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JPS61275693A - 原子炉及びその運転方法 - Google Patents

原子炉及びその運転方法

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Publication number
JPS61275693A
JPS61275693A JP61118383A JP11838386A JPS61275693A JP S61275693 A JPS61275693 A JP S61275693A JP 61118383 A JP61118383 A JP 61118383A JP 11838386 A JP11838386 A JP 11838386A JP S61275693 A JPS61275693 A JP S61275693A
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JP
Japan
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reflector
vessel
nuclear reactor
pressure vessel
reactor
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Application number
JP61118383A
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English (en)
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JPH0569395B2 (ja
Inventor
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
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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 JPS61275693A publication Critical patent/JPS61275693A/ja
Publication of JPH0569395B2 publication Critical patent/JPH0569395B2/ja
Granted legal-status Critical Current

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    • 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
    • G21C11/00Shielding structurally associated with the reactor
    • G21C11/06Reflecting shields, i.e. for minimising loss of neutrons
    • 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
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    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
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    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

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  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
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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、送風機により冷却ガスが上から下へ貫流する
球形燃料要素の堆積物と、取外し可能な鋼製炉心容器と
、底部、側部及び天井反射材から成り、上記堆積物の全
周を取囲む黒鉛反射材と、吸収棒を収容する几めの側部
反射材の挿入孔を有し、円筒形圧力容器の収容空間に納
めて地下に配設された低出力の原子炉及びその運転方法
に関する。
〔従来の技術〕
上記の原子炉は西独特許出願公開第3016402号明
細書により公知である。該原子炉はモジュール形高温原
子炉であって、蓋で閉鎖したコンクリート容器の収容空
間の中に、球形燃料要素の堆積物を納めた金属容器が配
設されておシ、原子炉を停止して球形燃料要素を排出し
、制御棒を取外し、蓋を開いた上で、この金属容器を金
属製台板及び底部、側部及び天井反射材と共にコンクリ
ート容器から引揚げることかできる。
堆積物を上から下へ貫流して熱せられた冷却がスの排出
のtめの、下へ通じる少くとも1個の管が上記の合板に
