JPH05188166A - 液体金属冷却型原子炉 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】 【目的】 原子炉容器径を小さくし、１次冷却系の簡素
化と小型化が可能な液体冷却型原子炉を提供する。 【構成】 次式が成立するように、炉心１と熱交換器２
とを配置する。 【数２０】Ｌ≧ΔｐＣＦ／（ｇβρＷ） ここで、Ｌは炉心１と熱交換器２との伝熱中心間の距離
７、Ｗは発電などの産業上の利用に供する炉心１の熱出
力、ｇは重力加速度、βは冷却材の体膨張率、ρは密
度、Ｃは比熱、Δｐは上記の熱出力Ｗを得る際の１次系
の流量Ｆにおける１次系の圧力損失である。 【効果】 定格時の炉心熱出力を除去可能な循環流量が
浮力により得られ、目的が達せられる。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【産業上の利用分野】本発明は液体金属冷却型原子炉に
係り、特に高速炉に使用する液体金属冷却型原子炉に関
する。

【０００２】

【従来の技術】従来の液体金属冷却型原子炉である高速
炉の構造については、「日立評論Vol.67 No.11 (1985-1
1) p.891〜892」に記述されている。

【０００３】この従来例のうち、従来例１は図２を、従
来例２は図３を、それぞれ用いて説明する。図２はタン
ク型高速炉の模式縦断面図、図３はループ型高速炉の模
式縦断面図であり、１は炉心、１ａは炉心伝熱中心、２
は熱交換器、２ａは熱交換器伝熱中心、３は原子炉容
器、４は炉上部機構、５は高温プレナム、６は低温プレ
ナム、７は伝熱中心間距離、８はルーフスラブ、９は主
循環ポンプ、１０は隔壁、１１は高圧プレナム、１２
ａ、１２ｂは配管、１３は補助熱交換器を示している。

【０００４】従来例１のタンク型高速炉の場合は、図２
に示すように、原子炉容器３の内部に炉心１、炉上部機
構４、複数基の熱交換器２及び複数基の主循環ポンプ９
が設置されており、原子炉容器３は冷却材として用いる
液体金属ナトリウム（以下、ナトリウムと略称）によっ
て満たされている。

【０００５】更に、原子炉容器３内には、通常の定格運
転時において、炉心１から流出する高温のナトリウム
と、熱交換器２から流出する低温のナトリウムとを分離
する隔壁１０が設置されており、隔壁１０によって、原
子炉容器３内は上部の高温プレナム５と下部の低温プレ
ナム６とに分けられている。

【０００６】原子炉容器３の上部は、ルーフスラブ８に
よって閉ざされている。通常の定格運転時には、主循環
ポンプ９により循環流量が確保され、約３６０℃の低温
プレナム６のナトリウムが主循環ポンプ９及び高圧プレ
ナム１１を通り、炉心１と熱交換して約５３０℃のナト
リウムとなり、高温プレナム５に流入している。また、
高温プレナム５のナトリウムは、熱交換器２を通り、冷
却されて低温プレナム６に流入している。

【０００７】原子炉が停止し、スクラムした場合は、崩
壊熱除去用の補助熱交換器１３が作動し、ポニーモータ
と呼ばれる小型ポンプや、原子炉内の自然循環により、
原子炉停止後の崩壊熱を除去するに十分な、定格時の１
０〜３％程度の循環流量が確保されるようになってい
る。

【０００８】一方、従来例２のループ型高速炉の場合
は、図３に示すように、原子炉容器３内に炉心１を内蔵
し、原子炉容器３と、原子炉容器３外の熱交換器２及び
主循環ポンプ９とを、配管１２ｂで接続し、１次冷却系
を構成している。

【０００９】

【発明が解決しようとする課題】しかし、従来技術のタ
ンク型高速炉では、原子炉容器内に炉心、熱交換器及び
主循環ポンプなどの１次系の機器が内蔵されるため、原
子炉容器径が大きくなり、１次冷却系は大型化し、複雑
化していた。

【００１０】また、従来技術のループ型高速炉では、原
子炉容器、熱交換器、主循環ポンプ及び配管を含めた１
次冷却系全体の占有面積が大きくなるとともに、各１次
系の機器を配管で接続するので、１次冷却系が複雑化し
ていた。

【００１１】本発明は、上記のことに鑑みなされたもの
であり、高速炉における原子炉容器径を小さくし、１次
冷却系の簡素化及び小型化が可能な、液体冷却型原子炉
を提供することを目的にしている。

【００１２】

【課題を解決するための手段】上記目的は、次のように
して達成することができる。

【００１３】（１）１次系に炉心と熱交換器とを有し、
炉心は原子炉容器内に設置してあり、１次系の冷却材に
液体金属を用い、炉心の出口と熱交換器の入口とを結ぶ
経路、及び熱交換器の出口と炉心の入口とを結ぶ経路を
形成してある液体金属冷却型原子炉において、発電など
の産業上の利用に供する炉心における熱出力をＷ(W)、
重力加速度をｇ(m/s²）、冷却材の体膨張率をβ(1/K)、
密度をρ(kg/m³)、比熱をＣ(J/kgK)、炉心と熱交換器と
の伝熱中心間の距離をＬ(m)、熱出力Ｗを得る際の１次
系の流量Ｆ(kg/s)が、１次系の経路を一巡したときの圧
力損失をΔｐ(Pa)とした場合、炉心及び熱交換器の配置
が、次式を満足していること。

【００１４】

【数５】 Ｌ≧ΔｐＣＦ／（ｇβρＷ）……………………（１） （２）１次系に炉心と熱交換器とを有し、炉心は原子炉
容器内に設置してあり、１次系の冷却材に液体金属を用
い、炉心の出口と熱交換器の入口とを結ぶ経路、及び熱
交換器の出口と炉心の入口とを結ぶ経路を形成してある
液体金属冷却型原子炉において、発電などの産業上の利
用に供する炉心における熱出力を得る際の１次系に形成
してある経路における、炉心の出口と熱交換器の入口と
の間の代表温度と、熱交換器の出口と炉心の入口との間
の代表温度の差をΔＴ(K)、重力加速度をｇ(m/s²)、冷
却材の体膨張率をβ(1/K)、密度をρ(kg/m³)、炉心と熱
交換器との伝熱中心間の距離をＬ(m)、熱出力を得る際
の１次系の流量が、１次系の経路を一巡したときの圧力
損失をΔｐ(Pa)とした場合、炉心及び熱交換器の配置
が、次式を満足していること。

