JPS598798B2 - 原子炉における天井張り反射体の冷却方法 - Google Patents

原子炉における天井張り反射体の冷却方法

Info

Publication number
JPS598798B2
JPS598798B2 JP51048670A JP4867076A JPS598798B2 JP S598798 B2 JPS598798 B2 JP S598798B2 JP 51048670 A JP51048670 A JP 51048670A JP 4867076 A JP4867076 A JP 4867076A JP S598798 B2 JPS598798 B2 JP S598798B2
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
gas
ceiling reflector
cooling
ceiling
transfer
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
Application number
JP51048670A
Other languages
English (en)
Other versions
JPS51133690A (en
Inventor
ハンスーペーター・ブーツマン
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
HOTSUHOTENPERATOORU KERUNKURAFUTOERUKU GmbH
Original Assignee
HOTSUHOTENPERATOORU KERUNKURAFUTOERUKU GmbH
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by HOTSUHOTENPERATOORU KERUNKURAFUTOERUKU GmbH filed Critical HOTSUHOTENPERATOORU KERUNKURAFUTOERUKU GmbH
Publication of JPS51133690A publication Critical patent/JPS51133690A/ja
Publication of JPS598798B2 publication Critical patent/JPS598798B2/ja
Expired legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • 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
    • G21C15/10Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices from reflector or thermal shield
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/18Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
    • 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
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 本発明はガス冷却の、例えば黒鉛減速形のような固体減
速形の、高温原子炉の停止時における天井張り反射体の
防御方法に関するものである。
該原子炉は運転中に、天井張り反射体内に設けられてそ
れを貫通した移送管を通して原子炉の炉心に球状の燃料
セルを給送するものである。
原子炉の運転中には、放射性核分裂産物が形成され、そ
の放射性崩壊によって所謂崩壊熱を発生する。
原子炉停止後も崩壊熱によって、原子炉内の金属或はセ
ラミック製の取付部材に許容限度以上の応力がかかるの
をさけるために安全性低下の問題をかかえていた。
余熱除去のための各種の運転法及び緊急装置が知られて
おり、そのような装置は安全上の信頼性に関してかなり
厳重な要求に応じなければならなかった。
その結果、従来の装置ではしばしば運転上かなりの制限
を受けた。
種種の公知の余熱除去装置の信頼性を向上する方法が提
案されている。
例えば装置の封じこめ或は外部の影響により生ずる余熱
除去装置の結果を制御する緊急制御装置の設備等である
しかしながらそのような方法は相当な費用を要する。
安全性を保ち或は安全性を向上しながら余熱除去に使用
される安全装置を簡略化するに当って、原子炉を停止し
てから余熱の除去を開始するまでの経過時間が重要な役
割を演ずる。
前述型の原子炉は全負荷運転からの停止後に原子炉内の
多量の固形物が熱蓄積体として作用する長所を有する。
例えば黒鉛減速形のTHTR−300で知られているよ
うに、そのような原子炉炉心は貯蔵容量を持っていて、
一次循環の強制循環による余熱の除去は最大1時間の時
間的遅れがあっても差支えない。
この遅れを充分利用するために、余熱のために危険にさ
らされる取付部材或は取付部品がないように配慮せねば
