JPH032276B2 - - Google Patents

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JPH032276B2
JPH032276B2 JP57184791A JP18479182A JPH032276B2 JP H032276 B2 JPH032276 B2 JP H032276B2 JP 57184791 A JP57184791 A JP 57184791A JP 18479182 A JP18479182 A JP 18479182A JP H032276 B2 JPH032276 B2 JP H032276B2
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JP
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concrete
safety protection
pressure vessel
equipment according
cooling system
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Erutaa Kurausu
Sheeninku Yosefu
Batsuhahorutsu Binfuriito
Baihito Ururitsuhi
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HOTSUHOTENPERATOORU REAKUTOORUBAU GmbH
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HOTSUHOTENPERATOORU REAKUTOORUBAU GmbH
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    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/02Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices
    • G21C15/12Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices from pressure vessel; from containment vessel
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C13/00Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
    • G21C13/08Vessels characterised by the material; Selection of materials for pressure vessels
    • G21C13/093Concrete vessels
    • 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
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  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
  • Pressure Vessels And Lids Thereof (AREA)
  • Driving Mechanisms And Operating Circuits Of Arc-Extinguishing High-Tension Switches (AREA)
  • Electromagnets (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は、ガス冷却高温原子炉と、冷却ガス回
路に配設された熱交換装置と、これに後置された
循環送風機とを有し、円筒形鋼製圧力容器内にお
かれた炉心構造のための安全保護設備に関する。
先行技術としては、原子力による熱発生のため
の高温原子炉と、それにより得られた熱の利用の
ための装置が共に圧力容器内に設置された設備が
知られている。この場合、熱の排出は冷却ガスに
よつて行われる。冷却ガスは送風機によつて、閉
じた回路、すなわち一次回路をなして炉心と熱交
換装置を循環する。余熱の排出のために、特別の
装置、例えば補助熱交換機と補助送風機を設ける
