(57)【要約】【課題】電源喪失状態となった場合に、原子炉容器内の一次冷却材を適正な温度近傍で安定させることができる高速炉崩壊熱除去系の運転方法を提供する。【解決手段】高速炉崩壊熱除去系は、強制空冷式の第一直接炉心冷却系５と、自然空冷式の第二直接炉心冷却系６と、自然空冷式の原子炉容器冷却系７とを備えている。第二直接炉心冷却系６は、冷却ファン１１を停止した場合の第一直接炉心冷却系５より、除熱能力が高くなるように構成されている。原子炉容器冷却系７は、第二直接炉心冷却系６より、除熱能力が低くなるように構成されている。このような高速炉崩壊熱除去系の運転方法であって、電源喪失状態となった場合に、第一直接炉心冷却系５に加えて、第二直接炉心冷却系６を起動させ、その後、原子炉容器２内の一次冷却材の温度が所定値Ｔｂまで低下したら、第二直接炉心冷却系６を停止させるとともに、原子炉容器冷却系７を起動させる。【選択図】図２
2014174138.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
高速炉の原子炉容器内の一次冷却材を、自然循環する作動流体で冷却するとともに、電源喪失状態とならない場合は、この作動流体を冷却ファンで生起された冷却風によって冷却する第一直接炉心冷却系と、
前記原子炉容器内の一次冷却材を、自然循環する作動流体で冷却するとともに、この作動流体を空気の自然対流によって冷却する第二直接炉心冷却系と、
前記原子炉容器の外側を、空気の自然対流によって冷却する原子炉容器冷却系とを備え、
前記第二直接炉心冷却系は、前記冷却ファンが停止した場合の前記第一直接炉心冷却系より、前記原子炉容器内の一次冷却材に対する除熱能力が高くなるように構成され、
前記原子炉容器冷却系は、前記第二直接炉心冷却系より、前記原子炉容器内の一次冷却材に対する除熱能力が低くなるように構成された高速炉崩壊熱除去系の運転方法であって、
電源喪失状態となった場合に、前記第一直接炉心冷却系に加えて、前記第二直接炉心冷却系を起動させ、
その後、前記原子炉容器内の一次冷却材の温度が所定値まで低下したら、前記第二直接炉心冷却系を停止させるとともに、前記原子炉容器冷却系を起動させることを特徴とする高速炉崩壊熱除去系の運転方法。
【請求項２】
高速炉の原子炉容器内の一次冷却材を、自然循環する作動流体で冷却するとともに、電源喪失状態とならない場合は、この作動流体を冷却ファンで生起された冷却風によって冷却する第一直接炉心冷却系と、
前記原子炉容器内の一次冷却材を、自然循環する作動流体で冷却するとともに、この作動流体を空気の自然対流によって冷却する第二直接炉心冷却系と、
前記原子炉容器を収容する原子炉格納容器の外側に設けられた躯体を、自然循環する作動流体で冷却するとともに、この作動流体を海水によって冷却する躯体冷却系とを備え、
前記第二直接炉心冷却系は、前記冷却ファンが停止した場合の前記第一直接炉心冷却系より、前記原子炉容器内の一次冷却材に対する除熱能力が高くなるように構成され、
前記躯体冷却系は、前記第二直接炉心冷却系より、前記原子炉容器内の一次冷却材に対する除熱能力が低くなるように構成された高速炉崩壊熱除去系の運転方法であって、
電源喪失状態となった場合に、前記第一直接炉心冷却系に加えて、前記第二直接炉心冷却系を起動させ、
その後、前記原子炉容器内の一次冷却材の温度が所定値まで低下したら、前記第二直接炉心冷却系を停止させるとともに、前記躯体冷却系を起動させることを特徴とする高速炉崩壊熱除去系の運転方法。
【請求項３】
高速炉の原子炉容器内の一次冷却材を、自然循環する作動流体で冷却するとともに、電源喪失状態とならない場合は、この作動流体を冷却ファンで生起された冷却風によって冷却する第一直接炉心冷却系と、
前記原子炉容器内の一次冷却材を、自然循環する作動流体で冷却するとともに、この作動流体を空気の自然対流によって冷却する第二直接炉心冷却系と、
前記原子炉容器の外側を、空気の自然対流によって冷却する原子炉容器冷却系と、
前記原子炉容器を収容する原子炉格納容器の外側に設けられた躯体を、自然循環する作動流体で冷却するとともに、この作動流体を海水によって冷却する躯体冷却系とを備え、
前記第二直接炉心冷却系は、前記冷却ファンが停止した場合の前記第一直接炉心冷却系より、前記原子炉容器内の一次冷却材に対する除熱能力が高くなるように構成され、
前記原子炉容器冷却系及び前記躯体冷却系は、前記第二直接炉心冷却系より、前記原子炉容器内の一次冷却材に対する除熱能力の総和が低くなるように構成された高速炉崩壊熱除去系の運転方法であって、
電源喪失状態となった場合に、前記第一直接炉心冷却系に加えて、前記第二直接炉心冷却系を起動させ、
その後、前記原子炉容器内の一次冷却材の温度が所定値まで低下したら、前記第二直接炉心冷却系を停止させるとともに、前記原子炉容器冷却系及び前記躯体冷却系を起動させることを特徴とする高速炉崩壊熱除去系の運転方法。
【請求項４】
