JPH0427517B2 - - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 この発明は２次主冷却系である中間冷却系を一
式削除した液体金属冷却高速増殖炉の改良に関す
るものである。

周知のように、従来、１次冷却材として液体金
属ナトリウムを用いる高速増殖炉発電プラント
は、炉心で発生した熱を１次系ナトリウムにて輸
送し中間熱交換器を介しして２次系ナトリウムへ
伝え、更に、蒸気発生器を介して２次系ナトリウ
ムから水へ伝えることにより蒸気を発生させると
いう中間冷却系ループを有する構成であつた。

例えば、第１図は、原子炉構造ではループ型と
呼ばれる液体金属冷却高速増殖炉の冷却系統を示
す典型例であるが、原子炉容器１内の炉心２にお
いて発生した熱は、１次主循環ポンプ３によつて
１次主冷却系ループ４内を循環する１次冷却材ナ
トリウムにより熱輸送され、中間熱交換器５にお
いて非接触にて２次主冷却系ループ６内を循環す
る２次冷却材ナトリウムに伝えられ、更に、蒸気
発生器７において非接触にて蒸気系ループ８内を
循環する水に伝えられる。蒸気発生器７にて発生
した蒸気はタービン９に供給されてタービン９に
直結された発電機１０を駆動することにより発電
を行なう。このほか、図示していないが、原子炉
構造ではタンク型と呼ばれる液体金属冷却高速増
殖炉でがあり、この型の原子炉の冷却系統は第１
図に示される１次主循環ポンプ３と中間熱交換器
５を原子炉容器１内に納めたもので、１次主冷却
系閉ループ４に代えて１次系ナトリウムを原子炉
容器１内において前記中間熱交換器に循環させる
ものである。

このように、従来の液体金属冷却高速増殖炉は
中間冷却系と呼ばれる２次主冷却系ループを備え
るものであるが、その理由は、１次系ナトリウム
は炉心２で発生する高速中性子により放射化され
ているため、加圧水型原子炉のように１次系冷却
材を直接蒸気発生器へ供給する構成とした場合、
蒸気系の熱媒体である水は蒸気発生器の伝熱管を
介して１次系ナトリウムと熱交換するシステムと
なり、万一伝熱管が破損した場合、１次系ナトリ
ウムと水とが激しく反応し水素ガスと苛性ソーダ
等を生成し、また、水素ガスは、その発生挙動に
よつては１次冷却バウンダリの塑性変形や破損の
危険を、及び、苛性ソーダは腐蝕性物質として炉
心に悪影響を及ぼす可能性があるからである。

しかし、一方では中間冷却系に係わる設備費及
び、建設費など大幅な建設費の増加を余儀なくさ
れており、軽水炉の約３倍といわれている莫大な
建設費に対し、コスト低減の要求が強い。このた
め、前記した背景から建設費低減を目的とし、近
年、２次主冷却系を一式削除した新しいタイプの
液体金属冷却高速増殖炉が提案されるに至つてい
る。

例えば、その一つである特開昭57−44885に開
示される原子炉は、第２図に示すように原子炉容
器１内を２つの区画、即ち、炉心２を包含する区
画とその周囲の区画の２つに分けると共に蒸気発
生器７を原子炉容器１の上方に配置し、原子炉容
器内に配置した１次主循環ポンプ３により前記周
囲の区画より１次冷却材を汲み上げて炉心２に送
給し、炉心２により加熱された１次冷却材は、サ
イホン効果により前記原子炉容器１の上方の蒸気
発生器７を経て再び前記周囲の区画に戻るもので
ある。もちろん、蒸気発生器７の２次側には図示
していないがタービンが接続されており、働きを
終えた蒸気は複水器（図示していない）により水
に戻された後矢印Ａに示すように図示していない
冷却材ポンプにより蒸気発生器７に供給され、蒸
気発生器７の伝熱管１１の部分で非接触により１
次冷却材（ナトリウム）と熱交換し再び蒸気とな
つて矢印Ｂの方向へ送られる。

他の例は、第３図に示すようなサテライトプー
ル構造体２０を用いたものがある。このサテライ
トプール構造体を有する中間冷却系削除プラント
では、原子炉容器１内の炉心２で発生した熱エネ
ルギは、１次冷却材であるナトリウムにより原子
炉容器の上部プレナム２４から１次系ホツトレグ
配管１３を介してサテライトプール容器１４内の
ホツトプール１８に輸送される。

