JP2018520345A - 原子炉の受動式保護装置 - Google Patents

原子炉の受動式保護装置 Download PDF

Info

Publication number
JP2018520345A
JP2018520345A JP2017562316A JP2017562316A JP2018520345A JP 2018520345 A JP2018520345 A JP 2018520345A JP 2017562316 A JP2017562316 A JP 2017562316A JP 2017562316 A JP2017562316 A JP 2017562316A JP 2018520345 A JP2018520345 A JP 2018520345A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
coolant
casing
cross
annular cavity
flow
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Granted
Application number
JP2017562316A
Other languages
English (en)
Other versions
JP6630746B2 (ja
Inventor
イゴール セルゲイヴィチ スレサレフ
イゴール セルゲイヴィチ スレサレフ
ヴィクトル ニコラエヴィチ レオーノフ
ヴィクトル ニコラエヴィチ レオーノフ
ボリス ボリソヴィチ クビンツェフ
ボリス ボリソヴィチ クビンツェフ
エレナ アレクサンドロヴナ ロディナ
エレナ アレクサンドロヴナ ロディナ
ユーリー ワシリエヴィチ チェルノヴロフキン
ユーリー ワシリエヴィチ チェルノヴロフキン
アレクセイ ボリソヴィチ シェフチェンコ
アレクセイ ボリソヴィチ シェフチェンコ
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
State Atomic Energy Corp Rosatom
Original Assignee
State Atomic Energy Corp Rosatom
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by State Atomic Energy Corp Rosatom filed Critical State Atomic Energy Corp Rosatom
Publication of JP2018520345A publication Critical patent/JP2018520345A/ja
Application granted granted Critical
Publication of JP6630746B2 publication Critical patent/JP6630746B2/ja
Expired - Fee Related legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Images

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/18Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00Control of nuclear reaction
    • G21C7/06Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
    • G21C7/22Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section by displacement of a fluid or fluent neutron-absorbing material, e.g. by adding neutron-absorbing material to the coolant
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00Control of nuclear reaction
    • G21C7/06Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
    • G21C7/24Selection of substances for use as neutron-absorbing material
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C9/00Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
    • G21C9/02Means for effecting very rapid reduction of the reactivity factor under fault conditions, e.g. reactor fuse; Control elements having arrangements activated in an emergency
    • G21C9/024Rupture diaphragms
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C9/00Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
    • G21C9/02Means for effecting very rapid reduction of the reactivity factor under fault conditions, e.g. reactor fuse; Control elements having arrangements activated in an emergency
    • G21C9/033Means for effecting very rapid reduction of the reactivity factor under fault conditions, e.g. reactor fuse; Control elements having arrangements activated in an emergency by an absorbent fluid
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/30Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
    • G21C3/32Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
    • G21C3/326Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements comprising fuel elements of different composition; comprising, in addition to the fuel elements, other pin-, rod-, or tube-shaped elements, e.g. control rods, grid support rods, fertile rods, poison rods or dummy rods
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

【課題】高速中性子炉に使用可能な保護システムにおいて、緊急状態での動作に高い信頼性を与え、負の反応度を受動的に生じさせる装置の機能的な可能性を拡張する。【解決手段】この装置は、共通のケーシング内に配置された2つの容器の形をしている。容器とケーシングとの間には冷却材を流すための環状の空洞が形成されている。この空洞の中には燃料棒と、冷却材に流れを形成するための手段とがある。この流れは燃料棒を冷却し、上側容器を加熱する。上側容器は炉心の上方に配置され、内部の仕切りによって円柱状の中央空洞と環状の空洞とに分割されている。この仕切りは水平方向において熱伝導率が低い。上側容器の中央空洞の中にはカドミウムの同位体が配置され、環状空洞の中には水銀が配置されている。下側容器は炉心内に配置され、不活性ガスで満たされている。2つの容器の間は、座屈反転式破裂板の形をした隔壁を備えたパイプで接続されている。【選択図】図1

