(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
入口部を有する原子炉、液体窒素が入っている少なくとも１つの容器、および熱作動バルブを含むシステムであって、
前記少なくとも１つの容器は前記入口部と流体連通する出口部を有し、前記少なくとも１つの容器から前記液体窒素が前記原子炉内に流れ込むように構成され、
前記熱作動バルブは前記入口部と流体及び気体連通し、前記液体窒素の前記原子炉への流れを制御するように構成され、
原子炉の前記入口部は原子炉の燃料棒より高い位置にあり、
前記少なくとも１つの容器内の前記液体窒素は、前記原子炉周辺の温度が所定の臨界温度以上になったときに前記原子炉に放出され、加熱された前記液体窒素は大量の窒素ガスとなって広がり、前記原子炉周辺の水素ガス及び酸素ガスを希釈し、火事や爆発を止めるとともに、前記原子炉とその内容物を冷却することを特徴とするシステム。
【請求項２】
前記少なくとも１つの容器にホウ素がさらに入っていることを特徴とする、請求項１に記載のシステム。
【請求項３】
液体窒素が入っている大型容器をさらに含み、前記少なくとも１つの容器が第１体積を有し、前記大型容器が前記第１体積より大きい第２体積を有し、前記少なくとも１つの容器に流体連通していることを特徴とする、請求項１に記載のシステム。
【請求項４】
液体窒素を生産する装置をさらに含み、前記装置が前記少なくとも１つの容器に流体連通していることを特徴とする、請求項１に記載のシステム。
【請求項５】
請求項１〜４のいずれか一項に記載のシステムを用いて、原子炉及びその周辺の火事や爆発を止めるとともに前記原子炉とその内容物を冷却する方法であって、前記方法は、
前記原子炉周辺の温度が所定の臨界温度以上になったときに液体窒素を前記原子炉に放出するステップ、
熱によって前記液体窒素が窒素ガスとなって広がり、前記原子炉周辺の水素ガス及び酸素ガスを希釈し、火事や爆発を止めるステップ、および
前記原子炉とその内容物を冷却するステップ、を含む方法。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、核燃料と原子炉の緊急予備冷却システムと方法に関する。
【背景技術】
【０００２】
核発電施設において、原子炉の炉心（原子炉容器）は核燃料棒を有しており、熱を生産するために核燃料棒内の核連鎖反応を開始、制御および維持する設備である。核反応から生じられた熱は燃料棒が浸されたまま循環する１次冷媒に吸収され、安定した作動温度を維持する。循環冷媒は作動温度を制限して、核反応を統制し続け、統制された核反応から生じられた熱を運び、このような核反応はタービンを駆動するための高圧蒸気を生産するのに用いられる。タービンは発電機を駆動して電気を生産する。最も一般的な種類の原子炉は１次冷媒として閉ループ循環精製水を用い、このような精製水は沸騰水型原子炉（ＢＷＲ；Ｂｏｉｌｅｄ  Ｗａｔｅｒ  Ｎｕｃｌｅａｒ）において核反応によってタービンを駆動する蒸気に沸騰した後に再び液体状態に凝縮され、このような凝縮物は海や河川や湖のような外部供給源から供給された別途の循環冷却水によって冷却される。他種類の原子炉である加圧水型原子炉（ＰＷＲ；Ｐｒｅｓｓｕｒｅｄ  Ｗａｔｅｒ  Ｎｕｃｌｅａｒ）はタービンを駆動する蒸気を生産する高温水から原子炉冷媒を分離する。
【０００３】
核燃料物質は、放射線−中和ジルコニウム合金からなるチューブ型の棒内に入っている。このような組立体を燃料棒という。発電モードで原子炉が作動する間、燃料棒被覆の表面温度は通常２８０℃程度を維持する。燃料棒間に制御棒を挟んで燃料棒の核反応から生じられた中性子を吸収すれば、核反応がより緩和して制御される。ジルコニウム合金は中性子を透過し、このために核燃料の被覆材料として用いられる。不幸にも、５５０℃以上に加熱したジルコニウムは蒸気と反応して水素を生成し、このような水素は酸素があれば高温で爆発性が非常に高い。このような状況で原子炉の内部と周辺で爆発が発生すれば、極めて危険な放射能物質が周辺に放出される。また、燃料被覆の崩壊により核燃料物質が原子炉の底部に落下して核反応の統制力を失い、継続した温度上昇が発生し、これをメルトダウンという。
