(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
コンクリート製原子炉格納庫と、該原子炉格納庫内に位置し原子炉遮蔽甲板（１０８）と連結した少なくとも１基の一次容器（６２）であって各々が格納容器（６８）によって間隔をあけて実質的に包囲されており液体金属冷却材のプール（２０）に沈められている炉心（２２）を含む一次容器（６２）と、熱除去システム（１３０）とを含む原子炉（６０）であって、該熱除去システム（１３０）が、
前記原子炉格納庫の基礎マット（１１４）上に設置された支持スカートを備え、各々が対応格納容器（６８）を間隔をあけて実質的に包囲し前記原子炉遮蔽甲板に接続され該原子炉遮蔽甲板を支持する少なくとも１基のガードベッセル（７２）、
当該原子炉（６０）の外部の周囲大気と流通した少なくとも１本の入口導管（１１６）、
当該原子炉（６０）の外部の周囲大気と流通した少なくとも１本の出口導管（１１８）、
当該原子炉（６０）の外部の周囲大気からの空気冷却材を流すための第１の伝熱流体流路であって、上記少なくとも１本の入口導管（１１６）と、各一次容器（６２）のガードベッセル（７２）と各一次容器（６２）の格納容器（６８）との間の空間（７４）と、上記少なくとも１本の出口導管（１１８）とを含む第１の伝熱流体流路、及び
上記空気冷却材が上記第１の流路を通って流れる際に空気冷却材の温度が露点温度よりも高く維持されるように空気冷却材の温度を上昇させるため上記第１の流路内に設けられ、前記入口導管（１１６）及び前記出口導管（１１８）に連結された少なくとも１基の蓄熱式熱交換器（１２０）
を含む原子炉（６０）。
【請求項２】
前記第１の流路内に設けられた前記少なくとも１基の熱交換器（１２０）が少なくとも１基の耐食性気体間熱交換器（１２０）を含む、請求項１記載の原子炉（６０）。
【請求項３】
前記第１の流路内に設けられた前記少なくとも１基の熱交換器（１２０）が、入口導管（１１６）の内側に入口導管（１１６）と同軸に配置された出口導管（１１８）を含む、請求項１記載の原子炉（６０）。
【請求項４】
熱除去システム（１３０）が各格納容器（６８）を間隔をあけて実質的に囲んでいる円筒形バッフル壁（７０）をさらに含んでおり、かつ前記第１の流路が前記少なくとも１本の入口導管（１１６）と、各一次容器（６２）のガードベッセル（７２）と円筒形バッフル壁（７０）との間の空間（７４）と、円筒形バッフル壁（７０）と各一次容器（６２）の格納容器（６８）との間の空間（７６）と、前記少なくとも１本の出口導管（１１８）とを含んでいる、請求項１記載の原子炉（６０）。
【請求項５】
熱除去システム（１３０）が当該原子炉（６０）の外部の周囲大気からの空気冷却材を原子炉格納庫（１０６）に流入・流出させるための第２の伝熱流体流路をさらに含んでおり、該第２の流路が少なくとも１本の格納庫入口導管（１２４）と、ガードベッセル（７２）とコンクリート製原子炉格納庫（１０６）との間の空間（１２６）と、少なくとも１本の格納庫出口導管（１２８）とを含んでおり、かつ前記空気冷却材が前記第２の流路を通って流れる際に空気冷却材の温度が露点温度より高く維持されるように空気冷却材の温度を上昇させるための少なくとも１基の熱交換器（１２０）が前記第２の流路内に設けられている、請求項１記載の原子炉（６０）。
【請求項６】
前記第２の流路内に設けられた前記少なくとも１基の熱交換器（１２０）が少なくとも１基の耐食性気体間熱交換器を含む、請求項５記載の原子炉（６０）。
【請求項７】
前記第２の流路内に設けられた前記少なくとも１基の熱交換器（１２０）が、格納庫入口導管（１２６）の内側に格納庫入口導管（１２６）と同軸に配置された格納庫出口導管（１２８）を含む、請求項５記載の原子炉（６０）。
【請求項８】
当該原子炉（６０）が少なくとも１基の一次伝熱液体金属冷却材ループをさらに含んでいて、該冷却材ループが、容器内に収容されたポンプユニット（６４）、容器内に収容された熱交換器ユニット（６６）、及び一次容器（６２）とポンプユニット容器（６４）と熱交換器ユニット容器（６６）を直列に連結する複数のトップエントリーループ導管（１１５）を含み、かつ各ユニット容器（６４，６６）が格納容器（８０，９２）によって間隔をあけて実質的に包囲されている、請求項１記載の原子炉（６０）。
【請求項９】
