(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
第１の側にある線源（１４）から第２の側の第２の場所への放射線の透過を制御するためにアルベドを変化できる装置（４２）であって、
流体タンク（４６）と、
流体タンクの内部の少なくとも一部を占める磁気粘性流体（３８、４０）と、
当該磁気粘性流体に磁場をかけるための磁場発生器（４８）と、
要求信号に従って当該装置の当該アルベドを変化させるために、当該磁気粘性流体（３８、４０）にかかる当該磁場を変化させるように当該磁場発生器（４８）を制御するための制御系統（６２）
から成る装置。
【請求項２】
前記装置が原子炉の炉心（１４）の周囲の少なくとも一部を囲むように支持される核反射体であり、当該反射体は少なくとも第１の状態と第２の状態を有し、前記制御系統（６２）は、磁場の強さを変えることにより、当該核反射体を当該第１の状態と当該第２の状態の間で変化させて、前記装置の前記アルベドを変化させる、請求項１の装置（４２）。
【請求項３】
原子炉の前記炉心（１４）の軸方向に実質的に平行に前記磁場がかけられる、請求項２の装置（４２）。
【請求項４】
前記磁場が原子炉の前記炉心（１４）の周囲に間隔を置いて発生される複数の離散磁場である、請求項２の装置（４２）。
【請求項５】
前記複数の離散磁場がそれぞれ、独立に作動される複数の電磁石（１〜５）によって発生される、請求項４の装置（４２）。
【請求項６】
前記装置の前記第２の側の放射線を監視するとともに、前記要求信号を差し向けるプログラムによって前記磁場を制御することにより、前記装置の前記第１の側（１４）の放射線レベルを制御するように前記制御系統（６２）に接続された監視システム（６４）を含む、請求項２の装置（４２）。
【請求項７】
前記要求信号が原子炉の出力要求信号である、請求項２の装置（４２）。
【請求項８】
前記要求信号が前記磁場を変化させることにより原子炉の前記炉心（１４）内の核反応のレベルを制御する、請求項２の装置（４２）。
【請求項９】
前記磁場の変化が原子炉の通常運転時の前記炉心（１４）内の核反応を制御するための主要なメカニズムである、請求項８の装置（４２）。
【請求項１０】
前記磁場発生器（４８）の電源が喪失した場合、前記磁気粘性流体（４６）が原子炉を停止する状態に移行する、請求項２の装置（４２）。
【請求項１１】
前記装置が前記炉心（１４）の半径方向出力分布を変える、請求項２の装置（４２）。
【請求項１２】
前記装置が前記炉心（１４）の軸方向出力分布を変える、請求項２の装置（４２）。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、一般に、放射線のフィルター／反射体に関し、特定の一実施態様では、より具体的に原子炉の炉心用の可変中性子反射体に関する。
【背景技術】
【０００２】
例えば加圧水型原子炉のような発電用原子炉においては、熱は濃縮ウランなどの核燃料の核分裂によって発生し、炉心を流れる冷却材に伝達される。炉心には細長い核燃料棒が互いに近接して配置された構造の燃料集合体が収納され、冷却材がそれらの間を貫流する。燃料棒は、同延で平行なアレイを形成するように離隔配置される。中性子および所与の燃料棒内の燃料原子の核崩壊時に放出される他の原子粒子の一部は、燃料棒の隙間を通って隣接する燃料棒内の核分裂性物質に衝突し、核反応および炉心内で発生する熱に寄与する。
【０００３】
可動式制御棒は、中性子の一部を吸収して核分裂反応の全体的速度を制御できるように炉心全体に分散配置されている。これらの中性子は、吸収されなければ核分裂反応に寄与することになる。制御棒は一般に長尺棒状の中性子吸収材から成り、燃料集合体内の燃料棒の間を燃料棒と平行に延びる長手方向開口部または案内シンブル内に収まっている。制御棒を炉心内に深く挿入すればするほど、隣接する燃料棒の核分裂に寄与することなく吸収される中性子の数が増大し、また、制御棒を引き抜くと、中性子の吸収度合が減って、核反応速度および炉心の出力が増大する。
【０００４】
