JP3874310B2

JP3874310B2 - Liquid metal cooled fast reactor

Info

Publication number: JP3874310B2
Application number: JP24007795A
Authority: JP
Inventors: 満神戸
Original assignee: Central Research Institute of Electric Power Industry
Current assignee: Central Research Institute of Electric Power Industry
Priority date: 1995-09-19
Filing date: 1995-09-19
Publication date: 2007-01-31
Anticipated expiration: 2015-09-19
Also published as: JPH0990073A

Description

【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は、液体金属冷却高速炉に関する。さらに詳述すると、炉出力の増大を図ることができ、しかも迅速な燃料交換が可能な液体金属冷却炉に関するものである。
【０００２】
【従来の技術】
従来の高速炉として、多数の棒状燃料集合体をそれぞれ装荷するタイプのものがある。しかしながら、この高速炉では、崩壊熱の除去に長時間を要する等の理由から燃料交換を迅速に行うことができず、また、燃料交換を行うための燃料取扱機構、即ち回転プラグ、燃料交換機及び燃料出入機等の大型化を招いていた。一方、使用済み燃料を交換する場合、先ず原子炉容器内にポットを挿入し、このポットに交換する棒状燃料集合体を移し替えて冷却材に浸した状態でポットごと棒状燃料集合体を原子炉容器から引き抜くタイプの高速炉もあったが、交換する燃料集合体は多数であるため、燃料交換作業に手間がかかることには変わりはなかった。このため、改良型の液体金属冷却高速炉として、即ち、燃料取扱機構の簡素化と燃料交換作業の迅速化とを高水準で達成する液体金属冷却高速炉として、特公平７−１３６６２号公報に開示された小型液体金属冷却高速炉が知られている。この小型液体金属冷却高速炉は、一体型燃料集合体をポット内に挿入し、このポットごと一体型燃料集合体を単一の炉心に装荷している。そして、使用済みの燃料を交換する場合、一体型燃料集合体をポット内の冷却材に浸したままの状態でこのポットごと原子炉容器から引き抜き、冷却機能付きのナトリウムキャスクに収容する。
【０００３】
【発明が解決しようとする課題】
しかしなから、上記従来の小型液体金属冷却高速炉では、一体型燃料集合体をポットごと炉心から引き抜いて燃料交換を行うので、一体型燃料集合体及びポットを大型化することができず、適用できる原子炉が、発電を行う場合の出力で数万ｋＷｅ程度の小型のものに限定されてしまうという問題があった。このため、燃料取扱機構の簡素化と燃料交換作業の迅速化を図りつつ、しかも原子炉の出力規模を大きくすることが困難であった。
【０００４】
【課題を解決するための手段】
本発明は、先ず第１に、発生した高速中性子を有効に利用して炉出力の増大を図ることができる液体金属冷却高速炉を提供することを目的とする。また、第２に、燃料取扱構造の簡素化及び燃料交換に要する時間の短縮化を図りつつ、しかも原子炉の大出力化が可能な液体金属冷却高速炉を提供することを目的とする。
【０００５】
上記目的を達成するために請求項１記載の発明は、原子炉容器（熱交換器を収容するものを除く）内に、隣接するもの同士が互いの漏れ中性子を核分裂反応に寄与させる複数の炉心を備えて液体金属冷却高速炉を構成する。したがって、この液体金属冷却高速炉では、中性子経済が向上し、各燃料を別々の原子炉に装荷した場合の合計出力に比べ、炉全体の出力が向上すると共に増殖比が改善される。
【０００６】
また、請求項２記載の発明は、一体型燃料集合体を遮蔽プラグの開口部より出し入れする方式の液体金属冷却高速炉において、原子炉容器（熱交換器を収容するものを除く）内に複数のポット収容体を設けると共に、一体型燃料集合体をポットに挿入した状態で各ポット収容体内に装荷して隣接するもの同士が互いの漏れ中性子を核分裂反応に寄与させる複数の炉心を形成し、各ポット収容体に冷却系配管を接続して各炉心内をそれぞれ冷却する一方、燃料交換を行う場合には、一体型燃料集合体をポット内の冷却材に浸したままの状態でポットごと原子炉容器より取り出す構成にしたものである。
【０００７】
したがって、冷却材は、冷却系配管が接続された各ポット収容体内に供給される。各ポット収容体内にはポットに挿入された状態で一体型燃料集合体が装荷されており、冷却材は各ポット毎に一体型燃料集合体を冷却しながら循環する。そして、燃料交換時には、ポットをポット収容体から持ち上げることによって、一体型燃料集合体をポットごと炉外へ取り出す。このとき、ポット内には冷却材が溜まっているため、使用済み燃料は冷却材に浸されたままの状態で取り出される。燃料交換は、各ポット毎に行われる。また、ポットの設置数の増加に応じて装荷する燃料の量が増え、高速炉の出力が大きくなる。
【０００８】
【発明の実施の形態】
以下、本発明の構成を図面に示す最良の形態に基づいて詳細に説明する。
【０００９】
図１及び図２は、本発明に係る液体金属冷却高速炉の実施の一形態を示している。この液体金属冷却高速炉１は、原子炉容器２を塞ぐ遮蔽プラグ３４の開口部３４ａより一体型燃料集合体を出し入れする方式のものである。なお、図１では、ループ型原子炉に適用した場合を示している。
【００１０】
液体金属冷却高速炉１は、原子炉容器２内にポット収容体としての炉内中性子遮蔽体３を設けている。炉内中性子遮蔽体３は、炉心支持構造４上の複数箇所、例えば７箇所に設けられている。各炉内中性子遮蔽体３内には、図３に示すように、後述する一体型燃料集合体５がポット６に挿入された状態で装荷され、これにより、例えば７個の炉心が形成される。なお、図中符号３５は原子炉容器２内を上下に画する隔壁である。各炉内中性子遮蔽体３は、隔壁３５の下側に設置されている。
【００１１】
ポット６は、図４に示すように、少なくとも２重壁に構成された有底筒状体で、炉心槽７を形成する内壁と外壁との間に、冷却材（例えば液体ナトリウム）８を底部に導くための下降流路９を形成している。また、外壁の上端近傍位置には、下降流路９に臨んで開口する冷却材流入孔２１が、例えば２箇所に設けられている。このポット６は、例えばオーステナイト系ステンレス鋼等で作られている。
【００１２】
