JPH05264775A - 原子炉スチーム隔離冷却システム - Google Patents

原子炉スチーム隔離冷却システム

Info

Publication number
JPH05264775A
JPH05264775A JP4328327A JP32832792A JPH05264775A JP H05264775 A JPH05264775 A JP H05264775A JP 4328327 A JP4328327 A JP 4328327A JP 32832792 A JP32832792 A JP 32832792A JP H05264775 A JPH05264775 A JP H05264775A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
tube
steam
hot
furnace
shell
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Withdrawn
Application number
JP4328327A
Other languages
English (en)
Inventor
Charles W Dillmann
チャールズ・ワーナー・ディルマン
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
General Electric Co
Original Assignee
General Electric Co
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by General Electric Co filed Critical General Electric Co
Publication of JPH05264775A publication Critical patent/JPH05264775A/ja
Withdrawn legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
    • 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
    • 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
    • Y10—TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC
    • Y10S—TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y10S165/00—Heat exchange
    • Y10S165/911—Vaporization

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

(57)【要約】 【目的】 放射性スチームの漏れに対して二重のバリヤ
を有する原子炉スチーム隔離冷却システムを提供する。 【構成】 原子炉圧力容器１６を包囲する格納建物１２
の外隔離プール３０を配置し、隔離凝縮器３６を複数の
ヒートパイプで構成し、これらのヒートパイプのコール
ドチューブ４６を隔離プール内に配置して凝縮器アセン
ブリを構成し、またホットチューブ４４を格納建物内に
延在させて蒸発器アセンブリを構成する。格納建物の壁
を通り抜けるヒートパイプ部分と該壁との間は管板４８
により密閉される。

