(57)【要約】 【課題】建屋容積及び物量の削減を図ることができ、かつ必要な熱効率及び信頼性を確保することができて、他のプラント機器への影響も無い高速増殖炉型原子力発電システムを提供することを目的とする。【解決手段】炉心２を内包する原子炉容器１と、一次冷却系配管３と、一次冷却系配管３に設置された中間熱交換器４と、中間熱交換器４に二次系冷却材を供給する二次冷却系配管６と、二次冷却系配管６に接続された蒸気発生器８と、蒸気発生器８にて発生した蒸気で駆動される高圧タービン１０ａ及び低圧タービン１０ｂと、これら各タービンの軸に連結された発電機４０とを備えた高速増殖炉型原子力発電システムにおいて、中間熱交換器４に代えて、又は中間熱交換器４と共に、一次冷却系配管３内に設置された中間熱交換器４Ａを備える。【選択図】図１
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
炉心を内包する原子炉容器と、
前記原子炉容器に一次系冷却材を供給する一次冷却系配管と、
前記一次系冷却材を熱交換する中間熱交換器と、
前記一次系冷却材を昇圧して前記原子炉容器に供給する一次主循環ポンプと、
前記中間熱交換器に二次系冷却材を循環する二次冷却系配管と、
前記二次系冷却材を昇圧して前記中間熱交換器に供給する二次主循環ポンプと、
前記二次系冷却材で熱交換して水から蒸気にまで加熱する蒸気発生器と、
前記蒸気発生器に付設された給復水・主蒸気系配管と、
前記蒸気発生器にて発生した蒸気からエネルギーを回収する高圧タービン及び低圧タービンと、
これら高圧タービン及び低圧タービンに連結された発電機と、
前記低圧タービンから排出された蒸気を冷却して凝縮させる復水器とを備えた高速増殖炉型原子力発電システムにおいて、
前記一次冷却系配管内に、少なくとも１つ以上の中間熱交換器を設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】
複数ループの前記一次冷却系配管を有し、各ループを構成する前記一次冷却系配管内に、少なくとも１つ以上の前記中間熱交換器を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】
前記中間熱交換器の冷却側に前記蒸気発生器からの二次系冷却材を供給し、前記中間熱交換器の被冷却側に前記原子炉容器からの一次系冷却材を供給することを特徴とする請求項１及び請求項２のいずれか１項に記載の高速増殖炉型原子力発電システム。
【請求項４】
前記中間熱交換器は、複数の伝熱管の集合からなる伝熱管束を内蔵しており、前記伝熱管内に被冷却側の一次系冷却材を流すと共に、当該伝熱管の外側に冷却側の二次系冷却材を流すことを特徴とする請求項１乃至請求項３のいずれか１項に記載の高速増殖炉型原子力発電システム。
【請求項５】
前記中間熱交換器は、複数の伝熱管の集合からなる伝熱管束を内蔵しており、前記伝熱管内に冷却側の二次系冷却材を流すと共に、当該伝熱管の外側に被冷却側の一次系冷却材を流すことを特徴とする請求項１乃至請求項３のいずれか１項に記載の高速増殖炉型原子力発電システム。
【請求項６】
前記複数の伝熱管を、前記伝熱管の外側を流れる冷却材の流れ方向に関して上流側の端部及び下流側の端部のいずれか一方が半円形、流線形又はエッジ状に形成された平板状のスペーサを用いて連結し、前記伝熱管束とすることを特徴とする請求項４及び請求項５のいずれか１項に記載の高速増殖炉型原子力発電システム。
【請求項７】
前記複数の伝熱管を、円柱棒状のスペーサを用いて連結し、前記伝熱管束とすることを特徴とする請求項４及び請求項５のいずれか１項に記載の高速増殖炉型原子力発電システム。
【請求項８】
前記中間熱交換器の冷却材流入部及び冷却材流出部に、前記伝熱管の外側を流れる冷却材の圧損及び流動振幅を低減するための均一流入内筒管及び均一流出内筒管を備えたことを特徴とする請求項１乃至請求項７のいずれか１項に記載の高速増殖炉型原子力発電システム。
【請求項９】
前記中間熱交換器に、軸方向への熱伸び及び熱収縮を緩和するためのエクスパンション機構を備えたことを特徴とする請求項１乃至請求項８のいずれか１項に記載の高速増殖炉型原子力発電システム。
【請求項１０】
前記中間熱交換器の外径を前記一次冷却系配管の外径よりも太径にし、これら中間熱交換器と一次冷却系配管との間に、口径拡大管及び口径縮小管を設けたことを特徴とする請求項１乃至請求項９のいずれか１項に記載の高速増殖炉型原子力発電システム。
【請求項１１】
既設の高速増殖炉型原子炉の一次冷却系配管に、前記中間熱交換器を設置したことを特徴とする請求項１乃至請求項１０のいずれか１項に記載の高速増殖炉型原子力発電システム。
【請求項１２】
前記一次冷却系配管に接続された既存の中間熱交換器と、前記一次冷却系配管内に設置された前記中間熱交換器とを有することを特徴とする請求項１１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、一次系冷却材と二次系冷却材との間の熱交換を行う中間熱交換器の構成及び配置に関する。
【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に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。なお、仕事に使用された蒸気は、沸騰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、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】
