JP6395802B2 - 原子炉システムと方法 - Google Patents

Description

本開示は一般に原子炉に関し、詳しくは、原子炉炉心用の中性子反射体及び支持構造体に関する。

加圧水型原子炉は、いくつかの場合において、原子炉モジュールの原子炉圧力容器の中で、補強リブを有するバッフル板（典型的にはフォーマ板とも呼ばれる）によって支持された核燃料集合体を含む。バッフル板は典型的に、燃料集合体を取り囲んで当該燃料集合体に対する横方向支持を与える。この構造体は典型的に、炉心バレル又はバッフル・フォーマ・バレル集合体すなわち炉心シュラウドと称する。バッフル板は、ボルト留め集合体又は溶接留め集合体のいずれかに組み付けられる。燃料集合体の垂直方向の拘束は、上及び下炉心板によって達成される。いくつかの例において、バッフル板は、高速中性子を反射して燃料集合体へと戻すという二次的な機能を与える。

特表２０１２−５０９４６７号公報

一般的な実装において、原子炉システムは、内部容積を含む炉容器と、一以上の核燃料集合体を含む炉心と、当該炉心の上部から当該炉容器の内部容積を通って当該炉容器の上半分へと延びるライザと、当該炉心の横方向側面を取り囲む内面と当該内面に対向する外面とを含む中性子反射体と、当該一以上の核燃料集合体を支持するべく当該炉容器の底部付近から当該炉心へと延びる一以上の支持柱を含む炉心支持構造体と、当該炉容器内に包含された一次冷却材流路であって、当該ライザから当該炉容器の上半分へと、当該炉容器の上半分から下方流れにおいて当該中性子反射体の外面と当該炉容器との間のアニュラスを通って当該炉容器の底部へと、及び当該炉容器の底部から一以上の支持柱まわりに当該炉心を通ってライザへと延びる一次冷却材流路とを含む。

一般的な実装と組み合わせ可能な第１側面において、炉心支持構造体はさらに、反射体と炉容器との間のアニュラス内に位置決めされた炉心バレルを含む。

上記側面のいずれかと組み合わせ可能な第２側面において、一次冷却材流路は、下方流れにおいて中性子反射体の外面と炉心バレルの内面との間のアニュラスを通って炉容器の底部へと延びる。

上記側面のいずれかと組み合わせ可能な第３側面において、炉心支持構造体はさらに、炉容器の底部に位置決めされて当該炉容器の内面へと延びる下支持板を含む。

上記側面のいずれかと組み合わせ可能な第４側面において、一以上の支持柱は下支持板から炉心へと延びる。

上記側面のいずれかと組み合わせ可能な第５側面において、一以上の支持板は反射体の底面に接触係合する。

上記側面のいずれかと組み合わせ可能な第６側面において、一次冷却材流路は、アニュラスから下支持板と反射体の底面との間にある炉容器の底部へと延びる。

上記側面のいずれかと組み合わせ可能な第７側面はさらに、一以上の支持柱において当該柱と一以上の燃料集合体との間に支持された下炉心板を含む。

上記側面のいずれかと組み合わせ可能な第８側面において、一以上の支持柱は、炉容器の丸み付き内面から当該炉容器の底部を通って炉心へと延びる。

上記側面のいずれかと組み合わせ可能な第９側面において、一次冷却材流路は、アニュラスから炉容器の底部へと一以上の支持柱まわりに延びる。

上記側面のいずれかと組み合わせ可能な第１０側面はさらに、一以上の支持柱において当該柱と一以上の燃料集合体との間に支持された下炉心板を含む。

上記側面のいずれかと組み合わせ可能な第１１側面において、一次冷却材流路は、柱まわりから下炉心板の一以上のアパチャを通って炉心へと延びる。

上記側面のいずれかと組み合わせ可能な第１２側面において、システムの一部はアルミナ又はベリリアの一方を含む。

上記側面のいずれかと組み合わせ可能な第１３側面において、反射体はアルミナ又はベリリアの一方を含む。

上記側面のいずれかと組み合わせ可能な第１４側面において、反射体は約１．３ｃｍ〜１２．７ｃｍ（０．５インチ〜５インチ）の厚さを含む。

他の一般的な実装において、方法が、内部容積を含む炉容器と、一以上の核燃料集合体を含む炉心と、当該炉心の頂部から当該炉容器の内部容積を通って当該炉容器の上半分へと延びるライザと、炉心支持構造体とを含む原子炉システムを設けることと、当該ライザから上方に当該炉容器の上半分へと一次冷却材の流れを循環させることと、当該炉容器の上半分からの一次冷却材の流れを、当該炉心を取り囲む中性子反射体の外面と当該炉容器との間のアニュラスを通して当該炉容器の底部へと下方に循環させることと、当該炉容器の底部からの一次冷却材の流れを、当該燃料集合体を支持する炉心支持構造体の一以上の支持柱まわりに及び当該炉心を通して循環させることと、当該炉心からの一次冷却材の流れを、当該燃料集合体と当該反射体の外面に対向する内面との間の領域にあるライザへと循環させることとを含む。