炉心槽７を構成する内壁の更に内側には、必要に応じて冷却材８の流量を配分するための隔壁１０が設けられている。この流量配分用隔壁１０は、炉心槽７内を内側領域７ａと外側領域７ｂとに仕切り、冷却材８の流れを各領域７ａ，７ｂに分けるものである。また、図５に示すように、炉心槽７を構成するポット６の内壁の下部は内側に折り返されており、これにより折り返し部分１１が形成されている。この折り返し部分１１には、冷却材８を外側領域７ｂに導入するための流入孔１４が適宜数設けられている。また、この折り返し部分１１には、燃料ピン支持板１２が載置されている。
【００１３】
一体型燃料集合体５を構成する多数の燃料ピン１３は、燃料ピン支持板１２に対して、締め付けナット等の締め付け手段により或いはフランジによる係合手段やその他の固定手段により固定されている。燃料ピン支持板１２は、炉心槽７の内側に形成されている段付き部１５に嵌合されている。燃料ピン支持板１２は、この段付き部１５によって上下方向には拘束されるが、径方向には隙間を設けて熱膨張し得るように支持されている。また、燃料ピン支持板１２には、各燃料ピン１３の間に冷却材８を流入させるための孔１６が設けられている。
【００１４】
隔壁１０は、軸方向に分割されたある程度の長さを有する複数の円筒から構成されている。燃料ピン支持板１２とグリッド１７との間、並びにグリッド１７とその上部のグリッド１７との間に隔壁１０を継ぎ足すことで、炉心槽７内を全域において内側領域７ａと外側領域７ｂとに仕切ることができる。
【００１５】
グリッド１７は、炉心槽７に形成された余裕ある大きめの段付け部１８によって半径方向及び軸方向の熱膨張を許容し得るように支持されている。このグリッド１７にも、燃料ピン支持板１２と同様に、冷却材８を通過させるための孔１６が多数設けられている。また、グリッド１７には隔壁１０を支持するための環状溝１９がその下面或いは上面若しくは双方に設けられ、隔壁１０が冷却材８によって移動しないように支持されている。なお、グリッド１７と隔壁１０との継ぎ目部分で内側領域７ａから外側領域７ｂへの冷却材８の漏れが起こり得るが、本発明では、それはさほど重要な問題とはならない。また、図中符号２３は、整流コーンである。この整流コーン２３は、冷却材８の流れの反転を容易にするために設けられている。
【００１６】
ポット６の上端の開口は、排出口２２となっている。各領域７ａ，７ｂを流れながらポット６内を冷却した冷却材８は、この排出口２２から原子炉容器２内に流出する。また、ポット６の上端には、燃料交換のためのハンドリング・ヘッド２０が設けられている。このハンドリング・ヘッド２０は、燃料交換の際にグリッパの爪を内側から引っかけるための係合部、例えばフランジである。
【００１７】
一体型燃料集合体５は、多数の燃料ピン１３より構成される。例えば、約５０００本の燃料ピン１３で構成された一体型燃料集合体５は、約５万ｋＷ程度の発電出力に相当する。燃料ピン１３は、特に詳細に図示していないが、通常は、被覆管内に燃料等を収容して端栓や中間栓等で密封し、これにより、燃料２４、軸ブランケット２５、ガスプレナム２６、遮蔽体２７，２７、等の領域をピン（被覆管）内に設けることが一般的である。また、各燃料ピン１３のうち、一体型燃料集合体５の周縁部分に位置するものは、例えばウラン２３８等のブランケット物質が挿入されたブランケット燃料となっている。
【００１８】
これらの燃料ピン１３は、通常必要な段数のグリッド１７，…，１７によって相互に拘束され、且つ炉心槽７に固定される。一体型燃料集合体５の中央部には、ポイズンロッドを挿入するためのポイズンロッド領域２８が形成されている。また、図示はしていないが、一体型燃料集合体５の中央部近傍の数カ所には、制御棒挿入領域が形成されている。この他に必要に応じて一体型燃料集合体５の内部に制御領域を設けることが可能である。
【００１９】
各炉内中性子遮蔽体３は、棒状に成形された中性子遮蔽部材の集合体であり、全体として円筒形状を成している。各炉内中性子遮蔽体３の内周面には、図３に示すように、ポット６の冷却材流入孔２１に対向して環状溝３ａが形成されている。また、炉内中性子遮蔽体３には、この環状溝３ａに臨んで開口するポート３ｂが設けられている。このポート３ｂには、冷却系配管、具体的には冷却材供給管２９が接続されている。冷却材供給管２９は、入口配管３０及び１次主循環ポンプを介して図示しない中間熱交換器に接続されており、この中間熱交換器を通過して冷却された冷却材８をポット６内に導いている。
【００２０】
各炉内中性子遮蔽体３と各ポット６との間には、上下一対のシール部材３１，３２が設けられている。各シール部材３１，３２は、図６に詳しく示すように、例えば蛇腹形状を成しており、炉内中性子遮蔽体３の内周面の環状溝３ａを挟んだ上下両方の位置に全周にわたって設けられている。即ち、各シール部材３１，３２の基端はポット６の内周面に固着される一方、他端はポット６の外周面に弾性力をもって当たり密着している。したがって、ポート３ｂから環状溝３ａ内の空間に流入した冷却材８は、各シール部材３１，３２でシールされた空間を通ってポット６内に流入する。環状溝３ａ及び各シール部材３１，３２は炉内中性子遮蔽体３の内周面の全周にわたって設けられているので、炉内中性子遮蔽体３内に挿入されたポット６の向きが周方向のいずれに在っても、換言すると冷却材流入孔２１が周方向のいずれに向いていても、冷却材供給管２９から供給される冷却材８が冷却材流入孔２１を通じてポット６内に導かれる。
【００２１】
そして、ポット６内に導かれた冷却材８は、下降流路７を通って底部に向かって流れた後、整流コーン２３に沿って反転し、炉心槽７の内側領域７ａと外側領域７ｂを流れて一体型燃料集合体５の間を通過する。これにより、各燃料ピン１３が冷却される。各燃料ピン１３を冷却した冷却材８は、排出口２２から炉心上部機構３３の周囲に流出し、図７に示すように、出口配管３６から吸い上げられて中間熱交換器へと導かれる。７箇所の炉心について同様に冷却材８が循環し、各炉心の冷却が行われる。
【００２２】
なお、各シール部材３１，３２は、使用済み燃料を交換するためにポット６が炉内中性子遮蔽体３から引き抜かれた場合、弾性変形しながらポット６より外れてその引き抜きを許容する。一方、ポット６が炉内中性子遮蔽体３内に挿入されて燃料が装荷された場合、各シール部材３１，３２は、ポット６の外周面に密着して環状溝３ａと冷却材流入孔２１とを一連の通路として接続する。
【００２３】
原子炉容器２内の７個の炉内中性子遮蔽体３は、図２に示すように、中央に配置された一の炉内中性子遮蔽体３を囲むようにして他の炉内中性子遮蔽体３を配置しているので、各々を接近させて配置することができて原子炉容器２内の空間の有効利用が図られている。
【００２４】
表１に、単一の炉心を備える場合と、この炉心を７個集めて設置した場合における電気出力等の試算結果を示す。この表からも明かなように、本発明の高速炉では燃料の装荷量が７倍になっているのに過ぎないが、電気出力としては１０倍のものを得ることができる。また、増殖比及び燃焼度も増加する。この場合、炉心寿命は、いずれも５年としている。
【００２５】
【表１】

