JPS63201597A - 高温原子炉の停止装置 - Google Patents

高温原子炉の停止装置

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JPS63201597A
JPS63201597A JP62336794A JP33679487A JPS63201597A JP S63201597 A JPS63201597 A JP S63201597A JP 62336794 A JP62336794 A JP 62336794A JP 33679487 A JP33679487 A JP 33679487A JP S63201597 A JPS63201597 A JP S63201597A
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JP
Japan
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absorption
opening
storage container
piston
nuclear reactor
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Application number
JP62336794A
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Inventor
ラルフ・ファベル
フーベルト・ハンデル
ランハルト・マウエルスベルガー
ヨーゼフ・シェーニンク
ヘルマン・シュミット
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Hochtemperatur Reaktorbau GmbH
Original Assignee
Hochtemperatur Reaktorbau GmbH
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Publication date
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    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00Control of nuclear reaction
    • G21C7/06Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
    • G21C7/08Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section by displacement of solid control elements, e.g. control rods
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/28Arrangements for introducing fluent material into the reactor core; Arrangements for removing fluent material from the reactor core
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C9/00Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
    • G21C9/02Means for effecting very rapid reduction of the reactivity factor under fault conditions, e.g. reactor fuse; Control elements having arrangements activated in an emergency
    • G21C9/027Means for effecting very rapid reduction of the reactivity factor under fault conditions, e.g. reactor fuse; Control elements having arrangements activated in an emergency by fast movement of a solid, e.g. pebbles
    • 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
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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】 [産業上の利用分野コ 本発明は、球形燃料要素の堆積物で満たされた円筒形炉
心を側部反射材及び圧力容器で同心に囲繞し、側部反射
材から鼻状突起を炉心の中に突出させ、垂直に延びる空
胴を鼻状突起に貫通させ、圧力容器の上方に吸収球を収
納する貯蔵容器を設け、この貯蔵容器がら空胴へ吸収球
を供給する供給管を貯蔵容器と空胴の間に設け、空胴か
らの吸収球を貯蔵容器へ搬送するように構成された高温
