JP3925984B2

JP3925984B2 - Fast reactor cooling system equipment and installation method thereof

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Publication number: JP3925984B2
Application number: JP11072297A
Authority: JP
Inventors: 島亨飯; 音明洋大; 山浩平; 保雅一神; 鳥廣藏白
Original assignee: Toshiba Corp; Japan Atomic Power Co Ltd
Current assignee: Toshiba Corp; Japan Atomic Power Co Ltd
Priority date: 1997-04-28
Filing date: 1997-04-28
Publication date: 2007-06-06
Anticipated expiration: 2017-04-28
Also published as: JPH10300875A

Description

【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は、高速炉冷却系設備及びその設置方法に係わり、特に、冷却材として液体ナトリウムを使用する高速炉の冷却系設備及びその設置方法に関する。
【０００２】
【従来の技術】
図１１は、従来の高速炉の１つであるナトリウム冷却型高速増殖炉の冷却系設備の概略を示した構成図である。図１１に示したように従来の高速増殖炉は、原子炉格納容器９００の外側に設置された蒸気発生器９０１、及び原子炉格納容器９００の内側に設置された中間熱交換器９０３を備えている。そして、図示しない原子炉容器内の炉心からの熱によって加熱された１次ナトリウムが１次主配管９１３を経由して中間熱交換器９０３内に流入し、この中間熱交換器９０３において１次ナトリウムと２次ナトリウムとの間で熱交換が行われる。この熱交換によって高温となった２次ナトリウムはホットレグ配管９０５を経由して蒸気発生器９０１内に流入し、この蒸気発生器９０１において２次ナトリウムと水との間で熱交換が行われる。
【０００３】
蒸気発生器９０１にて熱交換して低温となった２次ナトリウムは、ミドルレグ配管９０４を経由して２次主循環ポンプ９０２に流入し、この２次主循環ポンプ９０２によって昇圧された後、コールドレグ配管９０６を経由して再び中間熱交換器９０３に還流される。
【０００４】
一方、給水配管９１５を経由して蒸気発生器９０１に流入した水は、この蒸気発生器９０１内で２次ナトリウムと熱交換を行って加熱されて蒸気となり、この蒸気は主蒸気配管９１４を経由して図示しないタービン設備に送られる。
【０００５】
さらに、従来の高速増殖炉は補助系設備として、２次ナトリウム受入初期段階で混入する不純物及びプラント運転時に蒸気発生器伝熱管（図示せず）を介して混入する水素等の不純物を取り除くために、２次ナトリウムコールドトラップ９０８及び純化系配管９１１が設置されている。また、冷却系設備を構成する機器の補修時など、２次ナトリウムのドレンが必要となった場合にこのドレンを可能とするために、各機器からのドレン配管９１０及び２次ナトリウムダンプタンク９０７が設置されている。
【０００６】
また、蒸気発生器９０１において万が一伝熱管から水リークが発生すると、漏洩した水と２次ナトリウムとが激しく反応し、このナトリウム−水反応によって熱が発生すると共に急激な圧力上昇が生じる。そこで、この圧力上昇を緩和するために蒸気発生器９０１には放出系配管９０９が接続され、この放出系配管９０９の放出端は２次ナトリウムダンプタンク９０７に接続されている。放出系配管９０９の途中にはラプチャーディスク９１２が設けられており、通常時にはこのラプチャーディスク９１２によって放出系配管９０９の流路が遮断されている。
【０００７】
一方、蒸気発生器９０１内で水リークが発生すると、ナトリウム−水反応によって上昇した圧力によってラプチャーディスク９１２が破裂し、圧力が２次ナトリウムダンプタンク９０７に開放されることによって過大な圧力の発生が防止される。また、ナトリウム−水反応によって生じた反応生成物は放出系配管９０９を経由して２次ナトリウムダンプタンク９０７に流入した後、図示しないサイクロンセパレータに移送される。
【０００８】
【発明が解決しようとする課題】
上述した従来の高速炉の冷却系設備においては、２次ナトリウムを輸送するための２次主配管、すなわちホットレグ配管９０５、ミドルレグ配管９０４、及びコールドレグ配管９０６が、高温の２次ナトリウムからの熱によって加熱されて熱膨張する。このため、例えば中間熱交換器９０３と蒸気発生器９０１とを接続するホットレグ配管９０５を直線状に設けると、ホットレグ配管９０５に生じる熱応力が過大なものとなって成立しない。そこで、２次主配管の熱膨張を吸収するためのエルボ部が２次主配管の適所に設置されている。
【０００９】
さらに、従来の高速炉の冷却系設備においては、蒸気発生器９０１と２次主循環ポンプ９０２とを別置きの独立機器として設置するようにしたので、２次主循環ポンプ９０２を中間熱交換器９０３と蒸気発生器９０１との間に設置する必要があった。このため、中間熱交換器９０３と２次主循環ポンプ９０２とを連結するためのコールドレグ配管９０６、及び２次主循環ポンプ９０２と蒸気発生器９０１とを連結するためのミドルレグ配管９０４の２種類の配管が必要となり、さらに、これらの配管９０６、９０４のそれぞれに対して熱膨張対策としてのエルボ部を設ける必要があった。
【００１０】
また、２次ナトリウムコールドトラップ９０８、２次ナトリウムダンプタンク９０７、放出系配管９０９などを含む補助系設備においても各種の配管が必要であり、しかもこれらの配管を引き回すために広いスペースが必要であった。
【００１１】
このように従来の高速炉の冷却系設備においては、２冷却系設備を構成する配管の種類が非常に多く、しかも、それぞれの配管に対してエルボ部を設ける必要があったので、配管系が長大なものとなってしまい、ひいてはこれらの配管系を収納するための２次冷却系の建屋が大規模なものになっており、機器及び建屋物量が多大のものとなっていた。
【００１２】
さらに、ナトリウムを内包する配管に対してはナトリウム漏洩対策として、漏洩したナトリウムを受け止めるための鋼製のライナーなどの設備を設ける必要があるが、上述したように従来の高速炉の２次冷却系設備の配管は長大であるため、ナトリウム漏洩対策のための設備を広範囲にわたって設置する必要があり、漏洩対策設備のための物量が多大のものとなっていた。
【００１３】
また、確率論的に言えばナトリウム配管の長さが長くなる程、ナトリウム漏洩が発生する可能性が高くなるので、ナトリウム配管の長さを極力短くしたいという安全上の要求がある。
【００１４】
そこで、本発明の目的は、冷却系設備の配管長を短縮することができる高速炉冷却系設備を提供することにある。
【００１５】
【課題を解決するための手段】
請求項１記載の発明による高速炉冷却系設備は、電磁ポンプを内蔵した蒸気発生器と、１次ナトリウムと２次ナトリウムとの間で熱交換を行うための中間熱交換器と、前記蒸気発生器と前記中間熱交換器とを接続する２次主配管と、前記蒸気発生器を収納する建屋の内部に揺動自在に吊下され、前記蒸気発生器の下部を支持する可動支持部材と、を備え、前記２次主配管の長さが熱膨張によって変化した場合には、前記可動支持部材と共に前記蒸気発生器が変位することによって前記２次主配管の長さの変化が吸収されることを特徴とする。
【００１６】
請求項２記載の発明による高速炉冷却系設備は、前記２次主配管は、前記蒸気発生器と前記中間熱交換器との間に直線状に延設されていることを特徴とする。
【００１７】
請求項３記載の発明による高速炉冷却系設備は、放出系配管を介して前記蒸気発生器に接続された２次ナトリウムダンプタンクと、純化系配管を介して前記蒸気発生器に接続された２次ナトリウムコールドトラップと、をさらに備え、前記２次ナトリウムダンプタンク及び前記２次ナトリウムコールドトラップの一方又は両方が前記可動支持部材によって支持されていることを特徴とする。
【００１８】
請求項４記載の発明による高速炉冷却系設備は、前記放出系配管及び前記純化系配管の一方又は両方がベローズを有することを特徴とする。
【００１９】
請求項５記載の発明による高速炉冷却系設備は、前記２次ナトリウムダンプタンクと前記２次ナトリウムコールドトラップとを近接配置して収納容器の内部に収納したことを特徴とする。
【００２０】
請求項６記載の発明による高速炉冷却系設備は、前記収納容器は前記可動支持部材によって支持されていることを特徴とする。
【００２１】
請求項７記載の発明による高速炉冷却系設備は、前記蒸気発生器を強制的に変位させて前記２次主配管に引張荷重を作用させるための荷重負荷装置をさらに有することを特徴とする。
【００２２】
請求項８記載の発明による高速炉冷却系設備は、前記２次主配管は、ホットレグ配管と、このホットレグ配管よりも長いコールドレグ配管とからなり、前記ホットレグ配管をステンレス鋼によって形成し、前記コールドレグ配管を前記ステンレス鋼の熱膨張率よりも小さな熱膨張率を有する低合金鋼によって形成したことを特徴とする。
【００２３】
請求項９記載の発明による高速炉冷却系設備は、前記可動支持部材は支持ロッドを介して吊下されたリングガーダを備え、前記支持ロッドの上端は前記建屋の壁面に枢着され、前記支持ロッドの下端は前記リングガーダに枢着されていることを特徴とする。
【００２４】
請求項１０記載の発明による高速炉冷却系設備は、請求項１乃至請求項９のいずれか一項に記載の高速炉冷却系設備を設置するための設置方法であって、前記可動支持部材で支持された前記蒸気発生器を強制力によって前記中間熱交換器の方向に変位させ、変位した状態にある前記蒸気発生器に前記２次主配管を接続し、しかる後に前記強制力を解除することによって前記２次主配管に引張荷重を負荷させることを特徴とする。
【００２５】
【発明の実施の形態】
第１実施形態
以下、本発明の第１実施形態による高速炉冷却系設備について図１を参照して説明する。なお、本実施形態及び後述する各実施形態による高速炉冷却系設備は、冷却材として液体ナトリウムを使用するタイプの高速炉の冷却系設備であり、原子炉のタイプは増殖型であると否とを問わないものである。
【００２６】
図１は本実施形態による高速炉冷却系設備の概略構成を示した図であり、この高速炉冷却系設備は、原子炉格納容器９００の外側に設置された蒸気発生器１、及び原子炉格納容器９００の内側に設置された中間熱交換器１３を備えている。蒸気発生器１を収納する建屋４の内部には可動支持部材であるリングガーダ３が揺動自在に吊下されており、このリングガーダ３の上に蒸気発生器１が載置され、固定されている。
【００２７】
リングガーダ３は複数の支持ロッド２を介して吊下されており、支持ロッド２の上端はピン１６を介して建屋４の壁面に枢着され、支持ロッド２の下端はピン１６を介してリングガーダ３に枢着されている。このように蒸気発生器１はリングガーダ３及び支持ロッド２によってフローティングサポート方式で支持されている。
【００２８】
蒸気発生器１と中間熱交換器１３との間は、２次主配管を構成するホットレグ配管５及びコールドレグ配管６によって接続されており、これらの配管５、６は蒸気発生器１と中間熱交換器１３との間に直線状に延設されている。なお、コールドレグ配管６はホットレグ配管５よりも長い。
【００２９】
また、蒸気発生器１の内部には２次ナトリウムを循環させるための電磁ポンプ（図示せず）が設けられており、このため、本実施形態による高速炉冷却系設備においては、図１１に示した従来の冷却系設備におけるミドルレグ配管９０４は不要であり、削除されている。
【００３０】
そして、図示しない原子炉容器内の炉心からの熱によって加熱された１次ナトリウムが１次主配管９１３を経由して中間熱交換器１３内に流入し、この中間熱交換器１３において１次ナトリウムと２次ナトリウムとの間で熱交換が行われる。この熱交換によって高温となった２次ナトリウムはホットレグ配管５を経由して蒸気発生器１内に流入し、この蒸気発生器１において２次ナトリウムと水との間で熱交換が行われる。
【００３１】
蒸気発生器１にて熱交換して低温となった２次ナトリウムは、蒸気発生器１内の電磁ポンプによって昇圧され、コールドレグ配管６を経由して再び中間熱交換器１３に還流される。
【００３２】
一方、蒸気発生器１の胴体下部には給水配管１５が接続されており、この給水配管１５を経由して蒸気発生器１に水が流入する。蒸気発生器１に流入した水は、蒸気発生器１の伝熱管（図示せず）の内部を流れる２次ナトリウムと熱交換を行って加熱され、蒸気となって主蒸気配管１４を経由して図示しないタービン設備に送られる。
【００３３】
さらに、本実施形態による高速炉冷却系設備は補助系設備として、２次ナトリウム受入初期段階で混入する不純物及びプラント運転時に蒸気発生器伝熱管を介して混入する水素等の不純物を取り除くために、２次ナトリウムコールドトラップ８が設置されている。この２次ナトリウムコールドトラップ８は蒸気発生器１に近接して配置され、ベローズ１２を有する純化系配管１１によって蒸気発生器１に接続されている。
【００３４】
また、冷却系設備を構成する機器の補修時など、２次ナトリウムのドレンが必要となった場合にこのドレンを可能とするために２次ナトリウムダンプタンク７が設置されている。この２次ナトリウムダンプタンク７は蒸気発生器１に近接して配置され、ベローズ１２を有するドレン配管１０によって蒸気発生器１に接続されている。
【００３５】
また、蒸気発生器１において万が一伝熱管から水リークが発生すると、漏洩した水と２次ナトリウムとが激しく反応し、このナトリウム−水反応によって熱が発生すると共に急激な圧力上昇が生じる。そこで、この圧力上昇を緩和するために蒸気発生器１の下部にはベローズ１２を有する放出系配管９が接続され、この放出系配管９の放出端は２次ナトリウムダンプタンク７に接続されている。放出系配管９の途中にはラプチャーディスク１７が設けられており、通常時にはこのラプチャーディスク１７によって放出系配管９の流路が仕切られている。
【００３６】
一方、蒸気発生器１内で水リークが発生すると、ナトリウム−水反応によって上昇した圧力によってラプチャーディスク１７が破裂し、圧力が２次ナトリウムダンプタンク７に開放されることによって過大な圧力の発生が防止される。また、ナトリウム−水反応によって生じた反応生成物は放出系配管９を経由して２次ナトリウムダンプタンク７に流入した後、図示しないサイクロンセパレータに移送される。
【００３７】
次に、本実施形態による高速炉冷却系設備の作用について説明する。
【００３８】
原子炉運転時においては、２次ナトリウムを輸送するための２次主配管、すなわちホットレグ配管５及びコールドレグ配管６が２次ナトリウムの熱によって加熱されて膨張する。ここで、中間熱交換器１３は原子炉格納容器９００内に固定して配置されているので、ホットレグ配管５及びコールドレグ配管６が熱膨張した場合には、中間熱交換器１３を固定点として蒸気発生器１の方向にホットレグ配管５及びコールドレグ配管６が延びる。
【００３９】
すると、蒸気発生器１は揺動自在のリングガーダ３に固設されているので、熱膨張したホットレグ配管５及びコールドレグ配管６の反力によって蒸気発生器１がリングガーダ３と共に水平移動して初期位置から変位し、この変位によってホットレグ配管５及びコールドレグ配管６の長さの変化が吸収される。
【００４０】
また、放出系配管９、ドレン配管１０及び純化系配管１１は各ベローズ１２で取り合って２次ナトリウムダンプタンク７及び２次ナトリウムコールドトラップ８に接続されているので、ホットレグ配管５及びコールドレグ配管６の熱膨張によって蒸気発生器１が変位した場合には、２次ナトリウムダンプタンク７及び２次ナトリウムコールドトラップ８に対する蒸気発生器１の相対的な変位は各ベローズ１２によって吸収される。
【００４１】
以上述べたように本実施形態による高速炉冷却系設備によれば、電磁ポンプを内蔵した蒸気発生器１を揺動自在のリングガーダ３に固設し、ホットレグ配管５及びコールドレグ配管６の熱膨張による延びが蒸気発生器１の変位によって吸収されるようにしたので、熱膨張を吸収するためのエルボ部をホットレグ配管５及びコールドレグ配管６に設ける必要がない。このため、ホットレグ配管５及びコールドレグ配管６を直線状に延設することができるので、これらの配管５、６の長さを大幅に短縮することができる。
