JPS6125110B2 - - Google Patents

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JPS6125110B2
JPS6125110B2 JP53033175A JP3317578A JPS6125110B2 JP S6125110 B2 JPS6125110 B2 JP S6125110B2 JP 53033175 A JP53033175 A JP 53033175A JP 3317578 A JP3317578 A JP 3317578A JP S6125110 B2 JPS6125110 B2 JP S6125110B2
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JP
Japan
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gas
cooling
cooling gas
circulation system
nuclear energy
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Application number
JP53033175A
Other languages
English (en)
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JPS53120085A (en
Inventor
Baruneruto Haikoo
Sheefueru Manfureeto
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
KERUNFUORUSHUNGUSUANRAAGE YUURITSUHI GmbH
Original Assignee
KERUNFUORUSHUNGUSUANRAAGE YUURITSUHI GmbH
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Publication date
Application filed by KERUNFUORUSHUNGUSUANRAAGE YUURITSUHI GmbH filed Critical KERUNFUORUSHUNGUSUANRAAGE YUURITSUHI GmbH
Publication of JPS53120085A publication Critical patent/JPS53120085A/ja
Publication of JPS6125110B2 publication Critical patent/JPS6125110B2/ja
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    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00Reactor types
    • G21C1/04Thermal reactors ; Epithermal reactors
    • G21C1/06Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
    • G21C1/07Pebble-bed reactors; Reactors with granular fuel
    • 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
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

