JP2018520369A - 原子炉 - Google Patents
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Abstract
本発明は、核エネルギーの分野に関し、特に低出力、特に低出力原子炉に関する。原子炉は、炉心を形成する反射器を有する筐体を有している。炉心は、冷却剤を循環させる対象となる第１のプロセス管と、制御・保安装置の要素に対応させる対象となる第２のプロセス管とを、その中に配置する。また、原子炉は、第１のループ冷却剤用の供給チャンバと、隔壁により分離される第１のループ冷却剤用の排出チャンバと、を有している。第１のプロセス管は、フィールド管の形態で設計され、その外部管は第１のループの冷却剤のために供給チャンバの底部の上に確保され、内側管は隔壁上に固定される。燃料棒配列が、フィールド管の内管の中で、第１のループの冷却剤の排出チャンバの上部に固定されたサスペンションに取り付けられている。第２のプロセス管は、第１のループ冷却剤の供給チャンバおよび排出チャンバから切り離され、炉心の管内スペースが、中性子を通過させる媒質または材料で充填される。【選択図】図１
Description
本発明は、核エネルギー部門に関し、特に低出力および超低出力動力炉に関する。
ＩＡＥＡにより承認される分類（Ｂ．Ｊ．Ｃｓｉｋ著、「小型および中型原子炉の世界市場の評価（Assessment of the world market for small and medium reactors）」、（オーストリア）、ＩＡＥＡ−ＴＥＣＤＯＣ−９９９、１９９８年）に従えば、現在、低出力原子炉は、３００ＭＷを超えない原子炉である。中出力原子炉は、３００〜７００ＭＷの範囲内の原子炉である。７００ＭＷを超えている原子炉は、高出力の原子炉である。
最初は、低出力原子炉は、軍において潜水艦内で利用された。民間核エネルギー部門は、その進行段階中に、軍のデザインを多数取り入れた。しかしながら、６００〜１０００ＭＷのＮＰＰで利害がなされた。核エネルギー部門におけるこのような進行は、産業が進展した国に対して、おそらく合理的であり、この国では、電気回路網、有能な人員、技術、およびエネルギー吸収の成長を進展させて、費用のかかるプロジェクトを実行する。
しかしながら、大部分の発展途上国は、大規模事業のために、十分に発達した基盤、送電ネットワーク、十分な人口密度、および資源を有していない。その国に大きな電力プラントを構築することは、現段階でエネルギーセクターを開発するための最良の選択権でない。これは、たとえば塩水脱塩または加熱をまさに行うように電力を生産するために、核エネルギーを使用しない場合、まさに効果が低くなる。したがって、電力が２５〜４０ＭＷを超えない原子炉を有する低出力原子力発電所を利用することは、より効果的である。
有機燃料の不安定価格および価格上昇の傾向に起因して、低出力および超低出力ＮＰＰは、かなりの利益を有している。核エネルギー使用率は、より高い安定性を確実に生み出している。
燃料供給における顕著な利点の他に、超低出力ＮＰＰを使用するための環境面の利点が、他の動機づけであった。特に、自己修復に対する能力が高くないため、北部地域と島の生態系にとってこれは重要である。
核エネルギーの他の長所は、電力、熱水および蒸気、塩水脱塩などの製作を組み合わせることによる、低出力および超低出力電力核エネルギーの多目的利用である。燃料供給の相対単純性を、長期（７〜１５年）の燃料作戦および単一原子炉ユニットの低出力と結合させることにより、エネルギーをこのように入手可能とし、かつ費用効果を高くする。
上述に関し、このようなＮＰＰ用の原子炉が世界中で活発に開発される一方で、耐用年数の増加（６０年まで）に特別な注意が与えられるものの、原子炉の炉心の過負荷が生じる頻度が１０年で１回よりも小さくなる。
燃料交換間隔の大きな（長い）低出力電力プラントのための高速中性子に対する既知の原子炉が、存在する（長い燃料交換間隔を有する小型の高速中性子スペクトル原子力発電所、米国特許第第８７６７９０２号明細書、Ｇ２１Ｃ１／０２、２０１４）。この原子炉は、液体ナトリウムの冷却剤として用いられ、燃料交換間隔を２０年としつつ、５０〜１００ＭＷの範囲でエネルギーを生産するように設計される。
