JPS6020714B2 - 原子炉用補助冷却系 - Google Patents
原子炉用補助冷却系Info
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- JPS6020714B2 JPS6020714B2 JP51094081A JP9408176A JPS6020714B2 JP S6020714 B2 JPS6020714 B2 JP S6020714B2 JP 51094081 A JP51094081 A JP 51094081A JP 9408176 A JP9408176 A JP 9408176A JP S6020714 B2 JPS6020714 B2 JP S6020714B2
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- gas turbine
- turbine
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-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
-
- 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)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
この発明は原子炉、特にガス冷却原子炉の補助冷却系に
関するものである。
関するものである。
従来、原子炉遮断後の残余の熱を除去するために、少な
くとも２つの型式の系が準備されるようになっている。
くとも２つの型式の系が準備されるようになっている。
１つの系は通常の循環系が作動しない場合でも循環を確
保する系を含んでいる。この緊急系は一般の外部の動力
源を使用して駆動され、かつ外部から制御されるように
なっている。これらの外部の動力源及び外部の制御装置
は、可能性のある緊急事態下において、いつでも作動可
能な状態になければならないから、それだけ難かしく、
かつ高価である。従来用いられている他の方法は、原子
炉冷却材の対流循環を利用して余分の熱を除去するもの
である。
保する系を含んでいる。この緊急系は一般の外部の動力
源を使用して駆動され、かつ外部から制御されるように
なっている。これらの外部の動力源及び外部の制御装置
は、可能性のある緊急事態下において、いつでも作動可
能な状態になければならないから、それだけ難かしく、
かつ高価である。従来用いられている他の方法は、原子
炉冷却材の対流循環を利用して余分の熱を除去するもの
である。
この方法では外部の動力源を必要としないけれども、別
の欠点がある。すなわち。自然対流循環では炉心から余
分の熱を除去するのに必ずしも充分ではない。しかも、
自然対流循環は原子炉の配置方向によっても制約を受け
ることになる。この発明は内蔵型で、独立作動型の原子
炉の補助冷却系を提供することを目的とするものである
。この発明の補助冷却系によれば、外部動力源や対流流
れを利用することないこガス冷却原子炉の炉心から残余
の熱を除去することができ、上述したような従来技術に
おける問題点を解消することができる。高温の原子炉冷
却材は炉心から除去されてからガスタービンに供給され
、ここでガスは膨張する。ガスタービンから出た冷却材
は熱交換装置へ送られ、そこで冷却材中の熱は二次冷却
材に伝達される。その後冷却材は圧縮機に送られて圧縮
された後、再び原子炉炉けこ供給される。ガスタービン
は機械的に結合しており、冷却材ガスを圧縮する圧縮機
を駆動し、かつ二次冷却用の楯馨事労‐ヲ多摩雲亨暴落
妻事轟きさま事裏軍事麓巻度０冷却系では、原子炉炉心
の余分の熱を原子炉冷却系の動力源とするから、外部の
動力源を必要としない。以下、この発明の詳細を一実施
例を示す図面に基づいて説明する。
の欠点がある。すなわち。自然対流循環では炉心から余
分の熱を除去するのに必ずしも充分ではない。しかも、
自然対流循環は原子炉の配置方向によっても制約を受け
ることになる。この発明は内蔵型で、独立作動型の原子
炉の補助冷却系を提供することを目的とするものである
。この発明の補助冷却系によれば、外部動力源や対流流
れを利用することないこガス冷却原子炉の炉心から残余
の熱を除去することができ、上述したような従来技術に
おける問題点を解消することができる。高温の原子炉冷
却材は炉心から除去されてからガスタービンに供給され
、ここでガスは膨張する。ガスタービンから出た冷却材
は熱交換装置へ送られ、そこで冷却材中の熱は二次冷却
材に伝達される。その後冷却材は圧縮機に送られて圧縮
された後、再び原子炉炉けこ供給される。ガスタービン
は機械的に結合しており、冷却材ガスを圧縮する圧縮機
を駆動し、かつ二次冷却用の楯馨事労‐ヲ多摩雲亨暴落
妻事轟きさま事裏軍事麓巻度０冷却系では、原子炉炉心
の余分の熱を原子炉冷却系の動力源とするから、外部の
動力源を必要としない。以下、この発明の詳細を一実施
例を示す図面に基づいて説明する。
タ 第１図に示すように、炉心１０が圧力容器１２内に
位置している。
位置している。
炉心１０はウラニウムやトリウムの如き核分裂性物質か
らなる多数の燃料要素（図示せず）によって構成されて
いる。圧力容器１２には冷却材入口部材１４と冷却材出
口部材１０６があり、これらを通って一次流体、即ち原
子炉冷却材が炉心１川こ出入りする。ガス冷却原子炉の
場合は、この原子炉冷却材はヘリウムやアルゴンのよう
な不活性ガスである。冷却材入口部村１４及び冷却材出
口部材１６には一次冷却系１８がタ結合している。この
一次冷却系１８の一つのル−プは通常、圧縮機タービン
２０、作業タービン２２「熱交換器２４及び圧縮機２６
を含んでいる。原子炉の正常運転時においては、ガス冷
