JP2015078948A - 高速炉の原子炉施設 - Google Patents

Abstract

【課題】原子炉容器及びガードベッセルの二重容器破損事故を想定した場合でも、放射性物質の外部への早期放出を防止できる高速炉の原子炉施設を提供する。【解決手段】高速炉の原子炉施設は、液体金属Ｃが充填されると共に炉心１を収容する原子炉容器２と、原子炉容器２の外側に間隔を置いて原子炉容器２を覆うように設けたガードベッセル１０と、原子炉容器２及びガードベッセル１０を収容する原子炉建屋１２と、ガードベッセル１０の側面部の少なくとも一部を取り囲むように形成され、原子炉建屋１２の外部に連通する空気上昇流路２１と、空気上昇流路２１の外側に形成され、原子炉建屋１２の外部に連通する空気下降流路２２と、空気上昇流路２１の下端部と空気下降流路２２の下端部とを接続する接続路２３とを備えている。空気上昇流路２１、空気下降流路２２、接続流路２３は、ガードベッセル１０の底部下方の領域を回避するよう形成されている。【選択図】 図１

Description

本発明は、高速炉の原子炉施設に係り、更に詳しくは、外気の自然循環により原子炉容器を冷却する高速炉の原子炉施設に関する。

高速炉では、原子炉の停止後も原子炉容器内に収容された炉心から発生し続ける崩壊熱を除去する必要がある。崩壊熱を除去するシステムとして、例えば、原子炉容器内に熱交換器を直接浸漬するＤＲＡＣＳ（Direct Reactor Auxiliary Cooling System）や中間熱交換器に熱交換器を組み込むＰＲＡＣＳ（Primary Reactor Auxiliary Cooling System）等がある。これらのシステムは、いずれも、配管を介して熱交換器に接続された空冷式の空気冷却器を備えており、冷却材（ナトリウム）が熱交換器と空気冷却器との間を循環して崩壊熱を大気中に放出するものである。

これらのシステムは、全交流電源喪失のような事故が発生した場合でも、ナトリウムの温度差による自然循環により崩壊熱を除去している。時間の経過とともに崩壊熱が減衰すると、熱交換器側と空気冷却器側のナトリウムの温度差が小さくなり、循環するナトリウムの流速が低下する。このとき、電源喪失により空気冷却器の温度制御を行うことができないと、ナトリウムが必要以上に除熱されて空気冷却器内で凍結し、システムの除熱機能が低下する虞がある。

このようなナトリウム凍結による除熱機能の低下という問題を回避可能なシステムとして、空気の自然対流、熱伝導、輻射などの受動的なプロセスを利用して原子炉容器の外側から原子炉容器を冷却するＲＶＡＣＳ（Reactor Vessel Auxiliary Cooling System）がある（例えば、特許文献１参照）。

特許文献１に記載の高速増殖炉は、格納容器内に配設された原子炉容器と、原子炉容器を覆うガードベッセル（安全容器）とを備え、格納容器の内面との間に外側流通路を形成すると共にガードベッセルの外面との間に内側流通路を形成する通風路カバーがガードベッセルを覆うように格納容器内に設けられ、通風路カバーの下端部に外側流通路と内側流通路を連通する連通孔が穿設され、外側流通路及び内側流通路をそれぞれ外気に連通させている。この高速増殖炉においては、外側流通路から通風路カバーの下端部の連通孔を介して内側流通路に流入した外気がガードベッセルの外面を直接冷却して崩壊熱を除去し、高温になって上方へ流れて大気中に放出される。このように、外気の自然循環により崩壊熱を除去するので、上記した電源喪失時のナトリウム凍結という問題を回避できる。

特開昭６２−２７３４９１号公報

ところで、高速炉においては、安全性の配慮から、何らかの原因により崩壊熱を除去しきれず、炉心溶融が生じた場合を想定する必要がある。この場合、溶融した炉心燃料は、原子炉容器の底部に堆積し、原子炉容器底部を破損させてガードベッセルに漏出してしまう虞がある。さらに、ガードベッセルに漏出した溶融燃料によりガードベッセル底部が破損してしまうことも想定され得る。

