JPH0664171B2 - 原子炉装置 - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 この発明は球形燃料の堆積からなり、該堆積の中を下か
ら上に冷却ガスが貫流する炉心を有する高温小型原子炉
と、上記高温小型原子炉を内部に収容する円筒状の鋼製
圧力容器と、上記高温小型原子炉から上方に送出された
冷却ガスを鋼製圧力容器内で循環させ小型原子炉の下部
から炉心に送り込む冷却ガス循環系と、上記冷却ガス循
環系の中で高温小型原子炉より上方位置に配置され、流
入する冷却ガスが保有する熱を吸収し該鋼製圧力容器の
外に送出する主熱交換器と、上記冷却ガスの流れ方向に
関して余熱交換器の下流側に設けられ、冷却ガスを循環
させる少なくとも２個の送風機と、鋼製圧力容器の内部
に設けられた熱交換器であって、循環する上記冷却ガス
を介して炉心から送られた余熱を吸収して鋼製圧力容器
の外に送出する第１の余熱熱交換器と、鋼製圧力容器の
外部でかつ第１の余熱熱交換器より上部位置に配置され
た熱交換器で、上記第１の余熱熱交換器が送出した熱を
受けて外部環境に放出する第２の余熱熱交換器と、上記
第１の余熱熱交換器と、第２の余熱熱交換器と、第１の
余熱熱交換器から上方に延び第２の余熱熱交換器に達す
る冷却水上昇管と、上記第２の余熱熱交換器から下方に
延び第１の余熱熱交換器に達する冷却水下降管を備え内
部に冷却水を収容する冷却水循環系であって、温度上昇
のため第１の余熱熱交換器に於て比重が低下した冷却水
が上記冷却水上昇管を自然に上昇し、第２の余熱熱交換
器に於て温度低下のために比重が増加した冷却水が上記
冷却水下降管の中を自然に下降して再び第１の余熱熱交
換器に自然に戻る第１の冷却水循環系を有する原子炉装
置に関する。

［従来の技術］ 従来の高温小型原子炉装置では、熱消費系（蒸気発生
機、管状の核分裂部、ヘリウム／ヘリウム−熱交換器
等）が同じ鋼製圧力容器内に格納されていることが共通
しているが、これら小型原子炉の余熱排出用には種々の
装置および方法が用いられていた。

すなわちドイツ特許出願明細書P3345113.3には高温小型
原子炉を含む原子力発電装置が開示されており、この装
置では余熱は冷却媒体が循環する一次循環系から発電用
蒸気発生機を用いて取り出されるが、この方法を用いる
場合には、上記蒸気発生機および冷却媒体を循環させる
送風機が、非常に高い信頼性をもつものではなくてはな
らないという欠点があった。

それは上記蒸気発生機及び冷却ガス用の送風機が故障す
ると原子炉内に設けられた各構成ユニットが非常に高い
温度に曝されるからである。

ドイツ特許発明明細書第3212266号並びにドイツ特許出
願公開明細書第3141829号では、発電用蒸気発生器およ
び／または冷却ガス用の送風機の停止した時の余熱排除
のために、正常運転時に用いられるコンクリート冷却系
が使用される。上記コンクリート冷却系は、鋼製圧力容
器を取り囲むコンクリート製の安全外被を冷却するため
に設けられ、周知の自然循環方式によって動作する。こ
の自然循環方式は冷却媒体が挿入された循環路に温度差
を有する部分を形成し、該温度差によって生ずる冷却媒
体の比重差を利用して自然に冷却媒体の循環を発生させ
る方式である。上述の従来装置のいずれに於ても熱は熱
絶縁なしに構成された鋼製圧力容器から輻射によってコ
ンクリート製の上記外被に伝達される。これ等両原子炉
の場合にも蒸気発生器と冷却ガス用の送風機との信頼性
に対して高度の要求が課せられている。それは上記蒸気
発生器と送風機が事故によって停止した場合、原子炉内
に設けられた各種構成ユニットが高い温度にさらされる
からである。

