JP2023182118A - 原子炉システム - Google Patents

Abstract

【課題】製造可能な最大容量の原発を設置せざるをえないという非効率さを低減する。【解決手段】被覆燃料粒子、減速材及び冷却材を用いる複数の原子炉と、蒸気発生器と、前記蒸気発生器に連通する蒸気タービンと、を備え、一つの前記蒸気発生器に対して前記複数の原子炉が接続されている。【選択図】図１

Description

本発明は、原子炉システムに関する。

従来、様々な原子力プラントの開発が進められている。例えば特許文献１には、敷地内に複数の原子炉を設置するようにした原子力プラントにおいて、複数の炉心の各々を内部に収納した複数の原子炉容器と、前記複数の原子炉容器の各々を内部に収納した複数の原子炉格納容器と、前記複数の原子炉格納容器のすべてを内部に収納した原子炉建屋と、を備え、前記原子炉建屋の水平断面形状は略円形又は略正方形であることを特徴とする原子力プラントが記載されている。

特開平１０－１１５６９２号公報

本発明の第１の態様に係る原子炉システムは、被覆燃料粒子、減速材及び冷却材を用いる複数の原子炉と、前記原子炉から取り出される熱エネルギーから蒸気を発生する蒸気発生器と、前記蒸気発生器に連通しており前記蒸気が持つエネルギーを回転エネルギーに変換する蒸気タービンと、を備え、一つの前記蒸気発生器に対して前記複数の原子炉が接続されている。

本発明の第２の態様に係る原子炉システムは、第１の態様に係る原子炉システムであって、前記蒸気発生器から配管が水平方向に放射状に伸び、その先に前記原子炉が接続されている。

本発明の第３の態様に係る原子炉システムは、第１の態様に係る原子炉システムであって、前記蒸気発生器から伸びた配管が途中で分岐し、分岐先のそれぞれに前記原子炉が接続されている。

本発明の第４の態様に係る原子炉システムは、第１から３のいずれかの態様に係る原子炉システムであって、前記複数の原子炉のそれぞれと前記蒸気発生器とは二重配管で接続されており、当該二重配管は、内管と、当該内管の円周方向に渡って間隔を設けて覆う外管とで構成されており、当該内管には、原子炉から前記蒸気発生器に向かう高温ガスが通り、当該外管には、前記蒸気発生器から原子炉に戻る低温ガスが通る。

本発明の第５の態様に係る原子炉システムは、第１から４のいずれかの態様に係る原子炉システムであって、前記原子炉、前記蒸気発生器の全てもしくはいずれかは、水平方向の熱膨張を許容する構造体によって下から支持されている。

本発明の第６の態様に係る原子炉システムは、第５の態様に係る原子炉システムであって、前記水平方向の熱膨張を許容する構造体は、フリーボールベアリングである。

本発明の第７の態様に係る原子炉システムは、第１から６のいずれかの態様に係る原子炉システムであって、前記原子炉および／または前記蒸気発生器は、地震時の加振に対して揺れを抑える支持構造体によって支持されている。

本発明の第８の態様に係る原子炉システムは、第７の態様に係る原子炉システムであって、前記支持構造体は、ダンパーである。

本発明の第９の態様に係る原子炉システムは、第１から８のいずれかの態様に係る原子炉システムであって、前記原子炉および前記蒸気発生器は第１の階層に配置され、前記蒸気タービンは当該第１の階層より上の第２の階層に配置されている。

本発明の第１０の態様に係る原子炉システムは、第１から９のいずれかの態様に係る原子炉システムであって、前記冷却材を純化するとともに当該冷却材を冷やす冷却材純化設備と、前記複数の原子炉と前記冷却材純化設備の吸込口とをつなぐ吸込配管と、前記複数の原子炉と前記冷却材純化設備の吐出口とをつなぐ吐出配管と、を更に備え、前記原子炉が正常に冷却できない場合、前記冷却材が前記冷却材純化設備を通って冷やされ、当該冷やされた冷却材が再度、原子炉に供給される。

本発明の第１１の態様に係る原子炉システムは、第１から１０のいずれかの態様に係る原子炉システムであって、前記原子炉は、ガス冷却炉である。

本発明の一態様によれば、出力の小さな原子炉を、電力需要の要求に合わせて必要な基数だけ複数設置し、かつ複数の原子炉から取り出される熱エネルギーを一つの蒸気発生器に接続することで、電力需要の要求に応じた電力を発電することができ、効率性を向上させることができる。

