JP2017504035A - 鉛冷却高速炉を備えた原子炉システム - Google Patents

Abstract

本発明は核技術に関し、主として溶融鉛又はその合金状の液体金属冷却材で冷却された高速炉を備えた発電システムでの使用を意図する。本発明によって扱われる問題は、原子炉の電力の１単位ごとに鉛冷却材の比体積を低減すること、及び原子炉の安全性を増加させることにある。本システムは、上部カバー（２）を備えた原子炉キャビティ（１）、キャビティ（１）内に設けられた活性域（４）を有する原子炉、蒸気発生器（５）、循環ポンプ（７）、循環導管（８）及び（９）、原子炉システムの起動、運転、及び停止のためのデバイス及び作動機構システムを備え、蒸気発生器（５）は、パイプ内部を鉛冷却材が流れ、水蒸気がパイプ間の空間を流れるチューブ状熱交換器の形態であり、蒸気発生器（５）は個別のボックス（６）に配置され、鉛冷却材（１０）を上昇（８）及び放出（９）するための循環導管により原子炉キャビティ（１）と連通され、蒸気発生器（５）及びほとんどの循環導管（８）及び（９）は、原子炉キャビティ（１）内の鉛冷却材（１０）のレベルよりも高く配置され、循環ポンプ（７）は、原子炉キャビティ（１）内で「高温」鉛冷却材を上昇させるための循環導管（８）及び（９）上に取り付けられ、また循環ポンプ（７）のスイッチが切られた時、活性域（４）を介した鉛冷却材（１０）の固有循環を確保するための技術的手段（１３）を備えている。

Description

本発明は核技術に関し、主として溶融鉛又はその合金状の液体金属冷却材で冷却された高速炉を備えた発電システムでの使用を意図する。

核エネルギー論の長期的な発展は、核燃料サイクルの閉止の際の核燃料の有効で安全な使用法の重大な問題を解決し、かつ環境安全を提供することを可能にすることができる高速動力炉の製造に関連している。継続的な努力は、窒化物ウランプルトニウム燃料を有する新世代の鉛冷却高速炉の開発を含む。そのような原子炉は熱中性子炉及びナトリウム冷却高速炉に対して基本的な利点があり、ハイレベルの信頼性、安全性及び実質的に無制限の燃料供給を特徴とするパワープラントの開発の基礎をなすことができる。（次世代型高速炉／Ｅ．Ｏ．アダモフ、 Ｖ．Ｖ．オルロフ、Ａ．Ｉ．フィリン、Ｖ．Ｎ．レオーノフ、Ａ．Ｇ．シラ−ノヴィツキー、Ｖ．Ｓ．スミルノフ、Ｖ．Ｓ．ツィクノフ／／原子力工学及び設計、１９９７年、１７３巻、Ｎｏ．１−３、１４３−１５０ページ）。
液体鉛冷却高速炉に基づいた一体型ループタイプのマスター機器を有するプール型原子炉システムの技術及び設計の詳細が、原子炉システムＢＲＥＳＴ−ＯＤ-３００の実験的試験プロジェクトに説明されている（Ｖ．Ｎ．レオーノフ、Ａ．Ａ．ピカロフ、Ａ．Ｇ．シラ−ノヴィツキー他、原子炉ＢＲＥＳＴ−ＯＤ−３００の主な構成要素及び機器の設計とレイアウトの解決策／／原子科学技術の問題点、シリーズ：原子物理学調査、Ｎ４、モスクワ、電力工学国家統一事業研究開発研究所（ＮＩＫＩＥＴ）、２００４年、６５−７２ページ）。