却材は圧力容器１２の冷却材出口部材１６から出て、圧
縮０機タービン２０を通り、それから作業タービン２２
を通る。圧縮機タービン２川ま圧縮機２６に機械的に結
合しており、一般的には圧縮機２６の動力源となってい
る。作業タービン２２はそこで発生した動力を使用する
設備（図示せず）に結合している。冷却材流れは作業タ
ービン２２を出たのち、熱交換器２４に入り、そこで冷
却され、そこから熱交換器を出て圧縮機２６に入る。
らなる多数の燃料要素（図示せず）によって構成されて
いる。圧力容器１２には冷却材入口部材１４と冷却材出
口部材１０６があり、これらを通って一次流体、即ち原
子炉冷却材が炉心１川こ出入りする。ガス冷却原子炉の
場合は、この原子炉冷却材はヘリウムやアルゴンのよう
な不活性ガスである。冷却材入口部村１４及び冷却材出
口部材１６には一次冷却系１８がタ結合している。この
一次冷却系１８の一つのル−プは通常、圧縮機タービン
２０、作業タービン２２「熱交換器２４及び圧縮機２６
を含んでいる。原子炉の正常運転時においては、ガス冷
却材は圧力容器１２の冷却材出口部材１６から出て、圧
縮０機タービン２０を通り、それから作業タービン２２
を通る。圧縮機タービン２川ま圧縮機２６に機械的に結
合しており、一般的には圧縮機２６の動力源となってい
る。作業タービン２２はそこで発生した動力を使用する
設備（図示せず）に結合している。冷却材流れは作業タ
ービン２２を出たのち、熱交換器２４に入り、そこで冷
却され、そこから熱交換器を出て圧縮機２６に入る。
圧縮機２６で冷却材は圧縮され、冷却材入口部材１４を
通って再び炉心１Ｏ‘こ入る。炉心１０を通過する際に
炉心で発生した熱を受け、それから冷却材出口部材１６
に流れ、以後、以上のサイクルを繰り返すことになる。
このような一次冷却材流れループは従来においても知ら
れており、例えばアメリカ特許弟３６６３３６４号に詳
しく記載されている。事故時、若しくは一次冷却系１８
が作動しないような状態下で使用する補助冷却系は、ガ
スタービン２８、熱交換設備３０、原子炉冷却材を圧縮
する圧縮機３２、原子炉冷却材を炉心１０からガスター
ビン２８に導び〈配管の如き導管装置３４、ガスタービ
ン２８から熱交換設備３０に原子炉冷却材を供給する導
管装置３６、熱交換設備３０から圧縮機３２に原子炉冷
却系を供給する導管装置３８、圧縮機３２から炉心１０
‘こ原子炉冷却材を供給して流れサイクルを完了させる
導管装置４０から構成される。図では炉心１０からガス
タービン２８へ原子炉冷却材を供給する導管装置３４は
原子炉容器の冷却材出口部材１６に結合させているが、
このような結合は必ずしも必要ではない。導管装置３４
として必要なことは、炉心１０を出た加熱された原子炉
冷却材をガスタービンに導くということである。同様に
、原子炉冷却材を圧縮機３２から炉心１川こ供給する導
管装置４０については、それが直接圧力容器の冷却材入
口部材１４に結合する必要はなく、原子炉冷却材が炉心
１川こ供給される限り、導管装置４０‘ま異なる径路を
通ってもよい。原子炉冷却材を圧縮する圧縮機３２はタ
ービンシャフト４２によってガスタービン２８に機械的
に結合している。
通って再び炉心１Ｏ‘こ入る。炉心１０を通過する際に
炉心で発生した熱を受け、それから冷却材出口部材１６
に流れ、以後、以上のサイクルを繰り返すことになる。
このような一次冷却材流れループは従来においても知ら
れており、例えばアメリカ特許弟３６６３３６４号に詳
しく記載されている。事故時、若しくは一次冷却系１８
が作動しないような状態下で使用する補助冷却系は、ガ
スタービン２８、熱交換設備３０、原子炉冷却材を圧縮
する圧縮機３２、原子炉冷却材を炉心１０からガスター
ビン２８に導び〈配管の如き導管装置３４、ガスタービ
ン２８から熱交換設備３０に原子炉冷却材を供給する導
管装置３６、熱交換設備３０から圧縮機３２に原子炉冷
却系を供給する導管装置３８、圧縮機３２から炉心１０
‘こ原子炉冷却材を供給して流れサイクルを完了させる
導管装置４０から構成される。図では炉心１０からガス
タービン２８へ原子炉冷却材を供給する導管装置３４は
原子炉容器の冷却材出口部材１６に結合させているが、
このような結合は必ずしも必要ではない。導管装置３４
として必要なことは、炉心１０を出た加熱された原子炉
冷却材をガスタービンに導くということである。同様に
、原子炉冷却材を圧縮機３２から炉心１川こ供給する導
管装置４０については、それが直接圧力容器の冷却材入
口部材１４に結合する必要はなく、原子炉冷却材が炉心
１川こ供給される限り、導管装置４０‘ま異なる径路を
通ってもよい。原子炉冷却材を圧縮する圧縮機３２はタ
ービンシャフト４２によってガスタービン２８に機械的
に結合している。
この結合によって圧縮機３２はガスタービン２８によっ
て駆動される。また、ガスタービン２８もこは流体ポン
プ４４が機械的に結合している。流体ポープ４４は原子
炉冷却材から熱を取り去る熱交換器の部品を構成するも
のである。図に示す如く、勤力取出し用の歯車箱４６に
よって流体ポンプ４４がガスタービン２８に結合してい
る。流体ポンプ４４は二次冷却材を送り出す。
て駆動される。また、ガスタービン２８もこは流体ポン
プ４４が機械的に結合している。流体ポープ４４は原子
炉冷却材から熱を取り去る熱交換器の部品を構成するも
のである。図に示す如く、勤力取出し用の歯車箱４６に
よって流体ポンプ４４がガスタービン２８に結合してい
る。流体ポンプ４４は二次冷却材を送り出す。
ここで二次冷却材は水か、或いはヘリウム若しくは空気
のようなガスである。二次冷却材は一次冷却材から熱を
取るために熱交換設備３０１こ入り、一次冷却材との伝
熱部分を通り、一次冷却材から熱を受ける。この原子炉
冷却材から二次冷却材への熱の伝達は、例えば熱交換器
４８内で行なわれる。ガスタービン２８を始動させる装
