JPS6275375A - 原子炉とその使用方法 - Google Patents

原子炉とその使用方法

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JPS6275375A
JPS6275375A JP61203908A JP20390886A JPS6275375A JP S6275375 A JPS6275375 A JP S6275375A JP 61203908 A JP61203908 A JP 61203908A JP 20390886 A JP20390886 A JP 20390886A JP S6275375 A JPS6275375 A JP S6275375A
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vessel
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    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
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    • G21C15/12Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices from pressure vessel; from containment vessel
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    • G21C5/12Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator characterised by composition, e.g. the moderator containing additional substances which ensure improved heat resistance of the moderator
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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】 この発明は円筒状の圧力容器の地中に設けられた空洞内
に収容され、送風機の作用によって上から下に向けて冷
却ガスが貫通される球形の燃料要素の堆積と、金属製で
分解可能な炉心容器と、上記炉心容器の貫通開口を閉鎖
し、該炉心容器を組立て分解するときに取外すことがで
きる蓋と、床部反射体、側部反射体及び上部反射体を含
み、燃料要素の堆積をすべての側から取囲み、一部は炉
心容器内に配置された黒鉛反射体と、上記側部反射体の
中に移動可能に設けら扛た吸収棒を有する原子炉及びそ
の使用方法に関する。
上記種類の原子炉は西独間のDE−O33016402
号に開示されている。上記公報に記載の原子炉は、モジ
ュール形式に形成された高温原子炉であって、蓋によっ
て閉鎖されたコンクリート容器の中には、球形要素の堆
積を収容する金属容器が設けらnている。上記金属容器
は、金属製の基板と、床部反射体と、側部反射体及び上
部反射体とともに、原子炉の運転を停止して球形燃料要
素と制@棒及び蓋を取外しだ後に、コンクリート圧力容
器から除去される。・又基板上には、堆積を下から上に
貫流して高温となった冷却ガスを排出するために下方に
延びる少くともIIrIAの導管が接続さ扛ている。
上記高温ガス用の導管は第2の空洞すなわち、コンクリ
ート圧力容器の中に第1の空洞と並列に設けられ、内部
に蒸気発生装置等の蒸気消費装置を収容する第2の空洞
に導かnる。上記明細書(DE−083016402)
には、第2の空洞を使用する代りに、原子炉を収容する
空洞を下方に延ばし、金属容器の下部に蒸気消費装置を
設ける方式が開示さ扛ている。
又西独間のP3517968.1の明細書には頭初に述
べた構造の原子炉が更に開示さnている。該原子炉の特
徴は小形に形成され、能動的駆動装置、燃料供給装置、
ガス清浄装置、制御システム、安全システム等のidを
省略した事にあるとともに、荷に高温度の熱エネルギを
発生する所に特徴がある。すなわち、球形堆積を有する
炉心容器は、黒鉛で形成された床部反射体及び側部反射
体の一部のみを含み、炉心容器の内部に配置された側部
反射体は、トリム動作用運転停止にのみに使用する吸収
俸用の溝を形成するように配置される。父上部反射体は
移動しない燃料要素の上部に直接配置される。燃料要素
が燃焼した後には、炉心容器は、内部に設けられた部材
とともに分解される。炉心で生成された熱は堆積を上か
