説明

空気侵入を防止する対向拡散機構を有する高温原子炉システム

【課題】
原子炉の安全上の重要な問題として、自然循環により大量の空気が破断した一次系配管から原子炉内に浸入する場合の燃料と炉心の黒鉛酸化の問題である。
【解決手段】
流入流路及び流出流路を構成する配管破断事故の際に、原子炉内での侵入空気の自然循環を防ぐために、持続する対向拡散機構から空気より軽い気体を炉心頂部に連続して供給することにより、原子炉内での空気の自然循環流を防止する高温原子炉システムに関するものである。

【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【0001】
本発明は、流入流路及び流出流路を構成する配管破断事故の際に、原子炉内での侵入空気の自然循環を防ぐために、持続する対向拡散機構から空気より軽い気体を炉心頂部に連続して供給することにより、原子炉内での空気の自然循環流を防止する高温原子炉システムに関するものである。
【0002】
上記持続する対向拡散機構(a sustained counter air diffusion mechanism:SCAD機構)は、破断口から分子拡散により浸入する空気と流れ方向が対向する形で、炉内上部から空気より軽い気体を拡散させ続ける機構である。
【0003】
主配管配管破断事故において、原子炉に空気の自然循環を防ぐため、本発明において、持続する対向拡散機構を利用する高温原子炉システムが明らかにされた。炉心構造、燃料形式などに関する適切な設計の高温原子炉は、SCAD機構が空気より軽い気体の連続供給を炉心頂部に提供し、対向拡散と対流が自然循環の発生なしに、着目する原子炉冷却材流路で維持できる定常状態の流量で供給される。
【背景技術】
【0004】
現在、高温原子炉技術の研究開発は世界中で強い関心が持たれている。この原子炉は、高温で高効率エネルギー生産の可能性と高い原子炉安全性を有する魅力的な原子力のオプションになり得ると考えられる。
【0005】
原子炉技術においては、被覆粒子燃料と鋼製圧力容器内に黒鉛減速炉心が収められた一般的な設計上の特徴に基づく原子炉システムである。加圧された気体、通常はヘリウムガス、が原子炉冷却材として使用される。原子炉圧力容器はエネルギー施設と接続された冷却材ダクトを有する。原子炉システムは通常地下に位置する通気された閉じ込め構造に収容される。
【0006】
原子炉の安全性向上の目的は、設計基準事象である大口径冷却材ダクトの破断が考えられる。冷却材喪失事象においては、原子炉核分裂反応は、反応度に対する固有の負の温度係数によって終了し、崩壊熱は原子炉圧力容器外部の原子炉冷却システムへの熱伝導と熱放射により除熱される。燃料と炉心は何カ月もの長期間において許容安全設計温度以下に維持される。しかしながら、安全上の重要な問題として、自然循環により大量の空気が破断した一次系配管から原子炉内に浸入する場合の燃料と炉心の黒鉛酸化の問題が残っている。
【0007】
配管破断直後、原子炉冷却材気体は、破断口を通して噴出し、原子炉一次系は原子炉閉じ込め建屋内の大気圧力程度まで急速に減圧する。原子炉への空気浸入は、2つの連続した事象が続くことになる。
【0008】
第1段階では、閉じ込め建屋内の空気は分子拡散と自然対流により、ゆっくり原子炉システムに浸入する。第2段階では、混合気体は、密度差、すなわち、浮力が原子炉システム中でガスの自然循環を開始するほど増大するまで、原子炉システム流路を通して密度の不均衡を形成する。空気は、燃料と黒鉛炉心構造の厳しい黒鉛酸化と、その結果、燃料の健全性を損なう可能性をもたらすほど大流量の自然循環流によって原子炉に浸入する。後者は重要な安全性への影響がある。
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【0009】
これまでに、幾つかの技術が、高温原子炉への空気浸入を緩和するために提案された。既存の方法の1つは、漏れのない高圧の原子炉格納建屋を通気された低圧閉じ込め建屋の代わりとして提案された(非特許文献1)。原子炉破断口から浸入する可能性のある空気量は、格納容器の容積に存在する全空気量に制限される。格納容器構造は、建設費が高く、高温原子炉においては、追加の安全対策が生じる。