このような炉心溶融による原子炉容器及びガードベッセルの二重容器破損事故を想定した場合、上記した特許文献１に記載の発明においては、溶融燃料や原子炉容器内の放射性物質を含む冷却材がガードベッセル底部から外側流通路及び内側流通路内へ漏出してしまう。外側流通路及び内側流通路はそれぞれ外気に連通しているので、放射性物質が早期に大量に外部へ放出されてしまう虞がある。

本発明は、上記の問題点を解消するためになされたものであり、その目的は、原子炉容器及びガードベッセルの二重容器破損事故を想定した場合でも、放射性物質の外部への早期の放出を防止できる高速炉の原子炉施設を提供するものである。

上記課題を解決するため、例えば特許請求の範囲に記載の構成を採用する。
本願は上記課題を解決する手段を複数含んでいるが、その一例を挙げるならば、液体金属が充填されると共に炉心を収容する原子炉容器と、前記原子炉容器の外側に間隔を置いて前記原子炉容器を覆うように設けたガードベッセルと、前記原子炉容器及び前記ガードベッセルを収容する原子炉建屋と、前記原子炉建屋と前記ガードベッセルの間で前記ガードベッセルの側面部の少なくとも一部を取り囲むように形成され、前記原子炉建屋の外部に連通する空気上昇流路と、前記原子炉建屋と前記ガードベッセルの間で前記空気上昇流路の外側に形成され、前記原子炉建屋の外部に連通する空気下降流路と、前記空気上昇流路の下端部と前記空気下降流路の下端部とを接続する接続路とを備え、前記空気上昇流路、前記空気下降流路、及び前記接続流路は、前記ガードベッセルの底部下方の領域を回避するよう形成されたことを特徴とする。

本発明によれば、空気上昇流路、空気下降流路、及び接続路を、ガードベッセルの底部下方の領域を回避するよう形成するので、原子炉容器及びガードベッセルの二重容器破損事故を想定した場合でも、ガードベッセル底部から漏出した溶融燃料や液体金属が空気上昇流路、空気下降流路、及び接続路に直ちに漏出することがなく、放射性物質の外部への早期の放出を防止することができる。
上記した以外の課題、構成及び効果は、以下の実施形態の説明により明らかにされる。

本発明の高速炉の原子炉施設の第１の実施の形態を示す概略縦断面図である。 図１に示す本発明の高速炉の原子炉施設の第１の実施の形態における炉心溶融事故を想定した場合の状態を示す説明図である。 本発明の高速炉の原子炉施設の第２の実施の形態を示す概略縦断面図である。 本発明の高速炉の原子炉施設の第１の実施の形態の変形例を示す概略縦断面図である。 本発明の高速炉の原子炉施設の第２の実施の形態の変形例を示す概略縦断面図である。

以下、本発明の高速炉の原子炉施設の実施の形態を図面を用いて説明する。
［第１の実施の形態］
図１及び図２は本発明の高速炉の原子炉施設の第１の実施の形態を示すもので、図１は本発明の高速炉の原子炉施設の第１の実施の形態を示す概略縦断面図、図２は図１に示す本発明の高速炉の原子炉施設の第１の実施の形態における炉心溶融事故を想定した場合の状態を示す説明図である。
図１において、高速炉の原子炉施設は、一次冷却材としての液体金属Ｃが充填されると共に液体金属Ｃに浸漬された炉心１を収容する原子炉容器２を備えている。液体金属Ｃとしては、熱伝導性に優れた液体ナトリウムやナトリウムカリウム合金等が用いられる。原子炉容器２は、有底円筒状の鋼鉄製でルーフデッキ３により支持され、その上端開口をルーフデッキ３で閉塞されている。原子炉容器２は、炉心１を支持する炉心支持板４を境界として上側の上部プレナム５と下側の下部プレナム６とに区画されている。原子炉容器２内の液体金属Ｃの自由液面とルーフデッキ３との間には、カバーガス空間７が形成されている。カバーガス空間７には、ヘリウムガスやアルゴンガス等の不活性ガスが充填されている。

