JP7443451B2 - モジュール式冷熱源を備えた完全に受動的な崩壊熱除去（ｄｈｒ）システムを組み込む液体金属冷却式原子炉 - Google Patents

Description

本発明は、液体金属冷却式高速中性子原子炉（特に、ナトリウム高速原子炉）の分野に関し、それは、ＳＦＲ又はＮａ冷却式ＦＮＲと称され、それは、第４世代と称される原子炉のファミリーの一部を形成している。

より具体的には、本発明は、これらの原子炉の崩壊熱除去の改善に関する。

本発明は、とりわけ、小型モジュール式原子炉（ＳＭＲ： small modular reactor）に適用され、それは、典型的に、５０ＭＷｅから２００Ｍｗｅの間の動作出力を有している。

ここで、原子炉の崩壊熱は、核連鎖反応が停止した後に炉心によって作り出される熱であり、それは、核分裂生成物の崩壊エネルギーによって構成されるということが想起されることとなる。

本発明は液体ナトリウム冷却式原子炉を参照して説明されているが、本発明は、原子炉の一次回路の中の熱伝達流体として、任意の他の液体金属（例えば、鉛など）に適用される。

原子炉において、常に保証されなければならない基本的な安全機能は、格納、反応性の制御、並びに、熱及び崩壊熱の除去である。

崩壊熱を除去するために、より良好な全体的な信頼性を保証するために、システムの受動性及び多様性を改善するための労力が常に注がれている。長期間にわたるステーションブラックアウトの場合でも（それは、福島型シナリオに相当する）、構造体（具体的には、第１（燃料集合体クラッディング）の及び第２（主容器）の格納バリア）の完全性を保存することを目的としている。

より具体的には、主容器を通して完全に受動的な方式で液体金属冷却式原子炉からの崩壊熱を除去することが、現在では想定されている。この目的は、大型の原子炉に関しては、出力が大き過ぎるので、実現することが不可能であるように思われるが、それは、低出力のＳＭＲに関しては、主容器及び崩壊熱除去システム（下記では、ＤＨＲシステムと称される）を通した崩壊熱除去の安全における本質的な改善を保証するために、現実的に考えられ得る。

ナトリウム冷却式原子炉において現在使用されているＤＨＲシステムは、完全に受動的ではない。その理由は、実際には、それらが計装及び制御システム及び／又は人間の介入を利用するからである。加えて、これらのシステムは、故障を示す可能性のある低温空気供給源を備えたナトリウムフロー回路を使用することが多い。そのうえ、現在のシステムは、事故の場合に原子炉の最終的な冷却を提供するヒートシンク（最終的な冷熱源とも示される）に関して、多様化された解決策を有していない。それらは、内部攻撃及び外部攻撃並びに悪意のある行為に対して敏感である可能性がある。

すでに存在しているか又は文献において知られているＤＨＲシステムは、一般的に、３つのカテゴリーに分類され得る：
Ａ／エネルギー変換システムの上流にあるループの中に配置されているもの；
Ｂ／原子炉の一次容器の内側に少なくとも部分的に配置されているもの；
Ｃ／原子炉の一次容器又は二次容器の外側に配置されているもの。

Ａ／システムは、液体金属／空気交換器に熱を放出する：［１］。これらのシステムの主な欠点は、それらが最小でも２つの交換器が実装されることを必要とするということ、それらが弱い自然対流性能を有する強制対流によって主に能動的に動作するということ、及び、それらが液体金属／空気交換器タイプの最終的な冷熱源の使用（液体金属の漏れ及び最終的な冷熱源への外部攻撃の場合に化学的な相互作用のリスクを伴う）を必要とすることである。

Ｂ／システムも、同様に、除去された熱を液体金属／空気交換器タイプの最終的な冷熱源に放出する。

これらのＢ／システムのいくつかは、低温コレクター又は高温コレクターのいずれかを一次容器の内側に配置したものである：［１］。Ａ／システムに関して上記に述べられた主な欠点の他に、それらは、容器の中の放射性液体金属と接触するリスクもあり、また、これらのＢ／システムの構成コンポーネントをハンドリングする場合に、原子炉がシャットダウンされることを必要とする。

特開２０１３－０７６６７５Ａは、また、その一部がスラブを通過する受動的な冷却システムとして提示されるＢ／システムを開示している。提案された解決策は、多数の欠点を有している（すなわち、スラブを通して提供されることとなる漏れ止め性、ドームへの熱の伝達の可能性、システムのコンポーネントをハンドリングする場合に原子炉をシャットダウンする必要性、及び、スラブによって支持されることとなる追加的な重量）。

Ｃ／システムは、交換器、パイプの束、又は空気フローを含み、それらは、一次容器又は二次容器の外側に配置されている。

二次容器の外側の公知のＣ／システムは、以下の主な欠点を有している：
－ 能動的な動作（すなわち、強制対流による動作）を必要とする；
－ 使用される内部流体（熱油）は良好な熱伝達媒体ではないので、効率が制限される；
－ ３００～３５０℃を上回る温度における熱伝達流体の化学的な不安定性；
－ それが二次容器からの放射によって実施されるので、冷却性能が低い。

上記に述べられている特開２０１３－０７６６７５Ａは、二次容器の外側のＣ／システムを開示している。それは、ヒートコレクターと、一次容器の周りの下降流路及び上昇流路とを含み、それらは、ヒートコレクターとサイロとの間に、及び、ヒートコレクターとガード容器との間にそれぞれ形成されており、外気が、下降流路の中へ導入され、下向きに流れるようになっており、次いで、最後に外側に排出される前に、サイロの底部へ上向きに流れるようになっている。このシステムの設計は、上記に述べられた欠点（具体的には、より低い効率（空気が良好な熱伝達媒体ではないので）、及び、より低い冷却性能（それが二次容器によって実施されるので））を伴う。そのうえ、外側に露出されている最終的な冷熱源への外部攻撃のリスクが存在している。

特許出願ＫＲ２０１５０１０８９９９Ａは、二次容器の外側のＣ／システムを開示している。ここでも、最終的な冷熱源は、外側に露出されている。加えて、開示されている解決策は、多数の欠陥を有している。第一に、システムのコンポーネントは、二次容器に溶接されていなければならない。そのうえ、システムの動作は、熱伝達流体の相転移を必要とし、それによって、大きな密度の変動を結果として生じさせ、したがって、配管の中の機械的な応力の変動を結果として生じさせ、それは、容器の穿刺及び炉心メルトダウンに先行する局面において非効率的である。

出願ＦＲ３１０４３１１Ａ１において、本出願人は、相変化材料（ＰＣＭ）を利用する冷熱源を備えたＤＨＲシステムを組み込む液体金属冷却式原子炉を提案しており、それは、原子炉（それらの建物を含む）の修正なしに、又は、非常にわずかな修正のみで、上記の述べられたＡ／、Ｂ／、及びＣ／システムの欠点を克服する。上述の特許出願において冷熱源に関して提案された解決策は、以下の理由のために、完全に満足できるものではない：
－ ＰＣＭにおける熱分布が最適ではない；
－ 構造体の熱膨張に対して十分な考慮がなされていない；
－ 実装することが困難である；
－ ＰＣＭをハンドリングすること、交換すること、及び検査することが困難である可能性がある；
－ 冷熱源のコンパクトさが不十分である。

