JPH02201290A - 自律分散型高速増殖炉システム - Google Patents
自律分散型高速増殖炉システムInfo
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- JPH02201290A JPH02201290A JP1023371A JP2337189A JPH02201290A JP H02201290 A JPH02201290 A JP H02201290A JP 1023371 A JP1023371 A JP 1023371A JP 2337189 A JP2337189 A JP 2337189A JP H02201290 A JPH02201290 A JP H02201290A
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Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/02—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders
- G21C1/03—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders cooled by a coolant not essentially pressurised, e.g. pool-type reactors
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- 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
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- Y10S376/911—Plural reactor systems
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- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
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。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
〔産業上の利用分野〕
本発明は、必要規模に対応した熱・電気出力が供給でき
る高速増殖炉システムに係り、特に地下立地方式にも適
した自律分散型高速増殖炉システムに関する。
る高速増殖炉システムに係り、特に地下立地方式にも適
した自律分散型高速増殖炉システムに関する。
高速増殖炉の一例として、「もんじゅ」の炉心部は１６
９本の燃料ビンを納めた１９８体の炉心燃料集合体、そ
の内部に配置されている１９体の制御棒、これらを取り
囲む１７２体の半径方向のブランケット燃料集合体、そ
してその外側の３１６体の中性子遮蔽体などで構成され
ていて、炉心燃料集合体から出てくる高速中性子をブラ
ンケット燃料集合体で吸収してウランをプルトニウムに
転換、増殖し、中性子遮蔽体で構造部材への中性子の照
射量を軽減している。
９本の燃料ビンを納めた１９８体の炉心燃料集合体、そ
の内部に配置されている１９体の制御棒、これらを取り
囲む１７２体の半径方向のブランケット燃料集合体、そ
してその外側の３１６体の中性子遮蔽体などで構成され
ていて、炉心燃料集合体から出てくる高速中性子をブラ
ンケット燃料集合体で吸収してウランをプルトニウムに
転換、増殖し、中性子遮蔽体で構造部材への中性子の照
射量を軽減している。
高速増殖炉はその基本的特徴として高速中性子を核分裂
エネルギー発生と燃料増殖に用いることから稠密炉心と
なる。したがって、大規模化発電炉においては炉心に大
容量の燃料を集積するため炉心反応度変化に対する配慮
が必要となる。これについては高速炉炉心特有の固有の
安全機構、例えば、ドツプラー変化などにより反応度が
負に制御されることから炉心の安全性は高く保たれるが
、それらの信頼性を保証するためには炉心構造、制御な
どに設計上の制約が課せられ、例えば偏平炉心構造、炉
心膨張を許す構造、炉心中性子束の平坦化制御などが必
要となる。こうした設計上の制約は実用化、特に汎用的
な原子炉利用においては不利な点となっている。これは
単に炉心を小型化すれば解決されるとは限らず、あくま
で安全と経済性との協調によって設計の合理化を図り、
汎用性を持つ最適な原子炉システムを実現する必要が課
題として存在している。
エネルギー発生と燃料増殖に用いることから稠密炉心と
なる。したがって、大規模化発電炉においては炉心に大
容量の燃料を集積するため炉心反応度変化に対する配慮
が必要となる。これについては高速炉炉心特有の固有の
安全機構、例えば、ドツプラー変化などにより反応度が
負に制御されることから炉心の安全性は高く保たれるが
、それらの信頼性を保証するためには炉心構造、制御な
どに設計上の制約が課せられ、例えば偏平炉心構造、炉
心膨張を許す構造、炉心中性子束の平坦化制御などが必
要となる。こうした設計上の制約は実用化、特に汎用的
