JPH0247597A - 高温原子炉が発生する高熱を用いる電流発生装置 - Google Patents
高温原子炉が発生する高熱を用いる電流発生装置Info
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- JPH0247597A JPH0247597A JP1165516A JP16551689A JPH0247597A JP H0247597 A JPH0247597 A JP H0247597A JP 1165516 A JP1165516 A JP 1165516A JP 16551689 A JP16551689 A JP 16551689A JP H0247597 A JPH0247597 A JP H0247597A
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- G—PHYSICS
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- G21D—NUCLEAR POWER PLANT
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-
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- G—PHYSICS
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- G21D7/04—Arrangements for direct production of electric energy from fusion or fission reactions using thermoelectric elements or thermoionic converters
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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。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
この発明は原子炉の圧力容器の中に配設され、冷却媒体
としてヘリウムを用いる高温原子炉と、上記ヘリウムを
流す１次循環路に設けられた蒸気発生器に接続された蒸
気タービン循環路を有し、９００℃以上の高熱を用いる
電流発生装置に関する。
としてヘリウムを用いる高温原子炉と、上記ヘリウムを
流す１次循環路に設けられた蒸気発生器に接続された蒸
気タービン循環路を有し、９００℃以上の高熱を用いる
電流発生装置に関する。
上記種類の電流発生装置はすでに知られており、その電
流発生装置に於ては、高温原子炉によって高熱が発生さ
れ、得られた熱は冷却用の１次循環路を流れるガス状の
熱媒体（ヘリウム）により、直接ガスタービン装置に供
給されるか（西独特許明細書ＤＢ−ＰＳ ２２４１４２
６ ）、又は熱交換器を介して２次循環路に供給される
。上記の熱交換器として蒸気発生器を用いることができ
、この場合には、発生した蒸気はたとえば工業用のプロ
セス用として送られ、また電流発生用に用いられる。ま
た上記熱交換器として管形の分離炉又はヘリウム・ヘリ
ウム熱交換器を使用することもできる（西独国の公開特
許公報ＤＥ −０Ｓ３１４１７３４）。
流発生装置に於ては、高温原子炉によって高熱が発生さ
れ、得られた熱は冷却用の１次循環路を流れるガス状の
熱媒体（ヘリウム）により、直接ガスタービン装置に供
給されるか（西独特許明細書ＤＢ−ＰＳ ２２４１４２
６ ）、又は熱交換器を介して２次循環路に供給される
。上記の熱交換器として蒸気発生器を用いることができ
、この場合には、発生した蒸気はたとえば工業用のプロ
セス用として送られ、また電流発生用に用いられる。ま
た上記熱交換器として管形の分離炉又はヘリウム・ヘリ
ウム熱交換器を使用することもできる（西独国の公開特
許公報ＤＥ −０Ｓ３１４１７３４）。
この発明の目的は、高温原子炉で得られる高熱の温度と
蒸気発生装置の冷却媒体入口温度の差に基づいて、蒸気
エネルギを力のエネルギに変換して行なった電流発生方
式に比べて高能率で電気エネルギを得ることができる電
流発生装置を提供することにある。
蒸気発生装置の冷却媒体入口温度の差に基づいて、蒸気
エネルギを力のエネルギに変換して行なった電流発生方
式に比べて高能率で電気エネルギを得ることができる電
流発生装置を提供することにある。
上記目的を達成するために、本発明の電流発生装置は次
