JP2011501811A - 事故時の冷却が改善された原子炉 - Google Patents

Abstract

炉心を保持する容器（４）と、原子炉を冷却するための一次回路と、前記容器（４）が配置される原子炉ピット（６）と、原子炉ピット（６）において容器（４）の下部を囲んでおり、通常の動作において熱シールドとして機能し、事故の際に液体を上向きに流すための環状チャネル（１６）と、原子炉ピットを満たすことができる液体のリザーバと、原子炉格納容器（２２、図示しない）と、原子炉格納容器（２２）とは別であって、原子炉ピット（６）の上端において生じた蒸気を収集するためのマニホルド（２６）と、環状チャネル（１６）の液体に強制的に対流を生じさせることができる循環ポンプ（４０）と、循環ポンプ（４０）を動作させて、前記収集された蒸気によって強制的に対流を生じさせることができるローブポンプ、蒸気ピストン装置、またはタービン（３２）とを備えている原子炉。
【選択図】図１

Description

本発明は、事故時の冷却が改善された原子炉に関し、具体的には、重大事故の際に、炉心が封じられている原子炉の容器を外側から冷却することに関する。

原子炉は、一般的には、例えば燃料棒または燃料プレートの形態の核燃料を収容しており、容器内に封じられている炉心と、水を容器へと進入させ、炉心での核反応によって生成される熱量を回収すべく容器内を循環させ、容器から出すことができる一次回路とを備えている。さらに原子炉は、やはり水が循環する二次回路を備えている。一次および二次回路は互いに分離されているが、容器から出てくる一次回路の水と二次回路の水との間で熱交換が行われる。二次回路の水が気化させられ、電流を生成するためにタービンへと送られる。

したがって、通常の動作においては、原子炉は浸水している。

容器の一部は、容器の支持体として機能して放射線シールドを形成するコンクリートピットに配置されている。

原子炉の通常の冷却機能を低下させる一次または二次回路の故障または漏れが発生した場合に炉心の冷却を保証するためのバックアップシステムが設けられている。しかしながら、バックアップシステムが同時に故障した場合には、炉心の残余出力が十分には排出されず、炉心の周囲の水を気化させて、通常であれば炉心にあふれている水の水位を徐々に低下させる。

結果として、液体に含まれる水分が徐々に気化することで、炉心の燃料棒（または、燃料プレート）の温度が上昇し、そのような温度上昇は、燃料棒の被覆の発熱性の高い酸化反応を生じさせる蒸気の存在によって増幅される。被覆が破れ、中身が解放され、コリウムとして知られるマグマへと変換されうる破片の床が形成される。

このような極端な場合には、炉心は、コリウムの連続的な流れの形態で容器の底部に局部集中する傾向にある。これによって得られる溶液（コリウム槽として知られる）は、２７００Ｋ程度の温度であり、数十トンを呈し、容器の厚さの減少を引き起こす可能性があり、場合によっては容器に穴を生じさせる可能性もある。

容器の穴あきを防止するための１つの技術的解決策は、容器を水に浸すことによって外部から冷却することである。これを行うために、容器が中に配置されるピットが、原子力発電所のプールおよび他の貯蔵場所において利用可能な水で満たされる。空気の対流が少ないこと、およびシールドの存在によって熱放射が妨げられることにより、水との熱交換は空気との熱交換よりはるかに良好であるため、容器の外側の温度が水の温度にきわめて近い温度に保たれる。そのような状況においては、大量の流れにおいても、コリウムの封じ込めを保証するために、容器の十分な厚みを維持することができ、６００℃程度であるクリープ温度よりも壁の温度を低く保つことができる。

次いで、容器の冷却が自然対流によって行われる。

しかしながら、実際には、自然対流は、
・容器と熱シールドとの間の空間が不十分であること、
・容器の下方の壁を蒸気が這うこと、
・ベーパーロックが出現する（容器の上部に形成される）こと
によって妨げられることが多い。

さらには、重要なことに、自然対流の現象には、特に水と容器との間のエネルギー束がきわめて大きい（大型の原子炉の場合、メガワット／ｍ^２以上）場合に、容器の外壁への蒸気泡の形成が付随する。

これらの蒸気泡は、量が限られている場合には、熱交換現象に有利に働く水のマイクロ混合を容器の壁に沿って生じさせ、容器の壁の冷却にプラスの効果を有する。この現象は、核沸騰として知られている。