上記の欠点を除くためにドイツ特許出願公開明細書第32
28422号に記載された発明では、少なくとも１台の高温
小型原子炉を含む原子炉装置において、冷却ガスが循環
する一次循環系内に主熱交換器とともに、他の熱交換器
すなわち余熱熱交換器が隔離して配置され、該余熱熱交
換器は主熱交換器と共に鋼製圧力容器内で上記高温小型
原子炉の上方に配置され、主熱交換器と並列に連結され
ており、上記両熱交換器のそれぞれの上方には１個の冷
却ガス用の送風機が設けられている。上記余熱熱交換器
は冷却水側において、それぞれ１個の余熱排出循環系を
介して高いレンズ位置にあって、鋼製圧力容器を取り囲
んでいる生物保護シールドの外側に設けられた外側冷却
熱交換器と結合されている。該外側冷却熱交換器は原子
炉保護用構築物の壁の中に設けられた縦穴内に収容さ
れ、該縦穴内の水を満たした下側部分は蒸発室として用
いられる。上記余熱熱交換器および該余熱熱交換器に附
属する外側冷却熱交換器は一緒に連結されて余熱を排出
する、冷却水循環系を形成する。余熱の排出は上記蒸発
室内に存在する水の蒸発によるとともに、上記外側冷却
熱交換器および縦穴を通して流れる外部空気への熱の伝
達によって行われる。この従来例の発明は有用であるが
なお改良を必要とする点を有している。それはこの従来
例であっては、余熱熱交換器と主熱交換器が並列に接続
されているので、両熱交換器が常に高温の冷却ガスにさ
れされていて、そのために生ずる熱損失が大きいという
ことである。

［発明が解決しようとする課題］ 本発明は、前述のような従来技術より出発して、本文の
始めに記した原子炉装置を、余熱排出用の各装置が正常
運転時においても、余熱排出のための運転時において
も、何等認め得る程の熱損失を発生することなく、高い
信頼性をもって動作するように構成することを目的とす
るものである。

［問題点を解決する手段］ 上記の目的を達成するために、本発明の原子力装置は次
の特徴を有するように構成されている。すなわち （イ）容器第１の余熱熱交換器が冷却ガスの流れ方向に
関して主熱交換器のすぐ下流側に配置され、主熱交換器
を通った冷却ガスが常に上記第１の余熱熱交換器を通っ
て流下すること、 （ロ）上記冷却ガス用の２つの送風機が並列に配置され
ていること、 （ハ）上記第１の冷却水循環系に於ては、第１の余熱熱
交換器から送出された冷却水が第２の余熱熱交換器に向
かって流れる冷却水上昇管には水／水蒸気分離器が接続
されていること、 及び （ニ）上記第１の余熱熱交換器に連結された第２の余熱
熱交換器に送られた余熱は、余熱排出用の第２の冷却水
循環系を介して、該余熱を外部環境に放出する冷却筒に
送出されること、である。

［作用］ 本発明の原子炉装置に於ては、主熱交換器と第１の余熱
熱交換器は冷却ガスの循環路に直列に配置され、主熱交
換器は上流側に、第１の余熱熱交換器は上記主熱交換器
より下流側に配置され、原子炉装置が正常に運転してい
る場合には炉心から冷却ガスを介して送られた熱は先ず
主熱交換器によって吸収され、残りの熱が上記第１の余
熱熱交換器によって吸収される。この場合主熱交換器は
たとえばタービン発電機に蒸気を供給する蒸気発生器と
して用いられ、大量の熱を吸収するので、冷却ガスの温
度は主熱交換器を通過することにより大きく低下する。
従って第１の余熱熱交換器に吸収される熱は少なく、第
１の余熱熱交換器に供給される冷却水の量は少なくてよ
い。上記のような正常運転に於ては、炉心で発生した熱
は大部分は主熱交換器を経て例えば蒸気発生器に送られ
るが、第１の余熱熱交換器に吸収される熱は第２の余熱
熱交換器を介して無駄に消費される。従って第１の余熱
熱交換器の作用は正常運転の際には低く押えることが好
ましい。そのために第１の余熱熱交換器が冷却ガスから
吸収した熱を第２の余熱熱交換器に送る冷却水上昇管に
は水／水蒸気分離器が接続される。