ことができる。しかし、一次回路の構成部品の配
列と設計を特別に考えることによつて、この種の
装置を廃止することも可能である。
例えば、トリウム高温原子炉(THTR300型)
では、熱交換器、送風機および二次側系統と部品
自体は、すべての余熱が熱交換器の一次側運転系
統を介して排出されるように構成されている。こ
の場合、上から下へと炉心を通り、下から上へと
熱交換器を通る流れの態様は、正常運転時の流れ
に等しい。しかし、余熱の確実な排出のために
は、自由対流で上昇する熱ガスによつて冷ガス区
域を危険にさらすことがないように、送風機がい
つでも作動準備を整えていなければならない。
ガス冷却高温原子炉を有する別の炉心設備、す
なわちAVR型の設備においては、熱交換器が炉
心の上に配設され、冷却ガスが下から上へ炉心と
熱交換器の双方を貫流する。炉心の下にある送風
機が停止すると、余熱は自然対流によつて、炉心
の周囲の付属品に排出される。この付属品は黒鉛
反射材外被のほかに、黒鉛外被を取囲むカーボン
煉瓦外被を具備する。カーボン煉瓦外被は遮蔽と
断熱のために使用される。放出される核分裂生成
物を確実に閉じこめるために、上記の付属品は二
重の気密の鋼製圧力容器によつて取囲まれる。2
個の鋼製圧力容器のあいだにある磁鉄鉱と褐鉄鉱
の充填物は、生物学的遮蔽の役割をする。
前述のTHTR300型構造においては、プレスト
レストコンクリート圧力容器が生物学的遮蔽の役
割を担当する。この圧力容器は、中央のケイブに
炉心と熱交換器を収容する。プレストレストコン
クリート圧力容器は、放射線遮蔽に役立つばかり
でなく、炉心設備の安全な耐圧シールを形成す
る。
本発明は、発明の詳細な説明の項の冒頭に説明
した型式の鋼製圧力容器内におかれた炉心構造か
ら出発する。本発明の目的は、一方では炉心構造
が外部の影響から守られ、環境のために放射線と
当該構造内部に発生する故障の結果とに対する確
実な保護が与えられ、他方では故障の場合に余熱
の排出が確実に保証されるように改良された炉心
構造のための安全保護設備を提供するにある。
本発明による安全保護設備は、鋼製圧力容器が
安全保護外被によつて密接に取囲まれ、当該外被
が間隔を置いて同心に配設された2個のおおむね
円筒形の内側及び外側コンクリート・シエルと、
これら両シエルのうち外側コンクリート・シエル
に一体に連結されたコンクリート天井と、両コン
クリート・シエルに一体に連結されるとともに鋼
製圧力容器を支持する円形台座とからなり、内側
コンクリート・シエルに自然循環式コンクリート
冷却系統が配設され、当該系統中を冷却水が閉じ
た回路をなして循環し、コンクリート冷却系統の
中を循環する冷却水の再冷却のための第2の冷却
系統が設けられた構成となつている。
本発明の安全保護外被によつて、一方では炉心
と一次回路部品の十分な放射線遮蔽が得られる。
すなわち安全保護外被は生物学的遮蔽の働きをす
るのである。他方では一次回路の漏洩や圧力放出
事故で鋼製圧力容器から放射能洩れが起こつた時
に、安全保護外被が炉心構造を確実に閉じこめ
る。すなわち、冷却ガスを鋼製圧力容器の中に封
入するばかりでなく、核分裂生成物を制止するた
めの別の障壁をなすのである。又、被覆された粒
子の形で核分裂物質を含む球形燃料要素を有する
炉心の場合は、この種の第1の障壁は燃料要素自
体である。本発明の安全保護外被によつて、濾過
器またはガス清浄設備を経て冷却ガスを環境に整
然と放出することが保証されるまで、一次回路の
漏洩を制止することができる。
また、安全保護外被は、外部からの作用に対す
る炉心構造の保護を担当する。外部からの作用と
は、例えば、地震、飛行機の墜落あるいは爆発の
圧力波などである。同時に安全保護外被は、鋼製
圧力容器の支持構造の役割もする。外側コンクリ
ート・シエルは原子炉の保護建物の機能を有する
一方、内側コンクリート・シエルは核分裂生成物
および核分裂破片に対する保護を担当する。
これらの様々な任務を遂行するために、安全保
護外被のコンクリートを不当な加熱から守らなけ
ればならない。そこで、本発明においては、内側
コンクリート・シエルの内部にコンクリート冷却
系統が設けられる。この冷却系統は通常、放射線
によつてコンクリートに誘起される熱と鋼製圧力
容器の損失熱を排出する。鋼製圧力容器の熱吸収
は、実質的に熱放射によつて行われる。コンクリ
ートからの熱の排出は直接的接触によつて行われ
る。
通常、余熱の排出を担当する装置が故障のため
働かない場合は、本発明においては、上記の運転
用コンクリート冷却系統が余熱の排出にも使用さ
