JP5833033B2 - ガス冷却高速炉からエネルギーを生産する施設 - Google Patents

Description

本発明は、特に、ガス冷却高速炉（Ｇａｓ−Ｃｏｏｌｅｄ Ｆａｓｔ Ｒｅａｃｔｏｒ）の略であるＧＦＲと呼ばれる第４世代原子炉に関する。本発明は、特に、事故発生状況におけるこのような原子炉の冷却に関する。

「高速」炉とは、核反応によって放出された中性子を減速せず、減速材を含まない冷却材を用いた原子炉のことである。

図１は、Ｐｒｏｃｅｅｄｉｎｇｓ ｏｆ ＩＣＡＰＰ ’０９，Ｔｏｋｙｏ，Ｊａｐａｎ，１０−１４ Ｍａｙ ２００９，Ｐ ９３７８，“ＣＡＴＨＡＲＥ ＳＩＭＵＬＡＴＩＯＮ ＯＦ ＴＲＡＮＳＩＥＮＴＳ ＦＯＲ ＴＨＥ ２４００ ＭＷ ＧＡＳ ＦＡＳＴ ＲＥＡＣＴＯＲ ＣＯＮＣＥＰＴ”の会議で発表された論文において研究されていたタイプの組み合わせ式間接サイクルＧＦＲからの電力生産設備を表す。冷却材として純粋なヘリウムを有する一次回路１０が、原子炉１２の炉心および熱交換器１４を通る。ヘリウムは、熱交換器１４の出力と、原子炉１２の入力との間の回路に配置された電気供給ブロワ１６によって循環されて維持される。ヘリウムの圧力は、約７０バールである。

このタイプの間接サイクル原子炉と直接サイクル原子炉との違いは、一次回路がタービンを備えていない点である。一次回路は、原子炉１２の炉心から熱交換器１４へ熱を伝達することを目的としたものであり、原子炉および一次回路コンポーネントを閉じ込めやすくなることで、タービンブレードおよび水入口の損失から発生する飛来物の活性化の危険性を制限する。

冷却材ベースとしてヘリウムおよび窒素の混合物を有する二次回路１７は、熱交換器１４、ガスタービン１８、第２の熱交換器２０および圧縮機２２を連続して通る。タービン１８および圧縮機２２は、交流発電機２６も駆動する同じシャフト２４に取り付けられる。

ヘリウムおよび窒素の混合物は、５０〜７０％体積分率がヘリウムであり、残りは窒素である。混合物の圧力は、タービン１８の入口で約６５バールであり、タービン１８の出力で約４０バールである。

ベースが気相および液相の水である三次回路２８が、熱交換器２０、蒸気タービン３０およびポンプ３２を連続して通る。蒸気タービンは交流発電機３６を駆動することで、交流発電機２６の電力生産が完了する。この二重の電力生産源が、組み合わせ式間接サイクルの名の由来である。

交流発電機２６および３６のレベルで発生した電力分布は、それぞれ約１／３および２／３である。

この設備には、緊急冷却システム３８が設けられる。ヘリウムベースの緊急一次回路４０は、原子炉１２、熱交換器４２およびブロワ４４を通る。通常運転において、この緊急一次回路は、弁４６によって切り離され、ブロワ４４は遮断されている。水ベースの緊急二次回路４８は、熱交換器４２を通り、水５０で満たされたタンクに通じる。一般に、複数の冗長性のある緊急システムが設けられる。

原子炉１２および一次回路１０および４０が、図１に示していない外側格納容器に配置された内側格納容器５２に配置される。内側格納容器は、破損後の原子炉が約５〜１０バールの十分な代替圧力を確保できるように設計され、外側格納容器は、原子炉によって活性化しうる元素の外部への漏れを収容するように設計される。

