JP2024086670A - 保護間隙内に配置された受動的または能動的にトリガされる枢動フィンのモジュールを備える、一次原子炉容器を通して熱を除去する崩壊熱除去（ｄｈｒ）システムを組み込む液体金属または溶融塩原子炉 - Google Patents

Abstract

【課題】液体金属または溶融塩高速中性子原子炉タイプの原子炉を提供すること。
【解決手段】発明は、
－ 原子炉が停止してすぐの崩壊熱の除去、
－ 一次容器を通り抜け、その後の二次容器の裏側への熱の除去、
－ 保護間隙内で一次容器の周りに分散されたフィンを通しての熱伝導による、改善され、完全に受動的な（ゼーベック効果の）熱除去であり、その展開位置へと枢動されたときに一次容器と二次容器との間に一種の熱ブリッジを形成する熱除去を同時に保証するＤＨＲシステムを組み込む原子炉を生み出すことで基本的に構成されている。
【選択図】図５Ｂ

Description

本発明は、液体金属によって、とりわけ液体ナトリウムによって冷却され、原子炉の第四世代ファミリーの一部であるＳＦＲ（ナトリウム高速原子炉）と呼ばれる高速中性子原子炉の分野に関する。

より詳細には、発明は、崩壊熱がこれらの原子炉から除去される機能に対する改善に関する。

発明は、典型的には、５０から２００ＭＷｅの動作パワーを有するＳＭＲ（小型モジュール原子炉）タイプの小型原子炉または中型原子炉、あるいは２００ＭＷｅを超える動作パワーを典型的に有する高出力原子炉に等しく十分に適用される。

原子炉の崩壊熱（または残留熱）は、核分裂連鎖反応が停止された後、炉心によって生成される熱であり、これは、核分裂生成物の崩壊のエネルギーで主に構成されることがここで想起されるであろう。

発明は、ナトリウム高速原子炉を参照して記載されるが、原子炉一次冷却材回路内で冷却材として使用される鉛など、任意の他の金属にも適用される。それはまた、溶融塩原子炉にも適用される。

発明は、一体式のプールタイプの一次冷却材回路を有するタイプの液体金属原子炉を参照して記載され、これは、一次冷却材ナトリウムの全てが、主容器（一次容器）内に含まれ、一次容器内で一次冷却材ポンプおよび中間熱交換器（ＩＨＸ）が原子炉容器の閉鎖を通して沈められるものと言ってよい。

それはまた、ループタイプの一次冷却材回路を有する原子炉にも適用され、これは、一次冷却材ポンプおよび中間熱交換器が一次原子炉容器の外側に配置され、一次原子炉容器はこのとき炉心しか含まず、これらの冷却構成要素は、一次冷却材配管によって炉心に接続されている。

原子炉において、全ての条件（通常動作、事件および事故）下において保証される必要がある基本的な安全機能は、格納、反応性の制御および炉心からの熱の除去である。

事故状況における崩壊熱の除去に関して、全体の信頼性をより最適に保証するために、受動性を改善し、システムを多様化するための調査が継続中である。目的は、全ての状況下においてその構造および幾何学形状の完全性、すなわち第１の（燃料組立体ピンクラッディング）格納障壁および第２の（主容器）格納障壁の完全性を保つことであり、長期間の発電所内全交流電源喪失が起こった場合であってもそれを行うことで、福島タイプのシナリオにも対応することである。

より詳細には、液体金属原子炉からの崩壊熱の除去が主容器を通して完全に受動的に行われることが現在想定されている。この目的は、大型サイズの原子炉の場合、過度に高出力であるために、完全には達成不可能であることが明らかであり、以後、ＤＨＲシステムまたはＤＨＲＳと呼ばれ、主容器を通して熱を除去する安全性および崩壊熱除去システムに対する固有の改善を保証するために、低出力ＳＭＲの場合に実現的であるとみなされてよい。

一般に、製造中の、またはプールタイプのナトリウム原子炉に関する文献から知られるＤＨＲＳは、いくつかのカテゴリに分類することができ、すなわち、
－ 原子炉の冷温ヘッダー内に配置され、参考文献［１］ではタイプＲＲＡ原子炉（タイプ－Ａ原子炉冷却を有する原子炉）と呼ばれる、ナトリウム／ナトリウム（またはナトリウム／ＮａＫ）熱交換器を採用するもの。参考文献［１］の図２における頭字語ＤＲＡＣＳ（「直接原子炉補助冷却システム」を意味する）が参照されてもよいもの、
－ 原子炉の高温ヘッダー内に配置され、参考文献［１］ではＲＲＢ原子炉（タイプＢ原子炉冷却を有する原子炉）と呼ばれる、ナトリウム／ナトリウム（またはナトリウム／ＮａＫ）熱交換器を採用するもの。参考文献［１］の図２における頭字語ＤＲＡＣＳが参照されてもよいもの、
－ 二次ループ内に配置され、参考文献［１］では頭字語ＩＲＡＣＳ（「中間原子炉補助冷却システム」）を有する、ナトリウム／ナトリウム（またはナトリウム／ＮａＫ）熱交換器を採用するもの。参考文献［１］の図２における頭字語ＢＰＲが参照されてもよい。これらのＢＰＲシステムが動作することを可能にするために、二次ナトリウムの流れの一部が、二次ループによって取り出されてＤＨＲ回路の中間ナトリウムと熱を交換するもの、
－ 外壁を冷却する空気の流れ、または緊急バックアップ冷却システムの水のいずれかを利用して、蒸気生成器（ＳＧ）を介する冷却を採用するもの。参考文献［１］の図２における頭字語ＳＧＡＣＳ（「蒸気生成器外部シェル崩壊熱除去」）およびＡＳＧ（「緊急フィードウォーター」）がそれぞれ参照されてもよいもの、
－ 事故が起こったときに一次（主）原子炉容器からの放射によって熱を除去するための手段を採用するものであり、参考文献［１］ではタイプＲＲＣ原子炉（主容器を通して冷却するタイプＣ原子炉を有する原子炉）と呼ばれるもの。参考文献［１］の図２における頭字語ＲＶＡＣＳ（これは「原子炉容器補助冷却システム」を意味する）が参照されてもよいもの、
－ 二次原子炉容器の外面を冷却する空気の天然の対流による冷却を採用するもの。参考文献［２］の図１５が参照されてもよいものである。

上記に挙げたシステムの全ては、除去した熱を、空気または水のいずれかである冷温熱源と熱をやり取りするナトリウムまたはＮａＫまたは冷却材オイルタイプの冷却材流体に移動させる。タイプＲＲＡおよびＲＲＢのＤＲＡＣＳシステムは、原子力ボイラーの内側の空間を占め、より大きな直径の主容器を必要とするという主な欠点を有する。このような側面は、小型のモジュール式原子炉（ＳＭＲ）タイプの原子炉設計の場合、道路または川による、一次容器の輸送適性の点での制限を実証する可能性がある。

