JP2017044703A

JP2017044703A - 小型電子力発電システム

Info

Publication number: JP2017044703A
Application number: JP2016197063A
Authority: JP
Inventors: 禎男服部; Sadao Hattori; 修生澄田; Nobuo Sumida
Original assignee: Japan Nature Cell Ltd
Current assignee: Japan Nature Cell Ltd
Priority date: 2011-12-20
Filing date: 2016-10-05
Publication date: 2017-03-02
Also published as: WO2013094196A1; CA2860823A1; CN104126206B; EP2800099A1; CN104126206A; KR102121078B1; AU2012355256A1; JPWO2013094196A1; US20150049850A1; KR20140103273A; EP2800099B1; US9613723B2; EP2800099A4

Abstract

【課題】システム全体の一層の小型化を図りながら、安全で高能率の発電システムを構築する。【解決手段】少なくともウラニウム２３５とジルコニウムとプルトニウム２３９とを含有する合金からなる金属燃料を用いた炉心２と、この炉心２を収納した原子炉容器１と、原子炉容器１内に充填され、炉心２によって加熱される金属ナトリウムと、炉心２から放射される中性子の実効倍増係数を約１以上に維持して炉心を臨界状態とする中性子反射体９とを有する原子炉３を備える。原子炉３の外部には、主熱交換器１５が設置される。主熱交換器１５には、原子炉３によって加熱された金属ナトリウムが供給され、加熱された金属ナトリウムと熱交換される超臨界二酸化炭素が循環する。主熱交換器１５によって加熱された超臨界二酸化炭素は、タービン２０を駆動し、このタービン２０の駆動によって発電機２１を動作させる。【選択図】図１

Description

本発明は、原子力発電システムに関し、更に詳しくは、冷却系が少なくもと一次系と二次系とに分かれている小型の原子力発電システムに関する。

従来、原子力発電システムに用いられる原子炉として、放射線によって汚染されていない水蒸気でタービンを回転させて発電を行う間接サイクル型の原子炉が知られている。この種の原子炉は、一次冷却系と二次冷却系の間に蒸気発生器や熱交換器を備えている。

ところで、大型の発電システムの構築を目的としたループ型の高速増殖炉では、炉心を冷却して加熱された一次ナトリウム系（一次冷却系）の熱を中間熱交換器によって二次ナトリウム系（二次冷却系）に伝達し、さらに二次ナトリウム系の熱を蒸発器及び過熱器によって水・蒸気系に伝達している。また、原子炉容器を大きくして一次ナトリウム系のポンプと中間熱交換器を原子炉容器内に納めたタンク型の高速増殖炉でも、同様に、一次ナトリウム系の熱を中間熱交換器によって二次ナトリウム系に伝達し、さらに二次ナトリウム系の熱を蒸気発生器によって水・蒸気系に伝達している。

この種の大型の発電システムに用いられる原子炉は、低伝熱特性のウラニウム２３５又はプルトニウム２３９を含有する金属酸化物をペレット状に成形した燃料を被覆管に収納した多数の燃料棒を集合させた炉心を備える。大型の原子炉に用いられる炉心は、数十本程度の燃料棒を束ねた燃料棒の束を２００ほど集合させ、これら燃料棒の集合体の間に燃料の反応速度を制御するための制御棒を配置している。このような制御棒を用いた大型の原子炉にあっては、制御棒の位置を制御する機構が故障するなどして、制御棒が機能しなくなると、炉心の核反応が暴走する危険がある。

さらに、高速増殖炉以外の原子炉、例えば加圧水型軽水炉は、炉心を冷却して加熱された一次冷却水の熱を蒸気発生器によって水・蒸気系に伝達している。この種の原子炉においても、炉内に収納された燃料の集合体の間に制御棒を配置して、炉心の反応速度を制御するようにしている。

上述した大型の発電システムの構築を目的としたループ型の高速増殖炉や加圧水型軽水炉等の間接サイクルを採用した原子炉では、各冷却系間の熱伝達が、互いに独立し、あるいは別々の部屋に収納されて配管で繋がれた蒸気発生器や熱交換器によって行われるので、冷却系全体が複雑で大きなものになってしまう。特に、発電を目的とした高速増殖炉等では、冷却材として金属ナトリウムを利用した一次冷却系が多数のループから構成されており、更にそのループの一つひとつに二次冷却系のループが複数接続されていることから、配管類、ポンプ類、熱交換器や蒸気発生器等の数が多くなり、冷却系の複雑化や大型化が著しい。

