JP7165521B2 - リムーバブル封止プラグを備えた原子炉用の緩和アセンブリ - Google Patents

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Description

本発明は、原子炉の分野に関連しており、特に一体型あるいはループ型の高速増殖炉（ＦＢＲ）に関連している。このような炉は、伝熱流体によって冷却されうる。伝熱流体は、液体金属（特にナトリウム）の形態であることが一般的である。ナトリウム冷却高速炉あるいはナトリウム高速炉（ＳＦＲ）という語も用いられる。この種のナトリウム冷却高速炉は、いわゆる第四世代の原子炉ファミリに属する。
より詳しくは、本発明は、緩和アセンブリのアッパーニュートロンシールディング（ＵＮＳ）の構成に関連する。
よって、本発明は、リムーバブル封止プラグを備えた原子炉用の緩和アセンブリ、当該緩和アセンブリを備えた原子炉、およびこれらに関連する操作方法を開示する。
高速増殖炉の動作原理は、周知となっている。したがって、高速増殖炉は、熱中性子（０．０２５ＭｅＶを下回る運動エネルギーを有するもの）ではなく、高速中性子（０．９０７ＭｅＶを上回る運動エネルギーを有するもの）を用いる原子炉である。また、従来の第二世代および第三世代の原子炉とは異なり、高速増殖炉の炉心は減速されない（中性子の減速や熱化がない）。
他の技術が研究されているものの、高速増殖炉の大多数は、冷却流体として液体ナトリウムを使用している。沸点が高いことがその理由である。
ナトリウム冷却原子炉は、炉心が配置された格納容器をコア制御プラグとともに備えていることが普通である。炉心は、燃料親アセンブリに包囲された多数の燃料アセンブリ、リフレクタ・中性子保護アセンブリ、場合によっては重大事故緩和アセンブリからなることが一般的である。ポンプシステムを用いて熱が抽出され、炉心内のナトリウムが循環する。この熱は、少なくとも一つの中間交換器（ＩＥ）を通じて中間回路へ伝達され、後に蒸気発生器（ＳＧ）内に蒸気を生成するために使用される。この蒸気は、タービンへ送られて機械エネルギーに変換される。当該機械エネルギーは、続いて電気エネルギーに変換される。
中間回路は、ナトリウムを収容している。ナトリウムと水蒸気の間で生じうる激しい反応が、蒸気発生管の破損時に起こりうる。この回路の目的は、格納容器内の一次ナトリウムを蒸気発生器内の水蒸気から隔離することにある。この構造物は、ナトリウムを収容する二つの回路を備えている。一方は、炉心と中間熱交換器の間で熱を伝達するように構成されている。他方は二次回路と称され、中間熱交換器と蒸気発生器の間で熱を伝達するように構成されている。
全てのナトリウム炉は、共通の技術的特徴を有している。格納容器は、閉塞スラブによって閉塞されることにより、一次ナトリウムが外気と接触しない。当該スラブを垂直方向に通過する全てのコンポーネント（交換器、ポンプ、パイプなど）は、リフト装置を用いて垂直方向に持ち上げられることにより、取り外し可能である。当該スラブを貫通する穴の寸法は、当該コンポーネントの大きさと数に依存する。格納容器の直径は、穴が大きくなったり増えたりすることによって増す。
一次回路は、二つの大きな分類のいずれかに基づいて構成されうる。高速増殖炉は、「一体型」の原子炉と「ループ型」の原子炉に区別される。本発明は、一体型の高速増殖炉により好適に関連するが、ループ型の高速増殖炉にも等しく適用可能である。
ループ型原子炉は、中間交換器と一次ナトリウムポンプ装置が炉格納容器の外側に配置されているという事実により特徴づけられる。図１は、ループ型原子炉と称されるナトリウム冷却高速増殖炉の構成原理を例示する軸方向断面図である。
図１のループ型原子炉Ｒにおいて、ナトリウムは、炉心１を上方に通過して生成された熱を運び去る。炉心１の出口において、熱は原子炉Ｒの格納容器３における領域２へ送り出される。この領域は、「ホットコレクタ」と称されている。各ループにおいて、パイプ４は、ホットコレクタ２に漬けられており、一次ナトリウムを吸い上げて中間交換器（本図では不図示）へ輸送して二次ナトリウムへ熱を伝達する。中間交換器の出口において、一次ナトリウムはポンプによって回収され、パイプ５を通じて炉心入口へ直接送られる。
ループ方式の主な利点は、一体型原子炉と比較して所定の電力を得るための炉心格納容器の直径を小さくできる点にある。構成要素が少なくて済むからである。よって、炉心格納容器がより容易に製造され、コストが低い。他方、ループ方式は、一次ナトリウムが格納容器外に取り出されるという点において不利である。一次回路の構造がより複雑になり、安全上の問題が大きくなる。よって、格納容器の小型化と製造容易性に係る利益は、ループの設計に係る装置の追加と一次ナトリウム漏れを管理する特殊手段によって必要とされるコスト増によって解消されてしまう。
一体型原子炉は、中間交換器と一次ナトリウムのポンプ装置が格納容器内に配置されているという事実により特徴づけられる。すなわち、一次回路を格納容器の外側へ延ばす必要がない。よって、ループ型と比較して重要な安全上の利が得られる。図２は、一体型原子炉と称されるナトリウム冷却高速増殖炉の構成原理を例示する軸方向断面図である。
図２の一体型原子炉Ｒにおいて、ナトリウムは、炉心１１を上方に通過して生成された熱を運び去る。炉心１１の出口において、熱は格納容器１３の領域１２へ送り出される。領域１２は、閉塞スラブ２４によって閉塞されている。この領域１２は、「ホットコレクタ」と称されている。ホットコレクタ１２は、「レダン」と称される略円錐形状の壁１５によって「コールドコレクタ」と称される別領域１４と分離されている。中間交換器１６は、レダン１５を貫通する管束（本図では不図示）からなる。一次ナトリウムは、ホットコレクタ１２に配置された入口窓１７を通じて中間交換器１６へ進入する。一次ナトリウムが管束を通過すると、その熱が二次ナトリウムに伝達される。一次ナトリウムは、窓１８を通じて中間交換器１６から出る。窓１８は、コールドコレクタ１４内に位置する中間交換器１６の下部に設けられている。二次ナトリウムは、パイプ２８を通じて中間交換器１６に入り、パイプ２９を通じて中間交換器１６から出る。コールドコレクタ１４内のナトリウムは、ポンプ装置１９によって回収され、アセンブリを供給するダイアグリッド３０を通じて炉心１１の入口へ直接送られる。ダイアグリッド３０は、圧力を受ける箱であり、燃料、燃料親物質、原子炉、中性子保護または緩和アセンブリが上下方向に係合している。ダイアグリッド３０は、プレーティング３１と称される機械的支持構造によって支持されている。
