(57)【要約】【課題】本発明は、全電源喪失時でも冷却材収納容器である原子炉や中間熱交換器を適用対象とする冷却システムに併設される空気冷却器の除熱性能を向上させて、崩壊熱除去系の信頼性を向上させ、高速増殖炉型原子力発電システムの安全性向上をはかることを目的とする。【解決手段】本発明では、その内部に炉心冷却材を収納し、その外部に導入した外気を導いて壁面で加熱するための上昇空気流通路を形成している冷却材収納容器、冷却材収納容器内の炉心冷却材に浸漬された伝熱管コイル、伝熱管コイルとの間に炉心冷却材による循環路を形成し炉心冷却材を空気冷却する空気冷却器、空気冷却器に空気を供給する送風機を備え、上昇空気流通路はその出口が大気開放されると共に、その一部が送風機の空気流路に接続されている。【選択図】図１
2014071054.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
その内部に炉心冷却材を収納し、その外部に導入した外気を導いて壁面で加熱するための上昇空気流通路を形成している冷却材収納容器、該冷却材収納容器内の炉心冷却材に浸漬された伝熱管コイル、該伝熱管コイルとの間に前記炉心冷却材による循環路を形成し炉心冷却材を空気冷却する空気冷却器、該空気冷却器に空気を供給する送風機を備え、
前記上昇空気流通路はその出口が大気開放されると共に、その一部が前記送風機の空気流路に接続されていることを特徴とする冷却材収納容器の崩壊熱除去システム。
【請求項２】
請求項１記載の冷却材収納容器の崩壊熱除去システムにおいて、
前記上昇空気流通路の出口及び前記送風機の空気流路の部位は、外気を導入する導入部位の高さ位置よりも高い位置とされていることを特徴とする冷却材収納容器の崩壊熱除去システム。
【請求項３】
請求項１または請求項２記載の冷却材収納容器の崩壊熱除去システムにおいて、
前記冷却材収納容器は、その内部に炉心冷却材に浸漬された原子炉炉心を備えた原子炉容器であることを特徴とする冷却材収納容器の崩壊熱除去システム。
【請求項４】
請求項１または請求項２記載の冷却材収納容器の崩壊熱除去システムにおいて、
前記冷却材収納容器は、その内部で炉心冷却材間の熱交換を行う中間熱交換器であることを特徴とする冷却材収納容器の崩壊熱除去システム。
【請求項５】
請求項１から請求項４のいずれか１項に記載の冷却材収納容器の崩壊熱除去システムにおいて、
冷却材をナトリウム、鉛、もしくは鉛−ビスマスとしたことを特徴とする冷却材収納容器の崩壊熱除去システム。
【請求項６】
請求項１から請求項５のいずれか１項に記載の冷却材収納容器の崩壊熱除去システムにおいて、
全電源喪失事故時に、前記上昇空気流通路を通る外気の一部が前記送風機の空気流路に導かれて前記空気冷却器に与えられることを特徴とする冷却材収納容器の崩壊熱除去システム。
【請求項７】
請求項１から請求項６のいずれか１項に記載の冷却材収納容器の崩壊熱除去システムにおいて、
通常運転時に、前記空気冷却器には、前記送風機による空気および前記上昇空気流通路から分岐された外気の一部のいずれもが通流されない状態とされることを特徴とする冷却材収納容器の崩壊熱除去システム。
【請求項８】
請求項１から請求項７のいずれか１項に記載の冷却材収納容器の崩壊熱除去システムにおいて、
外部電源喪失事故時に、前記空気冷却器には、少なくとも前記送風機による空気が通流される状態とされることを特徴とする冷却材収納容器の崩壊熱除去システム。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は冷却材収納容器の崩壊熱除去システムに係り、特に高速増殖炉型原子力発電システムにおける原子炉停止時の崩壊熱を受動的に除去する冷却材収納容器の崩壊熱除去システムに関する。