【００１５】

【数６】 Ｌ≧Δｐ／（ｇβρΔＴ）……………………（２） （３）（１）又は（２）において、炉心の出口と熱交換
器の入口とを結ぶ経路、及び熱交換器の出口と炉心の入
口とを結ぶ経路のうちの少なくとも一つが、１次系の冷
却材が充填してある容器内に存在すること。

【００１６】（４）（１）又は（２）において、炉心の
出口と熱交換器の入口とを結ぶ経路、及び熱交換器の出
口と炉心の入口とを結ぶ経路のうちの少なくとも一つ
が、１次系の冷却材が流通する配管内に存在すること。

【００１７】（５）（１）又は（２）において、熱交換
器内の１次系の冷却材の液位を、原子炉容器内の１次系
の冷却材の液位よりも高く保持してあること。

【００１８】（６）（５）において、１次系の冷却材
を、原子炉容器内における上蓋まで１次系の冷却材を充
満してあること。

【００１９】（７）（５）において、原子炉容器内にお
ける上蓋と１次系の冷却材の液面との間に、気体を封入
してあること。

【００２０】（８）（１）又は（２）において、炉心の
出口と熱交換器の入口とを結ぶ経路内、及び熱交換器の
出口と炉心の入口とを結ぶ経路内に、原子炉の発電など
の産業上の利用に供する炉心の熱出力を除去する際の１
次系の流量における１次系の経路の圧力損失よりも、吐
出し圧力が小さいポンプを設けてあること。

【００２１】（９）（８）において、ポンプを、原子炉
の起動時には１次系の冷却材の駆動に用い、発電などの
産業上の利用に供する炉心の熱出力を定常的に除熱する
際には停止してあること。

【００２２】（１０）１次系に炉心、熱交換器及びポン
プを有し、炉心は原子炉容器内に設置してあり、１次系
の冷却材に液体金属を用い、炉心の出口と熱交換器の入
口とを結ぶ経路、及び熱交換器の出口と炉心の入口とを
結ぶ経路を形成してある液体金属冷却型原子炉におい
て、発電などの産業上の利用に供する炉心における熱出
力をＷ(W)、重力加速度をｇ(m/s²）、冷却材の体膨張率
をβ(1/K)、密度をρ(kg/m³)、比熱をＣ(J/kgK)、炉心
と熱交換器との伝熱中心間の距離をＬ(m)、熱出力Ｗを
得る際の前記１次系の流量Ｆ(kg/s)が、１次系の経路を
一巡したときの圧力損失をΔｐ(Pa)、ポンプの吐出し圧
力をΔｐ_f(Pa)とした場合、炉心及び熱交換器の配置
が、次式を満足していること。

【００２３】

【数７】 Ｌ≧（Δｐ−Δｐ_f）ＣＦ／（ｇβρＷ）………………（３） （但し、Δｐ＞Δｐ_f） （１１）１次系に炉心、熱交換器及びポンプを有し、炉
心は原子炉容器内に設置してあり、１次系の冷却材に液
体金属を用い、炉心の出口と熱交換器の入口とを結ぶ経
路、及び前記熱交換器の出口と前記炉心の入口とを結ぶ
経路を形成してある液体金属冷却型原子炉において、発
電などの産業上の利用に供する炉心における熱出力を得
る際の１次系に形成してある経路における、炉心の出口
と熱交換器の入口との間の代表温度と、熱交換器の出口
と炉心の入口との間の代表温度との差をΔＴ(K)、重力
加速度をｇ(m/s²)、冷却材の体膨張率をβ(1/K)、密度
をρ(kg/m³)、炉心と熱交換器との伝熱中心間の距離を
Ｌ(m)、熱出力を得る際の１次系の流量が、１次系の経
路を一巡したときの圧力損失をΔｐ(Pa)、ポンプの吐出
し圧力をΔｐ_f(Pa)とした場合、炉心及び熱交換器の配
置が、次式を満足していること。

【００２４】

【数８】 Ｌ≧（Δｐ−Δｐ_f）／（ｇβρΔＴ）………………（４） （但し、Δｐ＞Δｐ_f） （１２）（１０）又は（１１）において、炉心の出口と
熱交換器の入口とを結ぶ経路、及び熱交換器の出口と炉
心の入口とを結ぶ経路のうちの少なくとも一つが、１次
系の冷却材が充填してある容器内に存在すること。

【００２５】（１３）（１０）又は（１１）において、
炉心の出口と熱交換器の入口とを結ぶ経路、及び熱交換
器の出口と炉心の入口とを結ぶ経路のうちの少なくとも
一つが、１次系の冷却材が流通する配管内に存在するこ
と。

【００２６】（１４）（１０）又は（１１）において、
熱交換器内の１次系の冷却材の液位を、原子炉容器内の
１次系の冷却材の液位よりも高く保持してあること。

【００２７】（１５）（１４）において、原子炉容器内
における上蓋まで、１次系の冷却材を充満してあるこ
と。

【００２８】（１６）（１４）において、原子炉容器内
における上蓋と１次系の冷却材の液面との間に、気体を
封入してあること。

【００２９】

【作用】炉心と熱交換器の伝熱中心間の距離Ｌに対し、
式（１）及び式（２）が成立するように、炉心と熱交換
器とを配置することにより、発電などの産業上の利用に
供する炉心の熱出力を得る際の１次系の流量における、
１次系の圧力損失に相当する流体の駆動圧力が浮力によ
り発生するため、定常状態において、主循環ポンプを用
いて、１次系の流体を強制的に循環させることなく、１
次系の流体は上記の流量で循環し、炉心の熱出力を取り
出すことができる。

