JP2004502143A - 原子力プラント - Google Patents

Abstract

本発明は、中心領域の複数の減速材要素および中心領域の周りの環状領域に配置された複数の球状燃料要素を含む炉心を含む原子炉（１０）を有する原子力プラント（８）に関する。プラント（８）は燃料および減速材要素をプラント（８）中に循環させるための燃料および減速材取扱システム（４０）をさらに含む。それはさらに炉心に減速材および燃料要素を装荷する方法に関する。

Description

【０００１】
本発明は原子力プラントおよび原子力プラントの運転方法に関する。それはまた、原子炉の炉心の装荷方法にも関する。
【０００２】
高温ガス冷却型の原子炉では、複数の球状燃料要素を含む燃料が使用される。燃料要素または球体は、セラミックマトリックス内の、またはセラミック材に包封された、核分裂可能物質の球体を含むことができる。原子炉はヘリウム冷却することができる。燃料要素はペブルとして知られ、この型の原子炉は一般的にペブルベッド炉（ＰＢＲ）として知られる。ＰＢＲでは、燃料の燃焼度を最適化するために、燃料球体が原子炉の炉心を２回以上通過するマルチパス燃料装荷方式を運用することが知られている。他の燃料装荷方式と比較して、マルチパス燃料装荷方式は炉心内のより均等な燃焼度分布を提供し、それにより軸方向の中性子束分布を平坦化し、かつ炉心の熱出力を最大にすると信じられる。本明細書では、上述の原子炉を互換可能にペブルベッド原子炉（ＰＢＲ）またはペブルベッド型の原子炉と呼ぶ。
【０００３】
本発明の一態様では、
少なくとも中心領域の部分が略円筒形である炉心の中心領域に配置された複数の球状減速材要素と、
中心領域を包囲する環状領域に配置された複数の球状燃料要素と
を有する炉心を含む、ペブルベッド型の原子炉を含む原子力プラントを提供する。
【０００４】
原子炉の炉心は複数の球状吸収材要素を含むことができる。
【０００５】
本発明の好適な実施形態では、減速材要素は黒鉛球体である。
【０００６】
本発明の別の態様では、
減速材要素および燃料要素を炉心から排出することのできる少なくとも１つの出口を有する炉心格納手段と、
１つまたは各々の第１入口を介して減速材要素を炉心の第１領域内に装荷できるように構成されている少なくとも１つの第１入口と、
１つまたは各々の第２入口を介して燃料要素を炉心の第２領域内に装荷できるように構成されている少なくとも１つの第２入口と、
減速材要素および燃料要素を炉心のそれらのそれぞれの領域内で予め定義された速度で循環させるための１つまたは各々の出口と１つまたは各々の第１および第２入口の中間の取扱システムと
を含む原子炉を含む原子力プラントを提供する。
【０００７】
原子炉はペブルベッド炉とすることができ、炉心格納手段は炉心バレルとすることができ、第１領域は中心領域とすることができ、第２領域は第１領域を包囲する環状領域である。
【０００８】
炉心バレルは形状的に略円筒形であり、バレルの下端部は内向きにテーパを付けられて漏斗形の下端を提供し、バレルの下端に単一の出口が画定され、バレルの上端に単一の第１入口が炉心の中心領域に近接して配置され、バレルの長手軸を中心に放射配列にかつ環状領域に対して対称配列に複数の第２入口が配置される。
【０００９】
取扱システムは出口と各々の入口の中間に流路を画定することができる。流路は管路を含む導管設備を含むことができる。取扱システムについての減速材および燃料要素のための原動力は、少なくとも部分的には、圧力下のガスによって提供することができ、減速材および燃料要素は使用中、流路内を流れるガスフローストリームに伴流される。減速材および燃料要素用の原動力は、少なくとも部分的には、重力によっても提供することができる。
【００１０】
本発明の好適な実施形態では、取扱システムの流路は炉心と流体連通し、ガスフローストリームは原子炉冷却ガスによって提供される。フローストリームの少なくとも一部分の原子炉冷却ガスは、炉心が格納される原子炉圧力容器の冷却ガスと同様の圧力とすることができる。
【００１１】
取扱システムは燃料要素流路および減速材要素流路を持つことができ、取扱システムはさらに、流路内の燃料要素から減速材要素を分離するための第１選別手段であって、減速材要素流路のガスフローストリームに減速材要素を伴流させ、かつ燃料要素流路のガスフローストリームに燃料要素を伴流させるための第１選別手段を含む。
【００１２】
第１選別手段は、第１分流弁に連結された第１センサ手段を含むことができる。第１センサ手段は放射線センサとすることができ、フローストリーム中の減速材要素および燃料要素によって放射される核放射線を検出かつ測定し、検出かつ測定された放射線を表わすデータを含む信号を発生するように作動し、第１分流弁はフローストリームを減速材要素流路である第１流路、燃料要素流路である第２流路、および燃焼または損傷した燃料要素を排出するための排出流路である第３流路に方向転換するように作動する。
【００１３】
