JPS62289794A - 高温ガス冷却原子炉 - Google Patents

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。

Description

【発明の詳細な説明】 ３、発明の詳細な説明 〔産業上の利用分野〕 本発明は、高温ガス冷却原子炉（以下、高温ガス炉とい
う）に係υ、特ｉ（崩壊熱除去のための改良に関する。

〔従来の技術〕

モジュラ−型高温ガス炉は、次世代の発電・蒸気供給用
の中小型原子炉として西独、米国を中心に開発が進めら
れている。第２図は、その代表的な設計例を示したもの
である。

第２図において、炉心１は直径６ｃＭの球状燃料要素を
堆積したペブルベッド炉心であり、その周囲には黒鉛反
、封体ブロック２が配置されている。

炉心及び炉内構造物は横裂の原子炉圧力容器３内に収容
されている。

冷却材であるヘリウムガスは、炉心上方よう下降流とな
シ炉心を冷却し、７００″Ｃまで７１’Ｏ熱された後、
二重配管１３の内管を通り蒸気発生器（主冷却器）５へ
至る。蒸気発生器５内では、ヘリウムガスは下方に流れ
つつ伝熱管内の水と熱交換した後、上方に設置されたガ
ス循環機４で昇圧さ几る。そして二重配管１３の外管か
ら原子炉圧力容器３内へ戻シ、反射体ブロック２内の孔
を通って炉心上部に至る。

一方、蒸気発生器５の水側は、給水配管６から給水され
、伝熱管を上昇する間に蒸気となり、蒸気配管７からタ
ービンへ至る。

被覆燃料粒子から成る球状燃料要素は、炉心上部の燃料
交換装置１２から運転中連続的に装荷され、これと同時
江底部より、便用済の球状燃料要素が取り出され、燃料
コンテナ８に貯蔵される。

この球状燃料要素は所定の燃焼１ｉｆｆｉＫ達するまで
１５回ｆ心を通過する。

以上のようにこの型式の原子炉は、原子炉圧力容器３と
蒸気発生器５と二重配管−１３の三つの圧力容器から構
成されており、これらの圧力容器は、コンタリート製の
壁９で仕切られたキャビティ内に格納されている。

この原子炉において冷却材喪失等の重大事故が発生した
場合、制御棒駆動装置１１が作動し、反射体ブロック２
内に制御棒が押入され、原子炉はスクラムする。またス
クラムによりガス循環機４も停止するため、前述の強制
循３３による炉心冷却は行なえなくなる。従って、この
ときの炉心の崩壊熱除去は、原子炉圧力容器３の外表面
からの輻射とキャビティ内の対流のみによって行なわれ
、これらの放熱をキャピテイのコンクリート壁９表面に
設けられた表面冷却器１０が吸収するように々っている
。

モジュラ−型高温ガス炉は、第２図に示したような、主
冷却器５を原子炉圧力容器と分離させた５ｉｄｅ−ｂｙ
−８ｉｄｅ型と、主冷却器を原子炉圧力容器内に収納し
た一体構造（７）　Ｖｅｒｔｉｃａｌ−Ｉｎ−Ｌｉｎｅ
型の二型式があり、さらに炉心部はついてもペブルベッ
ド型、六角柱のブロック型と多様な炉型が提案されてい
るが、冷却材喪失事故時の崩壊熱除去方式としては、い
ずれも前記のよう々表面冷却器による冷却方式を採用し
ている。

ｉお高温ガス炉の崩壊熱除去時の冷却系として炉中に水
を流すものが例えば特開昭５６−１４２４８０号、特開
昭５３−４４７９７号等に示されている。

〔発明が解決しようとする問題点〕

上記従来技術は、最大仮想事故発生時におｒても原子炉
圧力容器からの輻射およびキャビティ内の対流のみによ
ってキャビティの表面冷却器から崩壊熱を除去できるよ
うに原子炉の出力密度を３Ｗ／ｉと小さくシ、被覆燃料
粒子からの放射性生成ガス放出の制限値である１６００
℃を上回らないようＫしている。