【００４２】
また、ホットレグ配管５及びコールドレグ配管６を短くすれば、建屋４を小型化して建屋物量を減らすことが可能であり、また、ナトリウム漏洩対策設備のための物量も減らすことできるので、プラントの建設コストを低減することができる。また、ホットレグ配管５及びコールドレグ配管６の長さが短くなれば、ナトリウム接液面積が減少してナトリウム漏洩の発生確率が小さくなるので、プラントの安全性・信頼性が向上する。
【００４３】
さらに、補助系設備を構成する２次ナトリウムダンプタンク７及び２次ナトリウムコールドトラップ８を蒸気発生器１に近接して配置したので、放出系配管９、ドレン配管１０及び純化系配管１１等の補助系配管を短くすることが可能であり、このため、プラントの建設コストの低減及びプラントの安全性・信頼性の向上を図ることができる。
【００４４】
第２実施形態
次に、本発明の第２実施形態による高速炉冷却系設備について図２を参照して説明する。なお、本実施形態による高速炉冷却系設備は上記第１実施形態の構成を一部変更したものであり、図２において上記第１実施形態と同一構成要素には同一符号を付して説明する。
【００４５】
図２に示したように本実施形態による高速炉冷却系設備は、蒸気発生器１のほぼ直下に配置された収納容器２０１を備えており、２次ナトリウムダンプタンク７及び２次ナトリウムコールドトラップ８は近接配置されて収納容器２０１の内部に共に収納されている。
【００４６】
収納容器２０１は上部デッキ２０２を備えており、２次ナトリウムダンプタンク７及び２次ナトリウムコールドトラップ８は支持スカート２０３、２０４によって上部デッキ２０２から吊り下げられている。そして、放出系配管９、ドレン配管１０、純化系配管１１等のナトリウム配管の大部分は収納容器２０１の内部で引き回されている。
【００４７】
リングガーダ３と収納容器２０１との間には可撓性のシール部材２０５が設けられ、このシール部材２０５によって蒸気発生器１の下方空間及び収納容器２０１の内部空間が外側雰囲気から遮断されている。
【００４８】
以上述べたように本実施形態による高速炉冷却系設備によれば、２次ナトリウムダンプタンク７、２次ナトリウムコールドトラップ８及びナトリウム配管を集中配置し、これらを収納容器２０１の内部に収納するようにしたので、機器或いは配管からナトリウム漏洩が生じた場合には漏洩ナトリウムは収納容器２０１内で受け止められ、他のエリアへの影響を防止することができる。
【００４９】
第３実施形態
次に、本発明の第３実施形態による高速炉冷却系設備について図３を参照して説明する。なお、本実施形態による高速炉冷却系設備は上記第２実施形態の構成を一部変更したものであり、図３において上記第２実施形態と同一構成要素には同一符号を付して説明する。
【００５０】
図３に示したように本実施形態による高速炉冷却系設備においては、２次ナトリウムコールドトラップ８を支持するための支持スカート３０４がリングガーダ３に取り付けられており、この支持スカート３０４によって２次ナトリウムコールドトラップ８がリングガーダ３に固設されている。また、蒸気発生器１と２次ナトリウムコールドトラップ８とを接続する純化系配管１１にはベローズが設けられていない。
【００５１】
そして、本実施形態による高速炉冷却系設備においては、ホットレグ配管５及びコールドレグ配管６の熱膨張によって蒸気発生器１及びリングガーダ３が変位した場合には、リングガーダ３に固設された２次ナトリウムコールドトラップ８も同様に変位する。
【００５２】
以上述べたように本実施形態による高速炉冷却系設備によれば、２次ナトリウムコールドトラップ８をリングガーダ３から支持するようにしたので、ホットレグ配管５及びコールドレグ配管６の熱膨張によって蒸気発生器１が変位した場合でも、蒸気発生器１と２次ナトリウムコールドトラップ８との間に相対変位が生じることがなく、このため、ベローズ等の相対変位吸収機構を純化系配管１１に設ける必要がなく、構造の簡素化を図ることができる。
【００５３】
第４実施形態
次に、本発明の第４実施形態による高速炉冷却系設備について図４を参照して説明する。なお、本実施形態による高速炉冷却系設備は上記第３実施形態の構成を一部変更したものであり、図４において上記第３実施形態と同一構成要素には同一符号を付して説明する。
【００５４】
図４に示したように本実施形態による高速炉冷却系設備においては、２次ナトリウムダンプタンク７を支持するための支持スカート４０３がリングガーダ３に取り付けられており、この支持スカート４０３によって２次ナトリウムダンプタンク７がリングガーダ３に固設されている。また、蒸気発生器１と２次ナトリウムダンプタンク７とを接続する放出系配管９にはベローズが設けられていない。このように本実施形態においては２次ナトリウムダンプタンク７及び２次ナトリウムコールドトラップ８の両方がリングガーダ３から支持されている。
【００５５】
そして、本実施形態による高速炉冷却系設備においては、ホットレグ配管５及びコールドレグ配管６の熱膨張によって蒸気発生器１及びリングガーダ３が変位した場合には、２次ナトリウムコールドトラップ８のみならず２次ナトリウムダンプタンク７も、蒸気発生器１及びリングガーダ３と共に変位する。
【００５６】
以上述べたように本実施形態による高速炉冷却系設備によれば、２次ナトリウムコールドトラップ８のみならず２次ナトリウムダンプタンク７もリングガーダ３から支持するようにしたので、ホットレグ配管５及びコールドレグ配管６の熱膨張によって蒸気発生器１が変位した場合でも、蒸気発生器１と２次ナトリウムダンプタンク７との間に相対変位が生じることがなく、このため、ベローズ等の相対変位吸収機構を放出系配管９に設ける必要がなく、上記第３実施形態よりもさらに構造の簡素化を図ることができる。
【００５７】
第５実施形態
次に、本発明の第５実施形態による高速炉冷却系設備について図５を参照して説明する。なお、本実施形態による高速炉冷却系設備は上記第４実施形態の構成を一部変更したものであり、図５において上記第４実施形態と同一構成要素には同一符号を付して説明する。
【００５８】
図５に示したように本実施形態による高速炉冷却系設備においては、２次ナトリウムダンプタンク７及び２次ナトリウムコールドトラップ８のみならず、収納容器２０１もリングガーダ３に固設され、支持されている。すなわち、本実施形態においては補助系設備及びその収納容器２０１の全体がリングガーダ３から支持されている。また、リングガーダ３と収納容器２０１との間には可撓性シール部材は設けられていない。
【００５９】
そして、本実施形態による高速炉冷却系設備においては、ホットレグ配管５及びコールドレグ配管６の熱膨張によって蒸気発生器１及びリングガーダ３が変位した場合には、２次ナトリウムコールドトラップ８及び２次ナトリウムダンプタンク７のみならず、収納容器２０１も蒸気発生器１及びリングガーダ３と共に変位する。
【００６０】
以上述べたように本実施形態による高速炉冷却系設備によれば、補助系設備及び収納容器２０１をリングガーダ３から支持するようにしたので、ホットレグ配管５及びコールドレグ配管６の熱膨張によって蒸気発生器１が変位した場合でも、蒸気発生器１と収納容器２０１との間に相対変位が生じることがなく、このため、可撓性シール部材等の相対変位吸収機構を設ける必要がなく、上記第４実施形態よりもさらに構造の簡素化を図ることができる。
【００６１】
第６実施形態
次に、本発明の第６実施形態による高速炉冷却系設備について図６を参照して説明する。なお、本実施形態による高速炉冷却系設備は上記第１乃至第５実施形態に対して後述する荷重負荷装置を追加設置したものでり、図６において上記第１乃至第５実施形態と同一構成要素には同一符号を付して説明する。
【００６２】
図６に示したように本実施形態による高速炉冷却系設備は、蒸気発生器１を強制的に変位させて、ホットレグ配管５及びコールドレグ配管６に引張荷重を作用させるための荷重負荷装置７０１を備えている。この荷重負荷装置７０１はアクチュエータなどで構成されており、その駆動軸７０２の先端はリングガーダ３に接続されている。
【００６３】
上記構成よりなる本実施形態の高速炉冷却系設備においては、プラント起動時から運転状態に至るまで、ホットレグ配管５及びコールドレグ配管６の熱膨張量に応じて荷重負荷装置７０１の駆動軸７０２を前進させてリングガーダ３及び蒸気発生器１を強制的に変位させ、ホットレグ配管５及びコールドレグ配管６に引張荷重を負荷するようにする。このようにすれば、ホットレグ配管５及びコールドレグ配管６の熱膨張によって変位した蒸気発生器１等の荷重によってホットレグ配管５及びコールドレグ配管６が圧縮座屈することを防止することができる。
【００６４】
第７実施形態
次に、本発明の第７実施形態による高速炉冷却系設備について図７乃至図９を参照して説明する。なお、本実施形態による高速炉冷却系設備は上記第１乃至第６実施形態においてホットレグ配管５及びコールドレグ配管６の構成を変更したものでり、図７において上記第１乃至第６実施形態と同一構成要素には同一符号を付して説明する。
【００６５】
既に説明したようにホットレグ配管５及びコールドレグ配管６はプラント運転時に熱膨張するが、配管の熱膨張量は配管の温度、配管の長さ、配管の材質等によって異なる。そして、ホットレグ配管５とコールドレグ配管６との間で熱膨張量に差があると、それぞれの配管は互いに拘束しあい、ホットレグ配管５及びコールドレグ配管６のそれぞれの接合端部において方向の異なる反力が作用し、荷重形態が複雑なものとなる。
【００６６】
また、運転時においてコールドレグ配管６はホットレグ配管５に比べて低温であるが、図７に示したようにコールドレグ配管６はホットレグ配管５よりも長尺であるので、もし仮に両配管５、６を同一材料にて形成したとすれば、図８に示したように熱膨張量はコールドレグ配管６の方が大きくなってしまう。
【００６７】
そこで、本実施形態による高速炉冷却系においては、ホットレグ配管５をステンレス鋼によって形成し、コールドレグ配管６をこのステンレス鋼の熱膨張率よりも小さな熱膨張率を有する低合金鋼、例えば９ＣｒＭｏ鋼によって形成する。
【００６８】
このようにすれば、図９に示したようにホットレグ配管５とコールドレグ配管６との熱膨張量の差が小さくなり、熱膨張差に起因した熱応力の影響を低減することができる。
【００６９】
第８実施形態
次に、本発明の第８実施形態による高速炉冷却系設備の設置方法について図１０を参照して説明する。なお、本実施形態による高速炉冷却系設備の設置方法は、上記第１乃至第７実施形態による高速炉冷却系設備を設置する際の設置方法であり、図１０において上記第１乃至第７実施形態と同一構成要素には同一符号を付して説明する。
【００７０】
本実施形態による高速炉冷却系設備の設置方法においては、蒸気発生器１にホットレグ配管５及びコールドレグ配管６を接続する前に、図１０に示したようにリングガーダ３に固設された蒸気発生器１を強制力によって中間熱交換器１３（図１参照）の方向にオフセット量ｄだけ変位させ、支持ロッド２が鉛直方向から傾斜した状態にする。次に、変位した状態にある蒸気発生器１に対してホットレグ配管５及びコールドレグ配管６を接続し、しかる後に強制力を解除する。すると、蒸気発生器１はその自重によって元の位置、すなわち支持ロッド２が鉛直方向を向くような位置に戻ろうとするので、ホットレグ配管５及びコールドレグ配管６に対して引張荷重が負荷される。
【００７１】
ここで、ホットレグ配管５及びコールドレグ配管６に負荷される引張荷重の大きさは、蒸気発生器１及びリングガーダ３のオフセット量ｄによって変化する。そこで、ホットレグ配管５及びコールドレグ配管６の運転時の熱膨張量を考慮してこのオフセット量ｄを決定する。
【００７２】
また、オフセット量ｄを一定とした場合、負荷される引張荷重の大きさはオフセット角度θによって変化し、この角度θを大きくすれば引張荷重は大きくなり、角度θを小さくすれば引張荷重は小さくなる。そこで、支持ロッド２の長さＬを適切に設定することによってオフセット角度θを最適化し、これによってオフセット角度θを変えることなく引張荷重を調整することもできる。
【００７３】
以上述べたように本実施形態による高速炉冷却系設備の設置方法によれば、原子炉の運転開始前に予めホットレグ配管５及びコールドレグ配管６に引張荷重を負荷し、プラント起動時から定格運転時に至るまで両配管５、６に引張荷重を負荷するようにしたので、運転時の熱によって膨張した両配管５、６が圧縮座屈を起こすことを防止することができる。
【００７４】
【発明の効果】
以上述べたように本発明による高速炉冷却系設備によれば、電磁ポンプを内蔵した蒸気発生器を揺動自在の可動支持部材によって支持し、２次主配管の熱膨張による延びを蒸気発生器の変位によって吸収するようにしたので、熱膨張を吸収するためのエルボ部を２次主配管に設ける必要がなく、２次主配管を大幅に短縮することが可能である。このため、建屋の小型化、ナトリウム漏洩対策設備の合理化等を図ることができ、配管物量及び建屋物量の低減を図ることができると共に、ナトリウム漏洩の可能性を小さくしてプラントの安全性・信頼性を高めることができる。
【００７５】
また、本発明による高速炉冷却系設備の設置方法によれば、強制力によって中間熱交換器の方向に変位させた蒸気発生器に２次主配管を接続し、しかる後に強制力を解除することによって２次主配管に引張荷重を負荷させるようにしたので、運転時の熱膨張による２次主配管の圧縮座屈を防止することができる。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明の第１実施形態による高速炉冷却系設備の概略を示した構成図。
【図２】本発明の第２実施形態による高速炉冷却系設備の概略を示した構成図。
【図３】本発明の第３実施形態による高速炉冷却系設備の概略を示した構成図。
【図４】本発明の第４実施形態による高速炉冷却系設備の概略を示した構成図。
【図５】本発明の第５実施形態による高速炉冷却系設備の概略を示した構成図。
【図６】本発明の第６実施形態による高速炉冷却系設備の概略を示した構成図。
【図７】本発明の第７実施形態による高速炉冷却系設備の概略を示した構成図。
【図８】本発明の第７実施形態による高速炉冷却系設備の作用を説明するためのグラフであり、ホットレグ配管とコールドレグ配管とを同一材料で形成した場合の熱膨張差を示したグラフ。
【図９】本発明の第７実施形態による高速炉冷却系設備の作用を説明するためのグラフであり、ホットレグ配管とコールドレグ配管とを異なる材料で形成した場合の熱膨張差を示したグラフ。
【図１０】本発明の第８実施形態による高速炉冷却系設備の設置方法を説明するための説明図。
【図１１】従来のナトリウム冷却型高速炉の冷却系設備の概略を示した構成図。
【符号の説明】
１蒸気発生器
２支持ロッド
３リングガーダ
４建屋
５ホットレグ配管
６コールドレグ配管
７２次ナトリウムダンプタンク
８２次ナトリウムコールドトラップ
９放出系配管
１０ドレン配管
１１純化系配管
１２ベローズ
１３中間熱交換器
１６ピン
２０１収納容器
２０２上部デッキ
２０３、２０４、３０４、４０３支持スカート
７０１荷重負荷装置[0001]
BACKGROUND OF THE INVENTION
The present invention relates to a fast reactor cooling system facility and an installation method thereof, and more particularly to a fast reactor cooling system facility using liquid sodium as a coolant and an installation method thereof.
[0002]
[Prior art]