減速材要素流路は第２選別手段を含むことができる。第２選別手段は、第２分流弁アセンブリに連結された第２センサ手段を含むことができ、第２センサ手段は、減速材流路のフローストリーム中の減速材要素および燃料要素によって放射される核放射線を検出かつ測定し、検出かつ測定された放射線を表わすデータを含む信号を発生するように作動する放射線センサであり、第２分流弁アセンブリは、炉心に再装荷するために減速材要素を減速材入口管路内に方向転換し、減速材要素流路で燃料要素を検出したとき、そのような燃料要素を炉心の環状領域内に戻すように方向転換するように選択的に作動する。
【００１４】
減速材要素流路はさらに、減速材要素流路内の減速材要素から誤った方向に向けられた燃料要素を分離するのを助けるために、減速材要素流路内の要素を収納して時間遅延を提供する緩衝貯蔵手段を含むことができる。
【００１５】
取扱システムは貯蔵システムを含むことができる。貯蔵システムは新しい燃料要素を貯蔵するため、および新しい燃料要素を予め定義された間隔で第２入口を介して炉心内に供給するための新燃料貯蔵システム、および黒鉛減速材要素を貯蔵するための減速材要素貯蔵システムを含むことができ、該減速材要素貯蔵システムは入口および出口を有する減速材要素貯蔵タンクを含み、該入口は減速材要素流路の第２分流弁アセンブリに連結され、該出口は減速材要素流路の同じ第２分流弁アセンブリに連結される。したがって、第２分流弁アセンブリの動作によって、炉心から排出される黒鉛球体は、炉心に戻るように再循環するのではなく、貯蔵のために減速材要素または黒鉛球体貯蔵タンクに方向転換することができ、それによって炉心の保守目的のために炉心から黒鉛球体を完全に排出することが可能になる。必要に応じて、減速材要素または黒鉛球体貯蔵タンクから第２分流弁アセンブリおよび第１入口を介して、炉心に黒鉛球体を再装荷することができる。
【００１６】
貯蔵システムはさらに、使用済み燃料貯蔵システムを含むことができる。使用済み燃料貯蔵システムは、使用済みおよび破損燃料要素をサイトで永久貯蔵するための複数の使用済み燃料貯蔵タンクを含むことができ、使用済み燃料貯蔵タンクの入口は第１選別手段の第１分流弁に連結され、誤った方向に向けられた減速材要素または黒鉛球体を検出するために、第１分流弁と使用済み燃料貯蔵タンクの中間に第３放射線センサが配置される。
【００１７】
燃料貯蔵システムはさらに一時的燃料貯蔵システムを含むことができる。一時的燃料貯蔵システムは、使用中燃料要素を貯蔵するための一時的燃料貯蔵タンクを含むことができ、該一時的燃料貯蔵タンクは、第１選別手段の第１分流弁に連結された入口と、炉心の第２入口に連結された出口とを含む。こうして、黒鉛球体の場合と同様に、炉心の保守中に、燃料球体は、炉心に戻るように循環するのではなく、炉心から排出することができ、保守が行なわれる間、一時的燃料貯蔵タンクに一時的に貯蔵することができる。保守の完了後、燃料球体は第２入口を介して炉心に再装荷することができる。
【００１８】
燃料取扱および貯蔵システムは、放射線センサならびに分流弁および弁アセンブリの各々に連結された制御手段を含むことができる。
【００１９】
制御手段は、それぞれの放射線センサの作動により、分流弁の動作を制御して減速材要素および燃料要素をそれらのそれぞれの回路に方向転換させるように作動するコンピュータとすることができる。
【００２０】
制御手段は、使用済みおよび破損燃料要素が使用済み燃料貯蔵システム内に排出されたとき、炉心への新しい燃料要素の供給を制御するように作動することができ、それにより炉心および取扱システムを含めて予め選択された数の燃料要素の循環を維持する。制御手段は、誤った方向に向けられた減速材球体が使用済み燃料貯蔵システムの第３放射線センサによって検出された場合、炉心内への新しい燃料要素の装荷を防止するようにプログラムされ、それによって炉心内の燃料／減速材比の不注意の変化を回避する。
【００２１】
本発明の別の態様では、ペブルベッド型の原子炉を有する原子力プラントの運転方法であって、
原子炉の炉心に画定された中心の略円筒状の領域内に球状減速材要素を予め定義された速度で循環させるステップと、
中心領域を取り囲んで炉心に画定される環状領域内に球状燃料要素を予め定義された速度で循環させるステップと
を含む方法を提供する。
【００２２】
該方法は、原子炉の保守を促進するために炉心の外部に減速材要素を一時的に貯蔵するステップを含むことができる。
【００２３】
該方法はさらに、原子炉の保守を促進するために炉心の外部に燃料要素を一時的に貯蔵するステップを含むことができる。
【００２４】
本発明のさらに別の態様では、ペブルベッド型の原子炉の炉心の装荷方法であって、
炉心に第１減速材要素を充填して減速材要素のベッドを形成するステップと、
中心および環状領域から第１減速材要素を予め定義された速度で除去しながら、炉心の中心領域に第２減速材要素を、かつ炉心の環状領域に燃料要素を予め定義された速度で同時に装荷して、複数の球状減速材要素が中心領域に配置されかつ複数の球状燃料要素が中心領域の周囲の環状領域に配置された炉心を形成するステップと
を含む方法を提供する。
【００２５】
該方法は、第１減速材要素を下から除去しながら、第２減速材要素および燃料要素を上から装荷するステップを含むことができる。
【００２６】
本発明を今から、例として添付の線図に関連して説明する。
【００２７】
図面において、参照符号１０は一般的に、本発明に係るペブルベッド型の原子炉を示す。
【００２８】
