(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
核燃料からなる炉心と、この炉心の外周を取り囲む炉心バレルと、この炉心バレルの外周を取り囲む全体として環状をなす反射体と、この反射体の外周を取り囲み、その内側に１次冷却材の冷却材流路を形成する内側隔壁と、前記冷却材流炉の外周を取り囲む外側隔壁と、前記冷却材流路中に配設され、前記炉心の外周を取り囲む中性子遮蔽体と、この中性子遮蔽体の上方の前記冷却材流路中に配設された環状の電磁ポンプと、この電磁ポンプの外周を取り囲んで大径に形成されるとともに前記電磁ポンプの上方側に配設され、前記１次冷却材との熱交換により前記原子炉容器内で蒸気を発生させる環状の蒸気発生器と、前記外側隔壁の外周を取り囲み前記全ての構造物を内包する原子炉容器と、この原子炉容器の外周を取り囲むガードベッセルとを備え、前記炉心から上昇した１次冷却材は前記蒸気発生器にその上部から導入されて内部を流下し、熱交換後にその下端部から排出された後、さらに前記蒸気発生器の内周部と前記電磁ポンプの外周部との隙間を上昇して前記電磁ポンプの上端部から吸込まれて前記炉心に流下する構成としたことを特徴とする液体金属冷却型原子炉。
【請求項２】
蒸気発生器および電磁ポンプは原子炉内の上部構造体と一体的に構成され、内側隔壁の炉心側端部と、前記電磁ポンプの下端部との間には、前記冷却材流路を画するシール構造が配設されていることを特徴とする請求項１記載の液体金属冷却型原子炉。
【請求項３】
外側隔壁と原子炉容器との間に環状隙間を形成するとともに、前記外側隔壁の上端を前記原子炉容器の上部空間に開放し、かつ前記環状隙間は、前記原子炉容器の下部にて炉心を載置するベースプレートの支持構造部分に形成したバイパス流路を介して前記炉心の下部に連通させたことを特徴とする請求項１記載の液体金属冷却型原子炉。
【請求項４】
蒸気発生器は、原子炉容器の内側に配置された蒸気発生器内胴と、この蒸気発生器内胴の外周側に同心的に配置された蒸気発生器外胴と、これらの胴の間に配置され熱交換部分と伝熱管の下降部分とを隔する蒸気発生器中間胴とを備え、前記蒸気発生器中間胴の上端は、通常運転時における前記原子炉容器の液面より上方に突出し、前記蒸気発生器外胴は通常運転時における前記原子炉容器の液面より高い位置に蒸気発生器外胴開口部を有することを特徴とする請求項３記載の液体金属冷却型原子炉。
【請求項５】
外側隔壁と原子炉容器との間に環状隙間を形成するとともに、前記外側隔壁の上端を前記原子炉容器の上部空間に開放し、かつ前記環状隙間は、前記原子炉容器の下部にて炉心を載置するベースプレートの支持構造部分によって前記炉心の下方と遮蔽する一方、前記蒸気発生器の出口底部近傍で前記外側隔壁に設けた複数の外側隔壁開口部を介して冷却材流路に連通させたことを特徴とする請求項１記載の液体金属冷却型原子炉。
【請求項６】
外側隔壁と原子炉容器との間に環状隙間を形成するとともに、前記外側隔壁の上端を蒸気発生器の出口部近傍において開放したことを特徴とする請求項１から５までのいずれかに記載の液体金属冷却型原子炉。
【請求項７】
蒸気発生器の伝熱管は一重または二重管構造をなし、その伝熱管が熱交換部分においてヘリカル形状を呈することを特徴とする請求項１から６までのいずれかに記載の液体金属冷却型原子炉。
【請求項８】
蒸気発生器の二重構造をなす伝熱管の内外管の空隙にヘリウムを封入するとともに、前記内外管の漏洩を検出するヘリウム圧力計、湿分濃度監視計等の連続的漏洩監視装置を配設したことを特徴とする請求項７記載の液体金属冷却型原子炉。
【請求項９】
蒸気発生器内胴は、原子炉容器の液面より高い位置に前記原子炉容器のカバーガス空間への開口部を有することを特徴とする請求項１記載の液体金属冷却型原子炉。
【請求項１０】
蒸気発生器の１次冷却材出口部における蒸気発生器内胴の下端は、蒸気発生器外胴および蒸気発生器中間胴の下端より低い位置に形成したことを特徴とする請求項３から９までのいずれかに記載の液体金属冷却型原子炉。
【請求項１１】
蒸気発生器の胴側の圧力上昇による流量変化を電磁ポンプの電流変化で検知する手段と、その検知信号により前記電磁ポンプを停止させる運転制御手段ととを備えたことを特徴とする請求項１記載の液体金属冷却型原子炉。
【請求項１２】
１次冷却材は重金属による液体金属よりなるものとしたことを特徴とする請求項１から１１までのいずれかに記載の液体金属冷却型原子炉。
【請求項１３】
請求項１から１２までのいずれかに記載の液体金属冷却型原子炉を使用した原子力プラントであって、蒸気発生器の伝熱管を複数の伝熱管群に分離するとともに、その各伝熱管群を給水分岐管及び蒸気分岐管とそれぞれ対応接続させ、かつ前記給水分岐管および前記蒸気分岐管は、独立に原子炉格納施設を貫通してその原子炉格納施設の外で給水配管及び主蒸気配管と合流接続させ、前記蒸気分岐管を分岐する主蒸気バイパス管には気水分離器を配設し、前記気水分離器には蒸気補助設備配管を介して空冷復水器を配設し、前記気水分離器の底部は補助給水ポンプを有する補助給水配管を介して前記給水分岐管に接続してなることを特徴とする液体金属冷却型原子力プラント。
【発明の詳細な説明】
【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は、液体金属冷却型原子炉および同原子炉を用いた液体金属冷却型原子力プラントに係り、特に液体金属の外部への逸散を少なくして小型化の推進が図れる液体金属型原子炉および液体金属型原子力プラントに関する。
【０００２】
【従来の技術】
従来、小型の液体金属冷却型原子炉、すなわち小型高速炉は一般に、核燃料からなる炉心と、この炉心の外周を取り囲む炉心バレルと、この炉心バレルの外周を取り囲む全体として環状の反射体と、この反射体の外周を取り囲み、原子炉の半径方向に配設された支持部材によって炉心バレルを支持するとともに１次冷却材の冷却材流路の内壁を構成する隔壁と、この隔壁の外周を取り囲み、冷却材流路中に配設された中性子遮蔽体と、この中性子遮蔽体の外周を取り囲み、冷却材流路の外壁を構成する原子炉容器と、この原子炉容器の外周を取り囲むガードベッセルとを有する構成とされている。
【０００３】
このような従来の液体金属冷却型原子炉は、原子炉容器の内部に反射体と中性子遮蔽体を収容し、これらが発生する熱が原子炉の出力として利用されるように冷却材流路を構成し、かつ電磁ポンプと中間熱交換器とを燃料交換作業の障害とならないように環状に形成し、電磁ポンプを中間熱交換器の下流に配置構成し、原子炉容器外部に発散される熱量と中性子照射量とを小さくして、液体金属冷却型原子炉の効率を改善するとともに、液体金属冷却型原子炉とこれを収容する遮蔽構造物とその冷却設備とを簡単にしていた。
【０００４】
