JP2022063014A - 原子炉ユニット及び原子炉ユニットの冷却方法 - Google Patents

原子炉ユニット及び原子炉ユニットの冷却方法 Download PDF

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Abstract

Figure 2022063014000001
【課題】簡単な構造で、異常発生時に炉心の温度上昇を抑制することができる。
【解決手段】放射性燃料を有し、放射性燃料を核反応させる炉心と、炉心を格納し、炉心を密閉する原子炉容器と、を備え、原子炉容器は、炉心の周囲全域を覆う内側隔壁と、内側隔壁の周囲全域を覆う外側隔壁と、を含み、外側隔壁と内側隔壁とで形成される第1空間が真空状態であり、内側隔壁は、本体部と、本体部の一部に配置され、炉心が閾値温度以上となった場合に、内側隔壁の内側の空間である第2空間と第1空間と連通させる連通部とを備える。
【選択図】図4

Description

本開示は、原子炉ユニット及び原子炉ユニットの冷却方法に関する。
放射性物質で核反応させ、熱エネルギーを取り出す原子炉ユニットは、反応等を制御することで炉心の温度を制御し、生じる熱エネルギーを調整する。原子炉ユニットは、設定した運転時の温度よりも高い温度で、異常が発生していると判断できる異常温度となった場合、炉心を冷却する。例えば、特許文献1には、断熱部の外壁に熱電変換素子を貼り付けて外面を空気で冷却している。また、特許文献2では、電源消失時に、冷却材に浸漬された吸熱部材をヒートシンクに熱的に連結させている。
特開平04-34396号公報 特開2013-76675号公報
ここで、原子炉ユニットでは、炉心を格納する原子炉容器を断熱構造とする場合がある。この場合、原子炉容器の外側の表面を特許文献1や特許文献2のように、原子炉容器の外側を冷却しても、冷却が促進されない。また、炉心の温度が、異常が発生している温度となった場合を検出して制御を行い、冷却を開始する機構では、異常の原因によって制御が機能しないと、原子炉ユニットに必要以上の負荷がかかり問題が大きくなる恐れがある。
上記課題を解決するために、本開示は、簡単な構造で、異常発生時に炉心の温度上昇を抑制することができる原子炉ユニット及び原子炉ユニットの冷却方法を提供することを課題とする。
本開示の原子炉ユニットは、放射性燃料を有し、前記放射性燃料を核反応させる炉心と、前記炉心を格納し、前記炉心を密閉する原子炉容器と、を備え、前記原子炉容器は、前記炉心の周囲全域を覆う内側隔壁と、前記内側隔壁の周囲全域を覆う外側隔壁と、を含み、前記外側隔壁と前記内側隔壁とで形成される第1空間が真空状態であり、前記内側隔壁は、本体部と、前記本体部の一部に配置され、前記炉心が閾値温度以上となった場合に、前記内側隔壁の内側の空間である第2空間と前記第1空間と連通させる連通部とを備える。
本開示の原子炉ユニットの冷却方法は、放射性燃料を有し、前記放射性燃料を核反応させる炉心と、前記炉心を格納し、前記炉心を密閉する原子炉容器と、を備える原子炉ユニットの冷却方法であって、前記原子炉容器は、前記炉心の周囲全域を覆う内側隔壁と、前記内側隔壁の周囲全域を覆う外側隔壁と、を含み、前記外側隔壁と前記内側隔壁とで形成される第1空間が真空状態であり、前記内側隔壁は、本体部と、前記本体部の一部に配置された連通部を備え、前記炉心が閾値温度以上となった場合に、前記連通部が、前記内側隔壁の内側の空間である第2空間と前記第1空間と連通させ、前記第1空間の真空状態を破壊する。
本開示によれば、簡単な構造で、異常発生時に炉心の温度上昇を抑制することができる。
図1は、本実施形態に係る原子炉ユニットの一例である原子力発電システムの模式図である。 図2は、本実施形態に係る原子炉を示す模式図である。 図3は、本実施形態に係る原子炉と原子炉容器を示す断面模式図である。 図4は、本実施形態に係る原子炉ユニットの機能を説明するための断面模式図である。 図5は、他の実施形態の原子炉ユニットの内側隔壁を示す側面図である。 図6は、他の実施形態の原子炉ユニットの原子炉と原子炉容器を示す断面模式図である。 図7は、他の実施形態に係る原子炉ユニットの機能を説明するための断面模式図である。
