JPS6073496A - 原子力発電プラント及びその運転方法 - Google Patents

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】 本発明は、防爆性プレストレストコンクリート圧力容器
に設置された原子力発電プラント及びその運転方法に関
する。

この種原子力発電プラント、は、ガス冷却形高温原子炉
と、蒸気発生器及び送風機とを含む一次系要素（Ｐｒｉ
ｍａｅｒｋｒｅｉａｌａｕｆｌｃｏｍｐｏｎｅｎｔｅｎ
　）とを、ライナーで被覆した圧力容器のケイプ（Ｋａ
ｖｅｒｎ　）内に配置し、ライナー冷却系と、少々くと
も１つの遮断系及び炉心とを備え、炉心の球状燃料要素
が黒鉛マトリックス内に埋設状態で覆われた核燃料部片
よシなシ、炉心の上方から下方にヘリウムを冷却ガスと
して流通させた構成となっている。

この特性を有する原子力発電プラントは、ＴＨＴＲ−３
００ＭＷｅ１型原子力発電プラントである。

このプラントは、球状の燃料要素と、冷却ガスとしての
ヘリウムを有する高温原子炉を備えておシ、上述の構成
の原子力発電プラントをなすものである。この型式の高
温原子炉は一連の特別力安全措置をΦｔｉ＋えてお如、
これによって、このようなプラントの運転時における事
故による危険性を最小限度に押えている。仮想の事故（
災害）を設定して、その場合において高温原子炉の系固
有の安全性が機能して周囲に及ばず影響の度合を、限定
された極めて低い飴に維持されるようにしている。

このような高温原子炉の性質の％徴は、すべての運転状
況において負の温度係数及び出力係数を持つこと、気体
状で相安定の冷却媒体、即ち、特に中性子物理学的に中
性な不活性ガスを利用していることによる。従って、圧
力除去の事故の際にも冷−却媒体を完全に損失するおそ
れがないのである。又、前記特徴は出力密度／熱容量の
比率が低いことにもよる。従って、事故の際にも熱生成
や熱排出が炉心内における緩慢な温度変化を生じさせる
。更に、前記特徴は、セラミック製材料（黒鉛）より成
る炉心構造及び燃料要素が熱に対する高い安定性を備え
ていることによる。即ち、燃料要素はピロ炭素（Ｐｙｒ
ｏｋｏｈｌｅｎｓｔｏｆｆ　）で被覆された粒子の形で
気筒状態に設置されるので、黒鉛シェル内に核分裂生成
物が保留されるのである。

本発明の目的とするところは、この独型式のものにおい
て、３ｏｏ〜６００　ＭＷｅ、の出力範囲で経済的な運
転を可能とするとともに高温原子炉の良好な敵陣抑制の
機能を十分に利用して、よシ高い安全性基準にも合致し
得る新規な原子力発電プラントを提供するにある。

上記の目的達成のために、本発明の原子力発電プラント
は、 （、）　ライナーなしで構成された原子炉防護建屋を備
え、この建屋が放射能の確実な密閉と外部からの影響に
対する防護のためにプレストレスト圧力容器ならびに放
射性ガスを導く全ての構成材を取囲むとともにフィルタ
に連結された圧力除去装置と、 （ｂ）　事故の際に残留熱を排出するために循還装置を
有するとともに運転用冷却系から分離した複数の補助冷
却系と、 （ｃ）前記補助冷却系の故障時に残留熱の排出のための
ライナー冷却系 の組合せよりｓ成するととを斬徴とする。

原子力発電プラントの運転の際の危険性を減少あるいは
解消するための基本的な措置として、現実の事故の場合
および仮想事故における対策でも放射能を確実に封じ込
めて保留させることにあると見られている。これは、実
質的にいって、運転温度、事故時の温度並びに運転圧力
及び事故時の圧力により決められる。原子力発電プラン
トの安全性は、まず第一に温度および圧力の制御に左右
される。即ち、燃料要素およびプレストレストコンクリ
ート圧力容器の温度が焼損温度を越えることがないよう
に十分な措置をとるべきであ）、解消されるべきである
０そして、設備の圧力維持が確実になされねばならない
。本発明における原子力発電設備では上述の温度と圧力
の問題が確実に解決される。

本発明においては、プレストレストコンクリートよシな
シ内部におかれたライナー、ライナー冷却系および遮断
装置を有する防爆性の原子炉圧力容器は一次系およびそ
の構成材を内包し、原子炉防護建屋によシ取シ囲まれて
いる。この防護建屋は漏洩した冷却ガスを集め、フィル
タを通してスタックから外部環境へと安全な状態で排出
する。高温原子炉の冷却ガスの放射能がわずかであるた
めに、とのような排出が許されるのである。同様の理由
から、原子炉防護建屋にライナーを設けることは必要と
されない。このために、設備コストを大幅に低減するこ
とができる。又、起シそうにないことであるが、大量の
冷却ガスが圧力容器から漏洩した場合、例えば、−次冷
却系が実質的に故障して安全弁を介して圧力容器の圧力
低下が起った場合、フィルタに連結された原子炉防護建
屋の圧力除去装置が作動する。従って、原子炉防護建屋
は全圧に対応する設計を要しない。スタックの横断面積
は、最大流出量の場合に設計圧力が原子炉防護建屋の定
常圧力ｆにｉを越え力いように設定される。この定常圧
力値は、防護建屋に航空機が墜落した場合にも破壊され
ない程度に決められる。