請求項１又は３記載の高速炉崩壊熱除去系の運転方法において、
前記原子炉容器冷却系は、前記原子炉容器の外側を、ミストを含む空気の自然対流によって冷却するように構成されたことを特徴とする高速炉崩壊熱除去系の運転方法。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、高速炉の異常発生時に炉心燃料の崩壊熱を除去する崩壊熱除去系に係わり、特に、高速炉崩壊熱除去系の運転方法に関する。
【背景技術】
【０００２】
高速炉（Fast Reactor：ＦＳ）には、安全確保の原則のため、その異常発生時に炉心燃料の崩壊熱を除去する崩壊熱除去系が備えられている。この崩壊熱除去系を構成するものとして、原子炉容器内の一次冷却材を冷却する直接炉心冷却系（ＤＲＡＣＳ： Direct Reactor Auxiliary Cooling System）が知られている（例えば非特許文献１参照）。
【０００３】
非特許文献１に記載の直接炉心冷却系は、除熱部と、この除熱部より上方に位置する放熱部と、これら除熱部及び放熱部を接続した熱輸送配管とを有している。そして、除熱部と放熱部の間で作動流体が自然循環するようになっている。詳しく説明すると、除熱部は、原子炉容器内の一次冷却材に浸漬されている。この除熱部では、原子炉容器内の一次冷却材（ナトリウム）と作動流体の熱交換により、原子炉容器内の一次冷却材が冷却され、作動流体が加熱される。放熱部では、冷却ファンで誘起された冷却風によって作動流体が冷却される。そして、作動流体の温度変化に伴う密度変化によって自然対流が生じ、作動流体が自然循環するようになっている。
【先行技術文献】
【非特許文献】
【０００４】
【非特許文献１】堀雅夫、「基礎高速炉工学」、日刊工業新聞社、１９９３年１０月、ｐ．１０５−１０７
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００５】
上述した直接炉心冷却系は、冷却ファンの回転数の可変制御によって除熱能力が可変可能である。そして、冷却時間の経過に応じて（すなわち、原子炉容器内の一次冷却材の温度低下に応じて）除熱能力を可変することにより、原子炉容器内の一次冷却材を適正な温度（詳細には、ナトリウムの凝固点より若干高い温度）近傍で安定させることが可能である。ところが、不測の事態によって万一電源を喪失した場合は、冷却ファンが駆動できないため、除熱能力が低減する。そこで、改善策の一つとして、電源を喪失した場合に除熱能力を補えるように、原子炉容器内の一次冷却材を直接又は間接的に冷却する別の冷却系を備えることが考えられる。ただし、電源を喪失した場合には各冷却系の除熱能力が可変できないことから、原子炉容器内の一次冷却材を適正な温度近傍で安定させる点に関し、更なる改善の余地があった。
【０００６】
本発明は、上記事柄に鑑みてなされたものであり、その目的は、電源喪失状態となった場合に、原子炉容器内の一次冷却材を適正な温度近傍で安定させることができる高速炉崩壊熱除去系の運転方法を提供することにある。
【課題を解決するための手段】
【０００７】
上記目的を達成するために、第１の発明は、高速炉の原子炉容器内の一次冷却材を、自然循環する作動流体で冷却するとともに、電源喪失状態とならない場合は、この作動流体を冷却ファンで生起された冷却風によって冷却する第一直接炉心冷却系と、前記原子炉容器内の一次冷却材を、自然循環する作動流体で冷却するとともに、この作動流体を空気の自然対流によって冷却する第二直接炉心冷却系と、前記原子炉容器の外側を、空気の自然対流によって冷却する原子炉容器冷却系とを備え、前記第二直接炉心冷却系は、前記冷却ファンが停止した場合の前記第一直接炉心冷却系より、前記原子炉容器内の一次冷却材に対する除熱能力が高くなるように構成され、前記原子炉容器冷却系は、前記第二直接炉心冷却系より、前記原子炉容器内の一次冷却材に対する除熱能力が低くなるように構成された高速炉崩壊熱除去系の運転方法であって、電源喪失状態となった場合に、前記第一直接炉心冷却系に加えて、前記第二直接炉心冷却系を起動させ、その後、前記原子炉容器内の一次冷却材の温度が所定値まで低下したら、前記第二直接炉心冷却系を停止させるとともに、前記原子炉容器冷却系を起動させる。
【０００８】
上記目的を達成するために、第２の発明は、高速炉の原子炉容器内の一次冷却材を、自然循環する作動流体で冷却するとともに、電源喪失状態とならない場合は、この作動流体を冷却ファンで生起された冷却風によって冷却する第一直接炉心冷却系と、前記原子炉容器内の一次冷却材を、自然循環する作動流体で冷却するとともに、この作動流体を空気の自然対流によって冷却する第二直接炉心冷却系と、前記原子炉容器を収容する原子炉格納容器の外側に設けられた躯体を、自然循環する作動流体で冷却するとともに、この作動流体を海水によって冷却する躯体冷却系とを備え、前記第二直接炉心冷却系は、前記冷却ファンが停止した場合の前記第一直接炉心冷却系より、前記原子炉容器内の一次冷却材に対する除熱能力が高くなるように構成され、前記躯体冷却系は、前記第二直接炉心冷却系より、前記原子炉容器内の一次冷却材に対する除熱能力が低くなるように構成された高速炉崩壊熱除去系の運転方法であって、電源喪失状態となった場合に、前記第一直接炉心冷却系に加えて、前記第二直接炉心冷却系を起動させ、その後、前記原子炉容器内の一次冷却材の温度が所定値まで低下したら、前記第二直接炉心冷却系を停止させるとともに、前記躯体冷却系を起動させる。