Description

本発明は、原子炉保護システムに関し、特に高速中性子炉に使用可能なものに関する。
ナトリウムを冷却材に用いる現存の原子炉プラント、および重金属を冷却材に用いる原子炉プラントの設計において、炉心反応度制御システムは、原則として、中性子吸収棒すなわち制御棒の使用を基本とする。制御棒は緊急事態の発生時、制御保護システム(CPS)によって機械的に炉心へ導入され、重力によって炉心へ降下し、または浮力によって炉心まで上昇する。
保護動作の信頼性を高めるために、炉心パラメータが限界値に達するとき、例えば、冷却材の温度、循環速度、圧力が許容限界に達するとき、受動式作動装置が使用される。この装置は、その構造要素の材料(膜、ベローズ、可融性インサート、およびバイメタル素子など)の様々な物理的変化、例えば、溶融、体積変化、または形状変化を利用して、自然に作動する(非特許文献1参照)。
しかし、新世代の高速増殖炉では、制御棒の機械的使用に基づく緊急保護システムは信頼性が高くない。これは、中性子束および高温に長期間さらされるという運転中の炉心の過酷な条件下では、炉心の構造要素に幾何学的形状の変化および材料の膨張が生じることに起因する。さらに、重金属が冷却材である場合、その中の制御棒には大きな浮力が作用して、炉心への落下を困難にする。このような状況では、緊急時に核分裂連鎖反応を抑制するために緊急保護システムが炉心へ進入させる要素が制御棒の形である限り、そのシステムの信頼性が低下する。
高速中性子炉の燃料集合体のハウジングに収容される受動式保護装置が知られている(特許文献1参照)。この発明に従って原子炉BN−600は燃料集合体の中に、排熱用の穴があるヘッド、制御棒の束が設置されるシャーシとシャンク、短縮型燃料要素を備えた輻射加熱器、および発明が実施された装置を含む。この装置は、事故に伴って温度が摂氏570−650度の範囲へ過剰に上昇すると作動する。ヘッドの穴の1つには梁がその穴の軸のまわりに揺動自在に取り付けられている。梁の一方の腕はリフトを有し、制御棒の束の後ろに維持されており、他方の腕は、ヘッドに固定されたバイメタル素子のプレートの穴に挿入されている。能動式原子炉保護システムの作動が拒絶された場合、事故に伴う冷却材の温度上昇でバイメタル素子のプレートが曲がって梁の腕とリフトと間の係合およびリフトと装置との間の係合が外れ、制御棒の束が炉心へ落ちて核反応が抑制される。
密閉ベローズを含む受動式原子炉安全装置が知られている(特許文献2参照)。このベローズは、この装置の作動温度に相当する融点の物質で満たされて密封されている。ベローズの一方の端部は固定されて静止しており、他方の端部はトリガ機構に接続され、ベローズの端部の間には圧縮されたばねがある。冷却材の温度が急激に上昇した場合、ベローズ内の物質が溶融して体積を増加させるのでベローズの自由端が動き、ベローズとバネとの弾性の両方によってトリガ機構が装置を作動させる。
ナトリウム冷却材を使用する高速中性子原子炉の燃料集合体に組み込まれた受動式安全装置が知られている(特許文献3参照)。この装置は、燃料集合体のハウジングの内側面の上部に配置された環状ブロックからなる。この環状ブロックは、中性子吸収材の粒子が分散された可融性マトリックスをエンベロープの中に含む。このマトリックスは、エンベロープに空けられた穴を通してナトリウム冷却材と接触する。冷却材の温度が閾値を上回るとマトリックスが溶融し、マトリックス中に分散された中性子吸収材の粒子がエンベロープの穴から炉心へ放出され、核反応を抑制する。
炉心の反応度を緊急低下させるための受動式装置が知られている(特許文献4参照)。この装置は外側が円筒形の密封容器であり、その中に2本の制御棒が垂直に配置され、それらの間に、密閉された内側容器が配置されている。この内側容器は、中性子を効果的に吸収すると共に高温では揮発性の高い物質、例えば水銀で満たされている。炉心内の温度が上昇すると制御棒が膨張して内側容器の殻を破壊する。このとき、中性子吸収物質が蒸発して装置の容積全体に広がるので、装置の中性子吸収力が急激に増加する。
2つの密閉容器の形をした受動式原子炉安全装置が知られている(特許文献5参照)。この装置は2つの密閉容器を連通させており、本願が提案する技術的解決策に最も近い。炉心の外側に位置する上部容器には液体中性子吸収材とガスとが一定の圧力で充填されており、下部容器にはある圧力のガスが充填されている。上部容器の底部から下部容器の底部にかけてパイプラインが挿入されており、その下端部は半田面で閉鎖されている。この半田面にはウランの底の周囲が半田付けされている。この半田面は、緊急事態が発生した場合、ウランの底によって加熱されて溶ける。これに伴う底部の減圧によって下側容器内の圧力が低下するので、液体中性子吸収材が上部容器から下部容器へ自発的に流れて炉心に入り、連鎖反応を停止させる。
ロシア特許第20725702号明細書 ロシア特許第2086009号明細書 米国特許第5333156号明細書 英国特許第866305号明細書 米国特許第4104122明細書