Description

【発明の詳細な説明】
【０００１】
【産業上の利用分野】この発明は、原子炉プラントに関
し、特に原子炉プラント内の原子炉の隔離冷却に関す
る。
【０００２】
【従来の技術】通常の原子炉プラントでは、沸とう水炉
（ＢＷＲ）などの原子炉を圧力容器内の炉水に沈め、圧
力容器を格納建物内に配置している。運転中は、炉心が
炉水を沸とうさせて炉スチーム（水蒸気）を発生し、そ
の炉スチームを適当に、たとえば蒸気タービンに導い
て、電力を発生させる。圧力容器の寸法と形状は、たと
えば約７０ｋｇ／ｃｍ2 になる炉スチームの比較的高い
圧力を閉じ込めるのに適当なものとする。一方、格納建
物の寸法と形状は、やはり、圧力容器あるいはそこから
の炉スチームラインの破損が起こった場合に、そのよう
な比較的高い炉スチーム圧力を閉じ込めるものとする。
格納建物は放射能を閉じ込める放射性シールドとしても
有効である。建物は代表的には、厚いコンクリート製で
金属ライナーを施す。
【０００３】原子炉プラントの一つの破損モードでは、
原子炉が平常時の冷却および水補給系から隔離（アイソ
レーション）され、そして通常の隔離凝縮器を設けてこ
のような事態に原子炉を冷却する。別の破損モードで
は、圧力バウンダリ破損、たとえば格納建物内の炉スチ
ームパイプのいずれかの破損により、炉圧力下の高温ス
チームが格納建物内に放出され、この場合も隔離凝縮器
を用いてその放出されたスチームを冷却する。いずれの
事態が起こっても、炉心を停止する際に、崩壊熱が発生
し、その崩壊熱が炉スチームを発生し続けるので、その
炉スチームを急冷して、圧力容器および／または格納建
物内での許容範囲を越えた温度および圧力上昇を防止す
る必要がある。
【０００４】隔離凝縮器は代表的には、格納建物の外の
隔離プール水内に多数の管を配置した普通の熱交換器で
ある。圧力容器からの、あるいは格納建物内からの炉ス
チームを隔離凝縮器に、そしてその管間に適当に導き、
スチームを冷却し、その熱を隔離プールの水に移す。炉
スチームは管上に凝縮し、通常の方法で凝縮水を抜いて
圧力容器に戻し、炉心からさらに熱を運び去るのに再使
用する。
【０００５】隔離凝縮器が炉スチームからプール水への
熱伝達を最大にするのに効果的であるためには、管は比
較的薄く単壁でなければならないが、同時に管はそこを
通過する炉スチームの比較的高い圧力に耐えるのに十分
な強さを持たなければならない。炉スチームを格納建物
に通し、またその外側に配置された凝縮器管に通すの
で、管自身は放射性である炉スチームに対して一重のバ
リヤを構成するだけである。もしも運転中に１本以上の
凝縮器管が破損すると、炉スチームが隔離プールに漏れ
出、そして通常の通気口を通して大気中に放出される。
つまり、放射線が格納建物の外へ大気中に放出される。
【０００６】凝縮器の故障があった場合に凝縮器から放
射性スチームが放出される危険を抑えるために、通常の
隔離弁を、圧力容器または格納建物から隔離凝縮器へ通
じる配管および凝縮したスチームを圧力容器に戻す配管
両方に設ける。隔離弁は常閉弁であるので、運転中は付
勢して開いておかなければならず、そしてスチームを放
出するおそれのある隔離凝縮器の故障が生じた場合に、
フェイルセーフ設定に応じて供給動力の中断された弁が
閉じる。閉じた弁は、炉スチームの隔離凝縮器への流れ
を停止し、したがってそれ以上放射線が大気中に放出さ
れるのを防止する。
【０００７】したがって、この例示した従来の隔離凝縮
器システムは放射性スチームの放出に対するバリヤが一
重であり、部分的に能動的（アクティブ）なシステムで
ある。部分的に能動的というのは、運転中に隔離弁を開
いておくために隔離弁に動力を供給しなければならず、
一方、隔離凝縮器管の故障時に放射線が放出される恐れ
を低減するため、隔離弁への動力が中断された場合には
隔離弁をフェイルセーフ式に閉じなければならないから
である。
【０００８】
【発明の目的】したがって、この発明の目的は、新規な
改良した原子炉スチーム隔離冷却システムを提供するこ
とにある。この発明の別の目的は、放射性スチームの漏
れに対して二重のバリヤを有する隔離冷却システムを提
供することにある。
【０００９】この発明の他の目的は、供給動力が失われ
たときに受動的な作動をなす常開遮断弁を有する受動的
隔離冷却システムを提供することにある。
【００１０】
【発明の概要】この発明の原子炉スチーム隔離冷却シス
テムでは、格納建物が、炉スチームを発生する炉心を有
する原子炉圧力容器を包囲する。隔離プールが格納建物
外に配置され、通気口を介して大気に連通している。隔
離凝縮器は複数のヒートパイプを含み、これらのヒート
パイプが一緒に、一端では、格納建物外かつ隔離プール
内に配置された凝縮器アセンブリを、また他端では、格
納建物内に延在する蒸発器アセンブリを画定する。炉ス
チームを選択的に蒸発器アセンブリに導いて、その内部
の作動液体を加熱し、こうして炉スチームを凝縮して炉
凝縮液を生成し、圧力容器に戻す。作動液体は蒸発器ア
センブリで蒸気になり、凝縮器アセンブリに流れ、そこ
で熱を隔離プールに逃がし、一方作動凝縮液はそこから
蒸発器アセンブリに戻る。
【００１１】この発明の特徴と考えられる新規な事項
は、特許請求の範囲に記載した通りである。以下に、こ