上記水／水蒸気分離器を設けた理由は、第１の余熱熱交
換器と第２の余熱熱交換器と冷却水上昇管と冷却水下降
管から成る第１の冷却水循環系の内部を、正常運転時に
は下部に冷却水を収容し上部に水蒸気が存在するように
分けるためである。この場合には第１の余熱熱交換器に
よって熱せられ、冷却水上昇管内を上昇する冷却水の上
昇運動は第１の冷却水循環系の上部に形成された水蒸気
部分によって上昇を阻止され、冷却水下降管の方に向か
う冷却水の移動は、水／水蒸気分離器の冷却水の表面か
ら蒸発して冷却水は水蒸気の形で第１の冷却水循環系上
部の水蒸気が満たされた空間に進入し、第２の余熱熱交
換器に冷却されて液化して、冷却水下降管内の冷却水の
表面に加わることによって実現される。上記のように正
常運転時には、第１の冷却水循環系を循環する冷却水の
流れは極めて弱いものに制限され、従って正常運転時に
於て第１の余熱熱交換器を介して消失する熱エネルギは
極めて少なく、無視できる程度である。

しかし、主熱交換器や冷却ガス用の送風機が故障して多
量の熱が主熱交換器で吸収されずに第１の余熱熱交換器
に印加されたときは、上記第１の冷却水循環系の中は、
後に詳しく説明するように冷却水が満たされて水蒸器を
満たした空間が削減した場合と同様の状態となり、第１
の冷却水循環系を介して多量の余熱が外部環境に放出さ
れる。このような作用を可能とするのは、第１の余熱熱
交換器に多くの熱が付与されると、冷却水上昇管の中の
冷却水は印加される多量の熱のために沸騰して多くの気
泡を含む状態となり、該冷却水の見掛けの体積は膨脹
し、従って見掛けの比重は減少する。そのため上記第１
の冷却水循環系内上部の水蒸気部分は、上記見掛けの体
積が膨脹した冷却水すなわち軽い冷却水によって埋めら
れ、冷却水上昇管（水／水蒸気分離器を含めて）内の冷
却水は軽い冷却水として自然に、かつ急速に上昇した
後、第２の余熱熱交換器に於て冷却されて通常の比重の
冷却水となり、冷却水下降管を経て自然に、かつ下方に
流れ第１の余熱熱交換器に戻る。上記のようにして生ず
る強い冷却水の循環により、上記故障発生時に冷却ガス
から第１の余熱熱交換器に印加された熱は急速に外部環
境に放出される。

上述のように上記水／水蒸気分離器は、原子炉装置が正
常に運転している場合には冷却水上昇管を通って上記第
２の余熱熱交換器に達する冷却水の流れを小流量に制限
し、故障発生時には冷却水上昇管を通って第２の余熱熱
交換器に達する冷却水の流れを強化する流量調節作用を
なす。すなわち水／水蒸気分離器は第１の余熱熱交換器
に印加される熱量の変化によって、上記流量調節を自動
的に行なうことができる。従って該流量調節のために特
別の弁や、それに関連する配管等を設ける必要はない。

本発明の原子炉装置が正常の運転状態にあるときは、第
１の余熱熱交換器、これに後続する第１の冷却水循環
系、及び第２の余熱熱交換器等は、僅かな熱を除去しつ
つあるが主熱交換器とともに動作する状態にある。こに
ような状態は原子炉装置に於て、たとえば主熱交換器や
冷却ガス用の送風機が故障した場合、炉心から送出され
る余熱の損失を直ちに開始できるようにあらかじめ弱く
動作させておくためである。これは原子炉装置の安全運
転上有効なことである。また圧力容器内に並列に配置さ
れた少なくとも２機の冷却ガス用送風機は一方の送風機
が故障しても、他方の送風機の存在のため、急激に大事
を引き起こすことがないのでこれも原子炉装置の安全運
転上重要である。

この発明の原子炉装置によれば、冷却ガスの循環系と第
１及び第２の余熱熱交換器を含む第１の冷却水循環系を
構成する器具や配管が適切に配置されているので、該原
子炉装置から発生する余熱を、冷却ガスの循環路に生ず
る温度差従って冷却ガスの比重の差によって自然に生ず
る該冷却ガスの循環運動と、第１の余熱熱交換器、第２
の余熱熱交換器及び水／水蒸気分離器を含む第１の冷却
水循環系に生ずる場所による冷却水の温度差従って比重
の差によって自然に発生する冷却水の循環運動によって
特別の弁や配管等の器具を必要とすることなしに鋼製圧
力容器の外に除去することができるので余熱の除去は高
い信頼性をもって実現される。冷却ガスに自然に生ずる
循環運動は、炉心から送出される冷却ガスは最も高温
で、最も比重の小さい状態にあるので該冷却ガスは鋼製
圧力容器の中心軸に沿って立設された冷却ガス案内管を
通って鋼製圧力容器上部の主熱交換器上部空間に達した
後、鋼製圧力容器の内面に沿って降下し、主熱交換器及
び第１の余熱熱交換器を通って温度を低下しつつ、従っ
て比重を増大しつつ自然に降下して再び高温小型原子炉
の下部から該高温原子炉の内部に吸入されることによっ
て発生し、このように比重の差によって自然に生じた循
環運動は、原子炉装置の正常な運転時に冷却ガス用の送
風機に駆動されて生ずる冷却ガスの循環寮の約２乃至４
％となる。