【0010】
代替法として、許容できる空気漏れ量に制限した通気された閉じ込め建屋が提案されている。空気漏れ量を制限するために二重閉じ込め構造概念が提案された(非特許文献2)。外側の構造は自然に外側周囲から循環する大部分の空気を閉じ込めるように設計され、その結果、原子炉を収容する内部構造へ浸入する可能性のある空気量を制限する。
【0011】
さらに、他の代替法として、気体の密度が最も大きい原子炉下部領域の低温流路へのヘリウムガス注入が提案された(特許文献1;非特許文献3)。原子炉内で自然循環流の駆動力である浮力の増大が防止されるように、ヘリウムガスを注入して低温流路の重い混合気体と置き換えるものである。
【特許文献1】特開2002−131460号公報
【非特許文献1】Saito, S., Tanaka, T., et al., 1994. Design of High Temperature Engineering Test Reactor (HTTR), JAERI 1332, Japan Atomic Energy Research Institute.
【非特許文献2】Katanishi, S. and Kunitomi, K., 2003. Safety Design Philosophy of Gas Turbine High Temperature Reactor (GTHTR300), Transaction of Atomic Energy Society of Japan, Vol. 2, No. 1, pp. 55-67.
【非特許文献3】Takeda, T. and Hishida, M., 2000. Study on the passive safe technology for the prevention of air ingress during the primary-pipe rupture accident of HTGR," J. of Nuclear Engineering and Design 200, pp. 251-259.
【課題を解決するための手段】
【0012】
本発明は、高温原子炉を包括する原子炉システムと持続するSCAD機構を提供することによって、空気浸入防止に関する安全性と実用性の問題を解決するものである。SCAD機構は、対向拡散と対象とする全ての原子炉流路で自然循環流が発達せずに安定した対流状態が持続する程度の速度で、炉心上部に空気より軽い気体を連続して供給することによって、原子炉内の空気の自然循環流を防止するものである。即ち、原子炉の配管が破断したような場合には、破断口から空気が侵入する可能性がある。このとき、原子炉を一巡するような自然循環流の発生により、大量の空気が侵入する。ただし、破断後の初期段階は、主として分子拡散により空気が侵入する期間が存在する。したがって、破断後、直ちに、分子拡散により破断口から侵入する空気と同程度の量の空気より軽い気体(例えば、ヘリウム)を炉心上部から供給すれば、大量の空気が侵入する自然循環流の発生を防止することができる。
【0013】
SCAD機構は、原子炉の主配管破断事故における重大な空気浸入を防ぐために、経済的で信頼できる解決法を提供する。本発明は、安全性と経済性において高温原子炉技術における最先端技術に関して、重要な前進と、現在、及び、将来の利用系の技術見通しを高めるものである。
【0014】
エネルギー生産設備の熱源である原子炉は、どのような炉心形状や出力、あるいは燃料設計であっても制限されない。また、エネルギー生産における効率的な熱利用を実施するために施設調和のためのどんな選択にも制限されない。冷却材、望ましくは、ヘリウムガスであるが、他の代替気体あるいは混合ガスを含んでもよく、炉心で核分裂から放出された熱によって適切な高温まで加熱されて、熱利用施設までダクトを通して輸送される。原子炉は鋼製圧力容器に格納されている。
【0015】
