JP2022182545A - 熔融塩原子炉プラント - Google Patents

Abstract

【課題】燃料塩の漏洩の可能性や熱的なロスを低下させると共に、原子炉容器や一次熱交換器等の収納空間の小型化を図ることが可能な熔融塩原子炉プラントを提供すること。【解決手段】熔融塩原子炉プラントは、原子炉容器２１と、炉心２２と、燃料塩を循環させる一次系ループ５００とを備える。一次系ループ５００は、核分裂反応によって発生した熱エネルギーを熱交換によって冷却塩に伝える一次熱交換器２３１を有する。一次系ループ５００は、一次熱交換器２３から流れる燃料塩を炉心に戻すための燃料塩戻りパス２５１を更に有し、且つ、一次熱交換器２３１が原子炉容器２１の内部又は外部において炉心２２に対し近接するように配置され、且つ、一次熱交換器２３１に接続される燃料塩戻りパス２５１が原子炉容器２１の外部に配置される。【選択図】図６

Description

本発明は、熔融塩原子炉プラントに関する。

従来より、例えば特許文献１に示されるような熔融塩原子炉（単に原子炉と呼ぶこともある）が知られる。

特開２０２０－９１１７８号公報

例えば特許文献１に記載の従来技術にあっては、原子炉容器内部の炉心に流れるように燃料塩を循環させる一次系ループの構成のうち、例えば一次熱交換器が原子炉容器に対して十分に離れた状態に配置される。具体的には、発電機に近い側に一次熱交換器が配置される。そのため、原子炉容器から一次熱交換器までの配管が長くなってしまい、配管からの燃料塩の漏洩可能性が懸念される。また、配管が長くなることで熱的なロスも懸念される。
また、従来技術にあっては、一次系ループの構成が広範囲に配置されることから、熔融塩原子炉プラントで見ると、原子炉容器、一次熱交換器及びポンプを収納する空間の大型化に繋がってしまうことも懸念される。

本発明は、このような状況を鑑みてなされたものであり、燃料塩の漏洩の可能性や熱的なロスを低下させると共に、原子炉容器や一次熱交換器等の収納空間の小型化を図ることが可能な熔融塩原子炉プラントを提供することを目的とする。

上記目的を達成するため、本発明の一態様の熔融塩原子炉プラントは、
原子炉容器と、当該原子炉容器の内部に設けられる炉心と、当該炉心に流れるように燃料塩を循環させる一次系ループとを備え、
前記一次系ループは、前記炉心に前記燃料塩が流れた際の核分裂反応によって発生した熱エネルギーを熱交換により冷却塩に伝える一次熱交換器を有する、熔融塩原子炉プラントにおいて、
前記一次系ループは、前記一次熱交換器から流れる前記燃料塩を前記炉心に戻すための燃料塩戻りパスを更に有し、且つ、当該一次熱交換器が前記原子炉容器の内部又は外部において当該炉心に対し近接するように配置され、且つ、当該一次熱交換器に接続される当該燃料塩戻りパスが当該原子炉容器の当該外部に配置される。

本発明によれば、一次熱交換器を炉心に対し近接するように配置することから、従来に比べ燃料塩の流れる経路（配管）を短くすることができる。これにより、燃料塩の漏洩の可能性や熱的なロスを低下させると共に、原子炉容器や一次熱交換器等の収納空間の小型化を図ることができる。

本実施形態に係る熔融塩原子炉プラントにおける建屋の断面図である。 本実施形態に係る熔融塩原子炉プラントにおける熔融塩原子炉の外観斜視図である。 本実施形態に係る熔融塩原子炉プラントにおける熔融塩原子炉の垂直断面図（図２のＡ－Ａ線断面図）である。 本実施形態に係る熔融塩原子炉プラントにおける熔融塩原子炉を図２の矢印Ｂ方向から見た外観図である。 本実施形態に係る熔融塩原子炉プラントにおける熔融塩原子炉を図２の矢印Ｃ方向から見た外観図である。 本実施形態に係る熔融塩原子炉プラントにおける熔融塩原子炉の一次系ループに関係するシステム図である。 本実施形態に係る熔融塩原子炉プラントにおける熔融塩原子炉の二次系ループに関係するシステム図である。 本実施形態に係る熔融塩原子炉プラントにおける熔融塩原子炉の一次系ループにおいてポンプ停止が生じた時の自然対流に関する説明図である。 本実施形態に係る熔融塩原子炉プラントの安全性に関する説明図である。 本実施形態に係る熔融塩原子炉プラントにおける熔融塩原子炉の変形例を示す垂直断面図である。

以下、本発明を実施するための形態について、図面を参照しながら詳細に説明する。
なお、以下で説明するのは、あくまでも一例であって、本発明の技術的範囲がこれに限られるものでないのは勿論である。
図１は、本実施形態に係る熔融塩原子炉プラントにおける建屋の断面図である。

＜建屋１について＞
熔融塩原子炉プラントの建屋１は、熔融塩原子炉が配置された建造物である。建屋１は、図１に示すような平屋で建設されるものや、特に図示しないが、複数階となるような積層状態で建設されるものがある。ここでは、説明を簡素化するため、また、例えば建設費を抑えるために、平屋で建設される建屋１が採用される。建屋１の所定位置には、熔融塩原子炉２（単に原子炉と呼ぶこともある。詳細については後述する）が存在する。

建屋１には、複数の部屋（室）やエリアが存在する。図１の建屋１の断面図においては、代表的な部屋（室）やエリアのみ符号を付すものとする。建屋１には、原子炉室１１、計装室１２、燃料タンク室１３、再処理済タンク置場１４、ヘリウムガス加熱エリア１５が設けられる。