図１は、上蓋１２を備え、核分裂性物質含有燃料棒を支持する炉心１４を収容するほぼ円筒形の圧力容器１０を有する従来の原子炉一次系の概略図である。水やホウ酸水などの液体冷却材は、ポンプ１６により容器１０に圧入され、炉心１４を通過する際に熱エネルギーを吸収して、一般的に蒸気発生器と呼ばれる熱交換器１８へ送られるが、熱は蒸気駆動タービン発電機などの利用回路（図示せず）へ伝達される。原子炉冷却材はその後、ポンプ１６に還流し、一次ループを完成する。一般的に、上述したような複数のループが、原子炉冷却材配管２０を介して単一の原子炉容器１０に接続されている。
【０００５】
この設計を用いる商用発電所は一般に、１１０万キロワット以上の規模である。つい最近、ウェスチングハウス・エレクトリック・カンパニーＬＬＣは、２０万キロワット級の小型モジュール炉を提案した。小型モジュール炉は、一次ループの機器がすべて原子炉容器内に配置される一体型加圧水型原子炉である、原子炉容器はコンパクトな高圧格納容器に取り囲まれている。一体型加圧軽水炉は格納容器内の空間が狭く低コストの要件があるため、安全性や機能性を損なうことなく補助系統の総数を最小化する必要がある。このため、ほとんどの機器をコンパクトな高圧格納容器内で原子炉系の一次ループと流体連通状態に保つことが望ましい。
【０００６】
既存の、また、提案された小型モジュール炉で使用される典型的な制御棒駆動機構は、当該機構の機械的および電気機械的故障が運転上、深刻な懸念となるような場所への可動部の配置を余儀なくされる。これらの制御機構および関連の位置表示検出器の故障を原子炉運転中に補修することは、きわめて困難、または非現実的である。
【０００７】
従来、一部の原子炉は、流出する中性子と散乱角が大きい衝突を引き起こす可能性が高く、中性子を吸収する可能性が低い高密度の物質で炉心を取り囲むことにより、原子炉からの中性子の漏えいを最小化してきた。この種の物質は、流出する中性子を、さらなる核分裂反応に寄与できる原子炉内へ「反射させる」反射体と言われている。その結果、原子炉を臨界にするために必要な反応度または核分裂性物質の量が少なくなる。反射体なしに原子炉を臨界にすること考えると、反射体を付加すれば炉心の核分裂反応速度が増加し、したがって出力レベルを上げることができる。
【０００８】
本発明の目的は、可動部を有する制御棒駆動機構の一部またはすべての機能を可動部を持たないシステムに置き換えることである。
【０００９】
本発明の別の目的は、可動部を持たず、全体が炉心の外側に格納されるシステムを提供することである。
【発明の概要】
【００１０】
上記およびその他の目的は、第１の側にある放射線源から第２の側の第２の場所への放射線の透過を制御するためにアルベドを変化させることができる装置により達成される。この装置は、内部に磁気粘性流体を収容する流体タンクを有する。磁気粘性流体にかかる磁場を発生させるための磁場発生器がタンクの外側に設置される。要求信号に従って当該装置のアルベドを変化させるために、制御系統が、磁場発生器を制御して、磁気粘性流体にかかる磁場を変化させる。好ましい一実施態様において、当該装置は、原子炉の炉心の周囲の少なくとも一部を囲むように支持された、少なくとも第１と第２の状態を有する核反射体であり、当該制御系統が磁場の強さを変化させて核反射体を第１の状態と第２の状態の間で変化させることにより、当該装置のアルベドを変化させる。この磁場は原子炉の炉心の軸方向に沿って発生されることが好ましく、また磁場は原子炉の炉心の周囲で間隔を置いて発生される複数の離散磁場であることが望ましい。この複数の離散磁場はそれぞれ、独立に作動される複数の電磁石によって発生されることが望ましい。
【００１１】
一実施態様において、当該装置は、その第２の側の放射線を監視するとともに、要求信号を差し向けるプログラムによって磁場を制御し、当該装置の第１の側の放射線レベルを制御するために当該制御系統に接続された監視システムを含む。要求信号は、原子炉の出力要求信号であることが好ましい。
【００１２】
さらに別の実施態様において、要求信号は、磁場を変化させることにより、原子炉の炉心内の核反応のレベルを制御する。この種の一実施態様において、磁場の変化は原子炉の通常運転中に炉心内の核反応を制御する主要なメカニズムである。磁場発生装置の電源が喪失した場合、磁気粘性流体は原子炉を停止する状態に移行することが好ましい。
【図面の簡単な説明】
【００１３】
本発明の詳細を、好ましい実施態様を例にとり、添付の図面を参照して以下に説明する。