図１８は従来の液体金属冷却型原子炉の構造を例示する全体断面図である。この図１８に示した従来の液体金属冷却型原子炉５１は、核燃料の集合体からなる炉心５２を有し、この炉心５２は全体としてほぼ円柱状に形成されている。炉心５２はこれを保護する炉心バレル５３によって外周を取り囲まれている。炉心バレル５３の外側には全体として炉心バレル５３を取り囲む円環状の反射体５４が配設されている。反射体５４の外側には、この反射体５４の外周を取り囲み、１次冷却材の冷却材流路５５の内壁を構成する隔壁５６が設けられている。隔壁５６の外側には間隔をあけて冷却材流路５５の外壁を構成する原子炉容器５７が配設されている。冷却材流路５５中には中性子遮蔽体５８が炉心５２を取り囲むように配設されている。原子炉容器５７のさらに外側には原子炉容器５７を保護するガードベッセル５９が設けられている。
【０００５】
反射体５４は上部プラグ６０を貫通する複数の駆動軸６１によって吊り下げられ、反射体駆動装置６２によって上下に移動可能に支持されている。隔壁５６は炉心５２を載置するベースプレート６３から上方に延設され、原子炉容器５７との間に円環状の冷却材流路５５を形成し、この冷却材流路５５の下方には上述したように中性子遮蔽体５８が配置されている。中性子遮蔽体５８の上方の冷却材流路５５中には円環状の電磁ポンプ６４が配設され、この電磁ポンプ６４のさらに上方には中間熱交換器６５が配設されている。中間熱交換器６５のさらに上方には崩壊熱除去コイル６６が配設されている。中間熱交換器６５と電磁ポンプ６４とは一体に形成され、原子炉の上部の構造体と一体連続的に構成されている。中間熱交換器６５のチューブ側とシェル側とは、それぞれ１次冷却材と２次冷却材が流通するように構成されている。中間熱交換器６５と電磁ポンプ６４の下端部と隔壁５６の上端部との間には、熱による液体金属冷却型原子炉５１の伸縮を吸収し、冷却材流路５５を画するシールベロー６７が設けられている。
【０００６】
このような液体金属冷却型原子炉５１は、炉心５２にプルトニウム等を含む核燃料を使用し、運転に際しては炉心５２のプルトニウム等を分裂させて熱出力を行うとともに、余剰の高速中性子を劣化ウランに吸収させ、燃やす量に匹敵するプルトニウムを生成する。反射体５４は炉心５２から照射される中性子を反射し、炉心５２の核燃料の燃焼・増殖を促進する。核燃料の燃焼に伴って、反射体５４は核燃料の臨界を維持しながら徐々に移動させられ、このことにより、徐々に炉心５２の新しい燃料部分が燃焼され、長期間燃焼を維持することができる。
【０００７】
運転に際しては、原子炉容器５７内に１次冷却材の液体ナトリウムが満たされ、この１次冷却材によって炉心５２を冷却しつつ核分裂による熱を外部に取り出す。１次冷却材は図中の実線の矢印に示すように、電磁ポンプ６４によって下方に駆動され、中性子遮蔽体５８の内部を流下して原子炉容器５７の底部に流入する。１次冷却材は炉心５２内を流過しながら上昇し、原子炉容器５７の上部で中間熱交換器６５の管側に流入する。１次冷却材は中間熱交換器６５で２次冷却材と熱交換を行った後に流出し、再び電磁ポンプ６４によって下方に駆動される。２次冷却材は外部から入口ノズル６８を経て中間熱交換器６５の胴側に流入し、中間熱交換器６５で１次冷却材によって加熱された後に、出口ノズル６９から外部に流出してその熱を動力等に変換する。
【０００８】
【発明が解決しようとする課題】
上述した従来の液体金属冷却型原子炉においては、原子炉容器内部に中間熱交換器を配し、この中間熱交換器で１次冷却材と熱交換された２次冷却材を、原子炉容器の外部に配置した蒸気発生器に循環させて蒸気を発生させるようになっている。すなわち、蒸気を発生させるための蒸気発生器と、２次冷却材を循環するための電磁ポンプや配管設備を必要とする構成になっている。
【０００９】
また、冷却材にはナトリウムという活性な液体金属を使用している。このため、原子炉容器とその周りの液体金属の利用設備とが複雑な形態をならざるを得ず、畢竟活性な液体金属の漏洩や火災等への対策に供すべき補助設備が要求されるという問題があった。
【００１０】
また、従来の液体金属冷却型原子炉では冷却材としてナトリウムという放射化しやすい液体金属を使用して蒸気を発生させるため、蒸気発生器の伝熱管における水漏洩時にはナトリウムと水との反応事故が避け難く、反応生成物の環境への直接的放出を防ぐため、２次冷却系設備を必要としていた。そのうえ、反応生成物の収納設備が必要となり、原子炉装置全体が大型化し、コストの増大化をもたらすという問題もあった。
【００１１】
さらに、電磁ポンプは液体金属中に設置するものの大型の導電コイル等の耐熱特性から、中間熱交換器の後流側（図１８の下方）に直列的に、同一径として配設されている。一方、中間熱交換器の上下に配設される管板は熱応力を受けやすい構造を有しており、直径の増大が熱応力の拡大につながるため、大径化を防止することに配慮されている。このように、従来の液体金属冷却型原子炉においては、中間熱交換器と電磁ポンプとが上下に直列に配設され、高さ方向に長大化していた。
【００１２】
本発明の目的は、冷却材である液体金属の収容空間を原子炉容器の内部に限定し、これにより外部への冷却材の逸散の可能性を極力回避できるようにして、冷却設備を含めた全体構成の簡単化および小型化が図れる液体金属冷却型原子炉および同原子炉を用いた液体金属冷却型原子力プラントを提供することにある。
【００１３】
【課題を解決するための手段】
上記目的を達成するために、請求項１の発明では、核燃料からなる炉心と、この炉心の外周を取り囲む炉心バレルと、この炉心バレルの外周を取り囲む全体として環状をなす反射体と、この反射体の外周を取り囲み、その内側に１次冷却材の冷却材流路を形成する内側隔壁と、前記冷却材流炉の外周を取り囲む外側隔壁と、前記冷却材流路中に配設され、前記炉心の外周を取り囲む中性子遮蔽体と、この中性子遮蔽体の上方の前記冷却材流路中に配設された環状の電磁ポンプと、この電磁ポンプの外周を取り囲んで大径に形成されるとともに前記電磁ポンプの上方側に配設され、前記１次冷却材との熱交換により前記原子炉容器内で蒸気を発生させる環状の蒸気発生器と、前記外側隔壁の外周を取り囲み前記全ての構造物を内包する原子炉容器と、この原子炉容器の外周を取り囲むガードベッセルとを備え、前記炉心から上昇した１次冷却材は前記蒸気発生器にその上部から導入されて内部を流下し、熱交換後にその下端部から排出された後、さらに前記蒸気発生器の内周部と前記電磁ポンプの外周部との隙間を上昇して前記電磁ポンプの上端部から吸込まれて前記炉心に流下する構成としたことを特徴とする液体金属冷却型原子炉を提供する。
【００１４】