なお、一般的な高速増殖炉システムの炉型は、多くの原子力関連図書に記載されている（例えば、非特許文献１参照。）。この非特許文献１に記載されているように、高速増殖炉システムのハード構成には、大きく分けてタンク型とループ型の２タイプがある。
【０００４】
タンク型の高速増殖炉システムは、原子炉容器内に一次主循環ポンプ及び中間熱交換器が収納されるため、一次冷却系がコンパクトになり、原子炉建屋全体を小さくできる可能性がある。また、冷却材のインベントリが大きく、過渡時の温度変化が小さくなる。しかしながら、中間熱交換器の下部と一次主循環ポンプについては、低温部に置く必要があるため、隔壁などの設置が必要となって構造が複雑になり、現象が複雑になりやすい。また、原子炉容器が大きくなるので、耐震性や製作性に対する配慮が必要となる。
【０００５】
一方、ループ型の高速増殖炉システムは、図１５に示すように、炉心２を内包する原子炉容器１と中間熱交換器４と一次主循環ポンプ５とが一次冷却系配管３，３ａ，３ｂを介して接続されると共に、中間熱交換器４と蒸気発生器８と二次主循環ポンプ７とが二次冷却系配管６を介して接続されているため構造が単純であり、各機器間の冷却材の移動や荷重の伝達は配管を介してのみ行われる。したがって、不確定な要素が入る余地が少なく、現象の解明が比較的容易である。また、各機器の独立性が高いために接近が容易であり、保守性、補修性に優れている。しかし、一次冷却系の熱膨張を吸収する配管の引き回しによっては、一次冷却系の設置面積が大きくなる可能性があるし、一次冷却系配管３からの冷却材漏洩に対処するためのナトリウム受け容器なども必要となる。よって、このループ型においては、配管の短縮が主要な課題となる。なお、図１５において、符号３ａは一次冷却系配管３のホットレグ、符号３ｂは一次冷却系配管３のコールドレグ、符号３ｃは配管の曲げ部、符号９は蒸気発生器８と図示しない高圧タービン及び高圧給水加熱器とを接続する水・蒸気配管を示している。
【０００６】
以下、高速増殖炉システムの開発課題を、今後日本で計画されているループ型の高速増殖炉を例にとって説明する。
【０００７】
図１６は、ループ型の高速増殖炉の開発課題を纏めた表図であって、この図から明らかなように、主な課題として、経済性、信頼性向上及び安全性向上の３つが挙げられている（例えば、非特許文献２，３参照。）。
【０００８】
経済性に係る課題は、建屋容積及び物量の削減と、高燃焼度化による長期運転サイクルの実現とがあり、建屋容積及び物量の削減に関しては、（１）配管短縮のための高Ｃｒ鋼の開発、（２）システム簡素化のための冷却系の２ループ化、（３）一次冷却系簡素化のためのポンプ組込型中間熱交換器の開発、（４）原子炉容器のコンパクト化、（５）システム簡素化のための燃料取扱系の開発、（６）物量削減と工期短縮のための格納容器の小型化が挙げられている。また、高燃焼度化による長期運転サイクルの実現に関しては、（７）高燃焼度化に対応した燃料被覆管の開発が挙げられている。
【０００９】
信頼性向上に係る課題は、ナトリウムの取扱技術に関するものであり、（８）配管２重化によるナトリウム漏洩対策の強化、（９）直管２重伝熱管蒸気発生器の開発、（１０）保守及び補修性を考慮したプラント設計が挙げられている。
【００１０】
安全性向上に係る課題は、炉心安全性の向上と建屋の免震技術とがあり、炉心安全性の向上に関しては、（１１）受動的炉心停止と自然循環による炉心冷却、（１２）炉心損傷時の再臨界回避技術の開発が挙げられている。また、建屋の免震技術に関しては、（１３）建屋の３次元免震技術が挙げられている。
【００１１】
本発明は、経済性に係る課題の建屋容積及び物量の削減に挙げられた「（２）システム簡素化のための冷却系の２ループ化」に対処するための手段に関する。即ち、非特許文献１に記載の高速増殖炉システムでは、冷却系が３ループ用意されているのに対して、新規の高速増殖炉システムでは、システム簡素化のために冷却系の２ループ化が求められている。これは、従来システムの３ループから配管システムのコンパクト化を目指して新規の高速増殖炉システムではアドバンスしたものである。これにより、配管数が３つから２つへ減少するので、一次系冷却材の供給流量が同じであれば配管１本あたりの一次系冷却材の流量が増加することになり、配管内流速増加に伴う開発課題が増加することになる。
【００１２】
図１５に示したように、一次冷却系配管には、高温側のホットレグ３ａと低温側のコールドレグ３ｂとの２系統があり、これらの各配管には、熱膨張による熱伸びの緩和を図るため、少なくとも１つ以上の曲げ部３ｃを設け、配管３ａ，３ｂをサポートせずに配管支持拘束を緩める設計を検討している。この曲げ部３ｃを有することで、一次冷却系配管３内の流れが高速となり、曲げ部３ｃの下流側で通常の二次流れによる旋回流のみならず、曲げ部３ｃの腹側で流れのはく離が生じて、渦の生成・消滅を繰り返す可能性がある。
【００１３】
一方、前述の（３）一次冷却系簡素化のためのポンプ組込型中間熱交換器の開発に関しては、中間熱交換器と一次系循環ポンプとを一体化したコンパクト型高速増殖炉が従来より提案されている（例えば、特許文献１参照。）。
【００１４】
そこで、新規の高速増殖炉システムにおいてコンパクト化を実現するためには、配管内の流動安定性を確保すると同時に、配管の信頼性を向上させる必要がある。
【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月発行
