特許 6930797 高速中性子型原子炉の液体金属冷却材の自然循環を確立する方法

(19)【発行国】日本国特許庁(JP)

(12)【公報種別】特許公報(B2)

(11)【特許番号】6930797

(24)【登録日】2021年8月16日

(45)【発行日】2021年9月1日

(54)【発明の名称】高速中性子型原子炉の液体金属冷却材の自然循環を確立する方法

(51)【国際特許分類】

   G21D 1/02 20060101AFI20210823BHJP

   G21C 15/00 20060101ALI20210823BHJP

【ＦＩ】

   G21D1/02 C

   G21C15/00 F

【請求項の数】1

【全頁数】5

(21)【出願番号】特願2020-503695(P2020-503695)

(86)(22)【出願日】2018年7月18日

(65)【公表番号】特表2020-526771(P2020-526771A)

(43)【公表日】2020年8月31日

(86)【国際出願番号】RU2018000478

(87)【国際公開番号】WO2019022640

(87)【国際公開日】20190131

【審査請求日】2020年1月28日

(31)【優先権主張番号】2017126521

(32)【優先日】2017年7月24日

(33)【優先権主張国】RU

【早期審査対象出願】

(73)【特許権者】

【識別番号】516219347

【氏名又は名称】ステート・アトミック・エナジー・コーポレーション・ロスアトム・オン・ビハーフ・オブ・ザ・ロシアン・フェデレーション

【氏名又は名称原語表記】ＳＴＡＴＥ ＡＴＯＭＩＣ ＥＮＥＲＧＹ ＣＯＲＰＯＲＡＴＩＯＮ ‘ＲＯＳＡＴＯＭ’ ＯＮ ＢＥＨＡＬＦ ＯＦ ＴＨＥ ＲＵＳＳＩＡＮ ＦＥＤＥＲＡＴＩＯＮ

(74)【代理人】

【識別番号】100140822

【弁理士】

【氏名又は名称】今村 光広

(72)【発明者】

【氏名】アフレモフ，ドミトリ アレクサンドロヴィッチ

(72)【発明者】

【氏名】サフロノフ，デニス ヴィクトロヴィチ

(72)【発明者】

【氏名】ヒジニャク，エフゲニヤ セルゲーヴナ

(72)【発明者】

【氏名】ニッケル，キリル アルベルトヴィッチ

(72)【発明者】

【氏名】ロマノヴァ， ナタリア ヴィクトロヴナ

【審査官】 関口 英樹

(56)【参考文献】

【文献】 特開２００３−２６２６９０（ＪＰ，Ａ）

【文献】 実開昭６０−０２９２２５（ＪＰ，Ｕ）

【文献】 特開昭６１−０２０８９３（ＪＰ，Ａ）

【文献】 特開昭５７−０８６０９０（ＪＰ，Ａ）

【文献】 国際公開第２０１１／１３２６１２（ＷＯ，Ａ１）

【文献】 特開２００６−１４５０７１（ＪＰ，Ａ）

(58)【調査した分野】（Int.Cl.，ＤＢ名）

Ｇ２１Ｃ１５／００−１５／２８

Ｇ２１Ｄ１／００−９／００

(57)【特許請求の範囲】

【請求項1】

熱除去回路の上昇管及び下降管や機器の事前の電気加熱とその後の加熱冷却材の充填，回路内の冷却材の循環開始及び自然循環へのシフトを含む，高速中性子型原子炉の熱除去回路内の液体金属冷却材の自然循環を確立する方法は，以下の不等式の条件から選択される温度であるТ1及びТ2まで事前に電気加熱が行われることにより特徴付けられる：

【数2】

但し：
ρ1(T1） −上昇管の温度T1時の液体金属冷却材の密度；
ρ2(T2） −下降管の温度T2時の液体金属冷却材の密度；
ΔＨ１−上昇入口と出口の高低差；
ΔＨ２−下降入口と出口の高低差；
ΔＰ−回路の油圧抵抗；
g− 重力加速度，
また回路内の冷却材循環の開始が自然循環モードへのシフトと同時に行われ，それぞれ上昇管及び下降管の液体金属冷却材密度ρ1(T1) 及び ρ2(T2)の差による循環力の生成によって原子炉が定格動作パラメータまで到達するまで実施される。