熱除去システム（１３０）が、前記一次伝熱液体金属冷却材ループの各ユニット容器（６４，６６）を実質的に包囲しているガードベッセル（８４，９６）をさらに含む、請求項８記載の原子炉（６０）。
【請求項１０】
前記第１の流路が、各ユニット容器（６４，６６）のガードベッセル（８４，９６）と各ユニット容器（６４，６６）の格納容器（８０，９２）との間の空間（８６，９８）をさらに含む、請求項９記載の原子炉（６０）。
【請求項１１】
前記第２の流路が、各ユニット容器（６２，６４，６６）のガードベッセル（７２，８４，９６）とコンクリート製原子炉格納庫（１０６）との間の空間（１２６）をさらに含む、請求項９記載の原子炉（６０）。
【請求項１２】
前記熱除去システム（１３０）が、各入口導管（１１６）及び各出口導管（１１８）中に設けられたダンパ（１２１，１２２）をさらに含む、請求項１記載の原子炉（６０）。
【請求項１３】
コンクリート製原子炉格納庫と、該原子炉格納庫（１０６）内に位置し原子炉遮蔽甲板（１０８）と連結した少なくとも１基の一次容器（６２）であって各々が格納容器（６８）によって格納容器（６８）と間隔をあけて実質的に包囲されており液体金属冷却材のプール（２０）に沈められている炉心（２２）を含む一次容器（６２）と、熱除去システム（１３０）とを含む原子炉（６０）であって、該熱除去システム（１３０）が、
各々が格納容器（６２）を間隔をあけて実質的に囲んでいる円筒形バッフル壁（７０）、
前記原子炉格納庫基礎マット（１１４）上に設置された支持スカートを備え、各々が対応格納容器（６８）と円筒形バッフル壁（７０）を間隔をあけて実質的に包囲し前記原子炉遮蔽甲板に接続され該原子炉遮蔽甲板を支持する少なくとも１基のガードベッセル（７２）であって、隣合ったガードベッセル（７２）同士が流通しているガードベッセル（７２）、
当該原子炉（６０）の外部の周囲大気と流通した少なくとも１本の入口導管（１１６）、
当該原子炉（６０）の外部の周囲大気と流通した少なくとも１本の出口導管（１１８）、
当該原子炉（６０）の外部の周囲大気からの空気冷却材を流すための第１の伝熱流体流路であって、上記少なくとも１本の入口導管（１１６）と、各一次容器（１４）のガードベッセル（７２）と円筒形バッフル壁（７０）との間の空間（７４）と、円筒形バッフル壁（７０）と各一次容器（６２）の格納容器（６８）との間の空間（７６）と、上記少なくとも１本の出口導管（１１８）とを含む第１の伝熱流体流路、及び
上記空気冷却材が上記第１の流路を通って流れる際に空気冷却材の温度が露点温度よりも高く維持されるように空気冷却材の温度を上昇させるため上記第１の流路内に設けられ、前記入口導管（１１６）及び前記出口導管（１１８）に連結された少なくとも１基の蓄熱式熱交換器（１２０）
を含んでいる、原子炉（６０）。
【請求項１４】
前記第１の流路内に設けられた前記少なくとも１基の熱交換器（１２０）が少なくとも１基の耐食性気体間熱交換器（１２０）を含む、請求項１３記載の原子炉（１２）。
【請求項１５】
前記第１の流路内に設けられた前記少なくとも１基の熱交換器（１２０）が、入口導管（１１６）の内側に入口導管（１１６）と同軸に配置された出口導管（１１８）を含んでいる、請求項１３記載の原子炉（６０）。
【請求項１６】
前記熱除去システム（１３０）が当該原子炉（６０）の外部の周囲大気からの空気冷却材を原子炉格納庫（１０６）に流入・流出させるための第２の伝熱流体流路をさらに含んでおり、該第２の流路が少なくとも１本の格納庫入口導管（１２４）と、ガードベッセル（６８）とコンクリート製原子炉格納庫（１０６）との間の空間（１２６）と、少なくとも１本の格納庫出口導管（１２８）を含んでおり、かつ空気冷却材が前記第２の流路を通って流れる際に前記空気冷却材の温度が露点温度より高く維持されるように前記空気冷却材の温度を上昇させるため少なくとも１基の熱交換器が前記第２の流路内に設けられている、請求項１３記載の原子炉（６０）。
【請求項１７】
前記第２の流路内に設けられた前記少なくとも１基の熱交換器が少なくとも１基の耐食性気体間熱交換器を含む、請求項１６記載の原子炉（６０）。
【請求項１８】
前記第２の流路内に設けられた前記少なくとも１基の熱交換器が、格納庫入口導管（１２４）の内側に格納庫入口導管（１２４）と同軸に配置された前記格納庫出口導管（１２８）を含む、請求項１６記載の原子炉（１２）。
【請求項１９】