FIG. 11 is a configuration diagram showing an outline of a cooling system facility of a sodium-cooled fast breeder reactor, which is one of conventional fast reactors. As shown in FIG. 11, the conventional fast breeder reactor includes a steam generator 901 installed outside the reactor containment vessel 900 and an intermediate heat exchanger 903 installed inside the reactor containment vessel 900. Yes. Then, primary sodium heated by heat from the core in the reactor vessel (not shown) flows into the intermediate heat exchanger 903 via the primary main pipe 913, and in this intermediate heat exchanger 903, the primary sodium And heat exchange between secondary sodium. The secondary sodium that has become hot due to this heat exchange flows into the steam generator 901 via the hot leg pipe 905, and heat exchange is performed between the secondary sodium and water in the steam generator 901.
[0003]
The secondary sodium that has become low temperature due to heat exchange in the steam generator 901 flows into the secondary main circulation pump 902 via the middle leg pipe 904, and is boosted by the secondary main circulation pump 902, and then cold leg. It is refluxed again to the intermediate heat exchanger 903 via the pipe 906.
[0004]
On the other hand, the water flowing into the steam generator 901 via the water supply pipe 915 is heated by exchanging heat with secondary sodium in the steam generator 901 to become steam, and this steam passes through the main steam pipe 914. Then, it is sent to a turbine facility (not shown).
[0005]
Further, the conventional fast breeder reactor is an auxiliary system for removing impurities mixed in at the initial stage of receiving secondary sodium and impurities such as hydrogen mixed in through a steam generator heat transfer tube (not shown) during plant operation. A secondary sodium cold trap 908 and a purification system pipe 911 are installed. In addition, when secondary sodium drain is required, such as when repairing equipment constituting the cooling system equipment, in order to enable this drain, the drain pipe 910 and secondary sodium dump tank 907 from each equipment are provided. is set up.
[0006]
Also, if a water leak occurs from the heat transfer tube in the steam generator 901, the leaked water and secondary sodium react violently, and heat is generated by this sodium-water reaction and a rapid pressure rise occurs. Therefore, in order to alleviate this pressure rise, a discharge system pipe 909 is connected to the steam generator 901, and the discharge end of the discharge system pipe 909 is connected to the secondary sodium dump tank 907. A rupture disk 912 is provided in the middle of the discharge system pipe 909, and the flow path of the discharge system pipe 909 is blocked by the rupture disk 912 in normal times.
[0007]
On the other hand, when a water leak occurs in the steam generator 901, the rupture disk 912 is ruptured by the pressure increased by the sodium-water reaction, and the pressure is released to the secondary sodium dump tank 907, thereby generating excessive pressure. Is prevented. The reaction product generated by the sodium-water reaction flows into the secondary sodium dump tank 907 via the discharge system pipe 909 and is then transferred to a cyclone separator (not shown).
[0008]
[Problems to be solved by the invention]
In the conventional fast reactor cooling system described above, the secondary main pipes for transporting secondary sodium, that is, the hot leg pipe 905, the middle leg pipe 904, and the cold leg pipe 906 are heated by heat from the high temperature secondary sodium. It expands when heated. For this reason, for example, if the hot leg pipe 905 that connects the intermediate heat exchanger 903 and the steam generator 901 is provided in a straight line, the thermal stress generated in the hot leg pipe 905 becomes excessive and cannot be established. Therefore, an elbow portion for absorbing the thermal expansion of the secondary main pipe is installed at an appropriate position of the secondary main pipe.
[0009]
Furthermore, in the conventional fast reactor cooling system equipment, the steam generator 901 and the secondary main circulation pump 902 are installed as separate independent devices, so that the secondary main circulation pump 902 is an intermediate heat exchanger. It was necessary to install between 903 and the steam generator 901. For this reason, two types of cold leg piping 906 for connecting the intermediate heat exchanger 903 and the secondary main circulation pump 902 and middle leg piping 904 for connecting the secondary main circulation pump 902 and the steam generator 901 are provided. Piping is required, and furthermore, it is necessary to provide an elbow portion as a countermeasure against thermal expansion for each of these piping 906 and 904.
[0010]
Also, in the auxiliary system equipment including the secondary sodium cold trap 908, the secondary sodium dump tank 907, the discharge system pipe 909, etc., various pipes are required, and a wide space is required for routing these pipes. It was.
[0011]
As described above, in the conventional fast reactor cooling system equipment, the number of types of piping constituting the two cooling system equipment is very large, and it is necessary to provide an elbow portion for each pipe. As a result, the secondary cooling system building for accommodating these piping systems has become large-scale, and the amount of equipment and building materials has become enormous.
[0012]
Furthermore, as a countermeasure against sodium leakage, it is necessary to provide equipment such as a steel liner for catching leaked sodium for piping containing sodium, but as described above, the secondary cooling system of the conventional fast reactor Since the piping of the facility is long, it is necessary to install a wide range of facilities for countermeasures against sodium leakage, and the amount of materials for the countermeasures against leakage has become enormous.
[0013]
Probabilistically speaking, the longer the length of the sodium pipe, the higher the possibility that sodium leakage will occur. Therefore, there is a safety requirement to reduce the length of the sodium pipe as much as possible.
[0014]
Then, the objective of this invention is providing the fast reactor cooling system equipment which can shorten the piping length of a cooling system equipment.
[0015]
[Means for Solving the Problems]
A fast reactor cooling system facility according to a first aspect of the present invention includes a steam generator having an electromagnetic pump, an intermediate heat exchanger for exchanging heat between primary sodium and secondary sodium, and the steam generation. A secondary main pipe for connecting a steam generator and the intermediate heat exchanger; and a steam generator suspended in a swingable manner inside a building housing the steam generator,Bottom ofAnd when the length of the secondary main pipe changes due to thermal expansion, the steam generator is displaced together with the movable support member to displace the length of the secondary main pipe. It is characterized in that the change in height is absorbed.
[0016]
The fast reactor cooling system facility according to a second aspect of the invention is characterized in that the secondary main pipe extends linearly between the steam generator and the intermediate heat exchanger.
[0017]