【０００９】
上記目的を達成するために、第３の発明は、高速炉の原子炉容器内の一次冷却材を、自然循環する作動流体で冷却するとともに、電源喪失状態とならない場合は、この作動流体を冷却ファンで生起された冷却風によって冷却する第一直接炉心冷却系と、前記原子炉容器内の一次冷却材を、自然循環する作動流体で冷却するとともに、この作動流体を空気の自然対流によって冷却する第二直接炉心冷却系と、前記原子炉容器の外側を、空気の自然対流によって冷却する原子炉容器冷却系と、前記原子炉容器を収容する原子炉格納容器の外側に設けられた躯体を、自然循環する作動流体で冷却するとともに、この作動流体を海水によって冷却する躯体冷却系とを備え、前記第二直接炉心冷却系は、前記冷却ファンが停止した場合の前記第一直接炉心冷却系より、前記原子炉容器内の一次冷却材に対する除熱能力が高くなるように構成され、前記原子炉容器冷却系及び前記躯体冷却系は、前記第二直接炉心冷却系より、前記原子炉容器内の一次冷却材に対する除熱能力の総和が低くなるように構成された高速炉崩壊熱除去系の運転方法であって、電源喪失状態となった場合に、前記第一直接炉心冷却系に加えて、前記第二直接炉心冷却系を起動させ、その後、前記原子炉容器内の一次冷却材の温度が所定値まで低下したら、前記第二直接炉心冷却系を停止させるとともに、前記原子炉容器冷却系及び前記躯体冷却系を起動させる。
【発明の効果】
【００１０】
本発明によれば、電源喪失状態となった場合に、原子炉容器内の一次冷却材を適正な温度近傍で安定させることができる。
【図面の簡単な説明】
【００１１】
【図１】本発明の第1の実施形態における高速炉崩壊熱除去系の構成を表す概略図である。
【図２】本発明の第1の実施形態における高速炉崩壊熱除去系の運転方法及びその作用効果を説明するために原子炉容器内の一次冷却材の温度変化を表す図である。
【図３】本発明の第２の実施形態における高速炉崩壊熱除去系の構成を表す概略図である。
【図４】本発明の第２の実施形態における躯体冷却系の構成を表す概略図である。
【図５】本発明の第２の実施形態における高速炉崩壊熱除去系の運転方法及びその作用効果を説明するために原子炉容器内の一次冷却材の温度変化を表す図である。
【図６】本発明の第３の実施形態における高速炉崩壊熱除去系の構成を表す概略図である。
【図７】本発明の第３の実施形態における高速炉崩壊熱除去系の運転方法及びその作用効果を説明するために原子炉容器内の一次冷却材の温度変化を表す図である。
【図８】本発明の第１の変形例における高速炉崩壊熱除去系の構成を表す概略図である。
【図９】図８中IX部の部分拡大図である。
【図１０】本発明の第２の変形例における第二直接炉心冷却系の構造を表すパイプ径方向断面図である。
【図１１】本発明の第３の変形例における高速炉崩壊熱除去系の構成を表す概略図である。
【発明を実施するための形態】
【００１２】
まず、本発明の適用対象である高速炉の要部構成の具体例について説明する。
【００１３】
原子炉建屋１には原子炉格納容器（図示せず）が収容され、この原子炉格納容器には原子炉容器２や中間熱交換器（図示せず）が収納されている（後述の図４参照）。原子炉容器２は、核燃料を含む炉心３を内包している（後述の図４及び図１等参照）。
【００１４】
また、原子炉容器２と中間熱交換器との間で一次冷却材（ナトリウム）を循環するための一次系配管及び一次系循環ポンプ（図示せず）が設けられている。そして、一次冷却材は、原子炉容器２内で炉心３によって加熱され、高温側配管４Ａ（後述の図１等参照）を介し中間熱交換器へ供給されるようになっている。また、一次冷却材は、中間熱交換器で二次冷却材（ナトリウム）と熱交換して冷却され、低温側配管４Ｂ（後述の図１等参照）を介して原子炉容器２に戻されるようになっている。
【００１５】
また、図示しないものの、タービン建屋には主蒸気系が収容されている。この主蒸気系は、水を蒸発させる蒸気発生器と、この蒸気発生器からの蒸気によって駆動する高圧タービンと、この高圧タービンからの蒸気によって駆動する低圧タービンと、この低圧タービンから排出された蒸気を凝縮する復水器と、この復水器から蒸気発生器に水を供給する給水ラインに設けられた給水ポンプ及び給水加熱器とを有している。また、高圧タービン及び低圧タービンの回転軸に接続された発電機が設けられている。
【００１６】