Nuclear Technology Abroad Journal、1988、No.1、pp.10-16
特許文献1に開示の技術では、中性子照射が強く、冷却材の温度が高い条件下においてバイメタル素子の特性およびその作動の閾値と同様に梁の幾何学的特性が大きく変化するので、受動式保護装置の信頼性が低下する。
特許文献1、2に開示されたような種類の装置に一般的な欠点は、高強度の中性子照射および高温の冷却材に長時間曝されるという条件下では、吸収棒の幾何学的特性が大きく変化し、バイメタル素子、ベローズ、ばねの機能特性が低下するので、作動の閾値が変化することである。さらに、重金属(例えば、鉛)を冷却材とする高速中性子の原子炉では吸収梁の落下の実現に建設上の困難が生じる。
特許文献3に開示の装置は、重金属(例えば鉛)を冷却材とする原子炉には使用できない。分散された中性子吸収材は比較的軽い粒子であるので、重金属の冷却材中に浮遊して燃料集合体および炉心から搬出されてしまう。
特許文献4に開示された装置のような設計では、放射線に伴う膨潤度の変化に起因する構造要素の寸法変化が蓄積されるので、受動式装置の緊急作動条件に必要な正確性を維持させることができない。さらに、この装置は中性子吸収材を大量には炉心へ導入しないので、中性子吸収効率を緊急事態の場合に必要なレベルにまで到達させることができない。
特許文献5に開示された装置の欠点は、その効果的な応答が、中性子束密度の急激な増加によって引き起こされる事故でのみ生じることである。炉心内の冷却材の流れが失われたなどの理由により引き起こされる事故の防止には、このような受動式装置による原子炉の保護および停止は信頼性に欠ける。
本発明の目的は、中性子束の急増(バースト)と炉心出口における冷却材の温度上昇との両方によって緊急事態が引き起こされる場合に、例えば冷却材の流れの欠損に伴って受動的に負の反応度を導入する信頼性の高い装置を提供することである。本発明の技術的な効果は、中性子束バーストと炉心出口における冷却材の温度上昇との両方によって引き起こされる緊急事態でのこの装置の動作に高い信頼性を保証することによって、この装置の機能性を拡張することにある。
本発明のこの技術的な効果は、受動式原子炉保護装置として共通のケーシング内に2つの容器を上下に配置し、これらの容器とケーシングとの間に冷却材を流すための環状空洞を形成することによって達成される。上側容器は炉心の上方に配置され、中性子の吸収断面積が大きく、かつ冷却材の取り得る温度範囲において蒸気圧が高い溶融金属で満たされており、下側容器は炉心内に配置され、不活性ガスで満たされており、冷却材の流れは、燃料棒を冷却すると共に、上側容器を加熱し、2つの容器の間は、座屈反転式破裂板の形をした隔壁を備えたパイプで接続されている。
この装置の特定の実施形態では、溶融金属のうち、中性子吸収断面積の大きい成分として水銀同位体199Hgが使用され、冷却材の取り得る温度範囲において蒸気圧が高い成分としてカドミウム同位体111Cdおよび/または113Cdが使用される。カドミウム同位体111Cdおよび/または113Cdと水銀との合金が溶融金属として使用されてもよい。この装置の別の実施形態では、水銀は、冷却材の取り得る温度範囲で蒸気圧の高い溶融金属の成分として使用され、カドミウム同位体111Cdおよび/または113Cdは、中性子吸収断面積が大きい溶融金属の成分として使用される。
この装置の更に別の実施形態では、上側容器の内部に仕切りが配置されて上側容器の内部を、互いに連通する円柱状の中央空洞と環状の空洞とに分割している。この仕切りは水平方向において熱伝導率が低い。この仕切りは、層間に断熱用の隙間を有する2層構造の壁であってもよい。この実施形態では好ましくは、溶融金属のうち、中性子吸収断面積の大きい成分が上側容器の中央空洞内に配置され、冷却材の取り得る温度範囲内で蒸気圧の高い成分が上側容器の環状の空洞内に配置される。このような配置は、上側容器の環状の空洞内において溶融金属の加熱時間を短縮させ、破裂板が作動する前の蒸気圧の上昇に起因して冷却材の温度の急上昇を伴う装置の応答時間を短縮させることができる。この装置のこの実施形態では、水銀およびカドミウムが上側容器内の異なる部分に配置されると同時に、それらの上部に蒸気を緩衝するためのガスが共通にある。水銀が入る上側容器の環状の空洞は、カドミウムが入る中央空洞よりも容積が実質的に少ない。上部容器の外面は燃料棒を有する環状空洞内を流れる高温の冷却材に直に接触している。水銀が入る上側容器の環状の空洞は、カドミウムが入る中央空洞から、断熱用の隙間を含む壁で分離されていることにより、装置の作動状態の惰性的な継続が大幅に抑制される。これは、中性子吸収材である金属全体を加熱することなく、水銀が上限温度まで加熱され、その蒸気圧が隔壁の破裂に必要な値まで到達するということによって達成される。
