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JPS61148388A - 原子炉装置 - Google Patents

原子炉装置

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Publication number
JPS61148388A
JPS61148388A JP60272354A JP27235485A JPS61148388A JP S61148388 A JPS61148388 A JP S61148388A JP 60272354 A JP60272354 A JP 60272354A JP 27235485 A JP27235485 A JP 27235485A JP S61148388 A JPS61148388 A JP S61148388A
Authority
JP
Japan
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nuclear reactor
residual heat
pressure vessel
temperature gas
steel pressure
Prior art date
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Granted
Application number
JP60272354A
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English (en)
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JPH0556832B2 (ja
Inventor
クラウス・エルター
ヨーゼフ・シエーニンク
ビンフリート・バツハホルツ
ウルリツヒ・バイヒト
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.)
Hochtemperatur Reaktorbau GmbH
Original Assignee
Hochtemperatur Reaktorbau GmbH
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 Hochtemperatur Reaktorbau GmbH filed Critical Hochtemperatur Reaktorbau GmbH
Publication of JPS61148388A publication Critical patent/JPS61148388A/ja
Publication of JPH0556832B2 publication Critical patent/JPH0556832B2/ja
Granted legal-status Critical Current

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    • 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
    • G21C1/04Thermal reactors ; Epithermal reactors
    • G21C1/06Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
    • G21C1/07Pebble-bed reactors; Reactors with granular fuel
    • 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
    • G21DNUCLEAR POWER PLANT
    • G21D9/00Arrangements to provide heat for purposes other than conversion into power, e.g. for heating buildings
    • 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
    • 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

