JP2001264477A - Power generating system for high-temperature gas-cooled reactor - Google Patents

Power generating system for high-temperature gas-cooled reactor

Info

Publication number
JP2001264477A
JP2001264477A JP2000072912A JP2000072912A JP2001264477A JP 2001264477 A JP2001264477 A JP 2001264477A JP 2000072912 A JP2000072912 A JP 2000072912A JP 2000072912 A JP2000072912 A JP 2000072912A JP 2001264477 A JP2001264477 A JP 2001264477A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
reactor
heat exchanger
power generation
generation system
temperature
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.)
Withdrawn
Application number
JP2000072912A
Other languages
Japanese (ja)
Inventor
Itsuo Akazawa
逸生 赤澤
Seiya Yamada
誠也 山田
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.)
Mitsubishi Heavy Industries Ltd
Original Assignee
Mitsubishi Heavy Industries Ltd
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 Mitsubishi Heavy Industries Ltd filed Critical Mitsubishi Heavy Industries Ltd
Priority to JP2000072912A priority Critical patent/JP2001264477A/en
Publication of JP2001264477A publication Critical patent/JP2001264477A/en
Withdrawn legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • 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

Landscapes

  • Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)

Abstract

PROBLEM TO BE SOLVED: To release the thermal expansion of a power generating system. SOLUTION: A reactor 1, a turbo machine 3, and a heat exchanger 6 are linearly installed, the reactor 1 and the turbo machine 3 are connected with a straight exhaust pipe 2, and the turbo machine 3 and the heat exchanger 6 are connected with a straight triple pipe 5. The reactor 1 is supported with a damper 14 and supporting parts 10, 12. The heat exchanger 6 is vertically installed on a beam 17, and supported with a framework 18. The damper 20 is radially installed between the framework 18 or a concrete wall 19 and the heat exchanger 6, and an arm 24 forming an link is installed between a supporting part 21 and the beam 17. Even if the exhaust pipe 2 or the triple pipe 5 is thermally expanded, the heat exchanger 6 is moved by the shaking of the arm 24 to release the thermal expansion.

Description

【発明の詳細な説明】DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION

【0001】[0001]

【発明の属する技術分野】この発明は、高温ガス炉から
の高温ヘリウムガスによってタービンを回転させて発電
するものであって、発電システムの熱膨張を逃がすこと
のできる高温ガス炉用発電システムに関する。
BACKGROUND OF THE INVENTION 1. Field of the Invention The present invention relates to a power generation system for a high-temperature gas-cooled reactor, in which a turbine is rotated by high-temperature helium gas from a high-temperature gas-cooled reactor to generate power.

【0002】[0002]

【従来の技術】高温ガス炉は、ウランなどの酸化物や炭
化物を芯として、その外側を特殊な炭素や炭化ケイ素の
薄いセラミックスで4重に包んだ被覆燃料を用いるもの
で、その冷却材にはヘリウムガスが用いられる。原子炉
において核分裂反応が起こると、炉心が1000℃近く
の高温になり、これをヘリウムガスで冷却することで高
温のヘリウムガスを得ることができる。現在、海外にお
ける近い将来の実施に向けてこのような高温ガス炉を用
いて発電を行うシステムが開発中である。かかる高温ガ
ス炉用発電システムは、高温のヘリウムガスを原子炉か
ら取り出し、タービンを回転させて発電を行うものであ
り、熱効率が50%程度と通常の軽水炉の熱効率(35
%程度)に比べて非常に高く、安全性も優れているとい
った利点がある。
2. Description of the Related Art A high-temperature gas furnace uses a clad fuel in which an oxide or carbide of uranium or the like is cored and the outside of which is wrapped four times with a thin ceramic of special carbon or silicon carbide. Is a helium gas. When a nuclear fission reaction occurs in a nuclear reactor, the temperature of the reactor core becomes high near 1000 ° C., and by cooling this with helium gas, high-temperature helium gas can be obtained. Currently, a system for generating power using such a high-temperature gas-cooled reactor is under development for the near future in overseas. Such a power generation system for a high-temperature gas reactor is configured to take out high-temperature helium gas from a nuclear reactor and rotate the turbine to generate electric power.
%), And has the advantage that the safety is excellent.