さらに、大型の発電システムを構築する大型の原子炉にあっては、燃料集合体間に配置した制御棒により炉心の核反応速度を制御するようにしているため、制御棒の監視システムが必要になるなど、炉自体の構造が複雑になってしまう。そのため、原子炉の製造コストが莫大なものになるばかりか、その保守管理にも多くの人員と監視設備が必要となってしまう。

なお、ループ型の高速増殖炉に比し、冷却系の簡素化や小型化を図るため、タンク型の高速増殖炉が提案されている。この種の高速増殖炉においても、炉心を冷却するために用いるナトリウムの危険性を回避するため、中間熱交換器や蒸気発生器が依然として必要であり、冷却系の簡素化や小型化は十分とはいえない。

そこで、冷却系の更なる簡素化や小型化が要請され、これら目的を達成するため特許文献１に記載されるような原子炉が提案されている。

ＷＯ０３／００７３１０

本発明は、原子炉及び発電システムを含むシステム全体の一層の小型化を可能とする小型原子力発電システムを提供することを目的とする。

また、本発明は、負荷追従型で制御が容易であり、しかも安全な小型原子力発電システムを提供することを目的とする。

さらに、本発明は、製造コスト、保守管理のためのコストの低減を可能とする原子力発電システムを提供することにある。

上述したような技術課題を解決するために、本発明に係る小型原子力発電システムは、少なくともウラニウム２３５とジルコニウムとプルトニウム２３９とを含有する合金からなる金属燃料がフェライト系ステンレス鋼又はクロム・モリブデン鋼からなる被覆管に封入され、直径を５〜１５ｍｍとしその長さを２．５ｍ以下に形成された燃料棒を複数束ねて一体化してなる燃料集合体を複数備える炉心と、前記炉心を収納した原子炉容器と、前記原子炉容器内に充填され、前記金属燃料の反応度に応じて温度を可変させるとともにその密度を変化させ、前記金属燃料の反応度を自動的に制御する金属ナトリウムからなる一次冷却材と、前記炉心の外周囲を囲んで設置され、前記炉心の金属燃料から放射される中性子を前記金属燃料側に反射し、前記金属燃料から放射される中性子の実効倍増係数を約１以上に維持して前記金属燃料を臨界状態とする中性子反射体とを備え、前記中性子反射体は、前記原子炉容器の上部側に設けられた空間部の高さより低い高さであって前記燃料棒の高さの１／２以下の高さに形成されるとともに、前記燃料棒の高さ方向に移動可能に支持され、移動機構により前記炉心の下方側から上方側に向かって移動操作されることにより、前記炉心の金属燃料と対向する位置が下方側から上方側に向かって移動され、前記金属燃料を下方側から上方側に向かって順次臨界状態とする原子炉と、前記原子炉の外部に設置され、前記原子炉によって加熱された前記一次冷却材が導管を介して供給されるとともに、前記一次冷却材と熱交換されて加熱される超臨界二酸化炭素よりなる二次冷却材が循環する主熱交換器と、前記主熱交換器によって加熱されて循環する前記超臨界二酸化炭素よりなる二次冷却材によって駆動されるタービンと、前記二次冷却材によって駆動されるタービンにより駆動される発電機と、前記タービンを駆動し膨張して当該タービンから排出された前記二次冷却材を臨界点以上であって臨界点近傍の温度まで冷却する冷却器と、前記冷却器により冷却されて供給される前記二次冷却材を圧縮する圧縮機と、前記タービンを駆動し膨張して当該タービンから排出された二次冷却材が供給されるとともに、前記圧縮機により圧縮された前記二次冷却材が供給され、前記圧縮機により圧縮された二次冷却材を前記タービンから供給される二次冷却材により加熱して前記主熱交換器に返還する再生熱交換器とを備える。

前記原子炉容器は、直径を２ｍ以下とし高さを１２ｍ以下とする円筒状に形成されるとともに、底部側に前記燃料集合体が装填され、上部側に１ｍ以上の高さの空間部が設けられる。

前記中性子反射体を移動操作する移動機構は、前記中性子反射体を前記炉心の上下方向に移動可能に支持する回転駆動軸と、前記回転駆動軸を回転操作する回転駆動機構とからなる。