一方、きわめて大きな熱流束においては、蒸気泡の量がきわめて多くなり、蒸気泡が壁に固定されて熱絶縁領域を形成し、壁と水との間の熱交換係数を低下させる。この現象は、限界熱流束の存在に結び付けられた沸騰危機として知られている。この場合、高出力の原子炉において、壁がもはや正しく冷却されず、容器の完全性が保証されない可能性がある。この沸騰危機は、単純な自然対流による冷却の場合には、回避することが現実的には不可能である。

蒸気の絶縁層の発生、したがって沸騰危機の開始を遅らせるために、壁の濡れ性を向上させて蒸気泡の蓄積を防止する狙いで、例えば、水にナノ粒子を存在させること、容器の外面に表面コーティングを設けること、あるいは容器の外面を単純に酸化させることが提案されている。

さらには、６００ＭＷ超の原子炉において、特にコリウム槽の酸化物の上方に金属層が形成される場合に、熱エネルギーが、コリウム槽の水平方向の対流および容器の壁との高い熱交換係数ゆえに、容器の領域に集中する。この現象は、「集中効果」として知られており、コリウム槽のエネルギーが集中する点において容器の壁の穴あきにつながる。

したがって、本発明の目的は、事故の場合に、外部からの人間の介入または外部エネルギーの入力を必要とせずに、容器の穴あきを回避することができる安全システムであって、変化しやすい極限条件の下でも機能できる安全システムを提供することである。

上述の目的は、重大事故の場合に、原子炉の容器の周囲に位置する冷却水を強制的に対流させ、沸騰危機により離脱が開始する危険を、重大事故の筋書きによって想定される最大流束を超えて押し戻すことによって、コリウムの容器への封じ込めを可能にする自立システムを備える原子炉によって達成される。

本システムは、特に、外壁に沿って水の流れを駆動するためのポンプを備えており、このポンプが、原子炉ピットに収容された水からの蒸気によって駆動され、事故の場合に容器は水浸しとなる。したがって、この強制対流を生じさせるために、外部のエネルギーの入力は不要である。したがって、たとえ電気供給の中断を引き起こす深刻な故障の場合でも、この強制対流が保証される。

換言すると、容器の周囲の水を強制的に対流させることによって冷却する手段によって、原子炉の容器の水面下での外部からの冷却が改善され、このような冷却が、自然対流による冷却に追加され、前記手段は自立的に動作する。

これを行うために、本発明による原子炉は、容器の周囲で生成される蒸気を回収する手段と、蒸気の運動エネルギー（エネルギーは現在のところ有益には利用されていない）からポンプを動作させる手段と、このエネルギーによって駆動され、容器の周囲の水の強制対流を生じさせることができるポンプとを備えている。原子炉ピットのレベルで生じる蒸気を収集して超過圧力を発生させるチャンバを形成するために、原子炉格納容器の中に分離用の仕切りが形成される。この仕切りが収集チャンバを原子炉格納容器から隔てる。

このようにして、収集された蒸気の超過圧力の原動力が使用される。

強制対流においては、循環する水の流れは３ｍ／ｓ程度であると考えられ、自然対流においては、容器の周囲の水の流れは約０．５ｍ／ｓと推定できる。さらには、容器の穴あきにつながる臨界熱流束は、質量流量の１／３乗の関数である。結果として、水の質量流量の増加が臨界熱流束を増加させ、臨界熱流束が「集中効果」の領域において容器に加わる可能性がある最大流束を超えて押し戻される。

本発明は、注目すべきことに、例えば電気の供給または他の動力（例えば、ディーゼル）の供給がすべて絶たれた場合など、きわめて悪化した状況の下でも動作することができる究極的な安全システムを提供する。

このように、本発明は、容器の外側の水を、外部対流を促進するポンプによって容器の壁に沿って移動させることからなり、これを、溶解した炉心の残余エネルギーが容器の外部に放散することによって生じる蒸気を使用して行う。

本発明は、自立的であるという利点を有し、運転員の存在を必要とせず、あるいは事故によって放出されるエネルギー以外のいかなるエネルギー源も必要としない究極的な安全システムを形成する。

さらに、本発明によるシステムは、大出力の動作よりもむしろロバスト性を特徴とし、すなわち厳しい条件の下でも動作することができ、したがってその動作が、循環する水に残留物が含まれる可能性があり、さらには蒸気の漏れが存在する可能性がある事故の後の不安定な状況下でも保証される。

さらには、本発明による安全システムは、例えば原子炉格納容器内の１バール〜５バールの圧力および１０ｍ^３／ｓにも達しうる蒸気の流量など、幅広い蒸気の流量および圧力の範囲において動作することができる。

