JP4349029B2 - ペブルベッド型高温ガス炉 - Google Patents

Description

この発明は、ペブルベッド型高温ガス炉に関し、特に冷却材の流入が失われた際の対応手段に関する。

ペブルベッド型高温ガス炉は燃料粒子を中央に埋め込んだ黒鉛球（ペブル）を燃料要素として炉心容器に入れ、黒鉛球の間に冷却材を流して冷却する原子炉であり、例えば特許文献１や特許文献２に記載されている。冷却材には一般にヘリウムガスを使用し、高温の炉心を通過させて加熱した冷却材をタービンに直接供給して発電する。

図５は、ペブルベッド型高温ガス炉の従来構造を示す縦断面図である。図５において、原子炉圧力容器１内の炉心２には上記した黒鉛球３が堆積され、炉心２を取り囲むように中性子の漏れを防ぐための黒鉛製の反射体４が配置されている。二重管構造のクロスダクト５の外管６から原子炉圧力容器１内に流入した低温の冷却材（ヘリウムガス）は、矢印で示すように、反射体４を通る流路孔７を上昇して炉上部プレナム８に導かれ、次いで炉心内を下降して高温に加熱される。この高温の冷却材は高温プレナム９に集められ、クロスダクト５の内管１０から原子炉圧力容器１外に流出する。
特開平３−２１８４９９号公報 特開平３−２７４４８９号公報

このようなペブルベッド型高温ガス炉において、一次系冷却材配管が破損して冷却材が失われた場合、図６に矢印で示すように原子炉圧力容器１内で炉心２の崩壊熱を熱源とする上昇流が発生し、冷却材が流路孔７を逆流して原子炉圧力容器１の外部の配管破損箇所から空気中に流出する。一方、この冷却材の流出に伴い、配管破損箇所から炉心２へは自然対流により空気が持続的に流入する。ところが、炉内に空気が流入すると炉心２及び炉内構造物が酸化により損傷する。そのため、一次系冷却材配管破損事故の影響の低減対策が従来から望まれている。

この対策として、外部からの空気の供給を制限するために、原子炉周囲の空間を外気から遮断する建屋構造としたり、不活性気体雰囲気にしたりする方法が考えられている。しかし、これらの対策はいずれも大掛かりな設備を必要とし、コスト負担が問題となる。

一方、図５において、炉上部空間１１内に設置した制御棒駆動装置１２などのメンテナンスのために、従来は炉上部空間１１内に人が立ち入っているが、その際には炉上部空間１１だけを空気雰囲気にする必要がある。そこで、炉上部空間１１とそれ以下の炉内空間１３とは完全にシールする構造になっているが、原子炉運転中は炉上部空間１１内にも冷却材が満たされ、その圧力は炉内空間１３と同じ圧力、例えば数ＭＰａに保たれている（なお、上記メンテナンス時には、炉内空間１３の圧力は大気圧まで下げられる。）。

そのため、一次系冷却材配管が破損して炉内空間１３の冷却材が失われた場合には、炉上部空間１１と炉内空間１３との間のシール構造に過大な差圧荷重が負荷され、シール構造が破損する恐れがある。これを防ぐには、例えば図６に示すように、炉上部空間１１と炉内空間１３とをバルブ１４を介して連通させる均圧機構１５を設け、通常運転時には閉めておいたバルブ１４を冷却材配管破損時には開き、炉上部空間１１と炉内空間１３との均圧を図ることが考えられる。ところが、このような均圧機構１５の信頼性を確保するためには、圧力容器１を貫通する配管１６を設けてバルブ１４などの動作部分を圧力容器１の外部に置き、定期的に点検できるようにする必要があり、その場合には圧力容器１を貫通する配管１６の破断による冷却材の喪失という新たな現象が懸念される。

この発明は、上記した事情のもとになされたもので、その課題は、一次系冷却材配管の破損に伴う原子炉の二次的な損傷を防止することにある。

まず、この発明は、二重管構造のクロスダクトの外管から原子炉圧力容器内に流入させた低温の冷却材を炉心を取り囲む反射体を通る流路孔を上昇させて炉上部プレナムに導き、次いでこの冷却材を炉心内を下降させて高温に加熱し、前記クロスダクトの内管から前記圧力容器外に流出させるペブルベッド型高温ガス炉において、前記流路孔の前記炉上部プレナムへの冷却材出口に、前記炉心内の冷却材の前記流路孔への逆流を阻止する逆流防止装置を設け、前記逆流防止装置は前記流路孔の冷却材出口にフロートを備え、このフロートは前記流路孔を上昇する前記冷却材の流体力により浮上して前記流路孔の冷却材出口を開く一方、前記冷却材の流入が失われると重力により落下して前記流路孔の冷却材出口を閉じるものとする（請求項１）。この請求項１の発明によれば、冷却材の流入が失われ、炉心内で冷却材の上昇流が発生した場合にも、この冷却材の流路孔への逆流を逆流防止装置により阻止することができるので、この逆流に伴う炉内への空気の流入も防止することができる。