原子炉はSCAD機構を備えており、主に気体貯蔵容器、原子炉内部への貯蔵容器からの気体放出のための配管、及び、流量調整装置から構成する。ガス貯蔵容器は、望ましくは、保守作業の実施を簡単にするため、原子炉一次系の外側に位置した圧縮気体タンクである。この場合、配管は、原子炉内部に外部の気体貯蔵容器を接続するために使用される。効果的な対向拡散のため、気体は容器から炉心頂部近くの領域へ連続的に放出される。流量調整装置は、固定あるいは寸法が可変のオリフィス、能動的あるいは受動的調節バルブ、またはそれらの組み合わせとなる。
【0016】
本発明の代替の具体案は、原子炉と施設間の冷却材輸送のための様々なダクト構造的配置を原子炉に適用するというものである。様々なダクト構成が、炉心、圧力容器、および施設配置のために特別に焦点をあてた設計目標を容易にするために必要とされる。本発明の他の代替具体案では、SCAD機構は、他機器の据付と性能目標において、接続配管の短縮とよりコンパクトな据付を達成するために原子炉システムの内部に設けられる。
【発明の効果】
【0017】
従来、幾つかのオリジナルな原子炉システム構成が明らかにされた。明らかにされた代替システム構成に関する例として、本発明は、SCAD機構が原子炉圧力容器の内側か外側のどちらかに配置される。内側設置はコンパクトな設置を実現するが、外側設置はSCAD機構への保守作業を簡素化する。明らかにされた設計技術は、重要な利益を最新の高温原子炉技術に対して安全と経済性において提供し、現在、及び、将来の利用系のための技術の見通しを高めるものである。
【0018】
本願発明者が本願前に出願した上記特許文献1においても、原子炉内での空気の自然循環流を防止する高温原子炉システムが開示されているが、このシステムでは、冷却材側流路からヘリウムガスを注入して空気が原子炉の圧力容器内を一巡する自然循環流を防止するのを目的としている。これに対し、本発明では、注入することでより安定成層が形成される容器上部からヘリウムガスを注入するものであり、そのために持続する対向拡散機構を設けた高温原子炉システムである。
【発明を実施するための最良の形態】
【0019】
本発明の高温原子炉システムの概略を図1に示す。システムは高温原子炉8とSCAD機構9から構成する。熱は、高温原子炉8で核分裂により発生し、あらかじめ決められた冷却材気体を適切な高温まで加熱するために利用される。熱い気体は実用的な熱利用施設にダクトを通して輸送される。
【0020】
より明確には、高温原子炉8は原子炉圧力容器14、原子炉の内部構造物15、炉心16、及び、原子炉の下部における同心ダクト17から構成する。冷却材気体は、使用されている核燃料の温度能力に応じて700℃から1000℃までの範囲の適当な高温に炉心16で加熱される。冷却材気体は、同心ダクト17の流出流路19において施設に輸送され、同心ダクト17の流入流路18において原子炉へ戻る。
【0021】
SCAD機構9は気体貯蔵容器20、気体配管21、及び流量制御要素22から構成する。気体の定常流は配管21で気体貯蔵容器20から原子炉内部8まで流すことができる。配管21の流れは、流量制御要素22によって能動的あるいは受動的に積極的に制御される。以下の拡散に関するフィックの法則に従って、一般に、原子炉の冷却材流路の気体流束が推測できる:
【0022】
【数1】

【0023】
ここで、Nはモル流束、xはモル濃度、cは混合物のモル密度、Dは拡散率、zは方向座標である。添字hは、気体貯蔵容器20から供給された気体を示し、添字aは空気を示す。実際には存在するかもしれない他の気体あるいは混合気体は、原理の説明図を簡素化するために含めていない。方程式(a)の右辺の最初のグループは濃度勾配の結果として生じる拡散による流束であり、2番目のグループは混合気体の大量の流れから生じる流束である。
【0024】
方程式(a)のシステムは、着目している全ての主要な原子炉冷却材流路で形成されており、適切な運転条件と境界条件により同時に解かれる。運転条件は、対向拡散を持続するための気体供給の最小流量が拡散と原子炉に入る空気の対流がゼロになるまで加えられ、各種気体あるいは混合気体の流束が定常状態で一定となる。境界条件は、原子炉冷却材流路に沿って仮定された気体組成となる。
【0025】