原子炉の停止装置に関する。
[従来の技術] 上記の装置は西独特許出願筒P3601747.7号に
よ)公知である。そこで一般的にしか触れていない吸収
球の準備、排出及び搬送系統は、反射棒と並んで第2の
停止装置としての機能を果するには動作があまシに緩慢
である。また吸収球の運動過程で故障が生じない訳でな
い。
[発明が解決しようとする問題点コ 本発明の目的は、吸収球の迅速確実な送入と共に短時間
の返送を保証し、原子炉運転中の反復検査を確実にする
、冒頭に挙げた種類の装置を示すことである。
[問題点を解決するための手段、作用、発明の効果] 本発明の目的は、冒頭に述べた高温原子炉の停止装置に
おいて、貯蔵容器と供給管との間の開口部を開閉のため
の冗長機能を有する開閉装置を貯蔵容器に設け、排出管
の排出端に吸収球受けを接続し、空胴からの吸収球を受
けて堆積の山としこの堆積の山の排出管と反対側部分に
供給ガス流を導入して吸収球を堆積の山から分離するよ
うに吸収球受けを構成し、分離された吸収球を吸収球受
け内で受け内部を流れる搬入ガス流に混入して貯蔵容器
へ搬送するための導管を吸収球受け内の堆積の山と別の
個所に貫設することによって達せられる。
このように構成された本装置には、吸収球の導入の際に
故障がない。堆積物の山が形成され、搬送ガス流が吸収
球受けの別の場所に導入させることと相t−pて、供給
ガス流により計画的に定められる吸収球量を排出及び返
送することができる。
その場合、供給ガス流が吸収球を搬送ガス流に引渡す。
貯蔵容量内で吸収球とガス流が分離されるので、貯蔵容
器内に圧力上昇が起こらず、吸収球だけが開閉装置の操
作に従って重力によシ鼻状突起の空胴に入ることが保証
される。原子炉の運転中に少量の吸収球を通して装置の
機能を検査することができる。開閉装置のすべての能動
的部品と供給及び搬送ガス流の制御手段は圧力容器の外
に配設され、又は外部から操作することができる。
従ってこれらの部品の反復検査も原子炉運転中に可能で
ある。
開閉装置は故障時に強制的に始動する開放運動機構と制
御可能な開放運動機構から成ることが好ましい。
従って強制始動開放運動機構は、故障時に吸収球の供給
を保証する受動的安全装置になる。
好適な実施態様によれば、開閉装置は貯蔵容器の蓋に固
定されたハウジングと、このハウジングに挿入された2
個のピストンと、蓋を貫通する各ピストンのピストン棒
と、ピストン棒の自由端に設けられピストンの作動に応
じて接離し開口部と貯蔵容器内部との連通又は断絶を行
なうための開閉部材とを具備する。
コンiぐクトな構造を得るために、ピストンがボックス
の軸平行に並設された円筒形盲穴に通される。
別の実施態様は、ピストンを同軸に重なり合わせて配設
し、下側ピストンのピストン棒を上側ピストンのピスト
ン棒に同軸に貫通させるスリーブとして形成し、開閉装
置内の蓋と下側ピストンとの間の空間に加圧媒体が導入
された時差の下面に係合する受座をスリーブに設け、開
閉装置内の両ピストン間の空間に加圧媒体が導入されな
い時は常時上側ピストンが接する肩部を開閉装置の内壁
に設ける。
このため、開閉装置は狭い場所にも設けることができる
反復検査時の位置決めのため又は交換のために部品にた
やすく近寄ることができるように、吸収球受けの外周に
ピストンの位置判定のための位置指示器が配設されてい
る。
又、開閉装置は、一方のピストンに固定され貯蔵容器の
内側輪郭に相補的形状を有する環体と他方のピストンに
固定され環体の中心孔よシも僅かに小さな外径を有し上
面が円錐台形に形成された円板から成り、環体が円板と
逆向きの傾斜を有し、閉鎖位置で環体及び円板の上面に
よりV字形のくぼみが形成されるようにすることができ
る。
吸収球の排出を速めるために、鼻状突起の排出管側の空
胴が排出管寄りに傾斜している。
吸収球受けは、吸収球の堆積の山を受ける底部と、この
底部の下方に設けられ供給ガス流が供給される隔室と、
排出管の軸線と鋭角を成す傾斜筒部とを有し、底部の、
排出管からずれた位置に隔室と吸収球受内部とを連通さ
せるノj−フォレーションを設けることができる。
傾斜筒部の側壁は堆積物の山の形成を促す。なぜならば
、吸収球がそこでせき止められるからである。供給ガス
流を使用した時に初めて吸収球の堆積の山がくずされる
。パーフォレーションをずらせて配設することによって
、供給ガス流の使用時に堆積物の山の周縁区域にガスが
作用するので、堆積の山からの吸収球が容易にはなれる
ことになる。
また吸収球の供給のために、吸収球受けを貫通する搬送
ガス流用導管の、傾斜筒部の自由端と吸収球受けの壁体
の間に形成されたギャップの下に位置する外周面に開口
を設ける。
供給ガス流で送られてきた吸収球はこの開口で搬送ガス
流の吸引作用を受けるから、球は急速に上記の導管、即
ち搬送管内に入る。
搬送ガス流の流れ方向に見て開口の手前の導管の部分に
狭隘部を形成する。このため吸引作用が増加するから、
搬送管の開口部の搬送ガスの損失が回避される。
別の実施例では、排出管が吸収球受けに入った後、これ
よシ鈍角に曲げられた曲管として形成され、この曲管の
下流側の上向きの端部が搬送ガス流用導管に接続され、
少くとも搬送ガス流用導管側の曲管の部分にパーフォレ
ージ、l/を形成している。
この場合も閉じた吸収球受けが曲管と曲管接続部を取囲
むから、ガス排出を加減することによって搬送ガス比率
を任意に調節することができる。