液体金属を用いることにより、確実に、燃料の電力評価を高め、転化比率を高め、熱力学サイクルの性能を上昇し、そして、原子炉の安全を改良する高圧を必要としない。ナトリウム冷却剤を用いる高速原子炉による具体的な問題は、先ず、緊急事態において、炉心または沸騰ナトリウムを無効にすることで、安全に悪影響を及ぼす、ナトリウムボイド反応性効果に対しての、大きな肯定的評価である。
また、既知の３００ｋＷの熱供給原子炉は、常在のオペレーティング人員なしで、耐用年数が６０年である（Ｙ．Ａ．カザンスキー、Ｖ．Ａ．レフチェンコ、Ｅ．Ｓ．マツセヴィッチ、Ｙ．Ｓ．ユーリエフ（Y. A. Kazansky, V. A. Levchenko, E. S. Matusevich, Y. S. Yuriev）ら著、「超低出力自動調節熱給液原子炉”マスターＩＡＴＥ”（Ultra-low power self-adjusting heat supplying reactor “MASTER IATE”）」、大学ニュース．核エネルギー３号（University news. Nuclear energy No3）、２００３年、p.63）。
この原子炉の不利としては、その運転がおよそ４０％濃縮の原子核燃料を必要とするため、核物質の拡散防止の国際的必要条件を満たさないことであり、原子炉の低出力、消費燃料、および原子炉内材料は、高コストのエネルギー製作をもたらしている。さらに、原子炉の技術的性質および中性子物性が良好であることが、電力を上昇させるためには克服できないバリアとなった。
液状金属冷却剤を伴った高速中性子を有する、既知の圧力管原子炉が存在する（露国特許第２０８８９８１号明細書、Ｇ２１С１／０２、１９９７）。槽型原子炉に対する高速中性子による圧力管原子炉の長所としては、燃料チャンネル内での冷却剤吸収を個々に調節することが、圧力管の設計により実現されることにあり、燃料棒に対する最適温度モードが確保されるようになる。
導管と導管の間の空間を用いて、制御・保安装置（ＣＰＳ）を配置することが可能である。重要である建設的な重要性は、冷却液流により炉心から放出されることが不可能な原子炉冷却制御棒の第１のループからのＣＰＳの独立であり、これは結局、ＣＰＳおよび全体的な原子炉の安全性の信頼性を上昇させる。
冷却剤で充填される原子炉筐体が欠如していることは、特に鉛ビスマス冷却剤を用いる際における地震安定性の観点から、圧力管原子炉に対して重要な利点を与えている。原子炉筐体に損傷がある場合は、炉心の惨害からの結果またはナトリウムの燃焼からの結果は、単一の導管に対する損害に比べて、より深刻である。筐体耐用年数は、その照射および熱安定性によって制限されている。原子炉内の筐体を交換することはほぼ不可能である一方、必要に応じて定期的に導管のカバーを新品と交換することは可能であり、従って、原子炉の耐用年数を顕著に持続させることは可能である。
Ｂ．Ｊ．Ｃｓｉｋ著、「小型および中型原子炉の世界市場の評価（Assessment of the world market for small and medium reactors）」、（オーストリア）、ＩＡＥＡ−ＴＥＣＤＯＣ−９９９、１９９８年
Ｙ．Ａ．カザンスキー、Ｖ．Ａ．レフチェンコ、Ｅ．Ｓ．マツセヴィッチ、Ｙ．Ｓ．ユーリエフ（Y. A. Kazansky, V. A. Levchenko, E. S. Matusevich, Y. S. Yuriev）ら著、「超低出力自動調節熱給液原子炉"マスターＩＡＴＥ"（Ultra-low power self-adjusting heat supplying reactor "MASTER IATE"）」、大学ニュース．核エネルギー３号（University news. Nuclear energy No3）、２００３年、p.63
導管の設計は、第１のループ中の冷却剤循環を停止した場合の、余熱を転換する問題を軽減すると共に、第二臨界質量の形成を予防する原子炉炉心溶融の場合の、炉心溶融物分散物の問題解決を顕著に平易にする。
その中性子スペクトルが中間体および高速エネルギーのスペースに偏位されるように、低出力および超低出力電力圧力管原子炉の設計を、さらに進歩および改善させる発明が、提案されている。
