JP2013543586A - 一体型ナトリウム冷却高速原子炉 - Google Patents

一体型ナトリウム冷却高速原子炉 Download PDF

Info

Publication number
JP2013543586A
JP2013543586A JP2013532147A JP2013532147A JP2013543586A JP 2013543586 A JP2013543586 A JP 2013543586A JP 2013532147 A JP2013532147 A JP 2013532147A JP 2013532147 A JP2013532147 A JP 2013532147A JP 2013543586 A JP2013543586 A JP 2013543586A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
pump
sodium
impeller
core
walls
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Pending
Application number
JP2013532147A
Other languages
English (en)
Inventor
ギュイ マリー ゴーティエ,
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Commissariat a lEnergie Atomique et aux Energies Alternatives CEA
Original Assignee
Commissariat a lEnergie Atomique et aux Energies Alternatives CEA
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Commissariat a lEnergie Atomique et aux Energies Alternatives CEA filed Critical Commissariat a lEnergie Atomique et aux Energies Alternatives CEA
Publication of JP2013543586A publication Critical patent/JP2013543586A/ja
Pending legal-status Critical Current

Links

Images

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00Reactor types
    • G21C1/32Integral reactors, i.e. reactors wherein parts functionally associated with the reactor but not essential to the reaction, e.g. heat exchangers, are disposed inside the enclosure with the core
    • G21C1/322Integral reactors, i.e. reactors wherein parts functionally associated with the reactor but not essential to the reaction, e.g. heat exchangers, are disposed inside the enclosure with the core wherein the heat exchanger is disposed above the core
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00Reactor types
    • G21C1/32Integral reactors, i.e. reactors wherein parts functionally associated with the reactor but not essential to the reaction, e.g. heat exchangers, are disposed inside the enclosure with the core
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00Reactor types
    • G21C1/02Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00Reactor types
    • G21C1/02Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders
    • G21C1/03Fast 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
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/18Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/24Promoting flow of the coolant
    • G21C15/243Promoting flow of the coolant for liquids
    • G21C15/247Promoting flow of the coolant for liquids for liquid metals
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • Structures Of Non-Positive Displacement Pumps (AREA)

Abstract

本発明は、WO2010/057720から改良した一体型SFR原子炉に関する。本発明によると、中間交換機(16)の流出窓(18)の各々は、トロイド状パイプ(12)と流体連通するシェル(20)によって囲まれ、中間交換機を介してホット領域(12)からコールド領域(14)にナトリウムを流すポンプユニット(30)の流入口の各々はトーラスと流体連通しており、中間交換機を出たホット領域からの1次ナトリウムがトーラスを通過して上記ポンプユニットによってコールド領域方向に向かうようになっている。
【選択図】図1