前記原子炉容器に充填された前記一次冷却材を、前記原子炉容器から前記主熱交換器へ循環させるポンプを更に備える。また、前記圧縮機は、前記タービンによって駆動される。

本発明は、核反応の速度を制御するための制御棒を用いることなく原子炉を構成することにより原子炉の小型化を図り、さらに、原子炉により加熱されてタービンを駆動する二次冷却材として超臨界二酸化炭素を用いることにより、タービンを含む発電システムの駆動系の小型化を実現し、さらには、原子力発電システム全体の小型化を実現する。

また、本発明に係る小型原子力発電システムを構成する原子炉は、一次冷却材として金属ナトリウムを用いることにより、この発電システムに接続された負荷の電力消費量の変動に追従して発電出力を変動させる負荷追従型運転をするときに、負荷の電力消費量の変動に追従して核燃料の反応度を自動的に制御することを可能となし、発電システムの自動運転を可能とする。

さらに、本発明は、燃料集合体の高さ寸法より小さい高さに形成され、燃料集合体の下方側から上方側に向かって移動可能に支持された中性子反射体は、燃料集合体の核燃料が消耗した部分から消耗していない部分に移動されることにより、核燃料の反応度を制御しながら長期間に亘って核反応を持続できる。

本発明は、原子炉容器を直径を２ｍ以下とし、その高さを１２ｍ以下とし、この原子炉容器に収納される炉心を、直径を５〜１５ｍｍとしその長さを２．５ｍ以下とした燃料棒の集合体として形成しているので、原子炉の小型化が実現される。

本発明は、原子炉容器に充填された一次冷却材を、ポンプを用いて循環するようにしているので、一次冷却材を構成する金属ナトリウムを確実に循環させることができる。

そして、本発明は、原子炉において加熱された一次冷却材は、原子炉の外部に設置された熱交換器に供給されて超臨界二酸化炭素からなる二次冷却材と熱交換を行うようにしているので、熱交換器及びタービンを含む二次冷却材の循環系を原子炉の外部に設置することができ、発電システムの保守点検を容易に行うことができる。

また、タービンを駆動する二次冷却材が循環する循環路は、閉ループとして構成されているので、発電システムの一層の小型化が実現でき、しかも二次冷却材の損失を抑えることができる。

そして、二次冷却材として超臨界二酸化炭素を用いることにより、発電機を駆動するタービンを一層小型化できる。すなわち、超臨界二酸化炭素は、水等に比し十分に密度が大きいため、高能率でタービンを駆動できるためである。

さらに、二次冷却材として超臨界二酸化炭素を用いることにより、一次冷却剤を構成する金属ナトリウムと接触しても、ナトリウムと水が反応して生ずる爆発のような事故を防止でき、システムの安全性を向上できる。

本発明に係る小型原子力発電システムの実施の形態を示す概略構成図である。本発明に係る原子炉に用いられる燃料棒を示す側面図である。原子炉の内部を示す断面図である。本発明に係る小型原子力発電システムの設置例を示す概略構成図である。

本発明に係る小型原子力発電システムは、図１に示すように、原子炉容器１に炉心２を装填した原子炉３を備える。

本実施の形態において、原子炉容器１は、直径Ｒ_１を２ｍ以下とし、高さＨ_１を１２ｍ以下とする円筒状に形成される。さらに具体的には、原子炉容器１は、直径Ｒ_１を１．５ｍとし、高さＨ_１を３ｍとする円筒状に形成される。

そして、原子炉容器１に装填される炉心２は、図２に示すように、ウラニウム２３５、ウラニウム２３８及びプルトニウム２３９を含有する金属燃料を被覆管に封入した複数の燃料棒４を束ねた燃料集合体５によって構成されている。

本実施の形態において用いられる金属燃料は、ジルコニウムとウラニウム２３５、ウラニウム２３８及びプルトニウム２３９との合金よりなり、直径を５〜１５ｍｍとし、高さを１０ｃｍ以上の棒状に形成されている。この金属燃料は、フェライト系ステンレス鋼からなる被覆管に封入されて燃料棒４を構成する。

ここで、金属燃料が封入される被覆管は、直径を５〜１５ｍｍとしその長さを２．５ｍ以下とする細長い円筒状に形成されている。したがって、この被覆管を用いて構成された燃料棒４は、直径約９ｍｍとしその長さを約１．５ｍとする円柱状に形成されている。

