JPS639889A

JPS639889A - 原子力装置

Info

Publication number: JPS639889A
Application number: JP62140132A
Authority: JP
Inventors: ヘルマン・シユミツト; ヨーゼフ・シエーニンク
Original assignee: Hochtemperatur Reaktorbau GmbH
Current assignee: Hochtemperatur Reaktorbau GmbH
Priority date: 1986-06-27
Filing date: 1987-06-05
Publication date: 1988-01-16
Also published as: US4761260A; DE3621516A1; CN1030322A; CH672965A5; DE3621516C2; TR22893A; CN1010139B

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】この発明はライナに被覆された内部空間を有する円筒状
のプレストレストコンクリート圧力容器と；冷却ガスとして用いられるヘリウムが上から下に貫流す
る球形燃料要素の堆積と、上記堆積を全方向から取囲む
黒鉛反射体と、上記堆積の中及び側部黒鉛反射体の中に
挿入可能な吸収棒を有する炉心を備えた高温原子炉と：上記堆積の上部配置された球形燃料供給用の供給管と、
黒鉛反射体底部の中に設けられた球形燃料要素排出管と
；上記内部空間内に設けられた熱交換器と、該熱交換器に
続く下流側に接続されたヘリウム用の送風機を有する原子力装置に関する。

上記種類の原子力装置は西独国のＤＩ−Ｏ８３３４４５
２７明細書に開示されている。この原子力装置は多数の
蒸気発生器を有し、該蒸気発生器は中央に設け−られた
原子炉の周囲に配設される。原子炉で発生した熱は、水
及び蒸気の２相からなる流体を流す多くの２次環流路を
介して、多くは発電用に使用される・この種の原子力装
置の出力は、約３００乃至６００　ＭＮｅｌＯものが多
い。

又−上記西独国の装置に於ては、球形燃料要素を使用す
る高温原子炉が設けられている。この原子炉は熱エネル
ギを送出する目的の原子炉として有効に用いられ、その
出力は、１０乃至２０ＭＷｔｈである。このような原子
炉はいわゆる熱原子炉と呼ばれ、西独国特許出願Ｐ３５
１８９６８．１の明細書に開示されている。該特許出願
の原子炉は熱供給用に実用され、制御システム及び安全
システムが大巾に省略されている。上記明細書に開示さ
れた原子炉は地下に設けられた鉄筋コンクリート容器の
中に配設されている。又該原子炉は保守に必要な費用が
少いので、余り工業化されておらず、人口が比較的少く
て、熱エネルギに対する要望が熾烈でない地域での使用
に適している。しかし、たとえば近接地及び遠隔地に多
量の熱を必要とする熱供給用のネットワークが必要なと
きに対し、高温原子炉を多重に用いる事が考えられたが
、それは経済的理由から限度があった。

この発明の目的は、発明の詳細な説明の頭初に記載され
た形式を有し、５０乃至３００　ＭＷｔｈの出力を一基
にて発生できるとともに熱供給用のネットワークに対す
る熱の透析が容易であシ、しかも必要な安全装置を経済
的に設けることができる原子力装置ｆｔ−提供すること
にある。

上記目的を達成するために、この発明の原子力装置は次
のａ）乃至ｅ）項に記載の特徴を有するように形成され
る。

ａ）高温原子炉２は内部９間１９内の偏心位置に配置さ
れていること、ｂ）それぞれ送風機４を接続された少くとも２個の熱交
換器３が互に平行に内部空間１９内に配置された高温原
子炉２の傍に配置され、該熱交換器３は高温原子炉２に
対して上レベル位置に配置されていること、Ｃ）それぞれの上記熱交換器３の２次側には水を使用す
る中間環流路５が設けられ、該中間環流路はプレストレ
ストコンクリート圧力容器１の外側に、中間熱交換器６
及び回転ポンプ７が含まれていること、ｄ）上記熱交換器３は、中間環流路５を介しての通常運
転時の熱放出を行なうとともに、余熱の放出を行なうよ
うに形成されていること、ｅ）中間環流路５のそれぞれ
は、再循環冷却装置１０を含み、通常運転時には閉じた
補助回路に対して、並列に接続されていること。