原子炉室１１は、他の部屋（室）やエリアよりも天井が高くなるように形成される。このような原子炉室１１には、熔融塩原子炉２が設置される。原子炉室１１の隣には、排気筒１６が設けられる。原子炉室１１の地下には、機器保管室１７が複数設けられる。機器保管室１７は、廃炉した熔融塩原子炉及びドレインタンクを収容することができるような底が深い部屋（室）に形成される。機器保管室１７に、廃炉した熔融塩原子炉及びドレインタンクを収容した場合には、機器保管室１７の上部（収容のために開口した部分）が蓋で覆われるようになる。本実施形態では、廃炉及び高レベル核廃棄物が地下に埋設・封印されて最終処分されることを想定している。計装室１２は、計装のための部屋であって、図１の場合、原子炉室１１の左隣に設けられる。計装室１２の隣の燃料タンク室１３は、燃料タンクが置かれる。燃料タンク室１３の隣の再処理済タンク置場１４は、再処理済タンクが置かれる。一方、原子炉室１１の右隣のヘリウムガス加熱エリア１５は、ヘリウムガス加熱器等が設置される。

建屋１には、上述以外に、制御室、燃料塩装荷・脱水還元室、燃料塩保管室、事務室、会議室、トイレ、受変電設備、バックアップ電源、熱除去エリア、オフガス処理エリア、タービン・発電機、冷却塩ドレインタンクエリア、荷下ろしヤード、消防設備等が存在する。荷下ろしヤードには、例えば大型トラック（符号省略）が出入り可能になる。

建屋１は、本実施形態において、熔融塩原子炉２を２回交換して使用するため、耐用年数が約百年となるように想定したものになる。

原子炉室１１に設置された熔融塩原子炉２は、ドレインタンク３と共に格納容器４内に格納（収容）される。ドレインタンク３の下側には、各種配管やタンク（後述する）も設置される。格納容器４は、地上及び地下にかけて設置される。
なお、全体を詳細に説明することは省略するが、原子炉室１１に設置された熔融塩原子炉２の炉心内を燃料塩が流れる際に核分裂反応が起こり、この核分裂反応によって発生した熱エネルギーを、一次熱交換器ユニット等を介して取り出した後、この取り出した熱エネルギーを回転エネルギーに変換し、更に発電機によって電気エネルギー変換することによって発電するような発電システムが建屋１に備えられているものとする。
以下、熔融塩原子炉２について説明する。

図２は、本実施形態に係る熔融塩原子炉プラントにおける熔融塩原子炉の外観斜視図である。

＜熔融塩原子炉２の構成について＞
図２において、熔融塩原子炉２は、原子炉容器２１と、この原子炉容器２１内に設けられる炉心２２と、炉心２２の上部に配置される４つの一次熱交換器ユニット２３と、２本の制御棒２４と、配管類２５とを備えて構成される（この構成は一例であるものとする）。また、熔融塩原子炉２は、上述の一次熱交換器ユニット２３や配管類２５を含む一次系ループ５００を４つ備えて構成される（この数は一例であるものとする）。熔融塩原子炉２は、本実施形態において、熱出力５６ＭＷｔ、電気出力約２５ＭＷｅとなるものである。

なお、図２の紙面上側を鉛直方向の「上」、紙面下側を鉛直方向の「下」と定義して説明を続けるものとする。熔融塩原子炉２の下側には、所定の間隔をあけてドレインタンク３が配置される。熔融塩原子炉２は、図２から分かるように、また、この後の説明からも分かるようになるが、一次熱交換器ユニット２３における一次熱交換器２３１（後述する）を原子炉容器２１内に収容した一体型炉が採用される（一次熱交換器２３１の配置は一例であり、図２の配置に限定されないものとする。配置の変形例としては、図１０を参照しながら後述するものとする）。

図３は、本実施形態に係る熔融塩原子炉プラントにおける熔融塩原子炉の垂直断面図（図２のＡ－Ａ線断面図）である。また、図４は、本実施形態に係る熔融塩原子炉プラントにおける熔融塩原子炉を図２の矢印Ｂ方向から見た外観図であり、図５は、本実施形態に係る熔融塩原子炉プラントにおける熔融塩原子炉を図２の矢印Ｃ方向から見た外観図である。以下、図２乃至図５を参照しながら説明する。

＜原子炉容器２１について＞
原子炉容器２１は、上壁２１１及び下壁２１２（天井及び底）を有し、側壁２１３が円筒形状の密閉容器に形成される。原子炉容器２１は、ハステロイ（登録商標）Ｎが材料として採用される。なお、ハステロイ（登録商標）Ｎは一例であって、このような高ニッケル合金等であれば特に限定されないものとする。具体的には、ハステロイ（登録商標）Ｎ、高ニッケル合金の他、モリブデン合金ＴＺＭ（チタン・ジルコニウム・モリブデン合金）であれば特に限定されないものとする。ハステロイ（登録商標）Ｎを材料とした原子炉容器２１は、例えば２０ｍｍの厚さを有するように形成される（寸法は一例であるものとする）。

原子炉容器２１の下壁２１２（底）は、周縁が円形でこの周縁の内側が平ら又は若干勾配のついた形状に形成される。下壁２１２の中央には、下方に凸となるカップ形状の下部燃料塩プレナム２１４が設けられる。下部燃料塩プレナム２１４には、後述する配管類２５が接続される。下部燃料塩プレナム２１４は、後述する上部燃料塩プレナム２１５よりも小型に形成される。下部燃料塩プレナム２１４は、例えば５００ｍｍの高さ（上下方向の長さ）を有するように形成される（寸法は一例であるものとする）。下壁２１２は、例えば３２２０ｍｍの直径を有するように形成される（寸法は一例であるものとする）。下壁２１２の周縁は、側壁２１３の下端を曲面で滑らかに繋ぐように形成される。