したがって、液体金属冷却式原子炉のＤＨＲシステムを改善する必要性、とりわけ、特許出願ＦＲ３１０４３１１Ａ１において提案されている解決策を改善する必要性が存在している。

特開２０１３－０７６６７５Ａ ＫＲ２０１５０１０８９９９Ａ ＦＲ３１０４３１１Ａ１

これを行うために、本発明の態様のうちの１つは、液体金属冷却式高速中性子原子炉であって、原子炉は、
－ 一次容器と称される容器であって、容器は、原子炉の一次回路の熱伝達流体として液体金属によって充填されている、容器と；
－ 容器間の空間を形成する、一次容器の周りに配置されている容器ピットと；
－ 一次容器の内側に液体金属を閉じ込めるための閉鎖スラブと；
－ 原子炉の公称熱及び崩壊熱の少なくとも幾らかを同時に除去するための除去システムと
を含み、
システムは、
熱伝達液体によって充填された閉回路と、
冷熱源と
を含み、
閉回路は、
－ 容器間の空間の中に配置されている複数のＵ字形状のパイプのアレイであって、複数のＵ字形状のパイプは、一次容器の周りに分配されており、それぞれは、Ｕ字形状の底部が一次容器の底部に面した状態で、一次容器に沿って延在している、アレイと、
－ 第１の低温コレクターと称される第１のコレクターであって、第１のコレクターは、低温ブランチと称される、アレイの中のパイプのそれぞれのＵ字のブランチのうちの１つに接続されており、低温コレクターは、閉鎖スラブの上方の外側に配置されている、第１のコレクターと、
－ 第１の高温コレクターと称される第２のコレクターであって、第２のコレクターは、高温ブランチと称される、アレイの中のパイプのそれぞれのＵ字のブランチのうちの他の１つに接続されており、高温コレクターは、閉鎖スラブの上方の外側に配置されている、第２のコレクターと、
－ 複数のモノチューブ交換器であって、モノチューブ交換器の一方の端部は、第１の低温コレクターに接続されており、モノチューブ交換器の他方の端部は、第１の高温コレクターに接続されている、複数のモノチューブ交換器と
を少なくとも含み、
回路は、自然対流によって熱伝達液体がその中を流れるように構成されており、また、原子炉の公称動作の間、及び、崩壊熱を放出する原子炉のシャットダウン動作の間の両方において、熱伝達液体が液体状態を維持するように構成されており、
冷熱源は、少なくとも１つのモジュール式リザーバーを含み、少なくとも１つのモジュール式リザーバーは、一次容器から所定の距離に、閉鎖スラブの上方に配置されており、リザーバーは、第２の低温コレクターと称される第３のコレクターと、第２の高温コレクターと称される第４のコレクターと、複数のモジュールと、支持構造体とを含み、第３のコレクターは、第１の低温コレクターに接続されており、第４のコレクターは、第１の高温コレクターに接続されており、第１の高温コレクターは、第２の低温コレクターの上方に配置されており、複数のモノチューブ交換器を介して第２の低温コレクターに接続されており、複数のモジュールは、少なくとも１つの列のボックスで配置されており、それぞれのモジュールは、固体－液体タイプの相変化材料（ＰＣＭ）を格納しており、相変化材料（ＰＣＭ）は、ケーシングの中に閉じ込められており、複数のモノチューブ交換器のうちの１つによって冷却されるように配置されており、支持構造体は、少なくとも第２の高温コレクター及び複数のボックスを支持し、それぞれのモジュールの中に存在するＰＣＭは、モノチューブ交換器の中を循環する液体金属との交換の間に、原子炉の公称動作の間に固体状態にあり、崩壊熱が放出される原子炉の事故条件において、液体状態に移行するように設計されている、原子炉に関する。

有利な変形例によれば、モノチューブ交換器のチューブは、ストレート形状を有している。

有利な実施形態によれば、支持構造体は、また、第２の低温コレクターを支持する。

有利には、それぞれのモジュールは、立方体の全体的な形状を有しており、その単一の角部又はノッチは、モノチューブ交換器の通過を可能にするように設計された形状を有している。

典型的に、それぞれのモジュールのケーシングは、ステンレス鋼４３９（少なくとも１７％Ｃｒ及び１％Ｔｉ）から作製されている。このフェライト鋼は、腐食に対して抵抗力があり、良好な熱伝導体であり、３０４／３１６タイプのステンレス鋼よりも低い熱膨張係数を有している。同様に、それは、ハンドリングマシンによって把持されるために、良好な磁気的な固定を可能にするように使用され得る。

有利な実施形態の変形例によれば、それぞれのモジュールを充填するＰＣＭは、固体状態において、１つ又は複数のブロック（好ましくは、Ｚａｍａｋから作製されている）の形態になっており、１つ又は複数のブロックは、好ましくは、１つ又は複数のスプリングによってそれぞれのモジュールの内側の所定の場所に保持されるように配置されている。Ｚａｍａｋは、おおよそ３８５℃の溶融温度を有しており、Ｚａｍａｋは、その著しい熱慣性及び潜熱に起因して熱の大部分を吸収することを可能にし、一方では、一次容器の臨界動作温度を下回る温度に熱伝達流体の温度を依然として維持することを可能にする。事故シナリオにおける動作のための膨張を補償するために、好ましくは、モジュールの壁とＺａｍａｋのブロックとの間の空間が提供される。

有利な実施形態において、（好ましくは、転がり軸受の形態の）スライド機構は、それぞれのモジュールの下に配置されており、支持構造体の中に組み込まれている。そのようなメカニズムは、モジュールを自動的に移動させることを可能にし、それは、事故局面の間にモジュールが加熱された後のその膨張の補償を伴う。

有利には、ボックスの配置は、ハンドリング通路を形成する空間を区切る。

有利な実施形態によれば、二重壁が、モノチューブ交換器の中に組み込まれている。それは、それを冷却することとなる基本モジュールと自由に接触して位置付けされており、二重壁は、不活性ガス（典型的に、ヘリウム）によって充填されている。この二重壁は、有利には、３１６タイプのオーステナイトステンレス鋼から作製されている。その機能は、熱伝達流体と空気との間の直接的な接触を回避すること、又は、熱伝達媒体が交換器チューブを通って漏れる場合に、熱伝達媒体漏出と液体ＰＣＭとの間の直接的な接触を回避することである。熱伝導率を改善するために、及び、漏れが検出されることを可能にするために、壁間の空間は、ヘリウムによって充填されている。

したがって、本発明によるシステムは、上述の出願ＦＲ３１０４３１１Ａ１のものと同様に、崩壊熱除去（ＤＨＲ）機能を果たし、また、第１の放射線バリア（燃料クラッディング）及び第２の放射線バリア（主容器）の完全性を保存することによって、放射能が閉じ込められることを保証する。

したがって、本発明は、本質的に、同時に以下のことを保証するシステムを組み込む原子炉を作り出すことにある：
－ 事故が発生した瞬間から完全に受動的な方式での崩壊熱除去；
－ 一次容器を通した熱除去；
－ ナトリウム（又はＮａＫ）と最終的な冷熱源として作用する材料との間の化学的な相互作用のリスクの低減；
－ 先行技術において使用されているナトリウム／空気又はＮａＫ／空気交換器と同じ機能を提供するが、異なる性質（ＰＣＭを有するリザーバー）を有する最終的な冷熱源の存在。