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  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は、気体冷却炉芯および炉芯に接続さ
れ、平行に導かれている少くとも2つの、冷却気
体のエネルギーを引渡すための構成部分を備えた
冷却気体循環系統を有し、その際冷却気体循環系
統において冷却された冷却気体、いわゆる冷気体
が炉芯に流入する直前および/または炉芯の中で
熱せられた冷却気体、いわゆる熱気体が炉芯から
排出される直后に、少くとも夫々1つの気体集積
空間が用意され、該空間に冷却気体循環系統の気
体導入管および/または気体導出管が接続されて
いる核エネルギー装置に関する。
気体により冷却される核エネルギー装置におい
ては安全対策、特に気体導管の破損の場合の安全
対策が適切であることが必要である。この様な破
損の影響およびその結果惹起される損害は最小の
ものに制限すべきである。核エネルギー装置は鋼
鉄又は高圧コンクリートから成る反応圧力容器を
とり囲んでおり、該容器は、それの内部において
期待される最大の圧力を考慮して作られている。
付加的に、破裂した導管に隣接する気体導管と構
成部分が、破片によつて破壊されるのを避けるこ
とが必要となる(ドイツ国特許第2435358号明細
書)。
特にまた次の配慮が必要である。即ち冷却気体
循環系統内において突然圧力が減少するため冷却
装置の機能、即ち熱の引渡しに役立つ機能が維持
され、その結果として炉芯の破壊が妨げられてい
ることも考慮しなければならない。
気体の導管の1つが破裂した時、冷却気体循環
系内の圧力の降下の速度を減速するため、気体導
管の中に流動制限装置を装入することが公知とな
つている。沸騰水炉の場合には、例えばベンチユ
リー管が用いられている。しかしこの様なノヅル
を挿入することにより、通常の運転状態での圧力
の損失は欠点となる。この様な欠点を避けるた
め、ドイツ国特許公開第2249690号により明らか
にされている様に、圧力を受ける気体導管の壁に
破裂し易い場所を設けそして気体導管内のこの位
置に断面積の小さな物体を挿入し、該物体は気体
導管が破裂した時、冷却気体の出口断面積を減少
させるのである。しかし上記の処置は比較的費用
がかかることである。炉芯に接続され平行に導か
れている数箇の冷却気体循環系を有し、多重循環
系構造の核反応装置と呼ばれている反応装置で
は、(Ju1―Bericht,Ju¨1 941 RG,Apri1
1973 参照)次の様な事実を出発点としている。
即ち冷却気体の流れが数箇の冷却気体循環系統に
分割されているため、1つの気体導管が破裂した
時その影響は制限されたものとなつている。何故
ならば個々の気体導管は僅かな量の流れを導きそ
して小さな寸法のものとなつており、従つて全体
の系の圧力降下の速度は小となる筈である。しか
し1つの気体導管が破裂しその際発生する膨脹波
が、個々の冷却気体循環系の気体導管が集合合致
している核エネルギー装置の範囲における破壊し
ていない核エネルギー装置の範囲に侵入しそして
装置の別の部分を破壊することによつて該装置部
分の機能、特に熱を運び去る機能を害するという
欠点を有している。熱を運び去る系統が破壊され
ずに残つた場合でも、熱を運び去る系統の運転に
より冷却気体の短絡流の発生は避けることができ
ず、従つて炉芯に発生する熱は望み通りの態様で
運び去られない。
本発明の目的は、平行に導かれている数箇の冷
却気体循環系を有する気体冷却核エネルギー装置
において、冷却気体循環系統の圧力を受けている
壁又は気体導管の故障による障害が発生した時、
未だ故障していない冷却気体循環装置えの影響を
避けそして熱を運び去る系統の機能を維持するこ
とである。更に破裂によつて生じた開口を通つて
冷却気体循環系から流れ出す冷却気体の短絡流
は、熱を運び去ることを妨げるものであるから徹
底的に避けなければならない。
上記の目的は本発明により、前記した如き核エ
ネルギー装置において次の様にして達成される。
即ち気体集積空間の少くとも1つは若干の隔壁に
より、夫々の冷却気体循環系統の気体導入管およ
び/または気体導出管が別々の気体小室に接続さ
れる如く分割され、該小室は、全体としての作用
が気体導入管および導出管の気体流動抵抗よりも
大となつている1箇又は若干箇の圧力平衡開口を
介して、同じ気体集積空間に属する別の少くとも
1箇の気体小室に接続され、その際隔壁は、圧力
を受けている壁又は気体導管が破裂した時に発生
する気体小室の間の圧力差に堪える強さを有す
る。このことにより、多重循環系構造を有する核
エネルギー装置において、平行に導かれている冷
却気体循環系の分技点および/または集合点が、
好都合にも、全体の冷却気体が一緒になつて貫流
する炉芯の範囲に近づけることができる。冷却気
体循環系統は故障の場合流動現象に関し全く切り
離され、その際気体導管の1つが破裂した時発生
する膨脹波は、隔壁により無傷の冷却気体循環系
統に到達するのを阻止される。破壊された冷却気
体循環系統と破壊されていない循環系との間の隔
壁に設けられている圧力平衡開口を介しての圧力
の平衡は、圧力平衡開口が大なる流動抵抗を有し
ているために無視し得る程僅小である。
また相異なる冷却気体循環系統の間で、核エネ
ルギー装置を通常運転する間、冷却気体の交換を
そく進するため、本発明の別の形成は次の構成と
なつている。即ち1つの冷却気体循環系統の気体
導管は、冷気体を導くため、相前后して結合され
ている2つの気体集積空間の間で、少くとも2つ
の群に分割され、それらの各々の群は、次に接続
されている気体集積空間内において別の気体室に
結合されるのである。
本発明は添付図において略図により表わされて
いる実施例により詳細に説明される。
添付図から明らかな如く、実施例において、気
体冷却炉芯1に、平行に導かれた2つの冷却気体
循環系統が接続されている(第1図)。本発明は
2つの冷却気体循環系統を持つ構成に限定される
ものではなく、多数の冷却気体循環系統を持つ反
応装置に対しても適用されるものである。添付図
における実施例では反応炉芯1の内部で熱せられ
た冷却気体、即ち熱気体は、2つの冷却気体循環
系統の気体導管2,3を介して、冷却気体のエネ
ルギーを引渡すための構成部分4,5に導かれ
る。この構成部分としては簡単に第2次エネルギ
ー担持体を加熱するための熱交換器又はガスター
ビンが用いられる。構成部分4,5の内部で冷却
された冷い気体、即ち冷気体は、気体導出管6,
7を介して運搬装置8,9に導かれそして冷気体
導管10,11を介して再び反応炉芯に流入して
熱せられる。冷却気体の流れる方向は第1図に矢
印によつて示されている。冷気体が反応炉1の中
に流入する直前および熱気体が反応炉芯から流出
した直后に、気体集積空間12,13,14が設
けられている。気体集積空間12から、冷気体が
気体導管15,16を介して気体集積空間13に
流入しそして、そこから反射蓋18の開口17を
介して反応炉芯に流入する。反射底20の開口1
9を通つて、熱気体が反射底20の下部にある気
体集積空間14に到達する。
気体集積空間12,13,14は夫々隔壁2
1,22,23により分割されており、熱気体を
導く気体導管2,3ばかりでなく更にまた冷気体
を導く気体導管10,11並びに気体導管15,
16も夫々別々の気体小室14a,14b;12
a,12b;13a,13bに接続される。隔壁
21,22,23は圧力平衡開口24,25,2
6を有している。隔壁には数箇の圧力平衡開口が
設けられていてもよく、その際該開口全体として
の気体流動抵抗が気体導入管や導出管の気体流動
抵抗よりも大となる様に設定されている。隔壁2
1,22,23は、圧力を受けている壁又は気体
導管の破裂が発生した時、気体小室の間に生ずる
圧力の差に堪える強さを持つている。
第2および3図に示した実施例では気体導管
2,10および3,11は同軸導管として形成さ
れており、その際夫々熱気体を導く気体導管2,
3は、冷気体を導く管10,11の内部に配管さ
れている。気体集積空間12は、リング状空間と
なつて熱気体の気体集積空間14をとり囲んでい
る(第3図)。従つて気体集積空間12の隔壁2
1は2つの部材21a,21bから成り立ち、
夫々圧力平衡開口24a,24bを有している。
反応炉装置が上記の様に形成されている場合
に、気体導管の1つが破裂することによる故障、
例えば同軸導管を形成している気体導管2,10
の破裂により故障が発生したとすれば、故障の第
一段階において、膨脹波が熱気体側では気体小室
14aに、冷気体側では冷気体小室12aおよび
13aに伝播する。膨脹波は隔壁23並びに21
a,21bおよび22の所で捕えられ、かくして
なお無傷の第2の冷却気体循環系統が直接損害を
うけることが阻止される。隔壁21,22,23
は、無傷のまま残つている冷却気体循環系統を故
障した冷却気体循環系統から切り離し、かくして
冷却気体が無傷の冷却気体循環系統から流失する
割合いを減少させる。熱を運び去る運転を開始し
た后で、気体集積空間内の隔壁のため、無傷の冷
却気体循環系統の運搬装置9から、熱ガスの導管
2の破裂した部分を介して吸い込まれる大気また
は無傷の冷却気体循環系統から、冷気体導管10
の破裂した場所を介して運搬装置に漏れる冷却気
体が少くなる様に抑制される。
核エネルギー装置を運転している時、気体集積
空間12,13,14の個々の気体小室の間で、
圧力平衡開口24a,24b,25,26を介し
冷却気体循環系統の間の冷却気体の交換が行われ
る。この様な交換をそく進するため、気体集積空
間12と13との間の気体導管15,16が小な
る断面積の若干箇の導管に分割される。(但し第
2図には別々に分割されていない。)上記の気体
導管は次の様に導かれる。即ち一方では冷気体の
一部が気体小室12aから気体小室13bに導か
れ、他方では冷気体の一部が気体小室12bから
気体小室13aに導かれる。
図示の実施例において、リング状の気体集積空
間12の分割は、同軸導管の破裂の場合に効果が
最もよい。気体集積空間13,14の中にある隔
壁22,23はそれに対しては余り意味がない。
【図面の簡単な説明】
第1図は2つの冷却気体循環系統を有する反応
炉装置の原理図、第2図は2つの冷却気体循環系
統を有する反応炉を第3図の―線に沿つて切
断した縦断面図、第3図は第2図の反応炉を―
線に沿つて切断した横断面図である。 図において、2,3……気体導管、10,11
……気体導管、12,13,14……気体集積空
間、12a,13a,14a,12b,13b,
14b……気体小室、15,16……気体導管、
21,21a,21b,22,23……隔壁、2
4,24a,24b,25,26……圧力平衡開
口、である。