そして、被覆管に金属燃料を封入して構成された燃料棒４は、図２に示すように、約５０本が一つの束として結束バンド４ａを用いて束ねられて一つの燃料集合体５を構成する。この燃料集合体５は、約４０体が一体化されて燃料集合群７を構成する。なお、約４０体の燃料集合体５は、図３に示すように、その外周囲に配設された炉心バレル６により一体化されている。この燃料集合群７は、原子炉容器１内に装填され、炉心２を構成している。ここで、燃料集合群７は、長さを約１．５ｍとする燃料棒４から構成されているので、燃料棒４とほぼ同一の１．５ｍの長さとされている。そして、高さを約１．５ｍとした燃料集合群７は、図１に示すように、高さＨ_１を３ｍとする原子炉容器１の底部側に装填されるので、原子炉容器１の上部側には１〜１．２ｍ程度の空間部１ａが設けられる。

なお、金属燃料は、ウラニウム２３５、ウラニウム２３８及びプルトニウム２３９の少なくとも１種とジルコニウムを含む合金により形成したものであってもよい。

また、金属燃料が封入されて燃料棒４を構成する被覆管は、クロム・モリブデン鋼によって筒状に形成したものであってもよい。

そして、原子炉容器１内には、炉心２が臨界状態とされることにより発生する熱により加熱される一次冷却材８が充填されている。本実施の形態において、一次冷却材８には、金属ナトリウムが用いられる。

さらに、原子炉容器１内には、複数の燃料集合体５が一体化された燃料集合群７の外周側には中性子反射体９が配設されている。この中性子反射体９は、燃料集合群７と一定の間隙を保持して、この燃料集合群７を取り囲むように設けられている。そして、中性子反射体９は、炉心２を構成する燃料棒４から放射される中性子を反射し、原子炉容器１内の中性子の密度を制御し、燃料棒４から放射される中性子の実効倍増係数を約１以上に維持し、炉心２を臨界状態とする。

本発明に用いられる原子炉３は、中性子反射体９を用いて、燃料棒４から放射される中性子を炉心２側に反射して、原子炉容器１内の中性子の密度を制御し炉心２を臨界状態としているので、燃料が少量で足り、原子炉３の小型化が実現できる。

本実施の形態において、中性子反射体９は、燃料棒４から放射される中性子を反射し得るステンレス鋼などを用いて形成されている。また、中性子反射体９は、一定間隔を隔て配置された内筒と外筒とからなる二重壁の環状体として形成され、その内部に中性子の反射機能を有する黒鉛微粒子を充填している。このようにカーボン微粒子である黒鉛微粒子９ａを内部に充填した中性子反射体９は、この中性子反射体９により囲まれた燃料棒４から放射される中性子を燃料棒４に向けて反射し、さらに、内周側の反射壁を透過する中性子を黒鉛微粒子に衝突させて反射して炉心に戻す。

なお、黒鉛等のカーボン素材は、中性子の吸収が少なく、しかも中性子衝突断面積が比較的大きいため、反射の確率が大きい。そこで、黒鉛微粒子９ａが有する反射確率が大きいという特徴を利用して、中性子の反射材としている。

なお、中性子反射体９は、燃料集合群７を囲んで原子炉容器内に配置されたとき、燃料集合群７の外周面と内周壁の間に１〜１０ｃｍ、好ましくは１〜２ｃｍ程度の間隔が生ずる大きさを有する円筒状に形成されている。

ところで、炉心２は、燃料集合群７の周囲に中性子反射体９が存在しないとき、金属燃料から放射される中性子の密度が低下し臨界状態を持続できない。また、炉心２が臨界状態となり反応することにより、金属燃料に含まれるウラニウム２３５やプルトニウム２３９は消耗する。

そこで、中性子反射体９を、原子炉容器１に装填された燃料棒４の長さの１／２以下の高さＨ₂に形成し、燃料集合群７の上下方向に沿って移動可能に支持する。そして、中性子反射体９を、燃料棒４の金属燃料が消耗した部分から消耗していない部分に向かって徐々に移動させることにより、炉心２の臨界状態を長期間に亘って持続できる。

本実施の形態において、中性子反射体９は、約４０ｃｍの高さＨ₂に形成されている。そして、中性子反射体９は、図１に示すように、炉心２と平行に配置され、回転駆動機構１０により回転操作される駆動軸１１に支持され、この駆動軸１１が回転操作されることにより炉心２の高さ方向に沿って移動操作される。