の発明の好適な実施例を、添付の図面を参照しながら、
その目的や効果とともに詳しく説明する。
【００１２】
【実施の態様】図１に、この発明の１実施例による原子
炉スチーム隔離冷却システム１０を設けた原子炉発電プ
ラントの一部を示す。冷却システム１０は、格納頂壁１
４を含む複数の壁を有する格納建物１２を含み、格納壁
は通常金属または鋼製内側ライナー付きのコンクリート
とするのがよい。通常の原子炉圧力容器１６が格納建物
１２の内側に配置され、通常の原子炉炉心１８を収容し
ている。炉心１８は、たとえば、その内部に入れた炉水
２０ａから炉スチーム２０を発生する作用をなす沸とう
水炉（ＢＷＲ）である。
【００１３】平常運転中は、炉心１８は、核***から放
出される熱により水２０ａを沸とうさせて炉スチーム２
０を発生する。通常のスチーム分離器およびスチーム乾
燥器（図示せず）により炉スチーム２０から水分を分離
し、ついで通常通り、スチーム２０を圧力容器１６から
通常の主スチーム出口２２を通して、また格納建物１２
を貫通する通常の主スチーム出口配管２４を通して排出
する。炉スチーム２０を、たとえば、通常のスチームタ
ービン（図示せず）に案内して、タービンに連結した発
電機により発電を行う。格納建物１２を貫通して圧力容
器１６の給水入口２８に達する通常の給水配管２６を通
して、水を給水２０ｂとして圧力容器１６に戻す。通常
の給水スパージャ（図示せず）により給水２０ｂを圧力
容器１２の内部に散水し、こうして圧力容器内で給水２
０ｂが炉水２０ａと混ざる。
【００１４】たとえばスチームタービンのトリップ時に
起こるように、炉心１８を隔離（アイソレーション）す
る場合、炉心１８を通常通り停止するが、それでも炉心
１８はまだ崩壊熱を生じ、ある期間の間炉水２０ａを沸
とうさせ、炉スチーム２０を発生させ続ける。あるい
は、別の状況では、たとえば出口配管２４の破損によ
り、炉スチーム２０が格納建物１２内に放出されること
があり、このため格納建物内の温度と圧力が上昇する。
圧力容器１６内に発生する炉スチーム２０は、たとえば
約２９０°Ｃの高温および約７０ｋｇ／ｃｍ2 の高圧に
あり、これが格納建物１２内に放出されると、建物内の
種々の部品を損傷するおそれがある。
【００１５】したがって、この発明による隔離冷却シス
テム１０は、炉心１８を隔離した場合、あるいはスチー
ム２０が格納建物１２内に放出された場合に、炉スチー
ム２０を受動的に冷却する作用をなす。好適な実施例で
は、隔離時冷却システム１０は、格納建物１２外に、圧
力容器１６の上方の格納壁１４に隣接して配置された隔
離プール３０を含む。隔離プール３０にはプール水３２
が入っており、プール水３２は炉スチーム２０から熱を
放散させるためのヒートシンクとして用いられる。隔離
プール３０はその壁を貫通する通気口３４も含み、通気
口３４はプール水３２と、大気圧にある格納建物１２外
の雰囲気との間に流通関係に配置されている。通気口３
４はプール水３２からの蒸気３２ａをプール３０から大
気中に排出し、プール内の熱を放出する。
【００１６】この発明の１実施例においては、隔離凝縮
器３６が、プール３０と格納建物１２間の頂壁１４の移
行孔３８を密封関係で貫通している。隔離凝縮器３６は
図２にもっと詳しく図示されており、それぞれ普通の熱
伝達作動液体４２が入っている複数の並列の通常の密閉
ヒートパイプ４０を含む。作動液体４２は、好適な実施
例では水であり、水はヒートパイプ４０からの漏れがあ
った場合に炉スチーム２０を汚染しない。各ヒートパイ
プ４０は、第１の管すなわちホットチューブ４４を第２
の管すなわちコールドチューブ４６と一体に接合した構
成である。ホットチューブ４４は、格納建物１２内に鉛
直方向直立に配置するのが好ましく、頂壁１４から下方
へ延在し、そしてコールドチューブ４６は隔離プール３
０内でホットチューブ４４から上向きに延在し、好適な
実施例では大部分が隔離プール３０内で角度Ａ、たとえ
ば約４５°の角度傾斜している。
【００１７】ホットチューブ４４は一緒に蒸発器アセン
ブリを画定し、蒸発器アセンブリは、作動液体４２を加
熱し沸とうさせて作動蒸気４２ａを生成し、得られる作
動蒸気４２ａは自然にホットチューブ４４内を上昇して
コールドチューブ４６に入る。コールドチューブ４６は
一緒に、プール水３２中に配置された凝縮器アセンブリ
を画定し、凝縮器アセンブリはプール水で冷却され、内
部の作動蒸気４２ａを冷却して作動液体凝縮物４２ｂを
生成し、得られる凝縮液４２ｂは、たとえば重力作用
で、コールドチューブ４６からホットチューブ４４に戻
され、元の作動流体４２と混ざる。
【００１８】ホットチューブ４４が上記の特徴をもつの
で、高温の炉スチーム２０を適当な手段を介して、隔離
が生じた場合には圧力容器１６から、またスチームが格
納建物１２に放出された場合には格納建物１２内から、
ホットチューブ間に選択的に導きいれる。高温の炉スチ
ーム２０はホットチューブ４４内の作動流体４２を加熱
し、逆に作動流体４２は炉スチーム２０から熱を奪って
炉液体または凝縮液２０ｃを生成する。凝縮液２０ｃを
適当な手段で圧力容器１６に戻す。コールドチューブ４
６は上記のように、作動中ホットチューブ４４より相対
的に低温で、比較的低温のプール水３２内に配置されて
いるので、作動蒸気４２ａを冷却して作動凝縮液４２ｂ