Description

本発明は、第4世代原子炉として知られるタイプの原子炉に属するSFRナトリウム冷却原子炉(ナトリウム高速炉)に関する。
より具体的には、本発明は、一体型ナトリウム冷却原子炉、すなわち1次ポンプおよび熱交換機をも含む容器内に1次回路が完全に含まれているナトリウム冷却原子炉に関する。
国際公開WO2010/057720は、原子炉容器内に1次回路を含ませることによって小型化を可能にし、それにより一部のパーツの設計を容易にし、且つ容器内のナトリウムの自然対流を改善する画期的な構造を提案した。本発明は、これに対する改良を提案する。
ナトリウム冷却高速炉(SFR)は通常、炉心と炉心上方の炉心制御プラグとが設けられた容器を含む。排熱は、1次ナトリウムとして知られるナトリウムを容器内に設けたポンプシステムによって環流することにより行う。この熱は、1以上の中間交換機(EI)を介して中間回路に送られた後に、蒸気生成器(GV)内で蒸気を生成するために用いられる。その後、この蒸気はタービンに送られて機械エネルギーに変換され、さらに電気エネルギーに変換される。
中間回路は、熱伝達媒体としてのナトリウムを含み、容器内の1次ナトリウムを蒸気生成器に対して単離する(換言すると、含ませる)という目的を有する。上記単離は、上記生成器の管が破裂する際にナトリウムと蒸気生成器内に含まれる水蒸気との間に起こり得る激しい反応によって起こる。このようにこの構造は、2つのナトリウム回路に重点を置いている。一方の回路は1次回路として知られ、炉心と1以上の中間熱交換機との間で熱を移動させる。他方の回路は、2次回路として知られ、中間交換機から蒸気生成器に熱を送る。
すべてのナトリウム冷却高速炉(SFR)は、共通の技術的特性を有する。容器は、1次ナトリウムが外気に触れないように、カバースラブによって上面で閉じられる。
すべてのコンポーネント(交換機、ポンプ、パイプなど)はこのスラブに対して垂直に設けられ、リフト装置によって垂直に持ち上げることによって取り外し可能となっている。このスラブ内の貫通孔の寸法はコンポーネントのサイズおよび数に依存する。孔の寸法が大きく且つ孔の数が多いほど、容器の直径は大きい。
現在、原子炉は技術的手法の違いにより、主に2つのタイプ、すなわちループ型原子炉と一体型原子炉とに分類され得る。
SFRループ型原子炉は、中間交換機と1次ナトリウムを送り込む装置とが容器外に設けられることを特徴とする。
SFRループ型原子炉の主な利点は、容器内に設けられるコンポーネントの数が少ないために、所与のパワーに対する容器の直径が一体型SFR原子炉よりも小さいことである。そのため容器は相対的に製造が容易であり、安価である。他方、SFRループ型原子炉は、1次ナトリウムが容器から漏れるという大きな欠点を有する。このことは1次回路の構造を複雑にし、安全上重大な問題をもたらす。そのため、容器の小型化と製造の容易性に関する利点は、ループの設計と1次ナトリウムの漏れを管理する特別な手段に関連する装置の追加によって生じる余分な費用によって帳消しになる。
一体型SFR原子炉は、中間交換機と1次ナトリウムのポンプ手段とが完全に容器内に設けられることを特徴とする。これにより容器外に1次回路を設けることが回避でき、SFRループ型原子炉に比べて安全上大きな利点を有する。
本発明者らは、国際公開WO2010/057720において、一体型SFR原子炉を改良するための解決手段を提案した。
より具体的には、本発明者らが提案した解決手段の目的は、一体型SFR原子炉の以下の欠点を解消することである。
・ホットコレクターとコールドコレクターとの間の段差部の設計および実現が困難であること。
・強制対流下の正常運転と電気機械ポンプが誤作動した際の残留パワー排出のための自然対流下の運転との互換性が確実でないこと。
・容器のサイズが大きいために、経済的観点から見て不利であること。
国際公開WO2010/057720による解決手段は、完全に満足のいくものではない。実際、各中間交換機、すなわち中間交換機を横切る方向にホット領域からコールド領域にナトリウムを環流することを目的とする交換機の隣(上流側または下流側)に、一群のポンプ手段を設けることは、空間的制約を示唆する。
これらの空間的制約は、原子炉の小型性を損なう可能性があり、実際、原子炉容器のサイズの増大につながり得る。
国際公開WO2010/057720による解決手段の別の欠点は、1群のポンプ手段を中間交換機の隣、且つ下流側に設けることにより、SFR原子炉の設置を複雑にし得るということである。この場合、実際、ポンプ手段はある程度中間交換機の端部に位置し、バランスを悪くし得る。これにより、地震が起こると機械特性が損なわれるかもしれない。
従って本発明の目的は、国際公開WO2010/057720の上記欠点の全部または一部を補償する、一体型SFR原子炉の改良を提案することである。
本発明によると、この目的は、ナトリウムによって充填されるようになっている容器を含む一体型SFR原子炉であって、前記容器内部には炉心と1次ナトリウムを流すポンプ手段と、正常運転中に前記炉心によって生成されたパワーを排出するようになっている、中間交換機として知られる第1の熱交換機と、前記ポンプ手段も停止する前記炉心の停止時に前記炉心によって生成された残留パワーを排出するようになっている第2の熱交換機と、容器内のホット領域とコールド領域とを規定する分離装置とが含まれる一体型SFR原子炉であって、
2つの壁から構成される前記分離装置であって、前記壁の各々は、前記炉心を囲む実質的に垂直な部分と実質的に水平な部分とを有し、前記実質的に水平な部分は高さによって互いに分離され、上壁の前記水平部分上方に規定される空間が前記ホット領域を形成し、下壁の前記水平部分下方に規定される空間が前記コールド領域を形成し、前記実質的に水平な部分が前記容器に対してクリアランスを空けて設けられる、分離装置と、
前記分離装置の前記壁の前記水平部分の各々に形成された第1のカット部にクリアランスを有した状態で実質的に垂直に配置され、前記下壁の前記水平部分下方に流出窓を有する前記中間交換機と、
液圧的に直列の2つの群に分けられる可変流を提供するポンプ手段であって、一方の群は前記下壁の前記水平部分下方に設けられて前記炉心を介して前記コールド領域から前記ホット領域に前記ナトリウムを流し、他方の群は前記中間交換機を介して前記ホット領域から前記コールド領域に前記ナトリウムを送り込む、ポンプ手段と、
前記2つの壁の前記水平部分間に規定された空間に設けられた温度取得手段であって、実質的に垂直な軸に沿って延び、前記空間内の熱層化をリアルタイムで判定する、温度取得手段と、
一方では前記温度取得手段に接続され、他方では前記2つのポンプ群に接続された自動制御手段であって、正常運転中に満足できるレベルの層化を維持するために少なくとも一方のポンプ群の流れを必要に応じて修正する、自動制御手段と、
前記コールド領域上方に実質的に垂直に配置された第2の交換機と、
前記炉心および前記ポンプ手段が共に停止したときに、前記第2の交換機から前記コールド領域への前記1次ナトリウムの自然対流を可能にする手段と、
を含み、
前記原子炉内では、前記クリアランスおよび前記分離装置の前記2つの壁の前記水平部分間の高さが前もって決定されており、それにより正常運転中に前記壁、前記交換機および容器間で差動運動が起こり、且つ、正常運転中に前記2つの壁の前記水平部分間に規定された前記空間内での前記1次ナトリウムの前記熱層化の確立が可能となり、単一のポンプ群が予期せぬ停止をしたときに前記クリアランスを通過する前記1次ナトリウム流によって前記壁に付与される機械的応力を低減することが可能となる一体型SFR原子炉によって達成される。
本発明によると、
前記中間交換機の前記流出窓の各々が、トロイド形状になるパイプと流体連通する取り囲み領域に囲まれており、
前記中間交換機を介して前記ホット領域から前記コールド領域に前記ナトリウムを送り込む前記ポンプ群の流入口の各々もまた前記トロイドと流体連通しており、前記ホット領域から出発して前記中間交換機から流出する前記1次ナトリウムが前記トロイドを通過してその後、前記ポンプ群によって前記コールド領域に向けられるようになっている。