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  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Treatment Of Water By Oxidation Or Reduction (AREA)
  • Investigating Or Analyzing Materials By The Use Of Magnetic Means (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。

Description

【発明の詳細な説明】 〔産業上の利用分野〕 本発明は、球形燃料要素の堆積物から成る炉心を冷却ガ
スが下から上へ貫流するガス冷却式高温小形原子炉と、
原子炉圧力容器の中で高温小形原子炉の上側に設置され
、好ましくは2台の循環送風機が後置され、冷却ガス流
の中に配列された熱利用系統と、熱利用系統の中央を貫
いて配管され、高温小形原子炉の上側の第1高温ガス溜
めから熱利用系統の上側の第2高温ガス溜めに通じる高
温ガス管と、鋼製圧力容器の中に設置された残留発熱利
用系統とを有する、鋼製圧力容器に格納された原子炉設
備に関する。
〔従来の技術〕
上述の原子炉装置は西独特許出願P3435255゜4
号に記載されている。この装置の場合、残留発熱排出系
統の一次側は、熱利用系統を構成する主熱交換器に流れ
方向に直接後置されて、全冷却ガス流が常時買通し主熱
交換器の下に配設された複数個の残留発熱交換器から成
る。
上記残留発熱交換器の二次側は高レベル位置にある外部
再冷却熱交換器と、残留発熱排出用の水循環路を介して
接続され、再冷却熱交換器は熱シンク、好ましくは冷却
塔に連通される。   □小形原子炉が熱利用系統(蒸
気発生器、管形分解炉、He/i(*熱交換器)と共に
鋼製圧力容器の中に設置される形式の高温小形原子炉装
置のために、更に別の残留発熱排出装置及び方法が開発
された。
例えば西独特許出願P3345113.3号では、残留
発熱が一次回路から、運転用蒸気発生器を介して排出さ
れる高温小形原子炉を備えた原子力発電所を開示してい
る。この方法は、−次蒸気発生器と送風機のアベイラビ
リティを極めて高く形成する必要があるという欠点、又
−次蒸気発生器と送風機が不調の場合、原子炉に付属す
る部材が極めて高い温度にさらされるという欠点を有し
ている。
上記欠点を回避するために、運転用蒸気発生器ないしは
送風機が不調の場合に、鋼製圧力容器を取囲むコンクリ
ート製安全外殻の中に配設され、自然循環によって作用
する運転用コンクリート冷却系統を残留発熱の排出のた
めに使用する方式が、西独特許第3212266号及び
西独特許出願公開第3141892号に開示され除去さ
れる熱は、極めて低い、熱絶縁性を有するように構成さ
れた鋼製圧力容器から、上記冷却系統のコンクリートに
熱放射作用によシ伝達される。
これらの2種類の原子炉装置においても一次蒸気発生器
と送風機に対し高いアベイラビリティが要求される。そ
れはこれらの部材が不調の時、低温ガスの温度に対して
設計された炉心付属品や安全外殻は、高温度となるから
である。
〔発明が解決しようとする問題点〕
この発明が解決しようとする問題は、産業上の利用分野
の冒頭に記載した種類の従来の原子炉装置の比較的低い
アベイラビリティを高めること、残留熱排出操作の場合
K、熱利用系統の熱過負荷に対する保護を強化すること
、および補助系統と熱利用系統の構成を従来以上に簡単
かつ合理的に形成することKある。
〔問題点を解決するための手段〕
上記問題点を解決するために、本発明の原子炉装置に採
用された手段は下記の通りである。
すなわち、 a)熱利用系統は周知のアップヒル蒸発(AufwRr
ts vsr dampfung )式の蒸気発生器で
あること。
b)残留発熱排出系統が第2高温ガス溜めの直上にある
鋼製圧力容器部分の中に配設されること、 C)蒸気発生器と残留発熱排出系統の間に下記の機能を
有する遮断装置が設けられ、上述の機能が aa)正常運転時には第2高温ガス溜めに対して残留発
熱排出系統を遮断し、 bb)残留発熱排出操作の場合には、残留発熱排出系統
と第2高温ガス溜め間の連絡が開かれ、又蒸気発生器が
遮断され。
cc) ’!た残留発熱排出操作の場合には、残留発熱