また、図示しないものの、中間熱交換器と蒸気発生器の間で二次冷却材を循環するための二次系配管及び二次系循環ポンプが設けられている。そして、二次冷却材は、中間熱交換器で一次冷却材と熱交換して加熱され、蒸気発生器へ供給されるようになっている。また、二次冷却材は、蒸気発生器で水と熱交換して冷却され、中間熱交換器に戻されるようになっている。
【００１７】
上述した高速炉には、安全確保の原則のため、その異常発生時に炉心燃料の崩壊熱を除去する崩壊熱除去系が備えられている。本発明の第１の実施形態における高速炉崩壊熱除去系の構成を、図１を用いて説明する。
【００１８】
本実施形態の高速炉崩壊熱除去系は、強制空冷式の第一直接炉心冷却系５と、自然空冷式の第二直接炉心冷却系６と、自然空冷式の原子炉容器冷却系（ＲＶＡＣＳ： Reactor Vessel Auxiliary Cooling System）７とを備えている。なお、本実施形態では、第二直接炉心冷却系６を１つだけ設けているが、複数設けてもよい。
【００１９】
第一直接炉心冷却系５は、除熱部８と、この除熱部８より上方に位置する放熱部９と、これら除熱部８及び放熱部９を接続した熱輸送配管１０とを有している。そして、除熱部８と放熱部９の間で作動流体が自然循環するようになっている。
【００２０】
詳しく説明すると、除熱部８は、原子炉容器２内の一次冷却材に浸漬されている。この除熱部８では、原子炉容器２内の一次冷却材と作動流体の熱交換により、原子炉容器２内の一次冷却材が冷却され、作動流体が加熱される。放熱部９は、原子炉建屋１の外側に設けられた空気ダクト（図示せず）内に配置されている。この放熱部９では、電源を喪失しない場合に、冷却ファン１１で誘起された冷却風によって作動流体が冷却される。そして、作動流体の温度変化に伴う密度変化によって自然対流が生じ、作動流体が自然循環するようになっている。
【００２１】
第一直接炉心冷却系５の最終的なヒートシンクは大気である。前述した空気ダクトには開閉可能なダンパ（図示せず）が設けられており、このダンパの開閉によって第一直接炉心冷却系５の運転・停止を切替え可能としている。また、冷却ファン１１の回転数を可変制御するインバータ装置（図示せず）が設けられている。そして、電源を喪失しない場合は、冷却ファン１１の回転数の可変制御によって、第一直接炉心冷却系５の除熱能力を可変可能としている。
【００２２】
第二直接炉心冷却系６は、下端側の蒸発部１２と上端側の凝縮部１３を有するヒートパイプ１４で構成されており、このヒートパイプ１４内に作動流体が封入されている。そして、蒸発部１２と凝縮部１３の間で作動流体が自然循環するようになっている。
【００２３】
詳しく説明すると、蒸発部１２は、第一直接炉心冷却系５の除熱部８と同様、原子炉容器２内の一次冷却材に浸漬されている。この蒸発部１２では、原子炉容器２内の一次冷却材と作動流体の熱交換により、原子炉容器２内の一次冷却材が冷却され、作動流体が加熱されて蒸発する。凝縮部１３は、原子炉建屋１の外側に設けられた空気ダクト（図示せず）内に配置されている。この凝縮部１３では、空気の自然対流によって作動流体が冷却されて凝縮する。凝縮部１３には、冷却能力を高めるため、多数の放熱フィン１５が設けられている。そして、作動流体の相変化に伴う比重変化により、作動流体が自然循環するようになっている。
【００２４】
第二直接炉心冷却系６の最終的なヒートシンクは大気である。前述した空気ダクトには開閉可能なダンパ（図示せず）が設けられており、このダンパの開閉によって第二直接炉心冷却系６の運転・停止を切替え可能としている。なお、本実施形態では、パイプ内壁にウィック（毛細管構造）を有しない重力式ヒートパイプを採用しているが、ウィックを有するものを採用してもよい。
【００２５】
原子炉容器冷却系７は、原子炉容器２の外側を、空気の自然対流によって冷却するように構成されている。
【００２６】
詳しく説明すると、原子炉容器２の外側に二重となる円筒状流路１６Ａ，１６Ｂと、これら円筒状流路１６Ａ，１６Ｂの下方側を連通させる下部プレナム１７とを有するガードベッセル１８が設けられている。そして、原子炉容器２の半径方向外側に向かうに従って温度が低下していることから、外側流路１６Ａと内側流路１６Ｂの間で温度差が生じている。この温度差に伴う空気の密度差によって自然対流が生じる。すなわち、比較的低温で密度が大きな空気が外側流路１６Ａ内に流入して下降し、その後、比較的高温となって密度が小さくなった空気が内側流路１６Ｂ内を上昇して流出する。このような空気の自然対流により、原子炉容器２を冷却するようになっている。
【００２７】
また、上述した空気の自然対流を利用して、原子炉建屋１の外から外側流路１６Ａに空気を導入するとともに、内側流路１６Ｂから原子炉建屋１の外に空気を導出する空気ダクト（図示せず）が設けられている。すなわち、原子炉容器冷却系７のヒートシンクは大気である。前述した空気ダクトには開閉可能なダンパ（図示せず）が設けられており、このダンパの開閉によって原子炉容器冷却系７の運転・停止を切替え可能としている。