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1 気体により冷却される炉芯および炉芯に接続
    され、平行に導かれている少くとも2つの、冷却
    気体のエネルギーを引渡すための構成部分を備え
    た冷却気体循環系統を有し、その際冷却気体循環
    系統において冷却された冷却気体、いわゆる冷気
    体が炉芯に流入する直前および/または炉芯の中
    で熱せられた冷却気体、いわゆる熱気体が炉芯か
    ら排出される直后に、少くとも夫々1つの気体集
    積空間が用意され、該空間に冷却気体循環系統の
    気体導入管および/または気体導出管が接続され
    ている核エネルギー装置において、気体集積空間
    12,13,14の少くとも1つは隔壁21,2
    1a,21b,22,23により、夫々の冷却気
    体循環系統の気体導入管および/または気体導出
    管10,15,2,11,16,3が、別々の気
    体小室12a,13a,14a;12b,13
    b,14bに接続される如く分割され、該小室
    は、全体としての作用が気体導入管および導出管
    10,15,2,11,16,3の気体流動抵抗
    よりも大となつている1箇又は若干箇の圧力平衡
    開口24,24a,24b,25,26を介し
    て、同じ気体集積空間12,13,14に属する
    別の少くとも1箇の気体小室12b,13b,1
    4b;12a,13a,14aに接続され、その
    際隔壁21,21a,21b,22,23は、圧
    力を受けている壁又は気体導管が破裂した時に発
    生する気体小室12a,12b;13a,13
    b;14a,14bの間の圧力差に堪える強さを
    有していることを特徴とする核エネルギー装置。 2 特許請求の範囲第1項記載の核エネルギー装
    置において、1つの冷却気体循環系統の気体導管
    15は、冷気体を導くため、相前后して結合され
    ている2つの気体集積空間12,13の間で、少
    くとも2つの群に分割され、それらの各々の群
    は、次に接続されている気体集積空間13内にお
    いて別の気体室13a,13bに結合されている
    ことを特徴とする核エネルギー装置。
JP3317578A 1977-03-26 1978-03-24 Nuclear energy device having reactor core cooled by air Granted JPS53120085A (en)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
DE2713463A DE2713463C2 (de) 1977-03-26 1977-03-26 Kernenergieanlage mit gasgekühltem Reaktorcore