【００１４】
【図１】従来の原子炉システムの概略図である。
【００１５】
【図２】本発明の一実施態様を取り入れた一体型の小型モジュール炉システムを示す部分破断斜視図である。
【００１６】
【図３】本発明の第２の実施態様を用いた、図２に示す原子炉の拡大図である。
【００１７】
【図４】中性子反射体の有無により中性子の相対的半径方向分布を比較したグラフである。
【００１８】
【図５】磁場がかかっていない状態の磁気粘性流体内の磁性粒子の分布を示す概略図である。
【００１９】
【図６】磁場がかかっている状態の図４の流体内の磁性粒子の分布を示す概略図である。
【００２０】
【図７】半径方向出力分布を制御するための本発明の一実施態様を示す概略図である。
【００２１】
【図８】軸方向出力分布を制御するために図７を９０度回転した概略図である。
【発明を実施するための形態】
【００２２】
図２および図３に、炉心１４内の核反応速度を制御する本発明の制御系統の恩恵を受ける小型モジュール炉の設計を示す。図２は、本発明が適用されるモジュール炉の原子炉格納容器の斜視図である。図２に示す原子炉格納容器は、原子炉圧力容器１０および一体型内部機器を示すために一部が切り取られている。図３は、図２に示した原子炉圧力容器の拡大図である。対応する機器を特定するためにこれら数枚の図で同じ参照番号を使用している。
【００２３】
図２および図３に示したような一体型加圧水型原子炉においては、原子炉蒸気供給系の一次側に通常関連する実質的にすべての機器は、原子炉蒸気供給系の一次側に付随する安全系統の一部とともに、約２５００ｐｓｉｇの圧力に耐える高圧格納容器３２内に通常収容される単一の原子炉圧力容器１０内に収納されている。圧力容器１０内に収容される一次系機器には、蒸気発生器の一次側、原子炉冷却材ポンプ２８、加圧器２２、および原子炉本体などがある。この一体型炉設計において、商用原子炉の蒸気発生器系１８は、原子炉容器１０内の上部炉内構造物３０の上方にある熱交換器２６と、格納容器３２の外側に維持される蒸気ドラム（図示せず）の２つの機器に分けられる。一次系設計圧力を定格とする圧力容器１０／１２内に炉心１４および他の従来の炉内構成機器と共に収容される蒸気発生器熱交換器２６は、２枚の管板５４および５６、ホットレグ配管２４（ホットレグ上昇管ともいう）、下部管板５４と上部管板５６の間を延びる伝熱管５８、管支持体６０、二次側の熱媒体が二次側フローノズル４４から５０へ伝熱管５８を通って流れるようにする二次系フローバッフル３６を含む。
【００２４】
したがって、圧力容器上蓋１２内の熱交換器２６は格納容器３２内に密封されている。格納容器の外側にある蒸気ドラムは、二次系設計圧力を定格とする圧力容器から成る。格納容器の外側にある蒸気ドラムは、概ね従来の蒸気発生器１８に見られるものと同様に、遠心式およびシェブロン式の湿分分離器、給水分配装置、ならびに乾燥蒸気、給水、再循環する液体および湿り蒸気用のフローノズルを含む。
【００２５】
圧力容器１０の上蓋１２内の熱交換器２６を通る原子炉一次冷却材の流れを図３の上部の矢印で示す。図示されるように、炉心１４を出る高温の原子炉冷却材はホットレグ上昇管２４を上昇し、上部管板５６の中心からホットレグ連結管７４に流入し、そこで１８０度向きを変えた後、上部管板５６を貫通する伝熱管５８に流入する。原子炉冷却材は、その後、下部管板５４を貫通する伝熱管５８を通って下降し、その熱を、外側の蒸気ドラムからサブクール再循環入口ノズル５０を通って熱交換器に流入する再循環液体と給水の混合物へ向流関係で伝達する。サブクール再循環入口ノズル５０を通って熱交換器に流入するサブクール状態の再循環液体と給水は、二次系フローバッフル３６によって熱交換器底部へ向きを変え、その後伝熱管５８の周囲を上昇して、上部管板５６のすぐ下で向きを変え、出口チャネル７６に流入し、湿分を含んだ蒸気が湿り蒸気出口ノズル４４に送り込まれる。湿り飽和蒸気はその後、外側の蒸気ドラムに運ばれ、湿分と蒸気を分離する湿分分離器を通って運ばれる。分離された湿分は再循環される液体になり、給水と合流して、サブクール再循環入口ノズル５０に戻り、このサイクルが繰り返される。
【００２６】
