(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
崩壊熱除去系熱交換器と、空気冷却器と、炉心停止時の崩壊熱により加熱された前記崩壊熱除去系熱交換器内の冷却材を自然循環方式で前記空気冷却器に導く高温側配管及び前記空気冷却器により冷却された冷却材を前記崩壊熱除去系熱交換器に戻す低温側配管とから構成される崩壊熱除去系配管とを備えた高速増殖炉型原子力発電システムにおいて、
前記崩壊熱除去系配管の高温側配管に、凝縮部及び蒸発部並びにこれら凝縮部と蒸発部との間に配置される断熱部により構成され、前記凝縮部と前記蒸発部の温度差が所定の温度差となったときに前記蒸発部から前記凝縮部への熱輸送が行われるヒートパイプを、前記空気冷却器側に前記凝縮部を向けて配置したことを特徴とする高速増殖炉型原子力発電システム。
【請求項２】
前記ヒートパイプを前記崩壊熱除去系配管の外側に設置したことを特徴とする請求項１に記載の高速増殖炉型原子力発電システム。
【請求項３】
前記ヒートパイプの作動流体がナトリウム又は不飽和炭化水素であることを特徴とする請求項１又は請求項２に記載の高速増殖炉型原子力発電システム。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、高速増殖炉型原子力発電システムに係り、特に、炉心停止時の崩壊熱を除去する崩壊熱除去系装置の構成に関する。
【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、原子炉容器と中間熱交換器との間で一次系冷却材であるナトリウムを循環させる一次冷却系と、中間熱交換器と蒸気発生器との間で二次系冷却材であるナトリウムを循環させる二次冷却系と、蒸気発生器で発生した蒸気を主蒸気管へ通して高圧タービン及び低圧タービンへと送り、高圧タービン及び低圧タービンの軸と連動した発電機にて発電する給復水・主蒸気系の３系統から成る間接式発電方式が採られている。仕事に使用された蒸気は、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、低圧タービン出口側に設置された復水器で水に戻され、その後、複数の給水加熱器及び給水ポンプ等を通ってそれぞれ加熱及び昇圧され、蒸気発生器内に給水される。
【０００３】
一般的な高速増殖炉型原子力発電システムには、炉心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おり、この崩壊熱除去系装置としては、従来、原子炉容器内に直接熱交換器を浸漬して炉心を冷却するＤＲＡＣＳ（Direct Reactor Auxiliary Cooling System）、１次冷却系に補助冷却器を組み込んで冷却するＰＲＡＣＳ（Primary Reactor Auxiliary Cooling System）及び２次冷却系に補助冷却器を設けて冷却する方式であって２次冷却配管から分岐して設置することが多いＩＲＡＣＳ（Intermediate  Reactor Auxiliary Cooling System）等の方式がある（非特許文献１参照。）。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と、崩壊熱により加熱された炉心の冷却材をこの空気冷却器に導く崩壊熱除去系配管とを備えた構成となっている。
【０００４】
また、熱輸送・蓄熱・熱交換用機器として、ヒートパイプも従来より知られている（非特許文献２参照。）。
【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、１７２頁の図９．９
【非特許文献２】ＪＳＭＥ、新版機械工学便覧、Ｃ７  エネルギー機器・システム、Ｃ７−２０９〜２１０頁
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【０００５】
ところで、空気冷却器に対する冷却材の循環方式としては、ポンプによって崩壊熱除去系配管内の冷却材を強制的に循環させる強制循環方式と、崩壊熱除去系配管内における冷却材の温度差を利用して崩壊熱除去系配管内で冷却材を自然循環させる自然循環方式とがある。強制循環方式によると、空気冷却器に冷却材を所定の流速で循環させることができるので信頼性に優れるが、ポンプを駆動するために例えば専用のディーゼル発電機を設置する必要があり、設備コスト及び燃料費等の運用コストが増加する。このような理由から、近年の高速増殖炉の実用化を目指した研究においては、自然循環方式の実現が目標とされている。