【非特許文献２】「日本原子力研究開発機構、ＦＢＲサイクル実用化研究開発−ＦａＣＴプロジェクトが始動−ＦＢＲ技術に関する研究開発−」、原子力ｅｙｅ，Ｖｏｌ．５３，Ｎｏ．３  ２００７年３月号、Ｐ．２６の図１
【非特許文献３】日本原子力学会誌、Ｖｏｌ．４９，Ｎｏ．６  ２００７年
【特許文献１】特開２００２−３４１０８０号公報
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【００１５】
上述のように、原子炉容器１と一次系主循環ポンプ５とを連結するための一次冷却系配管３のホットレグ３ａ及びコールドレグ３ｂに曲がり部３ｃを設けると、曲がり部３ｃの下流側で流れのはく離が生成されやすくなるので、一次冷却系配管３に流動振動を生じるなど、流動が不安定になる可能性がある。また、冷却系を２ループ化すると、一次冷却系配管３に連結される中間熱交換器４の容器サイズが大型化すると共に、一次冷却系配管３からの冷却材が中間熱交換器４へ流入する際の流速が高速になるため、伝熱管に流動振動を生じる懸念もある。
【００１６】
一次冷却系配管３及び中間熱交換器４の伝熱管に流動振動が生じると、まず、システム性能の面では、一次系冷却材のシステム圧力損失の増加を引き起こし、またポンプ吸込み側の位置では飽和圧力状態から見て負圧になることでポンプ内キャビテーションを生じる懸念がある。また、中間熱交換器４内では、適切な胴側流速（伝熱管の外側を流れる冷却材の流速）で冷却材が流れるようにしなければ、中間熱交換器４の熱交換性能が低下する。
【００１７】
一方、機器の信頼性の面では、曲がり部３ｃの下流側で流れのはく離が生成することにより、曲がり部３ｃの下流の腹側で不安定な渦の生成と消滅が繰り返されることになり、一次冷却系配管３で渦の励振による圧力変動に起因した配管振動が発生しやすくなると共に、はく離渦の発生部位近傍で不純物の濃縮と共存した配管内面の腐食現象が生じる懸念がある。さらに、中間熱交換器４の大型化により、大流量で流れる際の胴側流体（伝熱管の外側を流れる冷却材）による伝熱管の流力弾性振動が発生する懸念もある。
【００１８】
なお、建屋容積及び物量の削減に伴うこれらの懸念は、二次冷却系配管などについても、同様に問題となる。
【００１９】
本発明は、かかる課題を解決するためになされたもので、高速増殖炉型原子力発電システムの大幅な変更をせずに、配管配置スペースを縮小できて、建屋容積及び物量の削減を図ることができ、かつ必要な熱効率及び信頼性を確保することができて、他のプラント機器への影響も無い高速増殖炉型原子力発電システムを提供することを目的とする。
【課題を解決するための手段】
【００２０】
本発明は、前記課題を解決するため、第１に、炉心を内包する原子炉容器と、前記原子炉容器に一次系冷却材を供給する一次冷却系配管と、  前記一次系冷却材を熱交換する中間熱交換器と、前記一次系冷却材を昇圧して前記原子炉容器に供給する一次主循環ポンプと、前記中間熱交換器に二次系冷却材を循環する二次冷却系配管と、前記二次系冷却材を昇圧して前記中間熱交換器に供給する二次主循環ポンプと、前記二次系冷却材で熱交換して水から蒸気にまで加熱する蒸気発生器と、前記蒸気発生器に付設された給復水・主蒸気系配管と、前記蒸気発生器にて発生した蒸気からエネルギーを回収する高圧タービン及び低圧タービンと、これら高圧タービン及び低圧タービンに連結された発電機と、前記低圧タービンから排出された蒸気を冷却して凝縮させる復水器とを備えた高速増殖炉型原子力発電システムにおいて、前記一次冷却系配管内に、少なくとも１つ以上の中間熱交換器を設置したことを特徴とする。
【００２１】
かかる構成によると、一次冷却系配管内に中間熱交換器を設置するので、一次冷却系配管に接続される外付けの中間熱交換器を省略することができ、配管配置スペースの縮小、ひいては建屋容積及び物量の削減を図ることができる。また、一次冷却系配管内に中間熱交換器を設置すると、一次系冷却材と二次系冷却材との熱交換を完全対向流方式で実現できるので、一次系冷却材及び二次系冷却材が高速で流れても、中間熱交換器の熱交換効率を高めることができると共に、流路内の圧損及び流動振動を抑制することができ、システムの信頼性を高めることができる。さらに、中間熱交換器の熱交換効率を向上できることから、低圧タービンに入る低湿り度の過熱蒸気流量を増加させることができ、プラントの高性能化を図ることができる。
【００２２】
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、複数ループの前記一次冷却系配管を有し、各ループを構成する前記一次冷却系配管内に、少なくとも１つ以上の前記中間熱交換器を設置したことを特徴とする。
【００２３】
かかる構成によると、複数ループの一次冷却系配管内のそれぞれに中間熱交換器を設置するので、一次系冷却材と二次系冷却材との間の熱交換効率をより高めることができる。
【００２４】
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、前記中間熱交換器の冷却側に前記蒸気発生器からの二次系冷却材を供給し、前記中間熱交換器の被冷却側に前記原子炉容器からの一次系冷却材を供給することを特徴とする。
【００２５】
かかる構成により、中間熱交換器を用いて、一次系冷却材と二次系冷却材との間の熱交換を行うことができる。
【００２６】
本発明は第４に、前記第１乃至第３の高速増殖炉型原子力発電システムにおいて、前記中間熱交換器は、複数の伝熱管の集合からなる伝熱管束を内蔵しており、前記伝熱管内に被冷却側の一次系冷却材を流すと共に、当該伝熱管の外側に冷却側の二次系冷却材を流すことを特徴とする。