According to a third aspect of the present invention, there is provided a fast reactor cooling system facility comprising: a secondary sodium dump tank connected to the steam generator via a discharge system pipe; and 2 connected to the steam generator via a purification system pipe. A secondary sodium cold trap, and one or both of the secondary sodium dump tank and the secondary sodium cold trap are supported by the movable support member.
[0018]
The fast reactor cooling system facility according to the invention of claim 4 is characterized in that one or both of the discharge system pipe and the purification system pipe have a bellows.
[0019]
The fast reactor cooling system facility according to the invention described in claim 5 is characterized in that the secondary sodium dump tank and the secondary sodium cold trap are disposed close to each other and stored in a storage container.
[0020]
The fast reactor cooling system facility according to the invention of claim 6 is characterized in that the storage container is supported by the movable support member.
[0021]
The fast reactor cooling system facility according to a seventh aspect of the present invention further includes a load loading device for forcibly displacing the steam generator and applying a tensile load to the secondary main pipe.
[0022]
In the fast reactor cooling system facility according to the invention described in claim 8, the secondary main pipe includes a hot leg pipe and a cold leg pipe longer than the hot leg pipe, and the hot leg pipe is formed of stainless steel, and the cold leg pipe is provided. Is formed of a low alloy steel having a thermal expansion coefficient smaller than that of the stainless steel.
[0023]
According to a ninth aspect of the present invention, in the fast reactor cooling system facility, the movable support member includes a ring girder suspended via a support rod, and an upper end of the support rod is pivotally attached to a wall surface of the building, and the support The lower end of the rod is pivotally attached to the ring girder.
[0024]
A fast reactor cooling system facility according to the invention of claim 10 is an installation method for installing the fast reactor cooling system facility according to any one of claims 1 to 9, wherein the movable support member Displace the supported steam generator in the direction of the intermediate heat exchanger by a forcing force, connect the secondary main pipe to the steam generator in a displaced state, and then release the forcing force A tensile load is applied to the secondary main pipe.
[0025]
DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION
First embodiment
The fast reactor cooling system facility according to the first embodiment of the present invention will be described below with reference to FIG. The fast reactor cooling system equipment according to this embodiment and each embodiment described later is a fast reactor cooling system equipment that uses liquid sodium as a coolant, and the type of reactor is a breeding type. It does not matter.
[0026]
FIG. 1 is a diagram showing a schematic configuration of a fast reactor cooling system facility according to the present embodiment. This fast reactor cooling system facility includes a steam generator 1 installed outside a reactor containment vessel 900, and a reactor containment. An intermediate heat exchanger 13 installed inside the container 900 is provided. A ring girder 3 as a movable support member is suspended in a swingable manner inside a building 4 that houses the steam generator 1, and the steam generator 1 is placed and fixed on the ring girder 3. ing.
[0027]
The ring girder 3 is suspended via a plurality of support rods 2, the upper end of the support rod 2 is pivotally attached to the wall surface of the building 4 via pins 16, and the lower end of the support rod 2 is ringed via pins 16. It is pivotally attached to the girder 3. Thus, the steam generator 1 is supported by the ring girder 3 and the support rod 2 in a floating support system.
[0028]
The steam generator 1 and the intermediate heat exchanger 13 are connected by a hot leg pipe 5 and a cold leg pipe 6 constituting a secondary main pipe, and these pipes 5 and 6 exchange heat with the steam generator 1. It extends linearly between the container 13. The cold leg pipe 6 is longer than the hot leg pipe 5.
[0029]
In addition, an electromagnetic pump (not shown) for circulating secondary sodium is provided inside the steam generator 1. For this reason, the fast reactor cooling system facility according to this embodiment is shown in FIG. In addition, the middle leg pipe 904 in the conventional cooling system equipment is unnecessary and has been deleted.
[0030]
Then, primary sodium heated by heat from the core in the reactor vessel (not shown) flows into the intermediate heat exchanger 13 via the primary main pipe 913, and in this intermediate heat exchanger 13, primary sodium And heat exchange between secondary sodium. The secondary sodium that has become high temperature by this heat exchange flows into the steam generator 1 via the hot leg pipe 5, and heat exchange is performed between the secondary sodium and water in the steam generator 1.
[0031]
The secondary sodium that has become low temperature due to heat exchange in the steam generator 1 is increased in pressure by the electromagnetic pump in the steam generator 1, and is returned to the intermediate heat exchanger 13 again via the cold leg pipe 6.
[0032]
On the other hand, a water supply pipe 15 is connected to the lower part of the body of the steam generator 1, and water flows into the steam generator 1 through the water supply pipe 15. The water flowing into the steam generator 1 is heated by exchanging heat with secondary sodium flowing inside the heat transfer pipe (not shown) of the steam generator 1, and becomes steam and passes through the main steam pipe 14. It is sent to a turbine facility (not shown).
[0033]
Furthermore, the fast reactor cooling system facility according to the present embodiment is an auxiliary system facility for removing impurities mixed in at the initial stage of receiving secondary sodium and impurities such as hydrogen mixed through the steam generator heat transfer tube during plant operation. A secondary sodium cold trap 8 is installed. The secondary sodium cold trap 8 is disposed in the vicinity of the steam generator 1 and is connected to the steam generator 1 by a purification system pipe 11 having a bellows 12.
[0034]
In addition, a secondary sodium dump tank 7 is installed in order to enable drainage of secondary sodium when drainage of secondary sodium is required, such as when repairing equipment constituting the cooling system facility. The secondary sodium dump tank 7 is disposed in the vicinity of the steam generator 1 and is connected to the steam generator 1 by a drain pipe 10 having a bellows 12.
[0035]