に記すａ）乃至ｂ）の特徴を有するように形成されてい
る。
に記すａ）乃至ｂ）の特徴を有するように形成されてい
る。
ａ）上記圧力容器の中に設けられた上記１次循環路に配
置されたヘリウム・ナトリウム熱交換器を有すること、 ｂ）上記圧力容器の内部に配置されたヘリウム・ナトリ
ウム熱交換器と、圧力容器前の外部に配置されたナトリ
ウム凝縮セルを連結するナトリウム循環路を有し、該ナ
トリウム凝縮セルの高温部にヘリウム・ナトリウム熱交
換器に於て発生したナトリウム蒸気が供給されること、
及び Ｃ） ナトリウム凝縮セルの低温部に結合されナトリウ
ム蒸気を凝縮させ、上記凝縮によって生じた熱を除去す
るシンクを有すること、 ｄ） 液体ナトリウムをヘリウム・ナトリウム熱交換器
に戻すポンプを上記ナトリウム循環路の中に備えている
こと、 である。
置されたヘリウム・ナトリウム熱交換器を有すること、 ｂ）上記圧力容器の内部に配置されたヘリウム・ナトリ
ウム熱交換器と、圧力容器前の外部に配置されたナトリ
ウム凝縮セルを連結するナトリウム循環路を有し、該ナ
トリウム凝縮セルの高温部にヘリウム・ナトリウム熱交
換器に於て発生したナトリウム蒸気が供給されること、
及び Ｃ） ナトリウム凝縮セルの低温部に結合されナトリウ
ム蒸気を凝縮させ、上記凝縮によって生じた熱を除去す
るシンクを有すること、 ｄ） 液体ナトリウムをヘリウム・ナトリウム熱交換器
に戻すポンプを上記ナトリウム循環路の中に備えている
こと、 である。
ナトリウム凝縮”ｊｔ置は熱電エネルギ変換器として用
いられ、その能率は出力の大きさと無関係であり、保守
に関する費用は少くてすむ。更にあげるべき利点は回転
部分を含んでいないことである。
いられ、その能率は出力の大きさと無関係であり、保守
に関する費用は少くてすむ。更にあげるべき利点は回転
部分を含んでいないことである。
又このナトリウム凝縮装置は閉鎖した容器内に収容され
、該容器は固定電解質の境界面によって２つの室に分離
されている。上記２室のうちの一方の室は７００℃乃至
９００℃の温度にあり、ここに外部から熱エネルギが供
給されねばならず、この熱エネルギは高温原子炉から供
給される。２室の内の他の室の外側部は低温度のシンク
に結合され、２００°Ｃ乃至３００°Ｃに冷却され、上
記他の室の中にはナトリウムが凝結される。
、該容器は固定電解質の境界面によって２つの室に分離
されている。上記２室のうちの一方の室は７００℃乃至
９００℃の温度にあり、ここに外部から熱エネルギが供
給されねばならず、この熱エネルギは高温原子炉から供
給される。２室の内の他の室の外側部は低温度のシンク
に結合され、２００°Ｃ乃至３００°Ｃに冷却され、上
記他の室の中にはナトリウムが凝結される。
上述の固体電解質としてはベータ酸化アルミニウムが用
いられ、該ベータ酸化アルミニウムはセラミック構造に
形成されている。この場合には、固体電解質境界面両側
のすｌ−ＩＪウム薄気気圧相違、又は固体電解質の境界
面両側のナトリウム密度の相違によりナトリウム凝結器
の作動が行なわれる。
いられ、該ベータ酸化アルミニウムはセラミック構造に
形成されている。この場合には、固体電解質境界面両側
のすｌ−ＩＪウム薄気気圧相違、又は固体電解質の境界
面両側のナトリウム密度の相違によりナトリウム凝結器
の作動が行なわれる。
上記境界面には電子の流れが発生し、この電子の流れは
２つの電極によって集められ、外部負荷に供給される。
２つの電極によって集められ、外部負荷に供給される。
上記すＩ・リウム凝縮器の能率は、低温部の温度Ｔ１と
高温ナトリウムの温度Ｔ２及び固体電解質型の境界面の
電流密度と厚さによって定まる。この場合高能率を得る
には、上記温度Ｔ２とＴ、との差Ｔ ｚ Ｔ ＋が高
いことが必要である。従って高温原子炉との結合は意味
があることである。この発明ではヘリウム・ナトリウム
熱交換器の中でナトリウムの蒸発が行なわれる。
高温ナトリウムの温度Ｔ２及び固体電解質型の境界面の
電流密度と厚さによって定まる。この場合高能率を得る
には、上記温度Ｔ２とＴ、との差Ｔ ｚ Ｔ ＋が高
いことが必要である。従って高温原子炉との結合は意味
があることである。この発明ではヘリウム・ナトリウム
熱交換器の中でナトリウムの蒸発が行なわれる。
ナトリウムの蒸発は一定温度で行なわれ、その際供給さ
れる熱量の約５／６が消費される。その理由は、ナトリ
ウムの蒸発熱が該ナトリウムの比熱に比べて極めて大き
いからである。従ってヘリウムをナトリウムの蒸発温度
以下に冷却することはできない。したがって更にヘリウ
ム温度を２００°Ｃ乃至３００℃に低下させるためには