熱除去システム（１３０）が、各入口導管（１１６）及び各出口導管（１１８）中に設けられたダンパ（１２１，１２２）をさらに含む、請求項１３記載の原子炉（１２）。
【請求項２０】
コンクリート製原子炉格納庫（１０６）と、該原子炉格納庫（１０６）内に位置し原子炉遮蔽甲板（１０８）と連結した少なくとも１基の一次容器（６２）であって各々が格納容器（６８）によって間隔をあけて実質的に包囲されており液体金属冷却材のプール（２０）に沈められている炉心（２２）を含む一次容器（６２）と、熱除去システム（１０）とを含む原子炉（６０）であって、該熱除去システム（１０）が、
各々が格納容器（６２）を間隔をあけて実質的に包囲している円筒形バッフル壁（７０）、
前記原子炉格納庫基礎マット（１１４）上に設置された支持スカートを備え、各々が対応格納容器（６８）及び円筒形バッフル壁（７０）を間隔をあけて実質的に包囲し前記原子炉遮蔽甲板に接続され該原子炉遮蔽甲板を支持する少なくとも１基のガードベッセル（７２）であって、隣り合ったガードベッセル（７２）同士が流通しているガードベッセル（７２）、
当該原子炉（６０）の外部の周囲大気と流通した少なくとも１本の入口導管（１２４）、
当該原子炉（６０）の外部の周囲大気と流通した少なくとも１本の出口導管（１２４）、
当該原子炉（６０）の外部の周囲大気からの空気冷却材を流すための第１の伝熱流体流路であって、上記少なくとも１本の入口導管（１２４）と、各一次容器（６２）のガードベッセル（６８）とコンクリート製原子炉格納庫（１０６）との間の空間（１２６）と、上記少なくとも１本の出口導管（１２８）とを含む第１の伝熱流体流路、及び
上記空気冷却材が上記第１の流路を通って流れる際に空気冷却材の温度が露点温度よりも高く維持されるように空気冷却材の温度を上昇させるため上記第１の流路内に設けられ、前記入口導管（１１６）及び前記出口導管（１１８）に連結された少なくとも１基の蓄熱式熱交換器（１２０）
を含んでいる、原子炉（６０）。
【請求項２１】
前記第１の流路内に設けられた前記少なくとも１基の熱交換器が少なくとも１基の耐食性気体間熱交換器を含む、請求項２０記載の原子炉（１２）。
【請求項２２】
前記第１の流路内に設けられた前記少なくとも１基の熱交換器が、入口導管（１２４）の内側に入口導管（１２４）と同軸に配置された出口導管（１２８）を含む、請求項２０記載の原子炉（６０）。
【請求項２３】
コンクリート製原子炉格納庫（１０６）と、該原子炉格納庫（１０６）内に位置し原子炉遮蔽甲板（１０８）と連結した少なくとも１基の一次容器（６２）であって各々が格納容器（６８）によって間隔をあけて実質的に包囲されているおり液体金属冷却材のプール（２０）に沈められている炉心（２２）を含む一次容器（６２）と、熱除去システム（１３０）とを含む原子炉（６０）であって、該熱除去システム（１３０）が、
当該原子炉（６０）の外部の周囲大気と流通した少なくとも１本の入口導管（１１６）、
当該原子炉（６０）の外部の周囲大気と流通した少なくとも１本の出口導管（１１８）、
当該原子炉（６０）の外部の周囲大気からの空気冷却材を流すための第１の伝熱流体流路であって、上記少なくとも１本の入口導管（１１６）と、各一次容器（６２）の格納容器（６８）と一次容器（６２）との間の空間（７４）と、上記少なくとも１本の出口導管（１１８）とを含む第１の伝熱流体流路、及び
上記空気冷却材が上記第１の流路を通って流れる際に空気冷却材の温度が露点温度よりも高く維持されるように空気冷却材の温度を上昇させるため上記第１の流路内に設けられ、前記入口導管（１１６）及び前記出口導管（１１８）に連結された少なくとも１基の蓄熱式熱交換器（１２０）
を含んでいる、原子炉（６０）。
【発明の詳細な説明】
【０００１】
【発明の属する技術の分野】
本発明は原子炉に関するものであり、具体的には、受動崩壊熱除去システムを備えた液体金属原子炉に関する。
【０００２】
【従来の技術】
公知の液体金属原子炉は、通例、炉心と一次ポンプと中間熱交換器（ＩＨＸ）とで構成される放射性一次系と、ＩＨＸで得た熱を蒸気発生器に伝える非放射性二次ナトリウムループとを含んでいる。一次系の基本ユニット（炉心、ＩＨＸ及び一次ポンプ）は、単一の大形原子炉容器内に配置されることもあるし（プール型構成）、独立した容器に配置して互いに配管で連結することもある（ループ型構成）。トップエントリーループ（ＴＥＬ）型構成においては、万一配管が破裂した場合にも冷却材の喪失を防止するため、一次配管はユニット容器の上方に配置された非常に短い逆Ｕ字形の管からなる。この構成では、一次ナトリウム配管の長さ及び一次系自体の寸法（フットプリント）も最小限に抑えられる。