なお、駆動軸１１は、原子炉容器１の上部を密閉する隔壁１２を貫通して設けられている。そして、駆動軸１１は、隔壁１２の上部に設置された回転駆動機構１０に連結され、この回転駆動機構１０が駆動することにより回転され、中性子反射体９を炉心２に沿って上下に移動操作する。

そして、本発明に係る小型原子力発電システムは、原子炉３内で加熱された一次冷却材８が供給され、この一次冷却材８と熱交換して加熱される二次冷却材が循環する主熱交換器１５を備える。この主熱交換器１５は、原子炉容器１内に充填された一次冷却材８が流通する流通路を構成する導管１６，１７を介して原子炉３に連結され、原子炉３の外部に設置されている。

そして、原子炉容器１内で加熱された一次冷却材８は、供給側の導管１６を介して主熱交換器１５に供給される。主熱交換器１５に供給された一次冷却材８は、主熱交換器１５内を流通した後、帰還側の導管１７を介して原子炉容器１内に帰還される。すなわち、原子炉容器１に充填された一次冷却材８は、原子炉容器１から主熱交換器１５を循環する閉ループとして構成された循環路中を流通する。

また、一次冷却材８の循環路中に、原子炉容器１内で加熱される一次冷却材８の対流を加速させるポンプ１８が設けられている。このポンプ１８は、主熱交換器１５から排出された一次冷却材８が原子炉容器１に向かって流通する流通路の途中に設けられる。このように、一次冷却材８の対流を加速させるポンプ１８を設けることにより、一次冷却材８に比較的粘性の高い金属ナトリウムを用いた場合にでも、原子炉容器１から主熱交換器１５に至る循環路中を円滑に循環させることができる。

ところで、一次冷却材８として電気的な導体である金属ナトリウムが用いられているので、ポンプ１８には電磁式のものが用いられる。電磁ポンプ１８は、金属ナトリウムが循環路中を流通するときに、この金属ナトリウム中に電流を生じさせ、この電流と電磁ポンプ１８からの磁界との作用により、金属ナトリウムが流通する方向の力を生じさせ、流通を促進するようにしたものである。

そして、主熱交換器１５内には、二次冷却材が循環する伝熱管１９が設けられている。二次冷却材は、主熱交換器１５内の伝熱管１９を流通するときに、主熱交換器１５内に供給される加熱された一次冷却材８と熱接触が図られて加熱される。本実施の形態において、二次冷却材として超臨界二酸化炭素が用いられている。

本発明に係る小型原子力発電システムは、主熱交換器１５において加熱された二次冷却材である超臨界二酸化炭素により駆動されるタービン２０と、このタービン２０が駆動されることにより動作する発電機２１とを備える。

さらに、本発明に係るシステムは、タービン２０を駆動した超臨界二酸化炭素を冷却する冷却器２２と、この冷却器２２により冷却された超臨界二酸化炭素を圧縮する圧縮機２３と、タービン２０から排出された超臨界二酸化炭素が供給されるとともに、圧縮機２３により圧縮された超臨界二酸化炭素が供給され、この圧縮機２３により圧縮された超臨界二酸化炭素をタービン２０から供給される超臨界二酸化炭素により加熱して主熱交換器１５に返還する再生熱交換器２４とを備える。

そして、タービン２０を駆動した後、再生熱交換器２４に供給された超臨界二酸化炭素を冷却器２２に供給する循環用ポンプ２５が設けられている。

再生熱交換器２４から冷却器２２に供給される超臨界二酸化炭素は、冷却器２２内に配設された伝熱管２６内を流通する。この伝熱管２６内を流通する超臨界二酸化炭素は、冷却水流通管２７を介して冷却器２２内に供給されて流通する冷却水（Ｈ₂０）と熱的な接触が図れることにより冷却される。

冷却器２２により冷却された超臨界二酸化炭素は、圧縮機２３に供給されて圧縮される。なお、圧縮機２３は、連結軸２８を介してタービン２０に連結され、タービン２０の駆動によって動作される。

そして、圧縮機２３により圧縮された超臨界二酸化炭素は、再び再生熱交換器２４内に配設された伝熱管２９内に供給される。再生熱交換器２４内の伝熱管２９に供給された超臨界二酸化炭素は、再生熱交換器２４内にタービン２０から供給された温度の高い超臨界二酸化炭素と熱接触して加熱される。再生熱交換器２４により加熱された圧縮超臨界二酸化炭素は、帰還路３０を介して主熱交換器１５内の伝熱管１９に還流される。