を生成し、これにより熱をプール水３２に放出する。ヒ
ートパイプ４０は、液体から蒸気への、そしてまた液体
への相変化からの熱の吸収と放出を利用して、炉スチー
ム２０から熱を除去するとともに、その熱をプール水３
２に放出し、こうして格納建物１２から熱を除去する。
【００１９】隔離凝縮器３６をすべて格納建物１２の外
に、あるいはすべて格納建物１２内に配置することがで
きるが、好適な実施例ではいくつかの理由から隔離凝縮
器３６を頂壁１４に通して配置する。もっとも重要なこ
ととして、格納建物１２の壁を通しての放射性炉スチー
ム２０の漏れに対する追加の（余分な）バリヤを設ける
ために、ホットチューブ４４が頂壁１４から下方へ格納
建物１２内に延在して第１バリヤを構成し、放射性炉ス
チーム２０を格納建物１２内だけに閉じ込める。コール
ドチューブ４６が、放射性スチームの格納建物１２から
の漏れに対する第２の（余分な）バリヤを構成する。し
たがってヒートパイプ４０自身は、放射性炉スチーム２
０の格納建物１２からの漏れに対する二重のバリヤを構
成する。ちなみに、従来の隔離凝縮器では、通常の熱交
換器または凝縮器を隔離プール内に配置し、炉スチーム
２０を熱交換器を形成する管内に導きいれる。熱交換器
の管のどれかが破損すると、放射性スチーム２０が隔離
プールに漏れるので、放射能が隔離プールの通気口から
大気中に抜け出ることになる。しかし、ヒートパイプ４
０を用いることにより、ホットチューブ４４が放射性炉
スチーム２０の漏れに対する第１のバリヤをなし、そし
てホットチューブ４４が破損したとしても、炉スチーム
２０はその破損したホットチューブ４４内に流れ、上方
へ対応するコールドチューブ４６に入るだけで、コール
ドチューブ４６が第２のバリヤをなし、炉スチーム２０
の隔離プール３０への漏れ、そして通気口３４を経ての
大気中への漏れを防止する。
【００２０】しかし、隔離凝縮器３６自身は格納頂壁１
４を突き抜けなければならないので、これを頂壁１４に
密封関係で接合して、格納建物１２内の圧力（これはス
チーム漏洩状態では圧力容器１６内の圧力まで上昇する
ことがある）に対処する。具体的には、隔離凝縮器３６
には、環状管板４８をホットチューブ４４とコールドチ
ューブ４６との間に配置するのが好ましい。管板４８
は、ホットチューブ４４相互間に導かれる炉スチーム２
０からの予想圧力荷重に耐える適当な厚さＴとする。管
板４８に設けた複数のアパーチャ５０にヒートパイプ４
０を密封接触関係で配置し、炉スチーム２０が炉プール
３０に漏れ出るのを防止する。
【００２１】好適な実施例では、隔離凝縮器３６にはさ
らに、格納建物１２内に配置されたホットチューブ４４
の蒸発器アセンブリを包囲する円筒状シェル５２を設
け、このシェル５２を管板４８に密封関係で接合する。
具体的には、シェル５２の基部に設けた環状シェルフラ
ンジ５４を、通常の方法で、溶接などにより、管板４８
に固着する。図３にさらに詳しく示すように、管板４８
とシェルフランジ５４を相補形重ね継ぎ（ラップジョイ
ント）５６で互いに接合し、通常の第１環状キャノピー
シール５８を隔離プール側で管板４８およびシェルフラ
ンジ５４両方に溶接し、プール水３２が下方へ重ね継ぎ
５６を通して漏れるのを防止する。第１キャノピーシー
ル５８は、炉スチーム２０がシェル５２内から隔離プー
ル３０へ漏れるのも防止する。隔離凝縮器３６は格納頂
壁１４に、複数の円周方向に間隔をあけて配置したボル
ト６０により固着される。ボルト６０は、シェルフラン
ジ５４の対応する孔を貫通し、通常の手段で格納頂壁１
４に接合される。頂壁１４には、環状金属リング６２を
通常の方法でコンクリート頂壁１４とともに形成または
注型成形し、第２の環状キャノピーシール６４を通常の
手段でプール側でリング６２およびシェルフランジ５４
に溶接し、両者間でのプール水３２の漏れを防止する。
ボルト６０も通常通り適当なガスケットで密封し、プー
ル水３２の格納建物１２への漏れを防止する。キャノピ
ーシール５８および６４をシェルフランジ５４の上面に
配置するのが好ましく、そこなら簡単に接近可能で、メ
インテナンス作業時に検査することができる。さらに、
キャノピーシールは、プール水３２がシェルフランジ５
４と管板４８およびリング６２との間の継ぎ目それぞれ
を腐食するのを防止する。
【００２２】図２に示すように、ホットチューブ４４お
よびコールドチューブ４６それぞれは、基端４４ａおよ
び４６ａが管板４８に隣接して配置され、先端４４ｂお
よび４６ｂがそれぞれ管板４８より下および上に配置さ
れている。図４および図５に示すように、ホットチュー
ブ４４およびコールドチューブ４６を管板４８に密封関
係で接合するのに、たとえば２通りの態様を採用でき
る。いずれの態様でも、基端４４ａおよび４６ａを管板
４８に固定密封関係で接合する。
【００２３】図４に示す第１の態様では、ホットチュー
ブ４４およびコールドチューブ４６を別個の部材とし、
その基端４４ａ、４６ａを管板４８の対応する側から管
板アパーチャ５０に挿入し、両チューブを互いに離して
両者間にギャップをとる。ホットチューブ４４およびコ
ールドチューブ４６を、通常の方法で、管板４８にその
底面４８ａおよび上面４８ｂにて、各チューブ４４、４
６の全周にわたって、溶接する。このようにすれば、ホ
