JPH0426077B2 - - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 この発明は、炉心構造体とは独立している使用
済み燃料の貯蔵構造体を持つ高速中性子原子炉に
関する。この発明は例えばナトリウムのような、
液体金属によつて冷却される高速中性子原子炉に
適用される。

このような原子炉は原子炉炉心を浸漬させた冷
却用液体金属を含む垂直軸線を有する主容器を持
つ。この炉心は１群の細長い箱により構成され、
それぞれは核分裂および／又は増殖燃料物質を含
む１束のさやに入れたニードル又はロツドを含
む。これらの箱の上端に把握頭部があり、これに
よりこれらの箱を持ち上げかつ移送させる。箱の
下端には水平な支持構造体内に箱を配置すること
のできる底又は脚部があり、前記の水平な支持構
造体は容器の底部に固定された床部材上に載置さ
れる。

原子炉の使用命数の間に、使用済み燃料の組立
体を規制の組立体と同期的に交換することが必要
である。この取扱い作業は一般に腕又はひつかけ
かぎを用いて実施され、これにより組立体を搭載
および取卸し容器内に移送し、かつ組立体の原子
炉容器からの除去を可能にさせる。

既知の解決手段として、新規の燃料組立体によ
るそれらの交換のために放射性を有する取用済み
燃料の組立体の炉心からの引出しは、最初に炉心
から引抜かれ、次いで容器内の炉心から外れた区
域内に配置された別の容器に一旦貯蔵され、そこ
で取用済み燃料の組立体は部分的に冷却され、残
つている放射能を減少させ、その後容器外部に運
び出されるという手順がとられている。

しかし現在の技術段階では、貯蔵区域は炉心構
造体の一体部分を形成する。これは前記構造体の
寸法増大を生じかつ特にその直径増大を生ずる。
これによつて生ずる他の不利点のうち、容器を密
封するスラブ内に、構造体を通過させるため十分
な大きさの開口を提供することが必要である。

この発明は炉心構造体と独立した貯蔵構造体の
存在によりこれらの問題を解決する高速中性子原
子炉に関する。

さらに詳しくは、この発明は、冷却用液体金属
を含む容器と、この金属内に浸漬された炉心を含
み、前記容器が炉心構造体を載置する床部材をも
ち、前記炉心が、この構造体内に燃料組立体を並
置することにより構成され、冷却用液体金属が炉
心内で上向きに循環するように容器内に設けた循
環ポンプにより該液体金属を流通させ、更に前記
炉心構造体とは独立してその外周に同心的に配置
されかつ床部材上に載置された２つの半リングか
ら成る燃料組立体用の貯蔵構造体を含み、炉心構
造体へ送り出された冷却用液体金属の一部が前記
貯蔵構造体に流入するように成した高速中性子原
子炉に関する。

多くの効果がこの装置から得られる。炉心組立
体および貯蔵組立体は２つの分離した部分であ
り、これらは原子炉内で別個に装着される。炉心
組立体の特にその直径寸法はスラブに設けられる
回転プラグ用の開口と共に減少される。

炉心組立体は回転プラグの開口から導入される
から、これにより回転プラグの直径に合わせた大
きさに、そのために必要な受具又は当接具を縮少
できる。さらに、貯蔵構造体は炉心構造体と同じ
ような精密な加工は不必要である。

床部材に、液体金属が貫流しうるように結合さ
れた貯蔵構造体は半円形のリングによつて構成さ
れ２つのモジユールから形成される。この貯蔵構
造体は床部材に配置かつ固定され、床部材と一体
形状の構造を構成する。

貯蔵構造体は自由空所をもち、この空所内に燃
料組立体搭載および取卸し用の中継場所が配置さ
れる。この装置はこの中継場所を炉心に近接して
配置することを可能にし、従つて主容器の直径を
減じ、これはこの構造から得られる経済性の見地
から極めて重要な利点である。

附図を参照しつつ以下にこの発明を詳細に説明
する。

第１図は、この発明による貯蔵構造体をもつ高
速中性子原子炉１の断面部である。この原子炉１
は、水平スラブ４に懸架されかつ通常はナトリウ
ムである冷却用液体金属５で充たされた垂直軸線
をもつ容器２を含む、液体ナトリウムの液体は、
通常はアルゴンのような不活性ガスの１層によつ
て囲まれている。水平スラブ４は、厚壁コンクリ
ートエンクロージユア６上に載置される。主容器
２内に２つの分離区域を形成する補助容器又は内
部容器９の内側に配置された炉心８は、液体ナト
リリウム５内に浸漬される。これは燃料組立体お
よび増殖燃料組立体によつて本質的に構成され
る。