【００３０】したがって、１次系の機器である主循環ポ
ンプの削除、又は小型化・低吐出し圧化が実現でき、１
次冷却系を簡素化した液体金属冷却型原子炉が提供され
る。

【００３１】また、炉心と熱交換器の伝熱中心間の距離
Ｌに対し、式（３）及び式（４）が成立するように、炉
心と熱交換器とを配置することにより、発電などの産業
上の利用に供する炉心の熱出力を得る際の１次系の流量
における、１次系の圧力損失Δｐよりも小さい吐出し圧
力Δｐ_fで流体を強制的に駆動しても、(Δｐ−Δｐ_f)に
相当する駆動圧力が浮力により発生し、定常状態におい
て、主循環ポンプで１次系の流体を強制的に吐出し圧力
Δｐで循環させなくとも、１次系の流体は上記の流量で
循環し、炉心の熱出力を取り出すことができる。

【００３２】したがって、１次系の機器である主循環ポ
ンプの小型化・低吐出し圧力化が実現でき、１次冷却系
を簡素化した液体金属冷却型原子炉が提供される。

【００３３】

【実施例】以下、本発明の実施例を図面により説明す
る。

【００３４】図１は実施例１の模式縦断面図、図４は実
施例の評価に用いた１次系の圧力損失特性図、図５から
図８までは、それぞれ対応する実施例２から実施例５ま
でにおける各実施例の模式縦断面図、図９は実施例６、
８における模式縦断面図、図１０は実施例７、９におけ
る模式縦断面図であり、３ａは炉心出口の容器、１２ｃ
〜１２ｇは配管、１４ａは電磁式ポンプ、１４ｂは機械
式ポンプ、１５は熱交換器液面、１６は高温プレナム液
面を示しており、そのほかは前出の符号である。

【００３５】図１は実施例１の場合である。原子炉容器
３をナトリウムで満たし、その内部に炉心１、炉上部機
構４及び４基の熱交換器２が設置されている。熱交換器
２の入口と炉心１の出口は、共に高温プレナム５内にあ
り、高温プレナム５を介してつながっている。また、熱
交換器２の出口と炉心１の入口は、共に低温プレナム６
内にあり、低温プレナム６を介してつながっている。

【００３６】また、炉心１の伝熱中心１ａは原子炉容器
３の下部に、熱交換器２の伝熱中心２ａは原子炉容器３
の上部に、それぞれ位置している。この両者の伝熱中心
間の距離７、すなわちＬは、この実施例、及び後述する
実施例５までのいずれの場合においても、式（１）及び
式（２）を満足する必要がある。この実施例の場合、式
（１）を満足するためには、次式（５）から明らかなよ
うに、Ｌが１３．７ｍ以上であることを要し、このた
め、Ｌ＝１４ｍと決定している。

【００３７】

【数９】 Ｌ＝１４（m）〉△ｐＣＦ／（ｇβρＷ）＝１３．７（m）……（５） また、このときの評価条件を表１に示す。

【００３８】

【表１】

【００３９】上記のように、Ｌ＝１４ｍの場合は、１次
系の圧力損失は８１０３Ｐａとなり、定格熱出力７８０
ＭＷｔに対して、浮力により２３９４ｋｇ／ｓの１次系
の循環流量がポンプの駆動力なしに得られ、熱出力７８
０ＭＷｔを除去することができる。

【００４０】また、このときの炉心出入口の温度はそれ
ぞれ５５０℃及び３００℃となり、次式（６）が成立
し、式（２）を満足する。

【００４１】

【数１０】 Ｌ＝１４（m）＞Δｐ／（ｇβρΔＴ）＝１３．７（m）………（６） なお、上記のことを検討するに当って、１次系の循環流
量に対する１次系の経路の圧力損失の評価には、１次系
の主な圧力損失の発生源である、炉心の燃料集合体と、
熱交換器との圧力損失を考慮している。評価に用いた炉
心は、直径７．５ｍｍの燃料ピン２５０本からなる直径
０．２５ｍの燃料集合体３５０体によって構成されてい
る。また、熱交換器は、１基あたり６０００本の直管型
伝熱管で構成され、直管型伝熱管の内径は２３ｍｍであ
る。

【００４２】この炉心と熱交換器とにより構成されてあ
る１次系の循環流量に対する圧力損失特性を図４に示
す。

【００４３】いま、１次系の経路に沿った座標をｘ、座
標ｘにおける冷却材の温度をＴ、基準温度をＴ₀、上記
ｘ座標の水平方向からの傾き角度をφ、経路に沿った一
巡の積分を記号∫_cで表すとき、浮力による駆動圧力Δ
ｐ₀は、次式で求められる。

【００４４】

【数１１】 Δｐ₀＝∫_cｇβρ（Ｔ−Ｔ₀）・sinφ dx …………（７） 式（７）で求めたΔｐ₀と１次系の圧力損失Δｐとが等
しくなる流量が浮力により得られ、この流量と炉心の定
格の熱出力とに対して、炉心の出入口温度が定まる。

【００４５】上述のように、実施例１によれば、式
（１）及び式（２）が成立するようにＬ＝１４ｍとする
ことにより、定常時にポンプの駆動力なしに、浮力のみ
で得られた循環流量により、７８０ＭＷｔの熱出力を除
去することが可能となり、従来において主循環ポンプが
占有していたスペースを削除、又は縮小でき、１次冷却
系を簡素化することができる。

【００４６】上記の一実施例と同様な検討を、前述した
従来例１と従来例２の各場合について行ってみる。

【００４７】式（８）は、従来例１の場合を、式（１）
により、評価したものである。

【００４８】

【数１２】 Ｌ＝４（m）〈△ｐＣＦ／（ｇβρＷ）＝１１００（m）…………（８） このときの評価条件を表２に示す。

【００４９】

【表２】

【００５０】表２に示すように、この場合は、定格熱出
力２６００ＭＷｔ、１次系の流量１３０００ｋｇ/s、こ
の流量に対する１次系の圧力損失０．４ＭＰａである。
しかし、伝熱中心間距離Ｌは約４ｍに設計されており、
式（８）から式（１）が従来例１では成立しないことが
わかる。また、このときの炉心出入口の温度は、それぞ
れ５３０℃及び３８０℃であり、式（２）により評価す
ると、式（９）となり、式（２）も満足されていない。

