JP2015072223A - 原子炉 - Google Patents
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Abstract
【課題】燃料交換装置及び制御棒駆動装置を不要とすることにより、より簡素な構成で安全な原子炉を提供する。【解決手段】金属燃料から形成されかつ断面の最大幅(D)が1メートル以下の棒状の炉心(10)と、炉心により加熱されて対流する冷却材(30)と、炉心(10)と冷却材(30)とが収容される原子炉容器(40)と、を有し、炉心(10)は、原子炉容器内に複数設けられることを特徴とする原子炉。【選択図】図2
Description
本発明は、原子力発電所などに設置される原子炉に関する。
原子力発電所や大型軍用艦艇などは、核燃料を核反応させるための原子炉を備えている。このような原子炉に用いられる核燃料としては、従来、主としてウラン酸化物を焼結したセラミック燃料が用いられていた。セラミック燃料は、熱伝導性に乏しく、周辺部分に対して中心部分が高温となるなど温度分布にむらが生じてしまう。よって、原子炉の出力の増減が繰り返されると、核燃料に亀裂が生じて核燃料が破損するおそれがある。そのため、原子炉の核燃料の損傷を回避するためには、数年ごとに核燃料を交換する必要があった。また、安全かつ継続的な核反応を維持するためには、原子炉の出力を部分的にも全体的にも制御する必要があった。
そこで、冷却材と、複数の核燃料集合体から形成された炉心と、これらを収納する原子炉容器とを備えるとともに、燃料集合体の全部または一部を交換するための燃料交換装置と、炉心の出力を制御するための制御棒及び制御棒駆動装置とを備える構成の原子炉が知られている。しかし、燃料交換装置及び制御棒駆動装置は、大型かつ複雑な構成が採用されることが多く、これらの装置の故障の防止や保守点検などのコスト削減の観点から、これらの装置は、より小型かつ簡素な構成であることが望まれていた。このような要請に対し、燃料交換装置及び制御棒駆動装置が小型化かつ簡素化されて、よりシンプルな構成となった原子炉が、特許文献1に開示されている。
また、近年、電力需要の増大とともに原子力発電の安全性確保の要請が高まっている。このような要請に対しては、例えば特許文献1に開示された原子炉のように構成を簡素化して動作信頼性を向上させる方法、原子炉に各種安全設備を多重に設ける方法、万が一の事故時の被害を抑えるために原子炉が保有する熱量を低減させる方法、などにより対応せざるを得ない。
しかしながら、特許文献1に記載の原子炉では、交換された使用済み燃料を外部に搬出する際に、原子炉容器の密閉性を保つことができない。また、燃料を保管するためのスペースを原子炉容器内部に別途設けて、使用済燃料と未使用燃料とを原子炉容器の内部において入れ替える構造を採用することも考えられるが、この場合、原子炉容器の内部に燃料を保管するためのスペースを設けなければならず、原子炉容器を大型化せざるを得ない。また、燃料交換及び制御棒駆動の際には、人的な操作ミスなどが生じる可能性もある。
また、原子炉の安全性を確保するために原子炉に各種安全設備を多重に設ける場合、これらの設備の設置、運用、メンテナンスなどにコストが生じることとなる。さらに、原子炉が保有する熱量を低減させる場合、同時に原子炉の出力も低減することとなり、電力の需要に対して安定した供給が難しくなるといった問題がある。
本発明では、上記した事情に鑑み、燃料交換装置及び制御棒駆動装置を不要とすることにより、より簡素な構成で安全な原子炉であって、低コストかつ高出力の原子炉を提供することを目的とする。
上記目的を達成するために、請求項1に係る発明は、原子炉であって、金属燃料から形成されかつ断面の最大幅が1メートル(m)以下の棒状の炉心と、炉心により加熱されて対流する冷却材と、炉心と冷却材とが収容される原子炉容器と、を有し、炉心は、原子炉容器内に複数設けられることを特徴とする。
請求項2に係る発明は、請求項1に記載の構成に加えて、原子炉容器は円筒形状を有し、炉心は、原子炉容器の長手方向に沿って並列に、かつ原子炉容器の中心軸に対して対称に、配置されることを特徴とする原子炉である。
請求項3に係る発明は、請求項1または請求項2に記載の構成に加えて、原子炉容器の中心軸に沿って配置される第1の炉心と、第1の炉心を囲みかつ第1の炉心を中心とする同心円周上に等間隔に配置された複数の第2の炉心と、を有することを特徴とする原子炉である。
請求項4に係る発明は、請求項3に記載の構成に加えて、第1の炉心を中心とする同心円周上であって第2の炉心に挟まれた位置に、伝熱管が配置されることを特徴とする原子炉である。
請求項5に係る発明は、請求項3または請求項4に記載の構成に加えて、第2の炉心の全てを囲みかつ第1の炉心を中心とする同心円周上に、等間隔に配置された複数の第3の炉心を備えることを特徴とする原子炉である。
請求項6に係る発明は、請求項1〜請求項5のいずれか1項に記載の構成に加えて、炉心の少なくても1つには、炉心を囲んで配置される筒状の劣化ウラン製のブランケットが設けられることを特徴とする原子炉である。
請求項7に係る発明は、請求項1〜請求項6のいずれか1項に記載の構成に加えて、炉心の少なくても1つは、金属燃料の全部または一部にバーナブルポイズンを含むことを特徴とする原子炉である。