置５川まガスタービン２８に連結している。始動させる
装置５０はニューマチツクスタータ５２、スタータバル
ブ５４、始動用流体の容器５６で構成することができる
。スター夕バルブ５４はニューマチツクスタータ５２と
別体として図示されているが、スタータバルブ５４をニ
ューマチツクスタータ５２内に組み込むこともできる。
始動用流体は、この実施例の場合は原子炉冷却材と同じ
ガスを用い、それは容器５６内で加圧されている。スタ
ータバルブ５４は圧力容器１２内の機器（図示せず）に
連結されている。その機能については後述する。また、
ガスタービン２８を始動させる装置５０の構成機器とし
ては流体始動ポンプ６０、原子炉冷却材の一部を圧縮機
３２から容器５６へ向ける抽出設備６２及び導管装置６
４がある。流体始動ポンプ６０はタービンシヤフト４２
によってタービン２８と動力取出し用の歯車箱４６に機
械的に結合し、これによって駆動される。このように構
成される補助冷却系の運転は実質的に次の通りである。
のようなガスである。二次冷却材は一次冷却材から熱を
取るために熱交換設備３０１こ入り、一次冷却材との伝
熱部分を通り、一次冷却材から熱を受ける。この原子炉
冷却材から二次冷却材への熱の伝達は、例えば熱交換器
４８内で行なわれる。ガスタービン２８を始動させる装
置５川まガスタービン２８に連結している。始動させる
装置５０はニューマチツクスタータ５２、スタータバル
ブ５４、始動用流体の容器５６で構成することができる
。スター夕バルブ５４はニューマチツクスタータ５２と
別体として図示されているが、スタータバルブ５４をニ
ューマチツクスタータ５２内に組み込むこともできる。
始動用流体は、この実施例の場合は原子炉冷却材と同じ
ガスを用い、それは容器５６内で加圧されている。スタ
ータバルブ５４は圧力容器１２内の機器（図示せず）に
連結されている。その機能については後述する。また、
ガスタービン２８を始動させる装置５０の構成機器とし
ては流体始動ポンプ６０、原子炉冷却材の一部を圧縮機
３２から容器５６へ向ける抽出設備６２及び導管装置６
４がある。流体始動ポンプ６０はタービンシヤフト４２
によってタービン２８と動力取出し用の歯車箱４６に機
械的に結合し、これによって駆動される。このように構
成される補助冷却系の運転は実質的に次の通りである。
原子炉の遮断が生じるような情況において、原子炉の遮
断を開始する機器（図示せず）がスタータバルブ５４に
信号を送る。この信号を受けて、スタータバルブ５４は
開き、容器５６内の加圧されている始動用流体をニュー
マチックスタータ５２に流す。この始動用流体の流れが
ニューマチックスタータ５２を動作させ、ガスタービン
２８の運転を開始させる。タービン２８の運転開始によ
って吸引力が生じ、ガス状の原子炉冷却材を導管装置３
４を通して炉心１０からタービン２８もこ流す。ガスタ
ービン８に入った高温ガスは膨張してガスタービン２８
を回転させる。その後、ガスはガスタービン２８から出
て導管３６を通り熱交換設備３０Ｇこ入る。原子炉冷却
材の熱は熱交換器４８内で二次冷却材に伝達され、その
後原子炉冷却材は圧縮機３２に流れる。ガスは圧縮機３
２で圧縮され、それから冷却ガスとして再び炉心１川こ
供給する。炉心１０でガスは熱を受け前述したサイクル
を繰り返すことになる。ガスタービン２８の出力は圧縮
３２の動力源として利用される。
断を開始する機器（図示せず）がスタータバルブ５４に
信号を送る。この信号を受けて、スタータバルブ５４は
開き、容器５６内の加圧されている始動用流体をニュー
マチックスタータ５２に流す。この始動用流体の流れが
ニューマチックスタータ５２を動作させ、ガスタービン
２８の運転を開始させる。タービン２８の運転開始によ
って吸引力が生じ、ガス状の原子炉冷却材を導管装置３
４を通して炉心１０からタービン２８もこ流す。ガスタ
ービン８に入った高温ガスは膨張してガスタービン２８
を回転させる。その後、ガスはガスタービン２８から出
て導管３６を通り熱交換設備３０Ｇこ入る。原子炉冷却
材の熱は熱交換器４８内で二次冷却材に伝達され、その
後原子炉冷却材は圧縮機３２に流れる。ガスは圧縮機３
２で圧縮され、それから冷却ガスとして再び炉心１川こ
供給する。炉心１０でガスは熱を受け前述したサイクル
を繰り返すことになる。ガスタービン２８の出力は圧縮
３２の動力源として利用される。
このように、補助冷却系のサイクルはプレイトンサィク
ルの一種である。ガスタービン２８は圧縮機３２に動力
を与えるほか、二次冷却材を循環させる流体ポンプ４４
に動力を供給する。
ルの一種である。ガスタービン２８は圧縮機３２に動力
を与えるほか、二次冷却材を循環させる流体ポンプ４４
に動力を供給する。
二次冷却材は流体ポンプ４４から吐出され、原子炉冷却
材との伝熱部分を通り、原子炉冷却材から熱を受け、そ
の後、廃棄されるか、冷却される。たとえば、二次冷却
材が水の場合は、水は水夕−ビン６６を通り、熱交換器
６８に入って水−空気の熱交換をする。それから水は熱
交換器６８を出て、ポンプ４４によって再循環する。二
次冷却材から熱を除去するための設備７７に組込まれて
いる水タービン６６もま熱交換器６８に空気を送る設備
７９を駆動するために利用される。設備７０Ｇま二次冷
却材からの熱の除去を容易にする。以上のことから明ら
かな通り、全体の熱除去系は外部の動力源から独立して
いるが、炉心１０の熱を利用して炉心１０を冷却するこ
とになるのである。ガスタービン２８と圧縮機３２の特
性を注意深く適用することによって、炉心ＩＱが充分冷
却するまで原子炉冷却材を循環させることができる。
材との伝熱部分を通り、原子炉冷却材から熱を受け、そ
の後、廃棄されるか、冷却される。たとえば、二次冷却
材が水の場合は、水は水夕−ビン６６を通り、熱交換器
６８に入って水−空気の熱交換をする。それから水は熱
