JP2013506132A - 熱交換器、その方法および核分裂原子炉システム - Google Patents

熱交換器、その方法および核分裂原子炉システム Download PDF

Info

Publication number
JP2013506132A
JP2013506132A JP2012530866A JP2012530866A JP2013506132A JP 2013506132 A JP2013506132 A JP 2013506132A JP 2012530866 A JP2012530866 A JP 2012530866A JP 2012530866 A JP2012530866 A JP 2012530866A JP 2013506132 A JP2013506132 A JP 2013506132A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
heat transfer
heat exchanger
heat
exchanger body
block
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Abandoned
Application number
JP2012530866A
Other languages
English (en)
Inventor
マクウィーター，ジョン，ディー．
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.)
Searete LLC
Original Assignee
Searete LLC
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Priority claimed from US12/586,741 external-priority patent/US20110075786A1/en
Priority claimed from US12/653,653 external-priority patent/US20110075787A1/en
Priority claimed from US12/653,656 external-priority patent/US9275760B2/en
Application filed by Searete LLC filed Critical Searete LLC
Publication of JP2013506132A publication Critical patent/JP2013506132A/ja
Abandoned legal-status Critical Current

Links

Images

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/24—Promoting flow of the coolant
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00—Reactor types
    • G21C1/02—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders
    • G21C1/03—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders cooled by a coolant not essentially pressurised, e.g. pool-type reactors
    • F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F01—MACHINES OR ENGINES IN GENERAL; ENGINE PLANTS IN GENERAL; STEAM ENGINES
    • F01K—STEAM ENGINE PLANTS; STEAM ACCUMULATORS; ENGINE PLANTS NOT OTHERWISE PROVIDED FOR; ENGINES USING SPECIAL WORKING FLUIDS OR CYCLES
    • F01K3/00—Plants characterised by the use of steam or heat accumulators, or intermediate steam heaters, therein
    • F01K3/18—Plants characterised by the use of steam or heat accumulators, or intermediate steam heaters, therein having heaters
    • F01K3/181—Plants characterised by the use of steam or heat accumulators, or intermediate steam heaters, therein having heaters using nuclear heat
    • F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F28—HEAT EXCHANGE IN GENERAL