【背景技術】
【０００２】
高速増殖炉型原子力発電システムにおいては、図２に示すように原子炉容器ＲＶと中間熱交換器ＩＨＸとの間で一次系冷却材として例えばナトリウムＮａを循環させる一次冷却系ＣＬ１と、中間熱交換器ＩＨＸと蒸気発生器ＳＧとの間で二次系冷却材として例えばナトリウムＮａを循環させる二次冷却系ＣＬ２と、蒸気発生器ＳＧで発生した蒸気Ｓを用いて仕事を行い、仕事実施後の蒸気を水に変えて循環させる水・蒸気系ＣＬ３の３系統から成る間接式発電方式が採られている。
【０００３】
なお水・蒸気系ＣＬ３は具体的には、蒸気Ｓを主蒸気管へ通してタービンＴ（高圧タービン及び低圧タービン）へと送り、タービンＴの軸と連動した発電機Ｇにて発電（仕事）し、仕事に使用された蒸気を、低圧タービン出口側に設置された復水器Ｃで水Ｗに戻し、その後、複数の給水加熱器及び給水ポンプ等（図示せず）を通ってそれぞれ加熱及び昇圧したのち蒸気発生器ＳＧ内に給水するように構成されている。この水・蒸気系ＣＬ３は、沸騰水型あるいは加圧水型軽水炉原子力発電システムと同様に構成されたものである。
【０００４】
ところで、一般的な高速増殖炉型原子力発電システムには、炉心ＲＣを停止した後にも発生する崩壊熱（残留熱）を除去するための崩壊熱除去系装置が設置されている。この崩壊熱除去系装置としては、図２に示すように、原子炉容器ＲＶ内に直接熱交換器を浸漬して炉心を冷却する原子炉容器内冷却システムＤＲＡＣＳ（Ｄｉｒｅｃｔ  Ｒｅａｃｔｏｒ  Ａｕｘｉｌｉａｒｙ  Ｃｏｏｌｉｎｇ  Ｓｙｓｔｅｍ）、一次冷却系ＣＬ１に補助冷却器を組み込んで冷却する中間熱交換器冷却システムＰＲＡＣＳ（Ｐｒｉｍａｒｙ  Ｒｅａｃｔｏｒ  Ａｕｘｉｌｉａｒｙ  Ｃｏｏｌｉｎｇ  Ｓｙｓｔｅｍ）及び二次冷却系ＣＬ２に補助冷却器を設けて冷却する方式であって二次冷却配管から分岐して設置することが多い二次冷却系分岐冷却システムＩＲＡＣＳ（Ｉｎｔｅｒｍｅｄｉａｔｅ  Ｒｅａｃｔｏｒ  Ａｕｘｉｌｉａｒｙ  Ｃｏｏｌｉｎｇ  Ｓｙｓｔｅｍ）等がある。これらの崩壊熱除去系装置について、非特許文献１に解説されている。
【０００５】
なお図２において、各冷却システムに設けられたＡＣは空気冷却器である。空気冷却器ＡＣは、一次冷却系ＣＬ１あるいは二次冷却系ＣＬ２の各所から取り出した一次、二次系冷却材であるナトリウムＮａと空気との熱交換によって冷却材であるナトリウムＮａを冷却する。
【０００６】
また、図２において、一次冷却系ＣＬ１と二次冷却系の一部が、格納施設ＣＶ内に収納されている。そして冷却システムのうち原子炉容器内冷却システムＤＲＡＣＳと中間熱交換器冷却システムＰＲＡＣＳは、格納施設ＣＶ内機器の冷却に使用される。これに対し、二次冷却系分岐冷却システムＩＲＡＣＳは、格納施設ＣＶ外に設置され格納施設ＣＶ外機器の冷却に使用される。
【０００７】
ここで、原子炉容器内冷却システムＤＲＡＣＳと中間熱交換器冷却システムＰＲＡＣＳが適用される格納施設ＣＶ内機器とは、具体的には原子炉容器ＲＶあるいは中間熱交換器ＩＨＸである。原子炉容器ＲＶあるいは中間熱交換器ＩＨＸは、内部に冷却材であるナトリウムＮａを収納するものであり、これらは冷却材収納容器ということができる。冷却材収納容器内には原子炉容器内冷却システムＤＲＡＣＳと中間熱交換器冷却システムＰＲＡＣＳの一部を構成する伝熱管コイル５Ｄ，５Ｐがナトリウムに浸漬するように設置されている。
【０００８】
また、原子炉容器内冷却システムＤＲＡＣＳと中間熱交換器冷却システムＰＲＡＣＳの空気冷却器ＡＣＤ，ＡＣＰと、伝熱管コイル５Ｄ，５Ｐの間には崩壊熱除去系配管ＰＤ，ＰＰが設けられており、崩壊熱除去系配管ＰＤ，ＰＰの中をナトリウムが循環している。循環するナトリウムは空気冷却器ＡＣＤ，ＡＣＰで冷却され、冷却材収納容器で発生した崩壊熱を除去する機能を果たす。