【００２７】
かかる構成によると、伝熱管の内部を高圧、伝熱管の外側を低圧にできるので、中間熱交換器の応力分布を適正化することができ、伝熱管の薄肉化を図ることができる。
【００２８】
本発明は第５に、前記第１乃至第３の高速増殖炉型原子力発電システムにおいて、前記中間熱交換器は、複数の伝熱管の集合からなる伝熱管束を内蔵しており、前記伝熱管内に冷却側の二次系冷却材を流すと共に、当該伝熱管の外側に被冷却側の一次系冷却材を流すことを特徴とする。
【００２９】
かかる構成によっても、伝熱管の肉厚を適正化することにより、一次系冷却材と二次系冷却材との間の熱交換を行うことができる。
【００３０】
本発明は第６に、前記第４又は第５の高速増殖炉型原子力発電システムにおいて、前記複数の伝熱管を、前記伝熱管の外側を流れる冷却材の流れ方向に関して上流側の端部及び下流側の端部のいずれか一方が半円形、流線形又はエッジ状に形成された平板状のスペーサを用いて連結し、前記伝熱管束とすることを特徴とする。
【００３１】
かかる構成によると、スペーサに対する冷却材流入側の縮流損失及び冷却材流出側の拡大流損失を低減できるので、伝熱管の外側を流れる冷却材の圧損を低減できて、中間熱交換器の熱交換効率を良好なものにできると共に、流力弾性振動の抑制を図ることができて、中間熱交換器の耐久性を高めることができる。
【００３２】
本発明は第７に、前記第４又は第５の高速増殖炉型原子力発電システムにおいて、前記複数の伝熱管を、円柱棒状のスペーサを用いて連結し、前記伝熱管束とすることを特徴とする。
【００３３】
かかる構成によっても、スペーサに対する冷却材流入側の縮流損失及び冷却材流出側の拡大流損失を低減でき、中間熱交換器の熱交換効率及び耐久性を高めることができる。
【００３４】
本発明は第８に、前記第１乃至第７の高速増殖炉型原子力発電システムにおいて、前記中間熱交換器の冷却材流入部及び冷却材流出部に、前記伝熱管の外側を流れる冷却材の圧損及び流動振幅を低減するための均一流入内筒管及び均一流出内筒管を備えたことを特徴とする。
【００３５】
かかる構成によると、均一流入内筒管及び均一流出内筒管を備えることにより、伝熱管の外側を流れる冷却材の流速を均一化できるので、有効伝熱管の面積を大きくすることができ、中間熱交換器の熱交換効率を良好なものにできると共に、伝熱管の外側を流れる冷却材の流動振動を低減でき、伝熱管の耐久性を高めることができる。
【００３６】
本発明は第９に、前記第１乃至第８の高速増殖炉型原子力発電システムにおいて、前記中間熱交換器に、軸方向への熱伸び及び熱収縮を緩和するためのエクスパンション機構を備えたことを特徴とする。
【００３７】
かかる構成によると、エクスパンション機構により軸方向への熱伸び及び熱収縮を緩和できるので、中間熱交換器の耐久性を高めることができる。
【００３８】
本発明は第１０に、前記第１乃至第９の高速増殖炉型原子力発電システムにおいて、前記中間熱交換器の外径を前記一次冷却系配管の外径よりも太径にし、これら中間熱交換器と一次冷却系配管との間に、口径拡大管及び口径縮小管を設けたことを特徴とする。
【００３９】
かかる構成によると、伝熱管を内蔵したことによって生じる中間熱交換器の流路面積の減少を防止できるので、中間熱交換器内の圧損の増加を防止できる。また、口径拡大管及び口径縮小管を設けることにより、中間熱交換器が設置されていない一次冷却系配管との接続が可能になるので、中間熱交換器が内部に設置された中間熱交換器を採用することの影響を他の機器の設計に及ぼすことが無く、プラントの設計を容易なものにすることができる。
【００４０】
本発明は第１１に、前記第１乃至第１０の高速増殖炉型原子力発電システムにおいて、既設の高速増殖炉型原子炉の一次冷却系配管内に、前記中間熱交換器を設置したことを特徴とする。
【００４１】
かかる構成によると、中間熱交換器が内蔵された中間熱交換器を利用することにより、既設の高速増殖炉型原子炉の低圧損化及び流動振動の低減を図ることができるので、既設の高速増殖炉型原子炉の熱交換効率及び耐久性の改善を図ることができる。
【００４２】
本発明は第１２に、前記第１１の高速増殖炉型原子力発電システムにおいて、前記一次冷却系配管に接続された既存の中間熱交換器と、前記一次冷却系配管内に設置された前記中間熱交換器とを有することを特徴とする。
【００４３】
かかる構成によると、既設の高速増殖炉型原子炉において、既存の中間熱交換器と一次冷却系配管内に設置された中間熱交換器とを併用できるので、プラントの各種運転条件に応じて主蒸気の過熱量を容易に適正化することができ、プラント熱効率の向上を図ることができる。
【発明の効果】
【００４４】
本発明によれば、一次冷却系配管内に少なくとも１つ以上の中間熱交換器を設置したので、高速増殖炉型原子力発電システムの大幅な変更をせずに配管配置スペースを縮小でき、建屋容積及び物量の削減を図ることができる。また、一次冷却系配管内に設置された中間熱交換器は、一次系冷却材と二次系冷却材とを完全対向流方式で熱交換できるので、中間熱交換器の熱交換効率を高めることができ、プラントの高性能化を図ることができる。
【発明を実施するための最良の形態】
【００４５】