この右側半部をあらわす図は、原子炉容器の特
定の構造の一例を示す。この構造の特徴は、これ
と容器２間の第１環状空所を残す円筒形フエルー
ル又は邪魔板１１をもつということである。邪魔
板１１内には第２フエルール１３が設けられ、こ
れはまた反対方向邪魔板と称され、それと邪魔板
１１間に第２環状空所を残す。容器２と邪魔板１
１間の環状空所は、低温液体金属を供給するのに
用いられる。邪魔板１１と１３間の環状空所は、
液体金属の排出に用いられる。この型式の原子炉
は、1975年11月26日提出の‘Commissariat
a'l'Energie Atomiqueのフランス特許、第
7536266号、「Nucleai reactor」に開示されてい
る。

反応容器が邪魔板と反対方向邪魔板をもつてい
るか否かに拘わらず、原子炉容器構造体の如何に
拘わらず、この組立体１０は、容器２の底部に載
置された床部材２７と一体造りの炉心構造体２１
内に固定される。

この原子炉は冷却用液体金属の循環を確実にさ
せる装置を有する。これらの装置は容器２の周縁
に配置された循環ポンプ２４（第１図および第２
図）および熱交換器２５から構成される。ポンプ
の流出部２３に、組立体の底部において高圧状態
でナトリウムが導入され、組立体１０を底部から
頂部へ流動して炉心の上方部において組立体から
溢流する。よつて、内部容器９は、容器の下方部
に配置された底温収集部１４および容器の上方部
に配置された高温収集部１５を形成する。炉心に
おいて、ナトリウムは約400℃の温度をもち、そ
の流出部においてはほぼ550℃の温度をもつ。炉
心内を通過中に蓄積された熱交換器２５に移送さ
れる。ナトリウムはこれらの熱交換器を通つて頂
部から底部へ通過し、熱交換器の下部から放出さ
れ、冷温収集部内に流通し、ここにおいて再び循
環ポンプにより吸引されて炉心構造体２１内に再
び導入される。

原子炉１は、炉心構造体２１とは独立した、使
用済みの燃料組立体用の貯蔵構造体３１をもつ。
構造体３１は直接床部材２７上に載置され、構造
体３１に熱交換器で低温となつた冷却用液体金属
がポンプ２４で送りこまれて構造体３１を貫流す
る。故に、炉心構造体２１とは独立した自立構造
体を構成する。これは炉心構造体２１の外方に同
心的に配置される。第２図に示すように、低温液
体金属は低温収集部１４、即ち分離用仕切り９の
下方向に矢印３４で示すように引入れられ、次い
で矢印３５に従つて炉心構造体内に送出されて、
矢印３７で示すように燃料組立体１０の脚部又は
底部内に導入される。

炉心の燃料組立体１０と貯蔵構造体３１の組立
体間に、仮想線で示す構造体２２を介して炉心構
造体２１上に載置している横方向中性子保護体を
構成する組立体が配設される。

ポンプ２４と炉心構造体２１の脚部とは床部材
２７を横切るパイプ３９によつて連結されてい
る。このパイプ３９は床部材２７を横切るとき、
その高さを低くして、貯蔵構造体３１との間に余
裕を残せるように、断面形を横長の楕円形に形成
される。第２ａ図は第２図のａ−ａ矢視図を示し
ているが、パイプ３９の断面を示す一点鎖線の楕
円の切口は、パイプ３９の床部材２７を横切る部
分の断面が楕円形であることを示すために、90度
回転させて、断面形が上を向いて示されている。

炉心構造体２１には、さらに貯蔵構造体３１の
下を通り供給パイプを小径パイプに分割すること
によつて冷温液体金属が供給される（第５図）。

別の変形実例は、床部材２７を通つて冷温液体
金属が下方から炉心構造体２１に供給するように
構成されている（第６図）。

第３図は、この発明による貯蔵構造体３１を具
備する原子炉の第１図の線−に沿つてとられ
た概略断面図である。図から判るように、この貯
蔵構造体は２つの部分から成り、その各々は半リ
ング状をなす。２つの半リング間に形成させた空
所の１つ（この場合は３３で示す）は燃料組立体
１０の搭載および取卸しを行なう中継場所が設け
られる程十分な幅を残す。

よつて、取卸し中に、燃料組立体は矢印１２で
示した如く炉心８から引出され、操作アームによ
つて矢印４３で示すように（第１図および第３
図）、炉心の周縁に配置された中継場所に取付け
られた中継ポツト４１内に移送される。中継ポツ
ト４１に一度取卸された組立体は、傾斜路４６上
を移動して容器２の内部を通り、水平スラブ４を
貫通して外部に取出される。

