JPS59216090A - 高速増殖炉 - 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】 〔発明の利用分野〕 本発明は、高速増殖炉、特に液体金属冷却の高速増殖炉
に関するものである。

〔発明の背景〕

高速増殖炉においては、炉心を流通する冷却材である液
体金属を収納する原子炉容器又は配管に万一破損が生じ
ても、液体金属の流出を最小限に止め、炉心が空だき状
態となることがないように、炉心より低い位置にある原
子炉容器や配管を収容する安全容器が設けられている。

第１図はこのような安全容器の設けられているタンク型
高速増殖炉の構成を示すもので、１は原子炉容器、２は
原子炉容器１の外側に設けられている安全容器、３は建
家壁、４はル−フスラブ、５は炉心、６は炉上部機構、
７は中間熱交換器、８は液体ナトリウムの主循環ポンプ
を示している。

原子炉容器１は直径が２０ｍの円筒状の容器よυなり、
円筒状の支持構造９によって建家壁３に支持されている
ルーフスラブ４に支持されており、このルーフスラブ４
にはこれを貫通する形で中間当に制御された状態の下で
核分裂反応を生（じ熱を発生する。原子炉容器１内のナ
トリウムは隔壁１０によシ、炉心５の出口側に当る高温
ナトリウム１１と炉心５の入口側に当る低温ナトリウム
１２の二つの領域に区画されている。そして、原子炉容
器１内の低温ナトリウム１２は、遠心式の主循環ポンプ
８によって加圧され、配管１３を経て炉心５下部に圧送
され、ここで炉心５を構成する多数の燃料集合体に流量
配分され、炉心５の発熱によりその温度を上げ、高温す
）　ＩＪウム１１と混合する。高温すトリウム１１はシ
ェルアンドチューブ型の中間熱交換器７のシェル側に導
かれ、ここでチューブ側を流れる２次ナトリウムと熱交
換して、その熱を２次ナトリウムに伝達して温度を下げ
、下部より流出して低温ナトリウム１２と混合する。

壕だ、安全容器２は建家壁４の内壁に設けられている円
筒状の支持構造１４によって支持され原子炉容器１の外
側に設置されており、原子炉容器１と安全容器２との間
に形成された空間内には窒素ガスが充填されており、そ
の上部において原子炉容器内に封入されている窒素ガス
１５と連通している。また安全容器２と原子炉容器１と
の相対変位を拘束するだめのふれ止め機構１６．１７が
設けられている。

このようなタンク型高速増殖炉では、炉心５を冷却する
１次ナトリウムはすべて原子炉容器１内に収納されてい
るため、バウンダリーの破損による冷却ナトリウムの流
出事故は生じにくい構造になっている。そして原子炉容
器１が万一破損してナトリウムが漏洩するような事故が
発生した場合には、液体ナトリウムは原子炉容器１と安
全容器２との間に形成される空間内の不活性の窒素ガス
空間に流入することになるので、雰囲気の化学反応が生
ずるような付随的な災害が発生ずることはない。

しかし、原子炉容器１と安全容器２との間に形成される
空間は、供用期間中性なわれる検査に必要なスペースを
確保しておく必要があるため、空間の容積はかなシ大き
くなるのが一般である。このため、万一原子炉容器１な
どに破損が生じた場合に安全容器２内に流出する冷却材
の量はかなり大きなものとなる。従って、この大量の冷
却材の流出によって原子炉容器１内に著しい液位低下を
生せしめないように原子炉容器１内の冷却材容量を充分
大きくしておく必要があった。

〔発明の目的〕

本発明は、このような問題点を除去し、万−原子炉容器
又は配管が破損して冷却材が流出するような事故が発生
した場合にも、その流出速度及び流出量を抑制して、原
子炉容器内の冷却材の液位低下を少なくすることの可能
な高速増殖炉を提供することを目的とするものである。

〔発明の概要〕

本発明は、炉心を流通する液体金属からなる冷却材を収
納する原子炉容器又は配管と、該原子炉容器又は該配管
を収容し、該原子炉容器又は該配管との間に形成される
空間内に不活性ガスの充填しである安全容器とを有する
高速増殖炉において、前記空間内に前記冷却材の比重と
同程度の比重を有する粒状物体を充填してなることを第
１の特徴とし、さらに前記空間内のガスの循環及び該ガ
スの循環に伴って前記粒状物体の前記空間に対する充填
、排出を行うガス循環装置が設けられていることを第２
の特徴とするものである。