ら下に貫流する冷却ガスによって、原子炉を内蔵する圧
力容器の内部に設けられた冷却ンステムに運ばれる。
従来技術は、更に西独間のDE−O33335451に
記載された球形燃料要素を用いた高温原子炉装置に、開
示さnており、該原子炉装置では、1次循環路のすべて
の部材は、制御部材および運転停止装置をも含めて鋼製
の圧力容器の中に、上から組立て並びに分解可能に形成
さnている。従って経済的に有利な地下構造方式の原子
炉が可能でちる。
高温原子炉の下部には、燃料要素取出しのための圧力容
器から側方に延出する少くとも1個の排出管が設けらn
ている。
西独間のDE−Psi 034784には、同赤に形成
された球形の燃料要素の堆積を用いるガス冷却式原子炉
が開示され、該原子炉では燃料要素とほぼ同形状の反射
体の堆積が用いらnていることが示さnている。
この発明の目的は、発明の詳細な説明の頭初シて記載し
た。、たとえば供給装置、ガス清浄装置、及び制御装置
から成る能動的1駆動装置及び安全システムを省略でき
る原子炉であって、炉心容器を空にしたシ交換したシす
ることが容易でちるとともに、金属製の炉心容器に基因
して生ずる燃料要素の堆積の中性子経済に対する悪#省
を除去することができる原子炉を提供することにある。
上述の目的を達成するために、本発明の原子炉は次に記
す(a)乃至0)の特徴を有するように形成さnている
。すなわち (a)  上記側部反射体は、炉心容器外部に設けられ
た堅固な外側の側部反射体マントルと、炉心容器の内部
に収容され、燃料要素とほぼ同直径の黒鉛要素の堆積で
形成された内側の側部反射体から成ること、 (b)  床部反射体と上部反射体は、燃料要素の直径
とほぼ同直径の球形の黒鉛要素の堆積で形成され、上部
反射体の黒鉛要素は、定位置に形成された燃料要素の堆
積の上に直接載置されていること、(c)炉心容器は格
子構造又は孔を有する板によって形成され、上に開口す
る容器から成シ、上記格子構造の目および上記板の孔は
黒鉛要素及び燃料要素の直径より小さくあけらn1黒鉛
要素の堆積及び燃料要素の堆積の全重量を担持するよう
に形成されていること、 (d)  炉心容器の内壁には、格子構造又は孔を有す
る板によって製造された円筒状のスリーブが配置され、
該スリーブの高さは上記炉心容器18の全高より僅かに
高く形成され、内部にはトリム及び運転停止のみに用い
られる吸収棒が配列されていること、 (e)  炉心容器の底には、燃焼済みの燃料要素及び
黒鉛要素を取出するための開口が設けらnていること、 (f)  圧力容器の蓋の中心部には、送風機15を垂
直に保持する構造が設けらnていること、(g)  炉
心容器には、上部に冷却ガスを案内するマントルが設け
られ、該マントルは上部反射体の上方に設けられた自由
空間の中に於て、送風機の吸引側と高圧側を隔離するよ
うに形成されていることである。
本発明に於ては、球形状を有し、堆積可能の要素を、放
射能を有する炉心部分のみでなく、該炉心部分を取囲ん
で配置された黒鉛反射体、す表わち側部反射体、床部及
び上部反射体の内部にも使用するので、よって得らnる
原子炉の炉心容器の構造によむ、ば、黒鉛反射体は容易
に炉心容器から取除くことができる。この発明の炉心容
器は従来の炉心容器の構造とは異シ孔を有する板又は金
属性の格子構造によって形成され、そのことによって次
の2つの利点が得らnている。その第1は炉心容器の重
量が非常に軽減されることで、解体が容易となること、
第2は中性子の吸収を行なう金属製の炉心容器の作用が
減少することである。
またこの発明の原子炉は小形に形成され、地中に建設さ
しているために、航空機の墜落、圧力波、サゴターシ゛
−等の外的影響及び配管系統の破損等の月並みな事故に
対しても、保護された状態にあるという利点を有してい
る。
簡単な経済的試算によると、10乃至20メガワツトの
出力を有する原子炉が得らnる。更に高出力の原子炉は
、上記の10乃至20メガワツト出力の原子炉を多数集
めて形成することができる。
このとき経済性を向上させるのに必要なすべての補助装
置は予め適切に計画さnねばならない。
この発明の原子炉によnば、低コストのエネルギ発生が
可能となる。この低いコストは現行の化石エネルギ資源
から得らnるエネルギと競争することが可能である。
又この発明の原子炉では、燃料要素の堆積は所定の位置
にあって移動することなく、この原子炉による出力は1
0乃至40年にわたって継続することができる。引続い
て球形燃料要素は、交換され、このときには炉心容器と
ともに、黒鉛球及びトリム及び停止装置が取出される。
このような運転法をとるので、連続的又は間欠的に作動
する燃料供給装置を省略することができるのである。挿
入及び除去の際に、炉心容器内の燃料要素を臨界状態以
下に確保するために、トリム用及び停止用の棒は炉心容