    • F28D—HEAT-EXCHANGE APPARATUS, NOT PROVIDED FOR IN ANOTHER SUBCLASS, IN WHICH THE HEAT-EXCHANGE MEDIA DO NOT COME INTO DIRECT CONTACT
    • F28D1/00—Heat-exchange apparatus having stationary conduit assemblies for one heat-exchange medium only, the media being in contact with different sides of the conduit wall, in which the other heat-exchange medium is a large body of fluid, e.g. domestic or motor car radiators
    • F28D1/02—Heat-exchange apparatus having stationary conduit assemblies for one heat-exchange medium only, the media being in contact with different sides of the conduit wall, in which the other heat-exchange medium is a large body of fluid, e.g. domestic or motor car radiators with heat-exchange conduits immersed in the body of fluid
    • F28D1/0206—Heat exchangers immersed in a large body of liquid
    • F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F28—HEAT EXCHANGE IN GENERAL
    • F28F—DETAILS OF HEAT-EXCHANGE AND HEAT-TRANSFER APPARATUS, OF GENERAL APPLICATION
    • F28F1/00—Tubular elements; Assemblies of tubular elements
    • F28F1/02—Tubular elements of cross-section which is non-circular
    • F28F1/04—Tubular elements of cross-section which is non-circular polygonal, e.g. rectangular
    • F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F28—HEAT EXCHANGE IN GENERAL
    • F28F—DETAILS OF HEAT-EXCHANGE AND HEAT-TRANSFER APPARATUS, OF GENERAL APPLICATION
    • F28F13/00—Arrangements for modifying heat-transfer, e.g. increasing, decreasing
    • F28F13/06—Arrangements for modifying heat-transfer, e.g. increasing, decreasing by affecting the pattern of flow of the heat-exchange media
    • F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F28—HEAT EXCHANGE IN GENERAL
    • F28F—DETAILS OF HEAT-EXCHANGE AND HEAT-TRANSFER APPARATUS, OF GENERAL APPLICATION
    • F28F13/00—Arrangements for modifying heat-transfer, e.g. increasing, decreasing
    • F28F13/06—Arrangements for modifying heat-transfer, e.g. increasing, decreasing by affecting the pattern of flow of the heat-exchange media
    • F28F13/08—Arrangements for modifying heat-transfer, e.g. increasing, decreasing by affecting the pattern of flow of the heat-exchange media by varying the cross-section of the flow channels
    • F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F28—HEAT EXCHANGE IN GENERAL
    • F28F—DETAILS OF HEAT-EXCHANGE AND HEAT-TRANSFER APPARATUS, OF GENERAL APPLICATION