ならない。
通常この事に関して側部反射体、底部反射体及び燃料体
には有害な影響は起らないものとされている。
しかし炉心上方に懸吊された天井張り反射体ではそうで
はない。
天井張り反射体を懸吊するために使用される材料の中に
は、余熱程度の温度でその特性が不幸にも影響されるも
のがある。
天井張り反射体の懸吊を破損の危険から守るには、懸吊
体及び吸収棒が有害な温度にさらされないために、余熱
の早期除去を開始する余分な装置を設けねばならない。
原子炉装置の冷却蒸気発生ブロア・ユニットは通常原子
炉の故意停止及び誤動作停止に伴う余熱除去に使用され
、該ユニットは、他の要素と同様に、天井張り反射体懸
吊体にかかる許容温度負荷を安全調節する構造物内で使
用される。
例えば同形の6個の蒸気発生ブ吊アの中の1つが故障し
ても残余のユニットで引続き運転可能なように配慮され
ている。
しかし取付部、位置指示器或はセンサーにおける僅かな
故障も、しばしば僅か5個のユニットで原子炉を運転す
る原因となり、そのため他のユニットの僅かの誤動作で
、その目的のために設けられた緊急装置上の余熱を自動
的に除去し始め、又金属製或はセラミック製の取付部材
に高い応力を発生させて、原子炉の寿命を不必要に減少
させる。
前述の説明から判るように、これらの緊急装置に働く誤
動作はしばしば極めて短時間に除去されるが、本装置で
は、原子炉の重大な故障に備えて実際的に必要な確かな
装置が設けられなければならない。
本発明の目的は、故障時間中及び天井張り反射体の懸吊
体が危険になった時点に、冷却が増大するようにした天
井張り反射体の冷却方法を備えることであり、或は原子
炉設備の安全性を損なわないで、そのような現象の発生
の危険を完全に除去できることである。
本発明により提供される解決法は固体減速形原子炉の炉
心の貯蔵容量を停止理由に組入れ、又有効なやり方で天
井張り反射体に関して余熱を消費する概念に基礎を置い
ており、その結果設備の精巧で時間のかかる緊急装置を
使用せずに低度の誤動作の発生を除去することができる
前述型の原子炉において、前記の問題は冷却されたガス
を燃料体移送管のあるものを通して注入し、又ガスを残
余の燃料体移送管を通して除去することにより解決され
る。
従って、既存の装置は天井張り反射体の一部分を冷却す
るのに有効に使用することができる。
前述の型の原子炉においては、球状の燃料セルが天井張
り反射体を貫通した燃料体移送管を経て、上部から炉心
内に送られる。
これらの移送管は原子炉の停止後に冷却用に使用され、
又本発明によれば、ある燃料体移送管を通して冷却ガス
を循環させ、かつ残余のそのような移送管を通して該ガ
スを除去することにより、天井張り反射体の下方に連続
した冷却されたガスのカーテンを形成させるのに使用す
ることができる。
更に、冷却ガスを循環させるダクトを追加して設けるこ
とにより、より大径の炉心に容易に冷却ガスのカーテン
を形成することができる。
若し、天井張り反射体の中心部に位置した燃料体移送管
を通して冷却したガスが注入されると、ガス・カーテン
流の方向と速度は、停止後に原子炉に発生した環流に、
簡単なやり方で適応させることができる。
環流によって生じた内部の自然循環、即ちブロア停止に
よる炉心内の温度勾配に基すいて発生した冷却ガス流は
炉心の中心を通って上向きに流れ、次いで外周緑地域に
半径方向に下向きに流れる。
天井張り反射体の中心地域に配置された移送管を通して
の冷却ガスの供給と、その排出が中心地域から半径方向
に外向きに配置された移送管を通じて行われるので、炉
心内を自然循環する高温ガスと、天井張り反射体下方の
同方向流れ内に注入された冷却ガスとの間に境界層を生
ずる。
このことは渦流の発生が最小に保たれるので、冷却ガス
・カーテンの効率を増大させる。
前述の他に境界地域内で、移送管を通して向けられたガ
ス流の対応変化により、同一方向に流れる二つのガスの
流れを簡単な方法で境界流(複数)の位置を変更するこ
とができる。
このことは特別な状態に適応した方法で天井張り反射体
の温度に応じて調節することができる。
更に冷却剤ガス・カーテンの効果は、移送管をガス注入
管とガス除去管とに分けて使用することにより椀揮され
る。
冷却されたガスの注入移送管の数が除去移送管の数より
も少ない方が好都合であることが知られている。
その理由は、注入管から除去管にガスを移送する際に、
炉心或は原子炉床内の燃料体上で、冷却ガスを或る程度
高温ガス流と混合して、僅かに加熱することを配慮する
ことが可能である。
かくして幾分高温になるので、除去ガスの容積は注入ガ
スの容積に比して大量になるためである。
この意味で、冷却ガスの加熱される度合が低い程、(又
天井張り反射体の防御は一層効果的になるが)原子炉の
強制冷却装置の停止後の冷却ガス流の再始動は早く開始
される。
何故ならば、最も冷い点における原子炉の加熱は未だ比
較的低く、かつ炉心を通って自然環流するガスに冷却ガ
スを混合することは熱伝達量を減少する結果になるから
である。
原子炉の炉心用冷却剤としてヘリウムが使用されて、冷
却されたガスが天井張り反射体の下方を流れると、熱い
