JPH0472597A - 高温ガス炉の崩壊熱除去装置 - Google Patents
高温ガス炉の崩壊熱除去装置Info
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- JPH0472597A JPH0472597A JP2077724A JP7772490A JPH0472597A JP H0472597 A JPH0472597 A JP H0472597A JP 2077724 A JP2077724 A JP 2077724A JP 7772490 A JP7772490 A JP 7772490A JP H0472597 A JPH0472597 A JP H0472597A
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- heat
- decay heat
- decay
- temperature gas
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- Pending
Links
- 238000001704 evaporation Methods 0.000 claims description 14
- 230000008020 evaporation Effects 0.000 claims description 11
- 238000009833 condensation Methods 0.000 claims description 7
- 230000005494 condensation Effects 0.000 claims description 7
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 abstract description 10
- 239000012530 fluid Substances 0.000 abstract description 6
- 238000009792 diffusion process Methods 0.000 abstract description 3
- 230000005855 radiation Effects 0.000 abstract description 3
- 239000000498 cooling water Substances 0.000 description 8
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 6
- 238000000034 method Methods 0.000 description 5
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 2
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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
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
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。
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］
本発明は、原子炉の高温ガス炉を対象とした崩壊熱の除
去装置に関する。
去装置に関する。
頭記した高温ガス炉では、原子炉の安全対策として炉運
転中における主冷却系の異常、事故などで炉を運転停止
した後も残る崩壊熱を系外に除熱するために、主冷却系
と独立した崩壊熱除去系を装備するようにしている。
転中における主冷却系の異常、事故などで炉を運転停止
した後も残る崩壊熱を系外に除熱するために、主冷却系
と独立した崩壊熱除去系を装備するようにしている。
ここで、従来実施されている高温ガス炉の崩壊熱除去装
置の例を述べる。
置の例を述べる。
（１）第３図は***で開発の高温ガス炉（ＨＴＲ）のモ
ジュールに通用した崩壊熱除去装置であり、１は炉心、
２は鋼材で作られた原子炉圧力容器、３は圧力容器２を
格納した原子炉建屋であり、原子炉圧力容器２を包囲し
て容器の外周側にはウォータジャケットとして機能する
表面冷却器４を配備し、かつ該表面冷却器４から建屋３
の室外に弓出した冷却水循環ライン５に放熱用熱交換器
６を備えいる。なお、７は一次側のポンプ、８は二次側
のポンプである。
ジュールに通用した崩壊熱除去装置であり、１は炉心、
２は鋼材で作られた原子炉圧力容器、３は圧力容器２を
格納した原子炉建屋であり、原子炉圧力容器２を包囲し
て容器の外周側にはウォータジャケットとして機能する
表面冷却器４を配備し、かつ該表面冷却器４から建屋３
の室外に弓出した冷却水循環ライン５に放熱用熱交換器
６を備えいる。なお、７は一次側のポンプ、８は二次側
のポンプである。
かかる構成により、炉心１に生した崩壊熱は、圧力容器
２より輻射熱として表面冷却Ｈ４に熱伝達された後、表