、ヘリウム・ナトリウム熱交換器の下流側に接続した熱
交換器が使用され、この場合にはヘリウム・すトリウム
熱交換器に供給される高温ヘリウムの温度は８５０°Ｃ
又はそれ以上の温度とすることができる。
れる熱量の約５／６が消費される。その理由は、ナトリ
ウムの蒸発熱が該ナトリウムの比熱に比べて極めて大き
いからである。従ってヘリウムをナトリウムの蒸発温度
以下に冷却することはできない。したがって更にヘリウ
ム温度を２００°Ｃ乃至３００℃に低下させるためには
、ヘリウム・ナトリウム熱交換器の下流側に接続した熱
交換器が使用され、この場合にはヘリウム・すトリウム
熱交換器に供給される高温ヘリウムの温度は８５０°Ｃ
又はそれ以上の温度とすることができる。
特許請求の範囲第１項に示された装置に関する種々の好
ましい実施例は第２項又はそれ以下に記されている。第
１図乃至第３図に記入されたデータの値は、１次循環路
を流れるヘリウムが毎秒１ｋｇの場合に換算しである。
ましい実施例は第２項又はそれ以下に記されている。第
１図乃至第３図に記入されたデータの値は、１次循環路
を流れるヘリウムが毎秒１ｋｇの場合に換算しである。
その理由は高温原子炉とナトリウム凝縮セルを用いる電
流発生装置では、出力と１次循環路を流れるヘリウムの
流量との関係は出力の大小関係がないからであり、従っ
て上記出力と上記ヘリウム流量いずれかの一方を知れば
容易に他方を算出することができるのである。
流発生装置では、出力と１次循環路を流れるヘリウムの
流量との関係は出力の大小関係がないからであり、従っ
て上記出力と上記ヘリウム流量いずれかの一方を知れば
容易に他方を算出することができるのである。
次に実施例を説明する。第１図はヘリウム冷却形の高温
原子炉Ｉを示す。この原子炉はたとえばプレストレスト
コンクリート製の圧力容器４の中に収容され、原子炉の
冷却媒体としてのヘリウムを流す１次循環路２は圧力容
器４の内部と外部に広がって形成されている。圧力容器
４は保護建屋（図示せず）の中に収容されている。上記
のヘリウムは送風機３によって１次循環路２内を流れ、
その間に原子炉の炉心で発生した熱の一部を、同じく圧
力容器４内に設けられたヘリウム・ナトリウム熱交換器
すなわち第１のＩｌｅ／Ｎａ熱交換器５に与える。第１
のｌｌｅ／Ｎａ熱交換器５と協働する２次循環路すなわ
ちナトリウム循環路６は、圧力容器４の外部に配置され
たナトリウム凝縮セルフ、該凝縮セルフに密着配置され
た第２のＨｅ／Ｎａ熱交換器１３と、凝縮したナトリウ
ムを第１のＩｌｅ／Ｎａ熱交換器５に送るポンプ８を含
んでいる。凝縮した液体ヘリウムは第１のｔｌｅ／Ｎａ
熱交換器５に於て約８５０℃のナトリウム蒸気に変換さ
れる。
原子炉Ｉを示す。この原子炉はたとえばプレストレスト
コンクリート製の圧力容器４の中に収容され、原子炉の
冷却媒体としてのヘリウムを流す１次循環路２は圧力容
器４の内部と外部に広がって形成されている。圧力容器
４は保護建屋（図示せず）の中に収容されている。上記
のヘリウムは送風機３によって１次循環路２内を流れ、
その間に原子炉の炉心で発生した熱の一部を、同じく圧
力容器４内に設けられたヘリウム・ナトリウム熱交換器
すなわち第１のＩｌｅ／Ｎａ熱交換器５に与える。第１
のｌｌｅ／Ｎａ熱交換器５と協働する２次循環路すなわ
ちナトリウム循環路６は、圧力容器４の外部に配置され
たナトリウム凝縮セルフ、該凝縮セルフに密着配置され
た第２のＨｅ／Ｎａ熱交換器１３と、凝縮したナトリウ
ムを第１のＩｌｅ／Ｎａ熱交換器５に送るポンプ８を含
んでいる。凝縮した液体ヘリウムは第１のｔｌｅ／Ｎａ
熱交換器５に於て約８５０℃のナトリウム蒸気に変換さ
れる。
ナトリウム凝縮セルフは高温のナトリウム蒸気を送り込
まれる高温部１１と、第２のＩＩ ｃ ／ Ｎ ａ熱交
換器１３に密着配置された低温部１２を有し、該低温部
に於て、ナトリウム蒸気は液体ナトリウムに凝縮される
。上記高温部１１と低温部１２は、たとえばベータ酸化
アルミニウムから成る固体電解質によって形成された境
界面１０によって分離されている。このとき境界面１０
に発生する電流は２つの電極に集められ、電気回路９を
介して需要先に送られる。
まれる高温部１１と、第２のＩＩ ｃ ／ Ｎ ａ熱交
換器１３に密着配置された低温部１２を有し、該低温部
に於て、ナトリウム蒸気は液体ナトリウムに凝縮される
。上記高温部１１と低温部１２は、たとえばベータ酸化
アルミニウムから成る固体電解質によって形成された境
界面１０によって分離されている。このとき境界面１０
に発生する電流は２つの電極に集められ、電気回路９を
介して需要先に送られる。
