JPS587199B2 - トジタレイキヤクガスジユンカンオユウスル ゲンシリヨクハツデンシヨ - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 この発明は閉じた冷却ガス循環を有する原子発電所に関
し、それでは高温原子炉、ガスタービンセント、復熱室
と予冷却器からなる熱交換器、ならびに個々の構成部分
間にガスを導く導管がプレストレストコンクリート圧力
容器（一容器構造）の中に収容されている。

この種の設備は、エネルギが２次循環に送り出される他
の周知の形式の核エネルギ設備に較べて明白な利点を示
し、それらはガスタービンの利点である簡単さを循環設
備のよい効率に結び付ける。

原子炉と付属の循環構成部分と一緒のガスタービンセッ
トを１つの共通な圧力容器（一体構造の）内に配置する
ことにより個々の放射能ガスの通る装置部分間の特別な
接続要素が省略され、そのことが高温原子炉の建造と運
転に直接非常に有利な影響を及ぼす。

それゆえに一体構造は特定のエネルギ設備の１つの全系
列において好まれる。

それでたとえばドイツ国公告公報第１１５６９０３号は
最初に述べた種類の原動機装置を示し、それは車両用と
して使用されそれゆえ非常に小形な構造を有している。

この場合タービンと圧縮機は２つの互に対向する原子炉
心部の前面に配置され、その際原子炉心部を貫通する共
通軸は中空軸として形成されそして中間冷却器は原子炉
心部と圧力容器壁との間の環状空間内に収容されている
。

この小形化構造により、使用されるタービンは保守を必
要としないということが目標とされ、そしてそれゆえに
タービンと他の循環構成部分の取外し可能性が放棄され
る。

ドイツ国公開公報第２００５２０８号に公開された原子
炉は類似の構造を示し、この場合には圧力容器の内部に
だけその前面側で開いた圧力外被が備えられ、その外被
が圧力容器内壁から離れていてその結果形成された空間
に熱交換器が収容されることができる。

ドイツ国公開公報第２０２８７３６号には同じく閉じた
冷却ガス循環を備えた原子力発電所が記載されている。

この場合は２容器構造の原子力発電所に関していて、そ
れにおいては装入装置と制御装置の簡単な構造を達成す
るためにガスタービンおよびガス循環路内に配置された
機器はコンクリート圧力容器から隔離されプレストレス
トコンクリートで形成された１つの機械ブロック内に収
容されている。

ドイツ国公告公報第１６１４６１０号に公告された２つ
の閉じられた気密空間、その中の１つは原子炉を収容し
他は機械室の役をする、を備えたコンクリート容器が類
似の構造を示している。

作業媒体は、２つの気密空間の間の隔壁を貫通する導管
の中を原子炉からタービンへそして圧縮機から原子炉心
下部の環状空間へもどるように導かれる。

このいわゆるイグル（Ｉｇｌｕ）構造は実施が技術的に
困難であり、そして原子力発電設備が配置原理上非常に
不経済である。

ドイツ国公開公報第２０６２９３４号においては同じく
集積構造のガス冷却原子炉が開示され、それでは原子炉
心部を囲む圧力容器の壁内の１つの空所内にガスタービ
ンが収容されている。

原子炉心に導かれるべき冷たい冷却ガスの一部はバイパ
ス装置を通って脇に導かれて原子炉心から出て来る熱い
冷却ガスと直接混合される。

始めに述べた種類のさらに別の核反応炉設備は最後にさ
らにドイツ国公開公報第１７６４２４９号に記載され、
それにおいては核反応炉およびすべての循環路構成部分
はコンククリート圧力容器内部に間隔を置いて垂直に平
行な複数の気密な穴内に外部から接近可能に配置されそ
して冷却媒体用の流通路は圧力容器の壁だけでなく個々
の穴間にもまた備えられている。

この場合冷却媒体は非常に大きな流れ道程を経なければ
ならず、そして全設備は比較的大きな１つの圧力容器を
必要とする。

この技術の水準からこの発明は出発し、その際すべての
構成部分の特別な配置によって周知の原子力発電所の欠
点を克服しそしてこのような原子力発電所の小形な構造
ならびにすべての構成部分の接近可能性を可能にするこ
とを課題として設定した。

