(57)【要約】【課題】異常の発生をトリガーとして作動するポンプや弁を不要にする。【解決手段】第１の冷却材１を循環させる第１の流路２の外壁２ａの内面２ｈに燃料要素３を直接又は熱伝導部材を介して接合すると共に、外壁２ａの外面２ｉが第１の冷却材１とは別系統の第２の冷却材５によって冷却される炉心６を備えている。【選択図】図１
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
第１の冷却材を循環させる第１の流路の外壁の内面に燃料要素を直接又は熱伝導部材を介して接合すると共に、前記外壁の外面が前記第１の冷却材とは別系統の第２の冷却材によって冷却される炉心を備えることを特徴とする原子炉。
【請求項２】
前記第２の冷却材は容器内に貯えられている液体であり、前記炉心は前記第２の冷却材中に沈められていることを特徴とする請求項１記載の原子炉。
【請求項３】
前記炉心の周囲に第２の流路が設けられており、前記第２の冷却材は前記第２の流路を流れる流体であることを特徴とする請求項１記載の原子炉。
【請求項４】
前記容器は原子炉格納容器であることを特徴とする請求項２記載の原子炉。
【請求項５】
前記炉心は高速炉の炉心であり、前記第１の冷却材は気体、前記第２の冷却材は水であり、前記炉心には熱中性子吸収材が添加されていることを特徴とする請求項１記載の原子炉。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、原子炉に関する。さらに詳しくは、本発明は冷却水の喪失又は不足に対して受動的な安全性が高められた原子炉に関するものである。
【背景技術】
【０００２】
原子炉の非常用炉心冷却系として、タンク内の冷却水をポンプによって圧送し炉心にスプレー注水したり、圧力容器内が減圧した場合に蓄圧タンク内の圧力で逆止弁を押し開いて冷却水を圧力容器内に注水したり、弁を開くことで炉心よりも高い位置に設けたプールから重力を利用して炉心に注水するものがある（例えば、特許文献１，非特許文献１）。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００３】
【特許文献１】特開２００８−２０２３４号公報
【非特許文献】
【０００４】
【非特許文献１】「新版原子力ハンドブック」オーム社  平成６年７月３０日  ｐ２３５−２３８
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００５】
しかしながら、上記の非常用炉心冷却系は、いずれも異常の発生時にポンプや弁を作動させることで炉心に冷却水を注水している。そのため、異常の発生によってポンプや弁を迅速且つ確実に作動させることが必要であり、僅かなものではあるが作動不能のリスクを無くすことができず、安全性及び信頼性を更に高める上での支障になる。
【０００６】
本発明は、異常の発生をトリガーとして作動するポンプや弁が無くとも冷却系の異常時に炉心を確実に冷却することが可能な原子炉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】
【０００７】
かかる目的を達成するために、請求項１記載の原子炉は、第１の冷却材を循環させる第１の流路の外壁の内面に燃料要素を直接又は熱伝導部材を介して接合すると共に、外壁の外面が第１の冷却材とは別系統の第２の冷却材によって冷却される炉心を備えるものである。したがって、燃料要素は第１の冷却材に接触しており、原子炉の通常運転時には燃料要素の熱は第１の冷却材によって主に冷却される。そして、たとえ第１の冷却材による燃料要素の冷却が不十分又は不能になったとしても、運転停止後にも発生し続ける崩壊熱は燃料要素から第１の流路の外壁に伝わり、第２の冷却材によって冷却される。
【０００８】