なお第２の余熱熱交換器から外部環境の熱への排出は、
該第２の余熱熱交換器を適宜の配管を介して冷却筒に連
結することによって行われる。

［実施例］ 第１図に示す原子炉装置は地下空洞内に収納可能である
が、生物保護シールドを設けて地上に配設することもで
きる。以下説明する実施例は生物保護シールド１を有す
るものであり、この生物保護シールドは原子炉装置の放
射性を有する部分を取り囲んで構築されている（部分的
にのみ図示してある）。原子炉装置は上方部分が細く形
成された円筒状の鋼製圧力容器２の中に収容されてお
り、鋼製圧力容器２の下側部分には高温小型原子炉３が
設けられ、地形核燃料の堆積からなる炉心４は中空円筒
状で鋼製圧力容器と同軸に配置されたグラファイト反射
材５に取り囲まれている。このグラファイト反射材５の
底の部分には多数の冷却ガス流路６が設けられ、該底の
部分の下には低温の冷却ガスを集める低温冷却ガス集合
室７が設けられている。またグラファイト反射材５の円
筒状の底部の中心軸に沿って球形燃料排出管８が下方に
延びている。球形核燃料を供給する装置は図を簡単にす
るために省略されている。

鋼製圧力容器２の細く形成されている上方部分の内部に
は蒸気発生器として作用する複数個の主熱交換器９が収
容され、該主熱交換器９は鋼製圧力容器２の中心軸に沿
って設けられた高温冷却ガス案内管10を巡る複数の位置
に配置されている。またグラファイト反射材の天井部を
通して球形燃料排出管８と同軸に延びる上記ガス案内管
10は炉心４の上方の高温の冷却ガスを集める炉心上部空
間11と主熱交換器９の上方に設けられた主熱交換器上部
空間12とを連結している。グラファイト反射材の天井部
と主熱交換器９との間には主熱交換器９と同数の第１の
余熱熱交換器13がそれぞれ上記主熱交換器９の下部に配
設されている。

鋼製圧力容器２とグラファイト反射材５との間に上下に
延びる環状間隙14が設けられ、該環状空隙は高温小型原
子炉３の下側に設けた、冷却ガス用の２個の循環用送風
機15の吸入口に連通している。

これらの送風機15は高温小型原子炉３の下部に限らず、
高温小型原子炉３の上方、または主熱交換器９の上方に
配置することもできる。送風機15を作動させる駆動モー
タ（図示せず）それぞれ別の容器16の中に収容された電
気的には並列に接続されている。

炉心４を通して冷却ガスであるヘリウムが下から上へ貫
流し、炉心上部空間11の中に集められた後冷却ガス案内
管10を通過して主熱交換器上部空間12の中へ達し、反転
してそれぞれの主熱交換器９、すなわち蒸気発生器へ分
流される。原子炉装置の正常運転樋には上記冷却ガスは
主熱交換器９の入口から温度700℃で供給され、上から
下へ貫通しつつ温度低下をなし、主熱交換器９から出口
では250℃となる。主熱交換器９に後続して設けられた
各第１の余熱熱交換器13には主熱交換器９を貫通した25
0℃の冷却ガスが上から下へ貫流する。

上記第１の余熱熱交換器13を通過した冷却ガスは循環隙
間14を通して下向きに流れ、送風機15へ送り込まれ、70
バールに圧縮された後、低温冷却ガス集合室７に流入
し、冷却ガス流路６を経て炉心４の中へ送り戻される。

主熱交換器９は温度が約190℃で圧力約190バールの給水
を受けつつ運転され、その発生蒸気の温度は約530℃に
達する。給水は主熱交換器の下部に接続された給水導管
17を通して供給され、発生した水蒸気すなわち生蒸気は
主熱交換器の上部に接続された水蒸気導管18を通って主
熱交換器９から送り出される。上記のような主熱交換器
９は第１の余熱熱交換器の上流側に配置されて作動する
ので、運転開始および運転停止の際、および故障の際、
点検したり、修理を行うのに非常に便利である。

