JPH06501769A - 液体金属冷却形原子炉 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるため要約のデータは記録されません。

Description

【発明の詳細な説明】 液体金属冷却形原子炉 本発明は、冷却面が装備された原子炉ビットの中に原子炉容器が配置され、原子 炉容器が原子炉炉心、１つあるいは複数個の熱交換器および一次ポンプを収容し 、原子炉容器が外側容器によって取り囲まれているモジュール原理に基づく原子 力設備の液体金属冷却形原子炉に関する。

別の原子炉形式においても既にＩＸされているモジュール原理によれば、原子力 設備の全出力は唯一の大きな原子炉で得るのではなく、複数個の小さな原子炉で 得るようにされている。このようにして１つの原子炉の故障、点検あるいは監視 の際に、原子力設備は小さな出力で継続して運転できる。ｍ位出カが１０１００ Ｏ以上の唯一の原子炉を持った従来構築ないし設置されている液体金属冷却形原 子力設備に比べて、単位出力がそれぞれ約２００　ＭＷｏ）複数のモジュール原 子炉から成る原子力設備は、燃料装填および増璧率について若干の欠点があるが 、構築および運転において大きな利点を有する。モジュール原子炉は、すべての 活動系統が故障した際、その崩壊熱を完全にその表面を介して外に放出できる。

本件出願人はドイツ連邦共和国特許第３１１５８４４．７号公報において初めて 、モジュール原理に基づくナトリウム冷却形原子炉を提案し、この原理の利点。

を説明した。そこで提案した電磁ポンプを原子炉容器の外に配！する構造は、こ のポンプの組立、東検および交換に関して大きな利点を有する。しかしこれは、 １つあるいは複数個のｐ％回路に二次回路を介して放熱する通常の放熱作用を中 止したとき、原子炉炉心から原子炉容器壁を通して外に崩壊熱を放出することを 妨げる。しかしこの受動的な崩壊かの放出はモジュール原子炉の特別な利点であ り、構造の遂純化および低廉化に大きく寄ヰする。ナトリウムが充填された原子 炉容器は一般に不活性ガスを含む第２のいわゆる二重容器の中に配置されている 。

この容器の下端は脚部リングの上に支持され、上端はリングで、コンクリート類 の原子炉ピットの上縁に載っている取り外し可能な支持リングに案内されている 。

原子炉容器に傷が生じたとき、二重容器は液体ナトリウムを収容しなければなら ない。

ヨーロッパ特許出願公開第０１１８０１６号明細書にも、搬送および組立の際の モア、＋１−ル加理の＋１１屯が詳細に記載され、多数の構造上の細部が詳しく 説明されている。ここに提案された構造の欠点は、容器外壁に貫通部があること および原子炉８器の下側に中央電磁ポンプを配置することであり、これは構造高 さを著しく増大し、ポンプの東検および交換に際し冷却材を予め排出しなければ ならないので、かなりの追加的な費用を生しさせる。また、二次冷却回路が故障 した際に崩壊熱が生体遮蔽の中に、即ちａｌｌ！の外側容器の外側にあるコンク リートにまず蓄えられるという欠点がある。

米国特許第４６５０６４２号明細書には、殊にほとんど有り得ない炉心溶解事故 後の崩壊熱を排出し環境破壊を防止しようとする原子炉が記載されている。この 目的のために原子炉容器の下側には、原子炉容器を通過した溶解炉心を受け止め る殻体が設けられており、この殻体は底床に係留された厚肉の鋳鋼から構成され ている。この殻体の二重容器として設けられた円筒側壁は熱絶縁体に接触してい るか、コンクリート類の生体遮蔽で取り囲まれている冷却シャケ、トに接触して いる。この形式および大きさの鋳鋼製容器は非常に重く高価であり、一体部孔と して鋳造することはできない、従ってこれは複数個の部材から溶接して構成され ねばならない。この原子炉の王な特徴は原子炉の下側に水／芸気・冷却系統が存 在することである。二重容器および原子炉ピントは１つの構造部品でしかない。