原子炉施設は、また、原子炉容器２の外側に間隔を置いて原子炉容器２を覆うように設けた有底円筒状で鋼鉄製のガードベッセル１０と、ガードベッセル１０の外側に間隔を置いてガードベッセル１０を覆うように設けた有底円筒状で鋼鉄製の格納容器１１とを備えている。原子炉容器２とガードベッセル１０間の空間１４、及び、ガードベッセル１０と格納容器１１間の空間１５には、それぞれヘリウムガスやアルゴンガス等の不活性ガスが充填されている。また、これらの空間１４、空間１５の容積は、液体金属Ｃの原子炉容器２からの漏出に対して原子炉容器２内における液体金属Ｃの必要な液位を維持できるように、それぞれ適切な容積に制限されている。このように、この原子炉施設は、原子炉容器２、ガードベッセル１０、格納容器１１の三重容器構造を成しており、原子炉容器２及びガードベッセル１０の二重容器の破損事故を想定した場合でも、外部への放射性物質の放出を防止する構成となっている。

原子炉施設は、さらに、原子炉容器２、ガードベッセル１０、及び格納容器１１を収容する原子炉建屋１２を備えている。原子炉建屋１２は、密閉構造で、鉄筋コンクリートによって形成されている。原子炉建屋１２の内部には、原子炉容器２の上側に設置された制御棒駆動機構等（図示せず）を収容する炉上部室１６が形成されている。原子炉建屋１２の側壁部１２ａと格納容器１１の側面部との間には、筒状の導流板１７が設けられている。導流板１７は、格納容器１１の側面部における上端部から下端部の位置まで延びている。

原子炉施設は、また、格納容器１１の側面部側のみを冷却する自然通風冷却型崩壊熱除去系を備えている。自然通風冷却型崩壊熱除去系は、格納容器１１の側面部の熱を吸収した空気が上昇する空気上昇流路２１と、原子炉建屋１２の外部の低温の空気が流入して下降する空気下降流路２２とを有している。

空気上昇流路２１は、導流板１７により原子炉建屋１２の側壁部１２ａと格納容器１１の間で格納容器１１の側面部全体を取り囲むように形成された環状の内側空気流路２４と、内側空気流路２４の上端部からルーフデッキ３の下面及び炉上部室１６の側面に沿って形成された排出路２５とで構成されており、原子炉建屋１２の外部に連通している。内側空気流路２４は、格納容器１１の側面部における上端部から下端部の位置まで形成されている。

空気下降流路２２は、導流板１７により原子炉建屋１２の側壁部１２ａと格納容器１１の間で内側空気流路２４の外側に形成された環状の外側空気流路２６と、外側空気流路２６の上端部から排出路２５の下側及び外側に沿って形成された導入路２７とで構成されており、原子炉建屋１２の外部に連通している。外側空気流路２６は、格納容器１１の側面部における上端部から下端部の位置まで形成されている。

内側空気流路２４と外側空気流路２６は、格納容器１１の側面部における下端部の位置で接続路２３により接続されている。すなわち、接続路２３は、内側空気流路２４の下端部と外側空気流路２６の下端部とを接続している。このように、空気上昇流路２１、空気下降流路２２、及び接続路２３は、格納容器１１の底部下方の領域を回避するよう形成されている。

排出路２５及び導入路２７の端部には、原子炉建屋１２の外部の空気を空気下降流路２２に導入すると共に空気上昇流路２１からの空気を原子炉建屋１２の外部へ排出するスタック２８が設けられている。スタック２８は、原子炉建屋１２の側壁部１２ａ側に互いに周方向に離間した状態で複数配置されている。このため、航空機墜落事故等でスタック２８が同時に破壊されることによる冷却機能喪失が防止される。各スタック２８には、それぞれ空気上昇流路２１及び空気下降流路２２から流出入する空気流量を調整可能なベーン２９が設けられている。

原子炉容器２内における炉心１の下方には、内部コアキャッチャ３０が設置されている。内部コアキャッチャ３０は、炉心溶融の際に原子炉容器２の格納機能を維持するものであり、炉心溶融の際に溶融燃料を受け止めて保持し、原子炉容器２内で循環する液体金属Ｃにより溶融燃料を冷却するように構成されている。