外部ガスの使用を回避するために、搬送及び配給用ガス
としてコールドガスを用い、コールドガスが弁装置に流
入するようにし、搬送ガス管及び配給ガス管が弁装置か
ら吸収球受けへと出ておシ、弁装置の中に配設された弁
類がこれらの管に接続されている。
弁装置が圧力容器の壁体の一部を構成し、その外側の壁
面に補助送風機用プラケットを設けることが好ましい。
又、コールドガスを弁装置に導入するブラケットに逆と
弁を設けることができる。
好適な実施態様によれば、搬送ガス管が貯蔵容器に接線
方向に接続し、貯蔵容器から出る搬送ガス返送管巻貯蔵
容器から半径方向外側に延出させる。
吸収体を接線方向に導入することによってこれに制動効
果が与えられるから、これらの吸収体は損傷せずに貯蔵
容器に到達する。
貫通孔を有するケースで覆われることによって吸収体受
けと排出管が吸収体の無秩序な流出から守られる。
搬送ガスをほとんど損失なく貯蔵容器へ返送するために
、貯蔵容器から出る導管を送風機入口又は蒸発器出口に
接続する。
原子力設備の再始動の時に負荷の不釣合を回避または補
償するために、貯蔵容器に充填高さ測定器を設け、そこ
から導き出される、鼻状突起の空胴内の充填高さの差を
配給ガス流の差異によって均等化することができる。
各貯蔵容器に約775000個の吸収体が貯蔵される。
従って本発明の利点は、特にこの盆の空胴への送入と返
送の配址が、装置の反徨検査の可能性に留意しながら簡
単かつ迅速に行なわれる。装置は球の大きさにかかわり
なく使用できるから、大きな直径の球形燃料要素にも適
合する。
[実施例コ 以下、図面を参照して実施例に基づき本発明を説明する
第1図は原子炉圧力容器1の一部の縦断面図を示す。圧
力容器1は側部反射材2と球形燃料要素3の堆積物(い
わゆる炉心4)を同心に取囲む。
個別の部材で組立てられた側部反射材2は、炉心4の中
に突出する4個の鼻状突起5を有する(第3図)。各鼻
状突起5は細長い穴から成る空胴6を有する。空胴6の
下端は炉心4の方向に傾斜し、排出管7に接続する。原
子炉を停止するために、貯蔵容器8から供給管9を通じ
て空胴6に吸収体10の堆積物が送り込まれる。原子炉
圧力容@1のフランジ11に固定された貯蔵容器8が各
空胴6に配属され、天井反射板12を貫いて延びる供給
管9を通じて各空胴6と連通ずる。供給管9は天井反射
材12の効果を弱めないように、これを斜めに貫通する
。排水管7の下端に吸収体受け13が設けられ、搬送ガ
ス流15a用ガス管を介して貯蔵容器8に接続される。
圧力容器1の下端部に弁装置16が配設され供給ガス流
14用ガス管及び搬送ガス流15用ガス管を介して吸収
体受け13に接続される。原子炉の始動運転の際、吸収
体10は、ガス流15.15h用ガス管を通して吸収体
受け13を通る搬送ガスによって貯蔵容器8へ送られる
。供給ガスも搬送ガスも共通の弁装置16から供給され
る。弁装置16は、逆止弁17によって保護されたブラ
ケット18を介して原子炉のコールドガス流に接続する
。コールドガスとは、炉心に入る前に圧力容器内で循環
するガスのことである。このコールドガスの一部が逆止
弁17を介して弁装置16に流入する。
弁装置16の中に搬送ガス流15用ガス管のためのシム
弁19、供給ガス流14用ガス管に調整弁66が設けら
れる。弁装置16の、圧力容器1の外側にある壁にブラ
ケット20が取付けられ、ここに補助送風機21を接続
することができる。
補助送風機21も原子炉圧力容器1の内室のガスを使用
する。吸収体受け13から出た搬送ガス流は吸収体10
をガス流15&用ガス管を通して貯蔵容器8へ運搬する
。搬送ガス流は圧力容器1の内壁と熱遮蔽部23の間の
環状室22を通った後7ランジ11の近傍で圧力容器1
を突抜け、上方の貯蔵容器8に入る。吸収体10は貯蔵
容器8内に留まるが、搬送ガスの一部は導管24を経て
貯蔵容器8を退出し、次いで、搬送ガスは蒸気発生器出
口又は送風機入口へ導かれ、圧力容器1内を循環するガ
スの回路に流入する。
貯蔵容器8の平面図を示す第2図で判るように、吸収体
に対して制動効果を得るために、搬送ガス用ガス管15
aは貯蔵容器8に接線方向に入り込む。これに対して搬
送ガス流を圧力容器1に戻すための導管24は貯蔵容器
8から半径方向へ突出する。また、第2図から理解され
るように、4個の貯蔵容器8(その内2個だけを示す)
が円周上に配設された反射棒操作装置250間に場所を
取らないように設置される。
第4図は貯蔵容器8の上部区域及び第1図に略示した、
貯蔵容器8と供給管9の間の開口部27を開閉するため
の開閉装置26の拡大図を示す。
小径のハウジング29がその拡径部30を榎う蓋体31
を介して貯蔵容器8の蓋28の上にねじ32で固定され
る。蓋28と貯蔵容器8の上端面の間、ハウジング29
の下端面と蓋28の上面の間及びハウジング29の上端
面と蓋体31の下面の間にそれぞれ密封用0リング33
が配設される。
スリーブ34が蓋28を貫通し、貯蔵容器8とハウジン
グ29の双方内に延びる。スリーブ34は貯蔵容器8の
中に突出する端部に星形支持体35を担持する。貯蔵容
器8の中心に向けて下向きに傾斜する環体37が複数個
のねじ9棒36を介して星形支持体35に懸架される。
環体37の外周面と貯蔵容器80間に間隙を設ける。星
形支持体35はスリーブ34下端の?ス部38に嵌装さ
れ、ねじ付リング39で受座40に緊締される。受座4