したがって、本発明によるＤＨＲシステムは、一次容器の外側を介して、熱が受動的に除去され、高い温度においてそれが容器間の空間に向けて放射するという事実を利用するという点において、先行技術システムから区別される。先行技術システムとは対照的に、内部流体の循環を支援するための補助システムの必要性は存在しない。

上述の出願ＦＲ３１０４３１１Ａ１とは異なり、冷熱源は、モジュール式であり、複数のモジュールを含み、そのそれぞれは、ＰＣＭによって充填されており、それらは、アッセンブリにおいて一緒にグループ化されており、それぞれが、モノチューブ交換器によって冷却され、追加的な高温コレクター及び低温コレクターは、複数の交換器の中の熱伝達流体の分配を保証する。

したがって、本発明によるＤＨＲシステムは、出願ＦＲ３１０４３１１Ａ１からのものと比較して、ＰＣＭ内の熱の分配を改善することを可能にし、また、外側に向けた交換表面積を増加させることを可能にし、これは、ボックスの壁を通した放射によって熱の幾らかを分散させるのに有用である。

換言すれば、出願ＦＲ３１０４３１１Ａ１のシステムと比較して、以下のことが保証される：
－ 交換器チューブによる一定数及び同等数のモジュール（及び、ボックス）の連結による、ＰＣＭの中の熱のより効率的な分配；
－ 事故シナリオにおける及び相転移の間の構造体及びＰＣＭの熱膨張が考慮されている；
－ 体積潜熱及び熱慣性の観点からカドミウムよりも良好な性能を有する（有利には、ブロックの形態の）ＰＣＭ（Ｚａｍａｋ）；
－ モジュールの使用に起因して、支持構造体の上の段の中に貯蔵されるように、より容易に実装される。貯蔵は、ハンドリングマシンを使用して実施され、ハンドリングマシンの通過は、ボックス間の空間によって解放された通路によって可能にされる。同様に、それぞれのモジュール（ひいては、全体的なシステムも）を検査することがより容易である。

したがって、システムは、他の公知の使用されているＤＨＲシステムに関して、強力な多様性及び破壊の態様を有しており、それは、内部流体の恒久的な循環を所与として、改善された受動的な安全特徴をそれに与え、介入の遅延を与えない。その思想は、ステーションブラックアウト（ＳＢＯ）の場合に、コマンド制御、オペレーター、又は外部冷熱源を必要とすることなく、ＤＨＲ機能が保証されるということである。したがって、本質的な安全性又は「放置安全（walk-away safe）」原子炉が参照される。

ＤＨＲシステムは、公称熱を伴う原子炉の通常動作の間、及び、事故動作の間の両方において、恒久的に稼働する。

公称動作の間に、本発明によるＤＨＲシステムは、一次容器とパイプのアレイとの間の温度差から生じる熱を除去する。

崩壊熱は、事故の開始時から、内部熱伝達流体の恒久的な自然循環を介して、完全に受動的な方式で除去され、それは、同様に、通常動作の間に起こる。この恒久的な自然循環は、Ｕ字形状のパイプの高温ブランチと低温ブランチとの間の流体の密度の著しい差に起因して、及び、それらの高さに起因して可能になる。

一次容器を通した熱の除去は有利である。その理由は、重大な事故又は地震の場合にも（これは、容器の内側の構造体の著しい変形を引き起こす）、この機能が先験的に保証され得るからである。そのような極端な条件では、既存のもののような容器の内側のシステムは、この安全機能を適正に果たすことができなかった。

二重壁のモノチューブ交換器を備えた冷熱源の存在は、ナトリウム（又はＮａＫ）と冷却機能を提供する材料（ＰＣＭ）との間の化学的な相互作用のリスクの低減を保証する。

冷熱源の多様性、及び、本発明によるＤＨＲシステムの受動的な動作は、外部攻撃及び別のシステムの故障に関して、据え付けの安全性の概念を強化する。

そのうえ、ＰＣＭの利用は、液体金属／空気タイプの最終的な冷熱源よりもコンパクトな寸法を取得することを可能にする。

必要な場合には、閉回路の中の熱伝達液体の循環流量を改善するために、ヒートポンプの追加を想定することが可能である。

本発明は、それらの構成に関係なく、典型的に５０ＭＷｅから２００ＭＷｅの間の動作出力を有する小型モジュール式原子炉又はＳＭＲタイプの、すべての液体ナトリウム冷却式原子炉（一次回路のモードを特徴付ける）に適用され、具体的には：
－ 一次ポンプ及び交換器が、炉心を囲む主容器の内側に完全に格納されており、前記容器の閉鎖スラブを通して前記主容器の冷却流体の中に浸漬されている、一体型のＦＮＲ；
－ 一次ポンプのみが、炉心を囲む主容器の内側に格納されている、部分的に一体型の（「ハイブリッド」）ＦＮＲ；
－ 一次ポンプ及び中間熱交換器が、原子炉の主容器の外側にある専用の容器の中に設置されており、ここで、主容器は、炉心及び内部構造体のみを格納しており、主容器及びコンポーネント容器は、一次配管によって接続されている、「ループ型ＦＮＲ」と称されるＦＮＲ。

回路の熱伝達液体は、好ましくは、鉛／ビスマス（Ｐｂ－Ｂｉ）二元合金、ナトリウム－カリウム（ＮａＫ）二元合金、ナトリウム、又は、液体金属の他の三元合金から選ばれる液体金属である。

リザーバーを充填するＰＣＭは、好ましくは、鉛、カドミウム、Ｚａｍａｋ、及び、５３％のＫＮＯ３、４０％のＮａＮＯ２、７％のＮａＮＯから構成された塩の混合物の中から選ばれる。

高温コレクター及び低温コレクター、及び、回路のパイプ、並びに、適切な場合には、ループのコンポーネントは、好ましくは、ステンレス鋼ＡＩＳＩ ３１６Ｌ、フェライト鋼、ニッケル基合金、インコネル、及びハステロイの中から選択された材料から作製されている。

本発明の好適な用途は、ＧｅｎＩＶファミリーの小型原子炉、特に、ナトリウム及び鉛冷却式原子炉である。

安全態様以外では、本発明は、負荷追従のフレキシビリティーを高めるために、通常動作のためにも利用され得る。

本発明の他の利点及び特徴は、以下の図を参照して、本発明の例示的な実施形態の詳細な説明を読むと（それは、非限定的な図示として与えられている）、より明確に明らかになることとなる。

本発明によるＤＨＲシステムを備えた液体ナトリウム冷却式原子炉（ＳＦＲ）の斜視概略図である。 部分的な断面の図で図１のパーツを繰り返して示す図である。 原子炉ＳＦＲの一次容器及び燃料集合体のいくつか、また、本発明によるＤＨＲシステムのパイプのアレイの一部を示す部分的な縦断面の図である。 熱絶縁材料層が存在しない状態で図３を繰り返して示す図である。 本発明によるＤＨＲシステムの冷熱源としてのモジュール式リザーバーの概略側面図である。 モジュール（ボックス）の１つの段を通した、図５のリザーバーの概略断面図である。 図６の詳細図である。 本発明の１つの変形例によるモジュール式リザーバーの支持構造体の上のボックスのカラムを通る縦断面での概略図である。 モジュールを通る断面の図であり、その形状は、モノチューブ交換器との自由な接触を可能にし、ＰＣＭとしてＺａｍａｋから作製されたブロックに対するその相対的な配置を示す、図である。 モジュールの概略断面図であり、モジュールの内側のＰＣＭブロック、及び、その横方向移動を区切るスプリングの概略断面図である。

