JPS582398B2 - 原子炉の受動的防護装置 - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は、原子炉、特に高速中性子炉の受動的防護装置
に関する。

より詳しくは、本発明は、原子炉内の反応度または温度
が過度に上昇した場合に、原子炉内に設けられた能動的
防護系が作動しないとしても、負の反応度を生じさせる
装置に関する。

ここで、受動的防護とは、反応度、温度などが望ましく
ないほど増大しないように炉心を自動的に防護すること
である。

即ち、温度の異常な上昇のため溶融した燃料の部分を重
力の作用の下で流動させるので、いかなる機械的または
電気的な制御装置も必要としないものである。

一定の万有引力に位存するのみであるから、外部からの
介入がなくとも機能する点において、このような防護を
受動的防護というのである。

原子炉においては、中性子を捕獲する特性を有する吸収
棒が原子炉の出力の微調整機能と安全機能を果たすこと
ができ、この安全機能は事故（装置への動力がなくなる
こと、冷却材循環装置の圧力が失われること、反応度、
温度または圧力の過度な増大）に帰着しがちな故障の指
示があった直後に臨界未満状態を達成するために出来る
だけ迅速に炉心に吸収棒を捜入することから成る。

原子炉停止装置にいかなる冗長度が用意されるにしても
、原子炉を臨界未満状態にするのに必要な負の反応度を
炉心内に生じさせるために、能動的対策より受動的対策
を用いた方が常に好ましい。

したがって，原子炉の制御を確保する動力源が故障した
り、冷却材の流れがなくなったりした場合に、同一の動
力源から作動されて、炉心の上方に前もって吊り下げら
れた中性子吸収棒の自由落下、即ちトリップを開始させ
る電磁力によって、重力による力を受けた受動的対策が
生じるのが可能となる。

しかしながら、現在まで、反応度または温度の過度の上
昇に対する防護は常に測定を行う検出器測定値を処理す
る装置、中性子吸収棒へ運動を伝達する電気機械リレー
とから形成された制御ループの使用を必要としていた。

したがって、この制御ループは炉心の外部に置かれた部
分を備えた能動系となり、その結果飛行機の墜落、火災
、サボタージュ、地震または洪水のような危険に達し反
応しやすい。

本発明は厳密には受動的でありかつ炉心内部に置かれて
いる限りにおいて、前記の従来技術の欠点を除去する装
置とを対象とする。

原子炉の炉心の受動的防護手段は、本質的には所定数の
垂直方向の燃料要素、即ちいわゆる安全要素を炉心内に
配置することから成り、各安全要素は十分大きな直径の
軸線方向のダクトを備え、前記ダクトの壁を形成し、か
つ最初の温度で真先きに溶融する燃料が、中性子束密度
の過度の増大の生じるときはいつでも、重力の作用で該
燃料要素の中間の高さとその底部との間で自由に流れる
ことが出来るのを確実にする。

本発明の好ましい代替的な実施例において、標準燃料要
素の全数が安全要素により置き換えられる。

事実、経済的考察では、すべての燃料要素を大きい直径
の内部ダクトを有する安全要素の形態に構成するのが有
利であることが示されている。

燃料の微分から生じる安全効果は、燃料装入が炉心の全
体にわたるのではなく、部分的なものである限りにおい
て有効である。

この場合、したがって、原子炉は反応度と熱平衡のそれ
ぞれの状態において異なる年令の燃料をいつでも収容し
ている。

さらに、同時に装入された同じ燃料の場合においてさえ
、炉心内の位置と制御棒に関する位置が標準の運転状態
において種々の熱平衡状態を生じさせる。

前記に述べたことの当然の結果として、燃料要素の非均
質性が常に相当程度まで保証され、したがって本明細書
によればすべて“安全”型である燃料要素の内部溶融が
同時には生じない。

したがって、新規な型式の燃料の固有の安全性が十分に
利用され、この型式の燃料においては核燃料物質は最高
温度で、かつ被覆の破損を最も受けやすい炉心の中央部
内にとどめられることはなく、その結果液状燃料が核分
裂ガスの内部圧力の作用で冷却材に向かって排出される
傾向は極めて少ない。

