JP2006308395A

JP2006308395A - 高速炉および高速炉施設の建設方法

Info

Publication number: JP2006308395A
Application number: JP2005130397A
Authority: JP
Inventors: Tetsuo Matsumura; 哲夫松村
Original assignee: Central Research Institute of Electric Power Industry
Current assignee: Central Research Institute of Electric Power Industry
Priority date: 2005-04-27
Filing date: 2005-04-27
Publication date: 2006-11-09
Anticipated expiration: 2025-04-27
Also published as: JP4746911B2

Abstract

【課題】受動的な安全性を向上させる。冷却性能を向上させる。
【解決手段】金属燃料２を有する複数の燃料要素３と、燃料要素３を冷却する液体金属冷却材（ただし、液体ナトリウムを除く）４とを収容する原子炉容器５をプール６内に設置した高速炉１である。燃料要素３は、内部が密閉された燃料要素容器９と、燃料要素容器９内を上下方向に貫通する冷却管１０とを備えると共に、運転時には金属燃料２は燃料要素容器９の内側面及び冷却管１０の外周面に接触しており、液体金属冷却材４によって燃料要素容器９の外側面と冷却管１０の内周面を冷却するようにしている。
【選択図】図１

Description

本発明は、受動的安全性を有する高速炉と、その高速炉を備えた高速炉施設の建設方法に関する。

高速炉にはより高いレベルの安全性が求められており、動的な機器を用いることなく外乱による影響を収束させる受動的な安全性が研究されている。例えば、特開平９−７２９８０号公報に開示されている高速炉では、冷却材流量喪失等の異常が発生した場合、冷却材の流出によりガス空間の体積を膨張させて炉心からの中性子ストリーミングを促し、炉内に負の反応度を挿入するようにしている。

また、もんじゅ等の高速炉では、ペレット状に成形した燃料を燃料被覆管に充填・密封して燃料要素とし、多数の燃料要素をラッパ管に挿入して燃料集合体を構成している。ラッパ管の下部にはエントランスノズルが設けられており、冷却材である液体ナトリウムはエントランスノズルのオリフィス孔よりラッパ管内に流入し、各燃料要素の間を流れながら除熱を行い上方に流出する。つまり、各燃料要素の外側を液体ナトリウムで冷却している。

特開平９−７２９８０号

しかしながら、高速炉の安全性には原理・思想の異なる手段を多重に設けることが肝要であり、受動的な安全性についてさらなる技術開発が要請されている。

また、もんじゅ等の高速炉ではペレット状の燃料を使用し、燃料要素の外側を液体ナトリウムによって冷却する構成であるが、この構成が全ての高速炉について最適であるとは限らず、燃料要素の外側に加えて内側も冷却した方が良い場合もある。

さらに、これらの高速炉を実用化する為には、高速炉施設を経済的に建設する必要がある。

本発明は受動的な安全性に優れた高速炉を提供することを目的とする。また、本発明は冷却性能に優れた高速炉を提供することを目的とする。さらに、本発明は経済性に優れた高速炉施設の建設方法を提供することを目的とする。

かかる目的を達成するために、請求項１記載の高速炉は、金属燃料を有する複数の燃料要素と、燃料要素を冷却する液体金属冷却材（ただし、液体ナトリウムを除く）とを収容する原子炉容器をプール内に設置したものである。

したがって、炉心を構成する金属燃料は一次冷却材としての液体金属冷却材によって冷却される。液体金属冷却材の熱は、例えば二次冷却材へと伝えられ除去される。何らかの原因によって液体金属冷却材の熱を二次冷却材によって除去することができなくなると、液体金属冷却材が高温になり原子炉容器の温度が上昇するが、プールに蓄えられている水によって原子炉容器を冷却することができる。また、たとえ液体金属冷却材（液体ナトリウムを除く）がプール内の水と接触したとしても激しく反応することはない。