【０００９】
以上述べたように、非特許文献１に開示されたこれらの崩壊熱除去系装置は、いずれも、導入された炉心の冷却材（一次系冷却材及び二次系冷却材）を空冷する空気冷却器ＡＣと、崩壊熱により加熱された炉心ＲＣの冷却材Ｎａをこの空気冷却器ＡＣに導く崩壊熱除去系配管とを備えた構成となっている。
【００１０】
また、非特許文献２には原子炉容器の崩壊熱除去系として、原子炉容器外壁を大気の自然対流で冷却する原子炉容器補助冷却システムＲＶＡＣＳ（Ｒｅａｃｔｏｒ  Ｖｅｓｓｅｌ  Ａｕｘｉｌｉａｒｙ  Ｃｏｏｌｉｎｇ  Ｓｙｓｔｅｍ）の考え方が紹介されている。ＲＶＡＣＳは図２において、原子炉容器ＲＶとその外側のガードベッセルＧＶの間に空気通流路ＡＰを形成したものであり、一方口から外気導入Ａｉし、他方口から外気排出Ａｏする。空気は原子炉容器外壁に沿って対流により流れ、原子炉容器を外側から冷却する。なお、他方口は煙突などにより一方口よりも高い設置位置とされることにより冷却効果を上げるものとされる。
【先行技術文献】
【非特許文献】
【００１１】
【非特許文献１】堀雅夫、基礎高速炉工学編集委員会（編）、基礎高速炉工学、日刊工業新聞社、１９９３年１０月、１０６頁の図６．２
【非特許文献２】雑誌「東芝レビュー」Ｖｏｌ．６５  Ｎｏ．１２（２０１０）５０−５４頁「小型高速炉４Ｓと高速炉技術」図６
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【００１２】
本発明では、崩壊熱除去系を構成する冷却システムのうち、冷却材収納容器である原子炉や中間熱交換器を適用対象とする冷却システムに関するものである。つまり、本発明では原子炉容器内冷却システムＤＲＡＣＳや中間熱交換器冷却システムＰＲＡＣＳを適用対象としている。
【００１３】
これらの崩壊熱除去系では、原子炉容器ＲＶなどから空気冷却器ＡＣ内に導かれた伝熱管は、外部電源喪失等の原子炉停止時には、併設された送風機からの強制対流によって除熱性能が向上される。つまり、外部電源喪失等の原子炉停止状態における崩壊熱除去のために、空気冷却器ＡＣ内では外部電源以外の別電源を使用する送風機により崩壊熱除去の機能を達成している。ここで、外部電源以外の別電源とは例えば非常用のディーゼル発電機であり、ここからの電気で送風機を駆動する。
【００１４】
このため外部電源喪失に加え、さらに別電源（非常用のディーゼル発電機）をも喪失した状態である全電源喪失（ＳＢＯ：Ｓｔａｔｉｏｎ  Ｂｌａｃｋｏｕｔ）時には停止し、空気冷却器による崩壊熱の除熱は自然通風モードで行われる。一般に高速増殖炉型原子力発電システムでは、空気冷却器が自然通風モードで運転される状態においても、伝熱管内のナトリウムＮａの自然循環との組合せによって受動的に崩壊熱除去が達成可能となるように設計されているが、送風機駆動時と比較すると除熱性能は低下する。
【００１５】
他方、原子炉容器外壁を大気の自然対流で冷却する原子炉容器補助冷却システムＲＶＡＣＳは自然対流での冷却であるので、全電源喪失時にもその機能を喪失しない。
【００１６】
本発明は、全電源喪失時でも冷却材収納容器である原子炉や中間熱交換器を適用対象とする冷却システムに併設される空気冷却器の除熱性能を向上させて、崩壊熱除去系の信頼性を向上させ、高速増殖炉型原子力発電システムの安全性向上をはかることを目的とする。
【課題を解決するための手段】
【００１７】
上記課題を解決するために、本発明では、その内部に炉心冷却材を収納し、その外部に導入した外気を導いて壁面で加熱するための上昇空気流通路を形成している冷却材収納容器、冷却材収納容器内の炉心冷却材に浸漬された伝熱管コイル、伝熱管コイルとの間に炉心冷却材による循環路を形成し炉心冷却材を空気冷却する空気冷却器、空気冷却器に空気を供給する送風機を備え、上昇空気流通路はその出口が大気開放されると共に、その一部が送風機の空気流路に接続されている。
