(57)【要約】【課題】発電所全運転期間にナトリウム冷却高速炉の残熱除去用中間ナトリウムループでのナトリウム固化可能性を排除した受動安全等級残熱除去システムを提供する。【解決手段】本発明の受動安全等級残熱除去システムは、発電所の全運転期間において、原子炉容器及び原子炉構造物冷却のために活用する受動型原子炉構造物空気冷却システム（ＣＡＣＳ）の高温の加熱空気出口流路とナトリウム−空気熱交換器（ＡＨＸ）の空気流路を連結したり、原子炉構造物空気冷却システムの前記加熱空気出口流路と前記ナトリウム−空気熱交換器の空気流路入口配管外側に別途の空気−空気熱交換器を具備し、外部空気温度が−４０℃（設計時に考慮する基準温度）まで下がる場合にも一定温度以上の常温の外部空気を前記ナトリウム−空気熱交換器入口に供給する。【選択図】図６
2009150860.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉内部の崩壊熱を除去するためのナトリウム−ナトリウム熱交換器、該ナトリウム−ナトリウム熱交換器より高い位置に具備されるナトリウム−空気熱交換器、前記ナトリウム−ナトリウム熱交換器とナトリウム−空気熱交換器を連結する除熱用ナトリウム−ループ及びナトリウム冷却高速炉側の高温プールの液位が原子炉容器内壁側の低温プールの液位より高くなるようにその液位差を維持する１次系統ポンプを具備し、原子炉容器及び原子炉容器外部を取り囲む原子炉構造物空気冷却システムを具備して原子炉構造物の温度を設計基準以下に維持するようにして、正常熱除去システムが機能する場合には少なくとも前記高温プール内の高温ナトリウムとの直接的な接触なしに前記高温プールから前記ナトリウム−ナトリウム熱交換器に伝達される輻射熱を利用して前記除熱用ナトリウム−ループの媒介体を固化しないようにして、そして前記正常熱除去システムが機能しない場合には、前記ナトリウム−ナトリウム熱交換器を通じて原子炉内部の崩壊熱を除去するナトリウム冷却高速炉の完全受動安全等級残熱除去システムにおいて、
前記原子炉構造物の外側から内側に形成され外側の一定位置に形成された外部空気入口から流入した外部空気が通過する外部空気流路、
該外部空気流路を通じて流入した外部空気が原子炉下端で方向を転換して前記原子炉容器の外周面を冷却しながら加熱された加熱空気を前記原子炉構造物外部に誘導させる加熱空気出口流路、及び
前記加熱空気出口流路に沿って、前記加熱された空気が前記ナトリウム−空気熱交換器（ＡＨＸ）内部に流入するための空気入口ノズルをさらに含んで成り立つ、ナトリウム冷却高速炉の残熱除去用中間ナトリウムループでのナトリウム固化可能性を排除した受動安全等級残熱除去システム。
【請求項２】
前記外部空気が、前記原子炉容器の外周面を直接冷却することを特徴とする請求項１に記載のナトリウム冷却高速炉の残熱除去用中間ナトリウムループでのナトリウム固化可能性を排除した受動安全等級残熱除去システム。
【請求項３】
前記空気入口ノズルを通じて前記加熱空気が、前記ナトリウム−空気熱交換器の空気入口領域に直接流入して前記ナトリウム−空気熱交換器内の空気流路に沿って上昇してヘリカル形態の前記ナトリウム−空気熱交換器のナトリウム伝熱管を冷却して、前記ナトリウム−空気熱交換器の上端の煙突を通じて最終ヒートシンク源である大気中に放出されることを特徴とする請求項１に記載のナトリウム冷却高速炉の残熱除去用中間ナトリウムループでのナトリウム固化可能性を排除した受動安全等級残熱除去システム。
【請求項４】
発電所の全運転期間において、前記加熱空気が前記空気入口ノズルを通じて前記ナトリウム−空気熱交換器に流入することにより、前記ナトリウム伝熱管内部のナトリウムと前記ナトリウム伝熱管外部の前記空気流路の前記加熱空気との熱交換時に、前記ナトリウム伝熱管内部の前記ナトリウムの最低温度がナトリウムの固化温度以下に下がらないように維持され、外部空気温度が−４０℃まで下がる設計基準の場合にも、前記原子炉構造物空気冷却システムを通過した空気温度が最低３５℃以上に維持されることによって、除熱用中間ナトリウムループでのナトリウム固化可能性を基本的に除去できることを特徴とする請求項１に記載のナトリウム冷却高速炉の残熱除去用中間ナトリウムループでのナトリウム固化可能性を排除した受動安全等級残熱除去システム。
【請求項５】
原子炉内部の崩壊熱を除去するためのナトリウム−ナトリウム熱交換器、該ナトリウム−ナトリウム熱交換器より高い位置に具備されるナトリウム−空気熱交換器、前記ナトリウム−ナトリウム熱交換器とナトリウム−空気熱交換器を連結する除熱用ナトリウム−ループ及びナトリウム冷却高速炉側の高温プールの液位が原子炉容器内壁側の低温プールの液位より高くなるようにその液位差を維持する１次系統ポンプを具備し、原子炉容器及び原子炉容器外部を取り囲む原子炉構造物空気冷却システムを具備して原子炉構造物の温度を設計基準以下に維持するようにして、正常熱除去システムが機能する場合には、少なくとも前記高温プール内の高温ナトリウムとの直接的な接触なしに前記高温プールから前記ナトリウム−ナトリウム熱交換器に伝達する輻射熱を利用して前記除熱用ナトリウム−ループの媒介体を固化しないようにして、そして前記正常熱除去システムが機能しない場合には、前記ナトリウム−ナトリウム熱交換器を通じて原子炉内部の崩壊熱を除去するナトリウム冷却高速炉の完全受動安全等級残熱除去システムにおいて、
前記原子炉構造物の外側から内側に形成されて外側の一定位置に形成された外部空気入口から流入した外部空気が通過する外部空気流路、
前記外部空気流路を通じて流入した外部空気が、原子炉下端で方向を転換して前記原子炉容器の外周面を冷却しながら加熱された加熱空気を前記原子炉構造物外部に誘導する加熱空気出口流路、
該加熱空気出口流路と連結する上向き空気配管を通じて原子炉建物外部に前記加熱空気を誘導する空気排出流路、
外部から外部空気が流入し、前記ナトリウム−空気熱交換器内部に流入するための空気入口ノズルを含み、前記空気排出流路の外側に結合された空気流路入口配管、及び
前記空気流路入口配管外側に具備され、前記空気排出流路外側面に付着する多数個の冷却フィン（ｃｏｏｌｉｎｇ  ｆｉｎ）を含む空気−空気熱交換器をさらに含んで成り立つ、ナトリウム冷却高速炉の残熱除去用中間ナトリウムループでのナトリウム固化可能性を排除した受動安全等級残熱除去システム。
【請求項６】
前記外部空気が、前記原子炉容器の外周面を直接冷却することを特徴とする請求項５に記載のナトリウム冷却高速炉の残熱除去用中間ナトリウムループでのナトリウム固化可能性を排除した受動安全等級残熱除去システム。
【請求項７】
前記空気流路入口配管と前記空気排出流路が、相互に隔離するように成り立ったことを特徴とする請求項５に記載のナトリウム冷却高速炉の残熱除去用中間ナトリウムループでのナトリウム固化可能性を排除した受動安全等級残熱除去システム。