原子炉１０は高温ガス冷却原子炉であり、冷却ガスはヘリウムであり、原子炉は略円筒形の圧力容器１２を有する。さらに、原子炉は圧力容器１２内にそれと同軸の炉心バレル１４を有する。炉心バレル１４はその長さの大部分が略円筒形であり、下端１８に向かって下向きにテーパを付けられた漏斗形の下端部１６を有する。炉心バレル１４の下端１８には、そこから外向きにそれと同軸に突出した単一の出口２０が画定される。
【００２９】
炉心２２は、炉心バレル１４によって画定される炉心領域２３内に収容される。炉心２２は、炉心２２に画定された中心の略円筒状の領域２６に配置された複数の球状黒鉛減速材要素（詳細は図示せず）、および炉心２２に中心領域２６を取り囲んで画定される環状領域３０に配置された複数の球状燃料要素（詳細は図示せず）を含む。
【００３０】
炉心バレル１４は、球状黒鉛減速材要素または黒鉛球体を第１入口３２を介して炉心２２の中心領域２６内に装荷するように構成された、単一の第１入口３２を有する。さらに、炉心バレル１４は９つの第２入口３４を有しており（そのうち３つが図１に図示されており、７つだけが図３に概略的に示されている）、それは前記第２入口３４を介して炉心２２の環状領域３０に球状燃料要素または燃料球体を装荷できるように構成されている。第１および第２入口（３２、３４）は、原子炉圧力容器１２の上端領域３５に配置される。第２入口３４は、炉心バレル１４の長手軸を中心に、そこから半径方向に間隔を置き、かつ環状領域３０に対して対称的に間隔を置いて、放射配列関係に配設される。２つ以上の黒鉛球体入口３２、および９つより多数または少数の燃料球体入口３４があってもよいことは理解されるであろう。
【００３１】
原子炉１０は、一般的に参照符号８で示される原子力プラント部分の一部を形成する。プラント８は、出口２０と第１および第２入口（３２、３４）の各々との中間に、黒鉛球体および燃料球体を炉心２２のそれらのそれぞれの領域２６および３０に予め定義された速度で循環させるための取扱システム４０を有する。取扱システム４０は、出口２０と各々の入口（３２、３４）との中間の流路４２を画定する。流路４２は少なくとも部分的に、管路４４の配設によって画定される。取扱システム４０の減速材球体および燃料球体の原動力は部分的に、原子炉圧力容器１２からの原子炉ヘリウム冷却ガスによって提供され、減速材球体および燃料球体は流路４２内を流れるガスフローに伴流される。
【００３２】
取扱システム４０は高圧領域４５および低圧領域４６を有し、低圧領域４６は図面に４６と表示された破線領域によって示される。高圧領域４５は、低圧領域４６の外部の取扱システムの構成要素を含む。取扱システム４０の高圧領域４５では、取扱システム４０の流路４２は炉心２２と流体導通しており、ガスフローストリームは、原子炉圧力容器１２内の冷却ガスの圧力のヘリウムである原子炉冷却ガスによって提供される。取扱システム４０の低圧領域４６のガスフローストリームは比較的低圧の清浄な乾燥空気によって提供され、高圧領域４５と低圧領域４６との間の境界で取扱システム導管４４に圧力ロック（図示せず）が設けられて、前記境界を結合する。
【００３３】
取扱システム４０は、図７に図式的に示す、原子炉１０の通常運転中に作動する燃料球体流路５０と、図８に図式的に示す、これもまた原子炉１０の通常運転中に作動する減速材球体流路６０とを有する。
【００３４】
図６、７および８に示すように、通常運転条件下で、燃料球体および黒鉛減速材球体は重力により原子炉１０の炉心２２内を、炉心バレル１４の上部領域３６から炉心バレル１４の下端部１６へ連続的に移動する。炉心バレル１４の下端部１８でそれらは炉心バレル１４を出、よって出口２０を介して原子炉圧力容器１２を出る。
【００３５】
出口２０に１対の球体ハンドリングマシン４８が接続され、マシン４８は排出された燃料球体および減速材球体を一度に１個づつ１対の排出流路５２に供給するように作動する。前記球体ハンドリングマシン４８の各々はスクラップセパレータ（図示せず）およびスクラップキャスク（図示せず）を含み、マシン４８は物理的に破損した球体を検出し、そのような球体を排出流路５２から除去するように作動する。流路５２の各々に、第１放射線および燃焼度センサ５４が配設される。センサ５４は、それぞれの流路５２内の伴流減速材球体または燃料球体によって放出される核放射線を感知して測定し、かつ行なわれた測定を表わす情報を含む信号を送信するように作動する。センサ５４はまた伴流燃料球体および減速材球体を計数するようにも作動する。各々のセンサ５４は、コンピュータコントローラ（図示せず）を介して第１分流弁５６に連結される。コントローラは、放射線および燃焼度センサ５４によってコントローラに伝送されるそれぞれの各球体の状態および条件を表わす情報に応じて、分流弁５６を制御して３つのポートの１つに到来球体を方向転換させるようにプログラムされる。黒鉛球体は減速材球体流路６０に方向転換され、燃料球体は燃料球体流路５０に方向転換され、図９に示すように、使用済み燃料球体は第３使用済み燃料貯蔵流路７０に方向転換される。分流弁５６の各々はまた、流路６１を介して一時的燃料貯蔵タンク１２２に通じる第４ポートをも有する。
【００３６】