接続されている。高温ガス管は第2の収容空間に至る。
第2の収容・空間は第1の収容空間と平行にコンクリー
ト容器の中に配設され、ここに熱消費機器、例えば蒸気
発生器が設置されている。西独特許出願公開第3016
402号明細書では第2の収容空間の代案として、原子
炉を収容する収容空間を下へ延長し、熱消費機器を金属
容器の下に配設することを更に提案している。
同じく球形燃料要素を用いる高温原子炉を収容する、西
独特許出願公開第3335451号明細書に記載された
原子炉設備も先行技術に属する。
該設備の場合は、一次回路のすべての部品と調整及び停
止装置が、上から着脱できるように、鋼製原子炉圧力容
器の中に配設されておシ、従って経済的な地下構造が可
能である。高温原子炉の下に燃料要素の取出しのための
少くとも1個の抽出管が設けられ、原子炉圧力容器から
横に延出している。
〔発明が解決するべき問題点〕
本発明が解決しようとする問題点は、産業上の利用分野
に於て述べ几原子炉であって、操作装置例えば装入設備
、ガス浄化設備。制御系及び安全系統の使用を省略でき
、従って保守要員が極めて僅少ですみ、例えば暖房用の
熱源として使用するのに適した構造を有する原子炉及び
その運転方法を開発することである。
〔問題を解決する手段〕
上記問題点を解決するために、本発明の原子炉は次のよ
うに形成されている。
&)側部反射材と底部反射材が内側反射材と外側反射材
に区分され、内側反射材は炉心容器の内部に配設され、
炉心容器と共に取外し可能である。
b)完全に炉心容器の中にある天井反射材は燃料要素の
上に直接載置され、燃料要素は定置堆積物を形成し、該
堆積物は炉心容器全取外した上、交換することができる
C)内側の側部反射材が挿入孔を有し、専ら粗調整と停
止のために使用される吸収棒が、この挿入孔の中に移動
可能に挿入されている。
d)内部に設置した部品及び燃料要素と共に炉心容器を
着脱するための、蓋で閉鎖された中心口が圧力容器の天
井区域に形成される。
e)蓋の中心位置に垂直の姿勢で冷却ガス用の送風機が
固設されている。
f)圧力容器の内側全体に冷却系統が殿付けられ、燃料
要素堆積物に生じた熱を圧力容器から排出する。
g)冷却系統の前方、すなわち収容を開側に気密のジャ
ケットが配設され、該ジャケットと外側反射材の間に冷
却ガスを流す環状室が設けられている。
h)故障の時でも余熱の確実な排出を保証するように、
一次回路と冷却系統が設計されている。
l)一次回路が構造上、強制通気と濾過装置を必要とし
ないように、好ましくは溶接リップシールによって密封
されている。
〔作用及び効果〕
本発明に基づく原子炉は、コンノ臂りトな構造を有する
ことが長所であって、地下に配設することにより外部か
らの悪影響(飛行機の墜落。
衝撃波等)や在来部分の故障(管路の破損等)から保護
される。ま友周囲の土壌は放射線に対する勝れた遮蔽を
なす。
この簡単かつ経済的な設計により、出力が約10ないし
20鼎の単位原子炉が可能であり、単位原子炉を増倍す
ることによって、更に高い出力需要に応えることができ
る。又必要な補助装置は原子炉の経済性を高くするため
に一層改善されなくてはならない。
本発明の原子炉は上述のように簡単な構造を有する几め
、現在の化石性エネルギ使用のエネルギ源より、低摩な
エネルギを生産することができる。
定置された燃料要素堆積物を使用することにより、本発
明の原子炉は約10ないし40年の期間出力運転が可能
である。上記期間の運転が終了したとき、続いて燃料要
素が交換される。
その場合、燃料要素は炉心容器、内側反射材。
粗調整及び停止棒と共に取外される。従って連続式の燃
料要素供給装置及び燃料要素の間欠式装入設備を設ける
必要はない。しかし原子炉の粗調整及び停止のための吸
収棒が炉心容器に設けられているので、搬出入時の炉心
容器内の燃料要素が臨界状態に達していないことを確認
することができる。
炉心容器を、その中に配設された部品と共に取外すこと
ができることは、原子炉全体の寿命を長くするのに有効
である。なぜなら高い負荷を受ける部材、例えば側部及
び天井反射材を交換すること或いは修理することができ
るからである。
圧力容器は予圧した鋳物容器、プレストレストコンクリ
ート容器、鉄筋コンクリート容器あるいはまた純鋼展容
器として構成することができる。
冷却ガス、好ましくはヘリウムは、羽根車が蓋と天井反
射材の間の空間に突出する送風機によって、燃料要素堆
積物を上から下へと頁送される。冷却ガスは堆積物を貫
流した後、圧力容器の底部の上に分散し、続いて外側側
部反射材と気密シャケ、トの間の環状室で上に向かって
、天井反射材の上の空間を経て、そして再び送風機に向
かって流れる。
圧力容器の内側に取付けられた冷却系統は、内部に発生
したすべての熱を排出することができる。冷却系統への
熱伝達は伝導と放射によって行われる。冷却系統内を循
環する媒体(例えば原子炉t−暖房用原子炉として使用
する場合は水)な独自の管の中に通される。この管は気
密のジャケットによって一次回路から完全に隔離されて
いるので、冷却系統から漏洩があっても一次回路に到達
することはない。従って放射能障害の抑制の究めに速動
式原子炉保膿系統を必要とするような条件は、この場合
存在しないのである。
水を通す部品が一次回路にないことと、運転中に燃料要
素の補充が行われず又は別の仕方で一次回路に汚染が持
