JP5389452B2 - 原子力発電所及び原子力発電所を操作する方法 - Google Patents

Description

本発明は、原子力に関する。特に、本発明は原子力発電所に関する。それはさらに、原子力発電所を操作する方法に関する。

高温ガス冷却式の原子炉では、燃料要素が、多くの場合に減速材要素とともに使用され、これらは形状が球である。これらは「ペブル」と呼ばれ、この形式の原子炉は一般的に、ペブルベッド原子炉として知られる。ペブルベッド原子炉では、燃料の燃焼を最適化するために、燃料球体が原子炉の炉心を複数回、通過するマルチパス燃料装荷方式を働かせることが既知である。他の燃料装荷方式と比べて、マルチパス燃料装荷方式は、炉心内の燃焼をより均一に分布させると信じられており、それにより、軸方向中性子束プロフィールを平坦化し、炉心の熱出力を最大化する。燃料球体は、該当する場合には減速材球体とともに、部分的に重力によるが、主にガス流を使用して、球体流路で原子炉又は貯蔵容器内の入口へ運ばれる。

本発明は、特に燃料球体での用途に供されるが、上述したように、減速材球体での用途にも供されるであろう。本明細書の脈絡において、「球体」という用語は、燃料球体と、適当ならば減速材球体の両方を含むように十分に広いと見なされるであろう。

球体は、原子炉内へ、その上部又はその近傍の１つ又は複数の球体入口を通して供給され、そこから、それらは炉心内のベッドの上面、すなわち球体上に落下する。球体は、原子炉容器の底部又はその近傍から１つ又は複数の球体出口を通して引き出される。

球体は、燃料取り扱い及び貯蔵システムにより、球体出口又はその各々と球体入口又はその各々との間を搬送される。燃料取り扱い及び貯蔵システムは特に、球体出口及び球体入口を連通状態に接続するパイプ網と、パイプ網を通るガス流が球体を同伴して、球体がパイプ内を運搬されることができるようにするブロワとを備える。この形式の燃料取り扱い及び貯蔵システムの一例が、本出願人の先行出願である米国特許出願第２００３／０２２７９９４号（特許文献１）に記載されており、それは参照によって本明細書に援用される。

熱力学的サイクルとして閉ループブレイトンサイクルを使用する発電所では、一般的にヘリウムである原子炉冷却材も、作動流体として使用される。主発電システムの電力出力を制御するために、主発電システム内の作動流体の質量を変化させることができる。これは、１つ又は複数のヘリウム貯蔵タンクを含むヘリウム残留量制御システムを使用することによって達成され、ヘリウム貯蔵タンクは、主発電システムに流体連通状態に接続可能であり、それにより、主発電システム内で発生する電力を増加させるために、ヘリウムを主発電システム内へ導入する、又は主発電システムで発生する電力を減少させるために、ヘリウムを主発電システムから取り除くことができる。この構造は、結果的に急速な圧力変動を生じる。急速な圧力変動は、たとえばタービントリップ又は故障の結果としての主発電システムの故障動作中にも発生し得る。
米国特許出願第２００３／０２２７９９４号

冷却ガスは、燃料取り扱い及び貯蔵システム内の搬送媒体としても使用される。さらに、球体を原子炉出口から原子炉入口へ搬送できるようにするために、燃料取り扱い及び貯蔵システムは原子炉に接続されなければならないが、燃料取り扱い及び貯蔵システムの部品を主発電システムの高温及び圧力変動に晒すことは望ましくない。

