JP2021092566A - 完全に受動的な残留力除去（ｄｈｒ）システムを組み込んだ液体金属冷却原子炉 - Google Patents

Abstract

【課題】建物を含む原子炉への変更を最小限に抑えるか、まったく変更せずに、液体金属冷却原子炉のＤＨＲシステムを改善する。【解決手段】完全に受動的な残留電力除去（ＤＨＲ）システムを組み込んだ液体金属冷却原子炉。本発明は、液体金属冷却高速中性子原子炉（１）に関するものであり、原子炉の公称出力および残留出力の両方の少なくとも一部を除去するためのシステム（２）を含み、これにより、同時に以下が保証される。−事故の最初の瞬間から完全に受動的な方法で残留電力を除去する。−一次容器を介した熱の除去。−従来技術で使用されているナトリウム／空気またはＮａＫ／空気熱交換器以外の最終的な冷熱源（ＰＣＭを備えた容器）の実装。【選択図】図１

Description

本発明は、液体金属、特に液体ナトリウムで冷却されるＦＮＲ−ＮａまたはＳＦＲ（「Sodium Fast Reactor」の頭文字）と呼ばれ、第４世代原子炉と呼ばれる原子炉のファミリーの一部を形成する高速中性子原子炉の分野に関する。

より具体的には、本発明は、これらの原子炉の残留力除去機能の改善に関する。

本発明は、特に、典型的には、５０から２００ＭＷｅの間の運転電力を有する、低出力または中出力の原子炉またはＳＭＲ（「Small Modular Reactor」の頭文字）に適用される。

この時点で、崩壊熱としても知られる原子炉の残留力は、核連鎖反応が停止した後に炉心によって生成され、核分裂生成物の崩壊エネルギーによって構成される熱であることに留意されたい。

液体ナトリウム冷却原子炉に関して説明されているが、本発明は、原子炉の一次回路の熱伝達流体としての鉛などの他の液体金属に適用される。

原子炉において、恒久的に確保されなければならない基本的な安全機能は、封じ込め、反応度制御、および熱と残留力の除去である。
残留力の除去に関しては、全体的な信頼性を向上させるために、システムの受動性の向上と多様化が常に求められている。目的は、フクシマ型のシナリオに対応するような長期間にわたって一般的な電圧不足が発生した場合でも、構造の完全性、つまり第１（燃料集合体被覆）および第２（主容器）封じ込めバリアを維持することである。

より具体的には、主容器を介した完全に受動的な方法での液体金属原子炉からの残留力の除去が現在想定されている。出力が高すぎるため、大型原子炉ではこの目標を達成することは不可能に見えるが、主容器を介した残留力除去の安全性の本質的な改善および前記目的のためのシステム（以下、ＤＨＲシステムと呼ぶ）を確実にするために、低出力ＳＭＲで現実的に考慮することができる。

ナトリウム原子炉で現在使用されているＤＨＲシステムは、実際に計装および制御システムおよび／または人間の介入を実装しているため、完全に受動的ではない。さらに、これらのシステムは、欠陥のある可能性のある冷気源を有するナトリウムフロー回路を使用することが多い。さらに、既存のシステムには、最終的な冷却源に関して多様な解決策がなく、内部および外部の攻撃や悪意に敏感である可能性がある。

すでに存在する、または文献で知られているＤＨＲシステムは、一般に３つのカテゴリに分類できる。
Ａ／エネルギー変換システムの上流のループに配置されたもの。
Ｂ／原子炉の一次容器内に少なくとも部分的に配置されたもの。
Ｃ／原子炉の一次または二次容器の外側に配置されたもの。

システムＡ／は、液体金属／空気熱交換器に熱を放出する（非特許文献１）。主な欠点は、最低でも２つの熱交換器を実装する必要があり、自然対流性能の低い強制対流によって主にアクティブに動作し、液体金属の漏れや最終的な冷熱源への外部からの攻撃が発生した場合に化学的相互作用のリスクがある液体金属／空気熱交換器の最終的な冷熱源を使用する必要がある。

システムＢ／はまた、排出された熱を液体金属／空気熱交換器タイプの最終的な冷熱源に放出する。

これらのシステムＢ／のいくつかは、一次容器内にコールドコレクターまたはホットコレクターのいずれかを配置することで構成されている（非特許文献１）。上記のシステムＡの主な欠点に加えて、容器内の放射性液体金属と接触するリスクがあり、これらのシステムＢを構成する構成要素を処理するために原子炉を停止する必要がある。

特許文献１はまた、一部がスラブを通過する受動冷却システムとして提示されるシステムＢ／を開示している。提案された解決策には、スラブを通り提供されるシール、ドームへの熱伝達の可能性、システムの構成要素を処理するために原子炉を停止する必要性、スラブによって支持される追加の重量など、多くの欠点がある。