燃料棒を冷却するための流れを冷却材に形成するための手段は、下側容器と燃料棒との間に配置された下側シェルを備え、この下側シェルは上部に、環状空洞の中央部分を水平方向に仕切る部分を含んでいてもよい。この下側シェルの断面形状は好ましくは六角形であり、ケーシングの断面形状に一致している。これにより、燃料棒を冷却するための流れとして狭い環状流が冷却材に形成され、燃料集合体内の冷却材の温度が示す燃料要素冷却方式における標準的な変化に従って装置内の冷却材の温度を変化させる。
上側容器を加熱するための流れを冷却材に形成するための手段は、上側容器とケーシングとの間に配置された上側シェルを備え、この上側シェルは下部に、環状空洞の周辺部を水平方向に仕切る部分を含んでいてもよい。上側シェルの断面形状は上側容器の断面形状に一致していることが好ましい。これにより、熱容量の小さい環状流が冷却材に形成されて、上側容器の側面および内部の溶融金属を、蒸気圧が高く、かつ温度が炉心内での高い値に保たれた冷却材で加熱する。この場合、下側シェルおよび上側シェルに装置内を水平方向に仕切る部分が配置されていることによって装置内の冷却材に形成される流れが、燃料棒を含む環状空洞から上側容器の側面へ熱を伝える。これにより、冷却材の温度変化を燃料集合体内での冷却材の標準的な温度変化に一致させる冷却材の流れを、装置内に形成可能である。この場合、この流れ内の冷却材は上側容器の表面に直に接触するので、冷却材の温度が急上昇すると溶融金属が急速に加熱される。これにより、炉心内の冷却材の温度が所定の限界値を上回ったときに負の反応度が導入される時間が短縮され(惰性的な導入の継続が抑制され)るので、装置の信頼性が向上する。下側容器と下側シェルとの隙間はケーシングと上側シェルとの隙間と管状流路によって連通していてもよい。この流路が下側容器と下側シェルとの間の環状空洞を通って流れる冷却材の一部を上部に逃がす働きをするので、ケーシングと上側シェルとの隙間の流れに、下側容器と下側シェルとの隙間のより高温の流れが混合することを阻止できる。
炉心内での装置の配置を簡単にするために、ケーシングの断面形状及び寸法は、好ましくは、燃料集合体の断面形状及び寸法に一致している。例えば、燃料集合体のカバーの断面が六角形である場合、ケーシングの断面は六角形であり、正方形である場合、ケーシングの断面は適切な寸法の正方形である。
溶融金属の中性子吸収断面積を増大させて高速中性子炉を停止させる効率を向上させるために、例えばカドミウム同位体111Cdおよび/または113Cdの中に、例えば酸化ベリリウムを混ぜた中性子減速材を含む管状要素を、下側容器とケーシングの下側の壁との間に縦方向に配置してもよい。そのような要素を装置に導入することにより、装置が作動すると下側容器では下側ほど中性子束が弱まるので、中性子吸収断面積が大きい。炉心に負の反応度を与える効率が改善される。
中央平面における装置の縦断面を示す。 上側容器の領域における装置の断面図である。 下側容器の領域における装置の断面図である。
高速中性子炉の保護装置は、共通のケーシング(3)内に上下に配置された上側容器(1)および下側容器(2)の形態を呈している。両容器(1)、(2)とケーシング(3)との間には環状空洞(4)、(5)があり、その中を冷却材(6)が流れる。上側容器(1)は炉心(7)の上方に配置されており、その中に、中性子吸収断面積が大きく、かつ冷却材の取り得る温度範囲で蒸気圧が高い溶融金属(8)、(9)が充填されている。ある実施形態では、溶融金属(8)、(9)として、例えば水銀同位体199Hg、またはカドミウム同位体111Cdおよび/または113Cdと水銀との合金が使用可能である。図1、図2に示す実施形態による装置では、内側に充填された溶融金属(8)としてカドミウム同位体111Cdおよび/または113Cdが使用され、外側に充填された溶融金属(9)として水銀が使用される。下側容器(2)は主に炉心(7)に位置し、不活性ガス(10)で満たされている。両容器(1)、(2)は、座屈反転式破裂板の形をした隔壁(12)を備えたパイプ(11)によって相互に接続されている。図1、図2の示す装置はまた、上側容器(1)内の異なる領域に配置されたカドミウム(8)と水銀(9)との共通の上部に、蒸気を緩衝するためのガス(16)を有する。カドミウム用の空洞(14)よりも水銀用の空洞(15)は容積がはるかに小さい。上側容器(1)内の中央の円柱状の空洞(14)と環状の空洞(15)との間には仕切板(13)が配置されている。この仕切板(13)は、例えば水平方向における熱伝導率の低い2層の間に断熱用の隙間(16)を含む。これにより、上側容器(1)内の中央空洞(14)には、好ましくは、中性子吸収断面積が大きい溶融金属(8)が配置され、環状の空洞(15)には、好ましくは、蒸気圧が高い溶融金属(9)が配置される。このような構造によりこの装置は、冷却材の温度の急上昇に伴う応答時間を短縮可能である。これは次の理由に因る。このような構造であれば、溶融金属(8)の全体を加熱することなく、水銀が上限温度まで加熱され、蒸気圧が隔壁の破裂に必要な値まで増加する。