面冷却器４を通流する冷却水を媒体として熱交換器６へ
熱移送されて放熱し、系外に除去される。
２より輻射熱として表面冷却Ｈ４に熱伝達された後、表
面冷却器４を通流する冷却水を媒体として熱交換器６へ
熱移送されて放熱し、系外に除去される。
（２）第４図は循環ポンプなどの動力機器を使用せずに
、第３図における表面冷却！Ｓ４の冷却水を自然対流に
より大気側に設置した空冷式の放熱用熱交換器９との間
で循環送流させるようにしたものである。なお、自然対
流による冷却水の循環を確保するためには、原子炉側に
設けた表面冷却器４と熱交換器９との間には少なくとも
２５ｍ程度の対流落差Ｈを設定する必要がある。
、第３図における表面冷却！Ｓ４の冷却水を自然対流に
より大気側に設置した空冷式の放熱用熱交換器９との間
で循環送流させるようにしたものである。なお、自然対
流による冷却水の循環を確保するためには、原子炉側に
設けた表面冷却器４と熱交換器９との間には少なくとも
２５ｍ程度の対流落差Ｈを設定する必要がある。
（３）さらに、前記（＋１． （２１の除熱方式の他に
、例えば米国で開発の高温ガス炉（ＭＨＴＧＲ）では、
表面冷却器を用いずに原子炉を格納した炉室に大気側か
ら空気を取り入れて自然対流により循環させ、炉の崩壊
熱を輻射により大気側に熱伝達させて系外に除熱するよ
うにした方式も知られている。
、例えば米国で開発の高温ガス炉（ＭＨＴＧＲ）では、
表面冷却器を用いずに原子炉を格納した炉室に大気側か
ら空気を取り入れて自然対流により循環させ、炉の崩壊
熱を輻射により大気側に熱伝達させて系外に除熱するよ
うにした方式も知られている。
ところで、前記した従来の崩壊熱除去方式では次記のよ
うな問題点がある （１）第３図の方式では、冷却水の循環送流にポンプ７
．８などの動力機器を使用しているため、緊急用の非常
用電源を含めた電源系のシステムが複雑化するのみなら
ず、その信軒性にも問題がある。
うな問題点がある （１）第３図の方式では、冷却水の循環送流にポンプ７
．８などの動力機器を使用しているため、緊急用の非常
用電源を含めた電源系のシステムが複雑化するのみなら
ず、その信軒性にも問題がある。
（２）第４図の方式では、動力機器を使用しないのでシ
ステムが簡素化されるが、冷却水の自然循環を確保する
ためには、大気側に設置の放熱用熱交換器と原子炉との
間に少なくとも２５ｍ以上の高さを必要とするので設備
が大形化する。
ステムが簡素化されるが、冷却水の自然循環を確保する
ためには、大気側に設置の放熱用熱交換器と原子炉との
間に少なくとも２５ｍ以上の高さを必要とするので設備
が大形化する。
（３）大気の自然Ｗｉ環による自冷除熱方式では、比熱
の小さな空気を除熱媒体としているので冷却蛯力が低く
、崩壊熱を効率よく除熱できない。
の小さな空気を除熱媒体としているので冷却蛯力が低く
、崩壊熱を効率よく除熱できない。
本発明は上記の点にかんがみなされたものであり、動力
機器を使用せずに、しかも崩壊熱を効率よく系外に除熱
できるようにした高温ガス炉の崩壊熱除去装置を提供す
ることを目的とする。
機器を使用せずに、しかも崩壊熱を効率よく系外に除熱
できるようにした高温ガス炉の崩壊熱除去装置を提供す
ることを目的とする。
上記課題を解決するために、本発明の装置は、高温ガス
炉の圧力容器の周囲にヒートパイプを配置し、該ヒート
パイプの蒸発部で受熱した高温ガス炉の崩壊熱をヒート
パイプの凝縮部に熱移送して系外のヒートシンクへ放熱
させるよう構成したものである。
炉の圧力容器の周囲にヒートパイプを配置し、該ヒート
パイプの蒸発部で受熱した高温ガス炉の崩壊熱をヒート
パイプの凝縮部に熱移送して系外のヒートシンクへ放熱
させるよう構成したものである。
上記の構成で、ヒートパイプは作動液に例えば水を用い
たものであり、その蒸発部を原子炉圧力容器に対向させ
て多数個のヒートパイプを圧力容器の外周側に並べて配
置し、かつヒートパイプの凝縮部を原子炉建屋の炉室壁
を貫通して室外側に設けた煙突式の大気ダクトの中に突
き出すが、あるいは建屋内に構築した冷却水プールの水
中に浸漬して配備するものとする。
たものであり、その蒸発部を原子炉圧力容器に対向させ
て多数個のヒートパイプを圧力容器の外周側に並べて配
置し、かつヒートパイプの凝縮部を原子炉建屋の炉室壁
を貫通して室外側に設けた煙突式の大気ダクトの中に突
き出すが、あるいは建屋内に構築した冷却水プールの水
中に浸漬して配備するものとする。
かかる構成で、炉心に発生した崩壊熱は圧力容器側から
輻射熱としてヒートパイプに熱伝達され、ヒートパイプ
を通して系外のヒートシンク（大気ないしプール水）に
放熱して除熱される。なお、ヒートパイプの動作原理は
周知であり、ヒートパイプの蒸発部が崩壊熱を受熱する
と、ヒートパイプに封入した作動液が蒸発してその蒸気
が凝縮部に拡散移動して凝縮し、再び１発部に戻るよう
に蒸発／凝縮サイクルを繰り返す、しかも、ヒートパイ
プは作動液の蒸発、凝縮による潜熱を利用するので伝熱
効率が高く、これにより崩壊熱を効率よく系外に除熱で
きる。
輻射熱としてヒートパイプに熱伝達され、ヒートパイプ