In addition, if water leaks from the heat transfer tube in the steam generator 1, the leaked water and secondary sodium react violently, and heat is generated by this sodium-water reaction and a rapid pressure rise occurs. In order to alleviate this pressure increase, a discharge system pipe 9 having a bellows 12 is connected to the lower part of the steam generator 1, and the discharge end of the discharge system pipe 9 is connected to the secondary sodium dump tank 7. . A rupture disk 17 is provided in the middle of the discharge system pipe 9, and the flow path of the discharge system pipe 9 is partitioned by the rupture disk 17 in normal times.
[0036]
On the other hand, when a water leak occurs in the steam generator 1, the rupture disk 17 is ruptured by the pressure increased by the sodium-water reaction, and the pressure is released to the secondary sodium dump tank 7, thereby generating excessive pressure. Is prevented. The reaction product generated by the sodium-water reaction flows into the secondary sodium dump tank 7 via the discharge system pipe 9, and is then transferred to a cyclone separator (not shown).
[0037]
Next, the operation of the fast reactor cooling system facility according to the present embodiment will be described.
[0038]
During the operation of the nuclear reactor, the secondary main pipe for transporting secondary sodium, that is, the hot leg pipe 5 and the cold leg pipe 6 are heated by the heat of the secondary sodium and expand. Here, since the intermediate heat exchanger 13 is fixedly disposed in the reactor containment vessel 900, when the hot leg pipe 5 and the cold leg pipe 6 are thermally expanded, steam is used with the intermediate heat exchanger 13 as a fixed point. A hot leg pipe 5 and a cold leg pipe 6 extend in the direction of the generator 1.
[0039]
Then, since the steam generator 1 is fixed to the swingable ring girder 3, the steam generator 1 is moved horizontally together with the ring girder 3 by the reaction force of the thermally expanded hot leg pipe 5 and cold leg pipe 6, so that It is displaced from the position, and changes in the lengths of the hot leg pipe 5 and the cold leg pipe 6 are absorbed by this displacement.
[0040]
Further, since the discharge system pipe 9, the drain pipe 10 and the purification system pipe 11 are connected to each other by the bellows 12 and connected to the secondary sodium dump tank 7 and the secondary sodium cold trap 8, the hot leg pipe 5 and the cold leg pipe 6 When the steam generator 1 is displaced due to thermal expansion, the relative displacement of the steam generator 1 with respect to the secondary sodium dump tank 7 and the secondary sodium cold trap 8 is absorbed by each bellows 12.
[0041]
As described above, according to the fast reactor cooling system facility according to the present embodiment, the steam generator 1 incorporating the electromagnetic pump is fixed to the swingable ring girder 3, and the thermal expansion of the hot leg pipe 5 and the cold leg pipe 6 is achieved. Since the extension due to the above is absorbed by the displacement of the steam generator 1, it is not necessary to provide the elbow portion for absorbing the thermal expansion in the hot leg pipe 5 and the cold leg pipe 6. For this reason, since the hot leg piping 5 and the cold leg piping 6 can be extended linearly, the length of these piping 5 and 6 can be reduced significantly.
[0042]
In addition, if the hot leg pipe 5 and the cold leg pipe 6 are shortened, it is possible to reduce the size of the building 4 and reduce the amount of buildings, and also reduce the amount of materials for the sodium leakage countermeasure facility, so that the construction cost of the plant is reduced. Can be reduced. Moreover, if the lengths of the hot leg pipe 5 and the cold leg pipe 6 are shortened, the sodium wetted area is reduced and the probability of sodium leakage is reduced, so that the safety and reliability of the plant is improved.
[0043]
Further, since the secondary sodium dump tank 7 and the secondary sodium cold trap 8 constituting the auxiliary equipment are arranged close to the steam generator 1, the auxiliary piping 9, the drain piping 10, the purification piping 11, etc. The system piping can be shortened, so that the construction cost of the plant can be reduced and the safety and reliability of the plant can be improved.
[0044]
Second embodiment
Next, a fast reactor cooling system facility according to a second embodiment of the present invention will be described with reference to FIG. The fast reactor cooling system facility according to the present embodiment is obtained by partially changing the configuration of the first embodiment. In FIG. 2, the same components as those of the first embodiment are denoted by the same reference numerals. .
[0045]
As shown in FIG. 2, the fast reactor cooling system facility according to the present embodiment includes a storage container 201 disposed almost immediately below the steam generator 1, and includes a secondary sodium dump tank 7 and a secondary sodium cold trap 8. Are arranged close together and stored together in the storage container 201.
[0046]
The storage container 201 includes an upper deck 202, and the secondary sodium dump tank 7 and the secondary sodium cold trap 8 are suspended from the upper deck 202 by support skirts 203 and 204. Most of the sodium piping such as the discharge piping 9, the drain piping 10, and the purification piping 11 is routed inside the storage container 201.
[0047]
A flexible seal member 205 is provided between the ring girder 3 and the storage container 201, and the seal member 205 blocks the space below the steam generator 1 and the internal space of the storage container 201 from the outside atmosphere. .
[0048]
As described above, according to the fast reactor cooling system facility according to the present embodiment, the secondary sodium dump tank 7, the secondary sodium cold trap 8 and the sodium pipe are centrally arranged and stored in the storage container 201. Therefore, when sodium leaks from the device or the pipe, the leaked sodium is received in the storage container 201, and the influence on other areas can be prevented.
[0049]
Third embodiment
Next, a fast reactor cooling system facility according to a third embodiment of the present invention will be described with reference to FIG. The fast reactor cooling system facility according to the present embodiment is obtained by partially changing the configuration of the second embodiment. In FIG. 3, the same components as those of the second embodiment are denoted by the same reference numerals. .
[0050]
As shown in FIG. 3, in the fast reactor cooling system facility according to this embodiment, a support skirt 304 for supporting the secondary sodium cold trap 8 is attached to the ring girder 3. A sodium cold trap 8 is fixed to the ring girder 3. Moreover, the bellows is not provided in the purification system piping 11 which connects the steam generator 1 and the secondary sodium cold trap 8.
[0051]
In the fast reactor cooling system facility according to this embodiment, when the steam generator 1 and the ring girder 3 are displaced by the thermal expansion of the hot leg pipe 5 and the cold leg pipe 6, the secondary fixed to the ring girder 3 is provided. The sodium cold trap 8 is similarly displaced.
[0052]