    • F28F9/00—Casings; Header boxes; Auxiliary supports for elements; Auxiliary members within casings
    • F28F9/02—Header boxes; End plates
    • F28F9/026—Header boxes; End plates with static flow control means, e.g. with means for uniformly distributing heat exchange media into conduits
    • F28F9/0282—Header boxes; End plates with static flow control means, e.g. with means for uniformly distributing heat exchange media into conduits by varying the geometry of conduit ends, e.g. by using inserts or attachments for modifying the pattern of flow at the conduit inlet or outlet
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00—Reactor types
    • G21C1/32—Integral reactors, i.e. reactors wherein parts functionally associated with the reactor but not essential to the reaction, e.g. heat exchangers, are disposed inside the enclosure with the core
    • G21C1/326—Integral reactors, i.e. reactors wherein parts functionally associated with the reactor but not essential to the reaction, e.g. heat exchangers, are disposed inside the enclosure with the core wherein the heat exchanger is disposed next to or beside the core
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/24—Promoting flow of the coolant
    • G21C15/243—Promoting flow of the coolant for liquids
    • G21C15/247—Promoting flow of the coolant for liquids for liquid metals
    • F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F28—HEAT EXCHANGE IN GENERAL
    • F28D—HEAT-EXCHANGE APPARATUS, NOT PROVIDED FOR IN ANOTHER SUBCLASS, IN WHICH THE HEAT-EXCHANGE MEDIA DO NOT COME INTO DIRECT CONTACT
    • F28D21/00—Heat-exchange apparatus not covered by any of the groups F28D1/00 - F28D20/00
    • F28D2021/0019—Other heat exchangers for particular applications; Heat exchange systems not otherwise provided for
    • F28D2021/0054—Other heat exchangers for particular applications; Heat exchange systems not otherwise provided for for nuclear applications
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00—Reactor types
    • G21C1/02—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders
    • G21C1/022—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders characterised by the design or properties of the core
    • G21C1/026—Reactors not needing refueling, i.e. reactors of the type breed-and-burn, e.g. travelling or deflagration wave reactors or seed-blanket reactors
    • Y—GENERAL 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