【請求項８】
前記受動安全等級残熱除去システムまたは前記原子炉構造物空気冷却システムの中でいずれか一方が機能を喪失した場合、相互間に他のシステムに対する作動失敗の影響を防止することができる請求項５または請求項７に記載のナトリウム冷却高速炉の残熱除去用中間ナトリウムループでのナトリウム固化可能性を排除した受動安全等級残熱除去システム。
【請求項９】
発電所の全運転期間において、前記加熱空気が前記空気入口ノズルを通じて前記ナトリウム−空気熱交換器に流入することにより、前記ナトリウム伝熱管内部のナトリウムと前記ナトリウム伝熱管外部の前記空気流路の前記加熱空気との熱交換時、前記ナトリウム伝熱管内部の前記ナトリウムの最低温度がナトリウムの固化温度以下に下がらないように維持して、外部空気温度が−４０℃まで下がる設計基準の場合にも、前記原子炉構造物空気冷却システムを通過した空気温度が最低３５℃以上に維持することによって、除熱用中間ナトリウムループでのナトリウム固化可能性を基本的に除去できることを特徴とする請求項５または請求項７に記載のナトリウム冷却高速炉の残熱除去用中間ナトリウムループでのナトリウム固化可能性を排除した受動安全等級残熱除去システム。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、空気流路にダンパー（ｄａｍｐｅｒ）を使用しない完全受動型のプール（ｐｏｏｌ）直接冷却方式安全等級残熱除去システムに関するもので、より詳細には、原子炉構造物空気冷却システムの廃熱を活用して加熱空気をナトリウム−空気熱交換器の空気流路に供給して、常に一定温度以上の常温空気を前記ナトリウム−空気熱交換器に供給することによって、発電所の全運転期間において、除熱用ナトリウムループでのナトリウム固化可能性を排除することにより、常に作動待機状態を維持してナトリウム固化（ｓｏｌｉｄｉｆｉｃａｔｉｏｎまたはｆｒｅｅｚｉｎｇ）による除熱ナトリウム冷却高速炉の残熱除去用中間ナトリウムループでのナトリウム固化可能性を排除した、受動安全等級残熱除去システムに関するものである。
【背景技術】
【０００２】
一般的な液体金属炉（ＬＭＲ：Ｌｉｑｕｉｄ  Ｍｅｔａｌ  Ｒｅａｃｔｏｒ）は、炉心（Ｒｅａｃｔｏｒ  Ｃｏｒｅ）、中間熱交換器（ＩＨＸ）、蒸気発生器（ＳＧ）に連結している正常熱除去システムの機能が喪失した場合に、緊急な原子炉運転中断につながる炉心の崩壊熱（ｄｅｃａｙ  ｈｅａｔ）除去のために、残熱除去システム（ＲＨＲＳ）を具備している。
【０００３】
今まで全世界的に、ナトリウム冷却高速炉を含む多種多様な液体金属冷却高速炉（以下液体金属炉）では、安全性強化を目的に受動型安全等級残熱除去系統を採択してきた。従来技術によるプール型（ｐｏｏｌ  ｔｙｐｅ）液体金属炉の残熱除去システムは、炉心出口上部に位置した高温プール（ｈｏｔ  ｐｏｏｌ）の熱的慣性を利用して、炉心の崩壊熱を効果的に除去するように設計されたもので、プール直接冷却方式（Ｄｉｒｅｃｔ  Ｒｅａｃｔｏｒ  Ｃｏｏｌｉｎｇ；ＤＲＣ）を活用する。
【０００４】
このようなプール直接冷却方式（ＤＲＣ）は、図１に図示したように、高温プール１５０の高温ナトリウム液位（Ｘ２）以下に位置するようにナトリウム−ナトリウム熱交換器２０’を設置して、原子炉建物上端にナトリウム−空気熱交換器４０’を設置し、二つの熱交換器を別途の除熱用ナトリウム−ループ３０’で連結することにより、熱流入源及び熱除去源の高低差によって形成される除熱用ナトリウム−ループ３０’内での密度差を利用したナトリウムの自然循環によって、システムの熱を最終ヒートシンク源である大気に放出する方式である。
【０００５】
しかし、前記プール直接冷却方式（ＤＲＣ）は、別個に具備される除熱用ナトリウム−ループ３０’を通じた高温プール１５０からナトリウム−空気熱交換器４０’への伝熱過程で、液体ナトリウムの特性である除熱用ナトリウム−ループ３０’内部のナトリウムが固化することを防止するために、正常運転中にも持続的な熱供給がなされなければならない。このように供給される熱は、正常状態では液体金属炉の熱損失にあたるので、除熱用ナトリウム−ループ３０’の外側を通過する空気流路の入口４３’及び出口４７’に、それぞれダンパー（ｄａｍｐｅｒ）１７０を設置し、除熱用ナトリウム−ループ３０’に隔離バルブ１８０を設置して、正常運転中にダンパー１７０及び隔離バルブ１８０の制御を通じたナトリウム及び空気の流量調節によって、ナトリウム固化防止のための最小限の熱量のみを除熱用ナトリウム−ループ３０’に供給することにより、高温プールの正常運転中の熱損失を最小化して、正常熱除去システムの機能喪失による非常炉心崩壊熱除去時には、ダンパー１７０及び隔離バルブ１８０を最大に開いて流量を増加させることにより、本格的な設計除熱性能を発揮するように設計されている。
【０００６】
このようにプール直接冷却方式（ＤＲＣ）は、正常運転中の熱損失防止及びナトリウム固化防止のための最小目標熱量供給のために除熱用ナトリウム−ループ３０’に隔離バルブ１８０を設置し、空気流路の入口４３’及び出口４７’にダンパー１７０を設置してこれらの開放度を調節する方式を採択していて、非常炉心崩壊熱除去時の作動信頼性を高めるために受動概念を具現するための隔離バルブ１８０及びダンパー１７０を安全等級化する設計概念が主に用いられているが、この方式も隔離バルブ１８０またはダンパー１７０自体に対する機械的な駆動条件が満足されなければならないので、完全な受動概念による残熱除去機能遂行が不可能で、残熱除去システムの作動信頼性と係わった作動安全性の側面において好ましくない問題点があった。
【０００７】
すなわち、正常運転中にも高温プール及び空気熱交換器間の熱交換が持続的に成立するので、正常運転中の熱損失を防止するために除熱用ナトリウムループに別途の隔離バルブを設置したり、空気熱交換器に流入する空気入口・出口配管にダンパーを設置して、これらの空気流量を調節することで、除熱用中間ナトリウムループのナトリウム固化防止及び正常運転中の熱損失量を調節するように設計及び運用される。
【０００８】
したがって、系統の伝熱媒質が全面的に自然循環によって除熱機能を遂行することはするが、オペレーター（ｏｐｅｒａｔｏｒ）の介入またはトリップ（ｔｒｉｐ）信号によって、いかなる形態であっても系統作動のための開始信号が生産され、それによって系統のダンパーまたはバルブなどのムービングパート（ｍｏｖｉｎｇ  ｐａｒｔ）がある器機が作動するように設計されているので、厳密に言えば完全な受動型系統であるとみることはできない。
【０００９】
このような受動型系の不完全性を克服するためのものとして、もう一つの従来技術である残熱除去システムが適用された液体金属炉は、図２及び図３に図示したように、原子炉容器１００の下部中心に炉心１１０が位置して、炉心の外周を取り囲む中央炉心上部に所定の高さに延長される円筒状の炉心支持容器（ｒｅａｃｔｏｒ  ｓｕｐｐｏｒｔ  ｂａｒｒｅｌ）１２０が設置されている。