【００２８】
原子炉容器２内の一次冷却材に対する第一直接炉心冷却系５の除熱能力は、冷却ファン１１が最大回転数で駆動した場合を基準値（１００％）にとると、冷却ファン１１が停止した場合に例えば基準値の３０％まで低下する。原子炉容器２内の一次冷却材に対する第二直接炉心冷却系６の除熱能力は、冷却ファン１１が停止した場の第一直接炉心冷却系５の除熱能力（３０％）より高く、例えば基準値の１２０％に相当する。原子炉容器２内の一次冷却材に対する原子炉容器冷却系７の除熱能力は、第二直接炉心冷却系６の除熱能力（１２０％）より低く、例えば基準値の５０％に相当する。
【００２９】
次に、本実施形態における高速炉崩壊熱除去系の運転方法及びその作用効果を、図２を用いて説明する。図２の横軸は、高速炉の異常発生後の日数をとって表し、縦軸は、原子炉容器２内の一次冷却材の温度を表している。一次冷却材（ナトリウム）の沸点は１１０８Ｋ程度、凝固点は３７３Ｋ程度である。そのため、一次冷却材を沸騰又は凝固させないことを考慮すれば、異常発生後の原子炉容器２内の一次冷却材の温度の適正範囲は、例えば４００Ｋ以上９００Ｋ以下である。また、正常運転時の原子炉容器２内の一次冷却材の温度が例えば７００Ｋ程度であり、この温度より低下させることを考慮すれば、異常発生後の原子炉容器２内の一次冷却材の温度の適正範囲は、例えば４００Ｋ以上７００Ｋ以下である。さらに、設備にかかる負荷を低減させることを考慮すれば、最終的な一次冷却材の適正温度（目標温度）は、ナトリウムの凝固点より若干高い温度（詳細には、例えば４５０〜５００Ｋの間の温度）である。
【００３０】
高速炉の異常発生時に、炉心燃料は、正常運転時の熱出力の数％程度の崩壊熱を放出するため、原子炉容器２内の一次冷却材が加熱される。この原子炉容器２内の一次冷却材を冷却するために、ダンパを操作して第一直接炉心冷却系５を起動させる。このとき、電源喪失状態（ＳＢＯ： Station Blackout）とならない場合は、冷却ファン１２の回転数の可変制御によって、第一直接炉心冷却系５の除熱能力を１００％〜３０％に可変可能である。そして、冷却時間の経過に応じて、すなわち、原子炉容器２内の一次冷却材の温度低下に応じて、第一直接炉心冷却系５の除熱能力を減少することにより、原子炉容器２内の一次冷却材を適正温度近傍で安定させることができる（図２中一点鎖線Ｕ参照）。
【００３１】
一方、不測の事態によって万一電源喪失状態となった場合は、冷却ファン１２が駆動できないので、第一直接炉心冷却系５の除熱能力が３０％に制限されて冷却不足となる。すなわち、原子炉容器２内の一次冷却材の温度が上昇する（図２中二点鎖線Ｓ参照）。この場合、一次冷却材の温度が最終的に９００Ｋ以下に抑えられたとしても、設備にかかる負荷が大きくなる。
【００３２】
そこで、本実施形態では、例えば温度計（図示せず）で計測された原子炉容器２内の一次冷却材の温度が所定値Ｔａ（詳細には、正常運転時の原子炉容器２内の一次冷却材の温度より若干高くなるように予め設定された値であり、例えば８００Ｋ）まで上昇したら、ダンパを操作して第二直接炉心冷却系６を起動させる。これにより、冷却系の除熱能力の総和が１５０％となる。したがって、冷却時間の経過とともに、原子炉容器２内の一次冷却材の温度が低下する（図２中実線（Ｓ＋Ａ）参照）。しかし、冷却時間がある程度経過しても、第一直接炉心冷却系５及び第二直接炉心冷却系６の運転をそのまま継続すれば、過冷却となってしまう。すなわち、一次冷却材の温度が４００Ｋ未満となる可能性がある。
【００３３】
そこで、本実施形態では、例えば温度計で計測された原子炉容器２内の一次冷却材の温度が所定値Ｔｂ（詳細には、後述する第一直接炉心冷却系５及び原子炉容器冷却系７の除熱能力の総和を考慮して、目標温度より若干高くなるように予め設定された値）まで低下したら、ダンパを操作して第二直接炉心冷却系６を停止させるとともに、ダンパを操作して原子炉容器冷却系７を起動させる。これにより、冷却系の除熱能力の総和が８０％となる。その結果、原子炉容器２内の一次冷却材を適正な温度近傍で安定させることができる（図２中実線（Ｓ＋Ｂ）参照）。
【００３４】
第二直接炉心冷却系６について補足説明する。第二直接炉心冷却系６の作動流体は、液体金属、液体系、熱媒系、溶媒系、及び不活性ガス系のうちのいずれかを採用する。液体金属の具体例としては、ナトリウム、セシウム、ルビジウム、リチウム、及びナトリウムカリウム合金等がある。液体系の具体例としては、水及びメタノール等がある。熱媒系の具体例としては、ダウサーム等がある。溶媒系の具体例としては、ナフタレン及びフェノール等がある。不活性ガス系の具体例としては、窒素及びヘリウム等がある。水及びセシウムは高性能、ダウサーム及びフェノールは中性能、ナフタレンは低性能である。なお、液体金属を採用する場合には、蒸発潜熱が大きいという利点を有し、さらに、一次冷却材に対して不活性であるため、第二直接炉心冷却系６が万一損傷した場合でも不具合が生じないという利点を有する。