方程式(a)から計算された最小流量は、SCAD機構9の主要なシステムパラメータを決定するために使用される。パラメータの1つ、流量制御要素22の流量係数Cvは、流量制御要素22を通り抜ける気体が上式(a)から計算された必要最小流量と一致するか、あるいは超えるように決定される。もし、気体貯蔵容器20が周囲圧力の2倍以上の圧力となる場合は、流量制御要素22を流れる気体は音速になる。そのような場合と容器20から流れる気体が圧力Poで開始、時間t後の圧力Ptで終了するという条件下では、気体貯蔵容器20のための容積パラメータVは以下の相関関係により決定される。
【0026】
【数2】

【0027】
上式(b)は、気体貯蔵容器20の一定温度Tにおける等温状態を仮定する。気体定数Rとrは気体貯蔵容器20における特定の作動流体の物性である。
【0028】
図2が本発明の代替具体案の概要であり、図1のそれらと同様の部分は同じ参照番号で指定し、詳細に説明しない。図2に示されるように、原子炉は原子炉圧力容器14の下側高さの位置において2つの同心ダクト25を有する。最初の同心ダクト25は、冷却材流出流路19を有し、一方、2番目の同心ダクト26は冷却材流入流路18を持つ。同心ダクトの外側環状流路は、原子炉容器冷却流れのような他の冷却材流れに利用するかもしれない。代替のダクト構造は、原子炉圧力容器14のための建設材料選択のような異なった設計や性能目標を達成するために使用される。
【0029】
図3は、図2の具体案における同心ダクトの1つ、すなわち、ダクト26を非同心ダクトに置き換えた本発明の代替具体案の概要である。図3に示されるように、非同心ダクト27は冷却材流入流路18を有する。前に図1と2で特定された図3のそれらの部分は、同じ番号を与え、説明はしない。非同心ダクトの設計は、より簡単であり、前に説明された同心ダクトに比べてより経済的となる可能性がある。しかしながら、非同心ダクトの実現可能性は、高温の鉄鋼や断熱材として他の設計パラメータの性能と有効性に依存する。
【0030】
図4は図1の具体案における同心ダクト17を分けられた非同心ダクトで置き換えた本発明の他の具体案の概略図である。図4に示されるように、最初の非同心ダクト28は冷却材流出流路19を有し、一方、2番目の非同心ダクト29は冷却材流入流路18を持つ。図1において、前に特定された図4のそれらの部分は、同じ番号を与え、説明しない。全ての非同心ダクトの使用は、次に説明されるように同様の設計規制に匹敵する設計目標を実現する。
【0031】
図5は原子炉の内部に再配置された原子炉の外側に設置された図1の具体案におけるSCAD機構9の本発明の他の具体案における概略図である。図1で前に特定された部分は、同じ番号を与え、説明しない。内部のSCAD機構は、他の可能性がある設計上の利益において、よりコンパクトで一般にも高価でないシステムの導入が達成できる。しかしながら、SCAD機構9への保守作業は、より難しくなる可能性がある。
【0032】
本発明の特定の具体案が図と記述により提示された。これらの具体案は、様々な形で発明を利用し特定の使用にふさわしい他の技術を可能にするため、発明の原則と実用化について説明し記述された。詳細に記述された発明の範囲を制限して解釈するべきではなく、事実上、多くの修正と変更が学習の観点から可能である。例えば、原子炉とSCAD機構の両方で多くの変更が可能であり、異なった番号とダクト構成の利用を含む、運転原理、ダクトとSCAD設計に関して異なった原子炉内部の流路を強化するためSCAD機構に付加要素の追加を含む。同様に、変更はまた、設備配置と全体の原子炉システム構成に関する配置、及び、発電とプロセス熱利用からそのコジェネレーションまで、広がる利用系の可能性のために存在する。これより、本発明の範囲は以下の請求とそれらの法的に等価なものにより決定されるべきである。
【図面の簡単な説明】
【0033】
【図1】本発明に従って、原子炉の外側に位置した持続するSCAD機構を利用して、原子炉圧力容器の下部近くに位置する同心ダクトを持つ高温原子炉システムの概略図を示す。
【図2】本発明の代替具体案に従い、原子炉圧力容器の下部近くに位置する1つ以上の同心ダクトを持つ、図1の高温原子炉システムの概略図を示す。