れる。余熱排出装置としてはまず第一に考えられ
るのは、運転用二次回路または補助冷却系統を有
する熱交換器・送風機ユニツトである。送風機が
停止しても、一次回路の冷却ガス圧が十分に高
く、十分な自然対流が発生し、維持されるなら
ば、一次側の余熱排出を保証することができる。
しかし、一次側の熱の抑制が働かない時は、本発
明においては自然対流と伝導と放射によつて鋼製
圧力容器に熱が排出され、そこから、内側コンク
リート・シエルにあるコンクリート冷却系統に、
実質的に放射によつて熱が伝達される。調圧装置
の故障による冷却ガス喪失や一次回路の全冷却装
置の停止の場合でも、余熱は鋼製圧力容器の表面
を介してコンクリート冷却系統に排出され、核分
裂生成物が燃料要素から多量に放出されることは
ない。
コンクリート冷却系統は、内側コンクリート・
シエルの上に載設され、水を充填した大気圧下の
環状高架タンクと、当該タンクに連通する多数の
垂直の上昇管および下降管から成り、上昇管が内
側コンクリート・シエルの鋼製圧力容器に臨む側
に配設されるとともに、下降管が外側コンクリー
ト・シエルに臨む側に配設されることが好まし
い。コンクリート冷却系統の中を循環する水の再
冷却は、高架タンク内に発生する熱を外部に排出
する第2の冷却系統によつて行われる。
コンクリート冷却系統の再冷却の一部または全
部が停止すると、高架タンクと管路系統の内蔵す
る水が毎時約2ないし3トンの割合で蒸発する。
従つて、積極的な対策がなくても、高架タンクの
容積と貯水量に応じて数日にわたつて余熱の排出
を保証することができる。
このような故障を仮定した場合、鋼製圧力容器
の温度が400℃に達しないことは明らかである。
高架タンクに水補給装置を設けることが好まし
い。この装置を作動させることによつて、コンク
リート冷却系統の蒸発の後、余熱の排出を任意の
期間のあいだ維持することができ、あるいは、コ
ンクリート冷却系統を高い排熱効率で操作するこ
とができる。
高架タンクに排気管を連結し、この排気管に調
圧弁を配設することが好ましい。
鋼製圧力容器からコンクリート冷却系統の上昇
管への熱伝達は実質的に放射によつて行われるか
ら、上昇管に方位ひれまたはひれ付壁体を装備す
ることが好ましい。鋳物製の冷却板を上昇管に取
付けることもできる。
鋼製圧力容器の内部に設置された一次回路部
品、例えば熱交換器や循環送風機の保守・修理作
業を行うことができるように、複数個の大きな開
口を安全保護外被に設けることが好ましい。この
開口を介して上記の部品の解体を行うことができ
る。取外し可能な耐圧気密の蓋体を外側コンクリ
ート・シエルに載置または挿着することによつて
上記の開口が閉鎖される。
内側コンクリート・シエルは、中間区域に内向
きのフランジ状肉厚部を具備し、ここにリングを
支えることができる。リングは地震の負荷が掛か
る時に、鋼製圧力容器を固定するのが任務であ
る。従つて、鋼製圧力容器は内側コンクリート・
シエルにだけ支承される。外側コンクリート・シ
エルにも支承される場合は、「飛行機の墜落」の
荷重の直接的作用が鋼製圧力容器に及ぼされるで
あろう。
一方、安全保護外被は、両コンクリート・シエ
ル並びに円形台座と一体に連結されたコンクリー
ト製リング状支持体の上に支えることができる。
鋼製圧力容器は上記円形台座の上に支承される。
両コンクリート・シエルのあいだにある環状室
には、運転中にある程度立入可能であつて、作業
空間として使用することが好ましい。
以下、図面に示す本発明の炉心構造のための安
全保護設備の実施例を説明する。
第1図には、多数の構成部材よりなる円筒形鋼
製圧力容器1が示されている。当該圧力容器1の
個々の構成部材はフランジ2によつて互いに連結
されている。圧力容器1の中に炉心構造が捉え付
けられている。当該炉心構造は容器の下部にある
出力100MWeの高温小型原子炉と、容器の上部に
配設され、複数個の蒸気発生器およびこれに後置
された循環送風機を具備する熱利用系統から成
る。上記の部品のうち循環送風機3だけが示され
ている。循環送風機3は鋼製圧力容器1の上半部
分の下部において側部に取付けられている。鋼製
圧力容器1はコンクリート製の円形台座4の上に
載置されている。
鋼製圧力容器1の周囲に密接して安全保護外被
5が配設される。当該外被5は、実質的に円筒形
をなす2個のコンクリート・シエルすなわち内側
コンクリート・シエル6と外側コンクリート・シ
エル7、および両コンクリート・シエルと一体に
連結されたコンクリート天井9から成る。円形台
座4も、また、安全保護外被5に一体に設けられ