交換器６８を出て、ポンプ４４によって再循環する。二
次冷却材から熱を除去するための設備７７に組込まれて
いる水タービン６６もま熱交換器６８に空気を送る設備
７９を駆動するために利用される。設備７０Ｇま二次冷
却材からの熱の除去を容易にする。以上のことから明ら
かな通り、全体の熱除去系は外部の動力源から独立して
いるが、炉心１０の熱を利用して炉心１０を冷却するこ
とになるのである。ガスタービン２８と圧縮機３２の特
性を注意深く適用することによって、炉心ＩＱが充分冷
却するまで原子炉冷却材を循環させることができる。
しかしながら、炉心１０から出る原子炉冷却材の熱だけ
ではガスタービン２８を駆動するのに充分でないことも
ある。このような場合には、もはや原子炉冷却材は循環
されず、炉心で発生した熱は圧力容器１６内や炉心１０
内に残されることになる。そして時間が経過すると、こ
の熱は構造的破壊を惹き起すに充分な大きさになる。だ
からガスタービン２８を再始動されるための設備を備え
る必要がある。このガスタービン２８を再始動させるた
めの設備が、スタータ流体ポンプ６０と抽出設備６２で
ある。ガスタービンが始動すると、スタータバルブ６４
が閉じて始動用流体がニューマチックスタータ５２に流
れないようにする。
ではガスタービン２８を駆動するのに充分でないことも
ある。このような場合には、もはや原子炉冷却材は循環
されず、炉心で発生した熱は圧力容器１６内や炉心１０
内に残されることになる。そして時間が経過すると、こ
の熱は構造的破壊を惹き起すに充分な大きさになる。だ
からガスタービン２８を再始動されるための設備を備え
る必要がある。このガスタービン２８を再始動させるた
めの設備が、スタータ流体ポンプ６０と抽出設備６２で
ある。ガスタービンが始動すると、スタータバルブ６４
が閉じて始動用流体がニューマチックスタータ５２に流
れないようにする。
抽出設備６２を通して少量の原子炉冷却材が抽出される
。抽出された少量の原子炉冷却材、すなわち、始動用流
体は、ガスタービン２８１こよって駆動される流体始動
ポンプ６０‘こ送られて容器５６に入る。この始動用流
体は容器５６が満されトかつニューマチックスタータ５
２を動作させるのに充分な圧力になるまで連続的に供給
される。始動用流体が充分供給された段階でバルブの如
き設備ｙ２が始動用流体の容器５６への流れを止める。
こうして、容器５構内の始動用流体がガスタービン２８
を再始動させ得る状態になる。前述の通りもガスタービ
ン２蚤の運転が停止した場合には、炉心軍璽内の原子炉
冷却材の温度は上昇し、炉心亀愚を冷すためには他の冷
却材循環が必要である。
。抽出された少量の原子炉冷却材、すなわち、始動用流
体は、ガスタービン２８１こよって駆動される流体始動
ポンプ６０‘こ送られて容器５６に入る。この始動用流
体は容器５６が満されトかつニューマチックスタータ５
２を動作させるのに充分な圧力になるまで連続的に供給
される。始動用流体が充分供給された段階でバルブの如
き設備ｙ２が始動用流体の容器５６への流れを止める。
こうして、容器５構内の始動用流体がガスタービン２８
を再始動させ得る状態になる。前述の通りもガスタービ
ン２蚤の運転が停止した場合には、炉心軍璽内の原子炉
冷却材の温度は上昇し、炉心亀愚を冷すためには他の冷
却材循環が必要である。
スタータバルブ蚤雛ま炉心雷藤内の冷却材の温度に応答
する。これは多くの設備で構成され、ブルトン管もそこ
に含まれることになろう。スタータバルブ５４が開くと
容器５６内の始動用流体がニューマチツクスタータ５２
を動作させ、これによってガスタービン２８が始動し、
前述した補助冷却系が機能することになる。補助冷却系
の再始動に内蔵設備を用いる結果、炉心１０内の熱は外
部からの制御を必要とすることなしに除去され、熱が構
造機器の損傷をもたらすことはない。補助冷却系の作動
は間欠的に行なわれ、炉心１０内の温度が一定値以上に
上昇した場合に、冷却動作が行なわれる。この補助冷却
系は陸上原子力プラントで使用されるほかに、船舶のよ
うな移動設備についても効果的に用いることができる。
する。これは多くの設備で構成され、ブルトン管もそこ
に含まれることになろう。スタータバルブ５４が開くと
容器５６内の始動用流体がニューマチツクスタータ５２
を動作させ、これによってガスタービン２８が始動し、
前述した補助冷却系が機能することになる。補助冷却系
の再始動に内蔵設備を用いる結果、炉心１０内の熱は外
部からの制御を必要とすることなしに除去され、熱が構
造機器の損傷をもたらすことはない。補助冷却系の作動
は間欠的に行なわれ、炉心１０内の温度が一定値以上に
上昇した場合に、冷却動作が行なわれる。この補助冷却
系は陸上原子力プラントで使用されるほかに、船舶のよ
うな移動設備についても効果的に用いることができる。
船舶の場合は仮想事故の一つとして、船の浜への乗り上
げや沈没が考えられているのである。例えば船舶におい
て使用する場合、補助冷却系を含む原子炉系は前述の如
く構成されるが〜二次冷却材から熱を除去する設備、主
として「熱交換器６８、空気を循環させる設備７８、流
体タービン６６は格納容器の外に配置する点が異なって
いる。格納容器は部分的に符号７４で示してある。船が
浜に乗り上げた場合は補助冷却系は前述の通り作動する
。船及び原子炉が沈没した場合は、配管７６７７８を格
納容器７４を出たところで切断する。切断は爆破装置（
図示せず）によって行うのであり、その爆破装置は水圧
によって上昇する格納容器７４の内圧に応答するのであ
る。この状態では、配管７６及び７８が開□した以外は
、格納容器７４の内部はまだ密封状態にあるのである。
そして、熱交換器６８を用いる代物こ、流体ポンプ４４
が二次冷却材として機能する水を海から配管７８を通し
て吸込み、それを原子炉冷却材との伝熱部分に通し、原