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • Mechanical Engineering (AREA)
  • Thermal Sciences (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • Geometry (AREA)
  • Combustion & Propulsion (AREA)
  • Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)

Abstract

本発明は、熱交換器、その方法および核分裂原子炉システムである。熱交換器は、チャンバを通る熱い第１の熱移送流体の一定流量のためにそこに成形された出口プレナムチャンバを規定する熱交換器本体を含む。複数の隣接熱移送部材が、熱交換器本体に接続され、熱移送部材間の複数の流路を規定する所定の距離だけ間隔を開けられている。流路は、出口プレナムチャンバ内へ開口している。熱移送部材の表面を超えて出口プレナムチャンバに入るように、熱移送部材の所定距離のスペースが、流路を通る第１の熱移送流体を一様に分配する。それぞれの熱移送部材は、冷たいほうの第２の熱移送流体の熱移送部材のためにそこを通る流路を規定する。第１の熱移送流体がチャンバを通って流れ、第２の熱移送流体が同時に流路を通って流れるので、熱移送は、熱い熱移送流体から、冷たいほうの第２の熱移送流体へ起こる。

Description

発明の詳細な説明
〔関連出願との相互参照〕
本願は、以下のリストの出願（「関連出願」）に関連し、それらからの最も早く利用可能な有効な出願日の利益を主張する（例えば、仮出願以外の最も早い利用可能な優先日を主張する。または、関連出願の仮出願、任意のかつすべての特許、祖父母、曾祖父母などの出願の３５ＵＳＣ１１９条（ｅ）下の利益を主張する）。関連出願のおよび関連出願の仮出願、任意のかつすべての特許、祖父母、曾祖父母などの出願の主題は、主題がここと矛盾しない範囲において参照によりここに盛り込まれる。
〔関連出願〕
ＵＳＰＴＯの特別な法令上の要求の目的のために、本願は、米国特許出願12/586,741、発明の名称「熱交換器、その方法および核分裂原子炉システム」、発明者Jon D. McWhirter、２００９年９月２５日出願、現在庁に係属中、の一部継続出願を構成する、または、現在係属中の出願が出願日の利益を与えた出願である。
ＵＳＰＴＯの特別な法令上の要求の目的のために、本願は、米国特許出願12/653,656、発明の名称「熱交換器、その方法および核分裂原子炉システム」、発明者Jon D. McWhirter、２００９年１２月１５日出願、現在庁に係属中、の一部継続出願を構成する、または、現在係属中の出願が出願日の利益を与えた出願である。
ＵＳＰＴＯの特別な法令上の要求の目的のために、本願は、米国特許出願12/653,653、発明の名称「熱交換器、その方法および核分裂原子炉システム」、発明者Jon D. McWhirter、２００９年１２月１５日出願、現在庁に係属中、の一部継続出願を構成する、または、現在係属中の出願が出願日の利益を与えた出願である。
米国特許庁（ＵＳＰＴＯ）は、特許出願はシリアル番号を述べるとともに出願が継続出願または一部継続出願であることを示すことをＵＳＰＴＯのコンピュータプログラムが要求するという通知を公開した。Stephen G. Kunin、先願の利益、ＵＳＰＴＯオフィシャルガゼット、２００３年３月１８日、ｈｔｔｐ：／／ｗｗｗ．ｕｓｐｔｏ．ｇｏｖ／ｗｅｂ／ｏｆｆｉｃｅｓ／ｃｏｍ／ｓｏｌ／ｏｇ／２００３／ｗｅｅｋ１１／ｐａｔｂｅｎｅ．ｈｔｍにて利用可能である。本願の出願実体（以下、「出願人」）は、法規により列挙される通り優先権が主張される出願を特に参照する。出願人は、法令が、特定の参照言語において明瞭であることを理解し、米国特許出願への優先権を主張するにあたりシリアル番号または「継続出願」または「一部継続出願」などの任意の特徴のどちらも必要としないことを理解する。これにかかわらず、出願人は、ＵＳＰＴＯのコンピュータプログラムがあるデータ入力を要求することを理解し、ここから、出願人は、上記の親出願の一部継続出願として本願を表す。しかし、このような表示が、親出願の事項に追加される新規事項を本願が含むか否かについて、いかなる形のコメントおよび／または認知であるとは、いかなる様態であっても解釈されないということを明白に示す。
〔背景技術〕
本願は、一般に、誘導核反応に関し、システム、プロセスおよびこのようなプロセスを実施する要素を含む。該要素は、容器内の液体冷却剤に浸された、原子炉心、第１熱交換器またはポンプなどがある。また、さらに特には、熱交換器、その方法および核分裂原子炉システムに関する。
核分裂原子炉を操作するときに、公知のエネルギーの中性子が、高い原子量を有する核種により吸収されることが知られている。結果得られる化合物原子核は、２つのより低い原子量分裂フラグメントおよび崩壊生成物を含む分裂生成物へと分かれる。すべてのエネルギーの中性子によりこのような分裂を行うことが知られた核種は、ウラン−２３３、ウラン−２３５およびプルトニウム−２３９を含み、これらは分裂核種である。例えば、０．０２５３ｅＶ（エレクトロンボルト）の運動エネルギーを有する熱中性子は、分裂ウラン−２３５原子核に用いることができる。トリウム−２３２とウラン−２３８は、肥沃な核種であり、誘導分裂を起こさない。例外として、少なくとも１ＭｅＶ（百万エレクトロンボルト）の運動エネルギーを持つ高速中性子がある。それぞれの分裂現象から放出される総運動エネルギーはおよそ２００ＭｅＶである。運動エネルギーは熱に変換される。