格納容器１１の底部外面側には、炉心溶融の際に格納容器１１から漏出した溶融燃料を受け止めて冷却する外部コアキャッチャ３１が設置されている。外部コアキャッチャ３１は、三重容器が破損するような万一の事故に対して放射性物質の外部放出を抑制するもの、すなわち放射性物質の閉じ込め性を高めるものである。外部コアキャッチャ３１は、格納容器１１から漏出した溶融燃料を受け止める耐熱部３２と、耐熱部３２に埋設され、冷却材が流通する冷却管３３とから構成されている。耐熱部３２は、耐熱材により形成されている。冷却管３３は、原子炉建屋１２の外部に設置された熱交換器３４に配管３６を介して接続されており、この熱交換器３４は配管３７を介して空冷式の空気冷却器３５に接続されている。外部コアキャッチャ３１と熱交換器３４とを循環する冷却材及び熱交換器３４と空気冷却器３５とを循環する冷却材として、それぞれ冷却水が用いられる。外部コアキャッチャ３１で受け止めた溶融燃料の崩壊熱は、熱交換器３４及び空気冷却器３５を介して大気に放出される。

次に、本発明の高速炉の原子炉施設の第１の実施の形態の動作を図１及び図２を用いて説明する。
先ず、本発明の高速炉の原子炉施設の第１の実施の形態の通常運転時における動作を図１を用いて説明する。図１中、矢印は空気の流れ方向を示している。
通常運転時において、一次冷却材である液体金属Ｃは、冷却材入口配管（図示せず）を介して原子炉容器２の下部プレナム６に案内される。この液体金属Ｃは、炉心１の下方に導かれ、上方に向かって炉心１を通過する。この間に、液体金属Ｃは、炉心１で発生する核反応による熱エネルギを受けて高温となり、上部プレナム５に導かれる。このため、原子炉容器２に充填されている液体金属Ｃは、上部プレナム５側の方が下部プレナム６側より高温になっている。この高温の液体金属Ｃは、冷却材出口配管（図示せず）を介して原子炉容器２外に設置された中間熱交換器（図示せず）に流入し、この中間熱交換器でタービン駆動用蒸気を加熱する二次冷却材と熱交換される。熱交換して低温になった液体金属Ｃは、再び冷却材入口配管を介して下部プレナム６に戻る。このように、核反応による熱エネルギは、液体金属Ｃの循環により外部に取り出され、最終的に発電等に用いられる。

このとき、核反応による熱の一部は、液体金属Ｃの循環により原子炉容器２に伝達された後、原子炉容器２から主に熱放射によりガードベッセル１０に伝達される。さらに、ガードベッセル１０から主に熱放射により格納容器１１に伝達される。格納容器１１に伝達された熱は、格納容器１１の側面部の外面に接触する内側空気流路２４内の空気によって吸収される。また、核反応による熱の一部は、ルーフデッキ３を介して炉上部室１６内に伝達される。

熱を吸収した内側空気流路２４内の空気は、熱膨張により内側空気流路２４を上方へ流れ、排出路２５を介してスタック２８の出口から外部に排出される。熱を吸収した空気が内側空気流路２４を上方へ流れることで自然対流が起こり、外部の低温の空気（外気）がスタック２８の入口を介して導入路２７に流入する。この空気は、外側空気流路２６を下方へ流れた後、接続路２３を介して内側空気流路２４に流入して上方へ流れる。このように、空気の自然循環により、格納容器１１の側面部及び炉上部室１６の側面を冷却して、格納容器１１及び炉上部室１６に伝達された熱を外部に放出している。

このことにより、格納容器１１からの熱による原子炉建屋１２のコンクリートの温度上昇を抑制している。このため、温度上昇によるひび割れ等のコンクリートの劣化を抑制することができる。

通常運転時では、ベーン２９を一部開放状態となるように調整することにより、必要最小限の流量の空気で格納容器１１の側面部を冷却する。このことにより、外部に放出する熱量を極力少なくし、熱効率の低下を抑制している。

また、外部コアキャッチャ３１の冷却管３３に必要最小限の流量の冷却水を流通させることにより、格納容器１１の底部を冷却する。このことにより、外部コアキャッチャ３１下方に位置する原子炉建屋１２のコンクリートの温度上昇を抑制している。このため、温度上昇によるひび割れ等の原子炉建屋１２のコンクリートの劣化を抑制することができる。