ナトリウムは、中間交換器１６内で重力によりホットコレクタとコールドコレクタの間を循環する。このナトリウムの二つのマニホルド間における駆動力は、ホットコレクタ１２の液面２０とコールドコレクタ１４の液面２１の差に対応する約２ｍに固定される。これは、中間交換器１６の構成とジオメトリックフットプリントに係る理由に基づく。効率を最大にするために、レダン１５、中間交換器１６、およびポンプ手段を貫通する部品は、クロッシング２２、２３において最大限の漏れ防止性を有する。これにより、一次ナトリウムが中間交換器１６をバイパスすることを防止する。
さらに、その手法自体は前述の通り周知であるが、高速増殖炉は、ＤＣＳ－Ｍ－ＴＴ（Complementary Mitigation type Safety Device with Through Tubes）と称される緩和アセンブリを一体化できる。その機能は、炉心からリキュペレータに至るコリウム排出経路を形成することにより、炉心内における全体溶融事故を緩和することにある。リキュペレータは、格納容器の底部におけるプレーティング３０の下方に配置されている。例えば、ＡＳＴＲＩＤと称される第四世代の原子炉は、２１個の緩和アセンブリを備えている。当該アセンブリは、６個の燃料アセンブリ（炉心内に配置される）または３個のリフレクタ（炉心の第一リング内に配置される）によって包囲される。当該アセンブリの上部は、通常は「アッパーニュートロンシールディング」（ＵＮＳ）と称される中性子遮蔽装置を備えている。
図３は、高速増殖炉で使用される緩和アセンブリ４０の一例を模式的に示す断面図である。緩和アセンブリ４０は、長手軸Ｘに沿って延びる形状を有している。緩和アセンブリ４０は、六角形状の断面を有するチューブあるいはボックス４１を備えている。当該部材の上部４２は、通常はＵＮＳを包囲するアセンブリのヘッドを形成している。チューブ４１は、中央部４３を備えている。すなわち、上部４２と中央部４３は、単一の管状筐体４１または全長にわたって同一の六角形状断面を有する箱体を形成する。アセンブリのヘッド４２は、チューブ４１の内部に開口する中央開口４５を備えている。また、アセンブリ１は、その脚部を形成する下部４４を備えている。下部４４は、チューブ４１に沿って延長している。アセンブリの底部４４は、先端４７を備えている。先端４７は、炉心のダイアグリッドへ垂直に挿入される。
図３に示されるように、アセンブリ４０の脚部４４の断面は、チューブ４１の六角形状断面よりも小さい。二つの部分４１、４４の接続部４７は、幾らか湾曲されるか、錐状の肩部として形成され、炉心のダイアグリッドの上面に対して非封止の球体／錐体軸受型接続を可能にしている。
中央部４３は、アセンブリ４０のほぼ中程の高さにあり、炉心における核分裂領域Ｚと称される高さに位置する。緩和アセンブリ４０が装填された状態、すなわち炉心内に導入された状態において、雄型の脚部４４は、原子炉のダイアグリッド内の開口に挿入され、長手軸Ｘが垂直方向を向くダイアグリッド内の定位置にアセンブリ４０を保持する。
上述のように、緩和アセンブリ４０の機能は、炉心全体が溶融する事故を緩和することにある。よって、チューブ４１は、リローカライゼーションチャネルを形成し、炉心の底部に配置されたリキュペレータへのコリウム流路を形成する。アセンブリ４０の脚部４４は、重力によりコリウムを流す。より詳しくは、燃料の溶融により生成されたコリウムは、緩和アセンブリ４０に到達するまで炉心内部を径方向に伝播する。アセンブリ４０の六角形状チューブが溶けることにより、コリウム排出路が開口する。
しかしながら、原子炉ボイラの熱水力特性に関して生じる問題が、コリウム流路の形成という緩和アセンブリの主要機能に適合可能なＵＮＳの新たな構成を必要としている。
図４は、図３の緩和アセンブリを備えた高速増殖炉Ｒを例示する軸断面図である。図４における破線Ｎは、ナトリウムの自由液面を表している。
全ての炉心アセンブリ（本例においては燃料アセンブリ５０と緩和アセンブリ４０）は、それらの脚部がダイアグリッド３０におけるスタンドあるいはチューブ５１、４８へそれぞれ垂直に挿入される。ダイアグリッド３０の機能は、良好な冷却を要するアセンブリに冷えたナトリウムを高圧で供給することにある。燃料アセンブリのスタンドは、冷えたナトリウムの供給を可能にすべく穿孔されている。緩和アセンブリのスタンドは、穿孔されていない。このアセンブリは強制対流による冷却を必要としないからである。ダイアグリッド３０の温度は約４００℃であり、圧力は約４バールである。
緩和アセンブリ４０についてより詳細に述べる。スタンド４８は、漏れ防止対策がなされつつプレーティング３１（温度：約４００℃、圧力：約１３０ミリバール）を貫通して延伸し、炉心とダイアグリッドを支持する機能を有する。スタンド４８は、プレーティング３１の下方で低圧（温度：約４００℃、圧力：約０バール）のコールドコレクタ１４へ開口する。スタンド４８の底部には、コリウムリキュペレータ６０が横たわっている。冷えたナトリウムが供給されるアセンブリの脚部の上部は、スタンドに対するラビリンスシールを備えている。当該ラビリンスシールは、高圧のダイアグリッド３０をホットコレクタ１２から隔離する。脚部の底部もまた、スタンドに対するラビリンスシールを備えている。当該ラビリンスシールは、高圧のダイアグリッド３０をプレーティング３１から隔離する。
この構成においては、アセンブリの頭部と脚部の間でヘッドロスが増加しない。アセンブリ４０の機能は、温度と圧力がそれぞれ約５５０℃と約１３０ミリバールであるホットコレクタ１２がコールドコレクタ１４に接触することを要する。両者の間の１３０ミリバールの圧力差は、コールドコレクタ１４内に位置するチューブ４１内の熱いナトリウムに下方向への流れを生じる。