本発明による装置は、各安全要素が被覆に囲まれた燃料
ペレットの積み重ねにより標準燃料要素と同様に構成さ
れるが、各ペレットが溶融燃料の一部を重力によって該
燃料要素の底部まで流れるのを可能にするような断面を
有する中心穴を備えている点で異なる。

本発明の別の特徴によれば、各安全要素は炉心の下部ブ
ランケット組立体に対応した領域を下部に備え、前記領
域は耐火材によって形成され、かつ燃料要素の核分裂部
分に形成されたダクトとほぼ同径の中央ダクトを高さの
一部にわたり、かつ頂部に備えている。

第１の代替的実施例において、耐火材で作られた領域の
下部は同様に耐火材で形成された固体ペレットで構成さ
れる。

第２の代替的実施例において、耐火材の領域は、前記領
域の下の燃料要素の被覆内に形成された核分裂ガス用の
室に開放した小径の中央ダクトを含み、該室の下部は耐
火材るつぼに終端している。

以下本発明を添付図面を参照して説明する。

高速炉の場合に適用された本発明の実施例が以下に述べ
られ、燃料要素は垂直方向に配置され、かつ炉心の全高
にわたり一体に延びる垂直な円筒状被覆内に入れられた
焼結酸化ウラン、またはウランおよびプルトニウムを含
有する任意の他の固型化合物のペレットで形成されてい
る。

前記の焼結ペレットは中実であるか、または中央の細い
毛細管オリフイスを形成されており、また被覆内部に垂
直のコラムを形成するように重ねられている。

これら垂直方向の数百の燃料要素は”燃料集合体″の形
態のクループに集められ、並置された数百の集合体は炉
心を形成する。

このように形成された炉心は、中性子の外部への漏れの
ために常に周辺部より中央部において高い中性子束密度
を各燃料要素に課する。

垂直軸線に沿って、燃料の単位体積当りの熱発生（同一
燃料要素における核分裂アイソトープの濃縮度が均一と
して）は、炉心の下端と上端におけるよりは中間の高さ
において大きい（少なくとも２倍）ことが明らかである
。

したがって、正常運転時において、最高温（２３００℃
）の個所は炉心の中央高さに置かれたペレットの中心で
ある。

冷却材の不十分な流量または中性子束密度の過度の増大
から生じる過度の温度上昇の場合、前記の最高温の点は
約２８００℃で溶融し始めるのに対して、一方被覆に沿
っては１５００°〜２０００℃ほど低い燃料は固体状態
に留まって該被覆を保護し、この元のままの状態か本発
明の基本的で、かつ特徴のある要素である。

第１図は、被覆６（たとえばオーステナイト鋼製→によ
り囲まれた酸化ウランまたはウランとプルトニウムとの
混合酸化物のペレット４の積み重ねにより構成された燃
料要素２を示す。

酸化物燃料のペレット４の積み重ねには軸線方向の細い
毛細管状のダクト８が形成されている。

この軸線方向のダクトは、炉心内の容積ボイド割合が非
常に小さい値のままであるのを確保するため、小さい直
径であるのが明らかであり、例えば、燃料要素の直径が
７ｍｍである場合、ダクトの直径は２ｍｍである。

原子炉内における過度な値の中性子束密度および温度の
作用で、酸化物燃料の溶融は燃料要素２の中央領域（図
においてＰで示す）において軸線方向のダクト８の全周
にわたり領域１０に生しることが認められている。

溶融した燃料１２はダクト８の直径が小さいために栓を
形成する滴としてたまる。

したがって、溶融燃料の全量が領域Ｐ内に留まるといえ
る。

第２図は、大きい直径のダクト８′を備え酸化物燃料４
′と防護被覆６′から構成された本発明による燃料要素
２′、即ちいわゆる安全要素を示す。

例えば、この直径は、直径が１５ｍｍの燃料要素につい
ては１０ｍｍの値を有し、これは双方の場合において同
じ厚さの燃料要素を与える。

原子炉内の中性子束密度が過度に上昇した場合、酸化物
の溶融が燃料要素の中央の高さに当る領域Ｐにおいて生
じることがわかっている。

燃料は環状領域１０′において溶融する。

ダクトの直径が相当な値であるから、溶融した燃料１２
′は滴を形成しないが、燃料要素の下端に到達するまで
ダクト８′の内壁に沿って環状に下降する。

溶融燃料１２′が炉心の中性子束を受け続ける限り、燃
料は液状の形態で過勢され、壁面で固化することがない
だけでなく、前記液体リング１２′の下降運動の際に存
在する燃料の過剰な厚さのために壁の一部を液状にして
運び去る傾向さえ有し続ける。

