JP5288394B2 - モジュラー型高温ガス炉用原子炉圧力容器 - Google Patents
モジュラー型高温ガス炉用原子炉圧力容器 Download PDFInfo
- Publication number
- JP5288394B2 JP5288394B2 JP2007334180A JP2007334180A JP5288394B2 JP 5288394 B2 JP5288394 B2 JP 5288394B2 JP 2007334180 A JP2007334180 A JP 2007334180A JP 2007334180 A JP2007334180 A JP 2007334180A JP 5288394 B2 JP5288394 B2 JP 5288394B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- pressure vessel
- reactor pressure
- pipe
- coolant
- control rod
- 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.)
- Expired - Fee Related
Links
- 239000002826 coolant Substances 0.000 claims description 82
- 238000001816 cooling Methods 0.000 claims description 19
- 230000008878 coupling Effects 0.000 claims 1
- 238000010168 coupling process Methods 0.000 claims 1
- 238000005859 coupling reaction Methods 0.000 claims 1
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 32
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 20
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 13
- 239000001307 helium Substances 0.000 description 9
- 229910052734 helium Inorganic materials 0.000 description 9
- SWQJXJOGLNCZEY-UHFFFAOYSA-N helium atom Chemical compound [He] SWQJXJOGLNCZEY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 9
- CURLTUGMZLYLDI-UHFFFAOYSA-N Carbon dioxide Chemical compound O=C=O CURLTUGMZLYLDI-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 6
- 239000000463 material Substances 0.000 description 6
- 229910000851 Alloy steel Inorganic materials 0.000 description 5
- 238000013461 design Methods 0.000 description 4
- IJGRMHOSHXDMSA-UHFFFAOYSA-N Atomic nitrogen Chemical compound N#N IJGRMHOSHXDMSA-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 239000001569 carbon dioxide Substances 0.000 description 3
- 229910002092 carbon dioxide Inorganic materials 0.000 description 3
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 3
- 239000011810 insulating material Substances 0.000 description 3
- 238000012423 maintenance Methods 0.000 description 3
- 238000000034 method Methods 0.000 description 3
- 229910052754 neon Inorganic materials 0.000 description 3
- GKAOGPIIYCISHV-UHFFFAOYSA-N neon atom Chemical compound [Ne] GKAOGPIIYCISHV-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- JCXJVPUVTGWSNB-UHFFFAOYSA-N nitrogen dioxide Inorganic materials O=[N]=O JCXJVPUVTGWSNB-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 230000000704 physical effect Effects 0.000 description 3
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 3
- 239000012857 radioactive material Substances 0.000 description 3
- PXHVJJICTQNCMI-UHFFFAOYSA-N Nickel Chemical compound [Ni] PXHVJJICTQNCMI-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 229910000831 Steel Inorganic materials 0.000 description 2
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 2
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 2
- 230000003647 oxidation Effects 0.000 description 2
- 238000007254 oxidation reaction Methods 0.000 description 2
- 239000010959 steel Substances 0.000 description 2