し′Ｄ１シ出力密度が小さいため、所定の出力（例えば
１基轟たり８０　ＭＷｅ　）を得ようとすると、原子炉
圧力容器の大きさが、１２００　ＭＷｅの沸騰水型原子
炉の圧力容器とほぼ同程度となってしまう。

また原子炉圧力容器からの輻射による冷却はおいても炉
心との間には反射体ブロックがあり、炉心中心部を直接
的に冷却することができない。

また、崩壊熱を炉中に水を流すことによって行うものは
、構造および動作上複雑になる。

本発明の目的は、主冷却系が働かない事故発生時洸、炉
心中心部から直接崩壊熱を除去することにより炉心冷却
能力を向上させ、ひいては出力密度を増加させることが
可能な高温ガス炉を提供することにある。

〔問題点を解決するための手段〕

上記目的は、高温ガス炉において多数の燃料夛素よシな
る炉心に炉心外部に向って末広がりに開口する錐状部を
有する放熱体を挿入し、且つ、該放熱体の開口方向には
冷却器を設けることＫより達成される。

〔作用〕

該放熱体が炉心に押入されていることに：って、反射体
ブロックを介さずに炉心中央部から崩壊熱は該放熱体表
面からの箱射によって炉心外へ直接放出されて該冷却器
に吸収される。

〔実施例〕

以下に説明する本発明の実施例においては、特に述べな
い限シ、炉心１、黒鉛反射体ブロック２、原子炉圧力容
器３、燃料コンテナ８、コンクリート壁９、表面冷却器
１０、制５Ａ棒駆動装置１１その他の構成要素は、第２
図ンて示した従来例のものと基本的に同じである。また
第３図を除き、図中の矢印は定格運転時のヘリウムガス
の流れ方向を示すものとする。

第１図は第１実施例を示す。炉心中央部に、上方に開口
部を有する錐状の放熱体１４が挿入されている。この錐
状放熱体１４の材質としては、高温での強度に優れた黒
鉛またはセラミックを用いるのがよい。原子炉圧力容器
３の上端部には放熱体１４上端と密着結合した開口部が
設けられている。従って原子炉圧力容器３の中央部には
、くさび状の空間が形成されている。球状燃料要素は、
炉心上部の側方から燃料交換装置１２によう炉内へ装荷
される。

重大事故が発生して主冷却系による冷却が不能になった
時には、制御棒駆動装置１ｔｌｌが作動し、反射体ブロ
ック２内に制御棒が挿入され、原子炉出力は定格の３多
種度の崩壊熱出力レベルとなる。

このときガス循環機４が停止しているので、冷却材であ
るヘリウムガスは、炉内を循環できず、炉心１内の温度
が上昇する。この際、本実施例では、炉心中央部Ｋまで
錐状放熱体１４を挿入しであるため、反射体ブロック２
を介さすに放熱体１４表表面らの輻射により、直接的に
炉心１の崩壊熱を原子炉圧力容器３外へ放熱し、これを
表面冷却器１０で受けて冷却することができるので、炉
心温度を低下させることができる。

第３図は、放熱体１４の側面上のＡ、Ｂ２点からの輻射
熱の方向を示したものである。開口部に近いＡ点からの
輻射熱は直接開口部から放熱される。一方、下端の頂点
近くのＢ点からの輻射熱は反対側の０点で反射された後
、開口部より放熱される。このよう（（、放熱体１４の
形状を錐状としたことＫより、放熱体１４の側面全体で
為らの輻射熱が開口部を通して放熱し、これを表面冷却
器１０で受けて冷却することができるので、炉心中央部
における崩壊熱は反射体ブロック２及び原子炉圧力容器
３を介さず直接的に除去することが可能となる。