【００３５】
第二直接炉心冷却系６の除熱能力は、原子炉容器２内の一次冷却材が所定値Ｔａ（８００Ｋ）まで上昇したら、急激に向上することが好ましい。また、原子炉容器２内の一次冷却材が４００Ｋまで低下したら、急激に低下することが好ましい。そのため、第二直接炉心冷却系６の作動流体の飽和温度Ｈは、８００Ｋ≧Ｈ≧４００Ｋという条件を満たすように設定することが好ましい。
【００３６】
本発明の第２の実施形態における高速炉崩壊熱除去系の構成を、図３及び図４を用いて説明する。なお、これら図３及び図４において、上記第１の実施形態と同等の部分は同一の符号を付し、適宜説明を省略する。
【００３７】
本実施形態の高速炉崩壊熱除去系は、強制空冷式の第一直接炉心冷却系５と、自然空冷式の第二直接炉心冷却系６と、自然水冷式の躯体冷却系１９とを備えている。
【００３８】
躯体冷却系１９は、原子炉格納容器の外側に設けられた躯体２０を、自然循環する作動流体で冷却するとともに、この作動流体を海水によって冷却するように構成されている。
【００３９】
詳しく説明すると、躯体２０は、例えばコンクリートをステンレス板で内包するように構成されており、ガードベッセルとしての役割を果たしている。この躯体２０の円筒状側壁部の内部に、円環状の下部ヘッダ２１と、円環状の上部ヘッダ２２と、これら下部ヘッダ２１と上部ヘッダ２２の間で接続されて鉛直方向に延在する複数の冷却流路２３が形成されている。また、原子炉建屋１の外には海水を貯える貯水槽２４が設けられており、この貯水槽２４内に熱交換器２５が設置されている。また、熱交換器２５から下部ヘッダ２１へ作動流体を導出する配管２６Ａと、上部ヘッダ２２から熱交換器２５へ作動流体を導出する配管２６Ｂが設けられている。そして、躯体下部ヘッダ２１、冷却流路２３、及び上部ヘッダ２２内の作動流体は、躯体２０を冷却して、その温度が上昇する。一方、熱交換器２５内の作動流体は、海水によって冷却されて、その温度が低下する。このような作動流体の温度変化に伴う密度変化によって自然対流が生じ、作動流体が自然循環するようになっている。
【００４０】
また、配管２６Ａ及び／又は２６Ｂにはバルブ（図示せず）が設けられており、このバルブの開閉によって躯体冷却系１９の運転・停止を切替え可能としている。また、貯水槽２４は、上下に配置された連通管２７Ａ，２７Ｂを介して海２８と連通している。これにより、貯水層２４と海２８の間で海水が自然循環するようになっている。すなわち、躯体冷却系１９の最終的なヒートシンクは、海水である。
【００４１】
上記第１の実施形態と同様、原子炉容器２内の一次冷却材に対する第一直接炉心冷却系５の除熱能力は、冷却ファン１１が最大回転数で駆動した場合を基準値（１００％）にとると、冷却ファン１１が停止した場合に例えば基準値の３０％まで低下する。原子炉容器２内の一次冷却材に対する第二直接炉心冷却系６の除熱能力は、冷却ファン１１が停止した場の第一直接炉心冷却系５の除熱能力（３０％）より高く、例えば基準値の１２０％に相当する。
【００４２】
原子炉容器２内の一次冷却材に対する躯体冷却系１９の除熱能力は、第二直接炉心冷却系６の除熱能力（１２０％）より低く、例えば基準値の３０％に相当する。
【００４３】
次に、本実施形態における高速炉崩壊熱除去系の運転方法及びその作用効果を、図５を用いて説明する。上述の図２と同様、図５の横軸は、高速炉の異常発生後の日数をとって表し、縦軸は、原子炉容器２内の一次冷却材の温度を表している。
【００４４】
高速炉の異常発生時に、電源喪失状態とならない場合は、上記第１の実施形態と同じである。すなわち、ダンパを操作して第一直接炉心冷却系５を起動させる。そして、冷却時間の経過に応じて、すなわち、原子炉容器２内の一次冷却材の温度低下に応じて、第一直接炉心冷却系５の除熱能力を減少することにより、原子炉容器２内の一次冷却材を適正温度近傍で安定させることができる（図５中一点鎖線Ｕ参照）。
【００４５】
一方、不測の事態によって万一電源喪失状態となった場合は、冷却ファン１２が駆動できないので、第一直接炉心冷却系５の除熱能力が３０％に制限されて冷却不足となる。すなわち、原子炉容器２内の一次冷却材の温度が上昇する（図５中二点鎖線Ｓ参照）。この場合、一次冷却材の温度が最終的に９００Ｋ以下に抑えられたとしても、設備にかかる負荷が大きくなる。
【００４６】
そこで、上記第１の実施形態と同様、例えば温度計で計測された原子炉容器２内の一次冷却材の温度が所定値Ｔａまで上昇したら、ダンパを操作して第二直接炉心冷却系６を起動させる。これにより、冷却系の除熱能力の総和が１５０％となる。したがって、冷却時間の経過とともに、原子炉容器２内の一次冷却材の温度が低下する（図５中実線（Ｓ＋Ａ）参照）。しかし、冷却時間がある程度経過しても、第一直接炉心冷却系５及び第二直接炉心冷却系６の運転をそのまま継続すれば、過冷却となってしまう。すなわち、一次冷却材の温度が４００Ｋ未満となる可能性がある。