- 238000012360 testing method Methods 0.000 description 2
- OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N Carbon Chemical compound [C] OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- VYZAMTAEIAYCRO-UHFFFAOYSA-N Chromium Chemical compound [Cr] VYZAMTAEIAYCRO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910000640 Fe alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000002159 abnormal effect Effects 0.000 description 1
- 238000011161 development Methods 0.000 description 1
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 1
- 238000007599 discharging Methods 0.000 description 1
- 238000011156 evaluation Methods 0.000 description 1
- 229910002804 graphite Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000010439 graphite Substances 0.000 description 1
- 238000009434 installation Methods 0.000 description 1
- 239000012212 insulator Substances 0.000 description 1
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 1
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000011490 mineral wool Substances 0.000 description 1
- 229910052759 nickel Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000010248 power generation Methods 0.000 description 1
- 239000000941 radioactive substance Substances 0.000 description 1
- 238000011160 research Methods 0.000 description 1
- 239000010935 stainless steel Substances 0.000 description 1
- 229910001220 stainless steel Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000003466 welding Methods 0.000 description 1
Images
Classifications
-
- Y—GENERAL 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
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Description
本発明は、モジュラー型高温ガス炉用原子炉圧力容器に関する。
従来のモジュラー型高温ガス炉では、図３に模式的に示すように、ブロック型炉心を有する原子炉圧力容器（ＲＰＶ）５０は本体部５１と本体部５１に嵌合する上蓋部５２に多数のスタンドパイプ５３を外付けに設置している（例えば、非特許文献１〜３を参照）。スタンドパイプ５３は定格運転時の原子炉出力制御や事故時の原子炉停止のために用いられる中性子を吸収する制御棒と燃料交換のための炉心への交換用スペースを有する。スタンドパイプ５３は、原子炉圧力容器５０（本体部５１及び上蓋部５２）と共に圧力境界を構成するため、その破損事故は原子炉にとって厳しい結果をもたらす（例えば、非特許文献１〜３を参照）。例えば、スタンドパイプ５３の破断により、内包する制御棒が飛び出し、異常な核分裂を引き起こし、炉出力の暴走を引き起こす。従来はスタンドパイプ固定装置５４を設置し（例えば、非特許文献４を参照）、スタンドパイプ破断による制御棒の飛び出しを防ぐ手法を取っているが、その装置の製造費用が莫大となる。
また、スタンドパイプ５３の破断は原子炉圧力容器（ＲＰＶ）５０内、さらには原子炉からの冷却材の喪失を引き起こす。この事象による影響は以下の通りである。初めに、原子炉圧力容器（ＲＰＶ）５０内（原子炉内）は急激に圧力が降下し、定格の除熱能力を失う。次に、冷却材中に存在する放射性物質が冷却材と共に環境に放出される。最後に、外部の空気がスタンドパイプ５３の破断口から炉心に侵入し黒鉛酸化により燃料損傷を引き起こす。この事象に対する従来提案されている解決法のひとつとしては、原子炉圧力容器（ＲＰＶ）５０の外側に鋼鉄製の原子炉格納容器（ＲＣＶ）を設置することにより、事故時においても冷却材を原子炉格納容器（ＲＣＶ）内に留め、放射性物質の環境への放出を防ぐ方法がある（例えば、非特許文献１を参照）。また、別の方法として、原子炉建屋の空気漏洩量を建屋容量の１０−２０％／ｄａｙ以下に制限するものがある（例えば、非特許文献３を参照）。前者の課題としては鋼鉄製の巨大な原子炉格納容器（ＲＣＶ）はその製造費が莫大となることである。また、後者については放射性物質の放出については、防ぐことができない。
MHTGR Development in the United States, J. of Progress in Nuclear Energy, Vol. 28, No.3, pp.265-346, 1994. Design of High Temperature Engineering Test Reactor(HTTR), JAERI 1332, pp.240-244, Japan Atomic Energy Research Institute, 1994. 高温ガス炉ガスタービン発電システム（ＧＴＨＴＲ３００）の安全設計方針、日本原子力学会和文論文誌 Vol. 2, No.1, pp.55-67, 2003. Reactor Pressure Vessel Design of the High Temperature Engineering Test Reactor, J. of Nuclear Engineering and Design 233, pp.103-112, 2004.