排出系統から送出される冷却ガスの、蒸気発生器又は蒸
気発生器と平行に配列されたガス案内路への流路を開く
、 機能であること、及び d)冷却ガス流の中に配設された循環送風機が、周知の
ように互いに並列に接続されること、である。
本発明に基づく原子炉装置においては、運転用装置と残
留発熱排出に用いられる装置が厳密に分離され、そのこ
とによって本来の残留発熱排出系統に比べて比較的高い
アベイラビリティ従って安全性が得られる。
又、出力を得るための運転用に寸法を定められ、設計さ
れた部品、系統及び補助系統を簡単かつ合理的に配置す
ることができる。このことは経済的な面で部品費自体ば
かシでなく、部品のために必要な建物の費用を低減する
のく役立つ。それは、外部からの作用(地震、飛行機の
墜落)を考慮において設計する必要がないからである。
残留発熱排出系統を一次回路釦配設したために、低温の
ガスに対して設計された炉心付属品と、残留発熱の排出
を要する場合に残留発熱排出系統に後置される蒸気発生
器に高温の負荷を  ・掛けることなしに、直接に残留
発熱の排出を確実なものにすることができる。又残留発
熱排出系統が別個に形成されたことくよって、蒸気発生
器に漏洩を生じた場合に、損傷場所を突き止める必要な
しに、蒸気発生器を遮断することが可能である。残留発
熱排出系統は常に動作可能な状態にあるので、連続的に
漏洩の監視が行われ、自動的に警報を発生させることが
できる。
通常、残留発熱排出は運転装置、この場合には蒸気発生
器と外部熱シンクの急速停止により行われる。これらの
装置が停止した時に初めて残留発熱排出系統が用いられ
る。高温小形原子炉が圧力下にあるので、高温ガスは自
然対流により中央の高温ガス管を経て残留発熱排出系統
に送られ、そこで冷却され、低温ガスとして蒸気発生器
に平行のガス流路に入る。ガスは単数又は複数個のガス
流路を貫流した後、低温ガス溜めに到達し、再び下方か
ら炉心内に送られる。
その場合、遮断装置が前述のように動作することができ
る。すなわち高温ガスは蒸気発生器から遮断され、残留
発熱排出系統にのみ進入し、循環送風機は、残留発熱排
出操作のためにも作動する。従って、残留発熱排出系統
のための特別の循環送風機を設ける必要はない。
圧力低下の故障は、実際上はとんど発生しないので、並
列接続された2台の循環送風機の同時停止を考える必要
はない(発生確率:tO/aX 10 /a = 10
 /a)。その場合に於ても、残留発熱排出がどのよう
にして可能であるかは、後に述べる。その結果として、
故障の場合に、受動的残留発熱排出が必ず行なわれるこ
とは確実である。
本発明のその他の好適な実施例は請求範囲第(2)項な
いし第(1工)項、図面及びその説明により明らかであ
る。
本発明の根底をなす問題点の解決忙対して、更に次の&
)〜C)K示す別の解決法も可能であ′る。
これは請求範囲第(12)項に関するものである。
初めに説明した発明と同じ上位概念を有する上記の装置
は、やはり単一の蒸気発生器と鋼製圧力容器の中で蒸気
発生器の上方に配設された残留発熱排出系統備えている
。しかしこの場合は蒸気発生器と残留発熱排出系統の間
に遮断装置が設けられていないので、正常運転時に発生
する熱を、蒸気発生器の用水の予熱のために利用するこ
とが可能である。
〔作用〕
この発明の原子炉装置に於ては、前記特許請求の範囲第
(1)項に示すように、正常運転時に第2高温ガス溜め
に対して残留発熱排出系統を遮断し、高温ガスを蒸気発
生器に送って、高温ガスを所定の熱利用装置に送シ、 残留発熱排出操作の場合には、前記遮断装置を用いて第
2高温ガス溜めと残留発熱排出系統との間の連通を開く
とともに、残留発熱排出系統から送出される低温ガスの
通路、すなわち蒸気発生器又は蒸気発生器とほぼ平行に
配列されたガス案内路への通路を開くことにより、残留
発熱の排出を行なうことができるヶ 〔実施例〕 第1図に示すようK、鋼製圧力容器1は円環状横断面を
有し、その上部1&は細く形成され、下部には球形燃料
要素の堆積物から成る炉心3を有する高温小形原子炉2
が設置されている。
上記堆積物の全周は黒鉛で形成された反射体4に取囲ま
れている。燃料要素子は4個の球抽出管5によっそ炉心
3から取出される(第2図も参照)。燃料要素の挿入は
上方から行われる(図示せず)。冷却ガス、すなわちヘ
リウムは下から上へ向かりて、燃料要素堆積物を貫流す