このように、本発明の主題は、主として、炉心を収容するための容器と、原子炉を冷却するための一次回路と、前記容器が配置される原子炉ピットと、前記原子炉ピットにおいて前記容器の下部を囲んでいる環状のチャネルと、前記原子炉ピットを液体で満たすことができる手段と、原子炉格納容器と、前記原子炉ピットの上端において生じた蒸気を収集するための、前記原子炉格納容器とは別の手段と、前記環状チャネルの水の強制対流を生じさせることができる手段と、前記収集された蒸気によって前記強制対流生成手段を動作させる手段とを備える原子炉である。

例えば、蒸気を収集することができる手段が、原子炉格納容器とは別の収集チャンバによって形成され、この収集チャンバは、この収集チャンバと原子炉格納容器とを連絡させる排出通路を備えており、強制対流生成手段を動作させる手段が前記排出通路に挿入されており、収集された蒸気の運動／位置エネルギーを、強制対流を生じさせることができる手段を駆動するモータエネルギーに変換する。

強制対流生成手段を動作させる手段は、好都合には、ローブポンプと、強制対流生成手段へと接続された伝達機構とを備える。ローブポンプは、特筆すべき頑丈さおよびきわめて単純な構造を提供する。

強制対流生成手段は、前記環状のチャネルの入口の高さにおいて原子炉ピットの下端に配置された循環ポンプを備えることができる。

前記伝達機構は、例えば、前記ローブポンプおよび前記循環ポンプにそれぞれ噛合した第１および第２のシャフトと、前記第１および第２のシャフトの間の角度伝達装置とを備えている。この機構は、きわめて単純であり、厳しい状況の下での動作に合わせて構成されている。

原子炉ピットを液体で満たす手段が、例えば、液体のリザーバと、このリザーバを原子炉ピットの下端に接続するダクトとを備えており、このダクトが、通常動作において冷却空気をピットに供給することができる。

リザーバは前記収集チャンバに連絡でき、前記ダクトは、好都合には、キャビテーション現象の回避を可能にする末広がりの形状を有するコネクタによって、前記収集チャンバに接続されている。

リザーバは、好都合には、リザーバから原子炉ピットへの水の流れが重力によって生じるので追加の装置が不要であるよう、原子炉ピットの高さよりも上の高さに設けられる。あるいは、リザーバから原子炉ピットへの水の流れは、強制対流生成手段を動作させる手段が駆動するポンプによって生じる。このようにして、冷却システムは完全に自立する。

強制対流生成手段を動作させる手段を、機械エネルギーを電気エネルギーに変換する装置に接続し、電気エネルギーをバックアップシステムおよび／または監視システムに供給することができる。

前記収集チャンバは、好都合には、例えば約０．３バールの超過圧力など、収集チャンバ内に所与の値よりも大きい超過圧力が生じた場合に、原子炉格納容器への蒸気の排出を可能にする安全弁を備えている。

さらに、収集チャンバの寸法が小さい場合、この原子炉は、前記ポンプおよび前記安全弁の上流の水／蒸気分離器をさらに備えることができる。

本発明の別の目的は、容器が中に配置された原子炉ピットが事故の場合に水浸しになる際、原子炉の周囲で生成される蒸気を、容器の周囲に強制対流生成手段を駆動するために使用することである。

生成された蒸気は、原子炉ピットに水を供給するためのポンプを駆動するためにも使用することができる。

生成された蒸気は、監視装置に供給する電気を生成するためにも使用することができる。

本発明は、以下の説明および添付図面の助けによって、よりよく理解されるであろう。
本発明による安全システムが設けられた原子炉の一部分を示す概略断面図である。 本発明による原子炉を水で冷却した場合の容器底部壁の温度分布のグラフである。 ＡおよびＢは、それぞれ本発明による原子炉および従来技術の原子炉の容器に沿った水の流速のグラフである。 ＡおよびＢは、それぞれ本発明による原子炉および従来技術の原子炉の容器に沿った圧力のグラフである。

本発明を、高出力（１０００ＭＷｅ超）の加圧水型原子炉（ＰＷＲ）の範囲において説明するが、本発明は、それよりも小さな出力の原子炉にも適用される。

以下の説明においては、使用される冷却液は純水であるが、適切な熱特性を提供する他の任意の組成物（汚れた流水、熱交換を有利にするナノ粒子を含んでいる水、など）が適切でありうる。

図１において、容器４を備える本発明による原子炉２の一部分を見て取ることができ、容器４の下部が、コンクリート製の原子炉ピット６に配置されている。容器４は、容器の外面に向かって半径方向に突き出している環状のフランジ８を介して、原子炉ピット６の上端６．１に載せられている。容器４は、遊びを伴って原子炉ピット６に収容されており、したがって、環状の空間が容器の側壁１０と原子炉ピット６の壁との間に存在している。