原子炉容器２１の側壁２１３は、後述する炉心２２の炉心軸ＣＬ１を中心に円筒状に形成される。側壁２１３は、円筒形状であることから、内面及び外面は、曲面形状に形成される。側壁２１３は、例えば高さが４２００ｍｍを有するように形成される（寸法は一例であるものとする）。なお、４２００ｍｍのうち、３０３０ｍｍが炉心２２に対応する高さに設定される（寸法は一例であるものとする）。４２００ｍｍのうち残りは、後述する一次熱交換器２３１に対応する高さに設定される（寸法は一例であるものとする）。曲面形状となる側壁２１３の外面には、後述する燃料塩戻りパス２５１の一部が面接触するように取り付けられる。なお、この取り付けられる燃料塩戻りパス２５１は、一次系ループ５００を構成するものでもある（後述する）。側壁２１３の上端は、上壁２１１の周縁と滑らかな曲面で繋がれる。

原子炉容器２１の上壁２１１（天井）は、下壁２１２と例えば平行に配置される。上壁２１１には、上部燃料塩プレナム２１５が設けられる。また、上壁２１１には、一次熱交換器ユニット２３を構成する４つのポンプ２３２が設けられる。上部燃料塩プレナム２１５は、上壁２１１の中央に配置される。上部燃料塩プレナム２１５は、上方に凸となる逆カップ形状に形成される。上部燃料塩プレナム２１５は、例えば８００ｍｍの高さ（上下方向の長さ）を有するように形成される（寸法は一例であるものとする）。上部燃料塩プレナム２１５は、この上部が円形で平らに形成される。

上部燃料塩プレナム２１５の上部には、２本の案内筒２１６が設けられる。この２本の案内筒２１６は、上部燃料塩プレナム２１５の上部を貫通するように設けられる。２本の案内筒２１６は、制御棒２４を上下方向に夫々案内することができるように形成される。４つのポンプ２３２は、上部燃料塩プレナム２１５の周囲に配置される。４つのポンプ２３２は、炉心軸ＣＬ１を中心に９０度間隔で配置される。４つのポンプ２３２は、一次熱交換器ユニット２３を構成すると共に一次系ループ５００を構成するものでもある（これらについては後述する）。なお、上部燃料塩プレナム２１５からのびる配管は、オーバーフローパス２５３（後述する）を示すものである。

＜一次熱交換器ユニット２３について＞
一次熱交換器ユニット２３は、上述の核分裂反応によって発生した熱エネルギー（熱）を、例えば原子炉容器２１内で二次系ループ（後述する）の冷却塩に伝えるために備えられる。一次熱交換器ユニット２３は、熔融塩原子炉２を構成すると共に一次系ループ５００（後述する）を構成するものでもある。一次熱交換器ユニット２３は、本実施形態において、４つの一次熱交換器２３１と、上述の４つのポンプ２３２とを備えて構成される。

４つのポンプ２３２には、ポンプシャフト２３２ａ及びポンプフィン２３２ｂが夫々設けられる。４つのポンプ２３２は、４つの一次熱交換器２３１の配置に合わせて設けられる。具体的に、４つのポンプ２３２は、４つの一次熱交換器２３１の配置に対し、炉心軸ＣＬ１を中心に９０度ずれた位置に配置される。４つのポンプ２３２は、後述する燃料塩を強制的に対流させるために設けられる。別の言い方をすれば、４つのポンプ２３２は、後述する炉心２２を流れた燃料塩を４つの一次熱交換器２３１に搬送するために設けられる。

４つの一次熱交換器２３１は、本実施形態において、原子炉容器２１の内部に配置される。また、後述する炉心２２の上側に配置される。また、炉心２２に対して近接するように配置される（この配置は一例であるものとする）。４つの一次熱交換器２３１は、上述の核分裂反応によって発生した熱エネルギーを熱交換によって二次系ループ（後述する）の冷却塩に伝えるために備えられる。別な言い方をすれば、４つの一次熱交換器２３１は、炉心２２で温められた燃料塩の熱を冷却塩に伝えるために（熱交換するために）備えられる。このような４つの一次熱交換器２３１には、４つのポンプ２３２のポンプシャフト２３２ａ及びポンプフィン２３２ｂの駆動によって移動する燃料塩が提供される。４つの一次熱交換器２３１には、燃料塩が専用の配管を用いられずに直接提供される。

４つの一次熱交換器２３１には、冷却塩が流れる二次系ループ（後述する）の配管が接続される。この配管は、例えば図２及び図４のハッチングＨで示す位置（原子炉容器２１の側壁２１３）を貫通して直ぐに、対応する一次熱交換器２３１に接続される。

＜一次系ループ５００の構成について＞
一次系ループ５００は、後述する燃料塩が循環する経路であって、炉心２２（後述する）に連続する一次熱交換器ユニット２３と、この一次熱交換器ユニット２３に連続する燃料塩戻りパス２５１（後述する）とを有するように構成される。一次系ループ５００は、燃料塩戻りパス２５１が下部燃料塩プレナム２１４を介して炉心２２に連続するように構成される。一次系ループ５００は、燃料塩が循環するシステムである。

＜配管類２５について＞
配管類２５としては、一次系ループ５００の配管と、二次系ループの配管（後述する）とが含まれる。一次系ループ５００の配管としては、４つの一次熱交換器２３１に夫々接続される燃料塩戻りパス２５１が挙げられる。この４つの燃料塩戻りパス２５１は、炉心軸ＣＬ１を中心に９０度間隔で配置される。４つの燃料塩戻りパス２５１は、この上側の端部が４つの一次熱交換器２３１の下側に夫々接続される。また、４つの燃料塩戻りパス２５１の下側の端部は、下部燃料塩プレナム２１４に夫々接続される。４つの燃料塩戻りパス２５１は、原子炉容器２１の側壁２１３に対し添わせるように取り付けられ、鉛直方向に延在する上側部分２５１ａと、原子炉容器２１の下壁２１２の側に間隔をあけて配置され、水平方向に延在する下側部分２５１ｂとを有する。