【００４７】
そこで、本実施形態では、例えば温度計で計測された原子炉容器２内の一次冷却材の温度が所定値Ｔｃ（詳細には、後述する第一直接炉心冷却系５及び躯体冷却系１９の除熱能力の総和を考慮して、目標温度より若干高くなるように予め設定された値）まで低下したら、ダンパを操作して第二直接炉心冷却系６を停止させるとともに、バルブを操作して躯体冷却系１９を起動させる。これにより、冷却系の除熱能力の総和が６０％となる。その結果、原子炉容器２内の一次冷却材を適正な温度近傍で安定させることができる（図５中実線（Ｓ＋Ｃ）参照）。
【００４８】
本発明の第３の実施形態における高速炉崩壊熱除去系の構成を、図６を用いて説明する。なお、この図６において、上記第１及び第２の実施形態と同等の部分は同一の符号を付し、適宜説明を省略する。
【００４９】
本実施形態の高速炉崩壊熱除去系は、強制空冷式の第一直接炉心冷却系５と、自然空冷式の第二直接炉心冷却系６と、自然空冷式の原子炉容器冷却系７と、自然水冷式の躯体冷却系１９とを備えている。
【００５０】
上記第１及び第２の実施形態と同様、原子炉容器２内の一次冷却材に対する第一直接炉心冷却系５の除熱能力は、冷却ファン１１が最大回転数で駆動した場合を基準値（１００％）にとると、冷却ファン１１が停止した場合に例えば基準値の３０％まで低下する。原子炉容器２内の一次冷却材に対する第二直接炉心冷却系６の除熱能力は、冷却ファン１１が停止した場の第一直接炉心冷却系５の除熱能力（３０％）より高く、例えば基準値の１２０％に相当する。
【００５１】
原子炉容器２内の一次冷却材に対する原子炉容器冷却系７の除熱能力は、第二直接炉心冷却系６の除熱能力（１２０％）より低く、例えば基準値の３５％に相当する。原子炉容器２内の一次冷却材に対する躯体冷却系１９の除熱能力は、第二直接炉心冷却系６の除熱能力（１２０％）より低く、例えば基準値の１５％に相当する。したがって、原子炉容器冷却系７及び躯体冷却系１９の除熱能力の総和は、第二直接炉心冷却系６の除熱能力（１２０％）より低く、基準値の５０％となる。
【００５２】
次に、本実施形態における高速炉崩壊熱除去系の運転方法及びその作用効果を、図７を用いて説明する。上述の図２及び図５と同様、図７の横軸は、高速炉の異常発生後の日数をとって表し、縦軸は、原子炉容器２内の一次冷却材の温度を表している。
【００５３】
高速炉の異常発生時に、電源喪失状態とならない場合は、上記第１及び第２の実施形態と同じである。すなわち、ダンパを操作して第一直接炉心冷却系５を起動させる。そして、冷却時間の経過に応じて、すなわち、原子炉容器２内の一次冷却材の温度低下に応じて、第一直接炉心冷却系５の除熱能力を減少することにより、原子炉容器２内の一次冷却材を適正温度近傍で安定させることができる（図７中一点鎖線Ｕ参照）。
【００５４】
一方、不測の事態によって万一電源喪失状態となった場合は、冷却ファン１２が駆動できないので、第一直接炉心冷却系５の除熱能力が３０％に制限されて冷却不足となる。すなわち、原子炉容器２内の一次冷却材の温度が上昇する（図７中二点鎖線Ｓ参照）。この場合、一次冷却材の温度が最終的に９００Ｋ以下に抑えられたとしても、設備にかかる負荷が大きくなる。
【００５５】
そこで、上記第１及び第２の実施形態と同様、例えば温度計で計測された原子炉容器２内の一次冷却材の温度が所定値Ｔａまで上昇したら、ダンパを操作して第二直接炉心冷却系６を起動させる。これにより、冷却系の除熱能力の総和が１５０％となる。したがって、冷却時間の経過とともに、原子炉容器２内の一次冷却材の温度が低下する（図７中実線（Ｓ＋Ａ）参照）。しかし、冷却時間がある程度経過しても、第一直接炉心冷却系５及び第二直接炉心冷却系６の運転をそのまま継続すれば、過冷却となる。すなわち、一次冷却材の温度が４００Ｋ未満となる可能性がある。
【００５６】
そこで、本実施形態では、例えば温度計で計測された原子炉容器２内の一次冷却材の温度が所定値Ｔｄ（詳細には、後述する第一直接炉心冷却系５、原子炉容器冷却系７、及び躯体冷却系１９の除熱能力の総和を考慮して、目標温度より若干高くなるように予め設定された値）まで低下したら、ダンパを操作して第二直接炉心冷却系６を停止させるとともに、ダンパ及びバルブを操作して原子炉容器冷却系７及び躯体冷却系１９を起動させる。これにより、冷却系の除熱能力の総和が８０％となる。その結果、原子炉容器２内の一次冷却材を適正な温度近傍で安定させることができる（図７中実線（Ｓ＋Ｂ＋Ｃ）参照）。
【００５７】