込まれることもないという事情により、本発明の原子炉
にはガス浄化装置を設ける必要もな−。
一次回路の気圧を、冷却系統の媒体の圧力より高くなる
ように選定することが好ましい。それは一次回路へのこ
の媒体の侵入に対して、一層の安全性をもたらすからで
ある。
燃料要素は高い重金属含有料を有するので、炉心内の燃
料要素を長く滞留させ、その間使用することができる。
蓋の外周に近い区域にあけた透孔内に、吸収棒駆動装置
を装着することが好ましい。
天井反射材の上の空間にガス案内ジャケットを配設し、
これによって低圧部と高圧部又は送風機の吸込側と吐出
側を隔離することができる・上記のガス案内ジャケット
は炉心容器に取付けられている。
熱せられた冷却ガスから冷却系統への熱伝達を改善する
ために、気密ジャケットは環状室に臨む側にフィンを設
けることができる。このフィンは縦方向に延びるように
形成することができ、これに外側側部反射材が直接支え
られており、その際、上方に流れる冷却ガスの念めの冷
却路が形成されている。
炉心容器の支持のために金属製支持装置を設け、これに
炉心容器を支承することができ、上記の支持装置は圧力
容器の底部の上に直接支えられる。
送風機のモータを中央着脱口の蓋に形成された透孔に配
設し、この透孔に特別の取外し可能な閉鎖部材を備える
ことが好ましい。それによってモータと送風機の保守が
容易になるからである。
基礎の上に支承された圧力容器の上に該圧力容器に手を
加えやすいように、コンクリートカバーが設けられてい
る。地下構造と相まって原子炉を外部の作用から守るこ
のカバーの上には、軽量構造の建屋が設けられ、ここに
補助系統と供給系統が格納される。
本発明に基づく原子炉においては、内側側部反射材の中
に配設する吸収棒は専ら粗調整と停止のために設けられ
ている。原子炉出力の調整は送風機の回転数と冷却系統
の二次流量だけで行われ、その場合、負の温度係数を用
い友安定化の技術が利用される。従って吸収棒による調
整を廃止することができる。
粗調整及び停止棒は可燃性中性子毒物質(例えばガドリ
ニウム、)と組合わせて、初期超過反応度を抑制する定
めに利用される。原子炉の運転中に現れる超過反応度へ
の移行は、粗調整及び停止棒を移動することによって補
償される。
その場合、時がたつにつれて粗調整及び停止棒を手操作
で次第に引き出して行く。長期間に生ずる反応度のこの
緩慢な変化に対しては、自動制御は不要である。原子炉
出力の低下により原子炉出力が十分に熱を発生せず、例
えば十分な温度の熱湯を供給できない場合に限り、粗調
整及び停止棒の移動を行なえばよい。しかしセラミック
燃料要素の高い耐熱性の結果、燃料要素温度の短時間の
変動はかなり広い範囲にわたって発生しないものと考え
られる。
燃料要素が燃焼した後の原子炉の装入物の排出は次のよ
うに行うことが好ましい、すなわちまず釣鐘形遮蔽を圧
力容器の上に直接据え、蓋を外し是後炉心容器を釣鐘形
遮蔽の中に引き込むことである。
一次回路と冷却系統は、故障の場合でも余熱を確実に排
出するように設計されている。
送風機が停止した場合は、自然対流によって、冷却系統
へ余熱の排出が行われ、その際燃料要素堆積物を通る冷
却ガスの流れ方向が逆転する。
しかしその友めに送風機と駆動モータが熱による被害を
受けることはない。一次回路に万−生ずる圧力上昇は、
一次回路の設計段階に於て既に考慮することができるし
、又ガス貯蔵タンクに冷却ガスを流入させることによっ
て補償することができる。上記冷却系統は、自然対流に
よる余熱排出のために、十分な量の冷却媒質が冷却系統
の管を循環することができるように、構成されている。
圧力放出事故の場合は黒鉛反射材による熱伝導と黒鉛反
射材から冷却系統への熱放射によって、余熱が同じく冷
却系統に伝達され、この場合も原子炉の炉心温度は、正
常運転の場合の温度を大きく越える温度にはならない。
冷却系統が停止した場合でさえ余熱が確実に排出され、
燃料要素が損傷し又は燃料要素から放射能が放出される
ことはない。この場合、余熱の排出は圧力容器を経て周
囲の土壌と大気への伝導によって行われる。鉄筋コンク
リート又はプレストレストコンクリート容器を圧力容器
として使用する場合は、鉄筋を特別に配設することによ
って熱伝導に有利な影響を与えることができる。この簡
単な構造は極めて少額の管理費しか必要としない。
〔実施例〕
次に図面を参照しつつ実施例について説明する。第1図
で判るように、地下に配設され、収容空間2を取囲む円
筒形鉄筋コンクリート圧力容器1が設けられている。容
器は天井区域3に、取外し可能な蓋5で閉じた中心開口
部4を有する。収容空間2の中に原子炉6が格納され、
その炉心は球形燃料要素の定置堆積物7から成る。
堆積物1は直径約1.2ないし1.5m、高さ1.5な
いし2.5mである。炉心の出力密度は約4ないし6 
WNi/mであり、10ないし20MWの総出力を可能
にする。熱間又は冷却プレス加工で製造された燃料要素
は球1個につき約20ないし40.9の重金pAを含有
する。
堆積物7の全周は底部反射材9.側部反射材10、天井
反射材11から成る黒鉛反射材8によって取囲まれる。
黒鉛反射材8の厚さは約0.75ないし1.0mである
天井反射材11は堆積物7の直接上にある。
天井反射材1ノと蓋5の間に空間12が設けられ、別の