国際公開WO2010/057720による解決手段と比較すると、中間交換機の隣にポンプ手段群を設ける新規の混合設計を行う必要性が避けられる。従って、本発明による一体型SFR原子炉において、従来技術による一体型SFR原子炉ですでに認められている中間交換機を用いてもよい。さらに、ポンプ手段が中間交換機の流出口に取り付けられていないため、中間交換機の下端にアンバランスを引き起こす可能性のある追加の質量はない。これは地震の際、中間交換機の機械特性にとって好ましい。トロイド内で望まれる流れの状態に応じて、ポンプ手段の数および、流速、圧力などのポンプ特性を調整してもよい。さらに、本発明によるトロイドパイプにより、国際公開WO2010/057720による解決手段に比べてより容易に全中間交換機内の1次ナトリウム流を均質化することができる。
一実施形態によると、液圧的に直列の可変流速ポンプ群は機械的に互いに独立しており、各々はターボ型ポンプから構成されており、前記ターボ型ポンプの駆動シャフトは前記容器の全高に亘って垂直に延び且つカバースラブと前記分離装置の前記両壁の前記水平部分とを横切っており、前記水平部分は明らかに前記クリアランスを空けて垂直に配置されており、前記ポンプを支持する構造と前記分離装置の前記両壁との間の前記クリアランスもまた前もって決定されており、それにより正常運転時に前記クリアランスと前記容器との間で差動変位が起こり、且つ、正常運転時に前記2つの壁の前記水平部分間に規定された前記空間内で前記1次ナトリウムの前記熱層化の確立が可能となり、さらに一方のポンプ群が停止すべきでないときに停止した場合に前記クリアランスを通過する前記1次ナトリウム流によって前記壁に付与される機械的応力を限定することが可能となる。
有利な一実施形態によると、液圧的に直列の2つの可変流速ポンプ群は機械的に依存しており、少なくとも1つの二重インペラー遠心ターボ型ポンプから構成されており、第1のインペラーは、流入口が前記1次ナトリウムを吸い上げて前記トロイドに送り込み、流出口が前記1次ナトリウムを駆動して前記コールド領域に送り込むように位置しており、第2のインペラーは、前記第1のインペラーと同一の駆動シャフト線上に設置され、流入口が前記1次ナトリウムを吸い上げて前記コールド領域に送り込み、流出口が前記1次ナトリウムを前記炉心方向に駆動するように位置する。同一のシャフト線上の上記の両インペラーを連結することは、炉心を横切る1次ナトリウム流と中間交換機を横切る1次ナトリウム流とが、特に中間の流速で類似の様式で変化し得ることを示す。このことは、流速を制御および調整する方法を簡素化するという利点も有する。最後に、この組み合わせは、容器内のコンポーネントの数を減少させることができ、そのため容器をより小型化することができる。さらにこの場合は、両ポンプ群が機械的に独立した実施形態に比べて、二重インペラーポンプ群が停止した際に壁に付与される追加の機械的力を考慮して、ポンプの支持構造と分離装置の壁との間にクリアランスを規定しなくてもよい。実際このような場合、分離装置、すなわち両壁を通過する平均流速はゼロであり、そのため壁に損害を与える機械的力はない。
二重インペラー遠心ターボ型ポンプの採用は全く自明ではない。実際、2枚のインペラーを有し単一のシャフトで支持されるこのタイプのポンプは公知であるが、このポンプは通常、一方のホイールに対する他方のホイールの圧力を増すように動作し、従って直列に設置された一方のホイールまたはインペラーの吸引流入口に、他方のホイールまたはインペラーの吸引流出口が対応している。さらにこの理由により、上記ポンプは通常技術的には「多段ポンプ」と呼ばれている。本発明による二重インペラー遠心ポンプは、所与のポンプの両インペラー間に大きな容積を有する中間領域があるということ、およびこの中間領域がいくつかのポンプに共通であるということにより、従来技術で公知のポンプとは区別される。この大容積の中間領域は、本発明による原子炉のコールド領域である。換言するとこの場合、従来技術の多段ポンプとは異なり、各段階での圧力の割合が加算される。各段階は1枚のインペラーにより構成されるが必ずしも流速は同じではない。なぜなら、中間の空間容積部(volume)は、例えば段差部のカット部を介して原子炉の他の要素と液圧連通しているからである。そのため、原子炉の正常運転中、中間交換機を横切る流速と炉心を横切る流速とは同じであり、従って両インペラーも同じである。そのため従来の2段階ポンプと同様、圧力は常に加算される。しかしコールドコレクターにより構成される大きな空間容積部が両インペラー間にあるということは、フィルタリングが起こるということ、すなわち誤動作の場合に起こり得る熱衝撃が緩和されるということを示唆する。例えば中間交換機EIから出るナトリウムが、到着したときには十分冷たくないにもかかわらず中間交換機の2次側の熱抽出システムがシャットダウンすべきでないときにシャットダウンすることにより突然冷たくなった場合、ポンプの第1のインペラー(流体をトロイドに吸い上げるインペラー)はある程度この熱衝撃に曝される。しかし、第2のインペラーではナトリウムの温度は徐々に上昇する。なぜなら、第1のインペラーを出る熱いナトリウムは、すでにコールドコレクター内に存在している冷たいナトリウムと徐々に混合するからである。
本発明による二重インペラーポンプの動作が従来の2段階ポンプと異なる別の点は、残留パワー除去モードでの動作モードである。従来の2段階ポンプでは、ポンプが停止した(例えば自然対流によって起こる流れのために)場合も同じ流れがポンプのインペラーを横切る。本発明の場合、残留パワー除去では、第1のインペラー(トロイド内に流入口を有するインペラー)を横切る流れはなく、第2のインペラーを横切り炉心に供給される流れ全体がコールドコレクターから来る。その後以下の要素によって液圧ループが形成される:炉心、ホットコレクター、残留パワー除去専用の交換機、段差部のカット部、コールドコレクター、ポンプの第2のインペラー、最後に炉心。その後ナトリウムは自然対流によってこのループを流れる。
好ましくは、原子炉の運転状況に応じて、前記中間交換機を流れる前記1次ナトリウムの流速に対する、前記炉心を流れる前記1次ナトリウムの流速と、前記両インペラーの駆動シャフト線の回転速度とを互いに独立して調整する少なくとも1つの手段が設けられてもよい。
これは独立したポンプ(同じシャフト上でない)の駆動の回転速度の一定の可変範囲内でのことであり得る。
これは原子炉の寿命の間でも起こり得る。典型的には、「第4世代」原子炉の予定寿命は数十年である。原子炉の寿命中、炉心を構成する燃料物質は定期的に交換される。核燃料の管理状況に応じて、原子炉の炉心に新しいタイプの核燃料物質がロードされ得る。これら新規の核燃料物質は、最初に炉心にあった燃料物質とは異なる負荷損を引き起こし得る。本発明者は、この構成で初期に適合された二重インペラーポンプのみでは、炉心を横切る流速と中間交換機を横切る流速とを同じにすることは困難であると確信する。従って、炉心および中間交換機間で流速を調整する手段が、新規に導入された負荷損を有効に補償できることが好ましい。これは当然、両インペラーの回転速度を修正することによっては解決できない。なぜなら、両インペラーは同じシャフト線に連結されているからである。
有利な一変形例では、前記流速を調整する手段は、2枚のインペラーを有する前記電気機械ポンプとは別の1つの/いくつかの追加のポンプ手段から構成され、その流入口は前記トロイドと流体連通しており、前記追加のポンプ手段により供給された前記1次ナトリウムの流速と前記二重インペラーポンプにより供給された前記1次ナトリウムの流速の合計は、前記中間交換機を横切る流速にほぼ等しい。
吸引部をトロイド内に有する二重インペラーポンプのインペラーによって提供される流速値は好ましくは、中間交換機を横切る流速の90%と95%との間であるとよい。二重インペラーポンプにより供給される流れは駆動シャフト線の回転速度に依存し得ることは明らかである。従って二重インペラーポンプによって提供される流速値に応じて、追加のポンプ手段が、中間交換機を横切る流速が炉心を横切る流速と等しくなるように追加の流れを供給する。好ましくは、追加のポンプ手段が低流速、典型的には中間交換機を横切る流速の5%から10%の値を供給することが保証される。
好ましくは、前記追加のポンプ手段は、ターボ型ポンプおよび/または電磁ポンプにより構成される。
