【発明の詳細な説明】

【０００１】

【産業上の利用分野】本発明は１９８５年４月２日に付与された米国特許第４，５０８，６７７号に開示されている型のような、熱を生成する核分裂性燃料コアを液体金属プールの中に充分に浸した液体金属冷却原子炉のための受動冷却系統の改良に関するものである。

【０００２】

【従来の技術】液体ナトリウムまたはナトリウム−カリウム金属冷却の発電用原子炉の運転中の緊急事態に対処するため、または保守サービスを行うため、燃料の核分裂反応を停止することが必要とされることがある。 原子炉の停止は核分裂性燃料のコア内に中性子吸収制御装置を挿入して、核分裂を生じるために必要な中性子を燃料から奪うことにより行われる。 しかし、停止している原子炉内での燃料の崩壊によって大量の熱が発生し続けるので、これを原子炉ユニットから消散しなければならない。

【０００３】液体金属冷却材および隣接した構造の熱容量は残留熱の消散を助ける。 しかし、原子炉の構造物質は長時間の高温に安全に耐えることができないことがある。 たとえば、代表的な収容サイロの壁のコンクリートは高温を受けると、広がってひび割れすることがある。
したがって、運転停止中に原子炉構造から熱を安全に除去するため、一般に補助冷却系が使用される。

【０００４】従来の原子炉では、原子炉から熱を消散するために様々な複雑なエネルギー駆動の冷却系が用いられてきた。 停止を生じる多くの状況では、冷却系のエネルギー源が冷却系自体を故障させる。 たとえば、コア冷却を行うためのポンプおよび換気系が故障することがある。 更に、運転作業者の介在が必要な場合、運転者が適当な対策を講じることができないという予見可能なシナリオがある。 最も信頼でき、望ましい冷却系は停止後に発生する残留熱を継続的に除去し得る完全に受動的な系である。

【０００５】冷却材としてナトリウムまたはナトリウム−カリウムを使用する、米国特許第４，５０８，６７７
号に開示されたモジュール型のような液体金属冷却原子炉には多数の利点がある。 水冷原子炉は水の沸点またはその近くで運転される。 温度が著しく上昇すると、蒸気が発生し、圧力が増大する。 これと対照的に、ナトリウムまたはナトリウム−カリウムの沸点は極めて高く、１
気圧で華氏１８００度のレンジにある。 原子炉の通常の運転温度は華氏約９００度のレンジにある。 液体金属の沸点が高いため、水冷原子炉およびそれが発生する蒸気に伴う圧力問題が解消する。 液体金属の熱容量により、
原子炉内の物質故障の危険無しにナトリウムまたはナトリウム−カリウムを華氏数百度に加熱することができる。

【０００６】プール形液体金属冷却原子炉用の原子炉容器は本質的に上面が開いた円筒形のタンクであり、容器壁の完全性を妨げる孔は無い。 一次容器から液体金属が漏れないようにするために、側壁および底壁の封止は欠くことができない。 容器の外表面は安全の考慮で必要とされる厳しい検査のためアクセス可能でなければならない。

【０００７】代表的なナトリウム冷却原子炉では、二つのレベルのナトリウムループが使用される。 通例、単一の一次ループおよび二つ以上の二次ループが使用される。 一次ループには燃料棒によって加熱される非常に放射性のナトリウムが含まれている。 一次ループは熱交換器を通過し、熱を非放射性の二次ナトリウムループと交換する。

【０００８】制御棒を充分に挿入することにより原子炉が停止すると、残留熱はプラントの熱容量に従って生成、消散され続ける。 原子炉が長時間、全出力になっていたとすれば、運転停止に続く最初の１時間の間に、全出力の平均約２％が発生され続ける。 生成される残留熱は時間とともに減衰し続ける。 本発明では、１９８５年１２月２日に付与された米国特許第４，６７８，６２６
号に開示されているような、液体金属冷却原子炉から停止崩壊熱を除去するための受動冷却系を改良する。

【０００９】関連の背景技術を構成する上記米国特許第４，５０８，６７７号および第４，６７８，６２６号の開示された内容はここに引用されている。

【００１０】

【発明の概要】本発明は、伝導、放射、対流、および流体の自然対流の固有の熱エネルギー伝達機構により燃料コアおよび液体金属冷却材から原子炉の崩壊顕熱を周囲の大気へ伝達する、液体金属冷却核分裂炉の停止時用の改良された受動熱除去系を提供する。 本発明の改良された系は完全に受動的であり、流体の自然対流、伝導、対流および熱放射の固有現象により連続的に動作する。