【００５１】

【数１３】 Ｌ＝４（m）＜Δｐ／（ｇβρΔＴ）＝１１００（m）…………（９） また、従来例１における、もう一つの熱交換器である原
子炉停止後の崩壊熱除去用の補助熱交換器１３に対し
て、式（１）及び式（２）により評価すると、式（１
０）及び式（１１）のようになる。

【００５２】

【数１４】 Ｌ＝７（m）〈△ｐＣＦ／（ｇβρＷ）＝１１００（m）……（１０）

【００５３】

【数１５】 Ｌ＝７（m）＜Δｐ／（ｇβρΔＴ）＝１１００（m）………（１１） 式（１）及び式（２）の、いずれも満足していない。

【００５４】次に、式（１２）は、従来例２の場合を、
式（１）により評価したものである。

【００５５】

【数１６】 Ｌ＝４（m）＜ΔｐＣＦ／（ｇβρＷ）＝２３００（m）……（１２） このときの評価条件を表３に示す。

【００５６】

【表３】

【００５７】表３に示すように、この場合は、定格熱出
力７２０ＭＷｔ、１次系の流量４３００(ｋｇ/ｓ)、こ
の流量に対する１次系の圧力損失０．７ＭＰａである。
この従来例も、伝熱中心間距離Ｌが約４ｍに設計されて
おり、式（１２）により式（１）が、この従来例では成
立しないことがわかる。

【００５８】また、このときの炉心出入口の温度はそれ
ぞれ、５３０℃、４００℃であり、式（２）により評価
すると、式（１３）のようになり、式（２）も満足しな
い。

【００５９】

【数１７】 Ｌ＝４（m）＜Δｐ／（ｇβρΔＴ）＝２３００（m）………（１３） 次に、本発明を実施した液体金属冷却型原子炉の評価例
を表４に示す。

【００６０】

【表４】

【００６１】表４の作成に際しては、１次系の冷却材に
ナトリウムを用い、１次系の圧力損失は図４に示した特
性を使用した。表４は、炉心出口温度を５５０℃とした
条件で炉心と熱交換器の伝熱中心間距離Ｌ＝７、１４、
２１ｍとした各場合について、浮力のみで得られる１次
系の循環流量、除去可能な熱出力、圧力損失及び炉心入
口温度を求め、炉心入口温度２００℃以上の場合につい
て示したものである。表４の各事例について検討した際
の具体的な数値などは省略するが、いずれの場合も、式
（１）及び式（２）を満足している。また、Ｌを増すこ
とにより、除去可能な熱出力を増加させることができ
る。

【００６２】図５は実施例２の場合である。原子炉容器
３をナトリウムで満たし、その内部に炉心１、炉上部機
構４が設置され、原子炉容器３の外部に配置された４基
の熱交換器２の入口、出口が、それぞれ高温プレナム
５、低温プレナム６に配管１２ｃ、１２ｄで接続され、
熱交換器２の入口と炉心１の出口とを結ぶ流路、及び熱
交換器２の出口と炉心１の入口とを結ぶ流路が、それぞ
れ形成されている。

【００６３】この実施例の場合も、炉心１の伝熱中心１
ａと、熱交換器２の伝熱中心２ａとの間の距離７、すな
わちＬに対して、前出の式（５）と同式が成立するよう
に、Ｌ＝１４ｍとなる位置に炉心と熱交換器を配置して
あり、このときの評価条件は、前出の表１と同じであ
る。

【００６４】１次系の圧力損失は、図４を用いて求め
た。上記のように、Ｌ＝１４ｍの場合、１次系の圧力損
失は８１０３Ｐａとなり、定格熱出力７８０ＭＷｔに対
して、ポンプの駆動力なしに、浮力により２３９４ｋｇ
/ｓの１次系の循環流量が得られ、定格熱出力７８０Ｍ
Ｗｔを除去することが可能である。また、このときの炉
心出入口の温度はそれぞれ５５０℃、３００℃となり、
前出の式（６）と同式が成立し、式（２）を満足する。

【００６５】この実施例では、式（１）及び式（２）が
成立するように、Ｌ＝１４ｍとすることにより、定常時
にポンプの駆動力なしに、浮力のみで得られた循環流量
により、７８０ＭＷｔの熱出力を除去することが可能で
あり、従来において、主循環ポンプ、熱交換器と主循環
ポンプ、及び主循環ポンプと原子炉容器とを接続してい
た配管が占有していたスペースを削除、又は縮小でき、
１次冷却系を簡素化することができる。

【００６６】図６は、実施例３の場合である。原子炉容
器３をナトリウムで満たし、その内部に炉心１を設置
し、径が原子炉容器３よりも小さく、炉心の出口に連結
されてある円筒状の、炉心出口の容器３ａを置き、この
内部に高温プレナム５が形成され、炉上部機構４が設置
されている。

【００６７】炉心出口の容器３ａの外部に配置されてあ
る４基の熱交換器２の入口が、炉心出口の容器３ａの上
部と配管１２ｅによって接続され、熱交換器２の出口は
低温プレナム６に接続され、熱交換器２の入口と炉心１
の出口とを結ぶ流路、及び熱交換器２の出口と炉心１の
入口とを結ぶ流路が形成されている。

【００６８】炉心１の伝熱中心１ａと、熱交換器２の伝
熱中心２ａとの間の距離７、すなわちＬに対して、前出
の式（５）と同式が成立するように、Ｌ＝１４ｍとなる
位置に炉心と熱交換器を配置している。このときの評価
条件は、表１と同じである。この実施例は、実施例２と
同様に、式（１）及び式（２）を満足し、定格熱出力７
８０ＭＷｔに対して、浮力により２３９４ｋｇ/sの１次
系の循環流量がポンプの駆動力なしに得られ、定格熱出
力７８０ＭＷｔを除去することが可能である。また、炉
心出入口の温度はそれぞれ５５０℃、３００℃である。