サテライトプール構造体２０は、サテライトプ
ール容器１４と遮蔽プラによる密閉構造であり、
１次系ホツトレグ配管１３と１次系コールドレグ
配管１２により原子炉容器１と接続されている。
サテライトプール１４内には、遮蔽プラグ１６に
据付けられ支持された蒸気発生器７と１次主循環
ポンプ３が組み込まれており、蒸気発生器７によ
り１次系高温ナトリウムからの熱により蒸気を発
生させる。蒸気発生器７により熱交換された低温
ナトリウムは仕切板１７の上方より溢れてサテラ
イトプール容器１４内底部のコールドプール１９
に集められ、この部分に挿入されている１次主循
環ポンプ３により汲み上げられて昇圧され、前記
ポンプに接続されている１次系コールドレグ配管
１２を通つて原子炉容器１内の高圧プレナム１５
に送られ炉心２を冷却する。

サテライトプール容器１４内にはホツトプール
１８とコールドプール１９を区画形成するための
プール仕切板１７が設置され、また、それぞれの
プールは自由液面を有するため、ナトリウムに対
して不活性のカバーガスが液面上の空間２１に充
填される。このカバーガス空間２１は、カバーガ
ス系均圧配管２２により複数のサテライトプール
構造体２０（図は、簡略化のため１基のみ示され
ているが実際は複数ある）及び原子炉容器１のそ
れぞれの本体内カバーガスと連通している。

前述した中間冷却系削除型のプラントは、その
技術的思想においては加圧水型原子炉と何ら変る
ところがないので別段目新しくはない。しかし、
建設費低減とはいつても１次冷却材とナトリウム
を用いるからには万一の事故、即ち、蒸気発生器
伝熱管破断事故によるナトリウム−−水反応に対
し、安全対策が施されねばならない。このような
観点からは、ナトリウム−−水反応が起つた場
合、諸に原子炉容器１に影響を及ぼすと考えられ
る前者のタイプに較べ、サテライトプール構造体
を有する後者のタイプは、サテライトプール容器
のカバーガス空間がナトリウム−−水反応による
圧力波に対し緩衝効果を持つと同時に、サテライ
トプール容器が反応生成物の収納容器として機能
するので安全対策上好ましいと考えられる。

しかしながら、サテライトプール構造体を介在
させた場合でも、ナトリウム−−水反応事故時に
おいて１次主冷却系配管は健全である故、原子炉
容器に連がつており、従つて、１次主循環ポンプ
完全停止までのポンプコーストダウン中、或は、
ナトリウム−−水反応事故後のプラント停止期間
中の拡散等により、反応生成物が原子炉容器内に
流入し炉心の健全性が損われる危険性を多分に含
んでいる。

この発明は上記の如き事情に鑑みてなされたも
のであつて、原子力発電プラントの建設費を大幅
に低減でき、しかも、蒸気発生器伝熱破断といつ
たナトリウム−−水反応事故を想定しても炉心の
健全性が損われることのない液体金属冷却高速増
殖炉の冷却系を提供することを目的とするもので
ある。

この目的に対応して、この発明の液体金属冷却
高速増殖炉の冷却系は、少なくとも原子炉容器
と、サテライトプール内に１次主循環ポンプ及び
蒸気発生器を備えた複数基のサテライトプール構
造体と、前記各々のサテライトプール容器内のホ
ツトプールと前記原子炉容器の上部プレナムとを
接続する１次系ホツトレグ配管と、前記各々の１
次主循環ポンプの吐き出し側と前記原子炉容器の
高圧プレナムとを接続する１次系コールドレグ配
管と、前記各々のサテライトプール容器のカバー
ガス空間と前記原子炉容器のカバーガス空間とを
接続するカバーガス系均圧配管とにより構成され
た液体金属冷却高速増殖炉の冷却系においてサテ
ライトプール容器内のコールドプール液面上の前
記１次系コールドレグ配管にラプチヤーデイスク
を設置したことを特徴としている。

以下、この発明の詳細を一実施例を示す図面に
ついて説明する。

第４図は本発明の液体金属冷却高速増殖炉の冷
却系を示す図で、図において符号２５はラプチヤ
ーデイスクである。ラプチヤーデイスク２５はサ
テライトプール容器１４内のコールドプール１９
の液面上の１次系コールドレグ配管１２に設置さ
れている。尚、他の構成は第３図に示されるサテ
ライトプール構造体を有する中間冷却系削除プラ
ントと同一構成であるので同一符号を用いること
で説明を省略する。