減速材球体流路６０に入ってくる黒鉛球体は、一時的貯蔵および検査領域６２を経由して送られる。一時的貯蔵および検査領域６２では、黒鉛球体は、不注意で減速材流路６０に入った、誤った方向に向けられた燃料球体の識別を促進するためにあるために期間遅延され、それは５日程度とすることができる。また、検査領域６２において、黒鉛球体は物理的欠陥が無いか検査される。検査領域６２の流路６０の導管６４は、通過する各黒鉛球体のあらゆる側面からのＸ線検査を促進するために螺旋形である（これは図面には示されていない）。検査領域６２から、黒鉛球体および誤って方向付けられた燃料球体は、第３分流弁（インデクサ）６８に連結された第３放射線センサ６６を通して送られる。第３分流弁６８および第３放射線センサ６６は両方ともコントローラに接続され、分流弁６８はコントローラの制御下で、燃料球体および減速材球体を切換弁アセンブリ６５に転送し、あるいは黒鉛球体を以下でさらに説明する減速材球体貯蔵システム９０に方向転換するように作動する。
【００３７】
出口２０から出た使用済みでもなく破損もしていない燃料球体は、第１分流弁５６を介して燃料球体流路５０に、かつ１対の第２入口管路７３を介して球体コレクタ７４および球体分配器７７に方向転換され、該球体分配器はコントローラに連結され、燃料球体を予め定められた順序で取扱システム４０の９つの第２入口３４に分配するように作動する。
【００３８】
切換弁アセンブリ６５は、黒鉛球体を入口管路７２を介して炉心バレル１４の第１入口３２内に移動させ、かつ誤った方向に向けられた燃料球体を球体コレクタ７４およびそこから第２入口３４を介して炉心２２の環状領域３０内に通じる管路７５に方向転換させるように作動する。
【００３９】
取扱システム４０は、新しい（未使用）燃料球体を貯蔵するため、および新しい燃料球体を第２入口３４を介して炉心２２内に選択的に供給するための新燃料貯蔵システム８０を含む。新しい燃料球体は、新燃料貯蔵容器８２および圧力ロックから取扱システム４０内に導入され、そこから燃料球体は球体コレクタ７４を介して入口３４に導入される。
【００４０】
取扱システム４０はさらに、黒鉛減速材球体を貯蔵するための減速材球体貯蔵システム９０を含む。減速材球体貯蔵システム９０は入口９３および出口９４を有する黒鉛球体貯蔵タンク９２を含み、入口９３は減速材球体流路６０の分流弁６８に連結され、出口９４は減速材球体流路６０の切換弁アセンブリ６５に連結される。したがって、コントローラの制御下で、分流弁６８の動作によって、炉心２２から排出された黒鉛球体は、炉心２２に戻るように再循環するのではなく、貯蔵のために黒鉛球体貯蔵タンク９２に方向転換され、それによって、保守目的のために黒鉛球体を炉心２２から完全に排出することが可能になる。必要に応じて、炉心２２は黒鉛球体貯蔵タンク９２から切換弁アセンブリ６５を介して、かつそこから入口管路７２を介して第１入口３２へ、黒鉛球体を再装荷することができる。黒鉛球体貯蔵タンク９２はさらに、供給管路１００を介して黒鉛およびヘリウムロック９８に連結された第２入口９６を有しており、新しい黒鉛球体は供給管路を介してシステム４０内に導入することができる。黒鉛およびヘリウムロック９８と黒鉛球体貯蔵タンク９２との中間にある供給管路１００に、黒鉛球体貯蔵タンク９２内への燃料球体の不注意による導入を未然に感知するために、第４放射線センサ１０２が配置される。黒鉛球体は、管路１０５を介して切換弁アセンブリ６５に接続された第３球体ハンドリングマシン１０４によって、黒鉛球体貯蔵タンク９２から減速材球体流路６０内に装荷される。黒鉛およびヘリウムロック９８ならびに第４放射線センサ１０２は可搬性とすることができ、図面に破線で示される。
【００４１】
取扱システム４０はさらに、図９に図式的に示された使用済み燃料貯蔵システム１１０を含む。使用済み燃料貯蔵システム１１０は、使用済みおよび破損燃料球体のサイトでの永久貯蔵のために１０個の使用済み燃料貯蔵タンク１１２を含み、そのうちの３つが図面に図示されている。好ましくは、使用済み燃料貯蔵タンク１１２の容量は、使用済みおよび破損燃料球体を原子炉１０の予想運転寿命にわたって収容するように計算する。使用済み燃料貯蔵タンク１１２の入口１１４は、排出ロック１１６を介して第１分流弁５６に連結される。２個の第５放射線センサ１１８が、使用済み燃料貯蔵流路７０の第１分流弁５６と排出ロック１１６との中間に配設される。センサ１１８は、偶発的に使用済み燃料貯蔵システム１１０内に方向転換された黒鉛球体を感知するように作動する。１０個のポートの分配コントローラ１１９が使用済み燃料貯蔵タンク１１２に接続され、使用済み燃料球体を予め定義された貯蔵タンク１１２に方向転換するように作動する。
【００４２】