このようにして、安全技術上重要な全ての構成制が外部
からの影響から防詠される。又、場合によっては、大型
の出入口（作業員および利料の出入口）を前置した補助
建屋によシ防謹し、その出入口自体は貼設措置をとらな
い構成も可能である。

上述したように、圧力の他に温度もより確実な放射能の
封じ込めをなす場合に重要力投側を演する。炉心内で温
度が上昇すると、その結果、通常、熱の発生と排出のバ
ランスがくずれる。

残留熱の排出は定常運転の場合、原子炉運転用の冷却系
を介して、即ち、主循環路の蒸気発生器および二次系を
介してなされる。運転用冷却系が故障の場合、あるいは
相当に損傷した場合には、この冷却系の温度負荷が増大
するが、本発明によれば残留熱が補助冷却系により排出
される。そして、この補助冷却系は原子炉運転用冷却系
から分離している。即ち、運転用冷却系と安全用の冷却
系とは互いに接続されていないのである。又、冷却ガス
損失が生じたシ炉心内での圧力が外部環境圧にまで低下
するような事故に際しても、所定の冷却ガス密度はまだ
十分に残っておシ、崩壊熱を補助冷却系を介して確実に
排出することができる。

上述したような高温原子炉の系固有の事故対応機能があ
るために、定常運転時の事故の場合には、温度変化が緩
慢であシ、従って、事故抑制に必要とされる対応措置、
即ち、原子炉を遮断し、補助冷却系を作動させるなどの
措置のために、相当に長い時間を確保できる。このよう
な緩慢な高温原子炉の温度一時間の関係があるので、補
助冷却系の故障の場合に残留熱わ１出の措置を再びとる
ことも可能である。このような措置の中には手動でなし
得る操作も含ませることができる。

補助冷却系が長い間（例えば、数時間）故障している場
合、崩壊熱はライナー冷却系によシ排出される。この場
合、この系に別途必吸されるものは々い。というのは、
このライナー冷却系の能力は圧力容器の冷却系としての
要件によシ十分に高いからである。このライナー冷却系
を介してだけの残留熱の排出の場合、数時間以内に燃料
要素の温度が上昇して最高温度（約１５００℃）に達す
るが、これによっても燃料要素の損傷が生ずることはな
い。

又、本発明では、原子炉防護建屋の圧力除去装置を除圧
路に連結できる構成となっている。

この除圧路は所定の圧力値を越した場合に自動的に開成
し、応答圧力を下回った後に再び閉成される。この措置
によっても放射能の封じ込めを原子炉防護建屋によシ長
期間にわたシ確実になし得る。

運転用冷却系の故障時において残留熱の排出のために、
出力範囲が３００〜６００　ＭＷ、１の高温原子炉の場
合、２つの補助冷却系を設けるのが望ましい。それによ
って、事故の際に冷却媒体の損失力しに一方の冷却系が
残留熱の排出を十分に行なうので、構成側が設計限界値
を越えることはない。

急激な圧力除去の後に単に一方の補助冷却系が適用され
ている場合、残留熱は設言１上の余裕を十分に利用して
排出される。

両方の補助冷却系が故障の場合には、上述したように、
残留熱の排出のためにライナー冷却系が適用される。冷
却媒体の損失のない事故の場合、−次循環系には浮揚効
果によシ自然対流が生ずる。この自然対流は定常の流れ
方向と反対である。この流れによシ、残留熱が炉心から
排出されライナー冷却系へと伝達されるのである。

又、圧力除去の事故において、ガス冷却形原子炉では残
留熱を更にライナー冷却系へと伝達することができる。

排出されるべき熱量の大部分は邑初炉心内に蓄積され、
輻射と伝導によシ１ライナー冷却系に伝えられる。この
場合、炉心温度はゆっくシと上昇する。燃料要素の損傷
は定常温度を急激に越えた場合に生ずるので、対抗措置
によって補助冷却系を角び作動状態にするために十分な
時間が残されている。この対抗措置には、まず、自動感
知によシ自動的に働く操作が含まれるとともに作業員に
よシ制御室からなされる手動操作が含まれる。そして、
後者の対抗措置は、長時間が経過して事故の状況および
プラント（発電所）の状態を十分に評価できるようにな
ってから行なわれる。更に、最終的には作業員のチーム
によシ、故障した設備部分の修理や交換などの緊急措置
を行なうことができる。