な原子炉利用においては不利な点となっている。これは
単に炉心を小型化すれば解決されるとは限らず、あくま
で安全と経済性との協調によって設計の合理化を図り、
汎用性を持つ最適な原子炉システムを実現する必要が課
題として存在している。
本発明は上記課題を解決するためのもので、高い安全性
と信頼性を有しながら自律的に稼動し、しかも需要、用
途に応じて出力規模を容易に変化でき、さらに社会に対
するリスクを排除することができる自律分散型高速増殖
炉システムを提供することを目的とする。
と信頼性を有しながら自律的に稼動し、しかも需要、用
途に応じて出力規模を容易に変化でき、さらに社会に対
するリスクを排除することができる自律分散型高速増殖
炉システムを提供することを目的とする。
そのために本発明の自律分散型高速増殖炉システムは、
小規模高速増殖炉炉心を有する小型原子炉サブシステム
と、蒸気発生器サブシステムとをそれぞれ複数個一つの
原子炉主容器内に配置し、各原子炉サブシステムと各蒸
気発生器サブシステム間は、各原子炉サブシステム内を
自然循環する冷却材と熱交換して原子炉主容器内を自然
循環する冷却材により熱伝達させるようにしたことを特
徴とする。
小規模高速増殖炉炉心を有する小型原子炉サブシステム
と、蒸気発生器サブシステムとをそれぞれ複数個一つの
原子炉主容器内に配置し、各原子炉サブシステムと各蒸
気発生器サブシステム間は、各原子炉サブシステム内を
自然循環する冷却材と熱交換して原子炉主容器内を自然
循環する冷却材により熱伝達させるようにしたことを特
徴とする。
本発明による自律分散型高速増殖炉システムは、一つの
原子炉主容器内に配置される複数の小規模高速増殖炉炉
心を有する小型原子炉、及び蒸気発生器をサブシステム
化し、それぞれ自律的に機能させると共に、各サブシス
テム間は原子炉主容器内を自然循環する冷却材により熱
伝達させるようにして協調的にシステム化し、また蒸気
発生器からの発生蒸気はタービン系へ導かれて発電に利
用され、タービンの復水は蓄熱プールで冷却されてそれ
らの熱は別系統で利用される。また全システムは地下立
地方式で、その高低差を利用し、またその堅固性を利用
して原子炉としての格納系を構成することもできる。
原子炉主容器内に配置される複数の小規模高速増殖炉炉
心を有する小型原子炉、及び蒸気発生器をサブシステム
化し、それぞれ自律的に機能させると共に、各サブシス
テム間は原子炉主容器内を自然循環する冷却材により熱
伝達させるようにして協調的にシステム化し、また蒸気
発生器からの発生蒸気はタービン系へ導かれて発電に利
用され、タービンの復水は蓄熱プールで冷却されてそれ
らの熱は別系統で利用される。また全システムは地下立
地方式で、その高低差を利用し、またその堅固性を利用
して原子炉としての格納系を構成することもできる。
以下、図面を参照しつつ本発明の実施例について説明す
る。
る。
第１図は本発明の自律分散型高速増殖炉システムの一実
施例を示す図、第２図は本発明による自律分散型高速増
殖炉の一実施例を示す図で、同図（Ａ）は縦断面図、同
図（Ｂ）は平面図、第３図はユニット型高速増殖炉の一
実施例を示す図で、第４図はカートリッジ型蒸気発生器
の一実施例を示す図で、同図（Ａ）は縦断面図、同図（
Ｂ）は平面図、同図（Ｃ）は蒸気発生器を上方から見た
図である。図中、７はタービン、８は発電機、９は自律
分散型高速増殖炉、ＩＯは蒸気ライン、１１は凝縮器、
１２は復水ポンプ、１３は復水脱塩装置、１４は加熱器
、１５はヒートパイプ、１６は蓄熱プール、１７は熱供
給用配管、１８は直接冷却装置ライン、１９は給水ライ
ン、２０はナトリウム、２１は原子炉主容器、２２はユ
ニット型原子炉、２３はカートリッジ型蒸気発生器、２
４は直接炉心冷却装置、２５は給水、２６は蒸気、２７
は自生循環の流れ、２８は炉心、２９は熱交換要素、３
０は原子炉主容器上部デツキ、３１はユニット型原子炉
容器、３２はナトリウム、３３は炉心燃料集合体、３４
は制御棒、３５は増殖用ブランケット集合体、３６は燃
料集合体支持ロッド、３７は制御棒駆動機構、３８は炉
心支持機構、３９は炉心支持機構ベローズ、４０は自生
１１ｕｉの流れ、５２は伝熱管、５３は下降管、５４は
伝熱板、５５はグレイロックである。
施例を示す図、第２図は本発明による自律分散型高速増
殖炉の一実施例を示す図で、同図（Ａ）は縦断面図、同
図（Ｂ）は平面図、第３図はユニット型高速増殖炉の一
実施例を示す図で、第４図はカートリッジ型蒸気発生器
の一実施例を示す図で、同図（Ａ）は縦断面図、同図（
Ｂ）は平面図、同図（Ｃ）は蒸気発生器を上方から見た
図である。図中、７はタービン、８は発電機、９は自律
分散型高速増殖炉、ＩＯは蒸気ライン、１１は凝縮器、
１２は復水ポンプ、１３は復水脱塩装置、１４は加熱器
、１５はヒートパイプ、１６は蓄熱プール、１７は熱供
給用配管、１８は直接冷却装置ライン、１９は給水ライ
ン、２０はナトリウム、２１は原子炉主容器、２２はユ
ニット型原子炉、２３はカートリッジ型蒸気発生器、２
４は直接炉心冷却装置、２５は給水、２６は蒸気、２７
は自生循環の流れ、２８は炉心、２９は熱交換要素、３
０は原子炉主容器上部デツキ、３１はユニット型原子炉
容器、３２はナトリウム、３３は炉心燃料集合体、３４