MHTGR Development in the United States, J. of Progress in Nuclear Energy, Vol. 28, No.3, pp.265-346, 1994. Design of High Temperature Engineering Test Reactor(HTTR), JAERI 1332, pp.240-244, Japan Atomic Energy Research Institute, 1994. 高温ガス炉ガスタービン発電システム（ＧＴＨＴＲ３００）の安全設計方針、日本原子力学会和文論文誌 Vol. 2, No.1, pp.55-67, 2003. Reactor Pressure Vessel Design of the High Temperature Engineering Test Reactor, J. of Nuclear Engineering and Design 233, pp.103-112, 2004.
本発明は上記課題に鑑みてなされたものであり、本発明は、システムの安全性がより改善されたモジュラー型高温ガス炉用原子炉圧力容器を提供することを目的とする。
本発明の一態様であるモジュラー型高温ガス炉用原子炉圧力容器は、原子炉圧力容器部と、前記原子炉圧力容器部内に配置されるブロック型炉心部と、前記原子炉圧力容器部内で、前記ブロック型炉心部の上部に設置され、かつ、制御棒及び制御棒駆動装置を内包するスタンドパイプと、前記ブロック型炉心部に冷却材を流入及び／又は流出する第１の二重配管と、前記スタンドパイプ内から前記ブロック型炉心部へ冷却材を供給し、前記制御棒及び制御棒駆動装置を冷却する第１の冷却手段とを備えることを特徴とする。また、本発明の他の態様であるモジュラー型高温ガス炉用原子炉圧力容器は、原子炉圧力容器部と、前記原子炉圧力容器部内に配置されるブロック型炉心部と、前記原子炉圧力容器部内で、前記ブロック型炉心部の上部に設置され、かつ、制御棒及び制御棒駆動装置を内包するスタンドパイプと、第１の二重配管及び第２の二重配管であって、該第１及び第２の二重配管の各二重配管内管は前記ブロック炉心部に冷却材を流入及び／又は流出し、かつ、該第１及び第２の二重配管の各二重配管外管は、前記スタンドパイプに冷却材を流入及び／又は流出する第１の二重配管及び第２の二重配管とを備えることを特徴とする。
上記のモジュラー型高温ガス炉用原子炉圧力容器は、前記原子炉圧力容器部内の前記スタンドパイプの上部から冷却材を流入させる第２の冷却手段をさらに備えることができる。また、前記ブロック型炉心部と前記制御棒駆動装置を内包する前記スタンドパイプの上部との間に配置された断熱性部材をさらに備えることもできる。さらに、上記のモジュラー型高温ガス炉用原子炉圧力容器は、前記原子炉圧力容器部が本体部及び上蓋部から構成され、かつ、該本体部及び上蓋部を結合するフランジ部をさらに備えることもできる。また、上記のモジュラー型高温ガス炉用原子炉圧力容器は、前記原子炉圧力容器部が、本体部及び上蓋部から構成され、前記上蓋部で、前記スタンドパイプの上部にハッチ部をさらに備えることもできる。
本発明のモジュラー型高温ガス炉用原子炉圧力容器によれば、スタンドパイプを内蔵しているので、システムの安全性を大幅に向上させることができる。また、スタンドパイプを原子炉圧力容器内蔵とすることにより、原子炉圧力容器の外側に原子炉格納容器（ＲＣＶ）の設置等をする必要がないので大幅に設備コストを削減することができる。
本発明のモジュラー型高温ガス炉用原子炉圧力容器を、図１及び図２を用いて説明する。図１は、本発明の一実施形態によるモジュラー型高温ガス炉用原子炉圧力容器の構造概念を説明する図である。
図１に示すように、モジュラー型高温ガス炉用原子炉圧力容器（以下、単に「原子炉圧力容器」とも称する。）１は、原子炉圧力容器部１０、ブロック型炉心部１１、コアバレル１２、ブロック型炉心部１１内を流れる冷却材１６の流入及び流出を導く二重配管１３、原子炉圧力容器１に内蔵され、ブロック型炉心１１の上部に配置され、制御棒２１ａ及び制御棒駆動装置２１ｂを内包するコンテナ部２０を有するスタンドパイプ１９と、スタンドパイプ１９内からブロック型炉心部１１へ冷却材２５を供給し、制御棒２１ａ及び制御棒駆動装置２１ｂを冷却する第１の冷却手段１８とを備える。
モジュラー型高温ガス炉用原子炉圧力容器を構成する原子炉圧力容器部１０は、原子炉圧力容器部１０内での高温度及び高圧力に耐え得る材質のものから製造され、例えば低合金鋼製である。また、原子炉圧力容器部１０は、本体部１０ａと上蓋部１０ｂとから構成され、フランジ部（容器フランジ）２７にて、スタッドボルトにより固定される。
ブロック型炉心部１１は、燃料体、制御棒ガイドブロックおよび反射体１７を含んで構成され、冷却材１６が導入される。ここで、燃料体とは、いわゆるマルチホール型燃料体及び／又はピンインブロック型燃料体である。
コアバレル１２は、ブロック型炉心１１を内包する。また、耐熱性及び耐圧性が要求されるので、その材質は、例えばニッケルクロム鉄合金である。
二重配管１３は、図１に示すように、ブロック型炉心１１内を流れる冷却材１６の流入を導く二重配管外管１４及びブロック型炉心１１内を流れる冷却材１６の流出を導く二重配管内管１５から構成される。接続用の二重配管１３はコアバレル１２に接続される。二重配管１３を構成する二重配管外管１４と二重配管内管１５の管径は、それぞれの管内を流れる冷却材１６の流量などに応じて適宜決められる。例えば、二重配管外管１４の管径（外径及び内径）は、それぞれ約２．５ｍ、２．３ｍであり、二重配管内管１５の管径（外径及び内径）は、それぞれ約２．０ｍ、１．８ｍである。また、二重配管１３の材質は、耐熱性及び耐圧性の点から、例えば低合金鋼である。
ブロック型炉心部１１内を流れる冷却材１６としては、例えば、ヘリウム、又はヘリウムとネオン、窒素若しくは炭酸ガスの混合物などが挙げられる。冷却材として混合物を使用する場合には各成分は任意の比率（体積比）で混合できる。これらの冷却材のうち、
希ガスであるヘリウムが不活性であり、物性が理想気体に近いため好ましい。なお、これらの組成物及び混合物は、好ましくは圧縮された状態、例えば約３〜９ＭＰａの圧縮された状態で使用される。ブロック型炉心部１１内を流れる冷却材１６の流量は、使用される燃料の仕様等によって適宜決められる。例えば、ブロック型炉心部１１の容積が約８４ｍ３であり、その断面積が約１０ｍ２である場合には、冷却材１６の流速は約６〜２７ｍ／ｓと規定でき、その流量は、約１００〜４５０ｋｇ（約６０〜２７０ｍ３）／ｓである。
ブロック型炉心部１１内で発生する核分裂により作り出された核熱はブロック型炉心部１１内（反射板１０内）を流れる冷却材１６に伝えられ、冷却材１６は燃料の仕様により決定される温度７００〜１０００℃まで上昇する。
