JPS61155892A - 液体金属ナトリウム冷却炉の直接炉心冷却方法 - 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】 ［産業上の利用分野１ 本発明は、液体金属ナトリウム冷却炉の炉心冷却方法に
関するものである。

【従来の技＊Ｊ 第４図は、従来の液体金属す）　＋７ウム冷却炉におい
て原子炉停止後の崩壊熱を除去する、直接炉心冷却シス
テムの概念を示している。ここで、プラグ３で封止され
た原子炉容器４内には、炉心構造物５によって支持され
た炉心６が設けられており、容器４内は図示のレベルま
で原子炉冷却材す（リウム７で満たされている。また、
原子炉容器４内には、この原子炉冷却材ナトリウム７と
２次系ループ８内のナトリウムとの熱交換を行う熱交換
器１が設けられている。２次系ループ８中の２次系ナト
リウムはポンプ９又は自然循環により、３次系冷却材と
し・ての水又は空気（ガス）が矢印１０で示すように貫
流する冷却器２に送られ、そこで２次系ナトリウムの熱
が３次系冷却材に伝達される。３次系冷却材の流れも自
然循環又は強制循環のどちらでもよい。

この炉心冷却システムでは、炉心６で発生した熱は、事
故時において原子炉冷却材ナトリウム７に伝わった後、
熱交換器１で２次系ナトリウムに、更に冷却器２で３次
系冷却材に伝達され、炉心６が冷却されることになる。

しかし、プラント設備の合理化と安全性確保の観点から
次の欠点が認められる。

■、熱交換器１が炉心６の近傍に配置されるために、２
次系冷却材ナトリウムの放射化が問題となる。この対策
として、図示しないが、熱交換ｎ１の周囲に大容量の中
性子遮蔽材を設けるか、又は２次系ナトリウムの放射化
を許容すべく２次系ループ８に遮蔽を含む安全上の措置
を講じなければならない。

１１．２次系ループ８は自然循環力を促進させる目的で
原子炉の上方に引き回されることになり、万一その配管
が破損した場合に、原子炉の上方で火災が発生する恐れ
がある。

［発明が解決しようとする問題点１ 以上の説明から明らかなように、従来の技術には、２次
冷却材の放射化及び同２次冷却材が漏洩した場合の火災
発生という問題点があった。従って、本発明の目的はか
かる問題点を速やかに解決する液体金属す）　ＩＪウム
冷却炉の直接炉心冷却系を提供することである。

Ｅ問題点を解決するための手段及び作用Ｊこの目的から
、本発明によれば、２次系ループ中を循環する２次冷却
材として、非放射化の不燃ガスが使用されており、原子
炉での異常発生時に前記不燃ガスの圧力を上げて炉心冷
却を行う、また、該２次系ループには、非放射化の不燃
ガスである前記２次系冷却材を含む高圧ガスタンクに弁
を介して流体連通するノズルが設けられており、原子炉
での異常発生時に前記弁を開放して２次系ループ内を所
定圧力に加圧し、原子炉を効率的に冷却する。２次冷却
材が非放射化の不燃ガスであるから、２次系ループの放
射化の心配はなく、また、配管が破損しても火災発生の
心配もない。

［実施例］ 次に、本発明・の好適な実施例について添付図面を参照
して詳細に説明するが、図中、同一符号は同−又は対応
部分を示すものとする。

第１図は本発明による方法を実施する直接炉心冷却系の
例を示すもので、図中、符号１〜７及び１０で示した諸
部分は従来例と同様でよく、重複を避けるために説明を
省略する０本発明によれば、２次系ループ８ａは熱交換
器１及び冷却器２の間に引き回されていることは従来同
様であるが、２次系冷却材として、ナトリウムではな（
、放射化の恐れがない例えばヘリウムのような非放射化
の不燃ガスを採用している。

この２次系ループ８ａには、矢印１６で示す熱交換器１
→冷却・器２→熱交換器１への不燃ガスの流れに沿って
、ノズル１５が図示のように配置されており、該ノズル
１５は弁１４を介して高圧ガスタンク１３に接続されて
いる。ノズル１５には弁１４の開放時に高圧ガスタンク
１３内に溜められでいた非放射化の高圧不燃ガスが供給
され、該ノズル１５はこのガスを熱交換ｎ１に送り込む
、ノズル１５は別の任意の位置に設けてもよいが、図示
の位置であると、熱交換器１からのガス流の立ち上がり
が良（なり好適である。尚、１８は２次系ループ８ａ内
へのナトリウム漏洩を検出するモニターである。

この直接炉心冷却系においては、弁１４を閑めた状態で
弁１９を開放し、系内の圧力を下げてから弁１９を閉め
ることによって、原子炉の通常運転中、２次系冷却材ガ
スは原子炉冷却材ナトリウム７の圧力より低い減圧状態
に保たれている。万一、原子炉に異常が起こり直接炉心
冷却系による冷却が必要になれば、弁１４を自動又は手
動でＷＲｌ、ノズル１５を介して高圧ガスタンク１３の
高圧不燃ガスを２次系ループ８ａに供給して該系内を所
定圧力に加圧する。このような過程が発展していくと、
２次系ループのガスは、熱交換器１における高温高圧化
及び冷却器２における低温低圧化により、高低差のある
熱交換器１及び冷却器２間を自然循環する。