しかしながら、約４００℃に冷えたナトリウム内に位置する構造（ダイアグリッド、プレーティングなど）への約５５０℃の熱いナトリウムの放出は、温度勾配に起因する熱機械的ストレスによる経年劣化や機械的強度の観点から望ましくない。特に、これらの構造の寿命は、原子炉を収容する発電所の寿命（例えば約６０年）に等しくされることを要する。さらに、ホットコレクタ１２内のナトリウムの自由液面は、ホットコレクタ１２からのガスの主な発生源の一つである。高圧効果によってホットコレクタ１２内のナトリウムに溶解した泡は、ガスリジャーミング（核生成現象）に直面するリスクや、コールドコレクタ１４内に進入して泡が再形成されるリスクを伴う。しかしながら、コールドコレクタ１４内におけるガスの存在は、ガスがアセンブリ内に侵入するリスクを防止するために制限されねばならない。当該現象は、燃料棒の冷却不良を引き起こしうる。
したがって、ホットコレクタ１２とコールドコレクタ１４の間に良好な封止を提供する一方、動作や設置に係る（特にアセンブリの洗浄や炉心への搭載に係る）他の制約に対応する必要がある。例えば吸収棒あるいはスリーブ（中央チャネルを備えたリング）からなる固定されたＵＮＳが燃料アセンブリやリフレクタに用いられる既知のＵＮＳ方式では、この漏れ防止要求に応えられない。吸収エレメントを良好に冷却するために必要なナトリウム通過断面積は非常に大きいからである。
本発明の目的は、上述した要求の少なくとも一部に応え、先行技術に係る実施形態の短所の少なくとも一部を克服することにある。
本発明の一態様によれば、原子炉用の緩和アセンブリが提供される。当該緩和アセンブリは、
前記原子炉のダイアグリッドへ垂直に挿入されるように構成されており、
長手軸と、
コリウムが循環する中央部と、
中性子吸収材を支持しているアッパーニュートロンシールディング（ＵＮＳ）ヘッドを備えたＵＮＳ装置を収容するアセンブリヘッドを形成している上部と、
を備えているボックスと、
リムーバブルなロック手段と、
前記ＵＮＳヘッドの一部を形成しており、当該ＵＮＳヘッドの残りの部分に対して所定距離だけ平行移動自在であるスラグと、
を備えており、
前記ロック手段は、前記スラグに装着された前記ＵＮＳ装置を抽出するためのグラブの複数の爪を用いて前記スラグを前記長手軸に沿って変位させることによって、前記ＵＮＳヘッドと前記ボックスのロックとロック解除がなされうるように構成されており、
前記上部は、円錐形の遮蔽ブロックを備えており、
前記遮蔽ブロックの先端は、前記ボックスの底部を向いており、
前記遮蔽ブロックは、前記ボックスの円錐形の内面と協働し、
前記遮蔽ブロックと前記内面の間に封止装置が形成されており、
前記ＵＮＳヘッドと前記遮蔽ブロックは、リムーバブル封止プラグを形成している。
好ましくは、前記緩和アセンブリは、高速増殖炉（特にナトリウム冷却高速炉；ＳＦＲ）に使用されるように構成される。しかしながら、前記緩和アセンブリは、封止機能を要するあらゆる原子炉（ガス冷却あるいは液体金属冷却原子炉；液体金属は鉛および鉛－ビスマスから選ばれる）に使用されうる。
さらに、本発明に係る緩和アセンブリは、一体型の高速増殖炉またはループ型の高速増殖炉に等しく使用されうる。
前記封止ブロックの円錐形状は、前記緩和アセンブリにおける前記プラグの位置決めを容易にしつつ、封止箇所における隙間を非常に小さくすることを保証しうるので有利である。これにより、良好な封止が得られる。また、先細り形状は、円筒形状を用いたセンタリングの場合と比較して、抽出中に前記プラグが引っ掛かるリスクを抑制しうる。
前記緩和アセンブリのＵＮＳは、後述するように幾つかの機能を発揮する。主要な機能のうち、アセンブリヘッドにおけるホットコレクタとコールドコレクタの間に良好な封止を提供することは必須である。構造に対する機械的な損傷を抑制するために、かつコールドコレクタにおけるガス発生を抑制するために、漏れ流が最小化されねばならない。アセンブリヘッドを通じてのコリウムの噴出を抑制し、ダイアグリッドのスタンドおよびプレーティングにおいてコリウムを下方へ流すことを容易にするために、十分に大きなヘッドロスを発生させることもまた必要である。なお、この第二の機能の発揮は、第一の機能が発揮された場合に必要となる。
二次的な機能のうち、ＵＮＳの提供（すなわちアセンブリの頂部を通じての中性子漏れの抑制）が必要である。放射性廃棄物の量を低減するという観点に従うならば、ＵＮＳは再使用可能であることを要する。
インコアハンドリング（炉心または外部ストレージへのアセンブリの搭載）に適合可能であることが必要との制約がある。アセンブリ洗浄処理に適合可能であることも必要である。
本発明によれば、これらの機能を発揮するために、準リークタイトなリムーバブルプラグ型の緩和アセンブリ用ＵＮＳが構成されうる。封止機能が発揮されることにより、高いヘッドロスを達成することを狙いとした機能が自動的に実現される。ＵＮＳ機能は、硬い鋼ブロックを使用することにより、限られた数の緩和アセンブリにおいて発揮されうる。当該鋼ブロックは、洗浄処理に適合可能であるという機能を満足しつつ、コストを最小化する。
前記プラグが前記緩和アセンブリから取り外されうるように構成することにより、炉心ハンドリングへの適合機能が発揮されうる。前記プラグが完全に封止され、かつ取り外し不能である場合、前記アセンブリのナトリウムへの浸漬は、前記プラグの下方におけるエアポケットの形成をもたらしうる（ベル効果）。本発明によれば、前記アセンブリがナトリウムに浸漬されると、前記プラグが定位置に着き、前記アセンブリ内にガスポケットが生じることを防ぐ。
前記プラグが確実にリムーバブルとされることにより、洗浄処理に対する適合機能もまた満足されうる。標準的な洗浄処理は、ヘッドの脚側から前記アセンブリを通じてウェットガスを循環させる工程と、続いて前記アセンブリを完全に水に浸漬させる工程とからなる。よって、洗浄前に前記を取り外すことが、この要求を満足しうる。