二重容器および冷却面は外から修理できず、また殆ど分解できない。

本件出陳ｑ梠よヨーロッパ特許出願公開第０３０８６９１号明細書において、モ ジュール原理に基づく別の液体金属冷却形原子炉を提案している。これは従来構 築ないし設置されている原子炉に比べて構造費用を低減しているだけでなく、運 転、６噴、修理ないし交換ヒのｉｌｌ、もをするものである、この原子炉は、主 要部品が互いに上下に重なり合って原子炉ピットの底に置かれていることによっ て、再三輪議されているような原子炉容器あるいは構造物における亀裂が進行す ること、炉心が沈下すること、およびこれによゲで蓋に掛けられた制御棒が炉心 から引き抜かれることが、京■り的に阻止される。これによって地震の際におけ る原子が炉・し・と制御ル捧との相対運動も減少されるが完全に避けられ、従っ て安全対策に対してかなりの費用が節約される。この原子炉は二次冷却回路か故 障した際に崩壊熱を１９子炉容器の表面を介してその外側容器を通って完全に原 子炉ピットに石ける冷却面に放出することができる。これは安全を高める意味か らそれ相応に信輔できるものでなければならない、この信幀性は冷却系統全体の 多重配！、非常電源および／または自然循環運転によって達成される。この処１ は特別の費用を伴う。

本発明のＬ！！題は、冷却面を装備した原子炉ピットの中に原子炉容器が配置さ れ、この原子炉容器が原子炉炉心、１つあるいは複数個の熱交換器および一次ポ ンプを収容し、原子炉容器が二重容器によって取り囲まれているモジエール原理 に基づく原子力設備の液体金属冷却形原子炉において、崩壊熱がまず蓄えられ、 そして周回に放出されるような分解可能な液体金属冷却形原子炉を提供すること にある。

この課題を解決するために、冷却面を装備した原子炉ピットの中に原子炉容器が 配置され、原子炉容器が原子炉炉心、１つあるいは複数個の熱交換器および一次 ポンプを収容し、原子炉容器がＮ熱体として使用する鋳鉄製の二重容器によって 取り囲まれ、この二重容器が互いに結合され上下に重ね合わされた複数のリング と底床とから構成されている、モジュール原理に基づく原子力設備の液体金属冷 却形原子炉が提案される。

二重容器は底床の範囲が、従来フェライト鋼板あるいはオーステナイト＠仮を溶 接して構成された二重容器とほぼ同し形状をとることができる。しかしこれは８ 〜ＩＯ倍の大きな肉厚を有しているので、原子炉の崩壊熱を数時間にわたって蓄 え、放射および対流によって原子炉ピットにおける冷却面に放出するのに十分な 熱容量を有している。大きな蓄熱作用により、続く冷却系統はゆっくりと始動で き、この系統は限られた時間にわたって遮断または修理することができる。従っ て冷却系統を直ちに使用できるようにするために従来必要とされた労力は著しく 低減され、これはコストの節約を生ずる。この二重容器は点検あるいは修理のた め又は環境保護のために僅かな労力で分解することができる。

本発明の別の実施態様においては、球状黒鉛鋳鉄（球顆状鋳鉄とも呼ぶ）から成 る二重容器が提案されている。このドイツ工業規格ＤＩＮ＋６９３の材料は原子 カニ業において燃料集合体の移送容器の製造に対して認められている。かがる移 送容器は、比較的大きな高さと高温の場合にも長時間にわたって耐性のあること が既に証明されている。鋳造構造物としてこの蓄熱体は大きな労力をかけずに熱 伝達を改良するだめのフィンを備えることができる。鋳造された二重容器の非常 に大きな重量により生ずる超過費用は、溶接された鋼板製容器の価格に比べて鋳 鉄の価格が非常に安価であることによって相殺される。鋳造された二重容器は外 部からの作用に際してその大きな肉厚により著しい利点を有する。外部の圧力ｉ ｉｉ　！および侵入防護に対する臨界バックリング圧力は、薄薄肉の鋼製容器の 場合の数倍となるので、二重容器の外側における補助的な防護処１は省略または 減少することができる。

本発明の別の実施！！８様においては、互いに結合し上下に重ね合わせるべきリ ングと底床とは、それらの接触個所が厚肉にされ、遠隔操作で互いにボルト結合 される。このようにして重い二重容器は、個々に製造され検査され搬送されおよ び据えつけられる複数個の部分から構成される。

本発明の別の実施ｌ様においては、リングおよび底床はそれらの接触個所にそれ ぞれ２つの環状パツキンを有し、これらのパツキンの間に外部に通しる検査孔が 設けられている。こねによ−てノール作用か外から監視できる。