これらのポンプを用いる利点は、必要な容積が少ないために占める容積が小さいことであり、これも原子炉の小型化にとって好ましい。
有利な一変形例によると、前記ポンプの2枚のインペラーの前記駆動シャフト線は、互いに回転可能に固定され且つ軸方向に互いに変位可能な少なくとも2つの同軸シャフトを含み、一方のシャフトの下端は前記インペラーのブレードの少なくとも一部を支持し、他方のシャフトの下端は前記インペラーの他の部分を支持し、
前記流速を調整する手段は前記駆動シャフトから構成され、前記インペラーの(少なくとも)前記ブレードの一部が前記駆動シャフトの前記下端に取り付けられており、前記駆動シャフトの、前記他方の駆動シャフトに対する軸方向変位によって少なくとも前記ブレードの一部が退避することを可能にする。二重インペラー遠心ターボ型ポンプは、2枚のディスク間に含まれるインペラー内の液圧循環によって製造される。これらのディスクの一方は静止しており、他方はブレードを支持するインペラーに取り付けられている。通常、効率を最大化するためには、可動ディスクおよび静止ディスクのブレードのエッジ間のクリアランスを最小にする。この場合、可動ディスクに退避可能ブレードを設けることによりブレードと静止ディスク間のクリアランスを調整できるようにし、それによってポンプの効率、すなわち流速依存の圧力特性を多少劣化できるようにすることが賢明である。
安全上の理由により、好ましくは、少なくとも前記ブレードの一部が退避することを可能にする前記シャフトの移動を制御する機構は、前記シャフト線の駆動モータ上方に位置し、前記駆動モータ自体は前記カバースラブ上方に位置する。さらにこの実施形態は、制御機構が他の位置にある実施形態よりも簡素である。
本発明による一体型SFR原子炉は、6台の中間交換機と、6台の第2の交換機と、2枚のインペラーを有する3台の遠心ターボ型ポンプとを含み得る。
本発明の他の利点および特徴は、以下の図面を参照しながら本発明の詳細な説明を読むことによって、より明らかとなる。
図1は、本発明による一体型SFR原子炉の模式的長手方向断面図である。 図1Aは、本発明による一体型SFR原子炉の模式的長手方向部分断面図であって、本発明による、中間交換機とトロイド形状になるシャフトとの間の別の配置例を示す図である。 図2は、トロイド内の、中間交換機の流出口でナトリウムを収集し、ポンプ手段として2台の二重インペラー遠心ポンプを用いて本発明によりナトリウムを送り込む手段を示す模式図である。 図3は、本発明による、二重インペラー遠心ポンプの流速に対する圧力の特性曲線を示す図である。 図4は、本発明による一体型SFR原子炉の別の模式的長手方向断面図であって、二重インペラーポンプの配置を示す図である。 図5は、ナトリウムの流速を調整する手段を有する遠心ポンプのインペラーの詳細な断面図である。 図6は、本発明による一体型SFR原子炉の模式的長手方向部分断面図であって、残留パワー排出専用の交換機と、ホット領域およびコールド領域間に設けられた本発明による温度取得手段および分離装置との相対的レイアウトを示す図である。 図7は、図4に類似であるが、駆動モータに加えて、本発明によるポンプのインペラーのブレードの動きを制御する機構を示す図である。
本明細書を通じて、用語「水平」、「垂直」、「下」、「上」、「下方」および「上方」は、垂直に配置した原子炉容器、およびコールド領域またはホット領域のレイアウトに関するものとして理解すべきである。従って本発明による上壁はホット領域に最も近い壁を示し、下壁はコールド領域に最も近い壁を示す。同様に、下壁の下方に設けられた本発明によるポンプは、コールド領域内に位置するポンプである。
同様に本明細書を通じて、用語「上流」および「下流」は、ナトリウムの流れの方向に関するものとして理解すべきである。従って、ナトリウムはまず中間交換機上流の1群のポンプ手段を横切り、その後中間交換機に沿って流れる。中間交換機下流の1群のポンプ手段を横切るナトリウムは、その前に中間交換機に沿って流れている。
図1により、本発明による一体型SFR原子炉の全体図がわかる。一体型原子炉は炉心11を含み、炉心11内では核反応の後に熱が放出される。上記炉心11はサポート110によって支持されている。このサポート110はダイアグリッド1100を含み、ダイアグリッド1100内には炉心を構成するアセンブリ111の基部が埋まっている。このダイアグリッド1100は敷板1101によって支持されており、敷板1101は容器13の底面130上に設けられている。炉心上方には、炉心制御プラグ(BCCがあり、BCCは、核反応の制御および正確な運転に必要な装置を含む。
炉心11の正常運転中に1次ナトリウムが流れる熱交換回路は、実線矢印CNによって模式的に示されており、ナトリウムは炉心の流出口でホットコレクター12に入る。ホットコレクター12は、適切な分離装置15によって下部のコールドコレクター14と分離されている。
このホットコレクター(または領域)12とコールドコレクター(または領域)14との間の分離装置は、カット部を有する2つの壁150、151によって構成される。カット部を有するこれら2つの壁150、151は各々、炉心を囲む実質的に垂直な部分1501、1511と、実質的に水平な部分1500、1510とを含む。水平部分1500、1510は、高さHによって分離されている。図示する実施形態では、垂直部分と水平部分とは円弧部分によってつながっている。各壁150、151の垂直部分は炉心11のサポート110に固定されている。上壁150の水平部分1500上方に規定される空間はホット領域を形成し、下壁151の水平部分1510下方に規定される空間はコールド領域を形成している。
図1Aおよび図6に示すように、実質的に水平な部分1500、1510は、容器13に対してクリアランスj1だけ離して設けられている。
各中間交換機16はカバースラブ24に対して垂直に配置されている。正常運転中に中間交換機16に供給される1次ナトリウムは、ホットコレクター12から取り入れられてコールドコレクター14に排出される。中間交換機16は、機能的クリアランスj2を空け且つ特に密閉されない状態で壁の2つの水平部分150、151を通過する。
本発明によるSFR原子炉には、国際公開WO2010/057720の原子炉同様、可変流速ポンプ手段3があり、液圧的に直列の2つの群30、31に分けられている。一方の群31は、炉心11を横切ってコールド領域14からホット領域12方向にナトリウムを送り込むように設計されており、他方の群30は中間交換機16を横切ってホット領域12からコールド領域14方向にナトリウムを送り込むように設計されている。
本発明によると、まず取り囲み領域20において、中間交換機16の流出窓18の各々の周りはトロイド21形状になるシャフトと流体連通する。
さらにナトリウムをホット領域12からコールド領域14に送り込むように設計されたポンプ群30の流入口の各々も、トロイド21と流体連通し、ホット領域12から出発して中間交換機16から流出する1次ナトリウムが、トロイド21を通過してその後上記ポンプ群30によってコールド領域に向かうようになっている。
図2に示すように、有利な一実施形態では、両方の群30、31に共通の少なくとも1つのポンプ手段3であって、二重インペラー遠心ターボ型ポンプから構成されるポンプ手段3を製造する。第1のポンプ群はポンプ3のインペラー30から構成され、その流入口300が1次ナトリウムを軸方向に送ってトロイド21に吸い上げ、流出口301が1次ナトリウムをコールド領域14に駆動するように位置する。第2の群は同じポンプ3のインペラー31から構成され、第1のインペラー30と同じ駆動シャフト線32上に設置されている。第2の群は、その流入口310が1次ナトリウムを半径方向に送ってコールド領域14に吸い上げ、流出口311が1次ナトリウムを炉心11方向に駆動するように位置する。
両方のインペラー30、31を同一シャフト線21上で連結することは、炉心11を横切る1次ナトリウムの流れと中間交換機16を横切る1次ナトリウムの流れとが、特に中間の流速で類似の様式で変化し得ることを意味する。
図3にこれをより明確に示す。図3は共通領域14における同一ポンプ3の両方のインペラー30、31の圧力に対する流速曲線を示す特性図である。これより以下のことがわかる。