【０００３】
ループ型構成では、ユニット容器同士を一次配管で連結して、冷却材が原子炉容器内に位置する炉心を通って、ＩＨＸ容器、次いでポンプ容器、そして再度炉心に戻るように冷却材を循環させる。運転中は、炉心で発生した熱をＩＨＸで非放射性二次ナトリウムへと連続的に伝えるため、この過程が連続的に繰返される。原子炉容器及び付属容器は、コンクリート製格納庫の内部に収容されている。プール型プラントの場合も、全てのユニットが同じ容器内に配置されていることを除けば、一次ユニット間には同じ流路が用いられる。
【０００４】
原子炉の運転停止後の過熱及び通常停止時熱除去システムの喪失から原子炉構造物を保護するため、停止時崩壊熱除去システムが設けられている。このシステムは、(1) 小形の補助ＩＨＸユニットから補助二次ナトリウム−空気ダンプ熱交換器を介して大気中に熱を伝達する冗長補助液体金属ループからなる場合もあれば、(2) ユニット容器を通して自然循環空気が流れるような空気流路を設けて、一次格納庫を冷却しながらユニット容器からの対流熱伝達によって停止時崩壊熱を除去する場合もある。残留熱除去システムは、崩壊熱除去システム（ＤＨＲＳ）と呼ばれるのが通例である。受動ＤＨＲＳは、外気を原子炉格納庫内に導入し、一次容器の外面に沿って流し、原子炉格納庫から排出して崩壊熱を大気中に運び去るための複数の通路を含んでいる。
【０００５】
格納容器の下方部分としても機能する独立の密着結合ガードベッセルの内部にナトリウム含有容器を収容することによって、原子炉容器に漏れが発生した場合にも冷却材喪失事故が防止される。原子炉容器とガードベッセル又は下部格納容器の両方が同時に破損しなければ重大な冷却材喪失事故は起こり得ない。
【０００６】
【発明が解決しようとする課題】
世界の多くの施設では、原子力発電所は海に近い場所にある。このことは、原子炉からの崩壊熱を大気へと伝えるＤＨＲＳに利用される部品が湿った含塩空気に暴露されることを意味する。湿った含塩空気は、ＤＨＲＳ内部の腐食の可能性を高めるおそれがある。特に、湿った含塩空気の温度が露点より低くなると、塩水がＤＨＲＳ部品上で凝縮する。
【０００７】
そこで、湿った含塩空気に起因する腐食の増加を防ぐと共に、二重容器破裂が起こった場合にも重大な冷却材喪失事故を防止し得るような受動自然循環ＤＨＲＳを備えた液体金属原子炉が提供できれば望ましい。
【０００８】
【課題を解決するための手段】
ある実施形態では、流入した冷却用空気が問題となる原子炉部品に接触する前に空気の温度が露点よりも低い温度に下がるのを防ぐＤＨＲＳを含んだ液体金属原子炉が提供される。流入する空気の温度を露点よりも高く維持することによって、腐食過程における不可欠の要素である電解液がＤＨＲＳ中に存在しなくなり、ＤＨＲＳ流路内における腐食のおそれが大幅に低減する。
【０００９】
かかる原子炉は、コンクリート製原子炉格納庫と、原子炉格納庫内に位置し原子炉遮蔽甲板に連結された少なくとも１基の一次容器とを含んでいる。各一次容器は、格納容器によって間隔をあけて実質的に包囲されている。かかる原子炉は、熱除去システムも含んでいる。この熱除去システムは、各格納容器を間隔をあけて実質的に包囲しているガードベッセル、原子炉の外部の周囲大気と流通した少なくとも１本の入口導管、及び原子炉の外部の周囲大気と流通した少なくとも１本の出口導管を含んでいる。入口導管、各一次容器のガードベッセルと各一次容器の格納容器との間の空間、及び出口導管によって伝熱流体流路が形成される。この熱除去システムは、空気冷却材が上記流路を通って流れる際に空気冷却材の温度が露点温度よりも高く維持されるように空気冷却材の温度を上昇させるため上記の流路内に設けられた少なくとも１基の熱交換器をも含んでいる。
【００１０】
上記の熱除去システムは、少なくとも１本の格納庫入口導管、ガードベッセルとコンクリート製原子炉格納庫との間の空間、及び少なくとも１本の格納庫出口導管によって形成された第２の流路をも含んでいる。かかる第２の流路内には、空気冷却材が第２の流路を通って流れる際に空気冷却材の温度を露点温度よりも高く維持するための少なくとも１基の熱交換器が設けられる。
【００１１】