環状空洞の下部(5)は燃料棒(17)と下側シェル(18)とを有する。下側シェルは、冷却材(6)に燃料棒(17)を冷却するための流れを生成するための手段であり、水平方向に広がる仕切板(19)を含む。この仕切板は、その上部に設けられた環状空洞(5)の中央部分を閉塞してその底部を形作っている。下側シェル(18)の筒状部分の断面形状は、好ましくは、装置のケーシング(3)の断面形状に一致し、例えば六角形を成す。このような構造により下側シェル(18)は冷却材(6)に、燃料棒(17)を冷却するための狭い環状流れを形成する。これにより、燃料棒(17)による装置内の冷却材(6)の温度変化を、燃料集合体内の冷却水の標準的な温度変化に一致させることができる。
環状空洞の上部(4)では上側容器(1)とケーシング(3)との間に上側シェル(20)が、冷却材(6)に上側容器を加熱するための流れを形成するための手段として設けられている。上側シェルは下部に、環状空洞(4)の周縁部に重なり合って水平方向に仕切る部分(21)を有する。上側シェル(20)の断面は、好ましくは上側容器(1)の断面と形状が一致する。上側シェル(20)はこのような構造により冷却材(6)に、上側容器(1)の側面および溶融金属(9)を加熱するための狭い環状流れを形成する。水平方向の仕切り(19)、(21)は、燃料棒(17)が配置された環状空洞(4)から上部の空洞(5)への流れを冷却材(6)に形成して、上側容器(1)の側面と溶融金属(9)とを直に加熱させる。装置内における冷却材のこのような循環により、温度変動が緊急事態における燃料集合体内の冷却水の標準的な温度変化に一致する。さらに、炉心内の冷却水による所定の限界値以上の温度上昇に伴う負の反応度の導入時間が短縮される(惰性的な継続が抑制される)ので、装置の作動の信頼性が向上する。
下側容器(2)と下側シェル(18)との間の空洞(22)はケーシング(3)と上側シェル(20)との間の空洞(23)と、管状流路(24)によって接続されている。これにより、装置内の冷却材には第2の流れが形成されて、環状空洞(22)内の冷却材の流れの一部が装置の上部に迂回し、燃料棒(17)が配置されている環状空洞の下部(4)から上部(5)への冷却材のより高温の流れが上側容器(1)の側面に接触する流れに混合することが防止される。
炉心(7)における装置の配置を簡単にするために、ケーシング(3)の断面形状および寸法は、好ましくは、燃料集合体(TVS)の断面形状および寸法に一致する。例えば断面が六角形のカバーを有する燃料集合体の場合、ケーシング(3)の断面は六角形であり、四角形のフェルールを使用する燃料集合体の場合、ケーシング(3)の断面は同じ正方形である。下側容器(2)と下側シェル(18)との間には、中性子減速材、例えば酸化ベリリウムを含有する長尺の管状要素(25)が配置されていてもよい。中性子減速材の導入により、下側容器(2)内の熱容量がより低い領域において中性子束が弱まるので、炉心(7)に負の反応度を導入する効率が向上する。
図1、図2および図3に示す高速中性子炉の保護装置は以下のように動作する。原子炉の通常の運転状態では、上側容器(1)の円筒形空洞(14)が溶融したカドミウムで満たされ、環状空洞(15)が水銀で満たされ、下側容器(2)が不活性ガスで満たされている。上側容器(1)の上部を満たす蒸気緩衝用のガス(16)中では水銀の蒸気圧が、運転中における冷却材(6)の温度では、破裂板(12)の開放圧力よりも低い。中性子束の急増または冷却材の流れの欠損に伴う緊急状態の場合、環状空洞(22)内では冷却材(6)が許容温度以上に加熱されて環状空洞(23)に入り、上側容器(1)の側面に接触する。これにより、環状空洞(15)内では水銀が加熱されてその蒸気圧が上昇するので、破裂板(12)が劇的にその形状を変化させて、下に位置する針(26)と接触して破裂する。その結果、中性子吸収断面積の大きい溶融カドミウム(8)が重力により上側容器(1)からパイプ(11)を介して下側容器(2)へ排出され、炉心(7)の連鎖反応を終了させる。こうして、炉心が亜臨界状態に移行し、原子炉の保護が実現される。
新世代の高速増殖炉におけるこの装置の実用化には以下の利点がある。
− 炉心内で原子炉停止システムを、正の反応度の急な入力、または冷却能力(冷却材の流れ)の欠損に関する作動させるべき事態のすべてについて作動させる際に提案の受動式保護装置を使用することにより、炉心出口での冷却材の温度が閾値に到達する前に炉心内では核分裂連鎖反応が止まることを実験で確認した。
− この装置は信頼性が高い。何故なら、作動のためのエネルギーも、作動に関する情報を知らせる信号も、外部から受けることなく作動する準備ができており、故障して作動不能にさせ得る機械的な可動部分を能動的にも受動的にも持っていないからである。この装置を作動させるエネルギー(冷却水の温度上昇)は、この装置が防がなければならないプロセスから取り出される。
− 信頼性がこのように高いことにより、この装置は、他の保護システムと保護装置とが多重に作動不能になる事態が生じた場合にも作動する。