【０００６】
しかしながら、自然循環方式によると、原子炉側（原子炉容器、一次冷却系配管、及び二次冷却系配管側）と空気冷却器側の温度差が小さくなるほど崩壊熱除去系配管内を循環する冷却材の流速が小さくなるので、原子炉側と空気冷却器側の温度差によっては、冷えすぎにより空気冷却器側で冷却材であるナトリウムが凝固することも考えられる。崩壊熱除去系配管内でナトリウムが凝固すると、それ以後、崩壊熱の除去機能が失われるため、いかなる条件下においても、ナトリウムの凝固を防止する必要がある。
【０００７】
本発明は、かかる技術的な課題を解決するためになされたものであって、その目的は、ナトリウムの凝固を確実に防止することができて、信頼性に優れた自然循環方式の崩壊熱除去系装置を備えた高速増殖炉型原子力発電システムを提供することにある。
【課題を解決するための手段】
【０００８】
本発明は、前記課題を解決するため、第１に、崩壊熱除去系熱交換器と、空気冷却器と、炉心停止時の崩壊熱により加熱された前記崩壊熱除去系熱交換器内の冷却材を自然循環方式で前記空気冷却器に導く高温側配管及び前記空気冷却器により冷却された冷却材を前記崩壊熱除去系熱交換器に戻す低温側配管とから構成される崩壊熱除去系配管とを備えた高速増殖炉型原子力発電システムにおいて、前記崩壊熱除去系配管の高温側配管に、凝縮部及び蒸発部並びにこれら凝縮部と蒸発部との間に配置される断熱部により構成され、前記凝縮部と前記蒸発部の温度差が所定の温度差となったときに前記蒸発部から前記凝縮部への熱輸送が行われるヒートパイプを、前記空気冷却器側に前記凝縮部を向けて配置したことを特徴とする。
【０００９】
かかる構成によると、崩壊熱除去系配管内における空気冷却器側のナトリウムが冷え過ぎて、ヒートパイプの蒸発部と凝縮部の温度差が、ヒートパイプ内の流体が作動する温度差を超えると、蒸発部から凝縮部への熱輸送が行われ、この熱によって空気冷却器側のナトリウムが昇温されるので、該部におけるナトリウムの凝固が防止される。
【００１０】
本発明は第２に、前記第１の高速増殖炉型原子力発電システムにおいて、前記ヒートパイプを前記崩壊熱除去用配管の外側に設置したことを特徴とする。
【００１１】
かかる構成によると、ヒートパイプを崩壊熱除去用配管の内側に設置する場合に比べて、配管内部のナトリウムが流れる断面積を大きくすることができ、崩壊熱除去系装置の自然循環力を高く維持することができる。また、万一ヒートパイプが破損した場合にも、ヒートパイプの作動流体が崩壊熱除去系配管内に漏出することを回避できるので、崩壊熱除去系冷却材であるナトリウムと作動流体との化学反応を防止できる。さらに、ヒートパイプの交換や修理を容易に実施できることから、崩壊熱除去系装置のメンテナンスを容易にすることができる。
【００１２】
本発明は第３に、前記第１又は第２の高速増殖炉型原子力発電システムにおいて、前記ヒートパイプの作動流体がナトリウム又は不飽和炭化水素であることを特徴とする。
【００１３】
かかる構成によると、万一ヒートパイプが破損して、崩壊熱除去系冷却材であるナトリウム内に作動流体が漏出しても、化学的な反応が起こらないので、安全性が保たれる。
【発明の効果】
【００１４】
本発明によれば、空気冷却器側に凝縮部を向けて崩壊熱除去系配管にヒートパイプを設置するので、崩壊熱除去系配管内における空気冷却器側のナトリウムの冷え過ぎを防止でき、崩壊熱除去系配管内におけるナトリウムの凝固を防止することができる。
【発明を実施するための最良の形態】
【００１５】
以下、本発明に係る高速増殖炉型原子力発電システムの第１実施形態を、図１、図２及び図５を用いて説明する。図１は第１実施形態に係る崩壊熱除去系装置の構成図、図２は第１実施形態に係る崩壊熱除去系装置が適用される高速増殖炉型原子力発電システムの構成図、図５はヒートパイプの詳細図である。
【００１６】