上記の液体金属原子炉においては、除去された熱を利用して流入する空気の温度を露点よりも高く上昇させることによって、原子炉格納容器に沿って外気を導いて原子炉から外部の周囲空気に炉心崩壊熱を伝達する導管、通路及び構造物の内部での腐食のおそれがなくなる。その上、上記原子炉のガードベッセルは、原子炉容器及び格納容器の両方が万一破損した場合にも放射能の放出を防止する。かかる原子炉は、かかる二重容器漏れが起こった場合にも原子炉格納庫の冷却を維持することによって崩壊熱の除去を継続する。さらに、かかる原子炉は一次容器を懸架する原子炉甲板を支持するためのより安価な方法をも提供する。
【００１２】
【好ましい実施の形態】
図１は、プール型液体金属原子炉１２用の受動崩壊熱除去システム１０の概略断面図である。原子炉１２は原子炉一次容器１４を含んでいるが、原子炉一次容器１４は、長手軸が鉛直方向上向きに延びるように配置されかつ上部開口１６を有する円筒形タンクからなり、タンクの上部開口は遮蔽甲板１８に固定されかつ甲板１８で覆われている。原子炉一次容器１４は液体金属冷却材（例えば、金属ナトリウム）のプール２０を収容しており、液体金属プール２０中には核分裂性燃料物質からなる熱発生用炉心２２が実質的に沈んでいる。燃料物質の核分裂速度は、炉心２２内部に出入りする中性子吸収用制御棒（図示せず）で調節される。
【００１３】
原子炉一次容器１４は、それを同心状に包囲する格納容器２４の内部に格納容器２４と間隔をあけて封入されている。原子炉一次容器１４と格納容器２４の間の空間２６は封止されており、通例は窒素又はアルゴンのような比較的不活性なガスで満たされている。格納容器２４の外壁３０から間隔をあけて、円筒形バッフル２８が格納容器２４と原子炉一次容器１４を実質的にそれらの全長にわたって同心状に包囲している。また、円筒形バッフル２８の外壁３４から間隔をあけて、ガードベッセル３２が円筒形バッフル２８を同心状に包囲している。円筒形バッフル２８は格納容器２４とガードベッセル３２の間で下方へと延在し、実質的に原子炉一次容器１４の底部にまで達しているが、その終端はガードベッセル３２の底部３６よりも少し上方にある。かくして、円筒形バッフル２８は、その下端３８の下側で、ガードベッセル３２と円筒形バッフル２８の間の空間４０と、円筒形バッフル２８と格納容器２４の間の空間４２とを流通させる。
【００１４】
ガードベッセル３２は支持スカート４４を含んでいて、支持スカート４４を基礎マット４６に載置する。ガードベッセル３２は上部支持フランジ４８も含んでいる。上部支持フランジ４８と遮蔽甲板１８の間には複数の遮蔽甲板支柱５０が延在していて、遮蔽甲板１８が基礎マット４６及びガードベッセル３２で支持できるようになる。
【００１５】
原子炉１２は、空間４０と流通した周囲空気入口導管５２、及び空間４２と流通した空気出口導管５４を含んでいる。受動崩壊熱除去システム１０は、空気入口導管５２と空間４０と空間４２と空気出口導管５４を組合わせたものである。
【００１６】
受動崩壊熱除去システム１０は、炉心２２で発生した熱を除去する。作動において、炉心２２で発生した熱は液体金属冷却材２０の自然対流によって炉心２２から外側に向かって原子炉一次容器１４へと運ばれる。熱は次いで主に熱放射によって不活性ガス含有空間２６を横切って格納容器２４へと伝わる。熱は、格納容器２４と接した空間４２内に含まれる空気によって吸収され、加熱によって生じる上昇気流によって運び去られ、空間４２及び出口導管５４内に自然通風が起こる。かかる自然通風によって、新鮮な空気が入口導管５２内へと吸い込まれ、空間４０及び４２を通って出口導管５４から出ていく。
【００１７】
図２は、本発明の一つの実施形態に係るトップエントリーループ（ＴＥＬ）型液体金属原子炉６０の概略断面図である。ＴＥＬ型原子炉は、各々特定の役割又は機能を果たす１群の独立した一次冷却材含有容器を含んでいる。具体的には、原子炉６０はエネルギーを発生する炉心（図示せず）を収容する一次ユニット６２、液体金属冷却材を循環させるためのポンプユニット６４、及び一次液体金属冷却材によって運ばれた発生熱を、発電用タービン発電機を駆動するための蒸気の発生に用いられる非放射性二次冷却材へと伝達するための熱交換器ユニット６６を含んでいる。
【００１８】