第１の余熱熱交換器13は高温の冷却ガスから熱を吸収す
る側すなわち二次側に温度60ないし100℃、圧力50バー
ルの冷却水が流されている。このため第１の余熱熱交換
器13から送出された冷却水はマクロに見て蒸発しない
（50バールにおける蒸発温度は約260℃であり、この冷
却水の出口温度は250℃である）状態に保たれている。
第１の余熱熱交換器13の二次側の上記圧力は上記のよう
に比較的低く定められ、また第１の余熱熱交換器を通る
冷却ガスも蒸気発生機９を通った後の比較的低い圧力に
あるので、第１の余熱熱交換器に故障が生ずれば冷却ガ
スは第１の余熱熱交換器の二次側循環路内に吸引入され
故障が容易に発見できるという利点が得られる。この原
子炉装置では蒸気発生機９における管路の損傷の検出も
容易である。それは上記損傷に際して鋼製圧力容器内の
湿度が上昇するからである。従って蒸気発生器のパイプ
の損傷を検出するには、鋼製圧力容器内の湿度の増加を
湿度測定器（図示せず）を用いて測定すればよく、その
結果、必要に応じて蒸気発生器を遮断すればよい。

第１の余熱熱交換器13に接続された第１の冷却水循環系
21が第２図に示されている。余熱除去に用いられる該第
１の冷却水循環系を構成する２本の管路すなわち冷却水
下降管19と冷却水上昇管20によって、この第１の余熱熱
交換器13は鋼製圧力容器２の外部に配置された第２の余
熱熱交換器22に連結されている。この第２の余熱熱交換
器22は第１の余熱熱交換器13に比べて高レベル位置に配
設されており、第１の余熱熱交換器13に接続された冷却
水上昇管20には水／水蒸気分離器23が接続され、第１の
余熱熱交換器13へ通ずる冷却水下降管19には主遮断弁24
が接続され、該主遮断弁24には直列管路26が並列の接続
されている。この直列管路26は冷却水用の第１の循環ポ
ンプ25と該循環ポンプ25の前後に１つづつ直列に配置さ
れた遮断弁27、28を有している。

第２の余熱熱交換器22は冷却水で満たされている貯水槽
29を有し、該貯水槽は第２の冷却水循環系30によって冷
却搭31と結合されている。この場合第２の余熱熱交換器
内の冷却水の温度は約60℃となっている。この第２の冷
却水循環系30には第２の循環ポンプ32が接続され、貯水
槽29には安全弁33が接続されている。貯水槽29および第
２の冷却し循環系30内に収納された水の量は、その量だ
けで原子炉装置で発生した余熱を、この貯水槽に収容し
た水を蒸発させることにより約24時間にわたって確実に
排出できる量に定められている。貯水槽29に設けられて
いる冷却水補給装置34は、蒸発に伴う水の損失分を長期
間にわたって補給する作用をなす。

第２図に示すコンクリート製の生物保護シールド１には
冷却水を用いるコンクリート冷却系35が設けられてい
る。コンクリート冷却系は鋼製圧力容器２から放射され
て生物保護シールド１に蓄積された熱を第２の余熱熱交
換器22に送る働きをなす。コンクリート冷却系35は、鋼
製圧力容器２に向いて配置され、高い温度となった壁面
に添って延び生物保護シールド１より高い位置に配置さ
れた第２の余熱熱交換器22に達する高温導管37と、上記
生物保護シールド１の外側に配置され、温度の低い壁面
に沿って上方に延び余熱中断熱交換器22に達する低温導
管36を具備し、高温導管37内に於て加熱されて膨脹し低
比重となった冷却水は高温導管37内を自然に上昇して第
２の余熱熱交換器に達し、低温導管36内の冷却水は高温
導管37の中の自然水に比べて低い温度にあるので、比重
が高温導管の冷却水に比べて高くなり、低温導管36の中
を自然に降下する。従って上記高温導管と低温導管と第
２の余熱熱交換器を含むコンクリート冷却系35内の冷却
水は、該循環路35の中で自然に循環することとなる。従
ってコンクリート冷却系35内の冷却水を循環させるため
の駆動手段、たとえばポンプを使用する必要はない。こ
のような冷却水循環法の例はドイツ特許出願の公開明細
書第3141892号に開示されている。