容器４が、核燃料を収容する密閉空間を画定して炉心（図示されていない）を形成しており、核燃料は、例えば核燃料棒（または、核燃料プレート）の集合体の形態である。

さらに、原子炉ピット６は、炉心によって発せられる熱放射に対するシールドを備えている。

さらに、原子炉２は、原子炉ピット６の上方で容器に出入りする水ダクトによって形成され、容器４に水を出入りさせる一次回路１２を備えている。この水が、炉心のエネルギーを集めるための熱運搬媒体を形成する。一次回路は、一次回路によって運ばれる流体を冷却する二次回路（図示されていない）と協働する。二次回路に生じる蒸気が、電気を生成するためのタービンを動作させるように機能する。

環状チャネル１６は、通常動作において熱絶縁の役割を保証し、原子炉ピット６を浸水させた場合に劣化動作において水の自然対流を保証するために、容器４の壁の周囲に設けられている。

この冷却水チャネル１６は、原子炉ピット６内に位置する容器４の下部を囲む金属ケーシング１８によって画定されている。

このケーシング１８は、容器４の下部の形状を有し、通常動作において熱シールドとして機能するが、事故時の動作において水を入力するための通路２０を下端に備えている。

このケーシング１８は、コンクリートを熱放射から保護する熱シールドを形成してコンクリートを適度な温度に保ち、前記シールドの外側と原子炉ピット６のコンクリートとの間に空気の循環が提供されている。

さらに、原子炉は、例えば一次回路が破れた場合に、放射性元素を含んだ水が漏れることを防止する目的で、容器４を囲む原子炉格納容器２２を備えている。原子炉格納容器は、例えばコンクリートで製作された大容積のおおむね円筒形のケーシングであり、原子炉、一次回路、熱交換器、および一次ポンプを囲んでいる。

熱シールドを、ケーシング１８の上端の高さにも設け、容器４を支持している高さでコンクリート構造を保護してもよい。

支持フランジ８および上部の熱シールドは、動作に応じて冷却空気および水の排出に対して障害物を形成することがないように設けられる。

原子炉ピット６の底部に、通常動作における冷却空気の取り入れ口２４の導入口が設けられ、原子炉ピットを浸水させるための原子炉ピットへの水の供給口を形成している。

本発明によれば、原子炉が、事故の場合に水面下で冷却の際に生じる蒸気を閉じ込め、蒸気の運動／位置エネルギーを使用して、環状の冷却チャネル１６に強制対流を生じさせることができるポンプを駆動する。

これを行うために、原子炉は、容器の水面下で冷却の際に生じる蒸気を集め、水を運動させることができる手段を駆動するために利用することができる領域へと運ぶための手段を備える。

これらの手段は、特にコンクリート構造に作られた一次回路のダクトの通路を封じ、原子炉ピット６の片側に原子炉ピット６に連絡させて追加されたチャンバ２６を含んでいる。チャンバ２６は、原子炉格納容器の内側に位置すると同時に、原子炉格納容器の大容積に対して密封された容積を形成するように、原子炉格納容器から分離されている。

収集チャンバ２６は、具体的には、冷却水チャネル１６の上端に連絡している。

この原子炉格納容器の内側の仕切りは、原子炉格納容器の内側の小さな容積を、原子炉格納容器の総容積に対して絶縁する。この小さな容積が、原子炉ピットにおいて生じた蒸気を受け取り、原動力として利用される局所的な超過圧力の発生を可能にする。

このチャンバ２６が、冷却水チャネル１６から来る通常の状況の高温空気を収集し、事故の状況において冷却水チャネル１６から来る蒸気および水の一部を収集する。チャンバ２６は、例えば、０．５バールという原子炉格納容器との差圧に耐えることができる強化コンクリートで製作される。チャンバ２６の下部は、取り入れ口２４の導入口に開口するダクト２８に連絡しており、後述されるとおり、通常動作においては原子炉ピット６への新鮮な空気の供給を保証し、事故の状況においては原子炉ピット６への水の供給を保証する。

収集チャンバ２６の上部は、蒸気を排出するための排出口３０を備えており、この排出口３０に、蒸気によってポンプを駆動することができる手段３２が設けられており、この手段３２は例えばタービンまたはローブポンプである。