子炉冷却材から熱を受けた水を海にもどすのである。
げや沈没が考えられているのである。例えば船舶におい
て使用する場合、補助冷却系を含む原子炉系は前述の如
く構成されるが〜二次冷却材から熱を除去する設備、主
として「熱交換器６８、空気を循環させる設備７８、流
体タービン６６は格納容器の外に配置する点が異なって
いる。格納容器は部分的に符号７４で示してある。船が
浜に乗り上げた場合は補助冷却系は前述の通り作動する
。船及び原子炉が沈没した場合は、配管７６７７８を格
納容器７４を出たところで切断する。切断は爆破装置（
図示せず）によって行うのであり、その爆破装置は水圧
によって上昇する格納容器７４の内圧に応答するのであ
る。この状態では、配管７６及び７８が開□した以外は
、格納容器７４の内部はまだ密封状態にあるのである。
そして、熱交換器６８を用いる代物こ、流体ポンプ４４
が二次冷却材として機能する水を海から配管７８を通し
て吸込み、それを原子炉冷却材との伝熱部分に通し、原
子炉冷却材から熱を受けた水を海にもどすのである。
二次冷却材が水である同様な系を陸上プラントに用いる
ことができる。
ことができる。
ここでは涼子炉冷却材から熱を除去する水は河川や、湖
やその他同様の供給源から得ることになる。さらにも正
常な二次冷却材の流れが破裂するような万一の事故の場
合は、配管？８，？鰭が切断され「 ポンプ篭亀が大気
中の空気を吸入し、それを原子炉袷去０材との伝熱部分
に通してから大気中に放出する。
やその他同様の供給源から得ることになる。さらにも正
常な二次冷却材の流れが破裂するような万一の事故の場
合は、配管？８，？鰭が切断され「 ポンプ篭亀が大気
中の空気を吸入し、それを原子炉袷去０材との伝熱部分
に通してから大気中に放出する。
これによって、原子炉冷却材から熱を除去するための冷
却材の供給が常に可能な予備設置を備えることになる。
第２図には第１図に示す補助冷却系の変形例が示されて
おり、ここでは温度に依存する流れ制御機８０が原子炉
冷却材を炉心１０からガスタービン２８に供給する設備
３４内に並列に多数設けられている。
却材の供給が常に可能な予備設置を備えることになる。
第２図には第１図に示す補助冷却系の変形例が示されて
おり、ここでは温度に依存する流れ制御機８０が原子炉
冷却材を炉心１０からガスタービン２８に供給する設備
３４内に並列に多数設けられている。
流れ制御機８０は原子炉冷却材の温度に依存し、ガスタ
ービン２８１こ供給された多量の原子炉冷却材を規制す
る。
ービン２８１こ供給された多量の原子炉冷却材を規制す
る。
流れ制御機８０としては温度依存型のバルブを用いるこ
とができ、それは原子炉冷却材の温度が上昇したときに
はガスタービン２８への原子炉冷却材の流れを多くし、
また、原子炉冷却材の温度が降下した場合にはガスター
ビン２８への原子炉冷却材の流れを少なくするように動
作する。このことは、例えば、温度変化に応じて流れ制
御機８０を閉じて、原子炉冷却材の流れを停止させるこ
とによって行なわれる。したがって、原子炉冷却材の温
度が降下した場合には、流れ制御機を順次閉じていき、
原子炉が冷えた場合にはすべての流れ制御機を閉じる。
この温度依存は「温度が降下して流れ制御機８０が冷却
材の流れを停止させる場合を除き、ニューマチックスタ
ー夕を作動させるのに使用するブルトン管等を用いて実
現させることができる。もし「原子炉冷却材の抽出がな
されない場合は、系の据え付ける前に始動用流体の容器
５６を満し加圧しておき、緊急事故時にのみ使用するこ
とになる。
とができ、それは原子炉冷却材の温度が上昇したときに
はガスタービン２８への原子炉冷却材の流れを多くし、
また、原子炉冷却材の温度が降下した場合にはガスター
ビン２８への原子炉冷却材の流れを少なくするように動
作する。このことは、例えば、温度変化に応じて流れ制
御機８０を閉じて、原子炉冷却材の流れを停止させるこ
とによって行なわれる。したがって、原子炉冷却材の温
度が降下した場合には、流れ制御機を順次閉じていき、
原子炉が冷えた場合にはすべての流れ制御機を閉じる。
この温度依存は「温度が降下して流れ制御機８０が冷却
材の流れを停止させる場合を除き、ニューマチックスタ
ー夕を作動させるのに使用するブルトン管等を用いて実
現させることができる。もし「原子炉冷却材の抽出がな
されない場合は、系の据え付ける前に始動用流体の容器
５６を満し加圧しておき、緊急事故時にのみ使用するこ
とになる。
この第１図に示す系の変形例では、原子炉が完全に冷さ
れて、炉心１０がもはや構造的損傷を生ずるほどの熱を
発生しなくなるまで連続的に運転される。第３図には、
さらに他の変形例が示してある。
れて、炉心１０がもはや構造的損傷を生ずるほどの熱を
発生しなくなるまで連続的に運転される。第３図には、
さらに他の変形例が示してある。
この変形例では、二次ガスで駆動される支持タービン８
２がガスタービン２８と並列に設けられている。導管装
置３４を流れる原子炉冷却材は、この２つのタービン、
すなわち「ガスタービン２８及び支持タービン８２に流
れ、かつこれらを駆動する。
２がガスタービン２８と並列に設けられている。導管装
置３４を流れる原子炉冷却材は、この２つのタービン、
すなわち「ガスタービン２８及び支持タービン８２に流
れ、かつこれらを駆動する。
支持タービン覇２はガスタービン２８と同様に動力取出
し用歯車箱４６を通して流体ポンプ４４に機械的に結合
し、かつ、これを駆動し、さらに圧縮機３２に結合する
。しかしながら、支持タービン８２はガスタービン２８
よりも大きく、しかも運転のためにはガスタービン２８
よりも高温の原子炉冷却材を必要とする。この変形例に
おいては、緊急状態が発生すると、支持タービンとガス
タービンの両方が作動する。原子炉冷却材の温度が低下
すると、ガスタービン２８よりも先に支持タービンの作