希ガスであるヘリウムが不活性であり、物性が理想気体に近いため好ましい。なお、これらの組成物及び混合物は、好ましくは圧縮された状態、例えば約３〜９ＭＰａの圧縮された状態で使用される。ブロック型炉心部１１内を流れる冷却材１６の流量は、使用される燃料の仕様等によって適宜決められる。例えば、ブロック型炉心部１１の容積が約８４ｍ３であり、その断面積が約１０ｍ２である場合には、冷却材１６の流速は約６〜２７ｍ／ｓと規定でき、その流量は、約１００〜４５０ｋｇ（約６０〜２７０ｍ３）／ｓである。
ブロック型炉心部１１内で発生する核分裂により作り出された核熱はブロック型炉心部１１内（反射板１０内）を流れる冷却材１６に伝えられ、冷却材１６は燃料の仕様により決定される温度７００〜１０００℃まで上昇する。
スタンドパイプ１９は、図１に示されるように、原子炉圧力容器部１０に内蔵され、燃料交換用機器用のチャンネル２２、及び制御棒２１ａと制御棒駆動装置２１ｂを内包するコンテナ２０から構成される。制御棒２１ａは定格運転時における原子炉出力の制御や緊急時における原子炉停止に使用される。制御棒駆動装置２１ｂは原子炉出力の制御のために制御棒２１ａを駆動し、コンテナ部２０の上部に配置される。制御棒駆動装置２１ｂは、スタンドパイプ１９の外表面から原子炉圧力容器部１０内表面への熱放射２３および自然対流２４により冷却される。
スタントパイプ１９は、原子炉圧力容器部１０内の本体部１０ａにおいて、ブロック型炉心部１１の上部（上方部）に、例えばスタントパイプ１９の上部の溶接部３１で、例えば原子炉圧力容器部１０内に配置されたノズル（図示せず）に溶接により設置される。スタンドパイプ１９の材質は、耐熱性及び耐圧性を考慮すると、例えば低合金鋼である。
スタントパイプ１９は、原子炉圧力容器部１０内の本体部１０ａにおいて、ブロック型炉心部１１の上部（上方部）に、例えばスタントパイプ１９の上部の溶接部３１で、例えば原子炉圧力容器部１０内に配置されたノズル（図示せず）に溶接により設置される。スタンドパイプ１９の材質は、耐熱性及び耐圧性を考慮すると、例えば低合金鋼である。
コンテナ２０の上方の側部、特には制御棒駆動装置２１ｂを内包するコンテナ部２０（の上部）の下方部には、冷却材２５の導入のための空孔部２０ａが設けられている。一方、コンテナ部２０の下方端部には、空孔部２０ｂが設けられている。空孔部２０ａ及び空孔部２０ｂの管径（直径）は、冷却材２５の流量等に応じて適宜決められる。冷却材２５は、スタンドパイプ１９を構成するコンテナ部２０の上部の空孔部２０ａからコンテナ部２０内に導入され、制御棒２１ａ及び制御棒駆動装置２１ｂを冷却し、ブロック型炉心１１内へ流れる。
スタンドパイプ１９を流れる冷却材２５としては、ヘリウム、又はヘリウムとネオン、窒素若しくは炭酸ガスの混合物などが挙げられる。冷却材として混合物を使用する場合には各成分は任意の比率（体積比）で混合できる。これらの冷却材のうち、希ガスであるヘリウムが不活性であり、物性が理想気体に近いため好ましい。なお、これらの組成物及び混合物は、好ましくは圧縮された状態、例えば約３〜９ＭＰａの圧縮された状態で使用される。冷却材２５は、図示しないが例えば、原子炉圧力容器部１０の側面に接続された他の二重配管（図示せず）を用いて空孔部２１ａに供給することができる。
スタンドパイプ１９を流れる冷却材２５の量は、ブロック型炉心部１１内を流れる冷却材１６の流量や流速、若しくはその温度、或いは使用される燃料の仕様等によって適宜決められる。例えば、上述のように、冷却材１６の流量が約１００〜４５０ｋｇ（約６０〜２７０ｍ３）／ｓの場合には、スタンドパイプへ流入する冷却材２５の流れは、スタンドパイプ流入冷却材２５の流量は、約０．１〜１．０ｋｇ（約０．０６〜０．６ｍ３）／ｈｒとする。
このようにスタンドパイプへ流入する冷却材２５の流量を規定し、スタンドパイプ内外の圧力を等しくすることで、高温の冷却材１６のスタンドパイプ１９への侵入を防ぐ。
このようにスタンドパイプへ流入する冷却材２５の流量を規定し、スタンドパイプ内外の圧力を等しくすることで、高温の冷却材１６のスタンドパイプ１９への侵入を防ぐ。
なお、燃料交換燃料交換用チャンネル２２は、燃料交換燃料時に使用されるチャンネル（通路）であり、制御棒２１ａは前記高温ガス炉の核分裂を制御する。
また、原子炉圧力容器１は、メンテナンスや燃料交換時に原子炉圧力容器部１０内のスタンドパイプ１９にアクセスするための容器フランジ２７を備えることもできる。この容器フランジ２７は、上述のように、原子炉圧力容器部１０の本体部１０ａと上蓋部１０ｂとを、スタッドボルトにより固定するように用いられるものである。このフランジ部の存在により、原子炉圧力容器部１０の本体部１０ａから上蓋部１０ｂを開閉できるので、メンテナンスや燃料交換時に原子炉圧力容器部１０内のスタンドパイプ１９にアクセスすることが可能になる。
この原子炉圧力容器１は、モジュラー型高温ガス炉用原子炉圧力容器に用いることができる。また、上述のように、この実施形態による原子炉圧力容器１は、スタンドパイプ１９内に配置された制御棒２１ａ及び制御棒駆動装置２１ｂを冷却材２５により冷却する第１の冷却手段１８を備えるので、制御棒駆動装置２１ｂを、ブロック炉心部１１の温度と比較して非常に低い温度、すなわち、制御棒駆動装置２１ｂが正常に機能する上限温度である約１５０℃よりも低い温度、例えば約１００℃に維持することができるので、スタンドパイプ１９を原子炉圧力容器１内に内蔵することが可能になる。
この実施形態によるモジュラー型高温ガス炉用原子炉圧力容器によれば、スタンドパイプを内蔵しているので、システムの安全性を大幅に向上させることができる。すなわち、スタンドパイプを原子炉の圧力境界とする必要がなくなり、従来の安全評価で考慮する必要のあった制御棒飛び出し、放射性物質の放出及び空気侵入による炉心酸化の発生等の事故事象が発生しない。
また、スタンドパイプを原子炉圧力容器内蔵とすることにより、制御棒引き抜き事故、冷却材損失等の事故事象の発生を生じない原子炉圧力容器構造とすることができるので、事故事象のための対策である原子炉格納容器（ＲＣＶ）の設置等を削減することができ、また、大幅に設備コストを削減することができる。
また、スタンドパイプを原子炉圧力容器内蔵とすることにより、制御棒引き抜き事故、冷却材損失等の事故事象の発生を生じない原子炉圧力容器構造とすることができるので、事故事象のための対策である原子炉格納容器（ＲＣＶ）の設置等を削減することができ、また、大幅に設備コストを削減することができる。
次に、本発明の他の実施形態を図２を用いて説明する。図２は、本発明の他の実施形態によるモジュラー型高温ガス炉用原子炉圧力容器の構造概念を説明する図である。
図２に示すモジュラー型高温ガス炉用原子炉圧力容器は、図１に示すモジュラー型高温ガス炉用原子炉圧力容器の応用例であり、図１の構造概念と重複する点については、説明を省略する。
この実施形態に係るモジュラー型高温ガス炉用原子炉圧力容器４１は、第１の二重配管１３と第２の二重配管４３とを備える。