第１回から第５回は本発明の実施例を示している。

第１図は原子炉ビット内に配置された本発明に基づく原子炉の垂直断面図である 。

第２図および第゛３図はそれぞれ第１図におけるト」線および■−■線に沿った 断１ｌｉｊ図である。

第４図は第１閲の下側左側部分の拡大図であるや第５図は第４図の部分Ｖの拡大 図ごある。

第１図から第４図において原子炉容器１は二重容器２で取り囲まれ、原子炉ビッ ト３の中に置かれている。この原子炉ビット３は内側面に冷却面４を支持してい る、その底床５は支持台座６として形成され、複数個のリング２ａと底２ｂとか ら成る二重容器２、原子炉容２：１、その」二に配置され側面が外側流れガイド ８に接続されている支持板７、そのトに配置され短管１０によって結合された２ 枚の孔明き板９ａ、９ｂから成る格子板９を互いに同心的に支持している。その 場合、短管」０は原子炉要ｙ：１１の重１を支持板７に伝える。互いに重ね合わ された部品の間に、隣接する部品が異なった温度により別々に１勤できるように するために、別の金属から成る滑り材料（図示せず）が設けられている。第１図 に概略的に示され第４図に詳細に示されている原子炉炉心１２は、多分割構造の 金属遮蔽体１３によって環状に取り囲まれている。この金属遮蔽体１３は更に内 側流れガイド１４によって取り囲まれ、炉心の上側で空洞体１５に鎖錠可能に結 合されている。流れガイド１４はＦ向きに煙突２３によって延長されている。こ の煙突２３はまず複数個の１ｍポンプ１６．１７およびその上で二次冷却回路（ Ｉｌｉｌ！Ｉ示せず）の部品としての熱交１６８１８によって取り囲まれている 。この二次冷却回路は原子炉の熱を蒸気タービン・発電機設備に供給するための 蒸気回路に搬送する。熱交換器１８は唯一の環状の管束により、あるいは互いに 並列接続された複数個の部分管束から構成されている。また図示していないが、 機械式ポンプを使用することもできる。その場合、ポンプ軸は熱交換１１８の部 分管束の間を通して上向きに環状Ｍ２Ｓ上の駆動モータまで導かれる。上部範囲 において空洞体１５、煙突２３および熱交換器１８の内側円胴部はまず円周方向 に一様に分布された小さな孔１９を有している。更に空洞体１５は大きなスリッ ト２０を有している。原子炉炉心１２から上昇する高温のナトリウムはスリット ２０並びに孔１９を通して熱交換器１８に流入する。熱交換器１８は電磁ポンプ の活動部分１６と一緒に環状１２１に取りり付けられている。計装蓋２２は空洞 体１５によって支持されているので、環状蓋２１はこの計装置Ｉ２２から独立し て据え付けられている。空洞体１５は遮蔽体２５を計装置［２２に結合し、ｌ１ １ｍおよび遮断用の口、ド２４並びに原子炉炉心１２の計装用の配管を収容して いる。計装蓋２２は環状蓋２１に対して、図示していないが液体金属冷却形原子 炉において一所的な膨らまし可能なパツキンによって、構造部品が相対的に軸方 向に動けるようにノールされている。膨らまし可能なパツキンの上側に、同様に 原子炉において公知であり従って図示していない計装蓋２２に対する昇降・回転 装置が配置されている。この装置は炉心要素を交換する際に必要とされる。

第４図は、第１図から第３図と同し符号で原子炉ビット３の底床５における支持 台座６の上に底２ｂ、原子炉容器１、支持板７および格子板９が互いに同心的に どのように積み重ねられているかを示している。ここでも前記の滑り材料は示さ れていない、炉・１．・要素１１がら成る原子炉炉心１２はまず多分割構造の金 属遮蔽体１３で取り囲まれ、この金属ｉＸＸ棒体３は同様に遮蔽機能を有する流 れガイド川４によって取り囲まれている。遮蔽体１３の上に空洞体１５および炉 、し・構成要素１１．Ｊ：の補助的な軸方向遮蔽体２５が載っている。この遮蔽 体２５は冷却材を貫流するため、ロア’Ｆ２４および種々のｊ１装器を収容する ため、および炉心構成Ｗ素１１を交換するための垂直貫通部２６を有している。

第５回は、遠隔操作可能なポル［３０で互いに結合されるリング２ａと底２ｂと の間の厚内にされた接触個所を示している。内側に心出し機構３１が設けられて いる。リング２ａと底２１）との間の接触面において２つのパツキンリング３２ 例えは金属０リングが対応した溝の中に配置されでいる。これらのパツキンリン グ３２間においてまず垂直の検査孔３３が水平の孔３４まて延び、更にアングル 部材３５を介して検査配［３６に通している。この検査配管３６によりノール機 能か列から監視できる。