ットチューブ４４およびコールドチューブ４６が溶接部
に対して上へも下へも自由に膨張することができ、２つ
の基端４４ａおよび４６ａ間のギャップが両者間の膨張
を許す。さらに、隔離プール水３２がアパーチャ５０に
漏れ出るのを防止し、チューブ−管板間の腐食を防止す
る。
【００２４】図５に示す第２の態様では、ホットチュー
ブ４４およびコールドチューブ４６をやはり別個の部材
とする。ホットチューブ４４が上向きに管板アパーチャ
５０を完全に貫通し、その基端４４ａが管板の上面４８
ｂより上にくる。ホットチューブ４４を、管板上面４８
ｂに、チューブの全周にわたってかつその基端４４ａよ
り下で、通常の方法で溶接する。このようにすれば、溶
接部がプール水３２の管板アパーチャ５０への漏れを防
止し、チューブ−管板間の腐食を防止する。コールドチ
ューブの基端４６ａは、下向きにホットチューブ４４の
内側をその基端４４ａより下まで延在する。コールドチ
ューブ４６をその全周にわたってホットチューブ基端４
４ａに通常の方法で溶接する。このようにすれば、溶接
部がやはりプール水３２がこの継ぎ目でホットチューブ
４４およびコールドチューブ４６間に漏れるのを防止
し、両者間の腐食を防止する。さらに、それぞれの溶接
部は、ホットチューブ４４およびコールドチューブ４６
それぞれが溶接部に対して上へも下へも自由に膨張する
のを許す。
【００２５】再び図２に戻ると、シェル５２内に複数の
流れバッフル６６を横方向に交互に、かつ鉛直方向に間
隔をあけて設けるのが好ましい。流れバッフル６６には
複数の孔を設け、これらの孔でホットチューブ４４を摺
動自在に支持する。バッフル６６は大体半円形で、交互
にシェル５２の横方向反対側から延在し、炉スチーム２
０をホットチューブ４４間に案内するための蛇行流路６
８を形成する。シェル５２にはさらに、その頂部付近に
かつ格納頂壁１４に隣接してシェル入口７０を、その底
部にシェル出口７２を設けるのが好ましい。炉スチーム
２０はシェル５２に入口７０から入り、蛇行流路６８に
沿って、横方向には前後にかつホットチューブ４４を横
切りかつその間を流れ、また長さ方向には下向きにシェ
ル５２の底部まで流れる。したがって、炉スチーム２０
はホットチューブ４４を加熱し、作動流体４２を沸とう
させる。すなわち、作動流体４２は、炉スチーム２０か
ら熱を吸収し、炉スチーム２０を凝縮し、炉凝縮液２０
ｃを生成する。炉凝縮液２０ｃはシェル５２の底部に溜
り、そこからシェル出口７２を通して排出できる。
【００２６】こうして得られる作動蒸気４２ａは、自然
に上向きにホットチューブ４４から、隔離プール３０内
のコールドチューブ４６中に流れ、そこで作動蒸気に含
まれる熱をプール水３２へ放出する。コールトチューブ
４６の対流熱伝達能力を改良するために、コールトチュ
ーブ４６の大部分を図２に示すように、角度Ａで傾斜さ
せ、スチーム泡の形態のプール蒸気３２ａがそこから抜
け出しやすくする。ホットチューブ４４およびコールド
チューブ４６を環状輪郭に配列するのが好ましく、コー
ルドチューブ４６を角度Ａで傾斜させるので、コールド
チューブ４６は屈曲部７４をもち、屈曲部７４の管板上
面４８ｂからの距離は、図示のように、屈曲部７４の内
側から外側へ向けて徐々に増大する。
【００２７】図６に詳しく示すように、１本のコールド
チューブ４６の先端領域を図示して、作動蒸気４２ａが
コールドチューブ４６内で上向きに傾斜角Ａにて流れる
様子を示す。相対的に低温のプール水３２がコールドチ
ューブ４６を冷却し、このため作動蒸気４２ａがコール
ドチューブ４６の内面に沿って液滴の形態で凝縮し、こ
れらの液滴が凝集して作動凝縮液４２ｂを形成する。作
動凝縮液４２ｂはコールドチューブ４６の内面に沿って
下方へ流れる。作動蒸気４２ａの凝縮により放出される
熱が、コールドチューブ４６に隣接するプール水３２を
加熱し、沸とうさせ、スチーム泡の形態のプール蒸気３
２ａを生成し、これらのスチーム泡はコールドチューブ
４６の外面に集まる。もしもコールドチューブ４６が完
全に直立していると、プール蒸気泡３２ａがコールドチ
ューブ４６の外面に沿って凝集し、チューブのまわりに
プール蒸気３２ａの境界層を形成し、その境界層の厚さ
が鉛直方向に増加することになる。このような境界層は
断熱層となり、コールドチューブ４６が熱を放散する能
力を低減する。コールドチューブ４６を傾斜角Ａ傾斜す
ることにより、プール蒸気泡３２ａに働く自然の浮力の
ために、泡がコールドチューブ４６に沿って上向きに移
動する際に、チューブ外面から鉛直方向にはずれ、抜け
出る。このように、プール蒸気３２ａの絶縁膜を、なく
せないまでも、少なくし、こうしてコールドチューブ４
６の熱伝達能力を向上させる。チューブから離れたプー
ル蒸気３２ａは、図１に示すように、上向きに隔離プー
ル３０の液面まで上昇し、そしてプール３０から通気口
３４を通して放出され、熱を運び去る。このように、炉
スチーム２０に含まれる熱を隔離プール３０中に消散
し、その後通気口３４を通して大気中に消散する。
【００２８】再び図１に戻ると、この発明の１実施例に
よる隔離凝縮器３６は圧力容器１６に直結されている。
通常の入口配管７６を、シェル入口７０と圧力容器１６
の二次出口７８との間に流通関係で配置し、炉スチーム