本実施形態の原子炉システムの一例を示す概略模式図である。 本実施形態の別の第１態様に係る原子炉システムにおいて、蒸気発生器と原子炉の接続態様の一例を示す概略模式図である。 本実施形態の別の第２態様に係る原子炉システムにおいて、蒸気発生器と原子炉の接続態様の一例を示す概略模式図である。 本実施形態の別の第２態様に係る原子炉システムの構成の一例を示す斜視図である。 本実施形態の二重配管の構成の一例を示す斜視図である。 本実施形態の原子炉システムにおける原子炉の支持態様の一例を示す模式図である。 原子炉の固定方法の一例を示す模式図である。 原子炉システムの構成要素の設置例を示す模式図である。 冷却の仕組みの一例を説明する模式図である。

以下、各実施形態について、図面を参照しながら説明する。但し、必要以上に詳細な説明は省略する場合がある。例えば、既によく知られた事項の詳細説明や実質的に同一の構成に対する重複説明を省略する場合がある。これは、以下の説明が不必要に冗長になるのを避け、当業者の理解を容易にするためである。

原子炉は開発にコストがかかるため、新しく原子力発電所を設置する場合は通常最も新しく開発された原子炉が設置される。このため電力需要に合わせた出力の原子炉を選定することはなされず、電力需要がそれほど大きくない地域であっても、製造可能な最大容量の原発を設置せざるをえないという非効率さがあるという課題がある。

本実施形態では、この課題に対して、出力の小さな原子炉を、電力需要地の要求に合わせて必要な基数だけ設置し、かつ原子炉から取り出される熱エネルギーから蒸気を発生する蒸気発生器、さらに蒸気を動力に変換する蒸気タービン及び動力を電気に変換する発電機を１基もしくは最小限の数とすることで、効率性を向上させ、この課題を解決する。また１つの蒸気発生器、蒸気タービンに複数の原子炉を、分岐配管（例えばＴ字配管）を用いて接続するため、これらにより原子炉システムに組み込む設備の物量を合理的に出来る限り削減し、製作および建設コストを削減することができる。

上記の課題に加えて、本実施形態に係る原子炉システムでは、高温になる原子炉圧力容器が複数設置されることで、原子炉圧力容器と蒸気発生器の間を結ぶ配管が取り付けられるノズルに応力（例えば熱応力または地震等の負荷）が大きくなり、設備の損傷を招くおそれがあることが第２の課題である。
この第２の課題に対して、高温になる原子炉圧力容器の熱変位を吸収するため、原子炉、蒸気発生器の全てもしくはいずれかは、熱膨張に応じて水平方向に移動可能にする構造体（例えばフリーボールベアリング）によって、垂直荷重は支えながらも水平方向の変位は拘束しないことで解決する。

さらに上記の課題に加えて、安全性を高めるために新たな設備を付加した場合には、経済性が悪化するとともに運用の複雑さを招くために新たな事故等の懸念を内包するという別の課題がある。
この課題に対し、付加的な設備を用いずに原子炉の安全性を向上させるために、通常運転中に冷却材ヘリウムを純化する設備を介した放熱を利用して事故時の冷却系として利用できるようにし、経済性の悪化や運用の複雑さを招くという課題を解決する。

図１は、本実施形態の原子炉システムの一例を示す概略模式図である。図１に示すように、原子炉システムＳは、原子炉１、原子炉２、原子炉１及び原子炉２が第１配管Ｐ１及び第２配管Ｐ２を介して接続されている蒸気発生器３、蒸気発生器３に連通する蒸気タービン４、蒸気タービン４と連結している発電機５、蒸気タービン４に連通する復水器６、冷却材（例えば低温ヘリウム）を循環させる循環機（Gas Circulator：GC）７を備える。蒸気発生器３は、原子炉から取り出される熱エネルギーから蒸気を発生する。蒸気タービン４は、当該蒸気が持つエネルギーを回転エネルギーに変換する。発電機５は、この回転エネルギーを電気に変換する。

一態様によれば、原子炉１、２の中でウランが核分裂によって出る熱を用いて原子炉１、２の中でつくられた高温へリウムを第１配管Ｐ１を介して蒸気発生器３に送る。蒸気発生器３は高温へリウムを用いて水を蒸気に変え、その蒸気の力で蒸気タービン４を回し，連結している発電機５で電気を起こす。蒸気タービン４を回し終えた蒸気は，復水器６で冷やされて水に戻り，蒸気発生器３へ送られる。高温へリウムは蒸気発生器３で水を蒸気に変えると温度が低下した低温ヘリウムとなり、この低温ヘリウムが循環機７によって第２配管Ｐ２を介して原子炉１、２へ送られる。