以下に、本開示に係る実施形態を図面に基づいて詳細に説明する。なお、この実施形態によりこの発明が限定されるものではない。また、下記実施形態における構成要素には、当業者が置換可能かつ容易なもの、あるいは実質的に同一のものが含まれる。さらに、以下に記載した構成要素は適宜組み合わせることが可能であり、また、実施形態が複数ある場合には、各実施形態を組み合わせることも可能である。
<原子力発電システム>
図1は、本実施形態に係る原子炉ユニットの一例である原子力発電システムの模式図である。図1に示すように、原子力発電システム50は、原子炉容器51と、熱交換器52と、熱伝導部53と、冷媒循環手段54と、タービン55と、発電機56と、冷却器57と、圧縮機58と、を有する。
原子炉容器(格納容器)51は、内部に原子炉11が格納されている。原子炉容器51は、原子炉11を密閉状態で格納する。原子炉容器51は、内部に載置する原子炉11が格納または取り出せるように、例えば蓋である開閉部が設けられている。原子炉容器51は、原子炉11において核反応がおき、内部が高温、高圧になった場合でも、密閉状態を維持することができる。原子炉容器51は、中性子線の遮へい性能を備える材料である例えばコンクリートや金属で形成され、内部で生じた中性子線が外部に漏えいしない厚みで形成されている。原子炉容器51は、材料においてボロン等の遮へい性の高い元素を含めてもよい。原子炉容器51の構造については後述する。
熱交換器52は、原子炉11との間で熱交換を行う。本実施形態の熱交換器52は、原子炉容器51の内部に一部配置された熱伝導部53の固体の高熱伝導材料を介して原子炉11の熱を回収する。なお、図1で示している熱伝導部53は、後述する熱伝導部3を模式的に示したものである。
冷媒循環手段54は、冷媒を循環させる経路であり、熱交換器52と、タービン55と、冷却器57と、圧縮機58と、が接続されている。冷媒循環手段54を流れる冷媒は、熱交換器52、タービン55、冷却器57、圧縮機58の順で流れ、圧縮機58を通過した冷媒は、熱交換器52に供給される。従って、熱交換器52は、熱伝導部53の固体の高熱伝導材料と、冷媒循環手段54を流れる冷媒との間で熱交換を行う。
タービン55は、熱交換器52を通過した冷媒が流入する。タービン55は、加熱された冷媒のエネルギーにより回転される。つまりタービン55は、冷媒のエネルギーを回転エネルギーに変換して、冷媒からエネルギーを吸収する。
発電機56は、タービン55と連結されており、タービン55と一体で回転する。発電機56は、タービン55と回転することで発電する。
冷却器57は、タービン55を通過した冷媒を冷却する。冷却器57は、チラーや冷媒を一時的に液化する場合、復水器等である。
圧縮機58は、冷媒を加圧するポンプである。
原子力発電システム50は、原子炉11の核燃料の反応で生じた熱を熱伝導部53で熱交換器52に伝える。原子力発電システム50は、熱交換器52において、熱伝導部53の高熱伝導材料の熱で、冷媒循環手段54を流れる冷媒を加熱する。つまり、冷媒は、熱交換器52において熱を吸収する。これにより、原子炉11で発生した熱は、冷媒で回収される。冷媒は、圧縮機58で圧縮された後、熱交換器52の通過時に加熱され、圧縮し加熱されたエネルギーでタービン55を回転させる。冷媒は、その後、冷却器57で基準状態まで冷却され、再び圧縮機58に供給される。なお、熱交換器52、冷媒循環手段54、タービン55、発電機56、圧縮機58は熱電素子等に置き換えることで、発電や熱を用いた水素製造等に利用することもできる。
原子力発電システム50は、以上のように、高熱伝導材料で形成された熱伝導部53を介して、原子炉11の熱を、タービン55を回転する媒体となる冷媒に伝達する。これにより、原子炉11と、タービン55を回転する媒体となる冷媒とを隔離することができ、タービン55を回転する媒体が汚染される恐れを低減できる。
図2は、実施形態に係る原子炉11を示す模式図である。図3は、本実施形態に係る原子炉と原子炉容器を示す断面模式図である。図4は、本実施形態に係る原子炉ユニットの機能を説明するための断面模式図である。