本発明の一態様によれば、
上端部又はその近くに少なくとも１つの球体入口を、また下端部又はその近くに少なくとも１つの球体出口を有するペブルベッド原子炉を有する閉ループ主発電システムと、
燃料取り扱い及び貯蔵システムであって、
前記原子炉の前記球体出口に接続された球体流路入口及び前記原子炉の前記球体入口に接続された球体流路出口を有する球体流路を画定する球体流路画定手段、及び
十分に上昇した圧力で前記球体流路と流体連通状態でガスを供給するように前記球体流路の少なくとも一部分に沿ってガスの流れを発生させ、それにより、球体を前記球体流路の前記少なくとも一部分に沿って搬送できるように構成されるとともに、前記球体流路を加圧し、それにより、前記球体流路の前記球体流路入口での圧力が、前記原子炉の前記球体出口での圧力より高くなり、また、前記球体流路の前記球体流路出口での圧力が、前記原子炉の前記球体入口での圧力より高くなり、それにより、ガスが前記燃料取り扱い及び貯蔵システムから前記原子炉内へ前記原子炉の球体入口と球体出口を通して流れるように構成された球体流路加圧手段と、前記燃料取り扱い及び貯蔵システムから前記原子炉に流れるガスを置き換えるために前記主電力システムから前記燃料取り扱い及び貯蔵システムにガスを導く供給管と、を有する燃料取り扱い及び貯蔵システムと、
を備える原子力発電所が提供される。

この構成の結果、燃料取り扱い及び貯蔵システムから原子炉へのガス漏れ流が生じ、それにより、原子炉から燃料取り扱い及び貯蔵システム内への高温ガスの進入が防止される。

本発電所は、前記球体流路はガス入口とガス出口を有し、
前記球体流路加圧手段は、入口及び出口を有するブロワを備え、前記ブロワ出口は前記ガス入口で前記球体流路に接続され、前記ブロワ入口は前記ガス出口で球体流路に接続され、前記ガス入口と前記ガス出口は離して設けられており、
前記ガス入口は、前記球体流路の前記球体入口の高さより低い高さに位置付けられ、それにより、前記原子炉から前記球体流路に流入する球体は、重力の影響を受けて前記ガス入口へ移動し、そこで、それらは前記球体流路内を流れるガス流に伴われて、前記ガス入口から運び去られる。

前記原子炉に加えて、直列に、少なくとも１つのタービンと少なくとも１つのコンプレッサとを有し、
前記少なくとも１つのコンプレッサは、前記供給管に接続され、
前記供給管は前記ガス出口の下流側と前記ブロア入口の上流側で前記燃料取り扱い及び貯蔵システムに接続され、これによりガスが前記コンプレッサ前記燃料取り扱い及び貯蔵システムに供給可能である。

発電所は、主発電システムは、前記少なくとも１つのタービンと少なくとも１つのコンプレッサの間に接続された高温又は低圧側と、前記少なくとも１つのコンプレッサと原子炉のガス又は作動流体の入口の間に接続された低温又は高圧側を有するリキューペレータとを有し、
前記供給管は、前記少なくとも１つのコンプレッサと、前記リキューペレータの低温側の間の位置で主発電システムから、前記ガス出口と前記ブロアの前記入口の間の前記燃料取り扱い及び貯蔵システムに導かれる。

本発明の別の態様によれば、球体出口及び球体入口を有するペブルベッド原子炉と、球体を前記原子炉の前記球体出口から前記原子炉の前記球体入口へ運ぶための燃料取り扱い及び貯蔵システムとを備える原子力発電所を操作する方法であって、
前記燃料取り扱い及び貯蔵システムを加圧するステップであって、それにより、前記原子炉の前記球体出口及び前記球体入口を通して前記燃料取り扱い及び貯蔵システムから前記原子炉への漏れ流を生じるようにする、加圧ステップを含む原子力発電所を操作する方法。

前記原子力発電所は、前記原子炉が一部を形成する閉ループ主発電システムを備えており、前記方法は、前記主発電システムから前記燃料取り扱い及び貯蔵システム内へガスを送り、前記燃料取り扱い及び貯蔵システムから前記原子炉内へ漏れるガスの補充を行うことを含む。

前記ガスは、前記主発電システムから、前記主発電システム内の前記ガスが最高圧力である位置から供給されてもよい。

次に、本発明による原子力発電所を概略的に示す添付の線図を参照しながら、例示によって本発明を説明する。

図面において、参照番号１０は、本発明による原子力発電所を全体的に表す。原子力発電所１０は、全体的に参照番号１２で表す閉ループの主発電システムと、全体的に参照番号１４で表す燃料取り扱い及び貯蔵システムとを備える。