このシステムは、内側鋼製クラッディングを有する鉄筋コンクリートキャビティと、上部カバー、活性域、活性域の反応を制御する作動機構システム、蒸気発生器と主循環ポンプとを有する原子炉容器ユニットと、冷却剤浄化のための物質移動デバイス及びフィルタのシステムと、反応部分構成要素の燃料補給システムと、プロセス・パラメータ監視システム、ならびに他の補助システムとを含む。ＢＲＥＳＴ−ＯＤ−３００原子炉システムの容器ユニットは、中央に１つ周辺に4つの平底のチューブ状キャビティを有し、これらは上部カバーと共に原子炉システムの一次回路境界を規定し、そこで循環する冷却材が活性域から熱を除去し、大量のカバーガスが発生され、原子炉内デバイス及び機器が配置される。活性域は、容器ユニットの中央キャビティ内に配置され、蒸気発生器ユニットは、上部及び下部パイプにより中央キャビティに接続された4つの周辺キャビティに配置される。各蒸気発生器は、超臨界パラメーターの加熱水（蒸気）のためのチューブ状熱交換器の形を有し、上から下への方向に蒸気発生器シェルのパイプ間の空間で循環する鉛冷却材流の中に浸漬される。パイプの漏れや、蒸気の鉛冷却材循環回路への流入の場合、二次回路における供給水及び主流供給管を遮断することにより、蒸気発生器のスイッチが切られる。原子炉ＢＲＥＳＴ−ＯＤ−３００内の鉛冷却材循環は、前記冷却材を循環ポンプにより蒸気発生器キャビティの外に送り出し原子炉の圧力チャンバーのレベルにすることにより行われ、前記冷却材は、活性域入口チャンバーにまで低下し、次に上昇して活性域で核燃料集合体の燃料要素との接触の結果加熱され、その後「高温」冷却材共通チャンバーに入る。さらに、冷却材は、入口チャンバーと蒸気発生器のパイプ間の空間に流入し、冷却され、そして循環ポンプ入口に移送され、その後、再び原子炉圧力チャンバーに供給される。
開示されたシステム構造は、試験炉ＢＲＥＳＴ−ＯＤ−３００を提供し、新世代の鉛冷却高速動力炉の開発において使用される可能性がある技術的解決法の確認のためのものである。このような原子炉は、寸法が大きく、出力電力の１単位ごとに用いられる鉛冷却材の比重が高い一体型ループタイプのマスター機器を備えている。たとえば、ＢＲＥＳＴ１２００原子炉については、この係数は、１．４ｍ３／ＭＷ以上であり、マスター機器及びレイアウト配置の単位電力に依存する。

最も近い解決法として、鉛冷却高速炉に基づいた一体型ループタイプのマスター機器を有するプールタイプ原子力システムが選択された（Ｒｕ２２４７４３５）。システムは、中央タンク内に配置された原子炉、周辺のタンク内に配置された蒸気発生器及び循環ポンプ、及び酸化鉛回収用のガス状混合物を使用する冷却材処理システムを備えている。原子炉、蒸気発生器及び循環ポンプは、液体金属冷却材の自由レベルより下に配置される。前記システムの蒸気発生器は、チューブ状熱交換器の形で作られ、水（蒸気）が供給されたパイプ、及びパイプ間の空間を有し、そこでは鉛冷却材が上から下への方向に循環する。原子炉システムの内部では、自由な液体金属冷却材レベルと上部カバーとの間に、ガス循環及び浄化システムに連通する共通ガスチャンバーがある。

この技術的解決法の不都合は、高い内圧機器（蒸気発生器）が溶融鉛で満たされた周辺のタンク内に配されるということである。このことは、蒸気発生器パイプ保全性損失及び冷却材中への水（蒸気）の進入の際の事故のリスクを増加させる。さらに、一体型ループタイプのマスター機器は、原子出力単位あたりに用いられる鉛冷却材の比重量が高く、原子炉寸法の増大及びそのような原子炉製造のための資本コストの増大を招く。

本発明の目的は、その作動の際及び緊急状態においてそのようなシステムのハイレベルの安全性を提供すると同時に製造及び運転コストを低減するために、現在の鉛冷却高速炉システムを改善することである。この問題は、高い内圧蒸気発生装置を鉛冷却材の外部に配し、原子炉出力単位あたりの鉛冷却材比体積を低減することにより得られる新しい装置を作り出すことにより解決することができる。