また、請求項２記載の高速炉は、燃料要素は、内部が密閉された燃料要素容器と、燃料要素容器内を上下方向に貫通する冷却管とを備えると共に、少なくとも運転時には金属燃料は燃料要素容器の内側面及び冷却管の外周面に接触しており、液体金属冷却材によって燃料要素容器の外側面と冷却管の内周面を冷却するものである。したがって、金属燃料で生じた熱は燃料要素容器と冷却管に伝えられ、燃料要素容器の外側と冷却管内を流れる液体金属冷却材によって除去される。

また、請求項３記載の高速炉は、液体金属冷却材を冷却管内に強制的に循環させる冷却材駆動機構を燃料要素毎に設けたものである。したがって、原子炉容器内の液体金属冷却材は自然対流によって循環することに加えて、冷却材駆動機構が発生させる駆動力によっても循環される。冷却材駆動機構は燃料要素毎に設けられているので、燃料要素毎に液体金属冷却材の流量を調節することができる。

また、請求項４記載の高速炉は、プール内が加圧されている。したがって、仮に原子炉容器に亀裂等が生じたとしても液体金属冷却材の漏洩防止を図ることができる。

さらに、請求項５記載の高速炉施設の建設方法は、既存の原子炉施設の原子炉格納容器内から当該原子炉施設の設備を撤去した後、原子炉格納容器内に請求項１から４のいずれか１つに記載の原子炉容器を設置すると共に水を貯め、原子炉格納容器をプールに転用して請求項１から４のいずれか１つに記載の高速炉を備えた施設を建設するものである。

例えば、軽水炉を備えるプラントでは、原子炉建屋内に原子炉格納容器を設置し、その中に原子炉容器を収容している。原子炉格納容器はもともと放射性物質の封じ込めを目的としたものであり、内部に水を貯めることができる。この原子炉格納容器をプールとして転用することで、既存の原子炉施設を利用して請求項１から４のいずれか１つに記載の高速炉を備えた施設を建設することができる。

請求項１記載の高速炉では、金属燃料を有する複数の燃料要素と、燃料要素を冷却する液体金属冷却材（ただし、液体ナトリウムを除く）とを収容する原子炉容器をプール内に設置しているので、例えば二次冷却材によって一次冷却材としての液体金属冷却材の熱を除去できなくなったとしても、プールの水によって原子炉容器を冷却することができる。このため、高速炉の受動的な安全性をより一層向上させることができる。また、液体金属冷却材（液体ナトリウムを除く）は水と激しく反応することはなく、たとえ液体金属冷却材がプール内の水に接触したとしても安全である。

また、請求項２記載の高速炉では、燃料要素は、内部が密閉された燃料要素容器と、燃料要素容器内を上下方向に貫通する冷却管とを備えると共に、少なくとも運転時には金属燃料は燃料要素容器の内側面及び冷却管の外周面に接触しており、液体金属冷却材によって燃料要素容器の外側面と冷却管の内周面を冷却するので、金属燃料で生じた熱は燃料要素容器と冷却管に伝えられ、燃料要素容器の外側と冷却管内を流れる液体金属冷却材によって除去される。即ち、金属燃料の外側と内側に液体金属冷却材を循環させることができ、内と外の両側から金属燃料を冷却することができる。このため、冷却性能を向上させることができる。また、内側と外側のいずれか一方からの冷却が不能になったとしても、他方から冷却することができるので、安全性をより一層向上させることができる。

また、請求項３記載の高速炉では、液体金属冷却材を冷却管内に強制的に循環させる冷却材駆動機構を燃料要素毎に設けているので、液体金属冷却材の循環をより一層良好にすることができ、冷却性能をより一層向上させることができる。また、燃料要素毎に液体金属冷却材の流量を調節することができる。このため、炉心設計が容易になると共に、燃料であるウラン資源の有効活用が可能になり、さらに炉心の寿命を延ばすことができる。