この課題はこの発明により１つの空洞の中央に配置され
た原子炉の下方の水平通洞内にガスタービンセットが設
備されること、復熱器と冷却器を収容するために原子炉
空洞を中心とする１つの円上に対称に配置されたいくつ
かの立て坑が設けられること、復熱器の後に接続された
予冷却器が場合によってこれらの垂直上方または下方に
収容されること、ガス用導管が個々の構成部分間に直線
状にしかも本質的には水平または垂直に導かれその際垂
直なガス導管が立て坑として形成されること、高圧ガス
を導くために水平接続を有する多数の立て坑が設けられ
ることと低圧ガスを導くためにタービン通洞の下方に一
重のガス導管からなる導管系が水平に敷設されることに
より課題が解決された。

この発明による原子力発電所において実現される原理は
次のように短く要約できる。

（１）プレストレストコンクリート容器の著しく対称的
な構造、 （２）立て坑としての垂直なガス導路の形成、（３）主
循環の個々の構成部分間の直接かつ直線状のガス導路、 （４）共軸のガス導管の利用、それによって正常運転中
に共軸ガス流れ間に小さな圧力差しか生じない、 （５）熱ガス流れが、外側を冷たい循環ガスがかこんで
流れる圧力ケーシングを備えプレストレストコンクリー
ト容器内に自由に敷設され断熱された１つの導管系内で
共軸に導かれること、（６）点検、保守、修理および取
外しのために外部からまたは容器締結品の取外し後プレ
ストレストコンクリート容器内に組込まれた取付品たと
えばガス導管、熱交換器、取付け装備品、熱しゃ断ケー
シングその他に対する十分な接近容易性。

すべての立て坑、ガス導路および主循環の構成部品はプ
レストレストコンクリート容器カバーの除去後幾何学的
に接近可能なので検査、保守および修理目的のために遠
隔操作が利用できる。

このよい接近可能性は、比較的大きなコンクリート管路
、直接の直線的ガス導管および立て坑としての垂直なガ
ス導路の形成から生ずるが共軸ガス導管によって制限さ
れる。

ただ１つのコンクリート導路の中に２つのガス導管系を
配置することにより主循環の小型化構造が可能になり、
その結果プレストレストコンクリート容器の寸法が比較
的小さく維持されることができる。

個々の構成部分の配置は、その配置が各所望の出力上昇
の際に維持されることができるように選ばれている。

すなわちより大きいまたはより小さい出力単位の補間が
困難なしに可能であり、そのことは新しい原子炉の開発
の際たいへん重要である。

ガスタービンセットはとくに１つの水平な通洞に配置さ
れ、その通洞は中性子放射に対してタービンセットが十
分なしゃへいを保証されるだけの距離原子炉から離され
ている。

タービンセットの据付けおよび取外しのためにいわゆる
すべり込み構造が備えられている。

１軸装置は多軸装置に比較して決定的な利点を有するの
でタービンセットは１軸構造に設計されている。

すなわちそれの運転特性と制御特性はよく見通すことが
でき試験済みである、プレストレストコンクリートを貫
通するただ１つの軸パッキンだけが必要で、しかもその
上１軸装置の原価はより低廉である。

タービンセットは発電機とかたく給合される。

原子炉からぐる熱ガスは最初４つの半径方向の連結ソケ
ット管を通って導かれ次に立て坑として形成された垂直
の熱ガス導管と４つの水平熱ガス導管を通って対称に配
置されたタービン入口ソケット管に流入する。

４つの半径方向原子炉連結ソケット管は黒鉛外装ととも
に立て坑として形成された垂直のガス導管にまで達する
。

タービン排気（約５００℃）はまず１つの垂直ソケット
管内を下方に向かって流れ、その下部で低圧ガス用の水
平導管系にはいる。

分配器と共軸結合導管を経由してそれは復熱室と予冷却
器を含む立て坑に分配され復熱室内に到達し、復熱室の
外被側を流れ過ぎる。

容いてガスは同じく予冷却器の外被側を通して導かれ水
平導管系に還流する。

その際ガスは今度は（還流の際）共軸の結合導管の外側
のガス導管を通して導かれ、一方ガスは復熱室への送り
の際共軸の結合導管の内部ガス導管を通して導かれる。

つまり約５００℃のタービン排気導管は全体にわたって
冷たいガスが周囲を流れそのためにガス導管に対してご
くわずかの温度負荷しか生じないように共軸結合導管系
は構成されている。