図２に示すように、本例の高速増殖炉型原子力発電システムは、原子炉容器１と、原子炉容器１内に収納された核分裂性物質を含む炉心２と、原子炉容器１から一次冷却系配管３を介して順に接続された中間熱交換器４及び一次主循環ポンプ５と、中間熱交換器４より二次冷却系配管６を介して順に接続された蒸気発生器７及び二次主循環ポンプ８と、蒸気発生器７にて発生した蒸気を高圧タービン９及び低圧タービン１０に送る主蒸気系配管１１ａと、タービン９，１０を経由した後の蒸気を凝縮して水に戻す復水器１２と、復水器１２にて凝縮した水を蒸気発生器７に戻す給復水系配管１１ｂと、高圧タービン９及び低圧タービン１０の軸に連結された発電機１３と、復水器１２の下流側で給復水系配管１１ｂに連結された給水ポンプ１４及び給水加熱器１５とから主に構成されている。
【００１７】
本例の高速増殖炉型原子力発電システムは、炉心２にて加熱された一次系冷却材を中間熱交換器４に通して二次系冷却材を加熱し、さらに二次系冷却材を蒸気発生器７に通して主蒸気系配管１１ａに蒸気を発生させ、この蒸気を高圧タービン９及び低圧タービン１０に導いて、発電機１３により発電を行う。発電に使用された蒸気は、復水器１２で凝縮されて水となり、その後、給水ポンプ１４及び給水加熱器１５を通ってそれぞれ加熱及び昇圧され、蒸気発生器７に給水される。
【００１８】
本例の高速増殖炉型原子力発電システムには、崩壊熱除去系装置として、原子炉容器１内に設置された崩壊熱除去系熱交換器（ＤＲＡＣＳ）２１と、空気冷却器２２と、これらＤＲＡＣＳ２１及び空気冷却器２２を接続する崩壊熱除去系配管２３とからなる第１の崩壊熱除去系装置２４と、中間熱交換器４内に設置された崩壊熱除去系熱交換器（ＰＲＡＣＳ）２５と、空気冷却器２６と、これらＰＲＡＣＳ２５及び空気冷却器２６を接続する崩壊熱除去系配管２７とからなる第２の崩壊熱除去系装置２８とが設置されている。ＤＲＡＣＳ２１及びＰＲＡＣＳ２５にて一次系冷却材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）２９を封入した崩壊熱除去系配管２３，２７を通って空気冷却器２２，２６に供給され、空気冷却器２２，２６にて大気と熱交換されて大気中に放熱される。
【００１９】
なお、空気冷却器２２，２６の冷却方式は、ファン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、ファン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の削減とを図ることができる。
【００２０】
以下、ＰＲＡＣＳ２５と空気冷却器２６と崩壊熱除去系配管２７とから構成される第２の崩壊熱除去系装置２８を例にとって、第１実施形態に係る崩壊熱除去系装置の構成を説明する。本例の崩壊熱除去系装置２８は、崩壊熱除去系配管２７内にヒートパイプ３１を設置したことを特徴とする。
【００２１】
図１に示すように、崩壊熱除去系配管２７は、ＰＲＡＣＳ２５によって加熱された高温の崩壊熱除去系冷却材２９を空気冷却器２６に供給する高温側配管２７ａと、空気冷却器２６により冷却された低温の崩壊熱除去系冷却材２９をＰＲＡＣＳ２５に戻す低温側配管２７ｂとから構成されており、ヒートパイプ３１は、高温側配管２７ａ内に設置されている。
【００２２】
ヒートパイプ３１は、凝縮部３２と、蒸発部３３と、これら各部の間に配置された断熱部３４と、凝縮部３２内及び蒸発部３３内に所定量封入された図示しない作動流体とからなり、凝縮部３２が空気冷却器２６側に向けられ、蒸発部３３がＰＲＡＣＳ２５側に向けられている。作動流体としては、万一ヒートパイプ３１が破損して、崩壊熱除去系冷却材２９であるナトリウム内に漏出しても、化学的な反応が起こらないようにするため、ナトリウム又は不飽和炭化水素が用いられる。
【００２３】
本例の崩壊熱除去系装置２８は、炉心２が停止され、崩壊熱により一次系冷却材が加熱されると、その熱によってＰＲＡＣＳ２５の高温側配管２７ａ内の崩壊熱除去系冷却材２９が加熱され、浮力を得て高温側配管２７ａ内を空気冷却器２６に向けて上昇すると共に、低温側配管２７ｂ内の高密度の崩壊熱除去系冷却材２９がＰＲＡＣＳ２５に向けて下降する。これにより、ＰＲＡＣＳ２５と空気冷却器２６との間で崩壊熱除去系冷却材が自然循環される。
【００２４】
ＰＲＡＣＳ２５と空気冷却器２６との間の温度差が十分に大きい場合には、崩壊熱除去系配管２７内で崩壊熱除去系冷却材２９が滞ることなく自然循環するので、炉心２の停止後に発生する崩壊熱を空気冷却器２６を通して放熱することができ、一次系冷却材の冷却を行うことができる。
【００２５】