一般的実装と組み合わせ可能な第１側面において、炉心支持構造体はさらに炉心バレルを含む。

上記側面のいずれかと組み合わせ可能な第２側面において、当該炉容器の上半分からの一次冷却材の流れを、当該炉心を取り囲む中性子反射体の外面と当該炉容器との間のアニュラスを通して当該炉容器の底部へと下方に循環させることは、当該炉容器の上半分からの一次冷却材の流れを、当該炉容器の底部へと下方に、当該炉心を取り囲む中性子反射体の外面と、当該反射体と当該炉容器との間のアニュラスに位置決めされた炉心バレルとの間のアニュラスを通して循環させることを含む。

上記側面のいずれかと組み合わせ可能な第３側面において、炉心支持構造体はさらに、当該炉容器の底部に位置決めされて当該炉容器の内面へと延びる下支持板を含み、一以上の支持柱は、当該下支持板から当該反射体の底面に接触係合するように延びる。

上記側面のいずれかと組み合わせ可能な第４側面において、当該炉容器の底部からの一次冷却材の流れを、当該燃料集合体を支持する炉心支持構造体の一以上の支持柱まわりに及び当該炉心を通して循環させることは、アニュラスからの一次冷却材の流れを、下支持板と反射体の底面との間にある炉容器の底部へと循環させることを含む。

上記側面のいずれかと組み合わせ可能な第５側面はさらに、下支持板と反射体の底面との間からの一次冷却材の流れを、一以上の支持柱に支持された下炉心板を通して、当該柱と一以上の燃料集合体との間において炉心へと循環させることを含む。

上記側面のいずれかと組み合わせ可能な第６側面において、一以上の支持柱は、炉容器の丸み付き内面から当該炉容器の底部を通って炉心へと延びる。

上記側面のいずれかと組み合わせ可能な第７側面において、当該炉容器の底部からの一次冷却材の流れを、当該燃料集合体を支持する炉心支持構造体の一以上の支持柱まわりに及び当該炉心を通して循環させることは、一以上の支持柱に支持された下炉心板を通る一次冷却材の流れを、当該柱と一以上の燃料集合体との間において当該炉心へと循環させることを含む。

上記側面のいずれかと組み合わせ可能な第８側面において、反射体はアルミナ又はベリリアの一方を含む。

上記側面のいずれかと組み合わせ可能な第９側面において、反射体は約１．３ｃｍ〜１２．７ｃｍ（０．５インチ〜５インチ）の厚さを含む。

他の一般的実装において、原子炉システムにおいて中性子反射体を冷却する方法は、一次冷却材をライザから当該ライザと炉容器との間のアニュラスへと流すことと、当該一次冷却材を、当該原子炉システムの炉心を取り囲む反射体と当該炉容器との間に延びるアニュラスを通るように下方に流すことと、当該反射体からの熱を当該一次冷却材の下方の流れへと伝達させることとを含む。