【0003】発電システムではないが、現在、運転が開
始されている高温工学試験研究炉(HTTR:High Tem
perature Engineering Test Reactor)の構成を図5に
示す。このHTTRは、原子炉建屋の地下に原子炉91
を設置し、この遮蔽体93内に設置した原子炉91の下
方から配管92を導出し、この配管92を原子炉格納容
器96内にて中間熱交換器94および冷却器95の間に
引き回した構造である。
[0003] Although not a power generation system, a high temperature engineering test research reactor (HTTR: High Tem
FIG. 5 shows the configuration of the perature engineering test reactor. This HTTR is installed in the basement of the reactor building.
Was installed, and a pipe 92 was led out from below the reactor 91 installed in the shield 93. The pipe 92 was routed between the intermediate heat exchanger 94 and the cooler 95 in the reactor containment vessel 96. Structure.

【0004】[0004]

【発明が解決しようとする課題】ところで、高温ガス炉
では、原子炉出口の温度が1000℃近くの高温に達
し、配管内の温度も極めて高くなるため、配管その他の
金属部材が熱膨張し、熱応力を発生させる。特に高温ガ
ス炉を用いて発電システムを構築した場合、全体で数十
メートルにも及ぶ大型設備になるため、熱膨張の寸法が
数百ミリメートルに達することがある。このため、上記
HTTRのように、原子炉格納容器96内に配管92を
引き回すような構成では、熱膨張をうまく逃がすことが
できないという問題点がある。また、高温ガス炉により
発電システムを構築する場合も、熱膨張を考慮せずに配
管を引き回すようにすると、システムの各部に熱応力が
加わることが予想される。
In a high-temperature gas-cooled reactor, the temperature at the reactor outlet reaches a high temperature of about 1000 ° C., and the temperature in the pipe becomes extremely high. Generates thermal stress. In particular, when a power generation system is constructed using a high-temperature gas furnace, the size of the thermal expansion may reach hundreds of millimeters because the facility becomes a large-scale facility of several tens of meters in total. For this reason, in a configuration in which the pipe 92 is routed inside the reactor containment vessel 96 as in the above-mentioned HTTR, there is a problem that thermal expansion cannot be properly escaped. Also, when a power generation system is constructed using a high-temperature gas furnace, if the piping is routed without considering thermal expansion, it is expected that thermal stress will be applied to each part of the system.

【0005】そこで、この発明は、上記に鑑みてなされ
たものであって、熱膨張を効果的に逃がすことができる
高温ガス炉用発電システムを提供することを目的とす
る。
Accordingly, the present invention has been made in view of the above, and an object of the present invention is to provide a power generation system for a high-temperature gas-cooled reactor capable of effectively releasing thermal expansion.

【0006】[0006]

【課題を解決するための手段】上述の目的を達成するた
めに、請求項1に係る高温ガス炉用発電システムは、セ
ラミックス被覆燃料を用い、冷却材としてヘリウムガス
を用いる原子炉と、原子炉からの高温ヘリウムガスによ
り回転力を得るタービン、循環するヘリウムガスを圧縮
する圧縮機および前記タービンの回転により発電を行う
発電機を有するターボマシンと、循環するヘリウムガス
の間で熱交換を行う熱交換器とを備えた直接サイクルの
高温ガス炉用発電システムにおいて、前記原子炉、ター
ボマシンおよび熱交換器を直線的に水平配置して配管で
連結し、これら原子炉、ターボマシンおよび熱交換器の
うちいずれかを、熱膨張を吸収する吸収構造により支持
したものである。
According to a first aspect of the present invention, there is provided a power generation system for a high-temperature gas-cooled reactor, comprising: a reactor using a ceramic-coated fuel; a helium gas as a coolant; Turbine machine having a turbine that obtains rotational force from high-temperature helium gas from the air, a compressor that compresses circulating helium gas, and a generator that generates power by rotating the turbine, and heat that exchanges heat between the circulating helium gas In a power generation system for a high-temperature gas-cooled reactor having a heat exchanger, the reactor, the turbomachine, and the heat exchanger are linearly arranged horizontally and connected by piping, and the reactor, the turbomachine, and the heat exchanger are connected. Is supported by an absorbing structure that absorbs thermal expansion.