例えば、原子炉入口に位置する配管の破損開口部などのように、原子炉一次回路に影響を及ぼす事故の場合、内側格納容器の圧力および一次回路の圧力は等しくなる。内側格納容器の圧力上昇が検出され、制御棒を炉心に挿入することで原子炉が遮断される。主要回路の全電気回路は、高電力を使用し、したがって、電力システムによって電力供給されるために遮断される一方で、緊急冷却システム３８は、システム自体が低電力であるため、単独型の電源（発電セットまたはバッテリ）によってバックアップ可能であるとされる。制御棒は直ちに核反応を止めるが、残留熱が原子炉で生成され続け、除去される必要がある。緊急冷却システム弁４６が開き、ブロワ４４がオンに切り換えられる。このようにして、ヘリウム回路４０、熱交換器４２および水回路４８によって、原子炉の残留熱が水タンク５０に除去される。

したがって、このタイプの設備では、事故が起きた場合、ある一定数の動作を実行する必要がある。これらの動作は、当然、自動化可能なものであるが、動作数が多くなるほど、関係する要素が増えるほど、誤動作の危険性が増す。

通常の状況下では未使用の状態の緊急冷却デバイスに頼らなければならないという点で、誤動作の危険性が高まる。この危険性を抑えるために、冷却デバイスの定期的な点検とメンテナンス作業を実行する必要があり、作業コストが上がる。

信頼性を損なうことなくメンテナンスの必要がほとんどないガス冷却原子炉用の緊急冷却システムを提供する必要があることが分かる。

この要求を満たすために、原子炉、第１の熱交換器およびブロワを流れるガスを含む一次回路を備える電力生産設備が提供される。非凝縮性ガスを含む二次回路が、第１の熱交換器、ならびに同じシャフトに取り付けられているタービンおよびコンプレッサを通る。ブロワはシャフトによって駆動される。一次回路および二次回路のガスは、同じ性質のものであり、二次回路の圧力は、一次回路の圧力によって自動的に調整される。

非制限的な例示的目的でのみ与えられ、添付の図面によって例示された特定の実施形態の以下の記載から、他の利点および特徴がより明らかになるであろう。

組み合わせ式間接サイクルＧＦＲ原子炉を備えた、前述した従来の設備を表す。 自律的な緊急冷却機能を有するＧＦＲ設備を略図的に表す。 図２の設備に影響を及ぼす事故が起きた場合のパラメータ変動のさまざまなプロットを表す。 図２の設備に影響を及ぼす事故が起きた場合のパラメータ変動のさまざまなプロットを表す。 図２の設備に影響を及ぼす事故が起きた場合のパラメータ変動のさまざまなプロットを表す。 図２の設備に影響を及ぼす事故が起きた場合のパラメータ変動のさまざまなプロットを表す。

自律的で受動的な緊急冷却機能を有する設備を表す図２には、図１と同じ要素が見受けられ、同じ参照番号が付与されている。「自律的な冷却機能」とは、原子炉の遮断および交流発電機の切断以外に、オペレータまたはコントローラによる特別な介入なしに、例えば、事故後、設備が遮断された原子炉から残留熱を除去可能であることを意味する。これを実行するために、設備の通常運転時に電力を生産する目的を果たすコンポーネントが、原子炉を冷却するために使用される。

図１の設備との差は、図２では参照番号１６’が付与されている一次回路１０のブロワが、二次回路１７’の接続タービン１８および圧縮機２２と同じシャフト２４’によって駆動されている点である。したがって、ブロワ１６’は、特に、事故時に原子炉が遮断されているとき、二次回路のタービン１８に常に結合されている。

ブロワ１６’を動作する別のモータが不要になることによる設備の簡略化とは別に、この構成により、図１の従来の設備の緊急冷却システム３８が不要になることが以下から分かるであろう。通常運転で使用されるコンポーネントが、緊急冷却用に使用されるため、これらのコンポーネントがいつでも動作できる状態にあることを確認することができる。これにより、異例の事態でのみ動作するように想定されているシステムの点検およびメンテナンス作業を行う必要がなくなる。