前記プラグが前記緩和アセンブリから取り外されうるように構成することにより、再使用機能も実現される。この部品の放射性の程度に応じて、新たなアセンブリ内での複数回の使用が考慮されうる。これにより、廃棄物量の低減とコストの最小化が可能とされる。
本発明に係る緩和アセンブリは、以下の特徴の少なくとも一つを、独立的に、あるいは技術的に可能であれば組み合わせて備えうる。
前記上部は、前記ＵＮＳヘッドと前記遮蔽ブロックの間に配置された円筒形状の中間封止ブロックを備えうる。
前記遮蔽ブロックと前記中間封止ブロックの少なくとも一方は、金属製であるか、あるいは中性子吸収材を含有しうる。前記金属は、ステンレス鋼でありうる。前記中性子吸収材は、炭化ホウ素（Ｂ4Ｃ）、ハフニウム（Ｈｆ）、二ホウ化ハフニウム（ＨｆＢ2）、二ホウ化チタン（ＴｉＢ2）、ホウ化鉄（ＦｅＢ）、二酸化ウラン（ＵＯ2）、レアアースなどでありうる。
好ましくは、前記封止装置は、前記遮蔽ブロックの外錐面に配置されたラビリンスシールを備えうる。
あるいは、前記封止装置は、金属スクレーパセグメントによって形成されて前記遮蔽ブロックの外錐面に配置されたシールを備えうる。
前記遮蔽ブロックと前記内面の間の空間は、実質的にゼロである隙間を区画していると有利である。
前記遮蔽ブロックは、湾曲形状のノーズを形成する頂点を備えうる。
頂点の湾曲形状は、アセンブリヘッドの封止面を損傷することなく遮蔽ブロックを定位置へ下降させることを容易にするので有利である。
前記ノーズの周囲を延びる前記ボックスの内面もまた円錐形状でありうる。
円錐形状は、ナトリウムへの浸漬中や洗浄中におけるガスの滞留を防止できるので有利である。
前記ＵＮＳ装置、特に前記ＵＮＳヘッドは、仏国特許出願公開第３０３０８６０号明細書に記載されたものでありうる。よって、後述する特徴の少なくとも一つが得られうる。
前記アセンブリヘッドは、緩和アセンブリをハンドリングするためのハンドリンググラブの複数の爪と協働する溝または複数の穴を備えうる。当該ハンドリンググラブは、ＵＮＳ抽出グラブと同じ動作シーケンスを有する。
前記ＵＮＳヘッドは、前記ＵＮＳ装置において中性子吸収プラグを形成するとともに前記ロック手段を支持している部分を備えうる。
前記ロック手段は、垂直面内で回動自在に搭載された複数の爪からなりうる。
前記複数の爪の各々は、プラグを形成する部分に固定されたピンを中心として回動自在に搭載されうる。
前記スラグは、複数の固定ピンを備えうる。当該複数の固定ピンの各々は、回動爪に形成された溝内を摺動するように構成される。当該スラグの垂直平行移動は、当該ピンに当該溝内を摺動させ、当該爪を回動させる。
前記スラグは、前記ＵＮＳ装置を抽出するための前記グラブの前記爪が装着されうる溝を備えうる。
前記ボックスは、前記ＵＮＳ装置に対する上部ストッパを形成するために前記ロック手段の前記爪が挿入されうる内溝を備えうる。
前記ＵＮＳ装置は、プラグを形成する部分に固定されて前記スラグを貫通している少なくとも一つの中空の柱を備えうる。当該柱は、平行移動自在である前記グラブの可動部分と接触することにより、ロック解除の間、前記スラグと前記ＵＮＳ装置の残りの部分との間に上方への相対変位をもたらすように構成される。
前記緩和アセンブリ用の前記ＵＮＳ装置に使用される材料は、ステンレス鋼から選択されることが好ましいが、炭化ホウ素（Ｂ4Ｃ）、ハフニウム（Ｈｆ）、二ホウ化ハフニウム（ＨｆＢ2）、二ホウ化チタン（ＴｉＢ2）、ホウ化鉄（ＦｅＢ）、二酸化ウラン（ＵＯ2）、レアアースなどの中性子吸収材料から選択されてもよい。
本発明の別態様によれば、上述の緩和アセンブリを少なくとも一つ備えている原子炉（具体的には高速増殖炉）が提供される。
本発明の別態様によれば、上述の緩和アセンブリが炉心内のナトリウムに浸漬されている際の操作方法であって、
前記リムーバブル封止プラグを除去してから前記ボックス内にブリードする工程と、
前記リムーバブル封止プラグを除去してから前記ボックスを通じて特殊な測定を行なう工程と、
の少なくとも一方を含んでおり、
前記測定は、前記ボックスの検査測定と前記炉心の物理的測定の少なくとも一方であるものが提供される。
例えば、放射中に前記ボックス内にガスが蓄積したことが疑われると、前記緩和アセンブリは、定期的に（ハンドリング作業中など）ブリードされうる。ブリードは、例えば一次原子炉格納容器内で特殊なグラブを使用し、前記リムーバブル封止プラグを持ち上げることによって行なわれる。
また、必要に応じて、前記ボックスの内部で特殊な測定（具体的には、プレーティング検査測定と炉心の物理的測定の少なくとも一方）が行なわれうる。当該測定は、例えば計測装置を備えたロッドを挿入することによって行なわれる。
本発明に係る前記緩和アセンブリ、前記原子炉、および前記操作方法は、前述した特徴のいずれかを、独立的に、あるいは技術的に可能な他の特徴と組み合わせて備えうる。
ループ型と称されるナトリウム冷却高速増殖炉の構成原理を例示する軸断面図である。 一体型と称されるナトリウム冷却高速増殖炉の構成原理を例示する軸断面図である。 高速増殖炉に用いられる緩和アセンブリを例示する軸断面図である。 図３の緩和アセンブリを備えた高速増殖炉を例示する軸断面図である。 本発明に係る高速増殖炉用の緩和アセンブリの上部を例示する軸断面図である。 図５の緩和アセンブリにおけるＵＮＳヘッドの部分縦断面図である。 図５の緩和アセンブリにおけるＵＮＳ装置のハンドリング工程、挿入工程、およびロック工程を例示する部分縦断面図である（封止ブロックは不図示）。 図５の緩和アセンブリにおけるＵＮＳ装置のハンドリング工程、挿入工程、およびロック工程を例示する部分縦断面図である（封止ブロックは不図示）。 図５の緩和アセンブリにおけるＵＮＳ装置のハンドリング工程、挿入工程、およびロック工程を例示する部分縦断面図である（封止ブロックは不図示）。 図５の緩和アセンブリにおけるＵＮＳ装置のハンドリング工程、挿入工程、およびロック工程を例示する部分縦断面図である（封止ブロックは不図示）。 図５の緩和アセンブリにおけるＵＮＳ装置のハンドリング工程、挿入工程、およびロック工程を例示する部分縦断面図である（封止ブロックは不図示）。