【0007】原子炉からの高温ヘリウムガスによりシス
テム全体が昇温すると、金属製の配管などが熱膨張を起
こす。このとき、前記原子炉などは直線的に水平配置さ
れ、当該配管により連結されているので配管などの熱膨
張は配置方向に一本化される。そして、累積した熱膨張
は、例えば熱交換器を支持している吸収構造により吸収
される。なお、原子炉、ターボマシン或いは熱交換器の
いずれを吸収構造で支持するかは、発電システムの設計
するにあたって都合のよいものを適宜選択すればよい。
When the temperature of the entire system is increased by high-temperature helium gas from a nuclear reactor, metal pipes and the like undergo thermal expansion. At this time, since the nuclear reactors and the like are linearly arranged horizontally and connected by the pipes, thermal expansion of the pipes and the like is unified in the arrangement direction. Then, the accumulated thermal expansion is absorbed by, for example, the absorption structure supporting the heat exchanger. Whether the nuclear reactor, the turbomachine, or the heat exchanger is supported by the absorption structure may be appropriately selected from those convenient in designing the power generation system.

【0008】また、請求項2に係る高温ガス炉用発電シ
ステムは、上記高温ガス炉用発電システムにおいて、さ
らに、前記吸収構造によって熱交換器を支持すると共に
当該吸収構造として浮動支持構造を用いたものである。
According to a second aspect of the present invention, there is provided the power generation system for a high temperature gas reactor, wherein the heat exchanger is supported by the absorption structure and a floating support structure is used as the absorption structure. Things.

【0009】高温ガス炉用発電システムでは、通常、原
子炉、ターボマシン、熱交換器の順で設置されることが
多く、原子炉を吸収構造で支持するには大形の支持構造
が必要となる。このため、熱交換器を吸収構造で支持す
ることにし、この吸収構造として浮動支持構造を用いる
ようにした。浮動支持構造の具体例は下記実施の形態に
おいて説明するが、当該実施の形態に開示したものに限
定されることはない。
In a high-temperature gas reactor power generation system, a reactor, a turbomachine, and a heat exchanger are often installed in this order, and a large supporting structure is required to support the reactor with an absorption structure. Become. Therefore, the heat exchanger is supported by an absorption structure, and a floating support structure is used as the absorption structure. Specific examples of the floating support structure will be described in the following embodiments, but are not limited to those disclosed in the embodiments.

【0010】[0010]

【発明の実施の形態】以下、この発明につき図面を参照
しつつ詳細に説明する。なお、この実施の形態によりこ
の発明が限定されるものではない。
DETAILED DESCRIPTION OF THE PREFERRED EMBODIMENTS The present invention will be described below in detail with reference to the drawings. The present invention is not limited by the embodiment.

【0011】(実施の形態1)図1は、この発明の実施
の形態1にかかる高温ガス炉用発電システムを示す平面
図である。図2は、図1に示した高温ガス炉用発電シス
テムを示す立面図である。原子炉1は、冷却材に不活性
のヘリウムガスを用いており、その燃料には、4層のセ
ラミックスにより被覆された被覆燃料が用いられる。こ
の被覆燃料は、ウランなどの酸化物や炭化物の表面をセ
ラミックスで4層に被覆し、核分裂生成物を外部に漏洩
しないように密閉している。
(Embodiment 1) FIG. 1 is a plan view showing a power generation system for a high-temperature gas-cooled reactor according to Embodiment 1 of the present invention. FIG. 2 is an elevation view showing the power generation system for a high-temperature gas reactor shown in FIG. The reactor 1 uses an inert helium gas as a coolant, and uses a coated fuel coated with four layers of ceramics as its fuel. In this coated fuel, the surfaces of oxides and carbides such as uranium are coated with ceramics in four layers, and the fission products are sealed so as not to leak outside.

