JP4735936B2 - 空気侵入を防止する対向拡散機構を有する高温原子炉システム - Google Patents

Description

本発明は、流入流路及び流出流路を構成する配管破断事故の際に、原子炉内での侵入空気の自然循環を防ぐために、持続する対向拡散機構から空気より軽い気体を炉心頂部に連続して供給することにより、原子炉内での空気の自然循環流を防止する高温原子炉システムに関するものである。

上記持続する対向拡散機構（a sustained counter air diffusion mechanism：ＳＣＡＤ機構）は、破断口から分子拡散により浸入する空気と流れ方向が対向する形で、炉内上部から空気より軽い気体を拡散させ続ける機構である。

主配管配管破断事故において、原子炉に空気の自然循環を防ぐため、本発明において、持続する対向拡散機構を利用する高温原子炉システムが明らかにされた。炉心構造、燃料形式などに関する適切な設計の高温原子炉は、ＳＣＡＤ機構が空気より軽い気体の連続供給を炉心頂部に提供し、対向拡散と対流が自然循環の発生なしに、着目する原子炉冷却材流路で維持できる定常状態の流量で供給される。

現在、高温原子炉技術の研究開発は世界中で強い関心が持たれている。この原子炉は、高温で高効率エネルギー生産の可能性と高い原子炉安全性を有する魅力的な原子力のオプションになり得ると考えられる。

原子炉技術においては、被覆粒子燃料と鋼製圧力容器内に黒鉛減速炉心が収められた一般的な設計上の特徴に基づく原子炉システムである。加圧された気体、通常はヘリウムガス、が原子炉冷却材として使用される。原子炉圧力容器はエネルギー施設と接続された冷却材ダクトを有する。原子炉システムは通常地下に位置する通気された閉じ込め構造に収容される。

原子炉の安全性向上の目的は、設計基準事象である大口径冷却材ダクトの破断が考えられる。冷却材喪失事象においては、原子炉核分裂反応は、反応度に対する固有の負の温度係数によって終了し、崩壊熱は原子炉圧力容器外部の原子炉冷却システムへの熱伝導と熱放射により除熱される。燃料と炉心は何カ月もの長期間において許容安全設計温度以下に維持される。しかしながら、安全上の重要な問題として、自然循環により大量の空気が破断した一次系配管から原子炉内に浸入する場合の燃料と炉心の黒鉛酸化の問題が残っている。

配管破断直後、原子炉冷却材気体は、破断口を通して噴出し、原子炉一次系は原子炉閉じ込め建屋内の大気圧力程度まで急速に減圧する。原子炉への空気浸入は、２つの連続した事象が続くことになる。

第１段階では、閉じ込め建屋内の空気は分子拡散と自然対流により、ゆっくり原子炉システムに浸入する。第２段階では、混合気体は、密度差、すなわち、浮力が原子炉システム中でガスの自然循環を開始するほど増大するまで、原子炉システム流路を通して密度の不均衡を形成する。空気は、燃料と黒鉛炉心構造の厳しい黒鉛酸化と、その結果、燃料の健全性を損なう可能性をもたらすほど大流量の自然循環流によって原子炉に浸入する。後者は重要な安全性への影響がある。

これまでに、幾つかの技術が、高温原子炉への空気浸入を緩和するために提案された。既存の方法の1つは、漏れのない高圧の原子炉格納建屋を通気された低圧閉じ込め建屋の代わりとして提案された(非特許文献１)。原子炉破断口から浸入する可能性のある空気量は、格納容器の容積に存在する全空気量に制限される。格納容器構造は、建設費が高く、高温原子炉においては、追加の安全対策が生じる。

代替法として、許容できる空気漏れ量に制限した通気された閉じ込め建屋が提案されている。空気漏れ量を制限するために二重閉じ込め構造概念が提案された(非特許文献２)。外側の構造は自然に外側周囲から循環する大部分の空気を閉じ込めるように設計され、その結果、原子炉を収容する内部構造へ浸入する可能性のある空気量を制限する。

さらに、他の代替法として、気体の密度が最も大きい原子炉下部領域の低温流路へのヘリウムガス注入が提案された(特許文献１；非特許文献３)。原子炉内で自然循環流の駆動力である浮力の増大が防止されるように、ヘリウムガスを注入して低温流路の重い混合気体と置き換えるものである。
特開２００２−１３１４６０号公報 Saito, S., Tanaka, T., et al., 1994. Design of High Temperature Engineering Test Reactor (HTTR), JAERI 1332, Japan Atomic Energy Research Institute. Katanishi, S. and Kunitomi, K., 2003. Safety Design Philosophy of Gas Turbine High Temperature Reactor (GTHTR300), Transaction of Atomic Energy Society of Japan, Vol. 2, No. 1, pp. 55-67. Takeda, T. and Hishida, M., 2000. Study on the passive safe technology for the prevention of air ingress during the primary-pipe rupture accident of HTGR," J. of Nuclear Engineering and Design 200, pp. 251-259.