・シャフト線32の回転速度(定格速度ωratedまたは低速度ωslow)については、インペラー30およびインペラー31の曲線は互いにほぼ平行である。
・炉心11を横切る1次ナトリウムの流速の変化は、中間交換機16を横切るナトリウムの流速の変化に等しい。
図4は、2枚のインペラー30、31を有する単一の遠心ポンプの、原子炉内での位置を示す。シャフト線32が位置する二重インペラーポンプの支持構造321は、明らかに容器13の全高に亘って垂直に延び、カバースラブ24および分離装置の両壁150、151の水平部分1500、1501を横切る。水平部分はほぼ垂直方向にクリアランスを空けた状態で設けられている。以下に説明するように、ポンプのシャフト線32が位置するポンプ支持構造321と、分離装置の両壁との間のクリアランスは前もって決められる。これは、正常運転中に、これらと容器13との間の差動運動が起こり、正常運転中に1次ナトリウムの熱層化が壁150、151の水平部分間の空間に確立されるようにするためである。さらにこの図において、コールド領域14から出発したナトリウムが半径方向に流れてインペラー31の流入口に到達し、その後インペラー31によって軸方向に吸い上げられることが理解され得る。
好ましくは、原子炉の運転状況に応じて、中間交換機16内の1次ナトリウムの流速に対する炉心11内の1次ナトリウムの流速と、両インペラーの駆動シャフト線の回転速度とを互いに独立して調整する少なくとも1つの手段が提供されてもよい。図5は、このような手段の有利な実施形態を示す。図示するように駆動シャフト線は、互いに同軸状に移動可能な少なくとも2つの同軸シャフト320、321を含む。
シャフト320の下端はブレードを支持し、他方のシャフト321の下端は、軸方向に静止した、インペラーの他の部分を支持している。シャフト320をシャフト321に対して軸方向に移動させることによって、ブレード3000は退避する。そのためブレード3000のエッジと静止ディスク302との間のクリアランスは増大する。これによりポンプの効率、すなわち流速に依存する圧力特性が多少劣化し得る。この手段により、シャフト320、321のシャフト線の回転速度とは独立して、炉心11内の流速に対する中間交換機16内の流速が調整される。
図5は、トロイド21のナトリウムを吸い上げるインペラー30のブレード3000が退避して、炉心11内の流速に対する中間交換機16内の流速を調整する様子を示す。本発明によると、これに代えてまたはこれに加えて、他方のインペラー31の少なくともブレードの一部が退避し得ることは言うまでもない。
図6は、上壁150および下壁151の2つの水平部分1500、1510を分離する高さHの空間における熱層化の効率を改善し、それにより核反応が停止した際に1次ナトリウムの自然対流Cr(残留流)を改善する、最適化された実施形態を示す。上壁150の水平部分1500において、各交換機下方にカット部15000が設けられている。残留パワー排出専用の交換機25の交換領域は、その全体がホットコレクター内に位置する。
上壁150の水平部分1500下方に流出窓250が位置する。上壁150のカット部15000と交換機25との間の機能的クリアランスj3によって、これらのコンポーネント間の差動運動が可能となる。
炉心11(ポンプシステム3同様停止される)から残留パワーを排出する運転モードでは、このレイアウトの利点は以下の通りである。
・2次交換機25の流出窓250が上壁150の水平部分1500の真下にあり、さらに壁150の1つがすでに乗り越えられているため、運転時にこの交換機25から流出する冷たいナトリウムがコールドコレクター14まで、より容易に下降する。しかもこれはホットコレクター12からのナトリウムと混合することなく起こる。換言すると、運転停止中に自然対流下における液圧路が向上する。
・ナトリウムが、残留パワー排出専用の交換機下方に形成されたカット部15100を介し、さらに、下壁と中間交換機との間の機能的クリアランスおよび段差部の壁と原子炉容器との間の機能的クリアランスとによって構成された孔を介して、下壁151の水平部分1510を通過する。
2つの壁150、151の水平部分1500、1510間の空間の高さHは、正しい層化を可能にするために比較的重要(2メートルのオーダーで)である。2つの壁の垂直部分1501、1511間の距離は小さい(数センチのオーダーである)。
高さHを有する空間は、以下の機能的クリアランスを介してホットコレクター12およびコールドコレクター14に連通している。
・両壁の水平部分1500、1501と容器13との間に規定されたj1。この機能的クリアランスj1は、数センチのオーダーであり、コンポーネント(壁150、151、および容器13)間で差動運動を起こすことができる。
・中間交換機16およびポンプ3を支持するシステム321と壁150、151との間のダクト内に規定されたj2。この機能的クリアランスj2は、数センチのオーダーであり、コンポーネント(壁150、151、中間交換機16、および壁150、151とポンプ3との間)間で差動運動を起こすことができる。
・残留パワー除去専用の交換機25と上壁150の水平部分1500との間のダクト内に規定されたj3。上記のように、これらの交換機25から流出するナトリウムを容易にコールドコレクター14に戻すために、下壁の水平部分1510内に垂直に追加カット部15100が形成されている。
所与の構成において分離装置を精密な寸法で形成する際、当業者は、物理的分離を効率的に行うために、連通空間が大きい液圧直径を有する重大すぎる通路断面積を含まないようにする。
実際、壁の目的は、流れが高速である領域12、14間、すなわちホットコレクター12とコールドコレクター14との間に、密閉の必要なく熱層化を確立すべき平静な領域によって物理的限界をマークすることである。本発明の適用に応じて、特定のレイアウトを行ってもよい。いずれの場合も、機能的クリアランスj1、j2およびj3、ならびに分離装置の2つの壁の水平部分1500、1510間の高さHは前もって決定され、正常運転中に、壁150、151、交換機16、25、ポンプ3および容器13間で差動運動が起こるようになっている。これにより、正常運転中に、2つの壁150、151の水平部分間に規定された空間内の1次ナトリウムの熱層化を確立することが可能となり、さらに、ポンプ群30または31が予期せぬ停止をした場合(ポンプ群の連結が外れた場合)に、上記クリアランスを通過する1次ナトリウム流によって壁に付与される機械的応力を低減することが可能となる。これにより決定される熱層化は、ある意味、2つの壁150、151間の高さ全体に亘って十分に重要な空間容積部を提供し、ホット領域12とコールド領域14との間の1次ナトリウムの渦流を低減する。
壁とコレクター12、14との間の流領域の大きさのオーダーをここで例示する。ここでの数的表現については、連通のレベルでの機能的クリアランスj1、j2およびj3は約5cmと推定される。
・容器13と壁の部分1500、1510との間の機能的クリアランスj1:直径約15メートルのオーダーの容器の場合、総断面積は2.3m2である。
・中間交換機16またはポンプ3と壁の部分1500、1510との間の機能的クリアランスJ2:6台の交換機16および3台のポンプ3が、これら中間交換機およびポンプの内径に等しい内径、すなわち約2メートルの内径を有するリングにほぼ等しい流領域を必要とし、そのためにリングの幅がクリアランスj2である場合、断面積は約2.5m2である。
・残留パワー排出用の交換機25と上壁150の水平部分1500との間の機能的クリアランスj3。直径約1メートルの6台の交換機25の場合、断面積は最大1m2である。
上壁の水平部分の通路の総断面積は約6m2である。
この総断面積の推定値は、上壁150に対して有効である。残留パワー除去専用の交換機25は下壁151を横切っていないため、この壁の水平部分1510にのみカット部15100が形成されている。これらのカット部15100は、他のカット部と同等の液圧直径、すなわち約0.10mの直径を有することが好ましい。これらのカット部15100の数は、総断面積が、残留パワー排出交換機25周りの機能的クリアランスj3によって形成される総断面積に少なくとも等しくなる(大きさのオーダーで)数であることが好ましい。