【0012】原子炉1からは排気管2が導出しており、
この排気管2はターボマシン3のタービン入口4に連結
されている。ターボマシン3は、低圧圧縮機と、低圧圧
縮機で圧縮したヘリウムガスを冷却する中間冷却器と、
冷却したヘリウムガスを更に圧縮する高圧圧縮機と、原
子炉からの高温ヘリウムガスにより回転するタービン
と、タービンシャフトに連結した発電機とから構成され
ている(いずれも図示省略)。
An exhaust pipe 2 extends from the reactor 1,
The exhaust pipe 2 is connected to a turbine inlet 4 of a turbo machine 3. The turbo machine 3 includes a low-pressure compressor, an intercooler that cools helium gas compressed by the low-pressure compressor,
It is composed of a high-pressure compressor that further compresses the cooled helium gas, a turbine that is rotated by high-temperature helium gas from the nuclear reactor, and a generator connected to a turbine shaft (both not shown).

【0013】ターボマシン3は、内部を図示しない三重
管5によって熱交換器6と連結してある。熱交換器6
は、再生熱交換器と前置冷却器とから構成されている
(図示省略)。タービンを通過したヘリウムガスは、三
重管5の中心を通って熱交換器6に至る。熱交換器6で
冷却されたヘリウムガスは、三重管5の外周通路を通過
し、分岐管7を介してターボマシン3の低圧圧縮機に導
入される。低圧圧縮機および高圧圧縮機で圧縮したヘリ
ウムガスは、上部に渡した高圧ガス導入管8を通過して
三重管5の中間通路に導入される。そして、この中間通
路を通って熱交換器6に導入され、前記タービンを通過
した高温のヘリウムガスとの間で熱交換し、昇温されて
から原子炉1に戻される。
The inside of the turbomachine 3 is connected to a heat exchanger 6 by a triple tube 5 (not shown). Heat exchanger 6
Is composed of a regenerative heat exchanger and a pre-cooler (not shown). Helium gas that has passed through the turbine reaches the heat exchanger 6 through the center of the triple tube 5. The helium gas cooled by the heat exchanger 6 passes through the outer peripheral passage of the triple pipe 5 and is introduced into the low-pressure compressor of the turbomachine 3 via the branch pipe 7. The helium gas compressed by the low-pressure compressor and the high-pressure compressor passes through the high-pressure gas introduction pipe 8 extending to the upper part, and is introduced into the intermediate passage of the triple pipe 5. Then, the helium gas is introduced into the heat exchanger 6 through the intermediate passage, exchanges heat with the high-temperature helium gas passing through the turbine, and is returned to the reactor 1 after the temperature is raised.

【0014】このように、この高温ガス炉用発電システ
ムでは、原子炉1、ターボマシン3および熱交換器6を
直線的に水平配置し、原子炉1とターボマシン3との間
を直管状の排気管2で、ターボマシン3と熱交換器6と
の間を直管状の三重管5で連結している。また、分岐管
7、高圧ガス導入管8についても一辺が三重管5と平行
になるように引き回されている。さらに、熱交換器6か
ら原子炉1に至る冷却管9も、前記排気管2および三重
管5と平行に引き回されており、熱交換器6などの直線
配置方向と直交する方向で非拘束としている。
As described above, in this high-temperature gas-cooled power generation system, the reactor 1, the turbomachine 3, and the heat exchanger 6 are linearly arranged horizontally, and a straight tube is provided between the reactor 1 and the turbomachine 3. The exhaust pipe 2 connects the turbomachine 3 and the heat exchanger 6 with a straight tubular triple pipe 5. The branch pipe 7 and the high-pressure gas introduction pipe 8 are also routed such that one side is parallel to the triple pipe 5. Further, the cooling pipe 9 extending from the heat exchanger 6 to the reactor 1 is also routed in parallel with the exhaust pipe 2 and the triple pipe 5, and is not restrained in a direction orthogonal to the direction in which the heat exchanger 6 is arranged in a straight line. And