As described above, according to the fast reactor cooling system facility according to the present embodiment, since the secondary sodium cold trap 8 is supported from the ring girder 3, the steam generator is generated by the thermal expansion of the hot leg pipe 5 and the cold leg pipe 6. Even when 1 is displaced, there is no relative displacement between the steam generator 1 and the secondary sodium cold trap 8, and therefore there is no need to provide a relative displacement absorbing mechanism such as a bellows in the purification system pipe 11. The structure can be simplified.
[0053]
Fourth embodiment
Next, a fast reactor cooling system facility according to a fourth embodiment of the present invention will be described with reference to FIG. The fast reactor cooling system facility according to the present embodiment is obtained by partially changing the configuration of the third embodiment. In FIG. 4, the same components as those of the third embodiment are denoted by the same reference numerals. .
[0054]
As shown in FIG. 4, in the fast reactor cooling system facility according to this embodiment, a support skirt 403 for supporting the secondary sodium dump tank 7 is attached to the ring girder 3. A sodium dump tank 7 is fixed to the ring girder 3. Moreover, the bellows is not provided in the discharge system piping 9 which connects the steam generator 1 and the secondary sodium dump tank 7. Thus, in this embodiment, both the secondary sodium dump tank 7 and the secondary sodium cold trap 8 are supported from the ring girder 3.
[0055]
In the fast reactor cooling system facility according to the present embodiment, when the steam generator 1 and the ring girder 3 are displaced by the thermal expansion of the hot leg pipe 5 and the cold leg pipe 6, not only the secondary sodium cold trap 8 but also 2 The secondary sodium dump tank 7 is also displaced together with the steam generator 1 and the ring girder 3.
[0056]
As described above, according to the fast reactor cooling system facility according to the present embodiment, not only the secondary sodium cold trap 8 but also the secondary sodium dump tank 7 is supported from the ring girder 3, so the hot leg piping 5 and the cold leg are supported. Even when the steam generator 1 is displaced due to the thermal expansion of the pipe 6, there is no relative displacement between the steam generator 1 and the secondary sodium dump tank 7. For this reason, a relative displacement absorbing mechanism such as a bellows is provided. There is no need to provide in the discharge system pipe 9, and the structure can be further simplified than in the third embodiment.
[0057]
Fifth embodiment
Next, a fast reactor cooling system facility according to a fifth embodiment of the present invention will be described with reference to FIG. The fast reactor cooling system facility according to the present embodiment is obtained by partially changing the configuration of the fourth embodiment. In FIG. 5, the same components as those of the fourth embodiment are denoted by the same reference numerals. .
[0058]
As shown in FIG. 5, in the fast reactor cooling system facility according to the present embodiment, not only the secondary sodium dump tank 7 and secondary sodium cold trap 8 but also the storage container 201 is fixed and supported on the ring girder 3. ing. That is, in the present embodiment, the auxiliary system equipment and the entire storage container 201 are supported from the ring girder 3. Further, no flexible seal member is provided between the ring girder 3 and the storage container 201.
[0059]
In the fast reactor cooling system facility according to the present embodiment, when the steam generator 1 and the ring girder 3 are displaced by the thermal expansion of the hot leg pipe 5 and the cold leg pipe 6, the secondary sodium cold trap 8 and the secondary sodium are displaced. Not only the dump tank 7 but also the storage container 201 is displaced together with the steam generator 1 and the ring girder 3.
[0060]
As described above, according to the fast reactor cooling system facility according to the present embodiment, the auxiliary system facility and the storage container 201 are supported from the ring girder 3, so that steam is generated by the thermal expansion of the hot leg pipe 5 and the cold leg pipe 6. Even when the container 1 is displaced, there is no relative displacement between the steam generator 1 and the storage container 201. For this reason, there is no need to provide a relative displacement absorbing mechanism such as a flexible seal member. The structure can be further simplified than in the fourth embodiment.
[0061]
Sixth embodiment
Next, a fast reactor cooling system facility according to a sixth embodiment of the present invention will be described with reference to FIG. The fast reactor cooling system facility according to the present embodiment is obtained by additionally installing a load load device to be described later with respect to the first to fifth embodiments, and in FIG. 6, the same configuration as that of the first to fifth embodiments. Elements will be described with the same reference numerals.
[0062]
As shown in FIG. 6, the fast reactor cooling system facility according to the present embodiment includes a load load device 701 for forcibly displacing the steam generator 1 and applying a tensile load to the hot leg pipe 5 and the cold leg pipe 6. I have. The load load device 701 is composed of an actuator or the like, and the tip of the drive shaft 702 is connected to the ring girder 3.
[0063]
In the fast reactor cooling system facility of the present embodiment having the above-described configuration, the drive shaft 702 of the load load device 701 is moved forward in accordance with the thermal expansion amount of the hot leg pipe 5 and the cold leg pipe 6 from the start of the plant to the operating state. Thus, the ring girder 3 and the steam generator 1 are forcibly displaced to apply a tensile load to the hot leg pipe 5 and the cold leg pipe 6. If it does in this way, it can prevent that the hot leg piping 5 and the cold leg piping 6 are compression buckled by the load of the steam generator 1 etc. which were displaced by the thermal expansion of the hot leg piping 5 and the cold leg piping 6. FIG.
[0064]
Seventh embodiment
Next, a fast reactor cooling system facility according to a seventh embodiment of the present invention will be described with reference to FIGS. The fast reactor cooling system facility according to this embodiment is obtained by changing the configuration of the hot leg pipe 5 and the cold leg pipe 6 in the first to sixth embodiments, and is the same as the first to sixth embodiments in FIG. Components will be described with the same reference numerals.
[0065]
As already described, the hot leg pipe 5 and the cold leg pipe 6 thermally expand during plant operation, but the amount of thermal expansion of the pipe varies depending on the temperature of the pipe, the length of the pipe, the material of the pipe, and the like. If there is a difference in the amount of thermal expansion between the hot leg pipe 5 and the cold leg pipe 6, the respective pipes restrain each other, and reaction forces in different directions are generated at the joint ends of the hot leg pipe 5 and the cold leg pipe 6. It acts and the load form becomes complicated.