【０００４】
原子炉が閉鎖されて誘導連鎖反応が中断される時にも、核燃料は自らの崩壊と反応を継続し、残りの反応物質が完全に消耗されるまでに高熱によって自発的に反応速度が増加する。したがって、核物質の冷却は自発的な加速を引き起こす臨界速度以下に核反応を統制するのに重要である。臨界値以上においては反応過程の自発的な加速によって統制不能状態となって、放射性副作用を引き起こす有害放射線が周辺に放出される。したがって、燃料棒が原子炉内にあるか、原子炉外部の貯蔵所にあるか、燃料棒の持続的な冷却は常に必要である。使用済み核燃料も冷水プール（ｐｏｏｌ）に貯蔵されなければならず、数年間持続的に冷却した後にこそ、乾燥した永久貯蔵所に安全に廃棄することができるのである。通常、燃料棒が浸されている１、２次冷媒を循環させる電気ポンプだけからなる原子炉の冷却が事故や誤作動や停電や操作者の誤りにより行われないと、燃料棒が急速に加熱し、高熱の核反応活動を自体的に加速して、５５０℃以上の臨界温度に直に到達することになり、この時、下記のようにジルコニウム被覆が蒸気と反応する。燃料棒の周辺に水蒸気があれば、ジルコニウムと蒸気が反応して、膨大な量の爆発性の高温の水素気体が直に生じられる。このような水素気体が周辺のいかなる形態の酸素と接触しても、ジルコニウムと核反応物質が全て消費されるまでに爆発が発生して周辺を完全に破壊し、そうでないようにするためには安全な冷却装置を設けて温度を統制しなければならない。
【０００５】
Ｚｒ＋４Ｈ２Ｏ＠〜５５０℃＝Ｚｒ（ＯＨ）４＋４Ｈ２
また、ジルコニウム合金の被覆は蒸気と反応する間に崩壊して、核燃料顆粒をスチール原子炉の底部に落とし、このようになれば、まだ自らの機能ができる他の全ての従来の核反応制御メカニズムから外れるようになる。この場合の燃料温度はさらに急速に上昇し続け、結局、燃料が溶融して原子炉の底部にプール（ｐｏｏｌ）を形成し、このようになれば、原子炉壁を燃やして格納室の底部に落ち、格納室の底部さえ溶融させ、結局、溶融された核燃料が外部に露出した状態で反応し続けて大量の放射性副産物が周辺に放出される。このような現象を炉心溶融（ｎｕｃｌｅａｒ  ｍｅｌｔｄｏｗｎ）という。
【０００６】
最近の日本の福島の原子炉事故では、電気で作動する冷却システムが地震のために故障し、予備発電機は津波によって故障してしまった。このために６個の原子炉の燃料棒と使用済み燃料を貯蔵した冷水プールを冷却することができなかった。
【０００７】
津波が過ぎた後、日本政府とＴＥＰＣＯ（Ｔｏｋｙｏ  Ｅｌｅｃｔｒｉｃ  Ｐｏｗｅｒ  Ｃｏｒｐｏｒａｔｉｏｎ）技術者らは、携帯用発電機とポンプを使って海水を発電所と原子炉内にポンピングして、過熱された燃料棒を冷却した。海水が高い腐食性を持つのを心配した日本政府の要請によって米国船舶が原子炉を冷却するための大量の精製水を積んで福島現場へ向かったが、不幸にも海水や精製水から生じられた膨大な量の蒸気が燃料棒の（５５０℃以上に）過熱されたジルコニウム被覆と反応して膨大な量の水素気体を発生させ、その結果、爆発が繰り返し発生した。
【図面の簡単な説明】
【０００８】
【図１】沸騰水型（ＢＷＮ；Ｂｏｉｌｅｄ  Ｗａｔｅｒ  Ｎｕｃｌｅａｒ）原子炉とその冷却システムの概念図である。
【図２】本発明の一実施形態により原子炉の冷媒入出口に液体窒素（ＬＮ）容器が連結された構造の概略図である。
【図３】本発明の一実施形態により熱作動バルブを介して充填された液体窒素容器が原子炉に連結された構造の概略図である。
【図４】本発明の一実施形態により熱作動バルブを介して原子炉や格納室に連結された小型液体窒素容器に大型液体窒素貯蔵容器を連結した構造の概略図である。
【図５】本発明の一実施形態による液体窒素生産設備の概略図である。
【発明を実施するための形態】
【０００９】