【００６９】この実施例では、式（１）及び式（２）が
成立するように、Ｌ＝１４ｍとすることにより、定常時
にポンプの駆動力なしに、浮力のみで得られた循環流量
により、７８０ＭＷｔの熱出力を除去することが可能で
あり、従来の主循環ポンプ及び配管が占有していたスペ
ースを削除、または縮小し、１次冷却系を簡素化するこ
とができる。また、原子炉容器３の高さが、低温プレナ
ム６を構成する部分の高さのみからなるので、原子炉容
器３の高さを減ずることが可能である。

【００７０】図７は、実施例４の場合である。原子炉容
器３をナトリウムで満たし、その内部に炉心１及び炉上
部機構４を配置し、原子炉容器３の外部に４基の熱交換
器２が設置され、熱交換器２の入口と炉心１の出口は、
高温プレナム５と配管１２ｆを介して連絡し、熱交換器
２の出口と炉心１の入口は、低温プレナム６と配管１２
ｇを介して連絡している。

【００７１】原子炉容器３内の高温プレナム５は、ルー
フスラブ８との間に液面を持たず、熱交換器２の液面１
５は高温プレナム５よりも高い位置に保持され、熱交換
器２の液面１５とルーフスラブ８の下面との液位差か
ら、高温プレナム５に生じる圧力のうち、上方成分の圧
力をルーフスラブ８の下面で受け止める構造にしてあ
る。

【００７２】炉心１の伝熱中心１ａと熱交換器２の伝熱
中心２ａとの間の距離７、すなわちＬは、前出の式
（５）と同式が成立するように、Ｌ＝１４ｍとなる位置
に炉心と熱交換器を配置している。このときの評価条件
は表１と同じである。

【００７３】すなわち、式（１）及び式（２）を満足
し、定格熱出力７８０ＭＷｔに対して、浮力により２３
９４kg/ｓの一次系の循環流量が、ポンプの駆動力なし
に得られ、定格熱出力７８０ＭＷｔの除去を可能にして
いる。

【００７４】この実施例では、式（１）および式（２）
が成立するように、Ｌ＝１４ｍとすることにより、定常
時にポンプの駆動力なしに、浮力のみで得られた循環流
量により、７８０ＭＷｔの熱出力を除去することが可能
であり、従来の主循環ポンプ及び配管が占有していたス
ペースを削除、又は縮小でき、１次冷却系を簡素化する
ことができる。また、原子炉容器３の高さを従来と比べ
て高くすることなしに、式（１）及び式（２）を満足す
る液体金属冷却型原子炉を提供することができる。

【００７５】図８は実施例５の場合である。原子炉容器
３をナトリウムで満たし、この内部に炉心１及び炉上部
機構４を配置し、原子炉容器３の外部に４基の熱交換器
２を設置し、熱交換器２の入口と炉心１の出口とは、高
温プレナム５と配管１２ｆによって連絡し、熱交換器２
の出口と炉心１の入口とは、低温プレナム６と配管１２
ｇによって連絡している。

【００７６】原子炉容器３内の高温プレナム５は、ルー
フスラブ８との間に液面１６を有し、熱交換器液面１５
は、高温プレナム５よりも高い位置に保持され、熱交換
器液面１５と高温プレナム内の液面１４の液位差から生
じる、ルーフスラブ８と高温プレナム内の液面１４との
間に存在する気体の圧力のうち、上方成分圧力をルーフ
スラブ８により受け止める構造にしてある。

【００７７】炉心１の伝熱中心１ａと熱交換器２の伝熱
中心２ａとの間の距離７、すなわちＬは、前出の式
（５）が成り立つように、Ｌ＝１４ｍとなる位置に炉心
と熱交換器を配置している。このときの評価条件は表１
と同じである。

【００７８】式（１）及び（２）を満足し、浮力により
２３９４ｋｇ/ｓの１次系の循環流量がポンプの駆動力
なしに得られ、定格熱出力７８０ＭＷｔを除去すること
が可能である。

【００７９】この実施例では、Ｌ＝１４ｍとすることに
より、定常時にポンプの駆動力なしに、浮力のみで得ら
れた循環流量により、７８０ＭＷｔの熱出力を除去する
ことが可能であり、従来の主循環ポンプ及び配管が占有
していたスペースを削除、又は縮小でき、１次冷却系を
簡素化することができる。また、原子炉容器３の高さを
従来と比べて高くすることなしに、式（１）及び式
（２）を満足する液体金属冷却型原子炉を提供してい
る。

【００８０】図９は実施例６の場合である。この実施例
は、実施例１の場合において、熱交換器２の出口部に、
発電などの産業上の利用に供する定格の熱出力Ｗを除熱
する際の１次系の流量Ｆにおける、１次系の経路の圧力
損失Δｐよりも小さい吐出し圧力Δｐ_fのポンプ１４ａ
を取り付けた場合である。

【００８１】この実施例の一例として、Ｗ＝７８０ＭＷ
ｔ、Ｆ＝２３９０ｋｇ/ｓ、Δｐ＝８１００Ｐａであ
り、また炉心１の伝熱中心１ａと熱交換器２の伝熱中心
２ａとの間の距離７、すなわちＬ＝１４ｍという設定に
おいて、Δｐ_f＝６１７０Ｐａの電磁式ポンプ１４ａを
取り付けた場合を、以下に説明する。