器の中に残される。協働する諸部材とともに行なわれる
炉心容器の燃料(燃料要素及び黒鉛要素を含む)の交換
によって原子炉は再び長時間の持続運転可能となる。な
ぜなら高い荷重のかかる構成部分、たとえば内部に配置
された側部反射体及び上部反射体も簡単な方式で交換で
きるからである。
冷却ガス(特に勝れた性能を必要とする場合にはヘリウ
ムガスが用いられる)は、圧力容器の蓋と上部反射体の
間に形成された自由空間に突出する回転翼を備えた送風
機によって、燃料要素の堆積を上から下に貫いて流され
る。上記のように燃料要素の堆積を下方に通過した冷却
ガスは、圧力容器の床上を流n1続いて炉心容器と圧力
容器との間の環状空間の中を上方に流nた後、冷却ガス
を案出するマントルに沿って外部に流n1再び送風機の
中に吸入される。
次に本発明の原子炉の実施例を説明する。第1図には地
下に配置され、内部に空洞2を有するコンクリート及び
鋼で形成されたシリンダ状の圧力容器1が示さnている
。圧力容器の上部に設けられた開口は、取外し可能な蓋
3によって閉鎖さnている。空洞2には原子炉4が配設
され、該原子炉の炉心は球形の燃料要素6の堆積5から
形成さ扛ている。燃料要素6は重金属を含み、高温及び
低温プレス加工を用いて製造さnておシ、炉心中に於て
長期間使用さ扛る。
上記堆積5は全方向から黒鉛反射体2によって、取囲ま
nておシ該黒鉛反射体の大部分は、純iい黒鉛を用いて
製造され、上記燃料要素6とほぼ同じ直径を有する球形
に形成された黒鉛要素すなわち黒鉛球8の堆積からなり
、堅固に形成された外側の側部反射体マントル29と、
上記黒鉛球8から成る内側の側部反射体10と、黒鉛球
8から成る床部反射体9と、同じく黒鉛球8からなる上
部反射体1ノを具備し、上記上部反射体1ノの黒鉛球8
は直接燃料要素6上に載置さnている。上記上部反射体
11と蓋3との間には自由空間12が設けられ、床部反
射体9と圧力容器1の底部との間には更に広い自由空間
13が設けらnている。
又上記自由空間13の中には、金属製の支持部材14が
配置され、原子炉4は上記支持装置14t−介して圧力
容器1の底部上に配置さnている。
燃料要素6の堆積5を通して、上から下に冷却ガス、た
とえばヘリウムガスが送風機15を用いて貫流される。
上記送風機15は蓋3の中央下部に取付けられ、該送風
機15の回転翼は自由空間12の中に突出している。上
記送風機15用の駆動モータ19は蓋3の、閉止部材1
7によって閉じらnた貫通開口16の中に配設されてい
る。このような構造をとることによって送風機および駆
動モータの操作を容易に行なうことができる。
燃料要素6の堆積5の側部及び下部は、金属製の炉心容
器18によって囲まれ、該炉心容器18は内部に堆積さ
れた黒鉛反射体7のすべてを収容し、堅固に形成された
側部反射体マントル29は炉心容器I8の外部に設けら
nている。上記炉心容器18は上部が開放した容器から
なシ、該容器の円筒形側面と床部は格子構造又は孔を有
する板によって形成され、燃料要素6及び黒鉛球8の全
重量を支持することができる。上記格子構造の開口及び
上記孔を有する板の孔の大きさは、黒鉛球8が炉心容器
18から脱落することが無いように定めらnる。又炉心
容器18の底部には、閉鎖可能な開口28が設けられ、
該開口28を介して燃料要素6及び黒鉛球8を取出すこ
とができる。
炉心容器18の内壁には、側面及び床部と同様の格子構
造又は孔を有する板で形成された円筒状のスリーブ2o
が配置されている。上記スリーブ20は、炉心容器18
の上端よシ上方に延出し、吸収棒21の垂直方向移動路
を形成する。吸収棒21を移動させる駆動装置22すな
わち駆動モータは、蓋3の貫通関口23の中に配置され
、該貫通関口23は蓋25によって閉鎖さnている。
側部反射体10の内部に配置された吸収棒2ノは、トリ
ム及び停止に用いらn1原子炉の制御は送風機の回転速
度の調整及び図示を省略した冷却システムの第2次の駆
動によってのみ行なわr、このとき負の温度係数効果が
動作の安定化のために利用さnている。従って吸収棒2
ノを積み的に制御する必要はない。
トリム及び停止用の吸収棒2ノは可燃性の中性子毒物(
たとえばカドリニウム)及び原子炉運転の初期に生ずる
過大な出力を押えるために使用される。すなわち原子炉
の運転中に生じた過大な出力は、上記吸収棒21による
トリム及び停止動作によって保償される。この場合吸収
棒21に連続的又は間欠的に与えらnるトリム及び停止
のための移動は手動にて行なわnnばよく、原子カ反応
の緩漫彦変化に対して、自動制御方式を採用する必要は
ない。燃料要素の温度の短時間の変更は、球形のセラミ
ック燃料要素が高い高温度持続性を有するために、比較
的広い範囲にわたって問題を生ずることはない。