システムＣは、一次または二次容器の外側に配置された熱交換器、パイプバンドル、または空気流で構成されている。

二次容器の外側の既知のシステムＣ／には、次の大きな欠点がある。
− アクティブな操作、つまり強制対流による操作が必要。
− 使用される内部流体（熱油）が優れた熱伝達媒体ではないため、効率が制限される。
− ３００〜３５０°Ｃを超える温度での伝熱流体の化学的不安定性。
− 二次容器からの放射によって実行されるため、冷却性能が低い。

上記の特許文献１は、二次容器の外側のシステムＣ／を開示している。それは、熱収集器と、熱収集器とサイロの間、および熱収集器とガード容器との間にそれぞれ形成された、一次容器の周りの下降および上昇流路を含み、外気は下向きに流れるために下降流路に導入され、次に上向きにサイロの底に流れてから、最終的に外部に排出される。このシステムの設計には、上記の欠点がある。つまり、空気は熱伝達媒体として適切ではないため効率が低下し、二次容器によって実行されるため冷却性能が低下する。さらに、外部にさらされている最終的な冷熱源への外部からの攻撃のリスクがある。

特許文献２は、二次容器の外側のシステムＣ／を開示している。再度言及すると、最終的な冷熱源が外部にさらされている。また、開示された解決策には多くの欠点がある。まず、システムの構成要素を二次容器に溶接する必要がある。また、システムの動作には、伝熱流体の相変化が必要であり、密度が大きく変動するため、配管内の機械的応力が発生し、容器の穿刺や炉心溶融の前の段階には効果がない。

特願第２０１３−０７６６７５号明細書 韓国特許第２０１５０１０８９９９号明細書

HOURCADE Eら著 "ASTRID Nuclear Island design: update in French-Japanese joint team development of Decay Heat Removal system", 2018年、 ICAPP.

したがって、特に上記のシステムＡ／、Ｂ／、Ｃ／の不利な点を克服するために、好ましくは建物を含む原子炉への変更を最小限に抑えるか、まったく変更せずに、液体金属冷却原子炉のＤＨＲシステムを改善する必要がある。

この目的のために、態様の１つによれば、本発明は、液体金属冷却高速中性子原子炉に関し、
− 原子炉の一次回路の熱伝達流体である液体金属で満たされた、一次容器と呼ばれる容器と、
− 一次容器の周囲に配置され、容器間スペースを画定する容器槽と、
− 一次容器内に液体金属を封入するための上部スラブと、
− 原子炉の公称出力と残留出力の両方の少なくとも一部を除去するためのシステムであって、このシステムは、
・熱伝達液体で満たされた閉回路であって、
− 容器間スペースに配置され、一次容器の周りに分布し、それぞれが一次容器に沿って延在し、Ｕ字型の底部が一次容器の底部に面する複数のＵ字型パイプの配列と、
− 配列の各パイプのＵの一方のブランチ（コールドブランチと呼ばれる）に接続された、コールドコレクターと呼ばれる第１のコレクターであって、コールドコレクターは、上部スラブの上の外側に配置される、第１のコレクターと、
− 配列の各パイプのＵの他のブランチ（ホットブランチと呼ばれる）に接続された、ホットコレクターと呼ばれる第２のコレクターであって、ホットコレクターは、上部スラブの上の外側に配置される、第２のコレクターと、
− 一端がコールドコレクターに接続され、他端がホットコレクターに接続されている単管熱交換器と
を備え、
原子炉の公称運転中および残留力を放出する原子炉の停止運転中の両方において、熱伝達液体が自然対流によって内部を流れ、かつ液体状態のままであるように回路が構成されている、閉回路と、
・一次容器から離れて上部スラブの上に配置された少なくとも１つのコンテナを含む冷熱源であって、コンテナは、単管熱交換器が挿入される固液相変化材料（ＰＣＭ）を含み、ＰＣＭは、単管熱交換器の液体金属との熱交換中に、原子炉の公称運転中に固体状態になり、残留力を放出する原子炉の停止運転中に液体状態に切り替わることができる、冷熱源と、
を備えるシステムと
を備える。

したがって、本発明によるシステムは、残留力除去（ＤＨＲ）の機能を実行し、第１の放射線バリア（燃料被覆管）および第２の放射線バリア（主容器）の完全性を維持することによって放射能の封じ込めを確実にする。

したがって、本発明は、本質的に、同時に以下を保証するシステムを組み込んだ原子炉を製造することにある。
− 事故の最初の瞬間から完全に受動的な方法で残留力を除去する。
− 一次容器を介した熱の除去
− 従来技術で使用されているナトリウム／空気またはＮａＫ／空気熱交換器以外の最終的な冷熱源（ＰＣＭを備えたコンテナ）の実装。