【００１８】
また、上昇空気流通路の出口及び送風機の空気流路の部位は、外気を導入する導入部位の高さ位置よりも高い位置とされている。
【００１９】
また、冷却材収納容器は、その内部に炉心冷却材に浸漬された原子炉炉心を備えた原子炉容器である。
【００２０】
また、冷却材収納容器は、その内部で炉心冷却材間の熱交換を行う中間熱交換器である。
【００２１】
また、冷却材をナトリウム、鉛、もしくは鉛−ビスマスとした。
【発明の効果】
【００２２】
本発明では、全電源喪失時の崩壊熱除去系の受動的安全性および多重性が実現でき、高速炉発電システムの安全性を向上できる。
【図面の簡単な説明】
【００２３】
【図１】本発明の冷却材収納容器の崩壊熱除去システムを示す図。
【図２】非特許文献１に示されている高速炉の一般的な崩壊熱除去系を示す図。
【図３】図２の構成を配管構成、機器配置を主体に、より詳細に記述した図。
【図４】定格運転時から事故時停止直後の各部温度などの具体的数値を示した解析結果を示す図。
【図５】原子炉容器内冷却システムＤＲＡＣＳと原子炉容器補助冷却システムＲＶＡＣＳの動作状態を原子炉の各運転モード毎に対比して示した図。
【発明を実施するための形態】
【００２４】
以下図面を用いて本発明の実施例について説明する。
【実施例】
【００２５】
以下、本発明に係る冷却材収納容器の崩壊熱除去システムについて説明するが、その前提とする冷却材収納容器を含む高速増殖炉型原子力発電システムの全体構成は図２に例示したとおりである。図３は、図２の構成を配管構成、機器配置を主体に、より詳細に記述したものである。
【００２６】
図３を極簡単に説明すると、高速増殖炉型原子力発電システムは、原子炉容器ＲＶと、原子炉容器ＲＶ内に収納された核分裂性物質を含む炉心ＲＣと、原子炉容器ＲＶから一次冷却系配管３３を介して順に接続された中間熱交換器ＩＨＸ及び一次主循環ポンプ３５と、中間熱交換器ＩＨＸより二次冷却系配管３６を介して順に接続された蒸気発生器ＳＧ及び二次主循環ポンプ３８と、蒸気発生器ＳＧにて発生した蒸気を高圧タービンＴＨ及び低圧タービンＴＬに送る主蒸気系配管３１ａと、タービンＴＨ，ＴＬを経由した後の蒸気を凝縮して水に戻す復水器Ｃと、復水器Ｃにて凝縮した水を蒸気発生器ＳＧに戻す給復水系配管３１ｂと、高圧タービンＴＨ及び低圧タービンＴＬの軸に連結された発電機Ｇと、復水器Ｃの下流側で給復水系配管３１ｂに連結された給水ポンプ３１４及び給水加熱器３１５とから主に構成されている。
【００２７】
本例の高速増殖炉型原子力発電システムは、炉心ＲＣにて加熱された一次系冷却材（ナトリウム）を中間熱交換器ＩＨＸに通して二次系冷却材（ナトリウム）を加熱し、さらに二次系冷却材（ナトリウム）を蒸気発生器ＳＧに通して主蒸気系配管３１ａに蒸気を発生させ、この蒸気を高圧タービンＴＨ及び低圧タービンＴＬに導いて、発電機Ｇにより発電を行う。発電に使用された蒸気は、復水器Ｃで凝縮されて水となり、その後、給水ポンプ３１４及び給水加熱器３１５を通ってそれぞれ加熱及び昇圧され、蒸気発生器ＳＧに給水される。
【００２８】
この高速増殖炉型原子力発電システムには、本発明で適用対象とする崩壊熱除去系装置として、２種類の冷却システムが図示されている。その一つ目は、冷却材収納容器である原子炉容器ＲＶ内に設置された崩壊熱除去系熱交換器（伝熱管コイル）５Ｄと、空気冷却器ＡＣＤと、これら伝熱管コイル５Ｄ及び空気冷却器ＡＣＤを接続する崩壊熱除去系配管ＰＤとからなる第１の崩壊熱除去系装置ＤＲＡＣＳ（原子炉容器内冷却システム）である。