空間13が底部反射材9と圧力容器1の底部の間に形成
される。この空間13の中には、金属製支持装置R14
が配設され、該支持装置14%−介して原子炉6が圧力
容器底部の上に支えられる。
送風機15によって循環する冷却ガス、好ましくはヘリ
ウムが、堆積物7金上から下へ貫流する。送風機15は
蓋5の中心の下に垂直の姿勢で取付けられ、その羽根車
は空間12の中につき出ている。送風機15の駆動モー
タ27は蓋5の透孔16の中に設置され、透孔16は外
側に対して、閉鎖部材17によって閉じられている。
堆積物7は横と下を鋼製炉心容器18によって取囲まれ
る。炉心容器18は側部反射材10と底部反射材9の一
部を収容する。従って側部及び底部反射材は内側及び外
側反射材に区分される。側部反射材10においては内側
側部反射材を参照番号19.外側側部反射材を20で表
し、底部反射材9においては、内側底部反射材と外側底
部反射材はそれぞれ参照番号22及び23で表す。内側
側部反射材19に垂直孔28が設けられ、その中に粗調
整及び停止用吸収棒21が移動可能に配設される。吸収
棒21のための駆動装置29が蓋5の透孔38に設けら
れている。
蓋5t−取除けば、炉心容器18を内側側部反射材19
.天井反射材11.燃料要素及び吸収棒21と共に上へ
敗外すことができる。そのtめに釣鐘形遮蔽が利用され
る。着脱過程に於ては、吸収棒21は堆積物7を臨界未
満の状態に維持する。炉心容器18の取外しは、燃料要
素が十分に燃焼したときに行なわれる。
圧力容器1の内側全体に冷却系統24が取付けられてい
る。冷却系統24は、通常冷却水が貫流する管から成り
、堆積物7に発生した熱を、出力運転時及び余熱排出操
作時に、確実に排出できるように設計されている。冷却
系統24の一次回路への水の侵入を防止するために、冷
却系統24の前方すなわち外側反射材20側の収容空間
2の中に、気密めジャケット25が配設され、このジャ
ケットと外側側部反射材20の間に環状室26が形成さ
れる。
空間12にガス案内シャケ、ト30が設けら?L、送風
機15の吸込1則と吐出側?、隔離する。
ガス案内シャケ、ト30は炉心容器18の上端部に接続
する。
原子炉出力の調整は、専ら送風機15の回転数と冷却系
統24の二次流量によって行われ、その際球形燃料要素
を用いる原子炉に固有の負の温度係数が利用される。送
風機15は空間12から冷却ガスt−吸引して、堆積物
7へ送る。
時にガスの温度は約300℃から500℃に上昇し、熱
せられた冷却ガスは炉心容器18と底部反射材9の開口
部を通って空間13に入り、空間13から環状室26へ
送られる。ガスはここから再び全問I2に送られる。
上記のように環流する冷却ガスの圧力は、冷却系統24
の水の圧力より高くなるように選定されている。
装入設備、ガス浄化設備、原子炉保護系統。
制御系等の装置は原子炉6に必要でなく、従りて設けら
れていない。それ故、原子炉6の場合はエネルギ生産コ
ストが極めて低く、必要な保守費も僅少である。
第2図は収容9間40に納めて地下に配設され、基礎3
1の上に載った圧力容器1と、収容空間40の上を閉鎖
するコンクリート遮蔽32と、軽量構造の建屋33とを
有する全原子炉設備を示す。建屋33はドア36を有し
、作業室−運転室及び炉心容器18の着脱のための室3
9に分かれている。この目的のために室39にレール3
5が設けられ、その上をクレーン34が走行する。収容
9間40はコンクリートで内張され、該収容空間40の
壁と圧力容器10間の間隙41に於ては、洩れと放射能
の有無が監視される。場合によっては僅かに吸出するこ
とによって環境に対して軽微な負圧を発生させてもよい
万−生じた漏洩に間欠的に的確に導き出される。
【図面の簡単な説明】
第1図は本発明に基づく原子炉の縦断面略図、第2図は
地上建造物を含む全設備の略図を示す。 1−・・圧力容器、4・・・炉心容器着脱山中心間口部
、5・・・蓋、6・・・原子炉、7・・・堆積物、8・
・・黒鉛反射体、y−H部反射材、10・・・側部反射
材、11・・・天井反射材、14・・・支持装置、15
−・・送風機、16・・・透孔、12・・・閉鎖部材、
18・・・炉心容器、19・・・内側側部反射材、20
・・・外側側部反射材、2ノ・・・吸収棒、22・・・
内側底部反射材、23・・・外側底部反射材、24・・
・冷却系統、25・・・ジャケット、26・・・環状室
、27・・・駆動モータ、29・・・駆動装置、30・
・・シャケ、ト、31・・・基礎、32・・・コンクリ
ート遮蔽、33・・・部屋・

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1)送風機により冷却ガスが上から下へ貫流する球形燃
    料要素の堆積物と、取外し可能な鋼製炉心容器と、底部
    、側部及び天井反射材から成り、上記堆積物の全周を取
    囲む黒鉛反射材と、吸収棒を収容するための側部反射材
    に設けられた孔を有し、円筒形圧力容器の収容空間に納
    めて地下に配設した低出力の原子炉において、下記の特
    徴すなわち a)側部反射材(10)と底部反射材(9)が内側反射
    材(19又は22)と外側反射材(20又は23)に区
    分され、内側反射材 (19、22)が炉心容器(18)の内部に配設され、
