WO2015145820A1 - 原子炉 - Google Patents

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WO2015145820A1
WO2015145820A1 PCT/JP2014/074998 JP2014074998W WO2015145820A1 WO 2015145820 A1 WO2015145820 A1 WO 2015145820A1 JP 2014074998 W JP2014074998 W JP 2014074998W WO 2015145820 A1 WO2015145820 A1 WO 2015145820A1
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WO
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core
cores
nuclear reactor
reactor
reactor vessel
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Application number
PCT/JP2014/074998
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English (en)
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Inventor
禎男 服部
Original Assignee
株式会社 シー・アール・ワイ
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Application filed by 株式会社 シー・アール・ワイ filed Critical 株式会社 シー・アール・ワイ
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    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/42—Selection of substances for use as reactor fuel
    • G21C3/58—Solid reactor fuel Pellets made of fissile material
    • G21C3/60—Metallic fuel; Intermetallic dispersions
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00—Reactor types
    • G21C1/32—Integral reactors, i.e. reactors wherein parts functionally associated with the reactor but not essential to the reaction, e.g. heat exchangers, are disposed inside the enclosure with the core
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C5/00—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
    • G21C5/14—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator characterised by shape
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Definitions

  • the present invention relates to a nuclear reactor installed in a nuclear power plant or the like.
  • Nuclear power plants and large military ships are equipped with nuclear reactors for nuclear reaction of nuclear fuel.
  • a ceramic fuel obtained by sintering mainly uranium oxide has been used as a nuclear fuel used in such a nuclear reactor.
  • Ceramic fuel is poor in thermal conductivity, resulting in uneven temperature distribution such that the central portion is hotter than the peripheral portion. Therefore, when the increase / decrease in the output of the nuclear reactor is repeated, there is a risk that the nuclear fuel will be cracked and damaged. Therefore, in order to avoid damage to nuclear fuel in the reactor, it was necessary to change the nuclear fuel every few years. Moreover, in order to maintain a safe and continuous nuclear reaction, it was necessary to control the output of the reactor partially or entirely.
  • a coolant a core formed of a plurality of nuclear fuel assemblies, and a nuclear reactor vessel for storing them, a fuel exchange device for exchanging all or part of the fuel assemblies
  • a nuclear reactor having a configuration including a control rod for controlling output and a control rod driving device.
  • the fuel exchange device and the control rod drive device often employ large and complex configurations, and these devices are smaller in terms of cost reduction such as prevention of failure and maintenance of these devices.
  • a simple configuration has been desired.
  • Patent Document 1 discloses a nuclear reactor in which a fuel exchange device and a control rod drive device are reduced in size and simplified to have a simpler configuration.
  • a low-cost and high-power reactor is provided that is a safe reactor with a simpler configuration by eliminating the need for a fuel changer and a control rod drive unit. With the goal.
  • an invention according to claim 1 is a nuclear reactor, which is formed of a metal fuel and has a rod-shaped core having a maximum cross-sectional width of 1 meter (m) or less, and is heated by the core.
  • a convection coolant and a reactor vessel in which the core and the coolant are accommodated, and a plurality of reactor cores are provided in the reactor vessel.
  • the reactor vessel has a cylindrical shape, and the reactor core is arranged in parallel along the longitudinal direction of the reactor vessel and in the center of the reactor vessel.
  • a nuclear reactor characterized by being arranged symmetrically with respect to an axis.
  • the first core disposed along the central axis of the reactor vessel, the first core and the first core And a plurality of second cores arranged at equal intervals on a concentric circumference centered on the core of the reactor.
  • the heat transfer tube is arranged at a position concentrically around the first core and sandwiched between the second core. It is a nuclear reactor characterized by this.
  • the second core is surrounded at equal intervals on a concentric circumference centering on the first core.
  • a nuclear reactor comprising a plurality of third cores.
  • At least one of the cores has a cylindrical deteriorated uranium disposed around the core.
  • a nuclear reactor is provided with a blanket made of steel.
  • At least one of the cores includes burnable poisons in all or part of the metal fuel. It is a nuclear reactor characterized by this.
  • the nuclear reactor no movable parts such as a fuel exchange device and a control rod drive device are provided in the nuclear reactor. Therefore, the reliability and safety of the nuclear reactor can be improved, and the reactor vessel has a simple configuration. Therefore, the nuclear reactor vessel can be kept hermetically sealed and the radioactive material can be reliably contained. Moreover, the safety of the core can be ensured because the core is formed of a metal fuel and has a thin rod shape with a maximum cross-sectional width of 1 meter or less. Furthermore, by providing a plurality of such cores in the reactor vessel, it is possible to provide a high-power reactor. That is, when one of these cores is used, an electrical output of 21,500 kilowatts is possible. However, according to the nuclear reactor of the present invention, the nuclear reactor according to the present invention includes a plurality of the cores. Electricity output can be expected by multiplying 500 kW by the number of cores installed.
  • the core in a balanced manner in the reactor vessel, the temperature distribution of the coolant is made uniform, and extreme unevenness in the temperature of the coolant is suppressed, and the core And the heat transfer efficiency with the coolant can be improved.
  • the strength of the structure of the reactor vessel can be improved by using the reactor vessel having a cylindrical shape.
  • the multiple cores are arranged in parallel along the longitudinal direction of the reactor vessel, thereby avoiding contact between the inner side surface of the reactor vessel and the core and interference between the cores, and safety of the core. Can be maintained.
  • the center of gravity of the nuclear reactor vessel is located on the central axis, the nuclear reactor vessel can be supported and fixed in a stable state in a reactor containment vessel or the like.
  • heat exchange between the core and the coolant can be efficiently performed by arranging the first and second cores in a balanced manner in the reactor vessel.
  • high heat transfer efficiency can be obtained.
  • the heat generated in the second core is transferred to the heat transfer tube via the coolant, but the distance between the heat transfer tube and the second core is made substantially uniform.
  • the occurrence of uneven temperature distribution of the coolant is suppressed, and the heat transfer efficiency can be improved.
  • the nuclear reactor since it is not necessary to provide a fuel exchange device and a control rod drive device, the nuclear reactor has a small and simple configuration and can provide a higher-power nuclear reactor. .
  • neutrons generated by nuclear fission and leaking around the core are captured by the depleted uranium (uranium 238) disposed around the core. Therefore, the efficiency of converting uranium 238 to plutonium 239 can be improved.
  • FIG. 1 is a schematic configuration diagram illustrating an example of a nuclear reactor according to an embodiment of the present invention.
  • FIG. 2 is a schematic plan sectional view showing an internal configuration of a reactor vessel of the nuclear reactor shown in FIG. 1.
  • 1 shows an example of a nuclear reactor core according to an embodiment of the present invention, where (a) is a plan view and (b) is a cross-sectional view taken along line AA in (a).
  • FIG. 2 shows first to third modifications of the internal configuration of the reactor vessel shown in FIG. 2, and (a) to (c) are schematic plan sectional views.
  • FIG. 1 is a schematic configuration diagram showing a nuclear reactor 100 according to an embodiment of the present invention.
  • the nuclear reactor 100 is a nuclear power generation nuclear reactor, and as shown in FIG. 1, a core 10, a heat exchanger 20, a coolant 30, a nuclear reactor vessel 40, a power generation turbine 50, and a condensate.
  • a device 60 and a pump 70 are provided.
  • the heat exchanger 20 includes a heat transfer tube 21, a header 22, a lower header 23, an upper annular body 24, and a lower annular body 25.
  • said structure is an example of embodiment.
  • the reactor core 10, the heat transfer tube 21, and the first coolant 30 are accommodated in the reactor vessel 40.
  • the heat exchanger 20 is connected to the power generation turbine 50 via the pipe P1.
  • the power generation turbine 50 is connected to the condenser 60 via the pipe P2.
  • the condenser 60 is connected to the pump 70 via a pipe P3.
  • the pump 70 is connected to the heat exchanger 20 via the pipe P4.
  • the heat exchanger 20 is a steam generator.
  • FIG. 2 is a schematic plan cross-sectional view showing the internal configuration of the reactor vessel 40 of the nuclear reactor 100. As shown in FIG. 2, the reactor vessel 40 has a cylindrical shape. Inside the nuclear reactor vessel 40, one first core (core) 10a and four second cores (cores) 10b are provided.
  • core first core
  • cores second cores
  • the first core 10 a is disposed along the central axis of the reactor vessel 40.
  • the second core 10b is arranged in parallel to the central axis of the reactor vessel 40 and in parallel with the first core 10a.
  • the second core 10b is arranged at equal intervals on a circumference S1 that surrounds the first core 10a and that is centered on the first core 10a.