動が停止し、すべての原子炉冷却材がガスタービン２８
に流れるようになる。もし、その後、原子炉冷却材が温
度上昇して支持タービン８２を駆動し得る温度になると
、ガスタービン８２は大型の支持タービン８２の始動を
たすけるような動きを与える。この変形例においては、
小さなガスタービン２８は連続的に運転され、大きな支
持タービンは間欠的に運転されることになる。前述した
通り、タービン２８，８２及び圧縮機３２の特性を注意
深く適用することによって、補助冷却系は炉心１０を充
分冷却して、最早炉心が熱による損傷をこうむる恐れが
なくなるようにすることができる。このように、この発
明によれば緊急状態下において外部的動力源を必要とす
ることなく、かつ対流の動力方向に依存することなく炉
○から熱を除去することができる装置を得ることができ
る。
し用歯車箱４６を通して流体ポンプ４４に機械的に結合
し、かつ、これを駆動し、さらに圧縮機３２に結合する
。しかしながら、支持タービン８２はガスタービン２８
よりも大きく、しかも運転のためにはガスタービン２８
よりも高温の原子炉冷却材を必要とする。この変形例に
おいては、緊急状態が発生すると、支持タービンとガス
タービンの両方が作動する。原子炉冷却材の温度が低下
すると、ガスタービン２８よりも先に支持タービンの作
動が停止し、すべての原子炉冷却材がガスタービン２８
に流れるようになる。もし、その後、原子炉冷却材が温
度上昇して支持タービン８２を駆動し得る温度になると
、ガスタービン８２は大型の支持タービン８２の始動を
たすけるような動きを与える。この変形例においては、
小さなガスタービン２８は連続的に運転され、大きな支
持タービンは間欠的に運転されることになる。前述した
通り、タービン２８，８２及び圧縮機３２の特性を注意
深く適用することによって、補助冷却系は炉心１０を充
分冷却して、最早炉心が熱による損傷をこうむる恐れが
なくなるようにすることができる。このように、この発
明によれば緊急状態下において外部的動力源を必要とす
ることなく、かつ対流の動力方向に依存することなく炉
○から熱を除去することができる装置を得ることができ
る。
【図面の簡単な説明】
第１図はこの発明の一実施例に係る補助冷却系を示す説
明図、第２図は第１図に示す補助冷却系の変形例を示す
説明図、第３図は第１図に示す補助冷却系の他の変形例
を示す説明図。 １０…・・・炉心、１２・・・…圧力容器、１８・・…
・一次冷却系、２０・・・…圧縮機タービン、２２…・
・・作業タービン、２４…・・・熱交換器、２６…・・
・圧縮機、２８・・・…ガスタービン、３０……熱交換
設備、３２・・…・圧縮機、４４……流体ポンプ、４８
…・・・熱交換器、５２・…・・ニューマチックスター
夕、５４・・・・・・スタータバルブ、５６…・・・容
器、６０……流体始動ポンプ、６２・…・・抽出設備、
６６…・・・水夕−ビン「 ７４・・・・・・格納容器
、８０・・…・流れ制御機、８２……支持タービン。 ｆ均‐ダ 〆ｙ○．２ ｒｒｙ．３
明図、第２図は第１図に示す補助冷却系の変形例を示す
説明図、第３図は第１図に示す補助冷却系の他の変形例
を示す説明図。 １０…・・・炉心、１２・・・…圧力容器、１８・・…
・一次冷却系、２０・・・…圧縮機タービン、２２…・
・・作業タービン、２４…・・・熱交換器、２６…・・
・圧縮機、２８・・・…ガスタービン、３０……熱交換
設備、３２・・…・圧縮機、４４……流体ポンプ、４８
…・・・熱交換器、５２・…・・ニューマチックスター
夕、５４・・・・・・スタータバルブ、５６…・・・容
器、６０……流体始動ポンプ、６２・…・・抽出設備、
６６…・・・水夕−ビン「 ７４・・・・・・格納容器
、８０・・…・流れ制御機、８２……支持タービン。 ｆ均‐ダ 〆ｙ○．２ ｒｒｙ．３
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ 原子炉の炉心に接続され、第１の熱交換器およびル
ープ内のガスによつて駆動されるガスタービンを含む第
１のガス循環流れ冷却材ループと、前記第１のガス循環
流れ冷却材ループと前記第１の熱交換器を介して組合さ
れた第２の流体流れループと、前記第１のガス循環流れ
ループのガスを圧縮する圧縮機と、前記ガスタービンに
接続され前記ガスタービンによつて駆動されて第２の流
体流れループ内の流体を送る流体ポンプと、前記ガスタ
ービンに接続されて前記ガスタービンを始動させる始動
装置とを備えてなる原子炉用補助冷却系。 ２ 前記始動装置は圧縮されたガスを貯蔵するための容
器を備えてなる特許請求の範囲第１項記載の原子炉用補
助冷却系。 ３ 前記第１のガス循環流れループ内のガスの一部分を
前記容器に導くためのガス抽出装置を備えてなる特許請
求の範囲第２項記載の原子炉用補助冷却系。 ４ 原子炉の炉心に接続され、第１の熱交換器およびル
ープ内のガスによつて駆動されるガスタービンを含む第
１のガス循環流れ冷却材ループと、前記第１のガス循環
流れ冷却材ループと前記第１の熱交換器を介して組合さ
れた第２の流体流れループと、前記第１のガス循環流れ
ループのガスを圧縮する圧縮機と、前記ガスタービンに
接続され前記ガスタービンによつて駆動されて第２の流
体流れループ内の流体を送る流体ポンプと、前記ガスタ
ービンに接続されて前記ガスタービンを始動させる始動
装置と、前記原子炉炉心と前記ガスタービンとの間に並
列に設けられ、前記ガスタービンへのガスの流れを制御
する温度依存型の複数の制御機を備えてなる原子炉用補
助冷却系。 ５ 前記制御機は温度感応型バルブである特許請求の範
囲第４項記載の原子炉用補助冷却系。 ６ 前記ガスタービンが、前記ガスタービンと並列に設
置され、前記ガスタービンよりも大型でかつ前記ガスタ
ービンよりも高温のガスで駆動される支持タービンと、