原子炉１及び原子炉２は、被覆燃料粒子、減速材（例えば黒鉛）、及び冷却材（例えばヘリウムガス）を用いる。減速材は、原子炉内で、核分裂で発生した高速の中性子の速度を落とし、次の核分裂を起こしやすい状態にするものである。例えば減速材として中性子を吸収しにくい黒鉛が使用される。一方、冷却材は原子炉内で発生した熱を取り出すために使われるものである。

一例では、原子炉１及び原子炉２はガス冷却炉の一つであり高温ガス炉であり、この高温ガス炉は例えば黒鉛を減速材としヘリウムを冷却材として用いる原子炉である。炉心温度が高くなるため、被覆燃料粒子は例えばセラミックス材料で被覆されている。

なお、原子炉１、２は上記で説明したガス冷却炉だけに限らず、水冷却炉、液体金属冷却炉、溶融塩炉であってもよい。ここで水冷却炉には、軽水冷却炉、重水冷却炉がある。軽水冷却炉の場合、軽水（普通の水）が減速材と冷却材に兼用されていてもよい。

図２は、本実施形態の別の第１態様に係る原子炉システムにおいて、蒸気発生器と原子炉の接続態様の一例を示す概略模式図である。図２に示すように、蒸気発生器３（具体的には例えば蒸気発生器３の複数の管台）から配管が水平方向に放射状に伸び、その先に原子炉１１、１２、１３、１４が接続されていてもよい。これにより、出力の調整をすることができる。なお、原子炉１１、１２、１３、１４それぞれと蒸気発生器３が、後述する二重配管によって接続されていてもよい。

図３Ａは、本実施形態の別の第２態様に係る原子炉システムにおいて、蒸気発生器と原子炉の接続態様の一例を示す概略模式図である。図３Ｂは、本実施形態の別の第２態様に係る原子炉システムの構成の一例を示す斜視図である。図３Ｃは、本実施形態の二重配管の構成の一例を示す斜視図である。図３Ａ及び図３Ｂに示すように、蒸気発生器３（具体的には例えば蒸気発生器３の管台）から伸びた二重配管Ｐ１０が途中で分岐し、分岐先のそれぞれが一つの原子炉（例えば図３Ｂに示すように原子炉の下面側）に接続されることによって、２基の原子炉２１、２２が１つの蒸気発生器３に接続されている。図３Ａ及び図３Ｃに示すように、二重配管Ｐ１０は、内管Ｐ１１と、内管Ｐ１１の円周方向に渡って間隔を設けて覆う外管Ｐ１２とで構成されている。図３Ｃに示すように、内管Ｐ１１には、原子炉２１、２２から蒸気発生器３に向かう高温ガスが通る。一方、外管１２には、蒸気発生器３から原子炉２１、２２に戻る低温ガスが通る。
同様に、図３Ａ及び図３Ｂに示すように、蒸気発生器３（具体的には例えば蒸気発生器３の管台）から伸びた二重配管Ｐ２０が途中で分岐し、分岐先のそれぞれが一つの原子炉（例えば図３Ｂに示すように原子炉の下面側）に接続されることによって、２基の原子炉２３、２４が１つの蒸気発生器３に接続されている。二重配管Ｐ２０は、内管Ｐ２１と、内管Ｐ２１の円周方向に渡って間隔を設けて覆う外管Ｐ２２とで構成されている。内管Ｐ２１には、原子炉２３、２４から蒸気発生器３に向かう高温ガスが通る。一方、外管２２には、蒸気発生器３から原子炉２３、２４に戻る低温ガスが通る。
図３Ｂに示すように、冷却材（例えば低温ヘリウム）を循環させる循環機（Ｇａｓ Ｃｉｒｃｕｌａｔｏｒ：ＧＣ）７１、７２が設けられ、蒸気発生器３に接続されている。循環機７１、７２は原子炉２１～２４と蒸気発生器３の間で冷却材を循環させる。複数台設置することで、１台を保守のために停止させた場合でも残りの循環機を作動させることで原子炉が稼働できるようにし、経済性を向上させることができる。