  • the arrangement of the cores 10a and 10b is symmetric with respect to the central axis passing through the center O1 of the reactor vessel 40.
  • each of the reactor cores 10a and 10b has an extremely thin and low output configuration as will be described later.
  • the output of the entire reactor 100 is sufficiently secured.
  • the output of one core 10a, 10b is about 20,000 kilowatts
  • an electrical output of about 100,000 kilowatts can be realized by providing a total of five cores 10a, 10b.
  • the cores 10 a and 10 b are arranged in a well-balanced manner in the reactor vessel 40, thereby suppressing unevenness in the temperature distribution of the coolant 30 and improving the heat transfer efficiency between the cores 10 a and 10 b and the coolant 30. Can be improved.
  • the reactor vessel 40 can improve the structural strength of the reactor vessel 40 by having a cylindrical shape.
  • the center of gravity of the reactor vessel 40 provided with the cores 10 a and 10 b is located on the central axis of the reactor vessel 40. Therefore, the reactor vessel 40 is supported and fixed in a stable state in a reactor containment vessel or the like.
  • the cores 10a and 10b all have the same configuration. Therefore, the configuration of the cores 10a and 10b will be described below using the core 10a as an example and referring to FIG.
  • the cores 10a and 10b may be partially or entirely different.
  • the cores 10a and 10b are not limited to be arranged in the above-described configuration.
  • the cores 10a and 10b may be arranged so as to be inclined with respect to the longitudinal axis of the reactor vessel 40. .
  • the arrangement of the cores 10a and 10b may not be symmetric with respect to the central axis passing through the center O1 of the reactor vessel 40.
  • the configuration of the above-described cores 10a and 10b is the same in the modifications described later.
  • FIG. 3 shows a core 10a as an example of the core 10 of the nuclear reactor 100.
  • FIG. 3 (a) is a plan view
  • FIG. 3 (b) is along the line AA in FIG. 3 (a). It is sectional drawing.
  • the core 10a has a substantially cylindrical shape as shown in FIG.
  • the maximum width of the cross section of the core 10a is set to 1 meter or less.
  • the maximum width of the cross section refers to the maximum value of the distance between two points on the outline of the cross section along the direction orthogonal to the axial direction of the core 10a.
  • the maximum width of the cross section of the core 10a is the diameter D, and the diameter D is set to 1 meter or less.
  • the diameter D of this embodiment is 0.85 meters, for example.
  • the length of the core 10a in the longitudinal direction can be arbitrarily set.
  • the length of the longitudinal direction of the core 10a of this embodiment is 1.5 meters, for example.
  • the core 10a may have another rod shape such as a polygonal column shape instead of the substantially cylindrical shape.
  • the core 10a has an ultra-thin configuration having a diameter D (maximum cross-sectional width) of 1 meter or less, and as the temperature of the core 10a rises, the density of fuel, which will be described later, rapidly decreases. It becomes easy to leak out of the core 10a, and neutrons in the core decrease. Therefore, even when the temperature of the core 10a rises due to a failure or an accident, the nuclear fission chain reaction of the core 10a cannot be continued, so the operation of the reactor 100 is necessarily stopped. Thus, according to the structure of the core 10a, it is safe even if the temperature control of the core 10a is wrong or cannot be controlled.
  • the core 10a has an ultra-thin configuration with a diameter D (maximum width of a cross section) of 1 meter or less. It is possible to adjust the amount of fission reaction in the core 10a. This also forms a load following nuclear reactor 100 that follows changes in electricity demand. That is, when the demand for electricity increases on the generator (not shown) side, the thermal energy generated in the core 10a is immediately used for rotation of the power generation turbine 50 via the coolant 30, so that the coolant 30 The temperature drops. Thereby, the density of the core 10a which is a metal material and has a heat conduction characteristic, and the coolant 30 is rapidly increased.
  • the nuclear reactor 100 is configured to follow the change in electricity demand. Therefore, in the nuclear reactor 100, a control rod, a control rod drive device, and a person who operates the control rod drive device are unnecessary.
  • the core 10a is configured by, for example, bundling a large number of fuel assemblies formed in a hexagonal prism shape (not shown).
  • the core 10a is formed from a metal fuel. Further, as shown in FIG. 3B, the core 10a is composed of an upper metal fuel (metal fuel) 1a on the upper side of the core 10a and a lower metal fuel (metal fuel) 1b.
  • the metal fuel upper part 1a and the metal fuel lower part 1b are integrally formed.
  • the metal fuel lower portion 1b is, for example, an alloy composed of 20% of uranium (U) 235 and plutonium (Pu) 239, 10% of zirconium (Zr), and 70% of uranium 238.
  • the metal fuel upper part 1a is, for example, an alloy containing burnable poisons (combustible poisons) in addition to the configuration of the metal fuel lower part 1b.
  • the burnable poison gadolinium (Gd), boron (B 10 ), or the like is used.
  • the burnable poison is mixed into the material of the metal fuel upper portion 1a.
  • a fuel assembly (pin) having a structure mainly including the burnable poison may be formed and mixed in the bundle of fuel assemblies. .
  • the core 10a is formed from the above-described metal fuels 1a and 1b, the thermal conductivity is improved and the amount of heat retained in the core 10a is reduced.
  • Metal fuel has a thermal conductivity about 10 times higher than conventional ceramic fuel. Therefore, particularly during high-power operation, damage to the core 10a due to expansion and contraction of the core 10a due to heat can be prevented, and durability of the core 10a can be improved.
  • the core 10a can be used for a long period of time, and it is not necessary to replace the core (fuel) every several years, which is performed in a conventional nuclear reactor. Therefore, in the nuclear reactor 100, a fuel exchange device becomes unnecessary.
  • the amount of heat held by the core 10a is about one-tenth that of conventional ceramic fuel. Therefore, even if the operation of the nuclear reactor 100 is stopped due to a power loss accident or the like and the heat removal function is lost, the amount of heat overflowing from the core 10a can be suppressed to about 1/10 compared with the conventional case.
  • the core 10a is formed of the above-described metal fuel, and when the temperature of the core 10a rises and reaches about 1000 ° C., the core 10a softens rapidly. Moreover, the gaseous fission product contained in the core 10a expands rapidly by being vaporized. Therefore, when the density of the core 10a decreases rapidly and reaches about 1100 ° C., the core 10a becomes a foam and the fission reaction cannot be continued. In this way, safety is ensured even when the temperature of the core 10a suddenly rises due to a failure or accident of the nuclear reactor 100.
  • the core 10a since burnable poison is included in a part of the core 10a, the core 10a has a reduced neutron absorption ability due to combustion (fission), and also suppresses a decrease in reactivity associated with fuel combustion or an increase in reactivity. Be expected. Therefore, the core 10a can be used for a long period of time over several decades. Further, in the core 10a including such burnable poisons, as described later, it is not necessary to slide the neutron reflector 13 along the longitudinal direction of the core 10a. The structure of the nuclear reactor 100 can be simplified.
  • the core 10a is not limited to being formed from the metal fuel upper part 1a and the metal fuel lower part 1b, and may be configured such that one of the metal fuel upper part 1a and the metal fuel lower part 1b is not provided. That is, the core 10a may be formed only from the metal fuel upper part 1a. In this case, the core 10a is formed so as to contain burnable poisons as a whole. Moreover, the core 10a may be formed only from the metal fuel upper part 1b. In this case, the core 10a is formed without any burnable poison. When no burnable poison is contained in the core 10a, the combustion of the core 10a can be continued for a long period of time by slowly sliding the neutron reflector 13 from below. Moreover, the metal fuel upper part 1a and the metal fuel lower part 1b may be arranged upside down. Moreover, the kind and distribution of the metal which comprises the metal fuel upper part 1a and the metal fuel lower part 1b are not limited to an above-described structure.
  • a cylindrical blanket 12 is provided around the core 10a.
  • the blanket 12 is formed in a cylindrical shape having a thickness W of, for example, 5 centimeters.
  • the length of the blanket 12 in the longitudinal direction is set to the same length as the length of the core 10a in the longitudinal direction (substantially cylindrical height).
  • the blanket 12 surrounds the core 10a from the circumferential direction and is spaced from the surface of the core 10a by 2 to 3 centimeters.
  • the blanket 12 is formed from depleted uranium (uranium 238).
  • uranium 238 depleted uranium
  • the blanket 12 is not limited to the above configuration.
  • the blanket 12 may be formed in a bottomed cylindrical shape that accommodates the lower end portion of the core 10a. Further, the distance in the longitudinal direction of the blanket 12 may be different from the height of the core 10a. The thickness W of the blanket 12 and the distance L from the core 10a can be arbitrarily set. Further, the blanket 12 may be formed integrally with the core 10a so as to be in close contact with the peripheral surface of the core 10a without a gap.