【発明の詳細な説明】

【技術分野】

【0001】

本発明は，原子力工学の分野に関するもので，高速中性子型原子炉の熱除去回路内の液体金属冷却材の自然循環を確立するために使用することができる。

【0002】

本発明に最も近いものとして，熱除去回路内の上昇管及び下降管や機器の事前の電気加熱とその後の加熱冷却材の充填，回路内の冷却材の循環の開始及び自然循環へのシフトを含む，高速中性子型原子炉の熱除去回路内の液体金属冷却材の自然循環を確立する方法がある（Usynin G.B.，Kusmartsev E.V. 高速中性子炉：高等教育機関向け教科書/ Mitenkov F.M.編集-モスクワ：Energoatomizdat出版，1985年，197ページ）。

【0003】

既知の方法は次のとおり実施される。

【0004】

熱除去回路内の上昇管及び下降管や機器は液体金属冷却材を初期充填する前（または検査と修理後），周囲温度とほぼ等しい温度である。充填・ドレーンシステムのタンク内の液体金属冷却材は，約200-250°Cの温度まで加熱される。したがって，加熱された液体金属冷却材を熱除去回路に供給する前に，管や機器をこの温度までに加熱して，液体金属冷却材の過冷却（「硬化」）を防ぐ必要がある。加熱用には熱除去回路内の上昇管及び下降管や機器に設置されている電気ヒーターを使用する。次に，加熱された冷却材が熱膨張タンク内で必要なレベルに達するまで，熱除去回路に供給される。回路の上昇管及び下降管を冷却材で満たした後，ポンプを使用して回路内の強制循環を開始する。自然循環モードへの移行は，原子炉が定格動作パラメータに達した後に実施される。

【0005】

既知方法の欠点は，循環を開始する時と原子炉が定格出力に達するまでに強制循環モードで使用されるポンプ装置により回路内に追加油圧抵抗が存在すること，並びに原子炉からの熱伝達なしで強制循環モードから自然循環に切り替えることができないことである。

【0006】

本発明の目的は，高速中性子型原子炉の熱除去回路において液体金属冷却材の自然循環を確立する方法を開発することであり，この場合，強制循環モードは存在しなく，熱除去回路は，スタートを含み，出力上昇の過程で自然循環モードでのみ動作し，しかも原子炉からの熱伝達がなくても動作する。この方法は、原子炉のパッシブセーフティーを提供する。

【0007】

本発明の技術的結果は，循環力を作成することによる自然循環の開始及び原子炉からの熱伝達が無い条件で，熱除去回路での液体金属冷却材の自然循環の必要な方向性を確保することである。また，技術的な結果として，熱除去回路にポンプ装置が欠如するために油圧抵抗が大幅に低下することである。

【0008】

既知の方法では熱除去回路の上昇管及び下降管や機器の事前の電気加熱とその後の加熱冷却材の充填，回路内の冷却材の循環の開始及び自然循環へのシフトを含み，高速中性子型原子炉の熱除去回路内の液体金属冷却材の自然循環が確立されるが、本発明では熱除去回路の上昇管及び下降管や機器の事前の電気加熱は以下の不等式の条件から選択されるそれぞれ温度T₁およびT₂で実施されることで上記の技術結果が達成される：

【0009】

【数1】

【0010】

但し：
ρ₁(T₁） − 上昇管や機器の温度T₁時の液体金属冷却材の密度；
ρ₂(T₂） −下降管や機器の温度T₂時の液体金属冷却材の密度；
ΔＨ_１−上昇入口と出口の高低差；
ΔＨ_２−下降入口と出口の高低差；
ΔＰ−回路の油圧抵抗；
g− 重力加速度，
また回路内の冷却材循環の開始が自然循環モードへのシフトと同時に行われ，それぞれ上昇管及び下降管の液体金属冷却材密度ρ₁(T₁) 及び ρ₂(T₂)の差によって原子炉の定格動作パラメータが達成されるまで実施される。