【００８２】原子炉起動時において、電磁式ポンプ１４
ａにより、６１７０Ｐａの吐出し圧力で１次系を駆動
し、２３９０ｋｇ/ｓに満たない１次系の循環流量２１
００ｋｇ/ｓを得る。炉心の熱出力を徐々に上昇させ、
７８０ＭＷｔに満たない５２０ＭＷｔまで上昇させて
後、電磁式ポンプ１４ａの吐出し圧力を徐々に低下させ
て、電磁式ポンプ１４ａを停止させる。このとき、１次
系は炉心出入口温度がそれぞれ５００℃、３０９℃であ
り、浮力のみにより上記の２１００ｋｇ/ｓの１次系の
循環流量を定常に保った状態で、５２０ＭＷｔの熱出力
を除去することが可能である。

【００８３】更に、炉心の熱出力及び熱交換器の冷却能
力を徐々に上昇させて７８０ＭＷｔの熱出力とする。こ
のとき、定格熱出力７８０ＭＷｔを除去可能な１次系の
流量２３９０ｋｇ/ｓが浮力により定常的に得られ、炉
心出入口温度をそれぞれ５５０℃、３００℃に保った状
態で運転することが可能となる。

【００８４】この実施例によれば、１次系の経路中に定
格流量を達成するに満たない吐出し圧力の電磁式ポンプ
１４ａを取り付け、原子炉の起動時に電磁式ポンプ１４
ａを駆動することにより、原子炉の停止状態から、定格
熱出力における浮力のみによる運転に、スムーズに移行
可能な液体金属冷却型原子炉が提供できる。

【００８５】図１０は実施例７の場合であり、上記の実
施例６の変形例である。この実施例は、実施例２の、熱
交換器２の出口と低温プレナム６とを結ぶ配管の途中
に、発電などの産業上の利用に供する定格の熱出力を除
熱する際の定格１次系の流量における、１次系の経路の
圧力損失よりも小さい吐出し圧力の機械式ポンプ１４ｂ
を取り付けた場合である。

【００８６】この実施例によれば、実施例６の場合と同
様に、１次系の経路中に定格流量を達成するに満たない
吐出し圧力のポンプを取り付け、原子炉の起動時に、ポ
ンプを駆動することにより、原子炉の停止状態から、定
格熱出力における浮力のみによる運転に、スムーズに移
行できる液体金属冷却型原子炉が提供できる。

【００８７】次に、実施例８について説明する。この実
施例の図面は、実施例６の図９と同じであるので、同図
を用いて説明する。なお、図９の内容については、既述
してあるので省略する。

【００８８】この実施例では、熱交換器２の出口に、定
格流量Ｆ＝２３９４ｋｇ/ｓのときの１次系の圧力損失
Δｐ＝８１０３Ｐａに満たない吐出し圧力Δｐ_f＝４０
５０Ｐａの電磁式ポンプ１４ａが設置されている。

【００８９】炉心１の伝熱中心１ａは原子炉容器の下部
に、熱交換器２の伝熱中心２ａは原子炉容器の上部に位
置しており、両者の伝熱中心間の距離７、すなわちＬ
は、式（３）を満足している必要がある。すなわち、こ
の実施例の場合は、次式（１４）から明らかなように、
Ｌが６．９ｍ以上であることを要し、このため、Ｌ＝７
ｍと決定している。このときの評価条件は表１と同じで
ある。

【００９０】

【数１８】 Ｌ＝７（m）〉（Δｐ−Δｐ_f）ＣＦ／（ｇβρＷ）＝６．９（m）…（１４） 定格熱出力７８０ＭＷｔの場合、上記の２３９４ｋｇ/s
の１次系の流量で炉心の熱を除去する必要があるが、ポ
ンプの吐出し圧力Δｐ_f＝４０５０Ｐａでは、この流量
は得られない。この実施例では、Ｌ＝７ｍとすることに
より、７８０ＭＷｔの炉心の発熱時において、(Δｐ−
Δｐ_f）＝４０５３Ｐａの浮力による駆動圧力が発生
し、上記の２３９４ｋｇ/sの１次系の循環流量を確保
し、定格熱出力を除去することが可能である。また、こ
のときの炉心出入口の温度はそれぞれ５５０℃、３００
℃となり、次式（１５）が成立し、式（４）を満足す
る。

【００９１】

【数１９】 Ｌ＝７（ｍ）＞（Δｐ−Δｐ_f）／（ｇβρΔＴ）＝６．９（ｍ）…（１５） なお、上記の１次系の循環流量に対する１次系の経路に
おける圧力損失の評価には、図４の圧力損失特性を用い
た。上記のように、この実施例では、式（３）及び式
（４）が成立するように、Ｌ＝７ｍとすることにより、
定格流量を確保するに満たないポンプの吐出し圧力を浮
力による駆動圧力で補い、定格流量２３９４ｋｇ/ｓを
確保でき、定格熱出力７８０ＭＷｔを除去することがで
きる。したがって、従来の主循環ポンプの小型化が可能
となる。

【００９２】なお、図２及び図３で示した従来例１及び
従来例２の液体金属冷却型原子炉では、定格運転時には
ポンプの吐出し圧力力Δｐ_fは１次系の圧力損失Δｐ以
上に設計されており、式（３）及び式（４）のΔｐ＞Δ
ｐ_fという条件を満たしていない。

【００９３】上記の実施例８の場合について、その他の
評価例を表５に示す。

【００９４】

【表５】

【００９５】表５は、表４で示した熱出力、１次系の流
量、１次系の圧力損失及び炉心出入口温度の各条件に対
して、１次系の圧力損失の１/２の吐出し圧力のポンプ
を設け、１次系の冷却材を循環させる条件を付加したも
のである。

【００９６】これにより、炉心と熱交換器との伝熱中心
距離を、表４に示した浮力のみで１次系の冷却材を駆動
可能な場合の条件に対し、１/２に短縮することが可能
である。表５に例示した各Ｌは、具体的な数値は省略す
るが、式（３）及び式（４）をそれぞれ満足している。
更に、Ｌを増すことにより、除去可能な熱出力を増加さ
せることができる。

【００９７】更に、実施例９について説明する。この実
施例の図面は、実施例７の図１０と同じであるので、図
１０を用いて説明する。なお、図１０の内容について
は、既述してあるので省略する。