上側部分２５１ａと下側部分２５１ｂとを有する４つの燃料塩戻りパス２５１は、Ｌ字状の経路となるように形成される。４つの燃料塩戻りパス２５１は、側壁２１３に対し添わせるように取り付けられることから、燃料塩が循環する配管としては、経路が格段に短くなるように形成される。また、短くなることから、燃料塩が循環する配管の表面積が最小になるように形成される。従って、短い燃料塩戻りパス２５１は、燃料塩の漏洩の可能性を最小化することができると共に、熱的なロスを最小化することもできる。

上側部分２５１ａは、曲面形状となる側壁２１３の外面に対し面接触する容器接触面２５１ｃを有しており、上側部分２５１ａの延在する方向に垂直な面（水平面）における断面形状が非円形状（例えば三日月のような断面形状）に形成される。これに対し下側部分２５１ｂは、下側部分２５１ｂの延在する方向に垂直な面における断面形状が円形（本実施形態では真円）に形成される。上側部分２５１ａは、原子炉容器２１の側壁２１３の外面に面接触することから、全長が短い燃料塩戻りパス２５１の中でも特に熱的なロスを最小化することが有利な箇所（原子炉容器２１による保温効果がある箇所であるため）に設定される。なお、上側部分２５１ａは、燃料塩戻りパス２５１の全長が十分に短いことから、熱的ロスを考慮せずに面接触をさせなくてもよいのは勿論である。例えば、断面円形状に形成して側壁２１３の外面に対し線接触させることでもよい。また、例えば下側部分２５１ｂ及び下壁２１２の間隔と同程度に離して配置してもよい。

配管類２５のうち、下壁２１２の側に配置されるものは、原子炉容器２１から使用済みの燃料塩を排出しつつ新しい燃料塩を装荷する操作が可能となるように形成される。このことについて、以下、図２、図４、及び図５を参照しながら説明する。

下壁２１２の中央には、下部燃料塩プレナム２１４が設けられる。この下部燃料塩プレナム２１４からは、４つの燃料塩戻りパス２５１が水平方向にのびる。この４つの燃料塩戻りパス２５１は、炉心軸ＣＬ１を中心に９０度間隔で配置される。また、下部燃料塩プレナム２１４からは、パイプ２５４も水平方向にのびる。このパイプ２５４は、４つのうちの２つの燃料塩戻りパス２５１の間に配置される。パイプ２５４は、下部燃料塩プレナム２１４からのびて後述する燃料塩貯蔵タンク５３に接続される。更に、下部燃料塩プレナム２１４からは、排出パイプ２５２が下側にのびる。排出パイプ２５２は、ドレインタンク３（後述する）に接続される。

原子炉容器２１の下壁２１２からは、２本のオーバーフローパス２５３が下側にのびる。この２本のオーバーフローパス２５３は、一端がドレインタンク３に接続される。また、２本のオーバーフローパス２５３は、他端が、後述する黒鉛反射材２２１を貫通して上部燃料塩プレナム２１５に接続される。４つの燃料塩戻りパス２５１からは、排出パイプ２５７が下側にのびる。４つの排出パイプ２５７は、ドレインタンク３に接続される。４つの排出パイプ２５７は、燃料塩戻りパス２５１における上側部分２５１ａ及び下側部分２５１ｂの連結箇所に配置される。

なお、ドレインタンク３への燃料塩の排出や、燃料塩貯蔵タンクからの新しい燃料塩の装荷に関する操作、排出・装荷の際に作動するバルブ等の機構、これらの制御等については、説明を省略するものとする。上述以外の配管類２５については、図６を参照しながら後述するものとする。

＜炉心２２及び黒鉛反射材２２１について＞
図３において、炉心２２は、原子炉容器２１の内部に設けられる。炉心２２は、核分裂が行われる所謂コアであって、黒鉛製の黒鉛反射材２２１により囲まれる。この黒鉛反射材２２１は、上部黒鉛反射材２２１ａと、下部黒鉛反射材２２１ｂと、側部黒鉛反射材２２１ｃとを有して構成される。黒鉛反射材２２１は、上部黒鉛反射材２２１ａと、下部黒鉛反射材２２１ｂと、側部黒鉛反射材２２１ｃとにより容器形状に形成される。黒鉛反射材２２１は、中性子照射から原子炉容器２１を保護するために設けられる。

＜炉心２２、減速材２２２、及び燃料塩について＞
炉心２２は、上述の黒鉛反射材２２１の他に、複数の減速材２２２を備えて構成される。別な言い方をすれば、炉心２２は、黒鉛反射材２２１に取り囲まれるように、この内側に配置される複数の減速材２２２を備えて構成される。炉心２２は、複数の減速材２２２の間を燃料塩が流れるように形成される。また、炉心２２は、黒鉛反射材２２１の内周面と、複数の減速材２２２との間を燃料塩が流れるように形成される。

燃料塩は、この他に液体核燃料や熔融塩燃料と呼ばれるものであって、核分裂物質のウランと親物質のトリウムとを熔融塩フリーべに混合させてなるもの（例えばＬｉＦ－ＢｅＦ_２－ＴｈＦ_４－ＵＦ_４）が採用される（特に限定されないものとする）。燃料塩は、複数の減速材２２２との間を流れた後、上部黒鉛反射材２２１ａの開口部を介して更に上方へ流れる（ポンプ２３２のポンプシャフト２３２ａ及びポンプフィン２３２ｂの駆動によって燃料塩は上方に移動する。ポンプ２３２が停止した状態では、自然対流により上方に移動する）。上方に移動した燃料塩は、一次熱交換器２３１で熱交換が行われた後に、一次熱交換器２３１の下部から燃料塩戻りパス２５１、下部燃料塩プレナム２１４、及び下部黒鉛反射材２２１ｂの開口部を介して炉心２２に戻る。