また、請求項４記載の高速炉では、プール内は加圧されているので、仮に原子炉容器に亀裂等が生じたとしても液体金属冷却材の漏洩防止を図ることができる。このため、液体金属冷却材の喪失を防止し、冷却性能の悪化防止を図ることができる。

さらに、請求項５記載の高速炉施設の建設方法では、既存の原子炉施設の原子炉格納容器内から当該原子炉施設の設備を撤去した後、原子炉格納容器内に請求項１から４のいずれか１つに記載の原子炉容器を設置すると共に水を貯め、原子炉格納容器をプールに転用して請求項１から４のいずれか１つに記載の高速炉を備えた施設を建設するので、既存の原子炉施設を利用して、高速炉施設を建設することができる。このため、高速炉施設の建設に要する費用を安く抑えることができる。また、既存の原子炉施設の一部を有効活用できるので、その分だけ廃棄物を減らすことができて環境面でも優れている。さらに、老朽化した原子炉施設を再利用することができるので、原子力関係の施設を有効利用することができ、例えば原子炉の廃止措置に伴う放射線管理の負担等を軽減することができる。

以下、本発明の構成を図面に示す最良の形態に基づいて詳細に説明する。

図１に、本発明を適用した高速炉の実施形態の一例を示す。高速炉１は、金属燃料２を有する燃料要素３と、燃料要素３を冷却する液体金属冷却材（ただし、液体ナトリウムを除く）４とを収容する原子炉容器５をプール６内に設置したものである。原子炉容器５内には多数の燃料要素３が若干の隙間７をあけて並べられており、炉心２７が構成されている。なお、図１では２つの燃料要素３を記載しているが、実際には多数の燃料要素３が設けられている。燃料要素３の集合体の周囲には円筒体８が設けられている。

燃料要素３の横断面を図２に示す。燃料要素３は、内部が密閉された燃料要素容器９と、燃料要素容器９内を上下方向に貫通する冷却管１０とを備えると共に、少なくとも運転時には金属燃料２は燃料要素容器９の内側面及び冷却管１０の外周面に接触しており、液体金属冷却材４によって燃料要素容器９の外側面と冷却管１０の内周面を冷却している。つまり、高速炉１が運転されて金属燃料２が高温になると金属燃料２は膨張するが、少なくとも膨張したときには金属燃料２は燃料要素容器９と冷却管１０に十分に接触し、金属燃料２で生じた熱を燃料要素容器９と冷却管１０に良好に伝達することができる。

液体金属冷却材４としては、水と激しく反応する液体ナトリウム以外の液体金属、例えば液体の鉛−ビスマスを使用する。ただし、液体金属冷却材４として液体の鉛−ビスマス以外の液体金属、例えば水銀、鉛等を使用しても良い。

燃料要素容器９は、例えばステンレス鋼製のボックスである。また、冷却管１０は、例えばステンレス鋼製の管である。ただし、これらの材料はステンレス鋼に限るものではなく、ステンレス鋼以外の材料を採用しても良い。複数の冷却管１０が燃料要素容器９を上下方向に貫通している。

金属燃料２は、例えばＵ−Ｚｒ等の金属燃料である。ただし、Ｕ−Ｚｒに限るものではなく、その他のウラン合金、プルトニウム合金等でも良く、金属ウラン、金属プルトニウム等でも良い。金属燃料２は、例えば粒子形状を成しており、燃料要素容器９内に充填されている。燃料要素容器９内には金属燃料２が例えば充填率（スミヤー密度）５０〜８０％程度で充填されており、金属燃料２の隙間には例えばＨｅ等の不活性ガスが充填されている。また、金属燃料２の上方空間は、例えばＨｅ等の不活性ガス溜１１となっている。粒子状の金属燃料２を充填しているので、燃料要素容器９内で金属燃料２が動くことができ、運転時の体積膨張を逃がすことができる。また、金属燃料２の核分裂によって発生したクリプトンやキセノン等のガスは不活性ガス溜１１に溜められる。金属燃料２で発生した熱は接触によって燃料要素容器９や冷却管１０に直接伝達されるが、隙間に充填された不活性ガスによっても伝達される。

