JPS6364755B2 - - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は、特にプレストレストコンクリート製
容器、予め張力が加えられた鋳造圧力容器の気密
および圧力密のピツトの中に、あるいは鋼製圧力
容器の中に配置されねばならない球状燃料の堆積
体をもつた高温ガス冷却形原子炉に関する。この
原子炉は動力炉としてたとえば蒸気プロセスを介
して発電するために用いるか、あるいは石炭ガス
化のために用いられる。この形式の動力炉は西ド
イツにおいて西ドイツ技術雑誌
“Atomwirtschaft”の1966年５月号および1971年
５月号に沢山の詳細な論文でAVR炉および
THTR炉として記載されている。米国内におい
てはたとえばFort Saint Vrain原子炉と呼ばれ、
同様に沢山の刊行物に記載されている。AVR炉
は1967年に製作されてから今日まで高い稼動率で
出力を発生している。しかしその46MWの熱出力
は動力炉としては低すぎる。続く計画においてペ
ブルベツト形原子炉の熱出力を主に直径を大きく
することによつて高めようと努力したが、その場
合多くの問題が生じた。たとえば6mの炉心直径
をもつたペブルベツト形原子炉は原子炉を確実に
停止するために燃料堆積体の中に直接入り込む中
性子吸収体を必要とする。その場合相応した中性
子吸収棒およびその駆動装置並びに燃料堆積体を
取り囲む構造物においてかなりの力が生ずる。更
に中性子吸収棒自体および事故の際はその駆動装
置も、高温形原子炉から出てくる高温に負荷され
る。更に大きな直径の高温形原子炉はできるだけ
異なつた形式の沢山の多重構造の能動的な放熱系
統を必要とし、これらの放熱系統は必然的に金属
構造部分を有しており、従つて同様に事故の際に
高温によつて壊われてしまう。更に高温ガス冷却
形原子炉の黒鉛製の側壁は、高い中性子束の範囲
で強く負荷され、長期間の運転後には点検したり
場合によつては交換したりしなければならない。
従来計画された大直径の高温形原子炉の利点、す
なわち燃料サイクルコストに関して最適な炉心
は、詳細に検討した場合、高価な制御および計測
系統、多重構造でいろいろ異なつた原子炉停止装
置および崩壊熱放出系統によつて減じられてしま
う。

本発明は、従来計画された大出力が互に並列接
続された複数の小さなユニツトの設置によつても
達せられうるという観点から出発している。その
場合原子炉構造部品をシリーズ化して製作できる
利点が生ずると共に、互に並列接続された原子炉
の場合１ユニツトの原子炉の停止はプラントの全
出力をたゞ部分的に減少するだけであるので、稼
動率の向上による利点も得られる。更に小さな原
子炉の点検および監視のために必要な投資額は大
形の原子炉の場合よりも僅かであり、更に沢山の
ユニツトに分割される。この理由から高温形原子
炉を全体的に交換できるように作ることが目的に
適つている。

従つて本発明の目的は、気密および圧力密に閉
鎖できるピツトの中にある高温ガス冷却形原子炉
であつて、基板、原子炉底体、側面反射体および
原子炉蓋から成るその炉心容器が全体としてクレ
ーンに取り付けられ、交換できるような高温ガス
冷却形原子炉をうることにある。

本発明によればこの目的は、特許請求の範囲第
１項の特徴部分に記載された手段によつて達成で
きる。原子炉容器は全体としてピツト内における
係留が解かれ、ピツトが開かれた後、燃料充填物
が原子炉容器から排出される前に、原子炉容器は
ピツトから引き抜かれる。低温の冷却ガスは原子
炉容器の下側のビツト室内に流入し、そこから基
板にある開口を通つて、原子炉の底体、側面反射
体および蓋反射体にそれぞれ設けられた流路に上
方に向つて流れ、そこで上から下に向つて原子炉
炉心を通つて流れ、冷却ガスはそこで加熱され
る。それから冷却ガスは内側が熱絶縁された管の
中を基板を貫通して集合室に案内され、こゝから
冷熱源に導かれる。原子炉容器への冷却ガスの入
口ないしそこからの出力のための開口が基板に設
けられているので、炉心レベルは原子炉容器を格
納容器から引き抜く前に分離して横へ運び去らね
ばならないような貫通部および接続部から全く自
由にされる。