ＰＲＡＣＳ２５と空気冷却器２６との間の温度差が小さくなってくると、崩壊熱除去系配管２７内における崩壊熱除去系冷却材２９の自然循環が鈍くなり、空気冷却器２６による崩壊熱除去系冷却材２９の冷却が促進される。このため、場合によっては崩壊熱除去系冷却材２９の冷却が過剰になることがある。
【００２６】
このような状態において、ヒートパイプ３１の凝縮部３２と蒸発部３３の温度差が、ヒートパイプ内に封入された作動流体が作動可能となる温度差を超えると、蒸発部３３から凝縮部３２への熱輸送が行われる。
【００２７】
図５において、ヒートパイプ３１の内部の蒸発部３３で作動流体が符号６５に示すように蒸発し、凝縮部３２に移動して符号６４に示すように凝縮して、潜熱を放出する。凝縮した作動流体は、符号６６で示すように、ウイックと呼ばれる多孔質物質、即ち、金網や焼結金属などの毛細管作用によって、蒸発部３３に移動する。これによって、蒸発部３３から凝縮部３２への熱輸送が行われるが、作動流体の相変化に伴う潜熱授受により熱を蒸発部３３から凝縮部３２へと移動させるヒートパイプは、金属等の固体熱伝導よりも数桁大きい熱量を運べることが知られている（非特許文献２参照。）。
【００２８】
したがって、この作動流体により輸送された熱によって高温側配管２７ａ内の崩壊熱除去系冷却材２９が加熱されるので、当該高温側配管２７ａ内における崩壊熱除去系冷却材２９の凝固が防止され、一次系冷却材の冷却を継続することができる。
【００２９】
次に、ＰＲＡＣＳ２５と空気冷却器２６と崩壊熱除去系配管２７とから構成される第２の崩壊熱除去系装置２８を例にとって、第２実施形態に係る崩壊熱除去系装置の構成を説明する。本例の崩壊熱除去系装置２８は、図３及び図４に示すように、崩壊熱除去系配管２７の外周にヒートパイプ３１を設置したことを特徴とする。その他については、第１実施形態に係る第２の崩壊熱除去系装置２８と同じであるので、対応する部分に同一の符号を付して説明を省略する。
【００３０】
本例の崩壊熱除去系装置２８は、崩壊熱除去系配管２７の外周にヒートパイプ３１を設置したので、崩壊熱除去系配管２７内にヒートパイプ３１を設置する場合に比べて、崩壊熱除去系冷却材２９の流路断面積を大きくすることができ、崩壊熱除去系配管２７内における崩壊熱除去系冷却材２９の自然循環を円滑にすることができる。また、万一ヒートパイプ３１が破損した場合にも、ヒートパイプ３１の作動流体が崩壊熱除去系配管２７内に漏出することを回避できるので、作動流体の選択範囲を広げることができると共に、ヒートパイプ３１の交換や修理を容易に実施できる。
【００３１】
なお、上記の各実施形態においては、ＰＲＡＣＳ２５と空気冷却器２６と崩壊熱除去系配管２７とから構成される第２の崩壊熱除去系装置２８を例にとって説明したが、ＤＲＡＣＳ２１と空気冷却器２２と崩壊熱除去系配管２３とから構成される第１の崩壊熱除去系装置２４についても、これと同様に構成される。
【００３２】
また、上記の各実施形態においては、一次系冷却材をナトリウムと想定したが、鉛（Ｐｂ）、鉛−ビスマス（Ｐｂ−Ｂｉ）或いはヘリウム等のガスを一次系冷却材とする場合にも同様の効果が得られる。
【図面の簡単な説明】
【００３３】
【図１】第１実施形態に係る崩壊熱除去系装置の構成図である。
【図２】第１実施形態に係る崩壊熱除去系装置が適用される高速増殖炉型原子力発電システムの構成図である。
【図３】第２実施形態に係る崩壊熱除去系装置の構成図である。
【図４】第２実施形態に係る崩壊熱除去系装置の外観図である。
【図５】ヒートパイプの詳細図である。
【符号の説明】
【００３４】
１…原子炉容器、２…炉心、３…一次冷却系配管、４…中間熱交換器、５…一次主循環ポンプ、６…二次冷却系配管、７…蒸気発生器、８…二次主循環ポンプ、９…高圧タービン、１０…低圧タービン、１１ａ…主蒸気系配管、１１ｂ…給復水系配管、１２…復水器、１３…発電機、１４…給水ポンプ、１５…給水加熱器、２１…ＤＲＡＣＳ、２２…空気冷却器、２３…崩壊熱除去系配管、２４…第１の崩壊熱除去系装置と、２５…ＰＲＡＣＳ、２６…空気冷却器、２７…崩壊熱除去系配管、２７ａ…高温側配管、２７ｂ…低温側配管、２８…第２の崩壊熱除去系装置、２９…崩壊熱除去系冷却材（ナトリウム）、３１…ヒートパイプ、３２…凝縮部、３３…蒸発部、３４…断熱部
【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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