余熱除去用の第１の冷却水循環系21に於ては、原子炉装
置が正常運転状態にあるときには上記第１の冷却水循環
系21に設けられた主遮断弁24は開状態におかれる。それ
は正常運転時には第１冷却水循環系21に加えられる熱は
少なく、該第１の冷却水循環系内を循環する冷却水は少
なく、主遮断弁24を絞って冷却水の流れを制御するとい
う必要はないからである。このように主遮断弁24を開い
ておくのは、後に説明するように、原子炉装置に事故が
生じて多くの熱が第１の冷却水循環系21に加えられ、該
循環系21内の冷却水が高温となり、沸騰状態となって該
循環系21の中を循環するときに冷却水の流れを妨げるこ
とのないようにするためである。上記主遮断弁24は必要
に応じて当然閉状態にすることができる。それは第１の
冷却水循環系内に温度差によって生ずる冷却水の自然の
流れ以上に強い冷却の流れを発生させる場合である。こ
のときには上記主遮断弁24は閉じられ第１の冷却水循環
系21の直列管路26に接続された遮断弁27と28は開かれ、
第１の冷却水循環ポンプ25は駆動される。

次に本発明の原子炉装置による余熱除去の作動の概略を
説明する。すなわち原子炉装置が正常運転状態にあると
きには、冷却ガスを介して第１の余熱熱交換器13に供給
される熱は少なく、従って第１の冷却水循環系21を介し
て除去される熱は極めて少ない。しかしたとえば主熱交
換器９が故障して、冷却ガスを介して炉心４から送られ
た熱が主熱交換器９によって吸収できなくなると、多量
の熱が第１の余熱熱交換器13に加えられる。しかしこの
熱は第１の冷却水循環系21内の第１の余熱熱交換器13側
の冷却水を急速に加熱して沸騰状態にするので、沸騰状
態となった冷却水は見掛けの体積を増加して水／水蒸気
分離器の水蒸気部分を埋めて、第１の冷却水循環系21の
中を強く循環し、第２の余熱熱交換器22を介して、多量
の熱すなわち余熱を急速に排出することができる。この
場合水／水蒸気分離器23の、正常運転時は水蒸気で充満
されている空間部分は、冷却水の蒸気沸騰に起因して第
１の冷却水循環系21の中に急激に生ずる圧力上昇を直ち
に吸収して該圧力上昇によって生ずる第１の冷却水循環
系21の損傷を回避する働きをなしている。

上記した余熱除去のための第１の冷却水循環系21の中の
冷却水の循環は、前述のように該第１の冷却水循環系21
の中に温度差を有する部分を発生させることにより実現
できるが、余熱除去を強くかつ長期間にわたって行なう
ために既に説明したように第１の冷却水循環系21に冷却
水用の第１の循環ポンプ25を配置してもよい。

また第１の冷却水循環系21に属する第２の余熱熱交換器
22が不調であって充分な余熱除去が行なわれなくなった
ときは、貯水槽29中に存在する冷却水は温度上昇によっ
て蒸発し、貯水槽29内の水蒸気の圧力は過度に高くなる
と該水蒸気は安全弁33を通して外界に排出される。この
冷却の故障が24時間以上継続する場合には、水補給装置
34を通して水が補給され、余熱の排除を長期間にわたっ
て行うことができる。

余熱はまた冷却水を使用するコンクリート冷却系35によ
っても排除することができ、この冷却系は鋼製圧力容器
２から輻射された熱を受け取ってこれを第２の余熱熱交
換器22へ伝えることによって行なわれる。この場合コン
クリート冷却系35の冷却水の循環は該コンクリート冷却
系に発生させた温度さに基づく冷却水の自然の上昇及び
下降によって行われる。