ここで、請求項２記載の原子炉のように、第２の冷却材を容器内に貯えられている液体とし、炉心を第２の冷却材中に沈めるようにしても良く、また、請求項３記載の原子炉のように、炉心の周囲に第２の流路を設け、第２の冷却材を第２の流路を流れる流体としても良い。また、請求項４記載の原子炉のように、容器が原子炉格納容器であっても良い。
【０００９】
さらに、請求項５記載の原子炉は、炉心は高速炉の炉心であり、第１の冷却材は気体、第２の冷却材は水であり、炉心には熱中性子吸収材が添加されているものである。高速炉において、何らかの異常によって第２の冷却材である水が第１の流路内に浸入すると、混入した水が減速材として働き、核分裂によって発生する高速中性子が減速されて熱中性子が増加する。炉心に添加されている熱中性子吸収材は熱中性子の増加を抑制するので、熱中性子による核分裂連鎖反応を抑えることができる。なお、熱中性子吸収材の高速中性子に対する吸収断面積は小さいので、通常運転時の高速中性子による核分裂反応には殆ど影響を与えない。
【発明の効果】
【００１０】
請求項１記載の原子炉では、異なる２系統の冷却材で炉心を冷却しているので、たとえ第１の冷却材と第２の冷却材のいずれか一方が喪失又は循環量の減少が発生したとしても、もう一方の冷却材で燃料要素を冷却し続けることができるので、冷却材の喪失や循環量の減少に対する安全性をより一層高めることができる。しかも、冷却材の喪失や循環量の減少の発生をトリガーとして緊急用のポンプや弁等の装置・機器類を作動させる構造ではないので、信頼性がより一層向上し、安全性をより一層高めることができる。
【００１１】
ここで、請求項２記載の原子炉のように、第２の冷却材は容器内に貯えられている液体であり、炉心を第２の冷却材中に沈めるようにしても良く、また、請求項３記載の原子炉のように、炉心の周囲に第２の流路が設けられており、第２の冷却材が第２の流路を流れる流体としても良い。
【００１２】
また、請求項４記載の原子炉では、原子炉格納容器内に第２の冷却材を貯えて、その中に炉心を沈めるようにしているので、既存の軽水炉等の原子炉の設備を利用して原子炉を建設することができる。そのため、原子炉の建設コストを安くすることができ、発電コストを安くすることができる。ただし、既存の原子炉の設備を利用する場合に限るものではなく、新たな設備を使用しても良い。
【００１３】
さらに、請求項５記載の原子炉では、第１の冷却材を気体、第２の冷却材を水とした場合の高速炉に適用した場合の安全性をより一層高めることができる。
【図面の簡単な説明】
【００１４】
【図１】図１は本発明の原子炉の第１の実施形態を示し、第１の流路を構成する筒体の横断面図である。
【図２】図２は同原子炉の概略構成図である。
【図３】図３は同原子炉の第１の流路を構成する筒体の縦断面図である。
【図４】図４は本発明の原子炉の第２の実施形態を示し、その炉心を示す概略構成図である。
【図５】図５は本発明の原子炉の第３の実施形態を示し、使用される燃料要素の概念を示す縦断面図である。
【図６】図６は本発明の原子炉を廃炉になった軽水炉を利用して建設する例を示し、（Ａ）は廃炉になった軽水炉を示す概念図、（Ｂ）は本発明の概念図である。
【図７】図７は本発明の原子炉の第４の実施形態を示し、その筒体の横断面図である。
【図８】図８は本発明の原子炉の第５の実施形態を示し、その筒体の縦断面を示す概略構成図である。
【図９】図９は本発明の原子炉の第６の実施形態を示す概略構成図である。
【発明を実施するための形態】
【００１５】
以下、本発明の構成を図面に示す最良の形態に基づいて詳細に説明する。
【００１６】
図１〜図３に、本発明の原子炉の第１の実施形態を示す。原子炉は、第１の冷却材１を循環させる第１の流路２の外壁２ａの内面２ｈに燃料要素３を直接又は熱伝導部材を介して接合すると共に、外壁２ａの外面２ｉが第１の冷却材１とは別系統の第２の冷却材５によって冷却される炉心６を備えるものである。本実施形態では、第２の冷却材５は容器７内に貯えられている液体であり、炉心６は第２の冷却材５中に沈められている。