他の一般的な実装において、原子炉モジュールは、炉容器と、一以上の核燃料集合体を含む炉心と、当該炉心を取り囲みかつアルミナを含む中性子反射体とを含む。

本開示に記載される炉心支持体及び反射体集合体の様々な実装は、以下の特徴のゼロ、一つ、いくつか又はすべてを含む。例えば、多数の燃料集合体が、例えば、運転及び／又は震動事象中の動きに耐えるべく、横方向（例えば炉心内の径方向）及び軸方向の双方に支持される。他例として、高速中性子を反射して炉心へと戻す反射体はアルミナからなるので、例えば、商用電力原子炉にとって典型的なグラファイト又はステンレス鋼の反射体と比べて実用的かつコスト効率のよい集合体が得られる。他例として、集合体は、ステンレス鋼の薄い反射体（例えば６．４ｍｍ〜３．２ｃｍ（１／４インチ〜５／４インチ））にわたっての中性子効率の増大を目的としたアルミナの厚い反射体（例えば約１０．２ｃｍ〜１５．２ｃｍ（約４インチ〜６インチ）又は５０．８ｃｍ（２０インチ）までの大きな厚さ）である。他例として、集合体は、反射体を冷却する一次冷却材の、バイパスによる上方流れ配列よりもむしろ、（例えば炉容器の頂端から炉心の底端までの）下方流れ配列を容易にする。いくつかの側面において、かかる配列により、依然として反射体を適切な温度まで冷却しつつも一次冷却材循環に対する流れ抵抗を、例えばバイパスを排除することによって少なくすることができる。さらなる他例として、集合体は、一次冷却材の炉容器を通る流れ抵抗を、その循環の際に最小限にするべく構成される。さらなる他例として、下方流れ配列は、上方流れチャネルを作製する必要がないので、例えば反射体の作製コストを低下させ得る。

本明細書に記載される主題の一以上の実装の詳細が、添付図面及び以下の説明に記載される。本説明、図面及び請求項により、本主題の他の特徴、側面及び利点が明らかとなる。

原子炉システムを例示するブロック図である。 原子炉システムの一部における循環経路の側面図を示す模式的な図である。 原子炉システムの一部における循環経路の上面図を示す模式的な図である。 反射体及び炉心支持構造体を含む原子炉システムの一部の代表的実装の側面図を例示する。 反射体及び炉心支持構造体を含む原子炉システムの一部の代表的実装の上面図を例示する。 反射体及び炉心支持構造体を含む原子炉システムの一部の代表的実装の等角図を例示する。 反射体及び炉心支持構造体を含む原子炉システムの一部の他の代表的実装の側面図を例示する。 反射体及び炉心支持構造体を含む原子炉システムの一部の他の代表的実装の上面図を例示する。 反射体及び炉心支持構造体を含む原子炉システムの一部の他の代表的実装の等角図を例示する。

図１は、炉心支持構造体２５及び中性子反射体１５を含む原子炉システム１００（例えば原子炉）を例示するブロック図である。いくつかの側面において、原子炉システム１００は、炉心を冷却して当該炉心から一以上の熱交換器を通して二次冷却材へと熱を伝達させる一次冷却材の自然循環を利用する商用電力加圧水型原子炉である。二次冷却材（例えば水）は、ひとたび（例えば蒸気、過熱蒸気等へと）加熱されると、凝縮されて一以上の熱交換器へと戻る前に、蒸気タービン等のような発電機器を駆動することができる。

原子炉システム１００に関し、炉心２０は、円筒形状又はカプセル形状の炉容器７０の底部に位置決めされる。炉心２０は、一定量の核燃料集合体又は棒（例えば、制御棒と組み合わされて、制御された原子核反応を生じさせる核分裂性物質）と、随意的に一以上の制御棒（図示せず）とを含む。上述のように、いくつかの実装において、原子炉システム１００は、通常時運転中に又は緊急時状態であっても、原子炉１００の安全運転が少なくとも所定期間は操作員の介入又は監督なしに確実に維持されるように、物理法則を用いる（例えば一次冷却材のための循環ポンプなしの）受動的運転システムを有するように設計される。円筒形状又はカプセル形状の格納容器１０が、炉容器７０を取り囲み、かつ、炉プール内に部分的に又は完全に、例えば炉ベイ５内の水線９０（ベイ５の頂面３５又はその直下に存在）を下回るように浸漬される。炉容器７０と格納容器１０との間の容積は、炉容器７０から炉プールへの熱伝達を低減するべく、部分的に又は完全に真空にされる。しかしながら、他実装において、炉容器７０と格納容器１０との間の容積は、炉容器と格納容器との間の熱交換を増加させる気体及び／又は液体によって少なくとも部分的に充填することもできる。

例示の実装において、炉心２０は、ホウ素又は他の添加物を含み得る水のような液体内に浸漬される。この液体は、炉心表面と接触した後、チャネル３０の中へと上昇する。加熱された冷却材の上方移動は、矢印４０によって代表される（例えばチャネル３０（例えばライザ３０）内の一次冷却材４０）。冷却材は、熱交換器５０及び６０の頂部を超えるように進行し、炉容器７０の内壁に沿って密度差によって下方へと引き寄せられる。これにより、冷却材が熱交換器５０及び６０に熱を与えることが可能となる。炉容器７０の底部に到達した後、炉心２０との接触は、冷却材の加熱をもたらし、これにより再びチャネル３０を通って上昇する。熱交換器５０及び６０は、図１において２つの別個の要素として示されるが、熱交換器５０及び６０は、チャネル３０の少なくとも一部まわりに巻き付いた任意数のらせん状（又は他の形状）のコイルを代表し得る。