は制御棒、３５は増殖用ブランケット集合体、３６は燃
料集合体支持ロッド、３７は制御棒駆動機構、３８は炉
心支持機構、３９は炉心支持機構ベローズ、４０は自生
１１ｕｉの流れ、５２は伝熱管、５３は下降管、５４は
伝熱板、５５はグレイロックである。
本発明による自律分散型高速増殖炉システムにおいては
、第１図に示すように、高速増殖炉９からの発生蒸気は
蒸気ライン１０を経てタービン７へ導かれ発電機８を作
動させる。タービン７を経た蒸気は凝縮器１１により排
熱されて復水し、復水ポンプ１２により復水脱塩装置１
３を経て加圧され加熱器１４を経由して給水ライン１９
で再び高速増殖炉９に戻される。凝縮器１１における排
熱はヒートパイプ１５を用いて大容量の蓄熱プール１６
に伝熱される。蓄熱プール１６の熱は熱供給用配管１７
で熱供給される。また、蓄熱プール１６と高速増殖炉９
との間に直接冷却装置ライン１８が接続されている。
、第１図に示すように、高速増殖炉９からの発生蒸気は
蒸気ライン１０を経てタービン７へ導かれ発電機８を作
動させる。タービン７を経た蒸気は凝縮器１１により排
熱されて復水し、復水ポンプ１２により復水脱塩装置１
３を経て加圧され加熱器１４を経由して給水ライン１９
で再び高速増殖炉９に戻される。凝縮器１１における排
熱はヒートパイプ１５を用いて大容量の蓄熱プール１６
に伝熱される。蓄熱プール１６の熱は熱供給用配管１７
で熱供給される。また、蓄熱プール１６と高速増殖炉９
との間に直接冷却装置ライン１８が接続されている。
自律分散型高速増殖炉９は第２図に示すように、冷却材
であるナトリウム２０を収納した原子炉主容器２１内の
周辺に小規模高速増殖炉炉心を有する複数のユニット型
原子炉２２が分散配置されてそれぞれ自律的に機能して
サブシステム化され、その内側にカートリッジ型蒸気発
生器２３が放射状に配置されて同様にそれぞれ自律的に
機能してサブシステム化され、各サブシステム間は後述
するようにナトリウムが温度差による自然循環を生じて
熱伝達を行い、その結果各サブシステムは協調的に動作
してシステム化されている。また中心部には直接炉心冷
却装置２４が配設された構造になっている。
であるナトリウム２０を収納した原子炉主容器２１内の
周辺に小規模高速増殖炉炉心を有する複数のユニット型
原子炉２２が分散配置されてそれぞれ自律的に機能して
サブシステム化され、その内側にカートリッジ型蒸気発
生器２３が放射状に配置されて同様にそれぞれ自律的に
機能してサブシステム化され、各サブシステム間は後述
するようにナトリウムが温度差による自然循環を生じて
熱伝達を行い、その結果各サブシステムは協調的に動作
してシステム化されている。また中心部には直接炉心冷
却装置２４が配設された構造になっている。
ユニット型原子炉２２は第３図に示すように、原子炉主
客器２１の上部デツキ３０に取付けられ、第２図（Ｂ）
に示すように容器内に複数個分数置されている。ユニッ
ト型原子炉容器３１内の炉心２８は炉心燃料集合体３３
、増殖用ブランケット集合体３５及び制御棒３４等から
構成されている。
客器２１の上部デツキ３０に取付けられ、第２図（Ｂ）
に示すように容器内に複数個分数置されている。ユニッ
ト型原子炉容器３１内の炉心２８は炉心燃料集合体３３
、増殖用ブランケット集合体３５及び制御棒３４等から
構成されている。
炉心燃料集合体３３は６〜７体ごとに燃料集合体支持ロ
ッド３６で吊り下げられ、また、それらの中心に制御棒
３４が位置し、取り外しが容易なようにカートリッジ化
している。制御棒３４は上方の制御棒駆動機構３７によ
って上下作動をして反応度変化の制御を主に司っている
。炉心支持機構３８は炉心出口の温度変化の影響による
熱膨張を排除し易いように炉心支持機構ベローズ３９が
設けられている。この膨張はユニット型原子炉容器３１
のそれよりも変化が大きく、炉心２８及び制御棒３４が
相対的に熱膨張によって引き抜き状態にならないように
している。
ッド３６で吊り下げられ、また、それらの中心に制御棒
３４が位置し、取り外しが容易なようにカートリッジ化
している。制御棒３４は上方の制御棒駆動機構３７によ
って上下作動をして反応度変化の制御を主に司っている
。炉心支持機構３８は炉心出口の温度変化の影響による
熱膨張を排除し易いように炉心支持機構ベローズ３９が
設けられている。この膨張はユニット型原子炉容器３１
のそれよりも変化が大きく、炉心２８及び制御棒３４が
相対的に熱膨張によって引き抜き状態にならないように
している。
また、ユニット型原子炉容器３１の外周に熱交換要素２
９を設け、発熱する炉心２８とともに原子炉主容器２１
内の下方に配置して冷却材の自然循環が生じ易い構造と
している。したがって、ユニット型原子炉容器３１も比
較的長尺となっていて、炉心２８の燃料集合体３３及び
ブランケット集合体３５及び制御棒３４もこの長尺を利
用した前述のような固有の安全機構、即ち熱膨張による
炉心反応度の抑制などを取り入れている。
９を設け、発熱する炉心２８とともに原子炉主容器２１
内の下方に配置して冷却材の自然循環が生じ易い構造と
している。したがって、ユニット型原子炉容器３１も比
較的長尺となっていて、炉心２８の燃料集合体３３及び
