JPS58106491A - 障害発生時における受動的な自己安定機能を持つペブルベツト−原子炉 - Google Patents
障害発生時における受動的な自己安定機能を持つペブルベツト−原子炉Info
- Publication number
- JPS58106491A JPS58106491A JP57217126A JP21712682A JPS58106491A JP S58106491 A JPS58106491 A JP S58106491A JP 57217126 A JP57217126 A JP 57217126A JP 21712682 A JP21712682 A JP 21712682A JP S58106491 A JPS58106491 A JP S58106491A
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- JP
- Japan
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- graphite
- nuclear reactor
- core
- axial
- reflector
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-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/04—Thermal reactors ; Epithermal reactors
- G21C1/06—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
- G21C1/07—Pebble-bed reactors; Reactors with granular fuel
-
- 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
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- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Devices And Processes Conducted In The Presence Of Fluids And Solid Particles (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
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】
れている球状の燃料要素を備えた高温ガス冷却一原子炉
、特に障害発生時に受動的な自己安定機能を行うペブル
ベット−原子炉に関する。
、特に障害発生時に受動的な自己安定機能を行うペブル
ベット−原子炉に関する。
球形の燃料要素を備えた高温ガス冷却−原子炉は公知で
ある。障害発生時に？ける安全処置に関しては色ルなや
り方が開発されている。比較的低出力の高温原子炉にあ
っては、障害発生時において「受動的な自己安定機能」
を達することができる。これｂの意味するところは、あ
らゆる能ｗＩ的な冷却系および除圧部が省略されていて
（分裂物質放出を阻止するのに超過してはならない）１
６００℃の温度が自然の熱導出によって維持されること
が可能であることを意味する。これにはイ固すのコアの
出力が約２５０ＭＷｔｈ に確実に制限されることが
必須要件である。
ある。障害発生時に？ける安全処置に関しては色ルなや
り方が開発されている。比較的低出力の高温原子炉にあ
っては、障害発生時において「受動的な自己安定機能」
を達することができる。これｂの意味するところは、あ
らゆる能ｗＩ的な冷却系および除圧部が省略されていて
（分裂物質放出を阻止するのに超過してはならない）１
６００℃の温度が自然の熱導出によって維持されること
が可能であることを意味する。これにはイ固すのコアの
出力が約２５０ＭＷｔｈ に確実に制限されることが
必須要件である。
したがって既に、軸方向の黒鉛柱を備えており、この黒
鉛柱の周囲に球形の燃料要素がほぼ環状に設けられてい
る変形コアータイプが公知になっている（ Ｋ、 Ｐｅ
ｔｅｒｓｅｎ等著” ＥｆｆｉｃｉｅｎｃｙＯｆ 工ｎ
ｈｅｒｅｎｔ ’Ｐｒｏｔｅｃｔｉｏｎ Ｍｅｃｈ
ａｎｉｓｍｓ ｆｏｒ ａｎ工ｒａｐｒｏ＄ｅｄＨ
ＴＲＳｍｆｅｔｙ Ｃｏｎｃｅｐｔ ” ＰａｐｅｒＰ
ｒ ｅ Ｓ ｅｎ ｔ ｅ ｄ ａ ｊ ’ｅ ）１
．ｅ Ｓ ｐ ＥＩ Ｃｉ ＋’１．１１８１； Ｓ
Ｍ ｅ ｅ ｔｌ ｎｇ ＯｎＧａ５−Ｃｏｏｌｅｄ
Ｒｅａｃｔｏｒ ５ａｆｅｔｙ ａｎｄ Ｌｉ
ｃｅｎｓｉｎｇＡｓｐｅｃｔｓ 、 Ｌａｕｓａｎ
ｎｅ、 １巻〜３巻、１９８０年９月参照〕。
鉛柱の周囲に球形の燃料要素がほぼ環状に設けられてい
る変形コアータイプが公知になっている（ Ｋ、 Ｐｅ