一次容器を介して熱を除去することは、従来のナトリウム回路よりも内部および外部の攻撃に敏感ではないため、安全性の観点から有利である。

したがって、本発明によるＤＨＲシステムは、容器間スペースに向かうその高温放射を使用して、一次容器の外側を介して力が受動的に除去される方法である点において、従来技術によるシステムとは異なる。従来技術によるシステムとは異なり、内部流体の循環を補助するための補助システムは必要ない。

ＤＨＲシステムは、公称出力での原子炉の通常運転中と偶発運転中の両方で恒久的に機能する。

公称動作中、本発明によるＤＨＲシステムは、一次容器とパイプの配列との間の温度差から生じる熱の一部を除去する。

冷熱源の多様化、および本発明によるＤＨＲシステムの受動的動作は、外部からの攻撃および別のシステムの故障に関する設備の安全概念を強化する。

さらに、ＰＣＭの実装は、液体金属／空気タイプの最終的な冷熱源よりもコンパクトな寸法を実現するのに役立つ。

必要に応じて、閉回路内の熱伝達液体の循環流量を改善するためにヒートポンプを追加し、自然循環を開始することを想定することができる。

本発明は、以下の構成に関係なく、全ての液体ナトリウム冷却型原子炉に適用され、一次回路のモードを特徴付ける、すなわち：
− 一次ポンプと熱交換器が、炉心を囲む主容器内に完全に含まれ、この容器の上部スラブを介して主容器の冷却材に浸される、統合ＦＮＲ。
− 炉心を囲む主容器内に一次ポンプのみが含まれる、部分的に統合された（「ハイブリッド」）ＦＮＲ。
− 一次ポンプと中間熱交換器が原子炉の主容器の外側の専用容器に配置され、原子炉の主容器には炉心と内部構造のみが含まれ、主容器と構成容器は一次パイプによって収集される、「ループ」ＦＮＲと呼ばれるＦＮＲ。

１つの有利な実施形態によれば、原子炉は、容器槽を断熱するための断熱層を含み、断熱層は、配列の各パイプのホットブランチからコールドブランチを絶縁するように配置される。

有利には、容器間スペースは、一次容器の表面を冷却するために熱伝導性ガスで満たされている。

有利な変形によれば、ホットコレクターおよびコールドコレクターはそれぞれ、一次容器の中心軸（Ｘ）を中心とするトロイダル形状を有する。

好ましくは、ホットコレクターおよびコールドコレクターは、スラブに直接溶接された支持部品によって支持される。

１つの有利な実施形態によれば、原子炉は、２つの別個のコンテナを含む。この実施形態によれば、２つの別個のコンテナの２つの単管熱交換器のうちの１つは、好ましくは、単管熱交換器の他方が接続されているものと反対のコールドコレクターの端部に接続されている。

有利な変形によれば、単管熱交換器は、コイル型熱交換器である。

１つの有利な実施形態によれば、原子炉は、コールドコレクターを単管熱交換器の端部に接続する少なくとも１つの流体ブランチと、ホットコレクターを単管熱交換器の端部に接続する少なくとも１つの流体ブランチとを含む循環ループを備える。

有利なことに、原子炉は、除去システムの各コンテナを収容するための少なくとも１つの格納建築物を備える。

回路の熱伝達液体は、好ましくは、鉛ビスマス（Ｐｂ−Ｂｉ）二元合金、ナトリウム−カリウム（ＮａＫ）二元合金、または液体金属の他の三元合金から選択される液体金属である。

コンテナを充填するＰＣＭは、好ましくは、鉛、カドミウム、または質量パーセントで５３％のＫＮＯ３、４０％のＮａＮＯ２および７％のＮａＮＯからなる塩の混合物から選択される。

回路のパイプとホットコレクターとコールドコレクター、および該当する場合はループの構成要素は、ステンレス鋼ＡＩＳＩ３１６Ｌ、フェライト鋼、ニッケル、インコネル（登録商標）、およびハステロイ（登録商標）から選択された材料で作られていることが好ましい。

除去システムのコンテナは、好ましくはハステロイ（登録商標）Ｎから作られている。

本発明の他の利点および特徴は、以下の図を参照して、例示的かつ非限定的な例として提供される本発明の実施例の詳細な説明を読むことにより明らかになるであろう。

本発明によるＤＨＲシステムを備えた液体ナトリウム冷却原子炉（ＳＦＲ）の概略斜視図である。 図１の一部の断面図を示す。 本発明によるＤＨＲシステムの閉液体金属回路のすべての構成要素の概略斜視図である。 本発明によるＳＦＲ原子炉の一次容器および燃料集合体の一部ならびにＤＨＲシステムのパイプの配列の一部を示す部分縦断面図である。 断熱材の層がない図４を示す。 本発明によるＤＨＲシステムの閉回路のＰＣＭおよび単管熱交換器を収容するコンテナの内部の概略斜視図である。 本発明によるＤＨＲシステムの閉回路のＰＣＭおよび単管熱交換器を収容するコンテナの概略縦断面図である。