0の、支持体35と反対側の肩部は蓋28の下面に接す
る。ハウジング29の中に突出するスリーブ34の端部
もがス部41を有する。がス部41はピストン42を受
けるために使用される。
ピストン42はねじ付リング43でスリーブ34のボス
部41側の肩部に緊締される。ピストン42はピストン
リング44を有する。ハウジング29内室の拡径部30
の下方の小径部45を形成するピストン42の上下の部
分に、それぞれ弁46.41によって制御された圧力媒
体が導入されて、ピストン42及びピストンと連結され
たスリーブ34をハウジング29に対して相対的に移動
させることができる。従って、スリーブ34と蓋28と
はピストンとシリンダの関係になる。スリーブ34は蓋
28の孔内壁に形成された上下のリング状パ、キン48
によシ封止されてお)、これらの間に形成された環状室
48mに接続された検出装置48bによって圧力作動媒
体のもれを監視することができる。スリーブ34と蓋2
8との間にシールユニ、ト49を用いる時は、ツク、キ
ン48及び環状室48mはその内壁に形成される。
ピストン棒50はスリーブ34を同心に貫通し、スリー
ブ34の内壁に設けられたリング状ノ母ツキン67によ
ってスリーブ34に対して密封されると共に、スリーブ
34の一部区域とピストン及びシリンダの関係になる。
ピストン棒50の貯蔵容器8の中に突出する端部にねじ
付リング51によって環32と逆に傾斜する円板、52
が固定される。
その外径は環体37の内径との間に、吸収球の直径の約
2分の1の隙間が生ずる大きさにする。ピストン棒50
はハウジング29の中に突出する端部にピストン53を
担持する。ピストン53はナツト54でピストン棒50
の上端側の肩部に緊締される。ピストンリング55を有
するピストン53がデックス29の拡径部30とピスト
ン・シリンダの関係になるから、弁47.56によシ制
御される圧力作動媒イネによってピストン53をピスト
ン棒50と共にハウジング29に対して相対的に移動す
ることができる。ピストン42.53にそれぞれセンサ
51が設けられ、ハウジング29の外周に配設された位
置指示器58.59を介してピストン42.53の位置
を知ることができる。
払下に、開閉装置26の機能を次に説明する。
第4図に示す位置では、円板52と環体37は同一°平
面に配列されているから、開口27は閉鎖され貯蔵容器
8と供給管9との連絡は断たれている。第1図に示すよ
うに、貯蔵容器8の中で円板52と環体37の上に、容
積約0.5 m’の゛吸収球10の堆積物がある。ピス
トン53は、ハウジング29の拡径部30及び小径部4
50間の肩部に支承されている。ハウジング29に形成
された圧力媒体入口60.61に接続される弁47.5
6、は閉じている。
又、ハウジング29に形成された圧力媒体出入口62に
接続された弁46は開いているから、ピストン42に圧
力が負荷される。この場合、受座40はピストン42が
圧力負荷方向へ移動するのを止めるストッパになる。
原子炉の運転を停止しようとするときは、吸収法10を
貯蔵容器8から鼻状突起5(第1図)内の空胴6に到達
させなければならない。そのために弁42が開放され、
ピストン42が上方へ負荷された状態でピストン棒50
及び円板52が矢印63の方向へ動かされ、円板52は
破線で示す位置に到達する。ここで、出入口62から加
えられる圧力により受座40が蓋28の下面に押圧され
る。かくして、円板52と環体32との間に大きな隙間
ができて、吸収法10が貯蔵容器8から開口部27及び
供給管9を通って空胴6内に落下する。所で、開閉装置
26は次のよう卒非常機能、いわば受動的冗長機能を有
する。即ち、何かの理由で圧力媒祷り供給が止った時に
も円板52及び環体33間に大きな間隙が生じて吸収法
10が落下する。例えば出入口62に連通ずる開閉装置
26のピストン42の下側の室に圧力媒体が無くなりた
ときは、この室内の圧力が下るので、貯蔵容器8内の吸
収法10の自省によって環体37が破線で示す位置へ下
る。そして、この環体37と共にねじ9棒36、星形支
持体35及びスリーブ34を介して、ピストン42が矢
印64の方向へ動かされ、即ち、下降し、やがてその下
側のデス部65が蓋28の上側に支承される。これによ
シ、円板52と環体33との間に大きな間隙が生じる。
上述の冗長機能によつて圧力媒体不供給という故障の場
合も開閉装置が操作されることになる。
貯蔵容器8と供給管90間の開口22の開閉のための開
閉装置26の別の実施態様が第5図に示されている。圧
力容器1のフランジ11にねじ継手68を介して固定さ
れた貯蔵容器8は、開口部27の開閉のために第4図の
環体37と円板52を使用する。第4図の実施態様との
相違は、環体31と円板52の運動制御装置にある。ま
た、ハウジング69Fiその7ランジで蓋28に取付け
られている。ハウジング69は互いに平行に延びる2個
の円筒形盲穴10.70hを有し、その中にハウジング
69に対して相対運動可能なピストン71.11hが配
設される。ピストン1ノのピストン棒72はシール部材
73によりて封止されながら貯蔵容器8の蓋28を貫通
し、連結棒24を介して円板52を担持する。ピストン
棒71aのピストン棒12aはシール部材73mによっ
て封止されながら、蓋28を貫通し、連結棒74aを介
して環体37を担持する。第5図に示すピストン71.