本発明は、高温原子炉を包括する原子炉システムと持続するＳＣＡＤ機構を提供することによって、空気浸入防止に関する安全性と実用性の問題を解決するものである。ＳＣＡＤ機構は、対向拡散と対象とする全ての原子炉流路で自然循環流が発達せずに安定した対流状態が持続する程度の速度で、炉心上部に空気より軽い気体を連続して供給することによって、原子炉内の空気の自然循環流を防止するものである。即ち、原子炉の配管が破断したような場合には、破断口から空気が侵入する可能性がある。このとき、原子炉を一巡するような自然循環流の発生により、大量の空気が侵入する。ただし、破断後の初期段階は、主として分子拡散により空気が侵入する期間が存在する。したがって、破断後、直ちに、分子拡散により破断口から侵入する空気と同程度の量の空気より軽い気体（例えば、ヘリウム）を炉心上部から供給すれば、大量の空気が侵入する自然循環流の発生を防止することができる。

ＳＣＡＤ機構は、原子炉の主配管破断事故における重大な空気浸入を防ぐために、経済的で信頼できる解決法を提供する。本発明は、安全性と経済性において高温原子炉技術における最先端技術に関して、重要な前進と、現在、及び、将来の利用系の技術見通しを高めるものである。

エネルギー生産設備の熱源である原子炉は、どのような炉心形状や出力、あるいは燃料設計であっても制限されない。また、エネルギー生産における効率的な熱利用を実施するために施設調和のためのどんな選択にも制限されない。冷却材、望ましくは、ヘリウムガスであるが、他の代替気体あるいは混合ガスを含んでもよく、炉心で核分裂から放出された熱によって適切な高温まで加熱されて、熱利用施設までダクトを通して輸送される。原子炉は鋼製圧力容器に格納されている。

原子炉はＳＣＡＤ機構を備えており、主に気体貯蔵容器、原子炉内部への貯蔵容器からの気体放出のための配管、及び、流量調整装置から構成する。ガス貯蔵容器は、望ましくは、保守作業の実施を簡単にするため、原子炉一次系の外側に位置した圧縮気体タンクである。この場合、配管は、原子炉内部に外部の気体貯蔵容器を接続するために使用される。効果的な対向拡散のため、気体は容器から炉心頂部近くの領域へ連続的に放出される。流量調整装置は、固定あるいは寸法が可変のオリフィス、能動的あるいは受動的調節バルブ、またはそれらの組み合わせとなる。

本発明の代替の具体案は、原子炉と施設間の冷却材輸送のための様々なダクト構造的配置を原子炉に適用するというものである。様々なダクト構成が、炉心、圧力容器、および施設配置のために特別に焦点をあてた設計目標を容易にするために必要とされる。本発明の他の代替具体案では、ＳＣＡＤ機構は、他機器の据付と性能目標において、接続配管の短縮とよりコンパクトな据付を達成するために原子炉システムの内部に設けられる。

従来、幾つかのオリジナルな原子炉システム構成が明らかにされた。明らかにされた代替システム構成に関する例として、本発明は、ＳＣＡＤ機構が原子炉圧力容器の内側か外側のどちらかに配置される。内側設置はコンパクトな設置を実現するが、外側設置はＳＣＡＤ機構への保守作業を簡素化する。明らかにされた設計技術は、重要な利益を最新の高温原子炉技術に対して安全と経済性において提供し、現在、及び、将来の利用系のための技術の見通しを高めるものである。

本願発明者が本願前に出願した上記特許文献１においても、原子炉内での空気の自然循環流を防止する高温原子炉システムが開示されているが、このシステムでは、冷却材側流路からヘリウムガスを注入して空気が原子炉の圧力容器内を一巡する自然循環流を防止するのを目的としている。これに対し、本発明では、注入することでより安定成層が形成される容器上部からヘリウムガスを注入するものであり、そのために持続する対向拡散機構を設けた高温原子炉システムである。