水平導管系の集合器から冷ガス（３０℃）は１つの円筒
状の垂直立て坑内の多数の１重の水平ガス導管を経由し
て、その立て坑からガスは圧縮器の低圧部分にはいる。

ここでガスは３６ｂａｒに圧縮される。

この発明の有利な実施例においては６つの復熱室が備え
られ、それらは１対ずつそれぞれ１つの共軸の結合導管
を通じて集合器と分配器に接続されている。

付属予冷却器はその際そのつと対応する復熱室の垂直下
方に配置されている。

圧縮ガスを復熱室へもどすことは６個のガス導管を通し
て実行され、その際これらの導管のうちの４個の重要な
部分が原子炉からタービンへ走る垂直ガス導管に共軸に
導かれる。

比較的冷たい高圧ガス（１２５℃）はこのようにして原
子炉とタービン間の４つの高温ガス導管を取り囲む。

原子力発電所の効率を高めるために所望により主循環の
中に１つの中間冷却装置が設けられ、その装置は同じく
垂直に適切に配置された立て坑内に収容され、それらの
立て坑は原子炉空洞のまわりの同一円上に、復熱室およ
び予冷却器収容用の立て坑と同様にこれらに対して対称
的に配置されている。

中間冷却器は２つのグループにまとめられその結果各グ
ループは１つの立て坑内で上下に重なり合って設置され
た２つの中間冷却器を含んでいる。

２つの共軸導管が圧縮機の低圧部分から２つの上下に重
なった中間冷却器を備えた２つの立て坑へ行く。

外方管の中でガスは立て坑へ流れ去り、その立て坑で上
方と下方に向かう部分流に分けられ中間冷却器を通過後
２つの共軸導管の内管の中を通って圧縮機の高圧部分へ
もどる。

プレストンストコンクリート容器内の構成部品収容のた
めに設けられた空所（原子炉空洞、水平なタービン通洞
、熱交換器、ガス導管および制御系用の立て坑）はつご
うよく気密な鋼ライナで形成されている。

発生する圧力負荷はコンクリートにより受けられ、コン
クリート内で許容できない高温度を避けるためにライナ
は水で冷却され、さらにそのほかに保温材たとえば保温
外被を備えている。

すでに示唆したように中間冷却器は装置の効率の改良に
役立つ。

しかしながら原子炉装置において、他の一連の利点と引
換えに、中間冷却器の省略による効率の低下が受入れら
れることも考えられる。

実際的利点に次のように要約される：プレストレストコ
ンクリートの小形化、高価な装置部品（中間冷却器自身
のほかになお鋼ライナ、ガス導管および分解用装置）の
省略、冷却系統の小形化および循環圧力損失の減少。

このような原子炉装置においては圧縮機から出たガス流
れが直接復熱室に導かれる。

プレストレストコンクリート容器の内部にまた１つの後
熱放散装置がつごうよく備えられ、その装置は知られた
やり方で復熱室を備えたあるいは復熱室なしの送風機と
１つの冷却器から成立っている。

この主循環から独立な非常用冷却装置はここに備えられ
た１軸ガスタービン装置によってタービンセットの操業
中止、停止時間中および故障の場合に原子炉熱の放散を
保証する。

４×５０％（５０％の後熱放散能力のある復熱室、送風
室、冷却器から成る要素４組から成る）後熱放散装置は
原子炉空洞のまわりに対称に配置された４つの垂直立て
坑内に収容されている。

故障の場合主循環内の可能なバイパスが許されそれゆえ
に安全遮断弁が不要であるように設計されている。

また原子炉の隔離に必要なすべての主循環付属品は適切
にプレストレストコンクリートの内部に、それも同じく
垂直に立て坑内に収容され、それによって装置の安全性
と小形化が増加する。