取扱システム４０はさらに、一時的燃料貯蔵システム１２０を含む。一時的燃料貯蔵システム１２０は、使用中の燃料球体を一時的に貯蔵するための一時的燃料貯蔵タンク１２２を有する。一時的燃料貯蔵タンク１２２は、流路６１を介して第１分流弁５６に連結された入口１２４と、球体コレクタ７４に通じる燃料再装荷管路１２８を介して炉心バレル１４の第２入口３４に連結された出口１２６とを持つ。黒鉛球体の場合と同様に、原子炉１０の保守中、燃料球体は炉心２２から排出することができ、炉心２２に戻るように循環するのではなく、保守が行なわれる間一時的燃料貯蔵タンク１２２に一時的に貯蔵することができる。保守の完了後に、燃料球体は第４球体ハンドリングマシン１２７によって、第２入口３４を介して炉心２２に再装荷される。最後の炉心燃料キャスク１３０および装荷ステーション１３１の準備が行なわれ、装荷ステーションは第４球体ハンドリングマシン１２７および一時的燃料貯蔵タンク１２２の出口１２６に燃料管路１３２を介して接続される。原子炉１０の運転寿命が終わると、炉心２２は最後の炉心燃料キャスク１３０内に放出することができる。装荷ステーション１３１はまた、使用済み燃料貯蔵タンク１１２から一連の第５燃料ハンドリングマシン１３４および使用済み燃料管路１３６を介して使用済み燃料を処理するため、および黒鉛球体貯蔵タンク９２の第３球体ハンドリングマシン１０４を装荷ステーション１３１に接続する黒鉛管路１３８を介して使用済み黒鉛球体をアンロードするためにも使用することができる。
【００４３】
マルチパス燃料装荷方式に従って運用されるペブルベッド型の原子炉１０を有するプラント８において、燃料球体はそれがもはや役に立たない程度に消耗される（燃焼される）まで、炉心２２内を２回以上、例えば最高１０回移動することは理解されるであろう。ここで説明する本発明に係る原子力プラント８は、炉心２２から出た後の燃料球体および黒鉛球体を別個に維持するように作動する取扱システム４０を含む。燃料球体および黒鉛球体は、中央領域２６における黒鉛球体および黒鉛充填中央領域２６を取り囲む環状領域３０における燃料球体の２ゾーン炉心装荷を確実にするために、特定の順序で配設された入口供給管（３２、３４）によってペブルベッドの上の炉心２２内に供給される。取扱システム４０の主要構成部品は、原子炉圧力容器１２の下の遮蔽された個別仕切り室内に配置することが好ましい。寿命期間の使用済み燃料貯蔵および運転後の中間貯蔵として設計された使用済み燃料貯蔵システム１１０は、原子炉建屋の下部に配置される。本発明に従って設けられる取扱システム４０は、炉心バレル１４への黒鉛球体の装荷および炉心２２への新燃料球体の装荷を可能にする。さらに取扱システム４０は、誤って方向付けられた燃料球体を減速材流路６０から除去したり、使用済み燃料貯蔵タンク１１２に通じる使用済み燃料貯蔵流路７０に配設された放射線センサ１１８によって、誤って排出された黒鉛球体が新燃料球体の装荷を開始するのを防止することにも備える。こうして、コントローラーは、使用済み燃料貯蔵タンク１１２に方向転換される各燃焼済み燃料球体に代わって新燃料球体の装荷をトリガするように作動するが、センサ１１８によって黒鉛球体が検出された場合、新しい燃料球体の装荷は開始されない。さらに、燃料取扱および貯蔵システム４０は、排出出口２０からの燃料および黒鉛球体の除去、破損した燃料および黒鉛球体の分離、燃料、吸収材、および黒鉛球体の分離、黒鉛球体の再循環、ならびに部分的に使用された燃料球体の炉心２２内の再循環にも備える。部分的に使用された燃料球体の燃焼度が測定され、使用済み燃料球体は使用済み燃料貯蔵システム１１０に排出される。ＰＢＲ原子炉では、炉心２２に吸収材球体を含めることができることが予想されることは理解されるであろう。炉心２２からの吸収材球体の取扱はここでは特に説明しないが、減速材および燃料球体についてここで説明したのと同様の方法でそのような吸収材球体を分離し、貯蔵し、かつ循環させるように、取扱システム４０を容易に適応させることができると予想される。
【００４４】
通常の運転状態で、燃料および黒鉛球体は炉心２２から燃料および黒鉛球体排出出口２０を通して２つの球体ハンドリングマシン４８に運ばれ、それは排出出口２０から各マシン４８の下流に連続ペブルフローを送ることができる。破損した球体は使用済み燃料貯蔵システム１１０に排出される。黒鉛および燃料球体は排出流路５２を通過し、各燃料球体または黒鉛球体は放射線測定のために個々に放出され、その後それらは分流弁５６によって分離される。燃焼度および放射線センサ５４は、燃料球体の燃焼度を測定し、かつ燃料球体および黒鉛球体を区別する能力を有する。燃料球体は炉心２２の外側環状領域３０に輸送され、黒鉛球体は黒鉛検査領域６２に輸送される。検査領域６２にはさらなる放射線センサ（図示せず）が配設される。緩衝領域放射線センサによって燃料球体が検出されると、取扱システム４０の通常動作が中断される。検査領域６２の中身は、燃料球体が除去され、切換弁アセンブリ６５および流路７５によって球体コレクタ７４に方向転換されるまで再循環される。燃焼度センサ５４によって使用済み燃料球体が検出されると、分流弁５６は使用済み燃料球体を使用済み燃料貯蔵タンク１１２に送る。
【００４５】
上述したシステムでは、燃料および黒鉛球体は、好ましくは水平方向または垂直方向を向いた管路４４内を、部分的に重力によって、しかし大部分は主として一次システム圧力の一次冷却ガスを使用することによって空気圧により運ばれる。燃料球体の移動の監視は、測定および計数機器（５４、６６、１１８）の助けを借りて実行され、それらの信号は制御システムに入力を提供し、それはシステム４０の弁インデクサ（５６、６８、６５）内の作動部品を作動させる。
【００４６】