上述したように、主熱交換器１５により加熱される超臨界二酸化炭素は、タービン２０を駆動した後、冷却器２２から圧縮機２３、さらに再生熱交換器２４から主熱交換器１５を循環することにより、加熱、膨張、圧縮を繰り返しながらタービン２０を駆動し、発電機２１を動作させて発電を行う。

次に、本発明に係る小型原子力発電システムの動作を、さらに具体的に説明する。この小型原子力発電システムは、運転開始前の初期状態にあるとき、中性子反射体９が原子炉容器１の上部の空間部１ａに位置されている。

そして、運転を開始するため、回転駆動機構１０を駆動して中性子反射体９を原子炉容器１の下方側に移動し、図１に示すように、炉心２の下部側と対向させる。中性子反射体９が炉心２と対向すると、燃料集合群７を構成する燃料棒４から放射される中性子が中性子反射体９により反射され炉心２内の中性子の密度を上げ、燃料棒４から放射される中性子の実効倍増係数を約１以上とし、炉心２を臨界状態とする。

炉心２が臨界状態となり、燃料棒４内の燃料が反応し発熱することにより、原子炉容器１に充填された一次冷却材８が加熱される。加熱された一次冷却材８は、原子炉容器１内を対流し供給側の導管１６を介して主熱交換器１５に供給される。主熱交換器１５に供給された一次冷却材は、主熱交換器１５内に配設された伝熱管１９と熱接触し、この伝熱管１９内を循環する二次冷却材を加熱する。このとき、二次冷却材を加熱した一次冷却材６は、帰還側の導管１７の途中に設けたポンプ１８により流れが促進されて主熱交換器１５から原子炉容器１内を循環される。

本発明では、主熱交換器１５で熱交換が図られる一次冷却材８に金属ナトリウムを用いながら二次冷却材として超臨界二酸化炭素を用いているので、伝熱管１９等が損傷して高温の一次冷却材８と二次冷却材が直接接触したとしても、爆発等の危険を確実に回避することができる。

金属ナトリウムは、６００℃程度まで加熱されてＣＯ_２と接触すると化学的な反応を生ずるが、化学的な反応を生じた場合であっても、下記の反応式に示すように、個体としての炭酸ナトリウムと炭素を生成するのみで、水と反応したような場合に生ずる爆発等の事故を発生させることもない。

４Ｎａ＋３ＣＯ_２→ ２ＮａＣＯ_３＋Ｃ
ところで、原子炉３の炉心２は、臨界状態になったとき、６００℃〜８００℃になり、原子炉容器１内の一次冷却材８を加熱する。そして、炉心２の発熱により５００℃〜７５０℃程度に加熱された一次冷却材８は、ポンプ１８により循環されながら主熱交換器１５に供給され、この主熱交換器１５内に配設された伝熱管１９を流通する超臨界二酸化炭素との熱交換を行い、超臨界二酸化炭素を４５０℃〜７００℃程度に加熱する。

なお、主熱交換器１５内を流通する超臨界二酸化炭素は、圧縮機２３により１２〜２０ＭＰａに圧縮されている。

そして、主熱交換器１５により加熱された超臨界二酸化炭素は、常温の大気圧の雰囲気中に設置されたタービン２０内に噴射されると、急峻に減圧、冷却しながら体積を膨張させつつタービン２０内を流通し、タービン２０を回転させる。タービン２０が回転されることにより発電機２１が駆動されて発電を行う。

ところで、１２〜２０ＭＰａで、４５０℃〜７００℃に加熱された超臨界二酸化炭素は、大気雰囲気中に設置されたタービン２０内に噴射されたとき、８．０〜１０ＭＰａ程度に減圧されながら３５０℃〜５００℃程度に冷却する。その結果、超臨界二酸化炭素は、約２．５倍に体積を膨張しながらタービン２０を駆動した後、このタービン２０から排出される。

このように、タービン２０を駆動する超臨界二酸化炭素は、タービン２０の入り口側と出口側での膨張比が約２．５倍程度であるので、二次冷却材として水を用いた場合のように超臨界二酸化炭素の出口を大きくする必要もなくタービン２０自体の小型化を実現できる。