好都合なやり方においては、ローブポンプが、きわめて頑丈であるがゆえに、蒸気からエネルギーを取り戻すために選択される。実際、ローブポンプは、２つの回転可動部品を備えるだけであり、保守を必要としない。さらに、必要とされる特性よりも高い特性を有する軸受を、ポンプの耐久性をさらに向上させるために使用することができる。

さらに、タービンと異なり、蒸気の流量が少ない場合でも、始動が自動的である。ローブへと加わる圧力がポンプへと直接伝達されて容器周囲の流体の循環を加速させる。

蒸気ピストンによって駆動される装置の使用も想定することができる。

さらに、収集チャンバ２６は、重力動作の安全弁３６を備えており、超過圧力が決して上限に達しないように保証している。この上限は、例えば０．２〜０．３バールである。この安全弁３６は、例えばローブポンプまたはタービンが作動していない場合に動作するように設計され、蒸気が原子炉格納容器へと逃げないようにする。

収集チャンバは下部に原子炉ピット６の底部に開口するダクト２８に接続する出力３４を備えている。

図示の例では、収集チャンバ２６が、重大事故の場合に原子炉ピットを浸水させることができるよう、例えばプールに貯蔵された水３８のリザーバに連絡することができ、これらのリザーバから来る水は、ダクト２８を介して原子炉ピット６へと流れる。

収集チャンバ２６とリザーバ３８との連絡は、収集チャンバ２６の下部の高さに位置して原子炉格納容器に連絡している水平方向のチャネル３７によって実現することができる。

原子炉ピット６を重力によって満たすことも想定でき、水のリザーバが、ピットより高く配置される。

さらに、ピット内の液体の水の高さが、気化しても実質的に一定に保たれるように調節される。

したがって、
・ローブポンプを介して蒸気によって駆動されるポンプが、蒸気の逃げ出しによる流体の喪失を保証するために、ピットへと液体を注入し、注入される水の最大量は、約１０ｋｇ／ｓであるべきである。この場合、チャンバ２６内の超過圧力が維持されるように保証するために、蒸気を集めるためのチャンバ２６の下部の高さにおいて水平方向のチャネル３７に逆止弁３９が設けられる。
・気化した水の補償は、容器内に必要とされる水位の上方約２〜３ｍに位置する水の恒久的なリザーバから重力によって届けられる水の入力によって実行される。これにより、系の内圧（安全弁の重さゆえ、最大でも０．３バールである）が高くても水の入力が保証される。重力による補償は、可動部品の数が少なくなるという利点を有し、このことは、劣化条件下において好ましい。

好都合には、水の供給にフィルタ手段５０が配置され、過剰に多くの破片が進入することを防止する。実際、事故の際には、この水の一部は、原子炉格納容器（壁上またはスプレーリング経由）における蒸気の凝縮および原子炉ピットへの流入に由来する。図示の例では、フィルタ手段が水のリザーバに配置されている。

堆積領域５２を、原子炉ピットの底部にさらに設けることができ、この堆積領域５２が、取り入れ口２４の導入口よりも下方に位置し、手段５０によって実行されるろ過を好都合に完結させる。

図示の例では、水のリザーバ３８が収集チャンバ２６の隣に示されているが、収集チャンバ２６から離して設け、ダクトによって収集チャンバ２６へと接続してもよいことは明らかである。地理的に離れた複数のリザーバが存在してもよい。例えば、特定のリザーバが、事故の発生時に原子炉ピット６を浸水させるように作動する安全用のリザーバであって、他のリザーバが、容器の冷却の際に流水を収集するためのリザーバであってよい。この場合、ピットに水を供給するための複数の別々のダクトが設けられる。

ローブポンプ３２が、冷却水を強制的に対流させるために、原子炉ピット６の底部で環状のケーシング１８の底部の通路２０の直下に配置された循環ポンプ４０に機械的に接続している。

ローブポンプ３２は、ローブポンプまたはタービン３２の回転を循環ポンプ４０の回転へと伝達できる機械式の伝達装置４２によって、循環ポンプ４０へと接続される。図示の例では、機械式の伝達装置が、第１のシャフト４４、第２のアーム４６、および適切な歯車減速を保証する２つのシャフト４４、４６の間の角度伝達装置４７を備えている。

第１のアーム４４の、第１の端部がローブポンプまたはタービン３２に噛合し、第２の端部がかさ歯車４５を備えている。第２のシャフト４６は、第１のシャフト４４に直角であり、第１の端部にかさ歯車４５と噛合するかさ歯車４８が設けられ、第２の端部において循環ポンプ４０と噛合している。