この実施形態に係るモジュラー型高温ガス炉用原子炉圧力容器４１では、第１の二重配管１３は、冷却材２５をスタンドパイプ１９内に流入させる第１の二重配管外管１４と、ブロック炉心部１１内からの冷却材１６を流出させる第１の二重配管内管１５とからなる。また、第２の二重配管４３は、第１の二重配管外管１４からスタンドパイプ１９内に流入される冷却材２５の余剰量を流出させる第２の二重配管外管４４と、ブロック炉心部１１内へ冷却材１６を流入させる第２の二重配管内管４５とからなる。
この実施形態に係るモジュラー型高温ガス炉用原子炉圧力容器４１では、第１の二重配管１３は、冷却材２５をスタンドパイプ１９内に流入させる第１の二重配管外管１４と、ブロック炉心部１１内からの冷却材１６を流出させる第１の二重配管内管１５とからなる。また、第２の二重配管４３は、第１の二重配管外管１４からスタンドパイプ１９内に流入される冷却材２５の余剰量を流出させる第２の二重配管外管４４と、ブロック炉心部１１内へ冷却材１６を流入させる第２の二重配管内管４５とからなる。
この実施形態では、第１の二重配管内管１５と第２の二重配管内管４５はコアバレル１２に接続される。第１の二重配管外管１４と第２の二重配管外管４４原子炉圧力容器部１０内に接続され、スタンドパイプ１９のコンテナ部２０の空孔部２１に冷却材２５を供給する。
第１の二重配管１３を構成する二重配管外管１４と二重配管内管１５の管径（外径及び内径）、及び第２の二重配管４３を構成する二重配管外管４４と二重配管内管４５の管径（外径及び内径）は、それぞれの管内を流れる冷却材１６及び冷却材２５の流量などに応じて適宜決められる。例えば、第１の二重配管外管１４の管径（外径及び内径）は、それぞれ、約２．５ｍ、２．３ｍであり、第１の二重配管内管１５の管径（外径及び内径）は、それぞれ、約２．０ｍ、１．８ｍである。また、例えば、第２の二重配管外管１４の管径（外径及び内径）は、それぞれ、約２．５ｍ、２．３ｍであり、第２の二重配管内管１５の管径（外径及び内径）は、それぞれ、約２．０ｍ、１．８ｍである。また、第１二重配管１３及び第２の二重配管４３の材質は、耐熱性及び耐圧性の点から、例えば低合金鋼である。
第１の二重配管１３を構成する二重配管外管１４と二重配管内管１５の管径（外径及び内径）、及び第２の二重配管４３を構成する二重配管外管４４と二重配管内管４５の管径（外径及び内径）は、それぞれの管内を流れる冷却材１６及び冷却材２５の流量などに応じて適宜決められる。例えば、第１の二重配管外管１４の管径（外径及び内径）は、それぞれ、約２．５ｍ、２．３ｍであり、第１の二重配管内管１５の管径（外径及び内径）は、それぞれ、約２．０ｍ、１．８ｍである。また、例えば、第２の二重配管外管１４の管径（外径及び内径）は、それぞれ、約２．５ｍ、２．３ｍであり、第２の二重配管内管１５の管径（外径及び内径）は、それぞれ、約２．０ｍ、１．８ｍである。また、第１二重配管１３及び第２の二重配管４３の材質は、耐熱性及び耐圧性の点から、例えば低合金鋼である。
冷却材１６及び冷却材２５を供給する第１の二重配管１３及び第２の二重配管４３を上記のように構成することにより、冷却材１６の流量及び冷却材２５の流量の調整が容易となり、スタンドパイプ１９内の制御棒２１ａ及び制御装置２１ｂのより安定した冷却を達成することが可能になる。
また、この実施形態に係るモジュラー型高温ガス炉用原子炉圧力容器４１は、さらに別の制御棒２１ａ及び制御棒駆動装置２１ｂの第２の冷却手段（冷却材供給手段）４２、すなわち、前記原子炉圧力容器部１０内の前記スタンドパイプ１９の上部から冷却材４８を流入させる第２の冷却材供給用配管４６をさらに備えている。また、この実施形態に係るモジュラー型高温ガス炉用原子炉圧力容器４１は、さらに断熱性部材２９を備えることができる。
図２に示されるように、第２の冷却手段４２、すなわち、第２の冷却材供給用配管４６を含んでなる冷却手段は、アクセス用容器ハッチ４７を介してスタンドパイプ１９の上部に接続され、第２のスタンドパイプ用冷却材４８がスタンドパイプ１９の上部から流入する。この第２のスタンドパイプ用冷却材４８によりスタンドパイプ１９内の制御棒２１ａ及び制御棒駆動装置２１ｂが冷却され、制御棒２１ａ及び制御棒駆動装置２１ｂをより低温度、例えば１００℃に、より安定に維持することが可能となる。
スタンドパイプ用冷却材４８としては、例えば、ヘリウム、又はヘリウムとネオン、窒素若しくは炭酸ガスの混合物などが挙げられる。冷却材として混合物を使用する場合には各成分は任意の比率（体積比）で混合できる。これらの冷却材のうち、希ガスであるヘリウムが不活性であり、物性が理想気体に近いため好ましい。なお、これらの組成物及び混合物は、好ましくは圧縮された状態、例えば約３〜９ＭＰａの圧縮された状態で使用される。また、冷却材４８は、より好ましくは、ブロック型炉心を流れる冷却材１６及びスタンドパイプを流れる冷却材２５とは同一の組成の冷却材を使用する。
冷却材４８の流量は、ブロック型炉心部１１への冷却材１６の流量、流速及び／又は温度、スタンドパイプへの冷却材２５の流量、流速及び／又は温度、或いは使用される燃料の仕様等によって適宜決められる。例えば、上記のように、ブロック型炉心部１１への冷却材１６の流量が約１００〜４５０（約６０〜２７０ｍ３）ｋｇ／ｓであり、スタンドパイプへの冷却材２５の流量は約１．０〜５．０ｋｇ（約０．６〜３．０ｍ３）／ｓである。また、冷却材４８の流量は、約０．１〜１．０ｋｇ（約０．０６〜０．６ｍ３）／ｓである。
冷却材４８の流量は、ブロック型炉心部１１への冷却材１６の流量、流速及び／又は温度、スタンドパイプへの冷却材２５の流量、流速及び／又は温度、或いは使用される燃料の仕様等によって適宜決められる。例えば、上記のように、ブロック型炉心部１１への冷却材１６の流量が約１００〜４５０（約６０〜２７０ｍ３）ｋｇ／ｓであり、スタンドパイプへの冷却材２５の流量は約１．０〜５．０ｋｇ（約０．６〜３．０ｍ３）／ｓである。また、冷却材４８の流量は、約０．１〜１．０ｋｇ（約０．０６〜０．６ｍ３）／ｓである。
断熱性部材（内部断熱材）２９は、ブロック型炉心部１１と制御棒駆動装置２１ｂを内包したスタンドパイプ１９の上部１９ａとの間に配置される。断熱性部材２９は、好ましくはブロック型炉心部１１の上部の全面を覆うように配置される。断熱性部材２９としては、例えばステンレス材やロックウール等より構成される金属保温材を使用することができる。断熱性部材２９は、断熱材支持機構３２、例えば、低合金鋼の網目状の部材（メッシュ）により原子炉圧力容器部１０内に支持される。
この（内部）断熱性部材２９により、ブロック型炉心部１１からの熱影響、例えば、原子炉圧力容器部１０内の熱放射及び／又はブロック炉心冷却材１６による制御棒駆動装置２１が加熱されるのを抑制することができ、制御棒２１ａ及び制御棒駆動装置２１ｂをより低温度、例えば１００℃により安定に維持することが可能となる。
この（内部）断熱性部材２９により、ブロック型炉心部１１からの熱影響、例えば、原子炉圧力容器部１０内の熱放射及び／又はブロック炉心冷却材１６による制御棒駆動装置２１が加熱されるのを抑制することができ、制御棒２１ａ及び制御棒駆動装置２１ｂをより低温度、例えば１００℃により安定に維持することが可能となる。