燃料球体は、一次冷却材によって空気圧により原子炉１０に転送される。２種類の転送システムが使用される。第１転送システムは主ガスストリームから抽出されたガスを使用する。第２転送システムはブロワシステムである。第１転送システムは、ブロワを保守することができるように、ブロワ（図示せず）を迂回する。炉心２２の初期装荷または検査または修理のために空にした後で炉心２２に黒鉛球体を再充填するなど、例外的な場合には、原子炉圧力容器１２を通気した状態で、圧力下の空気で空気圧による転送が行なわれる。
【００４７】
通常作動状態では、黒鉛および燃料球体は連続的に分離される。放射線および燃焼度センサ５４が、燃料球体と黒鉛球体と吸収材球体を区別し、センサ５４を通過するそのような球体の計数を行い、燃料球体の放射線および燃焼度を測定する機能を果たす。各分流弁５６は、３つの方向のうちの１つ、すなわち使用済み燃料貯蔵流路７０、または燃料球体流路５０、または減速材球体流路６０に、燃料球体または減速材球体を送るように作動する。
【００４８】
黒鉛球体は、通常作動中、黒鉛検査領域６２（緩衝管路）に送られ、緩衝管路６２は黒鉛球体のストックを保持する。緩衝管路６２内の球体は放射線を監視される。これにより、誤って方向付けられた燃料球体を検出して球体コレクタ７４に戻すための時間が得られる。
【００４９】
重要なことは、取扱システム４０が、メインパワーシステムを大気中に通気することが要求される保守介在中に、原子炉１０から、保守原子炉圧力容器１２に隣接する領域に配置された別個の黒鉛および燃料貯蔵タンク（９２、１２２）へ炉心のインベントリを移送することによって、炉心２２の燃料排出および燃料再装荷に備えることである。保守後、取扱システム４０は、炉心２２の燃料再装荷中にこれらのタンク（９２、１２２）からの炉心２２の再装荷に備える。燃料排出モード中の取扱システム４０の構成を図４に図式的に示し、燃料再装荷中の取扱システム４０の構成を図５に図式的に示す。したがって、原子炉１０の寿命期間中に、比較的低コストで、かつ比較的迅速に、炉心構成部品および圧力容器１２に保守を実行することができることは、本発明の重要な利点である。
【００５０】
燃料取扱および貯蔵システム４０は、黒鉛球体と燃料球体の正確な比率および分布が維持されることを達成する。さらに、メインパワーシステムの一次ループは燃料取扱および貯蔵システム４０から分離される。燃料再装荷モード中の黒鉛球体および燃料球体の同時装荷は、炉心２２の中心２６への燃料球体の水平移動を防止し、適切な炉心体積が維持されることを確実にする。
【００５１】
炉心２２の燃料排出は、メインパワーシステムを保守のために大気に開放することが必要である場合にのみ実行される。燃料の腐食を防止するために、燃料球体は原子炉圧力容器１２に隣接する燃料貯蔵タンク１２２内でヘリウム圧力下で貯蔵する必要がある。原子炉圧力は低減され、低圧領域は圧力弁の開放によって高圧領域に接続される。燃料球体および黒鉛球体は、放射線センサ５４を用いて分離される。炉心２２に含まれる黒鉛球体は、黒鉛貯蔵タンク９２から回収された黒鉛球体と一緒に炉心２２に再循環され、その中央領域２６および環状領域３０の両方に装荷される。炉心領域２３全体における黒鉛球体の装荷は、炉心２２の中心領域２６への燃料球体の水平移動を防止し、適切な炉心体積を維持するためである。燃料球体は入口１２４を介して水冷式の臨界安全燃料貯蔵タンク１２２に送られる。燃料排出モード中、使用済み燃料貯蔵システム１１０は作動を停止する。さらに、新しい燃料装荷は行なわれず、新しい黒鉛球体装荷または補充も行なわれない。
【００５２】
原子炉パワーシステムの保守後、燃料再装荷が開始される。ヘリウムの必要な動作圧力および温度が維持され、炉心２２に黒鉛球体が充填されて減速材要素または黒鉛球体のベッド２００が形成される。減速材要素のベッド２００は、減速材要素または黒鉛球体を上から炉心バレル１４に装荷することによって形成される。ベッド２００が所望の高さまで形成されると、減速材要素が第１入口３２を通して、燃料要素が第２入口３４を通して領域２６、３０内に供給される。同時に、ベッド２００を形成する減速材要素は出口２０を通して下から、減速材要素および燃料要素が炉心バレル内に供給されるのと同じ速度で抜き取られる。このようにして、図面の図１１に示すように、減速材要素の中心領域２６および燃料要素の環状領域３０を有する炉心を組み立てることができる。この手順は、ベッド２００の減速材要素が全て除去され、炉心が図面の図１２に示されるように完全に形成されるまで、続けられる。ひとたび２つのゾーンの炉心２６、３０が確立されると（図１２）、燃料貯蔵タンク１２２が空になり、黒鉛貯蔵タンク９２はほぼ４分の３が充填され、黒鉛緩衝貯蔵タンク（図示せず）は満杯になる。この時点で、原子炉１０の始動を開始することができる。燃料再装荷装置は作動を停止し、低圧回路４６と高圧回路４６との間の分離弁を閉じることによって高圧部品から分離される。
【００５３】
減速材球体および燃料球体貯蔵システム９０、１１０、１２０を含む原子炉取扱システム４０の作動のプロセスが、図２のプロセス流れ図に示されており、使いやすいようにそこに主要な構成部品の凡例および説明が含まれている。図２におけるプロセスブロックａ、ｂ、およびｃは、図１に示した本発明の実施例の第１放射線および燃焼度センサ５４にまとめて具現される。さらに、図２において、参照符号１４０によって示される記号は、手動操作弁を表わし、参照符号１５０によって示される記号は自動制御弁を表わし、参照符号１６０によって示される記号は圧力リリーフ弁を示す。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明に係る原子力プラントの一部を形成する原子炉の原子炉圧力容器の側面断面図である。