  • a neutron reflector 13 is disposed in the outer peripheral direction of the core 10 a and the blanket 12.
  • the neutron reflector 13 is provided to reflect the neutron leaked from the core 10a and maintain the fission chain reaction of the core 10a.
  • the neutron reflector 13 has a substantially rectangular cross section and an annular shape.
  • the neutron reflector 13 is disposed and fixed so as to surround the lower part of the core 10 a and the blanket 12.
  • the reactor 100 of the present invention does not need to be provided with a control rod.
  • a control rod for the final stop of nuclear fission may be provided in some or all of the cores 10a and 10b.
  • one control rod is provided for each of the cores 10a and 10b, but the number is not limited to one, and a plurality of control rods may be provided.
  • FIG. 3B shows a state in which such a control rod 15 is provided in the core 10a.
  • a hole 11 that penetrates the core 10a in the vertical direction and into which the control rod 15 can be inserted and removed is provided at the center of the core 10a.
  • the control rod 15 is not used for the purpose of controlling the temperature of the core 10a during operation of the nuclear reactor 100, and operates only when the nuclear reactor 100 is finally shut down.
  • the control rod 15 is driven by a control rod drive mechanism 16 connected to the control rod 15.
  • the control rod 15 can be inserted into the hole 11 by the control rod drive mechanism 16 in the direction of the arrow in FIG.
  • control rod 15 When the control rod 15 is inserted into the hole 11, the neutrons in the core 10a are absorbed by the control rod 15, the nuclear fission of the core 10a cannot be continued, and the operation of the reactor 100 is reliably stopped.
  • the control rod 15 is not limited to being inserted from the bottom of the hole 11 and may be inserted from the top.
  • the hole 11 may be provided in the peripheral part instead of the central part of the core 10a.
  • the hole 11 may be a bottomed rather than a through hole.
  • heat transfer tubes 21 are arranged on a concentric circumference centered on the first core 10a and sandwiched between the second cores 10b. These four heat transfer tubes 21 are arranged in parallel along the longitudinal direction of the reactor vessel 40. Further, these heat transfer tubes 21 are arranged at equal intervals. All of the heat transfer tubes 21 have the same configuration, and the cross section has a substantially rectangular shape.
  • the heat transfer tube 21 is not limited to the above-described configuration. Some or all of these heat transfer tubes 21 may not be provided. Moreover, the structure from which some or all of these heat exchanger tubes 21 differ may be sufficient. Further, the cross-sectional shape of the heat transfer tube 21 may be various shapes such as a circular shape, an elliptical shape, and a polygonal shape. Further, the heat transfer tube 21 may be piped along a direction oblique to the longitudinal direction of the reactor vessel 40. Further, the heat transfer tube 21 is not limited to a straight tube, and various pipes such as a pipe having a spiral shape or a curved shape in the longitudinal direction of the reactor vessel 40 can be employed.
  • the heat transfer efficiency can be improved by increasing the contact area between the heat transfer pipe 21 and the coolant 30.
  • the heat transfer tube 21 may be provided at a position not on the concentric circumference centered on the first core 10a or a position not sandwiched between the second cores 10b. The same applies to the modifications described later, and whether or not the heat transfer tube 21 is provided is arbitrary, and various configurations can be applied as the heat transfer tube 21.
  • the heat transfer tube 21 has an upper end and a lower end connected to the upper header 22 and the lower header 23 of the heat exchanger 20, respectively.
  • the upper header 22 is connected to an upper annular body 24 attached to the outer peripheral surface of the reactor vessel 40.
  • the lower header 23 is connected to a lower annular body 25 attached to the outer peripheral surface of the reactor vessel 40.
  • the upper annular body 24 and the lower annular body 25 are connected to the pipes P1 and P4, respectively.
  • the nuclear reactor 100 has a cooling system and a water / steam system.
  • the cooling system includes a coolant 30.
  • the coolant 30 circulates in the reactor vessel by convection. Liquid sodium is used for the coolant 30.
  • liquid sodium is used for the coolant 30.
  • the coolant 30 is vaporized and the cores 10 a and 10 b There is no exposure. Even if the pressure in the reactor vessel 40 increases, the reactor vessel 40 is not damaged by this. Further, the coolant 30 can be sufficiently cooled by natural circulation and heat dissipation to the surrounding air.
  • the coolant 30 may be a liquid such as a liquid lead-bismuth alloy or liquid potassium, a liquid such as light water or heavy water, or a gas such as helium gas or carbon dioxide gas instead of liquid sodium.
  • the water / steam system includes a fluid (water / steam) 80.
  • the fluid 80 includes a heat exchanger 20, a pipe P1, a power generation turbine 50, a pipe P2, a condenser 60, a pipe P3, a pump 70, and a pipe P4. Cycle in this order.
  • the coolant 30 of the cooling system receives heat from the cores 10a and 10b.
  • the heat of the cores 10 a and 10 b is transferred to the water / steam fluid 80 via the coolant 30 and the heat transfer tube 21.
  • a pump for circulating the coolant 30 in the reactor vessel 40 may be provided to force the coolant 30 to convect. In this case, the efficiency of the heat transfer can be improved.
  • Water / steam fluid 80 (water) becomes steam in the heat exchanger 20 by the received heat.
  • the steam passes through the pipe P ⁇ b> 1 to generate power by turning the power generation turbine 50.
  • the fuel exchange device and the control rod drive device are not provided. Therefore, the whole is small and simple. In addition, it is not necessary to arrange personnel who operate the fuel changer and the control rod drive. Therefore, it is possible to keep the reactor vessel hermetically sealed and reliably contain radioactive substances, and to prevent failures of the fuel changer and the control rod drive, and human error accidents related to these operations, etc.
  • a safe nuclear reactor can be provided.
  • the use of the plurality of cores 10a and 10b having a slender structure ensures a safety and a high-power nuclear reactor as described above. Further, since the cores 10 a and 10 b are arranged in a well-balanced manner in the reactor vessel 40, the temperature distribution of the coolant 30 is made uniform, and the temperature of the coolant 30 in the reactor vessel 40 is extremely uneven. Occurrence can be suppressed, and the heat transfer efficiency between the cores 10a and 10b and the coolant 30 can be improved.
  • the nuclear reactor vessel 40 has a cylindrical shape, and the structural strength of the nuclear reactor vessel can be improved. Further, the plurality of cores 10a and 10b are arranged in parallel along the longitudinal direction of the reactor vessel 40, so that the contact between the inner side surface of the reactor vessel 40 and the cores 10a and 10b and the cores 10a and 10b Interference is avoided, and the safety of the cores 10a and 10b is maintained. Furthermore, the nuclear reactor vessel 40 provided with the plurality of cores 10a, 10b has its center of gravity located on the central axis of the nuclear reactor vessel 40. Therefore, the nuclear reactor vessel 40 can be supported and fixed in a stable state in a reactor containment vessel or the like, and a nuclear reactor having sufficient structural strength can be provided.
  • the installation location is not particularly limited.
  • the nuclear reactor 100 may be installed in an area where power demand is high. In this case, when the area is far from the nuclear reactor, a long-distance transmission line network for power transmission is unnecessary. Become. Further, since the nuclear reactor 100 has load followability, it is not necessary to control the core 10, so that electric power for controlling the core 10 is also unnecessary. That is, when the nuclear reactor 100 is used for power generation, the nuclear reactor 100 becomes a single power source. Therefore, the nuclear reactor 100 may be installed in an area where power supply facilities and power transmission lines are not yet developed. In this case, electric power can be easily supplied to residents in such an area.
  • FIGS. 4A and 4B are schematic plan sectional views of first to third modifications, respectively.
  • the same or equivalent components as those in the above-described embodiment are denoted by the same reference numerals, and description thereof is omitted or simplified.
  • the reactor vessel 140 has a cylindrical shape.
  • one first core 10a and six second cores 10b are provided.
  • the first core 10a is disposed along a central axis passing through the center O2 of the reactor vessel 40.
  • the second core 10b is arranged in parallel to the central axis of the reactor vessel 140 and in parallel with the first core 10a. Further, the second core 10b is arranged at equal intervals on a circumference S2 that surrounds the first core 10a and that is centered on the first core 10a. Further, the arrangement of the cores 10a and 10b is symmetric with respect to the central axis passing through the center O2 of the reactor vessel 140.
  • each of the reactor cores 10a and 10b has an extremely thin configuration as described later. Sufficient power output of the nuclear reactor 100 is ensured. For example, when the output of one core 10a, 10b is 21,500 kilowatts, the nuclear reactor 100 can realize an output of about 150,000 kilowatts by including a total of seven cores 10a, 10b. .