このような分岐配管（例えばＴ字配管）によって２基の原子炉が１つの蒸気発生器に接続される態様を、１以上組み合わせることで効率的な出力の増加が可能となる。

蒸気発生器３に設けられた管台と配管が接続する部分であるノズルの応力（例えば熱応力または地震等の負荷）が大きいが、ノズルが増えるとその分、応力が大きくなるという問題がある。これに対して、上記のように、分岐配管（例えばＴ字配管）によって２基の原子炉が１つの蒸気発生器に接続されることで、接続する原子炉を増やしつつ相対的にノズルの数を減らすことで、応力の増加を抑えることができる。

図４は、本実施形態の原子炉システムにおける原子炉の支持態様の一例を示す模式図である。図４に示すように、原子炉１は、水平方向の熱膨張を許容する構造体の一例であるフリーボールベアリング３１によって一例として下から支持されている。同様に、原子炉２は、水平方向の熱膨張を許容する構造体の一例であるフリーボールベアリング３２によって一例として下から支持されている。これにより、原子炉１、２が水平方向に熱膨張した場合でも、水平方向の熱膨張を許容することで発生する応力を緩和することができる。

なお、図４の例では、原子炉１、２がフリーボールベアリング３１、３２によって下から支持されているがこれに限らず、それに加えてもしくは替えて、蒸気発生器３がフリーボールベアリングによって下から支持されてもよい。一方、フリーボールベアリングは原子炉の下側(建屋側)に設置されることに限らず、これに替えてまたは加えて、原子炉の上側(機器側)に設置されてもよい。このように、原子炉、前蒸気発生器の全てもしくはいずれかは、水平方向の熱膨張を許容する構造体（例えばフリーボールベアリング）によって支持されている。

図５は、原子炉の固定方法の一例を示す模式図である。図５に示すように一例として、原子炉１は、ダンパー４１、４２、４３、４４を介して建物または構築物に固定されている。ここで、ダンパー４１、４２、４３、４４は、地震時の加振に対して揺れを抑える支持構造体の一例である。これによって、地震時の加振に対して、ダンパー４１、４２、４３、４４が揺れを吸収するので、原子炉１の揺れを抑えることができる。

なお、ここでは原子炉が、地震時の加振に対して揺れを抑える支持構造体（例えばダンパー）によって支持されている例を説明したが、これに加えてもしくは替えて、蒸気発生器が、地震時の加振に対して揺れを抑える支持構造体（例えばダンパー）によって支持されていてもよい。このように、原子炉および／または蒸気発生器は、地震時の加振に対して揺れを抑える支持構造体によって支持されていてもよい。

原子炉１、２および蒸気発生器３は第１の階層（下階ともいう）に配置され、蒸気タービン４は当該第１の階層より上の第２の階層（上階ともいう）に配置されてもよい。その一つの設置態様として上階を地上とし且つ下階を地下とした場合の設置例について図６を用いて説明する。図６は、原子炉システムの構成要素の設置例を示す模式図である。図６には、ｘ軸が水平方向を表し、ｚ軸が高さ方向を表しており、地盤表面の線であるグランドレベル（Ground Level：GL）が示されている。原子炉１、２、蒸気発生器３、蒸気タービン４及び発電機５は原子炉建屋９に設けられている。原子炉１、２及び蒸気発生器３は地下に配置され、蒸気タービン４及び発電機５は地上に配置されている。

ここで、地震等の異常時には、原子炉建屋９の扉５４などの構成要素に亀裂が入って開口部（図示せず）が形成される場合がある。原子炉１、２及び蒸気発生器３が地下に配置されることで、例えばブルトーザ５１などの建機によって周辺の土５５で、扉５４などに生じた開口部を遮蔽することで、事故または異常時に放射性物質が拡散しないように対処することが容易になる。

緊急時には、水を排出可能な消防車等５２のタンクに接続されたホースのノズル５３から放水することによって、放射性物質の拡散を抑制することが容易になる。
なお、上記の例では、第１の階層（下階）を地下とした場合について説明したが、これに限らず、第１の階層（下階）または第２の階層（上階）は半地下であってもよい。

図７は、冷却の仕組みの一例を説明する模式図である。図７に示すように、原子炉システムSは、冷却材（例えばヘリウム）を純化するとともに当該冷却材を冷やす冷却材純化設備８と、原子炉１、２と冷却材純化設備８の吸込口とをつなぐ吸込配管６１と、原子炉１、２と冷却材純化設備８の吐出口とをつなぐ吐出配管６２と、を更に備えてもよい。この場合、原子炉１、２が正常に冷却できない場合、当該冷却材（例えばヘリウム）が冷却材純化設備８を通って冷やされ、当該冷やされた冷却材が再度、原子炉１、２に供給される。