71hの位置では円板52と環体37を同一平面に保持
しておシ、開口部27は閉鎖されている。原子炉の運転
を停止させるために供給管9を経て吸収法10を第1図
の空胴6に到達させようとするときは、弁75が開放さ
れ、圧力媒体が出入ロアロを通って盲穴70内に流入し
、ピストン7ノをピストン棒72、連接棒74及び円板
52と共に矢印77の方向に移動する。円板52が破線
で示した開放位置に到達し、吸収法1oを落下させるた
めに円板52と環体31との間に大 。
きな間隙を形成する。
圧力媒体の供給が停止すると、上述の第1の冗長機能で
ある矢印71の方向へのピストン71の運動が行われな
い。そこで原子炉を確実に停止させるために、第2の受
動的冗長機能が現れる。圧力媒体の供給が停止すると、
ピストン71hを図示の上側位置に保持するように弁7
8及び出入ロア9を経て常に加えられていた圧力が大幅
に低下する。そこで、貯蔵容器8内の吸収法10の自重
によシ環体37及びこの環体37と連結棒74a。
ピストン棒12hによって結合されているピストン71
&が強制的に矢印80の方向に移動する(下降する)か
ら□、環体37が破線で示した位置に来、環37と円板
52との間の間隙が大きく開き貯蔵容器8内の吸収法1
0が落下する。
第6図に第1図の吸収法受け13の拡大図を示す。原子
炉を停止させるために鼻状突起5の空胴6に到達した吸
収法10の堆積物は、排出管7を経て吸収法受け13の
底部81に達する。底部81は吸収法受け13の側壁と
共に球受け用の箱を形成する。この箱では排出管7側と
傾斜筒部83の上端側だけが開放している。その場合、
排導管7の接続区域に吸収法10の堆積物の山82が形
成されておシ、この山で排出管7が自然に閉鎖されてい
る。
原子炉を再び始動しようとするときは、吸収法の堆積物
82を空胴6から排出し、貯蔵容器8へ返送しなければ
ならない。吸収法10の抽出と返送の機構及び機能を第
1図と第6図に基づいて説明する。
球受け用の箱内に吸収法8が山82になって堆積すると
、球受け用の箱は傾斜筒部83の側だけが開放している
ことにな・る。傾斜筒部83の側壁114.85は円錐
台状になっていて、排出管7の軸線81と90°未満の
角度(鋭角)を成す。傾斜筒部83の上方の側壁85と
排出管7との連接縁と底部81の間隙87は、吸収法1
9の直径の少くとも10倍とする。底部81は傾斜筒部
83の下方の側壁84に隣接する区域にパーフォレーシ
ョン(孔)88を有する。供給ガス流14を導く導管8
9は、底部81の下に配設された隔室90に接続する。
この隔室90から供給ガスがノ4−フォレーシ、ン88
に入る。パー7オレーシヨ788は排出管7の接続部か
らずらされて形成されているから、排出管7内の吸収法
10の柱の重量Ir1A?−7オレーシヨン88に掛か
らない。/臂−7オレーシヨン88から球受け用の箱の
内へ入ってきた供給ガス流14は堆積物の山82のノ臂
−フオレージョン88上又はこれに近い所にある吸収法
10を傾斜筒部83へ吹き上げる。このため、吸収法1
0は、下側の側壁84の自由縁92と吸収法受け13の
壁体93との間のギャッf91を経て、導管94中を流
れる搬送ガス流15.15aに導かれる。導管94はギ
ャップ91側に開く開口95を有し、吸収法10はこの
間口95を通って導管94内に落下し、搬送ガス流に混
ってこれによって矢印96へ送られ貯蔵容器8に達する
この開口95は、導管94のギヤ、プ9ノ側がほぼ最大
直径まで、少くともギヤ、ゾ91の幅に相当する長さに
わたって切抜くことによって形成される。導管94の搬
送ガス流15.15thの流れ方向に見て開口95の始
端にベンチュリ効果を起させるための狭隘部97が形成
される。吸収法受け13と排出管7は、多数の開口98
を有するケース99内にこのケース99と一所の間隔を
置いて設置されている。
連続的又は間欠的に供給される供給ガス流14′を使用
することによって、反応度を徐々に上昇させながら原子
炉を再始動することができる。原子炉の始動時の負荷の
不釣合を回避するために、4個のすべての空胴6の内の
吸収法10の充填高さを絶えず比較検査する。そのため
に貯蔵容器8の充填度測定装置を使用することが好まし
い。空胴6又は貯蔵容器8相互間の吸収法の充填高さに
差が生じた時は、それぞれの供給ガス流を変えることに
よってその均等化が図れる。
吸収法10の供給と搬送とを行なう別の構造を第1図に
関連させながら第7図及び第8図に基づいて説明する。
この場合、吸収法の排出管2は90°を超えて曲げられ
た曲管100で終わる。この曲管100にも堆積物の山
82が生じここをふさいでしまう。曲管100の下流側
の端部は搬送ガス流15 * 15 mの導管94に接
続する。曲管100の下部区域にパーフォレーション8
8が形成される。曲管100の少くともノぐ−フォレー
シ冒788がある区域は閉じた吸収法受け131の中に
位置している。調整弁66によって制御され受け13m
の中に導入される供給ガス流14によりて、必要量の吸
収法10が搬送ガス流15゜15a内に供給される。搬
送ガス流はシム弁19によ#)調整することができる。
必要ならばプラク、ト20に補助送風機21を接続する
ことができる。
【図面の簡単な説明】
第1図は停止装置を有する原子炉圧力容器の主要部の縦
断面図、第2図は貯蔵容器を第1図の矢印■の方向に見
た平面図、第3図は第1図のm−■線に沿った断面図、
第4図は吸収法貯蔵容器及び開閉装置の拡大縦断面図、
第5図は開閉装置の他の実施例の縦断面図、第6図は吸
収法受けの一実施例の拡大縦断面図、第7図は吸収法受
けの他の実施例の拡大縦断面図、第8図は第7図の矢印
■の方向に見た平面図を示す。 1・・・原子炉圧力容器、2・・・側部反射材、3・・
・球形燃料要素、4・・・炉心、5・・・鼻状突起、6