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPS53120085A JPS53120085A (en) 1978-10-20
JPS6125110B2 true JPS6125110B2 (ja) 1986-06-13

Family

ID=6004782

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP3317578A Granted JPS53120085A (en) 1977-03-26 1978-03-24 Nuclear energy device having reactor core cooled by air

Country Status (5)

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US (1) US4235671A (ja)
JP (1) JPS53120085A (ja)
DE (1) DE2713463C2 (ja)
FR (1) FR2385183A1 (ja)
GB (1) GB1551801A (ja)

Families Citing this family (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB2369236B (en) * 1980-02-22 2002-09-18 Rolls Royce & Associates Ltd Reactor vessel for a nuclear power generating system
DE3025336C2 (de) 1980-07-04 1982-10-28 Kernforschungsanlage Jülich GmbH, 5170 Jülich Nachwärmeabführsystem für einen gasgekühlten Kugelhaufenreaktor
DE3345457A1 (de) * 1983-12-15 1985-06-27 INTERATOM GmbH, 5060 Bergisch Gladbach Behaeltersystem fuer einen hochtemperaturkernreaktor
US5213755A (en) * 1991-04-01 1993-05-25 General Electric Company Low pressure coolant injection modification for boiling water reactors
US5413924A (en) * 1992-02-13 1995-05-09 Kosak; Kenneth M. Preparation of wax beads containing a reagent for release by heating
US6592695B1 (en) 2000-11-16 2003-07-15 General Electric Company Binder system for ceramic arc discharge lamp

Family Cites Families (16)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
BE532106A (ja) * 1953-09-25
BE548285A (ja) * 1955-05-31 1900-01-01
US3100187A (en) * 1961-05-03 1963-08-06 Arthur P Fraas Reflector for neutronic reactors
US3297542A (en) * 1962-04-13 1967-01-10 Commissariat Energie Atomique Integral nuclear reactor-heat exchanger power plant
GB961084A (en) * 1962-06-01 1964-06-17 Atomic Energy Authority Uk Nuclear reactor
US3296052A (en) * 1962-11-08 1967-01-03 Bechtold Engineering Company Means and method for postforming plastic laminated products
US3275521A (en) * 1963-11-15 1966-09-27 Babcock & Wilcox Co Fast breeder reactor arrangement
DE1274748B (de) * 1964-04-28 1968-08-08 Brown Boveri Krupp Reaktor Hochtemperatur-Kernreaktor mit Brennstoffelement-Schuettung
FR1428929A (fr) * 1964-04-28 1966-02-18 Brown Boveri Krupp Reaktor Réacteur nucléaire à haute température
US3322636A (en) * 1964-07-22 1967-05-30 Physics Internat Company Breeder nuclear reactor
CH444984A (de) * 1965-06-25 1967-10-15 Sulzer Ag Kernreaktoranlage mit Dampferzeuger
FR1458504A (fr) * 1965-09-23 1966-03-04 Indatom S A R L Aire support pour réacteur nucléaire à boulets
US3461034A (en) * 1966-09-06 1969-08-12 Gulf General Atomic Inc Gas-cooled nuclear reactor
FR2119812B1 (ja) * 1970-10-15 1973-11-23 Commissariat Energie Atomique
DE2160507C3 (de) * 1971-12-07 1975-04-30 Kernforschungsanlage Juelich Gmbh, 5170 Juelich Einrichtung zum Kühlen der Strukturwerkstoffe eines Reaktorkerns und zum Abführen der Nachzerfallswärme
DE2506293C2 (de) * 1975-02-14 1983-01-27 Hochtemperatur-Reaktorbau GmbH, 5000 Köln Hochtemperaturreaktor mit geschlossenem Gaskühlkreislauf

Also Published As

Publication number Publication date
DE2713463C2 (de) 1982-02-04
DE2713463A1 (de) 1978-10-05
US4235671A (en) 1980-11-25
FR2385183B1 (ja) 1982-12-10
GB1551801A (en) 1979-08-30
FR2385183A1 (fr) 1978-10-20
JPS53120085A (en) 1978-10-20

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