【００１７】
第１の流路２は、例えば筒体によって形成されている。本実施形態では、燃料要素３は燃料棒であり、立てた状態で並べた燃料要素３に沿って第１の冷却材１を流すことができるように第１の流路２としての筒体（以下、筒体２という）は上下に細長く形成されている。また、筒体２は二重管構造となっており、上端の天板は塞がれており、内管２ｂの上部には外側通路２ｃ（往路）と内側通路２ｄ（復路）を連通するポート２ｅが設けられ、底板には外側通路２ｃに通じる流入ポート２ｆと内側通路２ｄに通じる流出ポート２ｇが設けられている。筒体２は、炉心６での使用に耐え熱伝導性に優れた例えばステンレス、ジルコニウム合金等の金属によって形成されている。外壁２ａの内面２ｈには多数の燃料要素３が立てた状態で並べられ、一本ずつ外壁２ａの内面２ｈに例えば溶接等の手段によって直接接合されている。したがって、燃料要素３の熱は外壁２ａへと良好に伝達される。本実施形態では、筒体２の横断面形状を矩形状にし、４枚の外壁２ａの内面２ｈに棒状の燃料要素３を並べて接合している。また、横断面形状が矩形状を成す内管２ｂは、外壁２ａに対して横断面形状が４５度回転するように配置されており、角部に固着されたステー２１によって外壁２ａに連結され指示されている。なお、ステー２１は外側通路２ｃを仕切るものではない。
【００１８】
筒体２は第２の冷却材５の中に沈められている。本実施形態では、複数の筒体２が第２の冷却材５中に沈められており、第２の冷却材５中に炉心６が形成されている。筒体２の数は必要な原子炉の出力に応じて増減される。
【００１９】
筒体２の下端は冷却管８に接続されており、第１の冷却材１は冷却管８を通じて筒体２内に供給され循環される。冷却管８は例えば二重管であり、例えば熱交換器９を通過して冷却された第１の冷却材１を筒体２の流入ポート２ｆに供給すると共に、筒体２内を外側通路２ｃ→内側通路２ｄへと循環して流出ポート２ｇから流出した第１の冷却材１を熱交換器９へと循環させる。１本の冷却管８に複数の筒体２を並べて接続しても良いし、１本の冷却管８に１本ずつ筒体２を接続しても良い。
【００２０】
本実施形態では、複数の筒体２を制御棒１０を挿入可能な隙間をあけて並べて配置している。制御棒１０は各筒体２の間に挿入され、第２の冷却材５を貯めている容器７の蓋板７ａに設置された制御棒駆動装置１１によって駆動される。
【００２１】
本発明の原子炉は熱中性子炉と高速炉のいずれにも適用可能である。つまり、使用する核燃料と第１の冷却材１と第２の冷却材５の種類は、原子炉のタイプによって適宜選択可能である。例えば、熱中性子炉にする場合には、熱中性子炉用の核燃料を使用し、第１の冷却材１として減速材を兼ねる軽水や重水等の液体を使用する。また、筒体２の内部又は筒体２と筒体２の間に減速材となる黒鉛を配置することで、第１の冷却材１として炭酸ガスやヘリウムガス等の気体を使用することも可能である。そして、これらの場合、第２の冷却材５としては、例えば軽水や重水等の液体、炭酸ガスやヘリウムガス等の気体、液体ナトリウム等の液体金属等の使用が可能である。ただし、本実施形態では第２の冷却材５を容器７内に貯えるものであるため、第２の冷却材５として貯えるのに都合の良い液体を使用することが好ましい。なお、第２の冷却材５として液体ナトリウムを使用する場合において、第１の冷却材１として水を使用するときにはこれらの冷却材の接触を確実に避けるようにする。
【００２２】
また、高速炉にする場合には、高速炉用の核燃料を使用し、第１の冷却材１として高速中性子を減速させにくい例えば液体ナトリウム等の液体金属や、炭酸ガスやヘリウムガス等の気体を使用する。そして、第２の冷却材５としては、例えば液体金属、炭酸ガスやヘリウムガス等の気体、軽水や重水等の液体等の使用が可能である。ただし、本実施形態では第２の冷却材５を容器７内に貯えるものであるため、第２の冷却材５として貯えるのに都合の良い液体を使用することが好ましい。なお、第１の冷却材１として液体ナトリウムを使用する場合において、第２の冷却材５として水を使用するときにはこれらの冷却材の接触を確実に避けるようにする。