本発明は、非限定的な実施形態例に係る以降の詳細な説明を読むことにより、添付の図面に示された模式的かつ部分的な図を参照することにより、よりよく理解される。
これらの図において、同一の参照符号は、同一または同様の要素を指示しうる。
また、図示されている複数の部品は、図を容易に理解できるようにするために、必ずしも同一の縮尺で示されることを要しない。
図１から図４については、先行技術および本発明の背景を説明するものとして参照済みである。
図５は、本発明に係るナトリウム冷却高速増殖炉Ｒに用いられる緩和アセンブリ４０の一例を示す軸断面図である。図１から図４、および図５に共通する要素については再度の説明を行なわない。本例における原子炉Ｒの液体金属冷却剤はナトリウムであるが、これに限定されるものではない。
緩和アセンブリ４０は、長手軸Ｘに沿って延びる形状を有しており、ボックス４１と上部４２を備えている。ボックス４１は、六角形状の断面を有する。上部４２は、アセンブリヘッドを形成するとともに、ＵＮＳと称される中性子遮蔽装置を包囲する。アセンブリ４０は、図３に示されたものと同様であるが、ＵＮＳを収容する部分が異なる。
ボックス４１は、中央部４３も備えている。コリウムは、中央部４３内を循環する。ＵＮＳ装置は、アッパーニュートロンシールディング（ＵＮＳ）ヘッド１０５、ブロック１０６、ブロック１０７、ロック手段１００、およびスラグ１０１を備えている。ブロック１０６、１０７の一部は、ＵＮＳヘッド１０５の下方に位置しており、鋼からなるか、中性子吸収材を備えうる。ロック手段１００は、ボックス４１から取り外し可能である。スラグ１０１は、ＵＮＳヘッド１０５の上部を形成している。図６および図７Ａから図７Ｅを参照しつつ、より詳細に説明する。
後述するように、スラグ１０１は、ＵＮＳヘッド１０５の他の部分に対して所定の移動経路に沿って平行移動可能に搭載されている。ロック手段１００は、スラグ１０１の長手軸に沿う変位によってＵＮＳヘッド１０５とボックス４１の間のロックとロック解除がなされうるように構成されている。スラグ１０１の変位は、ＵＮＳ装置の抽出グラブ１０２を用いてなされる。抽出グラブ１０２は、スラグ１０１内に取り付けられた複数の爪１０３を備えている。
本発明においては、緩和アセンブリ４０の上部４２は、円錐形の遮蔽ブロック１０７を備えている。遮蔽ブロック１０７は、ボックス４１の底側を向いており、ボックス４１の円錐形内面１０８と協働する。本発明においては、緩和アセンブリ４０の上部４２は、中間遮蔽ブロック１０６も備えている。中間遮蔽ブロック１０６は、ＵＭＳヘッド１０５と円錐形遮蔽ブロック１０７の間に配置されている。中間遮蔽ブロック１０６は、円柱形状である。円錐形遮蔽ブロック１０７と中間遮蔽ブロック１０６は、硬い鋼からなることが好ましいが、鋼の筐体内に挿入された中性子吸収材を備えてもよい。
封止装置１０９が遮蔽ブロック１０７とボックス４１の内面１０８の間に形成されている。封止装置１０９は、円錐形の遮蔽ブロック１０７の外面に配置されたラビリンスシールを備えていることが好ましい。あるいは、金属スクレーパセグメントによって形成されて円錐形の遮蔽ブロック１０７の外面に配置されたシールを備えうる。
ＵＮＳヘッド１０５、中間遮蔽ブロック１０６、および遮蔽ブロック１０７により構成されるアセンブリは、緩和アセンブリ４０用のリムーバブル封止プラグ１１０を形成している。
円錐形の遮蔽ブロック１０７とボックス４１における円錐形の内面１０８の間の空間により区画されるシール１０９の隙間Ｊは、漏れ防止性を最大とするために、実質的にゼロであることが好ましい。
円錐形の遮蔽ブロック１０７は、湾曲形状を有するノーズ１１１を形成する頂点を備えている。円錐形の遮蔽ブロック１０７の湾曲形状を有するノーズ１１１は、アセンブリヘッドの封止面を損傷することなく遮蔽ブロック１０７を定位置へ下降させることを容易にするので有利である。
遮蔽ブロックのノーズ１１１の周囲を延びるボックス４１の内面１１２もまた、円錐形状である。この形状は、ナトリウムへの浸漬中および洗浄中におけるガスの滞留を防止できるので有利である。
図６、および図７Ａから図７Ｅを参照しつつ、仏国特許出願公開第３０３０８６０号明細書に記載されたものと同様のＵＮＳヘッド１０５について説明する。
アセンブリヘッド４２は、ボックス４１内に形成された連続的な内溝２３０を備えている。さらに、図６から図７Ｅに示されるように、アセンブリヘッド４２は、等間隔で配列された複数の穴１２０を備えている。各穴１２０は、後述するアセンブリハンドリンググラブの爪と協働するように構成されている。ＵＮＳヘッド１０５は、プラグ１２１も備えている。スラグ１０１は、プラグ１２１の上方でＵＮＳヘッドを形成している。スラグ１０１は、プラグ１２１に対して平行移動自在に搭載されている。但し、移動距離は所定値に限られている。プラグ１２１内の複数の内止め部は、当該所定の移動距離に到達すると、肩部２４０、２４１からなるスラグ１０１の内側と協働して互いを堅固に保持し合う。スラグ１０１は、連続的な内溝２２６を有している。内溝２２６は、後述するＵＮＳ抽出グラブの爪と協働するように構成されている。スラグ１０１は、三つの固定ピン２２４を内蔵している。
ＵＮＳヘッド１０５は、複数のロック爪１００も備えている。ロック爪１００は、ピン２２３を中心として垂直面内で回動可能に搭載されている。三つのロック爪１００が１２０°の間隔をあけて配列されている。使用されるロック爪の数が変更されてもよいことは勿論である。その場合、ロック爪は、リング１０１の周囲に沿って等角度間隔に配列されることが好ましい。各爪１００は、ロック端２５０と貫通溝２２５を備えている。ロック端２５０は、ボックス４１内に形成された連続的な内溝２３０と協働するように構成されている。例示された貫通溝２２５は、傾斜するように形成されている。スラグ１０１がプラグ１２１に向かって搭載される際の自由平行移動は、各固定ピン２２４の溝２２５内における摺動を可能にする。これにより、後述するように、ＵＮＳヘッド１０５の外側へ向かって垂直面内で爪１００が回動され、ボックス４１の内溝２３０に爪１００が挿入される。このようにしてピン２２４を介して爪１００に支持されたスラグ１０１は、ＵＮＳの内側へ向かう爪１００の回動を防止するとともに溝内の定位置に爪１００をロックする。