これにより、冷却材純化設備８で冷却材が冷やされ、吸込配管６１と吐出配管６２で冷却材が冷やされるので、冷却材を冷却することができ、異常時の冷却機能を兼ね合わせることができる。

以上、本実施形態に係る原子炉システムＳは、被覆燃料粒子、減速材及び冷却材を用いる複数の原子炉と、当該原子炉から取り出される熱エネルギーから蒸気を発生する蒸気発生器３と、蒸気発生器に連通しており当該蒸気が持つエネルギーを回転エネルギーに変換する蒸気タービン４と、を備え、一つの蒸気発生器３に対して複数の原子炉が接続されている。

この構成によれば、原子炉を小型化し、電力需要の要求に合わせて必要な基数だけ複数設置し、かつ複数の原子炉から取り出される熱エネルギーを一つの蒸気発生器に接続することで、電力需要の要求に応じた電力を発電することができ、効率性を向上させることができる。

以上、本発明は上記実施形態そのままに限定されるものではなく、実施段階ではその要旨を逸脱しない範囲で構成要素を変形して具体化できる。また、上記実施形態に開示されている複数の構成要素の適宜な組み合わせにより、種々の発明を形成できる。例えば、実施形態に示される全構成要素から幾つかの構成要素を削除してもよい。更に、異なる実施形態にわたる構成要素を適宜組み合わせてもよい。

１、１１、２、２１、２３、２５、２７ 原子炉
３ 蒸気発生器
３１、３２ フリーボールベアリング
４ 蒸気タービン
４１ ダンパー
５ 発電機
５１ ブルトーザ
５２ 排水車
５３ ノズル
６ 復水器
６１ 吸込配管
６２ 吐出配管
７ 循環機
８ 冷却材純化設備
Ｓ 原子炉システム

Claims (11)

1. 被覆燃料粒子、減速材及び冷却材を用いる複数の原子炉と、
   前記原子炉から取り出される熱エネルギーから蒸気を発生する蒸気発生器と、
   前記蒸気発生器に連通しており前記蒸気が持つエネルギーを回転エネルギーに変換する蒸気タービンと、
   を備え、
   一つの前記蒸気発生器に対して前記複数の原子炉が接続されている原子炉システム。
2. 前記蒸気発生器から配管が水平方向に放射状に伸び、その先に前記原子炉が接続されている
   請求項１に記載の原子炉システム。
3. 前記蒸気発生器から伸びた配管が途中で分岐し、分岐先のそれぞれに前記原子炉が接続されている
   請求項１に記載の原子炉システム。
4. 前記複数の原子炉のそれぞれと前記蒸気発生器とは二重配管で接続されており、
   当該二重配管は、内管と、当該内管の円周方向に渡って間隔を設けて覆う外管とで構成されており、当該内管には、原子炉から前記蒸気発生器に向かう高温ガスが通り、当該外管には、前記蒸気発生器から原子炉に戻る低温ガスが通る
   請求項１から３のいずれか一項に記載の原子炉システム。
5. 前記原子炉、前記蒸気発生器の全てもしくはいずれかは、水平方向の熱膨張を許容する構造体によって下から支持されている
   請求項１に記載の原子炉システム。
6. 前記水平方向の熱膨張を許容する構造体は、フリーボールベアリングである
   請求項５に記載の原子炉システム。
7. 前記原子炉および／または前記蒸気発生器は、地震時の加振に対して揺れを抑える支持構造体によって支持されている
   請求項１に記載の原子炉システム。
8. 前記支持構造体は、ダンパーである
   請求項７に記載の原子炉システム。
9. 前記原子炉および前記蒸気発生器は第１の階層に配置され、前記蒸気タービンは当該第１の階層より上の第２の階層に配置されている
   請求項１に記載の原子炉システム。
10. 前記冷却材を純化するとともに当該冷却材を冷やす冷却材純化設備と、
    前記複数の原子炉と前記冷却材純化設備の吸込口とをつなぐ吸込配管と、
    前記複数の原子炉と前記冷却材純化設備の吐出口とをつなぐ吐出配管と、
    を更に備え、
    前記原子炉が正常に冷却できない場合、前記冷却材が前記冷却材純化設備を通って冷やされ、当該冷やされた冷却材が再度、原子炉に供給される
    請求項１に記載の原子炉システム。
11. 前記原子炉は、ガス冷却炉である
    請求項１に記載の原子炉システム。