以上のように構成された液体金属冷却高速炉１では、次のようにして使用済み燃料を取り出す。
【００２６】
先ず、図８に示すように、一体型燃料集合体５（炉心）内のポイズンロッド領域２８にポイズンロッド３７を挿入し、臨界に対する安全性を確保する。次に、図９に示すように、炉心上部機構３３を引き抜く。その後、図１０に示すように、ポット６に専用のグリッパ３８を取り付けてポット６を引き抜く。ポット６内には冷却材８が溜まっており、一体型燃料集合体５は冷却材８に浸されたままの状態でポット６ごと引き抜かれる。この場合、ポット６内の冷却材８は冷却材流入孔２１の下端位置まで溜まっており、各燃料ピン１３は頂部まで冷却材８に浸されて各燃料ピン１３の健全性が保証される。そして、引き抜かれたポット６は、図１１に示すように、炉上部に待機している冷却機能付きナトリウムキャスク３９に収容されて搬出される。
【００２７】
なお、炉心上部機構３３及びポット６は、図示しないクレーン装置によって引き抜かれる。このクレーン装置は、原子炉のメンテナンス用のものであり、原子炉には必ず設置されている汎用機である。本発明の高速炉１では、このクレーン装置を使用して燃料交換を行うので、従来の高速炉で必要であった専用機である燃料取扱構造を不要にできる。したがって、付属設備の合理化が図れると共に、原子炉建屋も小型化でき、炉の建築コストを低減できる。
【００２８】
本発明の液体金属冷却高速炉１は、原子炉停止から２週間の崩壊熱減衰待ち時間を経過した後に燃料交換を行うことを想定している。２週間の崩壊熱減衰待ち時間を経過した時の冷却材８の温度が２００℃であったとすると、原子炉内から取り出されて１時間経過した後のポット６内の冷却材８の温度は３７０℃程度、燃料ピン１３の局所最高温度は４５０℃程度になる。実際には、原子炉容器２から取り出されたポット６内の一体型燃料集合体５は、直ちにナトリウムキャスクに３９収容されるため、燃料ピン１３はより低い温度に保持される。
【００２９】
表２は、本発明に係る液体金属冷却高速炉１と、従来の液体金属冷却炉（棒状燃料集合体をナトリウムポットに挿入した状態で引き抜くタイプ、及び一体型燃料集合体を直接装荷するタイプ）との崩壊熱減衰待ち時間及び燃料交換時間を比較したものである。本発明に係る液体金属冷却高速炉１では、崩壊熱減衰待ち時間と燃料交換時間のいずれも著しく短縮される。なお、表２において、評価符号○は優れている、×は劣っている、を意味する。
【００３０】
【表２】