その際付属品の配置は外から接近可能であるように選ば
れる。

放射性ガスが通るすべての装置部分は１つの安全容器内
につごうよく集積され、その安全容器は原子力発電所の
運転中見廻り可能で、保守および修理が必要な装置部分
の組立用の必要な組立開口を含んでいる。

プレストレストコンクリート容器が安全容器の中心に配
置され、他方それの上方部分に構成部分取外し用の旋回
クレーンが備えられている。

出力１０００ＭＷの原子力発電所において、ガスタービ
ン装置とかたく連結された発電機を収容するため安全容
器はつごうよく円筒状の空所を備え、その空所は簡単な
カバーで耐圧的にかつ気密に閉じることができる。

その発電機はそれの基礎と共に空所内に挿入されそして
必要な場合には再び分解される。

以下この発明による原子力発電所の実施例を添付図面を
参照して説明する。

第１図および第２図は鉄筋コンクリートでできた耐圧安
全容器１を示し、その容器は円筒状に設計され上部密閉
用の球状頭蓋２を有する。

安全容器１内の中央部に同じく円筒状の内側圧力容器す
なわちプレストレストコンクリート容器３が配置され、
その容器３は１つの高温原子炉４ならびにそのほか以下
で説明する主循環構成部分（タービンセット、熱交換器
、ガス導路）を囲んでいる。

安全容器１の内部にはまたすべての放射能ガスを導く補
助装置ならびに主循環構成部品の分解に必要な装置が収
容されている。

これらのうち図には主つり上げ装置としての役をする１
つの旋回クレーン５だけが図示されていて、そのクレー
ンは球状頭蓋３の開始部の下の平面内で移動可能に配置
されている。

それの動作半径は安全容器１内に存在するすべての構成
要素がそのクレーンで分解できる程度に大きい。

１つの空洞６内に組込まれた高温原子炉４は黒鉛減速、
ヘリウム冷却、球堆積原子炉として設計され、それが原
子炉心部の底にある円すい７とそれに接続された球排出
管８ならびにつり下げられたカバー反射体９によって輪
郭だけが示されている。

原子炉の底の下部に球堆積から出て来た加熱されたガス
を収容するための熱ガス集合室１０がある。

６個の入口ソケットと４個の出口ソケットを経由して（
さらに以下を見よ）原子炉４は残りの主循環系に接続さ
れている。

高温原子炉４の垂直下方にかつこれから十分な間隔を置
いて、確実な遮蔽を行なうためにプレストレストコンク
リート容器３内に１つの水平通洞すなわち横坑１１が作
られていて、その通洞内に１軸のガスタービン１２なら
びに高圧および低圧圧縮機１３，１４が収容されていて
、それらは１つの共通軸１５に取付けられている。

タービンと圧縮機は組立ての際１つのユニットとして１
つのレール上を水平通洞１１内に運び込まれる（いわゆ
る挿入構造）。

安全容器１の円筒状空所１７内に取外し可能に設置され
た１つの発電機１６はガスタービンにかたく結合されて
いる。

円筒状空所１７は端板６３で気密かつ耐圧的に閉じられ
ている。

熱ガス集合室１０から４個の半径方向接続ソケット１８
が垂直立て坑として形成された熱ガス導管１９に１つず
つ進み、その導管は１つずつ水平なガス導管２０を介し
てタービン１２の４個の対称的に配置された入口ソケッ
ト２１と結合されている。

４個の半径方向原子炉接続ソケット１８（それらを通し
て８５０℃に加熱されたヘリウムがタービン１２に導か
れる）は原子炉の黒鉛外装２２とともに垂直な熱ガス導
管１９に達する。

このことは４個の部分から組立てられた熱ガス導管１９
の取付けと取外しを容易にする。

原子炉空洞６の周りの１つの円上に相互に対称的な配置
で８個の垂直立て坑２３，２４，・・・３０が備えられ
、それらの立て坑はプレストレストコンクリート容器３
の縁と十分な距離を置いてこれをほとんどその全長にわ
たって横断している。