[0066]
Further, during operation, the cold leg pipe 6 is at a lower temperature than the hot leg pipe 5, but the cold leg pipe 6 is longer than the hot leg pipe 5 as shown in FIG. If formed from the same material, the amount of thermal expansion in the cold leg pipe 6 becomes larger as shown in FIG.
[0067]
Therefore, in the fast reactor cooling system according to the present embodiment, the hot leg pipe 5 is made of stainless steel, and the cold leg pipe 6 is made of a low alloy steel having a thermal expansion coefficient smaller than that of this stainless steel, for example, 9CrMo steel. Form.
[0068]
In this way, as shown in FIG. 9, the difference in thermal expansion between the hot leg pipe 5 and the cold leg pipe 6 is reduced, and the influence of thermal stress due to the thermal expansion difference can be reduced.
[0069]
Eighth embodiment
Next, a method of installing a fast reactor cooling system facility according to the eighth embodiment of the present invention will be described with reference to FIG. In addition, the installation method of the fast reactor cooling system equipment according to the present embodiment is an installation method when installing the fast reactor cooling system equipment according to the first to seventh embodiments, and the first to seventh implementations in FIG. The same components as those in the embodiment will be described with the same reference numerals.
[0070]
In the method of installing the fast reactor cooling system facility according to the present embodiment, before the hot leg pipe 5 and the cold leg pipe 6 are connected to the steam generator 1, the steam generation fixed to the ring girder 3 as shown in FIG. The apparatus 1 is displaced by an offset amount d in the direction of the intermediate heat exchanger 13 (see FIG. 1) by a forcible force so that the support rod 2 is inclined from the vertical direction. Next, the hot leg pipe 5 and the cold leg pipe 6 are connected to the steam generator 1 in a displaced state, and then the forcing force is released. Then, since the steam generator 1 tries to return to the original position, that is, the position where the support rod 2 faces in the vertical direction by its own weight, a tensile load is applied to the hot leg pipe 5 and the cold leg pipe 6.
[0071]
Here, the magnitude of the tensile load applied to the hot leg pipe 5 and the cold leg pipe 6 varies depending on the offset amount d of the steam generator 1 and the ring girder 3. Therefore, the offset amount d is determined in consideration of the amount of thermal expansion during operation of the hot leg pipe 5 and the cold leg pipe 6.
[0072]
When the offset amount d is constant, the applied tensile load varies depending on the offset angle θ. Increasing the angle θ increases the tensile load, and decreasing the angle θ decreases the tensile load. Become. Therefore, the offset angle θ can be optimized by appropriately setting the length L of the support rod 2, and thereby the tensile load can be adjusted without changing the offset angle θ.
[0073]
As described above, according to the installation method of the fast reactor cooling system facility according to the present embodiment, the tensile load is applied to the hot leg pipe 5 and the cold leg pipe 6 in advance before starting the operation of the nuclear reactor, and from the time of starting the plant to the rated operation. Since the tensile load is applied to both the pipes 5 and 6, it is possible to prevent the both pipes 5 and 6 expanded due to heat during operation from causing compression buckling.
[0074]
【The invention's effect】
As described above, according to the fast reactor cooling system facility according to the present invention, the steam generator incorporating the electromagnetic pump is supported by the swingable movable support member, and the extension due to the thermal expansion of the secondary main pipe is increased. Therefore, it is not necessary to provide an elbow portion for absorbing thermal expansion in the secondary main pipe, and the secondary main pipe can be greatly shortened. For this reason, it is possible to reduce the size of buildings and rationalize sodium leakage countermeasures, reduce the amount of pipes and buildings, and reduce the possibility of sodium leakage to reduce plant safety and reliability. Can increase the sex.
[0075]
Further, according to the installation method of the fast reactor cooling system facility according to the present invention, the secondary main pipe is connected to the steam generator displaced in the direction of the intermediate heat exchanger by the forcing force, and then the forcing force is released. Thus, a tensile load is applied to the secondary main pipe, so that compression buckling of the secondary main pipe due to thermal expansion during operation can be prevented.
[Brief description of the drawings]
FIG. 1 is a configuration diagram schematically showing a fast reactor cooling system facility according to a first embodiment of the present invention.
FIG. 2 is a configuration diagram schematically showing a fast reactor cooling system facility according to a second embodiment of the present invention.
FIG. 3 is a configuration diagram schematically showing a fast reactor cooling system facility according to a third embodiment of the present invention.
FIG. 4 is a configuration diagram schematically showing a fast reactor cooling system facility according to a fourth embodiment of the present invention.
FIG. 5 is a configuration diagram schematically showing a fast reactor cooling system facility according to a fifth embodiment of the present invention.
FIG. 6 is a configuration diagram showing an outline of a fast reactor cooling system facility according to a sixth embodiment of the present invention.
FIG. 7 is a configuration diagram schematically showing a fast reactor cooling system facility according to a seventh embodiment of the present invention.
FIG. 8 is a graph for explaining the operation of the fast reactor cooling system facility according to the seventh embodiment of the present invention, showing a difference in thermal expansion when a hot leg pipe and a cold leg pipe are formed of the same material.
FIG. 9 is a graph for explaining the operation of the fast reactor cooling system facility according to the seventh embodiment of the present invention, and showing the difference in thermal expansion when hot leg piping and cold leg piping are formed of different materials.
FIG. 10 is an explanatory diagram for explaining a method of installing a fast reactor cooling system facility according to an eighth embodiment of the present invention.
FIG. 11 is a configuration diagram schematically showing a cooling system facility of a conventional sodium-cooled fast reactor.
[Explanation of symbols]
1 Steam generator
2 Support rod
3 Ring girder
4 buildings
5 Hot leg piping
6 Cold leg piping
7 Secondary sodium dump tank
8 Secondary sodium cold trap
9 Release piping
10 Drain piping
11 Purification piping
12 Bellows
13 Intermediate heat exchanger
16 pins
201 storage container
202 Upper deck
203, 204, 304, 403 Support skirt
701 Load device