本出願の全体を通して、「垂直方向の」、「下側」、「上側」、「低い」、「高い」、「底部」、及び「上部」という用語は、垂直方向の動作構成にあるときの、液体ナトリウムによって充填された一次容器を参照して理解されるべきである。

図１及び図２は、液体ナトリウム冷却式原子炉（ＳＦＲ）１を示しており、それは、ループ型のアーキテクチャーを有しており、それは、本発明による原子炉の公称熱及び崩壊熱の少なくとも幾らかを同時に除去するための除去システム２を有している。

そのような原子炉１は、液体ナトリウム（一次液体と称される）によって充填されている一次容器１０又は原子炉容器を有しており、その内側には、炉心１１と、横方向中性子シールド（ＬＮＳ： ｌａｔｅｒａｌ ｎｅｕｔｒｏｎ ｓｈｉｅｌｄ）の集合体１１０とがあり、炉心１１では、燃料の核分裂を通して熱エネルギーを発生させる複数の燃料集合体１１０が据え付けられている。

容器１０は、一次回路の中のナトリウムの重量、及び、内部コンポーネントの重量を支持する。

炉心１１は、支持機能及び冷却流体供給機能を炉心から切り離すことを可能にする２つの別個の構造体によって支持されている：
－ 第１の機械的に加圧溶接された構造体（ダイアグリッド１２と称される）（ダイアグリッド１２の中に、燃料集合体１１０のベースが位置決めされており、ダイアグリッド１２は、一次ポンプによって低温ナトリウム（４００℃）を供給される）；
－ 第２の機械的に溶接された構造体（ストロングバック１３と称される）（ダイアグリッドがストロングバック１３に当接している（ｂｅａｒ ａｇａｉｎｓｔ））；ストロングバックは、一般的に、一次容器１０の底部パーツの中の内壁の一部に当接している。

典型的に、ダイアグリッド１２及びストロングバック１３は、ステンレス鋼ＡＩＳＩ ３１６Ｌから作製されている。

集合体１１０のクラッディングは、第１の格納バリアを構成しており、一方では、容器１０は、第２の格納バリアを構成している。

図示されているように、一次容器１０は、中心軸線Ｘの円筒状の形状を有しており、それは、半球形の底部によって続けられている。典型的に、一次容器１０は、高温における亀裂のリスクから保護するために、非常に低いホウ素含有量を有するステンレス鋼ＡＩＳＩ ３１６Ｌから作製されている。その外部表面は、予備酸化処理によって高い放射率を与えられており、予備酸化処理は、崩壊熱を除去する局面の間に外側に向けた熱の放射を促進させるために実施される。

プラグ１４（炉心カバープラグと称される）が、垂直方向に炉心１１の上方に配置されている。

そのような原子炉１では、炉心１１の中での核反応の間に作り出される熱は、図示されている例では容器１０の外側に配置されている中間交換器１５に向けて一次ナトリウムを循環させるためのポンピング手段１５０（原子炉容器１０の中に配置されている）を使用することによって抽出される。

したがって、熱は、二次ナトリウムを介して抽出され、その供給ダクト１５２を介して中間交換器１５に低温で到着し、その後、その出口ダクト１５１を介して高温でそれを出て行く。

次いで、抽出された熱は、蒸気発生器（それらは示されていない）の中で水蒸気を作り出すために使用され、作り出された蒸気は、１つ又は複数のタービン及び交流発電機（それらも同様に示されていない）に供給される。タービンは、蒸気の機械的エネルギーを電気エネルギーに変換する。

原子炉容器１０は、原子炉容器１０の内側に配置されている少なくとも１つの容器１６によって構成された分離デバイスによって、２つの個別のゾーンに分離されている。この分離デバイスは、バッフルとも称され、ステンレス鋼ＡＩＳＩ ３１６Ｌから作製されている。一般に、図２に図示されているように、分離デバイスは、単一の内部容器１６によって構成されており、内部容器１６は、少なくともその上部パーツにおいて、円筒状の形状を有している。

バッフル１６は、一般的に、図３及び図４に示されているように、ダイアグリッド１２に溶接されている。

図１に図示されているように、内部容器１６によって内側に区切られている一次ナトリウムゾーンは、炉心１１を出て行くナトリウムを収集する。それは、ナトリウムがその最も高温になるゾーンを構成しており、したがって、それは、一般に、高温ゾーン１６０又は高温コレクターと称される。内部容器１６と原子炉容器１０との間に区切られている一次ナトリウムゾーン１６１は、一次ナトリウムを収集し、ポンピング手段を供給する。それは、ナトリウムがその最も低温になるゾーンを構成しており、したがって、それは、一般に、低温ゾーン又は低温コレクター１６１と称される。

図２に図示されているように、原子炉容器１０は、アンカー固定されており、閉鎖スラブ１７によって閉鎖されており、閉鎖スラブ１７は、さまざまなコンポーネント（例えば、ポンピング手段など）（それらは示されていない）、（下記に特定されることとなるような）除去システム２の幾つかのコンポーネント、及び炉心カバープラグ１８を支持している。したがって、閉鎖スラブ１７は、液体ナトリウムを一次容器１０の内側に閉じ込める上側カバーである。典型的に、スラブ１７は、非合金鋼（Ａ４２）から作製されている。

一次容器１０の漏れ止め性は、閉鎖スラブ１７と炉心カバープラグ１８との間の金属シールによって保証されている。

炉心カバープラグ１８は、ロータリープラグであり、ロータリープラグは、炉心（制御ロッドを含む）（制御ロッドの数は、炉心のタイプ及びその出力に依存する）をモニタリングするために必要なすべてのハンドリングシステム及びすべての計装、並びに、熱電対及び他のモニタリングデバイスを組み込んでいる。典型的に、カバープラグ１８は、ステンレス鋼ＡＩＳＩ ３１６Ｌから作製されている。

閉鎖スラブ１７とナトリウムのないレベルとの間の空間（一般にカバー－ガスプレナムと称される）は、一般に、ナトリウムに対して不活性なガス（典型的にはアルゴン）によって充填されている。

支持及び格納システム３が、一次容器１０の周りに、その閉鎖スラブ１７の下方に配置されている。

より具体的には、図３及び図４に示されているように、このシステム３は、容器ピット３０を含み、容器ピット３０の内側には、外側から内側の順に、熱絶縁材料層３１、ライナータイプの被覆材料３２、及び、原子炉の一次容器１０が挿入されている。

容器ピット３０は、スラブ１７の重量、ひいては、それが支持するコンポーネントの重量を支持する、平行六面体の全体的な外側形状を有するブロックである。容器ピット３０は、生物学的な保護及び外部攻撃に対する保護を提供する機能を有しており、また、低温を維持するために外部環境を冷却する機能も有している。容器ピット３０は、典型的に、コンクリートのブロックである。