【００１０】
そして、原子炉容器１００の内部空間は、炉心支持容器１２０の外周面に対して垂直に延長して水平に配置される環形の隔離板１２５と、隔離板の端で垂直上方に延長して原子炉容器１００の内壁と炉心支持容器１２０の間に配置される円筒状の原子炉バッフル１３０が設置され、炉心１１０及び隔離板１２５の上部であり、原子炉バッフル１３０内側に位置する高温プール１５０と、隔離板１２５下部及び原子炉バッフル１３０と原子炉容器１００内壁間に位置する低温プール２００に区分される。
【００１１】
ここで、原子炉バッフル１３０の高さは、正常運転状態で高温プール１５０のナトリウム液位（Ｘ）より高くして、高温ナトリウムが低温プール２００にあふれ出ることを防止し、炉心支持容器１２０の高さは、高温プール１５０のナトリウム液位（Ｘ）より低くして高温プール内で炉心支持容器１２０の外周面側空間にも、常に高温のナトリウムが満たされた状態を維持するようにする。
【００１２】
炉心支持容器１２０の外周面と原子炉バッフルの内周面間には、正常熱除去システムの構成要素である多数の中間熱交換器（ＩＨＸ）１４０が、所定の配列規則によって配置され、低温プール２００の液体ナトリウムが原子炉炉心を経て高温プール１５０に揚程する１次系統ポンプ１４５が所定の配列規則によって配列するように設置され、正常運転中に高温プール１５０と低温プール２００間に常に一定の水準以上の液位差（Ｚ）が維持されるようにする。
【００１３】
ここで、中間熱交換器（ＩＨＸ）１４０は、２個１組で構成され、各組別に原子炉外部に位置する蒸気発生器（ｓｔｅａｍ  ｇｅｎｅｒａｔｅｒ：未図示）と連結して正常運転時に原子炉炉心で発生する熱を除去するようになる。
【００１４】
また、中間熱交換器１４０と蒸気発生器を連結する配管上には中間系統隔離バルブ１９０が設置され、系統過度時のように正常熱除去システムに障害が発生した場合に、内部のナトリウム流動を遮断するように構成されている。
【００１５】
そして、前記原子炉バッフル１３０内側面と隣接した高温プール１５０端に位置する３個の垂直円形管１０が設置されている。
【００１６】
この垂直円形管１０は、自体の下端が低温プール２００と連通して、１次系統ポンプ１４５の揚程によって内部の液位（Ｙ）が低温プール２００と同一に維持され、原子炉バッフル１３０と同様に、該上端が正常運転時の高温プール１５０ナトリウム液位（Ｘ）より高く延長されている。
【００１７】
より詳しく説明すると、図３に図示したように、垂直円形管１０は原子炉バッフル１３０の内壁と支持容器１２０の外壁間に中間熱交換器１４０及び１次系統ポンプ１４５と重複しないように等間隔に設置して、それぞれの下端は隔離板１２５を貫通して低温プール２００と連通し、上端は原子炉バッフル１３０と同一程度の高さに延長されて高温プール１５０と区分された低温プール２００の一部分になり、内部の液位（Ｙ）が低温プール２００と一緒に１次系統ポンプ１４５によって低い液位（Ｙ）を維持するようになって、外周面は高温プール１５０のナトリウムと接触状態に置かれるようになる。
【００１８】
ここで、高温プール１５０及び垂直円形管１０を含む低温プール２００内部の空いた空間には、ヘリウム、窒素、アルゴンなどの非活性気体が充填される。充填された非活性気体は、圧力過渡時の圧力変動を吸収してシステム全体の急激な圧力過渡を防止する役割を遂行すると共に、高温プール１５０から原子炉ヘッド１６０への伝熱量を減少させる熱遮断の役割を同時に遂行している。このような役割をする非活性気体は、カバーガス（ｃｏｖｅｒ  ｇａｓ）と呼ばれる。
【００１９】
図４に図示したように、各垂直円形管１０内部の正常運転時の低温プール液位（Ｙ）より高い位置に、ナトリウム−ナトリウム熱交換器２０がナトリウムとの直接接触が遮断された状態で設置され、ここで、ナトリウム−ナトリウム熱交換器２０は、ナトリウムとの直接的な接触が遮断されることによって、垂直円形管１０の内周面と輻射による熱伝達のみ可能な状態に置かれるようになる。
【００２０】
ナトリウム−ナトリウム熱交換器２０は、それぞれ原子炉ヘッド１６０を貫通して原子炉上部に延長される除熱用ナトリウム−ループ３０によって原子炉建物上部に設置されたナトリウム−空気熱交換器４０と連結され、原子炉内部で吸収した熱をナトリウム−空気熱交換器４０で大気に放出するようになる。
【００２１】
すなわち、ナトリウム−空気熱交換器４０内部では、除熱用ナトリウム−ループ３０によって伝達された高温プール１５０の熱をナトリウム−空気熱交換器４０下部の入口４３から流入して熱交換後、ナトリウム−空気熱交換器４０上部の出口４７に排出される外部空気を利用した直接的な熱除去が成立する。
【００２２】
中間熱交換器（ＩＨＸ）１４０を通じた正常熱除去システムの機能が喪失された系統過渡時には、図５に図示したように、正常熱除去システムの機能喪失によって１次系統ポンプ１４５の機能が喪失され、高温プール１５０と低温プール２００間の液位差（Ｚ）が消えながら低温プール２００の液位（Ｙ）が上昇して、炉心１１０の崩壊熱によって高温プール１５０内部のナトリウムが膨脹することにより、高温プール１５０のナトリウム液位（Ｘ）が原子炉バッフル１３０及び垂直円形管１０の高さ以上（Ｘ’）に上昇して、原子炉容器１００と原子炉バッフル１３０間の環形空間及びナトリウム−ナトリウム熱交換器２０が設置された垂直円形管１０内部に、高温のナトリウムが流れ込むようになる。
【００２３】
ここで、垂直円形管１０内部のナトリウム−ナトリウム熱交換器２０が高温のナトリウムと直接接触するようになることで、高温のナトリウムはナトリウム−ナトリウム熱交換器２０を通じて除熱用ナトリウム−ループ３０で熱を奪われるようになり、それにより垂直円形管１０内部のナトリウム密度が増加して垂直円形管１０外部のナトリウム密度より大きくなることで、密度差によって自然に高温プール１５０から低温プール２００へのナトリウム自然循環流動が発生するようになる。
【００２４】
垂直円形管１０内部とナトリウム−ナトリウム熱交換器２０の伝熱管２７表面間の環形空間を通じて高温のナトリウム流動が形成されることによって、正常運転中に輻射熱伝達によってのみ成り立った高温プール１５０とナトリウム−ナトリウム熱交換器２０間の熱交換メカニズムが、垂直円形管１０内部で高温のナトリウム流動による対流熱伝達による熱交換メカニズムに転換されながら、高温プール１５０からナトリウム−ナトリウム熱交換器２０への急激な熱除去が発生するようになる。
【００２５】