これにより、緩和アセンブリ４０のＵＮＳヘッド１０５が図６、図７Ｃ、図７Ｄ、および図７Ｅに例示されるロック位置にあるとき、ＵＮＳヘッド１０５の底部は、封止ブロック１０６、１０７によって支持される。こうして側方から保持されたＵＮＳヘッド１０５は、スラグ１０１によって下方への平行移動が防止され、上部にロックされる。爪１００が溝２３０に挿入されることにより、上方への平行移動が防止される。図７Ａから図７Ｅに示されるように、スラグ１０１を貫通するように配置された少なくとも一つの中空の柱２３１が、プラグ１２１に固定されると有利である。好ましくは、三つの柱２３１が１２０°の間隔をあけて配列される。使用される柱２３１の数が異なってもよいことは勿論であるが、プラグ１２１の周方向に沿って等間隔に配列されることが好ましい。図７Ａに例示されるようにプラグ１２１とスラグ１０１の分離が最大となる位置においては、柱２３１は突出している。各柱２３１は、以下の機能を発揮する。
・プラグ１２１とスラグ１０１の間の相対平行移動が行なわれている間の堅牢性を最大かするために、両要素間のスライドリンクを形成する。
・コリウムの充填を可能にするベントを形成する。
・ＵＮＳのロック解除動作中に、後述する抽出グラブ１０２のヘッドが爪１００を機械的に強制回動させることを可能にする。
本発明に関して「抽出グラブ」という表現は、ＵＮＳヘッド１０５の把持グラブ１０２を意味する。炉心格納容器内におけるアセンブリの他の部分にＵＮＳヘッド１０５を挿入する意図はないからである。すなわち、グラブ１０２は、炉心格納容器への挿入動作を目的とした使用を意図されていない。よって、グラブ１０２のヘッドは、各柱２３１に作用してスラグ１０１とＵＮＳの残り部分の間に上方の相対変位を生じさせ、ＵＮＳがアセンブリヘッド４２からロック解除されると、ナトリウム内の滞在後に生じうる機械的な焼き付き現象を緩和する。すなわち、これらの柱２３１により、機械的焼き付きの場合におけるロック解除時の安全が維持される。本明細書に記載された全てのロック／ロック解除手段は、機械的な焼き付きのリスクを最小化するように構成されている。他の手段の動きについて正確な調節は必要なく、全ての部品間に大きな隙間が形成されうる。焼き付きの場合に使用される柱２３１による強制機能は、ロック解除アセンブリをより堅牢にできる。これにより、ＵＮＳのアセンブリからのライン抽出が保証され、本発明に係るアセンブリを備えた原子炉の稼働率が上がる。
ＵＮＳヘッド１０５の緩和アセンブリ４０への下降工程、挿入工程、およびロック工程を、図７Ａから図７Ｅを参照しつつ、時系列で説明する。これらの工程は、抽出グラブ１０２を用いて行なわれる。抽出グラブ１０２を用いたアセンブリへのＵＮＳの挿入に係る説明は、ロック／ロック解除手段の動作を説明するためのものである。この挿入動作は、炉心格納容器外（特に外部の保管ドラム内）においても行なわれうる。抽出動作についても同様であるが、順序が逆になる。
ＵＮＳヘッド１０５は、スラグ１０１において抽出グラブ１０２によって把持される。抽出グラブ１０２は、複数の把持爪１０３が垂直面内で回動自在に搭載されたヘッドを備えている。グラブヘッドは、爪１０３に対して平行移動自在に搭載されている。爪１０３は、内溝２２６に挿入されることにより、スラグ１０１を把持する。グラブ１０２の残りの部分に対して平行移動自在に搭載されているヘッドは、ＵＮＳヘッド１０５が爪１０３によって保持されるとき、スラグ１０１とプラグ１２１の間に軸方向の相対変位をもたらしうる。第一の工程は、接近および挿入フェーズである。当該フェーズの間、グラブ１０２は、ＵＮＳヘッド１０５を、中間遮蔽ブロック１０６に当接するまで長手軸Ｘ（図７Ａ）に沿ってアセンブリ４０に挿入する。平行移動自在であるグラブ１０２のヘッドの垂直下方への平行移動は継続され、スラグ１０１のプラグ１２１に対する軸方向の変位をもたらす。これにより、スラグ１０１の下肩部とプラグ１２１の上肩部からなるストッパは、互いに離間する。さらに、スラグ１０１の垂直下方への平行移動は、爪１００を外方へ強制回動させる。リング１０１に固定された複数のピン２２４の各々が、爪１００に対応する溝２２５内を摺動するからである。外方へ回動された爪１００は、ボックス４１の内溝２３０に嵌入する。これにより、アセンブリ４０内におけるＵＮＳヘッド１０５の上方への変位が防止され、ＵＮＳヘッド１０５がロックされる。グラブ１０２のヘッドの下方への移動は、スラグ１０１がプラグ１２１に当接するまで（図７Ｃ）継続される。グラブ１０２による把持は、爪１０３が内方へ回動されることにより終了される（図７Ｄ）。その後、グラブ１０２は、緩和アセンブリ４０から離脱される。
そしてグラブ１０２が再び上昇される。ＵＮＳヘッド１０５は、緩和アセンブリ４０内に挿入されており、ボックス４１の溝２３０内に挿入および保持された爪１００によってロックされている（図７Ｅ）。スラグ１０１の重量は、ボックスを上方へ動かす垂直地震動やガスバブリングのような例外的状況において生じうる上方へのスラストに依らず、ＵＮＳヘッド１０５がアセンブリヘッド４２内にロックされたままであることを保証する。
緩和アセンブリ４０の外側におけるＵＮＳヘッド１０５のロック／ロック解除工程について時系列で説明する。図７Ｅに例示されたロック位置においては、スラグ１０１のプラグ１２１に対する接触が維持されており、柱２３１は、スラグ１０１から突出している。突出高さ寸法は、スラグ１０１とプラグ１２１間の軸方向の最大相対変位量よりも僅かに小さくなるように選ばれる。