次にこの錐状放熱体１４から、どの程度の熱量を除去で
きるかを求めてみる。

放熱体１４の形状は円錐形であるとして、上端の開口部
直径を、ｆ心直径の半分の１．５　ｍ　、放熱体の高さ
を８ｍと仮定する。また材質としては、黒鉛を使用する
ものとする。

放熱体１４の表面温度は、被覆燃料粒子からの放射性生
成ガス放出の制限値である１６００℃まで上昇している
とすると、放熱体１４からの全幅射熱量は次式から求め
られる。

ｑ＝ａａ−Ａｏ・σ・Ｔｗ（１） ここで　！ａ二（ぼみ部の見かけの輻射率Ａｏ：開ロ部
の断面積（−） σ：ステファンーボルツマン定数 ＝４．８８Ｘ１０　　（ｋ、ｄ／ｉｈｋ　　’）Ｔｗ：
放熱体表面温度（°ｋ）である。

表面温度は（１６００＋２７３）’に、また１６００℃
における黒鉛の輻射率ε８は約０．８４　、さらに開口
部の断面積Ａ０はπ◆（０，７５）　＝１７６７ぜであ
るので、これらを（１）弐に代入すると、（１＝０．８
４Ｘ１．７６７Ｘ４．８８Ｘ１０　　Ｘ（１６００＋２
７３） ＝８．９１７　Ｘ　１０　　ｋｄ／ｈ ＝１．０３７（ＭＷ） となる。

原子炉では、スクラムにより炉心出力が定格運転状態の
約３チ程度（ＱＭＷ相当）の崩壊熱レベルになっている
。従って崩壊熱に対する全輻射熱量ノ比は１．０３７　
（ｍＶ）／６　（ＭＷ）＝０．１７　、ｌ：＆す、放熱
体１４を炉心中央にまで挿入したことによシ崩壊熱の１
７％を除去することが可能と々る。

なお、定格運転時においても放熱体１４がら放熱が行わ
れるが、主冷却系が働いているので放熱体表面温度が事
故時に比べると低い（炉心出口温度７００℃）ため、表
面温度の４乗て比例する全輻射熱量は、定格熱出力２０
０　ＭＷに対し、０．０４チと小さく、輻射による放熱
体１４からの熱損失はほとんど無視できる。

以上説明したようＫ、錐状放熱体を炉心中央部まで挿入
したことで、主冷却系が作動しない重大事故発生時にお
いて崩壊熱の１７壬：！ｉｌ−輻射に二り炉外へ放熱で
きる。また炉心冷却能力が同上したので、従来設計より
出力密度を増加させることができる。放熱体挿入による
体積増加を考慮すると、約り０％出力密度を増加できる
。

第４図は第２実施例を示す。本実施例は、炉心中央部に
、炉心１及び反射体ブロック２を貫通し且つ下端と上方
側面に冷却ガスが流れる孔１５゜１６を有する漏斗状の
放熱体１４を設けたものである。放熱体１４の上部は放
熱蓋１４′で閉じられている。これに従い、冷却材流路
は、反射体ブロック２と原子炉圧力容器３の隙間の環状
流路の他に、放熱体１４内部に新たな流路が形成される
。

また炉心は貫通した放熱体１４の存在によυ上から下ま
で環状となるので、図示の如く球状燃料要素の燃料コン
テナ８への取出しは数ケ所に分けて行うようになってい
る。なお二重配管１３と結合している、ガス循環機４、
蒸気発生器５等の主冷却系設備は第１実施例と同様であ
る。

本実施例においては、定格運転時には、原子炉圧力容器
３に流入したヘリウムガスの一部は原子炉圧力容器３の
底部近くで分岐し、放熱体１４下端に設けた孔１５より
放熱体１４内部へ流入し、その後は上昇流となって放熱
体１４表面から加熱され、上方側面に設けられた孔１６
よシ流出する０そして反射体ブロック２と原子炉圧力容
器３の隙間の環状流路からのヘリウムガスと合流し、炉
心１内を下降流として流れ、二重配管１３の内管流路か
ら蒸気発生器へ至る。