ｔｅｒｓｅｎ等著” ＥｆｆｉｃｉｅｎｃｙＯｆ 工ｎ
ｈｅｒｅｎｔ ’Ｐｒｏｔｅｃｔｉｏｎ Ｍｅｃｈ
ａｎｉｓｍｓ ｆｏｒ ａｎ工ｒａｐｒｏ＄ｅｄＨ
ＴＲＳｍｆｅｔｙ Ｃｏｎｃｅｐｔ ” ＰａｐｅｒＰ
ｒ ｅ Ｓ ｅｎ ｔ ｅ ｄ ａ ｊ ’ｅ ）１
．ｅ Ｓ ｐ ＥＩ Ｃｉ ＋’１．１１８１； Ｓ
Ｍ ｅ ｅ ｔｌ ｎｇ ＯｎＧａ５−Ｃｏｏｌｅｄ
Ｒｅａｃｔｏｒ ５ａｆｅｔｙ ａｎｄ Ｌｉ
ｃｅｎｓｉｎｇＡｓｐｅｃｔｓ 、 Ｌａｕｓａｎ
ｎｅ、 １巻〜３巻、１９８０年９月参照〕。
環状のコアを備えたこのような高温ガス冷却−原子炉は
出力３５０ＭＷｔｈｇよびそれ以上の出力用に構成され
てはいるが、その構造は機首であり、かつ中央柱の直径
の選択には多大の慎重さを必要とし、この際、高い中性
子束が絶えず作用ｊることにより長時間にわたっては強
度ばならない。
出力３５０ＭＷｔｈｇよびそれ以上の出力用に構成され
てはいるが、その構造は機首であり、かつ中央柱の直径
の選択には多大の慎重さを必要とし、この際、高い中性
子束が絶えず作用ｊることにより長時間にわたっては強
度ばならない。
こう云ったことから本発明は、特に異なる負荷条件に対
して確実な適合性を考慮した構造の簡略化と中央の黒鉛
核とほぼ環状の燃料要素配設とを備えた」二紀のような
高温ガス冷却−原子炉における長時間にわたる稼動で生
じる強度に関するトラブルの排除を達することを課題と
する。
して確実な適合性を考慮した構造の簡略化と中央の黒鉛
核とほぼ環状の燃料要素配設とを備えた」二紀のような
高温ガス冷却−原子炉における長時間にわたる稼動で生
じる強度に関するトラブルの排除を達することを課題と
する。
この課題を解決するため、冒頭に記載した様式の高温ガ
ス冷却−原子炉は本発明てより、黒鉛核が黒鉛球の堆積
物によって形成されていることを特徴とする。
ス冷却−原子炉は本発明てより、黒鉛核が黒鉛球の堆積
物によって形成されていることを特徴とする。
このような軸方向の黒鉛球領域によりコアの燃料要素の
最大温度が障害発生時にあってコンパクトな黒鉛柱によ
ると同じように制限される。
最大温度が障害発生時にあってコンパクトな黒鉛柱によ
ると同じように制限される。
し２かも後者に比して、構造がより簡略となり、球体に
よって形成されていてとにかく常に（特に燃料要素と共
に）変換できる黒鉛核の容易な制御可能性に対して極め
て良好に適合可能であり、したがって高速の中性子によ
る長時間にわたる作用による強度トラブルを憂慮する必
要がないと云う利点を持っている。
よって形成されていてとにかく常に（特に燃料要素と共
に）変換できる黒鉛核の容易な制御可能性に対して極め
て良好に適合可能であり、したがって高速の中性子によ
る長時間にわたる作用による強度トラブルを憂慮する必
要がないと云う利点を持っている。
本発明による炉タイプにあっては、燃料要素と共に中央
に？いて黒鉛球がコア内に堆積されており、これらの球
体はこのコア内でほぼ柱状の杉として係合し、活性領域
を移動し、燃料要素球と共に下端部で再び取出され、適
当な分離装置により再び回収される。
に？いて黒鉛球がコア内に堆積されており、これらの球
体はこのコア内でほぼ柱状の杉として係合し、活性領域
を移動し、燃料要素球と共に下端部で再び取出され、適
当な分離装置により再び回収される。
黒鉛核の直径はこの処置方法にあってＱ′１°変えるこ
とができ、またこの直径は球体堆積上方で球体排出高さ
を変えることにより？よび／又は黒鉛球体の排出率を変
えることにより変更可能である。これによって得られる
可撓性は原子炉安全性の改善に寄与する。黒鉛核の全コ
アにおける容量は普通約５〜１０％の範囲内にある。
とができ、またこの直径は球体堆積上方で球体排出高さ
を変えることにより？よび／又は黒鉛球体の排出率を変
えることにより変更可能である。これによって得られる
可撓性は原子炉安全性の改善に寄与する。黒鉛核の全コ
アにおける容量は普通約５〜１０％の範囲内にある。
更に自体公知の原子炉の本発明による構成にあっては、
例えば技術報告書ＧＭＴのＩＴＢ７８．２６３４．１（
１９８１年１０月１日〕から推察できるような全構成の
根本的な変更を必要としない。
例えば技術報告書ＧＭＴのＩＴＢ７８．２６３４．１（
１９８１年１０月１日〕から推察できるような全構成の
根本的な変更を必要としない。
はぼ環状に設けられた燃料要素を備えたこのような原子
炉は、黒鉛核の核の他に、公知様式で外部から燃刺要素
環体内に突出している黒鉛隆起片或いは黒鉛突起片を備
えており、これらは余熱のより以」二の導出と（突起の
内側での〕附加的な制御可能性をもたらす。
炉は、黒鉛核の核の他に、公知様式で外部から燃刺要素
環体内に突出している黒鉛隆起片或いは黒鉛突起片を備
えており、これらは余熱のより以」二の導出と（突起の
内側での〕附加的な制御可能性をもたらす。
特にこれらの突起片は同時に被覆反射体の被覆石を保護
する働きをし、はぼ被覆反射体の下側にまで達している