炉心容器18は、黒鉛反射体7(堅固な外部反射体マン
トル29を除去して)、燃料要素6及び吸収棒21とと
もに、蓋3を取除くことにより、上方に取出される。こ
のとき鐘状の遮蔽体を補助的に使用することができる。
炉心容器18の分解及び組立て時に、堆積5を臨界状態
以下に維持することは、上記吸収棒2ノによって確実に
行なわfる。炉心容器18の分解は、燃料要素6が十分
に燃焼したときに行なわnる。
圧力容器1の全内面には、冷却システム24が設けらn
ている。冷却システム24は通常冷却水を流すパイプを
備え、堆積5の中に発生した熱は、原子炉から出力を取
出する場合にも、又余熱除去の場合にも、該冷却水によ
って取出される。このとき冷却水が1次循環路の中に侵
入するのを確実に防止するために、上記1次循環路内の
圧力は、冷却システム24の媒体の圧力を越えるように
選ばnている。
自由空間12の中には、ガスを導くマントル26が炉心
容器18の上端に結合さnている。マントル26は送風
機15の吸入側と吐出側を区分している。
原子炉の出力は送風機の回転速度と冷却システムの2次
側の流量によって制御され、このとき球形燃料要素の堆
積を用いる原子炉に固有の負の温度特性が利用される。
送風機15は通常運転時には約8〜10バール高い圧力
を有する冷却ガスを、自由空間12から吸入し、堆積5
に送る。冷却ガスは堆積5を通過することにより約30
0℃から500″′GK加熱され、床部反射体9′ft
通って底部の自由空間13に送らn1圧力容器の内側と
炉心容器18の間の環状空間22の中に導かnた後、冷
却ガスを案内するマントル26に涜って送風機15に達
する。
1次循環路に冷却水を導く部材が設けら扛ていないこと
、運転中に燃料要素6が追加さnないこと、また1次循
環路の中にその他の原因による汚染も生じないことによ
って、ガス清浄装置の設置は不必要となり、従って燃料
要素用の供給装置、原子炉防護装置及び制御装置はこの
発明の原子炉4用に不必要である。その結果この発明の
原子炉4によnば、エネルギ発生のコスト及び原子炉の
操作及び維持に関するコストは極めて低くなる。
又本発明の原子炉4によnば、事故発生時に生ずる余熱
の除去は次のようにして確実に行なわnるし、送風機1
5が故障のときにも余熱は冷却システム24内に生ずる
自然対流によって除去される。このとき堆積内の冷却ガ
スの流nの方向が変換さ扛るが、そのために送風機及び
その駆動モータ22が温度上昇して危険な状態になるこ
とはない。又偶発的に1次循環路に圧力上昇が生じたと
きにも、このような不都合はすでに説明した1次循環路
の構造に基づき、又は冷却ガス用のタンク内の冷却ガス
を多量に流すことによって保償される。このとき冷却シ
ステム24の自然対流による余熱除去は、冷却システム
24の・母イブに多量の冷却媒体を循環させることによ
って行なわnるようになっている。
又圧力放出装置が故障したときには余熱は主として黒鉛
反射体7による伝導及び熱放射によって冷却システム2
4に移動するが、この場合にも原子炉4の炉心温度は、
該原子炉の標準運転時に生ずる炉心温度を越えることは
ない。
更に冷却システム24に故障を生じた場合にも、余熱は
確実に除去され、このとき燃料要素6の損傷が生ずるこ
とも、燃料要素6の放射能が自由に変動することもない
。この場合には余熱は圧力容器1内の伝導によp1原子
炉を取巻く地中及び大気中に除去される。gA製又はプ
レストレストコンクリート製の圧力°容器1を使用すn
ば、熱伝導は、使用する鋼部材の特別の配置により効果
的に行なわする。そしてこの発明の原子炉は清単な構造
を有するため、監視及び管理に必要とする費用は極〈少
くてすむ。
第2図には圧力容器1を備えた原子炉装置の全体が示さ
nている。図示するように、圧力容器1は地中の空洞4
0の中に配置され、基礎3ノの上に据付けらnている。
又空洞40の上部には該空洞を閉鎖するコンクリート製
の蓋32が配設され、その上部には簡単な構造の広間3
3が形成さnている。上記の蓋32は、地下に形成され
た構造物と協働し、外部からの作用に対して原子炉4を
防獲する。広間33は扉36を有し、該広間33は作業
室及び原子炉の運転を行なう操作室37と、炉心容器1
8の組立て及び分解を行なうだめの室38に区分され、
該室38の上部にはレール35が取付けらn1該レール
35の上をクレーン34が走行する。図に示す空洞40
はコンクリートによって被覆され、該空洞の壁と圧力容
器1との間に形成された中間空間39は、漏洩及び放射
能の監視のために用いられる。該中間空間39の内部は
必要に応じて大気圧よシ僅かに低い圧力となるように吸
引することができるので、このようにすnば、漏洩及び
放射能の監視のを間欠的に行なうことができる。
【図面の簡単な説明】
第1図はこの発明の原子炉の縦方向断面、第2図は地上
