(57)【要約】【課題】  何らかの原因（例えば、ガードベッセルの破損）で主冷却系のＮａの液位が低下することを想定しても、炉心燃料の崩壊熱除去性能が確保でき、ＦＢＲプラントの安全性を向上できること。【解決手段】  本発明の液体金属冷却高速炉は、上記課題を解決するために、原子炉容器と、該原子炉容器内に収納された核分裂性物質を含む炉心と、該炉心を冷却するための冷却材を前記原子炉容器内に流入する主冷却系入口配管と、前記炉心を冷却した冷却材を前記原子炉容器外に流出する主冷却系出口配管と、前記炉心へ圧縮機で圧縮された不活性ガスを導入することで炉心燃料から発生する崩壊熱を含むガスを、途中で熱交換して前記圧縮機に導入する循環冷却系とを備えていることを特徴とする。【選択図】図１
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉容器と、該原子炉容器内に収納された核分裂性物質を含む炉心と、該炉心を冷却するための冷却材を前記原子炉容器内に流入する主冷却系入口配管と、前記炉心を冷却した冷却材を前記原子炉容器外に流出する主冷却系出口配管と、前記炉心へ圧縮機で圧縮された不活性ガスを導入することで炉心燃料から発生する崩壊熱を含むガスを、途中で熱交換して前記圧縮機に導入する循環冷却系とを備えていることを特徴とする液体金属冷却高速炉。
【請求項２】
請求項１に記載の液体金属冷却高速炉において、
前記原子炉容器の底部を含む周囲は、ガードベッセルで覆われていることを特徴とする液体金属冷却高速炉。
【請求項３】
請求項１又は２に記載の液体金属冷却高速炉において、
前記循環冷却系は、不活性ガスが貯蔵されるタンクと、該タンクの不活性ガスを圧縮する圧縮機と、該圧縮機で圧縮された前記不活性ガスを前記炉心に導入する第１の配管と、該第１の配管を介して前記圧縮機で圧縮された不活性ガスを前記炉心に導入することで炉心燃料から発生する崩壊熱を含むガスを前記圧縮機に導く第２の配管と、該第２の配管の途中に設置され、前記炉心燃料から発生する崩壊熱を含むガスと熱交換する熱交換器とから成ることを特徴とする液体金属冷却高速炉。
【請求項４】
請求項１乃至３のいずれか１項に記載の液体金属冷却高速炉において、
前記圧縮機で圧縮された不活性ガスは、前記炉心の下部又は上部から導入されることを特徴とする液体金属冷却高速炉。
【請求項５】
請求項５に記載の液体金属冷却高速炉において、
前記熱交換器は、空気冷却器と、該空気冷却器内を通る前記第２の配管の一部で形成され、前記第２の配管を通る崩壊熱は、前記空気冷却器を介して大気に放出されることを特徴とする液体金属冷却高速炉。
【請求項６】
請求項１乃至５のいずれか１項に記載の液体金属冷却高速炉において、
前記炉心に装荷される燃料は、ダクトレス燃料集合体であることを特徴とする液体金属冷却高速炉。
【請求項７】
請求項乃至６のいずれか１項に記載の液体金属冷却高速炉において、
前記不活性ガスは、ヘリウムであることを特徴とする液体金属冷却高速炉。
【請求項８】
請求項乃至７のいずれか１項に記載の液体金属冷却高速炉において、
前記冷却材は、ナトリウム、鉛或いは鉛−ビスマスのいずれかであることを特徴とする液体金属冷却高速炉。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は液体金属冷却高速炉に係り、特に、原子炉停止時の崩壊熱を除去するガス冷却システムを備えているものに好適な液体金属冷却高速炉に関する。
【背景技術】
【０００２】
一般に、高速増殖炉型原子力発電システムにおいては、原子炉容器（Ｒ/Ｖ）と中間熱交換器との間で一次系冷却材であるナトリウムを循環させる一次冷却系と、中間熱交換器と蒸気発生器との間で二次系冷却材であるナトリウムを循環させる二次冷却系と、蒸気発生器で発生した蒸気を主蒸気管へ通して高圧タービン及び低圧タービンへと送り、高圧タービン及び低圧タービンの軸と連動した発電機にて発電する給復水・主蒸気系の３系統から成る間接式発電方式が採られている。