  • the reactor vessel 240 has a slightly smaller cylindrical shape than the reactor vessels 40 and 140.
  • Three second cores 10 b are provided inside the reactor vessel 240.
  • the core 10b is arranged at equal intervals on a circumference S3 centered on the center O3 of the reactor vessel. Further, they are arranged in parallel along the longitudinal direction of the reactor vessel 240 and symmetrically with respect to the central axis passing through the center O3 of the reactor vessel 240.
  • a heat transfer tube 21 is arranged between the cores 10b.
  • the reactor core 10a is not provided, and the reactor vessel 240, and thus the reactor containment vessel, can have a more compact structure. Therefore, the reactor vessel 40 can be installed even in a narrow site, and the reactor vessel 40 can be manufactured with a reduced number of welds. Therefore, the structural strength of the reactor vessel 40 can be improved.
  • the second core 10b is disposed in the reactor vessel 240 in a well-balanced manner, the same effects as those of the above-described embodiment can be obtained.
  • the 3rd modification has the reactor vessel 340 which has a cylindrical shape with a large diameter compared with the reactor vessel 40, as shown in FIG.4 (c).
  • the nuclear reactor vessel 340 includes a first core 10a, four second cores 10b, and eight third cores 10c.
  • the first core 10a is disposed along the central axis passing through the center O4 of the reactor vessel 340.
  • the second core 10b is disposed in parallel to the central axis of the reactor vessel 340 and in parallel with the first core 10a. Further, the second core 10b is arranged at equal intervals on a circumference S4 that surrounds the first core 10a and that has the first core 10a as the center.
  • the third core 10c is arranged at equal intervals on a circumference O4 that surrounds all of the second core 10b and that is centered on the first core 10a. Further, the reactor vessel 340 is disposed in parallel to the central axis of the reactor vessel 340 and in parallel with the cores 10a and 10b.
  • the third core 10c has the same configuration as the first and second cores 10a and 10b. Further, all of the third core 10c has the same configuration.
  • a heat transfer tube 21 is disposed between the third cores 10c.
  • first, second, and third cores 10a, 10b, and 10c installed in the nuclear reactor vessel 340 is not limited to the number described above.
  • the cores 10a, 10b, and 10c may be partially or completely different from each other.
  • a high-power nuclear reactor in addition to having the configuration of the nuclear reactors 10a and 10b according to the above-described embodiment and having the effect thereof, by including the third core 10c, Furthermore, a high-power nuclear reactor can be configured.
  • a plurality of fourth cores (not shown) arranged at equal intervals on concentric circles surrounding the first to third cores 10a and the like may be provided.
  • the operation of the nuclear reactor according to the first to third modifications is substantially the same as the operation of the above-described embodiment.
  • the configuration of the nuclear reactor according to the present invention may be a combination of a part of the configurations of the above-described embodiment and modification examples.
  • the reactor vessel 40 or the like may have a structure that does not have a cylindrical shape, for example, a structure that has a polygonal cylindrical shape.
  • the heat exchanger 20 is not limited to a steam generator.
  • a second cooling system (not shown) provided with a second coolant made of liquid sodium may be provided, and heat exchange between the coolant 30 and the second coolant may be performed in the heat exchanger 20.
  • a steam generator is provided in a part of the second cooling system, and heat exchange between the second coolant and the water / steam system fluid 80 is performed via the steam generator.
  • the nuclear reactor 100 may be installed not only in a nuclear power plant but also in a large military ship or the like.