すなわち、前記のような完全受動型残熱除去系統を採択したプール型原子炉を対象に、ナトリウム−ナトリウム崩壊熱交換器（ＤＨＸ；Ｄｅｃａｙ  Ｈｅａｔ  ｅＸｃｈａｎｇｅｒ）を１次系統ポンプの揚程によって形成される高温プール（ｈｏｔ  ｐｏｏｌ）と低温プール（ｃｏｌｄ  ｐｏｏｌ）の液位差を利用して一次系統崩壊熱交換器をプールナトリウムと直接接触しないように設置することで、正常運転中の熱損失量は最小化して、正常熱除去源機能喪失によって原子炉及び１次系統ポンプの作動が中止した場合のナトリウム液位上昇時に限って、１次系統ナトリウムと熱除去用中間ループナトリウム間の活発な対流伝熱過程を通じて、煙突を通じて系統の残熱を最終ヒートシンク源である大気中に放出する概念を採択している。
【００２６】
したがって、これは除熱用中間ナトリウムループの隔離バルブまたはナトリウム−空気熱交換器の空気流路入口・出口のダンパーがなくても正常運転中の不必要な熱損失を防止すると同時に完全な受動概念の作動信頼性を有することができる、大容量原子炉の残熱除去系統設計の具現を可能にしている。
【００２７】
しかし、前記のような完全な受動概念を具現するために、ナトリウム−空気熱交換器空気流路にダンパーなどの空気流量調節装置を採択していないので、外部空気の温度が零下に下がる冬季または原子炉プールナトリウムの温度が２００℃まで下がる再装填運転期間には、熱除去用中間ループのナトリウムの固化（ｓｏｌｉｄｉｆｉｃａｔｉｏｎまたは  ｆｒｅｅｚｉｎｇ）の可能性が内在している。参考に、正常運転中の原子炉プールナトリウムの平均温度は、４６７℃である。
【００２８】
したがって、ナトリウムの融点は約９４℃であるので、設計基準で採択している外部空気温度−４０℃がナトリウム−空気熱交換器の空気流路に流入する場合には、ナトリウム−空気熱交換器のナトリウム伝熱管内部でナトリウムが凝固する可能性が高い。前記のような従来技術では、熱除去用中間ナトリウムループ内部、特にナトリウム−空気熱交換器のナトリウム伝熱管内部で固化が起きると、原子炉プールで最終ヒートシンク源である大気中への自然循環熱除去流路が閉鎖されて発電所の安全性に深刻な影響を与えるようになるので、発電所の全運転期間において熱除去用中間ナトリウムループのナトリウム固化を防止することができるシステムが求められている。
【００２９】
したがって、完全受動型プール（ｐｏｏｌ）直接方式の安全等級残熱除去系統（ＰＤＲＣ）の熱除去用中間ナトリウムループでのナトリウム固化現象は、正常運転中、１次系統ナトリウムプールから熱除去用中間ループのナトリウムへの熱伝達が全面的に輻射によって成り立つので、対流または伝導伝熱抵抗に比べて非常に大きい値である輻射伝熱抵抗の影響により、外部空気条件につれて熱除去用中間ループナトリウムの温度が充分に高くならないために発生する。
【００３０】
したがって、設計基準を満足させるためには、正常運転モードを含む発電所の全運転期間において、熱除去用中間ループのナトリウムの固化（ｓｏｌｉｄｉｆｉｃａｔｉｏｎまたはＦｒｅｅｚｉｎｇ）を防止する程度の伝熱量が安定的に確保されなければならない。しかし、従来技術では、外部空気が零下に下がる場合及び発電所の再装填運転温度（２００℃）での熱除去用中間ループのナトリウム固化防止に対するいかなる対処方法及び対処設備を提供することもできない。
【００３１】
【特許文献１】米国特許第３９６８６５３号明細書
【特許文献２】米国特許第５３９２３２４号明細書
【特許文献３】特許第３８５６７７９号明細書
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【００３２】
前記の問題点を解決するために案出された本発明は、上述した従来技術と同じダンパー除去及びオペレーター介入の余地を排除しながらも、発電所の全運転期間において熱除去用中間ループのナトリウムの固化可能性を基本的に排除するためのものであって、原子炉構造物空気冷却システム（ＣＡＣＳ；Ｃａｖｉｔｙ  Ａｉｒ  Ｃｏｏｌｉｎｇ  Ｓｙｓｔｅｍ）の高温の加熱空気出口流路とナトリウム−空気熱交換器（ＡＨＸ）の空気流路を連結したり、原子炉構造物空気冷却システムの前記加熱空気出口流路と前記ナトリウム−空気熱交換器の空気流路入口配管外側に別途の空気−空気熱交換器を具備して成り立つ、ナトリウム冷却高速炉の残熱除去用中間ナトリウムループでのナトリウム固化可能性を排除した受動安全等級残熱除去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】
【００３３】
前記目的を達成するための本発明の第１実施形態によるナトリウム冷却高速炉の残熱除去用中間ナトリウムループでのナトリウム固化可能性を排除した受動安全等級残熱除去システムは、原子炉構造物の外側から内側に形成して外側の一定位置に形成された外部空気入口から流入した外部空気が通過する外部空気流路と、該外部空気流路を通じて流入した外部空気が、原子炉下端で方向を転換して原子炉容器の外周面を冷却しながら加熱された加熱空気を前記原子炉構造物外部に誘導させる加熱空気出口流路と、そして前記加熱空気出口流路に沿って前記加熱された空気がナトリウム−空気熱交換器（ＡＨＸ）内部に流入するための空気入口ノズルをさらに含んで成り立つ。
【００３４】
ここで、前記外部空気は、前記原子炉容器の外周面を直接冷却することを特徴とする。
【００３５】
一方、前記空気入口ノズルを通じて前記加熱空気は、前記ナトリウム−空気熱交換器の空気入口領域に流入して前記ナトリウム−空気熱交換器内の空気流路にしたがって上昇して、ヘリカル形態の前記ナトリウム−空気熱交換器のナトリウム伝熱管を冷却して、前記ナトリウム−空気熱交換器の上端の煙突を通じて最終ヒートシンク源である大気中に放出されることを特徴とする。
【００３６】
また、発電所の全運転期間において、前記加熱空気が前記空気入口ノズルを通じて前記ナトリウム−空気熱交換器に流入することにより、前記ナトリウム伝熱管内部のナトリウムと前記ナトリウム伝熱管外部の前記空気流路の前記加熱空気との熱交換時、前記ナトリウム伝熱管内部の前記ナトリウムの最低温度が、ナトリウムの固化温度以下に下がらないように維持され、外部空気温度が−４０℃まで下降する設計基準場合にも、前記原子炉構造物空気冷却システムを通過した空気温度が、最低３５℃以上に維持されることによって、除熱用中間ナトリウムループでのナトリウム固化可能性を基本的に除去することができることを特徴とする。
【００３７】
そして、本発明の第２実施形態によるナトリウム冷却高速炉の残熱除去用中間ナトリウムループでのナトリウム固化可能性を排除した受動安全等級残熱除去システムは、原子炉構造物の外側から内側に形成され、外側の一定位置に形成された外部空気入口から流入した外部空気が通過する外部空気流路と、前記外部空気流路を通じて流入した外部空気が、原子炉下端で方向を転換して前記原子炉容器の外周面を冷却しながら加熱された加熱空気を前記原子炉構造物外部に誘導する加熱空気出口流路と、前記加熱空気出口流路と連結する上向き空気配管を通じて原子炉建物外部に前記加熱空気を誘導する空気排出流路と、外部から外部空気が流入し、前記ナトリウム−空気熱交換器内部に流入するための空気入口ノズルを含み、前記空気排出流路の外側に結合される空気流路入口配管、そして前記空気流路入口配管外側に具備され、前記空気排出流路外側面に付着する多数個の冷却フィン（ｃｏｏｌｉｎｇ  ｆｉｎ）を含んで成り立つ。