ブランケット集合体３５及び制御棒３４もこの長尺を利
用した前述のような固有の安全機構、即ち熱膨張による
炉心反応度の抑制などを取り入れている。
炉心２８において加熱されたユニット型原子炉容器３１
内のナトリウム３２は浮力により上昇し、自然循環の流
れ４０を形成し、ユニット型原子炉容器３１の熱交換要
素２９を介して、原子炉主容器２１内のすＦリウム２０
へ熱を伝達して冷却され、原子炉主客器２１内には自然
循環の流れ２７が形成される。このように、各ユニット
型原子炉は、ナトリウム３２の自然循環によりそれぞれ
自律的に機能し、サブシステム化されている。
内のナトリウム３２は浮力により上昇し、自然循環の流
れ４０を形成し、ユニット型原子炉容器３１の熱交換要
素２９を介して、原子炉主容器２１内のすＦリウム２０
へ熱を伝達して冷却され、原子炉主客器２１内には自然
循環の流れ２７が形成される。このように、各ユニット
型原子炉は、ナトリウム３２の自然循環によりそれぞれ
自律的に機能し、サブシステム化されている。
カートリッジ型蒸気発生器２３は第２図（Ｂ）に示すよ
うに２〜３個の蒸気発生器が一つのユニット型原子炉に
対応するように放射状に配置されている。
うに２〜３個の蒸気発生器が一つのユニット型原子炉に
対応するように放射状に配置されている。
各蒸気発生器は、第４図に示すように大きく蛇行したヘ
アピン形状の伝熱管５２と伝熱管５２の下部において接
続された下降管５３とを、これらを保護し、かつ、熱伝
導要素として作用する板状の伝熱板５４で挟み込んでプ
レート状にしたもので、伝熱板５４、伝熱管５２及び下
降管５３は同一金属材料で作られている。また、伝熱管
５２と下降管５３は破損から防護するため、２重管構造
となっている。蒸気発生器の上部において伝熱管５２は
蒸気ライン１０に、また、下降管５３は給水ライン１９
にそれぞれブレ４０ツクで容易に外部の管と着脱が可能
なようにし、カートリッジ式に容易に交換できるように
している。
アピン形状の伝熱管５２と伝熱管５２の下部において接
続された下降管５３とを、これらを保護し、かつ、熱伝
導要素として作用する板状の伝熱板５４で挟み込んでプ
レート状にしたもので、伝熱板５４、伝熱管５２及び下
降管５３は同一金属材料で作られている。また、伝熱管
５２と下降管５３は破損から防護するため、２重管構造
となっている。蒸気発生器の上部において伝熱管５２は
蒸気ライン１０に、また、下降管５３は給水ライン１９
にそれぞれブレ４０ツクで容易に外部の管と着脱が可能
なようにし、カートリッジ式に容易に交換できるように
している。
また、伝熱板５４と伝熱管５２及び下降管５３の空隙部
にはヘリウムガスを加圧封入し、ガス圧及び湿分等を監
視することにより、伝熱管５２、下降管５３及び伝熱板
５４の破損を早期に発見するリーク検出機能を発揮でき
るようにしている。
にはヘリウムガスを加圧封入し、ガス圧及び湿分等を監
視することにより、伝熱管５２、下降管５３及び伝熱板
５４の破損を早期に発見するリーク検出機能を発揮でき
るようにしている。
蒸気発生器の給水２５は下降管５３により下部に導かれ
、伝熱管５２を上昇しながら高温のナトリウム２０から
伝熱板５４を介して熱交換を行って蒸気２６となる。こ
の熱交換により高温のナトリウム２０は温度降下し、下
方への自然循環の流れ２７（第２図）を発生する。なお
、各蒸気発生器は原子炉主客器２１の上部デツキ３０か
ら吊り下げる構造となっているので容易に交換すること
ができる。このように各蒸気発生器とも自律的に機能し
、ユニット型原子炉と同様サブシステム化されている。
、伝熱管５２を上昇しながら高温のナトリウム２０から
伝熱板５４を介して熱交換を行って蒸気２６となる。こ
の熱交換により高温のナトリウム２０は温度降下し、下
方への自然循環の流れ２７（第２図）を発生する。なお
、各蒸気発生器は原子炉主客器２１の上部デツキ３０か
ら吊り下げる構造となっているので容易に交換すること
ができる。このように各蒸気発生器とも自律的に機能し
、ユニット型原子炉と同様サブシステム化されている。
自律分散型高速増殖炉は以上のような構造になっている
ので、ユニット型原子炉サブシステムの炉心で発生した
熱は自然循環するナトリウム３２により、熱交換要素２
９を介して原子炉主客器２１内のナトリウム２０に伝え
られ、さらにナトリウム２０の自然循環により各蒸気発
生器サブシステムに伝達される。そして蒸気発生器サブ
システムで発生した蒸気はタービン系へ導かれ発電に利
用される。
ので、ユニット型原子炉サブシステムの炉心で発生した
熱は自然循環するナトリウム３２により、熱交換要素２
９を介して原子炉主客器２１内のナトリウム２０に伝え
られ、さらにナトリウム２０の自然循環により各蒸気発
生器サブシステムに伝達される。そして蒸気発生器サブ
システムで発生した蒸気はタービン系へ導かれ発電に利
用される。
直接炉心冷却装置２４は緊急時における除熱能力を担保
しており、直接炉心冷却装置ライン１８が接続されてい
る。
しており、直接炉心冷却装置ライン１８が接続されてい
る。
複数のユニット型原子炉サブシステムと複数の蒸気発生
器サブシステムから構成される高速増殖炉システムの中
で、例えば一つのユニット型原子炉サブシステムが機能