本発明の原子炉システムは（上部カバーを有する原子炉キャビティと、キャビティに配置され活性域を有する原子炉と、蒸気発生器と、循環ポンプと、循環導管と、原子炉システムを起動、作動及び停止するための作動機構システム及びデバイスを備え）、チューブ状熱交換器の形で作られ、パイプ内部を冷却剤が流れ、水蒸気がパイプ間の空間を循環する蒸気発生器を備え、前記蒸気発生器は、個別のボックスに配置され、鉛冷却材を上昇させ排出するための循環導管により原子炉キャビティと連通され、前記蒸気発生器及びほとんどの循環導管は、原子炉キャビティ内の鉛冷却材のレベルよりも高く配置され、循環ポンプは、原子炉キャビティ内で「高温」鉛冷却材を上昇させるための循環導管に取り付けられ、さらに本発明の原子炉システムは、循環ポンプのスイッチが切られるとき、活性域を通る鉛冷却材の固有の循環を提供する技術的手段を備えている。

１つの特定の実施形態によれば、循環ポンプのスイッチが切られるときに、活性域を通る鉛冷却材の固有の循環を提供する技術的手段は、原子炉キャビティ内の冷却材循環回路の下降管セクションと上昇管セクションを分割するシェルリングに形成された孔の形をしている。

別の特定の実施形態によれば、鉛冷却材固有循環手段は、原子炉が正常運転条件の下で動作する時、シェルリングに形成された貫通孔によって冷却材の流れを最小化するデバイスを備えている。このデバイスは、シェルリングに形成された貫通孔に連通され及び原子炉キャビティ内の冷却材循環回路の下降部分に連通される循環導管の上昇管セクションに位置したバイパスの形を有している。

別の特定の実施形態によれば、冷却材の流れを最小化するデバイスは、原子炉キャビティ内の冷却材循環回路の下降管セクションに上昇管セクションから冷却材を送り込むための補助ポンプの形を有している。

本発明の別の特定の実施形態によれば、各蒸気発生器には、冷却材温度が許容レベルよりも高く上昇した時に作動する蒸気放出デバイスが設けられている。
原子炉システムの別の特定の実施形態によれば、各蒸気発生器ボックスは、緊急蒸気放出器が設けられた気体チャンバーを有している。

本発明によって扱われる問題は、重い冷却材を用いた半一体型原子炉システムを提供することであり、そこにおいて：循環ポンプと共にマスター機器は原子炉キャビティ内に配置され、蒸気発生器は逆のタイプで、原子炉キャビティ内の自由な鉛レベルよりも高い個別のボックスの中に分配される。このような配置は、正常運転状態において、及び緊急時の原子炉システムの信頼性及び安全性を高め、また鉛冷却材の量を減少させ、したがって発電ユニット建設の間の資本コストを低減することを可能にする。

図１は、本発明に係る原子炉システムの図である。 図２は、循環ポンプのスイッチが切られる時、固有の冷却材循環のための孔により、正常運転条件の下のシステムでの冷却材の流れを最小化するデバイスの第１の実施形態の図である。 図３は、循環ポンプのスイッチが切られる時、固有の冷却材循環に提供される孔を介して正常運転条件の下のシステムでの冷却材流れを最小化するデバイスの第２の実施形態の図である。

原子炉システムは、上部カバー（２）を備えた原子炉キャビティ（１）、キャビティ（１）内に設けられた活性域（４）を有する原子炉（３）、個別のボックス（６）に設けられた蒸気発生器（５）、循環ポンプ（７）、循環導管（８）及び（９）、並びに原子炉の起動、運転、及び緊急停止のための作動機構システム及びデバイス（スキーム上示されない）を備える。チューブ状熱交換器の形態で形成された蒸気発生器（５）は、鉛冷却材（１０）を上昇及び放出する循環導管（８）、（９）により原子炉キャビティ（１）と連通され、「冷却」レベル（１１）よりも高く配置される。循環ポンプ（７）のインペラは原子炉キャビティ（１）内で、鉛冷却材（１０）の「高温」レベル（１２）より下に装着される。
蒸気発生器（５）は、鉛冷却材が蒸気発生器パイプ内を上から下へ流れるように形成される。二次回路水は下部パイプ（２７）を介して蒸気発生器内に流れ、蒸気は上部パイプ（２８）を介し放出される。

特定の実施形態によれば、システムは、循環ポンプ（７）のスイッチが切られた場合に、活性域（４）を介した鉛冷却材の固有循環のための技術的手段を備える。この手段は、例えば原子炉キャビティ（１）の内の鉛冷却材循環回路の下降管セクション（１６）及び上昇管セクション（１５）を分割するシェルリング（１４）に形成された貫通孔（１３）の形態で形成されうる。