Claims (15)

  1. 原子炉を受動的に保護するための装置であり、
    ケーシングと、
    前記ケーシングの中に上下に配置された2つの容器と
    を備え、
    前記ケーシングと前記2つの容器との間には冷却材を流すための環状空洞が形成されており、前記環状空洞の中には燃料棒と共に、冷却材に流れを形成するための手段が配置されており、
    上側容器は炉心の上方に配置され、中性子の吸収断面積が大きく、かつ冷却材の取り得る温度範囲において蒸気圧が高い溶融金属で満たれており、
    下側容器は実質上、炉心内に配置され、不活性ガスで満たされており、
    冷却材の流れは、燃料棒を冷却すると共に、前記上側容器を加熱し、
    前記2つの容器の間は、座屈反転式破裂板の形をした隔壁を備えたパイプで接続されている
    ことを特徴とする装置。
  2. 前記溶融金属が水銀同位体199Hgを含む、請求項1に記載の装置。
  3. 前記溶融金属がカドミウム同位体111Cdおよび/または113Cdと水銀との合金を含む、請求項1に記載の装置。
  4. 前記溶融金属は、冷却材の取り得る温度範囲において蒸気圧が高い成分として水銀を含み、中性子の吸収断面積が大きい成分としてカドミウム同位体111Cdおよび/または113Cdを含む、請求項1に記載の装置。
  5. 前記上側容器は、内部を円柱状の中央空洞と環状の空洞とに分割する仕切りを含み、前記仕切りは水平方向において熱伝導率が低いことを特徴とする請求項1に記載の装置。
  6. 前記仕切りは、層間に断熱用の隙間を有する2層構造の壁であることを特徴とする請求項5に記載の装置。
  7. 前記溶融金属のうち、冷却材の取り得る温度範囲での蒸気圧が高い成分は、前記上側容器の環状の空洞内に配置されていることを特徴とする請求項5に記載の装置。
  8. 前記冷却材に流れを形成するための手段は、前記下側容器と燃料棒との間に配置された下側シェルを備え、前記下側シェルは上部に、前記環状空洞の中央部分を水平方向に仕切る部分を含む、請求項1に記載の装置。
  9. 前記冷却材に流れを形成するための手段は、前記上側容器と前記ケーシングとの間に配置された上側シェルを備え、前記上側シェルは下部に、前記環状空洞の周縁部を水平方向に仕切る部分を含む、請求項1に記載の装置。
  10. 前記下側容器と前記下側シェルとの隙間は前記ケーシングと前記上側シェルとの隙間と少なくとも1本の管状流路によって連通していることを特徴とする請求項8または9に記載の装置。
  11. 前記ケーシングの断面形状及び寸法は原子炉の燃料集合体の断面形状及び寸法に一致していることを特徴とする請求項1に記載の装置。
  12. 前記ケーシングは断面形状が六角形であることを特徴とする請求項11に記載の装置。
  13. 前記下側シェルの断面形状は前記ケーシングの断面形状に一致していることを特徴とする請求項8に記載の装置。
  14. 前記上側シェルの断面形状は前記上側容器の断面形状に一致していることを特徴とする請求項9に記載の装置。
  15. 中性子減速材を有する長尺の管状要素が、前記下側容器と前記冷却材に流れを形成するための手段との間に配置されていることを特徴とする、請求項1または請求項8に記載の装置。
JP2017562316A 2015-06-01 2016-04-05 原子炉の受動式保護装置 Expired - Fee Related JP6630746B2 (ja)