本発明の原子炉においては、反射体が炉心外周に近接し、１次冷却材の内部に浸漬されている。また、中性子遮蔽体は、原子炉容器の内側、かつ冷却材流路中に配置されている。また、電磁ポンプは中性子遮蔽体の上方に配置され、さらに蒸気発生器がその上方外側部に配置され、炉心で発生する熱が原子炉容器の出口から蒸気の形態で直接的出力として取出される。このことにより、原子炉の熱効率を高くすることができるとともに、原子炉容器が唯一の冷却材境界であるため、外周を取り囲むガードベッセルの機能を合わせ、液体金属の漏洩や逸散を回避することが容易である。また、液体金属を収容する原子炉容器とそれに付随する冷却設備を小型・簡素化することができる。
【００１５】
請求項２の発明では、蒸気発生器および電磁ポンプは原子炉内の上部構造体と一体的に構成され、内側隔壁の炉心側端部と、前記電磁ポンプの下端部との間には、前記冷却材流路を画するシール構造が配設されていることを特徴とする請求項１記載の液体金属冷却型原子炉を提供する。
【００１６】
請求項３の発明では、外側隔壁と原子炉容器との間に環状隙間を形成するとともに、前記外側隔壁の上端を前記原子炉容器の上部空間に開放し、かつ前記環状隙間は、前記原子炉容器の下部にて炉心を載置するベースプレートの支持構造部分に形成したバイパス流路を介して前記炉心の下部に連通させたことを特徴とする請求項１記載の液体金属冷却型原子炉を提供する。
【００１７】
請求項４の発明では、蒸気発生器は、原子炉容器の内側に配置された蒸気発生器内胴と、この蒸気発生器内胴の外周側に同心的に配置された蒸気発生器外胴と、これらの胴の間に配置され熱交換部分と伝熱管の下降部分とを隔する蒸気発生器中間胴とを備え、前記蒸気発生器中間胴の上端は、通常運転時における前記原子炉容器の液面より上方に突出し、前記蒸気発生器外胴は通常運転時における前記原子炉容器の液面より高い位置に蒸気発生器外胴開口部を有することを特徴とする請求項３記載の液体金属冷却型原子炉を提供する。
【００１８】
請求項５の発明では、外側隔壁と原子炉容器との間に環状隙間を形成するとともに、前記外側隔壁の上端を前記原子炉容器の上部空間に開放し、かつ前記環状隙間は、前記原子炉容器の下部にて炉心を載置するベースプレートの支持構造部分によって前記炉心の下方と遮蔽する一方、前記蒸気発生器の出口底部近傍で前記外側隔壁に設けた複数の外側隔壁開口部を介して冷却材流路に連通させたことを特徴とする請求項１記載の液体金属冷却型原子炉を提供する。
【００１９】
請求項６の発明では、外側隔壁と原子炉容器との間に環状隙間を形成するとともに、前記外側隔壁の上端を蒸気発生器の出口部近傍において開放したことを特徴とする請求項１から５までのいずれかに記載の液体金属冷却型原子炉を提供する。
【００２０】
請求項７の発明では、蒸気発生器の伝熱管は一重または二重管構造をなし、その伝熱管が熱交換部分においてヘリカル形状を呈することを特徴とする請求項１から６までのいずれかに記載の液体金属冷却型原子炉を提供する。
【００２１】
請求項８の発明では、蒸気発生器の二重構造をなす伝熱管の内外管の空隙にヘリウムを封入するとともに、前記内外管の漏洩を検出するヘリウム圧力計、湿分濃度監視計等の連続的漏洩監視装置を配設したことを特徴とする請求項７記載の液体金属冷却型原子炉を提供する。
【００２２】
請求項９の発明では、蒸気発生器内胴は、原子炉容器の液面より高い位置に前記原子炉容器のカバーガス空間への開口部を有することを特徴とする請求項１記載の液体金属冷却型原子炉を提供する。
【００２３】
請求項１０の発明では、蒸気発生器の１次冷却材出口部における蒸気発生器内胴の下端は、蒸気発生器外胴および蒸気発生器中間胴の下端より低い位置に形成したことを特徴とする請求項３から９までのいずれかに記載の液体金属冷却型原子炉を提供する。
【００２４】
請求項１１の発明では、蒸気発生器の胴側の圧力上昇による流量変化を電磁ポンプの電流変化で検知する手段と、その検知信号により前記電磁ポンプを停止させる運転制御手段とを備えたことを特徴とする請求項１記載の液体金属冷却型原子炉を提供する。
【００２５】
請求項１２の発明では、１次冷却材は重金属による液体金属よりなるものとしたことを特徴とする請求項１から１１までのいずれかに記載の液体金属冷却型原子炉を提供する。
【００２６】
請求項１３の発明では、請求項１から１２までのいずれかに記載の液体金属冷却型原子炉を使用した原子力プラントであって、蒸気発生器の伝熱管を複数の伝熱管群に分離するとともに、その各伝熱管群を給水分岐管及び蒸気分岐管とそれぞれ対応接続させ、かつ前記給水分岐管および前記蒸気分岐管は、独立に原子炉格納施設を貫通してその原子炉格納施設の外で給水配管及び主蒸気配管と合流接続させ、前記蒸気分岐管を分岐する主蒸気バイパス管には気水分離器を配設し、前記気水分離器には蒸気補助設備配管を介して空冷復水器を配設し、前記気水分離器の底部は補助給水ポンプを有する補助給水配管を介して前記給水分岐管に接続してなることを特徴とする液体金属冷却型原子力プラントを提供する。
【００２７】
【発明の実施の形態】
以下、本発明の実施形態について、図１〜図１７を参照して説明する。
【００２８】
第１実施形態（図１〜図８）
本実施形態の液体金属冷却型原子炉は概略的に、原子炉容器の内部に反射体と中性子遮蔽体とを収容し、これらが発生する熱が原子炉の出力として利用されるように冷却材流路を構成し、かつ電磁ポンプと蒸気発生器とを環状に形成するとともに、電磁ポンプを蒸気発生器の下流に内包して配置できる構成とし、外部に発散される熱量を小さくして熱効率を改善し、液体金属を収容する原子炉容器にその冷却設備を収納し、原子炉容器全体を小型にするとともに漏洩の可能性を極力排除するものである。
【００２９】
図１は液体金属冷却型原子炉の全体構成を示している。この液体金属冷却型原子炉１は核燃料の集合体からなる炉心２を有し、炉心２は全体としてほぼ円柱状に形成されている。炉心２はこれを保護する炉心バレル３によって外周を取り囲まれている。炉心バレル３の外側には全体として炉心バレル３を取り囲む円環状の反射体４が配設されている。反射体４の外側には反射体４の外周を取り囲み、１次冷却材である液体金属の冷却材流路５の内壁を構成する内側隔壁６が設けられている。内側隔壁６の外側には間隔をあけて冷却材流路５の外壁を構成する外側隔壁７が配設されている。冷却材流路５中には中性子遮蔽体８が炉心２を取り囲むように配設されている。外側隔壁７を内包してその外側には原子炉容器９が配され、さらに外側には原子炉容器９を保護するガードベッセル１０が設けられている。
【００３０】
反射体４は上部プラグ１１を貫通する図示しない複数の駆動軸によって吊り下げられ、図示しない反射体駆動装置によって上下に移動可能に支持されている。内側隔壁６は炉心２を載置するベースプレート１２から上方に延設され、外側隔壁７との間に円環状の冷却材流路５を形成し、この冷却材流路５の下方には中性子遮蔽体８が配置されている。中性子遮蔽体８の上方の冷却材流路５中には円環状の電磁ポンプ１３が配設され、電磁ポンプ１３のさらに上方側部には円環状の蒸気発生器１４が配設されている。