原子炉モジュールの通常時運転は、加熱された冷却材がチャネル３０を通って上昇し、熱交換器５０及び６０と接触する態様で進行する。冷却材は、熱交換器５０及び６０に接触した後、熱的吸引プロセスを引き起こす態様で炉容器７０の底部に向かって沈む。図１の例において、炉容器７０内の冷却材は、大気圧を上回る圧力に維持される。それゆえ、冷却材は、気化（例えば沸騰）することなく高温に維持することができる。

熱交換器５０及び６０内の冷却材の温度が上昇すると、当該冷却材は沸騰し始める。熱交換器５０及び６０内の冷却材が沸騰し始めると、蒸気のような気化した冷却材を、蒸気の熱ポテンシャルエネルギーを電気エネルギーへと変換する一以上のタービンを駆動するべく使用することができる。冷却材は凝縮後、熱交換器５０及び６０のベース付近の箇所まで戻る。

例示の炉心支持構造体２５は、炉心２０における燃料集合体への軸方向支持を（例えば頂端及び／又は底端において）与える。炉心支持構造体２５は高いレベルにおいて、炉心集合体の頂端及び底端それぞれに隣接して取り付けられた上板及び下板を介して、炉心２０内の燃料集合体を垂直方向に拘束する。燃料集合体の横方向の拘束は、炉心２０を取り囲む支持構造体２５の剛体又は半剛体の壁によって達成される。支持構造体２５は一般に、通常時運転と、震動事象のような緊急事象中との双方において炉心２０内の燃料集合体を拘束する。

例示の実装において、以下に十分に説明されるように、反射体１５と炉容器７０との間のダウンカマー領域により、一次冷却材４０が、ライザ３０と炉容器７０との間のアニュラスの中を、容器７０の頂端（例えば熱交換器５０、６０を通過した後）から及び容器７０の底端（例えば炉心２０の下）から流れる流体経路が与えられる。流体経路チャネル一次冷却材４０は依然として、反射体１５を冷却するべく、炉心２０を通って反射体１５の少なくとも一表面と対流接触するように再循環させる必要がある。

反射体１５及び炉心支持構造体２５は一緒になって以下の機能を与えることができる。例えば、これらのコンポーネントの一方又は双方は、燃料集合体、制御棒集合体及び炉心内計装の構造的な支持及び配向を与えることができる。さらに、これらのコンポーネントの一方又は双方は、一次冷却材４０と炉心２０内の核分裂由来の放射線とを含む例示の環境において、少なくとも６０年の寿命を目的として設計される。さらに、一方又は双方のコンポーネントは、閉じた自然循環回路を形成する一方で（例えば一次冷却材４０のためのポンプがない）受動的循環システムによって運転される原子炉システム１００の流れ抵抗を最小限にするべく構成することができる。一方又は双方のコンポーネントはまた、（例えば炉心２０内へと戻る）中性子反射能力と、炉容器７０及び格納容器１０のための中性子及びガンマ線の遮蔽とを与えることができる。

反射体材料は、炉心２０へと戻る中性子反射に、ひいては中性子効率（例えばｋ_ｅｆｆ。これは、運転炉の臨界度の指標であり、１が安定、１を超えると出力上昇を示し、１未満は出力低下を示す）に影響を与える。例えば、加圧水型原子炉において、核分裂から生まれた中性子の平均２．９％〜９％が炉心から漏れ出る。中性子の漏れは、必要な燃料濃縮度及び燃料の有効燃焼寿命に直接的な影響を与え得る。これは、運転コストに影響し得る。いくつかの側面において、反射体１５は、低い吸収断面積及び高い散乱断面積を有するので、炉心２０の燃料領域において中性子が熱中性子化することを許容する最小限のエネルギー変化を伴って高速中性子が炉心２０へと戻される反射が増大される。