なお、図示しないが、上記のこれらの冷却材１６、２５及び４８は公知の方法、例えば熱交換器等を用いて冷却し、循環機等により原子炉圧力容器１０内に供給することにより、再度、冷却材１６、２５及び４８としてそれぞれ用いることができる。
また、図２に示されるように、アクセス用容器ハッチ４７は、原子炉圧力用容器部１０の上蓋部１０ｂに形成され、複数のスタンドパイプ１９の頂上部に位置する空孔部と結合（接合）されるアクセス用容器ハッチ本体部４７ａと開閉可能な容器ハッチ蓋部４７ｂとから構成される。このように、スタンドパイプ１９の上部に配置されたアクセス用容器ハッチ４７は開閉可能である。よって、第２のスタンドパイプ冷却材４８をスタンドパイプ内に流入するたけでなく、アクセス用容器ハッチ４７を開閉して、スタンドパイプ１９の補修などのメンテナンス及び燃料交換を容易にすることができる。なお、原子炉圧力用容器４１は、チャンネル用のアクセス用容器ハッチ４７ｃを備えていてもよい。
このように、第２のスタンドパイプ流入用冷却材４８をスタンドパイプ１９内のコンテナ部２０上部から流入させることにより、制御棒２１ａ及び制御棒駆動装置２１ｂを冷却し、高温の冷却材１６がスタンドパイプ内に侵入するのを防ぐと共に、制御棒駆動装置２１ｂをより低温度に維持することが可能になる。さらに、原子炉圧力容器４１は、断熱性部材２９を内包しているので、制御棒駆動装置２１へのブロック型炉心部１１からの熱影響を防ぐことができる。
この実施形態によるモジュラー型高温ガス炉用原子炉圧力容器によれば、先の実施形態で説明した効果の他に、制御棒及び制御棒駆動装置を冷却する第２の冷却手段及び／又は
ブロック型炉心部と制御棒駆動装置を内包するスタンドパイプの上部との間に断熱性部材を配置しているので、制御棒駆動装置雰囲気温度を（より低温度の）１００℃近傍により安定に抑えることができる。よって、スタンドパイプを圧力容器内により安定した状態で内蔵することが可能になる。
ブロック型炉心部と制御棒駆動装置を内包するスタンドパイプの上部との間に断熱性部材を配置しているので、制御棒駆動装置雰囲気温度を（より低温度の）１００℃近傍により安定に抑えることができる。よって、スタンドパイプを圧力容器内により安定した状態で内蔵することが可能になる。
本発明のモジュラー型高温ガス炉用原子炉圧力容器は、スタンドパイプを内蔵するいわゆるスタンドパイプ内蔵型モジュラー型高温ガス炉用原子炉圧力容器であり、スタンドパイプを原子炉の圧力境界とする必要がなくなるので、システムの安全性がより改善されたモジュラー型高温ガス炉用原子炉圧力容器及びそれを用いたモジュラー型高温ガス炉を提供することができる。
１…モジュラー型高温ガス炉用原子炉圧力容器、１０…原子炉圧力容器部、１０ａ…本体部、１０ｂ…上蓋部、１１…ブロック型炉心部、１２…コアバレル、１３…第１の二重配管、１４…第１の二重配管外管、１５…第１の二重配管内管、１６…（ブロック型炉心１１内を流れる）冷却材、１７…反射体および燃料体、１８…第１の冷却手段、１９…スタンドパイプ、１９ａ…スタンドパイプの上部、２０…コンテナ部、２１ａ…制御棒、２１ｂ…制御棒駆動装置、２２…燃料交換機用チャンネル、２３…熱放射、２４…自然対流、２５…（スタンドパイプへ流入する）冷却材、２７…容器フランジ、２９…断熱性部材、３０…アクセス用容器ハッチ、３１…スタンドパイプ溶接部、３２…断熱材支持機構、４１…モジュラー型高温ガス炉用原子炉圧力容器、４２…第２の冷却手段、４３…第２の二重配管、４４…第２の二重配管外管、４５…第２の二重配管内管、４６…第２の冷却材供給用配管、４７…アクセス用容器ハッチ、４７ａ…アクセス用容器ハッチ本体部、４７ｂ…アクセス用容器ハッチ蓋部、４７ｃ…（チャンネル用）アクセス用容器ハッチ、４８…（第２のスタンドパイプ用）冷却材、５０…原子炉圧力容器（ＲＰＶ）、５１…本体部、５２…上蓋部、５３…スタンドパイプ、５４…スタンドパイプ固定装置。
Claims (6)
- 原子炉圧力容器部と、
前記原子炉圧力容器部内に配置されるブロック型炉心部と、
前記原子炉圧力容器部内で、前記ブロック型炉心部の上部に設置され、かつ、制御棒及び制御棒駆動装置を内包するスタンドパイプと、
前記ブロック型炉心部に冷却材を流入及び／又は流出する第１の二重配管と、
前記スタンドパイプ内から前記ブロック型炉心部へ冷却材を供給し、前記制御棒及び制御棒駆動装置を冷却する第１の冷却手段と
を備えることを特徴とするモジュラー型高温ガス炉用原子炉圧力容器。 - 原子炉圧力容器部と、
前記原子炉圧力容器部内に配置されるブロック型炉心部と、
前記原子炉圧力容器部内で、前記ブロック型炉心部の上部に設置され、かつ、制御棒及び制御棒駆動装置を内包するスタンドパイプと、
第１の二重配管及び第２の二重配管であって、該第１及び第２の二重配管の各二重配管内管は前記ブロック炉心部に冷却材を流入及び／又は流出し、かつ、該第１及び第２の二重配管の各二重配管外管は、前記スタンドパイプに冷却材を流入及び／又は流出する第１の二重配管及び第２の二重配管と
を備えることを特徴とするモジュラー型高温ガス炉用原子炉圧力容器。 - 前記原子炉圧力容器部内の前記スタンドパイプの上部から冷却材を流入させる第２の冷手段をさらに備えることを特徴とする請求項１又は２記載の原子炉圧力容器。
- 前記ブロック型炉心部と前記制御棒駆動装置を内包する前記スタンドパイプの上部との間に配置された断熱性部材をさらに備えることを特徴とする請求項１ないし３のいずれか１項記載の原子炉圧力容器。
- 前記原子炉圧力容器部が、本体部及び上蓋部から構成され、
該本体部及び上蓋部を結合するフランジ部をさらに備えることを特徴とする請求項１ないし４のいずれか１項記載の原子炉圧力容器。 - 前記原子炉圧力容器部が、本体部及び上蓋部から構成され、
前記上蓋部で、前記スタンドパイプの上部にハッチ部をさらに備えることを特徴とする請求項１ないし５のいずれか１項記載の原子炉圧力容器。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2007334180A JP5288394B2 (ja) | 2007-12-26 | 2007-12-26 | モジュラー型高温ガス炉用原子炉圧力容器 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2007334180A JP5288394B2 (ja) | 2007-12-26 | 2007-12-26 | モジュラー型高温ガス炉用原子炉圧力容器 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JP2009156679A JP2009156679A (ja) | 2009-07-16 |
| JP5288394B2 true JP5288394B2 (ja) | 2013-09-11 |
Family
ID=40960865