この実施例では、上記低温部１２に低温を維持するため
に前述の第２のＨｅ／Ｎａ熱交換器１３が低温を形成す
るためのシンクとして用いられる。第２のｌｉｅ／Ｎａ
熱交換器１３と第１のＨｅ／Ｎａ熱交換器５とは、２次
循環路６によって結合され、低温の液体ナトリウムは第
２のＨｅ／Ｎａ熱交換器１３がら第１のＨｅ／Ｎａ熱交
換器５に送られる。第１のＨｅ／Ｎａ熱交換器５に供給
されるヘリウムを適切な低温度にするために、第２のＩ
ｌｃ／Ｎ、１熱交換器１３のヘリウム流路は、第１のＨ
ｅ／Ｎａ熱交換器５のへりラム流路の下流に設けられた
蒸気発生器Ｉ４の下流側に結合される。蒸気発生器１４
で発生した水蒸気は蒸気タービン循環路１５を経て多段
式の蒸気タービン装置１６に供給され、発電機１７は上
記蒸気タービン装置により駆動される。蒸気タービン装
置を駆動した後の蒸気はコンデンサ１８で液化され、ポ
ンプ２１によって、多くの予熱装置２０を経た後、水槽
Ｉ９に送られる。上記予熱装置２０は蒸気タービン装置
１６から排出された蒸気を受けて、水槽１９に送られる
水を加熱する。給水、ポンプ２２によって水槽１９から
送出される水は再び蒸気発生器１４に送られ、ここで形
成された水蒸気は蒸気タービン装置１６に送られる。
に前述の第２のＨｅ／Ｎａ熱交換器１３が低温を形成す
るためのシンクとして用いられる。第２のｌｉｅ／Ｎａ
熱交換器１３と第１のＨｅ／Ｎａ熱交換器５とは、２次
循環路６によって結合され、低温の液体ナトリウムは第
２のＨｅ／Ｎａ熱交換器１３がら第１のＨｅ／Ｎａ熱交
換器５に送られる。第１のＨｅ／Ｎａ熱交換器５に供給
されるヘリウムを適切な低温度にするために、第２のＩ
ｌｃ／Ｎ、１熱交換器１３のヘリウム流路は、第１のＨ
ｅ／Ｎａ熱交換器５のへりラム流路の下流に設けられた
蒸気発生器Ｉ４の下流側に結合される。蒸気発生器１４
で発生した水蒸気は蒸気タービン循環路１５を経て多段
式の蒸気タービン装置１６に供給され、発電機１７は上
記蒸気タービン装置により駆動される。蒸気タービン装
置を駆動した後の蒸気はコンデンサ１８で液化され、ポ
ンプ２１によって、多くの予熱装置２０を経た後、水槽
Ｉ９に送られる。上記予熱装置２０は蒸気タービン装置
１６から排出された蒸気を受けて、水槽１９に送られる
水を加熱する。給水、ポンプ２２によって水槽１９から
送出される水は再び蒸気発生器１４に送られ、ここで形
成された水蒸気は蒸気タービン装置１６に送られる。
上記の実施例は有効であるが、なお改良するべき点があ
る。それは原子炉内を流れたヘリウムが１次循環路２に
よって圧力容器４の外部の流路にも流されることである
。そのためにナトリウム凝縮セルフ、ポンプ８、固体電
解質から成る境界面ＩＯ１高温部１１、低温部１２及び
第２のｌｉｅ／Ｎａ熱交換器１３を保護建屋の中に収容
することが必要となる。
る。それは原子炉内を流れたヘリウムが１次循環路２に
よって圧力容器４の外部の流路にも流されることである
。そのためにナトリウム凝縮セルフ、ポンプ８、固体電
解質から成る境界面ＩＯ１高温部１１、低温部１２及び
第２のｌｉｅ／Ｎａ熱交換器１３を保護建屋の中に収容
することが必要となる。
１次及び２次循環路２と６、及び蒸気タービン循環路１
５の主要な温度データは第１図に示されている。蒸気タ
ービン装置１６及び発電機１７を含めた全装置の能率（
グロス能率）は、全出力１５７０ｋＷ ／ ｋｇＨｅに
於て、約４５％であり、そのうち１５５ ｋＷ／ｋｇｌ
ｌｅはナトリウム凝縮セルフに関するものであり、上記
全出力のうちの１４１５ｋＷ／ ｋｇｌｌｅは上記ター
ビン装置１６及び発電機１７に関するものである。この
場合の全装置の正味能率（Ｎｅｔｔ。
５の主要な温度データは第１図に示されている。蒸気タ
ービン装置１６及び発電機１７を含めた全装置の能率（
グロス能率）は、全出力１５７０ｋＷ ／ ｋｇＨｅに
於て、約４５％であり、そのうち１５５ ｋＷ／ｋｇｌ
ｌｅはナトリウム凝縮セルフに関するものであり、上記
全出力のうちの１４１５ｋＷ／ ｋｇｌｌｅは上記ター
ビン装置１６及び発電機１７に関するものである。この
場合の全装置の正味能率（Ｎｅｔｔ。
能率）は約４２％である。
第２図の実施例には第１図と同様に、１次循環路２．２
次循環路であるナトリウム循環路６及び蒸気タービン循
環路１５が示されている。しかしナトリウム凝縮セルフ
の低温部１２を低温に維持する方法は第１図の場合と相
違する。すなわちナトリウム循環路６とその関連器械は
、原子炉の保護建屋の中に配設されなくてもよい構造と
なっているのであり、それは１次循環炉２は圧力容器４
の内部のみにあるからである。
次循環路であるナトリウム循環路６及び蒸気タービン循