この発明の原子炉装置によれば、余熱の除去は極めて高
い信頼をもって行なわれる。それは第１の余熱熱交換器
13及びこれと共働する第１の冷却水循環系21が、該循環
系内に温度差を形成することによって生ずる冷却水の自
然の循環によって作動し、該冷却水の循環を行なわせる
ための駆動装置及びこれに伴なう配管を必要としないこ
と、及び第１の余熱熱交換器13及び第１の冷却水循環系
は原子炉装置が正常な運転状態にある場合には常に冷却
ガスからの比較的少ない熱を吸収して排出するという熱
損失の少ない動作を行なっているが、事故発生の場合に
は直ちに多量の余熱を吸収して除去できるように自動的
に変換できる待機状態におかれているので原子炉装置突
発事故を休息に知って適切な処置をとることができるか
らである。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明に従う原子炉装置の概略を縦断面図で示
し、第２図は第１図の装置の余熱熱交換器の冷却を示す
図である。 １……生物保護シールド、２……鋼製圧力容器、３……
高温小型原子炉、 ４……炉心、５……グラファイト反射材、６……冷却ガ
ス流路、 ７……低温冷却ガス集合室、８……球形燃料排出管、９
……主熱交換器、 10……冷却ガス案内管、11……炉心上部空間、12……主
熱交換器上部空間、 13……第１の余熱熱交換器、14……環状隙間、15……冷
却ガス用の送風機、 16……容器、17……給水導管、18……水蒸気導管、21…
…第１の冷却水循環系、 22……第２の余熱熱交換器、23……水／水蒸気分離器、
24……主遮断弁、 25……第１の循環ポンプ、27,28……遮断弁、29……貯
水槽、 30……第２の冷却水循環系、31……冷却搭、32……第２
の循環ポンプ、 33……安全弁、34……水補給装置、35……コンクリート
冷却系。