したがって、本発明によると、核分裂性物質の一部が最
大中性子束の領域から低い中性子束の領域へ自動的に運
び去られ、それにより炉心の反応度を減少させ、その結
果反応度の過度の増大を停止させる。

本装置が、反応度と温度の過度の増大を制御するために
、温変係数が負になった後でのみ、かつその後は負の温
度係数と並行して作動することを注目すべきである。

その結果として、本装置の機能は、炉心の溶け落ちが生
じる前に逆反応が反応度と温度の過度の増大を制御する
のに十分な値になっていない場合に逆反応をもっぱら強
めることである。

ここで、負の温度係数＝核反応度の減少量／核燃料の温
度上昇量この係数は、温度が上昇するのに対して、原子
炉の反応度が減少するから、必然的に負である。

また、核反応度の増大に対抗する物理的反応を核反応度
増大に対する逆反応と呼ぶ。

この場合、第１の逆反応は燃料温度の上昇によるもので
あり、燃料温度の上昇は負の温度係数のため核反応度を
減少させる傾向がある。

この負の温度係数はウラン同位元素２３８に対し中性子
の共鳴吸収線を広げるドプラー効果に主としてよるもの
である。

ウランは核反応により全体として加熱され、したがって
核反応度の増大の直後にウランの温度上昇があり、これ
はドプター効果が極めて短い時定数を有するからである
。

重力の作用で落下する吸収棒の時定数と関連したこの安
全装置に固有の時定数は、低レベルにおける反応度の迅
速な過度の増大を停止させることが、必要な際に疑いの
余地のないほど重要であり、ドプラー効果の非常に短い
時定数と組合わせて用いられる際に、効果的で信頼性の
ある全般的な逆反応を生じさせることができる。

本装置によると、燃料温度が溶融温度に達した以後は、
溶融燃料の運動による別な逆反応が前記の逆反応に対し
追加される。

溶融燃料の運動（いくぶんか急速な流動時間を必要とす
る）による逆反応は、温度による自然の逆反応（極めて
速く生ずる）を抑制しないが、核反応度が危険になる度
ごとに自動的で必然的なやり方で温度による逆反応に加
わる。

容易に理解されるように、軸線方向のダクト８または８
′に与えるべき直径が核分裂性燃料の性質より正確には
形成される液体の粘度に依存することは明らかである。

垂直方向の壁を有する内方の穴での初期の実験の結果、
液状リング１２′の滑動が十分に速くもなく、また十分
に継続しないことが判明したら、軸線方向のダクト８′
の内壁は、少なくとも部分的に自由落下し、かつ連続し
た衝撃により砕け散る液滴の形成を促進することを予期
の機能とする任意の形状を与えられる。

例えば、第３図に示すように、該ダクトは切頭円錐状の
内方穴を有する焼結ペレットを積み重ねることにより容
易に得られる鋸歯状の輪郭を与えられる。

第４図には代替的な形態の構造の安全要素が示され、燃
料要素の下部（核分裂領域の下方）に溶融した燃料を受
ける組立体が追加されている。

安全要素２′（下部のみが示されているは）は炉心に対
応した中央領域に、例えばＵＯ２もしくはＵＯ２とＰＵ
Ｏ２で形成される核分裂性ペレットの積み重ね４′を備
えている。

前記積み重ね４′は燃料要素の被覆６′内に配置され、
かつ中央のダクト８′を形成され、該ダクトは溶融しや
すい物質の一部を流動させるのに十分な直径を有する。

炉心の下部ブランケット集合体に対応し、かつＣで示さ
れる領域には、燃料親物質で作られた部材１５が用意さ
れ、この物質の天然の酸化ウラン、劣化酸化ウラン（Ｕ
２３５の含有量の極めて小さいもの）や酸化トリウムの
いずれでもよい。

部材１５はその上端（炉心に最も近い端部）に中央のダ
クト１６を備え、このダクトはダクト８′の直径と同じ
か、または僅かに大きい直径を有し、これら２つのダク
トは相互に連通するようになっている。