伝達機構は、当然ながら、より複雑な形状およびより優れた効率を有することができるが、劣化条件下で動作が可能な頑丈な機構が好ましい。

循環ポンプ４０は、容器の底部に配置されるがゆえに、飽和温度をわずかに下回る温度で動作するように意図され、したがってキャビテーションの付近で動作することになる。したがって、入口側に生じる真空が小さいよう、回路において可能な限り低く配置されるように選択を行うこと、および大きな寸法を有するように選択を行うことが好ましい。例えば、シュラウド付きのプロペラを、循環ポンプとして選択することができる。

好都合には、ダクト２８の収集チャンバ２６への接続部を末広がりにすることにより、容積へのパイプの接続に関連する局所的なヘッドロスを最大限に減らすことができる。実際、この地点において、冷却水は飽和温度に近く、したがって流れが最適でないと、この地点において、ダクトの一部を蒸気で満たしかねないキャビテーションの現象が生じる可能性がある。上述のような接続を選択することで、このキャビテーションの危険が軽減される。

さらには、ローブポンプ３２を、循環ポンプ４０と並列に発電機（図示されていない）に接続し、監視システム（例えば、状態表示装置、温度センサ、または放射能センサ、など）およびさらなるバックアップシステムなどの付随のシステムへの供給を行うことも想定できる。これは、好都合には、完全に自立したシステムを有することを可能にする。

次に、本発明による安全システムの動作を説明し、一般的には本発明による原子炉の挙動を以下で説明する。

通常動作において、水が一次回路によって容器４内を循環し、この水が、炉心との熱交換によって加熱される。加熱された水が二次回路との熱交換によって冷却され、二次回路において生じる蒸気が、タービンを動作させて電気を生み出すために使用される。炉心と一次回路との間の熱交換、および一次回路と二次回路との間の熱交換により、炉心の温度が、燃料棒の完全性が保証される温度に保たれる。

例えば二次回路の炉心冷却システムが機能停止した場合、およびバックアップ冷却システムが故障した場合、一次回路の水が沸騰すると、炉心の停止（制御棒の降下）にもかかわらず炉心に水がなくなる結果となり、炉心の温度が燃料棒の鞘の溶解が生じる温度に達し、コリウムが形成される。自然対流による冷却は十分でない。容器の壁に穴が開くという重大な危険が生じる。

本発明による安全システムによれば、リザーバに収容された水によって容器４の外側に浸水させるために、原子炉ピット６が水で満たされる。水は、ダクト２８または安全リザーバへと直接接続された他のダクトを通って、ピットへと流入する。

容器４を囲む水の一部が気化し、そのようにして形成された蒸気が収集チャンバ２６に集められ、チャンバがわずかに超過の圧力になる。その結果、蒸気が収集チャンバの排出用の出口を介して流れ、ローブポンプ３２を回転させ、ローブポンプ３２が、伝達装置４２を介して、原子炉ピット６の底部に配置された循環ポンプ４０を駆動する。このポンプ４０が動作することで、水の強制対流が生じ、核沸騰限界の開始が回避され、したがって容器の穴あきが回避される。

水の戻りは、一部はケーシング１８と原子炉ピット６の壁とによって画定されるチャネルによって行われ、一部は収集チャンバ２６を介してダクト２８によって行われる。気化した水は、上述したように排出される。

本発明は、冷却システムの従来どおりの動作を乱さないという利点を有している。実際、通常の動作において、冷却空気はポンプ４０を迂回し、事故時にポンプが動作しない場合に、水の自然対流が、ポンプ４０の羽根を迂回することによって通常どおりに生じる。

ＡＳＴＥＣ Ｖ１という原子力発電所の事故の展開を計算するための欧州のソフトウェアプログラム（このソフトウェアは、外部冷却機能を備える容器への封じ込めの事例を扱うように構成されている）によって得られたシミュレーション結果を、以下で説明する。

図２は、コリウム槽が単一の流れで容器の底部へと注がれてから３３４９秒後の容器の壁の底部の温度Ｔ（単位は、Ｋ）の分布を示している。容器の底部の下方４分の１が示されており、Ｘ軸には容器の半径Ｒ（単位は、メートル）が与えられ、Ｙ軸には容器の高さｈ（単位は、メートル）が与えられている。