ＩＲＡＣＳおよびＳＧベースの冷却システムは、オペレータまたは電力供給源の一部に対する介入を必要とすることが多い。加えて、原子力ボイラーからさらに遠くに熱を引き出すという事実は、ＳＢＯ（「発電所内全交流電源喪失」）の事故が起こった場合の二次冷却材回路におけるナトリウムの漏出などの機能不全に陥った場合にはもはや保証されなくなる。

天然の空気対流によって二次容器を冷却するシステムは、より小出力の原子炉に限定される。加えて、二次容器の外面を冷却するのに十分な天然の空気循環流量を有するために、相当な大きさの通風装置を設ける必要がある。これを達成するためには、原子力ボイラーは、かなりの高さである必要があり、これはその上、原子炉ピットの深さおよび関連する土木工事に関する建設の制限を課す。

ＲＶＡＣＳタイプのシステムは、原子力ボイラーに近接しており、一次容器の内側の空間を占めないという両方の主要な利点を有する。よって、これらのＲＲＣタイプのＤＨＲシステムは、他の上記に挙げたシステムと比較して、原子力ボイラーのよりコンパクトな構成ならびにかなりの多様性を助長する。

これらの利点にも関わらず、ＲＲＣタイプのＤＨＲシステムは、優れた冷却性能を提供することがないが、それは、冷却が二次容器からの放射によって達成されるためである。具体的には、システムの構成要素（熱交換器、管の束、または空気流）は、大部分は二次容器の外側にあり、その外面に面しており、これは、容器間の隙間（以後、保護間隙と呼ばれる）、言わば一次容器と二次容器（保護容器）との間の空間に存在するガスの熱抵抗が理由で、性能を制限する。

保護間隙の体積は、一次（主）容器の外面の状態を周期的に検査する装置に対するアクセスのし易さを確実にする。安全性の理由で、主容器から漏出した場合のナトリウムとの反応の可能性をなくすために、この空間は、不活性ガス、すなわち水蒸気のないガスで満たされている。

保護間隙内に存在する不活性ガス、典型的には窒素は、極めて低い対流の係数を有し、典型的には、１００から５００Ｗ／ｍ^２．Ｋの間に含まれ、これは、
－ 通常動作中の主原子炉容器を通しての熱損失。絶縁体として作用することによって、このガスはこれにより、より多くの熱の量がエネルギー転換システムを介して有利に利用されることを可能にするという点において、原子炉の全体のエネルギー効率に貢献していること、
－ 事故状況における二次容器内の温度上昇であり、これにより、崩壊熱除去の流れをかなり制限することを制限する要因を構成している。

保護間隙の熱抵抗を可能な限り低減し、これにより二次容器の温度を上昇させるために、ＲＶＡＣＳシステム以外のシステムが、ＲＲＣタイプの原子炉に関して考慮されている。具体的には、二次容器の温度を上昇させることは、実際には、式１による事故が起こった場合に除去することができる熱の熱出力Ｐ_ＤＨＲの増加につながり、
［式１］
Ｐ_ＤＨＲ × （Ｔｃｓ^４ － ＴＲＲＣ^４）
ここでは、Ｔ_ＣＳは、二次容器の温度を示し、Ｔ_ＲＲＣは、ＲＲＣシステムの温度を示す。

特許文献１は、不活性ガスの強制的な循環を通して保護間隙内の熱移動を改善するシステムを提案する。利点にも関わらず、それは、開示されるシステムが、オペレータならびに電力供給源の一部に対する行動を必要とすることをもたらす。

特許文献２はまた、固体状態で投入され、その後溶融する金属で保護間隙を満たすことによって熱の移動を改善し、これにより保護間隙内の熱慣性および熱の移動の両方を改善するＲＲＣシステムを提案する。特許文献２によるこのシステムは、ＲＲＣシステムの熱性能を改善するが、これは、保護間隙の熱抵抗が劇的に低減されるためである。しかしながらこのタイプのシステムは、３つの主要な欠点を有しており、すなわち、
－ 原子炉が通常動作するときに固体材料が保管されるリザーバの存在。リザーバの体積は、保護間隙の体積と実際に等しく、原子炉クロージャにおいて、ボイラーに近接して配置される。高出力原子炉の場合、そのようなシステムの専有面積は、重要である可能性があり、そのようなシステムは、構成するのが複雑である可能性があり、安全性の研究は、リザーバ漏出事象を考慮する必要があること、
－ システムは、不可逆性である。結果として、それを事故状況以外においてテストすることは不可能であり、これは、それがひとたび保護間隙内にあると、固体または溶融金属を回収するのが極めて難しいためであること、
－ 事故後の分解状況において、保護間隙内で行われる作業は、より一層難しくなり、これは、一次容器および／または二次容器に装着された固体金属のコーティングまたは残留物の存在によって作業が妨害されることである。

したがって、事故状況における熱の移動を受動的に高めるために、とりわけ液体金属原子炉のＲＲＣタイプのＤＨＲシステムを改善する必要性がなおも存在している。

上記に挙げた要件を満たし、
－ 通常動作中に保護間隙を不活性ガスでいっぱいな状態に維持し、これにより、液体金属原子炉を備える原子炉設備のエネルギー効率を改善すること、
－ 原子炉が事故状況に遭遇したときのその利用可能性をテストし保証するために、好適な周期的チェックを行うことによって正確な動作を保証すること、
－ システムを時ならぬときに作動させるトリガすることが起こったときに、原子炉を通常動作に戻すこと、
を可能にするために、可逆的であるシステムに対する要望がさらになおも存在する。

発明の目的は、これらの要望を少なくともいくらか満たすことである。

ＦＲ２９８７４８７Ｂ１ ＧＢ２２６３１８８Ａ

これを達成するために、発明は、その態様のうちの１つにおいて、液体金属または溶融塩高速中性子原子炉タイプの原子炉に関し、これは、
－ 一次容器と呼ばれ、原子炉一次冷却材回路のための一次冷却材のために液体金属または溶融塩で満たされた容器と、
－ 二次容器と呼ばれ、一次容器の周りに配置され、それらの間に保護容器間隙（Ｅ）を画定する容器と、
－ 二次容器の周りに配置された原子炉ピットと、
－ 一次容器の内部に冷却材を密封するための原子炉クロージャと、
－ 原子炉の公称熱と崩壊熱の両方の少なくとも一部を除去するための熱除去システムであって、
冷却剤で満たされ、冷却剤が天然の、または強制的な対流によってその中を循環し、原子炉の通常動作および原子炉停止状況の両方において液体状態のままであるように構成された閉鎖回路であって、原子炉ピットと二次容器との間に配置され、二次容器の周りにらせんで巻き付く蛇行コイルを備える、閉鎖回路と、
原子炉クロージャに固定されたモジュールであって、
●保護間隙（Ｅ）内に配置され二次容器と接触している少なくとも１つのシェルと、
●保護間隙（Ｅ）の内部に配置され、支柱で一次容器の周りに角度を成して分散された複数の熱伝導フィンであって、各支柱は、二次容器の高さの少なくとも一部にわたって互いから離間されており、それらが一次容器から離れている後退位置と、それらが一次容器と接触している展開位置との間で二次容器に沿って枢動する能力を有して設置された複数のフィンを備える、複数の熱伝導フィンと、
●シェルの内部に配置され、シェルの下部にあるその高温側と、シェルの上部にあるその低温側とを有して二次容器に沿って延在する１つまたは複数のゼーベック効果熱電気要素であって、原子炉の通常動作中、それらが生成する電流は、フィンをその後退位置のままにしておき、その一方で崩壊熱を除去する必要がある事故状況では、それらが生成する電流は、フィンをその展開位置へと枢動させるように設計されている、ゼーベック効果熱電気要素とを備える、モジュールとを備える、熱除去システムと
を備える。