ている。安全保護外被5は、2個のコンクリート
製のリング状支持体10,11の上に支承され
る。安全保護外被5はこの支持体と一体に連結さ
れている。両コンクリート・シエル6,7のあい
だに環状室8が設けられ、ここにはある程度、立
入可能になつているとともに作業空間として使用
することができる。
コンクリート天井9と安全保護外被5の中間区
域の外周面に大きな開口が複数個設けられるとと
もに、当該開口は取外し可能な耐圧気密の蓋体1
2によつてそれぞれ閉鎖されている。コンクリー
ト天井9の開口13を通して熱利用系統の蒸気発
生器に近寄ることができ、この部品の解体も可能
である。安全保護外被5の外周面に設けられた開
口14は、内側コンクリート・シエル6の循環送
風機3を収容する。蓋体12を挿着した外側コン
クリート・シエル(第1図では一方の蓋体12が
取除かれている)は、開口14の区域が肉厚にな
つていて補強されている。当該開口14を介して
循環送風機3を取外したり、あるいは保守・点検
作業をこの開口を通して行うことができる。
内側コンクリート・シエル6は鋼製圧力容器1
の中間フランジ2の区域に、内側へ突出する肉厚
部15を有する。鋼製圧力容器1の上に嵌め込ま
れたリング16が、この肉厚部15の内周面によ
り支持されている。このリング16は鋼製圧力容
器1に対する耐震装置の役割をする。
円形台座4には、吸収棒とその駆動装置から成
るスクラム系統18のための貫通孔17が設けら
れている。中央貫通孔19は球体抽出管20を収
容している。この構造は、球形燃料要素で高温小
型原子炉を運転する場合の態様を示す。蒸気発生
器の給水管21と生蒸気管22は安全保護外被5
の外側で、当該外被5を取囲む原子炉建物23の
下方に配管され、支持体11を水平に貫通してい
る。
4個の蒸気発生器を有する、上記の出力の炉心
の場合、2個のコンクリート・シエル6および7
は環状室8を含めて約2.70mの厚さを有する。そ
のうち内側コンクリート・シエルの肉厚が0.70
m、環状室8の幅員が0.80mである。
内側コンクリート・シエル6を過度の熱応力か
ら守るために、安全保護外被5はコンクリート冷
却系統24を有する。コンクリート冷却系統24
は、同時に、炉心構造の一次側余熱排出装置の停
止の際に、余熱の排出を担当することも任務とす
る。自然循環で操作されるコンクリート冷却系統
24を第2図に示す。
コンクリート冷却系統24は大気圧下の環状高
架タンク25と、多数の上昇管26および下降管
27から成る管路系統を具備する。当該管路系統
中を冷却水が閉じた回路をなして循環する。管路
系統は高架タンク25に連通する。約100m3の水
を収容する高架タンク25は、内側コンクリー
ト・シエル6の上に載置される。高架タンク25
は、同じく冷却水が循環する第2の冷却系統28
と連通する。この第2の冷却水系統は、高架タン
ク25において発生する熱を外部に排出する。
上昇管26は、内側コンクリート・シエル6の
鋼製圧力容器1に臨む側の内部に配管されてい
る。下降管27は外側コンクリート・シエル7に
臨む側にある。
上昇管26には、図示されていないが、方位ひ
れまたはひれ付壁体を具備することができる。安
全保護外被5が、外へ通じる排気管29が高架タ
ンク25に連通する。排気管29に調圧弁30が
配設されている。水補給装置(図示せず)によつ
て、高架タンク25の中の水を随時補充すること
ができる。
一次冷却回路から余熱を排出する時は、熱は実
質的に鋼製圧力容器1から放射によつて安全保護
外被5の内側コンクリート・シエル6に伝達され
る。上昇管26を上昇する水による熱の吸収は、
熱伝導によつて行われる。熱は高架タンク25に
運ばれ、そこで第2の冷却水系統28に排出され
る。
冷却水系統28が停止すると、高架タンク25
の水が熱せられ、蒸発する。この条件のもとでも
積極的対策なしに、2ないし3日間にわたつて余
熱の排出を維持することができる。それ以上の期
間を必要とする時は、水補給装置によつて高架タ
ンク25を再び充填することができる。
【図面の簡単な説明】
第1図はコンクリート冷却系統を省略して示す
本発明の安全保護設備の全体の縦断面図、第2図
はコンクリート冷却系統を備えた態様で示すとと
もに第1図の構造に比して簡略されるとともに小
型化された本発明の炉心構造のための安全保護設
備の縦断面図である。 1……鋼製圧力容器、4……円形台座、5……
安全保護外被、6……内側コンクリート・シエ
ル、7……外側コンクリート・シエル、9……コ
ンクリート天井、24……コンクリート冷却系
統、28……第2の冷却系統。