なお、実際には、例えば図３に示すように、炉心２７の中央２７ａに上述の金属燃料２を充填した燃料要素３を配置し、その周囲２７ｂにブランケット燃料を充填した燃料要素３を配置し、高速中性子の漏れ防止とプルトニウムの増殖が図られている。

燃料要素３は、例えば１０ｍｍの間隔（燃料要素の間隔、ピッチ間隔は１５７ｍｍ）をあけて並べられている。また、燃料要素３の大きさは、横断面のサイズが例えば０．１５２ｍ×０．１５２ｍ、高さが例えば２ｍである。１つの燃料要素３には、例えば１００本（図２では２５本のみ図示）の冷却管１０が設けられている。冷却管１０の内径は、例えば１１ｍｍである。冷却管１０は、例えば１５ｍｍの間隔をあけて並べられている。ただし、これらの数値は一例であり、これらの数値に限るものではない。必要な冷却能力や出力等に応じて適宜設計する。

本実施形態では、液体金属冷却材４を冷却管１０内に強制的に循環させる冷却材駆動機構１２を燃料要素３毎に設けている。冷却材駆動機構１２は、例えば電磁ポンプ（ＥＭＰ）である。冷却材駆動機構１２は燃料要素容器９の下端開口部分に設けられており、燃料要素３の下から液体金属冷却材４を吸い込んで冷却管１０内に向けて吐出する。各冷却材駆動機構１２毎に通電量を変えて吐出量を調節することができる。

原子炉容器５内の上部には、例えばＨｅ、窒素、アルゴン等の不活性ガスが充填された不活性ガス溜１３となっている。液体金属冷却材４の温度変化に伴う体積変動を、不活性ガス溜１３の体積を変化させることで吸収することができる。

原子炉容器５内には蒸気発生器１４が設置されている。蒸気発生器１４は例えば円筒形状をなし、液体金属冷却材４の液面４ａに近い位置に配置され、原子炉容器５の内周面に取り付けられている。蒸気発生器１４には、二次冷却材１５を循環させる流路１６，１７が接続されている。二次冷却材１５は、例えば水／蒸気である。蒸気発生器１４は、一次冷却材としての液体金属冷却材４と二次冷却材１５としての水との間で熱交換を行い、蒸気を発生させる。

原子炉容器５の上面には、制御棒や安全棒を駆動する駆動機構１８が設置されている。なお、図１では制御棒と安全棒をまとめて棒１９で示しているが、実際には複数の制御棒と複数の安全棒が設置されており、駆動機構１８によって位置制御される。制御棒や安全棒は、各燃料要素３間の隙間７に挿入される。ただし、冷却管１０と同様の燃料要素容器９を貫通するパイプを設け、このパイプ内に制御棒や安全棒を挿入するようにしても良い。

原子炉容器５はプール６内に設置されている。プール６には、運転停止時にたとえ二次冷却材１５による冷却が不能になったとしても、炉心２７の崩壊熱を除去し炉心２７の健全性を維持することができる程度に十分な量の水が蓄えられている。この水には、例えばエチレングリコール等の蒸気爆発防止剤が添加されている。プール６内は蓋２０によって密閉され、加圧されている。例えば、１０気圧〜数十気圧程度に加圧されている。プール６内の水の温度は、例えば常温である。なお、蓋２０は放射性物質を閉じ込める機能も有している。