【００３１】
蒸気発生器１４の胴側と管側とはそれぞれ１次冷却材である液体金属と２次冷却材である水が流過し、伝熱管１６の壁を介して熱交換するようになっている。蒸気発生器１４と電磁ポンプ１３とは、蒸気発生器１４の内周部と電磁ポンプ１３の外周部との隙間にて冷却材流路５の一部を形成し、蒸気発生器１４の下端部から排出される１次冷却材が当該流路を介して電磁ポンプ１３上端部から吸込まれるようになっている。
【００３２】
図２は図１のＡ−Ａ断面図（横断面図）である。この図２に示すように、炉心２は横断面において全体として円形に形成され、その外側には炉心バレル３が設けられている。炉心バレル３の外側には複数の割筒状の要素からなる反射体４がそれらの反射体分割端面２０を接合した状態で、全体として円環状に配置されており、この反射体４の外側には内側隔壁６が設けられている。なお、反射体分割端面２０は反射体４の縦方向全長に及んでいる。反射体４は例えば６つに分割され、互いに干渉せずに上下移動可能なように図示しない駆動軸によって吊り下げられている。図２においては、多数の円柱２１を互いに隙間をあけ全体として円環状に並べた中性子遮蔽体８が、内側隔壁６の周囲に配列した構成が示されている。本実施形態では、図示しない６本の駆動軸が原子炉容器９の中心から等しい距離に配設されている。
【００３３】
炉の上部における該駆動軸の外側には、図１に示すように、内側隔壁６を介して電磁ポンプ１３が配されている。この電磁ポンプ１３のさらに外側には、電磁ポンプ外胴２２および１次冷却材流路５を介して蒸気発生器１４が配設されている。蒸気発生器の内胴２３と蒸気発生器の外胴２４との間には、伝熱管１６が配設されている。
【００３４】
次に本実施形態の全体的な作用について説明する。この液体金属冷却型原子炉１においては、炉心２にプルトニウム等を含む核燃料を使用し、炉心２のプルトニウム等を分裂させて熱を出すとともに、余剰の高速中性子を劣化ウランに吸収させ、燃やす量と相応するプルトニウムを生成する。反射体４は炉心２から照射される中性子を反射し、炉心２の核燃料の燃焼・増殖を促進する。核燃料の燃焼に伴って、反射体４は核燃料の臨界を維持しながら徐々に移動する。これにより、炉心２の新しい燃料部分が徐々に燃焼し、長期間の原子炉運転を持続する。
【００３５】
運転に際し、原子炉容器９内に１次冷却材の液体金属が満たされ、この１次冷却材によって炉心２を冷却しつつ、核分裂による熱を外部に取り出す。図１の実線矢印ａは１次冷却材の流れ方向を示しており、これら実線の矢印に示すように、１次冷却材は電磁ポンプ１３によって下方に駆動され、中性子遮蔽体８の内部を流下して原子炉容器９の底部に至る。これにより、１次冷却材は中性子遮蔽体８の内部を流過し、中性子遮蔽体８を効率よく冷却することができる。次に１次冷却材は炉心２内を流過しながら上昇し、炉心２で加熱された後、原子炉容器９上部で蒸気発生器１４の胴側に流入する。
【００３６】
さらに、１次冷却材は蒸気発生器１４で２次冷却材である水と熱交換を行った後に蒸気発生器１４の下端部から排出される。この１次冷却材は、蒸気発生器１４下部の冷却材流路５を経た後、蒸気発生器１４の内周部と電磁ポンプ１３の外周部との隙間として形成される冷却材流路５の延長上を上昇し、電磁ポンプ１３の上部に形成される１次冷却材の流路を介して電磁ポンプ１３の上端部から吸込まれ、再び電磁ポンプ１３によって下方に駆動される。
【００３７】
２次冷却材である水は、外部から入口ノズル１８を経て蒸気発生器１４のチューブ側に流入し、蒸気発生器１４で１次冷却材によって加熱された後に、出口ノズル１９から外部に蒸気として流出してその熱動力を電力等に変換する。
【００３８】
本実施形態における原子炉停止後の崩壊熱は蒸気発生器を介してタービンバイパス系経由で復水器、並びに原子炉の自然放熱等により除熱される。
【００３９】
以上のように、本実施形態における液体金属冷却型原子炉によれば、原子炉容器９の内部に全ての液体金属による冷却機器を内包する構成であることから、外部に発散される熱量を小さくして、熱効率を改善することができるとともに、原子炉容器９全体を小型にすることが可能となり、これにより液体金属漏洩の可能性を極力排除することができる。
【００４０】
次に、本実施の形態による液体金属冷却型原子炉の詳細について説明する。図１に示すように、蒸気発生器１４と電磁ポンプ１３とは、原子炉の上部構造体１５と一体連続的に構成されている。原子炉の上部構造体１５は、蒸気発生器１４と電磁ポンプ１３とを一体に吊り下げるものであり、蒸気発生器１４の外胴２４はその外側シュラウドを形成している。内側隔壁６の炉心上端部と電磁ポンプ１３下端部との間には、熱による液体金属冷却型原子炉１の伸縮を吸収し、冷却材流路５を画するピストンリング等からなるシール構造１７が設けられている。
【００４１】
また、原子炉の上部構造体１５は、蒸気発生器１４と電磁ポンプ１３とを一体に吊り下げる構造になっている。運転に伴う原子炉の上部構造体１５の熱膨張による伸縮は、電磁ポンプ１３下端に配設されたピストンリング等からなるシール構造１７で吸収され、冷却材流路５を画することができる。原子炉容器９の底部には、ベースプレート１２を介して炉心２を支持する構造部分が設けられ、熱による原子炉容器９おおよび炉心２の伸縮もピストンリング等からなるシール構造１７によって吸収される。この結果、原子炉容器９に戴荷される荷重が分散される。また、炉心２の上方部分は空洞の空間であり、このことにより、電磁ポンプ１３と蒸気発生器１４とを取り外すことなく炉心２の交換作業ができる。
【００４２】
したがって、本実施形態においては、原子炉容器９全体を小型化できるうえ、電磁ポンプ１３と蒸気発生器１４とを取り外す必要なく、燃料交換作業を行うことができる。また原子炉の上部構造体が蒸気発生器１４および電磁ポンプ１３と一体で取り外し可能であり、原子炉容器９の輸送性や据付性が優れたものとすることができる。
【００４３】
次に、図３〜図５も参照して、さらに詳細に説明する。図３、図４および図５は、それぞれ図１におけるＢ、ＣおよびＤ部分の拡大図であり、本実施形態における１次冷却材の運転に際しての液面の様子を示している。なお、図３、図４および図５における実線矢印ａは本実施形態における１次冷却材の運転に際しての流れ方向を示している。
【００４４】
まず、図５に示すように、原子炉容器９の下部にあって炉心２を載置するベースプレート１２を支持する構造部分に、複数のバイパス流路２６が設けられている。これらのバイパス流路２６は、外側隔壁７と原子炉容器９との環状の隙間に通じ、外側隔壁７の上端は原子炉容器９の上部空間に開放されている。
【００４５】