本発明の高温原子炉システムの概略を図１に示す。システムは高温原子炉８とＳＣＡＤ機構９から構成する。熱は、高温原子炉８で核分裂により発生し、あらかじめ決められた冷却材気体を適切な高温まで加熱するために利用される。熱い気体は実用的な熱利用施設にダクトを通して輸送される。

より明確には、高温原子炉８は原子炉圧力容器１４、原子炉の内部構造物１５、炉心１６、及び、原子炉の下部における同心ダクト１７から構成する。冷却材気体は、使用されている核燃料の温度能力に応じて７００℃から１０００℃までの範囲の適当な高温に炉心１６で加熱される。冷却材気体は、同心ダクト１７の流出流路１９において施設に輸送され、同心ダクト１７の流入流路１８において原子炉へ戻る。

ＳＣＡＤ機構９は気体貯蔵容器２０、気体配管２１、及び流量制御要素２２から構成する。気体の定常流は配管２１で気体貯蔵容器２０から原子炉内部８まで流すことができる。配管２１の流れは、流量制御要素２２によって能動的あるいは受動的に積極的に制御される。以下の拡散に関するフィックの法則に従って、一般に、原子炉の冷却材流路の気体流束が推測できる:

ここで、Ｎはモル流束、ｘはモル濃度、ｃは混合物のモル密度、Ｄは拡散率、ｚは方向座標である。添字ｈは、気体貯蔵容器２０から供給された気体を示し、添字ａは空気を示す。実際には存在するかもしれない他の気体あるいは混合気体は、原理の説明図を簡素化するために含めていない。方程式（ａ）の右辺の最初のグループは濃度勾配の結果として生じる拡散による流束であり、２番目のグループは混合気体の大量の流れから生じる流束である。

方程式（ａ）のシステムは、着目している全ての主要な原子炉冷却材流路で形成されており、適切な運転条件と境界条件により同時に解かれる。運転条件は、対向拡散を持続するための気体供給の最小流量が拡散と原子炉に入る空気の対流がゼロになるまで加えられ、各種気体あるいは混合気体の流束が定常状態で一定となる。境界条件は、原子炉冷却材流路に沿って仮定された気体組成となる。

方程式（ａ）から計算された最小流量は、ＳＣＡＤ機構９の主要なシステムパラメータを決定するために使用される。パラメータの1つ、流量制御要素２２の流量係数Ｃｖは、流量制御要素２２を通り抜ける気体が上式（ａ）から計算された必要最小流量と一致するか、あるいは超えるように決定される。もし、気体貯蔵容器２０が周囲圧力の２倍以上の圧力となる場合は、流量制御要素２２を流れる気体は音速になる。そのような場合と容器２０から流れる気体が圧力P_oで開始、時間t後の圧力P_tで終了するという条件下では、気体貯蔵容器２０のための容積パラメータＶは以下の相関関係により決定される。

上式（ｂ）は、気体貯蔵容器２０の一定温度Ｔにおける等温状態を仮定する。気体定数Ｒとｒは気体貯蔵容器２０における特定の作動流体の物性である。

図２が本発明の代替具体案の概要であり、図１のそれらと同様の部分は同じ参照番号で指定し、詳細に説明しない。図２に示されるように、原子炉は原子炉圧力容器１４の下側高さの位置において２つの同心ダクト２５を有する。最初の同心ダクト２５は、冷却材流出流路１９を有し、一方、２番目の同心ダクト２６は冷却材流入流路１８を持つ。同心ダクトの外側環状流路は、原子炉容器冷却流れのような他の冷却材流れに利用するかもしれない。代替のダクト構造は、原子炉圧力容器１４のための建設材料選択のような異なった設計や性能目標を達成するために使用される。

図３は、図２の具体案における同心ダクトの1つ、すなわち、ダクト２６を非同心ダクトに置き換えた本発明の代替具体案の概要である。図３に示されるように、非同心ダクト２７は冷却材流入流路１８を有する。前に図１と２で特定された図３のそれらの部分は、同じ番号を与え、説明はしない。非同心ダクトの設計は、より簡単であり、前に説明された同心ダクトに比べてより経済的となる可能性がある。しかしながら、非同心ダクトの実現可能性は、高温の鉄鋼や断熱材として他の設計パラメータの性能と有効性に依存する。

図４は図１の具体案における同心ダクト１７を分けられた非同心ダクトで置き換えた本発明の他の具体案の概略図である。図４に示されるように、最初の非同心ダクト２８は冷却材流出流路１９を有し、一方、２番目の非同心ダクト２９は冷却材流入流路１８を持つ。図１において、前に特定された図４のそれらの部分は、同じ番号を与え、説明しない。全ての非同心ダクトの使用は、次に説明されるように同様の設計規制に匹敵する設計目標を実現する。