なお、本実施形態においては、ポンプ２３２の停止時に燃料塩が対流によって自然循環を起こすように一次熱交換器２３１及びポンプ２３２が配置されている。

図６は、本実施形態に係る熔融塩原子炉プラントにおける熔融塩原子炉の一次系ループに関係するシステム図である。

＜一次系ループ５００に関係する一次系システム５について＞
一次系ループ５００は、上述の如く燃料塩が循環する経路である。そして、この一次系ループ５００に関係するシステム（一次系システム５）は、燃料塩が関連するすべての装置が含まれるものとする。図６に示す一次系システム５においては、原子炉容器２１と、ドレインタンク３と、燃料塩装荷装置５１と、燃料塩脱水還元装置５２と、燃料塩貯蔵タンク５３と、移動用タンク５４と、漏洩熔融塩回収タンク５５と、配管類２５とを含んで構成される。

ドレインタンク３は、緊急時における燃料塩の排出のために備えられる。ドレインタンク３は、原子炉容器２１の下方に配置される。ドレインタンク３は、下部燃料塩プレナム２１４及び排出パイプ２５２を介して原子炉容器２１に接続される。燃料塩貯蔵タンク５３は、パイプ２５４及び下部燃料塩プレナム２１４を介して原子炉容器２１に接続される。なお、図６では、配管類２５の一部のみに符号を付すものとする。

燃料塩装荷装置５１は、燃料塩装荷装置室５６内に設置される。燃料塩装荷装置室５６内の円柱状の図は、熔融塩フリーべを示すものとする。燃料塩装荷装置室５６の外側にある円柱状の図は、熔融塩搬入ヤードに置かれた、ＬｉＦ、ＵＦ_４、ＢｅＦ_２、ＴｈＦ_４等を示すものとする。燃料塩脱水還元装置５２の近傍には、フッ化水素ガス、ヘリウムガス、水素ガスのボンベが設置される。移動用タンク５４は、化学処理のために化学処理プラント５７へ移動させることが可能なタンクであって、処理済後は元の位置に戻される。符号５８はオフガスシステム（Ｘｅ、Ｋｒ等除去）を示すものとする。

一次系システム５の最も重要な装置は、原子炉容器２１であり、炉心２２（コア）内で発生した核分裂反応により温められた燃料塩は、コア出口（上述の上部黒鉛反射材２２１ａの開口部）から排出され、ポンプ２３２により一次熱交換器２３１に搬送される。この後、一次熱交換器２３１において燃料塩と冷却塩（二次塩）との間で熱の交換が行われる。以下、冷却塩（二次塩）の流れ等について説明する。

図７は、本実施形態に係る熔融塩原子炉プラントにおける熔融塩原子炉の二次系ループに関係するシステム図である。

＜冷却塩（二次塩）の流れ等について＞
二次系ループは、上述の核分裂反応によって発生した熱エネルギー（熱）が一次熱交換器ユニット２３を介して伝えられるシステムである。熱エネルギー（熱）は、二次系ループの冷却塩に伝えられる。

図７では、一次熱交換器２３１において燃料塩と冷却塩（二次塩）との間で熱の交換が行われ、温められた冷却塩は、ヘリウム加熱器６１に搬送される。冷却塩は、ヘリウム加熱器６１でヘリウムと熱交換を行って冷却された後、二次ポンプ６２で一次熱交換器２３１に再度送られる。以上により二次系ループ６が構成される。ヘリウム加熱器６１で加熱されたヘリウムは、ヘリウムガスタービン発電システム６３及びボトミングサイクル発電システム６４に送られ、その保持する熱エネルギーが回転エネルギーに変換され、発電機６５で電気エネルギーに変換される。本実施形態に係る熔融塩原子炉プラントでは、ヘリウムガスタービン発電システム６３及びボトミングサイクル発電システム６４のコンバインドシステムにより、例えば合計で約２．４万ｋＷｅの出力を実現する。

図８は、本実施形態に係る熔融塩原子炉プラントにおける熔融塩原子炉の一次系ループにおいてポンプ停止が生じた時の自然対流に関する説明図である。

＜自然対流等について＞
図８における左上の図は、一次系ループ（強制対流時）の燃料塩の流れについて示している。炉心内で発生した核分裂反応により温められた燃料塩は、ポンプ（Ｐ）により熱交換器（一次熱交換器）に強制的に搬送される。この後、燃料塩は、熱交換器において冷却塩（二次塩）との間で熱の交換が行われて冷却される。そして、炉心内へ戻される。図８における右側の図は、上述の燃料塩の流れについて、もう少し詳しく図示したものである。

図８における左下の図は、一次系ループ（ポンプ停止時）の燃料塩の流れについて示している。温められた燃料塩は、ポンプ停止時であっても自然対流により上述同様に循環する。なお、図には、炉心での浮力、流力、熱交換器での浮力が示される。

仮にポンプが故障しても燃料塩の一次系ループが自然循環で維持されることは、燃料塩の温度や組成が一次系ループ内で均質に保たれると言う液体燃料炉としての特性を維持する点で極めて重要である。燃料塩の温度が部位によって偏り、局部的に高温になると原子炉容器材料の高温脆化の原因となり炉寿命が短縮する。逆に局部的に熔融塩の融点を下回ると燃料塩が凍結してしまうおそれがある。一方、コア内で、ウラン濃度が局部的に上昇すると、その部位では想定以上に反応度が追加されて炉の暴走の原因となり得る。燃料塩の一次系ループの自然循環の仕組みは、原子炉の安全管理上極めて重要なポイントである。