  • D Diameter (maximum width) O1, O2, O3, O4 ... Center (center axis) 1a ... Metal fuel upper part (metal fuel) 1b ... Metal fuel lower part (metal fuel) 10 ... core 10a ... first core (core) 10b ... second core (core) 10c ... Third core (core) DESCRIPTION OF SYMBOLS 12 ... Blanket 21 ... Heat-transfer tube 30 ... Coolant 40, 140, 240, 340 ... Reactor vessel 100 ... Reactor

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Abstract

　 【課題】燃料交換装置及び制御棒駆動装置を不要とすることにより、より簡素な構成で安全な原子炉を提供する。 【解決手段】金属燃料から形成されかつ断面の最大幅（Ｄ）が１メートル以下の棒状の炉心（１０）と、炉心により加熱されて対流する冷却材（３０）と、炉心（１０）と冷却材（３０）とが収容される原子炉容器（４０）と、を有し、炉心（１０）は、原子炉容器内に複数設けられることを特徴とする原子炉。

Description

原子炉
　本発明は、原子力発電所などに設置される原子炉に関する。
　原子力発電所や大型軍用艦艇などは、核燃料を核反応させるための原子炉を備えている。このような原子炉に用いられる核燃料としては、従来、主としてウラン酸化物を焼結したセラミック燃料が用いられていた。セラミック燃料は、熱伝導性に乏しく、周辺部分に対して中心部分が高温となるなど温度分布にむらが生じてしまう。よって、原子炉の出力の増減が繰り返されると、核燃料に亀裂が生じて核燃料が破損するおそれがある。そのため、原子炉の核燃料の損傷を回避するためには、数年ごとに核燃料を交換する必要があった。また、安全かつ継続的な核反応を維持するためには、原子炉の出力を部分的にも全体的にも制御する必要があった。
　そこで、冷却材と、複数の核燃料集合体から形成された炉心と、これらを収納する原子炉容器とを備えるとともに、燃料集合体の全部または一部を交換するための燃料交換装置と、炉心の出力を制御するための制御棒及び制御棒駆動装置とを備える構成の原子炉が知られている。しかし、燃料交換装置及び制御棒駆動装置は、大型かつ複雑な構成が採用されることが多く、これらの装置の故障の防止や保守点検などのコスト削減の観点から、これらの装置は、より小型かつ簡素な構成であることが望まれていた。このような要請に対し、燃料交換装置及び制御棒駆動装置が小型化かつ簡素化されて、よりシンプルな構成となった原子炉が、特許文献１に開示されている。
　また、近年、電力需要の増大とともに原子力発電の安全性確保の要請が高まっている。このような要請に対しては、例えば特許文献１に開示された原子炉のように構成を簡素化して動作信頼性を向上させる方法、原子炉に各種安全設備を多重に設ける方法、万が一の事故時の被害を抑えるために原子炉が保有する熱量を低減させる方法、などにより対応せざるを得ない。
特開平６－３３７２９７号公報
　しかしながら、特許文献１に記載の原子炉では、交換された使用済み燃料を外部に搬出する際に、原子炉容器の密閉性を保つことができない。また、燃料を保管するためのスペースを原子炉容器内部に別途設けて、使用済燃料と未使用燃料とを原子炉容器の内部において入れ替える構造を採用することも考えられるが、この場合、原子炉容器の内部に燃料を保管するためのスペースを設けなければならず、原子炉容器を大型化せざるを得ない。また、燃料交換及び制御棒駆動の際には、人的な操作ミスなどが生じる可能性もある。
　また、原子炉の安全性を確保するために原子炉に各種安全設備を多重に設ける場合、これらの設備の設置、運用、メンテナンスなどにコストが生じることとなる。さらに、原子炉が保有する熱量を低減させる場合、同時に原子炉の出力も低減することとなり、電力の需要に対して安定した供給が難しくなるといった問題がある。
　本発明では、上記した事情に鑑み、燃料交換装置及び制御棒駆動装置を不要とすることにより、より簡素な構成で安全な原子炉であって、低コストかつ高出力の原子炉を提供することを目的とする。
　上記目的を達成するために、請求項１に係る発明は、原子炉であって、金属燃料から形成されかつ断面の最大幅が１メートル（ｍ）以下の棒状の炉心と、炉心により加熱されて対流する冷却材と、炉心と冷却材とが収容される原子炉容器と、を有し、炉心は、原子炉容器内に複数設けられることを特徴とする。
　請求項２に係る発明は、請求項１に記載の構成に加えて、原子炉容器は円筒形状を有し、炉心は、原子炉容器の長手方向に沿って並列に、かつ原子炉容器の中心軸に対して対称に、配置されることを特徴とする原子炉である。
　請求項３に係る発明は、請求項１または請求項２に記載の構成に加えて、原子炉容器の中心軸に沿って配置される第１の炉心と、第１の炉心を囲みかつ第１の炉心を中心とする同心円周上に等間隔に配置された複数の第２の炉心と、を有することを特徴とする原子炉である。
　請求項４に係る発明は、請求項３に記載の構成に加えて、第１の炉心を中心とする同心円周上であって第２の炉心に挟まれた位置に、伝熱管が配置されることを特徴とする原子炉である。
　請求項５に係る発明は、請求項３または請求項４に記載の構成に加えて、第２の炉心の全てを囲みかつ第１の炉心を中心とする同心円周上に、等間隔に配置された複数の第３の炉心を備えることを特徴とする原子炉である。
　請求項６に係る発明は、請求項１～請求項５のいずれか１項に記載の構成に加えて、炉心の少なくても１つには、炉心を囲んで配置される筒状の劣化ウラン製のブランケットが設けられることを特徴とする原子炉である。
　請求項７に係る発明は、請求項１～請求項６のいずれか１項に記載の構成に加えて、炉心の少なくても１つは、金属燃料の全部または一部にバーナブルポイズンを含むことを特徴とする原子炉である。
　請求項１の発明によれば、燃料交換装置及び制御棒駆動装置といった可動部は、原子炉において設けられない。よって、原子炉の信頼性及び安全性を向上させることができるとともに、原子炉容器は簡素な構成となるため、原子炉容器の密閉性が保たれて、放射性物質を確実に封じ込めることができる。また、炉心は、金属燃料から形成されかつ断面の最大幅が１メートル以下の細身の棒状であることにより、炉心の安全性を確保することができる。さらに、このような炉心が原子炉容器内に複数設けられることにより、出力の高い原子炉を提供することができる。すなわち、この炉心が１本使用された場合、２１,５００キロワットの電気出力が可能であるが、本発明の原子炉は、この炉心を複数備えることにより、本発明の原子炉によれば、２１,５００キロワットに炉心の設置数を乗じた電気出力を期待できる。
　請求項２の発明によれば、原子炉容器内に炉心をバランスよく配置させることにより、冷却材の温度分布を均一化させて、冷却材の温度に極端なむらが生じることを抑制し、炉心と冷却材との伝熱効率を向上させることができる。また、円筒形状を備えた原子炉容器が用いられることにより、原子炉容器の構造の強度を向上させることができる。また、複数の炉心は、原子炉容器の長手方向に沿って並列に配置されることにより、原子炉容器の内側の側面と炉心との接触および炉心同士の干渉を回避して、炉心の安全性を維持することができる。さらに、原子炉容器は、重心が中心軸上に位置するため、原子炉容器は、原子炉格納容器などに安定した状態で支持固定されることが可能となる。
　請求項３の発明によれば、原子炉容器内部には、第１及び第２の炉心がバランスよく配置されることにより、炉心と冷却材との熱交換を効率よく行うことができる。特に、５つあるいは７つの炉心が設けられる場合、高い伝熱効率を得ることができる。
　請求項４の発明によれば、第２の炉心で生じた熱は、冷却材を介して伝熱管に伝熱されるが、伝熱管と第２の炉心との距離がほぼ均一化されることにより、冷却材の温度分布のむらの発生が抑制されて、伝熱効率を向上させることができる。
　請求項５の発明によれば、燃料交換装置及び制御棒駆動装置を設ける必要がないために、原子炉は小型かつ簡素な構成となるとともに、より一層高出力の原子炉を提供することができる。
　請求項６の発明によれば、炉心の核分裂により生じ、炉心の周囲に漏えいした中性子は、炉心の周囲に配置された劣化ウラン（ウラン２３８）に捕えられる。そのため、ウラン２３８をプルトニウム２３９に転換する効率を向上させることができる。
　請求項７の発明によれば、炉心の周囲に配置されかつ炉心の長手方向に沿って移動可能な環状の中性子反射体を設ける必要がない。よって、原子炉容器の構成をより簡素化することができる。
本発明の実施形態に係る原子炉の一例を示す概略構成図である。 図１に示す原子炉の原子炉容器の内部構成を示す概略平面断面図である。 本発明の実施形態に係る原子炉の炉心の一例を示し、（ａ）は平面図、（ｂ）は（ａ）のＡ－Ａ線に沿った断面図である。 図２に示す原子炉容器の内部構成の第１～第３変形例を示し、（ａ）～（ｃ）は、概略平面断面図である。