ヘリウムと冷いヘリウムとはよく混合しないために、時
折天井張り反射体を通過して上昇する熱いヘリウムによ
って天井張り反射体の一部分が限定して加熱されるよう
な積極的影響を受けるが、これは天井張り反射体内の熱
容量及び温度平衡がすぐに開始されるのでとるに足らな
い。
冷却剤ガスの流量を変えることによって、天井張り反射
体の温度と炉心から消散する熱とはある程度に調節する
ことができる。
このことは間欠供給或は供給量を変化させることによっ
て得られる。
排出された冷却剤ガスは閉回路内に配設された冷却器を
通った後に適宜原子炉炉心に戻される。
本発明の特性を表わす種々の新規の特徴は添付し、又開
示の一部を形成する特許請求の範囲に詳しく述べられて
いる。
運転の利点と使用することにより得られる特別の目的と
は、添付図面と記述事項及び本発明の適宜実施例を参考
にすればよりよく理解できるであろう。
図には、円筒状容器に入れられた球状燃料体(図示せず
)を装荷″した、炉心1からなるトリウム原子炉が示さ
れている。
該容器は黒鉛ブロックで構成した覆壁で作られ、中性子
反射体の役割をし、かつ炉心の全面を囲っている。
覆壁は底部反射体2と、側部反射体3および天井張り反
射体4とよりなり、該天井張り反射体は個々の黒鉛ブロ
ックを、適宜ボルト(図示せず)及び支持構造物(図示
せず)により炉心を囲った容器の頂部からつるした、懸
吊形天井に作られている。
取付部材に沿った全体の黒鉛ブロックは鋼板上に配列さ
れていて、黒鉛覆壁を取囲む鋼壁と天井張り板と共にな
って、炉心から放射するガンマ線をしやへいする所謂熱
しゃへい体5を形成する。
炉心及び其の他の原子炉一次循環回路の主要部分は、与
圧ケーシング6即ちこの場合では引っ張りピアノ線入り
のコンクリートタンクで囲まれている。
蒸気発生器7と冷却剤ガス・フ七ア8を含んだ一次循環
回路の主要部分はコンクリートタンク内に配置されてい
る。
冷却剤ガスの循環方向は矢印9で示され、この循環はブ
ロア8が停止した時に行なわれる。
これは環流により引起された自然の内部循環で、該内部
循環は炉心内の高温ガスの温度勾配によって原子炉炉心
内で行なわれる。
図から判るように環流は炉心の中心を通って上方に流れ
、次いで放射状に外方に流れ、次いで炉心の内壁に沿っ
て下方に流れる。
概略図で示した型の原子炉において、球状燃料体の移送
管11は天井張り反射体4を貫通している。
総計で15本の移送管の中3本は反射体の中心部の位置
で天井張り反射体を貫通して設けられ、残余の12本の
移送管は反射体の周縁に均等に分散して設けられている
これらの移送管11は燃料体を炉心の上部に導入し、次
いで炉心の底部に移送し、次いで与圧ケーシング6を通
過して出ている。
上記の移送管を通して冷却ガスを供給すると炉心室の上
方部分内において天井張り反射体の下方に亘って冷却ガ
スのカーテンを形成する。
従って、望ましくはヘリウムの冷却ガスは中心部の移送
管を通って炉心内の中心部に向って矢印13の方向に吹
付けられ、矢印14の方向に放射状の方向に流れ、外側
の移送管を通って上方に引込まれる。
天井張り反射体の内面の直下に示した矢印は、ガス・カ
ーテンの効果をする流れが反射体の中心部から周縁部に
向けて外方に放射状に流れるのを示している。
除去された冷却ガスは導管12bに導かれて冷却器16
に達し、次いでブロア15を経て再び中心部の移送管1
1に戻され閉回路状に連続して流れる。
ブロア15と冷却器16を備えたこの閉回路には、冷却
ガス流を制御するバルブが設けられている。
移送管11を冷却ガスの注入管と排出管に分離したので
冷却ガス・カーテンを有効に構成するζとができる。
もし中心部に配列された3本の移送管およびその外側に
放射状に一様に分散配置された3本の移送管が冷却ガス
を炉心に供給する注入管として使われ、他方残りの9本
の移送管が冷却ガスを除去するための吸引即ち排出管と
して使われるならば殊に効果的であることが判明してい
る。
排出管を通るガス流が冷却器を通って再び循環するので
、天井張り反射体下方を流れる冷却ガスカーテンは余熱
の減少に役立つ。
黒鉛製取付部材の高い熱容量及び急速な冷却性能に基因
して、本発明の装置にかかる天井張り反射体と懸吊及び
金属製取付部材の冷却は、原子炉を長時間に亘って安全
に停止することを可能ならしめ、また天井張り反射体を
冷却するこの能力は全冷却装置が故障した後も確保され
るものである。
それ故、本発明によれば、一つ以上の蒸気発生ブロア・
ユニットが故障しても運転を経続することができるので
、原子炉設備の利用性を甚だしく増大することができる
本発明は現在利用可能な安全装置として貢献度の高いも
のであり、又本発明の方法は簡単で、比較的低価格でか
つ運転に困難性がないと云う多犬の効果がある。
上記には、発明原理を説明するために特殊な実施例につ
いて詳述したカモ、本発明は以上の原理から外れること
なしに他にも実施できるものである。
【図面の簡単な説明】
図は本発明にかかるトリウム高温原子炉の概略図である
。 1・・・・・・炉心、4・・・・・・天井張り反射体、
11・・・・・・移送管。