なお、燃料を装荷する場合には、上述の手順を逆に行って一体型燃料集合体５をポット６ごと炉内中性子遮蔽体３内に挿入する。
【００３１】
上述のループ型高速炉では、原子炉容器内に隣接して設けられた各炉心が互いに影響を及ぼし合って中性子経済を向上させ、電気出力を大きくできる。
【００３２】
なお、本発明に係る液体金属冷却高速炉１では、原子炉容器２を小型化できる。表３は、本発明に係る液体金属冷却高速炉と従来の高速炉について、電気出力６０万ｋＷのものについて試算した結果を比較している。従来の高速炉では、使用済み燃料の徐熱の観点から、燃料交換の際に炉心から引き抜いた使用済み燃料集合体の頂部が原子炉容器２内の冷却材自由液面上に露出するのを防止するため、原子炉容器２の高さが大きくなる欠点があった。これに対して一体型燃料集合体５を用いる本発明では、ポット６内に冷却材８が確保されるため、原子炉容器２の高さの大幅削減が可能である。この場合、原子炉容器２の直径を従来のものに対して大型化することなく、原子炉容器２の高さの低減を可能にしている。
【００３３】
【表３】

尚、上述の形態は本発明の好適な形態の一例ではあるがこれに限定されるものではなく本発明の要旨を逸脱しない範囲において種々変形実施可能である。
【００３４】
例えば、本実施例では、原子炉容器２内の７箇所にポット６を設置して７個の炉心を構成した場合について説明したが、ポット６を設置して構成する炉心の数は７個に限るものではなく、必要とする炉出力等に応じて適宜数の炉心を備えても良いことは勿論である。この場合、原理的には一体型燃料集合体５の数に応じて任意の出力が得られる。ただし、原子炉出力の上限は、本発明にて論じている炉心の形態及び取扱方式の観点からの制約の他に、原子炉構造の強度及び製作・施行上の制約などにも依存する。本発明は前者の制約を緩和するためのものであり、従来型炉と同様に後者の制約は受けるため、現状技術での炉出力の上限はほぼ１２０万ｋＷｅ程度と考えられる。
【００３５】
また、本実施例では、一体型燃料集合体５をポット６内に設置して炉心に装荷するタイプの高速炉１について説明したが、ポット６を用いることなく一体型燃料集合体５を直接炉心に装荷するタイプの高速炉に適用しても良いことは勿論である。
【００３６】
また、本実施例では、燃料ピン１３をまとめて構成した一体型燃料集合体５を炉心に装荷するタイプの高速炉１について説明したが、装荷燃料は必ずしも一体型燃料集合体５である必要はなく、多数の棒状燃料集合体を炉心に個別に装荷するタイプの高速炉に適用しても良いことは勿論である。
【００３７】
【発明の効果】
以上説明したように、請求項１記載の液体金属冷却高速炉は、原子炉容器（熱交換器を収容するものを除く）内に、隣接するもの同士が互いの漏れ中性子を核分裂反応に寄与させる複数の炉心を備えているので、中性子経済が向上し、炉出力を向上させることができると共に、増殖比を改善することができる。
【００３８】
また、請求項２記載の液体金属冷却高速炉は、原子炉容器（熱交換器を収容するものを除く）内に複数のポット収容体を設けると共に、一体型燃料集合体をポットに挿入した状態で前記各ポット収容体内に装荷して隣接するもの同士が互いの漏れ中性子を核分裂反応に寄与させる複数の炉心を形成し、前記各ポット収容体に冷却系配管を接続して前記各炉心内をそれぞれ冷却するので、設置するポット数を増加させることで燃料の装荷量を増やすことができる。このため、原子炉の大出力化を容易に図ることができる。また、中性子経済が向上し、炉出力を向上させることができると共に、増殖比を改善することができる。
【００３９】
また、燃料交換を行う場合には、前記一体型燃料集合体を前記ポット内の冷却材に浸したままの状態で前記ポットごと前記原子炉容器より取り出すので、原子炉停止後、ある程度崩壊熱を除去した段階で燃料交換を開始することができる。このため、燃料交換作業を早期に開始できて崩壊熱減衰待ち時間を大幅に短縮でき、原子力発電プラントの稼動率を向上させることができる。また、燃料交換作業が簡単なものになるので、交換作業自体に要する時間も短縮でき、原子力発電プラントの稼動率をさらに向上させることができる。
【００４０】
さらに、一体型燃料集合体を使用することで、炉に設置されているクレーン装置を使用して燃料交換を行うことが可能になる。このため、従来の高速炉で必要であった燃料交換機が不要になり、高速炉の建設費を抑制することができ、発電コストの低減を図ることができる。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明に係る液体金属冷却高速炉の実施の一形態を示し、ループ型の原子炉に適用した場合の構成を概略的に示す断面図である。
【図２】図１の液体金属冷却高速炉の炉心のレイアウトを平面的に示す配置図である。
【図３】図１の液体金属冷却高速炉の要部を示す断面図である。
【図４】図１の液体金属冷却高速炉のポットを詳細に示す断面図である。
【図５】図４のポットの一部を拡大した断面図である。
【図６】図１の液体金属冷却高速炉の炉内中性子遮蔽体とポットとの間のシール構造を示す概略構成図である。
【図７】図２の矢線ＶＩＩ−ＶＩＩに沿う液体金属冷却高速炉の断面図である。
【図８】図１の液体金属冷却高速炉の燃料交換の手順を示す図である。
【図９】図８に続く燃料交換の手順を示す図である。
【図１０】図９に続く燃料交換の手順を示す図である。
【図１１】図１０に続く燃料交換の手順を示す図である。
【符号の説明】
１液体金属冷却高速炉
２原子炉容器
３炉内中性子遮蔽体（ポット収容体）
５一体型燃料集合体
６ポット
８冷却材
２９冷却材供給管（冷却系配管）
３４遮蔽プラグ
３４ａ開口部[0001]
BACKGROUND OF THE INVENTION
The present invention relates to a liquid metal cooled fast reactor. More specifically, the present invention relates to a liquid metal cooling furnace capable of increasing the furnace output and enabling quick fuel change.
[0002]
[Prior art]
As a conventional fast reactor, there is a type in which a large number of rod-shaped fuel assemblies are loaded. However, in this fast reactor, it is not possible to quickly change the fuel because it takes a long time to remove decay heat, and a fuel handling mechanism for changing the fuel, that is, a rotary plug, a fuel exchanger, and The size of the fuel entry / exit machine has been increased. On the other hand, when replacing spent fuel, a pot is first inserted into the reactor vessel, the rod-shaped fuel assembly to be replaced is transferred to the pot, and the rod-shaped fuel assembly together with the pot is immersed in the coolant. Although there was a type of fast reactor that was pulled out of the vessel, there were many fuel assemblies to be replaced, and there was no change in the effort to change the fuel. Therefore, as an improved liquid metal cooled fast reactor, that is, as a liquid metal cooled fast reactor that achieves a high level of simplification of the fuel handling mechanism and rapid fuel change operation, Japanese Patent Publication No. 7-13661 discloses. The disclosed small liquid metal cooled fast reactor is known. In this small liquid metal cooled fast reactor, an integral fuel assembly is inserted into a pot, and the integral fuel assembly is loaded together with the pot in a single core. When the spent fuel is exchanged, the integrated fuel assembly is pulled out of the reactor vessel while being immersed in the coolant in the pot, and is stored in a sodium cask with a cooling function.
[0003]
[Problems to be solved by the invention]
However, in the conventional small liquid metal cooled fast reactor, the integral fuel assembly is pulled out from the core together with the pot, and the fuel is exchanged. Therefore, the integral fuel assembly and the pot cannot be enlarged and applied. There is a problem that the reactors that can be produced are limited to small-sized reactors that generate about tens of thousands of kilowatts when power is generated. For this reason, it has been difficult to increase the output scale of the reactor while simplifying the fuel handling mechanism and speeding up the fuel exchange operation.