熱絶縁材料層３１は、容器ピット３０の熱絶縁性を保証する。層３１は、典型的に、ポリウレタンフォーム又はケイ酸塩から作製されている。

ライナー被覆材料３２は、一次容器１０からの漏れの場合における一次ナトリウムの保持、及び、容器ピット３０の保護を保証する。ライナー３２は、容器ピット３０に当接しており、その上部パーツは、閉鎖スラブ１７に溶接されている。典型的に、ライナー３２は、ステンレス鋼ＡＩＳＩ ３１６Ｌから作製されている。

ライナー被覆材料３２と一次容器との間の空間Ｅ（容器間の空間と称される）は、一次容器１０の表面を冷却するために、熱伝導性ガス（例えば、窒素など）を充填されている。それは、使用される検査システムの位置決めを可能にするのに十分でなければならない。容器間の空間Ｅの厚さは、典型的に、おおよそ３０ｃｍである。

ここで、一次容器１０を通して崩壊熱を除去するための本発明による崩壊熱除去（ＤＨＲ： ｄｅｃａｙ ｈｅａｔ ｒｅｍｏｖａｌ）システム２が、（より具体的には、図３、図６、及び図７を参照して）説明されることとなる。

本発明によるＤＨＲシステム２は、容器間の空間Ｅにおける高温での放射を捕捉することによって、完全に受動的な方式で、一次容器１０の外側の崩壊熱を除去することを可能にすることとなる。

システム２は、まず、液体金属によって充填された閉回路４を含み、閉回路４は、
－ 容器間の空間Ｅの中に配置されている複数のＵ字形状のパイプ４００のアレイ４０であって、そのパイプは、一次容器１０の周りに分配されており、そのそれぞれは、Ｕ字形状の底部が一次容器１０の底部に面した状態で、一次容器１０に沿って延在している、アレイ４０と、
－ 第１の低温コレクター４１であって、第１の低温コレクター４１は、アレイの中のパイプのそれぞれのＵ字のブランチ４０１（低温ブランチと称される）のうちの１つに直接的に溶接されており、低温コレクターは、閉鎖スラブ１７の上方の外側に配置されている、第１の低温コレクター４１と、
－ 第１の高温コレクター４２であって、第１の高温コレクター４２は、アレイの中のパイプのそれぞれのＵ字のブランチ４０２（高温ブランチと称される）のうちの他の１つに直接的に溶接されており、高温コレクターは、閉鎖スラブ１７の上方の外側に配置されており、好ましくは、垂直方向に第１の低温コレクター４１の上方に配置されている、第１の高温コレクター４２と、
－ 複数のモノチューブ交換器４３であって、その一方の端部４３１は、第１の高温コレクター４２に接続されており、その他方の端部４３２は、第１の低温コレクター４１に接続されている、複数のモノチューブ交換器４３と
を含む。

閉鎖スラブ１７は、その上側パーツにおいて、低温コレクター４１及び高温コレクター４２を支持するパーツの重量を支持する。

閉鎖スラブ１７は、アレイ４０のそれぞれのパイプ４００の挿入を可能にするためのさまざまなタイプの開口部を有している。したがって、それぞれのチューブ４００は、スラブ１７の上部を介して進入する及び出て行く。

図示されているようなループ型原子炉のケースでは、幾つかのパイプ４００は、それらが一次容器１０の側面を通って出て行く／進入する場合には、一次回路のブランチをバイパスする。

図４に示されているように、Ｕ字形状のパイプ４００の低温ブランチ４０１は、その温度を低減させるために、熱絶縁層３１の内側に完全に挿入されており、流体のフローを反転させる現象を回避し、最終的にそれぞれのパイプ４００の内側の液体金属の自然なフローを可能にする。

パイプのアレイ４０は、一次容器１０の直径の関数である直径と、求められる熱除去のために必要な表面積を有するのに十分な高さとを有している。

換言すれば、アレイ４０を構成するＵ字形状のパイプ４００の合計数及び寸法は、一次容器１０の直径、及び、原子炉の炉心１１の出力に依存する。例えば、アレイの中のパイプのピッチは、１０ｃｍに等しくなっていることが可能であり、これは、製造及び放射による熱の吸収のための良好な妥協点である。

同様に、例えば、水頭損失を最小化するために、容器間の空間Ｅの中のパイプの嵩を低減させるために、及び、一次容器１０に露出される表面を最大化するために、それぞれのパイプ４００の外径は、５ｃｍの標準寸法において固定されている。それぞれのパイプの厚さは、その内側の液体金属によって及びその重量によって働かされる機械的な応力に依存する。

それぞれのパイプ４００の材料は、熱を吸収する高温ブランチ４０２の側において、良好な放射率特質を有していなければならない。典型的に、パイプの材料は、ステンレス鋼ＡＩＳＩ ３１６Ｌ、フェライト鋼、ニッケル、インコネル、及びハステロイの中から選択される。この材料は、閉回路４のために使用される内部流体に依存する。

この内部熱伝達流体Ｃは、液体金属であり、その液体金属は、化学的に安定しており、低い粘度を有しており、良好な熱の伝導体及び良好な熱伝達媒体であり、回路４の配管のすべてと化学的に適合しており、１５０～６００℃の間の温度範囲において自然対流によって動作することができる。典型的に、回路４の液体金属は、ＮａＫ合金、Ｐｂ－Ｂｉ合金、ナトリウム、又は、液体金属の三元合金のうちの１つなどの中から選択され得る。

図３に示されているように、低温コレクター４１及び高温コレクター４２は、一次容器１０の中心軸線（Ｘ）を中心としたトロイダル状の全体的な形状を有している。これらのコレクター４１、４２は、閉鎖スラブ１７に直接的に溶接されている支持パーツ４４に当接している。

それぞれのモノチューブ交換器４３は、流体が出て行くときに流体を冷却することによって、及び、特許出願ＦＲ１９１３９４２において提案されている冷熱源のものよりも良好に実施する崩壊熱の除去を可能にすることによって、システム２の内側の流体によって吸収される熱を除去する機能を有している。図示されているように、それぞれのモノチューブ交換器４３は、好ましくは、ストレートチューブである。典型的に、それぞれのモノチューブ交換器４３は、ステンレス鋼ＡＩＳＩ ３１６から作製されている。

図２及び図５に図示されているように、本発明によるＤＨＲシステム２は、同様に、冷熱源５を含み、冷熱源５は、パイプ４００のアレイ４０の全体を通して一次容器１０からの放射によって除去された熱を吸収するように構成されている。冷熱源５の寸法決めは、原子炉の炉心１１の出力（それは、除去されることとなる崩壊熱を実際に決定する）、及び、支持されることとなる想定される移行の持続期間の（それは、したがって、実質的に比例した熱慣性を必要とする）の両方に依存する。

冷熱源５は、少なくとも１つのリザーバー５０を含み、少なくとも１つのリザーバー５０は、一次容器１０から所定の距離に配置されており、閉鎖スラブ１７よりも高いレベルに配置されている。

本発明によれば、リザーバー５０は、少なくとも１つの列に配置されているボックス５００の形態で一緒にグループ化された複数のモジュール５０００を備えたモジュール式に設計されたリザーバーであり、それぞれのモジュール５０００は、ブロックの形態の、固体－液体タイプの相変化材料（ＰＣＭ）５０００１を格納するケーシング５００００から形成されている。