上述の原子炉１２と同様に、一次ユニット６２には原子炉一次容器が含まれており、原子炉一次容器は、それを同心状に包囲している格納容器６８の内部に格納容器６８と間隔をあけて封入されている。格納容器６８から間隔をあけて、円筒形バッフル７０が格納容器６８を実質的にその全長にわたって同心状に包囲している。また、円筒形バッフル７０から間隔をあけて、ガードベッセル７２が円筒形バッフル７０を同心状に包囲している。ガードベッセル７２と円筒形バッフル７０の間及び格納容器６８と円筒形バッフル７０の間には、それぞれ空間７４及び７６が形成されている。空間７４及び７６は円筒形バッフル７０の下端７８で互いに流通している。
【００１９】
ポンプユニット６４及び熱交換器ユニット６６も同様な構造を有している。具体的には、ポンプユニット６４は格納容器８０内に封入されたポンプ容器、格納容器８０をその全長にわたって同心状に包囲している円筒形バッフル８２、及び円筒形バッフル８２から間隔をあけて円筒形バッフル８２を同心状に包囲しているガードベッセル８４を含んでいる。ガードベッセル８４と円筒形バッフル８２の間及び格納容器８０と円筒形バッフル８２の間には、それぞれ空間８６及び８８が形成されている。空間８６及び８８は円筒形バッフル８２の下端９０で互いに流通している。
【００２０】
熱交換器ユニット６６は、格納容器９２内に封入された熱交換器容器、格納容器９２をその全長にわたって同心状に包囲している円筒形バッフル９４、及び円筒形バッフル９４から間隔をあけて円筒形バッフル９４を同心状に包囲しているガードベッセル９６を含んでいる。ガードベッセル９６と円筒形バッフル９４の間及び格納容器９２と円筒形バッフル９４の間には、それぞれ空間９８及び１００が形成されている。空間９８及び１００は円筒形バッフル９４の下端１０２で互い流通している。
【００２１】
空間７４，８６及び９８は、ユニット６２，６４及び６６の上端１０４で互い流通している。また、空間７６，８８及び１００はユニット６２，６４及び６６の上端１０４で互い流通している。
【００２２】
一次冷却材含有容器６２，６４及び６６は、コンクリート製原子炉格納庫１０６に収容される。通例、コンクリート製格納庫１０６は一次冷却材含有容器６２，６４及び６６が地面よりも低い位置にくるように実質的に地下に位置している。ユニット６２，６４及び６６は、遮蔽甲板１０８に固定されかつ遮蔽甲板１０８で覆われる。ガードベッセル７２，８４及び９６はそれぞれ支持スカート１０９，１１０及び１１２を含んでおり、これらのスカートは、耐震隔離された基礎マット１１４上に設置される。ガードベッセル７２，８４及び９６は、遮蔽甲板１０８と連結しそれを支持する。ガードベッセル７２，８４及び９６には、空気入口１１６及び空気出口１１８のプレナム内で水平方向に空気が流れるようにする流路が設けられる。
【００２３】
ユニット６２，６４及び６６は、ユニット６２，６４及び６６間で液体金属冷却材が流れるようにする複数のトップエントリーループ１１５で連結されている。
【００２４】
原子炉６０は、空間７４，８６及び９８と流通した複数の冷却用周囲空気入口導管１１６（１本のみを示す）と、空間７６，８８及び１００と流通した複数の空気出口導管１１８（１本のみを示す）とを含んでいる。各々の周囲空気入口導管１１６及び各々の空気出口導管１１８は、蓄熱式空気間熱交換器１２０と連結している。熱交換器１２０は、出口導管１１８を流れる空気が運ぶ熱の一部を、入口導管１１６を流れる周囲空気へと伝達して、流入空気の温度を上げて露点よりも高くする。冷却用空気の温度を露点よりも高く維持することによって、空気に含まれる水分が原子炉部品上で凝縮しなくなる。従って、入口導管１１６、出口導管１１８並びに空間７４，７６，８６，８８，９８及び１００を含む受動崩壊熱除去システム内には、腐食過程に不可欠の要素である電解液が存在しなくなる。電解液が存在しなければ、腐食の可能性は大幅に低減する。
【００２５】
原子炉６０は、原子炉格納庫１０６から熱を除去するための受動原子炉格納庫冷却システムも含んでいる。複数の周囲空気入口導管１２４（１つのみを示す）が、コンクリート製格納庫１０６とガードベッセル７２，８４及び９６とで形成される空間１２６と流通している。また、複数の空気出口導管１２８（１つのみを示す）が空間１２６と流通している。空気入口導管１２４で冷却用周囲空気が空間１２６内に導入されると、空気はガードベッセル７２，８４及び９６と接触して熱を吸収し、次いで空気出口導管１２８を通して空間１２６から出ることによって熱を除去する。
【００２６】