構造をも追加記入した原子炉装置を示す図である。 l・・・圧力容器、3・・・蓋、5・・・堆積、6・・
・燃料要素、8・・・黒鉛要素、黒鉛球、9・・・床部
反射体、1゜・・・側部反射体、11・・・上部反射体
、12・・・自由空間、15・・・送風機、16・・・
貫通開口、17・・・閉止部材、18・・・炉心容器、
19・・・駆動モータ、20・・・スリーブ、21・・
・吸収棒、23・・・貫通開口、24・・・冷却’/ス
テム、26・・・マントル、28・・・開口、29・・
・側部反射体マントル、31・・・基礎、32・・・コ
ンクリート製の蓋、33・・・広間。

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1、円筒状の圧力容器の地中に設けられた空洞内に収容
    され、送風機の作用によつて上から下に向けて冷却ガス
    が貫通される球形の燃料要素の堆積と、金属製で分解可
    能な炉心容器と、上記炉心容器の貫通開口を閉鎖し、上
    記炉心容器を組立て又は分解するときに取り外すことが
    できる蓋と、底部反射体、側部反射体及び上部反射体を
    含み、燃料要素の堆積をすべての側から取囲み、一部は
    炉心容器内に配置された黒鉛反射体と、上記側部反射体
    の中に移動可能に設けられた吸収棒を具備する低出力の
    原子炉であつて、下記の(a)〜(g)項の特徴を有す
    る原子炉。 (a)上記側部反射体は、炉心容器(18)外部に設け
    られた堅固な外側の側部反射体マントル(29)と、炉
    心容器(18)の内部に収容され、燃料要素(6)とほ
    ぼ同直径の黒鉛要素(8)の堆積で形成された内側の側
    部反射体(10)から成ること、 (b)床部反射体(9)と上部反射体(11)は、燃料
    要素の直径とほぼ同直径の球形の黒鉛要素の堆積で形成
    され、上部反射体の黒鉛要素(8)は、定位置に形成さ
    れた燃料要素(6)の堆積(5)の上に直接載置されて
    いること、 (c)炉心容器(18)は格子構造又は孔を有する板に
    よつて形成され、上に開口する容器から成り、上記格子
    構造の目および上記板の孔は黒鉛要素(8)及び燃料要
    素(6)の直径より小さくあけられ、黒鉛要素の堆積及
    び燃料要素の堆積の全重量を担持するように形成されて
    いること、(d)炉心容器(18)の内壁には、格子構
    造又は孔を有する板によつて製造された円筒状のスリー
    ブ(20)が配置され、該スリーブの高さは上記炉心容
    器(18)の全高より僅かに高く形成され、内部にはト
    リム及び運転停止のみに用いられる吸収棒(21)が配
    列されていること、 (e)炉心容器(18)の底には、燃焼済みの燃料要素
    (6)及び黒鉛要素(8)を取出すための開口が設けら
    れていること、 (f)圧力容器(1)の蓋(3)の中心部には、送風機
    (15)を垂直に保持する構造が設けられていること、 (g)炉心容器(18)には、上部に冷却ガスを案内す
    るマントル(26)が設けられ、該マントルは上部反射
    体(11)の上方に設けられた自由空間(12)の中に
    於て、送風機(15)の吸引側と高圧側を隔離するよう
    に形成されていること。 2、上記燃料要素(6)は重金属を多量に含んでいるこ
    とを特徴とする特許請求の範囲第1項に記載の原子炉。 3、圧力容器(1)のすべての内側に、燃料要素(6)
    の堆積(5)で発生した熱を圧力容器(1)から排出す
    る冷却システム(24)が設けられていることを特徴と
    する特許請求の範囲第1項に記載の原子炉。 4、第1次循環路の冷却ガスの圧力は、冷却システム(
    24)の冷却媒体の圧力より高く形成されていることを
    特徴とする特許請求の範囲第3項に記載の原子炉。 5、上記第1次循環路及び冷却システム(24)は、故
    障発生時に於ても確実に余熱の除去が行なわれるように
    形成されていることを特徴とする特許請求の範囲第3項
    に記載の原子炉。 6、取外し可能な閉止手段(17、25)を備えた貫通
    開口(16、23)が蓋(3)に設けられ、上記開口(
    16、23)は吸収棒(21)用の駆動装置(22)と
    送風機用の駆動モータ(19)を収容することを特徴と
    する特許請求の範囲第1項に記載の原子炉。 7、基礎(31)の上に配設された圧力容器(1)は、
    堅牢なコンクリート製の蓋(32)を有し、該蓋(32
    )の上方には、補助システム及び処理システムを収容す
    る、軽構造の広間が設けられていることを特徴とする特