そして、１次冷却材は矢印ａで示すように、電磁ポンプ１３によって下方に駆動され、中性子遮蔽体８の内部を流過して原子炉容器９の底部に至る。次に大半の１次冷却材は炉心２内を流過しながら上昇し、炉心２で加熱された後、原子炉容器９の上部で蒸気発生器１４のシェル側に流入する。
【００４６】
一方、一部の１次冷却材は、図５に示すように、炉心２載置用ベースプレート１２を支持する構造部分に設けられた複数のバイパス流路２６を介し、原子炉容器９と外側隔壁７との間に設けられた円環状の隙間に流入する。円環状の隙間を上昇した１次冷却材は、図３に示す外側隔壁７の上端部で溢流および反転し、外側隔壁７と蒸気発生器外胴２４との間に設けられた円環状の隙間に流入する。この１次冷却材は炉心２に流入する前の低温状態にあり、原子炉容器９全体を冷却しながら上昇するため、その流量を確保することにより、壁面温度を低く維持することができる。
【００４７】
したがって、本実施形態によれば、運転に際して原子炉容器９の全体を低温に維持することができるため、原子炉容器９の構造健全性を確保することができ、長期間の運転を可能にするとともに、液体金属漏洩の可能性を極力排除することができる。
【００４８】
次に、図６〜図８を参照して、崩壊熱除去時の作用を説明する。図６、図７および図８は、それぞれ図３、図４および図５に対応している。なお、図３、図４および図５における実線矢印ａは本実施形態における崩壊熱除去時の１次冷却材の流れ方向を示し、また破線矢印ｂは空気の流れ方向を示している。
【００４９】
図６に示すように，蒸気発生器内胴２３と蒸気発生器外胴２４との間に、熱交換部分と伝熱管の下降部分とを仕切る蒸気発生器中間胴２５が配置されている。蒸気発生器中間胴２５の上端は、通常運転時における原子炉容器９の液面より高い位置に突出し、蒸気発生器外胴２４は通常運転時における原子炉容器９の液面より高い位置に開口部（蒸気発生器外胴開口部）２７を有している。また、ガードベッセル１０の外周を囲んで、空気ダクト２８が配設されている。
【００５０】
図３に示した原子炉運転時においては、炉心２で加熱された１次冷却材は原子炉容器９の上部を介して蒸気発生器１４のシェル側に流入する。この場合、蒸気発生器１４のシェル側における液面は、蒸気発生器内胴２３における開口窓２３ａ部分の圧力損失が無視できるとすると、原子炉容器９内の液面と同じである。蒸気発生器中間胴２５の上端は通常運転時における原子炉容器９の液面より高い位置に突出しており、蒸気発生器中間胴２５と蒸気発生器外胴２４との間に形成される伝熱管１６の下降部分への１次冷却材の流入を避け、熱効率の低下を回避する。
【００５１】
これに対し、図６に示すように、原子炉の崩壊熱除去運転時には、１次冷却材である液体金属の温度上昇による体積膨張により、１次冷却材は蒸気発生器中間胴２５の上端を溢流し、蒸気発生器外胴２４に配されている開口部２７を介して原子炉容器９と外側隔壁７との間に設けられた円環状の隙間に流入する。この１次冷却材は、原子炉容器９と外側隔壁７との間に設けられた円環状の隙間を流下しながら、ガードベッセル１０とその外周の空気ダクト２８との円環状の隙間を上昇する空気との間で、原子炉容器９の壁面及びガードベッセル１０の壁面を介して熱交換された後、図８に示すように、炉心載置用ベースプレート１２を支持する構造部分に設けられた複数のバイパス流路２６を介して原子炉容器９の底部に流入する。原子炉容器９の底部に流入した低温の１次冷却材は、炉心２部分での発熱に基づく自然循環力によって吸引されて炉心２に流入する。
【００５２】
したがって、本実施形態においては、通常の運転に際して熱効率を高く維持するだけでなく、原子炉停止後にも炉心の発熱や原子炉容器９の壁面からの放熱による自然循環力を効率よく利用して崩壊熱除去運転を実施することができる。よって、原子炉自体において崩壊熱除去作用が確実に行われるので、原子炉容器９の構造健全性を確保することができ、長期間の運転を可能にするとともに、液体金属漏洩の可能性を排除することができる。
【００５３】
第２実施形態（図９〜図１４）
図９〜図１４は、本発明の第２実施形態を示している。図９、図１０および図１１は、前述した図３、図４および図５に対応するもので、原子炉運転時における液面の様子および１次冷却材の流れを示している。図１２、図１３および図１４も同様の対応図であり、崩壊熱除去時の作用を示している。なお、図９〜図１４における実線矢印ａは本１次冷却材の流れ方向を示し、また破線矢印ｂは空気の流れ方向を示している。
【００５４】
本実施形態の液体金属冷却型原子炉は、基本的構成において第１実施形態と同様であるから、図１および図２を参照し、重複する説明を省略する。
【００５５】
本実施形態にあっては、図１１および図１４に示すように、原子炉容器９下部の炉心載置用ベースプレート１２を支持する構造部分に、第１実施形態におけるバイパス流路が設けられていない。一方、図１０および図１３に示すように、蒸気発生器１４の出口底部近傍の外側隔壁７に、複数の外側隔壁開口部２９が設けられている。
【００５６】
このような構成のもとで、通常の運転時においては図９〜図１１に矢印ａで示すように、１次冷却材は電磁ポンプ１３によって下方に駆動され、中性子遮蔽体８の内部を流過して原子炉容器９の底部に至る。次に１次冷却材は炉心２内を流過しながら上昇し、炉心２で加熱された後、原子炉容器９上部で蒸気発生器１４のシェル側に流入する。蒸気発生器内胴２３における開口窓２３ａ部分の圧力損失が無視できるとすると、蒸気発生器９内の液面は原子炉容器９内の液面と同じである。一方、蒸気発生器中間胴２５と蒸気発生器外胴２４との隙間、および蒸気発生器外胴２４と外側隔壁７との隙間、並びに外側隔壁７と原子炉容器９の隙間における各液面は、通常運転時における蒸気発生器１４のシェル側圧力損失分だけ原子炉容器９内の液面から低下し、それぞれ同じ液位となっている。
【００５７】
蒸気発生器中間胴２５と蒸気発生器外胴２４との隙間、及び蒸気発生器外胴２４と外側隔壁７との隙間、並びに外側隔壁７と原子炉容器９の隙間の１次冷却材は、通常運転状態において内部からの入熱と原子炉容器９、ガードベッセル１０を介しての空気側への放熱との熱収支により平衡温度状態になっている。この結果、原子炉容器９の壁面を運転状態の変更に伴う急峻な熱過渡から保護することができる。
【００５８】
また、原子炉の崩壊熱除去運転時には、図１２〜図１４に矢印ａで示すように、液体金属の温度上昇による体積膨張により１次冷却材は、蒸気発生器中間胴２５の上端を溢流し、蒸気発生器外胴２４に配されている開口部２７を介して原子炉容器９と外側隔壁７との間に設けられた円環状の隙間に流入する。炉心２の崩壊熱で高温になった１次冷却材は、原子炉容器９と外側隔壁７との間に設けられた円環状の隙間を流下しながら、矢印ｂで示すように、ガードベッセル１０とその外周を囲む空気ダクト２８との円環状の隙間を上昇する空気との間で、原子炉容器９の壁面及びガードベッセル１０の壁面を介して熱交換した後、蒸気発生器１４の出口底部近傍の外側隔壁７に設けられた複数の外側隔壁開口部２９を介して蒸気発生器１４の底部の冷却材流路５に流入する。即ち、蒸気発生器１４の外周部に位置する原子炉容器９の壁面において主に崩壊熱の除去に寄与する。