空気入口導管１２４と空気出口導管１２８は同軸配置として構成され、各々の出口導管１２８は入口導管１２４の内側に入口導管１２４と同軸に配置される。出口導管１２８中を流れる空気から出口導管壁１２９を通して入口導管１２４中を流れる周囲空気へと熱が伝えられ、流入空気の温度が上がって露点よりも高くなる。
【００２７】
崩壊熱は原子炉６０から受動崩壊熱除去システム１３０によって除去されるが、このシステム１３０は、空気入口導管１１６、空間７４，７６，８６，８８，９８及び１００、空気出口導管１１８及び蓄熱式熱交換器１２０を含む。一次ユニット６２で発生した熱は、一次冷却材含有容器６２，６４及び６６の内部を循環する液体金属冷却材から、熱放射によって不格納容器６８，８０及び９２へと伝達される。熱は、格納容器６８，８０及び９２と接した空間７６，８８及び１００内に含まれる空気によって吸収され、加熱によって生じる上昇気流によって運び去られ、空間７６，８８及び１００及び出口導管１１８内に自然通風が起こる。かかる自然通風によって、新鮮な空気が入口導管１１６内に吸い込まれ、空間７４，８６及び９８を通り、空間７６，８８及び１００内で加熱され、出口導管１１８から出ていく。出口導管１１８を通して運ばれる熱の一部は、蓄熱式熱交換器１２０によって、入口導管１１６を通って流入する空気へと伝達される。
【００２８】
同様に、格納庫入口導管１２４から流入し、空間１２６を通って流れ、格納庫出口導管１２８から出ていく周囲空気によって原子炉格納庫１０６は冷却される。入口導管１２４と出口導管１２８は同軸に配置されているため、流入空気は出口導管１２８から入口導管１２４への熱伝達によって露点よりも高い温度に維持される。
【００２９】
別の実施形態では、熱交換器１２０を使用する代りに、入口導管１１４と出口導管１１６を同軸に配置して、流入空気に熱を伝達してその温度を露点よりも高い温度まで上げるようにすることもできる。また、流入空気に熱を伝えるのに、格納庫入口導管１２４と格納庫出口導管１２８を同軸に配置する代りに、それらが蓄熱式熱交換器を通るようにすることもできる。
【００３０】
例えば原子炉容器及び格納容器６８の両方が漏れるという二重容器漏れが万一発生した場合には、空気入口ダンパ１２１及び空気出口ダンパ１２２を閉じることによってナトリウム冷却材の燃焼及び放射能の放出を防ぐことができる。この場合、崩壊熱は格納庫入口導管１２４及び格納庫出口導管１２８によって原子炉６０から除去される。
【００３１】
図３は本発明の別の実施形態に係る液体金属原子炉１５０の概略断面図であり、図４は液体金属原子炉１５０の概略上面図である。原子炉１５０は、複数の原子炉一次ユニット１５２及び液体金属循環導管１５６によって一次ユニット１５２に連結された複数の対応蒸気発生器ユニット１５４を含むプール型液体金属原子炉である。一次ユニット１５２及び蒸気発生器ユニット１５４は、コンクリート製格納庫１５８内に配置される。上述の原子炉１２と同じく、各々の原子炉一次ユニット１５２はそれを同心状に包囲している格納容器１６０の内部に格納容器１６０と間隔をあけて封入された原子炉一次容器を含んでいる。格納容器１６０から間隔をあけて、円筒形バッフル１６２が格納容器１６０を実質的にその全長にわたって同心状に包囲している。また、円筒形バッフル１６２から間隔をあけて、ガードベッセル１６４が円筒形バッフル１６２を同心状に包囲している。ガードベッセル１６４と円筒形バッフル１６２と間及び格納容器１６０と円筒形バッフル１６２の間には、それぞれ空間１６６及び１６８がそれぞれ形成されている。空間１６６及び１６８は、円筒形バッフル１６２の下端１７０で互いに流通している。
【００３２】
原子炉一次ユニット１５２は、遮蔽甲板１７２に固定されかつ遮蔽甲板１７２で覆われている。ガードベッセル１６４は支持スカート１７４を含んで、支持スカート１７４は耐震隔離された基礎マット１７６上に載置される。ガードベッセル１６４は、遮蔽甲板１７２と連結していて遮蔽甲板１７２を支持している。原子炉１５０は、空間１６６と流通した周囲空気入口導管１７３、及び空間１６８と流通した空気出口導管１７８を含んでいる。
【００３３】