・・・空胴、7・・・排出管、8・・・貯蔵容器、9・
・・供給管、10・・・吸収球、11・・・7ランジ、
12・・・天井反射材、13.13m・・・吸収球受け
、14・・・供給ガス流、15.15m・・・搬送ガス
流、16・・・弁装置、17・・・逆止弁、18・・・
管、19・・・シム弁、20・・・フラケ、ト、22・
・・環状室、23・・・熱遮蔽部、24・・・導管、2
5・・・反射棒操作装置、26・・・開閉装置、27・
・・開口部、28・・・蓋、29・・・ハウジング、3
0・・・拡径部、31・・・蓋体、32・・・ねじ、3
3・・・0リング、34・・・スリーブ、35・・・星
形支持体、36・・・ねじ9棒、37・・・環体、38
・・・がス部、39・・・ねじ付リング、40・・・受
け座、41・・・デス部、42・・・ピストン、43・
・・ねじ付リング、44・・・ピストンリング、45・
・・小径部、46.47・・・弁、48・・・リング状
)4ツキン、48a・・・環状室、48b・・・検出装
置、49・・・シールユニット、50・・・ピストン棒
、51・・・ねじ付リング、52・・・円板、53・・
・ピストン、54・・・ナツト、55・・・ピストンリ
ング、57・・・センサ、58.59・・・位置指示器
、60.61.62・・・圧力媒体出入口、63・・・
矢印、64・・・矢印、65・・・ゲス部、66・・・
調整弁、67・・・リング状パツキン、68・・・ねじ
継手、69・・・ハウジング、70 * 70 m・・
・円筒形盲穴、71゜7Ja・・・ピストン、72.7
2m・・・ピストン棒、73.73m・・・シール部材
、74.74m・・・連結棒、75・・・弁、76・・
・出入口、77・・・矢印、78・・・弁、79・・・
出入口、80・・・矢印、81・・・紙部、82・・・
堆積物の山、83・・・傾斜筒部、84.85・・・側
壁、86・・・軸綜、87・・・間隔、88・・・ノe
−フォレーション、89・・・導管、9o・・・隔室、
91・・・ギャップ、92・・・自由縁、93・・・壁
体、94・・・導管、95・・・開口、96・・・矢印
、97・・・狭隘部、98・・・開口、99・・・ケー
ス、100・・・曲管。

Claims (19)

    【特許請求の範囲】
  1. (1)球形燃料要素(3)の堆積物で満たされた円筒形
    炉心(4)を側部反射材(2)及び圧力容器(1)で同
    心に囲繞し、該側部反射材から鼻状突起(5)を該炉心
    (4)の中に突出させ、垂直に延びる空胴(6)を該鼻
    状突起に貫通させ、該圧力容器(1)の上方に吸収球(
    10)を収納する貯蔵容器(8)を設け、該貯蔵容器か
    ら該空胴(6)へ該吸収球を供給する供給管(9)を該
    貯蔵容器と該空胴の間に設けて成り、該空胴からの吸収
    球を該貯蔵容器へ搬送するように構成された高温原子炉
    の停止装置において、該貯蔵容器(8)と該供給管(9
    )との間の開口部(27)を開閉するための冗長機能を
    有する開閉装置(26)を該貯蔵容器(8)に設け、該
    排出管(7)の排出端に吸収球受け(13、13a)を
    接続し、該空胴(6)からの吸収球(10)を受けて堆
    積山(82)とし、該堆積の山(82)の該排出管と反
    対側部分に供給ガス流を導入して吸収球(10)を該堆
    積の山から分離するように該吸収球受けを構成し、分離
    された該吸収球を該吸収球受け内で受け内部を流れる搬
    送ガス流に混入して該貯蔵容器へ搬送するための導管(
    94)を該吸収球受け(13、13a)内の該堆積の山
    と別の個所に貫設したことを特徴とする高温原子炉の停
    止装置。
  2. (2)前記開閉装置(26)は、故障時に強制的に始動
    する開放機構と常時は任意に操作される制御可能な開放
    機構から成ることを特徴とする特許請求の範囲第1項に
    記載の高温原子炉の停止装置。
  3. (3)前記開閉装置(26)は、前記貯蔵容器(8)の
    蓋(28)に固定されたハウジング(29、69)と、
    該ハウジングに挿入された2個のピストン(42、53
    ;71、71a)と、該蓋(28)を貫通する各ピスト
    ンのピストン棒(34、50;72、72a)と、該ピ
    ストン棒の自由端に設けられ該ピストンの作動に応じて
    接離し前記開口部(27)と前記貯蔵容器(8)内部と
    の連通又は断絶を行なうための開閉部材(52、37)
    とから成ることを特徴とする特許請求の範囲第2項に記
    載の高温原子炉の停止装置。
  4. (4)前記ピストン(71、71a)が前記ハウジング
    (69)内に軸平行に並設された円筒形盲穴(70、7
    0a)に挿入されていることを特徴とする特許請求の範
    囲第2項に記載の高温原子炉の停止装置。
  5. (5)前記ピストン(42、53)を同軸に上下に重な
    り合わせて配設し、下側ピストン(42)のピストン棒
    を上側ピストン(53)のピストン棒(50)に同軸に
    貫通させるスリーブ(34)として形成し、前記開閉装
    置(26)内の前記蓋(28)と該下側ピストン(42
    )間の空間に加圧媒体が導入された時該蓋(28)の下
    面に係合する受座(40)を該スリーブ(34)に設け
    、該開閉装置(26)内の両ピストン間の空間に加圧媒
    体が導入されない時は常時該上側ピストン(53)が接
    する肩部を該開閉装置(26)の内壁に設けることを特
    徴とする特許請求の範囲第2項又は第3項に記載の高温
    原子炉の停止装置。
  6. (6)前記ハウジング(29、69)の外周にピストン
    (42、53;71、71a)の位置判定のための位置