ｉ１ｍｔｉ！転において高温のナトリウムは原子炉炉心１２から空洞体１５を通 って上向きに孔１９およびスリット２０を通過して熱交換器１８に流入する。そ の場合ナトリウムはその熱を図示していない二次冷却回路によって外に放出する 。そして冷却されたナトリウムはＱｉｌｌポンプの活動部分１６と受動部分１７ とによって形成された搬送隙間において下向きに圧送され、詳しくは流れガイド ８の内側壁と涼れカイト１４の外側壁との間を格子板９に向けて圧送され、そこ から普通のようにして炉心要素１１の訃を吸収するために、短管ｌＯにおけるス リットを通して炉心要素１１の下端に導かれる。ポンプが停止したとき、ナトリ ウムは自炊Ｖｔｉ環で同しように流れ、その鳩を同しように二次冷却回路により 外に放出する。

二次冷却回路が故障してしまったとき、熱は原子炉容器容器ｌおよび二重容器２ を介して冷却面４に放出されるか、あるいは原子炉ビット３における循環ガスに 放出される。複数個のリング２ａと底２ｂとから成る二重容器２は、例えば直径 が５ｍの場合に１５０ｍｍの肉厚を有し、ドイツ工業規格ＤＩＮ１６９３による 球顆状鋳鉄ＧＧＧから成っている。この壁にはかなりのＰ量が蓄えられ、時間を 遅らせて冷却面４に放出される。コンクリートにおける一般的な蓄熱に比べて非 常に高い温度が許容される。

炉心要素を交換するためにそれ自体公知の交換機が蓋２２の上にもたらされる。

この交換機は使用済み炉心要素１１を原子炉炉心１２から直接取り出し、新しい 炉心要素を装填する。この場合前記の昇降・回転装置がＲ１装置２２を空洞体１ ５および遮蔽体２５と共に垂直に持ち上げ、これを図示していない開口が交換す べき炉心要素の上に到達するまで回転する。そして所望の炉心要素はは外側に対 してシールされた容器の中に入れられる。熱交換器あるいはポンプの修理が必要 である場合、特別な構成要素交換容器が環状蓋２１の上に移動され、この交換容 器により、同様に不活性化されシールされた雰囲気の中で環状の熱交換器１８は それに取り付けられたｔｍポンプの活動部分１６と共に交換できる。この種の交 換容器は公知であり、冒頭に述べた液体金属冷却形原子力設備において熱交換器 およびポンプを点検あるいは交換するために一般に使用されている６本発明に基 づくモジュール原子炉の寸法、特に約５ｍの非常に小さな直径は、このようにし て空洞体１５あるいは原子炉炉心を取り囲む部品７．８．９．１Ｏ１１３，１４ ，１７，２３あるいはその上に原子炉容器１全体、外側容器２の個々のリング２ ａ、底２ｂを交換することを許容する。前記のモジュール原理に基づいて、同し 原子力設備の残りのモジュール原子炉はその修理中並びに炉心要素の交換中に運 転し続けることができ、従って原子力設備の高い稼働率が保証される。

上述の修理構想によれば、原子炉の寿命の終わりにも、環境および人間に対する 極めて小さな放射線負荷により迅速に且つ安価な廃棄物処理が保証される。

ＦＩＧ　２ 国際調査報告 国際調査報告

Claims (4)

【特許請求の範囲】
1. １．冷却面（４）が装備された原子炉ピット（３）の中に原子炉容器（１）が配 置され、原子炉容器（１）が原子炉炉心（１２）、１つあるいは複数個の熱交換 器（１８）および一次ポンプ（１６）を収容し、原子炉容器（１）が蓄熱体とし て使用される鋳鉄製の二重容器（２）によって取り囲まれ、この二重容器（２） が互いに取り外し可能に結合され上下に重ね合わされた複数個のリング（２ａ） と底（２ｂ）とから構成されていることを特徴とするモジュール原理に基づく原 子力設備の液体金属冷却形原子炉。
2. ２．二重容器（２）が球状黒鉛鋳鉄から成っていることを特徴とする請求の範囲 第１項記載の原子炉。
3. ３．互いに結合し上下に重ね合わせるべきリング（２ａ）と底（２ｂ）とが、そ れらの接触個所を厚肉にされ、遠隔操作で互いにボルト結合されることを特徴と する請求の範囲第１項又は第２項記載の原子炉。
4. ４．リング（２ａ）および底（２ｂ）がそれら接触個所にそれぞれ２つの環状パ ッキン（３２）を有し、これらのパッキン（３２）の間に外部に通じる検査孔（ ３３）が設けられていることを特徴とする請求の範囲第１項ないし第３項のいず れか１項に記載の原子炉。