原子炉では、上記の分裂性のおよび／または肥沃な原料が、典型的には、複数の近接してともにパックされた燃料アセンブリに格納され、これが原子炉心を規定する。分裂性のおよび／または肥沃な原料は、スペーサにて離された燃料棒に格納された燃料ペレットの形で、プルトニウムおよびウランの酸化物の混合物とすることができる。または、それぞれの燃料棒の周りに螺旋状に巻かれたワイヤとすることができる。
さらに、商業的な核力原子炉では、分裂熱が電気に変換される。その際、原子炉の第１冷却剤が、原子炉心を規定する原子炉燃料アセンブリを通ってポンプ処理され、分裂処理によって加熱される。ある原子炉設計において、加熱された第１冷却剤は、蒸気発生器へ運ばれる。ここでは、加熱された第１冷却剤は、蒸気発生器に配置された第２冷却剤（すなわち水）にその熱を渡す。第１冷却剤は、その後原子炉心へ戻る。第１冷却剤の熱を受けた水の一部は、蒸発して蒸気になり、タービン発電機へ移動して電気を生成する。タービン発電機を通った蒸気は蒸気を圧縮して水にする圧縮器へ移動し、その後、蒸気発生器へ戻る。
安全に電気を生成できるタイプの核分裂原子炉は、プール型の液体ナトリウム高速増殖炉である。その際、肥沃な原料としてウラン−２３８が用いられる。ウラン−２３８は、中性子を吸収し、ベータ崩壊によって、分裂可能なプルトニウム−２３９に変わる。プルトニウム−２３９は、今度は、中性子を吸収し、分裂が始まって熱を生成する。高速増殖炉では、水などの調節原料は、冷却剤としては要求されない。むしろ、このようなプール型液体ナトリウム高速増殖炉では、ナトリウムは、選ばれた冷却剤である。これは、ナトリウムが、中性子をあまり熱中性子化しないからである。また、ナトリウムの熱移送特性により、原子炉心は、より高い出力密度で運転できるので、原子炉のサイズを小さくすることができる。さらに、ナトリウムは、およそ１００℃（およそ２１２°Ｆ）で溶け、およそ９００℃（およそ１６５０°Ｆ）で沸騰する。それゆえ、ナトリウムは、沸騰することなく高温で用いることができるので、高温高圧の蒸気を生成することができる。今後は、このことが、電力プラントの熱効率を高める。
しかしながら、原子炉心を循環するナトリウム冷却剤は、中性子の吸収により放射性を有するようになる。この放射能により、原子炉設計者は、第１ナトリウム冷却剤ループと蒸気発生ループとの間に中間的な熱交換ループを用いる。これにより、タービン発電機の放射能汚染の危険が減る。さらに、蒸気発生器のパイプ漏れも起こりうる。蒸気発生器を通じてナトリウムを運ぶパイプに漏れが起こると、蒸気発生器を通る高温の放射性ナトリウムが蒸気発生器内の水および蒸気と活発に化学的に反応する。これにより、蒸気発生器内の水および蒸気の放射能汚染が起き、その結果周りの生物圏も放射能汚染が起こる。このような原因により、原子炉設計者は、炉心内のナトリウムと蒸気発生器またはタービン発電機との直接の接触を裂けるため、原子炉心と蒸気発生器との間に中間的な熱交換器を導入して用いる。
それゆえ、上述のプール型液体ナトリウム高速増殖炉では、中間的な熱交換器が、放射性の第１ナトリウムと蒸気発生器中の非放射性の第２ナトリウムとの間の境界を形成する。言い換えれば、中間的な熱交換器は、液体ナトリウムのプールに原子炉心とともに配置され、典型的には、高速増殖炉心から熱を除去してその熱を外部の蒸気発生器に運ぶのに用いられる。
中間的な熱交換器を用いて高速増殖炉心からの熱を適切に除去する試みは、１９８１年１０月１３日発行、発明者Peter Humphreys et al.の米国特許4,294,658、発明の名称「原子炉」があり、これは、熱交換器を通して第１冷却材を駆動するモジュールの基本領域に配置された、シェル内のチューブの中間的な熱交換器と、電磁流連結器を備える中間的な熱交換器モジュールを開示している。この特許は、例えば、第２冷却剤ポンプの故障によって起きる、関連する第２冷却剤回路において冷却剤の流れに障害が起きると、中間的な熱交換器に起こる深刻な熱ショックについて述べている。この特許によれば、発明の目的は、第２冷却剤回路の流れ流れに障害が起きたときのような緊急時にプール型の液体金属で冷却される原子炉の中間的な熱交換器に起こる熱ショックを減少させることである。
中間的な熱交換器を用いて高速増殖炉心からの熱を適切に除去する別の試みは、１９８２年４月１３日発行、発明者Michael G. Sowers et al.の米国特許4,324,617、発明の名称「液体金属で冷却される原子炉のための中間的な熱交換器およびその方法」がある。この特許は、多重プールの、液体金属で冷却される原子炉に用いられる熱交換器を開示している。この特許は、熱交換器の構造成分間の示差熱拡張の提供を開示している。この特許によれば、高温プールとの熱伝達によって、また、シェルの加熱によって操作中にチューブを引っ張ることによって、熱交換器のシェルが、熱交換器のチューブの温度より実質的に高い温度にまで加熱され、その結果、熱交換器での示差熱拡張が提供される。
上述の技術はその意図した目的を適切に果たす装置および方法を開示しうるものであるが、上述のどの技術も、ここで記載されて特許請求される熱交換器、そのための方法および核分裂原子炉システムを開示していない。