別の特定の実施形態によれば、この技術的手段は、原子炉が正常運転状態において運転する場合、シェルリング（１４）に形成された貫通孔（１３）を介した冷却材の流れを最小化するデバイスの形態で形成されうる。このデバイスは、循環導管（８）の上昇管セクションを、循環回路の上昇管セクション（１５）と孔（２４）を介して接続し、また循環回路の下降管セクション（１６）と孔（１３）とを介して接続するバイパス（１７）の形態で形成されうる（図２）。
鉛冷却材の流れを最小化するデバイスは、原子炉キャビティ（１）内において、冷却材を冷却材循環回路の下降管セクション（１６）に上昇管セクション（１５）から送り込む補助ポンプ（１８）として形成されうる（図３）。

各蒸気発生器（５）は、冷却材の温度が許容レベルよりも上昇した場合に蒸気を放出するための蒸気放出器（１９）と、大気中にボックス（６）から蒸気を放出するための蒸気放出器（２０）を有している。原子炉キャビティ（１）の気体チャンバー（２１）、及び蒸気発生器（５）ボックス（６）の気体チャンバー（２２）は、密封デバイス（２３）によって互いに分離される。

原子炉システムの一次回路内の鉛冷却材循環は、以下のように行われる。冷却材は、循環ポンプ（７）により、原子炉上昇管セクション（１５）から、上昇循環導管（８）を介して蒸気発生器（５）の上部に送り込まれ、その後、冷却材は、放出循環導管（９）を介して原子炉キャビティ（１）内の鉛冷却材循環回路の下降管セクション（１６）に流れる。この下降管循環セクション（１６）からの冷却材は、燃料要素表面との接触により加熱される、活性域（４）に流れる。その後、冷却材は循環ポンプ（７）に送られ、正常システム運転状態において循環回路を閉じる。

原子炉キャビティ（１）及び蒸気発生器（５）内の鉛冷却材の量は、循環導管（８）、（９）の減圧障害又は蒸気発生器封止障害の場合においても、原子炉キャビティ（１）の内の鉛冷却材レベルが固有循環により活性域（４）を冷却するのにまだ十分であるように計算される。

循環ポンプ（７）のスイッチが切られると、冷却材は、蒸気発生器（５）から原子炉キャビティ（１）内の冷却材循環回路の下降管セクション（１６）に完全に放出され、活性域（４）に流れ込み、その後、循環回路の上昇管セクション（１５）に流れ込む。さらに、「冷却」（１１）と「高温」（１２）冷却材レベルの間の差は低減され、冷却材は循環回路の上昇管セクション（１５）から下降管セクション（１６）へシェルリング（１４）に形成された貫通孔（１３）を介して流れ、そのため緊急時において鉛冷却材（１０）固有循環回路を閉じる。

正常運転状態において、孔（１３）を介した冷却材の流れを補うために、循環導管（８）の上昇管セクションを、循環回路の上昇管セクション（１５）と孔（２４）を介して接続し、また循環回路の下降管セクション（１６）と孔（１３）を介して接続するバイパス（１７）の形態で形成されたデバイス（図２）が用いられる。循環ポンプ（７）が作動中である場合、バイパス（１７）導管に形成された孔（２４）を介した冷却材流量の大部分は、上昇管セクション（１５）に入り、この流量のより少ない部分は孔（１３）を介して循環回路の下降管セクション（１６）の中に分配される。循環ポンプ（７）のスイッチが切られ、「冷却」（１１）及び「高温」（１２）レベルが等しくなった場合、冷却材固有循環が確立する。

図３で示される冷却材流れ補償のためのデバイスは、孔（１３）を介して冷却材循環回路の上昇管（１５）及び下降管（１６）セクションを接続する導管（２５）及び補助ポンプ（１８）として形成されうる。ポンプ（１８）が作動中である場合、導管（２５）内部の圧力は増加し、それにより、冷却材が循環回路の上昇管セクション（１５）へ下降管セクション（１６）から流れるのを防ぐ。ポンプ（１８）は、循環ポンプ（７）のスイッチが切られた場合に、冷却材固有循環に寄付するフライウェイト（ｆｌｙｗｅｉｇｈｔｓ）を備えうる。

