過熱器
３０および蒸発器３１は前記二次冷却材流出配管
２１に直列に接続され、蒸発器３１の出口は二次
系循環ポンプ３２の吸込口に、二次系循環ポンプ
３２の吐出口は前記二次冷却材流入配管２０を介
して中間熱交換器１０の流入口にそれぞれ接続さ
れている。したがつて、二次系循環ポンプ３２の
運転により、二次冷却材は中間熱交換器１０→過
熱器３０→蒸発器３１の順序で循環する。なお二
次冷却材流入配管２０の途中には切換弁３３が介
挿され、二次冷却材流出配管２１の途中には切換
弁３４および流量調整弁３５が、中間熱交換器１
０側より過熱器３０へと向つて順次介挿されてい
る。また蒸発器３１と二次系循環ポンプ３２とを
結ぶ配管３６の途中には、流量調整弁３７，３８
が、蒸発器３１側よりポンプ３２へ向つて順次介
挿されている。二次系循環ポンプ３２にはオーバ
フロータンク３９が接続されている。

前記流量調整弁３５の入口側と前記流量調整弁
３７の出口側との間には空気冷却器４０とバイパ
ス配管４１とが互いに並列に接続されている。そ
して空気冷却器４０の入口側およびバイパス配管
４１の途中には、それぞれ切換弁４２，４３が設
けられている。

また、符号４４は前記蒸発器３１および過熱器
３０を経由して設けられた水・蒸気循環配管で、
この循環配管４４の途中には、過熱器３０側より
蒸発器３１へ向つて、減温減圧装置４５，４６、
復水器４７、復水ポンプ４８、脱気器４９、給水
ポンプ５０および給水過熱器５１が順次介挿され
ている。

さらに、前記復水器４７を経由する冷却水循環
配管５２が設けられ、この配管５２中には冷却塔
５３および冷却水ポンプ５４が介挿されている。

次に前記ループ型原子炉模擬システム５の構成
を第１図により説明する。

このシステム５はループ型原子炉プラントを模
擬したもので、符号５５は中間熱交換器、５６は
一次系循環ポンプである。

中間熱交換器５５の一次系流入口５７は入口弁
５８を介して前記過熱器２５の出口側に接続さ
れ、中間熱交換器５５の一次系流出口５９は切換
弁６０を介して一次系循環ポンプ５６の吸込口に
接続されている。また一次系循環ポンプ５６の吐
出口は出口弁６１を介して前記過熱器２５の入口
側に接続されている。ま一次系循環ポンプ５６に
はオーバフロータンク６２が接続されている。

前記入口弁５８の入口側と前記切換弁６０の出
口側との間には空気冷却器６３と、バイパス配管
６４とが互いに並列に接続されている。そして空
気冷却器６３の入口側および出口側にはそれぞれ
切換弁６５，６６が接続され、バイパス配管６４
の途中には切換弁６７が介挿されている。

前記空気冷却器６３の入口側と前記タンク入口
弁２８の出口側との間は、切換弁６８を介して接
続されている。また、前記タンク出口弁２９の入
口側と一次系循環ポンプ５６の吸込口との間は、
切換弁６９を介して接続されている。さらに前記
入口弁５８の入口側と前記出口弁６１との間はバ
イパス弁７０を介して接続されている。

一方、前記中間熱交換器５５の二次冷却対流入
配管７１は、切換弁７２を介して前記二次系除熱
システム４の二次系循環ポンプ３２吐出口に接続
されている（第２図参照）。また前記中間熱交換
器５５の二次冷却材流出管７３は前記二次系除熱
システム４の過熱器３０入口に、切換弁７４およ
び前記流量調整弁３５を介して接続されている。
さらに前記切換弁６０の出口側と二次系除熱シス
テム４の二次系循環ポンプ３２吸込口に、切換弁
７５および前記流量調整弁３８を介して接続され
ている（第２図参照）。

前記中間熱交換器５５の二次冷却材流出口と前
記入口弁５８の入口側との間はバイパス弁７６を
介して接続されている。

以上の構成によりタンク型原子炉の構成要素、
たとえば一次系循環ポンプ９、中間熱交換器１
０、仕切壁８、遮閉体２その他の構成要素の性能
試験を行なうことができ、また弁の切換えによつ
てループ型原子炉の構成要素の性能試験を行なう
こともできる。

まず、タンク型原子炉の構成要素の性能試験は
次のように行なう。

性能試験を行なうべき構成要素を前記模擬容器
１に装備する。この場合、性能試験を行なうべき
構成要素が一次系循環ポンプ９や中間熱交換器１
０のように、該当するものが模擬容器１に装備さ
れているものであるときは、その該当する構成要
素と交換して模擬容器１に装備する。

そして第１図および第２図に示すように、弁５
８，６１を閉弁し、弁２８，２９，３３，３４を
開弁する。なお、図中黒塗りの弁は閉弁状態を示
し、白抜きの弁は開弁状態を示している。また第
３図に示すように炉心上部機構取付プラグ２２ｂ
にはダミープラグ２３ｂが取付けてあり、前記逆
止弁１８は閉弁状態に保持されている。

そこで一次系循環ポンプ９および一次系加熱シ
ステム３を運転すると、加熱器２５で加熱された
一次冷却材がタンク入口配管１６を通して高温冷
却材流入口１４より高温プレナム６の、吊り胴１
２内部へ流入する。そしてフローホール１５より
吊り胴１２の外部へ流通し、中間熱交換器１０を
通過して低温プレナム７へ至る。ここで、中間熱
交換器１０では二次系除熱システム４の二次系循
環ポンプ３２により二次冷却材が流通しているの
で、両冷却材間で熱交換が行なわれることにな
る。低温プレナム７内の一次冷却材は一次系循環
ポンプ９によりタンク出口配管１７を通して流出
し、再び前記加熱器２５にて加熱されて循環す
る。