「停止状況」によって本明細書において、および発明の文脈において意味されるものは、通常の原子炉の停止および事故状況における（事故動作運転）原子炉の停止である。

１つの有利な実施形態によると、モジュールは、原子炉クロージャから吊り下げられている。モジュールが原子炉クロージャの真下に吊り下げられることによる設定は、溶接を利用するなどの一部の他の設定に対して有利であるが、これは、達成し易いためである。また解体もし易い。

有利な一実施形態の変形形態によると、モジュールは、フィンが枢動する能力を備えて各々に設置される複数の枢軸を備え、各枢軸は、その中に、好ましくはギア付き電気モータである、電気モータを組み込んでおり、電気モータは、ゼーベック効果の熱電気要素によって電気的に動力が供給される。そのような統合は、コンパクトで信頼できる動作を可能にする。選択として、各枢軸は、シェルに直接固定される、およびより好ましくは溶接によって直接固定される。

有利には、フィンは、その後退位置において二次容器に対して垂直方向に置かれる。このことは、保護間隙をできるだけ塞がっていない状態にし、その結果小さい厚さ、典型的にはｃｍオーダーの厚さのフィンで、このことは、原子炉が通常動作であるときの、とりわけロボットを利用する前記間隙の検査のための最大の機会を残すことになる。

フィンは、平面形状、またはその展開位置において一次容器と接触するための表面を画定する曲率を有する湾曲形状であってよい。一般には、フィンの形状は、フィン先端と一次容器との間に最適な接触の領域を確保し、したがって、原子炉からの崩壊熱を除去する動作中の一次容器と二次容器との間の最適な熱伝導を確保するように適合されている。

１つの有利な特徴によると、ゼーベック効果熱電気要素のｐ－タイプ材料は、テルル化鉛（ＰｂＴｅ）、テルル化アンチモン（Ｓｂ_２Ｔｅ_３）、テルル化ゲルマニウム（ＧｅＴｅ）およびテルル化銀（Ａｇ_２Ｔｅ）の混合体（ＴＡＧＳ）または方コバルト鉱（ＣｅＦｅ_４Ｓｂ_１２）から選択される。そのような材料は、原子炉の通常動作中フィンの枢動のために望ましい温度閾値を下回り、崩壊熱除去を必要とする事故状況においてはこの温度閾値を上回る電流を生成するのに完璧に適している。典型的には、これらの材料は、通常動作と、崩壊熱除去を必要とする事故状況において２５０℃から４５０℃前後の、二次容器の底部と原子炉クロージャとの温度差に完璧に適している。

１つの有利な実施形態によると、原子炉は、フィンをその展開位置からその後退位置に戻すための機械的および／または電気的手段を備える。

この実施形態および第１の変形形態によると、電気的手段は、ゼーベック効果熱電気要素によって生成されるものとは反対の電流を生成するためのバックアップ源として知られる電気電力源を備えてよい。

この実施形態および第２の変形形態によると、機械的手段は、ウインチなどの手動で始動される機械装置を備えてよい。

そのような機械的および／または電気的手段で、ＤＨＲシステムのフィンモジュールの動作は可逆的であり、原子炉の通常動作中に望ましいときにテストすることができる。

有利な構成によると、フィンの各支柱は、二次容器の円筒形部分の高さに実質的にわたって延在する。これは、このとき、一次容器と二次容器との間の熱の伝導のための潜在的領域を最適にする。

相補的な実施形態によると、原子炉は、液体金属で一次容器および二次容器の非円筒形部分を隔てる保護間隙（Ｅ）を満たすためのシステムを備え、システムは、原子炉の事故において、または原子炉停止に続くオペレータの決定において始動させることが可能である。それは、そのようなフィンの取り付けが複雑であることを証明する可能性がある一次容器および二次容器のとりわけ半球形の部分の間にフィンを設置する必要がないことを意味する。

選択として、フィンおよびシェルは、鋼またはアルミニウムで作成される。さらなる選択として、フィンは、鋼ＡＩＳＩ－３１６Ｌなどのステンレス鋼で作成されてもよく、これは、優れた機械的完全性および耐腐食性を提示する。

フィンの場合、アルミニウム合金、例えばアルミニウム１０６０が１つの選択として鋼を覆うように使用されるが、その理由は、アルミニウムは、鋼よりも、合金に応じてより高い、すなわち１０倍高い導電性を有するためである。加えて、アルミニウムは、鋼よりも重量がおおよそ３倍は軽く、これは、保護間隙内でフィンを嵌合させやすくするので有利である。さらに、アルミニウムおよびその合金は、腐食に対して耐性があり、標準的方法を用いてより容易に溶接することができる。

アルミニウム１０６０の場合６５０℃前後の溶融点は、事故が起きた場合の最大原子炉温度が６００～６５０℃を下回る事故状況が起きた場合に使用するために、それを利用してフィンを作成することを想定することを可能にする。

崩壊熱除去で動作中の（フィンが展開位置にある）一次容器と二次容器との間の熱抵抗を最小限にするために、その展開位置でのフィンによる間隙の断面の占有のレベルのパーセンテージとして定義された、この保護間隙内のフィンの環状分散の係数は、６０％より大きく、好ましくは８０％より大きい。

よって、発明によるフィンを枢動させるモジュールを備えたＤＨＲシステムは、崩壊熱除去（ＤＨＲ）の機能を達成し、一次放射障壁（燃料クラッディング）および二次放射障壁（主容器）の完全性を維持しつつ、放射能の格納を確実にする。

フィンを枢動させるモジュールのおかげで、一次容器と二次容器との間の熱抵抗は、崩壊熱が、これらのフィンの展開位置における一次容器とのフィンの直接接触であり得る接触によって除去される事故状況において低減され、その結果、熱は、したがって、二次容器への伝導によって直接移動させることができ、二次容器は、この容器の周りに巻き付けられたＤＨＲシステムの蛇行するコイルに熱を伝達する。

さらにフィンの作動は、通常の原子炉停止の後にオペレータによって能動的にトリガされる場合もある。

発明はしたがって、
－ 原子炉が停止してすぐの崩壊熱の除去、
－ 一次容器を通り抜け、その後の二次容器の裏側への熱の除去、
－ 保護間隙内で一次容器の周りに分散されたフィンを通しての熱伝導による、改善され、完全に受動的な（ゼーベック効果の）熱除去であり、その展開位置へと枢動されたときに一次容器と二次容器との間に一種の熱ブリッジを形成する熱除去を同時に保証するＤＨＲシステムを組み込む原子炉を生み出すことで基本的に構成されている。