以下、本発明に係る高速増殖炉型原子力発電システムの実施形態を図面を用いて説明する。図１は実施形態に係る高速増殖炉型原子力発電システムのシステム系統図である。現在、日本で計画されている新規のシステムも、このループ型高速増殖炉システムである。高速増殖炉型原子力発電システムは、図１に示すように、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、ホットレグ３ａ及びコールドレグ３ｂとからなる一次冷却系配管３と、ホットレグ３ａ内に設置された中間熱交換器４Ａと、原子炉容器１内及び一次冷却系配管３内の一次系冷却材（ナトリウム）を循環させる一次主循環ポンプ５と、中間熱交換器４Ａに二次系冷却材（ナトリウム）を供給する二次冷却系配管６と、二次冷却系配管６内の二次系冷却材を循環させる二次主循環ポンプ７と、二次冷却系配管６に接続された蒸気発生器８と、蒸気発生器８にて発生した蒸気を高圧タービン１０ａ及び低圧タービン１０ｂに送り、復水器３０にて凝縮された水を蒸気発生器８に戻す給復水・主蒸気系配管９と、高圧タービン１０ａ及び低圧タービン１０ｂの軸に連結された発電機４０と、水・蒸気系配管９における復水器３０の下流側に設置された給水加熱器３１及び給水ポンプ３２とから主に構成されている。
【００４６】
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体を中間熱交換器４Ａに通して二次系冷却体を加熱すると共に、この二次系冷却体を蒸気発生器８に通して、給復水・主蒸気系配管９に蒸気を発生させ、この蒸気を高圧タービン１０ａ及び低圧タービン１０ｂに導いて、発電機４０により発電を行う。仕事に使用された蒸気は、復水器３０で凝縮されて水となり、その後、給水加熱器３１及び給水ポンプ３２を通ってそれぞれ加熱及び昇圧され、蒸気発生器８に給水される。
【００４７】
このように、実施形態に係る高速増殖炉型原子力発電システムは、一次冷却系配管３のホットレグ３ａ内に、中間熱交換器４Ａを設置したことを特徴とする。かかる構成にすることにより、一次冷却系配管３自体に、従来の中間熱交換器の機能を持たせることができ、従来の中間熱交換器を省くことができるので、システムの簡素化及び省スペース化を図ることができる。また、細径の一次冷却系配管３内に中間熱交換器４Ａを設置するので、熱交換方式を従来の中間熱交換器のような直交流方式ではなく、完全対向流方式にできるので、中間熱交換器４Ａを構成する伝熱管内外の一次系及び二次系冷却材が高速で流れても熱交換性能が高くなる上に、低圧損で流動振動も低減できる。なお、本実施形態においては、ホットレグ３ａ内にのみ中間熱交換器４Ａを設置したが、コールドレグ３ｂ内にもこの中間熱交換器４Ａを設置することができる。
【００４８】
なお、必要な交換熱量に見合う伝熱面積を確保するためには、この中間熱交換器４Ａを必要な長さでユニット化して、これをホットレグ３ａあるいはコールドレグ３ｂ内に直列に接続すれば良い。
【００４９】
図２に、実施形態に係る中間熱交換器４Ａの一例を示す。この例では、既設の一次冷却系配管３の間に、外径が一次冷却系配管３と同径の中間熱交換器４Ａをフランジ結合している。符号１７は、一次冷却系配管３と中間熱交換器４Ａとを結合するフランジである。なお、本結合機構は溶接構造であっても良い。中間熱交換器４Ａの内部には、長さ方向に一定間隔で配置された複数のエッグ・クレート状（卵の仕切り形状）のスペーサ１６と、当該スペーサ１６にて支持された多数の伝熱管１５が収納されている。エッグ・クレート状のスペーサ１６を用いると、各スペーサ１６について各伝熱管１５を２点で支持できるため、荷重受け、圧損低減及び管束の流力弾性振動抑制の観点から、構成上最適である。
【００５０】
二次冷却系配管６を流れる低温かつ低圧の二次系冷却材１４は、二次系冷却材入口ノズル１３ａから中間熱交換器４Ａの胴体内へ流入して、伝熱管１５内を流れる一次系冷却材１２に対してほぼ対向に流れ、二次系冷却材出口ノズル１３ｂから排出される。一方、高温かつ高圧の一次系冷却材１２は、ホットレグ３ａの垂直部から一次冷却系配管３内に流入し、曲げ部３ｃを通った後に、水平部で中間熱交換器４Ａの伝熱管１５内へ流入し、二次系冷却材１４の流れ方向と対向流で流れる。そして、伝熱管１５を出た一次系冷却材１２は、曲げ部３ｃで曲がり、下向き垂直配管を流下して主循環ポンプ５へ吸い込まれる。
【００５１】
このように、本発明の中間熱交換器４Ａは、細径でシンプルな構造にすることができるので、建屋内のスペースを広げることができる。また、既設の一次冷却系配管３を取り外して新たに中間熱交換器４を追設しなくとも良いので、工事を容易に行うことができる。さらに、この中間熱交換器４Ａは、一次冷却系配管３の中で対向流熱交換をしながら、二次冷却系へ容易に熱を伝えることができるので、一次冷却系の圧損を低減することができる。
【００５２】
なお、前記実施例においては、中間熱交換器４Ａの伝熱管１５内に一次系冷却材１２を流し、伝熱管１５の外側に二次系冷却材１４を流したが、これとは逆に、伝熱管１５内に二次系冷却材１４を流し、伝熱管１５の外側に一次系冷却材１２を流すこともできる。この場合には、伝熱管１５内が低圧になり、伝熱管１５外が高圧となるため、伝熱管厚さを厚くするなどの工夫が必要になるが、前記実施例と同様の効果を奏することができる。
【００５３】
図３に、従来技術による技術課題の回避フローに対する本発明による技術課題の回避フローを示す。図３の左側に従来技術のフロー、右側に本発明のフローを示す。まず、一次冷却系配管３の２ループ化により、配管の大口径化を図っても、配管内の平均流速は大きくなる。同様に、従来の中間熱交換器では、容器内の平均流速は大きくなる。その結果、中間熱交換器を構成する伝熱管の外側（胴側）において、高流速の直交流流れにより、伝熱管を横切る流れから発生する渦の放出周期による流体励起振動が生じるので、この流力弾性振動の評価が必要になる。これらの結果、中間熱交換器の信頼性の低下が懸念される。例えば、胴側流体の圧損の増加、伝熱管の流力弾性振動の増加及び配管サポートの強化が必要になるなどが予想される。