好ましくは、図１の設備とは異なり、二次回路のガスは一次回路と同じ（純粋なヘリウム）であり、同じ圧力（例えば、７０バール）にある。この選択肢により、シールの気密性制約が緩和され、シールの設計を簡略化できる。

さらに、シールが受ける圧力差が、事故状況を含むあらゆる状態の下でも事実上ゼロであるように、二次回路の圧力は、一次回路の圧力によって自動的に調整される。このサーボ制御は、例えば、一次回路および二次回路を接続する単純な弁によって実行される。公称条件下で、弁は閉じられる。一次回路５２が減圧されるタイプの事故状況において、この弁の両側にかかる圧力差は、弁の機械的較正圧力より大きいことで、弁が開く。別の例では、二次回路１７’のパイプから格納容器５２に余分な体積を放出することによって、より複雑なセットの弁が、回路１７’の圧力を回路１０の圧力にサーボ制御する。

さらに、何らかの想定外の危険に対処できるように、緊急冷却システムに冗長性をもたせることが好ましい。このように、図２の範囲内において、複数の一次回路および二次回路、例えば、３つが、任意の１つの原子炉１２の周囲に組み込まれることが好ましい。冗長一次回路１０ｂおよび１０ｃの２つの出口が符号で表されている。一次回路１０、１０ｂおよび１０ｃは、原子炉において互いに通信し合う。実現性の理由から、これらの３つの一次回路は、格納容器内で互いに隔離されないことにより、これらのシステムのうちの１つが損傷すると、他の２つのシステムに影響を及ぼすことは避けられない。

各冗長二次回路には、関連する冗長一次回路のブロワ１６’を駆動するシャフト２４’に結合された独自のタービン１８、圧縮機２２および交流発電機２６が設けられる。三次回路２８に関しては、冗長性である必要はない。三次回路２８は、すべての冗長性二次回路によって共有された熱交換器２０を通るか、または冗長性二次回路のそれぞれに関連付けられた複数の熱交換器２０を通りうる。

起こりうる最も深刻な事故の１つは、一次回路１０の「低温」区画、すなわち、熱交換器１４から原子炉１２への戻り部分に２５ｃｍの破損開口が生じることが考えられる。一般に、高温区画に相当する配管が、熱最適化の理由から低温区画の配管内に配置されるため、このシステムの「高温」区画での破損は想定されない。破損の直径は、一次回路の主要パイプに接続されたパイプの最大直径に相当する。

図３Ａ〜図３Ｄは、３つの冗長性一次回路および二次回路を備える設備の一例に、上述したタイプの事故が起きた後のいくつかのパラメータの時間ｔの変動を表す。これらの結果は、熱流体事故システムソフトウェアＣＡＴＨＡＲＥ２ Ｖ２５＿２を用いてなされたシミュレーションによって得たものである。

図３Ａは、一次回路のうちの１つに破損が生じて開口した後の内側格納容器の圧力ｐ５２の変動を表す。図３Ｂは、原子炉出力の変動を表す。図３Ｃは、シャフト２４’の回転速度の変動を表す。図３Ｄは、原子炉の炉心における燃料被膜Ｔｈの最高温度の変動、原子炉出口Ｔｏでのヘリウム温度の変動、原子炉Ｔｉ入口でのヘリウム温度の変動を表す。

設備は、例示的目的のために、以下のパラメータで動作する。
・一次回路および二次回路：７０バールの純粋なヘリウム
・原子炉出力：２４００ＭＷ
・各シャフト２４’の公称回転速度：５９００ｒｐｍ
・シャフト２４’での発生電力（合計）：１３４ＭＷ
・温度（℃）
‐原子炉出口：７８０°
‐原子炉入口４００°
‐タービン１８の入口：７５０°
‐圧縮機２２の入口：２３２°
・一次流量（合計）：１２１６ｋｇ／ｓ
・二次流量（合計）：１１２２ｋｇ／ｓ