〔発明の要約〕
本開示では、以下のものを提供する：
熱を生成可能なプール型核分裂原子炉に対応して使用され、プール型核分裂原子炉に存在するプール流体中に配置可能な熱交換器であって、
熱交換器は、プール流体を閉じ込めるプール壁の内側の周辺の近傍に配置可能であり、
熱交換器は、熱交換器本体と、熱交換器本体と一体的に形成された熱除去手段とを備えている。
本開示では、以下のものを提供する：
熱を生成可能なプール型核分裂原子炉に対応して使用され、プール型核分裂原子炉に存在するプール流体中に配置可能な熱交換器であって、
熱交換器は、プール流体を閉じ込めるプール壁の内側の周辺の近傍に配置可能であり、
熱交換器は、そこに形成されてプレナム容積の一部を規定する表面を有する熱交換器本体を備えている。
本開示では、以下のものを提供する：
熱を生成可能なプール型核分裂原子炉に対応して使用され、プール型核分裂原子炉に存在するプール流体中に配置可能な熱交換器であって、
熱交換器は、プール流体を閉じ込めるプール壁の内側の周辺の近傍に配置可能であり、
熱交換器は、
プレナム容積に入る熱移送流体の所定流量のためにそこに成形されたプレナム容積を規定する熱交換器本体であって、そこに形成されてプレナム容積の一部を規定する表面を有する熱交換器本体と、
熱交換器本体に結合され、そこを通る流路を規定する熱移送部材とを備えている。
本開示では、以下のものを提供する：
熱を生成可能なプール型核分裂原子炉に対応して使用され、プール型核分裂原子炉に存在するプール流体中に配置可能な熱交換器であって、
熱交換器は、プール流体を閉じ込めるプール壁の内側の周辺の近傍に配置可能であり、
熱交換器は、
そこに形成されて、プレナム容積の一部に入る熱移送流体の所定流量のために成形されたプレナム容積の一部を規定する表面を有する熱交換器本体と、
熱交換器本体に接続された複数の隣接する熱移送部材であって、複数の隣接する熱移送部材のうちで対向するもの同士の間の複数の流路を規定する所定の距離だけ間隔を開けられ、複数の流路を通る熱移送流体の流量を分配する複数の隣接する熱移送部材とを備えている。
本開示では、以下のものを提供する：
プール型核分裂原子炉に対応して使用されるシステムであって、
熱を生成可能な核分裂原子炉心と、
核分裂原子炉心に対応した熱交換器本体であって、プール流体中に、プール流体を閉じ込めるプール壁の内側の周辺の近傍に配置可能である熱交換器本体と、
核分裂原子炉心と熱移送伝達し、熱交換器本体に対応する熱除去手段とを備えている。
本開示では、以下のものを提供する：
プール型核分裂原子炉に対応して使用されるシステムであって、
内側の周辺を有するプール壁を規定する容器であって、プール壁が、そこでプール流体を閉じ込めるように構成されている、容器と、
容器に配置可能で、熱を生成可能な核分裂原子炉心と、
核分裂原子炉心と熱移送伝達し、プール流体中に、プール壁の内側の周辺の近傍に配置可能であり、そこに形成されて、プレナム容積に入る熱移送流体の所定流量を達成させるために成形されたプレナム容積の一部を規定する表面を有する熱交換器本体と、
核分裂原子炉心と熱移送伝達し、熱交換器本体に対応する熱除去手段とを備えている。
本開示では、以下のものを提供する：
プール型核分裂原子炉に対応して使用されるシステムであって、
内側の周辺を有するプール壁を規定する圧力容器であって、プール壁が、そこでプール流体を閉じ込めるように構成されている、圧力容器と、
圧力容器に配置され、熱を生成可能な核分裂原子炉心と、
核分裂原子炉心と熱移送伝達し、プール流体中に、プール壁の内側の周辺の近傍に配置可能であり、そこに形成されて、プレナム容積に入る熱移送流体の所定流量のためにそこに成形されたプレナム容積の一部を規定する表面を有する熱交換器本体と、
熱交換器本体に接続された複数の隣接する熱移送部材であって、複数の隣接する熱移送部材のうちで対向するもの同士の間の複数の流路を規定する所定の距離だけ間隔を開けられ、複数の流路を通る熱移送流体の流量を分配する複数の隣接する熱移送部材とを備えている。
本開示では、以下のものを提供する：
熱を生成可能なプール型核分裂原子炉に対応して使用され、
プール型核分裂原子炉に存在するプール流体中に配置可能な熱交換器の製造方法であって、
熱交換器は、プール流体を閉じ込めるプール壁の内側の周辺の近傍に配置可能であり、
熱交換器本体を受け、
熱除去手段を熱交換器本体に結合させる。
本開示では、以下のものを提供する：
プール型核分裂原子炉に対応して使用され、
プール型核分裂原子炉に存在するプール流体中に配置可能な熱交換器の製造方法であって、
熱交換器は、プール流体を閉じ込めるプール壁の内側の周辺の近傍に配置可能であり、
そこに形成されてプレナム容積の一部を規定する表面を有する熱交換器本体を受ける。
本開示では、以下のものを提供する：
熱を生成可能なプール型核分裂原子炉に対応して使用され、
プール型核分裂原子炉に存在するプール流体中に配置可能な熱交換器の製造方法であって、
熱交換器は、プール流体を閉じ込めるプール壁の内側の周辺の近傍に配置可能であり、
プレナム容積に入る熱移送流体の所定流量のためにそこに成形されたプレナム容積を規定する熱交換器本体であって、そこに形成されてプレナム容積の一部を規定する表面を有する熱交換器本体を受け、
そこを通る流路を規定する熱移送部材を熱交換器本体に結合させる。
本開示では、以下のものを提供する：
熱を生成可能なプール型核分裂原子炉に対応して使用され、