原子炉１５０は、原子炉格納庫１５８から熱を除去するための受動原子炉格納庫冷却システムをも含んでいる。複数の周囲空気入口導管１８２が、コンクリート製格納庫１５８とガードベッセル１６４とで形成された空間１８４と流通している。また、複数の空気出口導管１８６が空間１８４と流通している。空気入口導管１８２から冷却用周囲空気が空間１８４内に導入されると、空気はガードベッセル１６４と接触して熱を吸収し、次いで空気出口導管１８６を通って空間１８４から出て熱を除去する。
【００３４】
空気入口導管１８２と空気出口導管１８６は同軸配置で構成され、各々の出口導管１８６は対応入口導管１８２の内側に入口導管１８２と同軸に配置されている。出口導管１８６中を流れる空気から出口導管壁１８８を介して入口導管１８２中を流れる周囲空気へと熱が伝達され、流入空気の温度が上昇して露点よりも高くなる。
【００３５】
二重容器漏れが万一発生した場合にも、入口導管１７３及び出口導管１７８中にそれぞれ配置された入口ダンパ１７５及び出口ダンパ１７７を閉じることにより、上述の通り原子炉格納庫冷却システムが対流によってガードベッセル１６４から崩壊熱を除去するので、崩壊熱の除去は維持される。
【００３６】
別の実施形態では、液体金属原子炉は第３の容器（つまりガードベッセル）を含まず、崩壊熱は格納容器と円筒形バッフル２８との間の空間を通って循環する空気によって除去される。この場合、空気入口には上記のような蓄熱式熱交換器が含まれる。
【００３７】
上記のような液体金属原子炉６０及び１５０においては、除去された熱を利用して流入空気の温度を上昇させて露点よりも高くすることで、原子炉格納容器に外気を導いて原子炉６０及び１５０から外部の周囲空気へと炉心崩壊熱を伝達するための空間及び構造物の内部での腐食のおそれがなくなる。かかる熱の伝達は、空気間熱交換器１２０によって達成されるか、或いは原子炉６０及び１５０内における空気入口導管と空気出口導管の同軸配置によって達成される。また、原子炉容器及び格納容器の両方が万一破損した場合には、入口ダンパ１２１又は１７５及び出口ダンパ１２２又は１７７を閉じることによって、崩壊熱の除去が継続されると共に、原子炉６０及び１５０からの放射能の放出が防止される。かかる二重容器漏れが発生した場合の崩壊熱除去は、二重容器破裂のためにナトリウムで満たされたガードベッセルの対流冷却を可能にするように設計された原子炉格納庫冷却システムによって達成される。入口ダンパ及び出口ダンパを閉じて原子炉系をシールすることによって入口導管及び出口導管を通しての放射能の放出が防止されると共に、酸素及び水蒸気がナトリウムプールに到達するのを防止することによってナトリウムプールに起こった火災も消火される。また、原子炉６０及び１５０は原子炉一次容器を懸架する原子炉甲板を支持するためのより安価な方法をも提供する。
【００３８】
以上、本発明を様々な実施形態に関して説明し例示してきたが、請求項に記載された技術的思想及び技術的範囲内において修正を加えて本発明を実施できることは当業者には自明であろう。
【図面の簡単な説明】
【図１】  プール型液体金属原子炉用の受動崩壊熱除去システムの概略断面図である。
【図２】  本発明の一つの実施形態に係るトップエントリーループ型液体金属原子炉の概略断面図である。
【図３】  本発明の別の実施形態に係るプール型液体金属原子炉の概略断面図である。
【図４】  図３に示した液体金属原子炉の概略上面図である。
【符号の説明】
６０  原子炉
６２  一次容器
６４  ポンプユニット
６６  熱交換器ユニット
６８  格納容器
７０  円筒形バッフル
７２  ガードベッセル
７４  空間
８０  格納容器
８４  ガードベッセル
８６  空間
９２  格納容器
９６  ガードベッセル
９８  空間
１０６  原子炉格納庫
１０８  原子炉遮蔽甲板
１１５  トップエントリーループ導管
１１６  入口導管
１１８  出口導管
１２０  熱交換器
１２１  ダンパ
１２２  ダンパ
１２４  格納庫入口導管
１２６  空間
１２８  格納庫出口導管
１３０  熱除去システム
【図１】
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【図２】
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【図３】
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【図４】
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