　以下、本発明の実施形態について図面を参照しながら説明する。ただし、本発明は以下説明する実施形態に限定されるものではない。また、図面においては、実施形態を説明するため、一部分を大きくまたは強調して記載するなど適宜縮尺を変更して表現した部分を含んでいる。なお、本明細書において、図面を参照した上下の向きの記載については、図面を図中の符号の向きに見た場合である。
　先ず、本発明の実施形態に係る原子炉１００の構成について説明する。原子炉１００は、原子力発電所に設置される。
　図１は、本発明の実施形態に係る原子炉１００を示す概略構成図である。原子炉１００は、原子力発電用の原子炉であり、図１に示すように、炉心１０と、熱交換器２０と、冷却材３０と、原子炉容器４０と、発電用タービン５０と、復水器６０と、ポンプ７０とを備えている。熱交換器２０は、伝熱管２１と、ヘッダー２２と、下部ヘッダー２３と、上側環状体２４と、下側環状体２５とを備えている。なお、上記の構成は実施形態の一例である。
　炉心１０と、伝熱管２１と、第１冷却材３０とは、原子炉容器４０に収容されている。熱交換器２０は、配管Ｐ１を介して発電用タービン５０と接続されている。発電用タービン５０は、配管Ｐ２を介して復水器６０と接続されている。復水器６０は、配管Ｐ３を介してポンプ７０と接続されている。ポンプ７０は、配管Ｐ４を介して熱交換器２０と接続されている。なお、熱交換器２０は、蒸気発生器である。
　図２は、原子炉１００の原子炉容器４０の内部構成を示す概略平面断面図である。原子炉容器４０は、図２に示すように、円筒形状を有している。原子炉容器４０の内部には、１本の第１の炉心（炉心）１０ａと、４本の第２の炉心（炉心）１０ｂと、が設けられている。
　第１の炉心１０ａは、原子炉容器４０の中心軸に沿って配置されている。第２の炉心１０ｂは、原子炉容器４０の中心軸に対して平行に、かつ第１の炉心１０ａと並列に、配置されている。また、第２の炉心１０ｂは、第１の炉心１０ａを囲みかつ第１の炉心１０ａを中心とする円周Ｓ１上に等間隔に配置されている。また、炉心１０ａ、１０ｂの配置は、原子炉容器４０の中心Ｏ１を通る中心軸に対して対称である。
　このように、炉心１０ａ、１０ｂは、原子炉容器４０内に、計５本配置されることとなるため、それぞれの炉心１０ａ、１０ｂが、後述するように極細身かつ低出力の構成であっても、原子炉１００全体の出力は十分に確保される。例えば、１本の炉心１０ａ、１０ｂの出力が、約２万キロワットの場合、計５本の炉心１０ａ、１０ｂを備えることにより、約１０万キロワットの電気出力を実現することができる。
　また、炉心１０ａ、１０ｂは、原子炉容器４０内にバランスよく配置されることにより、冷却材３０の温度分布にむらが生じることを抑制し、炉心１０ａ、１０ｂと冷却材３０との伝熱効率を向上させることができる。また、原子炉容器４０は、円筒形状を有することにより、原子炉容器４０の構造上の強度を向上させることができる。さらに、炉心１０ａ、１０ｂが設けられた原子炉容器４０の重心は、原子炉容器４０の中心軸上に位置する。そのため、原子炉容器４０は、原子炉格納容器などに安定した状態で支持固定される。
　炉心１０ａ、１０ｂは、全て同一の構成となっている。よって、炉心１０ａ、１０ｂの構成については、炉心１０ａを例に取り、図３を用いて以下に説明する。なお、炉心１０ａ、１０ｂは、一部または全部が異なる構成であってもよい。なお、炉心１０ａ、１０ｂは、上記した構成で配置されることに限定されず、例えば、炉心１０ａ、１０ｂは、原子炉容器４０の長手方向の軸に対して傾斜するように配置されてもよい。また、炉心１０ａ、１０ｂの配置は、原子炉容器４０の中心Ｏ１を通る中心軸に対して対称でなくてもよい。上記した炉心１０ａ、１０ｂの構成は、後述する変形例においても同様である。
　図３は、原子炉１００の炉心１０の一例として、炉心１０ａについて示し、図３の（ａ）は平面図、図３の（ｂ）は図３の（ａ）のＡ－Ａ線に沿った断面図である。炉心１０ａは、図３に示すように、略円柱形状を有している。炉心１０ａの断面の最大幅は、１メートル以下に設定される。ここで、断面の最大幅とは、炉心１０ａの軸方向に直交する方向に沿った断面の外郭線上の２点間の距離の最大値をいう。本実施形態では、炉心１０ａの断面の最大幅は直径Ｄとなり、直径Ｄは１メートル以下に設定される。本実施形態の直径Ｄは、例えば０．８５メートルである。炉心１０ａの長手方向の長さ（略円柱の高さ）は、任意に設定が可能である。本実施形態の炉心１０ａの長手方向の長さは、例えば１．５メートルである。なお、炉心１０ａは、略円柱形状に代えて、多角柱形状など、他の棒状の形状であってもよい。
　このように、炉心１０ａは、直径Ｄ（断面の最大幅）が１メートル以内の超細身の構成であることにより、炉心１０ａの温度が上がると後述する燃料の密度が急激に下がるため、中性子が炉心１０ａの外部に漏れ出しやすくなって炉心内の中性子が減少する。そのため、故障や事故によって炉心１０ａの温度が上昇した場合であっても、炉心１０ａの核分裂連鎖反応が継続不能となるため、原子炉１００の運転は必然的に停止される。このように、炉心１０ａの構成によれば、炉心１０ａの温度制御を誤ったり、制御不能となった場合であっても安全である。
　また、炉心１０ａは、後述するように金属材料により形成されることに加えて、直径Ｄ（断面の最大幅）が１メートル以内の超細身の構成であることにより、冷却材３０の温度によって、炉心１０ａの核分裂反応の量の調整が可能となる。また、これにより電気需要の変化に追従する負荷追従型の原子炉１００が形成される。すなわち、発電機（不図示）側で電気の需要が増大すると、炉心１０ａにおいて生じた熱エネルギーは、冷却材３０を介して、直ちに発電用タービン５０の回転に使用されるため、冷却材３０の温度は低下する。これにより、金属材料であって熱伝導特性を有する炉心１０ａ、及び冷却材３０の密度は急激に上昇する。このように炉心１０ａ及び冷却材３０の密度が上昇すると、中性子の衝突が増えることとなり、炉心１０ａ外部への中性子の漏えいが減少する。そのため、炉心１０ａの中性子数が増大して、核分裂が盛んになる。その結果、原子炉１００の出力が増える。反対に、発電機（不図示）側で電気の需要が減少すると、上記とは逆に、原子炉１００の出力が減る。このように、原子炉１００は、電気需要の変化に対して追従性を備えた構成となっている。よって、原子炉１００においては、制御棒、制御棒駆動装置、及び制御棒駆動装置を操作する人員は不要となる。
　炉心１０ａは、例えば、不図示の六角柱形状に形成された燃料集合体が、多数束ねられて構成される。炉心１０ａは、金属燃料から形成されている。また、炉心１０ａは、図３（ｂ）に示すように、炉心１０ａの上側の金属燃料上部（金属燃料）１ａと、下側の金属燃料下部（金属燃料）１ｂとから構成されている。金属燃料上部１ａと金属燃料下部１ｂとは一体的に形成されている。
　金属燃料下部１ｂは、例えば、ウラン（Ｕ）２３５とプルトニウム（Ｐｕ）２３９のいずれかが２０％、ジルコニウム（Ｚｒ）が１０％、ウラン２３８が７０％の構成の合金である。また、金属燃料上部１ａは、例えば、金属燃料下部１ｂの構成に加えて、バーナブルポイズン（可燃性毒物）が含まれた合金である。
　バーナブルポイズンとしては、ガドリニウム（Ｇｄ）やボロン（Ｂ１０）などが用いられる。バーナブルポイズンは、例えば、金属燃料上部１ａの材料に混入されるが、バーナブルポイズンを主として含んだ構成の燃料集合体（ピン）が形成されて、燃料集合体の束に混在させてもよい。
　炉心１０ａは、上記した金属燃料１ａ、１ｂから形成されることにより、熱伝導性が向上し、炉心１０ａの保有熱量が減少する。金属燃料は、従来のセラミック燃料に比べて、熱伝導率が約１０倍高い。よって、特に高出力運転時において、熱により炉心１０ａが膨張及び収縮することに起因する炉心１０ａの破損を防止して、炉心１０ａの耐久性を向上させることができる。これにより、炉心１０ａの長期的使用が可能となり、従来の原子炉において行われていた数年ごとの炉心（燃料）の交換は不要となる。したがって、原子炉１００においては、燃料交換装置は不要となる。また、炉心１０ａが保有する熱量は従来のセラミック燃料の１０分の１程度である。よって、万が一電源喪失事故などにより原子炉１００の運転が停止し、除熱機能が喪失した場合であっても、炉心１０ａから溢れ出る熱量は、従来に比べて１０分の１程度に抑えられる。
　また、炉心１０ａは、上記した金属燃料から形成されることにより、炉心１０ａの温度が上昇して１０００℃程度に達すると、急激に軟質化する。また、炉心１０ａに含まれる気体状の核分裂生成物は、気化することにより急激に膨張する。そのため、炉心１０ａは、密度が急激に減少し、約１１００℃に達すると、炉心１０ａは泡体となり、核分裂反応は継続不可能となる。このように、原子炉１００の故障や事故などにより、炉心１０ａの温度が急激に上昇した場合であっても、安全性が確保される。
　また、炉心１０ａの一部にバーナブルポイズンが含まれることにより、炉心１０ａは、燃焼（核分裂）により中性子の吸収能力が低下し、燃料の燃焼に伴う反応度低下の抑制または反応度の増加も期待される。そのため、炉心１０ａは、数十年に亘る長期耐用が可能となっている。また、このようなバーナブルポイズンが含まれた炉心１０ａでは、後述するように、中性子反射体１３を炉心１０ａの長手方向に沿ってスライドさせる必要がないため、原子炉１００において、中性子反射体１３の駆動機構を備える必要がなく、原子炉１００の構成を簡素化することができる。