上述の原子力装置、すなわち原子炉から発生した熱を、
発電に用いることなく、出力する熱出力装置であって、
所望に従って自由に制御可能な少くとも２個の熱交換器
を備えた、原子力利用の熱出力装置に関する。この場合
、上記熱交換器は高レベル位置に配設され、送風機の故
障の場合にも対流を利用した熱の排出を十分に行なうこ
とができる・この発明の原子力装置を用いれば、構造が間車であると
ともに、操作が簡単であり、しかも経済的に極めて有利
であるという効果を得ることができる。この場合には高
温原子炉が有するすべての利点が発揮される。すなわち
出力の温度係数が負であること、冷却ガスとしてヘリウ
ムが用いられていること、出力密度と熱容量との比が低
いこと、炉心各部の温度が極めて安定であること、及び
核分裂生成物が放出される割合が少いこと等である。

上記原子力装置は１２５乃至２５０　ＭＷｔｈの出力の
ものに適している。しかし勿論線出力は増減可能である
。

第１図には円筒形のプレストレストコンクリート圧力容
器（以下ＰＣ圧力容器と記す）ｌが示されている。該Ｐ
Ｃ圧力容器１の内部には、上から下に冷却ガスとして用
いられるヘリウムが流される高温原子炉２（以下単に原
子炉と記す）が配設され、ヘリウムが流れる環流路の中
には２台の熱交換器３が配置されている。熱交換器３の
下流側には送風１幾４が接続される。それぞれの熱交換
器３の２次側は水が流される中間環流Ｗ！ｔ５が接続さ
れ、中間環流路５の構成要素である中間熱交換器６と回
転ポンプ７はＰＣ圧力容器の外側に配役されている。中
間熱交換器６の２次側には近接地へ熱を供給する近接供
給回路及び／又は遠隔地へ熱を供給する遠隔供給回路が
結合されている。原子炉２で生じた熱は、たとえばプロ
セス用の蒸気を発生させるのに用いられる。

熱交換器３のそれぞれは、熱出力の送出及び余熱除去に
用いられ、余熱除去のためには１対の補助環流路８が設
けられている。各補助環流路８は中間環流路５と並列に
接続され、平常運転時には、両補助流路８は閉止弁９に
よって閉鎖されている。

各補助環流回路８には、水を満たされ、高レベルに置か
れた蒸気冷却用のタンク１１．補助熱交換器１２．′ｘ
流ポンプ１３及び蒸気冷却用の冷却塔１４を含む再循環
冷却装置１０が設けられている。

又更に設けられた環流路１５を介して、冷却塔１４とタ
ンク１１に設けられた補助熱交換器１２が結合され、そ
れぞれのタンク１ノには送風機管路１６が接続され、管
路１６にはＩＪ　ＩＪ−フ弁１７が接続される。

２個の再循環冷却装置１０のそれぞれの熱容量は、平常
運転時及び故障時に発生するすべての熱を導出可能に形
成され、２個のタンク１１のそれぞれに使用する水容量
は、熱の導出が長時間にわたってタンク１１内の水の蒸
発を利用して行なうことができ、従って補助熱交換器１
２による冷却作用を必要としないように定められている
。

この実施例の原子力装置に於ては、冷却塔１４以外の、
すべての構成要素は原子炉保護用の建屋の中に装備され
ている。

Ｗ、２図及び第３図にはＰＣ圧力容器１に形成された内
部空間１９の中に設けられた、原子力装置の部分を示す
。上記内部空間１９は金属性のライナ２０に被覆され、
該ライナ２０には、冷却装置２１が設けられる。冷却装
置２１はそれ自身で全余熱を除去できるように形成され
ている。又ＰＣ圧力容器１の蓋部には２個の蓋２３で閉
鎖される貫通孔２２が設けられ、該貫通孔２２の中には
それぞれ送風機４が配設されている。

原子炉２は第３図に示すように、内部空間１９の中の偏
心位置に配置され、２個の熱交換器３は互に平行に、原
子炉２の近くでかつ原子炉よシ高いレベル位置に配置さ
れる。このような配置により、送風機が故障した場合に
も、熱の除去が自然対流によって行なわれるという効果
を得ることができる。