【００２３】
なお、上述の核燃料と第１の冷却材１と第２の冷却材５の組み合わせは例示であり、これらに限るものではなく、適宜変更可能である。
【００２４】
第２の冷却材５は、第１の冷却材１による炉心６の冷却が不能又は不十分となった場合に、原子炉の緊急停止後にも発生し続ける燃料要素３の崩壊熱を除去して炉心６の損傷を防止する熱シンクとして機能するものであり、その崩壊熱を除去して炉心６を保護できる程度に十分な量の第２の冷却材５が容器７内に貯えられている。
【００２５】
本実施形態では、原子炉プールとしての容器７内に貯えられた第２の冷却材５の中に炉心６が沈められており、実用化されている軽水炉等で必要とされている原子炉圧力容器が省略されている。本実施形態では、第２の冷却材５が遮蔽体及び原子炉圧力容器として機能し、放射線の漏れが防止される。
【００２６】
次に、炉心６の冷却について説明する。
【００２７】
原子炉の通常運転時には、燃料要素３は主に第１の冷却材１によって冷却される。燃料要素３は第１の流路２内に配置されており、循環している第１の冷却材１に直接接触しているので、燃料要素３で発生した熱の殆どは第１の冷却材１によって熱交換器９へと運搬され、第２の冷却材５の温度上昇にはあまり使われない。そのため、核分裂によるエネルギを効率よく取り出して利用することが可能であると共に、第２の冷却材５の温度上昇を抑えることができる。
【００２８】
原子炉に第１の冷却材１の喪失や流量不足等の異常が発生すると原子炉は緊急停止されるが、原子炉停止後も崩壊熱によって燃料要素３の発熱が続く。燃料要素３の熱は筒体２の外壁２ａに伝えられ、外壁２ａから第２の冷却材５に伝えられるので、炉心６は第２の冷却材５によって冷却される。即ち、第２の冷却材５が原子炉停止後の崩壊熱を吸収し、燃料要素３の過熱や溶融を防いで炉心６の損傷を防止するだけの熱容量を持つ熱シンクとして機能する。燃料要素３は外壁２ａに直接接合されており、熱伝達が良好に行なわれるので、第２の冷却材５によって燃料要素３を良好に冷却することができる。また、第１の冷却材１の喪失や循環量の減少の発生をトリガーとして緊急用のポンプや弁等の装置・機器類を作動させる構造ではないので、作動不能のリスクが無くて信頼性がより一層向上し、安全性をより一層高めることができる。
【００２９】
また、第１の冷却材１と第２の冷却材５とのうち、第２の冷却材５側に何らかの異常、例えば第２の冷却材５の喪失や貯留量不足等の異常が発生した場合には、原子炉の緊急停止後も発生し続ける燃料要素３の崩壊熱は第１の冷却材１によって除去される。この場合にも、第２の冷却材５の喪失等の発生をトリガーとして緊急用のポンプや弁等の装置・機器類を新たに作動させる構造ではないので、作動不能のリスクが無くて信頼性がより一層向上し、安全性をより一層高めることができる。
【００３０】
このように、異なる２系統の冷却系を有しており、たとえ一方の冷却系に異常が発生してももう一方の冷却系によって炉心６を冷却し続けることができるので、冷却系の異常に対する安全性をより一層高めることができる。
【００３１】
また、本発明は、既に実用化され運用されている原子炉の燃料要素をそのまま又は形状変更のような僅かな変更で使用することができるので、技術的に実用化が容易であり、また低コストでの実現が可能である。
【００３２】
なお、上述の形態は本発明の好適な形態の一例ではあるがこれに限定されるものではなく本発明の要旨を逸脱しない範囲において種々変形実施可能である。
【００３３】