る。炉心3の直上には第1高温ガス溜め6が設けられて
いる。反射体イの底部の下方に低温ガス溜め7が形成さ
れている。
鋼製圧力容器1の細まった上部11の上にわん曲した蓋
8が載置され、7ランジ継手9Vcよりて固定されてい
る。反射体4の中に挿入可能な複数個の制御及び緊急停
止棒31は、鋼製圧力容器1の上記上部1aの周囲に、
鋼製圧力容器1の直径より小直径のピッチ円上に配設さ
れている。また細まった鋼製圧力容器区域には、   
 ゛鋼製圧力容器1の外側の正反対の、すなわち180
6へだたった位置に2個の小形吸収球用の収容容器10
が取付けられている。吸収味は高温小形原子炉4の制御
並びに緊急停止を実施する際、管11を介して収容容器
1oから炉心3に送られる。
細まった鋼製圧力容器1の上部1aに熱利用系統の装置
。この実施例ではアッゾヒル式の蒸気発生器(Aufw
arts v*r dampfung) 12が格納さ
れている。上記蒸気発生器12は横断面が環状に構成さ
れ、中央の高温ガス管13を取囲む。
高温ガス管13は第1高温ガス溜め6Vc接続し、蒸気
発生器12の上側に設けた高温ガス溜め14に連通する
。上方へ流れる高温ガスは正常運転時には、高温ガス溜
め14で反転され、蒸気発生器12へ導かれる。蒸気発
生器12に供給される用水は導管15を介して該蒸気発
生器12へ送られ、発生した生蒸気は導管16を介して
排出される。
鋼製圧力容器1と反射体4の間には環状の間隙17が設
けられ、低温ヘリウムは環状間隙12を通って容器1の
底部18に向けて下方に送られ、そこで底部18の外側
に取付けられ、並列に接続された2台の循環送風機19
Vc分配される。循環送風機19は低温ヘリウムを低温
ガス溜め7を経て再び炉心3に供給する。
蒸気発生器12の直上にある鋼製圧力容器1の部分20
11C1熱交換器管群から成る残留発熱排出系統21が
装置されている。この管群は、2個の従属系統21色及
び21bから成るように構成されている。これらの従属
系統は別個に冷却用水の供給を受け、従って別々の用水
供給管22a及び22b、熱湯排出管23a及び23b
を備えている。従属系統21m及び21bは正常運転時
に常に動作準備状態にあるため、漏洩の監視が常時行な
われておシ、動作時にはすべての残留発熱を排出するよ
うに形成されている。
されている。遮断装置24は蓋8の内側に取付けられ、
中空円筒形スライダを有し、正常運転時はこのスライダ
は第2高温ガス溜め14に対して熱利用系統21を遮断
するが、蒸気発生器12への高温ガスの進入を妨げるこ
とはない。この状態は第1図と第3図の左上の部分に示
されている。
残留発熱排出系統の使用が必要な場合には、上記の図の
上方に示すように、蒸気発生器12は高温ガス管13か
ら遮断され、残留発熱排出系統2ノへの入口が開放され
るため、高温ガスは両従属系統21m及び21bを流れ
つつ、両系統21*、21bによって冷却された上、蒸
気発生器12とほぼ平行に配設されたガス案内路45に
入る。従って残留発熱排出操作時には高温ヘリウムは蒸
気発生器12に流入しない。
低温ヘリウムはガス案内路45から環状の間隙17に流
れ、次に正常運転時と同じ経路を経て炉心3に戻る。
圧力下にある高温小形原子炉2では高温ヘリウムが自然
対流により高温ガス管13を経て残留発熱排出系統21
に流れる。残留発熱排出系統21の二次回路への給水は
、高位にある冷却水タンク(図示せず)によシ、同じく
自然対流によって行われる。しかし必要に応じて一次側
の流路に循環送風機19を接続してもよい。残留発熱排
出系統21はこのとき2X100%IIC設計され、ヘ
リウムは自然対流によっても、又2台の循環送風機19
(この循環送風機は冗長度を有するように並列に接続さ
れている)によっても、循環される。従って残留発熱排
出系統21が使用不能となることは極めて少い。
第3図及び第4図は他の実施例を示す。これらの実施例
は2台の循環送風機19の配列が第3図及び第4図の実
施例と相違するのみで、その他の部分はほぼ同じである
。上記循環送風機19は鋼製圧力容器1の細まりた上部
1aの区域で該鋼製圧力容器1の外側に取付けられてい
る。循環送風機19は遮蔽26.27及び28によって
鋼製圧力容器1に対して保護される。
絞シ部材29である別の遮蔽が2個の送風機成 ・気口
30に挿入されている。原子炉設備は第2の低温ガス溜