本発明は、粒状物体の充填層を原子炉容器又は配管と安
全容器との間に形成される空間内に形成した場合には、
（１）高速増殖炉が作動する３５０〜５００Ｃの高温の
温度条件において支配的女体熱形態である輻射伝熱を、
粒状物体による直達輻射の遮蔽効果により大幅に低減で
き、（２）粒状物体が流出した冷却材に対して大きな流
動抵抗となるとともに、充填層内の気孔率を低減するの
で、冷却材の流出速度ならびに流出量の低減に顕著な効
果が１、（３）粒状物体の比重が冷却材である液体金属
の比重と同程度であれば、通常の工学的手段によって＼
ガスと同伴させて安全容器に供給し、安全容器から排出
することができ、通常運転時、事故時、メンテナンス時
の各状態にマツチした特性を有する信頼性の高い安全防
護設備が得られる点に着目してなされたものである。

〔発明の実施例〕

第２図は一実施例のタンク型高速増殖炉の構成を示すも
ので、第１図と同一部分には同一符号が付しである。こ
の図で１８は安全容器２の底部に設けられている漏洩検
出器、１９は原子炉容器１と安全容器２との間に形成さ
れる空間に充填されている粒状物体、２０は一端が粒状
物体１９０充填された空間上部に位置するサンプリング
管、２１はサンプリング管２０の他端に設けられている
ガスサンプリング型漏洩検出器を示している。

このような構造のタンク型高速増殖炉においては、炉心
５を冷却する１次ナトリウムはすべて原子炉容器１内に
収納されているため、バウンダリーの破損による冷却す
トリウムの流出事故は生じ難いが、万一原子炉容器が破
損して、ナトリウムが漏洩するような事故が発生した場
合には、液体ナトリウムは不活性の窒素ガス空間に流入
することになるので、雰囲気と化学反応を生じるような
付随的な災害が発生することはない。

特に、原子炉容器１と安全容器２とによって形成される
空間内には粒状物体１９が充填されているため、安全容
器２の実質的な気孔率は１／３程度に低減しているので
、安全容器２内に液体ナトリウムが漏洩した場合のナト
リウムの流出速度が抑制されるとともに、安全容器２内
のレベルがすぐさま原子炉容器１内のレベルまで上昇す
るのでナトリウムの漏洩を抑制することができる。

また、安全容器２の最下点にはナトリウムと接触すると
電気的な短絡が生ずる接点式の漏洩検出器１８が設置さ
れており、また安全容器２の上部から　サンプリング管
２０を介して内部のガスを抽気し、ガス中に含まれるナ
トリウムエアロゾルを検知する方式のガスサンプリング
型漏洩検出器２１が設置されていて、原子炉容器１から
の冷却材の漏洩を常にモニターするようになっている。

安全容器２内に充填する粒状物体１９の比重が冷却材で
あるナトリウムの比重に較べて著しく小さい場合には、
原子炉容器１からのナトリウムの流出事故時に、粒状物
体１９がその比重に応じて一部がすトリウム液面上に浮
上することになるので、プ用・リウム流出量の抑制の面
から難点が生ずることになる。また、逆に、粒状物体１
９の比重が冷却材であるナトリウムの比重に比べて著し
く大きい場合には、通常運転時においても、安全容しく
ない。従って、安全容器ｚ内に充填する粒状物体１９の
比重は、原子炉の冷却材である液体ナトリウムの比重と
等しいが、またはそれに近い値に選ぶのが得策である。

このような粒状物体１９は球体内に不活性ガスを封入し
て形成される。第３図はその断面を示し２２は球体、２
３は不活性ガスを示している　この球体２２には、高温
のナトリウムに対して耐性があれば特に限定されない。

すなわち、ステンＶス鋼、ニッケルなどの金属材料のみ
ならずアルミナ、炭化珪素などのセラミックスを用いる
こともできる。

第４図は球体に使用する材料の比重と、球体の半径比及
びその肉厚ｔとの関係を示したもので、横軸及び縦軸に
それぞれ比重及びｔ／Ｒが示しである。この関係を用い
て球体の仕様を定めることによって、冷却材である液体
ナトリウムの比重とほぼ等しい粒状物体を得ることがで
きる。