２０をシェル５２に選択的に導出する。入口配管７６に
は通常の選択的に開閉可能な遮断入口弁８０が直流関係
で介挿されている。好適な実施例では、出口配管８２
を、シェル出口７２と圧力容器１６の二次入口８４との
間に流通関係で配置し、炉凝縮液２０ａを圧力容器１６
に選択的に戻す。出口配管８２には通常の選択的に開閉
可能な遮断入口弁８６が直流関係で介挿されている。入
口配管７６および出口配管８２は、シェル５２と圧力容
器１６との間に並列流れ関係に配置する。
【００２９】入口弁８０および出口弁８６は常開弁とす
るのが好ましく、通常通り開位置にばねバイアスし、弁
への動力が失われたときに、これらの弁が開いて隔離凝
縮器３６による炉スチーム２０の受動的隔離冷却を行
う。炉心１８の正常運転中は、通常通り入口弁８０およ
び出口弁８６に動力が加わるので、弁は両方とも閉じ、
凝縮器３６を圧力容器１６から隔離する。これは、従来
の隔離凝縮器に対する改良点の一つである。従来の隔離
凝縮器に含まれる通常の熱交換器は常閉隔離弁を必要と
し、常閉弁は、動力が失われた場合に閉じて、熱交換器
内の何らかの故障により放射性スチームが隔離プールか
ら大気中に放出されることがないようにする。ヒートパ
イプ４０は、放射性炉スチーム２０が隔離プール３０中
に漏れ出るのを防止する二重のバリヤをなすので、入口
弁８０および出口弁８６を常開として、大気中への放射
能漏れの危険を低減したより受動的な隔離冷却システム
を提供する。
【００３０】図１に示した隔離冷却システム１０の別の
実施例では、二次入口８４および出口弁８６をなくし、
出口配管８２を、仮想線８２ａで示すように、入口弁８
０とシェル入口７０の間で入口配管７６に直接流通関係
に配置する。このようにすれば、単一の二次出口７８お
よび入口弁８０を、凝縮器３６の作動を制御するのに使
用できる。炉スチーム２０が入口配管７６を通して上方
へシェル入口７０へ導かれ、炉凝縮液２０ｃがシェル出
口７２から下方へ、入口弁８０および二次出口７８を経
て圧力容器１６に流れる。こうのような実施例では、入
口配管７６が、炉スチーム２０を一方向へ、また炉凝縮
液２０ｃを反対方向へ同じ配管を通して案内する。
【００３１】しかし、炉スチーム２０が出口配管８２ａ
を炉凝縮液２０ｃに抗して上流に流れるのを防止するた
めに、出口配管８２ａに通常のＵ形蒸気トラップ８２ｂ
（マノメータ型シールとも言う）を設けるのが好まし
い。蒸気トラップ８２ｂは炉凝縮液２０ｃで満たされ、
したがって炉上記２０がそこを通って上流に流れ、さら
にシェル出口７２からシェル５２に入るのを防止する。
しかし、炉凝縮液２０ｃは、蒸気トラップ８２ｂを満た
したら、そこを通過して流れ、出口配管８２ａを経て圧
力容器１６に流通し続ける。この実施例では、隔離凝縮
器３６を炉心１８およびその中の炉水２０ａより上に
し、こうして重力を利用して炉凝縮液２０ｃを圧力容器
１６に戻している。
【００３２】この発明の好適な実施例に関して上述した
ヒートパイプ４０は重力を利用して作動凝縮液４２ｂを
ホットチューブ４４に戻しているが、この発明の別の実
施例ではヒートパイプ４０を普通のキャピラリ型ヒート
パイプとすることもできる。キャピラリ型ヒートパイプ
は、作動凝縮液４２ｂをコールドチューブ４６からホッ
トチューブ４４に戻すのに、重力の代わりに、作動流体
４２の毛細管作用に依拠する。
【００３３】さらに他の実施例では、二次出口７８およ
び入口弁８０をなくすことができる。図１に仮想線で示
したように、開放入口端７６ａを有する入口配管７６を
格納建物１２の内部と直接連通関係で配置し、事故によ
り建物１２内に逃げ出した炉スチーム２０をシェル入口
７０に直接導く。以上、この発明の好適な実施例とみな
されるものを説明したが、当業者にはこの発明の他の変
更例が明らかであり、このような変更例もすべて特許請
求の範囲に包含される。
【図面の簡単な説明】
【図１】この発明による原子炉スチーム隔離冷却システ
ムの概略立面図である。
【図２】図１に示した隔離冷却システムに用いたヒート
パイプを含む隔離凝縮器および隔離プールを部分的に断
面にて示す概略拡大立面図である。
【図３】図２の鎖線の円３で囲んだ隔離凝縮器の部分の
拡大断面図で、凝縮器と格納壁との密封関係の接合を示
す。
【図４】図２に示したヒートパイプのホットチューブと
コールドチューブの接合部の第１の例を示す拡大断面図
である。
【図５】図２に示したヒートパイプのホットチューブと
コールドチューブの接合部の第２の例を示す拡大断面図
である。
【図６】図２に示したヒートパイプのコールドチューブ
の先端部分の拡大断面図である。
【符号の説明】 １０ 隔離冷却システム １２ 格納建物 １４ 頂壁 １６ 圧力容器 １８ 炉心 ２０ 炉スチーム ２０ａ 水 ２０ｂ 給水 ２０ｃ 炉凝縮液 ３０ 隔離プール ３２ プール水 ３４ 通気口 ３６ 隔離凝縮器 ４０ ヒートパイプ ４２ 作動液体 ４２ａ 作動蒸気 ４２ｂ 作動凝縮液 ４４ ホットチューブ ４６ コールドチューブ ４８ 管板 ５０ アパーチャ ５２ シェル ５４ フランジ ６６ バッフル ６８ 流路 ７０ シェル入口 ７２ シェル出口 ７４ 屈曲部 ７６ 入口配管 ７８ 二次出口 ８０ 遮断入口弁 ８２ 出口配管 ８４ 二次入口 ８６ 遮断出口弁