を停止しても、その核反応停止後の崩壊熱は原子炉主容
器中のナトリウムを介して他のサブシステムとともに協
調的に共通的に自然循環冷却される。これにより、たと
え部分的にサブシステムが故障しても、その他のサブシ
ステムがそれぞれの機能を維持しつつ故障サブシステム
の機能を分担肩代わりし、全システムの崩壊を防ぐ固有
安全構造となっている。またサブシステムは故障に対し
て、ユニットもしくはカートリッジ要素の交換によって
容易に復旧できる構造となっており、しかもその修復が
単純化されているためロボットによる自動復旧作業が容
易である。
器サブシステムから構成される高速増殖炉システムの中
で、例えば一つのユニット型原子炉サブシステムが機能
を停止しても、その核反応停止後の崩壊熱は原子炉主容
器中のナトリウムを介して他のサブシステムとともに協
調的に共通的に自然循環冷却される。これにより、たと
え部分的にサブシステムが故障しても、その他のサブシ
ステムがそれぞれの機能を維持しつつ故障サブシステム
の機能を分担肩代わりし、全システムの崩壊を防ぐ固有
安全構造となっている。またサブシステムは故障に対し
て、ユニットもしくはカートリッジ要素の交換によって
容易に復旧できる構造となっており、しかもその修復が
単純化されているためロボットによる自動復旧作業が容
易である。
本発明の自律分散型高速増殖炉システムは地下の堅固な
岩盤を利用して立地可能である。この場合地下立地は放
射線防護、及び高低落差の十分な構造が取れるため自然
循環による冷却が利用できる。
岩盤を利用して立地可能である。この場合地下立地は放
射線防護、及び高低落差の十分な構造が取れるため自然
循環による冷却が利用できる。
即ち、前述したように、本システムは固有安全機構を利
用しており、またユニット型原子炉の分散配置により大
型炉出力相当の核反応度制御を容易にし、さらにユニッ
ト型原子炉においては自然循環冷却、炉心熱膨張による
反応度制御などを採用している。さらに、地下立地方式
を利用してその堅固な岩盤を放射線隔壁として備え、ま
たその高低差を利用して蒸気水系の自然循環による原子
炉冷却方式を取ることができる。こうした固有安全機構
は本システムを適用した場合のプラントを安全化するの
みならずプラントの運転において制御が単純化するため
、運転においては高度の知能を要求せずにロボット的な
運転の自由化ができ、運転員の錯誤による事故を防止で
きる。
用しており、またユニット型原子炉の分散配置により大
型炉出力相当の核反応度制御を容易にし、さらにユニッ
ト型原子炉においては自然循環冷却、炉心熱膨張による
反応度制御などを採用している。さらに、地下立地方式
を利用してその堅固な岩盤を放射線隔壁として備え、ま
たその高低差を利用して蒸気水系の自然循環による原子
炉冷却方式を取ることができる。こうした固有安全機構
は本システムを適用した場合のプラントを安全化するの
みならずプラントの運転において制御が単純化するため
、運転においては高度の知能を要求せずにロボット的な
運転の自由化ができ、運転員の錯誤による事故を防止で
きる。
第５図は本発明を適用した地下立地方式のエネルギ供給
プラントの概念図、第６図はその原子炉システムの概略
図で、６０は作業ロボット、６１は作業空間、６２は蓄
電池、６３は燃料置場、６４は岩盤、６６は大規模閉空
間、６７は地表、６８は出入口である。
プラントの概念図、第６図はその原子炉システムの概略
図で、６０は作業ロボット、６１は作業空間、６２は蓄
電池、６３は燃料置場、６４は岩盤、６６は大規模閉空
間、６７は地表、６８は出入口である。
地下立地方式自律型高速増殖炉エネルギ供給プラントは
自然の堅固な岩盤６４を利用して地下に立地する。地下
においては、例えば地表６７もしくは出入口６８から２
００−３００＜、；の深さにおいて、その高低差を自然
循還力の発生、ポンプ揚程の軽減に用いる。また岩盤を
利用した放射線防護、気密維持、放射性物質保持、地震
防護さらに大規模閉空間６６、大規模熱容量の蓄熱プー
ル１６を設備する。蓄熱プールからは熱供給用配管１７
が設備され、近接の都市等に供給される。
自然の堅固な岩盤６４を利用して地下に立地する。地下
においては、例えば地表６７もしくは出入口６８から２
００−３００＜、；の深さにおいて、その高低差を自然
循還力の発生、ポンプ揚程の軽減に用いる。また岩盤を
利用した放射線防護、気密維持、放射性物質保持、地震
防護さらに大規模閉空間６６、大規模熱容量の蓄熱プー
ル１６を設備する。蓄熱プールからは熱供給用配管１７
が設備され、近接の都市等に供給される。
原子炉システムはサブシステムの自律協調によって運転
される。運転に対する計測制御系はここでは説明は省略
するが、自律協調性を有する人工知能によって構成され
る。運転に伴う保守・交換は作業ロボット６０によりな
され、ユニット型原子炉２・２及びカー） ＩＪッジ型
蒸気発生器２３はそうした作業に適した単体の集合構造
となっている。
される。運転に対する計測制御系はここでは説明は省略
するが、自律協調性を有する人工知能によって構成され
る。運転に伴う保守・交換は作業ロボット６０によりな
され、ユニット型原子炉２・２及びカー） ＩＪッジ型
蒸気発生器２３はそうした作業に適した単体の集合構造