プール型核分裂原子炉に存在するプール流体中に配置可能な熱交換器の製造方法であって、
熱交換器は、プール流体を閉じ込めるプール壁の内側の周辺の近傍に配置可能であり、
そこに形成されて、プレナム容積に入る熱移送流体の所定流量のために成形されたプレナム容積を規定する表面を有する熱交換器本体を受け、
複数の隣接する熱移送部材を熱交換器本体に接続させ、複数の隣接する熱移送部材のうちで対向するもの同士の間の複数の流路を規定するために所定の距離だけ間隔を開け、複数の流路を通る熱移送流体の流量を分配する。
本開示の特徴は、チャンバを通じて熱移送流体の一定の流量のためにそこに成形されたチャンバを規定する熱交換器本体を提供することである。
本開示のさらなる特徴は、熱交換器本体に接続された複数の隣接する熱移送部材であって、複数の隣接する熱移送部材のそれぞれの間の複数の流路を規定するために所定の距離だけ間隔を開けられ、複数の流路を通る熱移送流体の流量を均等に分配する、複数の隣接する熱移送部材を提供することである。
上述のものに加えて、他の種々の方法および／または装置の特徴が、本開示のテキスト（例えば請求項および／または詳細な説明）および／または図面などの教示に開示されている。
上述のものは要約であり、それゆえ、簡素化、一般化、包含および／または詳細の省略を含んでいることがある。したがって、当業者は、この要約は説明のためのものであるだけで、いかなる制限をも意味していないことを理解するだろう。上述の説明、実施形態および特徴に加えて、さらなる特徴や実施形態が、図面と後述の詳細な説明を参照することによって明らかになるだろう。
〔図面の簡単な説明〕
明細書は、本開示の主題を特に指定して本質的に請求する請求項でしめくくられる一方、開示は、付帯の図面と結合したときに後述の詳細な説明からよりよく理解される。さらに、異なる図面で同じ番号を使用することで、典型的には同様または同一の部材を指す。
図１は、核分裂原子炉システムの概略図である。
図２は、複数の核分裂原子炉モジュールと増殖炉モジュールとを含む六角形の核分裂原子炉心の水平断面図である。
図３は、複数の核分裂原子炉モジュールとその中の複数の制御棒のうちの一つの水平断面図である。
図４は、明瞭化のため一部除去した、核燃料棒の等角投影図である。
図５は、複数の核分裂原子炉モジュールと増殖炉モジュールとを含む平行六面体形状の核分裂原子炉心の水平断面図である。
図６は、明瞭化のため一部除去した、３つの典型的な核分裂原子炉モジュールの垂直断面図である。
図７は、熱交換器の等角投影図である。
図８は、一部みかけ線で示す熱交換器断面の等角投影図である。
図８Ａは、案内構造を示す熱交換器断面の等角投影図である。
図９は、第１熱移送流体と第２熱移送流体との交差流を示す、熱交換器の垂直断面図である。
図９Ａは、第１熱移送流体と第２熱移送流体との逆流を示す、熱交換器の垂直断面図である。
図９Ｂは、明瞭化のため一部除去した、第１熱移送流体と第２熱移送流体との逆流を示す、図９Ａに示す熱交換器の組立分解等角図である。
図９Ｃは、第１熱移送流体と第２熱移送流体との並列流を示す、熱交換器の垂直断面図である。
図９Ｄは、明瞭化のため一部除去した、第１熱移送流体と第２熱移送流体との並列流を示す、図９Ｃに示す熱交換器の組立分解等角図である。
図１０は、その外表面に複数の羽根を有する流量の等角投影図である。
図１１は、その外表面に複数の節を有する流量の等角投影図である。
図１２は、その内表面に複数の羽根を有する流量の等角投影図である。
図１３は、それを通る流路と流路に沿って配置された溝とを規定する流量の等角投影図である。
図１３Ａは、その外表面にエッジ型の羽根を有する流量の等角投影図である。
図１３Ｂは、その外表面ほど密度が増加する流量の等角投影図である。
図１４は、圧力容器に配置された複数の熱交換器の概略図である。
図１５は、図１４の断面線１５−１５に沿った図である。
図１６は、圧力容器に配置された複数の近接する熱交換器を示す、核分裂原子炉システムに属する圧力容器の水平断面図である。
図１７ないし４７は、核分裂原子炉に対応して使用される、熱交換器の組み立て方法を説明するフローチャートである。
〔発明の詳細な実施形態〕
以下の詳細な説明では、その一部を形成する、付随の図面も参照する。図面では、文脈で他のことを述べていない限り、典型的には、同様の部材番号は同様の組成を特定する。詳細な説明に記載の実施形態、図面および請求項は、限定であることを意図しない。ここで挙げた主題の精神または範囲から離れることなく他の実施形態を用いる、または他の変更を行うこともできる。
さらに、本願は、表示の明瞭化のために形式的な概略見出しを用いている。しかしながら、本願全体を通じて、概略見出しは表示目的のものであり、別のタイプの主題を議論してもよい（例えば、装置／構造を処理／操作見出しの下に記載し、および／または、処理／操作を処理／操作見出しの下に議論する、および／または、単一の話題の記述が２つまたはそれより多い話題の見出しに渡ってもよい）ことが理解されるだろう。ここから、形式的な概略見出しの使用は、限定であることを意図しない。