図2及び図3に示すように、原子炉11は、炉心(燃料部)1と、遮へい部2と、熱伝導部3と、制御部4と、を含む。
炉心1は、核燃料を有しており、核燃料が支持されている。また、炉心1には、不図示の核燃料の核反応を制御する制御棒が抜き挿し可能に設けられている。炉心1は、制御棒が挿入されることで核燃料の核反応を抑制する。また、炉心1は、制御棒が抜き出されることで核燃料の核反応を生じさせる。
炉心1は、全体として柱状に形成されている。本実施形態では、炉心1は、ほぼ円柱状に形成されている。この柱状の延びる方向を軸方向という場合もある。また、軸方向に直交する方向を径方向と言う場合もある。炉心1は、核燃料(放射性物質)と、支持体と、を含む。支持体は、軸方向に延びて形成されている。支持体は、炉心1の軸方向の全域に配置される。支持体は、棒状の熱伝導部3が軸方向で挿入される挿入穴が軸方向に貫通している。実施形態では、挿入穴は、円形の断面形状に形成されている。また、支持体は、挿入穴の周囲に核燃料が配置される穴部が軸方向に貫通して形成されている。穴部は、例えば円形に形成されている。支持体は、減速材を含んでもよい。減速材として例えばグラフェン、黒鉛等を用いることができる。核燃料は、支持体の穴部に配置される。核燃料は、支持体の穴部の形状に対応しており、円形である。核燃料は、軸方向に連続した棒状に形成されている。また、棒状の核燃料は、上記円形の断面形状の筒の内部にペレット状の核燃料を充填してもよい。核燃料は、核分裂性物質としてウラン(例えばウラン235))やプルトニウム(例えばプルトニウム239、241)、トリウムを用いることができる。
遮へい部2は、燃料部1の周囲を覆うものである。遮へい部2は、金属ブロックからなり、核燃料から照射される放射線(中性子)を反射することで、燃料部1を覆った外部への放射線の漏洩を防ぐ。遮へい部2は、使用する材料の中性子散乱および中性子吸収の能力に応じて反射体と呼ばれることがある。
遮へい部2は、本実施形態では、燃料部1に柱形状の全外周を囲むように筒状に形成された胴体2Aと、胴体2Aの両端を塞ぐ各蓋体2Bと、を含む。なお、遮へい部2は、燃料部1を内部に収容するにあたり、内部の酸化を防止する目的から、密閉構造とした内部に例えば窒化ガス等の不活性ガスを充填するとよい。
熱伝導部3は、遮へい部2を貫通して当該遮へい部2が覆う内部に設けられている燃料部1の内部に挿入されることで、燃料部1の内部および遮へい部2の外部に延出して配置されている。熱伝導部3は、燃料部1の核燃料の核反応により生じる熱を遮へい部2の外部に固体熱伝導で伝える。熱伝導部3は、例えばチタン、ニッケル、銅、グラファイトを用いることができる。グラファイトは、特に、グラフェンを用いることができる。グラフェンは、炭素原子とその結合からできた六角形格子が連続した構造であり、六角形格子の連続した方向を熱の伝達方向とすることで、熱伝達効率を向上できる。熱伝導部3の遮へい部2の外部に延出した部分は、原子炉容器51の外部にて冷媒と熱交換可能に設けられている。
熱伝導部3は、軸方向に延びる棒状に形成されている。本実施形態では、熱伝導部3は、断面が円形の棒状に形成されている。熱伝導部3は、燃料部1における支持体に形成された挿入穴に挿入され、かつ遮へい部2における一方の蓋体を貫通して遮へい部2の外部に延出して配置される。
制御部4は、遮へい部2に支持されている。制御部4は、燃料部1の柱形状の周りを囲むように複数(本実施形態では12個)に設けられている。複数の制御部4は、燃料部1の柱形状の周りを囲むように均等に配置されている。制御部4は、円筒状であって、いわゆるドラム状に形成され、燃料部1の柱形状の延在方向である軸方向に延びて形成されている。制御部4は、円筒状の中心の周りに回転が可能に設けられている。制御部4は、円筒状の外周の一部に中性子吸収体4Aが設けられている。中性子吸収体4Aは、例えば、ボロンカーバイト(BC)を用いることができる。中性子吸収体4Aは、制御部4の回転に伴って回転移動し、炉心である燃料部1に対して接近または離隔することが可能に設けられている。中性子吸収体4Aが燃料部1に対して接近すると、燃料部1の反応度が下がり、中性子吸収体4Aが燃料部1に対して離隔すると、燃料部1の反応度が上がる。このように、制御部4は、中性子吸収体4Aを燃料部1に対して接近または離隔することで炉心である燃料部1の反応度を制御でき、燃料部1の炉心温度を制御できる。炉心温度は、熱伝導部3により遮へい部2の外部に取り出される炉心平均温度である。