例示の実装のいくつかの側面において、反射体１５はアルミナから作られる。アルミナ（Ａｌ_２Ｏ_３）は、天然に生じる鉱物及びアルミニウム酸化生成物である。アルミナは空気中において２０５０℃で溶融し、かつ、良好な耐熱衝撃性を有する。他の特性には、３．９５ｇ／ｃｃの密度、５００℃の温度における８．５０×１０^−６の熱膨張係数（ＣＴＥ）が含まれる。アルミナ結晶はまた、使用が容易であり、水溶性かつ無毒性である。例示の実装において、アルミナ製の反射体１５を伴う炉心は、（例えば特定量のホウ素濃度で）約１．３ｃｍ（約０．５インチ）の厚さにおける１．０のｋ_ｅｆｆから、（例えば特定量のホウ素で）約１２．７ｃｍ（約５インチ）の厚さにおける約１．０２２のｋ_ｅｆｆまで増加する。原子炉１００の安定運転には１．０のｋ_ｅｆｆが望ましいので、効率を増加させる約１．３ｃｍ（０．５インチ）を超える（例えば１１．４ｃｍ（４．５インチ）の）反射体厚さにおいては、核燃料の濃縮度が低減され得る。

例示の実装のいくつかの側面において、反射体１５はベリリア製である。ベリリア（ＢｅＯ）はセラミック材料である。ベリリアは、３．０１ｇ／ｃｃの密度と、５００℃の温度における８．００×１０^−６のＣＴＥとを有する。例示の実装において、ベリリア製の反射体１５は、約１．３ｃｍ（約０．５インチ）の厚さにおける１．０のｋ_ｅｆｆから、約１１．４ｃｍ（約４．５インチ）の厚さにおける約１．０２６のｋ_ｅｆｆまで増加する。原子炉１００の安定運転には１．０のｋ_ｅｆｆが望ましいので、効率を増加させる約１．３ｃｍ（０．５インチ）を超える反射体厚さにおいては、核燃料の濃縮度が低減され得る。

図２Ａ〜２Ｂはそれぞれ、原子炉システム２００の一部における循環経路の側面図及び上面図を示す模式的な図である。いくつかの側面において、システム２００は、図１の例示のシステム１００、又は他の原子炉システム（例えば他の受動的循環原子炉システム）の一部である。システム２００は、高いレベルにおいて、核燃料集合体を含む炉心２２０に隣接して（例えば、そのまわりに）位置決めされた反射体２１５を冷却するべく、一次冷却材２５０が炉容器２１０の頂端から容器２１０の底端へと（例えば自然）循環される下方流れ配列を含む。

この例に例示されるように、炉心支持構造体は、炉心２２０の上（例えば頂端）に（例えば炉心２２０とライザ（図示せず）との間に）位置決めされた上支持板２０５を含む。支持構造体はまた、炉心２２０の下（例えば底端）に位置決めされ、かつ、炉容器２１０の内面周縁まわりに延びるサイズとされた下支持板２２５も含む。支持構造体はまた、炉容器２１０の内面に隣接して位置決めされた炉心バレル２３０も含む。双方の間には比較的小さなアニュラス２５５が存在する。上及び下支持板２０５及び２２５と炉心バレル２３０とは一緒になって、通常時運転中に、及び震動事象のような緊急時運転中に、炉心２２０に対する軸方向及び横方向の支持を与えることができる。

板２０５及び２２５の一方又は双方は、（例えば一次冷却材２５０の）流体連通を許容する孔又はアパチャを含む。例えば、例示のように、一次冷却材２５０は、反射体２１５と炉心バレル２３０との間のアニュラス２４５において下方へと（例えば自然）循環される。冷却材２５０は、炉容器２１０の丸み付き底部に部分的に起因して、容器２１０の中心へと及び炉心２２０を通って上方へと方向を変える。一次冷却材２５０が炉心２２０を通って循環すると、熱が（例えば核分裂により放出されるエネルギーから）冷却材２５０へと伝達される。かかる熱は結局、例えば、上述のように原子炉容器２００のライザ（図示せず）に隣接して取り付けられた熱交換器内を循環する二次冷却材へと伝達される。

（アルミナ、ベリリア又は他の材料製であり得る）反射体２１５は、図２Ａ〜２Ｂに例示のように、炉心２２０を取り囲み、炉心２２０から漏れる中性子を反射して炉心２２０へと戻す。その結果、反射体２１５は高温に達するので冷却が必要となる。反射体２１５の内面２３５は、炉心２２０を通る一次冷却材２５０の流れによって少なくとも部分的に冷却される。反射体２１５の外面２４０は、例示のように、反射体２１５と炉心バレル２３０との間のアニュラス２４５における一次冷却材２５０の下方流れによる。例示のように、一次冷却材の流れ２５０のすべて又は実体的部分が、炉心２２０をバイパスすることなく炉心２２０を通して循環されて反射体２１５を通るように流れる。すなわち、反射体２１５の冷却のすべて又は実質的にすべてが、アニュラス２４５内の冷却材２５０の（外面２４０上の）下方流れ、及び炉心２２０を通る一次冷却材２５０の（内面２３５上の）上方流れに由来する。