め25を有し、低温ガスは上記低温ガス溜め25から特
別の案内部を介してまず循環送風機19へ導かれ、続い
て環状の間隙17を経て炉心3下端の第1の低温ガス溜
め7に送り込まれる。
第1図及び第3図に示した原子炉装置は、いずれもコン
クリート製の生体遮蔽体によって取囲まれている。上記
生体遮蔽体のうち、基礎32だけが第1図と第3図に示
されている。この遮蔽体は原子炉装置の安全を確保する
外殻をなし、周知の自然循環式コンクリート冷却系統が
形成されている。コンクリート冷却系統は残留発熱排出
用として併用でき、その場合には上記安全外殻に熱負荷
が掛かることになる。しかし本発明の原子炉装置におい
ては、圧力降下機能に故障が生じ、かつ2台の循環送風
機19が停止するという仮設的状況以外の場合には、上
記コンクリート冷却系統を利用する必要がないように形
成されている。しかしこの極めて発生しにくい事象が生
じた場合にも、残留発熱はコンクリート冷却系統を介し
て排出され、その他の除熱装置を使用する必要はない。
第5図と第6図には鋼製圧力容器1の上部に設けられた
、遮断装置の第1実施例を示す。遮断装置は、高温ガス
管131C連通し、2列のガススロット34.35を有
し、固設された中空円筒33と、該中空円筒33上を移
動可能であシ、周囲に環状カバー部材37を摺動可能に
取付けたスライダ36から成る。第1列のガススロット
34は第2高温ガス溜め14の区域に6ル、第2列35
は残留発熱排出系統21の上側の区域に設けられている
。残留発熱排出系統21を収容する鋼製圧力容器上部2
0の第2高温ガス室14側は隔壁3BVCよって絞られ
、その上部には環状カバー部材37によって定められる
環状通路39が形成されている。
第5図は、スライ〆36が上方位置に移動され、第2列
のガススロット35を隠蔽し、環状通路39を閉鎖する
上方位置にあるところを示す。この場合高温ガスは第2
高温ガス溜めI4を経て蒸気発生器12に入ることがで
きる。第5図のスライダ36の位置はこの発明の原子炉
設備の正常運転時の位置である。
第6図は、スライダ36が下方位置にあるところを示す
。この場合、第1列34のガススロットは隠蔽され、第
2列35のガススロットが開放される。この場合、高温
ガスは残留発熱排出系統21に流入するのみである。父
上記動作と同時に流路39が開放され、冷却されたガス
は蒸気発生器12に到達することができる。設備が残留
発熱排出動作を行なう場合には、スライダ36はこの下
方位置に移動される。
第7図及び第8図に示す遮断装置の実施例では複数個の
軸40を中心に旋回可能な複数個の7う、プ41が設け
られている。フラップ4ノの一部は高温ガス管13に、
連通ずる中央流管42に取付けられ、該中央流管の全横
断面を閉鎖することができる。又鋼製圧力容器上部の部
分20と第2高温ガス溜め14の間に、低温ガスの通過
口43を形成する隔壁38が設けられるとともに、上記
7う、プの他の7ラツfatは中央流管42の外周に取
付けられ、低温ガス通過口43又は外周に形成された通
過口44は。
隔壁38と上記フラップ41とKよって開閉される。
第7図に示すフラップ4oの位置は正常運転時の位置で
ある。高温ガスは残留発熱排出系統21から遮断され、
蒸気発生器12Vc進入可能であるKすぎない。
第8図には残留発熱排出操作の場合の72゜プの位置が
示されている。中央流管42の中に取付けられたフラッ
グ41が開放されると、高温ガスの残留発熱排出系統2
1への通路は開かれ、中央通管42の外周に取付けられ
た7う。
プ4ノは、低温ガス通過口43を開放し、蒸気発生器1
2を高温ガスから遮断する位置に動かされる。
第5図と第6図及び第7図と第8図のいずれの遮断装置
も、差圧を介して受動的に、又は適宜の駆動装置により
能動的に作動させることができる。
〔効果〕
本発明に基づく原子炉設備においては、運転用の装置と
残留発熱排出のための安全に関する装置が厳密に分離さ
れ、そのために本来の残留発熱排出系統に対して比較的
高いアベイラビリティが生まれる。また出力を得るため
の運転の適するように寸法を定められ、設計された部品
、系統及び補助系統を簡単かつ合理的に配置することが
できる。このことは経済的な面で部品費のみでなく、部
品のため忙必要な建造物を経済的に建造するのに有利で
ある。なぜなら外部からの作用(地震、飛行機の墜落)
を考慮して設計する必要がないからである。