。環体内に突出している六つの突起片を設け、これらの
突起片が障害が発生した際被覆反射体の被覆を行うセグ
メントブロックを把持するようにするのが有利である。
する働きをし、はぼ被覆反射体の下側にまで達している
。環体内に突出している六つの突起片を設け、これらの
突起片が障害が発生した際被覆反射体の被覆を行うセグ
メントブロックを把持するようにするのが有利である。
黒鉛球から成る軸方向の黒鉛核を備えた本発明による原
子炉全体を冷却ガスが流過する。軸方向の出力低下を見
た場合−熱い環状の流れに四縁：されて比較的冷い軸方
向の流れ（この流れの割合いはもちろん僅かであり、約
５チである〕が生じている。ここでガス流が下方向に指
向している場合軸方向の「冷却ガス」を−いずれにしろ
成る程度の冷却ガス流を必要とする−球体排出管を介し
て別個下端部で導出できるか、或いは軸方向のＦよび同
側１方向の部分流の混合と誘起する乱流を発生させるた
めの（軸に近い吸引管内での流れの多重の転向部材）よ
うな手段をガス吸出領域内に設ける。もちろんこれら両
装置を同時に行うことも可能である。
子炉全体を冷却ガスが流過する。軸方向の出力低下を見
た場合−熱い環状の流れに四縁：されて比較的冷い軸方
向の流れ（この流れの割合いはもちろん僅かであり、約
５チである〕が生じている。ここでガス流が下方向に指
向している場合軸方向の「冷却ガス」を−いずれにしろ
成る程度の冷却ガス流を必要とする−球体排出管を介し
て別個下端部で導出できるか、或いは軸方向のＦよび同
側１方向の部分流の混合と誘起する乱流を発生させるた
めの（軸に近い吸引管内での流れの多重の転向部材）よ
うな手段をガス吸出領域内に設ける。もちろんこれら両
装置を同時に行うことも可能である。
ガス流が上方に指向している場合、軸方向の「冷却ガス
」を別個にブロアに通じる被覆反射体の中央部の通路を
介して別個に導出することができる。（残りのっガス流
はこの場合所望により附加的に乱流を誘起させる手段に
より被覆反射体内で混合することが可能である。
」を別個にブロアに通じる被覆反射体の中央部の通路を
介して別個に導出することができる。（残りのっガス流
はこの場合所望により附加的に乱流を誘起させる手段に
より被覆反射体内で混合することが可能である。
以下に添付図面に図示した実施例につき本発明を詳説す
る。
る。
第１図により原子炉のコアは黒鉛球体から成る黒鉛核１
を備えて左り、この黒鉛核は黒鉛突起片３が突出してい
る燃料要素から成る環体２により囲繞されている。＠方
向の冷却ガスは球体排出管４を介して直接ブロア５に達
し、一方熱いガスは甲状の領域から導管もしくは管路６
を通って蒸気発生器Ｚ内に流れる。
を備えて左り、この黒鉛核は黒鉛突起片３が突出してい
る燃料要素から成る環体２により囲繞されている。＠方
向の冷却ガスは球体排出管４を介して直接ブロア５に達
し、一方熱いガスは甲状の領域から導管もしくは管路６
を通って蒸気発生器Ｚ内に流れる。
第２図に図示した装置にあっては、冷却ガスは上方へと
コアを通って流れる。軸方向の比較的冷いガス流は直接
被覆反射体８内に設げられている開口９（場合によって
は狭あい部１ｏを備えた）を介してブロア５に達し、一
方残りのガスは位置ずれしている（適当な混合作用を有
する９通路１１を介して蒸気発生器へと流れる。
コアを通って流れる。軸方向の比較的冷いガス流は直接
被覆反射体８内に設げられている開口９（場合によって
は狭あい部１ｏを備えた）を介してブロア５に達し、一
方残りのガスは位置ずれしている（適当な混合作用を有
する９通路１１を介して蒸気発生器へと流れる。
場合によっては、軸方向の流れのための制御子。
段が反射体の上方に設けられる。
第３図は六つの半径方向の黒鉛隆起片或いは黒鉛突起片
３を示している。これらの黒鉛片は、球体から形成され
た黒鉛核を同軸方向で囲繞している燃料要素が占めてい
る環状領域２内に突出している。図面の右−には軸方向
の被覆度封体の開口９と通路１１が認められる。
３を示している。これらの黒鉛片は、球体から形成され
た黒鉛核を同軸方向で囲繞している燃料要素が占めてい
る環状領域２内に突出している。図面の右−には軸方向
の被覆度封体の開口９と通路１１が認められる。
これら六つの黒鉛突起片３は、第４図に示したように、
被覆反射体８の２４個の被覆石を担持している。
被覆反射体８の２４個の被覆石を担持している。
軸方向の黒鉛球体と六つの黒鉛突起片とを備えた上記様
式の原子炉は５００〜６００ ＭＷｔｈの出力用に構成
される。
式の原子炉は５００〜６００ ＭＷｔｈの出力用に構成
される。
第１図はガス流が下方へと指向している原子炉のコア領
域の軸方向断面図、 第２図はガス流が上方へと指向している原子炉のコア領
域の軸方向断面図、 第６図は被覆反射体を部分平面図で一緒に示した軸線に