【０００３】
上記発電方式で仕事に使用された蒸気は、沸騰水型或いは加圧水型軽水炉原子力発電システムと同様に、低圧タービン出口側に設置された復水器で水に戻され、その後、複数の給水加熱器及び給水ポンプ等を通ってそれぞれ加熱及び昇圧され、蒸気発生器内に給水される。
【０００４】
一般的な高速増殖炉型原子力発電プラント（ＦＢＲプラント）では、原子炉容器や一次系配管に延性が高いステンレス鋼（以下、ＳＵＳ鋼）が用いられており、これらが万一破損しても、急激な破損口の拡大は起こらず、冷却材であるＮａの漏洩速度は小さく抑えられている。
【０００５】
また、通常、特許文献１或いは非特許文献１に記載の如く、原子炉容器の少なくとも底部を含む周りには、ガードベッセルと呼ばれる覆いが設置されている。このガードベッセルを原子炉容器の周りに設置することにより、万一一次系の冷却材であるＮａが原子炉容器や一次系配管の破損口から流出しても、原子炉容器とガードベッセルの間で流出したＮａが保持されるので、原子炉容器内のＮａの液位が一定以上の高さに保たれ、炉心燃料の除熱性能は維持される。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００６】
【特許文献１】特開昭６３−９８５９３号公報
【非特許文献】
【０００７】
【非特許文献１】堀雅夫、基礎高速炉工学編集委員会（編）、基礎高速炉工学、日刊工業新聞社、１９９３年１０月、１０６頁の図６．２
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００８】
上記したように、ＦＢＲプラントでは、原子炉容器の少なくとも底部を含む周りにガードベッセルを設置することによって、万一の冷却材であるＮａ漏洩を想定しても、原子炉容器内のＮａの液位は保たれる構造である。
【０００９】
しかしながら、万一の冷却材であるＮａ漏洩を想定し原子炉容器内のＮａ液位は保たれる構造ではあるが、安全には安全を期して何らかの原因で主冷却系のＮａの液位が低下することを想定し、炉心燃料が露出した場合でも炉心燃料の崩壊熱が除去されて、更なるＦＢＲプラントの安全性向上を図る必要がある。
【００１０】
本発明は上述の点に鑑みなされたもので、その目的とするところは、何らかの原因（例えば、ガードベッセルの破損）で主冷却系のＮａの液位が低下することを想定しても、炉心燃料の崩壊熱除去性能が確保でき、ＦＢＲプラントの安全性を向上できる液体金属冷却高速炉を提供することにある。
【課題を解決するための手段】
【００１１】
本発明の液体金属冷却高速炉は、上記目的を達成するために、原子炉容器と、該原子炉容器内に収納された核分裂性物質を含む炉心と、該炉心を冷却するための冷却材を前記原子炉容器内に流入する主冷却系入口配管と、前記炉心を冷却した冷却材を前記原子炉容器外に流出する主冷却系出口配管と、前記炉心へ圧縮機で圧縮された不活性ガスを導入することで炉心燃料から発生する崩壊熱を含むガスを、途中で熱交換して前記圧縮機に導入する循環冷却系とを備えていることを特徴とする。
【００１２】
また、前記原子炉容器の底部を含む周囲は、ガードベッセルで覆われていることを特徴とする。
【００１３】
また、前記循環冷却系は、不活性ガスが貯蔵されるタンクと、該タンクの不活性ガスを圧縮する圧縮機と、該圧縮機で圧縮された前記不活性ガスを前記炉心に導入する第１の配管と、該第１の配管を介して前記圧縮機で圧縮された不活性ガスを前記炉心に導入することで炉心燃料から発生する崩壊熱を含むガスを前記圧縮機に導く第２の配管と、該第２の配管の途中に設置され、前記炉心燃料から発生する崩壊熱を含むガスと熱交換する熱交換器とから成ることを特徴とする。