請求項1の発明によれば、燃料交換装置及び制御棒駆動装置といった可動部は、原子炉において設けられない。よって、原子炉の信頼性及び安全性を向上させることができるとともに、原子炉容器は簡素な構成となるため、原子炉容器の密閉性が保たれて、放射性物質を確実に封じ込めることができる。また、炉心は、金属燃料から形成されかつ断面の最大幅が1メートル以下の細身の棒状であることにより、炉心の安全性を確保することができる。さらに、このような炉心が原子炉容器内に複数設けられることにより、出力の高い原子炉を提供することができる。すなわち、この炉心が1本使用された場合、21,500キロワットの電気出力が可能であるが、本発明の原子炉は、この炉心を複数備えることにより、本発明の原子炉によれば、21,500キロワットに炉心の設置数を乗じた電気出力を期待できる。
請求項2の発明によれば、原子炉容器内に炉心をバランスよく配置させることにより、冷却材の温度分布を均一化させて、冷却材の温度に極端なむらが生じることを抑制し、炉心と冷却材との伝熱効率を向上させることができる。また、円筒形状を備えた原子炉容器が用いられることにより、原子炉容器の構造の強度を向上させることができる。また、複数の炉心は、原子炉容器の長手方向に沿って並列に配置されることにより、原子炉容器の内側の側面と炉心との接触および炉心同士の干渉を回避して、炉心の安全性を維持することができる。さらに、原子炉容器は、重心が中心軸上に位置するため、原子炉容器は、原子炉格納容器などに安定した状態で支持固定されることが可能となる。
請求項3の発明によれば、原子炉容器内部には、第1及び第2の炉心がバランスよく配置されることにより、炉心と冷却材との熱交換を効率よく行うことができる。特に、5つあるいは7つの炉心が設けられる場合、高い伝熱効率を得ることができる。
請求項4の発明によれば、第2の炉心で生じた熱は、冷却材を介して伝熱管に伝熱されるが、伝熱管と第2の炉心との距離がほぼ均一化されることにより、冷却材の温度分布のむらの発生が抑制されて、伝熱効率を向上させることができる。
請求項5の発明によれば、燃料交換装置及び制御棒駆動装置を設ける必要がないために、原子炉は小型かつ簡素な構成となるとともに、より一層高出力の原子炉を提供することができる。
請求項6の発明によれば、炉心の核分裂により生じ、炉心の周囲に漏えいした中性子は、炉心の周囲に配置された劣化ウラン(ウラン238)に捕えられる。そのため、ウラン238をプルトニウム239に転換する効率を向上させることができる。
請求項7の発明によれば、炉心の周囲に配置されかつ炉心の長手方向に沿って移動可能な環状の中性子反射体を設ける必要がない。よって、原子炉容器の構成をより簡素化することができる。
以下、本発明の実施形態について図面を参照しながら説明する。ただし、本発明は以下説明する実施形態に限定されるものではない。また、図面においては、実施形態を説明するため、一部分を大きくまたは強調して記載するなど適宜縮尺を変更して表現した部分を含んでいる。なお、本明細書において、図面を参照した上下の向きの記載については、図面を図中の符号の向きに見た場合である。
先ず、本発明の実施形態に係る原子炉100の構成について説明する。原子炉100は、原子力発電所に設置される。
図1は、本発明の実施形態に係る原子炉100を示す概略構成図である。原子炉100は、原子力発電用の原子炉であり、図1に示すように、炉心10と、熱交換器20と、冷却材30と、原子炉容器40と、発電用タービン50と、復水器60と、ポンプ70とを備えている。熱交換器20は、伝熱管21と、ヘッダー22と、下部ヘッダー23と、上側環状体24と、下側環状体25とを備えている。なお、上記の構成は実施形態の一例である。
図1は、本発明の実施形態に係る原子炉100を示す概略構成図である。原子炉100は、原子力発電用の原子炉であり、図1に示すように、炉心10と、熱交換器20と、冷却材30と、原子炉容器40と、発電用タービン50と、復水器60と、ポンプ70とを備えている。熱交換器20は、伝熱管21と、ヘッダー22と、下部ヘッダー23と、上側環状体24と、下側環状体25とを備えている。なお、上記の構成は実施形態の一例である。
炉心10と、伝熱管21と、第1冷却材30とは、原子炉容器40に収容されている。熱交換器20は、配管P1を介して発電用タービン50と接続されている。発電用タービン50は、配管P2を介して復水器60と接続されている。復水器60は、配管P3を介してポンプ70と接続されている。ポンプ70は、配管P4を介して熱交換器20と接続されている。なお、熱交換器20は、蒸気発生器である。
図2は、原子炉100の原子炉容器40の内部構成を示す概略平面断面図である。原子炉容器40は、図2に示すように、円筒形状を有している。原子炉容器40の内部には、1本の第1の炉心(炉心)10aと、4本の第2の炉心(炉心)10bと、が設けられている。
第1の炉心10aは、原子炉容器40の中心軸に沿って配置されている。第2の炉心10bは、原子炉容器40の中心軸に対して平行に、かつ第1の炉心10aと並列に、配置されている。また、第2の炉心10bは、第1の炉心10aを囲みかつ第1の炉心10aを中心とする円周S1上に等間隔に配置されている。また、炉心10a、10bの配置は、原子炉容器40の中心O1を通る中心軸に対して対称である。