【００５４】
これに対して、本発明では、一次冷却系配管３内に中間熱交換器４Ａを設置して、高速増殖炉系統システムの簡素化及び省スペース化を図る。また、細長い中間熱交換器４Ａを採用することから、完全対向流熱交換方式による熱交換を実現でき、高い熱交換効率を維持できる。したがって、これらのことから、中間熱交換器４Ａにおける胴側流体の流れを高速化でき、一次冷却系配管３及び中間熱交換器４Ａの信頼性を向上させることができる。即ち、胴側流体の流れが高速になっても、伝熱管１５への流体力の作用が小さいので、中間熱交換器４Ａの熱交換性能及び信頼性を確保することができる。また、胴側流体の庄損を低減でき、かつ伝熱管１５の流力弾性振動を抑制することができて、配管内の流動安定性を確保することが可能となる。
【００５５】
以上のことから、図１６に示した開発課題の解決が可能となり、性能はもとより、信頼性を向上することができ、大型炉のハード成立性をクリヤすることが可能となる。
【００５６】
図４に、従来例に係る高速増殖炉型原子力発電システムの配管系統と本発明に係る高速増殖炉型原子力発電システムの配管系統との比較を示す。上図が従来例に係る高速増殖炉型原子力発電システムの配管系統、下図が本発明に係る高速増殖炉型原子力発電システムの配管系統である。従来例に係る高速増殖炉型原子力発電システムは、上図に示すように、３系統の配管系統を備えており、各配管系統毎に、一次冷却系配管３と、一次冷却系配管３に接続された外付けの中間熱交換器４と、原子力容器１内の一次系冷却材をホットレグ３ａ及びコールドレグ３ｂを介して循環させる一次系主循環ポンプ５とを備えている。一方、本発明は、配管系統が２系統のみ備えられており、各系統毎に、一次冷却系配管３と、一次冷却系配管３内に設置された中間熱交換器４Ａと、原子力容器１内の一次系冷却材をホットレグ３ａ及びコールドレグ３ｂを介して循環させる一次系主循環ポンプ５とを備えている。本発明に係る高速増殖炉型原子力発電システムの場合、従来例に係る高速増殖炉型原子力発電システムに比べてループ数が減少した分だけ、１ループ当りの平均流速が増加することにより流体条件が厳しくなる。
【００５７】
図５に、従来例に係る高速増殖炉型原子力発電システムの配管系統と本発明に係る高速増殖炉型原子力発電システムの配管系統との比較を示す。従来例１は非特許文献１に記載された高速増殖炉型原子力発電システムの配管系統、従来例２は中間熱交換器とポンプとを一体化した大型炉の配管系統である。従来例１は、上述のように各機器及び系統が独立している。一方、従来例２は、ループ数が２であり、中間熱交換器とポンプとが一体化している。これに対して、本発明は、ループ数が２であり、各ループの配管系統内に中間熱交換器４Ａが一体に設けられ、かつポンプが２個からなる。
【００５８】
図６に、本発明に係る中間熱交換器４Ａの熱交換方式と温度分布とを示す。図６（ａ）は中間熱交換器４Ａ内を原子炉容器１の炉心出口からの高温・高圧の一次系冷却材１２と蒸気発生器出口からの低温・低圧の二次系冷却材１４とを、対向流方式で熱交換することを示し、図６（ｂ）は流れ方向ｘに対する温度分布Ｔを示している。高温・高圧の一次系冷却材１２は、中間熱交換器の入口から出口まで緩やかに温度低下するが、その一方で低温・低圧の二次系冷却材１４は、中間熱交換器４Ａの入口から出口まで緩やかに温度上昇する。このことから、本発明に係る中間熱交換器４Ａは、２つの流体がきれいに完全対向流方式で熱交換する理想的な熱交換器となることがわかる。
【００５９】
図７に、中間熱交換器４Ａの交換熱量Ｑと空間容積比Ｖとの関係を示す。横軸は標準化交換熱量Ｑ＊、縦軸は標準化空間容積比Ｖ＊である。各々の基準値１．０には、非特許文献１に記載された高速増殖炉型原子力発電システムに備えられる中間熱交換器のサイズを用いて、他の条件は大型炉を対象とした条件で検討した。非特許文献１に記載された高速増殖炉型原子力発電システムの電気出力は２８万ＫＷ級、大型炉は１５０万ＫＷ級と約６倍大きい。なお、一次冷却系配管３の直径は約１．０ｍとし、これに内蔵する伝熱管１５は外径を約２５ｍｍ、本数を１００本とした。また、非特許文献１に記載された高速増殖炉型原子力発電システムは、冷却系統が３ループであるため、電気出力は小さいものの、３基の中間熱交換器が必要になる。一方、今後計画されている大型炉は、冷却系統が２ループであるため、従来のスケールアップした中間熱交換器よりも容積が約１．５倍大きくなる。ここで、本発明に係る中間熱交換器４Ａを設置すると、従来例の高速増殖炉用中間熱交換器４に比べて、空間容積が約４０％と大幅に減少する。この際、縦軸の空間容積は、全ての中間熱交換器の合計で比較した。
【００６０】
図８に、熱交換器コンパクト指標による本発明に係る中間熱交換器４Ａと従来例に係る外付け方式の中間熱交換器４との比較を示す。この比較は、「日本機械学会論文集、Vol65,No.631,P.1018  平成１１年３月」に記載されたコンパクト化の定義と検討法に基づく。即ち、横軸は胴側レイノルズ数Ｒｅｓ、縦軸は熱交換器の胴側コンパクト指標ηｓである。なお、横軸には液体金属特有の無次元数であるペクレ数Ｐｅｓ（＝Ｒｅｓ・Ｐｒｓ）を用いても良い。ここで、一般的なシェル・チューブ式熱交換器の場合、流体空間の大きな、しかも流体の流れが停留する死水域などの存在する胴側が律則となるため、熱交換器の性能やコンパクト化には、胴側流れに注目すれば良いと考える。