主発電システム１２は、作動流体又は冷却材の入口１８及び出口２０と球体入口２２及び球体出口２４とを有する高温ガス冷却式ペブルベッド型原子炉１６を備える。発電所１０はさらに、タービン２６、レキュペレータ２８、前置クーラ３０、低圧コンプレッサ３２、インタークーラ３４、高圧コンプレッサ３６及び発電機３８を備える。発電機３８及びコンプレッサ３２、３６は、タービン２６を駆動接続した共通シャフト４０に取り付けられる。

タービン２６は、入口２６．１及び出口２６．２を有する。入口２６．１は、出口２０と流体連通状態にある。

レキュペレータ２８は、高温又は低圧側４２及び低温又は高圧側４４を有する。低圧側４２は、入口４２．１及び出口４２．２を有する。入口４２．１は、出口２６．２と流体連通状態に接続される。

前置クーラ３０は、入口３０．１及び出口３０．２を有する。出口４２．２は、入口３０．１と流体連通状態にある。

低圧コンプレッサ３２は、入口３２．１及び出口３２．２を有する。出口３０．２は、入口３２．１と流体連通状態にある。

インタークーラ３４は、入口３４．１及び出口３４．２を有する。出口３２．２は、入口３４．１と流体連通状態にある。

高圧コンプレッサ３６は、入口３６．１及び出口３６．２を有する。インタークーラ３４の出口３４．２は、入口３６．１と流体連通状態にある。

レキュペレータ２８の高圧側４４は、入口４４．１及び出口４４．２を有する。高圧コンプレッサ３６の出口３６．２は、レキュペレータの高圧側４４の入口４４．１に接続される。レキュペレータ２８の高圧側４４の出口４４．２は、入口１８に接続される。

燃料取り扱い及び貯蔵システム１４は、原子炉１６の球体出口２４に接続される入口及び原子炉１６の球体入口２２に接続される出口を有する球体流路５０を画定する球体流路画定手段を備える。本システム１４は、入口５４及び出口５６を有するブロワ５２をさらに備える。出口５６は、参照番号５８で表すガス入口で球体流路５０と流体連通状態に接続される。ブロワ５２の入口５４は、ガス出口６０で球体流路５０と流体連通状態に接続される。熱交換器６２及びフィルタ６４が、ブロワ５２に直列に取り付けられる。

ガス入口５８は、球体出口２４より低い高さに位置付けられる。底部流量制限インデクサ６６が、球体流路５０内の、球体出口２４及びガス入口５８間に設けられる。同様に、上部流量制限インデクサ６８が、球体流路５０内の、ガス出口６０及び球体入口２２間の位置に位置付けられる。

供給管７０が、主発電システム１２の、高圧コンプレッサ３６の出口３６．２及びレキュペレータ２８の高圧側４４の入口４４．１間の位置にある高圧点から延びる。全体的に参照番号７２で表す弁装置が、供給管７０内に設けられる。弁装置７２は、逆止め弁を備える。

使用する際は、一般的にヘリウムである作動流体又は冷却材が、入口１８を通して原子炉１６内へ供給される。加熱された作動流体は、出口２０を通って原子炉から流出してタービン２６を駆動し、タービンは次にコンプレッサ３２、３６及び発電機３８を駆動する。作動流体は、圧縮が行われる低圧コンプレッサ３２に流入する前に、レキュペレータ２８及び前置クーラ３０内で冷却される。作動流体は次に、高圧コンプレッサ３６に流入する前にインタークーラ３４で冷却され、高圧コンプレッサ３６からレキュペレータ２８の低圧側へ送られて、原子炉１６に戻される前に、レキュペレータの低圧側４２を通過するガスによって加熱される。主発電システム１２内で発生する電力の制御は、特に主発電システム１２内の作動流体の質量を制御するヘリウム残留量制御システムを利用して達成される。