基板の下側における高温ガス流路の案内が原子
炉容器の引抜きの際の運動方向と同じであるの
で、基板と高温ガス配管との接続は差込み接続と
して作られ、その釈放は、遠隔操作される工具を
もつた従来のマニプユレータを必要とすることな
しに、単なる引張り作業で行なえる。原子炉容器
を引抜くために用いるクレーンがそれに係止する
手段は常に存在している必要はなく、必要に応じ
て設けられれば良い。たとえばフツクあるいはフ
ランジの形のこの手段を原子炉容器の上端に設け
るという第１に提案される可能性は、バレルが全
重量を支持しなければならないことを条件とす
る。従つてもともと全重量を支持するように設計
されねばならない基板にクレーンが係留させられ
ることが良い。上述の手段が基板の外縁に設けら
れている場合、このことは増大された直径を生
じ、それによつて原子炉ピツトの増大を不要にす
る。特許請求の範囲第２項の記載において、基板
とクレーンとの接続部が原子炉容器の輪郭の内部
に配置されるような解決策が提案されている。そ
の場合引張り棒は基板に係留されるかあるいはね
じ止めされる。

特許請求の範囲第３項には、この通路が原子炉
運転中において原子炉容器の中に下方に流入する
冷却ガスを上方に向けて案内するため、および燃
料堆積体の上部の室に流入させるために用いるこ
とが提案されている。それによつてこの形式の原
子炉において望まれる上から下に向つて炉心を貫
流する冷却材の流れ方向が達成される。別の利点
は、原子炉容器の側壁が冷却されること、側面反
射体として使用する黒鉛ブロツクの寿命およびこ
れを取り囲む外側の炭素ブロツク層の寿命が高め
られること、および鋼板パレルの熱負荷が低下さ
れることにある。更に冷却される反射体は、原子
炉の係止後において冷却ガス供給装置が故障した
際に燃料堆積体内で生ずる崩壊熱の大部分を蓄熱
する働きをする。

たとえば3mの炉心直径をもつた上述の形式の
原子炉の場合、原子炉を制御および停止するため
に、この目的のために反射体に設けられた通路の
中に挿入および引抜きされる中性子吸収要素が必
要である。原子炉容器を分解する前に燃料がそこ
から取り出されているので、中性子吸収棒も取り
外すことができ、その通路は特許請求の範囲第２
項の提案の代りに基板に届く引張り棒の設置のた
めに利用できる。

特許請求の範囲第５項において、今までの計画
において優れていた原子炉に対しても同様に非常
に大きな出力が得られるような原子炉と熱消費体
（たとえば二次冷却媒体を加熱するための熱交換
器）との配置構造の変形例が提案されている。従
つて第２のピツトは近寄ることができ、このこと
は監視および修理作業に対して有利であるが、格
納容器全体の直径を大きくし、高温ガス配管に対
する経費が高くなる。

特許請求の範囲第６項に記載されてピツト内に
おいて原子炉容器の下側に熱交換器を配置する解
決策はガスの案内を簡単にし、熱交換器への接近
性は勿論良くないが空間の節約された構造様式が
生ずる。その場合原子炉容器および熱交換器は、
加圧水形原子炉における利用に対して知られかつ
確かめられているように、鋼製の圧力容器の中に
互に上下に収納配置される。

特許請求の範囲第７項で提案されている冷却ガ
スを案内する特別な案内装置は、基板、バレル、
内側が絶縁された高温配管の良好な冷却のために
用いられ、また基板に設けられた入口開口に冷却
ガスを案内するために用いられる。