【００３８】
ここで、前記外部空気は、前記原子炉容器の外周面を直接冷却することを特徴とする。
【００３９】
そして、前記空気流路入口配管と前記空気排出流路は、相互に隔離するように成り立つことを特徴とする。
【００４０】
一方、前記受動安全等級残熱除去システムまたは前記原子炉構造物空気冷却システム中のいずれか一方が機能を喪失した場合、相互間に他のシステムに対する作動失敗の影響を防止することができる。
【発明の効果】
【００４１】
本発明は、原子炉構造物冷却用に活用している原子炉構造物空気冷却システム（ＣＡＣＳ；Ｃａｖｉｔｙ  Ａｉｒ  Ｃｏｏｌｉｎｇ  Ｓｙｓｔｅｍ）の廃熱を適切に活用して、ＣＡＣＳ空気出口流路の加熱された空気をＡＨＸ空気流路入口に供給することで、常に一定温度以上の常温空気をＡＨＸに供給するようにして、発電所の全運転期間において除熱用ナトリウムループでのナトリウム固化可能性を基本的に排除することにより、従来技術の完全受動概念残熱除去系統概念から、除熱用中間ナトリウムループの隔離バルブまたはナトリウム−空気熱交換器に流入する空気流路入口・出口のダンパーなどを除去して受動性を強化し、常に作動待機状態を維持して、外部空気が零下に下がったり、発電所再装填運転期間に原子炉プールナトリウムの温度が２００℃まで下がる場合に発生するナトリウム固化による除熱用ナトリウムループの機能喪失確率を最小化し、窮極的に系統の作動信頼性を高めることができる効果がある。
【００４２】
また、既存技術では、完全受動型安全等級残熱除去系統に対して除熱用中間ナトリウムループでのナトリウム固化防止方案に対する具体的提示なしに漠然と主張している空気流路の流量調節装置（ｄａｍｐｅｒ）除去及びオペレーター操作排除概念を、ナトリウム固化可能性を基本的に排除することにより、より具体化することができる。
【発明を実施するための最良の形態】
【００４３】
以下、本発明の好ましい実施形態において、添付図面を参照してさらに詳細に説明する。
【００４４】
図６は、本発明の第１実施形態によるナトリウム固化防止を排除した残熱除去システムが適用された液体金属炉を概略的に図示した垂直断面概念図で、図７は本発明の第１実施形態によるナトリウム固化防止を排除した残熱除去システムが適用された液体金属炉を概略的に図示した水平断面概念図で、図８は図６のナトリウム固化防止を排除した残熱除去システムが適用された液体金属炉を概略的に図示した部分垂直断面概念図で、図９は本発明の実施形態によるナトリウム固化防止を排除した残熱除去システムが適用された液体金属炉を概略的に図示した垂直断面概念図で、図１０は図９の“Ａ”の空気−空気熱交換器を概略的に図示した概念図で、図１１は図９の“Ａ”の空気−空気熱交換器を概略的に図示した斜視図で、図１２は原子炉構造物空気冷却システムの出口空気とナトリウム−空気熱交換器の入口空気間の熱交換状態を概略的に図示したグラフで、図１３は本発明の第１実施形態による原子炉構造物を概略的に図示した概念図で、図１４は本発明の実施形態による原子炉構造物を概略的に図示した概念図で、図１５は図１４の“Ｂ”を概略的に図示した斜視図である。
【００４５】
まず、本発明の第１実施形態によるナトリウム冷却高速炉の残熱除去用中間ナトリウムループでのナトリウム固化可能性を排除した受動安全等級残熱除去システムは、図６ないし図８に図示したように、原子炉容器１００の下部中心に炉心１１０が位置して、該炉心１１０の外周を取り囲む中央炉心上部に所定の高さに延長された円筒状の炉心支持容器（ｒｅａｃｔｏｒ  ｓｕｐｐｏｒｔ  ｂａｒｒｅｌ）１２０を設置する。
【００４６】
そして、原子炉容器１００の内部空間が、炉心支持容器１２０の外周面に対して垂直に延長して水平に配置された環形の隔離板１２５と、該隔離板１２５の端で垂直上方に延長されて前記原子炉容器１００の内壁と炉心支持容器１２０間に配置される円筒状の原子炉バッフル１３０を設置して、前記炉心１１０及び隔離板１２５の上部であり、原子炉バッフル１３０内側に位置する高温プール１５０と、隔離板１２５下部及び原子炉バッフル１３０と原子炉容器１００内壁間に位置する低温プール２００とに区分される。
【００４７】
ここで、原子炉バッフル１３０の高さは、正常運転状態で高温プール１５０のナトリウム液位（Ｘ）より高くし、高温ナトリウムが低温プール２００からあふれ出ることを防止して、炉心支持容器１２０の高さは高温プール１５０のナトリウム液位（Ｘ）より低くして、高温プール１５０内で炉心支持容器１２０の外周面側空間にも、常に高温のナトリウムが満たされた状態を維持するようにする。
【００４８】
前記炉心支持容器１２０の外周面と原子炉バッフル１３０の内周面との間には、正常熱除去システムの構成要素である多数の中間熱交換器（ＩＨＸ）１４０が、所定の配列規則にしたがって配置され、低温プール２００の液体ナトリウムが原子炉炉心１１０を経て高温プール１５０に揚程する１次系統ポンプ１４５が所定の配列規則によって配列設置され、正常運転中に高温プール１５０と低温プール２００間に常に一定の水準以上の液位差（Ｚ）が維持されるようにする。
【００４９】
ここで、中間熱交換器（ＩＨＸ）１４０は、２個１組に構成して、各組別に原子炉外部に位置する蒸気発生器（ｓｔｅａｍ  ｇｅｎｅｒａｔｅｒ：未図示）と連結され、正常運転時に原子炉炉心１１０で発生する熱を除去する。
【００５０】
また、前記中間熱交換器１４０と蒸気発生器を連結する配管上には、中間系統隔離バルブを設置して、系統過渡時のように正常熱除去システムに障害が発生した場合には、内部のナトリウム流動を遮断するように構成されている。
【００５１】
そして、前記原子炉バッフル１３０内側面と隣接した高温プール１５０端に位置する３個の垂直円形管１０を設置する。
【００５２】
前記垂直円形管１０は、該下端は低温プール２００と連通して１次系統ポンプ１４５の揚程によって内部の液位（Ｙ）を低温プール２００と同一に維持して、該上端は原子炉バッフル１３０と同じく正常運転時の高温プール１５０のナトリウム液位（Ｘ）より高く延長されている。
【００５３】
もう少し詳しく説明すると、前記垂直円形管１０は、原子炉バッフル１３０の内壁と支持容器１２０の外壁間に中間熱交換器１４０及び１次系統ポンプ１４５と重複しないように等間隔に設置して、それぞれの下端は、隔離板１２５を貫通して低温プール２００と連通し、上端は原子炉バッフル１３０と同じ程度の高さに延長して高温プール１５０と区分された低温プール２００の一部分になり、内部の液位（Ｙ）が低温プール２００とともに１次系統ポンプ１４５によって低い液位（Ｙ）を維持するようになり、外周面は高温プール１５０のナトリウムと接触状態に置かれるようになる。