次に、作用について説明する。万一、蒸気発生
器７内の伝熱管１１が破損するとナトリウムと水
が激しく反応し、この時、大きな圧力波が反応点
よりプラント全体に伝播する。圧力波がラプチヤ
ーデイスク２５に到達すると、この圧力によりラ
プチヤーデイスク２５は破裂し、コールドレグ配
管１２内のナトリウムは、高圧プレナム１５に向
かう流路より圧力損失がはるかに小さいラプチヤ
ーデイスク破裂口に多量に流れ、ここからコール
ドプール１９に流下する。

また、サテライトプール容器１４外にあるコー
ルドレグ配管１２には逆止弁２３が設けられてい
るので、原子炉容器１よりコールドレグ配管１２
をナトリウムが逆流することはない。一方、炉心
２の崩壊熱は健全ループによつて除去可能であり
心配はない。

ナトリウム−−水反応事故が起つた場合、事故
信号（例えば、系内の水素ガス検知信号）により
１次主循環ポンプ３はトリツプされ、ポンプはコ
ートダウンを経て停止に至る。この間、ラプチヤ
ーデイスク破裂口からは、尚も、ナトリウムは吐
出されているが、ある時点で、前記破裂口よりカ
バーガスが流入する。これは、１次系コールドレ
グ配管１２がコールドプール１９の液面よりかな
り上部にあるためポンプの昇圧力の低下に伴い１
次系コールドレグ配管内の圧力がカバーガス圧よ
り小さくなつたために生じる作用に起因するもの
で、これにより、サテライトプール容器１４から
原子炉容器１への流路は自動的に分断される。

以上の説明から明らかなように、本発明によれ
ば、サテライトプール容器内の１次系コールドレ
グ配管にラプチヤーデイスクを設置するといつた
極めて簡便な手段により、ナトリウム−−水反応
事故時、前記ラプチヤーデイスクの破裂によるコ
ールドプール→１次主循環ポンプ→ラプチヤーデ
イスク破裂口→コールドプールという循環流路の
形成及び原子炉容器への流路分断を図ることがで
きる。従つて、中間冷却系の削除によるプラント
建設費の大幅な低減を達成でき、しかも、蒸気発
生器伝熱管破断といつたナトリウム−−水反応事
故及び１次主循環ポンプのコーストダウンがあつ
ても炉心への反応生成物（例えば、苛性ソーダ等
の腐蝕性物質）の移行を防ぐことができ、炉心の
健全性を保ちうる液体金属冷却高速増殖炉の冷却
系を得ることができる。

【図面の簡単な説明】

第１図は２次主冷却系を備えたループ型液体金
属冷却高速増殖炉の冷却系統を示す図、第２図、
第３図は中間冷却系統を削除した従来の液体金属
冷却高速増殖炉の冷却系統を示す図、及び第４図
は本発明のに係わる液体金属冷却高速増殖炉の冷
却系統を示す図である。 １……原子炉容器、２……炉心、３……１次主
循環ポンプ、７……蒸気発生器、１１……伝熱
管、１２……１次系コールドレグ配管、１３……
１次系ホツトレグ配管、１４……サテライトプー
ル容器、１５……高圧プレナム、１７……プール
仕切板、１８……ホツトプール、１９……コール
ドプール、２０……サテライトプール構造体、２
２……カバーガス系均圧配管、２５……ラプチヤ
ーデイスク。

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. １ 少なくとも原子炉容器と、サテライトプール
   内に１次主循環ポンプ及び蒸気発生器を備えた複
   数基のサテライトプール構造体と、前記各々のサ
   テライトプール容器内のホツトプールと前記原子
   炉容器の上部プレナムとを接続する１次系ホツト
   レグ配管と、前記各々の１次主循環ポンプの吐き
   出し側と前記原子炉容器の高圧プレナムとを接続
   する１次系コールドレグ配管と、前記各々のサテ
   ライトプール容器のカバーガス空間と前記原子炉
   容器のカバーガス空間とを接続するカバーガス系
   均圧配管とにより構成された液体金属冷却高速増
   殖炉の冷却系においてサテライトプール容器内の
   コールドプール液面上の前記１次系コールドレグ
   配管にラプチヤーデイスクを設置したことを特徴
   とする液体金属冷却高速増殖炉の冷却系。