グラブ１０２は、平行移動自在であるヘッドが柱２３１に接するまで下降される。溝２２６に挿入されたグラブ１０２の回動爪１０３によってスラグ１０１が把持された後、スラグ１０１は、プラグ１２１に対して相対的に上方へ平行移動されうる。これにより、ロック爪１００が内方へ回動される。この回動は、溝２２５内を摺動するピン２２４によってもたらされる。これによって爪１００がボックス４１の溝２３０から引き出され、ＵＮＳヘッド１０５が緩和アセンブリ４０の残り部分からロック解除される。柱２３１の上側水平面がスラグ１０１の上側水平面に到達すると、平行移動自在であるヘッドは、もはやスラグ１０１とプラグ１２１の間に軸方向の相対変位をもたらさない。よって、グラブ１０２の上方への平行移動のみがスラグ１０１の抽出を可能にする。抽出は、スラグ１０１の底部付近に形成された肩部２０４がプラグ１２１の上部における肩部２４１に接触して停止するまで継続する。ＵＮＳヘッド１０５は、グラブ１０２により持ち上げられて、アセンブリ４０の外部へ抽出される。
上記の実施形態例に本発明が限定されないことは明白である。当業者は、当該実施形態例に対して様々な改変をなしうる。

Claims (16)

  1. 原子炉用の緩和アセンブリ（４０）であって、
    前記原子炉のダイアグリッド（３０）へ垂直に挿入されるように構成されており、
    長手軸（Ｘ）と、
    コリウムが循環する中央部（４３）と、
    中性子吸収材を支持しているアッパーニュートロンシールディング（ＵＮＳ）ヘッド（１０５）を備えたＵＮＳ装置を収容するアセンブリヘッドを形成している上部（４２）と、
    を備えているボックス（４１）と、
    リムーバブルなロック手段（１００）と、
    前記ＵＮＳヘッド（１０５）の一部を形成しており、当該ＵＮＳヘッド（１０５）の残りの部分に対して所定距離だけ平行移動自在であるスラグ（１０１）と、
    を備えており、
    前記ロック手段（１００）は、前記スラグ（１０１）に装着された前記ＵＮＳ装置を抽出するためのグラブ（１０２）の複数の爪（１０３）を用いて前記スラグ（１０１）を前記長手軸に沿って変位させることによって、前記ＵＮＳヘッド（１０５）と前記ボックス（４１）のロックとロック解除がなされうるように構成されており、
    前記上部（４２）は、円錐形の遮蔽ブロック（１０７）を備えており、
    前記遮蔽ブロック（１０７）の先端は、前記ボックス（４１）の底部を向いており、
    前記遮蔽ブロック（１０７）は、前記ボックス（４１）の円錐形の内面（１０８）と協働し、
    前記遮蔽ブロック（１０７）と前記内面（１０８）の間に封止装置（１０９）が形成されており、
    前記ＵＮＳヘッド（１０５）と前記遮蔽ブロック（１０７）は、リムーバブル封止プラグ（１１０）を形成している、
    緩和アセンブリ。
  2. 前記上部（４２）は、前記ＵＮＳヘッド（１０５）と前記遮蔽ブロック（１０７）の間に配置された円筒形状の中間封止ブロック（１０６）を備えている、
    請求項１に記載の緩和アセンブリ。
  3. 前記遮蔽ブロック（１０７）は、金属製であるか、あるいは中性子吸収材を含有しており、
    前記金属は、ステンレス鋼であり、
    前記中性子吸収材は、炭化ホウ素（Ｂ4Ｃ）、ハフニウム（Ｈｆ）、二ホウ化ハフニウ
    ム（ＨｆＢ2）、二ホウ化チタン（ＴｉＢ2）、ホウ化鉄（ＦｅＢ）、二酸化ウラン（ＵＯ2）、およびレアアースから選択された少なくとも一つである、
    請求項１に記載の緩和アセンブリ。
  4. 前記中間封止ブロック（１０６）は、金属製であるか、あるいは中性子吸収材を含有しており、
    前記金属は、ステンレス鋼であり、
    前記中性子吸収材は、炭化ホウ素（Ｂ 4 Ｃ）、ハフニウム（Ｈｆ）、二ホウ化ハフニウ
    ム（ＨｆＢ2）、二ホウ化チタン（ＴｉＢ2）、ホウ化鉄（ＦｅＢ）、二酸化ウラン（ＵＯ 2 ）、およびレアアースから選択された少なくとも一つである、
    請求項２に記載の緩和アセンブリ。
  5. 前記封止装置（１０９）は、前記遮蔽ブロック（１０７）の外錐面に配置されたラビリンスシールを備えている、
    請求項１から４のいずれか一項に記載の緩和アセンブリ。
  6. 前記封止装置（１０９）は、金属スクレーパセグメントによって形成されて前記遮蔽ブロック（１０７）の外錐面に配置されたシールを備えている、
    請求項１から４のいずれか一項に記載の緩和アセンブリ。
  7. 前記遮蔽ブロック（１０７）と前記内面（１０８）の間の隙間（Ｊ）は、ゼロである、
    請求項１から６のいずれか一項に記載の緩和アセンブリ。
  8. 前記遮蔽ブロック（１０７）は、湾曲形状のノーズ（１１１）を形成する頂点を備えている、
    請求項１から７のいずれか一項に記載の緩和アセンブリ。
  9. 前記ノーズ（１１１）の周囲を延びる前記ボックス（４１）の内面（１１２）もまた円錐形状である、
    請求項８に記載の緩和アセンブリ。
  10. 前記ＵＮＳヘッド（１０５）は、前記ＵＮＳ装置において中性子吸収プラグ（１２１）を形成するとともに前記ロック手段（１００）を支持している部分を備えている、
    請求項１から９のいずれか一項に記載の緩和アセンブリ。
  11. 前記ロック手段（１００）は、垂直面内で回動自在に搭載された複数の爪からなる、
    請求項１から１０のいずれか一項に記載の緩和アセンブリ。
  12. 前記スラグ（１０１）は、前記グラブの前記爪（１０３）が装着されうる内溝（２２６）を備えている、
    請求項１から１１のいずれか一項に記載の緩和アセンブリ。
  13. 前記ボックス（４１）は、前記ＵＮＳ装置に対する上部ストッパを形成するために前記ロック手段（１００）の前記爪が挿入されうる内溝（２３０）を備えている、
    請求項１から１２のいずれか一項に記載の緩和アセンブリ。
  14. 前記ＵＮＳ装置は、中性子吸収プラグ（１２１）を形成する部分に固定されて前記スラグ（１０１）を貫通している少なくとも一つの中空の柱（２３１）を備えており、
    前記柱（２３１）は、平行移動自在である前記グラブ（１０２）の可動部分（２３３）と接触することにより、ロック解除の間、前記スラグ（１０１）と前記ＵＮＳ装置の残りの部分との間に上方への相対変位をもたらすように構成されている、
    請求項１から１３のいずれか一項に記載の緩和アセンブリ。