環路１５が示されている。しかしナトリウム凝縮セルフ
の低温部１２を低温に維持する方法は第１図の場合と相
違する。すなわちナトリウム循環路６とその関連器械は
、原子炉の保護建屋の中に配設されなくてもよい構造と
なっているのであり、それは１次循環炉２は圧力容器４
の内部のみにあるからである。
この場合低温部１２は、シンクとして用いられる中間循
環路２４によって低温に保たれる。この中間循環路の中
には１次席環路ｚ内のヘリウムとは別の第２のヘリウム
が送風機２６の作用により循環する。第２のヘリウムは
ナトリウム凝縮セルフの低温部１２に密着配置された第
２のＨｅ／Ｎａ熱交換器２３に導かれ、該熱交換器２３
から送出されたヘリウムは１次循環路２に設けられた第
１の１１ｃ／Ｎａ熱交換器５の下流側に接続されたヘリ
ウム・ヘリウム熱交換器（以下＋１ｅ／Ｉｌｅ熱交換器
よ記す）２５を通って再び第２のＨｅ／Ｎａ熱交換器２
３に供給される。Ｉｌｃ／Ｈｅ熱交換器２５の上流側に
は蒸気発生器１４が接続され、Ｈｅ／Ｈｅ熱交換器２５
に供給される１次循環路２を流れるヘリウムは蒸気発生
器１４の中で十分低温度に冷却される。上記流路を流れ
るヘリウムは、ナトリウム凝縮セルフの低温部１２から
受熱し、Ｉｌｅ／ｌｉｅ熱交換器２５に於て、十分低温
となった１次循環路２を流れるヘリウムに上記のように
受熱した熱を移す。
環路２４によって低温に保たれる。この中間循環路の中
には１次席環路ｚ内のヘリウムとは別の第２のヘリウム
が送風機２６の作用により循環する。第２のヘリウムは
ナトリウム凝縮セルフの低温部１２に密着配置された第
２のＨｅ／Ｎａ熱交換器２３に導かれ、該熱交換器２３
から送出されたヘリウムは１次循環路２に設けられた第
１の１１ｃ／Ｎａ熱交換器５の下流側に接続されたヘリ
ウム・ヘリウム熱交換器（以下＋１ｅ／Ｉｌｅ熱交換器
よ記す）２５を通って再び第２のＨｅ／Ｎａ熱交換器２
３に供給される。Ｉｌｃ／Ｈｅ熱交換器２５の上流側に
は蒸気発生器１４が接続され、Ｈｅ／Ｈｅ熱交換器２５
に供給される１次循環路２を流れるヘリウムは蒸気発生
器１４の中で十分低温度に冷却される。上記流路を流れ
るヘリウムは、ナトリウム凝縮セルフの低温部１２から
受熱し、Ｉｌｅ／ｌｉｅ熱交換器２５に於て、十分低温
となった１次循環路２を流れるヘリウムに上記のように
受熱した熱を移す。
第２図の装置は有効であるが、ヘリウムを流す上記中間
循環路２４を用いるために装置が高価になるという欠点
、及び低温のナトリウムの温度がＨｅ／Ｈｅ熱交換器２
５に比べて高くなるという欠点を存している。なお第２
図に示された全装置のグロス能率は第１の実施例と同じ
締出力１５７０ｋＷ／ｋｇＨｅに於て約４５％であり、
正味能率は第２のヘリウム用送風機を使用しているため
約４１％となっている。
循環路２４を用いるために装置が高価になるという欠点
、及び低温のナトリウムの温度がＨｅ／Ｈｅ熱交換器２
５に比べて高くなるという欠点を存している。なお第２
図に示された全装置のグロス能率は第１の実施例と同じ
締出力１５７０ｋＷ／ｋｇＨｅに於て約４５％であり、
正味能率は第２のヘリウム用送風機を使用しているため
約４１％となっている。
第２図の実施例では、高温原子炉１から送出されるヘリ
ウムの温度は９５０℃乃至１１００℃という高温度とな
っている。そのために第１のＨｅ／Ｎａ熱交換器５から
送出されるナトリウム蒸気の温度は９５０°Ｃ程度、全
装置の正味能率は約４３％となり、全装置の締出力は１
８７０ｋＷ ／ ｋｇＨｅに、また正味出力は約１７３
８ｋＷ／ ｋｇｌｌｃに達する。
ウムの温度は９５０℃乃至１１００℃という高温度とな
っている。そのために第１のＨｅ／Ｎａ熱交換器５から
送出されるナトリウム蒸気の温度は９５０°Ｃ程度、全
装置の正味能率は約４３％となり、全装置の締出力は１
８７０ｋＷ ／ ｋｇＨｅに、また正味出力は約１７３
８ｋＷ／ ｋｇｌｌｃに達する。
第３図に示す第３の実施例では、ナトリウム凝縮セルフ
の低温部１２には、ナトリウムの凝縮熱を用いて水蒸気
を発生するナトリウム・水熱交換器すなわち蒸気発生器
２７がシンクの作用をもするように密着配置される。こ
の蒸気発生器２７から得られる水蒸気は低い過熱度を有
する過熱蒸気であり、該蒸気発生器２７には水及び水蒸
気が流れる循環路２８が接続されている。該循環路２８
には複数個の蒸気タービンから成る多段の蒸気タービン
装置２９、コンデンサ３１、コンデンサ用のポンプ３４
、給水用の予熱装置３２、給水用タンク３５及び給水用
ポンプ４０が設けられ、多段の蒸気タービン装置２９に
は上記蒸気発生器２７で生成された低過熱度の蒸気が、