システムの半一体化構造及びキャビティ（１）内の鉛冷却材レベルよりも高い位置にあるインバース（ｉｎｖｅｒｓｅ）蒸気発生器（５）を備えることにより、鉛冷却材が原子炉内に完全に放出され、そのため、二次回路蒸気導管破裂を伴う事故発生時に、システムを冷却材凍結から保護し、蒸気発生器パイプ中からの堆積物排出を著しく容易にする。

インバース（ｉｎｖｅｒｓｅ）蒸気発生器（５）の原子炉システムでの使用は、この場合の蒸気発生器パイプ（２６）が二次回路冷却材（水蒸気）の外圧にさらされるため、その信頼性を大幅に増加させうる。また、緊急時において、鉛冷却材の温度は蒸気発生器（５）上流で上昇し、パイプは安定性を失い、破損するどころか（直熱交換器の場合そうなる）崩壊する。したがって、活性冷却材（１０）が回路境界外に流れて、水蒸気が鉛冷却材循環回路の中に入ることを単に完全に防げる。蒸気発生器（５）は、事故の影響を制限し、核物質の環境放出の危険を除外する能動的及び受動的な蒸気放出器を備える。

産業上の利用分野

このように、原子炉システムの発明的設計の実用により、鉛冷却材の量を著しく減らし、正常運転状態、及び緊急時における原子炉システムの信頼性及び安全性を増加するであろう。

Claims (6)

1. 上部カバー（２）を備えた原子炉キャビティ（１）、前記原子炉キャビティ（１）内に設けられた活性域（４）を有する原子炉（３）、蒸気発生器（５）、主循環ポンプ（７）、主循環導管（８）及び（９）、並びに原子炉の起動、運転、及び緊急停止のための作動機構システム及びデバイスを備える原子炉システムであって、選択された前記蒸気発生器（５）はインバース（ｉｎｖｅｒｓｅ）タイプであり、前記原子炉キャビティ（１）内の鉛冷却材レベルより上で個別のボックス（６）中に分配され、前記蒸気発生器（５）は鉛冷却材（１０）の上昇及び放出のために前記主循環導管（８）及び（９）によって前記原子炉キャビティ（１）と連通され、前記主循環ポンプ（７）は前記原子炉キャビティ（１）内において、高温鉛冷却材（１０）上昇のために前記主循環導管（８）及び（９）上に装着され、前記原子炉キャビティ（１）内設けられたデバイスは、前記主循環ポンプ（７）のスイッチが切られた時、前記活性域（４）を介した鉛冷却材（１０）固有循環のために設けられることを特徴とする原子炉システム。
2. 鉛冷却材（１０）固有循環のための前記デバイスは、原子炉キャビティ（１）内の鉛冷却材（１０）の循環回路の上昇管セクション（１５）及び下降管セクション（１６）を分割するシェルリング（１４）に形成された孔（１３）の形態を有し、原子炉システムが正常運転状態において運転する時、前記孔（１３）を介した冷却材の流れを最小化する手段を有することを特徴とする、請求項１に記載の原子炉システム。
3. 前記鉛冷却材の流れを最小化する手段は、前記主循環導管（８）の上昇管セクション上に位置し、前記循環回路の前記上昇管セクション（１５）と孔（２４）を介して接続し、また、前記鉛冷却材の循環回路の下降管セクション（１６）と孔（１３）を介して接続するバイパス（１７）の形態を有することを特徴とする、請求項２に記載の原子炉システム。
4. 前記鉛冷却材の流れを最小化する手段は、前記シェルリング（１４）に形成された孔（１３）を介して前記冷却材（１０）循環回路の前記下降管セクション（１６）と前記上昇管セクション（１５）を接続する導管（２７）及び（２８）を伴った補助ポンプ（１８）の形態を有することを特徴とする、請求項２に記載の原子炉システム。
5. 各蒸気発生器（５）は、前記鉛冷却材の温度が許容レベルよりも上昇した時に蒸気を放出するための蒸気放出器（１９）を有することを特徴とする、請求項１に記載の原子炉システム。
6. 各蒸気発生器（５）ボックス（６）は、緊急蒸気放出器（２０）を備えることを特徴とする、請求項１又は５に記載の原子炉システム。

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