このように、炉心10a、10bは、原子炉容器40内に、計5本配置されることとなるため、それぞれの炉心10a、10bが、後述するように極細身かつ低出力の構成であっても、原子炉100全体の出力は十分に確保される。例えば、1本の炉心10a、10bの出力が、約2万キロワットの場合、計5本の炉心10a、10bを備えることにより、約10万キロワットの電気出力を実現することができる。
また、炉心10a、10bは、原子炉容器40内にバランスよく配置されることにより、冷却材30の温度分布にむらが生じることを抑制し、炉心10a、10bと冷却材30との伝熱効率を向上させることができる。また、原子炉容器40は、円筒形状を有することにより、原子炉容器40の構造上の強度を向上させることができる。さらに、炉心10a、10bが設けられた原子炉容器40の重心は、原子炉容器40の中心軸上に位置する。そのため、原子炉容器40は、原子炉格納容器などに安定した状態で支持固定される。
炉心10a、10bは、全て同一の構成となっている。よって、炉心10a、10bの構成については、炉心10aを例に取り、図3を用いて以下に説明する。なお、炉心10a、10bは、一部または全部が異なる構成であってもよい。なお、炉心10a、10bは、上記した構成で配置されることに限定されず、例えば、炉心10a、10bは、原子炉容器40の長手方向の軸に対して傾斜するように配置されてもよい。また、炉心10a、10bの配置は、原子炉容器40の中心O1を通る中心軸に対して対称でなくてもよい。上記した炉心10a、10bの構成は、後述する変形例においても同様である。
図3は、原子炉100の炉心10の一例として、炉心10aについて示し、図3の(a)は平面図、図3の(b)は図3の(a)のA−A線に沿った断面図である。炉心10aは、図3に示すように、略円柱形状を有している。炉心10aの断面の最大幅は、1メートル以下に設定される。ここで、断面の最大幅とは、炉心10aの軸方向に直交する方向に沿った断面の外郭線上の2点間の距離の最大値をいう。本実施形態では、炉心10aの断面の最大幅は直径Dとなり、直径Dは1メートル以下に設定される。本実施形態の直径Dは、例えば0.85メートルである。炉心10aの長手方向の長さ(略円柱の高さ)は、任意に設定が可能である。本実施形態の炉心10aの長手方向の長さは、例えば1.5メートルである。なお、炉心10aは、略円柱形状に代えて、多角柱形状など、他の棒状の形状であってもよい。
このように、炉心10aは、直径D(断面の最大幅)が1メートル以内の超細身の構成であることにより、炉心10aの温度が上がると後述する燃料の密度が急激に下がるため、中性子が炉心10aの外部に漏れ出しやすくなって炉心内の中性子が減少する。そのため、故障や事故によって炉心10aの温度が上昇した場合であっても、炉心10aの核分裂連鎖反応が継続不能となるため、原子炉100の運転は必然的に停止される。このように、炉心10aの構成によれば、炉心10aの温度制御を誤ったり、制御不能となった場合であっても安全である。
また、炉心10aは、後述するように金属材料により形成されることに加えて、直径D(断面の最大幅)が1メートル以内の超細身の構成であることにより、冷却材30の温度によって、炉心10aの核分裂反応の量の調整が可能となる。また、これにより電気需要の変化に追従する負荷追従型の原子炉100が形成される。すなわち、発電機(不図示)側で電気の需要が増大すると、炉心10aにおいて生じた熱エネルギーは、冷却材30を介して、直ちに発電用タービン50の回転に使用されるため、冷却材30の温度は低下する。これにより、金属材料であって熱伝導特性を有する炉心10a、及び冷却材30の密度は急激に上昇する。このように炉心10a及び冷却材30の密度が上昇すると、中性子の衝突が増えることとなり、炉心10a外部への中性子の漏えいが減少する。そのため、炉心10aの中性子数が増大して、核分裂が盛んになる。その結果、原子炉100の出力が増える。反対に、発電機(不図示)側で電気の需要が減少すると、上記とは逆に、原子炉100の出力が減る。このように、原子炉100は、電気需要の変化に対して追従性を備えた構成となっている。よって、原子炉100においては、制御棒、制御棒駆動装置、及び制御棒駆動装置を操作する人員は不要となる。
炉心10aは、例えば、不図示の六角柱形状に形成された燃料集合体が、多数束ねられて構成される。炉心10aは、金属燃料から形成されている。また、炉心10aは、図3(b)に示すように、炉心10aの上側の金属燃料上部(金属燃料)1aと、下側の金属燃料下部(金属燃料)1bとから構成されている。金属燃料上部1aと金属燃料下部1bとは一体的に形成されている。
金属燃料下部1bは、例えば、ウラン(U)235とプルトニウム(Pu)239のいずれかが20%、ジルコニウム(Zr)が10%、ウラン238が70%の構成の合金である。また、金属燃料上部1aは、例えば、金属燃料下部1bの構成に加えて、バーナブルポイズン(可燃性毒物)が含まれた合金である。