前記支持タービンを始動させるための始動装置とを備え
てなる特許請求の範囲第４項あるいは第５項記載の原子
炉用補助冷却系。 ７ 前記支持タービンは前記流体ポンプに機械的に接続
されかつ前記流体ポンプによつて駆動されるものである
特許請求の範囲第６項記載の原子炉用補助冷却系。 ８ 前記第２の流体流れループは、前記第２の流体流れ
ループ内に接続された第２の熱交換器と、前記第２の流
体流れループ内に設けられ前記第２の流体流れループ内
の流体によつて駆動される第２の流体タービンとを備え
、前記第２の流体タービンは流体が前記第２の熱交換器
に入る前に前記第２の流体タービンを通るように配置さ
れてなる特許請求の範囲第４項ないし第７項のいずれか
記載の原子炉用補助冷却系。 ９ 前記始動装置が、始動装置に接続されて前記第１の
ガス循環流れ冷却材ループ内のガスの温度若しくは原子
炉炉心の温度に感応し、設定温度以上の場合に前記始動
装置の少なくとも１個を動作させる温度感応装置を備え
てなる特許請求の範囲第４項ないし第８項のいずれか記
載の原子炉用補助冷却系。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US603072 | 1975-08-08 | ||
| US05/603,072 US4057465A (en) | 1975-08-08 | 1975-08-08 | Nuclear reactor auxiliary heat removal system |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5221596A JPS5221596A (en) | 1977-02-18 |
| JPS6020714B2 true JPS6020714B2 (ja) | 1985-05-23 |
Family
ID=24413987
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP51094081A Expired JPS6020714B2 (ja) | 1975-08-08 | 1976-08-09 | 原子炉用補助冷却系 |
Country Status (3)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US4057465A (ja) |
| JP (1) | JPS6020714B2 (ja) |
| DE (1) | DE2634780A1 (ja) |
Families Citing this family (23)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DE2732774A1 (de) * | 1977-07-20 | 1979-02-08 | Ght Hochtemperaturreak Tech | Kuehleinrichtung fuer hochtemperaturreaktor |
| US4322268A (en) * | 1978-04-03 | 1982-03-30 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Cooling system for a nuclear reactor |
| US4299660A (en) * | 1978-06-16 | 1981-11-10 | General Atomic Company | Heat-extraction system for gas-cooled nuclear reactor |
| FR2487563A1 (fr) * | 1980-07-25 | 1982-01-29 | Framatome Sa | Procede et dispositif de refroidissement de secours d'un reacteur nucleaire |
| FR2507373B1 (fr) * | 1981-06-09 | 1987-08-21 | Commissariat Energie Atomique | Dispositif de refroidissement de l'enceinte de confinement d'un reacteur nucleaire |
| US4495140A (en) * | 1981-11-24 | 1985-01-22 | Westinghouse Electric Corp. | Permanent deactivation of nuclear reactor |
| DE3212322A1 (de) * | 1982-04-02 | 1983-10-06 | Hochtemperatur Reaktorbau Gmbh | Verfahren zur beherrschung von auslegungs- und hypothetischen stoerfaellen in einem kernkraftwerk |
| USH119H (en) | 1983-07-15 | 1986-09-02 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Passive emergency core cooling system for a liquid metal fast |
| US5657360A (en) * | 1994-09-19 | 1997-08-12 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Reactor container |