例えば、上述の説明では、第２の冷却材５は容器７内に貯えられたものであったが、必ずしもこれに限るものではなく、例えば図４に示すように、炉心６の周囲に第２の流路１２を設け、第２の流路１２を流れる流体を第２の冷却材５としても良い。即ち、第２の冷却材５は貯えられているものに限らず、流動するものでも良い。図４の例では、第２の冷却材５を下から上に流動させている。この場合にも熱中性子炉と高速炉のいずれにも適用可能であり、核燃料、第１の冷却材１、第２の冷却材５の種類の組み合わせは適宜選択可能である。なお、本実施形態の第２の冷却材５は第２の流路１２内を流れるものであるため、第２の冷却材５として気体を使用する場合には本実施形態の方が適している。第２の流路１２は原子炉圧力容器でも良いし、原子炉圧力容器とは別の流路でも良い。また、第２の流路１２は原子炉圧力容器内に設けられた流路でも良いし、原子炉圧力容器の代わりに設けられたものでも良い。
【００３４】
また、高速炉に適用する場合には、以下のようにすることもできる。即ち、炉心６が高速炉の炉心であり、第１の冷却材１として気体を使用し、第２の冷却材５として水を使用する場合には、炉心６に熱中性子吸収材１３を添加しても良い。その概念を図５に示す。燃料要素３がペレット状の核燃料１９を被覆管２０で覆うタイプの場合には、図５に示すように熱中性子吸収材１３を燃料ペレット（核燃料１９）に添加しても良いし、被覆管２０の内面等にコーティングしても良く、これらの場合、一部の燃料要素３にのみ熱中性子吸収材１３を添加するようにしても良いし、全ての燃料要素３に熱中性子吸収材１３を添加するようにしても良い。また、一部の燃料要素３を熱中性子吸収材１３を収容している部材に交換するようにしても良い。熱中性子吸収材１３としては、例えばガドリニウム、ハフニウム、ボロン等の使用が可能である。
【００３５】
第１の冷却材１として気体を使用し、第２の冷却材５として水を使用する高速炉では、何らかの異常によって第２の冷却材５である水が第１の流路２内に浸入すると、この水が減速材として作用し、炉心６内の熱中性子を増加させて熱中性子による核分裂連鎖反応を増加させることになる（正の反応度の印加）。炉心６に熱中性子吸収材１３を予め添加しておくことで、核分裂に寄与する熱中性子の増加を抑えることができるので、炉心６での熱中性子による核分裂連鎖反応を抑えることができ（負の反応度の印加）、安全性をより一層高めることができる。なお、通常運転時には、熱中性子吸収材１３による高速中性子の吸収は極めて少ないので、炉心６に熱中性子吸収材１３を添加しても高速中性子による核分裂反応には殆ど影響を与えない。
【００３６】
また、第２の冷却材５を貯える容器７として、原子炉格納容器（以下、原子炉格納容器７という）を使用しても良い。この場合の概念を図６（Ｂ）に示す。この場合には、原子炉格納容器７内に第２の冷却材５を貯え、その中に炉心６を沈めるようにしているので、既存の軽水炉等の設備を利用して本発明の原子炉を建設することができる。即ち、図６（Ａ）に示すように、廃炉になった軽水炉等の原子炉格納容器７内に収容されている炉心、原子炉圧力容器１７、その他の装置・機器類を撤去し、代わりに本発明の炉心６、冷却管８、制御棒１０等を設置することで、本発明の原子炉を建設することができる。この場合、既存の設備である原子炉格納容器７や建屋をそのまま利用することができるので、原子炉の建設コストを安くすることができ、発電コストを安くすることができる。ただし、既存の原子炉の設備を利用する場合に限るものではなく、新たな設備を使用しても良い。
【００３７】
また、上述の説明では、第１の流路２の外壁２ａの内面２ｈに燃料要素３を直接接合するようにしていたが、熱伝導部材４を介して接合するようにしても良い。この場合の概念を図７に示す。筒体２内を往路２ｊと復路２ｋに仕切る隔壁としての熱伝導部材４（以下、隔壁４という）が設けられており、燃料要素３は隔壁４と外壁２ａの両方に接合されている。往路２ｊと復路２ｋ内には格子状に組まれたサポーティングプレート１８が設けられ、補強が行なわれている。隔壁４は、炉心６での使用に耐え熱伝導性に優れた例えばステンレス、ジルコニウム合金等の金属によって形成され、外壁２ａに例えば溶接等の手段によって接合されている。隔壁４に接合された燃料要素３の熱は隔壁４を伝わって外壁２ａに伝えられ、第２の冷却材５によって冷却される。したがって、外壁２ａに直接接合されている燃料要素３と同様に、隔壁４に接合されている燃料要素３も第２の冷却材５によって良好に冷却することができる。