貯蔵構造体３１を形成する２つの半リングによ
つて形成された空所３３は、中継ポツト４１を炉
心に近接した周縁に配置可能とし、従つて容器２
の寸法、特に外径を減少させる。これによつて原
子炉の原材料価格を可成り低減できる。

また、第３図は炉心に同心の循環ポンプおよび
熱交換器の配置を示す。図で唯１つずつの循環ポ
ンプ２４と熱交換器２５のみを示したが、これは
図面の表現の煩雑さを避けるためである。破線の
矢印は液体冷却用金属の循環路を示す。矢印４５
（第１図および第３図）は、炉心から熱交換器２
５内への高温液体金属の引入れ又は吸引方向を示
す。矢印３３（第２図および第３図）は冷却され
た液体金属の圧力の下での送出方向を示し、即
ち、熱交換器を通過後、炉心構造体２１内に再度
流入する。第３図はまた、循環ポンプ２４を炉心
構造体２１に接続するパイプ３９を示す。

冷却された液体金属が燃料組立体１０から床部
材の方向に流れる様子を示すために、第４図は、
燃料組立体１０を炉心構造体内に固定する方法を
示す。しかしながら、これは単なる１例に過ぎ
ず、これらの組立体を固定する別の方法が考えら
れる。

炉心構造体２１は２つの有孔板２１ａ，２１ｂ
を含み、この中に支柱１９が嵌装される。組立体
１０の脚部１０ａが各支柱内に導入され、これに
よつて組立体１０の支持を保証し、同時に、支柱
と組立体の脚部内で同一レベルにされた横長孔１
６，１７を通つて低温液体ナトリウムの供給を組
立体の脚部に実施させる。

組立体１０を密封するために、その脚部の外側
面および横長孔１６，１７の両側にラビリンス１
０ｂ，１０ｃが設けられる。

しかして、このラビリンスは液のもれを完全に
押えるのではなく、ラビリンスを通過することに
よつて、液体金属の制御された流れが床部材に向
けて存在する。即ち、ポンプ２４で燃料組立体１
０の脚部に送られた液体金属の内、上方に有孔板
２１ａを通過したものは、燃料組立体１０に沿つ
て上昇し、冷却する。又残りの一部は下方に有孔
板２１ｂを通過し、第２図の矢印５１で示すよう
に、貯蔵構造体３１に流れる。さらにラビリンス
１０ｂを通過するとき液体金属（即ち液体ナトリ
ウム）は圧力が降下し、床部材２７と貯蔵構造体
３１内の圧力は、炉心構造体２１内の圧力より相
当低くなる。この低圧の冷温の液体金属は貯蔵構
造体３１の底部４９に供給される。

しかし貯蔵構造体３１内の圧力は、液体金属が
燃料組立体１０を冷却しつつ通過して圧力が降下
したあとの、高温収集部１５内の圧力よりも僅か
に高い。それで第２図の矢印５１で示されるよう
に貯蔵構造体３１の底部４９あるいは床部材２７
から構造体３１の頂部にかけて、液体金属の強制
循環が行われる。

第１図の右半部に示された原子炉の変形構造
例、即ち、邪魔板１１及び反対方向の邪魔板をも
つ変形例の場合、燃料組立体１０のラビリンスを
こえての脚部からの流れは冷温の液体金属に容器
ごと邪魔板１１の間の環状空所に供給するのに用
いられる。これは、炉心構造体２１の下方に２つ
の独立した液体金属回収区域２９をつくることに
よつて得られる。その区域の一方は邪魔板１１の
環状空所へ、他方は貯蔵構造体３１への供給に当
てられる。この模様は第１図の矢印で示される。

大きい湾曲および反り効果を許すために製造公
差が大きくかつ貯蔵された組立体と横方向中性子
保護部材組立体間の間隙が大きいから、貯蔵組立
体３１の構造上の精度は軽減され、これによつて
製造費が減ぜられる。

この発明による貯蔵構造体の別の利点は、この
構造体３１は、第４図に示すラビリンス１０ｂを
経た比較的低圧の流体金属が流れて来ていて低圧
状態にあるから、貯蔵された使用済み燃料の組立
体内で低い冷却用液体金属の流速を得るために細
い直径の流速制御用開口を必要とする、従来技術
による高圧な状態にある貯蔵構造体の場合とは異
なり、大直径の流速制御用開口の使用を可能に
し、ひいては破損の危険をなくすことができる。