このような構成を有する高速増殖炉においては、下記の
ような効果を得ることができる。

（１）＃万一原子炉容器内のナトリウム漏洩した場合に
おいても、粒状物体により安全容器内の実質的な気孔率
が小さくなっているので、漏洩ナトリウムの液位は安全
容器内ですみやかに上昇するので、原子炉容器内の液位
低下を最小限に制御することができる。

（ａ　漏洩ナトリウムは一坦粒状物体に接触し、これと
熱交換した後に安全容器に接触することになるので、安
全容器に大きな熱衝撃が加わることがなく、安全容器の
健全性を高めることができる。

（３）放射性の腐食生成物を含む高温の漏洩ナトリウム
と安全容器内の不活性ガスとの直接接触面積が粒状物体
の存在により低減されるとともに、漏洩ナトリウムの温
度もすみやかに低下するので、エアロゾルとともに雰囲
気ガスに放出される放射性を低減することができる。

（４）原子炉容器と安全容器との間に相対振動が発生し
た場合にも、原子炉容器１は、その頂部においてルーフ
スラブ４を介して円筒状の支持構造９に、ｌニジ、建屋
壁３に結合されておシ、また安全容器２はその胴部を同
様に円筒状の支持構造９によシ同じ建家壁３に支持され
ている。そして周方向の相対変位を拘束する形のキ一方
式のふれ止め機構１６及び１７が円周方向に適当な間隔
で設けられているので、両者の間の軸方向の相対変位は
すべりにより、周方向の相対変位はふれ止め機構１６及
び１７によシ吸収されるので、地震時においても両容器
間の相対変位は比較的小さな振幅に止まるようになって
いる。特に、地震時には原子炉容器１と安全容器２との
間に形成される空間内に充填された粒状物体１９が相互
に相対変位を生じて摩擦し合い、押し合うことにより振
動エネルギーを吸収する作用をするので、原子炉容器１
と安全容器２との間の相対変位の振幅は一層小さなもの
となる。地震による振幅が過大となった場合には、充填
されている粒状物体が塑性変形を起してエネルギーを吸
収するため、一層の制限効果を発揮することになる。

（５）安全容器内に存在する粒状物体が、原子炉容器と
安全容器との間のガスの自然対流を抑制するとともに、
両容器間の直達輻射を遮断するので、原子炉容器からの
放熱量を低減することができ、プラントの熱効率の向上
に寄与するとともに原子炉容器内の温度」二昇を抑制す
る。

（６）原子炉の停止状態で実施する蕃原子炉容器や配管
の供用期間中検査においては、検査、保守ならびに補修
に必要な十分なスペースを確保することができ、しかも
冷却材の容量を大きくする必要もない。

第５図は他の実施例のタンク型高速増殖炉の構成を示す
もので、第１図及び第２図と同一の部分には同一の符号
が付しである。この実施例が第２図の実施例と異なる点
は、原子炉容器１と安全容器２との間に形成される空間
に対する粒状物体１９の充填及び排出を行なう装置が設
けられている点である。この装置は、粒状物体１９を一
時的に収容納する粒状物体容器２４と、原子炉容器１と
安全容器２との間に形成された空間内のレベルの異なる
複数の個所に下端の開口部が位置するように配設され他
端が粒状物体容器２４に接続する配管２５．２６・・・
と、粒状物体容器２４及び原子炉容器１と安全容器２と
の間に形成される空間をガス循環ブ貨ワー２７を介して
接続する配管２８とからなっている。そして、粒状物体
容器２４の内部には粒状物体１９をガスから分離するた
めのメツシュ２９が設けられている。

この実施例では、粒状物体１９は原子炉の運転時には、
すべて原子炉容器１と安全容器２との間に形成された空
間に充填されているが、原子炉の停止時には、循環ブロ
ワ−２７を動作させると原子炉容器１と安全容器２との
間に形成された空間内に充填されている粒状物体１９は
窒素ガスとともに配管２５．２６・・・を経て粒状物体
容器２４内に吸引され、粒状物体容器２４内においてフ
ィルタ２９によって窒素ガスと粒状物体１９が分離され
、粒状物体１９のみが粒状物体容器２４内に収納される
。このような操作によシ安全容器２内の粒状物体１９を
流体力により自動的に排除した後、原子炉容器１外面、
安全容器２内面の供用期間中検査を実施することができ
る。第６図は粒状物体１９を窒素ガスの流れに伴って排
除するために必要な窒素ガスの流速と粒状物体の直径と
の関係を示すもので、横軸、縦軸にそれぞれ窒素ガスの
流速（ｍ／Ｓ）、粒状物体の直径（咽）がとっである。