Claims (10)

    【特許請求の範囲】
  1. 【請求項１】 格納壁を有する格納建物と、 前記格納建物内に配置され、炉スチームを発生する作用
    をなす炉心を含む原子炉圧力容器と、 前記格納建物外にその壁に隣接して配置された、水の充
    満した隔離プールであって、通気口を介して前記格納建
    物外の雰囲気と流通関係にある隔離プールと、 それぞれに熱伝達作動液体を入れた複数の並列のヒート
    パイプを含み、各ヒートパイプがホットチューブおよび
    コールドチューブを有し、それらのホットチューブが一
    緒になって、内部の作動液体を加熱して作動蒸気を生成
    する蒸発器アセンブリを構成し、またそれらのコールド
    チューブが一緒になって、作動蒸気を冷却して前記ホッ
    トチューブに戻すべき作動凝縮液を生成する凝縮器アセ
    ンブリを構成している隔離凝縮器であって、 さらに、前記格納建物の壁を通って該壁と密封関係で配
    置された管板を含み、該管板が前記ホットチューブとコ
    ールドチューブの間に配置され、前記ヒートパイプが該
    管板を通ってそれと密封接触関係で配置され、前記凝縮
    器アセンブリが前記格納建物外の前記隔離プール内に配
    置され、前記蒸発器アセンブリが前記格納建物内に配置
    されている隔離凝縮器と、 炉スチームから熱を除去して炉凝縮液を生成するため、
    炉スチームを前記圧力容器から前記蒸発器アセンブリの
    ホットチューブ相互間に選択的に導く手段と、を備える
    原子炉スチーム隔離冷却システム。
  2. 【請求項２】 さらに、前記格納建物内の前記蒸発器ア
    センブリを包囲し、かつ前記管板に密封関係で接合され
    ていて、炉スチームを受け入れるシェル入口およびシェ
    ル出口を有するシェルと前記ホットチューブに摺動自在
    に接合されて蛇行流路を画定する複数の互いに離れた交
    互のバッフルとを含み、この流路が炉スチームをシェル
    入口から横方向に前記ホットチューブを横切るように導
    くことにより、炉スチームから熱を吸収して、炉スチー
    ムを凝縮させ、前記シェル出口から排出できる炉凝縮液
    を生成する請求項１に記載のシステム。
  3. 【請求項３】 前記ホットチューブが前記格納建物内に
    鉛直に配置され、前記コールドチューブが前記隔離プー
    ル内で傾斜している請求項２に記載のシステム。
  4. 【請求項４】 さらに、前記圧力容器と前記シェル入口
    との間に流通関係で配置され、炉スチームを前記シェル
    に選択的に導く作用をなす入口配管であって、選択的に
    開閉できる遮断入口弁をそなえた入口配管と、前記シェ
    ル出口と前記圧力容器との間に流通関係で配置され、炉
    凝縮液を圧力容器に戻す作用をなす出口配管とを含む請
    求項３に記載のシステム。
  5. 【請求項５】 前記入口弁が、それに対する動力が失わ
    れたときに開き、それに対する動力が加えられたときに
    閉じる常開弁である請求項４に記載のシステム。
  6. 【請求項６】 前記出口配管には選択的に開閉できる遮
    断出口弁が含まれており、前記入口配管と出口配管が前
    記圧力容器とシェルとの間に並列に配置されている請求
    項５に記載のシステム。
  7. 【請求項７】 前記出口配管にはスチームトラップが含
    まれており、該スチームトラップは炉スチームの流れを
    阻止するが、炉凝縮液の流れを通過させ、前記出口配管
    が前記入口弁と前記シェル入口との間で前記入口配管に
    流通関係で配置されている請求項５に記載のシステム。
  8. 【請求項８】 前記管板には複数の貫通アパーチャが設
    けられており、前記ホットチューブおよびコールドチュ
    ーブそれぞれが基端および先端を有し、前記ホットチュ
    ーブおよびコールドチューブの基端が前記管板に固定密
    封関係で接合されている請求項２に記載のシステム。
  9. 【請求項９】 前記ホットチューブおよびコールドチュ
    ーブの基端が前記管板のアパーチャに挿入されて、互い
    に離れており、前記ホットチューブおよびコールドチュ
    ーブが前記管板の対応する管板表面に溶接されている請
    求項８に記載のシステム。
  10. 【請求項１０】 前記ホットチューブが前記管板のアパ
    ーチャを上向きに貫通して、その基端が前記管板の上面
    より上にあり、前記ホットチューブが前記管板の上面に
    溶接され、前記コールドチューブの基端が前記ホットチ
    ューブ内に下向きに挿入され、前記コールドチューブが
    前記ホットチューブの基端に溶接されている請求項８に
    記載のシステム。
JP4328327A 1991-12-11 1992-12-09 原子炉スチーム隔離冷却システム Withdrawn JPH05264775A (ja)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US07/805,132 US5158742A (en) 1991-12-11 1991-12-11 Reactor steam isolation cooling system
US805132 1991-12-11