[0004]
[Means for Solving the Problems]
A first object of the present invention is to provide a liquid metal cooled fast reactor capable of increasing the reactor power by effectively using the generated fast neutrons. A second object of the present invention is to provide a liquid metal cooled fast reactor capable of simplifying the fuel handling structure and shortening the time required for fuel replacement while increasing the power output of the nuclear reactor.
[0005]
The invention of claim 1, wherein in order to achieve the above object, in the reactor vessel (excluding those for accommodating the heat exchanger), a plurality of adjacent ones is to contribute to the fission reaction leakage neutrons another core A liquid metal cooled fast reactor is provided. Therefore, in this liquid metal cooled fast reactor, the neutron economy is improved, and the output of the entire reactor is improved and the breeding ratio is improved as compared with the total output when each fuel is loaded in a separate reactor.
[0006]
The invention according to claim 2 is a liquid metal cooled fast reactor in which a unitary fuel assembly is taken in and out through an opening of a shielding plug, and a plurality of reactors (excluding those containing a heat exchanger) are provided in a reactor vessel. And a plurality of cores in which the adjacent fuel assemblies are loaded in each pot container in a state where the integral fuel assemblies are inserted into the pots and the adjacent neutrons contribute to the fission reaction , While cooling system piping is connected to each pot container to cool each reactor core, when fuel is exchanged, the atomized fuel assembly is immersed in the coolant in the pot and the atoms in each pot. It is configured to be taken out from the furnace vessel.
[0007]
Therefore, the coolant is supplied into each pot container to which the cooling system pipe is connected. An integrated fuel assembly is loaded in each pot container while being inserted into the pot, and the coolant circulates while cooling the integrated fuel assembly for each pot. When the fuel is changed, the integral fuel assembly is taken out of the furnace together with the pot by lifting the pot from the pot container. At this time, since the coolant is accumulated in the pot, the spent fuel is taken out while being immersed in the coolant. The fuel change is performed for each pot. In addition, the amount of fuel to be loaded increases as the number of installed pots increases, and the output of the fast reactor increases.
[0008]
DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION
Hereinafter, the configuration of the present invention will be described in detail based on the best mode shown in the drawings.
[0009]
1 and 2 show an embodiment of a liquid metal cooled fast reactor according to the present invention. The liquid metal cooled fast reactor 1 is of a type for loading and unloading an integral fuel assembly from the opening 34a of the shield plug 34 for closing the reactor vessel 2. In addition, in FIG. 1, the case where it applies to a loop reactor is shown.
[0010]
The liquid metal cooled fast reactor 1 is provided with a reactor neutron shield 3 as a pot container in a reactor vessel 2. The in-core neutron shield 3 is provided at a plurality of locations on the core support structure 4, for example, 7 locations. In each reactor neutron shield 3, as shown in FIG. 3, an integrated fuel assembly 5 to be described later is loaded in a state of being inserted into the pot 6, thereby forming, for example, seven cores. . In the figure, reference numeral 35 denotes a partition wall that vertically defines the inside of the reactor vessel 2. Each in-core neutron shield 3 is installed below the partition wall 35.
[0011]
As shown in FIG. 4, the pot 6 is a bottomed cylindrical body configured with at least a double wall, and a coolant (for example, liquid sodium) 8 is placed between the inner wall and the outer wall forming the reactor core tank 7 at the bottom. The descending flow path 9 is led to lead to. Further, in the vicinity of the upper end of the outer wall, coolant inflow holes 21 that open to face the descending flow path 9 are provided, for example, at two locations. The pot 6 is made of, for example, austenitic stainless steel.
[0012]
A partition wall 10 for distributing the flow rate of the coolant 8 as needed is provided further inside the inner wall constituting the core tank 7. The partition wall 10 for flow distribution partitions the inside of the core tank 7 into an inner region 7a and an outer region 7b, and divides the flow of the coolant 8 into the