図３Ａ〜３Ｃはそれぞれ、反射体３３５及び炉心支持構造体を含む原子炉システム３００の一部の代表的実装の、側面図、上面図及び等角図を例示する。一般に、原子炉システム３００の代表的実装は、図２Ａ〜２Ｂに示される下方流れ配列と類似の又は同じ炉心バレル３３０と反射体３３５との間のアニュラス３７０を通る一次冷却材の下方流れ配列を容易にする。さらに、例示のように炉心支持構造体は、（例えば運転中には燃料集合体を含む）炉心３２０の上に取り付けられた上板３０５と、炉心３２０の下に取り付けられた下板３２５と、多数の柱３５０とを含む。

例示のように、柱３５０は、下板３２５及び支持燃料集合体（例えば柱３５０ごとに一つの燃料集合体）から延び、当該燃料集合体を下板３２５から離れるようにかつ下板３２５の上へと持ち上げる。例示の実装において、反射体３３５はまた、柱３５０上に載置されて柱３５０によって支持される。これにより、反射体３３５は、下板３２５から離間するように分離される。

例示の実装において、反射体３３５は、炉容器３１０の中心から径方向外側へ延びて炉心バレル３３０と係合するフィン３６０を含む。フィン３６０は、いくつかの側面において、炉心３２０内に位置決めされた燃料集合体の横方向支持を付与し又は当該付与を援助する。

特に図３Ｃを参照すると、原子炉システム３００の他の代表的側面が示される。この側面において、柱３５０は、燃料集合体のための支持領域を形成する下炉心板３５５に結合される。すなわち、この側面において燃料集合体は、柱３５０には直接的に支持されないが、その代わりに下炉心板３５５によって直接的に支持される。

原子炉システム３００の運転において、一次冷却材は、例えば、炉心バレル３３０と反射体３３５との間のアニュラス３７０の中を、ライザを通り熱交換器を通過するように循環された後、システム３００（図示せず）の上部から下方へと（例えば自然）循環される。一次冷却材がダウンカマーアニュラス３７０において反射体３３５を通過すると、熱が反射体３３５から（例えば反射体３３５の外面から）当該冷却材へと伝達される。一次冷却材は、（例えば柱３５０上に立ち上がった）反射体３３５の下へ、柱３５０まわりに、及び、炉心３２０を通って上方へと循環する。冷却材が炉心３２０を通って循環すると、当該冷却材がシステム３００の上端へと上方に循環されるときに、熱が燃料集合体と反射体３３５の内面とから当該冷却材へと伝達される。

いくつかの側面において、炉心バレル３３０と炉容器３１０との間のアニュラスは一次冷却材によって充填されるが、この領域を通る最小限の流速においてである。例えば、システムに一次冷却材が充填されるとき、トラップされた空気がこのアニュラスを出ることが許容されるように、炉心バレル３３０にオリフィスを取り付けることができる。運転中、少量の冷却材が、このアニュラスを通り抜けることができる。この冷却材の流れは、いくつかの側面において、この領域における冷却材が沸騰しないことを確実にする。

図４Ａ〜４Ｃはそれぞれ、反射体４３５と柱４４０及び下炉心板４４５を含むが炉心バレルは含まない炉心支持構造体とを含む原子炉システム４００の一部の他の代表的実装の、側面図、上面図及び等角図を例示する。いくつかの側面において、原子炉システム４００は、システム３００と同様に、一次冷却材の流れがシステム４００の頂部から下方へ（例えばライザ（図示せず）と炉容器４１０との間のアニュラスを通り）、アニュラス４７５を通り、その後炉心４２０を通って上方へと循環される下方流れ配列を含む。下方流れ循環は、いくつかの側面において、反射体４３５の外面を冷却することができる一方、（例えば炉心４２０を通る）上方流れ循環は、反射体４３５の内面を冷却することができる。

例えば、炉心バレルをシステム４００から取り外すことに起因して、炉心（例えば炉心内の燃料集合体）の重量が、柱４４０、下炉心板４４５及び反射体４３５を介して炉容器４１０へと伝達される。例えば、柱４４０は、下炉心板４４５からの荷重の一部を炉容器４１０の丸み付き底部へと伝達する。このインタフェイスは、炉心４２０内の燃料集合体に対する上方及び下方双方の荷重を与えることができる。例えば、下方の荷重は単に柱４４０によって支承されるが、上方の荷重は固定機構によって支承される。固定機構は、上炉心支持板から反射体４３５を通るように震動事象中に生じる燃料の上方加速力を伝達する。