となっている。
原子炉が設置しである空間にはロボット作業空間６１と
して蓄電池６２、燃料置場６３などが設備される。
して蓄電池６２、燃料置場６３などが設備される。
以上のように本発明によれば、汎用的に、必要規模に対
応した熱・電気出力が供給でき、しかも高安全性、高経
済性、高信頼性を有する高速増殖炉プラントが実現でき
る。特に、安全面にふいては、炉心を小型分散配置し、
しかも固有安全機構を採用することで単体としての安全
機能を高め、さらに単体が複数体として協調的に機能し
て益々安全を高める事が出来る。また、立地面において
は堅固な地下岩盤を格納として用いることが可能な地下
立地方式を採用でき、放射線防護能力が抜群に増加し、
公衆に対する放射線リスクをほとんど除外できる。一方
、社会に対するシステムの信頼性については、システム
が分散化されたサブシステムの集合として機能し、しか
も自律協調的に作動するためサブシステムが部分的に故
障したとしても全システムの崩壊には至らない耐性のあ
る高信頼性システムが実現できる。これにより、安定な
エネルギ供給が確立できる。
応した熱・電気出力が供給でき、しかも高安全性、高経
済性、高信頼性を有する高速増殖炉プラントが実現でき
る。特に、安全面にふいては、炉心を小型分散配置し、
しかも固有安全機構を採用することで単体としての安全
機能を高め、さらに単体が複数体として協調的に機能し
て益々安全を高める事が出来る。また、立地面において
は堅固な地下岩盤を格納として用いることが可能な地下
立地方式を採用でき、放射線防護能力が抜群に増加し、
公衆に対する放射線リスクをほとんど除外できる。一方
、社会に対するシステムの信頼性については、システム
が分散化されたサブシステムの集合として機能し、しか
も自律協調的に作動するためサブシステムが部分的に故
障したとしても全システムの崩壊には至らない耐性のあ
る高信頼性システムが実現できる。これにより、安定な
エネルギ供給が確立できる。
第１図は本発明による分散型高速増殖炉エネルギー供給
プラントの一実施例を示す図、第２図は本発明による分
散型高速増殖炉の一実施例を示す図で、同図（Ａ）は縦
断面図、同図（Ｂ）は平面図、第３図はユニット型高速
増殖炉の一実施例を示す図、第４図はカートリッジ型蒸
気発生器の一実施例を示す図で、同図（Ａ）は縦断面図
、同図（Ｂ）は平面図、同図（Ｃ）は蒸気発生器要素を
上方から見た図、第５図は地下立地方式の分散型高速増
殖炉エネルギー供給プラントの概念図、第６図はその原
子炉システムの概略図である。 ９・・・自律分散型高速増殖炉、２０・・・ナトリウム
、２１・・・原子炉主容器、２２・・・ユニット型原子
炉、２３・・・カートリッジ型蒸気発生器、２８・・・
炉心、３３・・・炉心燃料集合体、５２・・・伝熱管、
５４・・・伝熱板、６０・・・作業ロボット、６１・・
・作業ロボット空間、６３・・・燃料置場、６６・・・
大規模閉空間。 第１図 出 願 人 動力炉・核燃料開発事業団代理人弁理
士 蛭 川 昌 信（外５名）第５ 図
プラントの一実施例を示す図、第２図は本発明による分
散型高速増殖炉の一実施例を示す図で、同図（Ａ）は縦
断面図、同図（Ｂ）は平面図、第３図はユニット型高速
増殖炉の一実施例を示す図、第４図はカートリッジ型蒸
気発生器の一実施例を示す図で、同図（Ａ）は縦断面図
、同図（Ｂ）は平面図、同図（Ｃ）は蒸気発生器要素を
上方から見た図、第５図は地下立地方式の分散型高速増
殖炉エネルギー供給プラントの概念図、第６図はその原
子炉システムの概略図である。 ９・・・自律分散型高速増殖炉、２０・・・ナトリウム
、２１・・・原子炉主容器、２２・・・ユニット型原子
炉、２３・・・カートリッジ型蒸気発生器、２８・・・
炉心、３３・・・炉心燃料集合体、５２・・・伝熱管、
５４・・・伝熱板、６０・・・作業ロボット、６１・・
・作業ロボット空間、６３・・・燃料置場、６６・・・
大規模閉空間。 第１図 出 願 人 動力炉・核燃料開発事業団代理人弁理
士 蛭 川 昌 信（外５名）第５ 図
Claims (5)
- （１）小規模高速増殖炉炉心を有するユニット型原子炉
サブシステムと、蒸気発生器サブシステムとをそれぞれ
複数個一つの原子炉主容器内に配置し、各原子炉サブシ
ステムと各蒸気発生器サブシステム間は、各原子炉サブ
システム内を自然循環する冷却材と熱交換して原子炉主
容器内を自然循環する冷却材により熱伝達させるように
したことを特徴とする自律分散型高速増殖炉システム。 - （２）ユニット型原子炉サブシステムは原子炉主容器内
周辺部に配置し、蒸気発生器サブシステムは原子炉主容
器内中央部に配置した請求項１記載の自律分散型高速増
殖炉システム。 - （３）蒸気発生器サブシステムからの発生蒸気が導かれ
るタービン系と、タービンの復水を冷却する蓄熱プール
を備えた自律分散型高速増殖炉システム。 - （４）高速増殖炉の中央部に蓄熱プールからの配管が接
続される緊急冷却装置を備えた請求項３記載の自律分散
型高速増殖炉システム。 - （５）自律分散型高速増殖炉、高速増殖炉からの発生蒸
気が導かれるタービン系、タービンの復水を冷却する蓄
熱プールの全システムが地下に立地され、自律分散型高