対して垂直方向でのコア？よび反射体の断面図、 第４図は被覆石の支持様式を示す図。 図中符号は、 １・・・黒鉛核 ２・・・燃料髪素環体 ３・・・黒鉛突起片 ４・・・球体排出管 ５・・・ブロア ６・・・管路 ７・・・蒸気発生器 ８・・・被覆反射体 ９・・・開口 １０・・・狭あい部 １１・・・通路 ：′・−１ し−−−ニー ・
域の軸方向断面図、 第２図はガス流が上方へと指向している原子炉のコア領
域の軸方向断面図、 第６図は被覆反射体を部分平面図で一緒に示した軸線に
対して垂直方向でのコア？よび反射体の断面図、 第４図は被覆石の支持様式を示す図。 図中符号は、 １・・・黒鉛核 ２・・・燃料髪素環体 ３・・・黒鉛突起片 ４・・・球体排出管 ５・・・ブロア ６・・・管路 ７・・・蒸気発生器 ８・・・被覆反射体 ９・・・開口 １０・・・狭あい部 １１・・・通路 ：′・−１ し−−−ニー ・
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ はぼ環状に黒鉛核の周囲に設けられている球状の燃
料要素を備えた高温ガス冷却−原子炉において、黒鉛核
（１）が黒鉛球体の堆積によって形成されている、上記
原子炉。 ２ 黒鉛核直径を変えるための球体堆積体からの間隔が
可変な２よび／又は球体排出率が可変な黒鉛球体排出口
を備えている、前記特許請求の範囲第１項に記載の原子
炉。 ３、 はぼ被覆反射体（８）にまで達し、場合によって
は陥没する被覆反射石を支持しかつ反射体から燃料要素
環体（２〕内に突出している特に六つの黒鉛隆起片もし
くは黒鉛突起片（３〕が設けられている、前記特許請求
の範囲第１項或いは第２項に記載の原子炉。 ４ 球体排出管（４）或いは被覆反射体（８）内の軸方
向の通路（９）を介して行われる冷却ガス用の別個の軸
方向での排出部および／又は軸方向のおよび同軸方向の
部分流を混合するための乱流を誘起させる手段がガス吸
出領域内に設けられている、特許請求の範囲第１項から
第３項までのうちのいずれか一つに記載の原子炉。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| DE3149794A DE3149794C1 (de) | 1981-12-16 | 1981-12-16 | Kugelhaufen-Kernreaktor mit kugelfoermigen Brennelementen |
| DE31497942 | 1981-12-16 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS58106491A true JPS58106491A (ja) | 1983-06-24 |
| JPH0464037B2 JPH0464037B2 (ja) | 1992-10-13 |
Family
ID=6148857
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP57217126A Granted JPS58106491A (ja) | 1981-12-16 | 1982-12-13 | 障害発生時における受動的な自己安定機能を持つペブルベツト−原子炉 |
Country Status (4)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US4642214A (ja) |
| EP (1) | EP0081778B1 (ja) |
| JP (1) | JPS58106491A (ja) |
| DE (1) | DE3149794C1 (ja) |
Families Citing this family (10)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DE3335451A1 (de) * | 1983-09-30 | 1985-04-18 | Hochtemperatur-Reaktorbau GmbH, 4600 Dortmund | Kernreaktoranlage |
| DE3446141A1 (de) * | 1984-12-18 | 1986-06-19 | Hochtemperatur-Reaktorbau GmbH, 4600 Dortmund | In einem stahldruckbehaelter untergebrachte kernreaktoranlage mit einem gasgekuehlten ht-kleinreaktor |
| DE3534422A1 (de) * | 1985-09-27 | 1987-04-09 | Hochtemperatur Reaktorbau Gmbh | Unterirdisch in der kaverne eines zylindrischen druckbehaelters angeordneter kernreaktor niedriger leistung |