この大きな穴は耐破裂性のカバー、それは２重に固定さ
れている、で密閉されている。

耐破裂性のカバーは第３図においてプレストレストコン
クリート容器３の頂部と底部に認められるであろう。

６個のこれらの立て坑、すなわち立て抗２３，２４・・
・２８内で原子炉４の高さにそれぞれ１つの復熱室３１
が取付けられていて、かつ各復熱室にはその垂直方向下
方に配置された１つの予冷却器３２が後に接続されてい
る。

なお残りの２つの立て坑２９と３０は、圧縮機の機能を
向上させる目的のために高圧及び低圧圧縮器１３．１４
の間に接続され１対ずつ上下に重ねて２つの立て坑内に
設置された４個の中間冷却器３３を収容するためである
。

この中間冷却器３３は上記目的のために使用される場合
がしばしばあるので、この実施例ではこれを使用するも
のについて説明する。

管束の３角形配分を有する要素構造の逆流器として６個
の復熱室は設計されているので個々の欠陥のある隔室の
取外しが可能である。

予冷却器３２ならびに中間冷却器３３はらせん構造に製
作され、その構造がプレストレストコンクリート容器３
の外部での個々の管または範囲の圧力試験および閉塞の
実施を可能にする。

このよく知られた試験済みの構成要素の使用によりそれ
まで熱交換器に対する高い信頼性が生ずる。

タービンから出た低圧ガスの分配系すなわち分配手段お
よび集合器系すなわち集合手段はタービン通洞１１の下
部に水平に配置される。

約５００℃のタービン排気はまず垂直のソケット管３４
内を下に向けて１つの分配器３５へならびに２つの共軸
の結合導管３６を通って２個の別の分配器３７へ流れる
。

各分配器には２つの共軸の結合導管３８が接続され、そ
れらの導管はガスを６個の立て坑２３，２４・・・２８
に分配する。

その際ガスは共軸の結合導管３６，３８の内方ガス導管
を通って流れる。

ガスは立て坑内で予冷却器３２を通して導かれる中央管
３９の中で下方から復熱室３１内に達しその復熱室では
ガスは外被側を貫流する。

それによってガスは約１６０℃に冷却される。

復熱室３１の上部の集合室４０内で１８０°だけ向きを
変えた後ガスは復熱室と立て坑壁との間の環状すき間４
１を予冷却器３２へ導かれ、予冷却器でガスは同じく外
被側を貫流する。

約３０℃に冷却されたガスは今度は共軸結合導管３８の
外方ガス通路に入りそして分配器３５，３７と共軸に配
置された３つの集合器４２，４３に達し、より厳密にい
えば、外方ガス導管は集合器として内方導管は分配器と
して働く。

タービン通洞１１の下部の全体の導管系は約５００℃の
タービン排気導管をいたる所で冷ガスを囲んで流れその
結果コンクリートに対して温度負荷が生じないように構
成されている。

共軸ガス導路は（プレストレストコンクリート容器内の
すべての他の空所もまた同様に）気密な鋼ライナでかこ
まれ、それらのライナは１つの内部断熱材を備えて水で
冷却されている。

ライナに対してもまたわずかな温度負荷しか生じないの
で熱ガス流れはその時その時により冷たいガス流れにか
こまれている。

共軸ガス流れ間の圧力差は正常運転においてガス導管に
応じて０．７−４ｂａｒに達する。

ライナの内部で自由に移動される管路はそれゆえ比較的
わずかな圧力応力しか生じない。

外部ガス流れの圧力はライナを介してコンクリートで受
けられる。

冷ガスは集合器４２，４３から２つの簡単な水平ガス導
路４４を通って１つの垂直円筒状ダクト４５内に達し、
そこからそれは低圧圧縮機１４にはいりそこで３６ｂａ
ｒに圧縮される。

低圧圧縮機１４から２つの同軸導管４６が両方の立て坑
２９，３０に行き、その中には４個の中間冷却器３３が
設置されている。

ヘリウムは約１２５℃で外方導管中を両方の立て抗へと
流れ、そこでそれは１つは上方へ１つは下方へ向かう部
分流れに分割される。

両方の部分流れは立て坑と中間冷却器間にある環状すき
ま４７を貫流し、４個の中間冷却器を外被側で流れ通り
、両方が互に上下に配置された中間冷却器の間の領域４
８内でそのつど共軸導管４６の内管の中にはいる。