一方、冷却材喪失事故等の重大事故発生時には、ガス循
環機４が停止し、強制循環による炉心冷却は行われない
が、シカし、放熱体１４の上手分は錐状となっているの
で、放熱体１４の側面からの輻射により炉心を直接的に
冷却できる。この場合、放熱体１４たらの輻射熱が放熱
１ｉ　１４’　Ｋ当り、この放熱蓋１４′が輻射熱を放
出し、これを表面冷却器１０で受けて冷却する。さらに
、放熱体１４内流路と反射体ブロック２一原子炉圧力容
器３間の環状流路とが連通しているので、放熱体１４内
で崩壊熱くよって加熱されたヘリウムガスは、上昇流と
なって、流出孔１６よシ墳状流路へ流れ、そして環状流
路では、定格運転時とは逆に下向流と々す、原子炉圧力
容器３へ放熱した後、流入孔１５よシ再び放熱体１４内
へ流入する。このように、放熱体１４の錐状側面からの
輻射に加え、炉心中央部に形成された流路を通る自然循
環冷却シでより、事故発生時の炉心冷却能力が向上する
。

第３実施例を第５図に示す。本実施例は、ガス循環機４
と蒸気発生器５を炉心上方に配置して原子炉圧力容器３
内に収納した一体構造のＶｅｒｔｉｃａｌ−Ｉｎ−Ｌｉ
ｎｅ型の原子炉において炉心中央部に、上方（て、開口
部を有する錐状の放熱体１４を挿入したものである。こ
の放熱体１４の開口部は蒸気発生器５の直下に位置して
おり、また球状燃料要素は炉心上部の側方から燃料交換
装置１２；（より炉内へ装置される。

本実施例では、定格運転時においては、第２図の従来例
及び第１図、第４図の実施例に示した５ｉｄｅ−ｂｙ−
８ｉｄｅ型の原子炉と異なり、炉心１内を流れるヘリウ
ムガスは上向流となる。７００℃Ｋまで加熱されたこの
ヘリウムガスは、さら（で上昇して蒸気発生器５へ流入
し、蒸気発生器５で伝熱管内の水と熱交換した後、上方
に設置されたガス循環８！４で昇圧される。昇圧されガ
ス循環機４を出たヘリウムガスは下向流となり、原子炉
圧力容器３に石って流れ、反射体ブロック２下端に設け
られた流入孔より炉心へ至る。なお放熱体１４からの輻
射熱は全て蒸気発生器５で吸収され、熱損失はない。

一方、冷却材喪失事故等の重大事故発生時にはガス循環
機４が停止し、強制循環による炉心冷却は行われ彦い。

しかし、炉心上方力）ら炉心中央部まで錐状放熱体１４
を挿入しであるため、炉心の崩壊熱は、放熱体１４表面
からの輻射によシ、放熱体１４の開口部を通して直接そ
の上方に設置された蒸気発生器５に放熱される。また炉
心１内のヘリウムガスも加熱され、浮力により上方の蒸
気発生器５へ流れる。蒸気発生器５け放熱体１４からの
輻射と高温のヘリウムガスシてよシ下方から加熱される
ので、原子ｆスクラムと開時に給水ポンプが停止してい
ても、その伝熱管内の水は自然循環し、ヘリウムガスを
冷却する。冷却後のガスば定格運転時同様に原子炉圧力
容器３に沿って流れるが、その間に原子炉圧力容器３に
も放熱しながら炉心へ同かうという、圧力容器内の自然
循環冷却が可能となる。

従って、本実施例は、定格運転時には熱損失がなく、事
故発生時においては炉心１の崩壊熱を、放熱体１４から
蒸気発生器５への直接放熱と、蒸気発生器５を用いた原
子炉圧力容器３内のヘリウムガスの自然循環冷却との組
合せで除去し、炉心冷却能力を向上させることができる
。