燃料取り扱い及び貯蔵システム１４内において、ブロワ５２により、ガス流は、球体流路５０内の、ガス入口５８及びガス出口６０間を流れる。燃料取り扱い及び貯蔵システムは、球体流路５０内の圧力が、球体入口２２及び球体出口２４での圧力より高いように構成される。したがって、球体流路５０から球体入口２２及び球体出口２４を通って原子炉１６内へ漏れるガス流がある。ヘリウムが、燃料取り扱い及び貯蔵システム１４から原子炉１６内へ連続的に失われることは、理解されるであろう。このヘリウム損失は、供給管７０を通って燃料取り扱い及び貯蔵システム１４に流れ込むヘリウムによって補われる。ヘリウムは、主発電システムの最高圧力に対応する位置、すなわち、圧力が球体入口２２及び球体出口２４より高い位置で、また、ヘリウムが比較的低温で、一般的に約１００°Ｃである位置で、主発電システム１２から引き出されることは、理解されるであろう。

球体７４が球体出口２４を通って原子炉１６から出るとき、それらは、球体流路５０から原子炉１６へ向かう漏れ流の方向とは逆に、重力の影響を受けて球体流路５０に沿って下方へ流れる。底部流量制限インデクサ６６は、ヘリウムが原子炉内へ漏れて流れることができるようにすると同時に、球体７４が球体流路５０を逆方向に通って移動できるように構成される。球体７４がガス入口５８に達すると、それらは、球体流路５０の、ガス入口５８及びガス出口６０間の部分を通って流れるガス流に同伴されて、それらと一緒に運ばれる。

１つの可能な球体経路は、球体７４が次に、上部流量制限インデクサ６８及び球体入口２２を通って原子炉内へ送られるものである。

燃料取り扱い及び貯蔵システム１４は一般的に、たとえば、燃料要素の完全性の検査及び損傷燃料要素の除去を行うための仕分け及び管理機能部を組み込むであろう。さらに、燃料取り扱い及び貯蔵システムは一般的に、燃料要素が原子炉をさらに通過するのに適するか否かを決定し、それにより、まだ有効エネルギを発生することができる再利用燃料要素から使用済み燃料要素を分離する手段を組み込むであろう。燃料取り扱い及び貯蔵システムの詳細は、本発明の原理を理解するのに必要ではなく、したがって、詳細には記載しない。

本発明者は、本発明による発電所が、燃料取り扱い及び貯蔵システム１４から原子炉内へのヘリウムの漏れ流が、原子炉から燃料取り扱い及び貯蔵システムへの高温ガスの進入を阻止するという利点を有すると信じる。さらに、底部流量制限インデクサ６６及び上部流量制限インデクサ６８を設けることにより、燃料取り扱い及び貯蔵システムが比較的低温で動作することができ、それにより、燃料取り扱い及び貯蔵システムの部品を高温で動作するように設計する必要がなくなり、相当なコスト削減及び信頼性の向上が得られる。さらに、燃料取り扱い及び貯蔵システム内のヘリウムの圧力は、比較的安定したままである、又はゆっくり変化し、それにより、主発電システム内の圧力変動のために燃料取り扱い及び貯蔵システムの部品が損傷する危険性が低下するであろう。

燃料取り扱い及び貯蔵システム内での圧力変動を減衰させることにより、燃料取り扱い及び貯蔵システムのブロワ５２がキャッチャ軸受と接触する危険性が低下する。さらに、球体流路内での球体速度の過剰な変動が減少し、それにより、燃料要素の損傷が回避される、又は少なくとも制限される。さらに、フィルタ６４のフィルタカートリッジが損傷する危険性が低下する。また、ブロワ５２に対する設計要件がさほど厳しくなくなり、それにより、ブロワ５２に伴うコストが低減される。また、小径チューブ内の弁効果及び衝撃音波を減少又は防止することができる。また、主発電システムから燃料取り扱い及び貯蔵システム内への高温ガスの吸い込みを防止することにより、燃料取り扱い及び貯蔵システムのさまざまな部品を低温用に設計することができ、それにより、それに伴うコストが軽減される。また、主発電システムから比較的低温の補充ガスの比較的少量を受け取ることにより、燃料取り扱い及び貯蔵システム内の放射性核種のプレートアウトを減少させることができる。

本発明による原子力発電所を概略的に示す線図である。

Claims (7)