図示する実施形態では、この断面積は1mのオーダーであるため、残留パワー排出専用の交換機25各々の下方に少なくとも約20のカット部15100が設けられている。
いずれの場合も、カット部を有する壁150、151の通路の断面積は、大きさのオーダーで、以下の異なる運転のすべてに対して満足のいくものである。
・上記断面積は、2つのポンプ群が機械的に独立した(ポンプの連結が外れた)ときにポンプ群30または31が全く予期せぬ停止をした場合、壁150、151に付与される機械的応力が高すぎることがないよう、十分大きくなければならない。実際、3600MWのオーダーの定格パワーを有する原子炉の場合、正常運転時のナトリウムの流速は約22.5m3/sのオーダーである。従って例えば中間交換機16に供給する2つのポンプ群が機械的に独立してポンプ群30または31が停止すべきでないときに停止した場合、ナトリウム流の一部は中間交換機16内を流れ続け、他の部分は、コンポーネント3、16、25、13および壁150、151間のクリアランスj1、j2、j3を流れ続ける。2つの流れの分布は中間交換機16と壁150、151との間の負荷の相対的損失に依存する。これらの負荷の損失の推定値は、クリアランスj1、j2、j3を通過する流れの約70%、すなわち約16m3/sに達するかもしれない。従って壁150、151のカット部とコンポーネントとの間の平均速度は、2.7m/sである。これは低速であり、壁150、151に対する大きな機械的応力にはならない。
・上記断面積は、熱層化を破壊しないように十分大きい。換言すると上記断面積は、正常運転中にポンプの自動制御により常に補正可能である垂直温度プロファイルならびに最高および最低温度を維持し、運転停止状態に維持できるように、十分大きい。
・正常運転中に渦流が孔を流れることを制限するためには、液圧直径は小さくなければならない。壁150、151内の通路の断面は、約5cm幅の非常に長い形状であることが好ましい。この場合、液圧直径は幅の2倍、すなわち10cmに実質的に等しい。本発明による原子炉容器の約15mという直径に関連する液圧直径が上記数値の場合、液圧直径の相対値は約0.1/15、すなわち0.7%未満に等しい。
図6は、壁150、151の水平部分1500、1510間の内部空間内の熱勾配を測定するために最適化した実施形態を示す。図示する熱取得手段は、ナトリウムに浸漬して両壁150、151の両水平部分1500、1510を横切るいくつかのブーム6から構成される。この/これらのブーム6上に熱電対60が位置する。熱電対60の機能は、壁150、151間の高さHの内部領域内のいくつかの高さ位置でナトリウムの温度を検出することである。垂直熱プロファイルの知見とデジタル処理とを組み合わせると、熱勾配の変化をモニターリングすることができ、中間交換機16を横切るナトリウム流によって炉心11を横切るナトリウムを制御することができる。
上記のように正常運転時には、これら2つの流速を同一にすることが試みられる。これらの条件下で、2つの壁150、151間の高さHの領域は、流れのない領域または低速流を有する領域を構成し、これにより熱層化の確立が可能となる。
2つのコレクター、すなわちホットコレクター12とコールドコレクター14とを分離するのが、この熱層化である。
必要であれば、いくつかの高さ位置でブームに固定された熱電対すなわち温度センサ60によって、または別の方法によって、この熱層化を測定することにより、炉心11を横切る流れと中間交換機16を横切る流れとを相対的に調整することが可能となる。
図5に示すように、ポンプ3の2枚のインペラー30、31の一方のブレードを退避させることを、これらの流速を調整する手段として用いてもよい。
熱層化の効率は以下の式で規定されるリチャードソン数によって評価し得る。
Ri=g(Δρ/ρ)H/V
式中、
・gは重力による加速度であり、
・Δρ/ρは相対密度変化であり、
・Δρ=ρcold−ρhotであり、
・ρcoldは冷たい流体の密度であり、
・ρhotは熱い流体の密度であり、
・ρは流体の平均密度であり、
・Hは空間容積部の寸法特性であり、典型的には空間容積部の高さであり、
・Vは空間容積部内の流体の到達速度である。
このようにリチャードソン数Riは、密度または重力(Δρ g H)と慣性力(ρ V)との割合を特性づける。慣性力が重力よりも大きい場合、Riは1未満であり強制的対流が優勢であり、層化は起こらない。重力が慣性力よりも大きい場合、Riは1より大きい。これは空間容積部内で層化が確立されていることを意味する。
熱い液体および冷たい液体の流入口と流出口とを含む空間容積部内では、無次元のリチャードソン数が1より大きければ層化が起こっていると考えられる。
ここで考える特定のケースでは、考慮すべき空間容積部は、壁150、151の2つの水平部分1500、1510間に位置する高さHの空間である。正常運転時には炉心11を横切る流れと中間交換機16を横切る流れは等しいため、高さHのこの空間に流れはなく、従って速度はゼロである。実際には僅かな流れがあり得る。なぜなら、2つの壁が機能的クリアランスj1、j2、j3によるカット部を有し、上記クリアランスを介した流速の低い流れがあるからである。
本発明による原子炉におけるリチャードソン数Riの評価
原子炉のパワー:3600MW
炉心の流入口温度(低温):〜390℃
炉心の流出口温度(高温):〜540℃
定格ナトリウム流:〜22.5m/s
熱いNaの密度:〜832kg/m
冷たいNaの密度:〜857kg/m
相対密度変化:〜4.3%
重力による加速:9.81m/s
空間容積部の相対寸法(2つの壁150、151間の高さHに対応):〜2m
クリアランスj1、j2、j3の存在による壁150、151内の通路の断面積:〜6m
炉心11を横切る流れと中間交換機16を横切る流れとの間に、10%という一時的流れの重大なアンバランスが推定される場合、このことは、機能的クリアランスj1、j2、j3通過する定格流の10%、すなわち約2.25m/sの流れがある可能性があることを示す。
そのため断面積が6mである場合、速度は0.37m/sにほぼ等しい。
従ってリチャードソン数Riは、6にほぼ等しい。この数は1より大きいため、壁150、151間の高さHの空間は実際、層化している。
そのためこの層化のレベルを測定することにより、炉心11を横切る流れと中間交換機16を通過する流れの相対的流速を適切な規制により、好ましくはインペラー30、31の一方のブレードを退避させることにより、再調整することができる。この適切な規制は、中間交換機16からのナトリウムを吸い上げるためにトロイド21に設置された追加のポンプ手段によっても達成することができる。
図7は、本発明による2枚のインペラー30、31を有するポンプ3の好ましい構成であって、駆動モータ33とインペラーのブレードを退避させるシャフト324の軸方向変位機構34とを含む構成を示す。
この構成では、シャフト線の駆動モータ33は原子炉のカバースラブ24上方に位置し、ブレードを退避させる軸方向変位制御機構34自体は、駆動モータ33の上方に位置する。この機構を簡素化するために、スクリュー−ナットまたは液圧ジャックタイプの信頼できる機構を用いてもよい。さらにこの設備を簡素化するために、シャフト320を、モータ33によって回転するシャフトの中心に位置づけてもよい。
国際公開WO2010/057720が考慮するEFRプロジェクトによる一体型SFR原子炉は、17〜18mのオーダーの容器直径を有する。
考慮されているEFRプロジェクトと同じパワーであるが、その構成は本発明による(図1に示す)SFR原子炉であって、6台の中間交換機16と、6台の第2の交換機25と、二重インペラー30、31を有する3台の遠心ターボ型ポンプ3とを有するSFR原子炉は、15mと16mとの間の容器直径を有してもよい。
本発明の範囲を逸脱することなく別の改良も可能である。
例えば好ましい実施形態では、所与のポンプ手段3、すなわちホット領域12からコールド領域14への送り込み(インペラー30)およびコールド領域14からホット領域12への送り込み(インペラー31)を達成する二重インペラーポンプとして、2台の別々ポンプ、すなわち運転時に互いに連結されないポンプを設けることもできる。このような実施形態では、本発明による、1次ナトリウムをホット領域からコールド領域へ送り込むポンプの流入口とトロイドとの流体連通は維持される。