一実施形態において、密度が最も高く運び易い形態の液体窒素と、液体窒素が容器から放出される時に生じられる冷たい窒素気体を燃料棒と原子炉の緊急冷却に用いる。今日の原子力発電所においては、原子炉の安全性を改善するために従来の水冷システムの他に液体窒素予備冷却システムを設ける。
【００１０】
窒素気体は不活性であり、大気圧においては沸騰点が−１９６℃である。液体窒素は、液体状態を維持するために断熱の良い高圧容器に保管される。この容器からさらに暖かかったり圧力の低い環境に液体窒素を放出し、電気やポンプ動作が全く不要であるので、電力が使用できない時や原子炉とその燃料が既に過熱状態である時に効果が高く安全で且つ速い冷媒を得ることができる。核燃料から放出された中性子を吸収して核反応をより下げてより遅らせるために液体窒素や圧縮された冷たい窒素気体にホウ素粉末を混入することができる。
【００１１】
液体窒素は密度が非常に高く超低温であり運び易い不活性窒素気体の供給源である。また、大気圧において−１９６℃の沸騰点は水の氷点より遥かに低いので、開放サイクル冷却剤や冷媒を含めて応用範囲が非常に広い。
【００１２】
液体窒素と窒素気体はいずれも化学的に不活性であり、他の物質と反応しない。液体窒素が高温の物体と接触して蒸発して生じられた大量の窒素気体は水素や酸素のような他の気体を希薄し代替し、窒息気体を形成して、火災を抑えることができ、酸素濃度を希薄して呼吸を困難にする。
【００１３】
液体窒素は容器内で自己圧縮され、容器から放出される時に力を生成する。容器の圧力が高いほど、放出される力と距離が増加する。
【００１４】
原子炉と燃料棒の電力損失と過熱を引き起こす事故が疑われる時の緊急冷却のために、原子炉の外部に噴霧をすれば対流によって原子炉内の温度を下げるのに役に立つ。それと同時に、原子炉の内部に液体窒素を注入する準備をしなければならず、原子炉内部の燃料棒に接するように直接液体窒素を注入することができるだけ迅速に行われなければならない。このような全ての措置にポンプ動作と電気が不要である。高圧液体窒素で充填された適当に大きい容器の出口に柔軟な断熱ホースを連結し、このホースが噴霧をするようにした後、原子炉の水／冷媒入口へ向かうようにし、液体窒素容器の出口バルブを開放する。原子炉の冷媒入口の入口バルブがまだ閉じられていれば、これを開かなければならない。核事故が起こった区域に既に放射能があれば、このような措置はロボットによってまたは適切な保護服を着用した訓練された作業者によって行われなければならない。
【００１５】
出口バルブが開かれれば、容器内の高圧液体窒素が自動的にホースが連結された原子炉に放出される。前述したように、このような放出にはポンプ動作と電気が必要ない。容器から液体窒素を放出する時に生じられる冷たい窒素気体が原子炉を囲んだ格納室を充填する。一方、このような目的のために高圧窒素気体タンクを使うこともできる。液体窒素は入手し易く、一定容量の容器内に同量の窒素気体より遥かに多い液体窒素を入れることができるので、圧縮された窒素気体より運ぶのがより容易である。酸素と水素がある周辺に窒素を注入すれば、酸素と水素の密度が大幅に希釈されるので、水素と酸素の化学的反応による爆発が防止される。
【００１６】
原子炉に注入された高圧液体窒素と、この液体窒素から出た極めて冷たい窒素気体が燃料棒を冷却し、蒸気を凝縮し、原子炉内の残りの水を冷凍させる。このような冷却法によって液体窒素の注入前に原子炉に集まっていた水素が爆発する危険がほぼゼロに減少し、これ以上の水素の発生も防止される。このような燃料棒と原子炉の冷却過程中に液相窒素から生じられた窒素気体も非常に冷たく、原子炉外部の大気に放出された窒素気体は大気中の酸素を希釈し代替し、全ての現存した水素の爆発危険を大幅に下げる。
【００１７】
また、ホウ素粉末やその他の中性子吸収物質や化合物を液体窒素より先に液体窒素容器内に入れることができる。液体窒素の放出力を利用して、ホウ素粉末が液体窒素と混合され、原子炉内に注入される。ホウ素は核燃料の反応と自然崩壊から生じられた中性子を吸収して核反応を遅らせたり中断させたりする。