シミュレーションのために、容器の外側の水が、厚さ１５ｃｍの冷却水チャネルを強制対流で循環させられると考えた。この形状は、大出力の原子炉の形状に相当する。

本発明により、容器の底部の温度が６００Ｋ〜１０００Ｋ、すなわちクリープ温度未満に保たれ、したがって容器の穴あきが回避されることが分かる。

図３Ａの曲線は、強制対流の下で本発明による原子炉の冷却水チャネルを循環する水について、種々の高さにおける速度Ｖ（単位は、ｍ／秒）を時間ｔ（単位は、秒）の関数として示しており、図３Ｂは、冷却水チャネルにおいて自然対流状態にある水について、種々の高さにおける速度Ｖ（単位は、ｍ／秒）を時間ｔ（単位は、秒）の関数として示している。使用されている記号Ｉ、ＩＩ、ＩＩＩ、ＩＶ、およびＶは、底部から上部へと種々の高さを示している。

注目すべきことには、本発明により、コリウムが位置する容器の底部領域において水の流速が６倍に上昇している。循環ポンプ４０によって生成される超過の圧力により、流れの状況が、蒸気の形成または上昇によって乱されることがない。本発明によれば、許容される最大の流束、すなわち核沸騰限界が見られる流束について、流束の値は速度の１／３乗に依存するため、８０％の向上が得られる。

図４Ａの曲線は、容器４の冷却水チャネル１６において本発明によるシステムの循環ポンプによって生成される種々の高さにおける冷却水チャネル１６の圧力Ｐ（単位は、Ｐａ）を、時間ｔ（単位は、秒）の関数として示している。とりわけ、上昇におけるベーパーロックの形成の防止を可能にし、自然対流、したがって冷却を改善する超過の圧力の出現に、注目することができる。使用されている記号Ｉ’、ＩＩ’、ＩＩＩ’、ＩＶ’、Ｖ’、およびＶＩ’は、底部から上部へと種々の高さを示している。

以下が、シミュレーションにおいて考慮されている。
・環状空間の上部出口（冷却水が容器から離れる地点）における局所ヘッドロス係数は０．５に等しく、鋭角で現れるダクトの局所ヘッドロス係数と同一である。
・ポンプへの供給を行う下降チャネルの上部における局所ヘッドロス係数は、０．０３に等しく、比較的大きな曲げ半径を有する円形コレクタの局所ヘッドロス係数と同一である。

図４Ｂは、従来技術の原子炉の冷却水チャネルにおいて生じる種々の高さにおける圧力を示している。超過の圧力は見られない。したがって、ベーパーロックの発生の危険が、本発明による原子炉よりも大きい。

蒸気の収集が必ずしも高品質である必要がないことに注意すべきである。実際、蒸気のエネルギーを回収するためのシステムは、きわめて原始的かつ低効率であってよい。なぜならば、放射されるエネルギーがきわめて大きいからであり、実際に、炉心が放出する残りの出力は、初期には２０ＭＷ程度（その後低下する）であり、例えば蒸気機関車２０台分または連絡船１隻分であり、循環ポンプ４０の動作に必要なエネルギーは、放出される蒸気の量に比べて小さいからである。同様に、一次回路のレベルにおける封止が甘くても、システムが必要とする動力に悪影響が及ぶ可能性はない。

本システムの性能は、排出すべき熱流束が大きい場合に限界に達する自然対流のみで動作するシステムと異なり、最強の流束が生じる場合に好都合に向上する。このように、その完全な動作自立性および自動的始動により、本発明による冷却システムは、生じる蒸気の量が十分になるやいなや自然対流による冷却を置き換えることができる。

例として、以下の寸法を与えることができる。直径４ｍの容器において、環状空間１６の幅は５ｃｍ〜１５ｃｍであると適切であると考えられる。この値は、強制対流にある加熱された斜めのチャネルにおける核沸騰限界の研究について、ＧｒｅｎｏｂｌｅのＣＥＡにおいて行われたＳＵＬＴＡＮ実験によって得られている。さらには、蒸気が１０ｋｇ／ｓに達する可能性があり、すなわち動作圧力において１０ｍ^３／ｓを超える可能性があることに鑑みて、例えば１０ｍ^３以上など、大容積の収集チャンバ２６が好ましい。これは、保守作業も容易にする。もっと小さい容積の場合には、ローブポンプおよび安全弁の上流に水／蒸気の分離装置を追加することができる。

本発明は、容器内に保持される原子炉、特に加圧水型原子炉（ＰＷＲ）に特に合わせて構成されている。

本発明は、対流により水面下で冷却を行う原子炉に適用されるが、特に例えば沸騰水型原子炉など、他の種類の原子炉にも適用可能である。また、設計時の形状が自然対流での水面下での容器の外部冷却に備えていない任意の原子炉（加圧水型（ＰＷＲ）または他の形式）にも適用される。この場合、不適切な形状または狭すぎる形状ゆえに、本発明によって単純かつ頑丈な方法による強制対流で水を通過させることだけが、容器の完全性を保証することができる。