図５及び図６に図示されている例では、ボックス５００は、複数の列において整合されており、その重量は、支持構造体５０３によって支持されている。また、図示されているように、それぞれのモジュール５０００は、（例えば、おおよそ６０ｃｍの辺を有する）立方体の全体的な形状を有している。それぞれのモジュール５０００の壁５００００は、好ましくは、フェライト系ステンレス鋼から（典型的に、鋼４３９）から作製されている。ハンドリングは、磁化されたアームマシンを使用して行われ、それは、その外部表面を介してモジュールを容易に掴むことが可能である。

より具体的には、リザーバー５０は、一次容器１０から所定の距離に配置されており、閉鎖スラブ１７の上方に配置されている。

モジュール式リザーバー５０は、第２の低温コレクター５０１と、第２の高温コレクター５０２とを含み、第２の低温コレクター５０１は、第１の低温コレクター４１に接続されており、第２の高温コレクター５０２は、第１の高温コレクター４２に接続されており、第２の低温コレクター５０１の上方に配置されており、複数のモノチューブ交換器４３を介して第２の低温コレクター５０１に接続されている。より具体的には、モノチューブ交換器４３の端部４３２は、第２の低温コレクター５０１に接続されており、第２の低温コレクター５０１自身は、第１の低温コレクター４１に接続されている。そして、モノチューブ交換器４３の端部４３１は、第２の高温コレクター５０２に接続されており、第２の高温コレクター５０２自身は、第１の高温コレクター４２に接続されている。

交換器４３のチューブの端部において低温コレクター５０１及び高温コレクター５０２を利用することは、液体金属熱伝達媒体の流量を最適に分配することを可能にし、したがって、その冷却を推進することを可能にする。

４つのモジュール５０００（それは、１つのボックス５００を形成する）のそれぞれのグループは、ストレートのモノチューブ交換器４３のうちの１つによって垂直方向に通過される。

最後に、モジュール式リザーバー５０は、第２の低温コレクター５０１、第２の高温コレクター５０２、及び複数のボックス５００を支持する支持構造体５０３を含む。

支持構造体５０３は、有利には、金属プロファイル５０４の機械的に溶接されたアッセンブリであることが可能である。支持構造体５０３は、典型的に、鋼３０４から作製されている。

図５に図示されているように、ボックス５００は、好ましくは、ハンドリング通路５０５を生成させるために、相対的に配置されている。これらの通路５０５は、例えば、磁石を装備しているハンドリングユニットの通過のために寸法決めされ得、磁石は、それぞれのモジュール５０００をロックすることが可能であり、また、ケーシング５００００の外部強磁性層に引き付けられることに起因して、それを移動させることが可能である。そのような移動は、例えば、モジュール５０００の内側のＰＣＭの溶融の場合に実現され得、又は、システムテストの後の簡単な制御のために実現され得る。

この図５にも示されているように、モジュール式リザーバーのコレクター５０１、５０２の位置決めは、ハンドリング通路５０５を完全に解放されたままにすることを可能にすることが意図されており、したがって、ハンドリング動作は、より複雑になるようにされない。

それぞれのモジュール５０００の形状は、ボックス５００を通してモノチューブ交換器４３（熱伝達媒体Ｃが自然対流によってその中を流れる）を垂直方向に通すことを可能にする。

図７に図示されているように、二重壁５０６の熱伝導率を改善するために、及び、適切な場合には、漏れが検出されることを可能にするために、モノチューブ交換器４３は、希ガスによって充填された二重壁５０６を介在させることによって、モジュール５０００との直接的な接触から間隔を離して配置され得る。

この二重壁５０６は、チューブ４３からの熱伝達流体Ｃの漏出の場合に、空気と熱伝達流体Ｃとの間の直接的な接触を回避する機能を有しており、また、事故の場合に熱伝達流体とＰＣＭブロック５０００１との間の起こり得る化学反応を回避する機能を有している。

典型的に、二重壁は、ステンレス鋼３１６又はタイプ４３９の鋼から作製されており、希ガスは、ヘリウムであり、二重壁５０６の壁間の空間は、０．５ｍｍの厚さを有している。

モジュール式リザーバー５０は、すべてのボックス５００の壁からの自然対流及び放射によって、事故局面の間に除去される少量の熱を分散させ、また、原子炉が公称出力において動作している間にシステム２によって除去される熱のすべてを分散させる。

それぞれのモジュール５０００の寸法決め、及び、ボックス５００のアッセンブリの寸法決めは、それが格納するＰＣＭに依存し、また、通常動作の間に、また、事故の場合にも分散されることとなる熱に依存する。（公称条件における）通常動作点は、モジュールの寸法及び合計数に影響を及ぼし、一方では、事故シナリオは、ＰＣＭの必要体積に影響を及ぼす。

ＰＣＭは、サーマルバッファーとして作用し、サーマルバッファーは、モノチューブ交換器の液体金属との交換の間に、原子炉の公称動作の間に固体状態にあるように選択され、また、崩壊熱を放出する原子炉のシャットダウン動作の間に液体状態に移行するように選択される。

換言すれば、原子炉の公称動作局面の間に、ＰＣＭは、固体状態になっており、それは、それぞれのモノチューブ交換器４３によって放棄された熱を伝導によって伝達し、次いで、それは、対流及び放射によって、それぞれのモジュール５０００の壁に放出される。

事故局面の間に、及び、公称局面において、液体状態のＰＣＭは、モノチューブ交換器４３によって放棄される熱を貯蔵しなければならず、したがって、回路２の液体金属を冷却する。

好ましくは、固体状態において、ＰＣＭは、ブロック５０００１から構成されており、ブロック５０００１は、図８に図示されているように、それぞれのモジュール５０００の内側の所定の場所に配置及び保持されている。より具体的には、図９に示されているように、ブロック５０００１は、重ねられたプレートの様式で、それぞれのモジュール５０００の内側に互いに積み重ねられている。具体的には、ＰＣＭブロック５０００１が固体状態にあるときのＰＣＭブロック５０００１のわずかに凹形の形状に起因して、それらは、相互にインターロックされ得る。

事故シナリオにおける動作のための膨張を補償するために、有利には、モジュール５０００の内壁とブロック５０００１との間の空間が提供されている。良好な内部熱伝導率を保証するために、及び、ステーションブラックアウト（ＳＢＯ）を伴う過渡型事故の初期局面の間に熱を効率的に伝達するために、それぞれのモジュール５０００の内側の雰囲気は、好ましくは、希ガス（例えば、ヘリウムなど）によって構成されている。

ブロックのすべての横方向移動を制限するために、随意的なスプリング５０００２が、端部ブロック５０００１とモジュール５０００の壁との間において、スタック端部に配置され得る（図９）。

公称原子炉出力において、静止状態での適正な動作のために、ＰＣＭは、高い熱伝導率を有していなければならない。

事故状態での適正な動作のために、ＰＣＭは、上昇した熱慣性（上昇した比熱容量及び密度）、２５０℃から４００℃の間の融点、１５０℃（固体状態）から６００℃（液体状態）の間の使用温度、及び、上昇した潜熱という特質を有している。

当然のことながら、ＰＣＭは、また、閉回路２の内側の流体と化学的に適合していなければならず、モノチューブ交換器４３からの漏れの後の相互作用の場合に問題が生じないようになっている。