【００５９】
蒸気発生器１４下部の冷却材流路５を経た後、蒸気発生器１４の内周部と電磁ポンプ１３の外周部との隙間として形成される冷却材流路５の延長上を上昇した１次冷却材は、電磁ポンプ１３の上部に形成される１次冷却材の流路を介して電磁ポンプ１３上端部から吸込まれ、電磁ポンプ１３を流過して下方に導かれる。中性子遮蔽体８の内部を流過して原子炉容器９の底部に流入した低温の１次冷却材は、炉心２部分での発熱に基づく自然循環力によって吸引され炉心２に流入する。
【００６０】
このように、本実施形態においては、原子炉容器９の壁面を運転状態の変更に伴う急峻な熱過渡から保護することができ、構造健全性を確保し、長期間の運転を可能にするとともに、液体金属漏洩の可能性を極力排除することができる。
【００６１】
なお、本実施形態においては、さらに種々の変更が可能である。例えば図９〜図１１に示す外側隔壁７について、蒸気発生器１４の出口底部近傍より上部の外側隔壁７を削除した構成としてもよく、また外側隔壁の開口部２９もない構成とすることが可能である。
【００６２】
このような構成のもとでは、１次冷却材は電磁ポンプ１３によって下方に駆動され、中性子遮蔽体８の内部を流過して原子炉容器９の底部に至る。次に１次冷却材は炉心２内を流過しながら上昇し、炉心２で加熱された後、原子炉容器９上部で蒸気発生器１４のシェル側に流入する。蒸気発生器中間胴２５と蒸気発生器外胴２４との隙間、及び蒸気発生器外胴２４と原子炉容器９の隙間の１次冷却材は、通常運転状態において内部からの入熱と原子炉容器９、ガードベッセル１０を介しての空気側への放熱との熱収支により平衡温度状態になっている。蒸気発生器中間胴２５と蒸気発生器外胴２４との隙間に存在する１次冷却材の温度は、伝熱管１６の下降管部分の温度、即ち給水温度の影響を受ける程度である。このため、原子炉容器９の壁面の温度は比較的低温に維持することができ、運転状態の変更に伴う急峻な熱過渡からも保護することができる。
【００６３】
一方、原子炉の崩壊熱除去運転時には、液体金属の温度上昇による体積膨張により１次冷却材は、上記蒸気発生器中間胴２５の上端を溢流し、蒸気発生器外胴２４に配されている開口部２７を介して原子炉容器９と蒸気発生器外胴２４との間に設けられた円環状の隙間に流入する。炉心２の崩壊熱で高温になった１次冷却材は原子炉容器９と蒸気発生器外胴２４との間に設けられた円環状の隙間を流下しながら、ガードベッセル１０と外周を囲んでなる空気ダクト２８との円環状の隙間を上昇する空気との間で原子炉容器９の壁面及びガードベッセル１０の壁面を介して熱交換した後、蒸気発生器１４の底部の冷却材流路５に流入する。即ち、蒸気発生器１４の外周部に位置する原子炉容器９の壁面において主に崩壊熱の除去に寄与する。
【００６４】
蒸気発生器１４下部の冷却材流路５を経て後、蒸気発生器１４の内周部と電磁ポンプ１３の外周部との隙間として形成される冷却材流路５の延長上を上昇した１次冷却材は、電磁ポンプ１３の上部に形成される１次冷却材の流路を介して電磁ポンプ１３上端部から吸込まれ、電磁ポンプ１３を流過して下方に導かれる。中性子遮蔽体８の内部を流過して原子炉容器９の底部に流入した低温の１次冷却材は、炉心２部分での発熱に基づく自然循環力によって吸引され炉心２に流入する。このように、本実施形態の変形例においても、原子炉容器９の壁面を運転状態の変更に伴う急峻な熱過渡から合理的に保護することができ、構造健全性を確保し、長期間の運転を可能にするとともに、液体金属漏洩の可能性を極力排除することができる。
【００６５】
第３実施形態（図１５および図１６）
図１５および図１６は、本発明の第３実施形態を示している。これらの図１５および図１６は、前述した図３および図４に対応するもので、原子炉運転時における液面の様子および１次冷却材の流れを示している。図中、矢印ａは１次冷却材の流れ方向を示している。本実施形態の液体金属冷却型原子炉も、基本的構成において第１実施形態と同様であるから、図１および図２を参照し、重複する説明を省略する。
【００６６】
本実施形態における液体金属冷却型原子炉では、第１の実施形態のものに対し、蒸気発生器１４が原子炉容器９の液面より上部において、原子炉容器９のカバーガス空間に通じる蒸気発生器内胴のカバーガス空間開口部４４を設けた点が異なる。また、本実施形態では、蒸気発生器１４の伝熱管１６が二重管構造をなしている。そして、図示しない連続的漏洩監視装置によって、内外いずれの管における漏洩をも検出されるようになっている。万一、二重管の同時破損による大規模な水漏洩が液体金属中で発生することを想定した場合、水蒸気または液体金属と水の接触による反応生成物の気泡等が発生個所から周辺へと移行する。この場合、熱交換部分では発生個所から上方へ移行した気体は、蒸気発生器１４のカバーガス空間へ、また下方へ移行した気体は蒸気発生器中間胴２５と蒸気発生器外胴２４との隙間、及び蒸気発生器外胴２４と原子炉容器９の隙間の液面を介して上方のカバーガス空間へ移行する。
【００６７】
ここに蒸気発生器内胴２３のカバーガス空間開口部４４の働きにより、原子炉容器９内と蒸気発生器１４のカバーガス空間とが連通するため、液体金属中で発生した大規模な水漏洩による水蒸気または反応生成物の気泡は、全て原子炉容器９のカバーガス空間に導かれることになる。
【００６８】
したがって、本実施形態においては、万一蒸気発生器１４の伝熱管１６で大規模な水漏洩が発生したとしても、炉心部に気泡が混入することなく、原子炉の健全性が維持される。
【００６９】
なお、本実施形態では一部を変更することが可能である。例えば図１６に示すように、蒸気発生器１４の、１次冷却材出口部において、蒸気発生器内胴２３の下端が蒸気発生器外胴２４及び蒸気発生器中間胴２５の下端より低い位置に形成してもよい。
【００７０】
このような構成によると、万一の大規模な水漏洩を想定した場合、それにより発生する水蒸気または反応生成物のうち、下方へ移行した気体は、蒸気発生器１４の１次冷却材出口部における蒸気発生器内胴２３の下端が蒸気発生器外胴２４及び蒸気発生器中間胴２５の下端より低い位置に形成されていることから、蒸気発生器中間胴２５と蒸気発生器外胴２４との隙間、および蒸気発生器外胴２４と原子炉容器９との隙間の液面を介して、上方のカバーガス空間へ選択的に移行することになる。
【００７１】
また、蒸気発生器内胴２３のカバーガス空間開口部４４の働きにより、原子炉容器９と蒸気発生器１４のカバーガス空間が連通するため、液体金属中で発生した大規模な水漏洩による水蒸気または反応生成物の気泡は全て原子炉容器９のカバーガス空間に導かれる。