これらの管路を経て３０℃に冷却されたガスは高圧圧縮
機１３に到達する。

ここで６４ｂａｒに圧縮されたガスは高圧圧縮機１３か
ら空洞４９の中に導かれ、その空洞はタービンハウジン
グとタービン入口ソケット管２１を囲んでいる。

だいたい垂直に走る２つの１重ガス管５０と立て坑を形
成する熱ガス導路１９に部分的に共軸に導かれる４個の
ガス導管５１の中を高圧ガスが復熱室３１の分配ヘッド
５２へ流れる。

原子炉４とタービン１２との間の４個の熱ガス導管１９
はだから比較的冷たい（１２５℃）高圧ガスによりかこ
まれているのでライナとコンクリートは高い温度をほと
んど負荷されない。

ヘリウムは分配ヘッド５２から復熱室３１の管束を通っ
て流れ外被側を逆方向に流れるタービン排気によって約
４５０℃に加熱され、そして分配器ヘッド５２の上方に
設けられた復熱室３１の集合ヘッド５３に還流する。

高圧冷ガス導管５０，５１内に部分的に配置された６個
の導管５４を経て加熱されたガスは結局原子炉４の冷ガ
ス集合室５５に再びもどる。

ヘリウムは再び原子炉にはいる前にそれは熱遮蔽板と反
射体構造の間に沿って流れ、それによってヘリウムはこ
の構造部分（図示されていない）を冷却する。

それからカバー反射体９を通過してガスは球堆積の上部
空間５６内に到達しそしてここから球堆積の中へ侵入す
る。

原子炉空洞６に対称にそして立て坑２３，２４・・・３
０と同一円上に配置された４つの垂直な立て坑５７内に
復熱室３１と同一高さに１つのそれ自身よく知られた４
×５０％の後熱放散系５８が取付けられ、その系は送風
機、復熱室および冷却器から組立てられている。

後熱放散系５８はこの発明の対象ではないのでこれらの
構成部品は詳細に図示されていない。

後熱放散系５８は熱ガス導管５９から熱ガスを取去りそ
れを復熱室で約４５０℃にそして冷却器で最終的に約５
０℃に冷却し、そして送風機による圧力上昇で約７０℃
に温度上昇を生じさせる。

圧縮されたガスは再び中央管を通って復熱室に流入し、
その中でガスは４００℃に加熱され管路６０を通って原
子炉４に冷ガス側に再び送られる。

原子炉４を残りの主循環から分離することができるため
に遮断弁６１が備えられ、その弁は原子炉入口導管５４
および熱ガス導管１９に取付けられている。

それによってそれらでの修理と保守作業が実施でき、遮
断弁６１（それらの弁が上方から接近できる冷ガス導管
５０，５１用の立て坑に取付けられていない限り）は垂
直な立て坑６２を通って接近できる。

以下にもう一度主循環とタービン循環を関連させて要約
して説明しよう。

作業工程は６４．３ｂａｒの最高工程圧力と１９．９ｂ
ａｒの最低工程圧力の間で生ずる；工程温度は上限８５
０℃と下限３０℃の間を動く。

ガスは熱ガス側では８５０℃および６０ｂａｒで直接熱
ガス集合室１０から４個の熱ガス導管１９を通ってガス
タービン１２の４個の入口ソケット管２１へ流入する。

タービン１２内で作業ガスは２０．７ｂａｒに膨張しそ
して約５００℃の温度で共軸結合導管３８と中央管３９
を通って復熱室３１にはいり、復熱室ではガスは外被側
を貫流する。