発明によるＤＨＲシステムは、したがって、そこから保護間隙に向かう高温放射、および放射と、その展開位置にあるフィンを利用する二次容器への熱伝導の両方によるこの熱の伝播を利用して、熱が一次容器の外側から受動的に除去される方法の点において従来技術によるシステムとは異なる。

ＤＨＲシステムは、原子炉が名目上の出力で通常通りに動作しているときと、フィンが能動的に熱を消散させる役割を果たしている事故状況で動作しているときの両方において、一定の動作である。

発明は、一次冷却材回路モードを特徴付けるその構成がなんであれ、全ての液体ナトリウムまたは他の液体金属または液体塩原子炉に適用され、これは、典型的には、５０から２００ＭＷｅの動作出力を有する、小出力または中出力原子炉またはＳＭＲ（小モジュール原子炉）であり、これは高出力原子炉であり、すなわち
－ 一次冷却材ポンプおよび熱交換器の全てが、炉心を含む主容器内に含まれ、原子炉容器クロージャを通して主容器冷却材内に沈められるプールタイプＳＦＲ、
－ 一次ポンプが、炉心を含む主容器の内部に含まれるハイブリッド（部分的にプールタイプ）ＳＦＲ、
－ 一次冷却材ポンプおよび中間熱交換器が、主原子炉容器の外側の専用容器内に配置され、主容器はこのとき炉心および内部構造物のみを含み、主容器および構成要素容器は、一次配管によって接続されている、ループタイプＳＦＲである。

一次冷却材回路の冷却材は好ましくは、二元鉛ビスマス（Ｐｂ－Ｂｉ）合金、二元ナトリウムカリウム（ＮａＫ）合金、ナトリウムまたは液体金属の他の三元合金から選択された液体金属である。

発明の好ましい用途は、第四世代ファミリーの小サイズ原子炉であり、とりわけナトリウム、鉛または塩を使用して冷却される原子炉である。

発明のさらなる利点および特徴は、発明の実装例の詳細な記載を読むことからより明確に明らかになり、この詳細な記載は、以下の図面を参照して非限定的例示という目的で与えられている。

発明を実施するために意図されるＲＲＣタイプのＤＨＲシステムを備えたナトリウム高速原子炉（ＳＦＲ）の部分断面における概略図である。 発明による、ＳＦＲ原子炉の一次容器および燃料組立体の一部と、ＤＨＲシステムの管の列の一部とを示す長手方向部分断面図である。 発明による、プールタイプのＳＦＲ原子炉の一次容器および二次容器と、炉心と、二次容器の周りのＤＨＲシステムの管の列の一部とを示す、長手方向部分断面におけるプールタイプのＳＦＲの概略図である。 発明による、ＤＨＲシステムのフィンの支柱のモジュールの上からの図であり、フィンは、二次容器に対して垂直方向に置かれたその後退位置にあり、後退位置は、ＳＦＲ原子炉の通常動作に対応する図である。 発明によるＤＨＲシステムのフィンの支柱のモジュールの上からの図であり、フィンは、一次容器と接触しているその展開位置にあり、展開位置は、ＳＦＲ原子炉の事故状況動作に対応する図である。 発明によるＤＨＲシステムのフィンの支柱のモジュールの横からの図であり、フィンは、二次容器に対して垂直方向に置かれたその後退位置にあり、後退位置は、ＳＦＲ原子炉の通常動作に対応する図である。 発明によるＤＨＲシステムのフィンの支柱のモジュールの横からの図であり、フィンは、一次容器と接触しているその展開位置にあり、展開位置は、ＳＦＲ原子炉の事故状況動作に対応する図である。 発明によるＤＨＲシステムのフィンの支柱のモジュールの正面向きの図であり、フィンは、二次容器に対して垂直方向に置かれたその後退位置にあり、後退位置は、ＳＦＲ原子炉の通常動作に対応する図である。 発明によるＤＨＲシステムのフィンの支柱のモジュールの正面向きの図であり、フィンは、一次容器と接触しているその展開位置にあり、展開位置は、ＳＦＲ原子炉の事故状況動作に対応する図である。 発明の文脈に適した異なるｐ－タイプの熱電気材料の、ｚで示される利点と、ＳＦＲ原子炉が通常動作にあるとき、および事故状況において動作しているときそれぞれの関連温度の範囲の図である。 発明の文脈に適した異なるｐ－タイプの熱電気材料の、ｚで示される利点と、ＳＦＲ原子炉が通常動作にあるとき、および事故状況において動作しているときそれぞれの関連温度の範囲の図である。 フィンが１ｃｍに等しい厚さを有する状態での、発明によるフィンの環状分布の係数の関数としての、一次容器と二次容器との間の熱抵抗の比率がどのくらい変化するかを曲線の形態で示す図である。 図８の拡大図である。 発明によるフィンの厚さの増大の関数としての一次容器と二次容器との間の熱抵抗の比率がどのくらい変化するかを曲線の形態で示す図である。 フィンが１０ｃｍに等しい厚さを有する状態での、発明によるフィンの環状分布の係数の関数としての、一次容器と二次容器との間の熱抵抗の比率がどのくらい変化するかを曲線の形態で示す図である。 発明の一変形形態によるＤＨＲシステムのフィンモジュールの側面図であり、フィンは、湾曲した接触面を有し、一次容器と接触しているその展開位置にあり、この位置は、ＳＦＲ原子炉の事故状況動作に対応する図である。

本出願を通して、用語「垂直方向」、「下方」、「上方」、「底部」、「頂部」、「下」、「上」は、その垂直方向の動作構成におけるプールタイプのＳＦＲの液体ナトリウムで満たされた一次容器を参照して理解されるべきである。

図１から図３は、プールタイプ機構を備え、これも発明による原子炉崩壊熱リカバリ（ＤＨＲ）システム２を有するナトリウム高速原子炉（ＳＦＲ）１を描いている。

そのような原子炉１は、一次冷却材と呼ばれる液体ナトリウムで満たされ、燃料の核分裂を通して熱エネルギーを生成する複数の燃料組立体１１０と、側方中性子遮蔽組立体（ＰＮＬ）１１１とが中に沈められる炉心１１を収容する一次容器１０または原子炉容器を備える。

一次容器１０は、一次冷却材回路のナトリウムおよび内部構造物のナトリウムの重量を支持する。

炉心１１は、炉心を支持する機能と、炉心に冷却材を供給する機能を分離することを可能にする２つの別個の構造、すなわち、
－ ダイアグリッド１２と呼ばれる全て溶接された第１の圧力構造であって、その中に燃料組立体１１０のフットが位置決めされ、一次冷却材ポンプ１００によって冷温ナトリウム（４００℃）が供給されるダイアグリッド１２と、
－ ストロングバック１３と呼ばれる全て溶接された第２の構造であって、そこにはダイアグリッドが載せられており、ストロングバックは全体的に、一次容器１０の底部にある内壁の一部の上に載っている、ストロングバック１３とによって支持されている。