本出願全体において、「垂直」、「下方」、「上方」、「トップ」、「高い」、「底」、「頂部」、「下」および「上」という用語は、垂直動作構成にある液体ナトリウムで満たされた一次容器に対する相対的なものとして理解されるべきである。

図１および図２は、本発明による原子炉の公称出力および残留出力の両方の少なくとも一部を除去するためのシステム２を備えた、ループ構造を備える液体ナトリウム冷却原子炉（ＳＦＲ）１を示す。

このような原子炉１は、一次液体と呼ばれる液体ナトリウムで満たされた一次容器１０または原子炉容器を含み、その中に複数の燃料集合体１１０が埋め込まれ、燃料の核分裂を通じて熱エネルギーを生成する炉心１１および横方向中性子シールド（ＬＮＳ）アセンブリ１１が存在する。

容器１０は、一次回路のナトリウムおよび内部構成要素の重量を支える。

炉心１１は、２つの別個の構造によって支持されており、炉心への冷却材の支持および供給の機能を分離することができる。
− ダイアグリッド１２と呼ばれる第１の機械的圧力溶接構造であり、燃料集合体１１０の脚部が配置され、一次ポンプによって冷ナトリウム（４００℃）が供給される。
− ダイアグリッドを支持するストロングバック１３と呼ばれる第２の機械的溶接構造であって、ストロングバックは、一般に、一次容器１０の底部の内壁の一部によって支持される。

ダイアグリッド１２およびストロングバック１３は、通常、ステンレス鋼ＡＩＳＩ３１６Ｌで作られている。

アセンブリクラッディング１１０は、第１の封じ込めバリアを構成し、容器１０は、第２の封じ込めバリアを構成する。

示されるように、一次容器１０は、半球形の底部によって延長された中心軸Ｘを備えた円筒形の形状である。一次容器１０は通常、高温での亀裂のリスクを防ぐために、非常に少量のホウ素を含むステンレス鋼ＡＩＳＩ ３１６Ｌで作られている。その外面は、残留力除去段階中に外部への熱の放射を促進するために非常に放射性が高い。

炉心カバープラグと呼ばれるプラグ１８が、炉心１１の真上に配置されている。

このような原子炉１において、示されている例では、炉心１１内の核反応中に生成される熱は、原子炉容器１０内に配置されたポンプ手段１５０によって、容器１０の外側に配置された中間熱交換器１５に向かって一次ナトリウムを循環させることによって抽出される。

したがって、熱は、二次ナトリウムによって抽出され、二次ナトリウムは、入口ダクト１５２によって冷たい状態で中間熱交換器１５に到達し、高温状態でその出口ダクト１５１を通って中間熱交換器から出る。抽出された熱は、示されていない蒸気発生器で蒸気を生成するために使用され、生成された蒸気は、同じく示されていない１つまたは複数のタービンおよびオルタネーターに搬送される。タービンは、蒸気の機械的エネルギーを電気エネルギーに変換する。

原子炉容器１０は、反応容器１０の内部に配置された少なくとも１つの容器１６からなる分離装置によって２つの別個のゾーンに分割される。この分離装置はレダンとも呼ばれ、ステンレス鋼ＡＩＳＩ ３１６Ｌで作られている。一般に、図２に示すように、分離装置は、少なくとも上部が円筒形である単一の内部容器１６からなる。

図４に示すように、レダン１６は、一般に、ダイアグリッド１２に溶接されている。

図１に示すように、内部容器１６によって内部が画定された一次ナトリウムゾーンは、炉心１１を出るナトリウムを収集する。これは、ナトリウムが最も高温になるゾーンを構成するため、一般にホットゾーン１６０またはホットコレクターと呼ばれる。内部容器１６と原子炉容器１０との間に画定される一次ナトリウムゾーン１６１は、一次ナトリウムを収集し、ポンプ手段に供給する。これは、ナトリウムが最も低温であるゾーンを構成するため、一般にコールドゾーンまたはコールドコレクター１６１と呼ばれる。

図２に示されるように、原子炉容器１０は、図示されていないポンプ手段、以下に指定されるような除去システム２のいくつかの構成要素、および炉心カバープラグ１８などの様々な構成要素を支持する上部スラブ１７によって固定および閉鎖される。したがって、上部スラブ１７は、一次容器１０内の液体ナトリウムを封入する上部カバーである。スラブ１７は通常、非合金鋼（Ａ４２）で作られている。

一次容器１０のシールは、上部スラブ１７と炉心カバープラグ１８との間の金属シールによって確実にされる。

炉心カバープラグ１８は、吸収ロッドを含む炉心を監視するために必要なすべての取り扱いシステムならびにすべての計装を組み込んだ回転プラグであり、その数は、炉心のタイプおよびその電力、ならびに熱電対および他の監視装置に依存する。カバープラグ１８は、通常、ステンレス鋼ＡＩＳＩ ３１６Ｌで作られている。