高圧が生ずる炉心構造体２１の直径を減少する
ことに関し、この発明はこの直径を絶対必要な最
小限まで減少することが可能であることに注目す
べきである。例えば、1500MWeの原子炉に対し
て：この高圧構造体の直径を8.25mから6.50mに
減じ、これにより、既述のように、この構造体は
小径の燃料組立体に用いる回転プラグを通過させ
る開口を設けることを可能にする。

貯蔵構造体３１の位置に等しい半径上の中継場
所の位置づけは、主容器の直径の減少と直径10m
の大型回転プラグを利用した中継ポツトへの垂直
方向の取扱いを可能にし、一方従来は1500MWe
の原子炉に対しては該回転プラグの径は11.2mで
あつた。最後に、これにより燃料組立体の操作ア
ームの長さと、前記アームの角度移動を減ずるこ
とを可能にする。

大型回転プラグを受入れるために、スラブ４に
設けられた孔を通してこの炉心構造体を導入する
ことを可能にしなければならない。炉心構造体２
１の直径を8.25m〜6.50mに低下することは、こ
の制約によつて得られた大型回転プラグの最大直
径の限度を同一程度まで減少する。よつて、大型
回転プラグの最小直径は9mから7.25mに減少す
る。

燃料組立体の搭載および取卸し用の中継場所が
横方向中性子保護装置内にある従来技術とは異な
り、この発明は前記保護装置の外側のこの場所に
位置づける利点をもち、従つて全炉心周縁にわた
つて連続した保護を保証する。

【図面の簡単な説明】

第１図は、この発明による独立貯蔵構造体をも
つ高速中性子原子炉概略断面図、第２図は、第１
図の原子炉の貯蔵構造体の拡大図、第２ａ図は、
第２図の線ａ−ａから見た貯蔵構造体に循環ポン
プを接続するパイプの楕円部の特に詳細構造を示
し、第３図は、２部分貯蔵構造体を装備した原子
炉の第１図の線に沿つてとられた図解断面図、
第４図は、この構造体内に組立体を固定する１例
を示す図、第５図および第６図は、この発明によ
る貯蔵構造体２つの変形実施例を示す。 図中の符号、１…高速中性子原子炉、２…垂直
軸線をもつ容器、４…水平スラブ、５…液体冷却
金属、６…エンクロージユア、８…炉心、９…内
部容器、１０…組立体、１０ｂ，１０ｃ…ラビリ
ンス、１１…邪魔板、１３…反対方向邪魔板、１
４…冷温収集部、１５…高温収集部、１６，１７
…横長孔、１９…支柱、２１…炉心構造体、２２
…構造体、２３…ポンプ流出部、…２４…循環ポ
ンプ、２５…熱交換器、２７…床部材、３１…貯
蔵構造体、３３…空所、４１…中継ポツト。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １ 冷却用液体金属５を含む容器２と、この液体
   金属５中に浸漬されている炉心８とからなる高速
   中性子原子炉において、 上記の容器２は、炉心構造体２１がのつている
   床部材２７を有し、 上記炉心８は炉心構造体２１に固定された燃料
   組立体１０の並置によつて構成され、 前記の冷却用液体金属５はポンプ２４によつて
   炉心８中を、燃料組立体１０の脚部から上方に向
   つて循環するように送り出されており、 前記の炉心構造体２１の外側に、使用済み燃料
   の組立体の貯蔵構造体３１が、炉心構造体２１と
   は独立してかつ同心に配置され、 上記の貯蔵構造体３１は中間に空所３３を持つ
   て床部材２７上に配列されている２つの半円形の
   部分からなり、 前記のポンプ２４から燃料組立体１０の脚部に
   流れた冷却用液体金属５の一部は、上記の貯蔵構
   造体３１に誘導され、使用済み燃料の組立体の脚
   部から上方に向つて循環させられることを特徴と
   する高速中性子原子炉。 ２ 原子炉容器からの燃料組立体１０の移送は搭
   載および取卸し中継ポツト４１によつて実施さ
   れ、又貯蔵構造体３１は、原子炉組立体搭載およ
   び取卸し用の中継場所が位置づけられた自由空所
   ３３を有していることを特徴とする前記特許請求
   の範囲第１項記載の高速中性子原子炉。 ３ 前記の貯蔵構造体３１は床部材２７と一体に
   形成されていることを特徴とする前記特許請求の
   範囲第２項記載の高速中性子原子炉。 ４ 前記の貯蔵構造体３１を構成するモジユール
   は床部材２７上に載置されかつ固定されているこ
   とを特徴とする特許請求の範囲第３項記載の高速
   中性子原子炉。