制御部4は、制御装置5により回転移動を制御される。制御装置5は、例えば、コンピュータであり、図には明示しないが、CPU(Central Processing Unit)のようなマイクロプロセッサを含む演算処理装置などにより実現される。制御装置5は、燃料部1の炉心温度を取得することができる。制御装置5は、制御部4の回転位置を制御して、中性子吸収体4Aを燃料部1に対して離隔させる。すると、炉心である燃料部1の反応度が上がり、原子炉11は運転を開始する。また、制御装置5は、制御部4の回転位置を制御して、中性子吸収体4Aを燃料部1に対して接近させる。すると、炉心である燃料部1の反応度が下がり、原子炉11は運転を停止する。
従って、本実施形態の原子炉11は、燃料部1の核燃料の核反応により生じる熱を、熱伝導部3により固体熱伝導で遮へい部2の外部に取り出すことができる。そして、遮へい部2の外部に取り出された熱は、冷媒に伝達され、タービン55を回転させる。
本実施形態の原子炉11は、燃料部1の核燃料の熱を熱伝導部3により固体熱伝導で遮へい部2の外部に取り出し、冷媒に熱を伝えることができる。本実施形態の原子炉11は、放射性物質などの漏えいを防止できる。本実施形態の原子炉11は、熱伝導部3が燃料部1の内部および遮へい部2の外部に延出して配置されているため、内部に熱伝導部3がない場合と比べて燃料部1の核燃料の熱の伝熱距離を抑えつつ遮へい部2の外部に取り出すことができる。本実施形態の原子炉11は、高い出力温度を確保できる。なお、本実施形態の原子炉11は、固体熱伝導で熱を取り出す形態の熱伝導部3を説明したが、例えば、他の熱伝導部として、流体が封入されたヒートパイプを用いる流体熱伝導で熱を取り出す形態を用いてもよい。
ここで、上述した本実施形態の原子炉11は、運転期間中において、核燃料の核分裂性物質の重量密度を5wt%以上としている。本実施形態の原子炉11は、好ましくは、核燃料の核分裂性物質の重量密度を15wt%以上としている。本実施形態の原子炉11は、より好ましくは、核燃料の核分裂性物質の重量密度を15wt%以上20wt%以下としている。また、本実施形態の原子炉11は、運転期間中において、炉心温度(炉心平均温度)を350℃以上としている。本実施形態の原子炉11は、好ましくは、炉心温度を500℃以上1500℃以下としている。本実施形態の原子炉11は、より好ましくは、炉心温度を750℃以上1500℃以下としている。核燃料の体積当たりの熱出力および運転期間は運転に伴う核分裂性物質の減損量を運転開始時の1/3以下に抑えるようにしている。本実施形態の原子炉11は、好ましくは、核燃料の体積当たりの熱出力および運転期間は運転に伴う核分裂性物質の減損量を運転開始時の1/5以下に抑えるようにしている。本実施形態の原子炉11は、より好ましくは、核燃料の体積当たりの熱出力および運転期間は運転に伴う核分裂性物質の減損量を運転開始時の1/10以下に抑えるようにしている。
次に、原子炉容器51の構成について説明する。原子炉容器51は、上述したように、炉心1の周囲を覆い、炉心1を密閉する。また、原子炉容器51は、熱伝導部3が貫通している。原子炉容器51は、熱伝導部3と接する部分も密閉構造となる。また、原子炉容器51は、一部が蓋となり、開閉可能な構造としてもよい。