これらのパラメータを使用し、ＣＥＡ ＣＹＣＬＯＰソフトウェアを用いたシミュレーションによって、４５．６％の効率が得られる。

図３Ａでは、ｔ＝０から始まり、一次回路１０の漏れにより、圧力ｐ１０が急速に低減している。漏れは、格納容器５２に収容され、格納容器の圧力ｐ５２が、８０秒後に圧力ｐ１０と等しくなるように上昇し始める。二次回路の圧力は、一次回路の圧力にサーボ制御されるため、二次回路の圧力は圧力ｐ１０の変動に従う。

この圧力降下は、制御棒を原子炉の炉心に挿入して原子炉を停止するコントローラによって直ちに検出される。原子炉の出力は、図３Ｂに示すように、数秒以内に公称電力の数パーセントの残留電流まで落ちる。しかしながら、この残留電力は除去しなければならない。

一次回路のガスの質量流量は、圧力の低下に比例して低下する。ガスの加熱力も相関的に低下する。このようなガスの加熱力の低下と原子炉の出力低下とが組み合わさり、二次回路に伝送された電力が低下し、図３Ｃに示すように、タービン１８の回転速度が低下する傾向がある。

しかしながら、ガスの加熱力の低下速度は、原子炉の出力の低下速度より遅いため、熱交換が好ましい状態に保たれ、図３Ｄに示すように、原子炉の温度が低下し始める。

８０秒後、一次回路のガス圧力が最低値に達すると、タービン１８の回転速度も最低レベルになる。原子炉から熱を除去する条件としては好ましくなく、原子炉の温度は上昇し始める。

しかしながら、タービン１８の回転速度が公称値に対して低下するにつれ、交流発電機２６は、電力網で電力を消費するモータとして動作し始めるが、この動作は、禁止事象であるとコントローラによって検出される。コントローラは、電力網から交流発電機を切り離す。この瞬間から、タービンは交流発電機に電力を伝送する必要がなくなり、今なお生産しているすべての電力が圧縮機２２およびブロワ１６’に伝送される。ダメージを受けた一次回路が原子炉から二次回路に伝達する電力が少ないほど、タービンの回転を高速化でき、二次回路への原子炉の一次回路による熱伝達を再活性化できるようになる。

タービンの回転速度が段階的に上がるにつれ、原子炉の温度（図３Ｄ）は最大値を通過し、タービンの回転速度が公称値に近い安定値に達した瞬間に安定した低い値に達するように再度低下し始める。この時点から、設備は、原子炉の残留熱によって維持される部分運転状態で通常通りに運転する。

この事故段階中に原子炉の炉心が達した最高温度が、通常運転の炉心の公称温度より低いことが観察される。したがって、事故段階中に危険な状態に達することはなくなる。

事故を管理するために実行される動作はさらに制限される。唯一残る実行可能な動作は、制御棒を挿入して原子炉を遮断することである。交流発電機を電力網から切り離すことを含むこの動作は、電力網への電力要求の増減に設備を適応するために、通常運転でも見込まれている動作である。

Ｐｒｏｃｅｅｄｉｎｇｓ ｏｆ Ｇａｓ−Ｃｏｏｌｅｄ Ｒｅａｃｔｏｒ Ｉｎｆｏｒｍａｔｉｏｎ Ｍｅｅｔｉｎｇ，Ｏａｋ Ｒｉｄｇｅ Ｎａｔｉｏｎａｌ Ｌａｂｏｒａｔｏｒｙ，２７−３０ Ａｐｒｉｌ １９７０，“ＧＡＳ ＴＵＲＢＩＮＥ ＰＯＷＥＲ ＣＯＮＶＥＲＳＩＯＮ ＳＹＳＴＥＭＳ ＦＯＲ ＨＥＬＩＵＭ ＣＯＯＬＥＤ ＢＲＥＥＤＥＲ ＲＥＡＣＴＯＲＳ”という文献には、ヘリウムを含む一次回路と、液相および気相の二酸化炭素を含む二次回路とを備える原子炉設備が記載されている。この設備では、二次回路の専用タービンが、一次回路のブロワを駆動する。交流発電機および圧縮機は、ブロワ専用のタービンとは関係なく、第２のタービンによって駆動される。