Applications Claiming Priority (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2015120831A RU2608826C2 (ru) 2015-06-01 2015-06-01 Устройство для пассивной защиты ядерного реактора
RU2015120831 2015-06-01
PCT/RU2016/000189 WO2016195536A1 (ru) 2015-06-01 2016-04-05 Устройство для пассивной защиты ядерного реактора

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JP2018520345A true JP2018520345A (ja) 2018-07-26
JP6630746B2 JP6630746B2 (ja) 2020-01-15

Family

ID=57441310

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP2017562316A Expired - Fee Related JP6630746B2 (ja) 2015-06-01 2016-04-05 原子炉の受動式保護装置

Country Status (8)

Country Link
US (1) US10643755B2 (ja)
EP (1) EP3306619B1 (ja)
JP (1) JP6630746B2 (ja)
KR (1) KR102074050B1 (ja)
CN (1) CN108028081B (ja)
CA (1) CA2993516A1 (ja)
RU (1) RU2608826C2 (ja)
WO (1) WO2016195536A1 (ja)

Families Citing this family (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN110718307B (zh) * 2019-10-17 2022-05-03 中国科学院合肥物质科学研究院 一种预储能反应性控制机构
KR20210085561A (ko) 2019-12-30 2021-07-08 울산과학기술원 노심 용융 사고 시 중성자 흡수물질을 이용한 연료 무교체 장주기 소형 액체금속 냉각고속로 정지시스템
CA3226719A1 (en) * 2021-12-06 2023-06-15 Newcleo Ltd Nuclear reactor provided with a protection system characterized by multiple actuation phenomena
CN114662375B (zh) * 2022-03-31 2023-11-28 西安交通大学 一种快中子堆芯异形燃料结构的生成式设计方法
KR102453059B1 (ko) * 2022-04-29 2022-10-11 한동대학교 산학협력단 미니채널에서의 소듐-물 반응 연구를 위한 실험 장치 및 이를 이용한 소듐-물 반응 실험 방법

Family Cites Families (23)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
BE559907A (ja) 1956-08-07
GB1298804A (en) * 1969-05-30 1972-12-06 Atomic Energy Authority Uk Improvements in or relating to the control of nuclear reactors
US4104122A (en) * 1972-06-02 1978-08-01 Groupement Atomique Alsacienne Atlantique Liquid absorbent safety device for a nuclear reactor
FR2188247B1 (ja) 1972-06-02 1974-10-25 Activite Atom Avance
FR2188245B1 (ja) * 1972-06-02 1974-12-27 Activite Atom Avance
SE391058B (sv) * 1975-06-10 1977-01-31 Asea Atom Ab Lettvattenkyld reaktor anordnad i en vattenfylld basseng
JPS56172798U (ja) 1980-05-23 1981-12-19
SE435432B (sv) 1981-03-30 1984-09-24 Asea Atom Ab Kernreaktoranleggning med gaskudde som avgrensning mellan kylvatten och omgivande bassengvatten
JPS5848301U (ja) * 1981-09-25 1983-04-01 動力炉・核燃料開発事業団 コ−ルドトラツプ
JPS60140189A (ja) 1983-12-27 1985-07-25 三菱原子力工業株式会社 液体金属冷却高速増殖炉の冷却系
US4767593A (en) * 1987-06-15 1988-08-30 Wedellsborg Bendt W Multiple shell pressure vessel
JPH0750188B2 (ja) 1989-04-21 1995-05-31 動力炉・核燃料開発事業団 自己作動型原子炉制御装置
JP2535741B2 (ja) * 1990-03-20 1996-09-18 動力炉・劾燃料開発事業団 自己作動型液体状吸収材制御棒
SE468148B (sv) * 1991-03-11 1992-11-09 Asea Atom Ab Kaernreaktor daer en diffusor i cirkulationskretsen foer vatten
JP2922772B2 (ja) 1994-01-20 1999-07-26 核燃料サイクル開発機構 原子炉用制御フロート装置
RU2172986C1 (ru) * 2000-02-18 2001-08-27 Богуш Виктор Борисович Устройство пассивной защиты ядерного реактора
FR2832846B1 (fr) * 2001-11-26 2005-12-09 Commissariat Energie Atomique Reacteur nucleaire compact a eau sous pression
ITMI20091173A1 (it) 2009-07-02 2011-01-03 Ansaldo Nucleare Spa Reattore nucleare a spegnimento intrinseco e relativo metodo di controllo
FR2951578B1 (fr) * 2009-10-16 2012-06-08 Commissariat Energie Atomique Assemblage de combustible nucleaire et reacteur nucleaire comportant au moins un tel assemblage
FR2983625B1 (fr) * 2011-12-02 2014-02-07 Commissariat Energie Atomique Dispositif de declenchement et d'insertion d'elements absorbants et/ou mitigateurs dans une zone fissile d'un reacteur nucleaire et assemblage de combustible nucleaire comportant un tel dispositif
JP6232051B2 (ja) * 2012-04-25 2017-11-15 エスエムアール・インベンテック・エルエルシー 原子力蒸気供給システム及び方法
GB201318470D0 (en) * 2013-02-25 2013-12-04 Scott Ian R A practical molten salt fission reactor
WO2015085241A1 (en) * 2013-12-06 2015-06-11 Stc.Unm Slimm-scalable liquid metal cooled small modular reactor