【００１１】本発明は特に、原子炉容器および格納容器に重大なひびが生じた場合に役立つ後備二次受動冷却系と組合わせて、格納容器の外表面から熱エネルギーを吸収して大気に伝達するために原子炉容器の格納容器に隣接して冷却空気を流れさせる一次受動冷却回路を含む。
原子炉の停止の場合には、燃料コアの中に制御棒が充分に挿入された後、燃料棒が発生する熱が主として熱放射により不活性ガスギャップを横切って原子炉容器から格納容器に伝達される。 熱の小部分は封入された不活性ガスの伝導および対流によって伝達される。 原子炉容器の外側および格納容器の内部に設けられた高熱放射率の表面により、熱伝達効率が増大する。

【００１２】次に、格納容器の外側表面から熱が除去される。 これは一部は熱放射によって行われ、一部は格納容器とシールドとの間の通路の中の一次回路の循環する空気への直接対流によって行われる。 次に、自然に循環する空気により、エネルギーが大気に伝えられる。 モジユール形原子炉に対する容器は従来の原子炉容器と比べて直径が約１／３であり、高さはほぼ同じである。 モジユール形原子炉では、表面積対発生出力の比は従来の大形原子炉の表面積対発生出力の比の３倍も大きい。 これにより、残留熱を受動的に消散する充分な表面積が得られる。 格納容器の高放射率の外表面も熱伝達を増強する。

【００１３】

【発明の目的】本発明の主要な目的は事故異常状態で崩壊顕熱の除去を行うための液体金属冷却原子炉用受動冷却安全系の改善を提供することである。 本発明のもう一つの目的は液体金属冷却材のプールの中に充分に浸された核分裂性燃料のコアを含む液体金属冷却原子炉の受動冷却のための間接冷却安全手段による防護を増強する手段を提供することである。

【００１４】本発明のもう一つの目的は原子炉容器および格納容器の重大な破損により液体金属冷却材の漏れが発生したときに熱を除去する補助後備受動冷却回路を含む液体金属冷却原子炉内の受動冷却安全系のための付加防護手段を提供することである。 本発明の更にもう一つの目的は完全に受動的であり、流体の自然対流、伝導、
対流および熱放射の固有現象により動作する液体金属冷却原子炉のための熱除去系の動作安全性を改善するための手段を提供することである。

【００１５】本発明の更にもう一つの目的は漏れる液体金属冷却材の破壊的な結果および液体金属冷却材の大気内への漏れ出しに対して有効に防護する液体金属冷却原子炉内の運転停止または事故休止の間に発生する崩壊顕熱を除去するための後備受動安全系を提供することである。

【００１６】

【詳しい説明】プール形液体金属冷却原子炉は原子炉停止事象の間、残留熱の消散を行うのに充分な表面積をそなえている。 全体として、原子炉系の熱容量は比較的小さい。 残る問題は格納構造をあまり損なうことなく残留熱を消散することである。 完全に受動的な冷却系により、エネルギー駆動のポンプおよびファンへの依存、および運転員の介在の必要性が無くなる。 同時に、モジュール構成の原子炉に対するサイズの制約、および応力が累積する可能性のある領域を防止するための滑らかな、
孔の無いタンク構造の必要性により、格納容器自体は構造的に変更してはならない。 厳しい検査の必要性から、
格納容器は構造の製造と設置の両方の際に検査が簡単でなければならない。

【００１７】図１に示すように、プール形液体金属冷却核分裂炉プラントの実施例１０には原子炉容器１２が含まれている。 原子炉容器１２は通常、円筒形のタンクで構成される。 この円筒形のタンクはその縦軸が垂直方向に上向きに伸びるように配置され、その開放した上端は取り外し可能なカバーでおおわれている。 原子炉容器１
２には、ナトリウム金属のような液体金属冷却材のプール１４が含まれている。 核分裂性燃料の熱生成コア１６
が液体金属冷却材プール１４の中に充分に沈められ、燃料コア１６から熱が伝達される。 燃料の核分裂反応とその速度は燃料コア１６に出入りする中性子吸収制御棒１
８により調節される。

【００１８】原子炉容器１２は間隔を置いて配置された同心状に囲む格納容器２０の中に入れられている。 バフルシリンダ（円筒形の導流板）２２が間隔を置いて格納容器２０を事実上その長さにわたって囲む。 保護容器２
４が間隔を置いて格納容器２０および原子炉容器１２とともにバフルシリンダ２２を同心状に囲む。 保護容器２
４、バフルシリンダ２２、格納容器２０および原子炉容器１２の同心状の組合わせ全体がコンクリートのサイロ２６に収容されている。