そして、タービン２０内に噴出し、タービン２０を駆動し、減圧、冷却された超臨界二酸化炭素は、再生熱交換器２４内に供給され、この再生熱交換器２４を介して冷却器２２に供給される。なお、超臨界二酸化炭素の再生熱交換器２４から冷却器２２への供給は、循環用ポンプ２５によって行われる冷却器２２に供給された超臨界二酸化炭素は、冷却器２２内の伝熱管２６内を流通しながら冷却器２２内を流通する冷却水と熱交換して臨界点近傍まで冷却される。ここで、冷却器２２に供給される超臨界二酸化炭素は、８．５〜１０ＭＰａの圧力を維持している。そして、冷却器２２は、圧力を８．５〜１０ＭＰａとする超臨界二酸化炭素を臨界点近傍の３５℃程度まで冷却する。

冷却器２２で臨界点近傍まで冷却された超臨界二酸化炭素は、圧縮機２３に供給され、１２〜２０ＭＰａまで圧縮される。

ところで、臨界点近傍にある超臨界二酸化炭素は、臨界点以下の圧力又は温度にある二酸化炭素に比し、同じ圧縮比を達成する際に必要とされる仕事量を大幅に低減できるので、この超臨界二酸化炭素を圧縮する圧縮機２３の仕事量を低減できる。本発明において、圧縮機２３は、発電機２１を駆動するタービン２０により駆動されているので、発電機２１を駆動するために用いるエネルギーを相対的に増加できる。その結果、タービン２０の発電機２１を駆動するエネルギーの割合を大きくして発電効率を向上できる。

また、圧縮機２３により圧縮された超臨界二酸化炭素は、再生熱交換器２４内の伝熱管２９に供給され、タービン２０から噴射して再生熱交換器２４内に供給される３５０℃〜５００℃程度の温度を有する超臨界二酸化炭素と熱交換され、２５０℃〜３５０℃程度に予備加熱される。この予備加熱された超臨界二酸化炭素は、再び主熱交換器１５に帰還され、原子炉３で加熱された一次冷却材である金属ナトリウムと熱交換して加熱される。

このように、本発明に係る小型原子力発電システムは、タービン２０の駆動に用いられた超臨界二酸化炭素を、冷却、圧縮し、さらに予備加熱し、再度加熱してタービン２０の駆動をして発電機２１を動作させるようにしているので、高能率の発電システムを構築できる。

さらに、発電システムを駆動する原子炉は、直径を２ｍ以下とし、その高さを１２ｍ以下とする原子炉容器を用いて構成されているので、小型の装置として構成できる。したがって、この原子炉を含む原子力発電システムの小型化を実現できる。

なお、本実施の形態では、超臨界二酸化炭素が主熱交換器１５からタービン２０に流通する流通路の途中、及びタービン２０から再生熱交換器２４に流通する流通路の途中には、原子炉３を含む原子炉システムから、超臨界二酸化炭素により駆動されるタービン２０を隔離する隔離弁３１，３２が設けられている。これら隔離弁３１，３２を設けることにより、超臨界二酸化炭素の原子炉システム側への流通を遮断し、タービン２０を原子炉３から隔離することができるので、タービン２０を含む発電システムの保守点検を安全に且つ容易に行うことができる。

また、本発明は、発電システムに接続された負荷の電力消費量の変動に追従して、原子炉３の燃料の反応度を自動的に制御しながら運転を行う負荷追従型運転を行う原子力発電システムに適用して有用となる。

本発明では、原子炉の一次冷却材として金属ナトリウムを用いている。金属ナトリウムは、発電システムに接続された負荷の電力消費量の増加に追従して発電出力を大きくするように燃料の反応度が上がると温度を上げながら密度を下げる。そして、燃料の反応により発生する中性子数の漏洩度が向上して、自動的に燃料の反応度が低下する。逆に、発電システムの発電出力が低下すると、金属ナトリウムは、温度を下げながら密度を上げ、燃料の反応により発生する中性子数の漏洩度を低下させ、自動的に燃料の反応度が向上する。このように、一次冷却材として金属ナトリウムを用いることにより、発電システムに接続された負荷の電力消費量の変動に追従して核燃料の反応度を自動的に制御することが可能となるので、制御棒を使用せずに、負荷追従型運転を行う原子力発電システムに適用することができる。