この種の従来型原子炉の炉心における核分裂プロセスの制御は、主として制御棒によって行われる。従来の原子炉の多くで用いられている典型的な制御棒駆動機構は、当該機構の機械的および電気機械的な故障が運転上深刻な懸念となる場所に可動部を配置する必要がある。これらの制御機構および関連の位置表示検出器の故障を原子炉運転中に補修することは、きわめて困難、または非現実的である。制御棒が果たす機能を原子炉容器内または炉心内への可動部の設置を必要としない構成で実行または補完する必要性が存在する。本発明は、機械的可動機構および関連の位置検出器を使用することなく炉心の反応度バランスを調整する装置および関連の使用方法を提供するものである。
【００２７】
原子炉炉心の反応度収支は、炉心から漏れ出たあと原子炉内へ戻ってこないため、原子炉内で起こる核分裂の量に寄与しない中性子の数を変化せると、有意な影響を受ける。この事実は、原子力工学の知識のある者によく理解されている。特に原子炉内の核分裂率に寄与する前に炉心から漏れ出てしまう中性子の数を減らすことを目的として、米国特許第８，６１５，０６５号に記載されたような静的なハードウェア装置を原子炉の周りに設置することが多い。これらの装置は、炉心領域を出る中性子があたかも反射して炉心内へ戻されるように振る舞うので、一般用語で「反射体」と名付けられている。適当な反射体を用いると、所定量のウランが一定期間にわたり炉心内で発生させる出力量を増やすことができる。この効果は、反射体が炉心反応度を増大させるとも記述できる。したがって、反射体の特性を変化させると、炉心反応度が影響を受ける。炉心反応度が変化すると炉心の出力レベルが変化する。かくして、中性子反射体の中性子反射特性の変化を制御できれば、炉心の出力レベルの制御が可能となる。図４は、中性子反射体を用いた場合と用いない場合の相対的中性子分布を示すグラフである。
【００２８】
中性子反射体の効率は、「アルベド」という用語によって表されることが多い。反射体のアルベドは、反射体に入ってくる中性子の数の炉心領域に戻される中性子の数に対する比と定義される。反射体領域に入ってくる中性子がすべて炉心に戻れば、アルベドは１．０である。この状況は、炉心反応度への寄与率が正の最大値である。水のアルベドは約０．８である。反射体の密度と材料組成がアルベドを決定する。鋼は水よりアルベドが高い。したがって、炉心出力運転時に反射体の密度および材料組成を実効的に変化させることができれば、制御棒または化学的粗調整による変化を利用せずに炉心出力を制御することができる。
【００２９】
磁気粘性流体の実効的な密度および組成特性は、流体に磁場かかると変化する。典型的な磁気粘性流体は、図５に示す通り、ある種の高粘性油３８の中で懸濁する強磁性微小球４０を含む。通常ミクロンまたはナノメートル尺度の球または楕円体であるこの磁性粒子は、キャリア油３８の中で懸濁し、通常の状況ではランダムな分布を有する。しかし、磁場がかかると、これらの微粒子（通常は０．１〜１０ミクロンの範囲）は図６に示すように磁束線に沿って整列する。この図の矢印は磁束の向きを示す。
【００３０】
本発明の目的は、流体中の強磁性粒子の密度および流体中の金属密度が反射体の特性に及ぼす影響を制御することである。磁場がかかると、強磁性粒子は磁石のＮ極とＳ極の間の磁場強度の線に沿って整列する。この整列により、拡散する中性子を選択的に吸収するかまたは通過させて中性子が炉心に戻らないようにする流体の隙間が生まれる。これにより、反射体の中性子散乱断面積が事実上減少し、アルベドが低下する。
【００３１】
本装置の好ましい実施態様は、小型炉の１つ以上の側部の半径方向の中性子の漏えいを制御する。この種の原子炉の一例は、上記の一体型モジュール炉、または典型的なＴＲＩＧＡ型プール炉である。この反射体は、図２の参照番号４２で示す、炉心周りの原子炉容器と炉心槽の間に設置された反射体のように、原子炉容器の内部で効率的に動作できる。あるいは、図３に示すように、当該反射体を原子炉容器の外側に設置して動作させてもよい。炉心の各面にはそれぞれ、独立に制御可能な装置を備えることが好ましい。この装置は、独立に制御される一連の電磁石と磁気粘性流体を収容する非磁性体の流体タンクから成る。磁気粘性流体は強磁性微粒子（例えば、鉄合金、ＦＥ−Ｗ−Ｎｉ合金）が粘性液体に懸濁したものであり、その粘度は磁場が発生させる力の影響下で磁性粒子が迅速に移動できるほど十分に低い。