部材１５はその下部に中央のダクト１８を形成され、こ
のダクトはダクト１６と通じ、それよりずっと細い。

例えば、被覆６′と一体であって、かつ前記部材１５を
支えるダイヤフラム２０が用意されている。

下部ブランケット集合体に対応した領域Ｃの下方には、
核分裂ガス用の室２２が被覆内に形成され、この室は細
いダクト１８を介してダクト１６および８′と連通して
いる。

被覆の底２４は耐火材のるつぼ２６で裏打ちされている
。

部材１５を製造するための前記の物質の他に、炭化ホウ
素がるつぼ２６を作るのに用いられる。

安全要素の下部の作動は次の通りである。

溶融した核分裂性物質は部材１５のダクト１６の耐火壁
に最終的に付着する前に自身のはずみで出来るだけ下方
まで下降する。

ダクト１６のこの部分は溶融した核分裂性物質用の第１
のるつぼを構成する。

したがって、各安全要素はそれ自身の内部捕集るつぼを
有する。

燃料要素のすべてが安全要素であれば、交換可能な燃料
集合体と一体の溶融炉心用の捕集るつぼが設けられるこ
とになる。

即ち、高速中性子炉の炉心全体が本発明による燃料要素
を備えている時はいつでも、過度の出力エクスカーショ
ンのため流れ出た核分裂性物質を受け取ることができる
耐火るつぼ２６が存在する限り、燃料の一部の溶融は炉
心の寿命を危うくすることはない。

燃料集合体のすべてが本発明により作られている場合、
過度な出力エクスカーションが惹起するような損傷はピ
ン内に局限され、したがって炉心を構成する燃料集合体
に限定される。

したがって、炉心の燃料集合体のみを取り換えることが
必要であり、これは全く簡単で通常の作業である。

さらに、炉心が損傷を受けた場合、このような損傷は、
険染や補修が往々にして高価につき、かつ達成するのが
容易でない構造物である原子炉ブロック、即ちパイルブ
ロックまで及ぶことはない。

本発明は容易に交換可能な集合体のピンに前記のような
損傷を局限し、それにより重大な事故を阻止する。

室２２の存在は、中央のダクト８’，１６内における溶
融燃料の下降速度を増大するのを可能にし、したがって
頂部ブランケットを採用する条件の下で出力エクスカー
ションを迅速に打ち消すのを可能にする。

実際、出力エクスカーションの際、核分裂ガスは圧力平
衡状態に置かれ、その温度は核分裂性部分に形成された
ダクト８′内で急に上昇する。

このガスに対し設けられた唯一の排出ルートが入カナト
リウムと同じ温度である下方の室２２であるとすると、
中央のダクト３′に収容された圧縮ガスの一部は底部へ
向かって放出され、環状の溶融燃料の下降運動を加速し
、さらには高速で微細に分散した小滴を運び去る作用を
する。

この現象は、溶融燃料が気化し始める場合、一層強めら
れる。

そこで核分裂性物質は液相および液体を加速する気相で
最大中性子東領域を離れる。

ダクト１８は前記ガス相を核分裂室２２へ向かって流動
させる。

溶融核分裂性物質の大部分は部材１４により形成された
第１のるつぼ内で再凝固して、該るつぼに付着するはず
であるが、追加の安全性として働く第２のるつぼ２６が
用意されている。

耐火るつぼ２６は第２の防御ラインとして配置されたス
プリットリングコアリフクー、および第２の下部ブラン
ケットを形成し、該下部ブランケットは中性子束をさら
に減衰さぜることができる。

前記るつぼは、受け取る中性子が相当な厚さの冷却材（
液体ナトリウム）を通過して動く領域に配置されている
ので、軟化した中性子スペクトルを有する。

その結果、第２のるつぼ２６を構成する炭化ホウ素、お
よびそれが捕獲する劣化ウランは中性子吸収効率を増大
させる。

単純化された形態の構造において、ダクト１８はもはや
設けられていないで、るつぼ２６は同様に省かれている
。

したがって、耐火材の中実なペレットが部材の下端に配
置されている。

すべての燃料要素を安全要素で置き換えない方が望まし
い場合は、安全型の燃料要素の数はたとえば炉心の中程
の高さから下部まで移動する核分裂生成物の質量を計算
することにより決定され、炉心の下部では中性子束が半
減し、かつ中性子束の平方が初期値の４分の１に減少す
る。