【００５４】
そして、原子炉構造物３００の外側から内側に形成して、外側の一定位置に形成された外部空気入口３１１から流入した外部空気が通過する外部空気流路３１３と、該外部空気流路３１３を通じて流入した外部空気が、原子炉下端１０１で方向を転換して前記原子炉容器１００の外周面を冷却しながら加熱され、前記原子炉構造物３００の外部に誘導される加熱空気出口流路３１５と、そして前記加熱空気出口流路３１５に沿って前記加熱された空気が、ナトリウム−空気熱交換器（ＡＨＸ）４０内部に流入するための空気入口ノズル４５をさらに含んで成り立つ（図１３参照）。
【００５５】
ここで、前記外部空気は、前記原子炉容器１００の外周面を直接冷却することを特徴とする。
【００５６】
すなわち、前記外部空気は、前記原子炉容器１００の外周面に沿って循環時に加熱されるので、前記原子炉容器１００の外周面を直接冷却するようになる。
【００５７】
一方、前記加熱空気は、前記空気入口ノズル４５を通じて 前記ナトリウム−空気熱交換器４０の空気入口領域に流入し、前記ナトリウム−空気熱交換器４０内の空気流路４８に沿って上昇してヘリカル形態の前記ナトリウム−空気熱交換器４０のナトリウム伝熱管４９を冷却して、前記ナトリウム−空気熱交換器４０の上端の煙突５０を通じて最終ヒートシンク源である大気中に放出されることを特徴とする。
【００５８】
また、発電所の全運転期間において、前記加熱空気が前記空気入口ノズル４５を通じて直接前記ナトリウム−空気熱交換器４０に流入することで、前記ナトリウム伝熱管４９内部のナトリウムと前記ナトリウム伝熱管４９外部の前記空気流路４８の前記加熱空気との熱交換時に、前記ナトリウム伝熱管４９内部の前記ナトリウムの最低温度がナトリウムの固化温度以下に下がらないように維持して、外部空気温度が−４０℃まで下がる設計基準の場合にも、前記原子炉構造物空気冷却システム（ＣＡＣＳ）３１０を通過した空気温度が最低３５℃以上に維持されることによって、除熱用中間ナトリウムループ３０でのナトリウム固化可能性を基本的に除去することができることを特徴とする。
【００５９】
そして、図９ないし図１１に図示したように、本発明の第２実施形態によるナトリウム冷却高速炉の残熱除去用中間ナトリウムループでのナトリウム固化可能性を排除した受動安全等級残熱除去システムは、原子炉構造物３００の外側から内側に形成され、外側の一定位置に形成された外部空気入口３１１から流入した外部空気が通過する外部空気流路３１３と、前記外部空気流路３１３を通じて流入した外部空気が原子炉下端１０１で方向を転換して、前記原子炉容器１００の外周面を冷却しながら加熱された加熱空気を前記原子炉構造物３００外部に誘導する加熱空気出口流路３１５と、該加熱空気出口流路３１５と連結された上向き空気配管３１７を通じて原子炉建物外部に前記加熱空気を誘導する空気排出流路３１９と、外部から外部空気が流入し、前記ナトリウム−空気熱交換器４０内部に流入するための空気入口ノズル４５を含み、前記空気排出流路３１９の外側に結合する空気流路入口配管４６、そして前記空気流路入口配管４６外側に具備されて、前記空気排出流路３１９外側面に付着した多数個の冷却フィン（ｃｏｏｌｉｎｇ  ｆｉｎ）４１０を含む空気−空気熱交換器４００（図１５参照）をさらに含んで成り立つ。
【００６０】
ここで、前記外部空気は、本発明の第１実施形態で上述したように、前記原子炉容器１００の外周面を直接冷却することを特徴とする。
【００６１】
そして、前記空気流路入口配管４６と前記空気排出流路３１９は、相互に隔離するように成り立つことを特徴とする。
【００６２】
一方、前記受動安全等級残熱除去システム（ＰＤＲＣ）または前記原子炉構造物空気冷却システム（ＣＡＣＳ）中、いずれか一方が機能を喪失した場合、相互間に他のシステムに対する作動失敗の影響を防止することができる。
【００６３】
一方、上述したような本発明の第１実施形態及び第２実施形態によるナトリウム冷却高速炉の残熱除去用中間ナトリウムループでのナトリウム固化可能性を排除した受動安全等級残熱除去システムは、高温管３７及び低温管３３を含む除熱用中間ナトリウムループ３０を具備している。これは原子炉プールに設置されている崩壊熱除去熱交換器（ＤＨＸ）２０と原子炉建物上端のナトリウム−空気熱交換器（ＡＨＸ）４０を相互連結する機能を提供し、原子炉プールから吸収された系統の熱を最上端の空気煙突５０を通じて最終ヒートシンク源である大気中に放出するように、自然循環によって熱を伝達する役割を遂行する。
【００６４】
ここで、外部の空気は、原子炉構造物空気冷却システム（ＣＡＣＳ；Ｃａｖｉｔｙ  Ａｉｒ  Ｃｏｏｌｉｎｇ  Ｓｙｓｔｅｍ）３１０の外部空気入口３１１に一旦流入して、環形の原子炉空洞に沿って原子炉下端１０１まで進行し、引き続き方向転換して原子炉容器１００及び格納容器の外周面を直接冷却しながら加熱され、原子炉建物３００外部に誘導される四角形ダクト形態の空気流路３１５に沿って前記ナトリウム−空気熱交換器４０の空気入口ノズル４５と連結するように配置される。
【００６５】
ここで、前記ナトリウム−空気熱交換器４０の空気入口ノズル４５を通じて流入した高温の空気は、前記ナトリウム−空気熱交換器４０の空気流路４８に沿って上昇しながらヘリカル形態のナトリウム伝熱管４９を冷却して、上端の空気煙突５０を通じて最終ヒートシンク源である大気中に放出される。
【００６６】
このようなプール（ｐｏｏｌ）型の大容量ナトリウム冷却高速炉は、原子炉容器（ＲＶ；Ｒｅａｃｔｏｒ  Ｖｅｓｓｅｌ）１００及び原子炉容器外部を取り囲んでいるコンクリート構造物の冷却のために、空気冷却系統または水冷却系統を活用していて、発電所の全運転期間において原子炉容器１００及び周辺コンクリート構造物の温度を設計基準以下に維持するように、常に安定的な除熱性能を確保するための原子炉構造物冷却システム（ＣＡＣＳ）３１０を具備している。
【００６７】
特に、大部分のナトリウム冷却高速炉及び液体金属冷却高速炉等では、経済性及び安全性、作動信頼性などの理由により、このような原子炉構造物冷却システムを受動型空気冷却システムに設計している。
【００６８】
したがって、このような原子炉構造物空気冷却システム（ＣＡＣＳ；Ｃａｖｉｔｙ  Ａｉｒ  Ｃｏｏｌｉｎｇ  Ｓｙｓｔｅｍ）３１０は、運転モード別に原子炉プールナトリウムの温度によって、一定量の熱量が除去されながら原子炉容器１００及び周辺構造物を冷却して、除去される熱量及び自然循環によって形成される空気流量によって、空気入口及び出口間に一定量の温度上昇分を提供するのが一般的である。
【００６９】