　なお、炉心１０ａは、金属燃料上部１ａと金属燃料下部１ｂとから形成されることに限定されず、金属燃料上部１ａ及び金属燃料下部１ｂの一方が設けられない構成であってもよい。すなわち、炉心１０ａは、金属燃料上部１ａのみから形成されてもよい。この場合、炉心１０ａは全体的にバーナブルポイズンが含まれて形成される。また、炉心１０ａは、金属燃料上部１ｂのみから形成されてもよい。この場合、炉心１０ａはバーナブルポイズンが全く含まれずに形成される。炉心１０ａにバーナブルポイズンが全く含まれない場合、中性子反射体１３を下方から上方にゆっくりスライドさせることで、炉心１０ａの燃焼を長期に亘って継続させることができる。また、金属燃料上部１ａおよび金属燃料下部１ｂは、上下が逆に配置されてもよい。また、金属燃料上部１ａ及び金属燃料下部１ｂを構成する金属の種類及び配分は、上記した構成に限定されない。
　炉心１０ａの周囲には、円筒状のブランケット１２が設けられている。ブランケット１２は、図３に示すように、厚さＷが例えば５センチメートルの筒状に形成されている。また、ブランケット１２の長手方向の長さは、炉心１０ａの長手方向の長さ（略円柱の高さ）と同じ長さに設定されている。また、ブランケット１２は、炉心１０ａを周方向から囲みかつ炉心１０ａの表面から２～３センチメートル離間して配置されている。ブランケット１２は、劣化ウラン（ウラン２３８）から形成される。なお、原子炉１００の全ての炉心１０ａ、１０ｂに対してこのようなブランケット１２を設けるかは任意であり、ブランケット１２は、一部の炉心１０ａ、１０ｂにのみ設けられてもよい。後述する変形例についても同様である。
　ブランケット１２は、上記した構成に限定されない。例えば、ブランケット１２は、炉心１０ａの下端部が収容される有底筒状に形成されてもよい。また、ブランケット１２の長手方向の距離は、炉心１０ａの高さと異なってもよい。また、ブランケット１２の厚さＷ及び炉心１０ａからの距離Ｌは任意に設定可能である。また、ブランケット１２は、炉心１０ａの周面に対して隙間なく密着された状態となるように、炉心１０ａと一体的に形成されてもよい。
　炉心１０ａにこのようなブランケット１２が設けられることにより、炉心１０ａの核分裂により生じ、周囲に漏えいする中性子は、ブランケット１２に捕えられる。そのため、劣化ウランを、プルトニウム２３９に転換する効率を向上させることができる。
　炉心１０ａ及びブランケット１２の外周方向には、中性子反射体１３が配置されている。この中性子反射体１３は、炉心１０ａから漏えいした中性子を反射して、炉心１０ａの核分裂の連鎖反応を維持させるために設けられる。中性子反射体１３は、図３に示すように、断面が略矩形状、かつ環状に形成されている。中性子反射体１３は、炉心１０ａ及びブランケット１２の下部を囲むように配置されかつ固定されている。
　本発明の原子炉１００は、後述するように、制御棒は設けられなくてもよい。しかし、原子炉１００の安全性を確保するために、炉心１０ａ、１０ｂの一部あるいは全てに、核分裂の最終停止用の制御棒が設けられてもよい。制御棒は、例えば、炉心１０ａ、１０ｂごとに１本が設けられるが、１本に限定されず複数本が設けられてもよい。
　図３の（ｂ）には、炉心１０ａにこのような制御棒１５が設けられた状態を示している。この場合、炉心１０ａの中心部には、炉心１０ａを上下方向に貫通しかつ制御棒１５が挿脱可能な孔１１が設けられる。制御棒１５は、原子炉１００の運転時の炉心１０ａの温度制御を目的としては用いられず、原子炉１００が最終停止される際にのみ稼働する。制御棒１５の駆動は、制御棒１５に接続された制御棒駆動機構１６により行われる。制御棒１５は、制御棒駆動機構１６により、図３の（ｂ）の矢印方向に、孔１１に挿入可能となっている。制御棒１５が孔１１に挿入されると、炉心１０ａの中性子は制御棒１５に吸収されて、炉心１０ａの核分裂は継続不能となり、原子炉１００の運転が確実に停止される。なお、制御棒１５は、孔１１の下部から挿入されることに限定されず、上部から挿入されてもよい。また、孔１１は、炉心１０ａの中心部ではなく周辺部に設けられてもよい。また、孔１１は貫通孔ではなく有底であってもよい。
　図２に戻り、伝熱管２１は、第１の炉心１０ａを中心とする同心円周上であって第２の炉心１０ｂに挟まれた位置に、４本が配置されている。これら４本の伝熱管２１は、原子炉容器４０の長手方向に沿って並列に配置されている。また、これらの伝熱管２１は、互いに等間隔に配置されている。伝熱管２１は、全て同一の構成となっており、断面が略矩形状を有している。
　なお、伝熱管２１は、上記した構成であることに限定されない。これらの伝熱管２１の一部または全部は設けられなくてもよい。また、これらの伝熱管２１の一部または全部が異なる構成であってもよい。また、伝熱管２１の断面形状は、例えば円形状、楕円形状、多角形状など、種々の形状であってよい。また、伝熱管２１は、原子炉容器４０の長手方向に対して斜めの方向に沿って配管されてもよい。また、伝熱管２１は、ストレート管に限定されず、例えば、原子炉容器４０の長手方向に、螺旋状や湾曲した形状を有する配管など、種々の配管が採用可能である。この場合、ストレート管に比べて配管距離が長くなるため、伝熱管２１と冷却材３０との接触面積が増えることにより、伝熱効率を向上させることができる。また、伝熱管２１は、第１の炉心１０ａを中心とする同心円周上にない位置や、第２の炉心１０ｂに挟まれない位置に設けられてもよい。なお、後述する変形例についても同様であって、伝熱管２１を設けるか否かは任意であり、伝熱管２１としては種々の構成が適用可能である。
　伝熱管２１は、図１に示すように、上端部及び下端部は、それぞれ熱交換器２０の上部ヘッダー２２と下部ヘッダー２３に連結されている。上部ヘッダー２２は、原子炉容器４０の外周面に取り付けられた上側環状体２４に接続されている。下部ヘッダー２３は、原子炉容器４０の外周面に取り付けられた下側環状体２５に接続されている。上側環状体２４と下側環状体２５は、それぞれ配管Ｐ１及びＰ４に接続されている。
　原子炉１００は、冷却系と水・蒸気系とを有している。冷却系は、冷却材３０を備える。冷却材３０は、対流により原子炉容器内を循環する。冷却材３０には、液体ナトリウムが用いられる。冷却材３０に液体ナトリウムが用いられることにより、原子炉１００の電源喪失時などにより、炉心１０ａ、１０ｂの温度が上昇した場合であっても、冷却材３０が気化して、炉心１０ａ、１０ｂが露出することがない。また、原子炉容器４０内の圧力が上昇した場合であっても、これによる原子炉容器４０の破損は生じない。さらに、冷却材３０は、自然循環及び周囲の空気への放熱により十分な冷却が可能となる。なお、冷却材３０としては、液体ナトリウムに代えて、液体の鉛－ビスマス合金や液体カリウムなどの液体金属、軽水、重水などの液体、あるいはヘリウムガスや炭酸ガスなどの気体であってもよい。水・蒸気系は、流体（水・蒸気）８０を備え、流体８０は、熱交換器２０、配管Ｐ１、発電用タービン５０、配管Ｐ２、復水器６０、配管Ｐ３、ポンプ７０、配管Ｐ４を、この順で循環する。
　次に、原子炉１００の動作について説明する。
　炉心１０ａ、１０ｂの金属燃料中のウラン２３５あるいはプルトニウム２３９に中性子が衝突すると、燃焼（核分裂）して、炉心１０ａ、１０ｂは発熱する。その際、中性子は、炉心１０ａ、１０ｂの外部に漏えいするが、炉心１０ａ、１０ｂの下部（金属燃料下部１ｂ）では、中性子反射体１３が設けられているため核分裂は維持される。炉心１０ａ、１０ｂの下部の燃焼が進むと、次いで炉心１０ａ、１０ｂの上部（金属燃料上部１ａ）が燃焼する。そのため、炉心１０ａ、１０ｂの燃焼は、長期的に維持される。したがって、原子炉１００においては、炉心１０ａ、１０ｂを長期的に燃焼させるための手段を別途設ける必要はなく、例えば、炉心１０ａ、１０ｂの燃焼部分を除々にずらすために、中性子反射体１３を炉心１０ａの長手方向に沿ってスライドさせる手段を設ける必要がない。
　次いで、冷却系の冷却材３０は、炉心１０ａ、１０ｂから熱を受け取る。その際、原子炉容器４０内における冷却材３０の自然対流により、炉心１０ａ、１０ｂの熱は、冷却材３０及び伝熱管２１を介して、水・蒸気系の流体８０に伝熱される。なお、原子炉容器４０内に冷却材３０を循環させるためのポンプを設けて、冷却材３０を強制対流させてもよい。この場合、上記の伝熱の効率を向上させることができる。
　水・蒸気系の流体８０（水）は、受け取った熱により、熱交換器２０において蒸気となる。この蒸気は、配管Ｐ１を通り、発電用タービン５０を回すことにより、発電が行われる。
　以上説明したように、原子炉１００によれば、燃料交換装置及び制御棒駆動装置は設けられていない。よって、全体が小型かつ簡素な構成となる。また、燃料交換装置及び制御棒駆動装置を運転する人員の配置が不要となる。そのため、原子炉容器の密閉性を保ち、放射性物質を確実に封じ込めることが可能になるとともに、燃料交換装置及び制御棒駆動装置の故障や、これらの操作などに係るヒューマンエラー事故を防止し、より安全な原子炉を提供することができる。
　また、原子炉１００によれば、細身の構成でありかつ複数の炉心１０ａ、１０ｂが用いられることにより、上記したように安全性が確保され、かつ出力の高い原子炉を提供することができる。また、炉心１０ａ、１０ｂは、原子炉容器４０内にバランスよく配置されていることにより、冷却材３０の温度分布を均一化して、原子炉容器４０内の冷却材３０の温度に極端なむらが生じることを抑制し、炉心１０ａ、１０ｂと冷却材３０との伝熱効率を向上させることができる。