したがって、これは望ましい負の反応度を得るのを確実
にする大きな直径の軸線方向のダクトを有する“安全”
燃料要素の所要の数を決める。

安全型燃料要素だけから成る一定数の燃料集合体内にす
べての安全型燃料要素を配置するか、または安全型燃料
要素をすべての燃料集合体に分配することも可能である
。

中性子束密度が最高値を有するのは平面図で見て炉心の
中心であるから、高速中性子炉ではすべての安全型燃料
要素を前記炉心の中心に配置するのが有利であることが
第１に注目される。

最後に、本発明による“安全”燃料要素は安全機能のほ
かに燃料要素および中性子吸収棒の機能を有し、その結
果、このような要素を炉心に使用すると、中性子吸収棒
の数を減らすことができるという利点があることが注目
される。

ある場合、この利点は、炉心の中央に無視できないほど
のボイド割合を導入することに因るペナルティを補償す
る。

前記のように、ベーテおよびタイト（ Ｂｅｔｈｅａｎ
ｄ Ｔａｉｔ）により述べられた型式のものであって、
炉心の下方の３分の１内の冷却材に移動する炉心（被覆
を含む）の中央の３分の１の完全な溶け落ちと共に始ま
る滅多に起りそうもない事故の結果が相当な程度まで本
装置により減じられるように意図されている。

ベーテおよびタイトの事故の第１段階は安全装置により
再現されるが、中央部分の被覆をそのままにしておくた
めに程度を限定され、かつ燃料内で案内される。

したがって、その後の固化または冷却材との反応の可能
性はなくなる。

この安全装置は極めてまれな場合においてのみ作動する
ようにされているから、その主な鉤性は信頼性であり、
見せかけの原子炉のトリップがないことである。

【図面の簡単な説明】

第１図は通常の燃料要素を示す軸線方向の断面図、第２
図は本発明による燃料要素の軸線方向の断面図、第３図
は該方法の代替的実施を示す図、および第４図は燃料要
素の下部の軸線方向の断面図である。 図において、２，２’……燃料要素、４，４’……ペレ
ット、６……被覆、８，８’……ダクト、１０，１０’
……領域、１２，１２’……溶融燃料、１５……部材、
１６，１Ｂ……ダクト、２０……ダイヤフラム、２２…
…室、２４……底、２６……るつぼ。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １ 原子炉の受動的防護装置において、前記炉の炉心に
   おいて通常の燃料要素の少なくとも一部と置き換えられ
   、かつ安全要素として作用する一群の垂直方向の燃料要
   素を含み、前記安全要素は軸線方向の流れダクトを形成
   されており、前記流れダクトの断面の直径は、中性子束
   の過度の増大によって前記安全要素の中央部分内で溶融
   しつる燃料の部分が前記安全要素の中間の高さから底部
   まで重力の作用で流れ、したがって前記安全要素の成覆
   を傷つけることなく反応度を確実に減らすのに十分に大
   きいことを特徴とする原子炉、判に高速中性子炉の受動
   的防護装置。 ２ 原子炉の受動的防護装置において、各々の安全要素
   が被覆内に囲われた核分裂性燃料のペレットの積み重ね
   により構成され、各々のペレットは、溶融した燃料の部
   分が前記安全要素の底部まで重力の下で流れるのを確実
   にするのに十分に大きな直径の中央オリフイスを備え、
   各々の安全要素が炉心の下部燃料親ブランケットに対応
   した部材を備え、前記部材は耐火材で形成され、かつそ
   の高さの一部にわたり頂部に中央のダクトを備え、該ダ
   クトは前記燃料要素の核分裂性部分に形成されたダクト
   と概ね同じ直径を有し、該下部ブランケットに対応した
   部材はその頂部に該核分裂性部分のダクトと概ね同じ直
   径の軸線方向のダクト、その底部にはより小さい直径の
   軸線方向のダクト、および前記部材の下に核分裂ガス用
   の室を含み、前記室は前記部材の底面、該被覆および下
   端の耐火材のるつぼにより画定され、該るつぼが前記被
   覆の底部の端壁に配置されでいることを特徴とする原子
   炉の受動的防護装置。