典型的に、ＰＣＭは、閉回路２の内側の熱伝達流体がＮａＫ合金であるときには、Ｚａｍａｋから作製されており、又は、熱伝達流体がＰｂ－Ｂｉ合金であるときには、鉛から作製されている。

事故局面の間に、交換器チューブ４３は、それが加熱された後に、半径方向に膨張する可能性がある。

この膨張を補償するために、スライド機構５０７（支持構造体５０３の一部を形成する）をそれぞれのモジュール５０００の下に配置することが可能である。図７に概略的に図示されているように、スライド機構５０７は、転がり軸受から構成され得、それは、支持構造体５０４のそれぞれの段において、モジュール５０００（チューブ４３と接触している）を移動させることを可能にする。

モジュール式リザーバー５０は、好ましくは、格納建造物５２の中に格納されている。したがって、本発明によるシステム２の最終的な冷熱源５は、起こり得る外部攻撃に対して保護される。

格納建造物５２の内壁は、好ましくは、そこに収容されているモジュール式リザーバー５０の外壁によって放射される熱をより容易に除去するために、高い放射率の特質を有する。

一次容器１０から最適な距離に冷熱源５を置くために、液圧回路２は、接続ループ４５を含み、接続ループ４５は、低温コレクター４１及び高温コレクター４２とそれぞれのモノチューブ交換器４３との間に、配管及び（適切な場合には）弁のアッセンブリを含む。

より具体的には、図１及び図２に図示されているように、接続ループ４５は、液圧ブランチ４５１及び液圧ブランチ４５２を含み、液圧ブランチ４５１は、第２の低温コレクター５０１を介して、第１の低温コレクター４１をそれぞれのモノチューブ交換器４３の低温端部４３１に接続しており、液圧ブランチ４５２は、第２の高温コレクター５０２を介して、第１の高温コレクター４２をそれぞれのモノチューブ交換器４３の高温端部４３２に接続している。

したがって、第１の低温コレクター４１は、低温ブランチ４５１の内側の液体金属のフローを、Ｕ字形状の底部におけるそれぞれのチューブ４００のそれぞれの低温ブランチ４０１に向けて分配し、第１の高温コレクター４２は、Ｕ字形状の底部におけるそれぞれのチューブ４００のそれぞれの高温ブランチ４０２から来る内部液体金属を収集し、それを高温ブランチ４５２に供給する。

有利には、低温ブランチ４５１及び高温ブランチ４５２は、そこからの水頭損失を低減させるために、及び、閉じた液圧回路４の中の自然対流流量を増加させるために、それらが可能な限り短い長さを有するように寸法決めされている。

したがって、本発明によれば、今説明されてきた閉じた液圧回路４は、自然対流によって熱伝達液体金属がその中を流れるように構成されており、また、原子炉の公称動作の間、及び、崩壊熱を放出する原子炉のシャットダウン動作の間の両方において、熱伝達液体金属が液体状態を維持するように構成されている。

原子炉の公称出力動作の間に、それぞれのモノチューブ交換器は、１つのボックス５００を構成するモジュール５０００のそれぞれと自由に接触している。モノチューブ交換器４３によって放出される熱は、対流及び伝導によって、主に、（典型的に、Ｚａｍａｋブロック５０００１の形態の）固体状態のＰＣＭに伝達される。

事故局面の間に、ＰＣＭ５０００１は、液体になり、それぞれの交換器４３によって放棄される熱を貯蔵し、したがって、閉じた液圧回路４の内側の液体金属を冷却する。

今提示されてきた構成（それは、任意のタイプの液体金属冷却式原子炉に適用され得る）は、数日（典型的に、おおよそ７日）のステーションブラックアウト持続期間のために、コンパクトな及び完全に受動的なシステム２によって、既存の解決策に関してＤＨＲ機能を多様化することを目的とする。

原子炉の出力及びモジュール式リザーバー５０のサイズに応じて、適用持続期間は変化する。

サーマルバッファーの動作持続期間をさらに延長することが求められる場合には（又は、対照的に、それを短縮することが求められる場合には）、必要とされる熱慣性及び全体的な貯蔵容量を増加させる（又は、低減させる）ために、第一に、利用可能な合計潜熱に応じて、モジュール式リザーバー５０のより大きい（又は、より小さい）体積が必要になることとなる。

他方では、原子炉の出力は、貯蔵されることとなる合計エネルギーに直接的に影響を与える。したがって、原子炉の出力を増加させることは、貯蔵容量に（ひいては、ＰＣＭの合計体積に）変化がない場合には、モジュール式リザーバー５０の有用性の持続期間を短縮する。

本発明者らは、４００ＭＷｔｈの出力、８ｍの容器直径、及び、１２ｍの高さを有する、ＡＭＲ－ＳＦＲ ＡＴＲＩＵＭという名称によって知られている先進モジュール式原子炉のドラフトの例に関して、リザーバーの及びＤＨＲシステム２の基本モジュールとして、モジュール５０００の寸法決めを計算した。

考慮中の計算に関して、モジュール５０００の幾何学形状は、立方体であり、それは、鋼４３９から作製されているということが留意されるべきである。

これらの計算の結果が、下記のＴａｂｌｅ １（表１）及びＴａｂｌｅ ２（表２）にそれぞれ与えられている。

この適用例は、例示的なケースを表している。モジュール５０００のコンパクトさの増大又はそれらの配置の修正に起因して、その土地の使用量を低減させるために、それに最適化研究を行うことが可能であることとなる。

本発明は、今説明された例に限定されず、とりわけ、図示されていない変形例の中で、図示されている例の特質を互いに組み合わせることが可能である。

それによって本発明の範囲から逸脱することなく、他の変形例及び実施形態が想定され得る。

図示されている例のすべてにおいて、ＤＨＲシステム２は、単一のモジュール式リザーバー５０及び関連の配管を備えて説明されており、これは、小さい設置面積を発生させるという利点を有しているが、冗長性（安全）の目的のために、複数のモジュール式リザーバーを提供することも可能であるということは言うまでもない。

ループ型原子炉に関係して今説明されたＤＨＲシステムは、一体型原子炉において完全に実装され得る。

一体型の原子炉設計のケースでは、パイプのアレイ４０は、一次容器１０全体を均一に取り囲む。

幾つかのループ型原子炉において、一次回路の側面に位置付けされているパイプ４００は、関係するＵ字形状のパイプ４００のための起こり得る高温点を回避するために、ブランチにおいてマイクロコレクターの中で合流することが可能である。

引用文献一覧
［１］： HOURCADE E.等, “ASTRID Nuclear Island design: update in French-Japanese joint team development of Decay Heat Removal system”, 2018, ICAPP