上部スラブ１７とナトリウムを含まないレベルとの間の空間（一般にカバーガスプレナムと呼ばれる）は、ナトリウム中性ガス、典型的にはアルゴンで満たされている。

支持および封じ込めシステム３は、一次容器１０の周囲およびその上部スラブ１７の下に配置されている。

より具体的には、図４および図５に示されるように、このシステム３は、容器槽３０を備え、容器槽には、外側から内側に向かって、断熱材料３１の層、ライナーコーティング３２、および原子炉の一次容器１０が挿入される。

容器槽３０は、スラブ１７の重量、したがってそれが支持する構成要素の重量を支える、ほぼ平行六面体の外形を有するブロックである。容器槽３０は、生物学的保護および外部からの攻撃に対する保護を提供する機能、ならびに低温を維持するために外部環境を冷却する機能を有する。容器槽３０は通常、コンクリートのブロックである。

断熱材３１の層は、容器槽３０を熱的に絶縁する。層３１は、通常ポリウレタンフォームから作られている。

ライナーコーティング３２は、一次容器１０からの漏れの場合に一次ナトリウムを保持し、容器槽３０を保護する。ライナー３２は、容器槽３０に支持され、上部で上部スラブ１７に溶接されている。ライナー３２は、通常、ステンレス鋼ＡＩＳＩ ３１６Ｌで作られている。

ライナーコーティング３２と一次容器との間の空間Ｅは、容器間スペースと呼ばれ、一次容器１０の表面を冷却するために、窒素などの熱伝導性ガスで満たされている。使用する検査システムの設置を可能にするのに十分でなければならない。容器間スペースＥの厚さは、通常約３０ｃｍである。

次に、一次容器１０を通る残留力除去（ＤＨＲ）のための本発明によるシステム２を、より具体的には図３、図６、および図７を参照して説明する。

本発明２によるＤＨＲシステムは、容器間スペースＥ内の高温放射を捕捉することによって、一次容器１０の外側で完全に受動的な方法で残留力を除去することを可能にする。

システム２は、何よりもまず、液体金属で満たされた閉回路４を含み、これは、
− 複数のＵ字型パイプ４００の配列４０であって、容器間スペースＥに配置され、一次容器１０の周りに分布し、それぞれが一次容器１０に沿って延在し、Ｕ字型の底部が一次容器の底部に面する、複数のＵ字型パイプ４００の配列４０と、
− コールドコレクターと呼ばれる第１のコレクター４１であって、配列の各パイプのコールドブランチと呼ばれるＵ字の一方のブランチ４０１に直接溶接され、コールドコレクターは上部スラブ１７の外側の上方に配置される、第１のコレクター４１と、
− ホットコレクターと呼ばれる第２のコレクター４２であって、配列の各パイプのホットブランチと呼ばれるＵ字の他方のブランチ４０２に直接溶接され、ホットコレクターは、上部スラブ１７の外側の上方、好ましくはコールドコレクター４１の真上に配置される、第２のコレクター４２と、
− 単管熱交換器４３であって、その一端４３１はホットコレクター４２に接続され、他端４３２はコールドコレクター４１に接続される、単管熱交換器４３と、
を備える。

上部スラブ１７の上部は、コールドコレクター４１およびホットコレクター４２を支持する部品の重量を支える。

上部スラブ１７は、配列４０の各パイプ４００の挿入を可能にするために、異なるタイプの開口部を有する。したがって、各チューブ４００は、スラブ１７の上部を介して出入りする。

ループ原子炉の場合、示されるように、いくつかのパイプ４００は、それらが一次容器１０の側面を介して出入りする場合、一次回路のブランチをバイパスする。

図４に示すように、Ｕ字型パイプ４００のコールドブランチ４０１は、その温度を下げるために、流体循環反転現象を防ぐために、そして最後に、各パイプ４００内の液体金属の自然循環を可能にするために、断熱層３１に完全に挿入されている。

パイプの配列４０は、一次容器１０の直径に依存する直径と、必要な量の熱を除去するために必要な表面積を提供するのに十分な高さを有する。

換言すれば、配列４０を構成するＵ字型パイプ４００の総数および寸法は、一次容器１０の直径および原子炉炉心１１の出力に依存する。たとえば、配列のパイプのピッチは１０ｃｍに等しくすることができ、これは、製造と放射による熱吸収の点で適切な妥協点である。

また、例えば、各パイプ４００の外径は、水頭損失を最小限に抑え、容器間スペースＥ内のパイプの必要なスペースを減らし、一次容器１０に露出される表面積を最大にするために、５ｃｍの標準寸法に設定される。各パイプの太さは、内部の液体金属によって加えられる機械的応力とその重量に依存する。