Claims (9)

  1. ナトリウムによって充填されるようになっている容器(13)を含む一体型SFR原子炉であって、前記容器(13)内部には炉心(11)と1次ナトリウムを流すポンプ手段と、正常運転中に前記炉心によって生成されたパワーを第2の熱交換機(25)から排出するようになっている、中間交換機として知られる第1の熱交換機(16)と、容器内のホット領域(12)とコールド領域(14)とを規定する分離装置とが含まれており、前記第2の熱交換機(25)は、前記ポンプ手段も停止する前記炉心の停止時に前記炉心によって生成された残留パワーを排出するようになっている、一体型SFR原子炉であって、
    2つの壁(150,151)から構成される前記分離装置であって、前記壁の各々は、前記炉心を囲む実質的に垂直な部分(1501、1511)と実質的に水平な部分(1500、1510)とを有し、前記実質的に水平な部分は高さ(H)によって互いに分離され、上壁(150)の前記水平部分(1500)上方に規定される空間が前記ホット領域を形成し、下壁(151)の前記水平部分(1510)下方に規定される空間が前記コールド領域を形成し、前記実質的に水平な部分(1500、1510)が前記容器に対してクリアランス(j1)を空けて設けられる、分離装置と、
    前記分離装置の前記壁の前記水平部分の各々に形成された第1のカット部にクリアランス(j2)を有した状態で実質的に垂直に配置され、前記下壁の前記水平部分下方に流出窓(18)を有する前記中間交換機(16)と、
    液圧的に直列の2つの群に分けられる可変流を提供するポンプ手段(3)であって、一方の群(31)は前記下壁の前記水平部分下方に設けられて前記炉心を介して前記コールド領域から前記ホット領域に前記ナトリウムを流し、他方の群(31)は前記中間交換機を介して前記ホット領域から前記コールド領域に前記ナトリウムを送り込む、ポンプ手段(3)と、
    前記2つの壁の前記水平部分(1500、1510)間に規定された空間に設けられた温度取得手段(6、60)であって、実質的に垂直な軸に沿って延び、前記空間内の熱層化をリアルタイムで判定する、温度取得手段(6、60)と、
    一方では前記温度取得手段に接続され、他方では前記2つのポンプ群に接続された自動制御手段であって、正常運転中に満足できるレベルの層化を維持するために少なくとも一方のポンプ群の流れを必要に応じて修正する、自動制御手段と、
    前記コールド領域(14)上方に実質的に垂直に配置された第2の交換機と、
    前記炉心および前記ポンプ手段が共に停止したときに、前記第2の交換機から前記コールド領域への前記1次ナトリウムの自然対流を可能にする手段と、
    を含み、
    前記原子炉内では、すべての前記クリアランス(j1、j2)および前記分離装置の前記2つの壁の前記水平部分(1500、1510)間の高さ(H)が前もって決定されており、それにより正常運転中に前記壁(150、151)、前記交換機(16、25)および容器(13)間で差動運動が起こり、且つ、正常運転中に前記2つの壁(150、151)の前記水平部分間に規定された前記空間内での前記1次ナトリウムの前記熱層化の確立が可能となり、単一のポンプ群が予期せぬ停止をしたときに前記クリアランスを通過する前記1次ナトリウム流によって前記壁に付与される機械的応力を低減することが可能であり、
    前記中間交換機(16)の前記流出窓(18)の各々が、トロイド(21)形状になるパイプと流体連通する取り囲み領域(20)に囲まれており、
    前記中間交換機(16)を介して前記ホット領域(12)から前記コールド領域(14)に前記ナトリウムを送り込む前記ポンプ群(30)の流入口の各々もまた前記トロイドと流体連通しており、前記ホット領域から出発して前記中間交換機から流出する前記1次ナトリウムが前記トロイドを通過してその後、前記ポンプ群によって前記コールド領域に向けられるようになっていることを特徴とする一体型SFR原子炉。
  2. 液圧的に直列の可変流速ポンプ群の両方は機械的に互いに独立しており、各々はターボ型ポンプから構成されており、
    前記ターボ型ポンプの駆動シャフトは前記容器(13)の全高に亘って垂直に延び且つカバースラブ(24)と前記分離装置の前記両壁(150、151)の前記水平部分(1500、1501)とを横切っており、前記水平部分は明らかに前記クリアランス(j2)を空けて垂直に配置されており、前記ポンプを支持する構造(321)と前記分離装置の前記両壁との間の前記クリアランスもまた前もって決定されており、それにより正常運転時に前記クリアランスと前記容器(13)との間で差動変位が起こり、且つ、正常運転時に前記2つの壁(150、151)の前記水平部分間に規定された前記空間内で前記1次ナトリウムの前記熱層化の確立が可能となり、さらに一方のポンプ群が停止すべきでないときに停止した場合に前記クリアランスを通過する前記1次ナトリウム流によって前記壁に付与される機械的応力を限定することが可能となる、請求項1に記載の一体型SFR原子炉。
  3. 液圧的に直列の2つの可変流速ポンプ群は機械的に依存しており、少なくとも1つの二重インペラー遠心ターボ型ポンプ(3)から構成されており、第1のインペラー(30)は、流入口(300)が前記1次ナトリウムを吸い上げて前記トロイド(21)に送り込み、流出口(301)が前記1次ナトリウムを駆動して前記コールド領域(14)に送り込むように位置しており、第2のインペラー(31)は、前記第1のインペラーと同一の駆動シャフト線上に設置され、流入口(310)が前記1次ナトリウムを吸い上げて前記コールド領域に送り込み、流出口(311)が前記1次ナトリウムを前記炉心方向に駆動するように位置する、請求項1に記載の一体型SFR原子炉。
  4. 前記中間交換機を流れる前記1次ナトリウムの流速に対する、前記炉心内を流れる前記1次ナトリウムの流速と、前記両インペラーの駆動シャフト線の回転速度とを互いに独立して調整する少なくとも1つの手段を含む、請求項3に記載の一体型SFR原子炉。
  5. 前記流速を調整する手段は、2枚のインペラーを有する前記電気機械ポンプとは別の1つの/いくつかの追加のポンプ手段から構成され、その流入口は前記トロイドと流体連通しており、前記追加のポンプ手段により供給された前記1次ナトリウムの流速と前記二重インペラーポンプのインペラー(30)により供給された前記1次ナトリウムの流速の合計は、前記中間交換機を横切る流速にほぼ等しい、請求項4に記載の一体型SFR原子炉。
  6. 前記追加のポンプ手段は、ターボ型ポンプおよび/または電磁ポンプにより構成される、請求項5に記載の一体型SFR原子炉。
  7. 前記ポンプの2枚のインペラーの前記駆動シャフト線(32)は、軸方向に互いに変位可能な少なくとも2つの同軸シャフトを含み、一方のシャフト(320)の下端は前記インペラーのブレードの少なくとも一部を支持し、他方のシャフト(321)の下端は前記インペラーの他の部分を支持し、
    前記流速を調整する手段は前記駆動シャフトから構成され、前記インペラーの前記ブレードの一部(少なくとも)が前記駆動シャフトの前記下端に取り付けられており、前記駆動シャフトの、前記他方の駆動シャフトに対する軸方向変位によって少なくとも前記ブレードの一部が退避することを可能にする、請求項4に記載の一体型SFR原子炉。
  8. インペラーの少なくとも前記ブレードの一部が退避することを可能にする前記シャフトの移動を制御する機構(34)は、前記シャフト線の駆動モータ(33)上方に位置し、前記駆動モータ(33)自体は前記カバースラブ上方に位置する、請求項7に記載の一体型SFR原子炉。
  9. 6台の中間交換機(16)と、6台の第2の交換機(25)と、2枚のインペラー(30、31)を有する3台の遠心ターボ型ポンプ(3)とを含む、請求項8に記載の一体型SFR原子炉。
JP2013532147A 2010-10-04 2011-10-03 一体型ナトリウム冷却高速原子炉 Pending JP2013543586A (ja)