上記蒸気タービン装置２９に属する中間圧力タービン３
０に供給される。
の低温部１２には、ナトリウムの凝縮熱を用いて水蒸気
を発生するナトリウム・水熱交換器すなわち蒸気発生器
２７がシンクの作用をもするように密着配置される。こ
の蒸気発生器２７から得られる水蒸気は低い過熱度を有
する過熱蒸気であり、該蒸気発生器２７には水及び水蒸
気が流れる循環路２８が接続されている。該循環路２８
には複数個の蒸気タービンから成る多段の蒸気タービン
装置２９、コンデンサ３１、コンデンサ用のポンプ３４
、給水用の予熱装置３２、給水用タンク３５及び給水用
ポンプ４０が設けられ、多段の蒸気タービン装置２９に
は上記蒸気発生器２７で生成された低過熱度の蒸気が、
上記蒸気タービン装置２９に属する中間圧力タービン３
０に供給される。
循環路２８は、給水タンク３３を介して、水及び水蒸気
を流す上記循環路２８とは別の循環路３９に結合される
。該循環路３９には、１次循環路２に接続された上記発
／ｉ器３７、予熱装置３８及び給水ポンプ４１が設けら
れている。上記蒸気発生器３７は１次循環路２の第１の
Ｈｅ／Ｎａ熱交換器５の下流側に接続され、蒸気発生器
３７で発生した蒸気は多段の蒸気タービン装置２９の高
圧タービン３６に供給される。又中間圧力タービン３０
から排出された蒸気の一部は予熱装置３８に導入され、
他の部分は直接給水タンク３３に送られる。
を流す上記循環路２８とは別の循環路３９に結合される
。該循環路３９には、１次循環路２に接続された上記発
／ｉ器３７、予熱装置３８及び給水ポンプ４１が設けら
れている。上記蒸気発生器３７は１次循環路２の第１の
Ｈｅ／Ｎａ熱交換器５の下流側に接続され、蒸気発生器
３７で発生した蒸気は多段の蒸気タービン装置２９の高
圧タービン３６に供給される。又中間圧力タービン３０
から排出された蒸気の一部は予熱装置３８に導入され、
他の部分は直接給水タンク３３に送られる。
給水タンク３３内の水は、ポンプ４１により予熱装置３
８を介して、蒸気発生器３７に供給され、又ポンプ４０
に駆動されて蒸気発生器２７に戻される。
８を介して、蒸気発生器３７に供給され、又ポンプ４０
に駆動されて蒸気発生器２７に戻される。
第３図には第１図及び第２図と同様のデータが記入され
ている。第３図の実施例の装置を上記データが得られる
ように運転すれば、ナトリウム凝縮セルの１５７ｋＷ／
ｋｇＨｅ及び蒸気タービン装置の１３７０ｋＷ／ ｋｇ
Ｈｅの出力含めた締出力が１５２７ｋＷ／ ｋｇｌｌｃ
である場合には、全体の能率は４５％に達し、全装置の
正味能率は４３％となる。
ている。第３図の実施例の装置を上記データが得られる
ように運転すれば、ナトリウム凝縮セルの１５７ｋＷ／
ｋｇＨｅ及び蒸気タービン装置の１３７０ｋＷ／ ｋｇ
Ｈｅの出力含めた締出力が１５２７ｋＷ／ ｋｇｌｌｃ
である場合には、全体の能率は４５％に達し、全装置の
正味能率は４３％となる。
第３図の実施例によって、次の効果を得ることができる
。すなわち第１のＨｅ／Ｎａ熱交換器５と蒸気発生器２
７を介して放射能が循環路２８に達することはない。そ
れは上記熱交換器５に関与するナトリウムの圧力が、ヘ
リウムの圧力より低く形成されているからである。
。すなわち第１のＨｅ／Ｎａ熱交換器５と蒸気発生器２
７を介して放射能が循環路２８に達することはない。そ
れは上記熱交換器５に関与するナトリウムの圧力が、ヘ
リウムの圧力より低く形成されているからである。
第３図の装置の正味の能率は、高温原子炉１がら送出さ
れるヘリウムの温度を約１１００℃に上昇させれば、更
に改善される。このときナトリウムの温度は約９５０℃
に上昇し、全装置の正味の能率は４４％に達する。
れるヘリウムの温度を約１１００℃に上昇させれば、更
に改善される。このときナトリウムの温度は約９５０℃
に上昇し、全装置の正味の能率は４４％に達する。
又第１．２．３図に於て、ナトリウム凝縮セルフについ
て示された能率は約３０％であるが、原子炉から送出さ
れるヘリウムの温度を１１００℃に高めれば、上記３０
％の能率は第２図の実施例の場合約３１％となり、第３
図の実施例の場合には約３３％となる。
て示された能率は約３０％であるが、原子炉から送出さ
れるヘリウムの温度を１１００℃に高めれば、上記３０
％の能率は第２図の実施例の場合約３１％となり、第３
図の実施例の場合には約３３％となる。
第２図は第２の実施例、第３図は第３の実施例を示す系
統図である。
統図である。
２・・・１次循環路、４・・・原子炉圧力容器、圧力容
器、５・・・Ｈｅ／Ｎａ熱交換器、第１の熱交換器、６
・・・ナトリウム循環路、２次の循環路、７・・・ナト