【００２９】
その二つ目は、冷却材収納容器である中間熱交換器ＩＨＸ内に設置された崩壊熱除去系熱交換器（伝熱管コイル）５Ｐと、空気冷却器ＡＣＰと、これら伝熱管コイル５Ｐ及び空気冷却器ＡＣＰを接続する崩壊熱除去系配管ＰＰとからなる第２の崩壊熱除去系装置ＰＲＡＣＳ（中間熱交換器冷却システム）である。
【００３０】
本システム構成によれば、外部電源喪失などの原子炉停止時には、伝熱管コイル５Ｄ及び伝熱管コイル５Ｐにて冷却材収納容器内の一次系冷却材（ナトリウム）と熱交換された崩壊熱は、崩壊熱除去系冷却材（ナトリウム）を封入した崩壊熱除去系配管ＰＤ，ＰＰを通って空気冷却器ＡＣＤ，ＡＣＰに供給され、空気冷却器ＡＣＤ，ＡＣＰにて大気と熱交換されて大気中に放熱される。
【００３１】
なお、空気冷却器ＡＣＤ，ＡＣＰの冷却方式は、送風機を駆動して強制的に冷却する強制冷却方式とすることもできるし、送風機を駆動しない自然冷却方式とすることもできる。強制冷却方式とすれば、崩壊熱除去系冷却材の冷却効率を高めることができ、自然冷却方式とすれば、設備構成の簡略化と消費エネルギーの削減とを図ることができる。
【００３２】
本発明では、図１に示すように、冷却材収納容器の崩壊除去系として、ＤＲＡＣＳやＰＲＡＣＳに加えて、原子炉容器外壁を大気の自然対流で冷却する原子炉容器補助冷却システムＲＶＡＣＳ（Ｒｅａｃｔｏｒ  Ｖｅｓｓｅｌ  Ａｕｘｉｌｉａｒｙ  Ｃｏｏｌｉｎｇ  Ｓｙｓｔｅｍ）の２種類で構成し、多重性を持たせると共に、長期の全電源喪失時の安全性にも配慮した高速炉型原子力発電システムを実現する。
【００３３】
なお、以下の説明を図１で行うに際し、ここには冷却材収納容器として原子炉容器ＲＶの構成を示しているが、これは中間熱交換器ＩＨＸであってもよい。いずれの容器も内部には冷却材としてナトリウムを収納しており、この残留熱を除去するために伝熱管コイル５がナトリウム中に浸漬されている。また冷却材収納容器の外壁には、原子炉容器補助冷却システムＲＶＡＣＳによる空気通流路が形成されていればよい。
【００３４】
また、本発明では冷却材としてナトリウムを使用する例で説明しているが、これは鉛、もしくは鉛−ビスマスとしてもよい。
【００３５】
図１に示す本発明の冷却材収納容器の崩壊熱除去システムでは、原子炉容器内冷却システムＤＲＡＣＳと、原子炉容器補助冷却システムＲＶＡＣＳが巧妙に組み合わされている。そのため、以下の説明では先に原子炉容器内冷却システムＤＲＡＣＳについて説明し、その後に原子炉容器補助冷却システムＲＶＡＣＳの説明をし、最後に組合され方について説明する。
【００３６】
まず、原子炉容器内冷却システムＤＲＡＣＳの構成について説明する。図１において原子炉容器ＲＶには、冷却材としてナトリウムＮａが収納されている。ナトリウムＮａ中には、伝熱管コイル５が浸漬されている。ナトリウムＮａの自然循環駆動力によって上昇配管６中をナトリウムＮａが上昇し、空気冷却器ＡＣＤ中の伝熱管９で冷やされて、下降配管７中を下降する。
【００３７】
他方、ナトリウムＮａを空気冷却器ＡＣＤで冷却する為の空気は、送風機ＢＷから供給される。送風機ＢＷから供給された空気は、空気冷却器ＡＣＤの入口ダンパ１０、空気冷却器ＡＣＤ、出口ダンパ１１を経由して排出される。なお、原子炉容器内冷却システムＤＲＡＣＳにおいて、空気冷却器ＡＣＤの伝熱管９を強制冷却するための送風機ＢＷ、空気冷却器ＡＣＤの入口ダンパ１０、出口ダンパ１１は、バッテリーＢｔから電力供給を受けて駆動されている。従って、全電源喪失時には送風機ＢＷを用いた強制冷却を行うことができない。尚本発明では、送風機ＢＷの空気流路に工夫点があるがこのことについては原子炉容器補助冷却システムＲＶＡＣの説明後に行うことにする。
【００３８】