なお、逆流防止装置として、事故を検知して流路孔を閉鎖する電気的な作動装置を設けることが考えられるが、原子炉圧力容器内は通常運転時には５００℃を超える高温となるため、そのような装置は現実的ではない。前記請求項１の発明によれば、フロートの上下により流路孔の冷却材出口を開閉する単純で機械的な構成を採用することにより、炉内の苛酷な雰囲気においても確実な動作を期待することができる。

請求項１の発明において、前記逆流防止装置を一体的にユニット構成し、原子炉圧力容器の上部遮へい板に挿脱可能に装着するのがよい（請求項２）。これにより、メンテナンス時に逆流防止装置を一括して脱着することができ、メンテナンス作業が容易になる。

また、請求項２の発明において、前記上部遮へい板の上方に原子炉圧力容器の上蓋を設け、この原子炉圧力容器の上蓋に、炉上部空間に設置された機器をメンテナンスするためのスタンドパイプを取り付けるものとする（請求項３）。この請求項３の発明によれば、メンテナンス用のスタンドパイプを通して炉上部空間の機器にアクセスすることにより、メンテナンス作業のために炉上部空間内に立ち入る必要がない。その結果、炉上部空間を空気雰囲気に置換する必要もなく、従って炉上部空間とそれ以下の空間との間のシール構造が不要となる。

この発明によれば、一次系冷却材配管が破損して冷却材の流入が失われた場合にも、冷却材の逆流に伴う炉内への空気の流入がなく、従って流入空気による炉心や炉内構造物の酸化が生じない。また、原子炉圧力容器の外側空間に、空気供給を制限するための大掛かりな設備も不要である。

更に、この発明によれば、炉上部空間のシール構造が不要となることから、均圧機構の設置も不要となり、従って均圧機構の設置に伴う新たな冷却材喪失機会の発生の恐れも生じない。

図１は、この発明の実施の形態を示す原子炉の縦断面図で、従来例と対応する部分には同一の符号を付してある。図１において従来技術（図５）と相違しているのは、まず流路孔７の炉上部プレナム８への冷却材出口７ａに、逆流防止装置１７が設置されている点である。逆流防止装置１７は、一次系冷却材配管の破損により原子炉圧力容器１への冷却材の流入が失われ、炉心２に冷却材の上昇流が発生した場合（図６参照）、炉心２から流路孔７への冷却材の逆流を阻止する役目をする。

図２は逆流防止装置１７を拡大して示す縦断面図で、図２（Ａ）は通常運転時、同（Ｂ）は冷却材喪失時を示している。また、図３は逆流防止装置１７の斜視図、図４は逆流防止装置１７の取付構成を示す縦断面図である。図３において、逆流防止装置１７はフロート１８を備え、フロート１８はその中心を緩く貫通する垂直なガイドロッド１９により、支持枠２０内で上下移動自在に案内支持されている。フロート１８は軽量の耐熱性材料、例えば黒鉛からなり、円錐状の弁体として構成されている。

支持枠２０は円形の上下の枠体２１及び２２と、それらの間を連結する３本の垂直な支柱２３とからなり、耐熱合金により一体的に成形されている。上部枠体２１は円板状で、中心にガイドロッド１９の上端部を通す図示しない穴が設けられ、周縁の３個所に取付ボルト２４（図４参照）を通す取付穴２５が設けられている。一方、下部枠体２２は環状で３本のスポーク２６を有し、隣接するスポーク２６の間に冷却材を通過させる開口２７が形成されるとともに、中心にガイドロッド１９の下端部を通す図示しない穴が設けられている。下部枠体２２の内側には、後述するようにフロート１８が着座する環状の弁座２８が装着されている。弁座２８は例えば黒鉛からなり、内周側にフロート１８の円錐面に対応する円錐面が形成されている。

逆流防止装置１７を図３に示すように組み立てるには、フロート１８の中心穴にガイドロッド１９を通し、その両端のねじ部にナット２９を装着した後、これらを支柱２３の間を潜らせて支持枠２０内に挿入し、ガイドロッド１９の両端ねじ部を上下枠体２１，２２の中心穴に嵌め込む。次いで、ガイドロッド１９の両端ねじ部に外側からナット３０を装着し、ナット２９，３０を締め付けて固定する。これにより、逆流防止装置１７は一体的にユニットとして構成される。

図３に示した逆流防止装置１７は、図４に示すように取付部材３１に結合されて取り扱われる。取付部材３１はセラミックからなる円柱状の棒材で、逆流防止装置１７は取付部材３１の下端面に取付穴２５（図３参照）を介して取付ボルト２４により固定されている。一方、炉上部プレナム８を囲む断面がコ字形の環状の側部ブロック３２の下部壁には、流路孔７の炉上部プレナム８への冷却材出口７ａの上面部に、逆流防止装置１７の下部枠体２２を嵌合させる受座３３が流路孔７と同心に設けられている。また、側部ブロック３の上部壁には流路孔７と同心に、逆流防止装置１７の取付部材３１を挿通させる貫通穴３４が設けられている。更に、原子炉圧力容器１の上部遮へい板３５には、図示しないシール材を介して取付部材３１を嵌合させる取付穴３６が設けられている。