次に、本発明の高速炉の原子炉施設の第１の実施の形態の運転停止時における動作を図１を用いて説明する。
運転停止時において、炉心１から発生する崩壊熱は、上述した通常運転時の場合と同様に、原子炉容器２、ガードベッセル１０、及び格納容器１１に伝達される。

このとき、上述した通常運転時の場合と同様に、格納容器１１の側面部の熱を吸収した空気が熱膨張により内側空気流路２４を上方へ流れることで自然対流が起こり、外部の低温の空気が外側空気流路２６に流入して下方へ流れる。このように、崩壊熱は、内側空気流路２４内の下端部の空気とスタック２８出入口の空気との密度差で生じる空気の自然循環により外部へ放出される。このため、電源喪失を想定した場合でも、ＤＲＡＣＳ等の空気冷却器を用いる崩壊熱除去系とは異なり、空気冷却器でのナトリウム凍結という問題が生じることはない。この結果、電源喪失時における炉心損傷を防止することができる。

運転停止時の崩壊熱を除去する場合には、通常運転時とは異なり、ベーン２９を開放状態にする。このことにより、自然循環による空気流量を確保し、確実に崩壊熱を除去可能としている。

次に、本発明の高速炉の原子炉施設の第１の実施の形態の二重容器破損事故時における動作を図２を用いて説明する。図２中、矢印は空気の流れ方向を示している。なお、図２において、図１に示す符号と同符合のものは、同一部分であるので、その詳細な説明は省略する。

原子炉施設の安全上の配慮から、何らかの要因により過酷事故が進展して原子炉容器２内の炉心１が溶融し、溶融燃料Ｄにより原子炉容器２内の内部コアキャッチャ３０および原子炉容器２が破損することを想定する必要がある。原子炉容器２の底部が破損すると、溶融燃料Ｄがガードベッセル１０に漏出し、さらに、ガードベッセル１０の底部を破損して格納容器１１の底部に漏出することも起こり得る。このとき、原子炉容器２内に充填された液体金属Ｃも、破損部からガードベッセル１０及び格納容器１１内に漏出する。このため、原子炉容器２内の液体金属Ｃの液位が低下する。

しかし、ガードベッセル１０及び格納容器１１の容積を制限しているため、ガードベッセル１０及び格納容器１１の側面部に、原子炉容器２から漏出した液体金属Ｃの液位がたち、原子炉容器２内の液体金属Ｃの必要な液位が維持される。

このような二重容器破損事故の場合でも、格納容器１１の底部に漏出した溶融燃料Ｄの崩壊熱は、上述した運転停止時における崩壊熱の除去時と同様に、内側空気流路２４内の下端部の空気とスタック２８出入口の空気との密度差で生じる空気の自然循環により外部へ放出される。このため、格納容器１１の側面部及び炉上部室１６の側面が冷却されて温度上昇が抑制される。

このとき、外部コアキャッチャ３１の冷却管３３に冷却水を流通させる。このことにより、格納容器１１の底部を冷却して、格納容器１１の底部に漏出した溶融燃料Ｄの崩壊熱を除去すると共に格納容器１１の底部の温度上昇を抑制する。

このように、格納容器１１内に漏出した溶融燃料Ｄの崩壊熱を空気の自然循環及び外部コアキャッチャ３１内に流通する冷却水により冷却することで格納容器１１及び原子炉建屋１２の格納機能を維持することができる。このため、格納容器１１の側面部外側に形成された内側空気流路２４、その外側に形成された外側空気流路２６、内側空気流路２４と外側空気流路２６とを接続する接続路２３に溶融燃料Ｄ及び液体金属Ｃが漏出することがなく、放射性物質の外部への放出を防止できる。