定量的な分析結果によると、原子炉構造物空気冷却システム（ＣＡＣＳ；Ｃａｖｉｔｙ  Ａｉｒ  Ｃｏｏｌｉｎｇ  Ｓｙｓｔｅｍ）３１０の出口温度は、正常運転中の場合（プール平均温度：〜４６０℃）入口温度対比、約７５℃〜８０℃の温度上昇効果を提供すると分析された。
【００７０】
したがって、外部空気温度が−４０℃まで下がる設計基準温度の場合にも、原子炉構造物空気冷却システム（ＣＡＣＳ；Ｃａｖｉｔｙ  Ａｉｒ  Ｃｏｏｌｉｎｇ  Ｓｙｓｔｅｍ）３１０の加熱空気出口流路３１５及び空気排出流路３１９の加熱された空気を受動安全等級残熱除去系統（ＰＤＲＣ）のナトリウム−空気熱交換器（ＡＨＸ）４０の空気流路４８の入口温度に活用する場合には、一定温度以上の常温の空気を前記ナトリウム−空気熱交換器４０に供給するようになるので、除熱用中間ナトリウムループ３０内部の低温管ナトリウム温度が固化温度まで下がる現象を根本的に防止することができる。
【００７１】
すなわち、本発明の第１実施形態によるナトリウム固化防止のための空気流路配置システムは、原子炉構造物空気冷却システム（ＣＡＣＳ；Ｃａｖｉｔｙ  Ａｉｒ  Ｃｏｏｌｉｎｇ  Ｓｙｓｔｅｍ）３１０から出た加熱された空気を、ナトリウム−空気熱交換４０機の空気入口ノズル４５を通じて内側の空気流路４８に直接連結する概念であり、本発明の第２実施形態によるナトリウム固化防止のための空気流路配置システムは、原子炉構造物空気冷却システム（ＣＡＣＳ；Ｃａｖｉｔｙ  Ａｉｒ  Ｃｏｏｌｉｎｇ  Ｓｙｓｔｅｍ）３１０から出た加熱された空気を、ナトリウム−空気熱交換器４０の空気流路入口配管４６外側に設置した空気−空気熱交換器４００を利用して、ナトリウム−空気熱交換器４０の入口に流入する空気を直接加熱することで、ナトリウム−空気熱交換器４０内側の空気流路４８に流入する外部空気の温度を上昇させて外部の冷たい空気が直接流入することを防止する概念である。
【００７２】
したがって、上述したような本発明の第１実施形態に適用された空気流路配置のナトリウム冷却高速炉の残熱除去用中間ナトリウムループでのナトリウム固化可能性を排除した受動安全等級残熱除去システムは、比較的簡単ながらもナトリウム−空気熱交換器空気入口温度を上昇させるのに効果的に寄与することができる。
【００７３】
一方、前記本発明の第２実施形態に適用された空気流路配置のナトリウム冷却高速炉の残熱除去用中間ナトリウムループでのナトリウム固化可能性を排除した受動安全等級残熱除去システムは、安全系統である受動型残熱除去系統（ＰＤＲＣ）とやはり安全系統である受動型空気冷却構造物冷却システム（ＣＡＣＳ）の空気流路がお互いに隔離され、一系統の機能喪失時にも相互間の系統作動失敗の影響を基本的に防止することができるという利点を有している。
【００７４】
このような概念をもとに、本発明の第１実施形態及び第２実施形態では、受動型原子炉構造物空気冷却システムを通過して排出される高温の空気を活用して、外部空気が−４０℃まで下がる設計基準温度条件でも、ナトリウム−空気熱交換器（ＡＨＸ）でのナトリウム固化が基本的に防止され得るように空気流路を構成したものである。
【００７５】
したがって、本発明の第１実施形態及び第２実施形態によるナトリウム固化防止原理に対する説明は下記のようになる。
【００７６】
まず、第１実施形態では、原子炉構造物空気冷却システム（ＣＡＣＳ；Ｃａｖｉｔｙ  Ａｉｒ  Ｃｏｏｌｉｎｇ  Ｓｙｓｔｅｍ）３１０を通過しながら加熱されて上昇する空気温度は、空気入口の外気温度対比約７５℃〜８０℃程度で（正常運転中のナトリウムプール平均温度：４６７℃基準）、したがって外部空気温度が−４０℃の設計基準温度を仮定した場合、ナトリウム−空気熱交換器４０のナトリウム入口温度は、約３５℃〜４０℃程度になる。
【００７７】
反対に、外部空気温度が設計基準上限温度である＋４０℃の場合には、ナトリウム−空気熱交換器４０の入口空気温度が約１２０℃まで上昇し得るが、ナトリウム伝熱管４９の温度が約４００℃内外で維持されるので、むしろ熱損失側面ではナトリウム伝熱管４９と空気の温度差減少により、夏季には正常運転中の熱損失量を減少させることができる。
【００７８】
但し、過渡期性能の側面では、除熱性能悪化が憂慮され得るが、受動安全等級残熱除去系統（ＰＤＲＣ）の伝熱面積算定時、これに対する十分な設計上の余裕度を考慮したので、設計除熱性能側面で安全基準を満足するには支障がないことが確認された。
【００７９】
そして、前記ナトリウム−空気熱交換器４０空気入口温度を上昇させるまた一つの方案である本発明の第２実施形態では、ナトリウム−空気熱交換器４０入口領域と原子炉構造物空気冷却システム（ＣＡＣＳ；Ｃａｖｉｔｙ  Ａｉｒ  Ｃｏｏｌｉｎｇ  Ｓｙｓｔｅｍ）３１０、空気排出流路３１９を直接連結しないで、それぞれの流路すなわち、空気流路入口配管４６と空気排出流路３１９を相互隔離した開放型構造を維持しながら二つの流路間の熱交換器、すなわち空気−空気熱交換器を前記空気流路入口配管４６の外側に構成して、原子炉構造物空気冷却システム（ＣＡＣＳ；Ｃａｖｉｔｙ  Ａｉｒ  Ｃｏｏｌｉｎｇ  Ｓｙｓｔｅｍ）３１０を経た加熱された空気を利用して前記ナトリウム−空気熱交換器４０の入口空気を加熱する方式である。
【００８０】
この方式で外部の空気は、原子炉構造物空気冷却システム（ＣＡＣＳ；Ｃａｖｉｔｙ  Ａｉｒ  Ｃｏｏｌｉｎｇ  Ｓｙｓｔｅｍ）３１０の外部空気入口３１１に一旦流入して環形の原子炉空洞に沿って原子炉下端まで進行して、引き続き方向を転換して原子炉容器１００（または格納容器）の外周面を直接冷却しながら加熱されて原子炉建物外部に誘導される加熱空気出口流路３１５に沿って進行して、上向き空気配管３１７を通じて原子炉建物外部に誘導されて前記ナトリウム−空気熱交換器４０の空気流路入口配管４６と接するように配置される。
【００８１】
ここで、前記原子炉構造物空気冷却システム（ＣＡＣＳ；Ｃａｖｉｔｙ  Ａｉｒ  Ｃｏｏｌｉｎｇ  Ｓｙｓｔｅｍ）３１０を通過して排出される加熱された空気を前記空気−空気熱交換器４００内側の前記空気排出流路３１９外側面に伝熱性能向上のために、流路方向に平行な冷却フィン（ｆｉｎ）４１０が設置された前記空気排出流路３１９の内部を通過するようにして、前記ナトリウム−空気熱交換器４０入口空気が外部に流れるようにして、相互熱伝達性能を高めるために空気−空気熱交換器４００を設置して、前記ナトリウム−空気熱交換器４０に流入する空気の温度を上昇させる。
【００８２】
以後、前記ナトリウム−空気熱交換器４０の温度が上昇して前記空気入口ノズル４５を通じて空気流路４８に流入した高温の空気は、前記ナトリウム−空気熱交換器４０の空気流路４８に沿って上昇しながらヘリカル形態のナトリウム伝熱管４９を冷却して、上端の煙突５０を通じて最終ヒートシンク源である大気中に放出される。
【００８３】