以下図面に示す本発明の２つの実施例について
説明する。

（こゝではコンクリート製の）格納容器１の中
には第１のピツト２が設けられており、このピツ
ト２内において支持リング３の上に原子炉容器４
が配置されている。この原子炉容器４は基本的に
は金属製の基板５、同様に金属製のバレル６、底
体７、側面反射体８および天井反射体９から構成
されている。なお底体７、側面反射体８および天
井反射体９の３つの部品は炭素ブロツクの外側層
をもつた黒鉛ブロツクだけから構成されており、
金属製部分をなくすことによつてこれらはたとえ
ば事故の際に生ずる上昇した温度に耐えることが
できる。原子炉容器４は球状燃料の堆積体１０を
有し、その反応度は制御棒１１によつて制御され
る。制御棒１１はこの目的のために側面反射体８
に設けられた通路内に、こゝでは図示されていな
い駆動装置によつて挿入および引抜きされる。駆
動装置は第１のピツト２の上方を閉鎖している蓋
１３の上に配置されている。使用済燃料は管１４
を通して排出される。原子炉容器４の上端にある
新燃料供給装置は、こゝでは理解し易くするため
に図示されていない。同様に蓋１６で閉鎖されて
いる第２のピツト１５の中には蒸気発生器１７が
配置され、燃料堆積体１０の中で加熱された冷却
ガスはその熱を蒸気発生器１７内で放出する。蒸
気発生器１７は水入口１８、蒸気出口１９および
これらの間に配置された管束２０をもつた普通の
構造をしており、詳述するまでもない。冷却ガス
の循環は蒸気発生器１７の下側に配置された送風
機２１によつて維持される。その場合特別な注意
は第１のピツト２内におけるガスの案内にある。
連絡通路を通して第２のピツト１５から導かれて
くる冷却ガスは案内装置２３によつて基板５をめ
ざして導かれるので、この基板５は金属材料では
許容できない温度に曝されることはない。基板５
には開口が設けられており、この開口は側面反射
体８にある別の冷却通路２４と一致している。側
面反射体８における温度を制限するために用いる
この冷却通路２４の中には、天井反射体の上側に
配置された集合室２５内のガスが導かれ、このガ
スはそこから燃料堆積体１０を通つて下方に流れ
る。この中で加熱されたガスは底体７にある開口
を通して原子炉から出て、蒸気発生器１７に通じ
ている高温ガス配管２７に接続されている集合室
２６に集められる。集合室２６と高温ガス配管２
７との間の連結は遠隔操作される工具によつて解
かれる。通常運転時におけるバレル６の冷却およ
び原子炉が停止した際および送風機２１が止まつ
た場合の崩壊熱を放出するためのバレル６の冷却
は、円周に亘つて分布された複数のＵ字形冷却管
（こゝでは側面図にしか図示せず）２８を用いる。
基板５およびバレル６は互に固く接続され、たと
えばボルト２９によつて支持リング３に取り付け
られており、これらは同様に遠隔操作される工具
によつて解かれる。冷却通路２４の上端はプラグ
３０で閉鎖されている。

第２図は、原子炉が制御棒１１によつて停止さ
れ、燃料堆積体１０が相応した崩壊後に排出管１
４を通して除去された状態の原子炉を示してい
る。その後蓋１３がそれに配置された制御棒駆動
装置と共に取り外される。冷却配管２８はこゝで
は図示されていない適当な箇所で分離される。同
様にプラグ３０が取り除かれ、横梁３２に取り付
けられた引張り棒が冷却通路２４の中に挿入さ
れ、この引張り棒の下端は基板５に係留されてい
る。いまや原子炉容器４全体がこゝではフツク３
３しか示されていないクレーンによつて修理およ
び点検のためにピツト２から引き出され、その場
合同時に基板５ないしその接続短管と集合室２６
との間の差込み接続が解除される。