概して原子炉の耐用年数が増加した熱容量がおよそ３０ＭＷで多次元パラメータが改善するように、原子炉を設計することにより、原子炉の技術的資源の選択権を展開することが、本発明の技術的結果である。
さらに、提案された原子炉設計は、原子炉の炉心の定格出力によって、除熱の均等性および有効性を増加することにより、冷却剤速度を上昇することなく、熱交換法を確実に改良する。
原子炉を有することと、反射器を有する筐体から成ることと、炉心と、炉心内に位置する、これ沿って冷却剤循環のために設計される第１の（燃料）プロセス導管と、炉心内に位置する、ＣＰＳ部品の配置のために設計される第２の（制御）プロセス導管と、を生成することとにより、前述の技術的結果が実現され、原子炉はまた、第１のループからの冷却剤供給チャンバと、隔壁から分離される第１のループの冷却剤排出チャンバとを有している。
第１プロセス導管は、フィールド管として設計されており、その外部管は第１のループの冷却剤供給チャンバの底部に接続される一方、内側管は隔壁に結合されている。燃料棒配列は、第１のループの冷却剤排出チャンバの上層部分（蓋部）に結合するサスペンダの内部管およびフィールド管内に設置されている。第２のプロセス導管は、第１のループの冷却剤供給チャンバおよび冷却剤排出チャンバから分離される。炉心の筐体側は、中性子に対して透過させる（または、換言すれば、中性子吸収断面積の小さな）媒質または物質で充填される。
本発明の設計のケースとして、反射器は、例えば一組の環として設計される側面反射器と、上部および下部の反射器とから成っていてもよい。
本発明の設計の他のケースとして、ジルコニウム合金を、中性子吸収断面積の小さい筺体側面の物質として用いてもよい。
本発明の設計のさらに他のケースとして、第１のループの熱伝達排出チャンバの上層部分（蓋部）上に、ＣＰＳ制御を配置してもよい。
また、補償および制御棒のみならず、非常用の保護吸収材棒を、第２のプロセス導管内に配置されるＣＰＳ部品として、用いてもよい。
それを除き、本発明の設計は、粗調整棒内の吸収材として、１０Вに対して８０％まで濃縮したВ４Сを用いることが好ましい。
また、制御棒のための吸収材として、１０Вに対して２０％まで濃縮したВ４Сを用いることも好ましい。
本発明の設計のケースとして、燃料棒配列の一部を、Ｇｄ２Ｏ３可燃物吸収材で設計することも可能である。
また、燃料棒配列の一部を、Ｅｒ可燃物吸収材で設計することが可能である。
上記の事項は、本発明の概要であり、よって、詳細の簡略化、一般化、包含および／または除外を有していてもよく；従って、技術的専門家は、この発明の概要は、例示的であり、限定を意味しないことを、考慮するべきである。
提案された技術的解決法についての見解をもっとよく理解するために、本発明の正確な実施例の説明を下記に示すものであり、これは、以下に示す図面への参照を有する本発明に従った、原子炉の実際的実施の限定実施例ではない。
原子炉の主要な構造配置を、図１に示す。原子炉は、金属筐体１から成っており、その内部には、反射器３で形成される原子炉の炉心２が位置している。第１のループ冷却剤循環用に設計される第１のプロセス導管４と、ＣＰＳ部品の配置用に設計される第２のプロセス導管５とが、炉心内に位置している。
第１のループ冷却剤供給チャンバ６と、隔壁８によって分離される排出チャンバ７とが、炉心２の上部に位置している。ＣＰＳ制御９は、第１のループ冷却剤排出チャンバ７の上に位置している。
反射器３は、一組の独自環１０として設計される側面反射器と、下側反射器１１と、上側反射器１２とから成っている。Ａｌ−Ｂｅ合金が、反射器３用の物質として用いられている。
図２に示すように、第１のループ冷却剤供給チャンバ６は、原子炉の筐体１の蓋部１３と、側壁（筐体）１４と、隔壁８とから成っている。循環ポンプによって第１のループ加熱キャリヤーを供給チャンバ６に供給する側壁１４に、流路１５（図３）が配置されている。水Ｈ２Ｏが、第１のループ冷却剤として用いられていれる。
図３に示すように、第１のループ冷却剤排出チャンバ７が、隔壁８、側壁１６および上側蓋部１７によって形成されている。流路１８が、チャンバ７から、蒸気発生器として設計が可能な熱交換器まで、第１のループ冷却剤を輸送するために用いられる側壁１６に配置されている。