【0015】図中、符号Tは、発電所の建屋を示す。建
屋Tは、放射線を遮蔽するためにコンクリート室を地下
に形成した構造である。原子炉1は、周囲に突設した支
持部10とコンクリート壁11に突設した支持部12と
により支持されている。また、この支持部10と支持部
12との間には水平方向で多少の間隔13が設けられて
いる。さらに、原子炉1とコンクリート壁11との間に
は複数のダンパー14が設けられている。排気管2は、
コンクリート壁11に設けた排気管出口15から導出し
ている。
In the figure, reference symbol T indicates a building of a power plant. The building T has a structure in which a concrete room is formed underground to shield radiation. The reactor 1 is supported by a supporting portion 10 protruding around and a supporting portion 12 protruding from a concrete wall 11. Further, a slight space 13 is provided between the support portion 10 and the support portion 12 in the horizontal direction. Further, a plurality of dampers 14 are provided between the reactor 1 and the concrete wall 11. The exhaust pipe 2
It is derived from an exhaust pipe outlet 15 provided on the concrete wall 11.

【0016】また、ターボマシン3は、コンクリート床
16に直接横置きされており、その床下には冷却管9が
這っている。熱交換器6は、コンクリート床16の貫通
部分に渡した梁17上に立置きされており、周囲に設け
た枠組み18によって支持されている。枠組み18又は
コンクリート壁19と熱交換器6との間にはストローク
の長いダンパー20が放射状に設けられている。また、
熱交換器6は、径方向に突設した支持部21と梁17と
の間にリンク構造を形成する浮動支持体で支持されてい
る。
The turbomachine 3 is placed directly on a concrete floor 16, and a cooling pipe 9 runs under the floor. The heat exchanger 6 is erected on a beam 17 extending over a penetrating portion of the concrete floor 16 and supported by a frame 18 provided around the beam. A long-stroke damper 20 is radially provided between the frame 18 or the concrete wall 19 and the heat exchanger 6. Also,
The heat exchanger 6 is supported by a floating support that forms a link structure between the support portion 21 protruding in the radial direction and the beam 17.

【0017】この浮動支持体は、支持部21との連結部
分22、梁17との連結部分23を節として熱交換器6
を図中左右方向に移動可能とするアーム24によって構
成されている。図3は、この浮動支持体の変形例を示す
模式図である。この浮動支持体30は、熱交換器6側の
支持体31と梁17に設けた支持体32との間にすべり
面33を形成した構成である。すべり面33には流体潤
滑材または固体潤滑材を設けるようにする。かかる構成
であっても熱交換器6を図中左右方向に移動し得る。ま
た、図示しないが、熱交換器6を、枠組み18の頂部梁
に回動可能に連結したロッドによって吊り下げるように
してもよい。
The floating support has a connection portion 22 with the support portion 21 and a connection portion 23 with the beam 17 serving as nodes.
Is configured by an arm 24 that can move in the left-right direction in the figure. FIG. 3 is a schematic diagram showing a modification of the floating support. The floating support 30 has a configuration in which a slip surface 33 is formed between a support 31 on the heat exchanger 6 side and a support 32 provided on the beam 17. The sliding surface 33 is provided with a fluid lubricant or a solid lubricant. Even with such a configuration, the heat exchanger 6 can be moved in the left-right direction in the figure. Although not shown, the heat exchanger 6 may be suspended by a rod rotatably connected to the top beam of the frame 18.

【0018】発電システムの運転によりシステム全体が
昇温すると、部材に熱膨張が生じる。この発電システム
では、熱交換器6などを直線的に水平配置してあるか
ら、当該直線配置方向に熱膨張が略一本化される。この
発電システムでは、ターボマシン3がコンクリート床1
6に完全に固定されているから、排気管2の伸びによっ
て原子炉1が水平方向に移動する。原子炉1の移動はダ
ンパー14によって支持され、前記移動は間隔13によ
って規制される。
When the temperature of the entire system rises due to the operation of the power generation system, thermal expansion occurs in the members. In this power generation system, since the heat exchangers 6 and the like are linearly arranged horizontally, the thermal expansion is substantially united in the linear arrangement direction. In this power generation system, the turbo machine 3
6, the reactor 1 moves in the horizontal direction due to the elongation of the exhaust pipe 2. The movement of the reactor 1 is supported by a damper 14, said movement being regulated by a distance 13.