典型的には、ダイアグリッド１２、およびストロングバック１３は、ステンレス鋼ＡＩＳＩ ３１６Ｌで作成される。

燃料組立体１１０のクラッディングは、第１の格納障壁を構成し、容器１０は、第２の格納障壁を構成する。

描かれるように、一次容器１０は、半球の底部によって伸張された中心軸Ｘを有する円筒形状である。典型的には、一次容器１０は、高温でのひび割れのリスクに対して保護するために、極めて低いホウ素含有量を有するステンレス鋼ＡＩＳＩ ３１６Ｌで作成される。その外面は、崩壊熱除去段階における外への熱の放射を促進するために実施される事前酸化処理によって高度に放射性にされる。

炉心ヘッドプラグとして知られるプラグ１８が、炉心１１の垂直方向に上に嵌合される。

そのような原子炉１では、炉心１１内での核反応中に生成された熱は、原子炉容器１０内に位置する汲み上げ手段１００を用いて、図示される例での一次容器１０の内部に位置する中間熱交換器１５まで一次ナトリウムを循環させることによって除去される。

よって、原子炉の通常動作の状態では、熱の抽出は、その出口管１５１を経由してそこから高温で再度現れる前に、中間熱交換器１５において、その搬送管１５２を経由して冷温で到着する二次ナトリウムによって行われる。

抽出された熱はその後、描かれていない蒸気生成器において蒸気を生成するのに使用され、生成された蒸気は、同様に描かれていない１つまたは複数のタービンおよび交流電源に搬送される。タービンが、蒸気の機械エネルギーを電気エネルギーに変換する。

原子炉容器１０は、原子炉容器１０の内部に配置された少なくとも１つの容器１６で構成される分離装置によって２つの別個の区域に分けられる。この分離装置は、ステンレス鋼ＡＩＳＩ ３１６Ｌで作成されたレダンとしても知られる。一般に、図３に例示されるように、分離装置は、その形状が、少なくともその頂部において円筒形である単一の内部容器１６で構成される。

レダン１６は、図３に示されるように全体的にダイアグリッド１２に溶接される。

図３に例示されるように、内部容器１６によって内部の境界が決められた一次ナトリウム区域は、炉心１１を出て行くナトリウムを収集し、その区域は、ナトリウムがその最も高温であり、したがって高温区域１６０または高温ヘッダーとして共通して呼ばれる区域を構成する。内部容器１６によって内部の境界が決められた一次ナトリウム区域１６１および原子炉容器１０は、一次ナトリウムを収集し、それを汲み上げ手段に供給し、それは、ナトリウムがその最も冷温であり、したがって冷温区域または冷温ヘッダー１６１と共通して呼ばれる区域を構成する。

図３に例示されるように、原子炉容器１０は、描かれていない汲み上げ手段、以降で指定されるように、除去システム２の特定の構成要素、および炉心ヘッドプラグ１８などの種々の構成要素を支持する原子炉クロージャ１７によって上部が固定される、または据え付けられ、閉鎖されている。原子炉クロージャ１７は、したがって、一次容器１０の内部の液体ナトリウムを密封する上部カバーである。典型的には、クロージャ１７は、非合金鋼（Ａ４２）で作成されてよい。この密閉されたクロージャによって容器のオーバーヘッドを不活性にすることが可能になる。

一次容器１０の密閉は、原子炉クロージャ１７と炉心ヘッドプラグ１８との間の金属ガスケットによって保証される。

炉心ヘッドプラグ１８は、ハンドリングシステムの全て、および炉心をモニタリングし、その数が炉心のタイプおよびその出力によって左右される制御棒を含むために必須の計器装備の全て、ならびに熱電対および他のモニタリング装置を担持する回転プラグである。典型的には、炉心ヘッドプラグ１８は、ステンレス鋼ＡＩＳＩ ３１６Ｌで作成される。

原子炉クロージャ１７と、原子炉パイルオーバヘッドとして知られる場合も多い、ナトリウムのない表面との間の空間は、典型的にはアルゴンである、ナトリウムに関して中性のガスのカバーで満たされる。

支持および格納システム３は、一次容器１０の周りに、かつ原子炉クロージャ１７の下に配置される。

より具体的には、図２および図３に示されるように、このシステム３は、原子炉ピット３０を備え、その中に、熱絶縁材料３１の層、二次容器（保護容器）３２および一次原子炉容器１０が外部から内部に挿入される。

原子炉ピット３０は、原子炉クロージャ１７の重量、およびしたがってこれ自体が支持する構成要素の重量を支持する平行六面体の全体の外部形状のブロックである。原子炉ピット３０は、生物学的保護および外部からの攻撃に対する保護を提供する機能、および低温を維持するために、外部環境の冷却を提供する機能を有する。典型的には、原子炉ピット３０は、コンクリートのブロックである。

熱絶縁材料３１の層は、原子炉ピット３０の熱絶縁を提供する。典型的には、層３１は、ポリウレタンまたはケイ酸塩ベースの発泡体で作成される。

二次容器３２は、一次容器１０からの漏出が起こった場合の一次ナトリウムの格納を提供し、原子炉ピット３０を保護する。二次容器３２は、原子炉ピット３０に支承され、その頂部は、原子炉クロージャ１７に溶接される。典型的には、二次容器３２は、ステンレス鋼ＡＩＳＩ ３１６Ｌで作成される。

二次容器３２と一次容器１０との間の空間Ｅは、保護間隙として知られており、窒素などの熱伝導性ガスで満たされている。この間隙は、使用される検査システムを収容するのに十分な大きさでなくてはならない。典型的には、保護間隙Ｅの幅は、２０ｃｍ前後である。

一次容器１０を通して残留熱を除去するための発明によるＤＨＲシステム２が、図２および図３をよりとりわけ参照して次に記載される。

発明によるＤＨＲシステム２は、保護間隙Ｅ内の高温放射を捕らえることによって、崩壊熱が完全に受動的に一次容器１０の外に除去されることを可能にする。

システム２は、まず第１に、液体金属で満たされた閉鎖回路４を備え、これは、
－ 一次容器１０の周りで保護間隙Ｅ内のらせん内に配置された蛇行コイル４０と、
－ 蛇行コイル４０の端部の１つに直接溶接された第１の冷温ヘッダー４１であって、原子炉クロージャ１７の外側およびその頂部に位置している、第１の冷温ヘッダー４１と、
－ 蛇行コイル４０の端部の他方に直接溶接された第１の高温ヘッダー４２であって、原子炉クロージャ１７の外側およびその頂部に位置しており、好ましくは第１の冷温ヘッダー４１の垂直方向の上に位置する、第１の高温ヘッダー４２とを備える。