図５は原子炉の内部に再配置された原子炉の外側に設置された図１の具体案におけるＳＣＡＤ機構９の本発明の他の具体案における概略図である。図１で前に特定された部分は、同じ番号を与え、説明しない。内部のＳＣＡＤ機構は、他の可能性がある設計上の利益において、よりコンパクトで一般にも高価でないシステムの導入が達成できる。しかしながら、ＳＣＡＤ機構９への保守作業は、より難しくなる可能性がある。

本発明の特定の具体案が図と記述により提示された。これらの具体案は、様々な形で発明を利用し特定の使用にふさわしい他の技術を可能にするため、発明の原則と実用化について説明し記述された。詳細に記述された発明の範囲を制限して解釈するべきではなく、事実上、多くの修正と変更が学習の観点から可能である。例えば、原子炉とＳＣＡＤ機構の両方で多くの変更が可能であり、異なった番号とダクト構成の利用を含む、運転原理、ダクトとＳＣＡＤ設計に関して異なった原子炉内部の流路を強化するためＳＣＡＤ機構に付加要素の追加を含む。同様に、変更はまた、設備配置と全体の原子炉システム構成に関する配置、及び、発電とプロセス熱利用からそのコジェネレーションまで、広がる利用系の可能性のために存在する。これより、本発明の範囲は以下の請求とそれらの法的に等価なものにより決定されるべきである。

本発明に従って、原子炉の外側に位置した持続するＳＣＡＤ機構を利用して、原子炉圧力容器の下部近くに位置する同心ダクトを持つ高温原子炉システムの概略図を示す。 本発明の代替具体案に従い、原子炉圧力容器の下部近くに位置する1つ以上の同心ダクトを持つ、図１の高温原子炉システムの概略図を示す。 本発明の別の代替具体案に従い、原子炉圧力容器の下部近くに位置する1つ以上の非同心ダクトを持つ、図１の高温原子炉システムの概略図を示す。 本発明のさらに別の代替具体案に従い、原子炉圧力容器の下部近くに位置する同心と非同心ダクトの組み合わせである、図１の高温原子炉システムの概略図。 本説明の代替具体案に従って、原子炉内部に位置するＳＣＡＤ機構を持つ、図１の高温原子炉システムの概略図を示す。

Claims (8)

1. 炉心、炉心を含むための内部容器構造、及び内部容器構造を包括するための圧力容器から構成された高温原子炉の下部に設けられた、冷却材気体の流れを誘導して方向付けるための流入流路と高温原子炉から冷却材気体の流れを誘導するための流出流路とを構成する配管の破断事故時に、高温原子炉内に侵入空気の自然循環流が発生することを防止する対向拡散機構を有する高温原子炉システムであって、
   当該対向拡散機構は、高温原子炉の外側に設置されていて、空気より軽い気体を含有する気体貯蔵容器、気体貯蔵容器から高温原子炉の炉心頂部に空気より軽い気体を供給するための流路、及び空気より軽い気体の流量を制限するための流量調整装置から構成され、
   配管の破断事故時に、当該対向拡散機構から空気より軽い気体が高温原子炉の炉心頂部に連続して供給されることにより、高温原子炉の下部に設けられた配管の破断部位からの分子拡散により侵入する空気と対向する流れ方向に空気より軽い気体を高温原子炉内に拡散させ続けて、高温原子炉内での空気の自然循環流を防止する高温原子炉システム。
2. 冷却材気体に対応して高温原子炉から誘導し、方向付けるための1つまたは1つ以上の同心流路で構成する流入流路を持つ請求項１の原子炉システム。
3. 冷却材気体の流路数に対応して、高温原子炉から誘導し、方向付けるための1つまたは1つ以上の同心流路で構成する前述の流出流路を持つ請求項１の原子炉システム。
4. 冷却材気体を誘導して、方向付けるための1つまたは1つ以上の流路で構成する内部容器構造を持つ請求項１の原子炉システム。
5. 気体貯蔵容器は、空気より軽い気体源を1つ以上有する請求項１の原子力システム。
6. 気体貯蔵容器と高温原子炉の間に、空気より軽い気体が流れる1つ以上の流路を持つ請求項１の原子力システム。
7. 流量調整装置は、流路において空気より軽い気体の流量を制限するために１つ以上の流量制御要素を持つ請求項１の原子炉システム。
8. 冷却材気体と、空気より軽い気体と、が同一である、請求項１の原子炉システム。

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