| DE3601749A1 (de) * | 1986-01-22 | 1987-07-23 | Hochtemperatur Reaktorbau Gmbh | Graphit-seitenreflektor |
| DE3601748A1 (de) * | 1986-01-22 | 1987-07-23 | Hochtemperatur Reaktorbau Gmbh | Keramische einbauten |
| DE3601750A1 (de) * | 1986-01-22 | 1987-07-23 | Hochtemperatur Reaktorbau Gmbh | Keramische einbauten |
| DE4029151C1 (ja) * | 1990-09-14 | 1992-03-05 | Hochtemperatur-Reaktorbau Gmbh, 4600 Dortmund, De | |
| DE19547652C1 (de) * | 1995-12-20 | 1997-03-06 | Forschungszentrum Juelich Gmbh | Kugelhaufenreaktor |
| EP1295299A1 (en) * | 2000-06-29 | 2003-03-26 | Eskom | Nuclear plant |
| US6865245B2 (en) * | 2002-10-03 | 2005-03-08 | Massachusetts Institute Of Technology | Guide ring to control granular mixing in a pebble-bed nuclear reactor |
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| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
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| CA633107A (en) * | 1961-12-19 | B. Ellis Cecil | Method and apparatus for the production of heat from the nuclear energy of fissionable chain reactions | |
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| GB821607A (en) * | 1948-06-15 | 1959-10-14 | Atomic Energy Authority Uk | Improvements in or relating to nuclear reactors |
| FR80481E (fr) * | 1956-05-17 | 1963-05-03 | Brown | Réalisation de réactions nucléaires dans un réacteur surgénérateur |
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| DE1274748B (de) * | 1964-04-28 | 1968-08-08 | Brown Boveri Krupp Reaktor | Hochtemperatur-Kernreaktor mit Brennstoffelement-Schuettung |
| GB1135396A (en) * | 1965-08-05 | 1968-12-04 | Atomic Energy Authority Uk | Improvements in or relating to fluid cooled nuclear reactors |
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| BE732545A (ja) * | 1968-05-08 | 1969-10-16 | ||
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-
1981
- 1981-12-16 DE DE3149794A patent/DE3149794C1/de not_active Expired
-
1982
- 1982-12-04 EP EP82111242A patent/EP0081778B1/de not_active Expired
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| Publication number | Publication date |
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