また、本発明に係る小型原子力発電システムは、原子炉３及び主熱交換器１５と、原子炉３の運転を制御する機構を含む原子炉周辺システムＡと、主熱交換器１５で熱交換されて加熱された超臨界二酸化炭素により駆動されるタービン２０と、このタービン２０により動作される発電機２１を含む発電システムＢは、超臨界二酸化炭素が流通する導管を介して関連されているのみであるので、互いに分離独立したシステムとして設置できる。

そこで、図４に示すように、原子炉周辺システムＡを、例えば地下のコンクリート製の建屋３３に設置し、発電システムＢを地上の建屋３３に設置する。このように、原子炉周辺システムＡと発電システムＢを分離して設置することにより、放射線被曝量を低減し安全を保証して、タービン２０を含む発電システムＢの保守点検を可能にする。

１原子炉容器、２炉心、３原子炉、８一次冷却材、９中性子反射体、１０回転駆動機構、１１駆動軸、１５主熱交換器、１６，１７導管、２０タービン、２１発電機、２２冷却器、２３圧縮機、２４再生熱交換器、２５循環用ポンプ

Claims

少なくともウラニウム２３５とジルコニウムとプルトニウム２３９とを含有する合金からなる金属燃料がフェライト系ステンレス鋼又はクロム・モリブデン鋼からなる被覆管に封入され、直径を５〜１５ｍｍとしその長さを２．５ｍ以下に形成された燃料棒を複数束ねて一体化してなる燃料集合体を複数備える炉心と、
前記炉心を収納した原子炉容器と、
前記原子炉容器内に充填され、前記金属燃料の反応度に応じて温度を可変させるとともにその密度を変化させ、前記金属燃料の反応度を自動的に制御する金属ナトリウムからなる一次冷却材と、
前記炉心の外周囲を囲んで設置され、前記炉心の金属燃料から放射される中性子を前記金属燃料側に反射し、前記金属燃料から放射される中性子の実効倍増係数を約１以上に維持して前記金属燃料を臨界状態とする中性子反射体とを備え、
前記中性子反射体は、前記原子炉容器の上部側に設けられた空間部の高さより低い高さであって前記燃料棒の高さの１／２以下の高さに形成されるとともに、前記燃料棒の高さ方向に移動可能に支持され、移動機構により前記炉心の下方側から上方側に向かって移動操作されることにより、前記炉心の金属燃料と対向する位置が下方側から上方側に向かって移動され、前記金属燃料を下方側から上方側に向かって順次臨界状態とする原子炉と、
前記原子炉の外部に設置され、前記原子炉によって加熱された前記一次冷却材が導管を介して供給されるとともに、前記一次冷却材と熱交換されて加熱される超臨界二酸化炭素よりなる二次冷却材が循環する主熱交換器と、
前記主熱交換器によって加熱されて循環する前記超臨界二酸化炭素よりなる二次冷却材によって駆動されるタービンと、
前記二次冷却材によって駆動されるタービンにより駆動される発電機と、
前記タービンを駆動し膨張して当該タービンから排出された前記二次冷却材を臨界点以上であって臨界点近傍の温度まで冷却する冷却器と、
前記冷却器により冷却されて供給される前記二次冷却材を圧縮する圧縮機と、
前記タービンを駆動し膨張して当該タービンから排出された二次冷却材が供給されるとともに、前記圧縮機により圧縮された前記二次冷却材が供給され、前記圧縮機により圧縮された二次冷却材を前記タービンから供給される二次冷却材により加熱して前記主熱交換器に返還する再生熱交換器とを備えることを特徴とする小型原子力発電システム。
前記原子炉容器は、直径を２ｍ以下とし高さを１２ｍ以下とする円筒状に形成されるとともに、底部側に前記燃料集合体が装填され、上部側に１ｍ以上の高さの空間部が設けられたことを特徴とする請求項１記載の小型原子炉発電システム。
前記中性子反射体を移動操作する移動機構は、前記中性子反射体を前記炉心の上下方向に移動可能に支持する回転駆動軸と、前記回転駆動軸を回転操作する回転駆動機構とからなることを特徴とする請求項１又は請求項２記載の小型原子力発電システム。
前記原子炉容器に充填された前記一次冷却材を、前記原子炉容器から前記主熱交換器へ循環させるポンプを更に備えることを特徴とする請求項１〜３のいずれか１項記載の小型原子力発電システム。
前記圧縮機は、前記タービンによって駆動されることを特徴とする請求項１〜４のいずれ１項記載の小型原子力発電システム。