各熱交換器３は、２欠課体用の供給路２４及び排出路２
５を介して、ＰＣ圧力容器１の外側に配置された中間環
流路５に接続される。高温のヘリウムは送風機４により
ガス流路２６を通って下から熱交換器３に送られ、ガス
流路２７を通りて冷却され、送風機４により密度が上昇
したヘリウムは、下方から再び原子炉２に導かれる。

原子炉２の炉心には、全周を黒鉛反射体２９で囲まれた
燃料要素の堆積２８が設けられ、該黒鉛反射体２９は更
に熱遮蔽体３０によって包囲されている。熱遮蔽体３０
の底部は、多数の受は台３１を介してＰＣ圧力容器１の
底に支持され、黒鉛反射体２９の底の部分には、ガス流
路２６が接続された高温ガス集結空間３２が設けられて
いる。

低温・高密度のヘリウムは熱遮蔽体；、Ｏの中に設けら
れた流路を通シ、熱遮蔽体３０と黒鉛反射体２９の側面
部分との間に形成された環状空間３３の中に流入し、そ
の中でヘリウムは上方に流れて低温ガス集結空間３４の
中に入る。

上述の堆積２８に燃料要素を供給するために、炉心の上
部には多くの導管（図示せず）が配設され、燃料要素を
堆積２８から除去するためには、排出管３５が用いられ
る。該排出管３５は黒鉛反射体２９の底部及びｐｃ圧力
容器１を通して延出する。上述の燃料要素の供給は、燃
料要素が堆積２８を通して１回移動して燃えつきた状態
となった後に、行なわれるのが好ましく、この場合には
燃料要素は原子炉にただ１回供給されるに過ぎない。

原子炉２の停止及び制御のために％　２つの異る装置が
用いられる。そのうちの第１の装置は堆積２８に直接挿
入可能に設けられた炉心棒３６である。炉心棒３６は黒
鉛反射体２９の蓋部の上方から管路３７の中に挿入され
、長時間の原子炉停止に用いられる。第２の装置は原子
炉２の制御及び急速停止用に用いられ、そのため、第２
図に示すようにいわゆる反射棒３８、すなわち側部黒鉛
反射体にあけた孔の中で移動可能な吸収棒を含んでいる
。

第４図は、堆積を有し、第１図に示した原子力装置１の
周囲の部材を示す説明図であり、原子炉２と熱交換器３
はＰＣ圧力容器１の１個の内部空間１９の中に平行に配
設される。この場合、重要な機械・器具等を収容しない
すべての建屋は従来の１式で建設される。第４図に於て
は、原子炉用の広間が設けられ、該広間の中にはレール
４０と、レール４０から吊下げられた走行うレーン４１
が装着される。又別の建屋４２には作業場及び作業空間
が設けられている。重要な諸装置、たとえば中間環流路
５及び補助環流路８は遮蔽部４３を介して外部からの作
用に防護されており、ＰＣ圧力答器１及びこの発明の諸
装置は、部分的に地表面の下に建設されている。

【図面の簡単な説明】

第１図はこの発明の原子力説（置（原子力金利用した熱
出力装置）の環流路を示するプロ、り図、Ｉ！２図は第
３図の■−■朦断面断面図３図は第２図のｍ−ｍ５断面
図、第４図は第１図に示した原子力装置の建屋の配置を
示す図である。１・・・プレストレスト；ンクリート圧力容器、ＰＣ圧
力容器、２・・・高温原子炉′、原子炉、３・・・熱交
換器、４・・・送風機、５・・・中間環流路、６・・・
中間熱交換器、７・・・回転タンク、８−・・補助環流
器、１０・・・再循環冷却装置、１ノ・・・タンク、１
２・・・補助熱交換器、１４・・・冷却塔、１５−・・
環流路、１６・・・送風管路、１７−・・リリーフ弁、
１　Ｂ　−・・建屋、１９・・・内部空間、２０・・・
ライナ、２ノ・・・冷却装置、ｊ　９−・・建屋。