この場合には、安全系統である受動型残熱除去系統（ＰＤＲＣ）のナトリウム−空気熱交換器４０の空気入口流路配管４６とやはり安全系統である受動型空気冷却構造物冷却システム（ＣＡＣＳ）３１０の空気排出流路３１９が相互に隔離され、結局は二つの空気流路が別に構成される概念なので、一系統の機能喪失時にも相互間の系統作動失敗の影響を基本的に防止することができるという長所を有する。
【００８４】
これは、図１２に図示したように、原子炉構造物空気冷却システムの出口空気とナトリウム−空気熱交換器の入口空気間の熱交換状態を示す。参考に、Ｔａｉｒ，ｅｎｖは入口空気温度を、ＴＡＮＸ，ｉｎはナトリウム−空気熱交換器の入口空気温度を、ＴＣＡＣＳ，ｈｏｔは前記原子炉構造物空気冷却システム（ＣＡＣＳ）での加熱空気温度を、ＴＣＡＣＳ，ｏｕｔは前記ナトリウム−空気熱交換器の入口の熱交換器を通じた出口空気温度を、ΔＴｉｎｃはＴａｉｒ，ｅｎｖからＴＡＨＸ，ｉｎまでの温度増加分を示す。
【００８５】
したがって、上述したように、本発明の第１実施形態及び第２実施形態による空気流路配置の概念を適用した場合、発電所の全運転期間において完全受動型安全等級残熱除去系統（ＰＤＲＣ）の除熱用中間ナトリウムループ内部でのナトリウム固化が基本的に防止されながらも、大容量原子炉の非常残熱除去を効果的に遂行することができる作動信頼性が高い完全受動型残熱除去系統の設計が可能であり、類似系統概念を使用する大容量炉型に比べてもナトリウム固化防止のための対処設備の導入必要性除去による、経済性向上及び安全系統作動信頼性の画期的な向上による安全性増進効果を得ることができる。
【００８６】
本発明は、特定の実施形態と係わって図示及び説明したが、添付の特許請求の範囲によって示され発明の思想及び領域から逸脱しない限度内で、多様な変更、改造及び変化が可能だということを当業界で通常の知識を有する者なら誰でも易しく理解することができるだろう。
【図面の簡単な説明】
【００８７】
【図１】従来技術によるプール直接冷却方式の残熱除去システムを適用した液体金属炉の熱伝達メカニズムを部分的に図示した概念図である。
【図２】従来技術による完全受動型プール型直接冷却方式の残熱除去システムを適用した液体金属炉を概略的に図示した垂直断面概念図である。
【図３】従来技術による完全受動型プール型直接冷却方式の残熱除去システムを適用した液体金属炉を概略的に図示した水平断面概念図である。
【図４】従来技術による完全受動型プール型直接冷却方式の残熱除去システムの正常運転時の機能的構造図である。
【図５】従来技術による完全受動型プール型直接冷却方式の残熱除去システムの系統過渡時の機能的構造図である。
【図６】本発明の第１実施形態によるナトリウム固化可能性を排除した残熱除去システムが適用された液体金属炉を概略的に図示した垂直断面概念図である。
【図７】本発明の第１実施形態によるナトリウム固化可能性を排除した残熱除去システムが適用された液体金属炉を概略的に図示した水平断面概念図である。
【図８】図６のナトリウム固化可能性を排除した残熱除去システムが適用された液体金属炉を概略的に図示した部分垂直断面概念図である。
【図９】本発明の第２実施形態によるナトリウム固化可能性を排除した残熱除去システムが適用された液体金属炉を概略的に図示した垂直断面概念図である。
【図１０】図９の“Ａ”の空気−空気熱交換器を概略的に図示した概念図である。
【図１１】図９の“Ａ”の空気−空気熱交換器を概略的に図示した斜視図である。
【図１２】原子炉構造物空気冷却システムの出口空気とナトリウム−空気熱交換器の入口空気間の熱交換状態を概略的に図示したグラフである。
【図１３】本発明の第１実施形態による原子炉構造物を概略的に図示した概念図である。
【図１４】本発明の第２実施形態による原子炉構造物を概略的に図示した概念図である。
【図１５】図１４の“Ｂ”を概略的に図示した斜視図である。
【符号の説明】
【００８８】
１０  垂直円形管、２０，２０’  ナトリウム−ナトリウム熱交換器、２３  低温ナトリウム下降管、２５  Ｕ型伝熱部、２７  伝熱管、２９  加熱ナトリウム収集器、３０，３０’  除熱用ナトリウム−ループ、３３  低温管、３７  高温管、４０，４０’  ナトリウム−空気熱交換器、４３，４３’  空気流路入口、４５  空気入口ノズル、４６  空気流路入口配管、４７，４７’  空気流路出口、４８  空気流路、４９  ナトリウム伝熱管、５０  煙突、１００  原子炉容器、１１０  炉心、１２０  支持容器、１２５  隔離板、１３０  原子炉バッフル、１４０  中間熱交換器、１４５  １次系統ポンプ、１５０  高温プール、１６０  原子炉ヘッド、１７０  ダンパー、１８０  隔離バルブ、２００  低温プール、２１０  原子炉支持壁、３００  原子炉構造物、３１０  原子炉構造物空気冷却システム（ＣＡＣＳ）、３１１  外部空気入口、３１３  外部空気流路、３１５  加熱空気出口流路、３１７  上向き空気配管、３１９  空気排出流路、４００  空気−空気熱交換器、４１０  冷却フィン（ｆｉｎ）。
【図１】
2009150860.tif 000003
【図２】
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【図３】
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【図４】
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【図５】
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【図６】
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【図７】
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【図８】
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【図９】
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【図１０】
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【図１１】
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【図１２】
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【図１３】
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【図１４】
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【図１５】
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