【００１８】
原子力発電所で用いる液体窒素容器の両端部にバルブと入出口を設けるのも１つの方法である。この場合、液体窒素を充填する前の空いた液体窒素容器にホウ素粉末を入れる。
片方の入出口を大型液体窒素供給源に連結し、他方の入出口をターゲット原子炉に連結する。液体窒素容器出口のバルブを先に開き、原子炉に連結された入口のバルブを開く。次に、液体窒素容器の入口を開き、ホウ素粉末で充填された小型液体窒素容器に大型液体窒素供給源の液体窒素が流れ込むようにする。大型液体窒素供給源から液体窒素容器内のホウ素を介して原子炉内に液体窒素が高圧噴出されれば、ホウ素粉末が原子炉内に噴霧されて原子炉内部の物体を覆う。一方、液体窒素より先に液体窒素容器にホウ素粉末を一部充填した後、この容器を回転させてホウ素粉末の重力と液体窒素の噴出力を結合し、噴出される液体窒素とホウ素粉末を同時に原子炉内に注入して燃料棒を覆うようにすることもできる。空いた液体窒素／ホウ素容器を充填された容器に取り替え、必要なだけにホウ素と窒素を同時に放出してこの過程を繰り返し、燃料棒が十分な温度に冷却し、核反応が十分に低くなるまでに繰り返すことができる。
【００１９】
本発明の他の実施形態は原子炉に自動液体窒素予備冷却システムを設けるものであり、この時、液体窒素容器に所定の臨界温度や臨界圧力において開かれる温度および／または圧力作動バルブを内蔵するか連結して原子炉に液体窒素を注入するようにする。このような目的で構築された液体窒素容器も２つのポートを有することができる。片方のポートは原子炉や格納室に連結し、臨界温度や圧力を予め設定した温度および／または圧力作動バルブをこのポートに設ける。２番目のポートは現場の大型液体窒素リフィル貯蔵タンクに連結することができる。このポートは大型リフィル貯蔵タンクに連結されるか圧力作動バルブを備えており、原子炉や格納室に液体窒素を注入しろと表示された圧力まで小型液体窒素容器の内部圧力が降下した時にこのバルブが開かれる。
【００２０】
原子炉の壁を窒化ホウ素のようなセラミック断熱材でコーティングして原子炉内に注入された窒素を外部温度から隔離すれば、窒素の温度を低く維持するのに役に立つ。
【００２１】
他の実施形態として、予め設けられた液体窒素断熱容器（Ｄｅｗａｒ）に必要な量のホウ素粉末を予め充填することもできる。
【００２２】
または、原子炉に直接連結された液体窒素容器の液体窒素が原子炉に供給されることに合わせて、現場の他の大型液体窒素貯蔵タンクから液体窒素容器に液体窒素を自動で供給することもできる。
【００２３】
本発明において、充填された液体窒素容器を温度計を介して格納室に連結することもできる。格納室に連結された液体窒素容器に現場の大型液体窒素貯蔵タンクをさらに連結し、液体窒素が格納室に入るにつれて空になる分だけ、液体窒素容器に自動で液体窒素を供給するようにすることができる。
【００２４】
または、現場の大型液体窒素貯蔵タンクを介して原子炉と格納室に連結された液体窒素容器に圧力を自動で供給することもできる。
【００２５】
使用済み燃料棒が入っているプール（ｐｏｏｌ）壁面を断熱材でコーティングし、断熱カバーを設けることができる。急速コーティングが必要であれば、液体窒素やホウ素が混合された液体窒素をプールに注入して燃料電池を冷却することができる。プール壁面とカバーを断熱材でコーティングせず、温度作動予備液体窒素冷却装置を設けることもできる。
【００２６】
または、大型液体窒素貯蔵タンクと小型液体窒素容器に液体窒素を自動で充填する液体窒素生産設備を設け、小型液体窒素容器を原子炉と格納室と使用済み燃料プール（ｐｏｏｌ）に直接連結することもできる。停電が発生すれば、上位階層にある予備発電機とバッテリーを用いて液体窒素生産工場に電気を供給することができる。これは福島のように原子炉が複数個である時に特に好適である。
【００２７】