循環ブロワ−２７によって配管２５．２６・・・内のガ
ス流速を１０〜１５ｍ／ｓ程度まで上昇させることは比
較的容易であるので、直径１０〜２０ｍｍの粒状物体を
用いても、その排出を流体力によって行うことが可能な
ことをこの図は示している。

なお、このガス循環装置は、原子炉容器１と安全容器２
との間に形成される空間内に粒状物体１９を充填する場
合にも使用することができる。

本実施例の場合には、前述の実施例の効果の他に下記の
ような効果がある。

（７）粒状物体の排出を窒素ガスの循環により流体力だ
けで行うことが可能となるので、供用期間中検査に先立
つ粒状物体の排出を簡便に行うことが可能となり、検査
工程を短縮するうえで大きな効果を得ることができる。

（８）粒状物体の充填及び排出を遠隔操作によシ行なう
ことが可能となるので、この作業に従事する作業者の放
射線被曝をさけることが可能となる。

（９）　　この粒状物体の供給、排出のだめの装置は、
安全容器の外側の窒素ガス雰囲気内に設けることも可能
で、このような場合には原子炉容器内のスペースの有効
利用をはかることもできる。

なお、前述の実施例は何れもタンク型高速増殖炉に適用
したものを示しだが、ループ型高速増殖炉においても同
様の構成が可能で、この場合には、安全容器は原子炉容
器及びこれとポンプ、熱交換器を結ぶ配管の外側に位置
して設けられるが、同様に作用し同様の効果を得ること
ができる。

〔発明の効果〕

本発明は、万一原子炉容器が破損し、冷却材が流出する
ような事故が発生した場合にも、その流出速度及び流出
量を抑制して、原子炉容器内の冷却材の液位低下を少な
くすることの可能な高速増殖炉の提供を可能とするもの
で、産業上の効果の犬なるものである。

【図面の簡単な説明】

第１図は従来のタンク型高速増殖炉の構成を示ず説明図
、第２図は本発明の高速増殖炉の一実施例の構成を示す
説明図、第３図は同じく第２図の要部の断面図、第４図
は同じ〈実施条件を示す特性線図、第５図は同じく他の
実施例の構成を示す説明図、第６図は同じ〈実施条件を
示す特性線図である。 １・・・原子炉容器、２・・・安全容器、３・・・建家
壁、５・・炉心、１１・・・高温ナトリウム、１２・・
・低温ナトリウム、１５・・・窒素ガス、１９・・・粒
状物体、２２・・・球体、２３・・・不活性ガス、２４
・・・粒状物体容器、２５．２６・・・配管、２７・・
・循環ブロワ−１２８・・・（ほか１名） 第３ｍ ｋｂ史 葛６図

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １、炉心を流通する液体金属からなる冷却材を収納する
   原子炉容器又は配管と、該原子炉容器又は該配管を収容
   し、該原子炉容器又は該配管との間に形成される空間内
   に不活性ガスの充填しである安全容器とを有する高速増
   殖炉において、前記空間内に前記冷却材の比重と同程度
   の比重を有する粒状物体を充填してなることを特徴とす
   る高速増殖炉。 ２、前記粒状物体が、高温のナトリウムに対して耐性を
   有する物質よりなる球体内に不活性ガスを封入したもの
   である特許請求の範囲第１項記載の高速増殖炉。 ３、炉心を流通する液体金属からなる冷却材を収納する
   原子炉容器又は配管と該原子炉容器又は該配管を収容し
   、該原子炉容器又は該配管との間に形成される空間内に
   不活性ガスの充填しである安全容器とを有する高速増殖
   炉において、前記空間内に前記冷却材の比重と同程度の
   比重を有する粒状物体を充填してなり、かつ前記空間内
   のガスの循環及び該ガスの循環に伴って前記粒状物体の
   前記空間に対する充填、排出を行うガス循環装置が設け
   られていることを特徴とする高速増殖炉。 ４、前記粒状物体が高温のナトリウムに対して耐性を有
   する物質よりなる球体内に不活性ガスを封入したもので
   ある特許請求の範囲第３項記載の高速増殖炉。