次に原子炉容器補助冷却システムＲＶＡＣＳについて説明する。図１において、原子炉容器ＲＶとその外側のガードベッセルＧＶの間に隔壁ＩＷを配置し、上昇空気通流路ＡＰＵと下降空気通流路ＡＰＤを形成する。具体的には、原子炉容器ＲＶの側面の外気導入口Ａｉから外気導入し、下降空気通流路ＡＰＤを通して空気を原子炉容器ＲＶの底部に導く。隔壁ＩＷはその外側に下降空気通流路ＡＰＤ、内側に上昇空気通流路ＡＰＵを形成するように原子炉容器ＲＶとその外側のガードベッセルＧＶの間に仕切られている。このため、外側の下降空気通流路ＡＰＤを通ってきた空気は、底部で内側の上昇空気通流路ＡＰＵに入り、上昇しながら原子炉容器ＲＶにより加熱されて自然対流を生じる。外気が原子炉容器ＲＶにより加熱されるときに、原子炉容器ＲＶの冷却（残留熱除去）を実現する。上昇空気通流路ＡＰＵは最終的には煙突などの外部放出口Ａｏに導かれ、外部に放出される。なお上昇空気通流路ＡＰＵには、ダンパ１２が設けられており、このダンパ１２は図示せぬ外部電源あるいはバッテリーＢｔから電力供給を受けて駆動されている。
【００３９】
このように、隔壁ＩＷは原子炉容器ＲＶの表面を覆うように設置され、原子炉容器ＲＶから熱伝導によって伝わる熱で空気が加熱されて上昇する上昇流路ＡＰＵと、上昇流路ＡＰＵの更に外側を覆うように設置され、上方の流入口から取り込まれた外気が下降する下降流路ＡＰＤ及び、上昇流路ＡＰＵの上部に設置されて、加熱された空気を外部に排出するためのダクト１７を形成する。原子炉容器補助冷却システムＲＶＡＣＳ（Ｒｅａｃｔｏｒ  Ｖｅｓｓｅｌ  Ａｕｘｉｌｉａｒｙ  Ｃｏｏｌｉｎｇ  Ｓｙｓｔｅｍ）は、概ね以上のように構成されている。
【００４０】
本発明においては、元来以上のように独立に構成された原子炉容器内冷却システムＤＲＡＣＳと原子炉容器補助冷却システムＲＶＡＣＳの空気流通路の一部を共用させることにした。具体的には、原子炉容器内冷却システムＤＲＡＣＳの送風機ＢＷの空気流路を原子炉容器補助冷却システムＲＶＡＣＳの上昇空気通流路ＡＰＵに接続した。但し、図１中には示されていないが、原子炉容器内冷却システムＤＲＡＣＳの送風機ＢＷからの空気が、原子炉容器補助冷却システムＲＶＡＣＳの上昇流路ＡＰＵに逆流しないよう、流路内に逆止弁を設置している。
【００４１】
以上の構成とするときの総合的な動作について以下説明する。図５は、原子炉容器内冷却システムＤＲＡＣＳと原子炉容器補助冷却システムＲＶＡＣＳの動作状態を原子炉の各運転モード毎に対比して示した図である。この図で縦軸には原子炉の各運転モードとして、通常運転時、外部電源喪失時、全電源喪失時を表している。横軸には原子炉容器内冷却システムＤＲＡＣＳと原子炉容器補助冷却システムＲＶＡＣＳの動作状態として、送風機ＢＷやダンパ１０，１１，１２の動作状態を示している。
【００４２】
なお以下の説明においてダンパ１０，１１，１２は、制御信号により開閉状態のいずれをも取りえるが、その駆動電源を喪失した状態ではばね力などの機械力により開放状態をとるものが使用されている。
【００４３】
最初に、通常運転時について説明する。このとき、原子炉容器補助冷却システムＲＶＡＣＳの上昇空気通流路ＡＰＵに設けられたダンパ１２は、制御信号により上昇空気通流路ＡＰＵの空気流通を塞ぐ位置（閉状態）におかれている。従って、原子炉容器補助冷却システムＲＶＡＣＳでの冷却は行われない。
【００４４】
原子炉容器内冷却システムＤＲＡＣＳ側の送風機ＢＷは、例えば非常用のバッテリーＢｔからのみ電力供給を受けて駆動されているので、通常運転時には停止状態に置かれている。また空気冷却器ＡＣＤの入口ダンパ１０、出口ダンパ１１は、制御信号により空気流通を塞ぐ位置（閉状態）におかれている。従って、原子炉容器内冷却システムＤＲＡＣＳでの冷却は行われない。