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1 ガス冷却高温原子炉と、冷却ガス回路に配設
    された熱交換装置と、これに後置された循環送風
    機とを有し、円筒形鋼製圧力容器内におかれた炉
    心構造のための安全保護設備において、鋼製圧力
    容器1が安全保護外被5によつて密接に取囲ま
    れ、当該外被5が、間隔を置いて同心に配設され
    た実質的に円筒形の内側及び外側コンクリート・
    シエル6,7と、これら両シエルのうちの外側コ
    ンクリート・シエル7に一体に連結されたコンク
    リート天井9と、前記両コンクリート・シエル
    6,7に一体に連結されるとともに圧力容器1を
    支持する円形台座4とから成り、内側コンクリー
    ト・シエル6に自然循環式コンクリート冷却系統
    24が配設され、当該系統中を冷却水が閉じた回
    路をなして循環し、更に、当該冷却系統24の中
    を循環する冷却水の再冷却のための第2の冷却系
    統28が設けられていることを特徴とする安全保
    護設備。 2 コンクリート冷却系統24が、内側コンクリ
    ート・シエル6の上に載置されて、大気圧下で水
    を充填した環状高架タンク25と、当該高架タン
    ク25と連通する多数の垂直の上昇管26および
    下降管27とから成り、当該上昇管26が内側コ
    ンクリート・シエル7の鋼製圧力容器1に臨む側
    に配設されるとともに、前記下降管27が外側コ
    ンクリート・シエル7に臨む側に配設され、かつ
    前記高架タンク25に生じる熱が第2の冷却系統
    28により外部に排出されてなる特許請求の範囲
    第1項に記載の安全保護設備。 3 高架タンク25に水補給装置を設けてなる特
    許請求の範囲第2項に記載の安全保護設備。 4 高架タンク25が調圧弁30を配設した排気
    管29を具備してなる特許請求の範囲第3項に記
    載の安全保護設備。 5 上昇管26に方位配列のひれ、または、ひれ
    付壁体を設けてなる特許請求の範囲第2項に記載
    の安全保護設備。 6 上昇管26に鋳物製冷却板を取付けてなる特
    許請求の範囲第2項に記載の安全保護設備。 7 安全保護外被5が複数個の大きな開口13,
    14を有し、当該開口が外側コンクリート・シエ
    ル7において、取外し可能な耐圧気密の蓋体12
    によつて閉鎖されてなる特許請求の範囲第1項に
    記載の安全保護設備。 8 鋼製圧力容器1の略中間部がリング16を介
    して、内側コンクリート・シエル6に支えられ、
    当該内側コンクリート・シエル6が、この支持区
    域において、内側へ突出する肉厚部15を有して
    なる特許請求の範囲第1項に記載の安全保護設
    備。 9 安全保護外被5が、両コンクリート・シエル
    6,7と一体に結合されたリング状支持体10,
    11上に支承されてなる特許請求の範囲第1項に
    記載の安全保護設備。 10 内側及び外側コンクリート・シエル6,7
    のあいだにある環状室8を作業空間として使用し
    うる特許請求の範囲第1項に記載の安全保護設
    備。
JP57184791A 1981-10-22 1982-10-22 鋼製圧力容器内におかれた炉心構造の安全保護設備 Granted JPS5880596A (ja)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
DE3141892A DE3141892C2 (de) 1981-10-22 1981-10-22 Kernreaktoranlage
DE3141892.9 1981-10-22

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPS5880596A JPS5880596A (ja) 1983-05-14
JPH032276B2 true JPH032276B2 (ja) 1991-01-14

Family

ID=6144624

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP57184791A Granted JPS5880596A (ja) 1981-10-22 1982-10-22 鋼製圧力容器内におかれた炉心構造の安全保護設備

Country Status (3)

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US (1) US4752439A (ja)
JP (1) JPS5880596A (ja)
DE (1) DE3141892C2 (ja)

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