【００１９】サイロ２６の中に入っている原子炉容器１
２ならびに隣接の容器およびシリンダが少なくとも地表２８より下になる程度まで、コンクリートのサイロ２６
を地中に充分に埋めることが好ましい。 液体金属の入っている原子炉容器を地表より下に配置することにより、
プラントの一体性がそこなわれても液体金属が漏れ出すことが防止される。

【００２０】格納ドームがコンクリートのサイロの開放した上部をおおうことにより、放射能汚染が原子炉プラントから大気中に漏れることが防止される。 間隔を置いて配置されて取り囲んでいる、これらの組合わされた構成要素の構成により、それぞれの側壁が、相互間に空間のある一連の仕切りを形成する。 詳しく述べると、原子炉容器１２と格納容器２０の側壁を含む仕切り相互の間に空間３０が形成され、格納容器２０とバフルシリンダ２２の側壁を含む仕切り相互の間に空間３２が形成され、バフルシリンダ２２と保護容器２４の側壁を含む仕切り相互の間に空間３４が形成され、保護容器２４の内壁とコンクリートのサイロ２６を含む仕切り相互の間に空間３６が形成される。 空間３６は第二のバフルシリンダ６０によって分割される。

【００２１】本発明の一実施例では、上記の組合わされた構成要素は横断面がほぼ円形であり、互いに同心状に取り囲むか取り巻いている。 この実施例では、中間の空間３０、３２、３４、３６および３７はそれぞれ、横断面が事実上、環状である。 格納容器２０、バフルシリンダ２２、保護容器２４、およびコンクリートのサイロ２
６にはそれぞれ、原子炉容器１２の最上部より上に、そして地表２８より上に伸びる少なくとも一つの上向きの突出部または延長壁が設けられる。 このようにして、仕切り相互の間に形成される環状空間３２、３４、および３６は熱生成原子炉とそれを囲む容器１２より上に伸びる突出部または延長壁相互の間の対応する空間と連続している、すなわち流れが通じている。 詳しく述べると、
突出部または延長壁３８は格納容器２０から伸び、格納容器２０に接しており、突出部または延長壁４０はバフルシリンダ２２から伸び、バフルシリンダ２２に接しており、突出部または延長壁４２は保護容器２４から伸び、保護容器２４に接しており、また突出部または延長壁４４はコンクリートのサイロ２６から伸び、コンクリートのサイロ２６に接している。

【００２２】空間３２、３４、およびバフルシリンダ６
０により部分空間６２および６４に分割される空間３６
を定めるこれらの容器およびシリンダから伸びる、またはこれらの容器およびシリンダに接するこれらの突出部または延長壁により、これらの空間の各々から上方に伸びる対応する延長部またはダクトが形成される。 格納容器２０から延長し格納容器２０に接する突出部または延長壁３８とバフルシリンダ２２から延長しバフルシリンダ２２に接する突出部または延長壁４０とはチャネルすなわち少なくとも一つのダクト４６を形成する。 このダクト４６は空間３２と流れが通じており、空間３２から上方に伸びて周囲の大気に出る。 バフルシリンダ２２から延長しバフルシリンダ２２に接する突出部または延長壁４０と保護容器２４から延長し保護容器２４に接する突出部または延長壁４２とはチャネルすなわち少なくとも一つのダクト４８を形成する。 このダクト４８は空間３４と流れが通じており、空間３４から上方に伸びて周囲の大気に出る。 保護容器２４から延長し保護容器２４
に接する突出部または延長壁４２とコンクリートのサイロ２６から延長しコンクリートのサイロ２６に接する突出部または延長壁４４とはチャネルすなわち少なくとも一つのダクト５０を形成する。 このダクト５０は空間３
６と流れが通じており、空間３６から上方に伸びて周囲の大気に出る。

【００２３】原子炉容器１２と格納容器２０との間の空間３０は通常、アルゴンまたは窒素のような不活性ガスで充たされ、封止される。 格納容器２０および中間の不活性ガスは、原子炉容器１２にひびが生じてナトリウムのような液体金属冷却材が漏れる場合の防護手段としての役目を果たす。 チャネルまたはダクト（一つまたは複数）４６およびチャネルまたはダクト（一つまたは複数）４８には隔離弁５２および５４がそれぞれ設けられる。 これは空間３２および３４をそれらに接するチャネルまたはダクトとともに大気から閉じるためである。