図４Ａ〜４Ｃに戻ると、炉心４２０における燃料集合体の横方向支持は、下炉心板４４５から反射体４３５へと、及び、炉容器４１０に結合された（例えば取り付けられた）支持フィン４５５へと伝えられる。いくつかの側面において、かかる支持システムは、炉心４２０の下に大きな容積を与えることができる。いくつかの側面において、容積は、炉心４２０を下げることによって低減することができる。これは、ひいては、炉心４２０を通して一次冷却材を循環させるのに（例えば強制循環システムにおいて）必要なポンプパワーを増加させるが、自然循環システムにおいては、一次冷却材を循環させるのに必要なパワーを低下させる。

例示のように、下炉心板４４５は、例えば、下炉心板４４５の中心に向かう実質的に正方形形状のアパチャ、及び下炉心板４４５の周縁に向かう実質的に長円のアパチャのような（ただし、他の形状も可能であり本開示によって考慮される）、下炉心板４４５を貫通する多数のアパチャ４５０を含む。いくつかの側面において、アパチャ４５０は、炉心４２０の下にある炉容器４１０の下部容積と炉心４２０との間の流体連通を与えることができる。いくつかの側面において、下炉心板４４５がアパチャを一つも含まずに流体を循環させることができる。

原子炉システム４００の運転において、一次冷却材は、例えば、炉容器４１０と反射体４３５との間のアニュラス４７５の中を、ライザを通って熱交換器を通過する循環の後、（例えば自然に）循環されてシステム４００の上部（図示せず）から下方へと向かう。一次冷却材がダウンカマーアニュラス４７５において反射体４３５を通過すると、熱が反射体４３５から（例えば反射体４３５の外面から）当該冷却材へと伝達される。一次冷却材は、炉容器４１０の下容積４７０の中へ、柱４４０まわりに、及び下炉心板４４５を通って上へかつ炉心４２０の中へと循環する。冷却材が炉心４２０を通って循環すると、当該冷却材がシステム４００の上端へと上方に循環されるときに、熱が燃料集合体及び反射体４３５の内面から当該冷却材へと伝達される。

一定数の実装が記載されてきた。それにもかかわらず、様々な修正がなし得ることが理解される。例えば、開示の技術のステップが異なる順序で行われた場合に、開示のシステムにおけるコンポーネントが異なる態様で組み合わされた場合に、又は、コンポーネントが他のコンポーネントによって置換若しくは補充された場合に、有利な結果を達成することができる。したがって、他の実装も以下の特許請求の範囲内にある。

Claims (16)