を通して系外のヒートシンク（大気ないしプール水）に
放熱して除熱される。なお、ヒートパイプの動作原理は
周知であり、ヒートパイプの蒸発部が崩壊熱を受熱する
と、ヒートパイプに封入した作動液が蒸発してその蒸気
が凝縮部に拡散移動して凝縮し、再び１発部に戻るよう
に蒸発／凝縮サイクルを繰り返す、しかも、ヒートパイ
プは作動液の蒸発、凝縮による潜熱を利用するので伝熱
効率が高く、これにより崩壊熱を効率よく系外に除熱で
きる。
以下本発明の実施例を図面に基づいて説明する。
実施例１：
第１図において、原子炉建屋３の炉室３ａに格納された
原子炉圧力容器２の周域には多数個のヒートパイプ１０
（図示例では１本のヒートパイプのみを示している）
が配置されている。このヒートパイプはいわゆる分離型
ヒートパイプであり、作動液として例えば水１１を封入
した蒸発部１２．凝縮部１３、蒸発部と凝縮部との間を
連通ずる蒸気の拡散通路１４．凝縮液の還流通路１５．
および通路１４と１５との間を仕切る断熱隔壁１６で構
成されたものである。そしてヒートパイプ１０の蒸発部
１１が原子炉圧力容器２に対向して建屋３の炉室３ａの
内部に、凝縮部１２が炉室３ａの室外に設けた煙突式の
大気ダクト１７の内部に突出して配備されている。
原子炉圧力容器２の周域には多数個のヒートパイプ１０
（図示例では１本のヒートパイプのみを示している）
が配置されている。このヒートパイプはいわゆる分離型
ヒートパイプであり、作動液として例えば水１１を封入
した蒸発部１２．凝縮部１３、蒸発部と凝縮部との間を
連通ずる蒸気の拡散通路１４．凝縮液の還流通路１５．
および通路１４と１５との間を仕切る断熱隔壁１６で構
成されたものである。そしてヒートパイプ１０の蒸発部
１１が原子炉圧力容器２に対向して建屋３の炉室３ａの
内部に、凝縮部１２が炉室３ａの室外に設けた煙突式の
大気ダクト１７の内部に突出して配備されている。
かかる構成で、炉心ｌに発生した崩壊熱は原子炉圧力容
器２より輻射熱として周囲に放散してヒートパイプ１０
の蒸発部１２に受熱される。これにより作動液としての
水１１が蒸発し、その蒸気は拡散通路１４を経て凝縮部
１３に拡散し、ここでダクト１７を上昇通流する大気側
から取り込んだ空気に放熱して凝縮した後、還流２！１
Ｂ１５を流下して再び蒸発部１２に還流するように蒸発
／凝縮サイクルを繰り返す、これにより崩壊熱はヒート
パイプ１０を通して大気側に放熱放熱されることになる
。
器２より輻射熱として周囲に放散してヒートパイプ１０
の蒸発部１２に受熱される。これにより作動液としての
水１１が蒸発し、その蒸気は拡散通路１４を経て凝縮部
１３に拡散し、ここでダクト１７を上昇通流する大気側
から取り込んだ空気に放熱して凝縮した後、還流２！１
Ｂ１５を流下して再び蒸発部１２に還流するように蒸発
／凝縮サイクルを繰り返す、これにより崩壊熱はヒート
パイプ１０を通して大気側に放熱放熱されることになる
。
実施例２：
第２図に示す実施例は、系外のヒートシンクとして第１
図における大気ダクト１７の代わりに原子炉建屋３に構
築した冷却水ブール１８を用い、このプール水の中にヒ
ートパイプ１０の凝縮部１３を浸漬したものであり、そ
の他は実施例１と同様である。
図における大気ダクト１７の代わりに原子炉建屋３に構
築した冷却水ブール１８を用い、このプール水の中にヒ
ートパイプ１０の凝縮部１３を浸漬したものであり、そ
の他は実施例１と同様である。
かかる構成により、炉心ｌで発生した崩壊熱はヒートパ
イプ１０を通してプール水に放熱される。
イプ１０を通してプール水に放熱される。
〔発明の効果］
以上述べたように、本発明の崩壊熱除去装置は、高温ガ
ス炉の圧力容器の周囲にヒートパイプを配置し、該ヒー
トパイプの蒸発部で受熱した高温ガス炉の崩壊熱をヒー
トパイプの凝縮部に熱移送して系外のヒートシンクへ放
熱させるよう構成したことにより、動力機器を一切使用
することなしに炉心に生した崩壊熱を効率よく系外へ放
熱して除熱することができ、従来方式と比べて除熱性能
。
ス炉の圧力容器の周囲にヒートパイプを配置し、該ヒー
トパイプの蒸発部で受熱した高温ガス炉の崩壊熱をヒー
トパイプの凝縮部に熱移送して系外のヒートシンクへ放
熱させるよう構成したことにより、動力機器を一切使用
することなしに炉心に生した崩壊熱を効率よく系外へ放
熱して除熱することができ、従来方式と比べて除熱性能
。
並びに信転性を大幅に向上できる。
第１図、第２図はそれぞれ異なる本発明実施例の構成図
、第３図、第４図は従来における崩壊熱除去装置の構成
図である。図において、１：高温ガス炉の炉心、２：原
子炉圧力容器、３：原子炉建屋、１０：ヒートパイプ、
１２：蒸発部、１３：凝縮部、１７：大気ダクト、１８
：冷却水プール。 ／＝）、 代ヮ）、イヮや山ヮ 嶽 ］〕゛。 ・＜！、”、、７ 第１目 第４図 第２図
、第３図、第４図は従来における崩壊熱除去装置の構成
図である。図において、１：高温ガス炉の炉心、２：原
子炉圧力容器、３：原子炉建屋、１０：ヒートパイプ、
１２：蒸発部、１３：凝縮部、１７：大気ダクト、１８
：冷却水プール。 ／＝）、 代ヮ）、イヮや山ヮ 嶽 ］〕゛。 ・＜！、”、、７ 第１目 第４図 第２図