    炉心容器(18)とともに取外し可能であり、 b)完全に炉心容器(18)の中にある天井反射材(1
    1)が燃料要素の上に直接載置され、燃料要素が定置堆
    積物(7)を形成し、炉心容器(18)を取外すことに
    よって交換可能となること、 c)内側の側部反射材(19)が挿入孔を有し、専ら粗
    調整と停止のために設けられた吸収棒(21)がこの挿
    入孔の中に移動可能に配設され、 d)内部に設置した部品及び燃料要素と共に炉心容器(
    1)を着脱するための、蓋(5)で閉鎖された中心口(
    4)が圧力容器(1)の天井区域に設けられ、 e)蓋(5)の中心位置に垂直の姿勢で冷却ガス用送風
    機(15)が固設され、 f)圧力容器(1)の内側全体に冷却系統 (24)が取付けられ、燃料要素堆積物(7)に生じた
    熱を圧力容器(1)から排出し、 g)冷却系統(24)の前方の収容空間側に気密のジャ
    ケット(25)が配設され、ジャケット(25)と外側
    側部反射材(20)の間に冷却ガスが流される環状空間
    (26)が設けられ、 h)故障の時でも余熱の確実な排出を可能とするように
    、一次回路と冷却系統(24)が設計されており、 i)一次回路が構造上、強制通気と濾過装置を必要とせ
    ぬように、好ましくは溶接リップシールによって密封さ
    れる ことを特徴とする原子炉。 2)一次回路の気圧が冷却系統(24)内の媒体の圧力
    より高いように、一次回路の気圧を選定したことを特徴
    とする、特許請求の範囲第1項に記載の原子炉。 3)燃料要素が高い重金属を含有す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。 4)蓋(5)の外側区域の透孔(38)の中に吸収棒(
    21)のための駆動装置(29)を配設したことを特徴
    とする、特許請求の範囲第1項に記載の原子炉。 5)天井反射材(11)の上の自由空間(12)にガス
    案内ジャケット(30)が配設され、送風機(15)の
    吸込側と吐出側を隔離し、かつ炉心容器(18)と連結
    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。 6)気密のジャケットが環状室(26)に臨む側にフィ
    ンを具備す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。 7)上記フィンが縦方向に延びる縦フィンとして形成さ
    れ、該フィンに外側側部反射材が直接支えられて、冷却
    用流路を形成することを特徴とする、特許請求の範囲第
    6項に記載の原子炉。 8)炉心容器(18)が金属製支持装置(14)の上に
    載っており、一方、支持装置(14)は圧力容器(1)
    の底部の上に直接支えられ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。 9)送風機のモータ(27)が中央着脱口 (4)の蓋(5)の透孔(16)の中に配設され、該透
    孔(16)が取外し可能な閉鎖部材(17)を具備する
    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。 10)基礎(31)の上に支承された圧力容器(1)の
    上に部厚いコンクリートカバー(32)が載置され、そ
    の上に補助系統及び供給系統を収容するための軽量構造
    の建屋(33)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。 11)送風機により冷却ガスが上から下へ貫流する球形
    燃料要素の堆積物と、取外し可能な鋼製炉心容器と、底
    部、側部及び天井反射材から成り、上記堆積物の全周を
    取囲む黒鉛反射材と、吸収棒を収容するための側部反射
    材に設けられた孔を有し、円筒形圧力容器の収容空間に
    納めて地下に配設した低出力の原子炉であって、a)側
    部反射材(10)と底部反射材(9)が内側反射材(1
    9又は22)と外側反射材(20又は23)に区分され
    、内側反射材 (19、22)が炉心容器(18)の内部に配設され、
    炉心容器(18)とともに取外し可能であり、 b)完全に炉心容器(18)の中にある天井反射材(1
    1)が燃料要素の上に直接載置され、燃料要素が定置堆
    積物(7)を形成し、炉心容器(18)を取外すことに
    よって交換可能となること、 c)内側の側部反射材(19)が挿入孔を有し、専ら粗
    調整と停止のために設けられた吸収棒(21)がこの挿
    入孔の中に移動可能に配設され、 d)内部に設置した部品及び燃料要素と共に炉心容器(
    1)を着脱するための、蓋(5)で閉鎖された中心口(
    4)が圧力容器(1)の天井区域に設けられ、 e)蓋(5)の中心位置に垂直の姿勢で冷却ガス用送風
    機(15)が固設され、 f)圧力容器(1)の内側全体に冷却系統 (24)が取付けられ、燃料要素堆積物(7)に生じた
    熱を圧力容器(1)から排出し、 g)冷却系統(24)の前号の収容空間側に気密のジャ