バーナブルポイズンとしては、ガドリニウム(Gd)やボロン(B10)などが用いられる。バーナブルポイズンは、例えば、金属燃料上部1aの材料に混入されるが、バーナブルポイズンを主として含んだ構成の燃料集合体(ピン)が形成されて、燃料集合体の束に混在させてもよい。
炉心10aは、上記した金属燃料1a、1bから形成されることにより、熱伝導性が向上し、炉心10aの保有熱量が減少する。金属燃料は、従来のセラミック燃料に比べて、熱伝導率が約10倍高い。よって、特に高出力運転時において、熱により炉心10aが膨張及び収縮することに起因する炉心10aの破損を防止して、炉心10aの耐久性を向上させることができる。これにより、炉心10aの長期的使用が可能となり、従来の原子炉において行われていた数年ごとの炉心(燃料)の交換は不要となる。したがって、原子炉100においては、燃料交換装置は不要となる。また、炉心10aが保有する熱量は従来のセラミック燃料の10分の1程度である。よって、万が一電源喪失事故などにより原子炉100の運転が停止し、除熱機能が喪失した場合であっても、炉心10aから溢れ出る熱量は、従来に比べて10分の1程度に抑えられる。
また、炉心10aは、上記した金属燃料から形成されることにより、炉心10aの温度が上昇して1000℃程度に達すると、急激に軟質化する。また、炉心10aに含まれる気体状の核分裂生成物は、気化することにより急激に膨張する。そのため、炉心10aは、密度が急激に減少し、約1100℃に達すると、炉心10aは泡体となり、核分裂反応は継続不可能となる。このように、原子炉100の故障や事故などにより、炉心10aの温度が急激に上昇した場合であっても、安全性が確保される。
また、炉心10aの一部にバーナブルポイズンが含まれることにより、炉心10aは、燃焼(核分裂)により中性子の吸収能力が低下し、燃料の燃焼に伴う反応度低下の抑制または反応度の増加も期待される。そのため、炉心10aは、数十年に亘る長期耐用が可能となっている。また、このようなバーナブルポイズンが含まれた炉心10aでは、後述するように、中性子反射体13を炉心10aの長手方向に沿ってスライドさせる必要がないため、原子炉100において、中性子反射体13の駆動機構を備える必要がなく、原子炉100の構成を簡素化することができる。
なお、炉心10aは、金属燃料上部1aと金属燃料下部1bとから形成されることに限定されず、金属燃料上部1a及び金属燃料下部1bの一方が設けられない構成であってもよい。すなわち、炉心10aは、金属燃料上部1aのみから形成されてもよい。この場合、炉心10aは全体的にバーナブルポイズンが含まれて形成される。また、炉心10aは、金属燃料上部1bのみから形成されてもよい。この場合、炉心10aはバーナブルポイズンが全く含まれずに形成される。炉心10aにバーナブルポイズンが全く含まれない場合、中性子反射体13を下方から上方にゆっくりスライドさせることで、炉心10aの燃焼を長期に亘って継続させることができる。また、金属燃料上部1aおよび金属燃料下部1bは、上下が逆に配置されてもよい。また、金属燃料上部1a及び金属燃料下部1bを構成する金属の種類及び配分は、上記した構成に限定されない。
炉心10aの周囲には、円筒状のブランケット12が設けられている。ブランケット12は、図3に示すように、厚さWが例えば5センチメートルの筒状に形成されている。また、ブランケット12の長手方向の長さは、炉心10aの長手方向の長さ(略円柱の高さ)と同じ長さに設定されている。また、ブランケット12は、炉心10aを周方向から囲みかつ炉心10aの表面から2〜3センチメートル離間して配置されている。ブランケット12は、劣化ウラン(ウラン238)から形成される。なお、原子炉100の全ての炉心10a、10bに対してこのようなブランケット12を設けるかは任意であり、ブランケット12は、一部の炉心10a、10bにのみ設けられてもよい。後述する変形例についても同様である。
ブランケット12は、上記した構成に限定されない。例えば、ブランケット12は、炉心10aの下端部が収容される有底筒状に形成されてもよい。また、ブランケット12の長手方向の距離は、炉心10aの高さと異なってもよい。また、ブランケット12の厚さW及び炉心10aからの距離Lは任意に設定可能である。また、ブランケット12は、炉心10aの周面に対して隙間なく密着された状態となるように、炉心10aと一体的に形成されてもよい。
炉心10aにこのようなブランケット12が設けられることにより、炉心10aの核分裂により生じ、周囲に漏えいする中性子は、ブランケット12に捕えられる。そのため、劣化ウランを、プルトニウム239に転換する効率を向上させることができる。
炉心10a及びブランケット12の外周方向には、中性子反射体13が配置されている。この中性子反射体13は、炉心10aから漏えいした中性子を反射して、炉心10aの核分裂の連鎖反応を維持させるために設けられる。中性子反射体13は、図3に示すように、断面が略矩形状、かつ環状に形成されている。中性子反射体13は、炉心10a及びブランケット12の下部を囲むように配置されかつ固定されている。
本発明の原子炉100は、後述するように、制御棒は設けられなくてもよい。しかし、原子炉100の安全性を確保するために、炉心10a、10bの一部あるいは全てに、核分裂の最終停止用の制御棒が設けられてもよい。制御棒は、例えば、炉心10a、10bごとに1本が設けられるが、1本に限定されず複数本が設けられてもよい。