１ 液体ナトリウム冷却式原子炉（ＳＦＲ）
１０ 原子炉容器、一次容器
１１０ 燃料集合体
１１ 炉心
１２ ダイアグリッド
１３ ストロングバック
１５ 中間交換器
１５０ ポンピング手段
１５１ 出口ダクト
１５２ 供給ダクト
１６ 内部容器
１６０ 高温ゾーン、高温コレクター
１６１ 一次ナトリウムゾーン、低温ゾーン、低温コレクター
１７ 閉鎖スラブ
１８ 炉心カバープラグ
２ 除去システム、閉回路
３ 支持及び格納システム
３０ 容器ピット
３１ 熱絶縁材料層
３２ ライナー被覆材料
４ 閉回路
４０ アレイ
４００ Ｕ字形状のパイプ
４０１ 低温ブランチ
４０２ 高温ブランチ
４１ 第１の低温コレクター
４２ 第１の高温コレクター
４３ モノチューブ交換器
４３１ 一方の端部
４３２ 他方の端部
４５ 接続ループ
４５１ 液圧ブランチ、低温ブランチ
４５２ 液圧ブランチ、高温ブランチ
５ 冷熱源
５０ リザーバー
５２ 格納建造物
５００ ボックス
５０００ モジュール
５００００ ケーシング
５０００１ 固体－液体タイプの相変化材料（ＰＣＭ）、ＰＣＭブロック
５０００２ スプリング
５０１ 第２の低温コレクター、第３のコレクター
５０２ 第２の高温コレクター、第４のコレクター
５０３ 支持構造体
５０４ 支持構造体、金属プロファイル
５０５ ハンドリング通路
５０６ 二重壁
５０７ スライド機構
Ｃ 熱伝達媒体
Ｅ 空間
Ｘ 中心軸線

Claims (11)

1. 液体金属冷却式高速中性子原子炉（１）であって、
   － 一次容器と称される容器（１０）であって、前記高速中性子原子炉の一次回路の熱伝達流体としての液体金属によって充填されている前記容器（１０）と；
   － 容器同士の間に空間を形成する前記一次容器の周りに配置されている容器ピット（３０）と；
   － 前記一次容器の内部に前記液体金属を閉じ込めるための閉鎖スラブ（１７）と；
   － 通常動作の間における前記高速中性子原子炉の公称熱及び事故動作の間における崩壊熱の少なくとも幾らかを除去するための除去システム（２）と
   を備えている前記高速中性子原子炉（１）において、
   前記除去システムが、
   熱伝達液体によって充填された閉回路（４）と、
   冷熱源（５）と
   を少なくとも備えており、
   前記閉回路（４）が、
   － 前記容器同士の間の前記空間に配置されている複数のＵ字形状のパイプ（４００）から成るアレイ（４０）であって、前記複数のＵ字形状のパイプ（４００）が、前記一次容器の周りに分配されており、且つ、前記Ｕ字形状の底部が前記一次容器の底部に面した状態で前記一次容器に沿ってそれぞれ延在している、前記アレイ（４０）と、
   － 第１の低温コレクターと称される第１のコレクター（４１）であって、前記第１のコレクター（４１）は、前記アレイの前記パイプそれぞれの、低温ブランチと称されるＵ字のブランチのうちの一方のブランチ（４０１）に接続されており、前記低温コレクターは、前記閉鎖スラブの上方の外側に配置されている、第１のコレクター（４１）と、
   － 第１の高温コレクターと称される第２のコレクター（４２）であって、前記第２のコレクター（４２）は、高温ブランチと称される、前記アレイの中の前記パイプのそれぞれの前記Ｕ字の前記ブランチのうちの他の１つ（４０２）に接続されており、前記高温コレクターが、前記閉鎖スラブの上方において外側に配置されている、前記第２のコレクター（４２）と、
   － 複数のモノチューブ交換器（４３）であって、前記モノチューブ交換器（４３）の一方の端部（４３１）が、前記第１の低温コレクターに接続されており、前記モノチューブ交換器（４３）の他方の端部（４３２）が、前記第１の高温コレクターに接続されている、複数の前記モノチューブ交換器（４３）と、
   を備えており、
   前記閉回路が、自然対流によって前記熱伝達液体が前記閉回路の内部で流れるように構成されており、且つ、前記高速中性子原子炉の公称動作の間、及び、崩壊熱を放出する前記高速中性子原子炉のシャットダウン動作の間の両方において、前記熱伝達液体が液体状態を維持するように構成されており、
   冷熱源（５）が、前記一次容器から離隔して且つ前記閉鎖スラブの上方に配置されている少なくとも１つのモジュール式リザーバー（５０）を備えており、
   前記モジュール式リザーバーが、第２の低温コレクターと称される第３のコレクター（５０１）であって、前記第１の低温コレクターに接続されている前記第３のコレクター（５０１）と、第２の高温コレクターと称される第４のコレクター（５０２）であって、前記第２の低温コレクターの上方に配置された前記第１の高温コレクターに接続されていると共に、前記複数のモノチューブ交換器を介して前記第２の低温コレクターに接続されている前記第４のコレクター（５０２）と、少なくとも１つの列のボックス（５００）に配置されている複数のモジュール（５０００）であって、ケーシング（５００００）に閉じ込められた固体－液体タイプの相変化材料（ＰＣＭ）（５０００１）をそれぞれ格納していると共に、複数の前記モノチューブ交換器のうちの１つのモノチューブ交換器によって冷却されるように配置されている複数の前記モジュール（５０００）と、少なくとも前記第２の高温コレクター及び複数の前記ボックスを支持している支持構造体（５０３）と、を備えており、
   前記モジュールそれぞれに存在する前記ＰＣＭが、前記モノチューブ交換器の中を循環する前記液体金属との熱交換の間に、前記高速中性子原子炉の公称動作の間に固体状態にあるように、且つ、崩壊熱が放出される前記高速中性子原子炉の事故条件において、液体状態に移行するようになっている、高速中性子原子炉（１）。
2. 前記高速中性子原子炉は、ループ型原子炉である、請求項１に記載の高速中性子原子炉（１）。
3. 前記モノチューブ交換器のチューブは、ストレート形状を有している、請求項１又は２に記載の高速中性子原子炉（１）。
4. 前記支持構造体（５０３）は、前記第２の低温コレクター（５０１）をさらに支持する、請求項１に記載の高速中性子原子炉（１）。
5. 前記モジュール（５０００）それぞれは、立方体状の全体形状を有しており、前記モジュール（５０００）の単一の角部又はノッチは、モノチューブ交換器の通過を可能にする形状を有している、請求項１に記載の高速中性子原子炉（１）。
6. 前記モジュールそれぞれの外壁の少なくとも一部は、強磁性材料の層によってコーティングされている、請求項１に記載の高速中性子原子炉（１）。
7. 前記モジュールそれぞれを充填する前記ＰＣＭは、前記固体状態において、１つ又は複数のブロックの形態になっている、請求項１に記載の高速中性子原子炉（１）。
8. １つ又は複数の前記ブロックは、１つ又は複数のスプリング（５０００２）によって所定の場所に保持された状態で、前記モジュールそれぞれの内側に配置されている、請求項７に記載の高速中性子原子炉（１）。
9. スライド機構（５０７）は、前記モジュールそれぞれの下方に配置されており、前記支持構造体に組み込まれている、請求項１に記載の高速中性子原子炉（１）。
10. 前記ボックスは、ハンドリング通路（５０５）を形成する空間の境界を形成するように配置されている、請求項１に記載の高速中性子原子炉（１）。
11. 二重壁（５０６）は、モノチューブ交換器（４３）と前記モノチューブ交換器（４３）が冷却する前記モジュールとの間に配置されており、前記二重壁は、希ガスによって充填されている、請求項１に記載の高速中性子原子炉（１）。