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP2007334180A Expired - Fee Related JP5288394B2 (ja) | 2007-12-26 | 2007-12-26 | モジュラー型高温ガス炉用原子炉圧力容器 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP5288394B2 (ja) |
Families Citing this family (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR101856464B1 (ko) | 2016-12-12 | 2018-05-11 | 한전원자력연료 주식회사 | 압력용기 내부 온도 유지 장치 |
| CN116525166A (zh) * | 2023-04-28 | 2023-08-01 | 华能山东石岛湾核电有限公司 | 高温气冷堆一回路冷却剂多形态3h、14c活度浓度计算方法及装置 |
Family Cites Families (8)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB1431861A (en) * | 1973-02-09 | 1976-04-14 | Atomic Energy Authority Uk | Nuclear reactors |
| JPS5476796A (en) * | 1977-11-29 | 1979-06-19 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | Gas cooling type reactor |
| JPS5633593A (en) * | 1979-08-29 | 1981-04-04 | Tokyo Shibaura Electric Co | Coolant flow regulator |
| JPS57103092A (en) * | 1980-12-19 | 1982-06-26 | Tokyo Shibaura Electric Co | Control rod of high-temperature gas reactor |
| DE3603090A1 (de) * | 1986-02-01 | 1987-08-06 | Hochtemperatur Reaktorbau Gmbh | Reaktordruckbehaelter aus beton fuer einen gasgekuehlten kernreaktor niedriger leistung |
| JPS6381297U (ja) * | 1986-11-14 | 1988-05-28 | ||
| JPH0217700U (ja) * | 1988-07-20 | 1990-02-05 | ||
| JPH09145872A (ja) * | 1995-11-21 | 1997-06-06 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | 黒鉛減速型原子炉 |
-
2007
- 2007-12-26 JP JP2007334180A patent/JP5288394B2/ja not_active Expired - Fee Related
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JP2009156679A (ja) | 2009-07-16 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Yoo et al. | Overall system description and safety characteristics of prototype Gen IV sodium cooled fast reactor in Korea | |
| Cinotti et al. | Lead-cooled system design and challenges in the frame of Generation IV International Forum | |
| Wu et al. | Development strategy and conceptual design of China lead-based research reactor | |
| Shiozawa et al. | Overview of HTTR design features | |
| Ichimiya et al. | A next generation sodium-cooled fast reactor concept and its R&D program | |
| RU2536817C2 (ru) | Корпус тепловыделяющей сборки и теплвыделяющая сборка с таким корпусом | |
| Zheng et al. | Water-ingress analysis for the 200áMWe pebble-bed modular high temperature gas-cooled reactor | |
| JP6452732B2 (ja) | 流量分配装置及び該装置を有する原子炉モジュール | |
| Cinotti et al. | The experimental accelerator driven system (XADS) designs in the EURATOM 5th framework programme | |
| Zhou et al. | Conceptual core design study of an innovative small transportable lead‐bismuth cooled fast reactor (SPARK) for remote power supply | |
| JP5288394B2 (ja) | モジュラー型高温ガス炉用原子炉圧力容器 | |
| JP6615605B2 (ja) | 高速炉炉心および高速炉 | |
| JP4746911B2 (ja) | 高速炉および高速炉施設の建設方法 | |
| Frogheri et al. | The advanced lead fast reactor European demonstrator (ALFRED) | |
| Saez et al. | Status of ASTRID nuclear island pre-conceptual design | |
| JP2006343321A (ja) | 高速炉用燃料要素、高速炉および高速炉施設の建設方法 | |
| Nikiforova et al. | Lead-cooled flexible conversion ratio fast reactor | |