原子炉容器51は、図3に示すように、外側隔壁102と、内側隔壁104と、を含む。なお、原子炉容器51は、外側隔壁102の外側に、外側隔壁102の周囲を覆う容器を設けてもよい。外側隔壁102は、炉心1(原子炉11)の周囲の全域を覆う容器である。内側隔壁104は、外側隔壁102と炉心1との間に配置され、炉心1の周囲の全域を覆う容器である。原子炉容器51は、炉心1の外側を、内側隔壁104と外側隔壁102で覆う二重容器となる。内側隔壁104と外側隔壁102とで囲われた空間は、第1空間110となる。内側隔壁104で囲われる空間、つまり炉心1が配置され、内側隔壁104で密封される空間は、第2空間112となる。第1空間110と第2空間112とは、内側隔壁104で空気(流体)が流通しない状態となる。また、第1空間110は、真空状態である。本実施形態の真空状態は、真空度が10-2Pa以下となる状態である。
また、第2空間112は、第1空間110よりも真空度が低い空間であり、例えば圧力が0.1MPa以上0.4MPa以下となる。また、第2空間112は、炉心1が配置されている空間であるため、窒素等の不活性ガスを充填することが好ましい。
外側隔壁102、内側隔壁104は、それぞれ、筒状の容器であり、例えばコンクリートや金属で形成することができる。内側隔壁104は、本体部106と連通部108と、を含む。本体部106は、密閉された第1空間110を形成する容器である。本体部106は、炉心1の運転時の通常の温度よりも高い温度、つまり炉心1が異常な運転状態となり、閾値温度となった場合でも形状を維持できる金属、つまり閾値温度よりも融点が高い材料で形成される。本体部106は、金属として、例えばステンレス鋼を用いることができる。本体部106は、例えば、融点が1000℃以上の金属で形成される。また、本体部106は、炉心11の定格運転時の温度をA℃とした場合、融点がA+100℃以上の材料で形成される。本体部106は、一部に穴109が形成される。穴109は、第1空間110と第2空間112とをつなぐ貫通孔である。穴109の形状は、特に限定されず、丸、四角、多角形等種々の形状とすることができる。
連通部108は、穴109を塞ぐ。本実施形態の連通部108は、埋設部である。連通部108は、炉心1の運転時の通常の温度の場合は、穴109を封止した状態で維持でき、閾値温度となった場合に穴109から離脱する材料で形成される。連通部108は、例えば、炉心1が閾値温度となり、第2空間112の温度が所定の温度よりも高くなった場合に、溶融する金属で形成される。連通部108は、金属として、例えば真鍮を用いることができる。連通部108は、例えば、融点が850℃以上の金属で形成される。また、連通部108は、炉心11の定格運転時の温度をA℃とした場合、融点がA℃以上の材料で形成される。
図4は、本実施形態に係る原子炉ユニットの機能を説明するための断面模式図である。原子力発電システム(原子炉ユニット)50は、原子炉容器51を二重容器構造とし、第1空間110を真空状態とすることで、第2空間112の熱伝導部3以外から熱が放出されることを抑制できる。これにより、炉心1で発生した熱を高い効率で熱伝導部3に伝え、損失の発生を低減することができる。
また、原子力発電システム50は、炉心1の温度が閾値温度よりも高くなった場合、炉心1の熱により第2空間112の温度が上昇する。原子炉容器51は、第2空間112の温度が所定の温度よりも高くなると、図4に示すように、連通部108が、穴109から離脱し、第2空間112が第1空間110と連通した状態となる。これにより、流体(気体)が流れ130に示すように、第2空間112から第1空間110に流入し、第1空間110が真空状態から一定以上の気体がある状態となる。
第2空間112は、連通部108により封止されている状態と同様に、気体が流れ132で循環する。第1空間110は、連通部108が離脱し、穴109で第2空間112と連通することで流入した気体が流れ134で循環する。原子炉容器51は、第1空間110の真空を破壊することで、第1空間110の内部で熱を伝える気体が充填された状態となる。これにより、炉心1の熱は、第2空間112の流れ132で内側隔壁104に伝達される。内側隔壁104の熱は、第1空間110の流れ134で外側隔壁102に伝達される。外側隔壁102は、熱を原子炉容器51の外側に放出する。連通部108は、温度により溶融し、変形することで穴109から離脱したり、連通部108に穴が形成されたりすることに限定されない。連通部108は、所定の温度に加熱されて強度が低下し、第1空間110と第2空間112の差圧で生じる圧力で、変形し、穴109から離脱する様にしてもよい。