Claims

A steam generator with a built-in electromagnetic pump;
An intermediate heat exchanger for exchanging heat between primary sodium and secondary sodium;
A secondary main pipe connecting the steam generator and the intermediate heat exchanger;
A movable support member that is swingably suspended in a building that houses the steam generator and supports a lower portion of the steam generator,
When the length of the secondary main pipe changes due to thermal expansion, the change in the length of the secondary main pipe is absorbed by the displacement of the steam generator together with the movable support member. Fast reactor cooling system equipment.

The fast reactor cooling system facility according to claim 1, wherein the secondary main pipe is linearly extended between the steam generator and the intermediate heat exchanger.

A secondary sodium dump tank connected to the steam generator via a discharge piping;
A secondary sodium cold trap connected to the steam generator via a purification system pipe,
The fast reactor cooling system facility according to claim 1 or 2, wherein one or both of the secondary sodium dump tank and the secondary sodium cold trap are supported by the movable support member.

4. The fast reactor cooling system facility according to claim 3, wherein one or both of the discharge system pipe and the purification system pipe have a bellows.

The fast reactor cooling system equipment according to claim 3 or 4, wherein the secondary sodium dump tank and the secondary sodium cold trap are disposed close to each other and stored in a storage container.

The fast reactor cooling system facility according to claim 5, wherein the storage container is supported by the movable support member.

The load generator for forcibly displacing the steam generator and applying a tensile load to the secondary main pipe is further provided. Fast reactor cooling system equipment.

The secondary main pipe is composed of a hot leg pipe and a cold leg pipe longer than the hot leg pipe.
8. The hot leg pipe is formed of stainless steel, and the cold leg pipe is formed of low alloy steel having a thermal expansion coefficient smaller than that of the stainless steel. Fast reactor cooling system equipment according to one item.

The movable support member includes a ring girder suspended via a support rod, the upper end of the support rod is pivotally attached to the wall surface of the building, and the lower end of the support rod is pivotally attached to the ring girder. The fast reactor cooling system facility according to any one of claims 1 to 8, wherein:

An installation method for installing the fast reactor cooling system facility according to any one of claims 1 to 9,
The steam generator supported by the movable support member is displaced toward the intermediate heat exchanger by a forcing force, the secondary main pipe is connected to the steam generator in a displaced state, and then the forcing is performed. A method of installing a fast reactor cooling system facility, wherein a tensile load is applied to the secondary main pipe by releasing the force.