1. 上端部又はその近くに少なくとも１つの球体入口を、また下端部又はその近くに少なくとも１つの球体出口を有するペブルベッド原子炉を有する閉ループ主発電システムと、
   燃料取り扱い及び貯蔵システムであって、
   前記原子炉の前記球体出口に接続された球体流路入口及び前記原子炉の前記球体入口に接続された球体流路出口を有する球体流路を画定する球体流路画定手段、及び
   十分に上昇した圧力で前記球体流路と流体連通状態でガスを供給するように前記球体流路の少なくとも一部分に沿ってガスの流れを発生させ、それにより、球体を前記球体流路の前記少なくとも一部分に沿って搬送できるように構成されるとともに、
   前記球体流路を加圧し、それにより、前記球体流路の前記球体流路入口での圧力が、前記原子炉の前記球体出口での圧力より高くなり、また、前記球体流路の前記球体流路出口での圧力が、前記原子炉の前記球体入口での圧力より高くなり、それにより、ガスが前記燃料取り扱い及び貯蔵システムから前記原子炉内へ前記原子炉の球体入口と球体出口を通して流れるように構成された球体流路加圧手段と、前記燃料取り扱い及び貯蔵システムから前記原子炉に流れるガスを置き換えるために前記主電力システムから前記燃料取り扱い及び貯蔵システムにガスを導く供給管と、を有する燃料取り扱い及び貯蔵システムと、
   を備える原子力発電所。
2. 前記球体流路はガス入口とガス出口を有し、
   前記球体流路加圧手段は、入口及び出口を有するブロワを備え、前記ブロワ出口は前記ガス入口で前記球体流路に接続され、前記ブロワ入口は前記ガス出口で球体流路に接続され、前記ガス入口と前記ガス出口は離して設けられており、
   前記ガス入口は、前記球体流路の前記球体流路入口の高さより低い高さに位置付けられ、それにより、前記原子炉から前記球体流路に流入する球体は、重力の影響を受けて前記ガス入口へ移動し、そこで、それらは前記球体流路内を流れるガス流に伴われて、前記ガス入口から運び去られる、請求項１に記載の原子力発電所。
3. 前記原子炉に加えて、直列に、少なくとも１つのタービンと少なくとも１つのコンプレッサとを有し、
   前記少なくとも１つのコンプレッサは、前記供給管に接続され、
   前記供給管は前記ガス出口の下流側と前記ブロア入口の上流側で前記燃料取り扱い及び貯蔵システムに接続され、これによりガスが前記コンプレッサ前記燃料取り扱い及び貯蔵システムに供給可能である、請求項２記載の原子力発電所。
4. 主発電システムは、前記少なくとも１つのタービンと少なくとも１つのコンプレッサの間に接続された高温又は低圧側と、前記少なくとも１つのコンプレッサと原子炉のガス又は作動流体の入口の間に接続された低温又は高圧側を有するリキューペレータとを有し、
   前記供給管は、前記少なくとも１つのコンプレッサと、前記リキューペレータの低温側の間の位置で主発電システムから、前記ガス出口と前記ブロアの前記入口の間の前記燃料取り扱い及び貯蔵システムに導かれる、請求項３記載の原子力発電所。
5. 球体出口及び球体入口を有するペブルベッド原子炉と、球体を前記原子炉の前記球体出口から前記原子炉の前記球体入口へ運ぶための燃料取り扱い及び貯蔵システムとを備える原子力発電所を操作する方法であって、
   前記燃料取り扱い及び貯蔵システムを加圧するステップであって、それにより、前記原子炉の前記球体出口及び前記球体入口を通して前記燃料取り扱い及び貯蔵システムから前記原子炉への漏れ流を生じるようにする、加圧ステップを含む原子力発電所を操作する方法。
6. 前記原子力発電所は、前記原子炉が一部を形成する閉ループ主発電システムを備えており、前記方法は、前記主発電システムから前記燃料取り扱い及び貯蔵システム内へガスを送り、前記燃料取り扱い及び貯蔵システムから前記原子炉内へ漏れるガスの補充を行うことを含む、請求項５に記載の方法。
7. 前記ガスは、前記主発電システムから、前記主発電システム内の前記ガスが最高圧力である位置から供給される、請求項６に記載の方法。

Images