【００４５】
このように、通常運転時には原子炉容器補助冷却システムＲＶＡＣＳも原子炉容器内冷却システムＤＲＡＣＳも、原子炉の熱を除去できる態勢にはなく、これにより、通常運転時では原子炉容器ＲＶで発生した熱量を全て発電目的のために使用し、熱量が不要に外部に放出されることを阻止している。
【００４６】
次に外部電源喪失時について説明する。このとき、原子炉容器補助冷却システムＲＶＡＣＳの上昇空気通流路ＡＰＵに設けられたダンパ１２は、制御信号により上昇空気通流路ＡＰＵの空気流通を塞ぐ位置（閉状態）におかれている。従って、原子炉容器補助冷却システムＲＶＡＣＳでの冷却は行われない。
【００４７】
これに対し、原子炉容器内冷却システムＤＲＡＣＳ側は以下のようにされる。まず、原子炉容器内冷却システムＤＲＡＣＳのダンパ１０、１１は外部電源喪失等の原子炉停止時に、原子炉トリップ信号によって自動的に開放され、また送風機ＢＷも同様に原子炉トリップ信号によって起動される。送風機ＢＷは、非常用のディーゼル発電機によって発生する交流電源によって駆動される。
【００４８】
次に全電源喪失ＳＢＯを想定する。このとき全てのダンパ１０，１１，１２は、その駆動電源を喪失した状態であり開放状態をとる。従って、まず原子炉容器補助冷却システムＲＶＡＣＳによる下降経路ＡＰＤと上昇経路ＡＰＵが形成されて、自然冷却系統を構成している。
【００４９】
またこのとき原子炉容器内冷却システムＤＲＡＣＳ側は電源喪失により送風機ＢＷが停止しているため、空気冷却器ＡＣＤは、伝熱管９の自然放熱によって除熱される。つまり、原子炉容器補助冷却システムＲＶＡＣＳの上昇経路ＡＰＵ内のダンパ１２から分岐した空気流が解放状態にあるダンパ１０，１１で形成される流路を通じて流れ、空気冷却器ＡＣＤの伝熱管９を自然放熱によって除熱する。
【００５０】
このように本発明では、炉心ＲＣで発生した崩壊熱によって、原子炉容器補助冷却システムＲＶＡＣＳは受動的に駆動されており、その空気の上昇流は、送風機ＢＷの空気流路を経由して空気冷却器ＡＰＤ内の伝熱管９にも導入される。これにより、伝熱管９表面の熱伝達率は自然放熱時よりも大幅に増大するため、崩壊熱が減衰して、原子炉容器補助冷却システムＲＶＡＣＳの上昇流路ＡＰＵ内の上昇流速が数ｍ／ｓを下回るような低流速になる迄、原子炉容器内冷却システムＤＲＡＣＳの除熱性能は維持される。
【００５１】
他方、全電源喪失ＳＢＯが長時間続いて、原子炉容器内冷却システムＤＲＡＣＳの除熱性能が期待できない状況となった場合でも、原子炉容器補助冷却システムＲＶＡＣＳによる除熱性能は、崩壊熱の大きさに依存して自動的に維持される。
【００５２】
なお本発明による冷却を効率的に行うには、上昇空気流通路の出口及び送風機の空気流路の部位は、外気を導入する導入部位の高さ位置よりも高い位置とされているのがよい。
【００５３】
図４は、定格運転時から事故時停止直後の本発明各部の温度などの具体的数値を示した解析結果である。この図でまず、全ての熱の発生源である原子炉炉心ＲＣについてみると、炉心入口冷却材（Ｎａ）温度ＴＡは約４００度、炉心出口冷却材（Ｎａ）温度ＴＢは約５５０度である。
【００５４】
これを受けて、原子炉容器内冷却システムＤＲＡＣＳの空気冷却器ＡＣＤの伝熱管９入口側冷却材（Ｎａ）温度ＴＣも約５５０度である。但し、ＴＣは状況にもよるが炉心上部プレナム冷却材温度よりも数度低い程度である。
【００５５】
他方、原子炉容器補助冷却システムＲＶＡＣＳ側の温度条件についてみると、外気ＴＤとして約３０度の空気を取り込む。外気ＴＤと接触する原子炉容器ＲＶ表面平均温度ＴＥは約１３０度である。ここでの熱交換により、上昇空気平均流速ＳＰは約６ｍ／ｓが得られている。さらに、上昇流路ＡＰＵ内空気平均温度、空気冷却器９入口空気温度（事故時）、出口空気Ａｏ温度ＴＥは、いずれも約１００度になっている。