【００７２】
したがって、このような構成によっても、万一蒸気発生器１４の伝熱管１６で大規模な水漏洩が発生したとしても、炉心部に気泡が混入することはなく、原子炉の健全性が維持される。
【００７３】
また、本実施形態においては、別の構成とすることも可能である。即ち、電磁ポンプ１３にあって蒸気発生器１４のシェル側の圧力上昇によって発生する特異な流量変化を、電磁ポンプ１３の電流変化で検知する図示しない検知手段と、この検知手段によって検知された信号により電磁ポンプ１３を停止させる運転制御手段とを備えた構成とする。また、蒸気発生器内胴２３の下端が蒸気発生器外胴２４および蒸気発生器中間胴２５の下端よりも低い位置に形成されたものとする。
【００７４】
このような構成とすれば、下記の作用が行われる。つまり、仮に大規模な水漏洩によって水蒸気または反応生成物の気体が蒸気発生器１４の中に発生した場合、圧力上昇が蒸気発生器１４内部では１次冷却材の流量変化がもたらされる。これにより蒸気発生器１４の出口部、冷却材流路５を介して電磁ポンプ１３での１次冷却材流量変化が検知され、電磁ポンプ１３は停止後運転に移行する。ここに蒸気発生器１４の下方へ移行した気体は、蒸気発生器内胴２３の下端が蒸気発生器外胴２４および蒸気発生器中間胴２５の下端よりも低い位置に形成されていることにより、蒸気発生器中間胴２５と蒸気発生器外胴２４との隙間、および蒸気発生器外胴２４と原子炉容器９との隙間の液面を介して上方のカバーガス空間へ選択的に移行することになる。
【００７５】
また、蒸気発生器内胴２３のカバーガス空間開口部４４の働きにより、原子炉容器９内と蒸気発生器１４のカバーガス空間とが連通するため、液体金属中で発生した大規模な水漏洩による水蒸気または反応生成物の気泡は、全て原子炉容器９のカバーガス空間に導かれる。これにより、万一蒸気発生器１４の伝熱管１６で大規模な水漏洩が発生しても、炉心部に気泡が混入することはなく、原子炉の健全性が維持される。
【００７６】
さらに、本発明は別の構成として実施することが可能である。例えば蒸気発生器１４の伝熱管１６が二重管構造をなし、内外管の空隙部分にはヘリウム等の不活性ガスが封入されており、内外いずれの管における漏洩をも検出するヘリウム圧力計、湿分濃度監視計等の連続的漏洩監視装置が設置されたものとする。
【００７７】
このような構成によると、伝熱管１６の各々が二重管構造をなし、ヘリウム等の不活性ガスにより、内外いずれの管における漏洩をも検出する連続的漏洩監視装置が機能し、管内の水とシェル側の液体金属との接触の機会をほとんど皆無にすることができる。したがって、このような構成によると、液体金属と水との接触をほとんど回避することができ、長期間の安定運転が可能となる。
【００７８】
第４実施形態（図１７）
図１７は、本発明に係る液体金属冷却型原子力プラントの実施形態を示している。なお、液体金属冷却型原子炉１の構成については、基本的に前記実施形態と同様であるから、異なる点についてのみ説明する。
【００７９】
本実施形態の液体金属冷却型原子炉１は、例えば第１実施形態に対し、図３に示した蒸気発生器１４の伝熱管１６が二重管構造をなし、各々の伝熱管１６が熱交換部分においてヘリカル形状を呈している。また、内外管の空隙部分にはヘリウム等の不活性ガスが封入されており、内外いずれの管における漏洩をも検出するヘリウム圧力計、湿分濃度監視計等の連続的漏洩監視装置が設置されている。さらに、図１７に示すように、蒸気発生器１４の伝熱管１６が複数の伝熱管群に分離され、各伝熱管群は給水及び蒸気の分岐管とそれぞれ対応接続されている。給水分岐管３０および蒸気分岐管３１は、それぞれ独立に原子炉格納施設３２を貫通し、原子炉格納施設３２の外で給水配管３３および主蒸気配管３４と接続されている。
【００８０】
また、本実施形態の液体金属冷却型原子炉においては、蒸気分岐管３１を分岐する主蒸気バイパス管３７を経由して、気水分離器３５が配設されており、気水分離器３５には蒸気補助設備配管３８を介して空冷復水器３６が配設されている。さらに、気水分離器３５の給水側への戻りには、補助給水配管３９と補助給水ポンプ４０が配設されている。
【００８１】
このような本実施形態の構成においては、通常運転状態に際し、給水配管３３から分岐し、分離された給水分岐管３０に流入した水は、原子炉格納施設３２内で蒸気発生器１４の伝熱管１６内部に流入し、熱交換部で加熱され蒸気を生成する。伝熱管内の蒸気は、同一の伝熱管群の蒸気とともに蒸気分岐管３１に流入し、原子炉格納施設３２を貫通した後、他群の蒸気分岐管３１からの蒸気とともに主蒸気配管３４に合流し、タービン４１に至る。
【００８２】
本実施形態の原子炉停止後の崩壊熱除去運転状態に際しては、原子炉の崩壊熱によって加熱された蒸気は蒸気分岐管３１に流入し、原子炉格納施設３２を貫通した後、他群の蒸気分岐管３１からの蒸気とともに主蒸気配管３４に合流し、その後、弁操作によってタービンバイパス配管４３を介して復水器４２に至る。さらに、蒸気量が減少するに及んで主蒸気配管３４、タービンバイパス配管４３ともに隔離され、気水分離器３５と蒸気補助設備配管３８を介して空冷復水器３６による除熱が行なわれる。この場合、空冷復水器３６によって復帰した水は、気水分離器３５を流過し、補助給水ポンプ４０によって駆動され、補助給水配管３９を介して給水分岐管３０に流入し、蒸気発生器１４の給水側戻る。このように本実施形態における原子炉停止後の崩壊熱除去運転は極めて信頼性の高いものになっている。
【００８３】
したがって、本実施形態における原子力プラントでは、蒸気発生器１４の伝熱管１６は二重管構造をなし、連続的漏洩監視装置によって内外いずれの管における漏洩をも検出するうえ、蒸気発生器１４の伝熱管１６を複数の伝熱管群に分離し、それぞれ独立に対応接続してなる補助冷却用の空冷復水器を配されているため、液体金属と水との接触をほとんど回避することができ、長期間の安定運転を可能である。しかも、仮に１つの伝熱管群等に異常があっても、他の健全な伝熱管群と補助冷却用の空冷復水器によって原子炉停止後の崩壊熱除去運転が可能である。
【００８４】
上記の結果、さらに万一、補助冷却用の空冷復水器によって原子炉停止後の崩壊熱除去運転が不可能に陥っても、前述の原子炉容器の壁面を介しての放散熱と１次冷却材の自然循環力を使用する運転によっても崩壊熱を除去することができるので、構造健全性を確保し、長期間の運転を可能にするとともに、液体金属漏洩の可能性を極力排除することができる。
【００８５】
また、本実施形態においては、蒸気発生器１４の伝熱管１６が二重管構造をなし、各々の伝熱管１６が熱交換部分においてヘリカル形状を呈しているので、最内層の伝熱管列の寸法が任意に設定でき、蒸気発生器１４の内側に電磁ポンプ１３を収容する構造が容易になる。また、各伝熱管１６が二重管構造をなし、管内の水とシェル側の液体金属との接触の機会を削減することができる。