図3の(b)には、炉心10aにこのような制御棒15が設けられた状態を示している。この場合、炉心10aの中心部には、炉心10aを上下方向に貫通しかつ制御棒15が挿脱可能な孔11が設けられる。制御棒15は、原子炉100の運転時の炉心10aの温度制御を目的としては用いられず、原子炉100が最終停止される際にのみ稼働する。制御棒15の駆動は、制御棒15に接続された制御棒駆動機構16により行われる。制御棒15は、制御棒駆動機構16により、図3の(b)の矢印方向に、孔11に挿入可能となっている。制御棒15が孔11に挿入されると、炉心10aの中性子は制御棒15に吸収されて、炉心10aの核分裂は継続不能となり、原子炉100の運転が確実に停止される。なお、制御棒15は、孔11の下部から挿入されることに限定されず、上部から挿入されてもよい。また、孔11は、炉心10aの中心部ではなく周辺部に設けられてもよい。また、孔11は貫通孔ではなく有底であってもよい。
図2に戻り、伝熱管21は、第1の炉心10aを中心とする同心円周上であって第2の炉心10bに挟まれた位置に、4本が配置されている。これら4本の伝熱管21は、原子炉容器40の長手方向に沿って並列に配置されている。また、これらの伝熱管21は、互いに等間隔に配置されている。伝熱管21は、全て同一の構成となっており、断面が略矩形状を有している。
なお、伝熱管21は、上記した構成であることに限定されない。これらの伝熱管21の一部または全部は設けられなくてもよい。また、これらの伝熱管21の一部または全部が異なる構成であってもよい。また、伝熱管21の断面形状は、例えば円形状、楕円形状、多角形状など、種々の形状であってよい。また、伝熱管21は、原子炉容器40の長手方向に対して斜めの方向に沿って配管されてもよい。また、伝熱管21は、ストレート管に限定されず、例えば、原子炉容器40の長手方向に、螺旋状や湾曲した形状を有する配管など、種々の配管が採用可能である。この場合、ストレート管に比べて配管距離が長くなるため、伝熱管21と冷却材30との接触面積が増えることにより、伝熱効率を向上させることができる。また、伝熱管21は、第1の炉心10aを中心とする同心円周上にない位置や、第2の炉心10bに挟まれない位置に設けられてもよい。なお、後述する変形例についても同様であって、伝熱管21を設けるか否かは任意であり、伝熱管21としては種々の構成が適用可能である。
伝熱管21は、図1に示すように、上端部及び下端部は、それぞれ熱交換器20の上部ヘッダー22と下部ヘッダー23に連結されている。上部ヘッダー22は、原子炉容器40の外周面に取り付けられた上側環状体24に接続されている。下部ヘッダー23は、原子炉容器40の外周面に取り付けられた下側環状体25に接続されている。上側環状体24と下側環状体25は、それぞれ配管P1及びP4に接続されている。
原子炉100は、冷却系と水・蒸気系とを有している。冷却系は、冷却材30を備える。冷却材30は、対流により原子炉容器内を循環する。冷却材30には、液体ナトリウムが用いられる。冷却材30に液体ナトリウムが用いられることにより、原子炉100の電源喪失時などにより、炉心10a、10bの温度が上昇した場合であっても、冷却材30が気化して、炉心10a、10bが露出することがない。また、原子炉容器40内の圧力が上昇した場合であっても、これによる原子炉容器40の破損は生じない。さらに、冷却材30は、自然循環及び周囲の空気への放熱により十分な冷却が可能となる。なお、冷却材30としては、液体ナトリウムに代えて、液体の鉛−ビスマス合金や液体カリウムなどの液体金属、軽水、重水などの液体、あるいはヘリウムガスや炭酸ガスなどの気体であってもよい。水・蒸気系は、流体(水・蒸気)80を備え、流体80は、熱交換器20、配管P1、発電用タービン50、配管P2、復水器60、配管P3、ポンプ70、配管P4を、この順で循環する。
次に、原子炉100の動作について説明する。
炉心10a、10bの金属燃料中のウラン235あるいはプルトニウム239に中性子が衝突すると、燃焼(核分裂)して、炉心10a、10bは発熱する。その際、中性子は、炉心10a、10bの外部に漏えいするが、炉心10a、10bの下部(金属燃料下部1b)では、中性子反射体13が設けられているため核分裂は維持される。炉心10a、10bの下部の燃焼が進むと、次いで炉心10a、10bの上部(金属燃料上部1a)が燃焼する。そのため、炉心10a、10bの燃焼は、長期的に維持される。したがって、原子炉100においては、炉心10a、10bを長期的に燃焼させるための手段を別途設ける必要はなく、例えば、炉心10a、10bの燃焼部分を除々にずらすために、中性子反射体13を炉心10aの長手方向に沿ってスライドさせる手段を設ける必要がない。