【００６１】
ここで、熱交換器コンパクト指標ηｓは次式に示すように、胴側熱伝達率ｈｓと圧力損失係数Ｋとの比を表し、ηｓが大きくなればなるほどコンパクトであることを示している。即ち、コンパクト指標ηｓは、伝熱促進構造により付加的に生じる圧力損失の増加に対する伝熱促進割合を無次元数で表した指標であり、具体的には損失係数ｆｓに対する伝熱係数Ｎｕｓの向上比であり、次の（１）式で定義される。
【数１】
2009133820.tif 000003
【００６２】
ここで、Colburnのｊファクターは次の（２）式で表される。
【数２】
2009133820.tif 000004
【００６３】
また、式（１）に用いる摩擦損失係数ｆｓ′は、Colburn の定義に基づき、次の（３）式で定義した。
【数３】
2009133820.tif 000005
【００６４】
ここで、Ｎｕｓ及びＲｅｓは、次の（４）式の通りである。
【数４】
2009133820.tif 000006
【００６５】
ただし、Ｑｓは熱交換量、Ｌｓは流路長さ、ΔＴｓは温度差である。
【００６６】
上記の式（４）を式（２），（３）へ代入し、面積はＡｓ＝πｄｅ２／４、体積流量はＶｓ＝ｖｓＡｓの関係を用いると、式（１）のηｓは次の（５）式のようになる。
【数５】
2009133820.tif 000007
【００６７】
ただし、ΔＰｓは圧力差である。
【００６８】
即ち、Ｑｓ，Ｖｓ，ΔＴｓ，ΔＰｓ及び熱物性値の粘性係数μｓ、熱伝導率κｓ、プラントル数Ｐｒｓが一定の場合、式（５）よりηｓ∝１／Ａｓ２の関係が得られ、ηｓは熱交換器のコンパクトさの指標を与え、ηｓが大きくなるほどコンパクトになることがわかる。したがって、ηｓが大きくなり１．０に漸近することは、圧力損失が小さく伝熱性能が大きくなり、熱交換器が非常にコンパクトになることを意味する。ここで、伝熱管に平滑管を用いるか、伝熱促進するために従来例で用いられているローフィン管などを用いるかは、上記のコンパクト指標を基に適切な管を決定すれば良いので、種々の管を採用する可能性がある。
【００６９】
比較として、従来例に係る熱交換器を併記する。図８から明らかなように、一般的な多管式熱交換器（水−水）、改良型対向流熱交換器（水−水）、及び従来より軽水炉で採用されている湿分分離過熱器（ＭＳＨ）は、同じＲｅ数で比較すると、ηｓ＝０．１〜０．３であるのに対して、本発明の中間熱交換器４Ａはηｓ＝０．５となり、高性能化の上に大幅なコンパクト化が図れることがわかる。ちなみに、この時の条件の胴側レイノルズ数ＲｅはＲｅ＞１０５での高レイノルズ数の範囲での値となる。
【００７０】
図９に、従来例に係る中間熱交換器４と本発明に係る中間熱交換器４Ａの熱交換方式の相違を示す。上図は従来例に係る中間熱交換器であり、流体が伝熱管１５間を直行流で横切る流れになっており、伝熱管１５の下流側で温度境界層がはく離しやすく、比較的低流速でも胴側熱伝達率ｈｓが大きくなる。そして、はく離が生じることにより圧力損失が大きくなり、また熱交換器特有の伝熱管束間での流動振動の一種である流力弾性振動が大きくなりやすい。一方、下図は本発明に係る中間熱交換器４Ａであり、流体が伝熱管１５間を対向流で流れる。そして、伝熱管１５とスペーサ１６の近傍での温度境界層薄膜化により、胴側熱伝達率ｈｓが管内側とほぼ同等か僅かに大きくなるが、スペーサ設置による縮流・拡大流損失はそれほど大きくなく、しかも伝熱管１５間での流力弾性振動も抑制される。したがって、熱交換器としての３大技術課題である伝熱性能、圧損、流力弾性振動を適切に満足する観点から見ると、本発明に係る中間熱交換器４Ａの方が有効であることがわかる。
【００７１】
以下、本発明に係る高速増殖炉型原子力発電システムの他の実施例を図１０乃至図１３に基づいて説明する。
【００７２】
図１０は中間熱交換器４Ａ内の伝熱管１５を支持するスペーサ１６に関するものであり、スペーサ１６を薄い平板状の部材をもって構成したこと、当該薄い平板状の部材をもって構成されたスペーサ１６の上流側及び下流側の端部を半円状、エッジ状、又は流線形状に形成したこと、並びにスペーサ１６を細い円柱棒状の部材をもって構成したことを特徴とする。なお、薄い平板状の部材をもって構成されたスペーサ１６の端部を半円状、エッジ状、又は流線形状に形成する加工は、冷却材の流れ方向に関して上流側及び下流側の端部の両方に施すこともできるし、上流側又は下流側のいずれか一方の端部にのみ施すこともできる。かかる構成によると、スペーサ流入側の縮流損失及びスペーサ流出側の拡大流損失を低減できるので、胴側流体の圧損の低下及び胴側流体力による流力弾性振動の抑制を図ることができる。
【００７３】
図１１の実施例は、中間熱交換器４Ａの伝熱管１５内を流れる冷却材の流れと胴側を流れる冷却材の流れが完全対向流となるように、胴側入口及び出口部の両者へ均一流入内筒管１８ａ及び均一流出内筒管１８ｂを設置したことを特徴とする。これにより、胴側出入口の均一流入出を達成し、有効伝熱管の面積を大きくし、また胴側ノズルから流入する直交流による伝熱管の流動振動を防止する効果が得られる。
【００７４】
図１２の実施例は、中間熱交換器４Ａの外管にエクスパンション１９を設置したことを特徴とする。これにより、細径かつ長尺で、胴側を構成する外管と伝熱管１５の熱伸びの相違に基づく熱応力を生じやすい中間熱交換器４Ａの熱応力を緩和することができる。本方式は、一般的に直管式シェル・チューブ熱交換器で用いられている。