第１の（燃料）プロセス導管４（図２）が、複数のフィールド管として設計され、このフィールド管のそれぞれは、外部管１９と内部管２０とを有している。外部管１９は、三角格子に沿って空孔を配置する管板として設計されている原子炉筐体１の蓋部１３に結合している。内部管２０は、第１のループ冷却剤の供給チャンバ６と排出チャンバ７との間で、隔壁８に溶接されており、それ（隔壁）は、蓋部１３の空孔に対応する空孔を有する管板として設計されている。
第２の（制御）プロセス導管５（図３）のそれぞれは、炉心２の中に配置される管２１と、第１のループ冷却剤の供給チャンバ６および排出チャンバ７を通過し、第２のプロセス導管を冷却剤から絶縁する管２２と、を含有している。炉心２内のプロセス導管どうしの間の隙間２３（図４）は、中性子吸収断面積の小さなジルコニウム合金Ｅ−１１０で充填されている。
炉心２内の第１および第２のプロセス導管の位置が、図５に示される。
燃料棒配列２４のサスペンダーは、第１のループ冷却剤排出チャンバ７の上側蓋部１７（図３）上に設置される。燃料棒配列２４は、中心棒２５から成っており、その下端に、１８本の束である燃料棒２６が取り付けられる。独特のフランジ２７が、中心棒２５の上端に位置して、上側蓋部１７上の燃料棒配列２４のサスペンダーを固定し、また、燃料棒を締め付けつつ、炉心２から設置して取り除く。
循環ポンプから流路１５への冷却剤は、第１のプロセス導管への冷却剤の供給チャンバ６に供給される。その後、図２に示すように、フィールド管の外部管１９と内部管２０との間のスペースに沿って、予熱により炉心２に供給される。さらに、図４に示すように、冷却剤は、燃料棒配列２４が位置する内部管２０に進行した。燃料棒配列を通して進行した冷却剤は、必要な温度に十分に加熱されて、冷却排出チャンバ７に返還され、その後、流路１８によって、熱交換器に供給された。
燃料チャンネルのこのような設計は、炉心の線形空間、我々のケースでは高さ、を半分にしてしまう。さらに、内部の管２０からの冷却水出口における部分的な熱放散が原因で、除熱の均等性および有効性を、外部管１９への流入口での冷却剤に上昇させる。また、長さに沿った燃料棒熱負荷供給を、改良する。
原子炉設計はシンプルであり、温度変形の総計を確実に補正する。これの全てにより、炉心内で冷却剤を確実に沢山消費させることにより、定格出力を上昇させ、小さな規模で熱電力２０ＭＷ能力を実現させる。
ここに記載の原子炉の燃料棒は、濃縮二酸化ウランである。この利点としては、この種の燃料の最適処理が含まれており、これは、何千台の原子炉に対して何年もの使用率により確認される。核燃料製作のためのウラン濃縮は、原子核兵器の拡散を予防するため、ＩＡＥＡ条件に従い２０％に限定されている。ウラン−２３５含有物による強化が、１９％に相当するように選択される（強化、ＢＮ−８００原子炉の製作燃料と同様に）。
可能な最大値の強化を選択して、炉心のサイズを減少できるようにすることで、必要な反応限界およびバーンアウトの深さに到達する。
可能な最大値の強化を選択して、炉心のサイズを減少できるようにすることで、必要な反応限界およびバーンアウトの深さに到達する。
過負荷なしに原子炉の運転寿命を確実に延長するためには、高い反応性限度（およそ２２％）が必要となる。可燃性吸収材で燃料を用いることにより、炉心内での吸収棒を最低数にした場合のこの限界の補償と、内部の自衛を確実にすることとが、実現される。エルビウム（Ｅｒ）と、ガドリニウム（ＧｄＣ）とが、可燃性吸収材として用いられる。
燃料棒配列２４の燃料棒の位置および含有物が、図７に示される。燃料棒配列は、３本のＥｒ燃料棒２８、３本のＧｄ２Ｏ３燃料棒、および、可燃性吸収材を有しない１２本の棒３０を有している。
原子炉制御は、１３本の調節ＣＰＳ制御（図２）により実行され、これらのそれぞれは、７本の吸収棒３２（図６）として設計されている。ＣＰＳ吸収棒のすべての組は、その目的に従い、以下の群に分離される：
−３３本の補償棒４組、燃料消費の結果としての反応性の損失によって形成される原子炉の反応限界を確実に補償する；
−３４本の制御棒２組、原子炉電力に対して、運転中に確実に制御して支援する；