【0011】

上記の本質的な特徴の総和により，主熱源を接続せずに原子炉の熱除去回路で自然循環を開始することができるが，これは，上昇管及び下降管や機器の設計温度までの電気加熱，したがって，充填された冷却材の温度差（密度差）によってのみ行われる。したがって，原子炉の起動時には，熱除去回路はすでに自然循環モードで機能しているため，原子炉設備全体のパッシブセーフティーが保証される。プロトタイプと比較して，この方法では強制循環モードは存在しないため，原子力安全性の向上にも貢献する。

【0012】

本発明の骨子は図面によって説明されている。

【図面の簡単な説明】

【0013】

【図1】図１は，高速中性子型原子炉の熱除去回路図である。

【図2】図2は，ポンプを使用しない自然循環発展グラフを示している。

【0014】

熱除去回路には，熱源１が含まれるが，この熱源用として，原子炉１次回路（図面では無表示）に接続される熱交換器または原子炉（図面では無表示）を使用することができる。熱源１の出口は，上昇管２を介して除熱装置3の入口と接続され、この除熱装置用としてエア熱交換器が使用される。上昇管２の全長にはタップ制御ヒーター4が設置されている。除熱装置3の出口は，下降管5によって冷却材熱膨張タンク6を介して熱源1の入口に接続されている。下降管5の全長に沿ってタップ制御電気ヒータ4と類似のタップ制御ヒーター7が取り付けられている。熱除去回路は，閉止弁10を備えたドレイン管9により充填・ドレインシステム8のタンクと接続されている。熱源1，除熱装置３および冷却材熱膨張タンク６には，タップ制御電気ヒーター（図面では無表示）が装備されている。熱損失を最小限に抑えるために，熱除去回路（配管2，5，9，熱源1，除熱装置3および冷却材熱膨張タンク6）には断熱材（図面では無表示）が取り付けられている。

【0015】

この方法の実施は次のとおりである。

【0016】

液体金属冷却材として使用されるナトリウムの自然循環を実現するために，研究用高速中性子型原子炉の熱除去回路で次の一連の動作を実行する。タップ制御電気ヒータ4，7をオンにして、熱除去回路の上昇管及び下降管や機器を設計温度値それぞれТ₁=230℃及び Т₂=210℃まで加熱する。この時の電流レギュレータの設定値は，熱源1用に230℃までの加熱及び温度維持を，上昇管2用には230℃まで，除熱装置3用には210℃まで，下降管5と冷却材熱膨張タンク6用には210℃までが確保される。その後，順次，熱除去回路の排気とアルゴン充填を行い，充填・ドレーンシステムのタンク8からの熱除去回路ガス媒体が必要な組成に達した後に，閉止弁10を開き，ドレーン配管9を介して熱除去回路に225℃のナトリウムを流量2 m³/hで供給する。開始モードでは熱源1は，熱交換器としては動作せず，冷却材の通過路としてのみ動作する。熱膨張タンク6のナトリウムが必要なレベルに達したら，閉止弁10を閉める。熱膨張タンク6のガスキャビティ内の圧力は，0.14MPaまで上昇する。熱除去回路をナトリウム充填する過程でナトリウム冷却材が配管壁と回路機器の温度を受け，その結果，自然循環力が必要な方向に生成される。図2に示されるように，上昇管2と下降管5の壁の初期温度差Т₁とТ₂によって生成される自然循環力の影響で，ナトリウム流量は150秒間でゼロから安定値3.76kg/sまで増加し，その後一定に保たれる。自然循環定常モードでは除熱装置３は下降管入口の冷却材温度を必要なレベルまで引き下げる。回路構成要素の入口および出口におけるナトリウム温度は，熱源1の入口で210℃，熱源1の出口で225℃，除熱装置3の入口で230℃、除熱装置3の出口で210℃である。温度Т₁及び Т₂の計算のために次の値が使用された：熱源1の出口の高さ6.2メートル，除熱装置3の入口の高さ11.1メートル，除熱装置3の出口の高さ8.4メートル，熱源1の入口の高さ6.9メートル，上昇冷却材密度ρ₁(T₁）896kg/m³，下降冷却材密度ρ₂(T₂)901kg/m³ ，上昇入口と出口の高低差ΔH₁4.9メートル，下降入口と出口の高低差ΔH₂1.5メートル，回路油圧抵抗1600 Pa。

【図1】

【図2】