Publications (1)

Publication Number Publication Date
JPH05264775A true JPH05264775A (ja) 1993-10-12

Family

ID=25190753

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP4328327A Withdrawn JPH05264775A (ja) 1991-12-11 1992-12-09 原子炉スチーム隔離冷却システム

Country Status (2)

Country Link
US (1) US5158742A (ja)
JP (1) JPH05264775A (ja)

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2012233711A (ja) * 2011-04-28 2012-11-29 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd 原子炉の冷却方法および原子炉冷却装置
JP2015519584A (ja) * 2012-06-13 2015-07-09 ウエスチングハウス・エレクトリック・カンパニー・エルエルシー 加圧水型原子炉用のコンパクトな蒸気発生器
CN110085334A (zh) * 2019-03-28 2019-08-02 中国船舶重工集团公司第七一九研究所 热管式非能动余热排出***
JP2021177193A (ja) * 2018-01-18 2021-11-11 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 原子炉格納容器ベントシステム

Families Citing this family (19)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5282230A (en) * 1992-11-25 1994-01-25 General Electric Company Passive containment cooling system
US5642389A (en) * 1993-04-22 1997-06-24 Siemens Aktiengesellschaft Light water reactor in particular a boiling water reactor with a high degree of inherent safety
US5388130A (en) * 1993-12-21 1995-02-07 Posta; Bekeny Steam generator located outside nuclear power plant primary containment
KR100189168B1 (ko) * 1995-12-01 1999-06-01 윤덕용 원자로의 피동 격납용기 냉각장치
US5887043A (en) * 1995-10-03 1999-03-23 Atomic Energy Of Canada Limited Energie Atomique Du Canad Passive emergency water system for water-cooled nuclear reactors
CA2236093A1 (en) * 1995-10-31 1997-05-09 Atomic Energy Of Canada Limited Passive emergency hydrogen mitigation system for water-cooled nuclear reactors
US6249561B1 (en) * 1995-11-09 2001-06-19 General Electric Company Combination containment cooling and residual heat removal condenser system for nuclear reactors
US6618461B2 (en) * 2001-02-12 2003-09-09 General Electric Company Systems and methods to enhance passive containment cooling system
US6885720B2 (en) 2001-12-17 2005-04-26 General Electric Company Modular reactor containment system
KR100966854B1 (ko) * 2009-01-14 2010-06-29 한국원자력연구원 부분잠김형 열교환기를 사용하는 소듐냉각 고속로의 완전 피동형 잔열제거계통
US20130156143A1 (en) 2011-12-14 2013-06-20 Billy E. Bingham Emergency core cooling system (eccs) for nuclear reactor employing closed heat transfer pathways
US9523496B2 (en) * 2012-01-17 2016-12-20 Bwxt Nuclear Energy, Inc. Integral pressurized water reactor with external steam drum
WO2013163475A1 (en) * 2012-04-25 2013-10-31 Holtec International, Inc. Nuclear steam supply system
US11901088B2 (en) 2012-05-04 2024-02-13 Smr Inventec, Llc Method of heating primary coolant outside of primary coolant loop during a reactor startup operation
US10395783B2 (en) 2013-10-24 2019-08-27 Smr, Llc Steam generator for nuclear steam supply system
US9805833B2 (en) * 2014-01-06 2017-10-31 Bwxt Mpower, Inc. Passively initiated depressurization valve for light water reactor
CN104167230A (zh) * 2014-07-30 2014-11-26 中科华核电技术研究院有限公司 非能动混凝土安全壳冷却***
US11139087B2 (en) * 2019-04-11 2021-10-05 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Use of isolation condenser and/or feedwater to limit core flow, core power, and pressure in a boiling water reactor
CN110111912B (zh) * 2019-06-14 2020-09-29 北京卫星环境工程研究所 自蒸发金属磁流体一体化反应堆

Family Cites Families (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR1210907A (fr) * 1958-09-10 1960-03-11 Babcock & Wilcox France Réchauffeur d'air à génération
US4050983A (en) * 1970-08-05 1977-09-27 Nucledyne Engineering Corporation Passive containment system
US4948554A (en) * 1989-01-06 1990-08-14 General Electric Company Natural circulating passive cooling system for nuclear reactor containment structure
SE467028B (sv) * 1989-02-13 1992-05-11 Asea Atom Ab Anordning foer resteffektkylning av en kaernreaktorhaerd
US5076999A (en) * 1990-10-10 1991-12-31 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Passive decay heat removal system for water-cooled nuclear reactors

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2012233711A (ja) * 2011-04-28 2012-11-29 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd 原子炉の冷却方法および原子炉冷却装置
JP2015519584A (ja) * 2012-06-13 2015-07-09 ウエスチングハウス・エレクトリック・カンパニー・エルエルシー 加圧水型原子炉用のコンパクトな蒸気発生器
JP2021177193A (ja) * 2018-01-18 2021-11-11 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 原子炉格納容器ベントシステム
CN110085334A (zh) * 2019-03-28 2019-08-02 中国船舶重工集团公司第七一九研究所 热管式非能动余热排出***

Also Published As

Publication number Publication date
US5158742A (en) 1992-10-27

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JPH05264775A (ja) 原子炉スチーム隔離冷却システム
EP0528674B1 (en) Passive cooling system for liquid metal cooled nuclear reactors with backup coolant flow path
KR950009881B1 (ko) 원자로 설비
US20210012913A1 (en) Loss-of-coolant accident reactor cooling system
US5043136A (en) Passive cooling safety system for liquid metal cooled nuclear reactors
US5612982A (en) Nuclear power plant with containment cooling
US20050135544A1 (en) Passive safety-grade decay-heat removal method and decay-heat removal system for LMR with pool direct heat cooling process
US10720249B2 (en) Passive reactor cooling system
US11901088B2 (en) Method of heating primary coolant outside of primary coolant loop during a reactor startup operation
US5353318A (en) Pressure suppression system
EP3005374B1 (en) Loss-of-coolant accident reactor cooling system
JPH0727050B2 (ja) 受動冷却系を備えた液体金属冷却型原子炉
JP4309578B2 (ja) 原子力設備における格納容器および復水器の運転方法
EP0397162B1 (en) Primary containment vessel with outer pool
JPH02247598A (ja) 熱発生部材用冷却装置
JPH05223980A (ja) 管式熱交換器
JP2018132399A (ja) 原子力プラント
JP2701564B2 (ja) 原子炉格納容器
JPH04102094A (ja) 原子炉非常用凝縮装置およびその設置装置
KR102430312B1 (ko) 미생물 부착 억제 장치 및 이를 포함하는 원자로의 피동냉각 구조체
JP2020139900A (ja) サプレッションプールの冷却装置およびサプレッションプールの冷却方法
JPS6383692A (ja) ヒ−トパイプ型原子炉
JPH07198277A (ja) 二相中間流を利用する熱交換器
JPH02251795A (ja) 自然放熱型格納容器の冷却システム
JPH07113891A (ja) 軽水冷却型原子炉

Legal Events

Date Code Title Description
A300 Application deemed to be withdrawn because no request for examination was validly filed

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A300

Effective date: 20000307