【0019】また、ターボマシン3がコンクリート床1
6に固定されているから、三重管5の伸びが熱交換器6
を移動させる。熱交換器6は浮動支持体のアーム24に
より支持されているから、水平方向に移動し、これをダ
ンパー20が支える格好になる。なお、直線配置方向と
直交する方向に延出している分岐管7および高圧ガス導
入管8は、その延出方向を拘束しないように支持してい
るから(この構成では各容器や配管)、この方向でも熱
膨張を逃がすことができる。
Further, the turbo machine 3 is used for the concrete floor 1
6 is fixed to the heat exchanger 6
To move. Since the heat exchanger 6 is supported by the arms 24 of the floating support, the heat exchanger 6 moves in the horizontal direction, and is supported by the damper 20. Note that the branch pipe 7 and the high-pressure gas introduction pipe 8 extending in a direction orthogonal to the linear arrangement direction are supported so as not to restrict the extending direction (in this configuration, each container and piping). Thermal expansion can be released in any direction.

【0020】以上、この高温ガス炉用発電システムによ
れば、発電システムの熱膨張をうまく逃がすことができ
るから、熱応力によるシステムの破損などを防止するこ
とができる。また、熱膨張の方向を一本化したので、熱
膨張の吸収構造を簡単化することができる。
As described above, according to the power generation system for a high-temperature gas reactor, thermal expansion of the power generation system can be satisfactorily escaped, so that damage to the system due to thermal stress can be prevented. In addition, since the direction of thermal expansion is unified, the structure for absorbing thermal expansion can be simplified.

【0021】(実施の形態2)図4は、この発明の実施
の形態2にかかる高温ガス炉用発電システムを示す立面
図である。この実施の形態2にかかる高温ガス炉発電シ
ステムは、上記実施の形態1の高温ガス炉発電システム
と略同様であるが、ターボマシン3を浮動支持した点が
異なる。ターボマシン3の浮動支持は、コンクリート床
16に敷設したレール41とターボマシン3の支持部に
設けた車輪42とから構成されている。発電システムが
昇温することにより、排気管2および三重管5が熱膨張
すると、ターボマシン3がレール41上を移動して、前
記熱膨張を効果的に逃がすように作用する。なお、ター
ボマシン3の浮動支持体は、レール41および車輪42
のみならず、上記同様にリンクを形成するアームで構成
してもよいし、図3に示したようなすべり面から構成し
てもよい。
(Embodiment 2) FIG. 4 is an elevational view showing a power generation system for a high temperature gas reactor according to Embodiment 2 of the present invention. The HTGR system according to the second embodiment is substantially the same as the HTGR system according to the first embodiment, except that the turbomachine 3 is floated. The floating support of the turbomachine 3 is composed of rails 41 laid on the concrete floor 16 and wheels 42 provided on the support of the turbomachine 3. When the exhaust pipe 2 and the triple pipe 5 thermally expand due to the temperature rise of the power generation system, the turbo machine 3 moves on the rail 41 and acts to effectively release the thermal expansion. The floating support of the turbomachine 3 includes a rail 41 and wheels 42.
In addition to the above, it may be constituted by an arm forming a link in the same manner as described above, or may be constituted by a slip surface as shown in FIG.

【0022】[0022]

【発明の効果】以上説明したように、この発明の高温ガ
ス炉用発電システム(請求項1)では、原子炉、ターボ
マシンおよび熱交換器を直線的に水平配置して配管で連
結し、これら原子炉、ターボマシンおよび熱交換器のう
ちいずれかを、熱膨張を吸収する吸収構造により支持し
たので、熱膨張方向が一本化され、前記吸収構造により
当該方向の熱膨張を吸収できる。このため、発電システ
ムの熱膨張を効果的に逃がすことが可能であり、発電シ
ステムの損傷などを防止することができる。
As described above, in the power generation system for a high-temperature gas-cooled reactor according to the present invention (claim 1), the reactor, the turbomachine, and the heat exchanger are linearly arranged horizontally and connected by pipes. Since any one of the nuclear reactor, the turbomachine, and the heat exchanger is supported by the absorbing structure that absorbs thermal expansion, the direction of thermal expansion is unified, and the absorbing structure can absorb the thermal expansion in that direction. Therefore, thermal expansion of the power generation system can be effectively released, and damage to the power generation system can be prevented.