ヘッダー４１および４２は、配管４５１および４５２によってシステム５０の冷温熱源に接続される。

原子炉クロージャ１７はその上部で、冷温ヘッダー４１および高温ヘッダー４２を支持する構成要素の重量を支持する。

原子炉クロージャ１７は、蛇行コイル４０の挿入を可能にするために異なるタイプの開口を有し、蛇行コイルは、クロージャ１７の頂部を介して出入りする。

蛇行コイル４０は、一次容器１０の直径に左右される直径と、必要な熱の除去のために必須である表面積を有するのに十分に大きな高さとを有する。

換言すると、蛇行コイル４０を構成している曲がり目の総数、これらの曲がり目の分離箇所および直径は、一次容器１０の直径および原子炉炉心１１の出力に左右される。例えば、蛇行コイル４０の曲がり目のピッチは、製造と放射熱吸収との最適な妥協点である、１０ｃｍに等しくてよい。

さらに例えば、蛇行コイル４０の外径は、５ｃｍの標準寸法で固定されることで、圧力降下を最小限にし、保護間隙Ｅ内の管が占める空間の大きさを低減し、一次容器１０に露出される領域を最大限にする。蛇行コイル４０の厚さは、内部液体金属によって加えられる機械的応力およびその重量によって左右される。

蛇行コイル４０の材料は、優れた放射率特性を呈する必要がある。典型的には蛇行コイルの材料は、ステンレス鋼ＡＩＳＩ ３１６Ｌ、フェライト鋼、ニッケル、インコネルおよびハステロイから選択される。この材料は、閉鎖回路４内で使用される内部流体に左右される。

この内部冷却材Ｃは、優れた導電体および熱の支持体であり、回路４の配管の全てと化学的に適合可能であり、１５０～６００℃の温度間隔で自然に作動する、または強制対流において作動することが可能である、化学的に安定した低粘度の液体金属である。典型的には、回路４の液体金属は、ＮａＫ合金、Ｐｂ－Ｂｉ合金、ナトリウムまたは液体金属の三元合金の１つから選択されてよい。

図１に示されるように、冷温ヘッダー４１および高温ヘッダー４２は、一次容器１０の中心軸（Ｘ）の中心に置かれたドーナツ形の全体形状を有する。これらのヘッダー４１、４２は、原子炉クロージャ１７に直接溶接された支持部品にもたれかかっている。

図１に例示されるように、発明によるＤＨＲシステム２はまた、蛇行コイル４０の全体を通して一次容器１０からの放射によって除去された熱を吸収するように構成された冷温熱源５を備える。冷温熱源５のサイズ決定は、炉心１１の出力と、耐えるべき一時的状況の想定される持続時間の両方に左右され、炉心１１の出力は、除去すべき崩壊熱の量を実際に決定し、一時的状況の想定される持続時間は、したがって実質的に比例する熱慣性を伴う。

冷温熱源５は、一次容器１０から任意の距離に位置し、原子炉クロージャ１７に対して持ち上げられた少なくともリザーバ５０を備える。選択として、リザーバ５０は、格納建造物５２内に含まれる。

冷温熱源５を一次容器１０から最適な距離のところに置くために、油圧回路２は、配管と、適用可能である場合、冷温ヘッダー４１、高温ヘッダー４２および冷温熱源５の熱交換器の間に弁とを備える接続ループ４５を備える。

より具体的には、図１に例示されるように、接続ループ４５は、第１の冷温ヘッダー４１を冷温熱源５の熱交換器の冷温端部に接続する油圧脚部４５１と、第１の高温ヘッダー４２を冷温熱源５の熱交換器の高温端部に接続する油圧脚部４５２とを備える。

よって、第１の冷温ヘッダー４１は、冷温脚部４５１からの内部液体金属の流れを蛇行コイル４０の各冷温脚部４０１に分配し、第１の高温ヘッダー４２は、蛇行コイル４０の各高温脚部４０１からやってくる内部液体金属を収集して、それを高温脚部４５２に運ぶ。

冷温脚部４５１および高温脚部４５２は好ましくは、それらが、流れがＤＨＲシステムの設計を通して受動的であることが意図される実例において、圧力降下を低減し、閉鎖油圧回路４内の自然対流の流量を増大させるために、可能な限り短くなるようにサイズが決められる。

よって、先ほど記載した閉鎖油圧回路４は、液体金属冷却材が、原子炉の通常動作中と、原子炉が停止され崩壊熱を放出する際の動作の両方において液体状態のままであるように構成される。

発明によると、先ほど記載したＲＲＣタイプのＤＨＲシステム２は、一次容器１０と二次容器３２との間の保護間隙Ｅの円筒形の部分に配置された受動的にトリガされる熱伝導フィン６０のモジュール６を備える。

有利には、モジュール６は、典型的には鋼で作成されたシェル６１によって原子炉クロージャ１７から吊り下げられ、シェルは、図５Ａ、図５Ｂに例示されるように、二次容器３２の形状に一致する。

図４Ａおよび図４Ｂに見ることができるように、モジュール６のフィン６０は、典型的には鋼またはアルミニウムで作成されており、保護間隙（Ｅ）の内部に配置され、一次容器１０の周りに好ましくは均一に分散された支柱６２内にグループ分けされている。一例として、各フィン６０は、１＊５＊２５ｃｍに等しい寸法（厚さ、幅、長さ）を有する直角平行六面体である。

各支柱６２において、フィン６０は、二次容器３２の円筒形の部分の高さＨにわたって互いから離間され、それらが二次容器３２に対して垂直方向に置かれる後退位置（図４Ａ、図５Ａ、図６Ａ）と、それらが一定の接触面ＳＣに沿って一次容器１０と各々接触している展開位置（図４Ｂ、図５Ｂ、図６Ｂ）との間で二次容器に沿って枢軸６４の周りを枢動する能力を有して設置される。

枢軸６４は、二次容器と接触している鋼のシェルに溶接される。

図４Ｂに詳細に示されるように、ゼーベック効果熱電気要素６３が、シェル６１の内側に配置され、その高温側がシェル６１の底部にあり、この低温側がシェル６１の頂部にある状態で、二次容器３２に沿って延在する。熱電気要素についての情報に関しては、［３］を参照されてもよい。参考文献［４］は、溶接することができ、したがって潜在的に細長い寸法を有する可能性がある熱電気材料としてＰｂＴｅを挙げている。

原子炉が動作中であるとき、これらのゼーベック効果熱電気要素６３は、電流を絶えず生成するが、これは、その低温側に据えられた原子炉クロージャ１７と、その高温側に据えられた二次容器３２の底部との間温度差のためである。熱電気要素６３内で生成されたこの電流Ｉもまた、導電性である枢軸６４に伝達される。

枢軸６４の各々は、電流によって直接動力が提供される、好ましくは歯車付きモータである電気モータを収容する。よって、熱電気要素６３によって生成された電流が閾値を超えたとき、枢軸６４は、その垂直方向の後退位置から、一次容器１０と接触するその展開位置に枢動させられる。

原子炉の通常動作中、図５Ａでは熱流束Ｑ_ＮＯＭによって符号で表された、二次容器３２の底部と原子炉クロージャ１７との間の温度差ΔＴによって、これを超えるとフィン６０の枢動がトリガされる閾値を下回る電流が熱電気要素６３によって生成される結果となる。これらの条件下では、フィン６０は、その垂直方向の後退位置（図４Ａ、図５Ａ、図６Ａ）に留まる。フィン６０が小さい厚さを有することができる場合を仮定しても、原子炉のこの通常動作中に保護間隙Ｅの検査、とりわけロボットを使用する検査を行うことはなおも可能である。