【００１４】
また、前記圧縮機で圧縮された不活性ガスは、前記炉心の下部又は上部から導入されることを特徴とする。
【００１５】
また、前記熱交換器は、空気冷却器と、該空気冷却器内を通る前記第２の配管の一部で形成され、前記第２の配管を通る崩壊熱は、前記空気冷却器を介して大気に放出されることを特徴とする。
【００１６】
また、前記炉心に装荷される燃料は、ダクトレス燃料集合体であることを特徴とする。
【００１７】
また、前記不活性ガスは、ヘリウムであり、更に、前記冷却材は、ナトリウム、鉛或いは鉛−ビスマスのいずれかであることを特徴とする。
【００１８】
即ち、本発明は、定格運転時に冷却材であるＮａを循環させて炉心燃料を除熱する一次冷却系に加えて、ガスを強制循環させる循環冷却系を設けることによって、万一のガードベッセル破損を想定し、炉心燃料が露出した場合にも炉心の崩壊熱を除去して安全性を確保するものである。
【発明の効果】
【００１９】
本発明によれば、何らかの原因（例えば、ガードベッセルの破損）で主冷却系のＮａの液位が低下することを想定しても、炉心燃料の崩壊熱除去性能が確保でき、ＦＢＲプラントの安全性を向上できる効果がある。
【図面の簡単な説明】
【００２０】
【図１】本発明の液体金属冷却高速炉の実施例１を示す概略断面図である。
【図２】本発明の液体金属冷却高速炉の実施例２を示す概略断面図である。
【図３】本発明の液体金属冷却高速炉の実施例１或いは実施例２に採用されるダクトレス燃料集合体を示す断面図である。
【発明を実施するための形態】
【００２１】
以下、図示した実施例に基づいて本発明の液体金属冷却高速炉を説明する。なお、各実施例において、同一構成部品には同符号を使用する。
【実施例１】
【００２２】
図１に、本発明の液体金属冷却高速炉の実施例１を示す。
【００２３】
該図に示すように、本実施例の液体金属冷却高速炉１は、原子炉容器２と、原子炉容器２内に収納された核分裂性物質を含む炉心１０と、詳細は図に記載していないが、炉心１０を冷却するために、原子炉容器２内に冷却材であるＮａを流入するための主冷却系入口配管４と、炉心１０を冷却したＮａを原子炉容器２外へ流出するための主冷却系出口配管５と、原子炉容器２の底部を含む周囲を覆うガードベッセル３と、炉心１０の下部へ圧縮機７で圧縮された不活性ガスを導入することで、炉心燃料から発生する崩壊熱を含むガス１２を途中で熱交換して圧縮機７に再度導入する循環冷却系とより構成されている。
【００２４】
上記した循環冷却系は、本実施例では、不活性ガスが貯蔵されるガスタンク８と、このガスタンク８の不活性ガスを圧縮する圧縮機７と、圧縮機７で圧縮された不活性ガスを炉心１０の下部に導入する第１の配管６と、この第１の配管６を介して圧縮機７で圧縮された不活性ガスを炉心１０に導入することで、炉心燃料から発生する崩壊熱を含むガス１２を圧縮機７に導く第２の配管１１と、この第２の配管１１の途中に設置され、炉心燃料から発生する崩壊熱を含むガス１２と熱交換する熱交換器１３とから構成されている。
【００２５】
更に、上記熱交換器１３は、空気冷却器９と、この空気冷却器９内を通る第２の配管１１の一部とで形成され、第２の配管１１を通る崩壊熱は、熱交換器１３で熱交換されて空気冷却器９を介して大気に放出されるものである。
【００２６】
このような本実施例の構成とすることにより、原子炉容器２の少なくとも底部を覆って設置されるガードベッセル３が仮に破損すると想定した場合に、冷却材であるＮａの液位（図１の点線で表示する部分）が低下して（このＮａの液位低下は、Ｎａ液位計で計測される。即ち、液体金属Ｎａが導電性を有していることを利用して、液位変化に伴う一次コイルから二次コイルに流れる電流量の変化から液面が計測される）炉心１０の燃料が露出しても、循環冷却系による不活性ガスの強制循環によって、炉心燃料の崩壊熱が熱交換器１３で熱交換されて空気冷却器９を介して大気に放出され除去されるので、炉心１０の安全性が向上する。