従って、外部から持続的な駆動力を与えることなく、２
次系ループ８ａでの循環流れを得ることができ、原子炉
の効率的な冷却が可能になる６尚、弁１４は２次系ルー
プ内の圧力が所定の値になるように操作される。

第２図は本発明の方法を実施する別の直接炉心冷却系を
示している。先の炉心冷却系と異なる点は、ガス循環機
１２をノズル１５の上流側に配置すると共に、その駆動
力を外部の駆動源１７から取っていることである。駆動
源１７としては適宜の電動機又は原動機等を使用できる
。勿論、第１図の炉心冷却系と同様にノズル１５は別の
任意の位置に設けてもよいが、図示の位置であると、熱
交換器１からのガス流の立ち上がり良（なり好適である
。

ｔＡ３図は本発明の方法を実施する直接炉心冷却系の更
に別の例を示している。２次系ループ８ａには、ノズル
１５に加えて、軸１）で相互に連結されたタービン１１
及び圧縮１１１１２が図示のように配置されている。タ
ービン１１は熱交換器１で高温高圧になったガス流によ
り駆動され、圧縮ｆｉ１２はタービン１１の駆動力（第
２図の炉心冷却系の駆動源１）のような別の駆動源を使
用してもよい）を利用して、冷却器２で熱交換されたガ
ス流を熱交換器１に送り込み、ノズル１５には弁１４の
開放時に高圧ガスタンク１３内に溜められていた高圧不
燃ガスが供給され、該ノズル１５はこのガスをタービン
１１に吹き付ける。

この直接炉心冷却系においては、圧縮８！１２はタービ
ン１１の駆動力により２次系ループ８ａ内のガス流循環
を促進する。このような起動過程が発展していくと、２
次系ループのガスは、熱交換器１における高温畠圧化及
び冷却器２における低温低圧化により、並びに熱交換器
１及び冷却器２間をタービン１１と圧縮１ｆｌ１２とが
結合することにより、閉ガスタービンサイクルが構成さ
れる。このサイクル効果により、２次系ループ８ａでの
大きな循環流れを得ることができ、原子炉の更に効率的
な冷却が可能になる。

［発明の効果１ 以上の記載から明らかなように、本発明によれば、 ■、非放射化の不燃ガスの採用によって、２次系ループ
の放射化の心配がなく、且つ万一配管が破損した場合で
も火災発生の心配がない。

■、原子炉プラントが通常の運転状態では、２次系ルー
プのガス圧は原子炉冷却材す）　＋７ウムの圧力よりも
低く保たれているので、熱交換器１の伝熱管（図示しな
い）が破損しても、ナトリウム側にガスが流入すること
はない、即ち、ガスのバブルが炉心に入ると大きな反応
度上昇を原子炉に与え危険である。従って、原子炉が急
速停止した後に本炉心冷却系は作動し、万が一加圧され
た後に伝熱管が破損しても既に原子炉は停まりでおり、
危険は小さく１゜ ■、非放射化の不燃ガスの採用によって、２次系ループ
の全圧の加圧漏洩試験は原子炉運転中に、また低い圧力
では運転時でも可能であり、且つその異常の検出は従来
のものに比べて簡単である。従って、直接炉心冷却系の
健全性の保証は容易である。

また、本発明の好適な実施例においては、原子炉に異常
が発生した場合、原子炉停止後、直ちに弁１４を開いて
２次系ループ内を加圧することができ、早期に必要な熱
除去能力が得られる。更に、ガス中のナトリウム濃度を
監視するモニター１８を有するものにあっては、熱交換
器１の伝熱管にピンホールが発生しても、それを直ちに
検出することができる。

【図面の簡単な説明】

ｆｌＳ１図、第２図及び第３図は本発明による方法を実
施する直接炉心冷却系のそれぞれ別の例を示す概略系統
図、第４図は従来の直接炉心冷却系を示す概略系統図で
ある。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １）原子炉容器内の原子炉冷却材ナトリウム中に配置さ
   れる熱交換器と原子炉容器外の冷却器との間の２次系ル
   ープ内に２次系冷却材を熱伝達関係で流す液体金属ナト
   リウム冷却炉の直接炉心冷却方法であって、前記２次冷
   却材は非放射化の不燃ガスであり、原子炉での異常発生
   時に前記不燃ガスの圧力を上げて炉心冷却を行う液体金
   属ナトリウム冷却炉の直接炉心冷却方法。 ２）前記不燃ガスは、原子炉の通常運転中、原子炉冷却
   材ナトリウムの圧力以下に保たれている特許請求の範囲
   第１項記載の液体金属ナトリウム冷却炉の直接炉心冷却
   方法。