【００７５】
図１３の実施例は、中間熱交換器４Ａを従来のホットレグ３ａよりも太径とし、該太径部内に伝熱管１５を内蔵したことを特徴とする。即ち、本実施例においては、ホットレグ３ａの対向部分にそれぞれ口径拡大管２０ａ及び口径縮小管２０ｂを設置し、これらの各管２０ａ，２０ｂの間に、増径された中間熱交換器４Ａを接続してなる。これにより、配管内に伝熱管１５を内蔵したことによる中間熱交換器４Ａ内での胴側流体の流速の増加を抑制でき、細径の中間熱交換器４Ａを用いた場合に比べて熱交換効率を高めることができる。
【００７６】
図１４の実施例は、１つのホットレグ３ａに複数（図の例では３つ）の中間熱交換器４Ａを設置したことを特徴とする。これにより、必要な交換熱量に対応したシステムを構成しやすくなると共に、配管口径が一定の場合、各熱交換器内の管側及び胴側平均流速を低減できて、両側の圧損及び流動振動を抑制できる点で有効となる。なお、従来においては、通常大きな２基の中間熱交換器を設置して必要な交換熱量に対応しているが、本実施例は、これに比べて中間熱交換器の設置空間を非常に小さなものにできるというメリットがある。
【００７７】
図１０乃至図１４に示した技術は、単独で本発明に係る高速増殖炉型原子力発電システムに適用することもできるし、１又は２以上の技術を組合わせて本発明に係る高速増殖炉型原子力発電システムに適用することもできる。これにより、高速増殖炉システムの簡素化が図れると共に、中間熱交換器４Ａの更なる高性能化及び高信頼性化を図ることができる。
【００７８】
なお、本発明に係る中間熱交換器４Ａは、既設の高速増殖炉型原子力発電システムに組み込んで、当該高速増殖炉型原子力発電システムに備えられた既存の中間熱交換器４と共同的に運用することもできる。即ち、既存の中間熱交換器４の上流側又は下流側に中間熱交換器４Ａを追設して、既存の中間熱交換器４の交換熱量の一部を中間熱交換器４Ａに代替させる。かかる構成によると、既存の高速増殖炉プラントの運転条件に応じて前記２つの中間熱交換器４，４Ａを併用できるので、蒸気過熱量を増加させることができ、高速増殖炉プラントの熱効率を向上させることが可能になる。
【図面の簡単な説明】
【００７９】
【図１】実施形態に係る高速増殖炉原子力発電システムを示す図である。
【図２】実施形態に係る中間熱交換器の断面図である。
【図３】従来技術による技術課題の回避フローに対する本発明による技術課題の回避フローを示す表図である。
【図４】従来例に係る高速増殖炉型原子力発電システムの配管系統と本発明に係る高速増殖炉型原子力発電システムの配管系統との比較を示す配管系統図である。
【図５】従来例に係る高速増殖炉型原子力発電システムの配管系統と本発明に係る高速増殖炉型原子力発電システムの配管系統との比較を示す表図である。
【図６】本発明に係る中間熱交換器の熱交換方式と温度分布とを示す図である。
【図７】本発明に係る中間熱交換器の交換熱量と空間容積比との関係を示す図である。
【図８】熱交換器コンパクト指標による本発明に係る中間熱交換器と従来例に係る外付け方式の中間熱交換器との比較を示す図である。
【図９】従来例に係る中間熱交換器と本発明に係る中間熱交換器の熱交換方式の相違を示す図である。
【図１０】他の実施形態に係る中間熱交換器の構成図である。
【図１１】他の実施形態に係る中間熱交換器の構成図である。
【図１２】他の実施形態に係る中間熱交換器の構成図である。
【図１３】他の実施形態に係る中間熱交換器の構成図である。
【図１４】他の実施形態に係る高速増殖炉原子力発電システムを示す図である。
【図１５】従来例に係る高速増殖炉原子力発電システムを示す図である。
【図１６】従来例に係る高速増殖炉原子力発電システムの課題を示す表図である。
【符号の説明】
【００８０】
１…原子炉容器、２…炉心、３…一次冷却系配管、３ａ…ホットレグ、３ｂ…コールドレグ、３ｃ…曲げ部、４…中間熱交換器、４Ａ…中間熱交換器、５…一次主循環ポンプ、６…二次冷却系配管、７…二次主循環ポンプ、８…蒸気発生器、９…給復水・主蒸気系配管、１０ａ…高圧タービン、１０ｂ…低圧タービン、１２…一次系冷却材、１３ａ…二次系冷却材入口ノズル、１３ｂ…二次冷却材出口ノズル、１４…二次系冷却材、１５…伝熱管、１６…伝熱管支持スペーサ、１７…連結機構、１８ａ…均一流入内筒管、１８ｂ…均一流出内筒管、１９…エクスパンション、２０ａ…口径拡大管、２０ｂ…口径縮小管、３０…復水器、３１…給水加熱器、３２…給水ポンプ、４０…発電機
【図１】
2009133820.tif 000008
【図２】
2009133820.tif 000009
【図３】
2009133820.tif 000010
【図４】
2009133820.tif 000011
【図５】
2009133820.tif 000012
【図６】
2009133820.tif 000013
【図７】
2009133820.tif 000014
【図８】
2009133820.tif 000015
【図９】
2009133820.tif 000016
【図１０】
2009133820.tif 000017
【図１１】
2009133820.tif 000018
【図１２】
2009133820.tif 000019
【図１３】
2009133820.tif 000020
【図１４】
2009133820.tif 000021
【図１５】
2009133820.tif 000022
【図１６】
2009133820.tif 000023