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1 炉心の天井張り反射体を貫通した移送管を経て、原
    子炉の炉心に移送される球状燃料体を使用する、ガス冷
    却型の、固体減速型の、高温原子炉の停止時に、原子炉
    の天井張り反射体を冷却する方法であって、冷却したガ
    スを、天井張り反射体に近接した炉心内に、上記移送管
    の一部を経て注入し、前記の注入したガスを他の移送管
    を経て除去して、天井張り反射体の下方に冷却ガス流を
    形成したことを特徴とする、原子炉における天井張り反
    射体の冷却方法。 2 冷却ガスが天井張り反射体の中心部に配置された上
    記移送管を経て注入され、又ガスの除去が天井張り反射
    体内で注入用移送管から通常半径方向に外方に配列され
    た移送管を経て行なわれ、ガスの流れが、天井張り反射
    体の中心部地域からその周縁の地域に向って作用する特
    許請求の範囲第1項記載の方法。 3 冷却ガスとしてヘリウムガスを使用した特許請求の
    範囲第2項に記載の方法。 4 冷却ガス注入用移送管の数が該ガス除去用移送管の
    数よりも少なく設けた特許請求の範囲第2項に記載の方
    法。 5 注入用移送管に対する除去用移送管の本数比率が2
    対3である特許請求の範囲第4項に記載の方法。 6 天井張り反射体下方の冷却されたガス流の調節が天
    井張り反射体の温度及び崩壊熱に基ずく特許請求の範囲
    第2項に記載の方法。 7 冷却されたガスを除去用移送管を経て除去後に、閉
    回路内でガスを循環させて該ガスを注入用移送管に戻し
    、かつ閉回路内でガスを冷却し、更に冷却されたガスを
    注入用移送管を経て吹き戻した特許請求の範囲第2項に
    記載の方法。
JP51048670A 1975-04-30 1976-04-30 原子炉における天井張り反射体の冷却方法 Expired JPS598798B2 (ja)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
DE2519273A DE2519273C3 (de) 1975-04-30 1975-04-30 Verfahren zum Wärmeschutz des Deckenreflektors eines Hochtemperatur-Reaktots