又残留発熱排出系統を一次回路罠配設したことは、低温
ガス温度に対して設計された炉心付属品と、残留発熱排
出が必要な場合に残留発熱排出系統に後置される蒸気発
生器に高温の負荷を掛けずに、直接かつ確実に残留発熱
を排出することが可能である。また残留発熱排出系統が
別個に設けられたために、蒸気発生器に漏洩を生じ之場
合に、損傷の個所を明確につきとめる前に蒸気発生器を
遮断することが可能である。
又残留発熱排出系統は常に動作準備完了の状態にあるの
で、連続的に漏洩の監視を行ない自動的に警報を発する
ことができる。
【図面の簡単な説明】
第1図はこの発明の原子炉設備の第1実施例の縦断面図
、第2図は第1図の矢印Xの方向視図、第3図は第2実
施例の縦断面図、第4図は第3図に示す設備の平面図、
第5図は正常運転時の遮断装置の第2実施例の拡大図、
第6図は残留発熱排出操作時の、第5図の遮断装置の図
、第7図は正常運転時の遮断装置の第3実施例の拡大図
、第8図は残留発熱排出操作時の第7図の遮断装置の図
を示す・ 1・・・鋼製圧力容器、1&・・・上部、12・・・蒸
気発生器、14・・・第2高温ガス溜、19・・・循環
送風機、20・・・部分、21・・・残留発熱排出系統
、21&・・・従属系統、21b・・・従属系統、24
・・・遮断装置、26,27,28・・・遮蔽、29・
・・絞シ部材、30・・・送風機吸気口、33・・・中
間円筒、34・・・ガススロッ゛ト、35・・・ガスス
ロット、36・・・スライダ、37・・・環状カバー部
材、39・・・流路、40・・・フラップ、41・・・
フラップ、42・・・中央流管、43・・・低温ガス通
過口、44・・・通過口。

Claims (12)

    【特許請求の範囲】
  1. (1)球形燃料要素の堆積物から成る炉心を冷却ガスが
    下から上へ貫流するガス冷却式高温小形原子炉と、原子
    炉圧力容器の中で高温小形原子炉の上方に設置され、少
    くとも2台の循環送風機が接続され、冷却ガス流の中に
    配置された熱利用系統と、熱利用系統の中央を貫いて配
    管され、高温小形原子炉の上側の第1高圧ガス溜めから
    熱利用系統の上側の第2高圧ガス溜めに連通する高温ガ
    ス管と、鋼製圧力容器の中に設置された残留発熱排出系
    統とを有する、鋼製圧力容器に格納された原子炉装置に
    おいて、下記の特徴すなわち、 a)熱利用系統が周知のようにアップヒル式の蒸気発生
    器(Aufw■rts ver dampfung)(
    12)から成ること、 b)残留発熱排出系統(21)が第2高温ガス溜め(1
    4)の直上にある鋼製圧力容器の部分(20)の中に配
    設されること、 c)蒸気発生器(12)と残留発熱排出系統(21)の
    間に下記の機能を有する遮断装置(24)。すなわち、 aa)正常運転時には、第2高温ガス溜め(14)に対
    して残留発熱排出系統(21)を遮断し、 bb)残留発熱排出操作の場合には、残留発熱排出系統
    (21)と第2高温ガス溜め(14)の間の連通を開い
    て、蒸気発生器(12)を高温ガスから遮断し、 cc)また、残留発熱排出操作の場合には、残留発熱排
    出系統(21)から送出される低温ガスの、蒸気発生器
    (12)又は蒸気発生器(12)とほぼ平行に配列され
    たガス案内路(45)への通路を開く、 遮断装置(24)を有すること、 d)低温ガス流中に配置された循環送風機(19)が周
    知のように、互いに並列に接続されていること、 を特徴とする原子炉装置。
  2. (2)残留発熱排出系統(21)が2個の従属系統(2
    1a、21b)から成る熱交換器管群によって構成され
    、各従属系統(21a又は21b)が独自に残留発熱の
    供給を受けて100%の残留発熱排出可能に形成されて
    いることを特徴とする、特許請求の範囲第(1)項に記
    載の原子炉設置。
  3. (3)循環送風機(19)が周知のように、鋼製圧力容
    器(1)の下に配設されていることを特徴とする、特許
    請求の範囲第(1)項に記載の原子炉装置。
  4. (4)蒸気発生器(12)を収容する鋼製圧力容器(1
    )の上部(1a)が細く形成され、循環送風機(19)
    が鋼製圧力容器(1)の上記部分(1a)の横側に取付