以上より、原子力発電システム50は、通常運転時は、原子炉容器51の第1空間を真空にして、放熱を抑制しつつ、炉心11の温度が異常に上昇した時は、温度状況の影響で連通部108が穴109から離脱し、真空を破壊した状態とすることで、炉心11の熱を外部に放出できる。原子力発電システム50は、異常な運転状態になった場合に生じる温度上昇で、連通部108が真空を破壊する機構とすることで、温度を検出した結果に基づいて他の部分を動作させたり、オペレータ等が操作を入力したりすることなく、自動的に原子炉容器51の放熱性を高くすることができる。これにより、原子力発電システム50の安全性をより高くすることができる。
図5は、他の実施形態の原子炉ユニットの内側隔壁を示す側面図である。上記実施形態では、内側隔壁104の1カ所に連通部108を設けたが、これに限定されない。図5に示す原子力発電システム50aの内側隔壁104aは、複数の連通部108aを備えている。複数の連通部108aは、炉心の柱状の軸方向140に沿って、所定間隔で配置される。連通部108aは、本体部106に形成された穴を埋設する埋設部である。連通部108aは、連通部108と同様の形状である。
原子力発電システム50aは、内部隔壁104aに軸方向に複数の連通部108aを設けることで、炉心11の軸方向の温度分布で一部のみが閾値温度になった場合も、閾値温度以上となった部分に対応する連通部108aが、第1空間の真空を破壊することができる。これにより、炉心11の一部が異常な状態となった場合でも冷却性能を高くすることができ、より安全に運転することができる。
原子力発電システム50aは、炉心11の軸方向に複数設けたが、炉心11の周方向に複数の連通部を設けてもよい。また、炉心11の温度分布に傾向がある場合、目的に応じて、連通部の配置密度を調整してもよい。
図6は、他の実施形態の原子炉ユニットの原子炉と原子炉容器を示す断面模式図である。図7は、他の実施形態に係る原子炉ユニットの機能を説明するための断面模式図である。図6に示す原子力発電システムの原子炉容器200の内側隔壁104は、本体部106と、複数の連通部150と、非連通部170と、を有する。
連通部150は、本体部106の周方向の複数個所に配置される。連通部150は、本体部106に形成された複数の穴109に対して配置される。連通部150は、板部160と、ろう接部166、168と、を含む。板部160は、板本体162と、回動軸164と、を含む。板本体162は、本体部106の配置されている位置に形成された穴109を埋める板状の部材である。板本体162は、炉心1の温度が異常温度となった場合でも変形しない材料、例えば金属で形成される。回動軸164は、本体部106に固定され、板本体162を回動自在な状態で支持する。板部160は、本体部106に対して、回動軸164を軸として、板本体162が回動できる機構である。また、回動軸164は、板本体162の表面上で、回動軸164に直交する方向において、板本体162の中心からずれた位置に配置される。つまり、回動軸164の径方向において、回動軸164から板本体162の板本体162の一方の端部までの距離L1と、回動軸164から板本体162の板本体162の他方の端部までの距離L2と、が異なる距離、本実施形態では、L1>L2となる。
ろう接部166、168は、板部160と本体部106とを連結する連結部である。ろう接部166、168は、板部160と本体部106との全ての隙間を埋め、第1空間110と第2空間112とを遮断する。ろう接部166、168は、炉心1の運転時の通常の温度の場合は、板部160と本体部106の連結を維持でき、閾値温度となった場合に板部160と本体部106とが離脱する材料で形成される。ろう接部166、168は、例えば、炉心1が閾値温度となり、第2空間112の温度が所定の温度よりも高くなった場合に、溶融する金属で形成される。ろう接部166、168は、例えば、融点が850℃以上の金属で形成される。また、ろう接部166、168は、炉心11の定格運転時の温度をA℃とした場合、融点がA℃以上の材料で形成される。