その際ガスは、復熱室３１の高圧側を流れる冷たいガス
で約１６０℃に冷却され予冷却器３２に導かれる。

ここでガスは最低工程温度の３０℃に再冷却されて集合
器４２，４３によって集められ、それからガス導路４４
とダクト４５を通って低圧圧縮機１４に導かれる。

低圧圧縮機１４内で作業ガスは３ ６ｂａｒの作業圧力
に上昇させられ、１２５．６℃の温度で共軸導管４６を
通って中間冷却器３３の外被側に導かれる。

そこでガスは再び３０℃に冷却され、共軸導管４６の内
管を貫流してそして３５．８ｂａｒの作業圧力で高圧圧
縮機１３にはいる。

ここで作業ガスは最大作業圧力６４．３ｂａｒに昇圧さ
れ冷ガス導管５０，５１を通って分配器ヘッド５２へ導
かれ、それらのヘッドはガスを１２５．６℃の温度で復
熱室３１の管束に分配する。

復熱室の低圧側から導かれる熱で高圧ガスは結局４５５
．２℃の温度にされ、その後導路５４を通って高温原子
炉の冷ガス集合室５５に直接導かれる。

【図面の簡単な説明】

図面はすべてこの発明による原子力発電所の実施例の略
図であって、第１図は第２図の線■−■に沿う垂直断面
図、第２図は第３図の線■−■に沿う水平断面図、第３
図は第４図の線■一■に治う垂直断面図、第４図は第３
図の線■−■に沿う水平断面図である。 ３・・・プレストレストコンクリート容器、４・・・高
温原子炉、６・・・原子炉空洞、１１・・・タービン通
洞、１２・・・ガスタービン、１３・・・高圧圧縮機、
１４・・・低圧圧縮器、１８，２０・・・水平ガス導路
、２３−３０・・・立て坑、３１・・・復熱室、３２・
・・予冷却器、３３・・・中間冷却器、３５，３７・・
・分配器、１９，５０，５１・・・垂直ガス導路、３６
，３８・・・共軸結合導管、４２．４３・・・集合器、
４４・・・１重ガス導管。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １ ほぼシリンダ状に形成された内側圧力容器すなわち
   プレストレストコンクリート圧力容器と；上記プレスト
   レストコンクリート圧力容器のほぼ中心部に形成された
   空洞の中に配置され高温原子炉と； ガスタービンと上記ガスタービンの軸に取付けられたコ
   ンプレツサを具備し、上器圧力容器の中に上記原子炉の
   下方にほぼ水平に設けられた水平通洞内に装着されたガ
   スタービンセットと；複数個の第１の熱交換器手段すな
   わち復熱室と少くとも１個の第２の熱交換手段すなわち
   予冷却器からなり、上記圧力容器の壁部の中に上記原子
   炉の周囲に、半径方向に間隔をおいてほぼ垂直に形成さ
   れた複数個の立て坑の中に装着された複数個の熱交換器
   手段と； 上記原子炉と上記ガスタービンを結合する水平接続部分
   と、該水平接続部分を接続する垂直導路含み、上記原子
   炉と上記タービンを結合する複数個の高温ガス導路手段
   と； 上記ガスタービンセットの下方で上記内側圧力容器の底
   壁の中にほぼ水平に向けて取付けられ、ガスタービンか
   らの排気ガスを分配する分配手段と、冷却ガスを集める
   集合手段を具備する分配・集合手段で、上記配分・集合
   手段がガスタービンの排気ガスを複数個の第１の熱交換
   手段の１個に送る内方導管手段を備えた分配手段と上記
   内方導管手段と同軸に形成され冷却されたガスを上記第
   １の熱交換手段のそれぞれから集結点へ送る外方導管手
   段を備えた集合手段を有し、上記導管手段がほぼ水平方
   向及び垂直方向に配置された部分を有し、上記分配手段
   と上記集合手段が互にほぼ同軸に配置されている上記シ
   ステムと； 上記集合点から冷却されたガスを上記原子炉へ送る手段
   であって、上記高温ガス導路手段の数と少くとも同数の
   垂直方向に延出する冷却ガス導路手段を含み、上記垂直
   の冷却ガス導路手段の１個が同軸的に各高温ガス導路手
   段の垂直部分の周囲を囲み、よって高温のガスを通す上
   記導路のそれぞれが同軸に配置された導路の中を流れる
   低温のガスによって包囲されているように形成された、
   上記冷却されたガスを原子炉へ送る手段 を具備する原子力発電所。