【００２４】動作について説明する。 燃料コア１６が発生した熱は取り囲む液体金属冷却材１４の自然対流により原子炉容器１２に伝えられた後、原子炉容器１２から主として熱放射により不活性ガスを含む空間３０を横切って格納容器２０に伝達される。 熱は格納容器２０の外側表面と接触する空間３２内の空気によって吸収される。 そして熱は空間３２の中に自然の気流を誘導する加熱による密度の低下によって生じる上向きの空気流で運ばれる。 熱で誘導される気流は空間３２からチャネルまたはダクト（一つまたは複数）４６を通って上昇を続け、大気中に出て、そこで熱が放出される。 熱で誘導された空気流がこのように空間３２およびダクト４６を通って上昇し出ていくことにより、大気から空気が引きこまれ、チャネルまたはダクト（一つまたは複数）４８を下降して空間３４に入る。 空間３４からの低温の大気の空気流はバフルシリンダ２２の下のへりの下を通って流れ続け、上昇して空間３２に入る。 空間３２内で、空気流は格納容器２０の高温の外表面から加熱される。 これにより、運ばれた熱を大気中に放出するための補助安全冷却系を通る循環冷却流が永続する。 チャネルまたはダクトおよび／または空間４８、３４、３２および４６を通るこの熱で誘導される冷却路が補助安全冷却路またはループ５６を構成する。

【００２５】燃料コアからの熱の継続的な放出および空間３２内の空気への熱伝達により、補助安全冷却路またはループ５６を通る冷却空気の流れおよび周囲の大気中への熱の消散が永続する。 系の熱性能の検討の示すところによれば、崩壊熱除去過渡現象に対する最大平均コアナトリウム出口温度は華氏約１１４０度であり、これは公称計算に基づく現在のＡＳＭＥサービスレベル温度限界である華氏１２００度より充分に下である。

【００２６】安全の配慮のために提案された極端で起こりそうもない仮定事象は原子炉容器１２と格納容器２０
がともに破裂するというありそうもないことである。 このような事象により液体金属冷却材内容物、通常はナトリウムが原子炉容器１２から漏れ、格納容器２０を通って空間３２および３４内に出る。 多分、それらを通る冷却空気の流れが阻止されるとともに、燃料コア１６から熱を運び去るための原子炉容器内に残っている冷却材の液位が一刻も猶予ならない程下がる。 原子炉容器および格納容器の領域から漏れ出る、一般に使用されるナトリウムのような高温の液体金属冷却材により、発熱を伴う化学反応、ナトリウム火災、周囲の大気への放射性物質の激烈な放出などが生じる。 このような事象および空間３２および３４を通る冷却空気の循環を妨げる冷却材の漏れにより、崩壊顕熱の除去のための受動冷却安全系の動作が妨げられる。 これにより、結果として生じる過熱により、原子炉プラントの構造構成要素に重大な損傷が生じることがあり、これにより破壊と危険が更に広まる。

【００２７】本発明によれば、原子炉容器１２と格納容器２０の両方にひびが生じたことによる液体金属冷却材の重大な漏れに対処するため、後備または二次補助安全冷却路または系５８が設けられる。 図に示すように、バフルシリンダ６０がコンクリートのサイロ２６と保護容器２４との間に伸びるように設けられ、保護容器をその長さにわたって充分に取り囲んでいる。 バフルシリンダ６０はコンクリートのサイロの床までは延在していない。 このバフルシリンダ６０により、空間３６は二つの環状の部分空間に分割される。 すなわち、コンクリートのサイロ２６とバフルシリンダ６０との間の部分空間６
２、およびバフルシリンダ６０と保護容器２４との間の部分空間６４である。 部分空間６２および６４はバフルシリンダ６０の下端の下で流れが通じている。

【００２８】後備安全冷却路５８には少なくとも一つの上向きの突出部または延長壁４４が含まれている。 この突出部または延長壁４４は地表２８上へ外側および上向きに連続しており、コンクリートのサイロ２６から伸び、コンクリートのサイロ２６に接している。 壁４４と４２は環状領域を形成している。 この環状領域は一方の壁から他方の壁に伸びる放射状仕切りにより複数の区間に分割することができる。 これにより、大気から下降してコンクリートのサイロ２６と保護容器２４との間の空間３６に入る数個のダクトまたは送気管が形成される。
ダクト（一つまたは複数）６６を形成する少なくとも一つの区間はコンクリートのサイロ２６とバフルシリンダ６０との間の部分空間６２と流れが通じている。 また、
別のダクト（一つまたは複数）６８を形成する少なくとも一つの区間はバフルシリンダ６０と保護容器２４との間の部分空間６４と流れが通じている。 したがって、両方の部分空間６２、６４は外の大気と流れが通じており、バフルシリンダ６０の下端より下の領域で互いに流れが通じている。