    られ、鋼製圧力容器(1)と循環送風機(19)の間及
    び送風機吸気口(30)の中に放射線遮蔽(26、27
    、28、29)が設けられていることを特徴とする、特
    許請求の範囲第(1)項に記載の原子炉装置。
  5. (5)鋼製圧力容器(1)が周知のように、コンクリー
    ト製の生体遮蔽体(32)によって取囲まれ、該生体遮
    蔽体が自然循環式のコンクリート冷却系統を形成してい
    ることを特徴とする、特許請求の範囲第(1)項に記載
    の原子炉装置。
  6. (6)残留発熱排出系統(21)の冷却水側が、高レベ
    ル位置にある複数個の冷却水タンクから自然対流によっ
    て供給を受けることを特徴とする、特許請求の範囲第(
    1)項又は第(2)項に記載の原子炉装置。
  7. (7)遮断装置(24)が受動的及び能動的のいずれで
    も動作可能に構成されていることを特徴とする、特許請
    求の範囲第(1)項に記載の原子炉装置。
  8. (8)遮断装置(24)の受動的操作のために、循環送
    風機(19)、又液圧駆動装置を使用する場合は用水流
    路の差圧を利用することを特徴とする、特許請求の範囲
    第(7)項に記載の原子炉装置。
  9. (9)遮断装置(24)の能動的操作のために、機械、
    液圧又は空気制御の駆動装置が設けられていることを特
    徴とする、特許請求の範囲第(7)項に記載の原子炉装
    置。
  10. (10)遮断装置(24)が、高温ガス管に接続して固
    設され、2列の高温ガス通過スロット(34、35)を
    備えた中空円筒(33)と、該中空円筒上を移動し得る
    中空円筒状スライダ(36)とを有し、第1のスロット
    列(34)が第2高温ガス溜め(14)の区域、第2の
    スロット列(35)が残留発熱排出系統(21)の上側
    の区域に設けてあり、かつスライダ(36)の下端に、
    鋼製圧力容器の上部(20)から第2高温ガス溜め(1
    4)に通ずる通路(39)の閉鎖のための環状カバー部
    材(37)が取付けられていることを特徴とする、特許
    請求の範囲第(7)項、第(8)項及び第(9)項のい
    ずれか1に記載の原子炉装置。
  11. (11)遮蔽装置(24)が軸(40)を中心に旋回可
    能な複数個のフラップ(41)から成り、その内の一方
    が残留発熱排出系統(21)に通じる中央通管(42)
    に取付けられて、これを開閉し、他方が高温ガス管(1
    3)に接続する中央通管(42)の外周に取付けられ、
    一方の位置で第2高温ガス溜め(14)に対して高温ガ
    ス管(13)を遮断すると共に、鋼圧力容器(1)の上
    部(20)から第2高温ガス溜め(14)への流路(4
    4)を開き、他方の位置で上記第2高温ガス溜め(14
    )と高温ガス管とを結ぶ連絡路を開放するとともに、上
    記流路(44)を閉鎖することを特徴とする、特許請求
    の範囲第(7)項、第(8)項及び第(9)項にのいず
    れか1に記載の原子炉装置。
  12. (12)球形燃料要素の堆積物から成る炉心を、冷却ガ
    スが下から上へ貫流するように形成されたガス冷却式高
    温小形原子炉と、原子炉圧力容器の中の、高温小形原子
    炉の上方に配置された熱利用系統で、2台の循環送風機
    を備え、冷却ガス流に接続された熱利用系統と、該熱利
    用系統の中央を貫いて配管され、高温小形原子炉上方の
    第1高温ガス溜めから熱利用系統の上方の第2高温ガス
    溜めに通じる高温ガス管と、鋼製圧力容器の中に設置さ
    れた残留発熱排出系統とを有する、鋼製圧力容器に格納
    された原子炉装置に於て、 a)熱利用系統が周知のようにアップヒル式の蒸気発生
    器を有すること、 b)残留発熱排出系統が鋼製圧力容器の上記第2高温ガ
    ス溜めの直上の部分に配設され、高温ガスは第2高温ガ
    ス溜めに高温ガス管を接続することによって供給される
    こと、 c)正常運転時には残留発熱排出系統に発生する熱が蒸
    気発生器用の用水の予熱に用いられること、 を特徴とする原子炉装置。
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