Also Published As

Publication number Publication date
EP3306619A4 (en) 2019-01-16
JP6630746B2 (ja) 2020-01-15
CN108028081B (zh) 2020-06-16
KR102074050B1 (ko) 2020-02-05
WO2016195536A1 (ru) 2016-12-08
KR20180019570A (ko) 2018-02-26
CN108028081A (zh) 2018-05-11
EP3306619B1 (en) 2020-03-11
EP3306619A1 (en) 2018-04-11
US20180174693A1 (en) 2018-06-21
US10643755B2 (en) 2020-05-05
CA2993516A1 (en) 2016-12-08
RU2015120831A (ru) 2016-12-20
RU2608826C2 (ru) 2017-01-25

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP6630746B2 (ja) 原子炉の受動式保護装置
US2987455A (en) Method and apparatus for reactor safety control
JP6173334B2 (ja) 原子炉の核分裂領域内に吸収部材および/または緩和材を起動し挿入する装置および、そのような装置を備えた核燃料集合体
JP6181067B2 (ja) 核燃料と、少なくとも1つの中性子吸収および/または緩和要素を起動し挿入するシステムとを備えた原子炉用集合体
KR20120092636A (ko) 핵연료 집합체 및 이러한 집합체를 포함하는 원자로
JP2022525566A (ja) 溶融物閉込装置
US2919236A (en) Nuclear reactor including a package safety device
US4076587A (en) Fuse and application of said fuse to the construction of an emergency shutdown system for a nuclear reactor
US3981598A (en) Fuse and application of said fuse to the construction of an emergency shutdown system for a nuclear reactor
CN106941013B (zh) 触发与插入设备及系统、核燃料组件、核反应堆
RU2599045C1 (ru) Устройство пассивной защиты ядерного реактора на быстрых нейтронах (варианты)
JPH07128476A (ja) 原子炉安全設備
US3249510A (en) Shutdown apparatus for nuclear reactors
JP2535741B2 (ja) 自己作動型液体状吸収材制御棒
KR20170040552A (ko) 분산형 내부 덕트를 가진 한국형 액체금속냉각로 핵연료 집합체
US20030035505A1 (en) Beam pipe with safety function for accelerator-driven nuclear systems
RU2027233C1 (ru) Экспериментальное ампульное устройство
JPH06265676A (ja) 異常時原子炉停止装置
US3085060A (en) Nuclear reactor safety device
RU2179751C1 (ru) Тепловыделяющий элемент
JPS6047989A (ja) 溶融炉心冷却装置
Leonov et al. Passive negative-reactivity injector for a lead-cooled fast reactor
KR20220108075A (ko) 원자로 정지 시스템
JP2004233259A (ja) 原子炉圧力容器保護装置および原子炉圧力容器保護方法
JPS6247585A (ja) 燃料集合体

Legal Events

Date Code Title Description
RD02 Notification of acceptance of power of attorney

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A7422

Effective date: 20180904

A621 Written request for application examination

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A621

Effective date: 20190314

A871 Explanation of circumstances concerning accelerated examination

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A871

Effective date: 20190314

A975 Report on accelerated examination

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A971005

Effective date: 20190322

A977 Report on retrieval

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A971007

Effective date: 20190626

A131 Notification of reasons for refusal

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131

Effective date: 20190702

A521 Request for written amendment filed

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523

Effective date: 20190924

TRDD Decision of grant or rejection written
A01 Written decision to grant a patent or to grant a registration (utility model)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A01

Effective date: 20191112

A61 First payment of annual fees (during grant procedure)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A61

Effective date: 20191209

R150 Certificate of patent or registration of utility model

Ref document number: 6630746

Country of ref document: JP

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R150

LAPS Cancellation because of no payment of annual fees