【図２】原子力プラントの一部を形成する取扱システムのプロセス流れ図である。
【図３】取扱システムのシステム配置の略図である。
【図４】燃料排出モードで作動するシステムの一部の略図である。
【図５】燃料再装荷モードで作動するシステムの一部の略図である。
【図６】通常運転モードで作動するシステムの一部の略図である。
【図７】通常運転モード中の燃料球体の流れの略図である。
【図８】通常運転モード中の黒鉛球体の流れの略図である。
【図９】通常運転モード中の使用済み燃料の流れの略図である。
【図１０】本発明に係る原子炉の炉心の装荷に関係するステップを示す略図である。
【図１１】本発明に係る原子炉の炉心の装荷に関係するステップを示す略図である。
【図１２】本発明に係る原子炉の炉心の装荷に関係するステップを示す略図である。

Claims (35)

1. 少なくとも中心領域の部分が略円筒形である炉心の中心領域に配置された複数の球状減速材要素と、
   前記中心領域を包囲する環状領域に配置された複数の球状燃料要素と
   を有する炉心を含むペブルベッド型の原子炉を含む原子力プラント。
2. 前記原子炉の炉心が複数の球状吸収材要素を含む、請求項１に記載の原子力プラント。
3. 前記減速材要素が黒鉛球体である、請求項１または２に記載の原子力プラント。
4. 減速材要素および燃料要素を炉心から排出することのできる少なくとも１つの出口を有する炉心格納手段と、
   １つまたは各々の第１入口を介して減速材要素を炉心の第１領域内に装荷できるように構成されている少なくとも１つの第１入口と、
   １つまたは各々の第２入口を介して燃料要素を炉心の第２領域内に装荷できるように構成されている少なくとも１つの第２入口と、
   減速材要素および燃料要素を炉心のそれらのそれぞれの領域内で予め定義された速度で循環させるための、前記１つまたは各々の出口と前記１つまたは各々の第１および第２入口の中間の取扱システムと
   を含む原子炉を含む原子力プラント。
5. 前記原子炉がペブルベッド炉であり、前記炉心格納手段が炉心バレルであり、前記第１領域が中心領域であり、前記第２領域が前記第１領域を包囲する環状領域である、請求項４に記載の原子力プラント。
6. 前記炉心バレルが略円筒形であり、前記バレルの下端部は内向きにテーパを付けられて漏斗形の下端を提供し、前記バレルの前記下端に単一の出口が画定され、前記バレルの上端に単一の第１入口が前記炉心の前記中心領域に近接して配置され、前記炉心の環状領域に近接して前記バレルの長手軸を中心に放射配列関係に、かつ前記環状領域に対して対称配列に複数の第２入口が配置された、請求項５に記載の原子力プラント。
7. 前記取扱システムが前記出口と前記入口の各々との中間に流路を画定する、請求項６に記載の原子力プラント。
8. 前記流路が管路を含む導管設備を含む、請求項７に記載の原子力プラント。
9. 前記取扱システムについての前記減速材および燃料要素のための原動力が少なくとも部分的には、圧力下のガスによって提供され、減速材および燃料要素は使用中に前記流路内を流れるガスフローストリームに伴流される、請求項７または８に記載の原子力プラント。
10. 前記減速材および燃料要素のための原動力が少なくとも部分的には、重力によって提供される、請求項９に記載の原子力プラント。
11. 前記取扱システムの前記流路は炉心と流体連通し、前記ガスフローストリームが原子炉冷却ガスによって提供される、請求項９または１０に記載の原子力プラント。
12. 前記取扱システムが燃料要素流路および減速材要素流路を持ち、前記取扱システムが、前記流路内の燃料要素から減速材要素を分離するための第１選別手段であって、前記減速材要素流路のガスフローストリームに減速材要素を伴流させ、かつ前記燃料要素流路のガスフローストリームに燃料要素を伴流させるための第１選別手段をさらに含む、請求項７ないし１１のいずれか一項に記載の原子力プラント。
13. 前記第１選別手段が第１分流弁に連結された第１センサ手段を含む、請求項１２に記載の原子力プラント。
14. 前記第１センサ手段が放射線センサであり、前記フローストリーム中の減速材要素および燃料要素によって放射される核放射線を検出しかつ測定し、検出されかつ測定された放射線を表わすデータを含む信号を発生するように作動し、前記第１分流弁が前記フローストリームを減速材要素流路である第１流路、燃料要素流路である第２流路、および燃焼または損傷した燃料要素を排出するための排出流路である第３流路に方向転換するように作動する、請求項１３に記載の原子力プラント。
15. 前記減速材要素流路が第２選別手段を含む、請求項１２ないし１４のいずれか一項に記載の原子力プラント。