一方、中間熱交換器１０における熱交換によつ
て高温となつた二次冷却材は、過熱器３０、蒸発
器３１を通過する。そして水・蒸気循環配管４４
内の水を過熱し、さらに高温蒸気として復水器４
７へ流入させる。復水器４７より流出した水は脱
気器４９で脱気され、給水加熱器５１で加熱され
て再び蒸発器３１へ至る。

この運転中に、模擬容器１に装備した構成要素
の性能試験を、実際の原子炉プラントの高出力状
態とほぼ同一条件下で行なうことができる。

ところで原子炉プラントの低出力状態、すなわ
ち炉内における冷却材の自然環境状態における原
子炉構成要素の性能を試験することもきわめて重
要である。したがつて、高出力状態から低出力状
態へ移行する過程、および炉内でのみの冷却材の
流動状態を模擬する必要がある。そこでこのよう
な試験を行なう場合には、第４図に示す如く炉心
上部機構取付プラグ２２ｂに取付けられたダミー
プラグ２３ｂを発熱体取付プラグ２３ａと取換え
るともに、一次系加熱システム３を停止し、タン
ク入口弁２８およびタンク出口弁２９を閉弁す
る。

そうすると、中間熱交換器１０で除熱された一
次冷却材が自然対流管１９の開口部より逆止弁１
８を通つてタンク入口管１６に流入し、タンク入
口管１６を通り、発熱体２４にて加熱されて高温
冷却材流入口１４より高温プレナム６へ流出し、
中間熱交換器１０へ至る環境経路が形成される。
したがつて、この運転中に、模擬容器１に装備し
た構成要素の性能試験を、実際の原子炉プラント
の低出力状態とほぼ同一条件下で行なうことがで
きる。

次にループ型原子炉の構成要素の性能試験は、
同様に、ループ型原子炉模擬システム５中に性能
試験を行なうべき構成要素を装備し、またはこの
模擬システム５に装備された、該当する構成要素
と交換する。そして第５図および第６図に示すよ
うに、弁２８，２９，３３，３４を閉弁し、弁５
８，６１を開弁して一次系循環ポンプ５６および
一次系加熱システム３を運転することにより、実
際の原子炉プラントとほぼ同一の試験条件が得ら
れ、その条件下で所定の構成要素の性能試験を行
なうことができる。

〔発明の効果〕 以上詳述したように、本発明の試験システムに
よれば、炉心に代る一次系加熱装置を模擬容器の
外部に設け、かつ低出力の発熱体を適宜炉内に設
置するようにしたことにより、模擬容器を格別大
きくすることなく、原子炉構成要素を模擬容器に
装備してその性能試験を行なうことができる。ま
た試験すべき原子炉構成要素の模擬容器への装備
作業も、模擬容器内に大形の加熱システムが存在
しないため容易に行なうことができる。

【図面の簡単な説明】

図面は本発明の一実施例を示すもので、第１図
はタンク型原子炉の構成要素の性能試験を行なう
状態を示す試験システム全体構成図、第２図は同
状態を示す二次系除熱システムの構成図、第３図
はダミープラグ取付状態を示す概略断面図、第４
図は発熱体取付プラグ取付状態を示す概略断面
図、第５図はループ型原子炉の構成要素の性能試
験を行なう状態を示す試験システム全体構成図、
第６図は同状態を示す二次系除熱システムの構成
図である。 １……模擬容器、２……遮閉体、３……一次系
加熱システム、４……二次系除熱システム、６…
…高温プレナム、７……低温プレナム、８……仕
切壁、９……一次系循環ポンプ、１６……タンク
入口配管、１８……逆止弁、１９……自然対流
管、２４……発熱体。

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. １ タンク型原子炉の原子炉容器を模擬した模擬
   容器と、この模擬容器内を上方の高温プレナムと
   下方の低温プレナムとに仕切る仕切壁と、前記模
   擬容器の上部開口を遮閉する遮閉体と、前記模擬
   容器外に設けられ一次冷却材を加熱する一次系加
   熱システムと、前記仕切壁の下面に一端を接続さ
   れ前記一次系加熱システムで加熱された一次冷却
   材を高温プレナムに流入させるタンク入口配管
   と、前記遮閉体に支持され前記タンク入口配管よ
   り高温プレナムに流入した一次冷却材を吸い込ん
   で二次冷却材と熱交換させる中間熱交換器と、前
   記遮閉体に支持され前記中間熱交換器から低温プ
   レナムに流出した一次冷却材を昇圧する一次系循
   環ポンプと、この一次系循環ポンプの吐出口に接
   続され前記一次系循環ポンプで昇圧された一次冷
   却材を前記一次系加熱システムに供給するタンク
   出口配管と、前記タンク入口配管に逆止弁を介し
   て接続され前記低温プレナム内の一次冷却材を自
   然対流によつて前記タンク入口配管から高温プレ
   ナムに流入させる自然対流管と、前記遮閉体に支
   持され前記低温プレナムから前記自然対流管及び
   前記タンク入口配管を通つて高温プレナムに自然
   対流によつて流入する一次冷却材を加熱する発熱
   体とを具備したことを特徴とするタンク型原子炉
   の構成要素試験装置。