| DE19942199B4 (de) * | 1999-09-03 | 2005-05-04 | Forschungszentrum Jülich GmbH | Vorrichtung und Verfahren zum Druckentlasten und zum passiven Nachspeisen von Kühlmittel in einem Druckbehälter |
| US6768781B1 (en) | 2003-03-31 | 2004-07-27 | The Boeing Company | Methods and apparatuses for removing thermal energy from a nuclear reactor |
| US7878236B1 (en) | 2009-02-09 | 2011-02-01 | Breen Joseph G | Conserving energy in an HVAC system |
| US9008259B2 (en) * | 2010-01-13 | 2015-04-14 | Advanced Reactor Concepts LLC | Sheathed, annular metal nuclear fuel |
| KR101834845B1 (ko) * | 2010-02-22 | 2018-03-06 | 어드밴스드 리액터 컨셉트 엘엘씨 | 긴 리퓨얼 간격을 가진 소형의, 고속 중성자 스펙트럼 원자력 발전소 |
| NO20110388A1 (no) * | 2011-03-14 | 2012-09-17 | Heggen Lars Harald | Metode for drift av kjolevaeskepumper og annet utstyr til kjernekraftreaktorer ved a utnytte energien i reaktorens kjolevaeske til drift av Varmgassmotorer/Sterlingmotorer. |
| DE102011107284A1 (de) | 2011-07-06 | 2013-01-10 | Rwe Technology Gmbh | Einrichtung zur Notkühlung einer Anlage für exotherme Prozesse |
| KR101200216B1 (ko) | 2012-02-07 | 2012-11-09 | 한국원자력연구원 | 원자력 발전소의 물분사 잔열제거 시스템 |
| JP5876320B2 (ja) * | 2012-02-23 | 2016-03-02 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 原子力プラント |
| DE102012213489A1 (de) * | 2012-07-31 | 2014-02-06 | Areva Gmbh | Wärmeabfuhrsystem für eine kerntechnische Anlage |
| WO2015147952A2 (en) * | 2014-01-29 | 2015-10-01 | Palvannanathan Ganesan | Floating nuclear power reactor with a self-cooling containment structure and an emergency heat exchange system |
| WO2015160571A1 (en) | 2014-04-14 | 2015-10-22 | Advanced Reactor Concepts LLC | Ceramic nuclear fuel dispersed in a metallic alloy matrix |
| KR102592235B1 (ko) * | 2019-03-11 | 2023-10-20 | 한화파워시스템 주식회사 | 초임계 이산화탄소 발전 시스템 |
| CN115274150B (zh) * | 2022-08-05 | 2024-05-07 | 中国核动力研究设计院 | 一种基于集中海水冷却的二回路余热排出系统及方法 |
Family Cites Families (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CA604314A (en) * | 1960-08-30 | Commissariat A L'energie Atomique | Systems for extracting heat from gas cooled nuclear reactors | |
| CH477625A (de) * | 1967-08-26 | 1969-08-31 | Siemens Ag | Gasturbinenanlage für Kernkraftwerke |
-
1975
- 1975-08-08 US US05/603,072 patent/US4057465A/en not_active Expired - Lifetime
-
1976
- 1976-08-03 DE DE19762634780 patent/DE2634780A1/de not_active Withdrawn
- 1976-08-09 JP JP51094081A patent/JPS6020714B2/ja not_active Expired
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS5221596A (en) | 1977-02-18 |
| US4057465A (en) | 1977-11-08 |
| DE2634780A1 (de) | 1977-02-17 |
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