    ケット(25)が配設され、ジャケット(25)と外側
    側部反射材(20)の間に冷却ガスが流される環状空間
    (26)が設けられ、 h)故障の時でも余熱の確実な排出を可能とするように
    、一次回路と冷却系統(24)が設計されており、 i)一次回路が構造上、強制通気と濾過装置を必要とせ
    ぬように、好ましくは溶接リップシールによって密封さ
    れる原子炉に於て、 負の温度係数を利用すると共に、専ら送風機(15)の
    回転数と冷却系統(24)の二次流れを介して原子炉出
    力を調整することを特徴とする、原子炉の運転方法。 12)原子炉の初期超過反応度を粗調整及び停止棒(2
    1)並びに可燃性中性子毒物質で抑制し、かつ原子炉運
    転中に現れる超過反応度の変化を手動的に粗調整及び停
    止棒を移動することによって補償することを特徴とする
    、特許請求の範囲第11項に記載の方法。 13)燃料要素が燃焼した後、原子炉(6)の装入物を
    排出するために、釣鐘形遮蔽を圧力容器(1)の上に直
    接置いて、蓋(5)を外した後、炉心容器(18)を釣
    鐘形遮蔽の中に引き入れることを特徴とする、特許請求
    の範囲第11項に記載の原子炉の運転方法。 14)下記の特徴事項、すなわち a)送風機(15)が停止した時は予熱の排出を自然対
    流によって行なうか又は一次回路に生じる圧力上昇を、
    ガス貯蔵タンクに冷却ガスを流出させることによって補
    償することができ、b)圧力放出事故の場合は黒鉛反射
    板(8)による熱伝導と、黒鉛反射材(8)から冷却系
    統(24)への熱放射によって余熱を放出し、c)冷却
    系統(24)が停止した場合は圧力容器(1)を貫く管
    路を経て周囲の土壌と大気に余熱を伝達する ことを特徴とする特許請求の範囲第11項に記載の原子
    炉の運転方法。
JP61118383A 1985-05-25 1986-05-22 原子炉及びその運転方法 Granted JPS61275693A (ja)

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Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2011252800A (ja) * 2010-06-02 2011-12-15 Toshiba Corp 原子炉建屋

Families Citing this family (18)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE3534422A1 (de) * 1985-09-27 1987-04-09 Hochtemperatur Reaktorbau Gmbh Unterirdisch in der kaverne eines zylindrischen druckbehaelters angeordneter kernreaktor niedriger leistung
DE3603090A1 (de) * 1986-02-01 1987-08-06 Hochtemperatur Reaktorbau Gmbh Reaktordruckbehaelter aus beton fuer einen gasgekuehlten kernreaktor niedriger leistung
DE3604869A1 (de) * 1986-02-15 1987-08-20 Hochtemperatur Reaktorbau Gmbh Gasgekuehlter kernreaktor mit einer stationaeren schuettung kugelfoermiger betriebselemente
DE3617406A1 (de) * 1986-05-23 1987-11-26 Hochtemperatur Reaktorbau Gmbh Mit einem metallischen liner ausgekleideter zylindrischer betondruckbehaelter
DE3621516A1 (de) * 1986-06-27 1988-01-07 Hochtemperatur Reaktorbau Gmbh Kernkraftwerk mit einem in einem zylindrischen spannbetondruckbehaelter angeordneten hochtemperaturreaktor
DE3641504A1 (de) * 1986-12-04 1988-06-16 Hochtemperatur Reaktorbau Gmbh In der kaverne eines druckbehaelters angeordneter kernreaktor niedriger leistung
DE3642542A1 (de) * 1986-12-12 1988-06-23 Hochtemperatur Reaktorbau Gmbh Kernkraftwerk mit einem aussermittig in einem zylindrischen spannbetondruckbehaelter angeordneten hochtemperaturreaktor