各パイプ４００の材料は、熱を吸収するホットブランチ４０２の側で良好な放射率特性を有する必要がある。パイプの材質は、通常、ステンレス鋼ＡＩＳＩ ３１６Ｌ、フェライト鋼、ニッケル、インコネル（登録商標）、ハステロイ（登録商標）から選択される。この材料は、閉回路４に使用される内部流体に依存する。

この内部流体は、化学的に安定した低粘度の液体金属であり、優れた熱伝導および伝達特性を持ち、回路４のすべての配管と化学的に適合しており、１５０〜６００℃の温度範囲において自然対流で機能することができる。回路４の液体金属は、通常、ＮａＫまたはＰｂ−Ｂｉ合金、または液体金属の三元合金の１つなどから選択することができる。

図３に示されるように、コールドコレクター４１およびホットコレクター４２は、一次容器１０の中心軸（Ｘ）を中心とする略トロイダル形状を有する。これらのコレクター４１、４２は、上部スラブ１７に直接溶接された支持部品４４によって支持される。

単管熱交換器４３の目的は、システム２の内部流体によって吸収された熱を、それが出るときにそれを冷却することによって、そして残留力の除去に関してより良い性能を可能にすることによって除去することである。示されているように、単管熱交換器４３は、以下に指定されるように、内部流体とその外部環境との間の熱交換のための表面積を最大にするために、好ましくはコイルタイプの熱交換器である。単管熱交換器４３は、通常、ステンレス鋼ＡＩＳＩ ３１６Ｌで作られている。

図５および図６に示されるように、本発明によるＤＨＲシステム２はまた、パイプ４００の配列４０全体を通して一次容器１０の放射によって除去された熱を吸収するように構成された冷熱源５を備える。冷熱源の寸法は、除去される残留力を効果的に決定する炉心１１の電力と、比例熱慣性を必要とする過渡現象の想定される持続時間の両方に依存する。

冷熱源５は、一次容器１０から離れて、上部スラブ１７に対してより高いレベルに配置された少なくとも１つのコンテナ５０を含む。

示されている例では、冷熱源５は、２つの別個のコンテナ５０．１、５０．２からなる。

各コンテナ５０、５０．１、５０．２は、単管熱交換器４３が挿入される固液相変化材料（ＰＣＭ）５１を含む。

各コンテナ５０、５０．１、５０．２は、自然対流とその壁からの放射によって、事故段階で除去された熱の一部と、公称出力での原子炉の運転中にシステム２で除去された熱のすべてを分散させる。

示されているように、各コンテナ５０、５０．１、５０．２の形状は、略円筒形であり、その重量およびＰＣＭ５１および単管熱交換器４３の重量を支えるために、好ましくはコンクリートベース上に配置される。

各コンテナ５０、５０．１、５０．２の外壁は、放射によって放出される熱を増加させるために、好ましくは高い放射率特性を有する。各コンテナ５０、５０．１、５０．２は通常、ハステロイ（登録商標）−Ｎで作られている。

各コンテナ５０、５０．１、５０．２の寸法は、含まれているＰＣＭと、通常の運転中、および事故が発生した場合に分散されるパワーに依存する。

ＰＣＭは、単管熱交換器の液体金属との熱交換中に、原子炉の公称運転中には固体状態にあり、残留力を放出する原子炉の停止運転中に液体状態に切り替わることができる熱緩衝器として機能する。

換言すれば、原子炉の公称運転段階の間、ＰＣＭは固体状態にあり、そしてそれは伝導によって、単管熱交換器４３によって放出された熱を伝達し、そして対流と放射によってコンテナ５０、５０．１、５０．２の壁に放出される。

事故段階の間、液体状態のＰＣＭは、単管熱交換器４３によって放出された熱を貯蔵する必要があり、したがって、回路２の液体金属を冷却する必要がある。

好ましくは、固体状態では、ＰＣＭは、単管熱交換器４３内およびその周囲のコンテナ内での配置を容易にしながら、熱伝導を改善する粉末または小さな寸法の球のセットからなる。

公称原子炉出力において定常状態で良好に動作するには、ＰＣＭの熱伝導率が高い必要がある。

事故状態で良好に動作するには、ＰＣＭは、同時に、高い熱慣性（高い比熱と密度）、２５０〜４００℃の融点、１５０℃（固体）〜６００℃（液体）の使用温度、および高い潜熱の特性を備えている。

ＰＣＭはまた、当然、閉回路２の内部流体と化学的に適合していなければならず、その結果、単管熱交換器４３からの漏れに続く相互作用の場合に、問題は発生しない。

ＰＣＭは、閉回路２内の熱伝達流体がＮａＫ合金または鉛である場合、熱伝達流体がＰｂ−Ｂｉ合金である場合、通常、カドミウムから選択される。

好ましくは、各コンテナ５０、５０．１、５０．２は、格納建築物５２に収容されている。したがって、本発明によるシステム２の最終的な冷熱源５は、起こり得る外部からの攻撃から保護される。