【００３８】
また、上述の説明では、燃料要素３は燃料棒であったが、必ずしも燃料棒に限るものではなく、例えば燃料板、燃料体等であっても良い。
【００３９】
また、上述の説明では、筒体２を二重管構造とし、１本の筒体２に往路と復路の両方を設けて流入ポート２ｆと流出ポート２ｇを底板に設ける構造、即ち逆Ｕ字状の流路を形成する構造にしていたが、必ずしもこの様な構造に限るものではなく、筒体２内を一方から他方に向けて第１の冷却材１が通り抜ける構造にしても良い。この場合の例を図８に示す。筒体２は例えば一重の管である。この場合にも、筒体２の外壁２ａの内面２ｈに燃料要素３を直接又は熱伝導部材４を介して接合している。筒体２は例えば２本で１組となっており、一方の筒体２の底板に流入ポート２ｆを設けると共に、他方の筒体２の底板に流出ポート２ｇを設け、冷却管８から第１の冷却材１を一方の筒体２内に流入させて下から上に向けて通り抜けさせた後、連通管１４を通じて他方の筒体２の上部に供給し、他方の筒体２内を上から下に向けて通過させて冷却管８に戻すようにしても良い。この場合にも、通常運転時には主に第１の冷却材１によって燃料要素３を冷却することができると共に、第１の冷却材１による冷却能力が不足した場合には第２の冷却材５によって燃料要素３の崩壊熱を除去することができる。
【００４０】
また、図９に示すように、筒体２の上下に流路１５を接続し、第１の冷却材１を熱交換器９→ポンプ１６→下側の流路１５→筒体２→上側の流路１５→熱交換器９へと循環させても良い。即ち、筒体２、流路１５を一重管にしても良い。この場合にも、筒体２の外壁２ａの内面２ｈに燃料要素３を直接又は熱伝導部材４を介して接合している。この場合にも、通常運転時には主に第１の冷却材１によって燃料要素３を冷却することができると共に、第１の冷却材１による冷却能力が不足した場合には第２の冷却材５によって燃料要素３の崩壊熱を除去することができる。
【００４１】
また、上述の説明では、炉心６に複数の筒体２を設置していたが、必ずしも筒体２を複数設置する必要はなく、原子炉の出力によっては１本でも良い。
【００４２】
さらに、上述の説明では、筒体２を上下方向に細長く長く形成し燃料要素３を立てるようにしていたが、この構成に限るものではなく、例えば筒体２を横方向に細長くして燃料要素３を寝かせるようにしても良く、その他でも良い。なお、筒体２を横方向に細長くする場合には、流入ポート２ｆと流出ポート２ｇを筒体２の側面に形成することが考えられる。
【符号の説明】
【００４３】
１  第１の冷却材
２  第１の流路
２ａ  第１の流路の外壁
３  燃料要素
４  熱伝導部材
５  第２の冷却材
６  炉心
７  容器
１２  第２の流路
１３  熱中性子吸収材
【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８】
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【図９】
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【図１】
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【図６】
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【図７】
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