【００５６】
以上の結果を受けて、空気冷却器ＡＣＤ伝熱管９出口冷却材（Ｎａ）温度は約５００度に低下する。
【００５７】
以上の解析は一例として、電気出力５０万ｋＷ、炉心燃料の取出平均燃焼度１５０ＧＷｄ／ｔの高速増殖炉型原子力発電システムを対象に、本発明の効果を検討したものである。図１における原子炉容器ＲＶの直径は約１０ｍ、高さは約１６ｍで、原子炉容器補助冷却システムＲＶＡＣＳのダクトの原子炉容器ＲＶより上側の高さは約１６ｍとした。炉心の燃料は高速増殖炉型原子力発電システムの使用済燃料を多重リサイクルした組成で、炉心燃料中の全重金属に対するＰｕの重量割合は約１９％、マイナーアクチニドＭＡの重量割合は約１％である。
【００５８】
さらに、原子炉停止約１ヶ月後の崩壊熱は定格運転中の原子炉熱出力の約０．２％である。この場合の原子炉容器補助冷却システムＲＶＡＣＳのダクト出口の空気の温度は約１００℃、流速は約６ｍ／ｓである。原子炉容器内冷却システムＤＲＡＣＳの空気冷却器ＡＣＤ伝熱管９内のナトリウムＮａの温度は約３５０℃であり、上記のダクト出口空気温度との熱落差と、約６ｍ／ｓの出口空気流速に起因する表面熱伝達率の増大効果（約２０倍）を考慮すると、崩壊熱除去は十分可能である事が分かる。
【００５９】
なお図５の事例では、外部電源喪失時にダンパ１２を閉止状態に維持しているが、この状態で開放することにより、外部電源喪失時に原子炉容器補助冷却システムＲＶＡＣＳによる冷却を併用するものとすることも可能である。
【００６０】
以上詳細に説明したように本発明によれば、全電源喪失時でも冷却材収納容器である原子炉や中間熱交換器を適用対象とする冷却システムに併設される空気冷却器の除熱性能を向上させて、崩壊熱除去系の信頼性を向上させることができる。
【符号の説明】
【００６１】
５Ｄ，５Ｐ：伝熱管コイル、  ６：上昇配管、  ７：下降配管、  １０：入口ダンパ、１１：出口ダンパ、  ３３：一次冷却系配管、  ３５：一次主循環ポンプ、  ３６：二次冷却系配管、  ３８：二次主循環ポンプ、  ３１ａ：主蒸気系配管、  ３１ｂ：給復水系配管、  ３１４：給水ポンプ、  ３１５：給水加熱器、  ＲＶ：原子炉容器、  ＩＨＸ：中間熱交換器、  Ｎａ：ナトリウム、  ＣＬ１：一次冷却系ＣＬ１、  ＳＧ：蒸気発生器、  ＣＬ２：二次冷却系、  Ｓ：蒸気、  ＣＬ３：水・蒸気系、  Ｔ：タービン（高圧タービン及び低圧タービン）、  Ｇ：発電機、  Ｃ：復水器、  Ｗ：水、  ＲＣ：炉心、  ＲＶ：原子炉容器、  ＤＲＡＣＳ：原子炉容器内冷却システム、  ＰＲＡＣＳ：中間熱交換器冷却システム、  ＩＲＡＣＳ：二次冷却系分岐冷却システム、  ＣＶ：格納施設、  ＡＣＤ，ＡＣＰ：空気冷却器、  ＰＤ，ＰＰ：崩壊熱除去系配管、  ＲＶＡＣＳ：原子炉容器補助冷却システム、  ＧＶ：ガードベッセル、  ＢＷ：送風機、  Ｂｔ：バッテリー、  ＡＰＵ：上昇空気通流路、  ＡＰＤ：下降空気通流路、  ＩＷ：隔壁
【図１】
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【図２】
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【図３】
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【図４】
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【図５】
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