【００９８】この実施例は、実施例８の変形例であり、
Δｐ＝８１０３Ｐａ＞Δｐ_f＝４０００Ｐａの条件にお
いて、前出の式（１５）と同式が成立し、この実施例に
おいても実施例８と同様の効果により、従来の主循環ポ
ンプの小型化が可能である。

【００９９】実施例８及び実施例９に示した定格流量時
の１次系の圧力損失に満たない吐出し圧力のポンプを１
次系循環経路に取り付ける効果は、実施例１〜５などの
定常運転時に浮力のみによって、１次冷却材を駆動する
液体金属冷却型原子炉に対しても有効であり、表５に示
すように、炉心と熱交換器の伝熱中心間距離を短縮する
ことができる。

【０１００】

【発明の効果】本発明によれば、炉心と熱交換器の伝熱
中心間の距離Ｌに対し、式（１）〜式（４）が成立する
ように、炉心と熱交換器とを配置することにより、以下
の効果が得られる。

【０１０１】炉心と熱交換器の伝熱中心間の距離Ｌに対
し、式（１）及び式（２）が成立するように、炉心と熱
交換器とを配置することにより、発電などの産業上の利
用に供する炉心の熱出力を得る際の１次系の流量におけ
る、１次系の圧力損失に相当する流体の駆動圧力が浮力
により発生し、定常状態において、主循環ポンプで１次
系の流体を強制的に循環させることなく、１次系の流体
は上記の流量で循環し、炉心の熱出力を取り出すことが
できる。これにより、１次系の機器である主循環ポンプ
の削除、または小型化・低吐出し圧力化が実現でき、１
次冷却系を簡素化した液体金属冷却型原子炉が提供され
る。

【０１０２】また、炉心と熱交換器の伝熱中心間の距離
Ｌに対し、式（３）〜式（４）が成立するように、炉心
と熱交換器を配置することにより、発電などの産業上の
利用に供する炉心の熱出力を得る際の１次系の流量にお
ける、１次系の圧力損失Δｐよりも小さい吐出し圧力Δ
ｐ_fで流体を強制的に駆動しても、（Δｐ−Δｐ_f）に相
当する駆動圧力が浮力により発生し、定常状態におい
て、主循環ポンプで１次系流体を強制的に吐出し圧力Δ
ｐ・流量Ｆで循環させることなく、１次系の流体は上記
流量Ｆで循環し、炉心の熱出力を取り出すことができ
る。これにより、１次系の機器である主循環ポンプの小
型化・低吐出し圧力化が実現でき、１次冷却系を簡素化
した液体金属冷却型原子炉が提供される。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明の実施例１の模式縦断面図である。

【図２】従来例１のタンク型高速炉の模式縦断面図であ
る。

【図３】従来例２のループ型高速炉の模式縦断面図であ
る。

【図４】本発明の実施例の評価に用いた１次系の圧力損
失特性図である。

【図５】本発明の実施例２の模式縦断面図である。

【図６】本発明の実施例３の模式縦断面図である。

【図７】本発明の実施例４の模式縦断面図である。

【図８】本発明の実施例５の模式縦断面図である。

【図９】本発明の実施例６、８の模式縦断面図である。

【図１０】本発明の実施例７、９の模式縦断面図であ
る。

【符号の説明】

１…炉心、１ａ…炉心伝熱中心、２…熱交換器、２ａ…
熱交換器伝熱中心、３…原子炉容器、７…伝熱中心間距
離、８…ルーフスラブ、１２ａ〜１２ｇ…配管、１４ａ
…電磁式ポンプ、１４ｂ…機械式ポンプ、１５…熱交換
器液面、１６…高温プレナム液面。