    指示器(58、59)が配設されていることを特徴とす
    る特許請求の範囲第2項ないし第5項に記載の高温原子
    炉の停止装置。
  7. (7)前記開閉部材は、一方のピストン(42)に固定
    され前記貯蔵容器(8)の内側輪郭に相補的形状を有す
    る環体(37)と他方のピストン(53)に固定され該
    環体(37)の中心孔よりも僅かに小さな外径を有し、
    上面が円錐台形に形成された円板(52)から成り、該
    環体(37)が該円板(52)と逆向きの傾斜を有し、
    閉鎖位置で該環体と該円板との上面によりV字形のくぼ
    みが形成されることを特徴とする特許請求の範囲第3項
    ないし第5項のいずれかの1項に記載の高温原子炉の停
    止装置。
  8. (8)前記空胴(6)が前記排出管(7)寄りに傾斜し
    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
    高温原子炉の停止装置。
  9. (9)前記吸収球受け(13)は、前記吸収球の堆積の
    山(82)を受ける底部(81)と該底部(81)の下
    方に設けられ前記供給ガス流が供給される隔室(90)
    と前記排出管(7)の軸線と鋭角を成す傾斜筒部(83
    )とから成り、該底部(81)の該排出管(7)からず
    れた位置に該隔室(90)と該吸収球受け(13)の内
    部とを連通せしめるパーフォレーション(88)を設け
    たことを特徴とする特許請求の範囲第1項に記載の高温
    原子炉の停止装置。
  10. (10)前記導管(94)は、前記傾斜筒部(83)の
    自由端と前記吸収球受け(13)の壁体(93)との間
    のギャップ(91)の下方の該導管(94)の外周面の
    部分に開口(95)を形成したことを特徴とする特許請
    求の範囲第2項ないし第5項に記載の高温原子炉の停止
    装置。
  11. (11)前記導管(94)内の搬送ガス流の上流側の開
    口(95)の端部に狭隘部(97)が形成されているこ
    とを特徴とする特許請求の範囲第10項に記載の高温原
    子炉の停止装置。
  12. (12)前記排出管(7)が前記吸収球受け(13a)
    に入った後、これより鈍角に曲げられた曲管(100)
    として形成され、該曲管の下流側の上向きの端部が前記
    導管(94)に接続され、少くとも該導管側の該曲管の
    部分にパーフォレーション(88)を形成したことを特
    徴とする特許請求の範囲第1項に記載の高温原子炉の停
    止装置。
  13. (13)第1の弁(19)と第2の弁(66)を内蔵し
    た弁装置(16)を設け、該弁装置の内部を該第1の弁
    (19)を介して前記導管(94)に連通させて該弁装
    置の内部のガス流を搬送ガス流として前記吸収球受け(
    13)に送り、又、該弁装置の内部を該第2の弁(66
    )を介して該吸収球受け(13)の供給ガス流を導入す
    る前記部分に接続されるガス管(89)に連通させて該
    弁装置の内部のガス流を供給ガス流として該吸収球受け
    (13)へ送る構成とし、かつ、該ガス流は該弁装置へ
    流入されるコールドガスの流れであることを特徴とする
    特許請求の範囲第1項記載の高温原子炉の停止装置。
  14. (14)前記弁装置(16)は、前記圧力容器(1)の
    壁体に設けられ、該弁装置の外側の壁に補助送風機(2
    1)を接続するブラケット(20)を設けたことを特徴
    とする、特許請求の範囲第13項に記載の高温原子炉の
    停止装置。
  15. (15)前記弁装置(16)は、コールドガス導入用ブ
    ラケット(18)とこれに接続される逆止弁(17)と
    を有することを特徴とする特許請求の範囲第13項又は
    第14項に記載の高温原子炉の停止装置。
  16. (16)前記搬送ガス流を前記貯蔵容器(8)へ導入す
    るガス管を該貯蔵容器(8)にその接線方向に接続し、
    該貯蔵容器(8)から半径方向に該搬送ガス導出用の導
    管(24)を延出させたことを特徴とする特許請求の範
    囲第1項に記載の高温原子炉の停止装置。
  17. (17)貫通孔(98)を有するケース(99)で前記
    吸収球受け(13、13a)及び前記排出管(7)を覆
    すことを特徴とする特許請求の範囲第9項ないし第13
    項のいずれかの1項に記載の高温原子炉の停止装置。
  18. (18)前記搬送ガス導出用の導管(24)が送風機入
    口又は蒸気発生器出口に接続されることを特徴とする、
    特許請求の範囲第17項に記載の高温原子炉の停止装置
  19. (19)前記貯蔵容器(8)に、前記鼻状突起(5)の
    前記空胴(6)内での前記吸収球(10)の充填高さ測
    定器を設けたことを特徴とする特許請求の範囲第1項に
    記載の高温原子炉の停止装置。
JP62336794A 1987-02-14 1987-12-28 高温原子炉の停止装置 Pending JPS63201597A (ja)

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Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN114566297A (zh) * 2022-01-28 2022-05-31 清华大学 高温气冷堆吸收球落球装置

Families Citing this family (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE3929616A1 (de) * 1988-10-05 1990-04-12 Interatom Brennelementabzug fuer einen kugelhaufenkernreaktor