【００２９】保護容器２４の上部と壁４２との間にシール７０を設けることができる。 したがって、原子炉容器１２と格納容器２０の両方にひびが生じて液体金属冷却材が空間３２および３４内に大量に漏れた際には、ダクト４６の弁５２およびダクト４８の弁５４が閉じることにより放射能汚染物が大気中に漏れ出すことが防止される。 更に、空間３２および３４の中に漏れた液体金属の熱は空間３６に伝わるので、部分空間６４内の空気が上昇してその中の熱を伝え、ダクト（一つまたは複数）６
８を介して大気中に出て熱を放出する。 部分空間６４からの熱で誘導されるこの空気流により、空気が大気からダクト（一つまたは複数）６６を通って下降し、部分空間６２に入った後、バフルシリンダ６０の下を通り、方向を変えて、部分空間６４に入る。 これにより、熱が発生して空間３６または部分空間６４に伝達される限り、
後備安全冷却路５８を通る循環冷却空気流が継続する。

【００３０】このように、この後備安全冷却路または系５８は一次補助安全冷却路５６から分離されている。 隔離弁５２および５４が閉じているときも、冷却空気部分空間６２および６４ならびにダクト６８および６６は閉じられていない。 更に。 冷却空気と、通常ナトリウムを含む液体金属冷却材との間の直接の接触は無い。 原子炉の通常の運転状態および補助安全冷却路５６の崩壊熱除去動作状態を含むすべての時に、原子炉の熱はこの後備冷却路５８により除去される。 しかし、仮定された容器１２および２０の二重の漏れ事象に続いて保護容器２４
が高温の液体金属冷却材で部分的に充たされ、原子炉容器１２の通常の運転の液体金属冷却材のレベル８０が原子炉容器１２の中の二重容器漏れレベル８２に低下したとき、後備冷却路５８による熱除去が著しく増大する。
解析の示すところによれば、この後備系による熱除去により、最大バルク液体金属冷却材の温度は破壊的な結果や危険な結果を防止するための設計限界より下に維持されるであろう。

【００３１】本発明の一実施例には、地震の影響に対処する設計が含まれている。 この設計では、原子炉容器１
２とそれを囲む格納容器２０の複合体がその上にある上部構造７２から吊り下げられる。 この上部構造７２には地震に感動するプラントの他の構成要素が含まれている。 容器を保持する上部構造７２は地中に埋められたコンクリートのサイロ２６の上部構造部分を含む固定構造基礎７４の上にのっている地震隔離手段の上にのせられ、この地震隔離手段で支持される。 このようにして、
原子炉容器１２および格納容器２０を保持する上部構造７２はばね、ゴムパッド、油圧緩衝器等のような緩衝器７６の上に実装して支持することができる。 緩衝器７６
は固定構造７４を含む地中に埋められたサイロ２６のまわりに伸びる上側の環状の表面またはフランジ７８に固定される。

【図面の簡単な説明】

【図１】液体金属冷却原子炉プラントの概略断面図である。

【図２】図１の複合構造の一部を詳細に示す拡大図である。

【符号の説明】

１０ プール形液体金属冷却原子炉プラント １２ 原子炉容器 １４ 液体金属冷却材のプール １６ 核分裂性燃料コア ２０ 格納容器 ２２ バフルシリンダ ２４ 保護容器 ２６ サイロ ２８ 地表 ３０、３２、３４ 空間 ４６ ダクト ４８ ダクト ５６ 補助安全冷却路 ５８ 後備安全冷却路 ６０ バフルシリンダ ６２ 部分空間 ６４ 部分空間 ６６ ダクト ６８ ダクト ７０ シール ７２ 上部構造 ７６ 緩衝器

───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (51)Int.Cl. ⁵識別記号 庁内整理番号 ＦＩ 技術表示箇所 Ｇ２１Ｃ 13/024 15/18 ＧＤＦ Ｍ 8805−2Ｇ (72)発明者 チャールズ・エドワード・ボードマン アメリカ合衆国、カリフォルニア州、サラ トガ、バイア・マドロナス・コート、 19444番