図９は、本実施形態に係る熔融塩原子炉プラントの安全性に関する説明図である。

以下、絶対的安全性のイメージを説明する。ステップＳＳ１で示すように「制御棒・ドレインタンク排出バルブの故障」が生じた場合は、ステップＳＳ２で示すように「冷却システムが維持できれば安定」することになる。具体的には、一次系ループの機能や二次系ループの機能等が維持できれば安定することになり、結果、安全性が確保される。これに対し、ステップＳＳ３で示すように「冷却システムが機能不全となった場合」は、ステップＳＳ４で示すように「燃料塩の温度上昇」が発生する。しかしながら、ステップＳＳ５で示すように「負の温度係数により反応度（Ｋｅｆｆ値）低下」が起こることになる。具体的には、炉心２２内の複数の減速材２２２の断面形状を例えば「ヒトデ型」になるように工夫（図示省略）して大きな負の温度反応度係数を獲得し、この獲得した大きな負の温度反応度係数により潜在的な実行増倍率Ｋｅｆｆは低下することになる。実行増倍率Ｋｅｆｆの低下が起こると、ステップＳＳ６で示すように「１００日程度でＫｅｆｆ＜１、完全シャットダウン」、即ち実行増倍率Ｋｅｆｆが１よりも小さくなるような低下となり、ステップＳＳ７で示すように「収束」する結果、安全性が確保される。

なお、ステップＳＳ２で示す「冷却システムが維持」できていれば、ステップＳＳ３で示す「制御棒・ドレインタンク排出バルブの故障」が生じた場合であっても、最終的にステップＳＳ７で示す収束に至ることになる。

一方、ステップＳＳ５で「負の温度係数により反応度（Ｋｅｆｆ値）低下」が起こり、そして、ステップＳＳ８で示すように「Ｋｅｆｆ＜１まで反応度が低下しシャットダウン」に至ると、ステップＳＳ９で示すように「自然冷却でＫｅｆｆ＞１となるまで温度低下」が生じる場合もある。これにより、ステップＳＳ１０で示すように「Ｋｅｆｆ＞１となり再臨界」が生じ、燃料塩の温度が上昇する（ステップＳＳ４）。しかしながら、最終的には、ステップＳＳ７で示すように「収束」する結果となることから、安全性が確保される。

この他、ステップＳＳ４で「燃料塩の温度上昇」が発生し、そして、ステップＳＳ１１で示すように「すべてのポンプが機能不全となった場合」は、ステップＳＳ１２で示すように「自然循環により炉内温度が均質化」し、この状態で燃料塩の温度が上昇する（ステップＳＳ４）。しかしながら、最終的には、ステップＳＳ７で示すように「収束」する結果となることから、安全性が確保される。

本実施形態に係る熔融塩原子炉プラントでは、安全性が確保されていることが分かる。

以上、本発明の一実施形態について説明したが、本発明は、上述の実施形態に限定されるものではなく、本発明の目的を達成できる範囲での変形、改良等は本発明に含まれるものである。

即ち、図１乃至図９の説明に係る熔融塩原子炉プラントの構成は例示に過ぎず、特に限定されないものとする。即ち、上述した一連の構成の一部又は全部が熔融塩原子炉プラントに備えられていれば足り、この構成を実現するために例えば熔融塩原子炉プラントは、特に上述の例に限定されないものとする。熔融塩原子炉プラントは、上述のような発電に限らず、例えば熱エネルギーを利用して水素発生等に活用することも可能である。なお、熔融塩原子炉の変形例については、図１０を参照しながら後述する。

上述の本発明の一実施形態によれば、炉心２２に流れるように燃料塩を循環させる一次系ループ５００の構成のうち、一次熱交換器２３１が炉心２２に対し近接するように配置されることから、燃料塩の流れる経路（配管）を従来よりも格段に短くすることができる。また、一次系ループ５００の構成のうち、一次熱交換器２３１に接続される燃料塩戻りパス２５１が原子炉容器２１に接触したり近傍に配置されたりすることから、燃料塩の流れる経路（配管）を従来よりも格段に短くすることができる。従って、燃料塩の流れる経路（配管）を十分に短くし且つ表面積も少なくすることから、燃料塩の漏洩の可能性や熱的なロスを低下させることができる。また、一次熱交換器２３１や燃料塩戻りパス２５１が原子炉容器２１に一体化するような構造であることから、原子炉容器２１や一次熱交換器２３１等の収納空間の小型化を図ることができる。また、燃料塩戻りパス２５１が原子炉容器２１の外部に配置されることから、燃料塩の装荷部分や排出部分を設け易くすることができる。

この他、上述の熔融塩原子炉プラントとしては、上部燃料塩プレナム２１５に多量の余剰となる燃料塩が存在し、仮にコア出口（上部黒鉛反射材２２１ａの開口部）から想定外の高温の燃料塩が排出されても、上部燃料塩プレナム２１５内の温度が低い燃料塩によって温度上昇を緩和することができる。従って、原子炉容器２１等がその材料にダメージを受けるような高温の燃料塩に晒される可能性を低くすることができる（例えば公知のトリウム溶融塩増殖炉ＭＳＢＲや公知のＦＵＪＩのような分離型炉では、コア出口から高温の燃料塩が排出される。この高温の燃料塩は、ポンプ（燃料塩ポンプ）に繋がるパイプに直に接し、その燃料塩が仮に１０００℃を超えていた場合には、当該パイプ及びポンプに大きなダメージを与える可能性があった）。上述の余剰の燃料塩は、コア内で異常な反応度印加があった場合に、一次系システム５全体への波及を緩和するモデレーターとしての働きを期待することができる（コアでの異常な反応度印加の発生原因としては、一次熱交換器２３１に冷たい冷却塩が急激に流れ込んだ場合に、負の温度反応度係数効果により、コアの核分裂反応が急激に活発化することなどが想定される）。