    許請求の範囲第1項に記載の原子炉。 8、円筒状の圧力容器の地中に設けられた空洞内に収容
    され、送風機の作用によつて上から下に向けて冷却ガス
    が貫通される球形の燃料要素の堆積と、金属製で分解可
    能な炉心容器と、上記炉心容器の貫通開口を閉鎖し、上
    記炉心容器を組立て又は分解するときに取り外すことが
    できる蓋と、床部反射体、側部反射体及び上部反射体を
    含み、燃料要素の堆積をすべての側から取囲み、一部は
    炉心容器内に配置されされた黒鉛反射体と、上記側部反
    射体の中に移動可能に設けられた吸収棒を具備する低出
    力の原子炉であつて、 上記側部反射体は、炉心容器(18)外部に設けられた
    堅固な外側の側部反射体マントル(29)と、炉心容器
    (18)の内部に収容され、燃料要素(6)とほぼ同直
    径の黒鉛要素(8)の堆積で形成された内側の側部反射
    体(10)から形成され、 床部反射体(9)と上部反射体(11)は、燃料要素の
    直径とほぼ同直径の球形の黒鉛要素の堆積で形成され、
    上部反射体の黒鉛要素(8)は、定位置に形成された燃
    料要素(6)の堆積(5)の上に直接載置され、 炉心容器(18)は格子構造又は孔を有する板によつて
    形成され、上に開口する容器から成り、上記格子構造の
    目および上記板の孔は黒鉛要素(8)及び燃料要素(6
    )の直径より小さくあけられ、黒鉛要素の堆積及び燃料
    要素の堆積の全重量を担持するように形成され、 炉心容器(18)の内壁には、格子構造又は孔を有する
    板によつて製造された円筒状のスリーブ(20)が配置
    され、該スリーブの高さは上記炉心容器(18)の全高
    より僅かに高く形成され、内部にはトリム及び運転停止
    のみに用いられる吸収棒(21)が配列されており、 炉心容器(18)の底には、燃焼済みの燃料要素(6)
    及び黒鉛要素(8)を取出すための開口が設けられ、 圧力容器(1)の蓋(3)の中心部には、送風機(15
    )を垂直に保持する構造が設けられ、炉心容器(18)
    には、上部に冷却ガスを案内するマントル(26)が設
    けられ、該マントルは上部反射体(11)の上方に設け
    られた自由空間(12)の中に於て、送風機(15)の
    吸引側と高圧側を隔離するように形成されている、 原子炉に於て、次記(a)乃至(d)項に記載のステッ
    プを用いて黒鉛要素(8)及び燃料要素(6)の供給を
    行なう原子炉の使用法、 (a)黒鉛要素(8)のみから成り、床部反射体(9)
    の厚さを有する黒鉛要素の層を炉心容器(18)の底部
    上に積載するステップ、 (b)炉心容器(18)に燃料要素を供給する前に、円
    筒形をなし、その直径が、黒鉛要素(8)によつて形成
    される側部反射体(10)内径に対応して形成された分
    離用部材を該炉心容器(18)内に挿入するステップ、 (c)炉心容器(18)と分離用部材との間に形成され
    た環状空間及び中央の内部空間は、同時に、互に異る要
    素である黒鉛要素(8)と燃料要素(6)を供給するス
    テップと、 (d)上記供給が進むに従つて、炉心容器(18)内の
    上記分離部材を上方に引抜き、燃料要素(6)の堆積の
    高さに達したとき、該炉心容器(18)から取去り、そ
    の後は黒鉛要素(8)のみを供給するステップ。 9、円筒状の圧力容器の地中に設けられた空洞内に収容
    され、送風機の作用によつて上から下に向けて冷却ガス
    が貫通される球形の燃料要素の堆積と、金属製で分解可
    能な炉心容器と、上記炉心容器の貫通開口を閉鎖し、上
    記炉心容器を組立て又は分解するときに取り外すことが
    できる蓋と、床部反射体、側部反射体及び上部反射体を
    含み、燃料要素の堆積をすべての側から取囲み、一部は
    炉心容器内に配置されされた黒鉛反射体と、上記側部反
    射体の中に移動可能に設けられた吸収棒を具備する低出
    力の原子炉であつて、 上記側部反射体は、炉心容器(18)外部に設けられた
    堅固な外側の側部反射体マントル(29)と、炉心容器
    (18)の内部に収容され、燃料要素(6)とほぼ同直
    径の黒鉛要素(8)の堆積で形成された内側の側部反射
    体(10)から形成され、 床部反射体(9)と上部反射体(11)は、燃料要素の
    直径とほぼ同直径の球形の黒鉛要素の堆積で形成され、
    上部反射体の黒鉛要素(8)は、定位置に形成された燃
    料要素(6)の堆積(5)の上に直接載置され、 炉心容器(18)は格子構造又は孔を有する板によつて