リウム凝縮セル、８・・・ポンプ、１１・・・高温部、
１２・・・低温部、１３・・・第２のｌｉｅ／Ｎａ熱交
換器、１４・・・蒸気発生器、１５・・・蒸気タービン
循環路、２３・・・第２のＨｅ／Ｎａ熱交換器、２４・
・・中間循環路、２５・・・Ｈｅ／Ｎａ熱交換器、２６
・・・送風機、２７−Ｎａ／ＨｚＯ熱交換器、蒸気発
生器、２８・・・循環路、２９・・・蒸気タービン装置
、３０・・・中間圧力タービン、３３・・・給水タンク
、３６・・・高圧タービン、３７・・・蒸気発生器。
器、５・・・Ｈｅ／Ｎａ熱交換器、第１の熱交換器、６
・・・ナトリウム循環路、２次の循環路、７・・・ナト
リウム凝縮セル、８・・・ポンプ、１１・・・高温部、
１２・・・低温部、１３・・・第２のｌｉｅ／Ｎａ熱交
換器、１４・・・蒸気発生器、１５・・・蒸気タービン
循環路、２３・・・第２のＨｅ／Ｎａ熱交換器、２４・
・・中間循環路、２５・・・Ｈｅ／Ｎａ熱交換器、２６
・・・送風機、２７−Ｎａ／ＨｚＯ熱交換器、蒸気発
生器、２８・・・循環路、２９・・・蒸気タービン装置
、３０・・・中間圧力タービン、３３・・・給水タンク
、３６・・・高圧タービン、３７・・・蒸気発生器。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、原子炉の圧力容器の中に配設され、冷却媒体として
ヘリウムを用いる高温原子炉と、上記ヘリウムを流す１
次循環路に設けられた蒸気発生器に接続された蒸気ター
ビン循環路を有し、９００℃以上の高熱を用いる電流発
生装置に於て、 ａ）上記圧力容器（４）の中に設けられた上記１次循環
路（２）に配置されたヘリウム・ナトリウム熱交換器（
５）を有すること、 ｂ）上記圧力容器（４）の内部に配置されたヘリウム・
ナトリウム熱交換器（５）と、圧力容器（４）の外部に
配置されたナトリウム凝縮セル（７）を連結するナトリ
ウム循環路（６）を有し、該ナトリウム凝縮セル（７）
の高温部（１１）にヘリウム・ナトリウム熱交換器（５
）に於て発生したナトリウム蒸気が供給されること、 ｃ）ナトリウム凝縮セル（７）の低温部（１２）に結合
されナトリウム蒸気を凝縮させ、上記凝縮によって生じ
た熱を除去するシンク（１３、２３、２７）を有するこ
と、 ｄ）液体ナトリウムをヘリウム・ナトリウム熱交換器（
５）に戻すポンプ（８）を上記ナトリウム循環路（６）
の中に備えていること、 を特徴とする、高温原子炉が発生する高熱を用いる電流
発生装置。 ２、上記シンク（１３）から熱を除去する媒体として１
次循環路（２）を循環する低温ヘリウムが用いられるこ
と、 を特徴とする特許請求の範囲第１、項に記載の電流発生
装置。 ３、１次循環路（２）に於て、上記ヘリウム・ナトリウ
ム熱交換器すなわち第１のヘリウム・ナトリウム熱交換
器（５）の下流側にシンクとして用いられる第２のヘリ
ウム・ナトリウム熱交換器（１３）が設けられているこ
と、及び第２のヘリウム・ナトリウム熱交換器（１３）
のヘリウム受入口の上流側に蒸気タービン循環路（１５
）に接続された蒸気発生路（１４）が設けられているこ
と、 を特徴とする特許請求の範囲第２、項に記載の電流発生
装置。 ４、蒸気シンクとして中間循環路（２４）が設けられ、
該中間循環路には送風機（２６）の作用により、１次循
環路（２）を流れるヘリウムとは異なる第２のヘリウム
が循環すること、 を特徴とする特許請求の範囲第１、項に記載の電流発生
装置。 ５、第２のヘリウム・ナトリウム熱交換器（２３）を流
れる上記第２のヘリウムは、ナトリウム凝縮器（７）か
ら熱を受け入れ、その熱を第１のヘリウム・ナトリウム
熱交換器（５）の下流側に接続されたヘリウム・ヘリウ
ム熱交換器（２５）を流れるヘリウムに移すこと、及び
１次循環路（２）に設けられたヘリウム・ヘリウム熱交
換器（２５）と第１のヘリウム・ナトリウム熱交換器（
５）との間には該ヘリウム・ヘリウム熱交換器（２５）
に流入する１次循環路２のヘリウムの温度を低下させる
ために、蒸気タービン循環路（１５）に設けた蒸気発生
器（２）が接続されていること、 を特徴とする特許請求の範囲第４、項に記載の電流発生
装置。 ６、シンクを介して低温部１２から熱を排出する媒体と
して水が用いられ、該水はナトリウム及び水を使用しシ
ンクとして用いられる蒸気発生器（２７）に於て低過熱
度の過熱蒸気に形成されること、を特徴とする特許請求
の範囲第１、項に記載の電流発生装置。 ７、低過熱度の過熱蒸気は多段式の蒸気タービン装置（
２９）の中間圧力タービン（３０）に供給され、高圧タ
ービン（３６）には１次循環路（２）に於てヘリウム・
ナトリウム熱交換器（５）の下流側に接続された蒸気発