連通部170は、連通部150の間に配置される。本実施形態の連通部170は、周方向の対向する2カ所に配置される。本実施形態の連通部170は、本体部106の中心を通り、水平方向と平行な線と重なる2カ所にそれぞれ配置される。連通部170は、基本的に連通部150と同様の構成であり、板本体171と、軸172と、ろう接部176、178と、を含む。板本体171は、本体部106の配置されている位置に形成された穴109を埋める板状の部材である。板部171は、板部161と同様の構成である。軸172は、軸162と同様の構成である。ろう接部176、178は、ろう接部166、168よ同様の構成である。つまり、連通部170は、配置位置が異なるのみで、連通部150と同様の構成である。なお、本実施形態では、連通部170を設けた位置に連通部170及び穴109を設けない構造としてもよい。
図6及び図7に示す原子力発電システムは、炉心1の温度が閾値温度よりも高くなった場合、炉心1の熱により第2空間112の温度が上昇する。原子炉容器51は、第2空間112の温度が所定の温度よりも高くなると、図7に示すように、連通部150の溶接部166、168が、板部160と本体部106の連結を維持できず、板本体162が回動軸164を軸として回動する。本実施形態の連通部150は、距離L1と距離L2が異なり、回動軸164を支点として、板本体162に作用する力が異なる。これにより、連通部150は、所定の方向に回動する。具体的には、連通部150は、板が長い距離L1側が回動軸164よりも鉛直方向下側となる方向に回動する。これにより、流体(気体)が流れ180に示すように、第2空間112から第1空間110に流入し、第1空間110が真空状態から一定以上の気体がある状態となる。また、連通部170は、板本体172が、鉛直方向と平行な向きに配置されているため、ろう接部176、178が本体部106と板本体172とを連結しない状態となっても、位置が変動しない。なお、ろう接部176、178に穴が形成された場合、形成された穴を介して気体が流通する。また、本実施形態の原子力発電システムは、周方向に複数配置した連通部150か開放され、流れ180に示すように、第1空間から第2空間に気体が流れる連通部160と、第2空間から第1空間に気体が流れる連通部150とが生じ、第1空間と第2空間との間で気体が循環する。図7では、固定板部170を境界として、第1空間から第2空間に気体が流れる連通部150と、第2空間から第1空間に気体が流れる連通部150とが切り替わる状態を示しているが、これに限定されない。また、温度分布等により、気体の流れは変化する。
これにより、炉心1の熱は、第2空間112の流れ180で内側隔壁104に伝達される。内側隔壁104の熱は、第1空間110の流れ180で外側隔壁102に伝達される。また、流れ180の循環により、炉心の熱が外側隔壁102に伝達される。外側隔壁102は、熱を原子炉容器51の外側に放出する。このように、連通部を、板部が回転する構造としても、炉心1の温度が閾値温度よりも高くなった場合に第1空間の真空を破壊すうことができる。また、連通部を周方向に複数設けることで、第1空間と第2空間との間で気体が循環する流れを形成し、より多くの熱を外側隔壁伝達することができる。
また、本実施形態のように、回動軸を板本体の中心からずらす、つまり回動する軸が、板部の重心を通らないことで、溶接部166、168による保持が維持できなくなった際に、所定の方向に回転させることができる。これにより、気体の流れを好適に制御することができる。
また、上記実施形態では、連通部を、埋設部と、回動部とした場合を説明したが、これに限定されない。連通部は、炉心11が閾値温度以上になった場合に、遮断していた第1空間と第2空間を連通させ、第1空間の真空を破壊できればよい。例えば、連通部を、炉心11が閾値温度以上になった場合に座屈等の変形が生じ、内側隔壁の本体部に穴を形成する機構としてもよい。