次に、高速炉１の作動について説明する。

一次冷却材である液体金属冷却材４は炉心２７を冷却しながら高温になって上昇し、蒸気発生器１４で冷却されて下降する。そして、冷却材駆動機構１２に吸い込まれて炉心２７に向けて吐出される。つまり、円筒体８の内側と外側を上下に循環しながら炉心２７を冷却する。このとき、液体金属冷却材４は各燃料要素３に設けられている冷却管１０内と各燃料要素３の間の隙間７を流れて内と外の両側から金属燃料２を冷却するので、金属燃料２を良好に冷却することができ冷却性能に優れている。

一方、入口側流路１６から蒸気発生器１４に流入した二次冷却材（水）１５は、液体金属冷却材４によって加熱されて蒸気になる。そして、出口側流路１７から流出し、例えば図示しない発電機の蒸気タービンを駆動して発電を行う。その後、蒸気は図示しない復水器によって液体の状態に戻され、蒸気発生器１４へと循環される。このように、高速炉１の通常運転時には、炉心２７で発生した熱は液体金属冷却材４を循環させる一次冷却系と二次冷却材１５を循環させる二次冷却系とによって高速炉１の外へと伝えられ、炉心２７の健全性が保たれる。

この高速炉１では、各燃料要素３毎に冷却材駆動機構１２を設けているので、各燃料要素３毎に液体金属冷却材４の流量を調節することができる。ここで、炉心２７の出力分布は運転に伴って変化するが、液体金属冷却材４の流量を部分的に調節できなければ、炉心２７の出力分布をほぼ一定に保つ必要がある。このため、出力分布の変化がある程度大きくなると、原子炉を一旦停止して燃料の位置を変更したり、燃料を交換する必要があり、長期間にわたって運転を続けることができない。これに対し、本発明では、各燃料要素３毎に液体金属冷却材４の流量を調節することができるので、炉心２７の出力分布の変化が大きくなっても、この変化に応じて液体金属冷却材４の流量を調節することで燃料の位置を変えたり燃料を交換したせずにそのまま運転を続けることができる。このため、より長寿命の炉心２７を構成することができる。

また、各燃料要素３毎に液体金属冷却材４の流量を調節することができるので、炉心設計の制約が少なくなって炉心設計が容易になる。このため、炉心２７の増殖性能が高い炉心設計が可能になり、さらに炉心２７の長寿命化とウラン資源の有効活用が可能になる。

冷却系に不具合が生じ高速炉１の運転が停止されると、炉心２７の崩壊熱は以下のようにして除去される。冷却材駆動機構１２が作動する場合には冷却材駆動機構１２によって液体金属冷却材４を強制循環させる。一方、冷却材駆動機構１２が作動しない場合には自然対流によって液体金属冷却材４は循環する。したがって、いずれの場合も液体金属冷却材４を循環させて炉心２７を冷却することができ、受動的な安全性に優れている。このとき、液体金属冷却材４は各燃料要素３の冷却管１０内と各燃料要素３の間の隙間７を流れて内と外の両側から金属燃料２を冷却するので、冷却性能に優れている。しかも、たとえ冷却管１０と隙間７のいずれか一方が閉塞されるなどして液体金属冷却材４の流通が困難になったとしても、もう一方には液体金属冷却材４を流通させることができるので、炉心２７の冷却を確保できる。このため、受動的な安全性に優れている。

また、仮に液体金属冷却材４の熱を二次冷却材１５によって高速炉１の外に運搬できなくなったとしても、原子炉容器５はプール６内に設置されているので、プール６の水によって原子炉容器５を冷却することができる。プール６内には炉心２７の崩壊熱を除去するのに十分な量の水が蓄えられているので、プール６の水によって冷却された液体金属冷却材４を冷却材駆動機構１２によって強制循環させることで、又は液体金属冷却材４が自然対流することで、炉心２７の崩壊熱を除去し健全性を維持することができる。このため、受動的な安全性に優れている。