次に、本発明の高速炉の原子炉施設の第１の実施の形態の三重容器破損事故時における動作を図２を用いて説明する。
原子炉容器２、ガードベッセル１０、及び格納容器１１が溶融燃料Ｄにより破損する三重容器破損事故を想定した場合であっても、空気上昇流路２１、空気下降流路２２、及び接続路２３は、格納容器１１の底部下方の領域を回避するように形成されているので、格納容器１１の底部から漏出した溶融燃料Ｄ及び液体金属Ｃが空気上昇流路２１、空気下降流路２２、及び接続路２３に直ちに漏出することはない。このため、放射性物質が早期に外部へ放出されることはない。

また、格納容器１１の底部から漏出した溶融燃料Ｄ及び液体金属Ｃを、格納容器１１の底部外面に設けた外部コアキャッチャ３１が受け止めて、冷却管３３に流通する冷却水により冷却する。このことにより、溶融燃料Ｄや液体金属Ｃと原子炉建屋１２のコンクリートとの直接接触が防止され、原子炉建屋１２の格納機能を一定期間維持することができる。

上述したように、本発明の高速炉の原子炉施設の第１の実施の形態によれば、空気上昇流路２１、空気下降流路２２、接続路２３を、格納容器１１の底部下方の領域を回避するよう形成したので、原子炉容器２、ガードベッセル１０、格納容器１１の三重容器破損事故を想定した場合でも、格納容器１１の底部から漏出した溶融燃料Ｄや液体金属Ｃが空気上昇流路２１、空気下降流路２２、接続路２３に直ちに漏出することがなく、放射性物質の外部への早期の放出を防止することができる。

さらに、本実施の形態によれば、空気上昇流路２１と空気下降流路２２は、格納容器１１の側面部における下端部の位置で接続路２３により接続されているので、漏出した溶融燃料Ｄ及び液体金属Ｃの空気上昇流路２１、空気下降流路２２、及び接続路２３への流入を防止した上で、崩壊熱の除去能力を最大限高めることができる。

また、本実施の形態によれば、ガードベッセル１０の外側に格納容器１１を設け、原子炉容器２、ガードベッセル１０、格納容器１１の三重容器構造としたので、原子炉容器２及びガードベッセル１０の二重容器の破損事故を想定した場合でも、原子炉建屋１２に溶融燃料Ｄが漏出することを抑制できる。

さらに、本実施の形態によれば、ガードベッセル１０と格納容器１１間の空間１５の容積を制限したので、二重容器の破損事故により液体金属Ｃが格納容器１１内に漏出した場合を想定しても、原子炉容器２内における液体金属Ｃの必要な液位を維持することができる。このため、原子炉容器２内での炉心１の露出による炉心損傷を防止できる。

また、本実施の形態によれば、格納容器１１の底部外側に外部コアキャッチャ３１を設置したので、原子炉容器２及びガードベッセル１０の二重容器の破損事故を想定した場合でも、格納容器１１の底部に漏出した溶融燃料Ｄの冷却が可能となる。この結果、溶融燃料Ｄによる格納容器１１の破損を抑制し、溶融燃料Ｄが原子炉建屋１２に漏出することを抑制できる。

さらに、本実施の形態によれば、複数のスタック２８を原子炉建屋１２の側壁部１２ａ側に互いに離間した状態で配置したので、航空機墜落事故を想定した場合でも、総てのスタック２８の同時損傷を防止することができる。このため、スタック２８の損傷による崩壊熱除去機能の喪失を防止することができる。

［第２の実施の形態］
次に、本発明の高速炉の原子炉施設の第２の実施の形態を図３を用いて説明する。
図３は本発明の高速炉の原子炉施設の第２の実施の形態を示す縦断面図である。図３中、矢印は空気の流れ方向を示している。なお、図３において、図１及び図２に示す符号と同符合のものは、同一部分であるので、その詳細な説明は省略する。

図３に示す本発明の高速炉の原子炉施設の第２の実施の形態は、第１の実施の形態の空気上昇流路２１と空気下降流路２２が格納容器１１の側面部における下端部の位置で接続路２３により接続されているのに対して、空気上昇流路５１と空気下降流路５２を上部プレナム５の下端部の位置で接続路５３により接続している点が異なる。

具体的には、導流板４７は、格納容器１１の側面部における上端部から上部プレナム５の下端部の位置まで延びている。

空気上昇流路５１の内側空気流路５４は、導流板４７により格納容器１１の側面部の一部を取り囲むように形成されており、格納容器１１の側面部における上端部から上部プレナム５の下端部の位置まで形成されている。