出願人代理人　弁理士　鈴　江　武　彦第１頁の続き ０発　明　者　ビンフリート・バヒホ　ドイル゛ン　シ
エ ＠発　明　者　ウルリツヒ・パイヒト　ドイライ ソ連邦共和国、　６９４０　コルクスハイメル・タル、
キルンシュトラーセ　２５ ソ連邦共和国、　６９４０　パインハイム、アム・フェ
ルトン２５

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １）防爆性プレストレストコンクリート圧力容器内に設
   置された原子力発電プラントであって、ガス冷却形高温
   原子炉と、蒸気発生器及び送風機を含む一次系要素とを
   ライナーで被穏された圧力容器の大形のケイプ内に配置
   し、ライナー冷却系と少なくとも１つの遮断系と炉心と
   を備え、該炉心の球形燃料要素が黒鉛マ）　ＩＪックス
   内に埋設状態で覆われた核燃料部片より成シ、該炉心の
   上方から下方へヘリウムを冷却ガスとして流通させるも
   のにおいて、 （、）　ライナーなしの原子炉防護建屋を備え、この建
   屋が放射能の確実な密閉と外部からの影響に対する防護
   のために前記プレストレストコンクリート圧力容器及び
   放射性ガスを導く全ての要素を取シ囲むとともにフィル
   タに連結された圧力除去装置を有し、 （ｂ）　事故の際に残留熱を排出するために循環装置を
   有するとともに運転用冷却系から分離した複数の補助冷
   却系を備え、 （、）　該補助冷却系の故障時に残留熱の排出のための
   ライナー冷却系を備えて成ることを特徴とする防爆性プ
   レストレストコンクリート圧力容器に設置された原子炉
   発電プラント。 ２）前記原子炉防護建屋の前記圧力除去装置は、除圧路
   に連結され、所定の圧力値を越えた場合に該除圧路を自
   動的に開成し、応答圧力を下回った後に該除圧路を再ひ
   閉成する手段を有することを特徴とする特許請求の範囲
   第１項記載の原子力発電プラント。 ３）前記補助冷却系は、一方が故障した場合でも他方が
   冷却媒体の損失なしに残留熱の排出を十分に行なう互い
   に独立した２つの系から成ることを特徴とする特許請求
   の範囲第１項記載の原子力発電プラント。 ４）前記ライナー冷却系は、事故の際、自然対流によっ
   て、冷却媒体の損失なしに残留熱が導かれる構造を成し
   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
   子力発電プラント。 ５）ライナー冷却系は、圧力除去の事故の際に、輻射と
   伝導とにより残留熱が導かれる構造を成していることを
   特徴とする特許請求の範囲第１項記載の原子力発電プラ
   ント。 ６）防爆性プレストレストコンクリート圧力容器内に設
   置され、ガス冷却形高温原子炉と蒸気発生器及び送風機
   を含む一次系要素とをライナーで被覆された圧力容器の
   大形のケイプ内に配置し、ライナー冷却系と少々くとも
   １つの遮断系と炉心とを備え、該炉心の球形燃料要素が
   黒鉛マトリックス内に埋設された状態で儒われた核燃料
   部片よシ成シ、該炉心の上方から下方へヘリウムを冷却
   ガスとして流通させる原子力発電プラントの安全かつ経
   済的な運転方法において、 （、）　プレストレスト圧力容器及び放射性ガスを導く
   全ての要素を取シ囲むライナーなし原子炉防護建屋によ
   って原子力発電プラントを外部からの影響及び許容値を
   超える高圧力負荷から防護し、該原子炉防護建屋内に許
   容値を超える高圧が増大した時に該圧力をフィルタを通
   じて逃がし、 （ｂ）　事故の際、運転用冷却系から構成される装置を
   備えた複数の補助冷却系を通して残留熱を排出させ、 （ｃ）　該補助冷却系が故障した時は、ライナー冷却系
   で残留熱を排出させる ことを特徴とする発電プラントの運転方法。 ７）圧力がｈ「定値を超えた場合、前記原子炉防護建屋
   の圧力負荷がかかって圧力除去装置が自動的に開放され
   、応答圧力を下まわった場合は自動的に再び閉じられる
   ことを特徴とする特許請求の範囲第６項記載の発電プラ
   ントの運転方法。 ８）事故の際、冷却媒体の損失なしに残留熱が単独で補
   助冷却系によって排出されることを特徴とする特許請求
   の範囲第６項記載の発電プラントの運転方法。 ９）事故の際、残留熱が冷却媒体の損失なしに自然対流
   によって前記ライナー冷却系へ導かれることを特徴とす
   る特許請求の範囲第１項記載の発電プラントの運転方法
   。 １０）　圧力除去の事故の際、残留熱が輻射と伝導によ
   シ前記ライナー冷却系へ導かれることを特徴とする特許
   請求の範囲第１項記載の発電プラントの運転方法。