さらに、たとえ原子炉容器５に亀裂等が生じたとしても、プール６内は加圧されているので、また水中の原子炉容器５には深さに応じた水圧が作用しているので、液体金属冷却材４が原子炉容器５の外に漏洩し難い。このため、液体金属冷却材４の喪失防止を図ることができると共に、高温の液体金属冷却材４と水との接触による蒸気爆発の発生防止を図ることができる。これらのため、安全性に優れている。また、液体金属冷却材４として例えば液体の鉛−ビスマスを採用しており、たとえ液体金属冷却材４が水に接触しても激しく反応することはなく、この点からも安全性に優れている。

なお、制御棒や安全棒を駆動する駆動機構１８は原子炉容器５の上面に設置されており、プール６内の加圧されている領域内で制御棒や安全棒を移動させることになる。即ち、制御棒や安全棒をプール６の外からプール６内に挿入する構成でないので、プール６内の加圧によって制御棒や安全棒が動かされることはない。

本発明の高速炉１を備える施設２１を新規に建設しても良いが、既存の原子炉施設２２を改造しても良い。即ち、既存の原子炉施設２２の原子炉格納容器２３内から当該原子炉施設２２の設備を撤去した後、原子炉格納容器２３内に原子炉容器５を設置すると共に水を貯め、原子炉格納容器２３をプール６に転用して高速炉施設２１を建設することもできる。

図４に、高速炉施設２１の建設方法の一例を示す。図４（ａ）は、例えば既存のＢＷＲ（沸騰型軽水炉）プラント２２である。ＢＷＲプラント２２では、原子炉建屋２４内に原子炉格納容器２３を設置し、その中に原子炉容器２５を設置している。原子炉格納容器２３内から原子炉容器２５やその他の設備を撤去し、高速炉１の原子炉容器５を設置すると共に水を貯めることで、ＢＷＲプラント２２を高速炉プラント２１に改造することができる（図４（ｂ））。ＢＷＲプラント２２では、燃料交換の際に原子炉格納容器２３内に水を溜め原子炉容器２５を水没させるため、原子炉格納容器２３のプール６への転用は可能である。

例えば、３６万ＫＷｅ級のＢＷＲプラント２２では、原子炉建屋２４の内部空間の直径は３８ｍ、原子炉格納容器２３の内部空間の直径は１７ｍ、原子炉容器２５の直径は９ｍである。約４０万ＫＷｅ級の高速炉プラント２１では炉心２７の直径が約３．５ｍになり、原子炉容器５の直径が約６ｍになるので、原子炉格納容器２３内に設置することができる。即ち、３６万ＫＷｅ級のＢＷＲプラント２２を改造して、出力が１割増しの約４０万ＫＷｅ級の高速炉プラント２１を建設することができる。なお、原子炉格納容器２３の近傍には使用済燃料を一時的に保管するプール２８があり、このプール２８はそのまま利用できる。

このように既存の原子炉施設２２を利用して最新の高速炉施設２１を建設することができるので、高速炉施設２１の建設が容易になると共に、その建設費用を安く抑えることができる。また、既存の原子炉施設２２の一部を有効活用することができるので、その分だけ廃棄物を減らすことができる。さらに、建設から年数の経った高経年軽水型原子力発電所を最新の高速炉施設２１に改造することで、高経年原子炉の保守・管理負担が解消される。

なお、上述の形態は本発明の好適な形態の一例ではあるがこれに限定されるものではなく本発明の要旨を逸脱しない範囲において種々変形実施可能である。

例えば、上述の高速炉１では、粒子形状の金属燃料２を燃料要素容器９に充填していたが、例えば図５に示すように、粒子形状の金属燃料２の間に変形可能な金属製チューブ２６を挿入し、金属燃料２の温度変化に伴う膨張・収縮に応じて金属製チューブ２６を変形させるようにしても良い。金属製チューブ２６の上部は不活性ガス溜１１に開放されている。また、金属製チューブ２６の横断面は、例えば楕円形を成している。