Claims (16)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】 １次系に炉心と熱交換器とを有し、前記
   炉心は原子炉容器内に設置してあり、前記１次系の冷却
   材に液体金属を用い、前記炉心の出口と前記熱交換器の
   入口とを結ぶ経路、及び前記熱交換器の出口と前記炉心
   の入口とを結ぶ経路を形成してある液体金属冷却型原子
   炉において、発電などの産業上の利用に供する前記炉心
   における熱出力をＷ(W)、重力加速度をｇ(m/s²）、前記
   冷却材の体膨張率をβ(1/K)、密度をρ(kg/m³)、比熱を
   Ｃ(J/kgK)、前記炉心と前記熱交換器との伝熱中心間の
   距離をＬ(m)、前記熱出力Ｗを得る際の前記１次系の流
   量Ｆ(kg/s)が、前記１次系の経路を一巡したときの圧力
   損失をΔｐ(Pa)とした場合、前記炉心及び前記熱交換器
   の配置が、次式を満足してなることを特徴とする液体金
   属冷却型原子炉。 【数１】 Ｌ≧ΔｐＣＦ／（ｇβρＷ）……………………（１）
2. 【請求項２】 １次系に炉心と熱交換器とを有し、前記
   炉心は原子炉容器内に設置してあり、前記１次系の冷却
   材に液体金属を用い、前記炉心の出口と前記熱交換器の
   入口とを結ぶ経路、及び前記熱交換器の出口と前記炉心
   の入口とを結ぶ経路を形成してある液体金属冷却型原子
   炉において、発電などの産業上の利用に供する前記炉心
   における熱出力を得る際の前記１次系に形成してある経
   路における、前記炉心の出口と前記熱交換器の入口との
   間の代表温度と、前記熱交換器の出口と前記炉心の入口
   との間の代表温度の差をΔＴ(K)、重力加速度をｇ(m/
   s²)、前記冷却材の体膨張率をβ(1/K)、密度をρ(kg/
   m³)、前記炉心と前記熱交換器との伝熱中心間の距離を
   Ｌ(m)、前記熱出力を得る際の前記１次系の流量が、前
   記１次系の経路を一巡したときの圧力損失をΔｐ(Pa)と
   した場合、前記炉心及び前記熱交換器の配置が、次式を
   満足してなることを特徴とする液体金属冷却型原子炉。 【数２】 Ｌ≧Δｐ／（ｇβρΔＴ）……………………（２）
3. 【請求項３】 前記炉心の出口と前記熱交換器の入口と
   を結ぶ経路、及び前記熱交換器の出口と前記炉心の入口
   とを結ぶ経路のうちの少なくとも一つが、前記１次系の
   冷却材を充填してある容器内に存在する請求項１又は２
   記載の液体金属冷却型原子炉。
4. 【請求項４】 前記炉心の出口と前記熱交換器の入口と
   を結ぶ経路、及び前記熱交換器の出口と前記炉心の入口
   とを結ぶ経路のうちの少なくとも一つが、前記１次系の
   冷却材が流通する配管内に存在する請求項１又は２記載
   の液体金属冷却型原子炉。
5. 【請求項５】 前記熱交換器内の前記１次系の冷却材の
   液位を、前記原子炉容器内の前記１次系の冷却材の液位
   よりも高く保持してある請求項１又は２記載の液体金属
   冷却型原子炉。
6. 【請求項６】 前記１次系の冷却材を、前記原子炉容器
   内における上蓋まで充満してある請求項５記載の液体金
   属冷却型原子炉。
7. 【請求項７】 前記原子炉容器内における上蓋と前記１
   次系の冷却材の液面との間に、気体を封入してある請求
   項５記載の液体金属冷却型原子炉。
8. 【請求項８】 前記炉心の出口と前記熱交換器の入口と
   を結ぶ経路内、及び前記熱交換器の出口と前記炉心の入
   口とを結ぶ経路内に、前記原子炉の発電などの産業上の
   利用に供する炉心の熱出力を除去する際の１次系の流量
   における１次系の経路の圧力損失よりも、吐出し圧力が
   小さいポンプを設けてある請求項１又は２記載の液体金
   属冷却型原子炉。
9. 【請求項９】 前記ポンプを、前記原子炉の起動時には
   前記１次系の冷却材の駆動に用い、発電などの産業上の
   利用に供する炉心の熱出力を定常的に除熱する際には停
   止してある請求項８記載の液体金属冷却型原子炉。
10. 【請求項１０】 １次系に炉心、熱交換器及びポンプを
    有し、前記炉心は原子炉容器内に設置してあり、前記１
    次系の冷却材に液体金属を用い、前記炉心の出口と前記
    熱交換器の入口とを結ぶ経路、及び前記熱交換器の出口
    と前記炉心の入口とを結ぶ経路を形成してある液体金属
    冷却型原子炉において、発電などの産業上の利用に供す
    る前記炉心における熱出力をＷ(W)、重力加速度をｇ(m/
    s²）、前記冷却材の体膨張率をβ(1/K)、密度をρ(kg/m
    ³)、比熱をＣ(J/kgK)、前記炉心と前記熱交換器との伝
    熱中心間の距離をＬ(m)、前記熱出力Ｗを得る際の前記
    １次系の流量Ｆ(kg/s)が、前記１次系の経路を一巡した
    ときの圧力損失をΔｐ(Pa)、前記ポンプの吐出し圧力を
    Δｐ_f(Pa)とした場合、前記炉心及び前記熱交換器の配
    置が、次式を満足してなることを特徴とする液体金属冷
    却型原子炉。 【数３】 Ｌ≧（Δｐ−Δｐ_f）ＣＦ／（ｇβρＷ）………………（３） （但し、Δｐ＞Δｐ_f）
11. 【請求項１１】 １次系に炉心、熱交換器及びポンプを
    有し、前記炉心は原子炉容器内に設置してあり、前記１
    次系の冷却材に液体金属を用い、前記炉心の出口と前記
    熱交換器の入口とを結ぶ経路、及び前記熱交換器の出口
    と前記炉心の入口とを結ぶ経路を形成してある液体金属
    冷却型原子炉において、発電などの産業上の利用に供す
    る前記炉心における熱出力を得る際の前記１次系に形成
    してある経路における、前記炉心の出口と前記熱交換器
    の入口との間の代表温度と、前記熱交換器の出口と前記
    炉心の入口との間の代表温度との差をΔＴ(K)、重力加
    速度をｇ(m/s²)、前記冷却材の体膨張率をβ(1/K)、密
    度をρ(kg/m³)、前記炉心と前記熱交換器との伝熱中心
    間の距離をＬ(m)、前記熱出力を得る際の前記１次系の
    流量が、前記１次系の経路を一巡したときの圧力損失を
    Δｐ(Pa)、前記ポンプの吐出し圧力をΔｐ_f(Pa)とした
    場合、前記炉心及び前記熱交換器の配置が、次式を満足
    してなることを特徴とする液体金属冷却型原子炉。 【数４】 Ｌ≧（Δｐ−Δｐ_f）／（ｇβρΔＴ）………………（４） （但し、Δｐ＞Δｐ_f）
12. 【請求項１２】 前記炉心の出口と前記熱交換器の入口
    とを結ぶ経路、及び前記熱交換器の出口と前記炉心の入
    口とを結ぶ経路のうちの少なくとも一つが、前記１次系
    の冷却材を充填してある容器内に存在する請求項１０又
    は１１記載の液体金属冷却型原子炉。
13. 【請求項１３】 前記炉心の出口と前記熱交換器の入口
    とを結ぶ経路、及び前記熱交換器の出口と前記炉心の入
    口とを結ぶ経路のうちの少なくとも一つが、前記１次系
    の冷却材が流通する配管内に存在する請求項１０又は１
    １記載の液体金属冷却型原子炉。
14. 【請求項１４】 前記熱交換器内の前記１次系の冷却材
    の液位を、前記原子炉容器内の前記１次系の冷却材の液
    位よりも高く保持してある請求項１０又は１１記載の液
    体金属冷却型原子炉。
15. 【請求項１５】 前記１次系の冷却材を、前記原子炉容
    器内における上蓋まで充満してある請求項１４記載の液
    体金属冷却型原子炉。
16. 【請求項１６】 前記原子炉容器内における上蓋と前記
    １次系の冷却材の液面との間に、気体を封入してある請
    求項１４記載の液体金属冷却型原子炉。