ZA99128B (en) * 1999-01-08 2000-09-27 Forschungszentrum Juelich Gmbh Reactor system and control method.
DE60210066T2 (de) * 2001-05-23 2006-08-17 Pebble Bed Modular Reactor (Proprietary) Ltd. Verfahren und vorrichtung zum abbremsen von kugelförmigen betriebselementen in einem kugelhaufenreaktor
CN102861750B (zh) * 2012-08-31 2014-07-02 清华大学 用于高温气冷堆吸收球停堆系统的落球阀粉尘过滤设备

Family Cites Families (14)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
NL248712A (ja) * 1959-02-26 1900-01-01 Atomic Energy Authority Uk
GB897456A (en) * 1959-04-17 1962-05-30 Atomic Energy Authority Uk Improvements in or relating to the shutting down of nuclear reactors
GB1122272A (en) * 1964-11-24 1968-08-07 Atomic Energy Authority Uk Improvements in or relating to nuclear reactors
DE1992608U (de) * 1968-05-25 1968-08-29 Brown Boveri Krupp Reaktor Einrichtung zum bremsen von stueckigen elementen.
GB1313188A (en) * 1970-10-16 1973-04-11 Atomic Energy Authority Uk Shutdown apparatus for nuclear reactors
US4120753A (en) * 1972-11-21 1978-10-17 Groupement Atomique Alsacienne Atlantique Solid absorbant safety device for a nuclear reactor
DE3011218A1 (de) * 1980-03-22 1981-10-01 GHT Gesellschaft für Hochtemperaturreaktor-Technik mbH, 5060 Bergisch Gladbach Kugelhaufenreaktor mit zugabevorrichtung fuer absorbermaterial
DE3104481A1 (de) * 1981-02-09 1982-08-19 GHT Gesellschaft für Hochtemperaturreaktor-Technik mbH, 5060 Bergisch Gladbach Einrichtung zum abschalten eines hochtemperatur-kernreaktors
DE3242760A1 (de) * 1982-11-19 1984-05-24 Hochtemperatur-Reaktorbau GmbH, 5000 Köln Verfahren zum abschalten eines hochtemperaturreaktors mit einer schuettung kugelfoermiger brennelemente
DE3335451A1 (de) * 1983-09-30 1985-04-18 Hochtemperatur-Reaktorbau GmbH, 4600 Dortmund Kernreaktoranlage
DE3345113A1 (de) * 1983-12-14 1985-06-27 Hochtemperatur-Reaktorbau GmbH, 4600 Dortmund Kernkraftwerk mit einem ht-kleinreaktor
DE3601750A1 (de) * 1986-01-22 1987-07-23 Hochtemperatur Reaktorbau Gmbh Keramische einbauten
DE3601747A1 (de) * 1986-01-22 1987-07-23 Hochtemperatur Reaktorbau Gmbh Abschalten eines hochtemperaturreaktors
JP2558805B2 (ja) * 1988-04-15 1996-11-27 松下電器産業株式会社 キャビネット装置

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN114566297A (zh) * 2022-01-28 2022-05-31 清华大学 高温气冷堆吸收球落球装置

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US4917855A (en) 1990-04-17
DE3704746A1 (de) 1988-08-25

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