【0023】また、この発明の高温ガス炉用発電システ
ム(請求項2)では、吸収構造によって前記熱交換器を
支持すると共に当該吸収構造として浮動支持構造を用い
たので、発電システムの熱膨張を効果的に逃がすことが
可能になる。
In the power generation system for a high-temperature gas-cooled reactor according to the present invention (claim 2), the heat exchanger is supported by the absorption structure, and the floating support structure is used as the absorption structure. It becomes possible to escape effectively.

【図面の簡単な説明】[Brief description of the drawings]

【図1】この発明の実施の形態1にかかる高温ガス炉用
発電システムを示す平面図である。
FIG. 1 is a plan view showing a power generation system for a high-temperature gas reactor according to a first embodiment of the present invention.

【図2】図1に示した高温ガス炉用発電システムを示す
立面図である。
FIG. 2 is an elevation view showing the power generation system for a high temperature gas reactor shown in FIG.

【図3】浮動支持体の変形例を示す模式図である。FIG. 3 is a schematic view showing a modification of the floating support.

【図4】この発明の実施の形態2にかかる高温ガス炉用
発電システムを示す立面図である。
FIG. 4 is an elevation view illustrating a power generation system for a high-temperature gas reactor according to a second embodiment of the present invention;

【図5】現在、運転されているHTTRを示す構成図で
ある。
FIG. 5 is a configuration diagram showing a currently operating HTTR.

【符号の説明】[Explanation of symbols]

1 原子炉 2 排気管 3 ターボマシン 4 タービン入口 5 三重管 6 熱交換器 7 分岐管 8 高圧ガス導入管 9 冷却管 10 支持部 11 コンクリート壁 12 支持部 13 間隔 14 ダンパー 15 排気管出口 16 コンクリート床 17 梁 18 枠組み 19 コンクリート壁 20 ダンパー 21 支持部 22 連結部分 23 連結部分 24 アーム DESCRIPTION OF SYMBOLS 1 Nuclear reactor 2 Exhaust pipe 3 Turbo machine 4 Turbine inlet 5 Triple pipe 6 Heat exchanger 7 Branch pipe 8 High pressure gas introduction pipe 9 Cooling pipe 10 Support part 11 Concrete wall 12 Support part 13 Interval 14 Damper 15 Exhaust pipe outlet 16 Concrete floor 17 beam 18 frame 19 concrete wall 20 damper 21 support part 22 connecting part 23 connecting part 24 arm

Claims (2)

【特許請求の範囲】[Claims] 【請求項1】 セラミックス被覆燃料を用い、冷却材と
してヘリウムガスを用いる原子炉と、原子炉からの高温
ヘリウムガスにより回転力を得るタービン、循環するヘ
リウムガスを圧縮する圧縮機および前記タービンの回転
により発電を行う発電機を有するターボマシンと、循環
するヘリウムガスの間で熱交換を行う熱交換器とを備え
た直接サイクルの高温ガス炉用発電システムにおいて、 前記原子炉、ターボマシンおよび熱交換器を直線的に水
平配置して配管で連結し、これら原子炉、ターボマシン
および熱交換器のうちいずれかを、熱膨張を吸収する吸
収構造により支持したことを特徴とする高温ガス炉用発
電システム。
1. A nuclear reactor using a ceramic-coated fuel and using helium gas as a coolant, a turbine that obtains rotational power from high-temperature helium gas from the nuclear reactor, a compressor that compresses circulating helium gas, and rotation of the turbine. In a power generation system for a high-temperature gas-cooled reactor of a direct cycle including a turbomachine having a generator for generating electric power by a heat exchanger for performing heat exchange between circulating helium gas, the reactor, the turbomachine and heat exchange The reactors, turbomachines and heat exchangers are supported by an absorption structure that absorbs thermal expansion. system.
【請求項2】 さらに、前記吸収構造によって熱交換器
を支持すると共に当該吸収構造として浮動支持構造を用
いたことを特徴とする請求項1に記載の高温ガス炉用発
電システム。
2. The power generation system for a high-temperature gas-cooled reactor according to claim 1, further comprising a heat exchanger supported by the absorption structure and a floating support structure used as the absorption structure.
JP2000072912A 2000-03-15 2000-03-15 Power generating system for high-temperature gas-cooled reactor Withdrawn JP2001264477A (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP2000072912A JP2001264477A (en) 2000-03-15 2000-03-15 Power generating system for high-temperature gas-cooled reactor