1. 原子炉システムであって、
   内部容積を含む炉容器と、
   一以上の核燃料集合体を含む炉心と、
   前記炉心の頂部から前記炉容器の内部容積を通って前記炉容器の上半分へと延びるライザと、
   前記炉心の横方向側面を取り囲む内面と前記内面に対向する外面とを含む中性子反射体と、
   前記一以上の核燃料集合体を支持するべく前記炉容器の底部から前記炉心へと延びる一以上の支持柱を含む炉心支持構造体と、
   前記炉容器内に包含された一次冷却材流路であって、前記ライザから前記炉容器の上半分へと、前記炉容器の上半分から下方流れにおいて前記中性子反射体の外面と前記炉容器との間のアニュラスを通って前記炉容器の底部へと、及び前記炉容器の底部から一以上の支持柱まわりに前記炉心を通ってライザへと延びる一次冷却材流路と
   を含み、
   前記炉心支持構造体はさらに、前記中性子反射体と前記炉容器との間のアニュラス内に位置決めされた炉心バレルを含み、
   前記一次冷却材流路は、前記下方流れにおいて前記中性子反射体の外面と前記炉心バレルの内面との間のアニュラスを通って前記炉容器の底部へと延びる原子炉システム。
2. 前記炉心支持構造体さらに、前記炉容器の底部に位置決めされて前記炉容器の内面へと延びる下支持板を含み、
   前記一以上の支持柱は、前記下支持板から前記炉心へと延びる請求項１の原子炉システム。
3. 前記一以上の支持板は前記中性子反射体の底面に接触係合し、
   前記一次冷却材流路は、前記アニュラスから前記下支持板と前記中性子反射体の底面との間にある前記炉容器の底部へと延びる請求項２の原子炉システム。
4. 前記一以上の支持柱において前記支持柱と前記一以上の燃料集合体との間に支持された下炉心板をさらに含む請求項２の原子炉システム。
5. 前記一以上の支持柱は、前記炉容器の丸み付き内面から前記炉容器の底部を通って前記炉心へと延び、
   前記一次冷却材流路は、前記アニュラスから前記炉容器の底部へと前記一以上の支持柱まわりに延びる請求項１の原子炉システム。
6. 前記一以上の支持柱において前記支持柱と前記一以上の燃料集合体との間に支持された下炉心板をさらに含み、
   前記一次冷却材流路は、前記支持柱まわりから前記下炉心板の一以上のアパチャを通って前記炉心へと延びる請求項５の原子炉システム。
7. 前記原子炉システムの一部がアルミナ又はベリリアの一方を含む請求項１の原子炉システム。
8. 前記中性子反射体はアルミナ又はベリリアの一方を含む請求項７の原子炉システム。
9. 前記中性子反射体は１．３ｃｍ〜１２．７ｃｍの厚さを含む請求項７の原子炉システム。
10. 方法であって、
    内部容積を含む炉容器と、一以上の核燃料集合体を含む炉心と、前記炉心の頂部から前記炉容器の内部容積を通って前記炉容器の上半分へと延びるライザと、炉心支持構造体とを含む原子炉システムを設けることと、
    前記ライザから上方に前記炉容器の上半分へと一次冷却材の流れを循環させることと、
    前記炉容器の上半分からの前記一次冷却材の流れを、前記炉心を取り囲む中性子反射体の外面と前記炉容器との間のアニュラスを通して前記炉容器の底部へと下方に循環させることと、
    前記炉容器の底部からの前記一次冷却材の流れを、前記核燃料集合体を支持する前記炉心支持構造体の一以上の支持柱まわりに及び前記炉心を通して循環させることと、
    前記炉心からの前記一次冷却材の流れを、前記核燃料集合体と前記中性子反射体の前記外面に対向する内面との間の領域にある前記ライザへと循環させることと
    を含み、
    前記炉心支持構造体はさらに炉心バレルを含み、
    前記炉容器の上半分からの前記一次冷却材の流れを、前記炉心を取り囲む中性子反射体の外面と前記炉容器との間のアニュラスを通して前記炉容器の底部へと下方に循環させることは、前記炉容器の上半分からの一次冷却材の流れを、前記炉容器の底部へと下方に、前記炉心を取り囲む中性子反射体の外面と、前記中性子反射体と前記炉容器との間のアニュラスに位置決めされた前記炉心バレルとの間のアニュラスを通して循環させることを含む方法。
11. 前記炉心支持構造体はさらに、前記炉容器の底部に位置決めされて前記炉容器の内面へと延びる下支持板を含み、
    前記一以上の支持柱は、前記下支持板から前記中性子反射体の底面に接触係合するように延び、
    前記炉容器の底部からの前記一次冷却材の流れを、前記核燃料集合体を支持する前記炉心支持構造体の一以上の支持柱まわりに及び前記炉心を通して循環させることは、前記アニュラスからの前記一次冷却材を、前記下支持板と前記中性子反射体の底面との間にある前記炉容器の底部へと循環させることを含む請求項１０の方法。
12. 前記下支持板と前記中性子反射体の底面との間からの前記一次冷却材の流れを、前記一以上の支持柱に支持された下炉心板を通して、前記支持柱と前記一以上の核燃料集合体との間において前記炉心へと循環させることをさらに含む請求項１１の方法。
13. 前記一以上の支持柱は、前記炉容器の丸み付き内面から前記炉容器の底部を通って前記炉心へと延びる請求項１０の方法。
14. 前記炉容器の底部からの前記一次冷却材の流れを、前記核燃料集合体を支持する前記炉心支持構造体の一以上の支持柱まわりに及び前記炉心を通して循環させることは、前記一以上の支持柱に支持された下炉心板を通る前記一次冷却材の流れを、前記支持柱と前記一以上の核燃料集合体との間において前記炉心へと循環させることを含む請求項１３の方法。
15. 前記中性子反射体はアルミナ又はベリリアの一方を含む請求項１０の方法。
16. 前記中性子反射体は１．３ｃｍ〜１２．７ｃｍの厚さを含む請求項１５の方法。

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