原子炉停止状況にある場合、フィン６０の枢動は、完全に受動的であり、温度の上昇のみに左右される。よって、この動作シナリオでは、図５Ｂでは熱流束Ｑ_ＡＣＣによって符号で表された、二次容器３２の底部と原子炉クロージャ１７との間の温度差ΔＴによって、これを超えるとフィン６０の枢動がトリガされる閾値を上回る電流が熱電気要素６３によって生成される結果となる。

その枢軸６４の回転によるフィン６０の枢動は、それらが一次容器１０との物理的接触ＳＣを達成するまで（図４Ｂ、図５Ｂ、図６Ｂ）、フィン６０を下に下げる一因となる重力によって補助される。この結果として、一次容器１０と二次容器３２との間の熱伝導による熱の移動が加速され、熱流束は、フィンを備えていないＤＨＲシステムの場合よりも大きくなる。生成された接点ＳＣは、二次容器３２の温度の上昇を促し、ＤＨＲシステム２への放射によって移動される熱出力の量の増大を促進する。

フィン６０の形状は好ましくは、一次容器１０と二次容器３２との間の最大の接触の領域およびしたがって、それらの間の最大の熱の伝導を生み出すように適応される。同時に、この適応された形状は、全ての状況下で一次容器の完全性を維持するために一次容器１０の外面に機械的負荷を生み出さないことを確実にするように注意が払われる。当然のことながら、一次容器１０および二次容器３２の半径方向の熱膨張は有利には、フィン６０の形状を決定するときに考慮される。

フィン６０のモジュール６の動作を可逆的にするために、フィン６０をその展開位置からその後退した垂直位置に戻すための機械的および／または電気的手段が提供される。モジュール６の可逆的な性質は、原子炉の通常動作中にそれをテストすることができることを意味する。電気的手段の例として、ゼーベック効果熱電気要素６３によって生成されたものと反対向きの電流を生成することが可能なバッテリなどのバックアップ電源が提供されてもよい。機械的手段と例として、手によって作動させることができるウインチタイプ機構などの、手動で作動される部材が提供されてもよい。

事故状況において動作しているときの熱伝導を改善するために、保護間隙Ｅの非円筒形の底部がフィン６０の枢動の瞬間に液体金属で満たされるような措置がなされてもよい。

液体ナトリウムによって冷却される、ＳＦＲタイプの原子炉に対する用途について、テルル化鉛タイプの熱電気要素は、必要な動作および６５０℃を下回る温度レベルに完璧に適する場合があり、それぞれ２５０℃および４５０℃のオーダーのΔＴに関してｐ－タイプの熱電気材料についての曲線から明らかである。

発明者等は、以下の種々のパラメータ、すなわち、
－ その展開位置におけるフィンによる保護間隙の断面の占有のレベルまたは表面積のパーセンテージであるように定義され得る、フィンの環状分散の係数、
－ フィンの厚さ、
が保護間隙Ｅ内の熱抵抗の比率に対して有する影響を研究するために、予備計算［５］、［６］を行うためにＣＯＰＥＲＮＩＣソフトウェアなどの既知の熱マッピングソフトウェアを使用した。

これらの計算の結果は、図８から図１１に曲線の形態で図示されている。図８および図９では、フィン６０の厚さは１ｃｍ前後であるのに対して、図１１ではそれは１０ｃｍであることが強調されるべきである。

これらの曲線から、フィン６０によるこの間隙の占有のレベルが低いという条件ならば、フィン６０の厚さは、保護間隙Ｅの熱抵抗の有意な低減の一因であるパラメータではないことがわかるであろう。

対照的に、フィン６０のより密な環状分散は、保護間隙Ｅの熱抵抗の低減を、フィンのない構成と比較して１０以上の係数ほども促す可能性がある。

図９の拡大図が示すように、フィンの環状分散係数が３０％から４０％を占める場合、保護間隙Ｅの全体の熱抵抗は５０％低減されることを、例えば見ることができるであろう。この係数は６０％を上回る場合、低減はさらに大きくなる。

これは、熱流束が一次容器１０の壁に加えられた場合、この容器と二次容器３２との間の温度差が１０倍低下するようになり、原子炉が停止状況にあるときにＤＨＲシステム２によって除去される熱が大きく増加する好ましい結果と伴うと言えることを意味する。

この熱の除去は、一次容器１０と二次容器３２との間の接触の領域（ＳＣ）を増大させることによってさらに増大させることができる。湾曲形状６００を有するフィン６０が、それらが枢動する際により拡張した接触の領域ＳＣを確実にする１つの可能性が図１２に示されている。

上記の研究の結果は、予備的であり、２－Ｄまたは３－Ｄの熱伝導計算によって確実にする必要があることをここで強調する必要がある。

発明は、先ほど記載した例に限定されるものではなく、例示される例の特徴はとりわけ、例示されていない変形形態において一緒に組み合わされる場合もある。

さらなる変形形態および実施形態が想定されてもよいが、但しそれらは発明の範囲から逸脱することがない。

例示される例の全てにおいて、プールタイプの原子炉に関して受動的にトリガされるフィンのそれ自体のモジュール６を有するＤＨＲシステム２を記載してきたが、それを、一次容器の外側に位置する中間熱交換器を備えたループタイプの原子炉に実装することも完全に可能である。

例示される例の全てにおいて、フィン６０の枢動は、もっぱら受動的であり、ゼーベック効果熱電気要素６３を通って流れる閾値電流から生じているが、とりわけ原子炉停止（偶発的または予定された）の状況における動作の事例の場合の、熱電気要素６３から発生していない電流の注入から生じる、能動的にトリガされる構成を想定することも可能である。

他方、材料のより最適でより優れた成果を出す材料の対が、原子炉の設計および概念から選択されてもよい（通常動作状況および事故動作状況において遭遇する温度レベルは、構成に応じて変化する可能性がある）。

リザーバ５０の代わりに、冷温熱源の目的で他の手段を想定することも可能である。

一例として、冷温熱源は、回路内の流体が伝熱オイルである場合、水のプールであってもよく、これは、格納建造物内に含まれても、含まれなくてもよい。それはまた、回路内の内部流体がＮａＫである場合、ＮａＫ／空気交換器を備えた排気筒であってもよい。

（参考文献）
[1]: https://www.nrc.gov/docs/ML1914/ML19149A378.pdf
[2]: B. S. TRIPLETT et al., 《PRISM : A competitive small modular sodium-cooled reactor,》 Nuclear Technology, vol. 178, pp. 186-200, 2012.
[3]: Thermoelectrics - Northwest Materials Science and Engineering:
http://thermoelectrics.matsci.northwestern.edu/thermoelectrics/index.html.
[4]: X. REALES FERRERES “Fabrication and Characterisation of High Temperature PbTe-based Thermoelectric Modules for Waste Heat Recovery Applications, Thermoelectric Modules for Waste Heat Recovery Applications”. University of Wollongong Thesis Collection 2017+.
https://ro.uow.edu.au/cgi/viewcontent.cgi?article=1325&context=theses1
[5]: F. MORIN et al., “COPERNIC, A NEW TOOL BASED ON SIMPLIFIED CALCULATION METHODS FOR INNOVATIVE LWRs CONCEPTUAL DESIGN STUDIES”, ICAPP 2017 Conference, 2017.
[6]: P. GAUTHE et al., “Innovative and inherently safe small SFR as a response to the dilemma 'safety vs cost'“, ICAPP 2019 Conference, 2019.