    形成され、上に開口する容器から成り、上記格子構造の
    目および上記板の孔は黒鉛要素(8)及び燃料要素(6
    )の直径より小さくあけられ、黒鉛要素の堆積及び燃料
    要素の堆積の全重量を担持するように形成され、 炉心容器(18)の内壁には、格子構造又は孔を有する
    板によつて製造された円筒状のスリーブ(20)が配置
    され、該スリーブの高さは上記炉心容器(18)の全高
    より僅かに高く形成され、内部にはトリム及び運転停止
    のみに用いられる吸収棒(21)が配列されており、 炉心容器(18)の底には、燃焼済みの燃料要素(6)
    及び黒鉛要素(8)を取出すための開口が設けられ、 圧力容器(1)の蓋(3)の中心部には、送風機(15
    )を垂直に保持する構造が設けられ、炉心容器(18)
    には、上部に冷却ガスを案内するマントル(26)が設
    けられ、該マントルは上部反射体(11)の上方に設け
    られた自由空間(12)の中に於て、送風機(15)の
    吸引側と高圧側を隔離するように形成されており、 基礎(31)の上に配設された圧力容器(1)は、堅牢
    なコンクリート製の蓋(32)を有し、該蓋(32)の
    上方には、補助システム及び処理システムを収容する、
    軽構造の広間が設けられている、 原子炉に於て、次の(a)乃至(c)項のステップを有
    することを特徴とする原子炉の使用法、 (a)大きく重いコンクリート製の蓋(32)を取外し
    た後、鐘状の遮蔽体を直接圧力容器(1)の上に配置す
    るステップ、 (b)圧力容器(1)の蓋(3)を取除いた後に、黒鉛
    要素(8)と燃料要素(6)及び吸収棒(21)を備え
    た炉心容器(18)を、上記鐘状の遮蔽体の中に引き入
    れるステップ、 (c)炉心容器(18)を鐘状の遮蔽体の内に引き上げ
    、すでに鐘状の遮蔽体内に存在し、黒鉛要素(8)及び
    燃料要素(6)を収容する受入容器を炉心容器(18)
    の下に移動し、炉心容器(18)の底部に設けた開口(
    28)を通して、黒鉛要素(8)及び燃料要素(6)を
    上記受入容器に移すステップ。
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Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS6452616A (en) * 1987-03-13 1989-02-28 Sanyo Electric Co Superconducting substance and production thereof

Families Citing this family (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2807563B1 (fr) * 2000-04-07 2002-07-12 Framatome Sa Assemblage de combustible nucleaire pour un reacteur refroidi par de l'eau legere comportant un materiau combustible nucleaire sous forme de particules
KR20030019465A (ko) * 2000-06-29 2003-03-06 에스콤 원자력 발전소
US7144087B2 (en) * 2002-01-09 2006-12-05 Asph{dot over (a)}lt Zipper, Inc. Systems and methods for milling paving material with increased stability, support, and power
US20060050835A1 (en) * 2004-09-03 2006-03-09 Bazant Martin Z Bi-disperse pebble-bed nuclear reactor
DE102005019911A1 (de) * 2005-04-27 2006-11-02 Basf Ag Verfahren der rektifikativen Auftrennung einer Acrylsäure und/oder Methacrylsäure enthaltenden Flüssigkeit
ITRM20070256A1 (it) * 2007-05-07 2008-11-08 Susanna Antignano Impianto nucleare supersicuro e a decommissioning semplificato/facilitato.