速増殖炉の制御を作業ロボットで行うようにした自律分
散型高速増殖炉システム。
Priority Applications (3)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1023371A JPH07119817B2 (ja) | 1989-01-31 | 1989-01-31 | 自律分散型高速増殖炉システム |
| US07/472,142 US5013519A (en) | 1989-01-31 | 1990-01-30 | Autonomous, decentralized fast breeder reactor system |
| FR909001151A FR2642558B1 (fr) | 1989-01-31 | 1990-01-31 | Systeme de reacteur surregenerateur rapide decentralise autonome |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1023371A JPH07119817B2 (ja) | 1989-01-31 | 1989-01-31 | 自律分散型高速増殖炉システム |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH02201290A true JPH02201290A (ja) | 1990-08-09 |
| JPH07119817B2 JPH07119817B2 (ja) | 1995-12-20 |
Family
ID=12108692
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP1023371A Expired - Lifetime JPH07119817B2 (ja) | 1989-01-31 | 1989-01-31 | 自律分散型高速増殖炉システム |
Country Status (3)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US5013519A (ja) |
| JP (1) | JPH07119817B2 (ja) |
| FR (1) | FR2642558B1 (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2015524559A (ja) * | 2012-07-19 | 2015-08-24 | セルベクス テクノロヒア イ バローレス，エセ．エレ． | 原子力発電所、ヒューズ装置を備える安全システム、および、重力エレベーター |
| JP2024124387A (ja) * | 2023-03-01 | 2024-09-12 | コミッサリア ア レネルジー アトミーク エ オ ゼネルジ ザルタナテイヴ | 公称熱を除去するための液体金属浴と、事故時の崩壊熱を除去するための相変化材料（ｐｈａｓｅ－ｃｈａｎｇｅ ｍａｔｅｒｉａｌ：ＰＣＭ）とを有する熱除去システムを組み込んだ、液体冷却材と固体燃料集合体とを有する原子炉 |
Families Citing this family (10)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| EP0495103B1 (en) * | 1990-08-14 | 1995-04-12 | ISHIMARU, Moritaka | Atomic power generation system and its construction method |
| JPH04140693A (ja) * | 1990-09-29 | 1992-05-14 | Toshiba Corp | タンク型原子炉 |
| US6327323B1 (en) * | 1998-04-17 | 2001-12-04 | Westinghouse Electric Company Llc | Multiple reactor containment building |
| ITRM20070256A1 (it) * | 2007-05-07 | 2008-11-08 | Susanna Antignano | Impianto nucleare supersicuro e a decommissioning semplificato/facilitato. |
| US10535437B2 (en) | 2010-02-18 | 2020-01-14 | Terrapower, Llc | Method, system, and apparatus for the thermal storage of nuclear reactor generated energy |
| US9748007B2 (en) * | 2010-02-18 | 2017-08-29 | Terrapower, Llc | Method, system, and apparatus for the thermal storage of energy generated by multiple nuclear reactor systems |