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPS51133690A JPS51133690A (en) 1976-11-19
JPS598798B2 true JPS598798B2 (ja) 1984-02-27

Family

ID=5945431

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP51048670A Expired JPS598798B2 (ja) 1975-04-30 1976-04-30 原子炉における天井張り反射体の冷却方法

Country Status (8)

Country Link
US (1) US4066499A (ja)
JP (1) JPS598798B2 (ja)
BE (1) BE841268A (ja)
DE (1) DE2519273C3 (ja)
FR (1) FR2309956A1 (ja)
GB (1) GB1524453A (ja)
IT (1) IT1053645B (ja)
NL (1) NL175238C (ja)

Families Citing this family (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE2719613C2 (de) * 1977-05-03 1985-04-04 Hochtemperatur-Kernkraftwerk GmbH (HKG) Gemeinsames Europäisches Unternehmen, 4701 Uentrop Gasgekühlter Hochtemperatur-Kernreaktor
DE2732741A1 (de) * 1977-07-20 1979-02-01 Ght Hochtemperaturreak Tech Reflektordecke fuer hochtemperaturreaktor
DE2732774A1 (de) * 1977-07-20 1979-02-08 Ght Hochtemperaturreak Tech Kuehleinrichtung fuer hochtemperaturreaktor
US4299660A (en) * 1978-06-16 1981-11-10 General Atomic Company Heat-extraction system for gas-cooled nuclear reactor
DE4029151C1 (ja) * 1990-09-14 1992-03-05 Hochtemperatur-Reaktorbau Gmbh, 4600 Dortmund, De
DE4307543A1 (de) * 1993-03-10 1994-09-15 Siemens Ag Wärmeabfuhrsystem für einen Kernreaktor, insbesondere für einen Druckwasserreaktor
CN116344086B (zh) * 2023-03-29 2024-04-19 华能山东石岛湾核电有限公司 燃料装卸系统的堆芯进料管卡堵在线处理系统及方法

Also Published As

Publication number Publication date
IT1053645B (it) 1981-10-10
NL7602346A (nl) 1976-11-02
NL175238C (nl) 1984-10-01
GB1524453A (en) 1978-09-13
DE2519273B2 (de) 1977-08-04
BE841268A (fr) 1976-08-16
DE2519273A1 (de) 1976-11-04
FR2309956B1 (ja) 1979-01-19
DE2519273C3 (de) 1978-03-30
NL175238B (nl) 1984-05-01
FR2309956A1 (fr) 1976-11-26
JPS51133690A (en) 1976-11-19
US4066499A (en) 1978-01-03

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US4367194A (en) Emergency core cooling system
JP4148417B2 (ja) 液体金属炉の安定的な受動残熱除去系
US8331523B2 (en) Liquid cooled nuclear reactor with annular steam generator
US4664871A (en) Nuclear power installation with a high temperature pebble bed reactor
US20150117589A1 (en) Molten Salt Reactor
US4959193A (en) Indirect passive cooling system for liquid metal cooled nuclear reactors
JPH0715507B2 (ja) 原子炉の受動的安全装置
JPS62265597A (ja) 放熱容器補助冷却系
KR20110106850A (ko) 반응로 용기 냉각제 편향 차폐부
US4382908A (en) After-heat removal system for a gas-cooled nuclear reactor
US4752439A (en) Safety enclosure cooling system for gas cooled high temperature reactors
KR960008855B1 (ko) 개선된 수동 냉각 장치를 갖는 톱 엔트리 액상금속 냉각 원자로
JP4101422B2 (ja) 液体金属冷却型原子炉および液体金属冷却型原子力プラント
JPH0727050B2 (ja) 受動冷却系を備えた液体金属冷却型原子炉
US4795607A (en) High-temperature reactor
JPS598798B2 (ja) 原子炉における天井張り反射体の冷却方法
US4826652A (en) Low capacity nuclear reactor housed underground in the cavity of a cylindrical pressure vessel
US5339340A (en) Liquid metal reactor air cooling baffle
US3802994A (en) Device for cooling the structural materials of a reactor core and for carrying off the post-disintegration heat
JPS58173490A (ja) 原子炉設備
RU2018984C1 (ru) Высокотемпературный ядерный реактор
JPH02210295A (ja) 補助炉心冷却装置
US4713211A (en) High temperature pebble bed reactor and process for shut-down
US3070535A (en) Nuclear reactor safety device
RU2857800C1 (ru) Способ пассивного расхолаживания реакторной установки