regions

7a and 7b. Moreover, as shown in FIG. 5, the lower part of the inner wall of the pot 6 which comprises the core tank 7 is turned inside, and the turn part 11 is formed by this. The folded portion 11 is provided with an appropriate number of inflow holes 14 for introducing the coolant 8 into the outer region 7b. A fuel pin support plate 12 is placed on the folded portion 11.
[0013]
A large number of fuel pins 13 constituting the integrated fuel assembly 5 are fixed to the fuel pin support plate 12 by fastening means such as fastening nuts, or by engaging means using flanges or other fixing means. The fuel pin support plate 12 is fitted into a stepped portion 15 formed inside the core tank 7. The fuel pin support plate 12 is restrained in the vertical direction by the stepped portion 15, but is supported so as to be thermally expanded with a gap in the radial direction. The fuel pin support plate 12 is provided with holes 16 for allowing the coolant 8 to flow between the fuel pins 13.
[0014]
The partition wall 10 is composed of a plurality of cylinders having a certain length divided in the axial direction. By adding the partition wall 10 between the fuel pin support plate 12 and the grid 17 and between the grid 17 and the grid 17 on the grid 17, the inside of the reactor core 7 is divided into the inner region 7 a and the outer region 7 b in the entire region. be able to.
[0015]
The grid 17 is supported by a large stepped portion 18 formed in the core tank 7 so as to allow thermal expansion in the radial direction and the axial direction. Similar to the fuel pin support plate 12, the grid 17 is provided with a large number of holes 16 for allowing the coolant 8 to pass therethrough. Further, the grid 17 is provided with an annular groove 19 for supporting the partition wall 10 on the lower surface or the upper surface thereof or both, and the partition wall 10 is supported by the coolant 8 so as not to move. Note that the coolant 8 may leak from the inner region 7a to the outer region 7b at the joint portion between the grid 17 and the partition wall 10. However, in the present invention, this is not a significant problem. Reference numeral 23 in the figure denotes a rectifying cone. The rectifying cone 23 is provided to facilitate the reversal of the flow of the coolant 8.
[0016]
The opening at the upper end of the pot 6 is a discharge port 22. The coolant 8 that has cooled the inside of the pot 6 while flowing through the

regions

7 a and 7 b flows out from the discharge port 22 into the reactor vessel 2. A handling head 20 for changing fuel is provided at the upper end of the pot 6. The handling head 20 is an engaging portion, for example, a flange, for hooking a gripper claw from the inside during fuel exchange.
[0017]
The integrated fuel assembly 5 includes a large number of fuel pins 13. For example, the integrated fuel assembly 5 constituted by about 5000 fuel pins 13 corresponds to a power generation output of about 50,000 kW. The fuel pin 13 is not shown in detail in detail, but normally, fuel or the like is accommodated in a cladding tube and sealed with an end plug, an intermediate plug or the like, whereby a fuel 24, a shaft blanket 25, a gas plenum 26, a shield. It is common to provide regions such as

bodies

27 and 27 in a pin (cladding tube). Further, among the fuel pins 13, the one located at the peripheral portion of the integrated fuel assembly 5 is a blanket fuel in which a blanket material such as uranium 238 is inserted.
[0018]
These fuel pins 13 are normally bound to each other by the required number of grids 17,..., And fixed to the reactor core 7. A poison rod region 28 for inserting a poison rod is formed in the central portion of the integrated fuel assembly 5. Although not shown, control rod insertion regions are formed at several locations near the center of the integrated fuel assembly 5. In addition, it is possible to provide a control region inside the integral fuel assembly 5 as necessary.
[0019]
Each in-core neutron shield 3 is an assembly of neutron shielding members formed in a rod shape, and has a cylindrical shape as a whole. As shown in FIG. 3, an annular groove 3 a is formed on the inner peripheral surface of each in-core neutron shield 3 so as to face the coolant inflow hole 21 of the pot 6. The in-furnace neutron shield 3 is provided with a port 3b that opens toward the annular groove 3a. A cooling system pipe, specifically, a coolant supply pipe 29 is connected to the port 3b. The coolant supply pipe 29 is connected to an intermediate heat exchanger (not shown) via the inlet pipe 30 and the primary main circulation pump, and the coolant 8 that has passed through the intermediate heat exchanger is cooled in the pot 6. Leading to.
[0020]
A pair of upper and

lower sealing members

31 and 32 are provided between each in-core neutron shield 3 and each pot 6. As shown in detail in FIG. 6, each

seal member

31, 32 has, for example, a bellows shape, and extends over the entire circumference at both upper and lower positions sandwiching the annular groove 3 a on the inner peripheral surface of the in-core neutron shield 3. Is provided. That is, the base ends of the

seal members

31 and 32 are fixed to the inner peripheral surface of the pot 6, while the other ends are in contact with and closely contact the outer peripheral surface of the pot 6 with an elastic force. Therefore, the coolant 8 that has flowed into the space in the annular groove 3 a from the port 3 b flows into the pot 6 through the space sealed by the