水冷式を含めていかなる冷却法を使おうが大量の気体放出は避けられない。福島の爆発は原子炉から放出された高温の水素気体が周辺の酸素と反応したことに起因する。排出用減圧出口から水素のような危険な気体と放射能成分を除去する気体洗淨器を用いることもできる。気体洗淨器は半導体産業において排出物を洗浄するのに用いられるものであり、周辺に危険な排出気体が放出されるのを除去したり制限したりするのに非常に効果的である。
【００２８】
図１は、沸騰水型（ＢＷＮ；Ｂｏｉｌｅｄ  Ｗａｔｅｒ  Ｎｕｃｌｅａｒ）原子炉とその冷却システムの概念図である。番号１から１８までは従来のＢＷＮ原子炉の一般要素を示す。換気口１９とバルブ制御冷媒入出口２０，２１は従来のＢＷＮ原子炉にある場合もない場合もある。あるのであれば、液体窒素とこれより出てきた冷たい窒素気体を原子炉内に注入して原子炉とその中の燃料棒を冷却するのにこのような入出口２０，２１を利用する。１９、２０、２１がなければ、タービンとの蒸気出口６連結を切り、この蒸気出口を非常用減圧出口として用い、冷却水入口７を通して液体窒素と冷たい窒素気体を原子炉に注入する。同じ原理を他の全ての種類の原子炉にも利用することができる。
【００２９】
従来の原子力発電所においては、一般電源が遮断された時、一般冷却システムに連結された緊急電源を用いて緊急冷却を開始する。
【００３０】
図２は、緊急冷却中に、液体窒素容器２２を現場に持ってきて原子炉の冷媒入出口２０に連結した構造の概略図である。可能であれば、入出口２１に２番目の液体窒素容器２３を連結することができる。または、入出口に真空容器を連結して原子炉の過圧窒素気体を収容するのに用いることもできる。
【００３１】
図３は、予め設けられた予備液体窒素冷却システムにおいて少なくとも１つの充填された液体窒素容器２４を熱作動バルブ２５を介して原子炉に連結した構造の概略図である。原子炉の周辺温度が臨界値まで上昇すれば、容器内の液体窒素が原子炉内に放出され、原子炉と燃料棒の温度を急速に下げる。核連鎖反応を遅らせるのに役に立つように液体窒素容器にホウ素粉末を一部予め充填することもできる。
【００３２】
図４は、熱作動バルブ２５を介して原子炉や格納室に連結された少なくとも１つの小型液体窒素容器４０に大型液体窒素貯蔵容器４１を連結した構造の概略図である。原子炉や格納室に連結された小型液体窒素容器４０の液体窒素が原子炉や格納室に放出される分だけ、大型貯蔵容器４１から容器４０に自動で液体窒素が充填される。
【００３３】
図５は、熱作動バルブ２５を介して原子炉や格納室に連結された少なくとも１つの液体窒素容器５２に連結された大型液体窒素貯蔵容器５１に充填する液体窒素を現場で生産する液体窒素生産設備５０を示す概略図である。この生産設備は、大型貯蔵容器に液体窒素を自動で充填し、原子炉や格納室に連結された小型液体窒素容器の液体窒素が原子炉や格納室に放出される分だけ、大型貯蔵容器からこれらの容器に液体窒素が自動で充填される。
【００３４】
以上の説明はあくまでも例示したものに過ぎず、本発明の範囲を限定するものではなく、本発明の範囲は特許請求の範囲とこれより予想される様々な変形例にまで拡張されなければならない。
【符号の説明】
【００３５】
１  原子炉または原子炉圧力容器（ＲＰＶ；Ｒｅａｃｔｏｒ  Ｐｒｅｓｓｕｒｅ  Ｖ
ｅｓｓｅｌ）
２  核燃料棒
３  制御棒
４  循環ポンプ
５  制御棒モータ
６  蒸気
７  冷却水入口
８  高圧タービン（ＨＰＴ；Ｈｉｇｈ  Ｐｒｅｓｓｕｒｅ  Ｔｕｒｂｉｎｅ）
９  低圧タービン
１０  発電機
１１  励磁機
１２  コンデンサ
１３  冷媒
１４  予熱器
１５  供給水ポンプ
１６  冷水ポンプ
１７  格納室
１８  電気グリッド連結部
１９  換気口
２０  バルブ制御冷媒入出口
２１  バルブ制御冷媒入出口
【図１】
0006340700.tif 000002
【図２】
0006340700.tif 000003
【図３】
0006340700.tif 000004
【図４】
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【図５】
0006340700.tif 000006