  15. 請求項１から１４のいずれか一項に記載の緩和アセンブリ（４０）を少なくとも一つ備えている高速増殖炉（Ｒ）である、
    原子炉。
  16. 請求項１から１４のいずれか一項に記載の緩和アセンブリ（４０）が炉心内のナトリウムに浸漬されている際の操作方法であって、
    前記リムーバブル封止プラグ（１１０）を除去してから前記ボックス（４１）内にブリードする工程と、
    前記リムーバブル封止プラグ（１１０）を除去してから前記ボックス（４１）を通じて特殊な測定を行なう工程と、
    の少なくとも一方を含んでおり、
    前記測定は、前記ボックス（４１）の検査測定と前記炉心の物理的測定の少なくとも一方である、
    操作方法。
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Families Citing this family (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
SE543526C2 (en) * 2019-09-05 2021-03-16 Blykalla Reaktorer Stockholm Ab A nuclear reactor comprising a reactor lid and an additional inner lid
FR3113333B1 (fr) * 2020-08-10 2022-07-08 Commissariat Energie Atomique Réacteur nucléaire intégré à neutrons rapides comportant un dispositif de sûreté dédié à la mitigation des accidents graves

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US20130216016A1 (en) 2010-08-25 2013-08-22 Commissariat A L'energie Atomique Et Aux Energies Alternatives Device for Mitigating Serious Accidents for a Nuclear Fuel Assembly, With Improved Effectiveness
JP2015500463A (ja) 2011-12-02 2015-01-05 コミッサリア ア レネルジー アトミーク エ オ ゼネルジ ザルタナテイヴ 核燃料と、少なくとも１つの中性子吸収および／または緩和要素を起動し挿入するシステムとを備えた原子炉用集合体
WO2016097277A1 (fr) 2014-12-19 2016-06-23 Commissariat A L'energie Atomique Et Aux Energies Alternatives Assemblage combustible pour reacteur nucleaire de type rnr-na, a boitier logeant un dispositif de protection neutronique superieure solidarise de maniere amovible
JP2017116499A (ja) 2015-12-25 2017-06-29 株式会社東芝 高速炉炉心および高速炉

Family Cites Families (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2136901B1 (ja) * 1971-05-07 1975-02-21 Commissariat Energie Atomique
FR2444320A1 (fr) * 1978-12-14 1980-07-11 Commissariat Energie Atomique Dispositif de maintien et d'alimentation d'un assemblage dans un reacteur nucleaire
FR2513797A1 (fr) * 1981-09-30 1983-04-01 Commissariat Energie Atomique Dispositif de protection neutronique superieure pour assemblage de reacteur nucleaire
FR2622040B1 (fr) * 1987-10-14 1992-08-14 Novatome Dispositif amovible de reglage du debit de fluide de refroidissement dans un assemblage d'un reacteur nucleaire a neutrons rapides et procede de reglage et assemblage correspondants
FR2951578B1 (fr) * 2009-10-16 2012-06-08 Commissariat Energie Atomique Assemblage de combustible nucleaire et reacteur nucleaire comportant au moins un tel assemblage

Patent Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US20130216016A1 (en) 2010-08-25 2013-08-22 Commissariat A L'energie Atomique Et Aux Energies Alternatives Device for Mitigating Serious Accidents for a Nuclear Fuel Assembly, With Improved Effectiveness
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