また、本実施形態のように、熱伝導部として固体熱伝導で炉心11の熱を原子炉容器の外に伝達する原子炉ユニットにてきようすることで、比較的小型のいわゆるマイクロ原子炉に適用することができ、複雑な機構を用いずに、通常運転時の性能を高くしつつ、異常の放熱性能を高くすることができる。なお、原子炉は、固体熱伝導を用いる方式に限定されず、原子炉容器を二重構造とし、炉心の外側の隔壁の間を真空状態とする機構に適用することができる。
上記に記載した構成要素には、当業者が容易に想定できるものや、実質的に同一のものを含む。さらに、上記に記載した構成は、適宜組み合わせ可能である。また、本発明の要旨を逸脱しない範囲において構成の種々の省略、置換又は変更が可能である。
1 炉心
2 遮蔽部
3 熱伝導部
4 制御部
6 断熱部
11 原子炉
50 原子力発電システム(原子炉ユニット)
51 原子炉容器
52 熱交換器
53 熱伝導部
54 冷媒循環手段
55 タービン
56 発電機
57 冷却器
58 圧縮機
102 外側隔壁
104 内側隔壁
106 本体部
108、108a 連通部(埋設部)
109 穴
110 第1空間
112 第2空間
130、132、134、180 流れ
150、170 連通部
160 板部
162、172 板本体
164、174 回動軸
166、168、176、178 ろう接部

Claims (9)

  1. 放射性燃料を有し、前記放射性燃料を核反応させる炉心と、
    前記炉心を格納し、前記炉心を密閉する原子炉容器と、を備え、
    前記原子炉容器は、前記炉心の周囲全域を覆う内側隔壁と、前記内側隔壁の周囲全域を覆う外側隔壁と、を含み、
    前記外側隔壁と前記内側隔壁とで形成される第1空間が真空状態であり、
    前記内側隔壁は、本体部と、前記本体部の一部に配置され、前記炉心が閾値温度以上となった場合に、前記内側隔壁の内側の空間である第2空間と前記第1空間と連通させる連通部とを備える原子炉ユニット。
  2. 前記連通部は、前記本体部よりも融点の低い材料で形成され、前記本体部に形成された穴を埋める埋設部を備え、前記閾値温度以上となり前記第2空間の温度が上昇した場合、前記本体部の穴を開口させる請求項1に記載の原子炉ユニット。
  3. 前記埋設部は、前記閾値温度以上となり前記第2空間の温度が上昇した場合に溶融する金属である請求項2に記載の原子炉ユニット。
  4. 前記埋設部は、前記閾値温度以上になると前記第1空間と前記第2空間の差圧により破壊され、前記本体部の穴を開口させる請求項2に記載の原子炉ユニット。
  5. 前記連通部は、前記本体部の穴に配置され、前記本体部に対して回動可能な板部と、前記本体部よりも融点の低い材料で形成され、前記板部を前記本体部に対して結合する結合部と、を含み
    前記炉心が前記閾値温度以上となり前記第2空間の温度が上昇した場合、前記結合部が、前記本体部及び前記板部の少なくとも一方から外れる請求項1に記載の原子炉ユニット。
  6. 前記結合部は、閾値温度以上となり前記第2空間の温度が上昇した場合に溶融する金属である請求項5に記載の原子炉ユニット。
  7. 前記板部は、回動する軸が、前記板部の重心を通らない請求項5または請求項6に記載の原子炉ユニット。
  8. 前記炉心で発生した熱を前記原子炉容器の外に固体熱伝導で伝える熱伝導部を有する請求項1から請求項7のいずれか一項に記載の原子炉ユニット。
  9. 放射性燃料を有し、前記放射性燃料を核反応させる炉心と、前記炉心を格納し、前記炉心を密閉する原子炉容器と、を備える原子炉ユニットの冷却方法であって、
    前記原子炉容器は、前記炉心の周囲全域を覆う内側隔壁と、前記内側隔壁の周囲全域を覆う外側隔壁と、を含み、前記外側隔壁と前記内側隔壁とで形成される第1空間が真空状態であり、
    前記内側隔壁は、本体部と、前記本体部の一部に配置された連通部を備え、
    前記炉心が閾値温度以上となった場合に、前記連通部が、前記内側隔壁の内側の空間である第2空間と前記第1空間と連通させ、前記第1空間の真空状態を破壊する原子炉ユニットの冷却方法。
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