DE3726637A1 (de) * 1987-08-11 1989-02-23 Hochtemperatur Reaktorbau Gmbh Gasgekuehlte kernreaktoranlage niedriger leistung und verfahren zum be- und entladen der betriebselemente einer derartigen kernreaktoranlage
WO2007030224A2 (en) * 2005-07-27 2007-03-15 Battelle Memorial Institute A proliferation-resistant nuclear reactor
ITRM20070256A1 (it) * 2007-05-07 2008-11-08 Susanna Antignano Impianto nucleare supersicuro e a decommissioning semplificato/facilitato.
CN101271737B (zh) * 2008-04-30 2010-08-11 中国核动力研究设计院 提高均匀性水溶液核反应堆额定稳态运行功率的方法
CN102436856A (zh) * 2011-12-13 2012-05-02 匡仲平 核泄漏事故引发的核辐射污染规避方法
CN104751922B (zh) * 2015-03-31 2017-07-28 北京三超核科学技术研究院有限公司 地下核电站
CN107039096B (zh) * 2017-05-24 2023-10-10 长江勘测规划设计研究有限责任公司 地下核电站严重事故下过滤排放系统
CN112820430B (zh) * 2019-11-18 2024-05-14 中国核工业二三建设有限公司 高温气冷堆石墨和碳堆内构件安装建造方法及安装小车
CA3188797A1 (en) 2020-08-11 2022-02-17 Doug BERNAUER Nuclear reactor system with lift-out core assembly
CN114293814B (zh) * 2022-01-10 2022-11-04 湖南大学 一种稳定干磨的自适应式重混凝土墙壁拆除装置
CZ2022459A3 (cs) * 2022-11-04 2024-01-03 Witkowitz Atomica A.S. Modulární tlakovodní jaderný reaktor

Family Cites Families (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB867825A (en) * 1958-11-06 1961-05-10 Babcock & Wilcox Ltd Improvements in wall means and in panels for use in such wall means and in or relating to nuclear reactors
GB1101067A (en) * 1966-11-30 1968-01-31 Atomic Power Constr Ltd Improvements in or relating to metal-lined concrete pressure vessels
DE3009390A1 (de) * 1980-03-12 1981-09-17 GHT Gesellschaft für Hochtemperaturreaktor-Technik mbH, 5060 Bergisch Gladbach Hochtemperaturreaktor
DE3016402A1 (de) * 1980-04-29 1981-11-05 GHT Gesellschaft für Hochtemperaturreaktor-Technik mbH, 5060 Bergisch Gladbach Hochtemperaturreaktor in modul-bauweise
DE3335451A1 (de) * 1983-09-30 1985-04-18 Hochtemperatur-Reaktorbau GmbH, 4600 Dortmund Kernreaktoranlage

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2011252800A (ja) * 2010-06-02 2011-12-15 Toshiba Corp 原子炉建屋

Also Published As

Publication number Publication date
US4701298A (en) 1987-10-20
CN1008140B (zh) 1990-05-23
CH670011A5 (ja) 1989-04-28
DE3518968A1 (de) 1986-11-27
CN86100039A (zh) 1986-11-19
JPH0569395B2 (ja) 1993-09-30
DE3518968C2 (ja) 1993-09-02

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