| US9728288B2 (en) * | 2010-02-18 | 2017-08-08 | Terrapower, Llc | Method, system, and apparatus for the thermal storage of energy generated by multiple nuclear reactor systems |
| US9761337B2 (en) * | 2010-02-18 | 2017-09-12 | Terrapower, Llc | Method, system, and apparatus for the thermal storage of nuclear reactor generated energy |
| US8638901B2 (en) * | 2010-12-29 | 2014-01-28 | Westinghouse Electric Company Llc | Optimum configuration for fast reactors |
| US20170023305A1 (en) * | 2015-07-22 | 2017-01-26 | General Electric Company | Steam generator having an integrated modular heat exchanger |
Family Cites Families (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3366545A (en) * | 1965-02-24 | 1968-01-30 | Ca Atomic Energy Ltd | Method of operating a plurality of reactors |
| GB1204314A (en) * | 1966-09-21 | 1970-09-03 | Atomic Energy Authority Uk | Improvements in or relating to nuclear reactors |
| US3406091A (en) * | 1966-12-12 | 1968-10-15 | Gen Electric Canada | Control system for large reactors |
| FR2112044A1 (en) * | 1970-08-05 | 1972-06-16 | Edf | Sodium-cooled nuclear reactor - with integral heat exchangers |
| ZA74176B (en) * | 1973-01-29 | 1974-12-24 | Babcock & Wilcox Co | Consolidated nuclear steam generator |
| DE2628782A1 (de) * | 1976-06-26 | 1977-12-29 | Interatom | Kernreaktor mit mehreren spaltzonen |
| JPS60177296A (ja) * | 1984-02-24 | 1985-09-11 | 株式会社日立製作所 | 高速増殖炉 |
-
1989
- 1989-01-31 JP JP1023371A patent/JPH07119817B2/ja not_active Expired - Lifetime
-
1990
- 1990-01-30 US US07/472,142 patent/US5013519A/en not_active Expired - Lifetime
- 1990-01-31 FR FR909001151A patent/FR2642558B1/fr not_active Expired - Fee Related
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2015524559A (ja) * | 2012-07-19 | 2015-08-24 | セルベクス テクノロヒア イ バローレス，エセ．エレ． | 原子力発電所、ヒューズ装置を備える安全システム、および、重力エレベーター |
| JP2024124387A (ja) * | 2023-03-01 | 2024-09-12 | コミッサリア ア レネルジー アトミーク エ オ ゼネルジ ザルタナテイヴ | 公称熱を除去するための液体金属浴と、事故時の崩壊熱を除去するための相変化材料（ｐｈａｓｅ－ｃｈａｎｇｅ ｍａｔｅｒｉａｌ：ＰＣＭ）とを有する熱除去システムを組み込んだ、液体冷却材と固体燃料集合体とを有する原子炉 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH07119817B2 (ja) | 1995-12-20 |
| FR2642558A1 (fr) | 1990-08-03 |
| FR2642558B1 (fr) | 1992-02-14 |
| US5013519A (en) | 1991-05-07 |
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