取付部材３１に結合した逆流防止装置１７を図１に示したように炉内に装着するには、原子炉圧力容器１の上蓋３７を取り外した状態で、炉上部空間１１から図４に示すように上部遮へい板３５の取付穴３６に逆流防止装置１７を差し込み、側部ブロック３２の貫通穴３４を通して逆流防止装置１７の先端（下部枠体２２）を受座３３に着座させる。その後、キャップ状の押え金３８（図４参照）を取付部材３１の端部に被せ、この押え金３８を上部遮へい板３５にねじで締め付けて逆流防止装置１７を固定する。このように装着した逆流防止装置１７は、押え金３８を取り外して引き抜くことにより一括して離脱可能で、メンテナンス時には容易に炉外に取り出すことができる。

それでは、図２に基づいて、逆流防止装置１７の動作を説明する。図２（Ａ）の通常運転時においては、矢印で示すように流路孔７を上昇する冷却材の流体力によりフロート１８が浮き上がった状態となって、冷却材は従来通り炉上部プレナム８に流れる。なお、冷却材が逆流防止装置１７を通過する際は、冷却材は下部枠体２２の開口２７（図３参照）を通り抜ける。次に、一次系冷却配管の破損により冷却材の流入が失われた場合には、流路孔７を上昇する冷却材の流体力の喪失によりフロート１８が自重で下降し、図２（Ｂ）に示すように弁座２８に着座する。これにより、流路孔７の冷却材出口７ａが閉塞されて、炉心２からの上昇流による冷却材の流路孔７への逆流が阻止され、同時に冷却材の逆流に伴う炉内への空気の流入も防止される。

一方、図１において、原子炉圧力容器１の上蓋３７に、炉上部空間１１に設置された制御棒駆動装置１２などの機器をメンテナンスするためのスタンドパイプ３９が取り付けられている。制御棒駆動装置１２などの機器をメンテナンスする際には、スタンドパイプ３９を通して各機器にアクセスする。これにより、図示原子炉においては、メンテナンス作業のために炉上部空間１１内に立ち入る必要がなく、メンテナンス作業時に炉上部空間１１を空気雰囲気に置換する必要もない。従って、炉上部空間１１とそれ以下の炉内空間１３との間のシール構造が不要であり、冷却材喪失時に炉上部空間１１と炉内空間１３との間の均圧を図るための均圧機構も不要となる。その結果、均圧機構の破損に伴う新たなトラブルの発生の危険も生じない。

この発明の実施の形態を示す原子炉の縦断面図である。 図１における逆流防止装置の縦断面図で、（Ａ）は通常運転時、（Ｂ）は冷却材喪失時を示す。 図２の逆流防止装置の斜視図である。 図３の逆流防止装置の取付状態を示す縦断面図である。 従来の原子炉を示す縦断面図である。 図５の原子炉における冷却材の逆流を示す縦断面図である。

１ 原子炉圧力容器
２ 炉心
３ 黒鉛球
４ 反射体
５ クロスダクト
６ クロスダクト外管
７ 流路
７ａ 冷却材出口
８ 炉上部プレナム
９ クロスダクト内管
１１ 炉上部空間
１７ 逆流防止装置
１８ フロート
３７ 原子炉圧力容器上蓋
３９ スタンドパイプ

Claims (3)

1. 二重管構造のクロスダクトの外管から原子炉圧力容器内に流入させた低温の冷却材を炉心を取り囲む反射体を通る流路孔を上昇させて炉上部プレナムに導き、次いでこの冷却材を炉心内を下降させて高温に加熱し、前記クロスダクトの内管から前記原子炉圧力容器外に流出させるペブルベッド型高温冷却材炉において、
   前記流路孔の前記炉上部プレナムへの冷却材出口に、前記炉心内の冷却材の前記流路孔への逆流を阻止する逆流防止装置を設け、前記逆流防止装置は前記流路孔の冷却材出口にフロートを備え、このフロートは前記流路孔を上昇する前記冷却材の流体力により浮上して前記流路孔の冷却材出口を開く一方、前記冷却材の流入が失われると重力により落下して前記流路孔の冷却材出口を閉じるものとしたことを特徴とするペブルベッド型高温冷却材炉。
2. 前記逆流防止装置を一体構成してユニット化し、前記原子炉圧力容器の上部遮へい板に挿脱可能に装着したことを特徴とする請求項１記載のペブルベッド型高温冷却材炉。
3. 前記上部遮へい板の上方に原子炉圧力容器の上蓋を設け、この原子炉圧力容器の上蓋に、炉上部空間に設置された機器をメンテナンスするためのスタンドパイプを取り付けたことを特徴とする請求項２記載のペブルベッド型高温冷却材炉。

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