Claims

【特許請求の範囲】

（１）ライナに被覆された内部空間を有する円筒状のプ
レストレストコンクリート圧力容器と；冷却ガスとして
用いられるヘリウムが上から下に貫流する球形燃料要素
の堆積と、上記堆積を全方向から取囲む黒鉛反射体と、
上記堆積の中及び側部黒鉛反射体の中に挿入可能な吸収
棒を有する炉心を備えた高温原子炉と；上記堆積の上部配置された球形燃料供給用の供給管と、
黒鉛反射体底部の中に設けられた球形燃料要素排出管と
；上記内部空間内に設けられた熱交換器と、該熱交換器に
続く下流側に接続されたヘリウム用の送風機、を具備する原子力装置に於て、（ａ）高温原子炉（２）は内部空間（１９）内の偏心位
置に配置されていること、（ｂ）それぞれ送風機（４）を接続された少くとも２個
の熱交換器（３）が互に平行に内部空間（１９）内に配
置された高温原子炉（２）の傍に配置され、該熱交換器
（３）は高温原子炉（２）に対して上レベル位置に配置
されていること、（ｃ）それぞれの上記熱交換器（３）
の２次側には水を使用する中間環流路（５）が設けられ
、該中間環流路はプレストレストコンクリート圧力容器
（１）の外側に設けられた、中間熱交換器（６）及び回
転ポンプ（７）を具備すること、（ｄ）上記熱交換器（３）は、中間環流路（５）を介し
ての通常運転時の熱放出を行なうとともに、余熱の放出
をも行なうように形成されていること、（ｅ）中間環流
路（５）のそれぞれは、再循環冷却装置（１０）を含み
、通常運転時には閉鎖された補助回路に並列に接続され
ていること、を特徴とする原子力装置。
（２）上記再循環冷却装置（１０）は、補助環流路（８
）に接続され内部に水を収容し、高レベルに置かれた蒸
気冷却用のタンク（１１）と、該タンク（１１）ととも
に熱交換を行なう補助熱交換器（１２）と、環流路（１
５）を介して補助熱交換器（１２）に接続される蒸気冷
却用の冷却塔（１４）を有すること、を特徴とする特許
請求の範囲第（１）項に記載の原子力装置。
（３）上記再循環冷却装置（１０）は、通常運転時にも
、故障発生時にも熱の除去が可能であること、を特徴と
する特許請求の範囲第（２）項に記載の原子力装置。
（４）それぞれのタンク（１１）は、リリーフ弁（１７
）を備えた送風管路（１６）を有すること、を特徴とす
る特許請求の範囲第（２）項に記載の原子力装置。
（５）それぞれの中間熱交換器（６）の２次側には、近
接熱及び遠隔熱用の供給回路が接続されていること、を
特徴とする特許請求の範囲第（１）項に記載の原子力装
置。
（６）それぞれの中間熱交換器（６）の２次側から出力
用の蒸気が送出されること、を特徴とする特許請求の範
囲第（１）項に記載の原子力装置。
（７）冷却塔（１４）を除いて、プレストレストコンク
リート圧力容器（１）と、中間環流路（５）及び補助環
流路（８）の構成要素が、原子炉保護用の建屋（１８）
の中に配置されていること、を特徴とする特許請求の範
囲第（２）項に記載の原子力装置。
（８）原子力発電所の重要部分、たとえば中間環流路（
５）及び補助環流路（８）は掩蔽状態に形成され、建屋
（３９、３４）の通常の部分は従来通りの建設方法で形
成されていること、を特徴とする特許請求の範囲第（１
）項又は第（２）項に記載の原子力装置。
（９）上記内部空間のライナ（２０）の冷却装置（２１
）は、余熱の全部が該冷却装置（２１）によって除去さ
れること、を特徴とする特許請求の範囲第（１）項に記
載の原子力装置。
（１０）上記高温原炉（２）に対する燃料要素の供給は
、燃料要素が１回通過する方式で行なわれること、を特
徴とする特許請求の範囲第（１）項に記載の原子力装置
。