なお、上記第３の実施形態においては、原子炉容器２内の一次冷却材の温度が所定値Ｔｄまで低下したら、第二直接炉心冷却系６を停止するとともに、原子炉容器冷却系７及び躯体冷却系１９を同時に起動する場合を例にとって説明したが、これに限られず、本発明の技術思想及び趣旨を逸脱しない範囲内で変形が可能である。すなわち、例えば、原子炉容器２内の一次冷却材の温度が所定値まで低下したら、第二直接炉心冷却系６を停止するとともに、まず、原子炉容器冷却系７を起動し、その後、躯体冷却系１９を起動してもよい。また、例えば、原子炉容器２内の一次冷却材の温度が所定値まで低下したら、第二直接炉心冷却系６を停止するとともに、まず、躯体冷却系１９を起動し、その後、原子炉容器冷却系７を起動してもよい。これらの場合も、上記同様の効果を得ることができる。
【００５８】
また、上記第１〜第３の実施形態においては、まず、第一直接炉心冷却系５を起動し、その後、原子炉容器２内の一次冷却材の温度が所定値Ｔａまで上昇したら、第二直接炉心冷却系６を起動する場合を例にとって説明したが、これに限られず、本発明の技術思想及び趣旨を逸脱しない範囲内で変形可能である。すなわち、高速炉の異常発生時に、電源喪失状態であることが明かであれば、第一直接炉心冷却系５及び第二直接炉心冷却系６を同時に起動してもよい。この場合も、上記同様の効果を得ることができる。
【００５９】
また、上記第１及び第３の実施形態においては、原子炉容器冷却系７は、空気の自然対流によって原子炉容器２の外側を冷却するように構成した場合を例にとって説明したが、ミスト（液滴）を含む空気の自然対流によって原子炉容器２の外側を冷却するように構成してもよい。言い換えれば、ミスト生成機構を設けてもよい。このような変形例を、図８及び図９を用いて説明する。図８は、本変形例における高速炉崩壊熱除去系の構成を表す概略図であり、図９は、図８中IX部の部分拡大図であり、原子容器冷却系の構成の一部を表す。
【００６０】
本変形例の原子炉容器冷却系７Ａでは、外側流路１６Ａと内側流路１６Ｂの連通部分として絞り部２９が形成されている。また、内側流路１６Ｂの下側に液体を貯留する液体貯留部３０が設けられ、この液体貯留部３０と絞り部２９を連通する複数の液体供給穴３１が形成されている。絞り部２９では、空気の流速が高められるとともに負圧が発生し、この負圧によって液体供給穴３１から液体が噴霧される（ミスト生成機構）。これにより、ミストを含む空気が内側流路１６Ｂに供給されるようになっている。そして、ミストが原子炉容器２の外側に付着して蒸発することから、冷却能力を向上させることができる。
【００６１】
また、上記第１〜第３の実施形態においては、特に説明しなかったが、第二直接炉心冷却系５のヒートパイプ１４は、その直径が大きな場合に、例えば図１０で示すように、仕切板３２で格子状に分割してもよい。具体的には、例えば１インチ程度の等価直径とする。これにより、ヒートパイプの径方向の影響を抑えることができ、凝縮液の濡れ性を向上させることができる。
【００６２】
また、上記第２及び第３の実施形態においては、躯体冷却系１９を構成するものとして、躯体２０の円筒状側壁部の内部に下部ヘッダ２１、上部ヘッダ２２、及び冷却流路２３が形成された場合を例にとって説明したが、例えば図１１で示すように、さらに、躯体２０の底壁部の内部に、下部ヘッダ２１に接続された格子状の冷却流路３３が形成されてもよい。これにより、例えば原子炉容器２の内側にインターナル・コアキャッチ３４が設けられ、躯体２０の底壁部の内側（言い換えれば、原子炉容器２２の外側）にエクスターナル・コアキャッチ３５が設けられた場合に、コアキャッチ３５を冷却することができる。あるいは、下部ヘッダ２１、上部ヘッダ２２、及び冷却流路２３（並びに冷却流路３３）に代えて、例えば躯体２０と接触した冷却配管を設けてもよい。この場合も、上記同様の効果を得ることができる。
【００６３】
なお、本発明を高速増殖炉や超ウラン元素消滅炉等に適用してもよいことは言うまでもない。
【符号の説明】
【００６４】
２          原子炉容器
５          第一直接炉心冷却系
６          第二直接炉心冷却系
７，７Ａ    原子炉容器冷却系
１１        冷却ファン
１９        躯体冷却系
２０        躯体
【図１】
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【図２】
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【図３】
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【図４】
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【図５】
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【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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