生器（３７）から送出される蒸気が供給されること、及
び上記中間圧力タービン（３０）から排出される蒸気の
一部は、蒸気発生器（３７）に供給された給水の予熱装
置に供給されること、 を特徴とする特許請求の範囲第１項に記載の電流発生装
置。 ８、ナトリウムと水を用いる蒸気発生器（２７）を含む
循環路（２８）と、１次循環路（２）に設けられた蒸気
発生器（３７）を含む循環路（３９）とは、給水タンク
（３３）を介して結合されていること、 を特徴とする特許請求の範囲第７、項に記載の電流発生
装置。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| DE3822056A DE3822056C1 (en) | 1988-06-30 | 1988-06-30 | Nuclear reactor installation for the generation of electrical current utilising high-temperature heat |
| DE3822056.3 | 1988-06-30 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0247597A true JPH0247597A (ja) | 1990-02-16 |
Family
ID=6357603
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP1165516A Pending JPH0247597A (ja) | 1988-06-30 | 1989-06-29 | 高温原子炉が発生する高熱を用いる電流発生装置 |
Country Status (2)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0247597A (ja) |
| DE (1) | DE3822056C1 (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN103670552A (zh) * | 2012-09-19 | 2014-03-26 | 阿尔斯通技术有限公司 | 用于由钠冷却快中子反应堆产生的蒸汽的能量转化循环 |
| WO2024130919A1 (zh) * | 2022-12-20 | 2024-06-27 | 西安热工研究院有限公司 | 一种化石燃料锅炉-高温气冷堆联合动力发电系统及方法 |
Family Cites Families (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DE2241426C3 (de) * | 1972-08-23 | 1980-12-04 | Hochtemperatur-Reaktorbau Gmbh, 5000 Koeln | Kernkraftwerk mit geschlossenem, mehrsträngig ausgeführtem Gaskühlkreislauf |
| DE3141734A1 (de) * | 1981-10-21 | 1983-04-28 | Hochtemperatur-Reaktorbau GmbH, 5000 Köln | Kernreaktor mit einem gasgekuehlten kugelhaufen-kernreaktor |
-
1988
- 1988-06-30 DE DE3822056A patent/DE3822056C1/de not_active Expired
-
1989
- 1989-06-29 JP JP1165516A patent/JPH0247597A/ja active Pending
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN103670552A (zh) * | 2012-09-19 | 2014-03-26 | 阿尔斯通技术有限公司 | 用于由钠冷却快中子反应堆产生的蒸汽的能量转化循环 |
| WO2024130919A1 (zh) * | 2022-12-20 | 2024-06-27 | 西安热工研究院有限公司 | 一种化石燃料锅炉-高温气冷堆联合动力发电系统及方法 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| DE3822056C1 (en) | 1989-09-14 |
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