第３図は別の構成を示し、その場合第１図およ
び第２図にある部品と同じ機能を有する部品には
同一符号が付されている。格納容器１としてこゝ
では、軽水冷却形原子炉に対して同じように用い
られているような鋼製耐圧容器が用いられる。放
射能を遮蔽するためにこゝではコンクリート製の
補助遮蔽体３４が必要である。原子炉および熱交
換器は互に上下に配置されているので、第２のピ
ツトが省略できる。高温ガスは燃料排出管１４を
環状に取り囲む熱交換器１７の中にこゝではほん
の短かな配管２７を通して流入する。両者１４と
１７の間には環状室があり、この環状室の中にお
いて冷却されたガスはピツト２の機能を満たす室
に流れ、このガスはそこから原子炉を通る上述の
経路をとる。こゝでも高温配管２７の熱交換器１
７への接続は差込み接続として形成されている。
蓋１３を除去した後、停止されかつ空にされた原
子炉は上述したと同様に格納容器１から抜き出さ
れる。

【図面の簡単な説明】

第１図および第２図はそれぞれ本発明に基づく
高温原子炉の運転状態および組立状態の縦断面
図、第３図は異なる実施例の縦断面図である。 １……格納容器、２……ピツト、３……支持リ
ング、４……原子炉容器、５……基板、６……バ
レル、７……底体、８……側面反射体、９……天
井反射体、１０……燃料堆積体、１１……中性子
吸収棒、１５……第２のピツト、１７……熱交換
器（蒸気発生器）、２４……通路、２６，２７…
…配管、３２……引張り棒、３３……クレーン。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １ 金属製基板５の上に支持されかつその基板５
   に接続されたバレル６で取り囲まれている炭素な
   いし黒鉛ブロツク製の原子炉容器の中に球状燃料
   の堆積体１０を有し、前記原子炉容器が格納容器
   １内のピツト２の中に配置されているようなモジ
   ユール構造様式の高温ガス冷却形原子炉におい
   て、 ａ 基板５が前記ピツト２に吹き込まれる冷却ガ
   スを燃料堆積体１０に通すための開口２４を備
   え、加熱されたガスを排出するための下方に案
   内する少くとも１本の配管２６，２７に接続さ
   れ、 ｂ ピツト２の上側に着脱自在な蓋１３が設けら
   れ、 ｃ 基板５と高温ガス配管２６，２７の接続が原
   子炉容器４の軸方向運動によつて解放でき、 ｄ 原子炉容器４がクレーン３３に接続できる手
   段３２を備えうる、 ことを特徴とするモジユール構造様式の高温ガス
   冷却形原子炉。 ２ ａ クレーン３３に接続できる手段が、原子
   炉容器４の壁８にある通路を貫通して基板５に
   取り付けられる引張り棒３２から構成されてい
   ること、 を特徴とする特許請求の範囲第１項記載の原子
   炉。 ３ ａ 原子炉運転中に通路２４の上端がプラグ
   ３０で閉鎖され、 ｂ 通路２４が燃料堆積体１０の上側の部屋２５
   に接続されていること、 を特徴とする特許請求の範囲第２項記載の原子
   炉。 ４ ａ 原子炉運転中、通路の中に原子炉を制御
   するための中性子吸収要素１１が挿入できるこ
   と、 を特徴とする特許請求の範囲第２項記載の原子
   炉。 ５ ａ 加熱されたガスを排出する配管２６，２
   ７が、その中に熱交換器１７が設けられている
   第２のピツト１５の中に通じていること、 を特徴とする特許請求の範囲第１項記載の原子
   炉。 ６ ａ 加熱されたガスを排出する配管２６，２
   ７が、原子炉容器４の下側の同じピツト２内に
   配置された熱交換器１７に通じていること、 を特徴とする特許請求の範囲第１項記載の原子
   炉。 ７ ａ 基板５および高温ガス案内配管２６，２
   ７にそれぞれ冷却ガスを案内するための案内装
   置２３があること、 を特徴とする特許請求の範囲第１項記載の原子
   炉。