【００２７】
つまり、本実施例によれば、何らかの原因、例えば、ガードベッセルの破損で主冷却系のＮａの液位が低下することを想定しても、炉心燃料の崩壊熱除去性能が確保でき、ＦＢＲプラントの安全性を向上できるものである。
【００２８】
なお、上述した不活性ガスとしては、熱伝送率が空気よりも大きなヘリウムの使用が考えられる。
【実施例２】
【００２９】
図２に、本発明の液体金属冷却高速炉の実施例２を示す。
【００３０】
該図に示す本実施例の液体金属冷却高速炉１Ａの構成は、図１に示す実施例１の構成と類似しているが、実施例１との違いは、圧縮機７で圧縮された不活性ガスを炉心１０に導入する第１の配管６を炉心１０の上部に設置し、この第１の配管６で不活性ガスを炉心１０の上部から導入している点である。
【００３１】
このような本実施例の構成でも実施例１と同様な効果が得られるが、本実施例の場合、仮にガードベッセル３の破損を想定しても、冷却材であるＮａの液位低下が非常に緩慢な場合（例えば、破損した穴が小さく、液位がゆっくり低下する場合）や、ガードベッセル３の破損が完全に炉心燃料の有効部下端よりも下側に低下せず、Ｎａの液位が炉心の下端を下回らない場合にも、炉心上部から流入する不活性ガスによって、炉心燃料を除熱することが可能である。
【実施例３】
【００３２】
本発明の液体金属冷却高速炉の実施例１或いは実施例２に採用されるダクトレス燃料集合体を、図３に実施例３として示す。
【００３３】
本実施例は、上述した実施例１或いは実施例２で説明した液体金属（Ｎａ）冷却高速炉の炉心１０に装荷される燃料が、符号１４で示す通常のラッパ管を削除したダクトレス燃料集合体としたものである。
【００３４】
このような本実施例の構成とすることにより、複数の燃料棒１５から成るラッパ管を削除したダクトレス燃料集合体１４を、例えば、図１に示した実施例１の液体金属冷却高速炉１に装荷する場合、或いは図２で示した実施例２の液体金属冷却高速炉１Ａに装荷する場合においても、炉心１０の上部若しくは下部から流入した不活性ガスが、炉心１０の半径方向にも拡散して、炉心周辺部の出力が低い燃料集合体を含む全ての位置の燃料の崩壊熱も除去することが可能である。
【００３５】
以上説明した各実施例では、高速炉の冷却材として、液体Ｎａを想定していたが、液体Ｎａ以外に液体の鉛或いは鉛−ビスマスを用いるプラントであっても、同様の効果が得られる。
【００３６】
なお、本発明は上記した実施例に限定されるものではなく、様々な変形例が含まれる。例えば、上記した実施例は本発明を分かり易く説明するために詳細に説明したものであり、必ずしも説明した全ての構成を備えるものに限定されるものではない。また、ある実施例の構成の一部を他の実施例の構成を置き換えることが可能であり、また、ある実施例の構成に他の実施例の構成を加えることも可能である。また、各実施例の構成の一部について、他の構成の追加・削除・置換をすることが可能である。
【符号の説明】
【００３７】
１、１Ａ…液体金属冷却高速炉、２…原子炉容器、３…ガードベッセル、４…主冷却系入口配管、５…主冷却系出口配管、６…第１の配管、７…圧縮機、８…ガスタンク、９…空気冷却器、１０…炉心、１１…第２の配管、１２…崩壊熱を含むガス、１３…熱交換器、１４…ダクトレス燃料集合体、１５…燃料棒。
【図１】
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【図２】
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【図３】
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