| Yan et al. | A study of air ingress and its prevention in HTGR | |
| Smith | Lead-Cooled Fast Reactor (LFR) Design: Safety, Neutronics, Thermal Hydraulics, Structural Mechanics, Fuel, Core, and Plant Design | |
| Todreas et al. | Flexible conversion ratio fast reactors: Overview | |
| Zhao et al. | Considering for the blanket structure scheme of HCCB DEMO | |
| JP4625239B2 (ja) | 沸騰水型原子炉の冷却水出口温度高温化用高温燃料集合体 | |
| JP2022032025A (ja) | 炉心溶融事故を軽減するための専用の安全装置を含む一体型高速中性子原子炉 | |
| Filin et al. | Design features of BREST reactors. Experimental work to advance the concept of BREST reactors. Results and plans | |
| JP2005249638A (ja) | 受動的炉停止方法及びこれに用いる鉛反射体 |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| A621 | Written request for application examination |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A621 Effective date: 20100715 |
|
| A521 | Request for written amendment filed |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A821 Effective date: 20100715 |
|
| A711 | Notification of change in applicant |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A712 Effective date: 20110422 |
|
| RD04 | Notification of resignation of power of attorney |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A7424 Effective date: 20110819 |
|
| A131 | Notification of reasons for refusal |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131 Effective date: 20120810 |
|
| TRDD | Decision of grant or rejection written | ||
| A01 | Written decision to grant a patent or to grant a registration (utility model) |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A01 Effective date: 20130430 |
|
| A61 | First payment of annual fees (during grant procedure) |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A61 Effective date: 20130529 |
|
| R150 | Certificate of patent or registration of utility model |
Ref document number: 5288394 Country of ref document: JP Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R150 |
|
| S531 | Written request for registration of change of domicile |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R313531 |
|
| S533 | Written request for registration of change of name |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R313533 |
|
| R350 | Written notification of registration of transfer |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R350 |
|
| R250 | Receipt of annual fees |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250 |
|
| R250 | Receipt of annual fees |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250 |
|
| R250 | Receipt of annual fees |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250 |
|
| R250 | Receipt of annual fees |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250 |
|
| R250 | Receipt of annual fees |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250 |
|
| R250 | Receipt of annual fees |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250 |
|
| R250 | Receipt of annual fees |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250 |
|
| LAPS | Cancellation because of no payment of annual fees |