上述の熔融塩原子炉プラントでは、上部燃料塩プレナム２１５内、ポンプ２３２内、一次熱交換器２３１内、配管類２５内、及び下部燃料塩プレナム２１４内に燃料塩が収容されており、これら収容された燃料塩の量としては、コア内に収容された燃料塩の約２倍に及んでいる。そのために、燃料塩内に含まれる核分裂生成物の量は、分離型炉（例えば公知のトリウム溶融塩増殖炉ＭＳＢＲが分離型炉として挙げられる。なお、本実施形態の方は、一体型炉である）に比べて薄まることになる。これにより、上述の熔融塩原子炉プラントは、同規模のコアの分離型炉と比べて燃料塩交換のインターバルを３倍に長期化することができ、また、長期化によってウランの回収率も高めることができる。

図１０は、本実施形態に係る熔融塩原子炉プラントにおける熔融塩原子炉の変形例を示す垂直断面図である。

図１０において、変形例としての熔融塩原子炉２は、原子炉容器２１と、この原子炉容器２１内に設けられる炉心２２と、一次熱交換器ユニット２３と、制御棒２４と、配管類２５とを備えて構成される（この構成は一例であるものとする）。また、熔融塩原子炉２は、一次熱交換器ユニット２３や配管類２５を含む一次系ループ５００と、ドレインタンク３とを備えて構成される。熔融塩原子炉２は、一次系ループ５００やドレインタンク３と共に格納容器４にて覆われ、この格納容器４は、原子炉室１１に設置される。一次熱交換器ユニット２３は、一次熱交換器２３１と、ポンプ２３２とを備えて構成される。一次熱交換器ユニット２３は、例えば図２に示すものと同様に、４つ備えられる。従って、図１０では、一次熱交換器２３１とポンプ２３２とが４つずつ備えられる（ここで説明の数は一例であるものとする。例えば一次熱交換器２３１が６つ備えられてもよい。また、一次熱交換器２３１とポンプ２３２とが同じ数でなくてもよい）。一次系ループ５００は、一次熱交換器ユニット２３と、配管類２５の一部とを含んで構成される。一次系ループ５００は、図１０では４つ備えられる。配管類２５の一部としては、ポンプ２３２と一次熱交換器２３１とを繋ぐ燃料塩搬送管２５８が挙げられる。また、一次熱交換器２３１と下部燃料塩プレナム２１４とを繋ぐ燃料塩戻りパス２５１が挙げられる。なお、一次熱交換器２３１には、冷却塩が流れるパイプ２５５、２５６が接続される。パイプ２５５、２５６は、格納容器４及び原子炉室１１を貫通する。変形例では、燃料塩貯蔵タンク５３が原子炉容器２１の上側に接続される（一例であるものとする。図６に示すように、下部燃料塩プレナム２１４からのびるパイプ２５４に接続されてもよいものとする）。

変形例としての熔融塩原子炉２では、一次熱交換器２３１が原子炉容器２１の側壁２１３の外面に固定される。別な言い方をすれば、一次熱交換器２３１が炉心２２に対し近接するように配置される。一次熱交換器２３１の固定としては、側壁２１３の外面に例えばハステロイ（登録商標）Ｎを材料にした専用の箱体を設けて、その中に収容されるような固定が一例として挙げられる。なお、側壁２１３の外面でなく、原子炉容器２１内に固定するのであれば、側壁２１３の一部を外側に膨らませて収容部を形成し、その中に収容されるような固定等が一例として挙げられる。上述の専用の箱体の例は、一次熱交換器ユニット２３の数に合わせて例えば炉心軸ＣＬ１（図３参照）を中心に９０度間隔で配置されたり、或いは側壁２１３の周囲を囲むように配置されたりするものとする。また、上述の収容部の例では、一次熱交換器ユニット２３の数に合わせて例えば炉心軸ＣＬ１（図３参照）を中心に９０度間隔で外側に膨らませたり、或いは側壁２１３をこの全周にわたって外側に膨らませたりして形成されるものとする。一次熱交換器２３１からのびる燃料塩戻りパス２５１は、例えば図３に示す状態と同じに原子炉容器２１の外部に配置される。

従って、上述と同様に、炉心２２に流れるように燃料塩を循環させる一次系ループ５００の構成のうち、一次熱交換器２３１が炉心２２に対し近接するように配置されることから、燃料塩の流れる経路（配管）を従来よりも格段に短くすることができる。また、一次系ループ５００の構成のうち、一次熱交換器２３１に接続される燃料塩戻りパス２５１が原子炉容器２１に接触したり近傍に配置されたりすることから、燃料塩の流れる経路（配管）を従来よりも格段に短くすることができる。従って、燃料塩の流れる経路（配管）を十分に短くし且つ表面積も少なくすることから、燃料塩の漏洩の可能性や熱的なロスを低下させることができる。また、一次熱交換器２３１や燃料塩戻りパス２５１が原子炉容器２１に一体化するような構造であることから、原子炉容器２１や一次熱交換器２３１等の収納空間の小型化を図ることができる。また、図１０の例では、原子炉容器２１や一次熱交換器２３１、ポンプ２３２が独立するような配置になることから、夫々のメンテナンスをし易くすることができる。

なお、図１０では、端部にポンプフィン２３２ｂを設けたポンプシャフト２３２ａの軸が鉛直方向にのびるようにポンプ２３２が縦置きに設置されているが、この限りでないものとする。即ち、ポンプシャフト２３２ａの軸が例えば水平方向にのびるようにポンプ２３２が横置きに設置されてもよいものとする。この場合、原子炉容器２１の上壁の形状が、ポンプ２３２の配置が変わることによってシンプルになることから、例えば上壁を取り外すことによる炉心２２の点検やメンテナンスをし易くすることができる。