EP3308380B1 (en) 2015-04-09 2020-11-25 Claudio Filippone Transportable nuclear power generator
JP2018513985A (ja) * 2015-10-07 2018-05-31 フィリポネ, クラウディオFILIPPONE, Claudio 可搬型亜臨界モジュールによる発電及び関連方法
US10706973B2 (en) 2017-05-02 2020-07-07 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Very simplified boiling water reactors for commercial electricity generation
US11380451B2 (en) 2017-08-15 2022-07-05 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Depressurization and coolant injection systems for very simplified boiling water reactors
US12087460B2 (en) * 2021-02-24 2024-09-10 Palvannanathan Ganesan Underground nuclear power reactor with a blast mitigation chamber

Family Cites Families (17)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2975116A (en) * 1946-10-08 1961-03-14 Daniels Farrington Neutronic reactor
BE532106A (ja) * 1953-09-25
US3039945A (en) * 1955-06-29 1962-06-19 Westinghouse Electric Corp Fluidized bed nuclear reactor
DE1034784B (de) * 1956-03-16 1958-07-24 Dr Rudolf Schulten Atomkernreaktor mit Gaskuehlung
US2873242A (en) * 1956-06-29 1959-02-10 Treshow Michael Neutronic reactor system
US3287910A (en) * 1963-09-04 1966-11-29 Cornell Aeronautical Labor Inc Nuclear reactor
DE1646783C3 (de) * 1965-12-18 1974-08-15 Nukem Gmbh, 6454 Grossauheim Verfahren zur Herstellung von kugelförmigen Graphit-Brennstoffelementen
US3294645A (en) * 1966-04-22 1966-12-27 Susskind Herbert Controlled unloading of geometrically ordered packed beds
GB1101067A (en) * 1966-11-30 1968-01-31 Atomic Power Constr Ltd Improvements in or relating to metal-lined concrete pressure vessels
DE2621358C2 (de) * 1976-05-14 1986-05-22 Hochtemperatur-Reaktorbau GmbH, 4600 Dortmund Verfahren zur Bestimmung des Spaltstoffgehalts einer Probe mittels eines kritischen Reaktors
DE2710859C2 (de) * 1977-03-12 1986-06-26 Hochtemperatur-Reaktorbau GmbH, 4600 Dortmund Verschlußvorrichtung für große Öffnungen in einem unter hohem Druck stehenden Behälter
DE3016402A1 (de) * 1980-04-29 1981-11-05 GHT Gesellschaft für Hochtemperaturreaktor-Technik mbH, 5060 Bergisch Gladbach Hochtemperaturreaktor in modul-bauweise
DE3149794C1 (de) * 1981-12-16 1983-06-09 Kernforschungsanlage Jülich GmbH, 5170 Jülich Kugelhaufen-Kernreaktor mit kugelfoermigen Brennelementen
DE3322998A1 (de) * 1983-06-25 1985-01-03 Hochtemperatur-Reaktorbau GmbH, 4600 Dortmund Metallischer liner zur auskleidung der zylindrischen kaverne eines spannbetondruckbehaelters
DE3335451A1 (de) * 1983-09-30 1985-04-18 Hochtemperatur-Reaktorbau GmbH, 4600 Dortmund Kernreaktoranlage
DE3404572A1 (de) * 1984-02-09 1985-08-14 Hochtemperatur-Reaktorbau GmbH, 5000 Köln In einer unterirdischen kaverne angeordnetes kernkraftwerk mit einem ht-kleinreaktor
DE3518968A1 (de) * 1985-05-25 1986-11-27 Hochtemperatur-Reaktorbau GmbH, 4600 Dortmund Unterirdisch in der kaverne eines zylindrischen druckbehaelters angeordneter kernreaktor niedriger leistung

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS6452616A (en) * 1987-03-13 1989-02-28 Sanyo Electric Co Superconducting substance and production thereof

Also Published As

Publication number Publication date
CH671849A5 (ja) 1989-09-29
DE3534422A1 (de) 1987-04-09
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JPH0631740B2 (ja) 1994-04-27
US4826652A (en) 1989-05-02

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