Claims (10)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】球形燃料の堆積からなり、該堆積の中を下
   から上に冷却ガスが貫流する炉心（４）を有する高温小
   型原子炉（３）と、上記高温小型原子炉を内部に収容す
   る円筒状の鋼製圧力容器（２）と、上記高温小型原子炉
   （３）から上方に送出された冷却ガスを鋼製圧力容器
   （２）内で循環させ高温小型原子炉（３）の下部から炉
   心（４）に送り込む冷却ガス循環系と、上記冷却ガス循
   環系の中で高温小型原子炉（３）より上方位置に配置さ
   れ、流入する冷却ガスが保有する熱を吸収し該鋼製圧力
   容器の外に送出する主熱交換器（９）と、上記冷却ガス
   の流れ方向に関して主熱交換器（９）の下流側に設けら
   れ、冷却ガスを循環させる少なくとも２個の送風機（1
   5）と、鋼製圧力容器（２）の内部に設けられた熱交換
   器であって、循環する上記冷却ガスを介して炉心（４）
   から送られた余熱を吸収して鋼製圧力容器（２）の外に
   送出する第１の余熱熱交換器（13）と、鋼製圧力容器
   （２）の外部でかつ第１の余熱熱交換器（13）より上部
   位置に配置された熱交換器で、上記第１の余熱熱交換器
   （13）が送出した熱を受けて外部環境に放出する第２の
   余熱熱交換器（22）と、上記第１の余熱熱交換器（13）
   と、第２の余熱熱交換器（22）と、第１の余熱熱交換器
   （13）から上方に延び第２の余熱熱交換器（22）に達す
   る冷却水上昇管（20）と、上記第２の余熱熱交換器（2
   2）から下方に延び第１の余熱熱交換器（13）に達する
   冷却水下降管（19）を備え内部に冷却水を収容する冷却
   水循環系であって、温度上昇のため第１の余熱熱交換器
   （13）に於て比率が低下した冷却水が上記冷却水上昇管
   （20）を自然に上昇し、第２の余熱熱交換器（22）に於
   て温度低下のために比重が増加した冷却水が上記冷却水
   下降管（19）の中を自然に下降して再び第１の余熱熱交
   換器（13）に自然に戻る第１の冷却水循環系（21）を有
   する原子炉装置に於て、 （イ）上記第１の余熱熱交換器（13）が冷却ガスの流れ
   方向に関して主熱交換器（９）のすぐ下流側に位置さ
   れ、主熱交換器（９）を通った冷却ガスが常に上記第１
   の余熱熱交換器（13）を通って流下すること、 （ロ）上記冷却ガス用の２つの送風機（15）が並列に配
   置されていること、 （ハ）上記第１の冷却水循環系（21）に於ては、第１の
   余熱熱交換器（13）から送出された冷却水が第２の余熱
   熱交換器（22）に向かって流れる冷却水上昇管（20）に
   は水／水蒸気分離器（23）が接続されていること、 （ニ）上記第１の余熱熱交換器（13）に連結された第２
   の余熱熱交換器（22）に送られた余熱は、余熱排出用の
   第２の冷却水循環系（30）を介して、該余熱を外部環境
   に放出する冷却筒（31）に送出されること、を特徴とす
   る原子炉装置。
2. 【請求項２】上記第１の冷却水循環系（21）が冷却ガス
   循環系よりも低い圧力で運転されており、その際この低
   い圧力は正常運転において第１の余熱熱交換器（13）内
   で蒸発が全く生じない値に設定されていることを特徴と
   する特許請求の範囲第１項に記載の原子炉装置。
3. 【請求項３】中空円筒状の上記高温小型原子炉（３）の
   中心軸に沿って冷却ガス案内管（10）が設立され、炉心
   で熱せられた冷却ガスは高温小型原子炉（３）の上方の
   炉心上部空間（11）に集まった後、上記冷却ガス案内管
   （10）を経て上昇し、該冷却ガス案内管の外周を取り囲
   んで円形に配置された主熱交換器（９）の上方に設けら
   れた主熱交換器上部空間（12）に集められた後反転して
   下向きに流れて上記主熱交換器（９）に流れ込み、主熱
   交換器を出た冷却ガスが流入する第１の余熱熱交換器
   （13）は上記主熱交換器（９）の下方でかつ上記高温小
   型原子炉の上方に配置されていることを特徴とする特許
   請求の範囲第１項に記載の原子炉装置。
4. 【請求項４】冷却ガス用の送風機（15）が高温小型原子
   炉（３）の下方に設けられていることを特徴とする特許
   請求の範囲第１または第３項に記載の原子炉装置。
5. 【請求項５】冷却ガス用の上記送風機（15）が、第１の
   余熱熱交換器（13）と高温小型原子炉（３）の間に配置
   されていることを特徴とする特許請求の範囲第１または
   第３項に記載の原子炉装置。
6. 【請求項６】上記第１の冷却水循環系（21）の第１の余
   熱熱交換器（13）へ冷却媒体である水を案内する冷却水
   下降管（19）が冷却水用の第１の循環ポンプ（25）と該
   循環ポンプ（25）の前後に１個ずつ直列に接続された遮
   断弁（27,28）を有するとともに、上記第１の循環ポン
   プ（25）と上記遮断弁（27,28）を有する直列管路（2
   6）全体と並列に接続された主遮断弁（24）を有するこ
   とを特徴とする特許請求の範囲第１項に記載の原子炉装
   置。
7. 【請求項７】上記第２の余熱熱交換器（22）が冷却水を
   満たされた貯水槽（29）を備え、該貯水槽（29）が上記
   冷却水用の第２の循環ポンプ（32）を備えた余熱排出用
   の第２の冷却水循環系（30）を介して冷却搭（31）と結
   合されていることを特徴とする特許請求の範囲第１項に
   記載の原子炉装置。
8. 【請求項８】上記貯水槽（29）には安全弁（33）が備え
   てあることを特徴とする特許請求の範囲第７項に記載の
   原子炉装置。
9. 【請求項９】上記貯水槽（29）には冷却水を補給するた
   めの装置（34）が接続されていることを特徴とする特許
   請求の範囲第７項または第８項に記載の原子炉装置。
10. 【請求項１０】上記鋼製圧力容器（２）を取り囲んで設
    けられ、上記鋼製圧力容器から熱を放射させて鋼製圧力
    容器に向かう側がその裏側に比べて高い温度となるコン
    クリート製生物保護シールド（１）と、内部に冷却水を
    収容し、該コンクリート製生物保護シールドと共働して
    コンクリート製生物保護シールドから熱を吸収して前記
    第２の余熱熱交換器（22）に送るコンクリート冷却系
    （35）を有し、上記コンクリート冷却系（35）に設けら
    れコンクリート製生物保護シールド（１）の鋼製圧力容
    器側に配置された高温導管（37）内の冷却水は温度上昇
    による比重低下によって、該高温導管（37）内を第２の
    余熱熱交換器（22）に向かって自然に上昇し、上記コン
    クリート冷却系（35）の鋼製圧力容器（２）と反対側に
    配置された低温導管（36）は上記高温導管（37）の場合
    に比べてコンクリート製生物保護シールドのうちの温度
    の低い側に設けられているので、内部の冷却水は高温導
    管（37）内の冷却水に比べて大きな比重を有するものと
    なり、上記低温導管（36）の中を自然に下方に移動して
    再び下方から高温導管に戻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１項に記載の原子炉装
    置。