【００８６】
したがって、本実施形態における液体金属冷却型原子炉および同原子炉を用いた原子力プラントによれば、原子炉形状を、特に縦方向に小型化し、かつ液体金属と水との接触を防護することが可能となり、長期間の安定運転が可能となる。
【００８７】
なお、本実施形態においては、他の構成を導入することもできる。即ち、蒸気発生器１４の伝熱管１６は一重管構造をなすものとし、各伝熱管１６が熱交換部分においてヘリカル形状を呈するものとする。また、１次冷却材は鉛または鉛ビスマス等の重金属による液体金属よりなるものとする。さらに、蒸気発生器１４の伝熱管１６を複数の伝熱管群に分離し、各伝熱管群は給水及び蒸気の分岐管とそれぞれ対応接続する。そして、給水分岐管３０および蒸気分岐管３１は、それぞれ独立に原子炉格納施設３２を貫通し、原子炉格納施設３２の外で給水配管３３及び主蒸気配管３４と接続する。
【００８８】
このような構成によると、蒸気発生器１４の伝熱管１６は一重管構造をなすが、伝熱管破損による大規模な水漏洩が液体金属中で発生し、鉛又は鉛ビスマス等の重金属と水の接触しても、反応生成物の生成はなく、水蒸気の気泡が発生個所から周辺へと移行する。この場合、重金属の比重が水に比べて１０倍程度あることから、ほとんどの気体が発生個所から上方へ移行し、蒸気発生器１４のカバーガス空間へ移行する。仮に、下方へ移行したとしても、気体は蒸気発生器中間胴２５と蒸気発生器外胴２４との隙間、及び蒸気発生器外胴２４と原子炉容器９の隙間の液面を介して上方のカバーガス空間へ移行する。ここに、蒸気発生器内胴のカバーガス空間開口部４４の働きにより、原子炉容器９と蒸気発生器１４のカバーガス空間が連通するため、液体金属中で発生した大規模な水漏洩による水蒸気または反応生成物の気泡は全て原子炉容器９のカバーガス空間に導かれる。したがって、万一蒸気発生器の伝熱管で大規模な水漏洩が発生しても炉心部に気泡が混入することなく、原子炉の健全性が維持される。
【００８９】
【発明の効果】
以上で詳述したように、本発明に係る液体金属冷却型原子炉および液体金属冷却型原子力プラントによれば、原子炉容器の内部に全ての液体金属による冷却機器を内包する構成とし、外部に発散される熱量を小さくして、熱効率を高くするとともに、原子炉容器全体を小型にすることにより、液体金属漏洩の可能性をほぼ回避することができる。
【００９０】
また、原子炉容器全体を適切な温度に維持し、かつ急峻な熱過渡から保護することができるため、構造健全性を確保して長期間の運転を可能にすることができる。さらに、原子炉停止後においても、炉心の発熱や原子炉容器からの放熱による自然循環力を効率よく利用して、崩壊熱除去運転を実施することができる。
【００９１】
さらにまた、原子炉の形状を特に縦方向に小型化し、かつ液体金属と水との接触を液体金属と水との接触をほとんど回避することができ、長期間の安定運転を可能とすることができる。そして万一、蒸気発生器の伝熱管で大規模な水漏洩が発生することを想定しても、炉心部に気泡が混入することなく、原子炉の健全性が維持できる等、優れた効果が奏される。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明の第１実施形態による液体金属冷却型原子炉を示す縦断面図。
【図２】図１のＡ−Ａ線断面図。
【図３】図１におけるＢ部分の拡大図。
【図４】図１におけるＣ部分の拡大図。
【図５】図１におけるＤ部分の拡大図。
【図６】図１のＢ部分拡大図で崩壊熱除去時の作用説明図。
【図７】図１のＣ部分拡大図で崩壊熱除去時の作用説明図。
【図８】図１のＤ部分拡大図で崩壊熱除去時の作用説明図。
【図９】本発明の第２実施形態を示すもので、図３に対応する図。
【図１０】本発明の第２実施形態を示すもので、図４に対応する図。
【図１１】本発明の第２実施形態を示すもので、図５に対応する図。
【図１２】本発明の第２実施形態を示すもので、図６に対応する図。
【図１３】本発明の第２実施形態を示すもので、図７に対応する図。
【図１４】本発明の第２実施形態を示すもので、図８に対応する図。
【図１５】本発明の第３実施形態を示すもので、図３に対応する図。
【図１６】本発明の第３実施形態を示すもので、図４に対応する図。
【図１７】本発明の第４実施形態を示す系統構成図。
【図１８】従来の液体金属冷却型原子炉を示す縦断面図。
【符号の説明】
１  液体金属冷却型原子炉
２  炉心
３  炉心バレル
４  反射体
５  冷却材流路
６  内側隔壁
７  外側隔壁
８  中性子遮蔽体
９  原子炉容器
１０  ガードベッセル
１１  上部プラグ
１２  ベースプレート
１３  電磁ポンプ
１４  蒸気発生器
１５  上部構造体
１６  伝熱管
１７  シール構造
１８  入口ノズル
１９  出口ノズル
２０  反射体分割端面
２１  中性子遮蔽円柱
２２  電磁ポンプ外胴
２３  蒸気発生器内胴
２４  蒸気発生器外胴
２５  蒸気発生器中間胴
２６  バイパス流路
２７  開口部
２８  空気ダクト
２９  外側隔壁開口部
３０  給水分岐管
３１  蒸気分岐管
３２  原子炉格納施設
３３  給水配管
３４  主蒸気配管
３５  気水分離器
３６  空冷復水器
３７  主蒸気バイパス管
３８  蒸気補助設備配管
３９  補助給水配管
４０  補助給水ポンプ
４１  タービン
４２  復水器
４３  タービンバイパス配管
４４  カバーガス空間開口部
【図１】
0004101422.tif 000002
【図２】
0004101422.tif 000003
【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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【図１２】
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【図１３】
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【図１４】
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【図１５】
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【図１６】
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【図１７】
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【図１８】
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