空気下降流路５２の外側空気流路５６は、内側空気流路５４の外側で、格納容器１１の側面部における上端部から上部プレナム５の下端部の位置まで形成されている。

このように、内側空気流路５４及び外側空気流路５６を、格納容器１１の側面部における上部プレナム５に対応する部分の外側にのみ形成し、格納容器１１の側面部における下部プレナム６に対応する部分の外側には形成していない。すなわち、内側空気流路５４、外側空気流路５６、及び接続路５３は、第１の実施の形態のものよりも、格納容器１１の底部から更に離隔するように形成されている。

本実施の形態においては、格納容器１１の側面部における上部プレナム５に対応する部分の外側にのみ内側空気流路５４及び外側空気流路５６を形成して、格納容器１１の側面部における下部プレナム６に対応する部分を冷却せずに、上部プレナム５に対応する部分のみを冷却している。この場合であっても運転停止時等の崩壊熱を除去可能である。なぜなら、液体金属Ｃの下部プレナム６側の温度は上部プレナム５側の温度よりも低いので、第１の実施の形態の図１に示す内側空気流路２１における下部プレナム６の位置に対応する部分に流通する空気の崩壊熱除去に寄与する割合は、上部プレナム５の位置に対応する部分に流通する空気のものより小さくなるからである。

上述した本発明の高速炉の原子炉施設の第２の実施の形態によれば、上述した第１の実施の形態と同様の効果を得ることができる。

また、本実施の形態によれば、空気上昇流路５１と空気下降流路５２を上部プレナム５の下端部の位置で接続路５３により接続しているので、接続路５３は、第１の実施の形態の接続路２３より格納容器１１の底部から離隔している。このため、原子炉容器２、ガードベッセル１０、及び格納容器１１の三重容器破損事故を想定した場合でも、漏出した溶融燃料Ｄ及び液体金属Ｃが空気上昇流路５１、空気下降流路５２、接続路５３に漏出する危険性を低減し、放射性物質の外部放出の危険性を低減することができる。

［その他の実施の形態］
なお、上述した第１及び第２の実施の形態においては、原子炉容器２、ガードベッセル１０、及び格納容器１１の三重容器構造に自然通風冷却型崩壊熱除去系を設けた例を示したが、図４及び図５に示すように原子炉容器２及びガードベッセル１０の二重容器構造に自然通風冷却型崩壊熱除去系を設けることもできる。図４は本発明の高速炉の原子炉施設の第１の実施の形態の変形例を示す概略縦断面図、図５は本発明の高速炉の原子炉施設の第２の実施の形態の変形例を示す概略縦断面図である。

この場合、空気上昇流路２１、５１、空気下降流路２２、５２、及び接続路２３、５３を、ガードベッセル１０の底部下方の領域を回避するよう形成しているので、原子炉容器２、ガードベッセル１０の二重容器破損事故を想定した場合でも、ガードベッセル１０の底部から漏出した溶融燃料や液体金属Ｃが空気上昇流路２１、５１、空気下降流路２２、５２、及び接続路２３、５３に直ちに漏出することがなく、放射性物質の外部への早期の放出を防止することができる。

また、上述した第１及び第２の実施の形態においては、ガードベッセル１０と格納容器１１間の空間１５に不活性ガスが充填した例を示したが、この空間１５に、液体金属を充填することもできる。この場合、液体金属の伝熱特性（熱伝導率）は、不活性ガスのものより優れているので、崩壊熱の除去能力が向上し、崩壊熱をより早期に除去することができる。

なお、上述した第１及び第２の実施の形態においては、外部コアキャッチャ３１の冷却系の最終ヒートシンクとして大気を例に示したが、最終ヒートシンクとして貯水、海水等も可能である。

また、本発明は上述した第１及び第２の実施の形態に限られるものではなく、様々な変形例が含まれる。上記した実施形態は本発明をわかり易く説明するために詳細に説明したものであり、必ずしも説明した全ての構成を備えるものに限定されるものではない。例えば、ある実施形態の構成の一部を他の実施の形態の構成に置き換えることが可能であり、また、ある実施形態の構成に他の実施の形態の構成を加えることも可能である。また、各実施形態の構成の一部について、他の構成の追加、削除、置換をすることも可能である。