第４実施例４を第６図に示す。本実施例では、蒸気発生
器５は反射体ブロック２と原子炉圧力容器３の隙間の環
状空間に設置され、ガス循環機４は原子炉圧力容器３の
側方に設置されている。さら知、側方に開口部を有する
放熱体１４を、反射体ブロック２側面から炉心中央部へ
向って炉心を取シ囲むように挿入しである。この放熱体
１４の開口部は、環状空間に配置された蒸気発生器５に
直工させるようにしである。

本実施例では、定格運転時においては、へりラムガスは
第３実施例同様、炉心１内で土向流となり、炉心１を出
た後、環状流路では下向流となう、蒸気発生器５へ流入
し、蒸気発生器５で伝熱管内の水と熱交換した後、原子
炉圧力容器３の側方に設置されたガス循環機４で昇圧さ
れ、そして二重配管１３の内管を通って反射体ブロック
２内の流路から炉心１へ至る。なお放熱体１４からの輻
射熱も全て蒸気発生器５に吸収され熱損失はない。

一方、冷却材喪失事故等の重大事故発生時にはガス循環
機４が停止し、強制循環による冷却は行われない。しか
し、炉心１の全周にわたって錐状放熱体１４が反射体ブ
ロック２側面から挿入されているため、反射体ブロック
２側面全体にくさびを横にした「＜」の字形の開口部が
形成されていることＫよシ開ロ部面積を広くしであるの
で、前述の（１）式で求められる、放熱体１４からの全
輻射熱量が増加する。この輻射熱は全て、環状空間に設
置された蒸気発生器５に放熱される。これに加えて、さ
らに第３実施例と同様に、蒸気発生器５を用いた原子炉
圧力容器３内のヘリウムガスの自然循環冷却が組合され
るから、炉心冷却能力は大幅に同上する。

〔発明の効果〕

本発明によれば、主冷却系が作動しないような重大事故
が発生した場合、炉心からの崩壊熱を炉心内に挿入され
た錐状放熱体開口部からの輻射により直接的に放熱でき
るので、炉心冷却能力が向上する。これにより、従来技
術と比べて、炉心冷却能力が向上した分だけ出力密度を
増加させることが可能となり、原子炉圧力容器を小型化
できる０

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の第１実施例の縦断面図、第２図は従来
の高温ガス炉の設計例を示す縦断面図、第３図は錐状放
熱体からの輻射熱の方間を示す縦断面図、第４図は本発
明の第２実施例の縦断面図、第５図は本発明の第３実施
例のｆｒＩＩｒＴ面図、第６図は本発明の第４実施例の
縦断面図である。 １・・・炉心　　　　　　２・・・黒鉛反射体ブロック
３・・・原子炉圧力容器　４・・・ガス循環機５・・・
蒸気発生器　　　８・・・燃料コンテナ９・・・コンク
リート壁　１０・・・表面冷却器１４・・・錐状放熱体
。 ３・−ＷＡ子子連圧力容器１〇−表面ｒ９５器第２図 第５図 第６図 １４−敬熱体

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １、原子炉圧力容器内の多数の燃料要素よりなる炉心に
   炉心外部に同つて末広がりに開口している錐状部を有す
   る放熱体が挿入されており、該放熱体の開口方向には冷
   却器が設けられていることを特徴とする高温ガス冷却原
   子炉。 ２、前記放熱体が原子炉圧力容器まで達しており、前記
   冷却器が原子炉圧力器外に存在している特許請求の範囲
   第１項の高温ガス冷却原子炉。 ３、前記放熱体および冷却器が原子炉圧力容器内に存在
   する特許請求の範囲第１項の高温ガス冷却原子炉。 ４、前記放熱体が炉心を貫通しており、内部に冷ガス流
   路を形成している特許請求の範囲第１項の高温ガス冷却
   原子炉。