格納建築物５２の内壁は、そこに収容されたコンテナ５０、５０．１、５０．２の外壁から放射される熱をより容易に除去するために、高い放射率特性を有することが好ましい。

一次容器１０から最適な距離に冷熱源５を配置するために、流体回路２は、接続ループ４５、４５．１、４５．２を備え、一組のパイプと、必要に応じて、コールドコレクター４１およびホットコレクター４２と各単管熱交換器４３との間のバルブとを含む。

より具体的には、図１から図３および図６に示されるように、各接続ループ４５、４５．１、４５．２は、コールドコレクター４１を単管熱交換器４３のコールドエンド４３１に接続する流体ブランチ４５１と、ホットコレクター４２を単管熱交換器４３のホットエンド４３２に接続する流体ブランチ４５２とを備える。

したがって、コールドコレクター４１は、コールドブランチ４５１内の液体金属の流れを、Ｕ字型の底部を有する各チューブ４００の各コールドブランチ４０１に分配し、ホットブランチ４５２に移送するために、ホットコレクター４２は、Ｕ字型の底部を有する各チューブ４００の各コールドブランチ４０１に由来する内部液体金属を収集する。

図３に示される有利な実施形態によれば、冷熱源５が２つの別個のコンテナ５０．１、５０．２を含む場合、それに接続された２つのコールドブランチ４５１は、コールドコレクター４１の反対側の端部４１０、４１１に接続されている。同じことが、ホットコレクター４２の両端４２０、４２１に接続されている２つのホットブランチ４５２にも当てはまる。

有利なことに、コールドブランチ４５１およびホットブランチ４５２は、それらの水頭損失を低減し、閉流体回路４内の自然対流流量を増加させるために、可能な限り短くなるように寸法が決められている。

したがって、本発明によれば、上記の閉流体回路４は、熱伝達液体金属が自然対流によってその内部を流れ、原子炉の公称運転中および残留力を放出する原子炉の停止運転中の両方で液体状態のままであるように構成される。

原子炉の公称出力動作中、ＰＣＭはその溶融温度よりも低い定常温度にあるため、単管熱交換器４３は完全に固体媒体である。単管熱交換器４３によって放出された熱は、対流によって固体状態のＰＣＭ５１に伝達される。

事故段階の間、ＰＣＭ５１は液体に変わり、熱交換器４３によって放出された熱を蓄え、したがって、閉流体回路４内の液体金属を冷却する。

本発明は、上記の実施例に限定されない。特に、図示された例からの特徴は、示されていない変形において互いに組み合わせることができる。

本発明の範囲から逸脱することなく、他の変形および実施形態を想定することができる。

ループ原子炉に関連する上記のＤＨＲシステムは、統合された原子炉に絶対的に実装することができる。

一体型原子炉を設計する場合、パイプの配列４０は、一次容器１０全体を均一に取り囲む。

いくつかのループ原子炉では、一次回路の隣に配置されたパイプ４００は、関与するＵ字型パイプ４００内の起こり得るホットスポットを防ぐために、ブランチのマイクロコレクター内で合流することができる。

１ 液体金属冷却高速中性子原子炉
２ 除去システム
３ 支持および封じ込めシステム
４ 閉回路
５ 冷熱源
１０ 一次容器
１１ 炉心
１２ ダイアグリッド
１３ ストロングバック
１５ 中間熱交換器
１６ 内部容器
１７ 上部スラブ
１８ 炉心カバープラグ
３０ 容器槽
３１ 断熱層
３２ ライナーコーティング
４０ 配列
４１ 第１のコレクター、コールドコレクター
４２ 第２のコレクター、ホットコレクター
４３ 単管熱交換器
４４ 支持部品
４５ 循環ループ
５０ コンテナ
５１ 固液相変化材料（ＰＣＭ）
５２ 格納建築物
１１０ 燃料集合体
１５０ ポンプ手段
１５１ 出口ダクト
１５２ 入口ダクト
４００ Ｕ字型パイプ
４０１ コールドブランチ
４０２ ホットブランチ
４５１ コールドブランチ
４５２ ホットブランチ

Claims (15)