Applications Claiming Priority (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
FR1058016 2010-10-04
FR1058016A FR2965655B1 (fr) 2010-10-04 2010-10-04 Perfectionnement a un reacteur nucleaire sfr de type integre
PCT/EP2011/067206 WO2012045691A1 (fr) 2010-10-04 2011-10-03 Réacteur nucléaire à neutrons rapides refroidi au sodium ("sodium fast reactor" ) de type intégré

Publications (1)

Publication Number Publication Date
JP2013543586A true JP2013543586A (ja) 2013-12-05

Family

ID=43500264

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP2013532147A Pending JP2013543586A (ja) 2010-10-04 2011-10-03 一体型ナトリウム冷却高速原子炉

Country Status (8)

Country Link
US (1) US20130216015A1 (ja)
EP (1) EP2625690A1 (ja)
JP (1) JP2013543586A (ja)
KR (1) KR20130116258A (ja)
CN (1) CN103238186A (ja)
FR (1) FR2965655B1 (ja)
RU (1) RU2013120317A (ja)
WO (1) WO2012045691A1 (ja)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN112567475A (zh) * 2018-07-24 2021-03-26 赛夫公司 燃料组件搬运设备和包括这种设备的搬运组件

Families Citing this family (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP2924690B1 (en) * 2012-11-26 2017-09-27 Joint Stock Company "Akme-Engineering" Nuclear reactor with liquid metal coolant
CN103839600B (zh) * 2014-03-18 2016-03-02 中国科学院合肥物质科学研究院 一种用于池式自然循环反应堆的流量测量装置及测量方法
US10032530B2 (en) * 2015-05-13 2018-07-24 Westinghouse Electric Company Llc Remote heat removal system
US10283223B2 (en) * 2015-09-18 2019-05-07 Utah Green Energy Technologies, Llc Molten salt reactor that includes multiple fuel wedges that define fuel channels
CN107516550A (zh) * 2016-06-16 2017-12-26 泰拉能源有限责任公司 反应堆顶盖
CN106981320A (zh) * 2017-04-21 2017-07-25 中广核研究院有限公司 一种自然循环冷却液态重金属反应堆
CN107610787A (zh) * 2017-07-24 2018-01-19 上海妍杰环境设备有限公司 钠冷快堆核电站钠泵循环***所用的空冷器
CN109256222B (zh) * 2018-09-03 2020-05-22 岭东核电有限公司 钠冷快中子核反应堆***
CN110033872A (zh) * 2019-04-26 2019-07-19 华北电力大学 一种通用型钠冷快堆组件单体水力实验台架及其实验方法
FR3104311B1 (fr) * 2019-12-09 2021-12-03 Commissariat A L Energie Atomique Et Aux Energies Alternatives Réacteur nucléaire refroidi au métal liquide intégrant un système complètement passif d’évacuation de la puissance résiduelle (EPUR)

Family Cites Families (13)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2397044A1 (fr) * 1977-07-04 1979-02-02 Commissariat Energie Atomique Reacteur nucleaire refroidi par un metal liquide
FR2497388A1 (fr) * 1980-12-30 1982-07-02 Commissariat Energie Atomique Reacteur nucleaire refroidi par un metal liquide et comprenant une cuve posee a fond froid
FR2506992B1 (fr) * 1981-05-27 1986-08-22 Commissariat Energie Atomique Reacteur nucleaire a neutrons rapides
JPS6415693A (en) * 1987-07-10 1989-01-19 Nippon Atomic Ind Group Co Operation of nuclear reactor
DE3826864A1 (de) * 1988-08-08 1990-02-15 Interatom Fluessigmetallgekuehlter brutreaktor mit internem brennelementlager
JPH02234097A (ja) * 1989-03-08 1990-09-17 Toshiba Corp タンク型高速増殖炉
JPH04110694A (ja) * 1990-08-30 1992-04-13 Central Res Inst Of Electric Power Ind 高速増殖炉
FR2791060A1 (fr) * 1999-03-18 2000-09-22 Atochem Elf Sa Procede de preparation d'un caoutchouc porteur de radical libre stable et utilisation dudit caoutchouc porteur pour la preparation d'un polymere vinylaromatique choc
US7860207B2 (en) * 2006-11-28 2010-12-28 The Invention Science Fund I, Llc Method and system for providing fuel in a nuclear reactor
CN201111964Y (zh) * 2007-09-30 2008-09-10 中国原子能科学研究院 一种钠冷快堆二回路钠的在线净化***
CN101174479B (zh) * 2007-12-11 2011-09-14 中国原子能科学研究院 钠冷快堆氩气分配***
CN201126711Y (zh) * 2007-12-11 2008-10-01 中国原子能科学研究院 钠冷快堆氩气分配***
FR2938691B1 (fr) * 2008-11-19 2010-12-24 Commissariat Energie Atomique Reacteur nucleaire sfr de type integre a compacite et convection ameliorees

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN112567475A (zh) * 2018-07-24 2021-03-26 赛夫公司 燃料组件搬运设备和包括这种设备的搬运组件

Also Published As

Publication number Publication date
FR2965655B1 (fr) 2012-10-19
EP2625690A1 (fr) 2013-08-14
KR20130116258A (ko) 2013-10-23
RU2013120317A (ru) 2014-11-20
US20130216015A1 (en) 2013-08-22
CN103238186A (zh) 2013-08-07
WO2012045691A1 (fr) 2012-04-12
FR2965655A1 (fr) 2012-04-06

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP2013543586A (ja) 一体型ナトリウム冷却高速原子炉
US20110222642A1 (en) Sfr nuclear reactor of the integrated type with improved compactness and convection
EP2777048B1 (en) Integral pressurized water reactor
EP2924690B1 (en) Nuclear reactor with liquid metal coolant
JP6930652B2 (ja) タービン
JPH0240094A (ja) ポンプ
CN102282627A (zh) 具有集成式流通道的反应堆容器反射体
CN108630325A (zh) 一种用于核聚变堆真空室扇区浸泡式的水冷结构
CN106409353B (zh) 一种基于气举的液态金属冷却池式反应堆多功能堆内热分隔***
JPH0322598B2 (ja)
US20040240601A1 (en) Forced cooling circular deep & minus; water pond type heat supply nuclear reactor with natural circulation
JPH0395496A (ja) 自由表面蒸気分離方式の自然循環式沸騰水型原子炉に負荷追従能力を付与するための方法
JPH05150081A (ja) 沸騰水炉の並列流再循環系
CN102434215B (zh) 一种外转子流体动力机
CN111828344A (zh) 一种两级叶轮潜水排污泵
CN103730172A (zh) 一种液态重金属冷却自然循环池式反应堆堆内辅助加热***
KR102201840B1 (ko) 원자로냉각재계통 및 이를 구비하는 원전
JP5271928B2 (ja) 循環ポンプ
CN205638948U (zh) 核电站余热排出泵
JP3762598B2 (ja) 気水分離器及び沸騰水型原子炉
EP2814039B1 (en) Water supply pipe for steam generator
Furusawa et al. Cooling system design and structural integrity evaluation
WO2015145204A1 (en) Hydromechanical heat generator
JPS5930920B2 (ja) ポンプ装置
RU2500893C1 (ru) Система жидкостного охлаждения лопаток высокотемпературных ступеней энергетической газовой турбины