１ 炉心
２ 原子炉容器
４ 炉心支持板
５ 上部プレナム
６ 下部プレナム
１０ ガードベッセル
１１ 格納容器
１２ 原子炉建屋
１５ 空間
２１、５１ 空気上昇流路
２２、５２ 空気下降流路
２３、５３ 接続路
２８ スタック
３１ 外部コアキャッチャ
３２ 耐熱部
３３ 冷却管
Ｃ 液体金属

Claims (9)

1. 液体金属が充填されると共に炉心を収容する原子炉容器と、
   前記原子炉容器の外側に間隔を置いて前記原子炉容器を覆うように設けたガードベッセルと、
   前記原子炉容器及び前記ガードベッセルを収容する原子炉建屋と、
   前記原子炉建屋と前記ガードベッセルの間で前記ガードベッセルの側面部の少なくとも一部を取り囲むように形成され、前記原子炉建屋の外部に連通する空気上昇流路と、
   前記原子炉建屋と前記ガードベッセルの間で前記空気上昇流路の外側に形成され、前記原子炉建屋の外部に連通する空気下降流路と、
   前記空気上昇流路の下端部と前記空気下降流路の下端部とを接続する接続路とを備え、
   前記空気上昇流路、前記空気下降流路、及び前記接続流路は、前記ガードベッセルの底部下方の領域を回避するよう形成された
   ことを特徴とする高速炉の原子炉施設。
2. 請求項１に記載の高速炉の原子炉施設において、
   前記空気上昇流路と前記空気下降流路は、前記ガードベッセルの側面部における下端部の位置で前記接続路により接続されている
   ことを特徴とする高速炉の原子炉施設。
3. 請求項１に記載の高速炉の原子炉施設において、
   前記原子炉容器は、炉心を支持する炉心支持板を境界として上側の上部プレナムと下側の下部プレナムとに区画され、
   前記空気上昇流路と前記空気下降流路は、前記上部プレナムの下端部の位置で前記接続路により接続されている
   ことを特徴とする高速炉の原子炉施設。
4. 請求項１に記載の高速炉の原子炉施設において、
   前記原子炉建屋に収容され、前記ガードベッセルの外側に間隔を置いて前記ガードベッセルを覆うように設けた格納容器を更に備え、
   前記空気上昇流路は、前記格納容器の側面部の少なくとも一部を取り囲むように形成され、
   前記空気上昇流路、前記空気下降流路、及び前記接続路は、前記格納容器の底部下方の領域を回避するように形成された
   ことを特徴とする高速炉の原子炉施設。
5. 請求項４に記載の高速炉の原子炉施設において、
   前記格納容器の底部外面に設置され、炉心溶融事故時に前記格納容器から漏出する溶融燃料を受け止めて冷却する外部コアキャッチャを更に備えた
   ことを特徴とする高速炉の原子炉施設。
6. 請求項５に記載の高速炉の原子炉施設において、
   前記外部コアキャッチャは、前記溶融燃料を受け止める耐熱部材と、耐熱部材内に埋設され、冷却材が流通する冷却管とを有する
   ことを特徴とする高速炉の原子炉施設。
7. 請求項４に記載の高速炉の原子炉施設において、
   前記ガードベッセルと前記格納容器間の空間に液体金属を封入する
   ことを特徴とする高速炉の原子炉施設。
8. 請求項４に記載の高速炉の原子炉施設において、
   前記ガードベッセルと前記格納容器間の空間の容積を制限する
   ことを特徴とする高速炉の原子炉施設。
9. 請求項２又は３に記載の高速炉の原子炉施設において、
   前記原子炉建屋の外部の空気を前記空気下降流路に導入すると共に前記空気上昇流路からの空気を前記原子炉建屋の外部へ排出するスタックを更に複数備え、
   前記複数のスタックは、前記原子炉建屋の側壁部側に互いに離間した状態で配置された
   ことを特徴とする高速炉の原子炉施設。

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