seal members

31 and 32. Since the annular groove 3a and the

seal members

31 and 32 are provided over the entire inner peripheral surface of the in-core neutron shield 3, the direction of the pot 6 inserted in the in-core neutron shield 3 is circumferential. In any case, in other words, regardless of which coolant inflow hole 21 faces in the circumferential direction, the coolant 8 supplied from the coolant supply pipe 29 is guided into the pot 6 through the coolant inflow hole 21. .
[0021]
Then, the coolant 8 introduced into the pot 6 flows toward the bottom through the descending flow path 7, and then reverses along the rectifying cone 23, so that the inner region 7 a and the outer region 7 b of the reactor core 7 are moved. It flows between the integrated fuel assemblies 5. Thereby, each fuel pin 13 is cooled. The coolant 8 that has cooled each fuel pin 13 flows out from the discharge port 22 to the periphery of the core upper mechanism 33, and is sucked up from the outlet pipe 36 and led to the intermediate heat exchanger as shown in FIG. Similarly, the coolant 8 circulates in the seven cores, and the cores are cooled.
[0022]
In addition, when the pot 6 is pulled out from the in-core neutron shield 3 in order to replace the spent fuel, the

seal members

31 and 32 come out of the pot 6 and allow the pulling out while elastically deforming. On the other hand, when the pot 6 is inserted into the in-core neutron shield 3 and fuel is loaded, the

seal members

31 and 32 are brought into close contact with the outer peripheral surface of the pot 6 and the annular groove 3a and the coolant inflow hole 21. Are connected as a series of passages.
[0023]
As shown in FIG. 2, the seven in-core neutron shields 3 in the reactor vessel 2 are arranged with other in-core neutron shields 3 so as to surround one in-core neutron shield 3. Therefore, they can be arranged close to each other, and the space in the reactor vessel 2 is effectively used.
[0024]
Table 1 shows the results of trial calculations such as electrical output when a single core is provided and when seven such cores are collected and installed. As is clear from this table, in the fast reactor of the present invention, the amount of fuel loaded is only 7 times, but an electric output of 10 times can be obtained. Also, the growth ratio and burnup increase. In this case, the core life is 5 years.
[0025]
[Table 1]

In the liquid metal cooled fast reactor 1 configured as described above, spent fuel is taken out as follows.
[0026]
First, as shown in FIG. 8, a poison rod 37 is inserted into the poison rod region 28 in the integral fuel assembly 5 (core) to ensure safety against criticality. Next, as shown in FIG. 9, the core upper mechanism 33 is pulled out. Thereafter, as shown in FIG. 10, a dedicated gripper 38 is attached to the pot 6 and the pot 6 is pulled out. The coolant 8 is accumulated in the pot 6, and the integrated fuel assembly 5 is pulled out together with the pot 6 while being immersed in the coolant 8. In this case, the coolant 8 in the pot 6 is accumulated up to the lower end position of the coolant inflow hole 21, and each fuel pin 13 is immersed in the coolant 8 to the top to ensure the soundness of each fuel pin 13. Then, as shown in FIG. 11, the pulled pot 6 is accommodated in a sodium cask 39 with a cooling function that is waiting at the upper part of the furnace and is carried out.
[0027]
The core upper mechanism 33 and the pot 6 are pulled out by a crane device (not shown). This crane device is for maintenance of a nuclear reactor, and is a general-purpose machine that is always installed in a nuclear reactor. In the fast reactor 1 of the present invention, fuel is exchanged using this crane device, so that a fuel handling structure, which is a dedicated machine required in the conventional fast reactor, can be eliminated. Therefore, it is possible to rationalize the attached equipment, to reduce the size of the reactor building, and to reduce the construction cost of the reactor.
[0028]
The liquid metal cooled fast reactor 1 of the present invention assumes that the fuel is changed after the decay heat decay waiting time of 2 weeks has elapsed since the reactor shutdown. Assuming that the temperature of the coolant 8 when the decay heat decay waiting time of 2 weeks has elapsed is 200 ° C., the temperature of the coolant 8 in the pot 6 after being taken out of the reactor and passed 1 hour is 370. The local maximum temperature of the fuel pin 13 is about 450 ° C. Actually, the integrated fuel assembly 5 in the pot 6 taken out from the reactor vessel 2 is immediately accommodated in the sodium cask 39, so that the fuel pin 13 is kept at a lower temperature.
[0029]
Table 2 shows a liquid metal cooled fast reactor 1 according to the present invention and a conventional liquid metal cooled reactor (a type in which a rod-shaped fuel assembly is pulled out in a state inserted in a sodium pot and a type in which an integrated fuel assembly is directly loaded) And decay heat decay waiting time and fuel exchange time. In the liquid metal cooled fast reactor 1 according to the present invention, both the decay heat decay waiting time and the fuel exchange time are significantly shortened. In Table 2, the evaluation code “◯” means excellent, and “x” means inferior.
[0030]
[Table 2]

In addition, when loading fuel, the above-mentioned procedure is reversed and the integral fuel assembly 5 is inserted into the in-core neutron shield 3 together with the pot 6.
[0031]
In the loop-type fast reactor above mentioned, to improve the neutron economy each core provided adjacent the reactor vessel each other influence each other, it can be increased electrical output.
[0032]
In a liquid metal cooled fast reactor 1 according to the present invention can reduce the size of the reactor vessel 2. Table 3 compares the results of trial calculations for a liquid metal cooled fast reactor according to the present invention and a conventional fast reactor with an electrical output of 600,000 kW. In the conventional fast reactor, from the viewpoint of gradual heating of the spent fuel, the top of the spent fuel assembly pulled out of the core at the time of fuel replacement is exposed on the coolant free liquid surface in the reactor vessel 2. In order to prevent this, there was a drawback that the height of the reactor vessel 2 was increased. On the other hand, in the present invention using the integrated fuel assembly 5, the coolant 8 is secured in the pot 6, so that the height of the reactor vessel 2 can be greatly reduced. In this case, the height of the reactor vessel 2 can be reduced without increasing the diameter of the reactor vessel 2 compared to the conventional one.
[0033]
[Table 3]