炉心10a、10bの金属燃料中のウラン235あるいはプルトニウム239に中性子が衝突すると、燃焼(核分裂)して、炉心10a、10bは発熱する。その際、中性子は、炉心10a、10bの外部に漏えいするが、炉心10a、10bの下部(金属燃料下部1b)では、中性子反射体13が設けられているため核分裂は維持される。炉心10a、10bの下部の燃焼が進むと、次いで炉心10a、10bの上部(金属燃料上部1a)が燃焼する。そのため、炉心10a、10bの燃焼は、長期的に維持される。したがって、原子炉100においては、炉心10a、10bを長期的に燃焼させるための手段を別途設ける必要はなく、例えば、炉心10a、10bの燃焼部分を除々にずらすために、中性子反射体13を炉心10aの長手方向に沿ってスライドさせる手段を設ける必要がない。
次いで、冷却系の冷却材30は、炉心10a、10bから熱を受け取る。その際、原子炉容器40内における冷却材30の自然対流により、炉心10a、10bの熱は、冷却材30及び伝熱管21を介して、水・蒸気系の流体80に伝熱される。なお、原子炉容器40内に冷却材30を循環させるためのポンプを設けて、冷却材30を強制対流させてもよい。この場合、上記の伝熱の効率を向上させることができる。
水・蒸気系の流体80(水)は、受け取った熱により、熱交換器20において蒸気となる。この蒸気は、配管P1を通り、発電用タービン50を回すことにより、発電が行われる。
以上説明したように、原子炉100によれば、燃料交換装置及び制御棒駆動装置は設けられていない。よって、全体が小型かつ簡素な構成となる。また、燃料交換装置及び制御棒駆動装置を運転する人員の配置が不要となる。そのため、原子炉容器の密閉性を保ち、放射性物質を確実に封じ込めることが可能になるとともに、燃料交換装置及び制御棒駆動装置の故障や、これらの操作などに係るヒューマンエラー事故を防止し、より安全な原子炉を提供することができる。
また、原子炉100によれば、細身の構成でありかつ複数の炉心10a、10bが用いられることにより、上記したように安全性が確保され、かつ出力の高い原子炉を提供することができる。また、炉心10a、10bは、原子炉容器40内にバランスよく配置されていることにより、冷却材30の温度分布を均一化して、原子炉容器40内の冷却材30の温度に極端なむらが生じることを抑制し、炉心10a、10bと冷却材30との伝熱効率を向上させることができる。
また、原子炉100によれば、原子炉容器40は円筒形状を有しており、原子炉容器の構造上の強度を向上させることができる。また、複数の炉心10a、10bは、原子炉容器40の長手方向に沿って並列に配置されることにより、原子炉容器40の内側の側面と炉心10a、10bとの接触および炉心10a、10b同士の干渉が回避されて、炉心10a、10bの安全性が維持される。さらに、複数の炉心10a、10bが設けられた原子炉容器40は、その重心が原子炉容器40中心軸上に位置することとなる。よって、原子炉容器40は、原子炉格納容器などに安定した状態で支持固定され、十分な構造的強度を備える原子炉を提供することができる。
また、原子炉100によれば、上記したように安全性を備えることから、その設置場所は、特に制限されることがない。よって、例えば、電力需要の高い地域に原子炉100が設置されてもよく、この場合、当該地域が原子炉から遠方にある場合には、送電するための長距離に亘る送電線網が不要となる。また、原子炉100は、負荷追従性を備えることにより、炉心10の制御は不要であるため、炉心10の制御のための電力も不要となる。すなわち、原子炉100が発電に用いられた場合、原子炉100は、単独電源となる。よって、現在電源設備や送電線が未整備の地域に原子炉100が設置されてもよく、この場合、このような地域の住人に対して、電力を容易に供給することが可能となる。
続いて、上記した実施形態に係る原子炉100の原子炉容器40、炉心10、及び伝熱管21の構成の変形例について説明する。
図4の(a)〜(b)は、それぞれ第1〜第3変形例の概略平面断面図である。なお、以下の説明においては、上記した実施形態と同一または同等の構成部分については同一符号を付けて説明を省略または簡略化する。
図4の(a)〜(b)は、それぞれ第1〜第3変形例の概略平面断面図である。なお、以下の説明においては、上記した実施形態と同一または同等の構成部分については同一符号を付けて説明を省略または簡略化する。
第1変形例は、図4(a)に示すように、原子炉容器140は、円筒形状を有している。原子炉容器140の内部には、1本の第1の炉心10aと、6本の第2の炉心10bとが設けられている。
第1の炉心10aは、原子炉容器40の中心O2を通る中心軸に沿って配置されている。第2の炉心10bは、原子炉容器140の中心軸に対して平行に、かつ第1の炉心10aと並列に、配置されている。また、第2の炉心10bは、第1の炉心10aを囲みかつ第1の炉心10aを中心とする円周S2上に等間隔に配置されている。また、炉心10a、10bの配置は、原子炉容器140の中心O2を通る中心軸に対して対称である。
このように、炉心10a、10bは、原子炉容器40内に、計7本が配置されることとなるため、それぞれの炉心10a、10bが、後述するような極細身の構成であっても、原子炉100の十分な出力が確保される。例えば、1本の炉心10a、10bの出力が、21,500キロワットの場合、原子炉100は、計7本の炉心10a、10bを備えることにより、約15万キロワットの出力を実現することができる。