Claims (15)

1. 炉心を収容するための容器（４）と、原子炉を冷却するための一次回路と、前記容器（４）が配置される原子炉ピット（６）と、前記原子炉ピット（６）において前記容器（４）の下部を囲んでいる環状のチャネル（１６）と、前記原子炉ピットを液体で満たすことができる手段と、前記原子炉ピットおよび前記容器が配置される原子炉格納容器（２２）とを備えている原子炉であって、前記原子炉ピット（６）の上端において生じた蒸気の収集手段（２６）であって、前記原子炉格納容器の中に配置され、超過の蒸気の圧力の発生を可能にするために前記原子炉格納容器（２２）の容積とは別の容積を画定する収集手段と、前記環状のチャネル（１６）内の液体に強制的に対流を生じさせることができる手段（４０）と、前記収集された蒸気によって前記強制対流生成手段（４０）を動作させる手段（３２、４２）とをさらに備えることを特徴とする、原子炉。
2. 前記蒸気を収集することができる手段（２６）が、前記原子炉格納容器（２２）とは別の収集チャンバであって、前記原子炉格納容器（２２）と連絡する排出通路（３０）を備えた収集チャンバによって形成されており、前記強制対流生成手段（４０）を動作させる手段（３２、４２）が、前記排出通路に挿入されて、収集された蒸気の運動／位置エネルギーを、前記強制対流生成手段（４０）を駆動する駆動力に変換する、請求項１に記載の原子炉。
3. 前記強制対流生成手段（４０）を動作させる手段（３２、４２）が、ローブポンプ（３２）と、前記強制対流生成手段（４０）に接続された伝達機構（４２）とを備えている、請求項１または２に記載の原子炉。
4. 前記強制対流生成手段（４０）が、前記環状のチャネル（１６）の入口（２０）の高さにおいて前記原子炉ピット（６）の下端に配置される循環ポンプを備えている、請求項１〜３のいずれか一項に記載の原子炉。
5. 前記伝達機構（４２）が、前記ローブポンプおよび前記循環ポンプにそれぞれ噛合した第１および第２のシャフト（４４、４６）と、前記第１および第２のシャフト（４４、４６）の間の角度伝達装置（４７）とを備えている、請求項３と組み合わせた請求項４に記載の原子炉。
6. 前記原子炉ピット（６）を液体で満たす手段が、液体のリザーバと、前記リザーバを前記原子炉ピット（６）の下端に接続するダクト（２８）とを備えており、前記ダクト（２８）が、通常動作において前記原子炉ピット（６）に冷却空気を供給することができる、請求項１〜５のいずれか一項に記載の原子炉。
7. 前記リザーバが、前記収集チャンバ（２６）に連絡でき、前記ダクト（２８）が、末広がりのコネクタによって前記収集チャンバ（２６）へと接続されている、請求項６に記載の原子炉。
8. 前記リザーバが、前記リザーバから前記原子炉ピットへの液体の流れが重力によって生じるように、前記原子炉ピットの高さよりも上の高さに設けられている、請求項６または７に記載の原子炉。
9. 前記リザーバから前記原子炉ピット（６）へと液体を運ぶ目的で、前記強制対流生成手段を動作させる手段（３２）によって駆動されるポンプを備えている、請求項６または７に記載の原子炉。
10. 前記強制対流生成手段（４０）を動作させる手段が、機械エネルギーを電気エネルギーへ変換する装置にも接続されている、請求項１〜９のいずれか一項に記載の原子炉。
11. 前記収集チャンバ（２６）が、収集チャンバ内に、例えば約０．３バールといった所与の値よりも大きな超過圧力が生じた場合に、前記原子炉格納容器（２２）への蒸気の排出を可能にする安全弁（３６）を備えている、請求項２と組み合わせた請求項１〜１０のいずれか一項に記載の原子炉。
12. 前記ポンプおよび前記安全弁の上流の液体／蒸気分離器をさらに備えている、請求項１１と組み合わせた請求項４に記載の原子炉。
13. 容器が配置された原子炉ピットを事故時に浸水させるとき、前記容器の周囲で強制的に対流を生じさせることができる手段を駆動することを目的とする、原子炉ピット内の原子炉の周囲において生成される蒸気の運動／位置エネルギーの使用。
14. 原子炉ピットに液体を供給するポンプを駆動することを目的とする、請求項１３に記載の生成蒸気の使用。
15. 監視装置へ供給する電気を生成することを目的とする、請求項１３または１４に記載の生成蒸気の使用。

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