The above-described embodiment is an example of a preferred embodiment of the present invention, but is not limited thereto, and various modifications can be made without departing from the scope of the present invention.
[0034]
For example, in this embodiment, a case where seven cores are configured by installing pots 6 at seven locations in the reactor vessel 2 has been described. However, the number of cores configured by installing the pots 6 is seven. Of course, the number of cores may be appropriately set according to the required reactor power and the like. In this case, in principle, an arbitrary output can be obtained according to the number of integrated fuel assemblies 5. However, the upper limit of the reactor power depends on the strength of the reactor structure and the restrictions on manufacturing and implementation in addition to the constraints from the viewpoint of the core configuration and handling method discussed in the present invention. The present invention is intended to alleviate the restriction of the former, and is subject to the latter restriction in the same manner as the conventional furnace, so the upper limit of the furnace power in the current technology is considered to be about 1,200,000 kWe.
[0035]
Further, in the present embodiment it has been described about the type fast reactor 1 to be loaded into the core by installing an integral fuel assembly 5 to the pot 6, the integrated fuel assembly 5 without using the pot 6 directly Of course, the present invention may be applied to a fast reactor of the type loaded in the core.
[0036]
Further, necessary in the present embodiment, an integrated fuel assembly 5 constructed collectively fuel pin 13 describes the fast reactor 1 of the type loaded in the core, loading fuel is 5 necessarily integral fuel assembly Of course, the present invention may be applied to a type of fast reactor in which a large number of rod-shaped fuel assemblies are individually loaded into the core.
[0037]
【The invention's effect】
As described above, in the liquid metal cooled fast reactor according to claim 1 , adjacent ones in the reactor vessel (excluding those containing the heat exchanger) contribute to each other 's leaking neutrons in the fission reaction. Since a plurality of cores are provided, the neutron economy can be improved, the reactor power can be improved, and the breeding ratio can be improved.
[0038]
The liquid metal-cooled fast reactor according to claim 2 is a state in which a plurality of pot containers are provided in a nuclear reactor vessel (except for a container that houses a heat exchanger) , and an integral fuel assembly is inserted into the pot. The adjacent ones loaded in each pot container form a plurality of cores that contribute to each other 's leakage neutrons in the fission reaction, and a cooling system pipe is connected to each pot container to connect the inside of each core. Since each of them is cooled, the amount of fuel loaded can be increased by increasing the number of pots to be installed. For this reason, it is possible to easily increase the power output of the nuclear reactor. Moreover, the neutron economy is improved, the furnace power can be improved, and the breeding ratio can be improved.
[0039]
In addition, when the fuel is exchanged, the integral fuel assembly is taken out from the reactor vessel together with the pot while being immersed in the coolant in the pot. The fuel change can be started at the stage of removal. For this reason, the fuel exchange operation can be started early, the decay heat decay waiting time can be greatly shortened, and the operating rate of the nuclear power plant can be improved. Further, since the fuel replacement work becomes simple, the time required for the replacement work itself can be shortened, and the operating rate of the nuclear power plant can be further improved.
[0040]
Furthermore, by using an integral fuel assembly, it is possible to perform fuel replacement using a crane device installed in the furnace. For this reason, the fuel changer required in the conventional fast reactor becomes unnecessary, the construction cost of the fast reactor can be suppressed, and the power generation cost can be reduced.
[Brief description of the drawings]
FIG. 1 is a cross-sectional view schematically showing a configuration of an embodiment of a liquid metal cooled fast reactor according to the present invention when applied to a loop reactor.
FIG. 2 is a layout diagram illustrating a layout of a core of the liquid metal cooled fast reactor of FIG.
3 is a cross-sectional view showing a main part of the liquid metal cooled fast reactor of FIG. 1. FIG.
4 is a cross-sectional view showing in detail a pot of the liquid metal cooled fast reactor of FIG. 1;
FIG. 5 is an enlarged cross-sectional view of a part of the pot of FIG.
6 is a schematic configuration diagram showing a seal structure between an in-core neutron shield and a pot of the liquid metal cooled fast reactor of FIG. 1. FIG.
FIG. 7 is a cross-sectional view of the liquid metal cooled fast reactor along the arrow VII-VII in FIG.
FIG. 8 is a diagram showing a procedure for fuel replacement in the liquid metal cooled fast reactor of FIG. 1;
FIG. 9 is a diagram showing a fuel exchange procedure following FIG. 8;
FIG. 10 is a diagram showing a fuel exchange procedure following FIG. 9;
FIG. 11 is a diagram showing a fuel exchange procedure following FIG. 10;
[Explanation of symbols]
1 Liquid metal cooled fast reactor 2 Reactor vessel 3 In-reactor neutron shield (pot container)
5 Integrated fuel assembly 6 Pot 8 Coolant 29 Coolant supply pipe (cooling system pipe)
34 Shielding plug 34a Opening

Claims

Into the reactor vessel (excluding those for accommodating the heat exchanger), liquid metal adjacent ones is characterized in that it comprises a plurality of core to contribute to the fission reaction leakage neutrons mutual cooled fast reactor.

In a liquid metal cooled fast reactor in which an integral fuel assembly is taken in and out through an opening of a shielding plug, a plurality of pot receptacles are provided in a reactor vessel (except for one that contains a heat exchanger) , and A plurality of cores that are loaded in the respective pot containers with adjacent body fuel assemblies inserted into the pots and adjacent to each other contribute to the fission reaction are formed in each pot container, and a cooling system is provided in each pot container When piping is connected to cool the inside of each of the reactor cores while the fuel is exchanged, the reactor vessel and the pot together with the integrated fuel assembly are immersed in the coolant in the pot. A liquid metal-cooled fast reactor characterized by taking out more.