第2変形例は、図4(b)に示すように、原子炉容器240は、原子炉容器40、140よりもやや小さい円筒形状を有している。原子炉容器240の内部には、第2の炉心10bが3本設けられている。
炉心10bは、原子炉容器の中心O3を中心とする円周S3上に等間隔に配置されている。また、原子炉容器240の長手方向に沿って並列に、かつ、原子炉容器240の中心O3を通る中心軸に対して対称に、配置されている。また、炉心10bの間には、伝熱管21が配置されている。
このように、第2変形例によれば、炉心10aを備えない構成となっており、原子炉容器240、ひいては原子炉格納容器を、よりコンパクトな構造とすることができる。よって、狭い敷地であっても設置が可能になるとともに、原子炉容器40は、溶接部分を減らして製造が可能となるため、原子炉容器40の構造上の強度を向上させることができる。また、原子炉容器240内に、第2の炉心10bがバランス良く配置されているため、上記した実施形態と同様の効果を得ることができる。
第3変形例は、図4(c)に示すように、原子炉容器40に比べて径の大きな円筒形状を有する原子炉容器340を有している。原子炉容器340には、第1の炉心10aと、4本の第2の炉心10bと、8本の第3の炉心10cと、を備えている。
第1の炉心10aは、原子炉容器340の中心O4を通る中心軸に沿って配置されている。第2の炉心10bは、原子炉容器340の中心軸に対して平行に、かつ第1の炉心10aと並列に、配置されている。また、第2の炉心10bは、第1の炉心10aを囲みかつ第1の炉心10aを中心とする円周S4上に等間隔に配置されている。第3の炉心10cは、第2の炉心10bの全てを囲みかつ第1の炉心10aを中心とする円周上O4に、等間隔に配置されている。また、原子炉容器340の中心軸に対して平行に、かつ炉心10a、10bと並列に配置されている。また、炉心10a、10b、10cの配置は、原子炉容器340の中心O4を通る中心軸に対して対称である。第3の炉心10cは、第1及び第2の炉心10a、10bと同一構成である。また、第3の炉心10cの全ては、同一の構成となっている。第3の炉心10cの間には、伝熱管21が配置されている。
なお、原子炉容器340内の第1、第2、及び第3の炉心10a、10b、10cの設置数は、それぞれ上記した数に限定されない。また、炉心10a、10b、10cは、それぞれ一部または全てが異なる構成であってもよい。
このように、第3変形例の構成によれば、上記した実施形態に係る原子炉10a、10bの構成を具備しかつその効果を有することに加えて、第3の炉心10cを備えることにより、さらに高出力の原子炉を構成することができる。なお、第3変形例の構成に加えて、第1〜第3の炉心10a等を囲む同心円上に均等間隔で配置された複数の第4の炉心(不図示)が設けられてもよい。
第1〜第3変形例に係る原子炉の動作については、上記した実施形態の動作とほぼ同様である。
第1〜第3変形例に係る原子炉の動作については、上記した実施形態の動作とほぼ同様である。
以上、実施形態及び変形例について説明したが、本発明は、上述した説明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の変更が可能である。
例えば、本発明の原子炉の構成は、上記実施形態及び変形例の一部の構成を組み合わせたものでもよい。また、原子炉容器40等は、円筒形状を有しない構造であってもよく、例えば多角形の筒形状を有する構造であってもよい。また、熱交換器20は、蒸気発生器に限定されない。例えば液体ナトリウムからなる第2の冷却材を備えた第2の冷却系(不図示)を設け、熱交換器20において冷却材30と第2の冷却材との熱交換を行うようにしてもよい。この場合、第2の冷却系の一部には蒸気発生器が設けられ、この蒸気発生器を介して、第2の冷却材と、水・蒸気系の流体80との熱交換が行われる。また、原子炉100は、原子力発電所に設置されるのみならず、大型の軍用艦艇などに搭載されてもよい。
以上、本発明によれば、上述したように、負荷追従性の特性を維持しつつ、現在送電線が未整備の国や地域における適切な電力を出力する原子炉を提供することができる。よって、例えば発展途上の国や地域などに、原子炉を容易に設置することができるとともに、安全かつ低コストで容易に電力を供給することが可能となり、その結果、これらの国や地域における電力のニーズに応えることできる。
D…直径(最大幅)
O1、O2、O3、O4…中心(中心軸)
1a…金属燃料上部(金属燃料)
1b…金属燃料下部(金属燃料)
10…炉心
10a…第1の炉心(炉心)
10b…第2の炉心(炉心)
10c…第3の炉心(炉心)
12…ブランケット
21…伝熱管
30…冷却材
40、140、240、340…原子炉容器
100…原子炉
O1、O2、O3、O4…中心(中心軸)
1a…金属燃料上部(金属燃料)
1b…金属燃料下部(金属燃料)
10…炉心
10a…第1の炉心(炉心)
10b…第2の炉心(炉心)
10c…第3の炉心(炉心)
12…ブランケット
21…伝熱管
30…冷却材
40、140、240、340…原子炉容器
100…原子炉
Claims (7)
- 金属燃料から形成されかつ断面の最大幅が1メートル以下の棒状の炉心と、
前記炉心により加熱されて対流する冷却材と、
前記炉心と前記冷却材とが収容される原子炉容器と、