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP2000072912A JP2001264477A (en) 2000-03-15 2000-03-15 Power generating system for high-temperature gas-cooled reactor

Publications (1)

Publication Number Publication Date
JP2001264477A true JP2001264477A (en) 2001-09-26

Family

ID=18591248

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP2000072912A Withdrawn JP2001264477A (en) 2000-03-15 2000-03-15 Power generating system for high-temperature gas-cooled reactor

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JP2001264477A (en)

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN1312701C (en) * 2005-01-07 2007-04-25 清华大学 Damper-free support system for modular high temperature air-cooled pile pressure casing
JP2014115035A (en) * 2012-12-11 2014-06-26 Toshiba Corp Heat exchanger system
CN108986934A (en) * 2018-08-01 2018-12-11 中广核研究院有限公司 The single-degree-of-freedom supporting arrangement of heavy vessel

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN1312701C (en) * 2005-01-07 2007-04-25 清华大学 Damper-free support system for modular high temperature air-cooled pile pressure casing
JP2014115035A (en) * 2012-12-11 2014-06-26 Toshiba Corp Heat exchanger system
CN108986934A (en) * 2018-08-01 2018-12-11 中广核研究院有限公司 The single-degree-of-freedom supporting arrangement of heavy vessel
CN108986934B (en) * 2018-08-01 2023-10-31 中广核研究院有限公司 Single degree of freedom supporting device for heavy container

Similar Documents

Publication Publication Date Title
Zheng et al. Water-ingress analysis for the 200áMWe pebble-bed modular high temperature gas-cooled reactor
CN111105883B (en) Heat pipe reactor system with supercritical carbon dioxide as thermoelectric conversion working medium
Morley et al. Recent research and development for the dual-coolant blanket concept in the US
JP2016503180A (en) Refueling method and apparatus for nuclear reactor having instrumentation through-flange
JP2001264477A (en) Power generating system for high-temperature gas-cooled reactor
US3461034A (en) Gas-cooled nuclear reactor
Fraas Comparative study of the more promising combinations of blanket materials, power conversion systems, and tritium recovery and containment systems for fusion reactors
US11810680B2 (en) Modular integrated gas high temperature nuclear reactor
JP2023055218A (en) Liquid metal cooled nuclear reactor incorporating completely passive decay heat removal (dhr) system with modular cold source
Mitenkov et al. High-temperature gas-cooled reactors—energy source for industrial production of hydrogen
Unikewicz et al. Current state of the design engineering of the versatile test reactor plant
JPH05164888A (en) Gas turbine power generating set
McDonald et al. Primary system design studies for advanced direct cycle nuclear gas turbine plant
WO2023243524A1 (en) Nuclear reactor system
Tanaka et al. Construction of the HTTR and its Testing Program
Vinayagamoorthy et al. Lessons and Strategies from PFBR to Future Fast Breeder Reactors
Sakai et al. Current status of conceptual design study toward the demonstration reactor of JSFR
JP2023182118A5 (en)
JPH048396Y2 (en)
Yang et al. Design and analysis of the CFETR cryostat
JP2023552405A (en) Integrated head package
Barnert et al. Studies on self-acting heat removal systems on the basis of partial boiling of water for steel pressure vessel cooling of modular HTRs
Shenoy et al. Design requirements for high-temperature metallic component materials in the US modular hgtr
Kunitomi et al. Development of compact heat exchanger with diffusion welding
Zheng et al. Study on the Core Cooling Scheme After Accident Shutdown of the Pebble-Bed Modular High Temperature Gas-Cooled Reactor

Legal Events

Date Code Title Description
A711 Notification of change in applicant

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A712

Effective date: 20060223

A300 Withdrawal of application because of no request for examination

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A300

Effective date: 20070605