Claims (1)
- １）高温ガス炉の圧力容器の周囲にヒートパイプを配置
し、該ヒートパイプの蒸発部で受熱した高温ガス炉の崩
壊熱をヒートパイプの凝縮部へ熱移送して系外のヒート
シンクに放熱させることを特徴とする高温ガスの崩壊熱
除去装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2077724A JPH0472597A (ja) | 1990-03-27 | 1990-03-27 | 高温ガス炉の崩壊熱除去装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2077724A JPH0472597A (ja) | 1990-03-27 | 1990-03-27 | 高温ガス炉の崩壊熱除去装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0472597A true JPH0472597A (ja) | 1992-03-06 |
Family
ID=13641847
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP2077724A Pending JPH0472597A (ja) | 1990-03-27 | 1990-03-27 | 高温ガス炉の崩壊熱除去装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0472597A (ja) |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO1996030912A1 (en) * | 1995-03-30 | 1996-10-03 | Finmeccanica S.P.A. Azienda Ansaldo | A system for the dissipation of heat from the interior of a containment structure of a nuclear reactor |
| WO2002049042A1 (en) * | 2000-12-14 | 2002-06-20 | Eskom | Cooling system |
| WO2013151049A1 (ja) * | 2012-04-06 | 2013-10-10 | 株式会社フジクラ | ループサーモサイホン式緊急冷却装置 |
| CN105047234A (zh) * | 2014-04-03 | 2015-11-11 | 国核（北京）科学技术研究院有限公司 | 一种非能动安全壳热量导出***和压水反应堆 |
Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS63223593A (ja) * | 1987-03-13 | 1988-09-19 | 株式会社東芝 | 原子炉格納容器熱除去装置 |
-
1990
- 1990-03-27 JP JP2077724A patent/JPH0472597A/ja active Pending
Patent Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS63223593A (ja) * | 1987-03-13 | 1988-09-19 | 株式会社東芝 | 原子炉格納容器熱除去装置 |
Cited By (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO1996030912A1 (en) * | 1995-03-30 | 1996-10-03 | Finmeccanica S.P.A. Azienda Ansaldo | A system for the dissipation of heat from the interior of a containment structure of a nuclear reactor |
| WO2002049042A1 (en) * | 2000-12-14 | 2002-06-20 | Eskom | Cooling system |
| US7245688B2 (en) | 2000-12-14 | 2007-07-17 | Eskom | Cooling system |
| WO2013151049A1 (ja) * | 2012-04-06 | 2013-10-10 | 株式会社フジクラ | ループサーモサイホン式緊急冷却装置 |
| JP2013217552A (ja) * | 2012-04-06 | 2013-10-24 | Fujikura Ltd | ループサーモサイホン式緊急冷却装置 |
| CN105047234A (zh) * | 2014-04-03 | 2015-11-11 | 国核（北京）科学技术研究院有限公司 | 一种非能动安全壳热量导出***和压水反应堆 |
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