16. 第２選別手段が第２分流弁アセンブリに連結された第２センサ手段を含み、前記第２センサ手段が減速材流路のフローストリーム中の減速材要素および燃料要素によって放射された核放射線を検出しかつ測定し、検出されかつ測定された放射線を表わすデータを含む信号を発生するように作動する放射線センサであり、前記第２分流弁アセンブリが、炉心に再装荷するために減速材要素を減速材入口管路内に方向転換し、前記減速材要素流路で燃料要素を検出したとき、かかる燃料要素を炉心の環状領域内に方向転換して戻すように選択的に作動する、請求項１５に記載の原子力プラント。
17. 前記減速材要素流路が、前記減速材要素流路内の減速材要素から誤った方向に向けられた燃料要素を分離するのを助けるために、前記減速材要素流路内の要素を貯蔵して時間遅延を提供するための緩衝貯蔵手段を含む、請求項１５または１６に記載の原子力プラント。
18. 前記取扱システムが貯蔵システムを含む、請求項１６または１７に記載の原子力プラント。
19. 前記貯蔵システムが、新しい燃料要素を貯蔵するため、および新しい燃料要素を予め定められた間隔で第２入口を介して炉心内に供給するための新燃料貯蔵システム、および黒鉛減速材要素を貯蔵するための減速材要素貯蔵システムを含み、前記減速材要素貯蔵システムが入口および出口を有する減速材要素貯蔵タンクを含み、前記入口が前記減速材要素流路の第２分流弁アセンブリに連結され、前記出口が前記減速材要素流路の同第２分流弁アセンブリに連結されている、請求項１８に記載の原子力プラント。
20. 前記貯蔵システムが使用済み燃料貯蔵システムをさらに含む、請求項１８または１９に記載の原子力プラント。
21. 前記使用済み燃料貯蔵システムが、使用済みおよび破損燃料要素をサイトで永久貯蔵するための複数の使用済み燃料貯蔵タンクを含み、前記使用済み燃料貯蔵タンクの入口は前記第１選別手段の第１分流弁に連結され、誤った方向に向けられた減速材要素を検出するために前記第１分流弁と前記使用済み燃料貯蔵タンクの中間に第３放射線センサが配置されている、請求項２０に記載の原子力プラント。
22. 前記燃料貯蔵システムが一時的燃料貯蔵システムをさらに含む、請求項２１に記載の原子力プラント。
23. 前記一時的燃料貯蔵システムが使用中の燃料要素を貯蔵するための一時的燃料貯蔵タンクを含み、前記一時的燃料貯蔵タンクが、前記第１選別手段の第１分流弁に連結された入口と、炉心の前記第２入口に連結された出口とを含む、請求項２２に記載の原子力プラント。
24. 燃料取扱および貯蔵システムが、放射線センサならびに分流弁および弁アセンブリの各々に連結された制御手段を含む、請求項１８ないし２３のいずれか一項に記載の原子力プラント。
25. 前記制御手段が、それぞれの放射線センサの作動により分流弁の動作を制御して減速材要素および燃料要素をそれらのそれぞれの回路に方向転換させるように作動するコンピュータである、請求項２４に記載の原子力プラント。
26. 前記制御手段は、使用済みおよび破損燃料要素が前記使用済み燃料貯蔵システム内に排出されたときに炉心への新しい燃料要素の供給を制御するように作動し、それにより炉心および取扱システムを含めて予め選択された数の燃料要素の循環を維持し、前記制御手段は、誤った方向に向けられた減速材球体が使用済み燃料貯蔵システムの第３放射線センサによって検出された場合、炉心内への新しい燃料要素の装荷を防止するようにプログラムされ、それによって炉心内の燃料／減速材比の偶発的な変化を回避するようにした、請求項２５に記載の原子力プラント。
27. ペブルベッド型の原子炉を有する原子力プラントの運転方法であって、
    原子炉の炉心に画定された中心の略円筒状の領域内に球状減速材要素を予め定められた速度で循環させるステップと、
    前記中心領域を包囲して前記炉心に画定される環状領域内に球状燃料要素を予め定められた速度で循環させるステップと
    を含む方法。
28. 原子炉の保守を促進するために前記炉心の外部に前記減速材要素を一時的に貯蔵するステップを含む、請求項２７に記載の方法。
29. 原子炉の保守を促進するために前記炉心の外部に前記燃料要素を一時的に貯蔵するステップをさらに含む、請求項２７または２８に記載の方法。
30. ペブルベッド型の原子炉の炉心の装荷方法であって、
    前記炉心に第１減速材要素を充填して減速材要素のベッドを形成するステップと、
    中心および環状領域から前記第１減速材要素を予め定められた速度で除去しながら、前記炉心の中心領域に第２減速材要素を、かつ前記炉心の環状領域に燃料要素を予め定められた速度で同時に装荷して、複数の球状減速材要素が中心領域に配置されかつ複数の球状燃料要素が前記中心領域の周囲の環状領域に配置された炉心を形成するステップと
    を含む方法。
31. 前記第１減速材要素を下から除去しながら、前記第２減速材要素および燃料要素を上から装荷するステップを含む、請求項３０に記載の方法。
32. 本書で実質的に説明しかつ図示した、請求項１または請求項４に記載の原子力プラント。
33. 本書で実質的に説明しかつ図示した、請求項２７に記載の原子力プラントを運転する方法。
34. 本書で実質的に説明しかつ図示した、請求項３０に記載の原子炉の炉心に装荷する方法。
35. 本書で実質的に説明した新しいプラントまたは方法。

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