１ 原子炉
２ ＤＨＲシステム
３ 支持および格納システム
４ 閉鎖回路
５ 冷温熱源
６ モジュール
１０ 一次容器
１１ 炉心
１２ ダイアグリッド
１３ ストロングバック
１５ 中間熱交換器
１６ レダン
１７ 原子炉クロージャ
１８ プラグ
３０ 原子炉ピット
３１ 熱絶縁材料の層
３２ 二次容器
４０ 蛇行コイル
４１ 第１の冷温ヘッダー
４２ 第１の高温ヘッダー
４５ 接続ループ
５０ リザーバ
５２ 格納建造物
６０ フィン
６１ シェル
６３ ゼーベック効果熱電気要素
６４ 枢軸
１００ 一次冷却材ポンプ
１１０ 燃料組立体
１１１ 側方中性子遮蔽組立体
１５１ 出口管
１５２ 搬送管
１６０ 高温区域
１６１ 冷温区域
４０１ 蛇行コイルの脚部
４５１ 冷温脚部
４５２ 高温脚部

Claims (15)

1. 液体金属または溶融塩高速中性子原子炉タイプの原子炉（１）であって、
   一次容器と呼ばれ、原子炉一次冷却材回路のための一次冷却材のために液体金属または溶融塩で満たされた容器（１０）と、
   二次容器と呼ばれ、前記一次容器の周りに配置され、それらの間に保護容器間隙（Ｅ）を画定する容器（３２）と、
   前記二次容器（３２）の周りに配置された原子炉ピット（３０）と、
   前記一次容器の内部に前記冷却材を密封するための原子炉クロージャ（１７）と、
   前記原子炉の公称熱と崩壊熱の両方の少なくとも一部を除去するための熱除去システム（２）であって、
   冷却剤で満たされ、前記冷却剤が天然の、または強制的な対流によってその中を循環し、前記原子炉の通常動作および原子炉停止状況の両方において液体状態のままであるように構成された閉鎖回路（４）であって、前記原子炉ピットと前記二次容器との間に配置され、前記二次容器の周りにらせんで巻き付く蛇行コイル（４０）を備える、閉鎖回路（４）と、
   前記原子炉クロージャに固定されたモジュール（６）であって、
   前記保護間隙（Ｅ）内に配置され前記二次容器（３２）と接触している少なくとも１つのシェル（６１）と、
   前記保護間隙（Ｅ）の内部に配置され、支柱（６２）で前記一次容器（１０）の周りに角度を成して分散された複数の熱伝導フィン（６０）であって、各支柱は、前記二次容器の高さの少なくとも一部にわたって互いから離間されており、それらが前記一次容器から離れている後退位置と、それらが前記一次容器と接触している展開位置との間で前記二次容器に沿って枢動する能力を有して設置された複数のフィンを備える、複数の熱伝導フィン（６０）と、
   前記シェルの内部に配置され、前記シェルの下部にあるその高温側と、前記シェルの上部にあるその低温側とを有して前記二次容器に沿って延在する１つまたは複数のゼーベック効果熱電気要素（６３）であって、前記原子炉の通常動作中、それらが生成する電流は、前記フィンをその後退位置のままにしておき、その一方で崩壊熱を除去する必要がある事故状況では、それらが生成する前記電流は、前記フィンをその展開位置へと枢動させるように設計されている、ゼーベック効果熱電気要素（６３）とを備える、モジュール（６）とを備える、熱除去システム（２）と
   を備える、原子炉（１）。
2. 前記モジュールは、前記原子炉クロージャ（１７）から吊り下げられている、請求項１に記載の原子炉（１）。
3. 前記モジュールは、フィン（６０）が枢動する能力を備えて各々に設置される複数の枢軸（６４）を備え、各枢軸は、その中に、好ましくはギア付き電気モータである、電気モータを組み込んでおり、前記電気モータは、前記ゼーベック効果熱電気要素（６３）によって電気的に動力が供給される、請求項１または２に記載の原子炉（１）。
4. 各枢軸は、好ましくは溶接によって前記シェルに直接固定される、請求項３に記載の原子炉（１）。
5. 前記フィンは、その後退位置において前記二次容器（３２）に対して垂直方向に置かれる、請求項１から４のいずれか一項に記載の原子炉（１）。
6. 前記フィンは、平面形状、またはその展開位置において前記一次容器と接触するための表面を画定する曲率を有する湾曲形状である、請求項１から５のいずれか一項に記載の原子炉（１）。
7. 前記ゼーベック効果熱電気要素（６３）のｐ－タイプ材料は、テルル化鉛（ＰｂＴｅ）、テルル化アンチモン（Ｓｂ_２Ｔｅ_３）、テルル化ゲルマニウム（ＧｅＴｅ）およびテルル化銀（Ａｇ_２Ｔｅ）の混合体（ＴＡＧＳ）または方コバルト鉱（ＣｅＦｅ_４Ｓｂ_１２）から選択される、請求項１から６のいずれか一項に記載の原子炉（１）。
8. 前記フィンをその展開位置からその後退位置に戻すための機械的および／または電気的手段を備える、請求項１から７のいずれか一項に記載の原子炉（１）。
9. 前記電気的手段は、前記ゼーベック効果熱電気要素（６３）によって生成されるものとは反対の電流を生成するためのバックアップ源として知られる電気電力源を備える、請求項９に記載の原子炉（１）。
10. 前記機械的手段は、ウインチなどの手動で始動される機械装置を備える、請求項９に記載の原子炉（１）。
11. フィンの各支柱は、前記二次容器の円筒形部分の高さに実質的にわたって延在する、請求項１から１０のいずれか一項に記載の原子炉（１）。
12. 液体金属で前記一次容器および前記二次容器の非円筒形部分を隔てる前記保護間隙（Ｅ）を満たすためのシステムを備え、前記システムは、原子炉の事故において、または原子炉停止に続くオペレータの決定において始動させることが可能である、請求項１から１１のいずれか一項に記載の原子炉（１）。
13. 前記フィンおよび前記シェルは、鋼またはアルミニウムで作成される、請求項１から１２のいずれか一項に記載の原子炉（１）。
14. その展開位置での前記フィンによるこの間隙の断面の占有のレベルのパーセンテージとして定義された、前記保護間隙内の前記フィン（６０）の環状分散の係数は、６０％より大きく、好ましくは８０％より大きい、請求項１から１３のいずれか一項に記載の原子炉（１）。
15. ループタイプ、またはプールタイプである、請求項１から１４のいずれか一項に記載の原子炉（１）。