−３５本の非常保護棒７組、通常操作の故障および緊急事態がある際に、確実に電力を迅速に減少させ、原子炉を臨界未満のモードに切り替える。
−３３本の補償棒４組、燃料消費の結果としての反応性の損失によって形成される原子炉の反応限界を確実に補償する；
−３４本の制御棒２組、原子炉電力に対して、運転中に確実に制御して支援する；
−３５本の非常保護棒７組、通常操作の故障および緊急事態がある際に、確実に電力を迅速に減少させ、原子炉を臨界未満のモードに切り替える。
図５に示すように、１２組の吸収棒が、六角形周辺部に沿って位置し、１組（非常用防護物）が、炉心の中心に位置している。３４本の制御棒の組はそれぞれ、炉心中心に対して互いに対称形である。
１０Ｂに対して８０％まで濃縮されるＢ４Ｃは、補償および非常用保護棒に用いられ、１０Ｂに対して２０％まで濃縮されるＢ４Ｃは、吸収および制御棒に用いられる。
提案した本発明は、その実用的な実装例の上記の選択肢に限定されない。従って、例えば、本発明者らは、内部設計を用いることと、部品および位置の形状、量を有することとが、上記のそれらとは異なっていることを想定することが可能である。
１ 金属筐体
２ 炉心
３ 反射器
４ 第１のプロセス導管
５ 第２のプロセス導管
６ 第１のループ冷却剤供給チャンバ
７ 第１のループ冷却剤排出チャンバ
８ 隔壁
９ ＣＰＳ制御
１１ 下側反射器
１２ 上側反射器
１３ 蓋部
１４ 側壁
１５ 流路
１６ 側壁
１９ 外部管
２０ 内部管
２１ 管
２２ 管
２３ 隙間
２４ 燃料棒配列
２５ 中心棒
２６ 燃料棒
２７ フランジ
２８ Ｅｒ燃料棒
３０ 棒
３２ 吸収棒
２ 炉心
３ 反射器
４ 第１のプロセス導管
５ 第２のプロセス導管
６ 第１のループ冷却剤供給チャンバ
７ 第１のループ冷却剤排出チャンバ
８ 隔壁
９ ＣＰＳ制御
１１ 下側反射器
１２ 上側反射器
１３ 蓋部
１４ 側壁
１５ 流路
１６ 側壁
１９ 外部管
２０ 内部管
２１ 管
２２ 管
２３ 隙間
２４ 燃料棒配列
２５ 中心棒
２６ 燃料棒
２７ フランジ
２８ Ｅｒ燃料棒
３０ 棒
３２ 吸収棒
Claims (9)
- 炉心を形成する反射器を有する筐体と、炉心内に位置し、冷却剤循環のために設計される、第１のプロセス導管と、炉心内に位置し、ＣＰＳ部品の配置のために設計される、第２のプロセス導管と、燃料棒配列とから成る原子炉であって、第１のループ冷却剤供給チャンバと第１のループ冷却剤排出チャンバとが隔壁により分離され、前記第１のプロセス導管が、フィールド管として設計され、前記第１のプロセス導管の外部管が、第１のループ冷却剤供給チャンバの底部に取り付けられ、前記第１のプロセス導管の内部管が、前記隔壁に取り付けられ、前記燃料棒配列が、フィールド管の前記内部管の内側で、前記第１のループ冷却剤排出チャンバの上層部分に結合されるサスペンダーに設置され、第２のプロセス導管が、第１のループ冷却剤供給チャンバおよび排出チャンバから分離され、炉心の筺体側が、中性子を透過させる媒質または物質で充填されることを特徴とする、原子炉。
- 一組の環として設計される側面の反射器と、上下の反射器とから成る反射器を有することを特徴とする、請求項１に記載の原子炉。
- 筺体側のための物質としてジルコニウム合金を有していることを特徴とする、請求項１に記載の原子炉。
- 第１のループ冷却剤排出チャンバの上層部分に位置するＣＰＳ制御を有することを特徴とする、請求項１に記載の原子炉。
- 非常用防護物吸収棒と、ＣＰＳ部品として用いる補償および制御棒とを有することを特徴とする、請求項１に記載の原子炉。
- １０Ｂが８０％まで濃縮されたＢ４Ｃを補償および非常用の保護棒において吸収材として用いることを特徴とする、請求項４に記載の原子炉。
- １０Ｂが２０％まで濃縮されたＢ４Ｃを制御棒において吸収材として用いることを特徴とする、請求項４に記載の原子炉。
- 燃料棒配列の燃料棒の一部をＧｄ２Ｏ３可燃性吸収材で形成することを特徴とする、請求項１に記載の原子炉。
- 燃料棒配列の燃料棒の一部をＥｒ可燃性吸収材で形成することを特徴とする、請求項１に記載の原子炉。
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