【図3】本発明の別の代替具体案に従い、原子炉圧力容器の下部近くに位置する1つ以上の非同心ダクトを持つ、図1の高温原子炉システムの概略図を示す。
【図4】本発明のさらに別の代替具体案に従い、原子炉圧力容器の下部近くに位置する同心と非同心ダクトの組み合わせである、図1の高温原子炉システムの概略図。
【図5】本説明の代替具体案に従って、原子炉内部に位置するSCAD機構を持つ、図1の高温原子炉システムの概略図を示す。

【特許請求の範囲】
【請求項1】
高温原子炉に最初の作動気体の流れを誘導して方向付けるための流入流路、高温原子炉から最初の作動気体の流れを誘導するための流出流路、最初の作動気体を誘導して方向付けるためと核分裂反応を含むための炉心、炉心を含むための内部容器構造、及び内部容器構造を包括するための圧力容器から構成された高温原子炉に、
2番目の作動気体を含有する気体貯蔵容器、気体貯蔵容器と高温原子炉の間に2番目の作動気体を流すための流路、及び2番目の作動気体の流量を制限するための流量調整装置から構成された持続する対向拡散機構を設けることにより、
流入流路及び流出流路を構成する配管破断事故において、原子炉内で侵入空気の自然循環を防ぐため、持続する対向拡散機構から空気より軽い気体を炉心頂部に連続して供給し、原子炉内の空気の自然循環流を防止する原子炉システム。
【請求項2】
最初の作動気体に対応して高温原子炉から誘導し、方向付けるための1つまたは1つ以上の同心流路で構成する流入流路を持つ請求項1の原子炉システム。
【請求項3】
最初の作動気体の流路数に対応して、高温原子炉から誘導し、方向付けるための1つまたは1つ以上の同心流路で構成する前述の流出流路を持つ請求項1の原子炉システム。
【請求項4】
最初の作動気体を誘導して、方向付けるための1つまたは1つ以上の流路で構成する内部容器構造を持つ請求項1の原子炉システム。
【請求項5】
気体貯蔵容器は、さらに前述の2番目の作動気体を含む気体源を1つ以上有する請求項1の原子力システム。
【請求項6】
気体貯蔵容器と高温原子炉の間に作動気体が流れる1つ以上の流路を持つ請求項1の原子力システム。
【請求項7】
流量調整装置は、流路において2番目の作動気体の流量を制限するために1つ以上の流量制御要素を持つ請求項1の原子炉システム。
【請求項8】
2番目の作動気体が最初の作動気体と同じである請求項1の原子炉システム。
【請求項9】
持続する対向拡散機構が高温原子炉の外側に設置された請求項1の原子炉システム。
【請求項10】
持続する対向拡散機構が高温原子炉の内側に設置された請求項1の原子炉システム。
【請求項11】
持続する対向拡散機構が高温原子炉の一部は内側、一部が外側に設置された請求項1の原子炉システム。
【請求項12】
高温原子炉で発生した熱エネルギーの実用的な利用を可能にするためのシステムを構成する請求項1の原子炉システム。


【図1】
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【図2】
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【図3】
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【図4】
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【図5】
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【公開番号】特開2006−133102(P2006−133102A)
【公開日】平成18年5月25日(2006.5.25)
【国際特許分類】
【出願番号】特願2004−323228(P2004−323228)
【出願日】平成16年11月8日(2004.11.8)
【新規性喪失の例外の表示】特許法第30条第1項適用申請有り 第6回原子力熱流動、運転及び安全性に関する国際会議(NUTHOS−6) 奈良、日本、10月4日−8日、2004年
【出願人】(505374783)独立行政法人 日本原子力研究開発機構 (727)
【Fターム(参考)】