を有し、
前記炉心は、前記原子炉容器内に複数設けられることを特徴とする原子炉。 - 前記原子炉容器は円筒形状を有し、
前記炉心は、前記原子炉容器の長手方向に沿って並列に、かつ前記原子炉容器の中心軸に対して対称に、配置されることを特徴とする請求項1に記載の原子炉。 - 前記原子炉容器の中心軸に沿って配置される第1の炉心と、前記第1の炉心を囲みかつ前記第1の炉心を中心とする同心円周上に等間隔に配置された複数の第2の炉心と、を有することを特徴とする請求項1または請求項2に記載の原子炉。
- 前記第1の炉心を中心とする同心円周上であって前記第2の炉心に挟まれた位置に、伝熱管が配置されることを特徴とする請求項3に記載の原子炉。
- 前記第2の炉心の全てを囲みかつ前記第1の炉心を中心とする同心円周上に、等間隔に配置された複数の第3の炉心を備えることを特徴とする請求項3または請求項4に記載の原子炉。
- 請求項1〜請求項5のいずれか1項に記載の原子炉であって、
前記炉心の少なくても1つには、前記炉心を囲んで配置される筒状の劣化ウラン製のブランケットが設けられることを特徴とする原子炉。 - 前記炉心の少なくても1つは、前記金属燃料の全部または一部にバーナブルポイズンを含むことを特徴とする請求項1〜請求項6のいずれか1項に記載の原子炉。
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Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP2013208566A JP2015072223A (ja) | 2013-10-03 | 2013-10-03 | 原子炉 |
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JP2013208566A JP2015072223A (ja) | 2013-10-03 | 2013-10-03 | 原子炉 |
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JP2013208566A Pending JP2015072223A (ja) | 2013-10-03 | 2013-10-03 | 原子炉 |
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JP (1) | JP2015072223A (ja) |
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US20220139579A1 (en) * | 2020-10-29 | 2022-05-05 | Westinghouse Electric Company Llc | Devices, systems, and methods for adjusting the output of a reactor core |
US11955249B2 (en) | 2020-10-29 | 2024-04-09 | Westinghouse Electric Company Llc | Heat pipe having a wick between concentric inner and outer housings, for use in heat removal from a nuclear reactor core |
-
2013
- 2013-10-03 JP JP2013208566A patent/JP2015072223A/ja active Pending
Cited By (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US20220139579A1 (en) * | 2020-10-29 | 2022-05-05 | Westinghouse Electric Company Llc | Devices, systems, and methods for adjusting the output of a reactor core |
WO2022094594A1 (en) * | 2020-10-29 | 2022-05-05 | Westinghouse Electric Company Llc | Devices, systems, and methods for adjusting the output of a reactor core |
TWI803037B (zh) * | 2020-10-29 | 2023-05-21 | 美商西屋電器公司 | 用於調節反應器堆芯之輸出的裝置、系統及方法 |
US11955249B2 (en) | 2020-10-29 | 2024-04-09 | Westinghouse Electric Company Llc | Heat pipe having a wick between concentric inner and outer housings, for use in heat removal from a nuclear reactor core |
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