また、粒子形状の金属燃料２を充填することに代えて、例えば溶融状態の金属燃料２を燃料要素容器９内に流し込んで冷却し固化させた後、ドリル等の機械的な工具を使用してガス穴を設けることも考えられる。

また、上述の説明では、各燃料要素３毎に冷却材駆動機構１２を設けて液体金属冷却材４を強制循環させていたが、冷却材駆動機構１２を省略して液体金属冷却材４を自然対流させても良い。

さらに、上述の説明では、既存の原子炉施設２２としてＢＷＲプラントを例に挙げ、ＢＷＲプラントを高速炉プラント２１に改造していたが、ＢＷＲプラント以外の原子炉施設を高速炉プラント２１に改造しても良いことは勿論である。

本発明の高速炉１の炉心２７の寿命を確認するための実験を行った。図３に示す炉心２７を設計し、その燃焼特性を計算した。炉心２７の中心から半径１．２ｍの範囲（符号２７ａで示す領域）内に設置する燃料要素３の金属燃料２は濃縮ウランとして１０％のものを使用したＵ−１０％Ｚｒ合金（Ｚｒが１０％、Ｕが９０％）、その周囲（符号２７ｂで示す領域）のブランケット燃料は０．２％の劣化ウランを使用したＵ−１０％Ｚｒ合金である。なお、ブランケット燃料の半径は１．６ｍ、炉心の高さは２ｍ程度である。

実験の結果を図６に示す。燃焼度が２００ＧＷ・ｄ／Ｔ（ギガワット日／トン）を超えても１．００以上の反応度ｋを確保することができた。なお、一般的な軽水炉では、１．００以上の反応度ｋを確保できるのは５０ＧＷ・ｄ／Ｔ程度である。この結果からも明らかなように、本発明の高速炉１の炉心２７は長寿命であることが確認できた。

本発明を適用した高速炉の実施形態の一例を示す概略構成図である。図１の高速炉の燃料要素の断面図である。図１の高速炉の炉心の概念図である。本発明を適用した高速炉施設の建設方法の実施形態の一例を示し、（Ａ）は改造する前の既存ＢＷＲプラントの概略構成図、（Ｂ）は改造後の高速炉プラントの概略構成図である。金属燃料の間に金属チューブを設けた様子を示す図である。本発明の高速炉の炉心の燃焼特性を示すグラフである。

符号の説明

１高速炉
２金属燃料
３燃料要素
４液体金属冷却材
５原子炉容器
６プール
９燃料要素容器
１０冷却管
１２冷却材駆動機構
２３原子炉格納容器

Claims

金属燃料を有する複数の燃料要素と、前記燃料要素を冷却する液体金属冷却材（ただし、液体ナトリウムを除く）とを収容する原子炉容器をプール内に設置したことを特徴とする高速炉。
前記燃料要素は、内部が密閉された燃料要素容器と、前記燃料要素容器内を上下方向に貫通する冷却管とを備えると共に、少なくとも運転時には前記金属燃料は前記燃料要素容器の内側面及び前記冷却管の外周面に接触しており、前記液体金属冷却材によって前記燃料要素容器の外側面と前記冷却管の内周面を冷却することを特徴とする請求項１記載の高速炉。
前記液体金属冷却材を前記冷却管内に強制的に循環させる冷却材駆動機構を前記燃料要素毎に設けたことを特徴とする請求項２記載の高速炉。
前記プール内は加圧されていることを特徴とする請求項１から３のいずれか１つに記載の高速炉。
既存の原子炉施設の原子炉格納容器内から当該原子炉施設の設備を撤去した後、前記原子炉格納容器内に請求項１から４のいずれか１つに記載の原子炉容器を設置すると共に水を貯め、前記原子炉格納容器をプールに転用して請求項１から４のいずれか１つに記載の高速炉を備えた施設を建設することを特徴とする高速炉施設の建設方法。