1. 液体金属冷却高速中性子原子炉（１）であって、
   前記原子炉の一次回路の熱伝導流体である液体金属で満たされた一次容器と呼ばれる容器（１０）と、
   前記一次容器の周囲に配置され、容器間スペースを画定する容器槽（３０）と、
   前記液体金属を前記一次容器の内部に封入するための上部スラブ（１７）と、
   前記原子炉の公称出力および残留出力の両方の少なくとも一部を除去するためのシステム（２）と、
   を備え、前記システムが
   熱伝導液体で満たされた閉回路（４）であって、
   前記容器間スペースに配置された複数のＵ字型パイプ（４００）の配列（４０）であって、前記一次容器の周囲に分配され、かつ前記Ｕ字型の底部が前記一次容器の底部に面するように前記一次容器に沿ってそれぞれ延在する、複数のＵ字型パイプ（４００）の配列（４０）と、
   コールドブランチと呼ばれる前記配列の各パイプのＵ字のブランチの一方（４０１）に接続されたコールドコレクターと呼ばれる第１のコレクター（４１）であって、前記コールドコレクターは、前記上部スラブの上の外側に配置される、第１のコレクター（４１）と、
   ホットブランチと呼ばれる前記配列の各パイプのＵ字の他方のブランチ（４０２）に接続されたホットコレクターと呼ばれる第２のコレクター（４２）であって、前記ホットコレクターは、前記上部スラブの上の外側に配置される、第２のコレクター（４２）と、
   単管熱交換器（４３）であって、前記単管熱交換器（４３）の一方の端部（４３１）は、前記コールドコレクターに接続され、他方の端部（４３２）は、前記ホットコレクターに接続された、単管熱交換器（４３）と、
   を備え、前記回路は、前記原子炉の公称運転中、および残留出力を放出する前記原子炉の運転停止中の両方において、前記熱伝導液体が自然対流によって前記回路内を流れ、かつ液体状態のままであるように構成されている、閉回路（４）と、
   前記一次容器から離れて前記上部スラブの上に配置された少なくとも１つのコンテナ（５０，５０．１，５０．２）を備える冷熱源（５）であって、前記コンテナは、前記単管熱交換器が挿入される固液相変化材料（ＰＣＭ）（５１）を含み、前記ＰＣＭは、前記原子炉の公称運転中では、前記単管熱交換器の前記液体金属との熱交換中に固体状態であることができ、残留出力を放出する前記原子炉の運転停止中では、液体状態に変化することができる、冷熱源（５）と、
   を備える、液体金属冷却高速中性子原子炉（１）。
2. ループ原子炉タイプである、請求項１に記載の原子炉（１）。
3. 前記容器槽を断熱するための断熱層（３１）を備え、前記断熱層は、前記配列の各前記パイプの前記コールドブランチを前記ホットブランチから断熱するように配置されている、請求項１に記載の原子炉（１）。
4. 前記一次容器の表面を冷却するために、前記容器間スペース（Ｅ）は、熱伝導性ガスで満たされている、請求項１〜３のいずれか一項に記載の原子炉（１）。
5. 前記ホットコレクターおよびコールドコレクターはそれぞれ、前記一次容器の中心軸（Ｘ）を中心とするトロイダル形状を有する、請求項１〜４のいずれか一項に記載の原子炉（１）。
6. 前記ホットコレクターおよびコールドコレクターは、前記スラブに直接溶接された支持部品によって支持される、請求項１〜５のいずれか一項に記載の原子炉（１）。
7. ２つの個別のコンテナ（５０．１，５０．２）を備える、請求項１〜６のいずれか一項に記載の原子炉（１）。
8. 前記２つの個別のコンテナの２つの単管熱交換器の一方は、前記単管熱交換器の他方が接続されている端部（４３２）の反対側の前記コールドコレクターの端部（４３１）に接続されている、請求項７に記載の原子炉（１）。
9. 前記単管熱交換器がコイルタイプの熱交換器である、請求項１〜８のいずれか一項に記載の原子炉（１）。
10. 前記コールドコレクターを前記単管熱交換器の端部に接続する少なくとも１つの流体ブランチ（４５１）および前記ホットコレクターを前記単管熱交換器の端部に接続する少なくとも１つの流体ブランチ（４５２）を備える循環ループ（４５）を備える、請求項１〜９のいずれか一項に記載の原子炉（１）。
11. 除去システムの各コンテナを収容する少なくとも１つの格納建築物（５２）を備える、請求項１〜１０のいずれか一項に記載の原子炉（１）。
12. 前記回路の前記熱伝導液体が、鉛ビスマス（Ｐｂ−Ｂｉ）二元合金、ナトリウム−カリウム（ＮａＫ）二元合金、または液体金属の他の三元合金から選択される液体金属である、請求項１〜１１のいずれか一項に記載の原子炉（１）。
13. 前記コンテナを満たす前記ＰＣＭが、鉛、カドミウム、または質量パーセントで５３％のＫＮＯ３、４０％のＮａＮＯ２、および７％のＮａＮＯからなる塩の混合物から選択される、請求項１〜１２のいずれか一項に記載の原子炉（１）。
14. 前記回路の前記パイプおよび前記ホットコレクターおよびコールドコレクター、および該当する場合はループの構成要素が、ステンレス鋼ＡＩＳＩ ３１６Ｌ、フェライト鋼鉄、ニッケル、インコネル（登録商標）、およびハステロイ（登録商標）から選択された材料から作られる、請求項１〜１３のいずれか一項に記載の原子炉（１）。
15. 除去システムの前記コンテナがハステロイ（登録商標）Ｎから作られる、請求項１〜１４のいずれか一項に記載の原子炉（１）。

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