このタイプの設備には、自律的な緊急冷却機能がないことに留意されたい。事故後に原子炉の出力低下が生じると、二次回路に伝達された熱は、実際、気相の二酸化炭素を維持するには不十分になる。タービン、特に、ブロワ専用のタービンは浸水し、ブロワは停止するため、一次回路は、原子炉から残留熱を除去できなくなる。

図２の設備の二次回路に使用されたガスは、結果的に、好ましくは、非凝縮性ガス、例えば、ヘリウムである。

図２に戻ると、シャフト２４’が、ブロワ１６’を駆動するために、二次回路１７’から一次回路１０へと通ることが分かる。このシャフトには、通常、一次回路および二次回路を互いに隔離する回転シールが設けられなければならない。ブロワ１６’は、上述した実施例の範囲内において、約１７ＭＷの電力を消費する。シャフト２４’は、結果として生じる直径を有し、回転は比較的高速で（約６０００ｒｐｍ）、高温（４００°）に耐性である必要がある。従来の設備（図１）の一次回路および二次回路で使用された圧力の場合、シールは、５バールの圧力差にさらに耐性である必要がある。このようなシールの設計は困難である。

図１のヘリウム／窒素の混合物の代わりに、二次回路に純粋なヘリウムが使用されることと、二次回路の圧力が一次回路の圧力に等しいということから、機械の効率およびサイズを最適化するために、二次回路と三次回路との間に図１とは異なる電力分布が使用される。このようにして、電力の２０％未満、好ましくは、約１５％が二次回路で生産され、残りが三次回路で生産される。

本明細書に記載した実施形態の多数の変形例および修正例が、当業者に明らかになるであろう。冷却材ガスとしてヘリウムを記載してきたが、所望の要求を満たす任意の他のガスが使用されてもよく、特に、二次回路に凝縮不能なガスが使用されてもよい。

Claims (6)

1. 電力生産設備であって、
   ‐原子炉（１２）、第１の熱交換器（１４）およびシャフト（２４’）によって駆動されるブロワ（１６’）を通る第１のガスを含む一次回路（１０）と、
   ‐前記第１の熱交換器（１４）、タービン（１８）および圧縮機（２２）を通る非凝縮性ガスを含む二次回路（１７’）と、
   を備え、前記ブロワ（１６’）、前記タービン（１８）および前記圧縮機（２２）が前記シャフト（２４’）によって駆動されることを特徴とする設備。
2. 前記一次回路（１０）および二次回路（１７’）が、前記第１のガスおよび前記非凝縮性ガスが同じ圧力であるように構成されることを特徴とする、請求項１に記載の設備。
3. 弁が、前記一次回路（１０）を前記二次回路（１７’）に接続し、前記二次回路（１７’）の圧力が、前記一次回路（１０）の圧力によって自動的に調整されるように構成されることを特徴とする、請求項２に記載の設備。
4. ‐前記非凝縮性ガスが純粋なヘリウムである、前記二次回路（１７’）に配置された第２の熱交換器（２０）と、
   ‐前記第２の熱交換器（２０）、タービン（３０）およびポンプ（３２）を通る凝縮性流体を含む三次回路（２８）と、
   を備え、前記三次回路（２８）の前記タービン（３０）のシャフトに生じた電力が、生産された総電力の８０％を超えることを特徴とする、請求項２に記載の設備。
5. 前記一次回路（１０）の前記第１のガスおよび前記二次回路（１７’）の前記非凝縮性ガスが、約７０バールの圧力のヘリウムであることを特徴とする、請求項２に記載の設備。
6. 複数の冗長性のある前記一次回路（１０ａ、１０ｂ、１０ｃ）および前記二次回路（１７’）を備え、前記回路のうち前記一次回路（１０ａ、１０ｂ、１０ｃ）が、同じ原子炉（１２）を通ることを特徴とする、請求項１に記載の設備。

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