以上をまとめると、本発明が適用される熔融塩原子炉プラントは、次のような構成を取れば足り、各種各様な実施形態をとることができる。

即ち、本発明が適用される熔融塩原子炉プラントは、
原子炉容器（例えば図６の原子炉容器２１）と、当該原子炉容器の内部に設けられる炉心（例えば図６の炉心２２）と、当該炉心に流れるように燃料塩を循環させる一次系ループ（例えば図６の一次系ループ５００）とを備え、
前記一次系ループは、前記炉心に前記燃料塩が流れた際の核分裂反応によって発生した熱エネルギーを熱交換により冷却塩に伝える一次熱交換器（例えば図６の一次熱交換器２３１）を有する、熔融塩原子炉プラントにおいて、
前記一次系ループは、前記一次熱交換器から流れる前記燃料塩を前記炉心に戻すための燃料塩戻りパス（例えば図６の燃料塩戻りパス２５１）を更に有し、且つ、当該一次熱交換器が前記原子炉容器の内部又は外部において当該炉心に対し近接するように配置され、且つ、当該一次熱交換器に接続される当該燃料塩戻りパスが当該原子炉容器の当該外部に配置される。

本発明が適用される熔融塩原子炉プラントによれば、一次熱交換器を炉心に対し近接するように配置することから、従来に比べ燃料塩の流れる経路（配管）を短くすることができる。これにより、燃料塩の漏洩の可能性や熱的なロスを低下させると共に、原子炉容器や一次熱交換器等の収納空間の小型化を図ることができる。

また、熔融塩原子炉プラントによれば、前記燃料塩戻りパスは、少なくとも一部（例えば図５の上側部分２５１ａ）が前記原子炉容器の外面に接する。

本発明が適用される熔融塩原子炉プラントによれば、燃料塩戻りパスの少なくとも一部が原子炉容器の外面に接することから、原子炉容器からの熱を受けて保温され、燃料塩の熱的なロスを更に低下させることができる。

また、熔融塩原子炉プラントによれば、前記燃料塩戻りパスの前記一部は、前記原子炉容器の曲面形状となる前記外面に対し面接触する容器接触面（例えば図５の容器接触面２５１ｃ）を有して断面非円形状に形成される。

本発明が適用される熔融塩原子炉プラントによれば、燃料塩戻りパスの一部が原子炉容器の外面に対し極力多く面接触することから、全長が短い燃料塩戻りパスの中でも特に熱的なロスを最小化することができる。

また、熔融塩原子炉プラントによれば、前記一次熱交換器は、前記炉心に対し、当該炉心の炉心軸（例えば図３の炉心軸ＣＬ１）に沿った鉛直方向の上側に配置される。

本発明が適用される熔融塩原子炉プラントによれば、一次熱交換器を炉心の上側に近接させるように配置することから、一体型炉としてより良いものを提供することができる。

また、熔融塩原子炉プラントによれば、前記一次熱交換器は、前記炉心に対し、当該炉心の炉心軸（例えば図３の炉心軸ＣＬ１）に交差する軸に沿った水平方向となる横側に配置される（例えば図１０の例）。

本発明が適用される熔融塩原子炉プラントによれば、一次熱交換器を炉心の横側に近接させるように配置することから、一体型炉としてより良いものを提供することができる。また、熔融塩原子炉プラントによれば、原子炉容器や一次熱交換器等を独立させることができることから、夫々のメンテナンスをし易くすることができる。

１・・・建屋
２・・・熔融塩原子炉
３・・・ドレインタンク
４・・・格納容器
２１・・・原子炉容器
２２・・・炉心
２３・・・一次熱交換器ユニット
２３１・・・一次熱交換器
２３２・・・ポンプ
２５１・・・燃料塩戻りパス
２５１ａ・・・上側部分
２５１ｂ・・・下側部分
２５１ｃ・・・容器接触面
５００・・・一次系ループ

Claims (5)

1. 原子炉容器と、当該原子炉容器の内部に設けられる炉心と、当該炉心に流れるように燃料塩を循環させる一次系ループとを備え、
   前記一次系ループは、前記炉心に前記燃料塩が流れた際の核分裂反応によって発生した熱エネルギーを熱交換により冷却塩に伝える一次熱交換器を有する、熔融塩原子炉プラントにおいて、
   前記一次系ループは、前記一次熱交換器から流れる前記燃料塩を前記炉心に戻すための燃料塩戻りパスを更に有し、且つ、当該一次熱交換器が前記原子炉容器の内部又は外部において当該炉心に対し近接するように配置され、且つ、当該一次熱交換器に接続される当該燃料塩戻りパスが当該原子炉容器の当該外部に配置される、熔融塩原子炉プラント。
2. 前記燃料塩戻りパスは、少なくとも一部が前記原子炉容器の外面に接する、
   請求項１に記載の熔融塩原子炉プラント。
3. 前記燃料塩戻りパスの前記一部は、前記原子炉容器の曲面形状となる前記外面に対し面接触する容器接触面を有して断面非円形状に形成される、
   請求項２に記載の熔融塩原子炉プラント。
4. 前記一次熱交換器は、前記炉心に対し、当該炉心の炉心軸に沿った鉛直方向の上側に配置される、
   請求項１乃至３のうち何れか１項に記載の熔融塩原子炉プラント。
5. 前記一次熱交換器は、前記炉心に対し、当該炉心の炉心軸に交差する軸に沿った水平方向となる横側に配置される、
   請求項１乃至３のうち何れか１項に記載の熔融塩原子炉プラント。
   

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