図７および図８は、磁性粒子を磁気粘性流体中において磁場強度が最大の領域に選択的に分布させる、番号１から５の電磁石を示す概略図である。この作用により、適当な中性子反射体を構成する金属が磁気粘性流体中の小さな実効領域に結集する。流体粒子はこの構成では良好な中性子反射体物質としての役割を果たさないので、原子炉からの中性子の漏えいは、磁性粒子濃度が最大の領域に隣接するところで有意に増加する一方、より適当な反射物質濃度の増加が必然的に起こる領域では減少する。磁気粘性流体は、それぞれ独立に制御され、電源４８から給電される電磁石１〜５のＮ極とＳ極の間にあるパネル４６の中で支持される。電磁石１〜５はそれぞれ、離散的で、互いに独立した磁場を発生させるために、別々に制御される。図７に示す構成の電磁石１および５に電流を流すと、磁性粒子は磁気粘性流体を収容するパネル４６の中心部から離れる方向へ移動し、パネルの中心に近い広い領域からの中性子の漏えいが増加する。この作用により、原子炉の枢要な領域の大半からの中性子の漏えいが増加し、原子炉出力が低下する。原子炉出力を増加させるには、電磁石１および５に供給される電流を断ち、電磁石３に電流を供給する。電磁石２および４は、所望の出力レベルが達成された後、磁性粒子と液体の中性子反射物質の均一な分布を再び確立するために使用される。半径方向の出力分布の形を変更するために同じ原理を用いることができる。同様に、軸方向の出力分布の形を変更するために、図８に示す構成を用いることができる。
【００３２】
各電磁石に供給される電流の制御は、主として原子炉出力要求信号により決定される。電流供給制御器６２へは、反射体４２の流体タンク４６の真後ろにある迅速応答型中性子検出器６４（例えば、白金、コバルト検出器）からの信号に基づくフィードバックがある。制御器６２は、中性子検出器６４から原子炉出力レベルおよびその変化率に関する情報を受信する。電流制御器は、所望の出力レベル変化を達成するためにはどの電磁石を作動する必要があるかを決定し、その後、原子炉を目標出力レベルで安定させるために、現在の原子炉出力レベルと要求出力レベルの差および現在の原子炉出力レベルの変化率を評価する。参照番号５２は、原子炉制御系統から電流制御器６２に供給される情報を比喩的に示している。各電磁石に供給される電流に必要とされるフィードバック制御ループからの補正量を最小限に抑えるために、制御器には、供給電流、磁場強度、磁性粒子密度（反射体流体押しのけ量）および原子炉出力変化率（反応度変化）の間の予め定められた相関関係が格納されている。電磁石の電源が喪失した場合、重い磁性粒子が流体パネルの底部に沈降する結果、原子炉が停止する。
【００３３】
好ましい実施態様を核分裂率の制御に使用するものとして説明したが、本発明の思想は原子力発電の分野にとどまるものではない。本発明は主として中性子線の透過の制御に利用されるが、この原理はあらゆる形態の電磁線または粒子線の透過の制御に用いることができる。一例として、磁気粒子の分布が平衡な状態になると、流体が完全に不透明になる可能性がある。電磁石１および５に電流を流して、パネルの中心部を半透明、または透明にすることができるかもしれない。これは、窓を透過する可視光の電気的制御に用いることができる。したがって、本明細書で用いられる「アルベド」という用語は、あらゆる形態の電磁線または粒子線の透過率の尺度を包含すると理解しなければならない。
【００３４】
本発明の特定の実施態様について詳しく説明してきたが、当業者は、本開示書全体の教示するところに照らして、これら詳述した実施態様に対する種々の変更および代替への展開が可能である。したがって、ここに開示した特定の実施態様は説明目的だけのものであり、本発明の範囲を何らも制約せず、本発明の範囲は添付の特許請求の範囲に記載の全範囲およびその全ての均等物である。
【図１】
0006621833.tif 000002
【図２】
0006621833.tif 000003
【図３】
0006621833.tif 000004
【図４】
0006621833.tif 000005
【図５】
0006621833.tif 000006
【図６】
0006621833.tif 000007
【図７】
0006621833.tif 000008
【図８】
0006621833.tif 000009