　また、原子炉１００によれば、原子炉容器４０は円筒形状を有しており、原子炉容器の構造上の強度を向上させることができる。また、複数の炉心１０ａ、１０ｂは、原子炉容器４０の長手方向に沿って並列に配置されることにより、原子炉容器４０の内側の側面と炉心１０ａ、１０ｂとの接触および炉心１０ａ、１０ｂ同士の干渉が回避されて、炉心１０ａ、１０ｂの安全性が維持される。さらに、複数の炉心１０ａ、１０ｂが設けられた原子炉容器４０は、その重心が原子炉容器４０中心軸上に位置することとなる。よって、原子炉容器４０は、原子炉格納容器などに安定した状態で支持固定され、十分な構造的強度を備える原子炉を提供することができる。
　また、原子炉１００によれば、上記したように安全性を備えることから、その設置場所は、特に制限されることがない。よって、例えば、電力需要の高い地域に原子炉１００が設置されてもよく、この場合、当該地域が原子炉から遠方にある場合には、送電するための長距離に亘る送電線網が不要となる。また、原子炉１００は、負荷追従性を備えることにより、炉心１０の制御は不要であるため、炉心１０の制御のための電力も不要となる。すなわち、原子炉１００が発電に用いられた場合、原子炉１００は、単独電源となる。よって、現在電源設備や送電線が未整備の地域に原子炉１００が設置されてもよく、この場合、このような地域の住人に対して、電力を容易に供給することが可能となる。
　続いて、上記した実施形態に係る原子炉１００の原子炉容器４０、炉心１０、及び伝熱管２１の構成の変形例について説明する。
　図４の（ａ）～（ｂ）は、それぞれ第１～第３変形例の概略平面断面図である。なお、以下の説明においては、上記した実施形態と同一または同等の構成部分については同一符号を付けて説明を省略または簡略化する。
　第１変形例は、図４（ａ）に示すように、原子炉容器１４０は、円筒形状を有している。原子炉容器１４０の内部には、１本の第１の炉心１０ａと、６本の第２の炉心１０ｂとが設けられている。
　第１の炉心１０ａは、原子炉容器４０の中心Ｏ２を通る中心軸に沿って配置されている。第２の炉心１０ｂは、原子炉容器１４０の中心軸に対して平行に、かつ第１の炉心１０ａと並列に、配置されている。また、第２の炉心１０ｂは、第１の炉心１０ａを囲みかつ第１の炉心１０ａを中心とする円周Ｓ２上に等間隔に配置されている。また、炉心１０ａ、１０ｂの配置は、原子炉容器１４０の中心Ｏ２を通る中心軸に対して対称である。
　このように、炉心１０ａ、１０ｂは、原子炉容器４０内に、計７本が配置されることとなるため、それぞれの炉心１０ａ、１０ｂが、後述するような極細身の構成であっても、原子炉１００の十分な出力が確保される。例えば、１本の炉心１０ａ、１０ｂの出力が、２１，５００キロワットの場合、原子炉１００は、計７本の炉心１０ａ、１０ｂを備えることにより、約１５万キロワットの出力を実現することができる。
　第２変形例は、図４（ｂ）に示すように、原子炉容器２４０は、原子炉容器４０、１４０よりもやや小さい円筒形状を有している。原子炉容器２４０の内部には、第２の炉心１０ｂが３本設けられている。
　炉心１０ｂは、原子炉容器の中心Ｏ３を中心とする円周Ｓ３上に等間隔に配置されている。また、原子炉容器２４０の長手方向に沿って並列に、かつ、原子炉容器２４０の中心Ｏ３を通る中心軸に対して対称に、配置されている。また、炉心１０ｂの間には、伝熱管２１が配置されている。
　このように、第２変形例によれば、炉心１０ａを備えない構成となっており、原子炉容器２４０、ひいては原子炉格納容器を、よりコンパクトな構造とすることができる。よって、狭い敷地であっても設置が可能になるとともに、原子炉容器４０は、溶接部分を減らして製造が可能となるため、原子炉容器４０の構造上の強度を向上させることができる。また、原子炉容器２４０内に、第２の炉心１０ｂがバランス良く配置されているため、上記した実施形態と同様の効果を得ることができる。
　第３変形例は、図４（ｃ）に示すように、原子炉容器４０に比べて径の大きな円筒形状を有する原子炉容器３４０を有している。原子炉容器３４０には、第１の炉心１０ａと、４本の第２の炉心１０ｂと、８本の第３の炉心１０ｃと、を備えている。
　第１の炉心１０ａは、原子炉容器３４０の中心Ｏ４を通る中心軸に沿って配置されている。第２の炉心１０ｂは、原子炉容器３４０の中心軸に対して平行に、かつ第１の炉心１０ａと並列に、配置されている。また、第２の炉心１０ｂは、第１の炉心１０ａを囲みかつ第１の炉心１０ａを中心とする円周Ｓ４上に等間隔に配置されている。第３の炉心１０ｃは、第２の炉心１０ｂの全てを囲みかつ第１の炉心１０ａを中心とする円周上Ｏ４に、等間隔に配置されている。また、原子炉容器３４０の中心軸に対して平行に、かつ炉心１０ａ、１０ｂと並列に配置されている。また、炉心１０ａ、１０ｂ、１０ｃの配置は、原子炉容器３４０の中心Ｏ４を通る中心軸に対して対称である。第３の炉心１０ｃは、第１及び第２の炉心１０ａ、１０ｂと同一構成である。また、第３の炉心１０ｃの全ては、同一の構成となっている。第３の炉心１０ｃの間には、伝熱管２１が配置されている。
　なお、原子炉容器３４０内の第１、第２、及び第３の炉心１０ａ、１０ｂ、１０ｃの設置数は、それぞれ上記した数に限定されない。また、炉心１０ａ、１０ｂ、１０ｃは、それぞれ一部または全てが異なる構成であってもよい。
　このように、第３変形例の構成によれば、上記した実施形態に係る原子炉１０ａ、１０ｂの構成を具備しかつその効果を有することに加えて、第３の炉心１０ｃを備えることにより、さらに高出力の原子炉を構成することができる。なお、第３変形例の構成に加えて、第１～第３の炉心１０ａ等を囲む同心円上に均等間隔で配置された複数の第４の炉心（不図示）が設けられてもよい。
　第１～第３変形例に係る原子炉の動作については、上記した実施形態の動作とほぼ同様である。
　以上、実施形態及び変形例について説明したが、本発明は、上述した説明に限定されるものではなく、本発明の要旨を逸脱しない範囲において種々の変更が可能である。
　例えば、本発明の原子炉の構成は、上記実施形態及び変形例の一部の構成を組み合わせたものでもよい。また、原子炉容器４０等は、円筒形状を有しない構造であってもよく、例えば多角形の筒形状を有する構造であってもよい。また、熱交換器２０は、蒸気発生器に限定されない。例えば液体ナトリウムからなる第２の冷却材を備えた第２の冷却系（不図示）を設け、熱交換器２０において冷却材３０と第２の冷却材との熱交換を行うようにしてもよい。この場合、第２の冷却系の一部には蒸気発生器が設けられ、この蒸気発生器を介して、第２の冷却材と、水・蒸気系の流体８０との熱交換が行われる。また、原子炉１００は、原子力発電所に設置されるのみならず、大型の軍用艦艇などに搭載されてもよい。
　以上、本発明によれば、上述したように、負荷追従性の特性を維持しつつ、現在送電線が未整備の国や地域における適切な電力を出力する原子炉を提供することができる。よって、例えば発展途上の国や地域などに、原子炉を容易に設置することができるとともに、安全かつ低コストで容易に電力を供給することが可能となり、その結果、これらの国や地域における電力のニーズに応えることできる。
　Ｄ…直径（最大幅）
　Ｏ１、Ｏ２、Ｏ３、Ｏ４…中心（中心軸）
　１ａ…金属燃料上部（金属燃料）
　１ｂ…金属燃料下部（金属燃料）
　１０…炉心
　１０ａ…第１の炉心（炉心）
　１０ｂ…第２の炉心（炉心）
　１０ｃ…第３の炉心（炉心）
　１２…ブランケット
　２１…伝熱管
　３０…冷却材
　４０、１４０、２４０、３４０…原子炉容器
　１００…原子炉　

 

Claims (7)

  1. 　金属燃料から形成されかつ断面の最大幅が１メートル以下の棒状の炉心と、
    　前記炉心により加熱されて対流する冷却材と、
    　前記炉心と前記冷却材とが収容される原子炉容器と、
    　を有し、
    　前記炉心は、前記原子炉容器内に複数設けられることを特徴とする原子炉。
  2. 　前記原子炉容器は円筒形状を有し、
    　前記炉心は、前記原子炉容器の長手方向に沿って並列に、かつ前記原子炉容器の中心軸に対して対称に、配置されることを特徴とする請求項１に記載の原子炉。
  3. 　前記原子炉容器の中心軸に沿って配置される第１の炉心と、前記第１の炉心を囲みかつ前記第１の炉心を中心とする同心円周上に等間隔に配置された複数の第２の炉心と、を有することを特徴とする請求項１または請求項２に記載の原子炉。
  4. 　前記第１の炉心を中心とする同心円周上であって前記第２の炉心に挟まれた位置に、伝熱管が配置されることを特徴とする請求項３に記載の原子炉。
  5. 　前記第２の炉心の全てを囲みかつ前記第１の炉心を中心とする同心円周上に、等間隔に配置された複数の第３の炉心を備えることを特徴とする請求項３または請求項４に記載の原子炉。
  6. 　請求項１～請求項５のいずれか１項に記載の原子炉であって、
    　前記炉心の少なくても１つには、前記炉心を囲んで配置される筒状の劣化ウラン製のブランケットが設けられることを特徴とする原子炉。
  7. 　前記炉心の少なくても１つは、前記金属燃料の全部または一部にバーナブルポイズンを含むことを特徴とする請求項１～請求項６のいずれか１項に記載の原子炉。
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