さらに、ここで記述される主題は、ときに、他の異なる成分内に含まれるまたはそれと接続される、異なる成分を示す。このような示された構造が単に例であり、実際同じ機能を達成させる他の多くの構造が実行されうることが理解されるだろう。概念的な意味で、同じ機能を達成させる組成の任意の構成は、有効に「関連」するので、所望の機能が達成される。ここから、特定の機能を達成させるのにここで結合される任意の２つの成分は、互いに「関連」しているので、構造や中間成分にかかわらず所望の機能が達成される。同様に、よく関連した任意の２つの成分はまた、互いに「動作可能に接続」または「動作可能に結合」されているようとすることができ、所望の機能が達成される。そして、よく関連している任意の２つの成分は、互いに「動作可能に結合可能」とすることができ、所望の機能が達成される。動作可能に結合可能な具体例は、特に限定されないが、物理的に対になりうるおよび／または物理的に相互作用する成分および／または無線で相互作用可能および／または無線で相互作用する成分および／または論理的に相互作用するおよび／または論理的に相互作用できる成分を含む。
いくつかの例では、１つまたはそれより多い成分は、「構成された」「構成可能」「動作可能／動作する」「適用される／適用可能」「可能」「一致する／一致した」などと表すことができる。当業者は、他を要求しない限り、「構成された」は一般に、活性状態の組成および／または不活性状態の組成および／または安定状態の成分を含むことを理解するだろう。
それゆえ、図１を参照し、限定ではない単なる例として、プール型高速中性子核分裂原子炉およびシステムを一般に１０として示す。ここ以降でより完全に述べられる通り、核分裂原子炉システム１０は、「進行波」核分裂原子炉システムである。核分裂原子炉システム１０は、発電し、複数の伝送線（図示せず）を通り電力の消費者へ伝えられる。または、核分裂原子炉システム１０は、原子炉材料での温度の効果を調べるためのテストを行うのに用いることができる。
図１、図２および図３を参照し、核分裂原子炉システム１０は、一般に２０で示す核分裂原子炉心を含み、これは、複数の、核分裂燃料アセンブリまたはここで示すような核分裂モジュール３０を含む。核分裂原子炉心２０は、原子炉心囲い４０の内部に密封して格納されている。限定ではない例として、それぞれの核分裂モジュール３０は、図示するように横断面が六角形の構造を形成してもよく、それゆえ、円筒形または球形などの他の形状の核分裂モジュール３０と比べて、より多くの核分裂モジュール３０が、核分裂原子炉心２０の内部に、共に近接して詰められるようにしてもよい。それぞれの核分裂モジュール３０は、上述の核分裂連鎖反応プロセスにより熱を生成する複数の燃料棒５０を含む。もし望むなら、核分裂モジュール３０に構造的な強固さを加えるために、また、核分裂モジュール３０を互いに隔離するために、核分裂モジュール３０が核分裂原子炉心２０に配置されるときに、複数の燃料棒５０は、燃料棒容器６０によって囲まれていてもよい。核分裂モジュール３０を互いに隔離することは、燃料棒５０間の横断する冷却剤の交差流を避けることである。横断する冷却剤の交差流を避けることは、燃料棒５０の横断する振動を防ぐことである。このような横断する振動は、燃料棒５０へのダメージの危険を増加させる。また、核分裂モジュール３０を互いに隔離することは、個々のモジュール対モジュールの基礎に基づく冷却剤の流れを制御できることである。個々の核分裂モジュール３０への冷却剤の流れを制御することは、核分裂原子炉心２０内部の冷却剤の流れを効果的に管理することである。これは例えば、核分裂原子炉心２０で不定温度分配に実質的に沿って冷却剤の流れを方向づけることによって行う。言い換えれば、核分裂原子炉心２０で実質的に不定温度分配を提供するために、より多くの冷却剤が、高温の核分裂モジュール３０に方向づけられる。冷却剤は、およそ５．５ｍ３／秒（すなわち、およそ１９４立方フィート３／秒）の平均名目容積流量を有し、通常動作中の実験例のナトリウムで冷却した原子炉では、およそ２．３ｍ／秒（すなわち、およそ７．５５フィート／秒）の平均名目速度を有する。燃料棒５０は、互いに隣接し、その間で燃料棒冷却剤流路８０を規定し（図６参照）、燃料棒５０の外部に沿って冷却剤の流れを許可する。容器６０は、燃料棒５０を支持して一緒に試すための手段（図示せず）を含んでよい。それゆえ、燃料棒５０は、容器６０内に一緒に束ねられており、上述の六角形の核分裂モジュール３０を形成する。燃料棒５０は互いに隣接しているが、にもかかわらず、燃料棒５０は、曲がりくねったそれぞれの燃料棒５０の長さに沿って螺旋状に取り囲んで延びるワイヤ包み（図６参照）により間隔を開けた関係に維持されている。これは、核パワー原子炉設計の当業者には公知である。
図３を参照して、複数の、間隔の開いた、長手方向に延び、長手方向に移動可能な、制御棒９５（そのうちのいくつかのみを図示）が、制御棒案内チューブまたは外装材（図示せず）の内部にそれぞれ配置されている。制御棒９５は、選択された核分裂モジュール３０の内部に対称に配置され、所定数の核分裂モジュール３０の長さに延びている。制御棒９５は、所定数の六角形の核分裂モジュール３０に配置しているように示されており、核分裂モジュール３０に発生する核分裂反応を制御する。言い換えれば、制御棒９５は、許容される程度に高い中性子吸収交差部を有する適切な中性子吸収部材料を含む。この点について、吸収部材料は、本質的に、リチウム、銀、インジウム、カドミウム、ホウ素、コバルト、ハフニウム、ジスプロシウム、ガドリニウム、サマリウム、エルビウム、ユウロピウム、およびそれらの混合物からなるグループから選択される金属または准金属であってよい。または、吸収部材料は、本質的に、銀−インジウム−カドミウム、ボロンカーバイド、ホウ化ジルコニウム、ホウ化チタン、ホウ化ハフニウム、チタン酸ガドリニウム、チタン酸ジスプロシウム、およびそれらの混合物からなるグループから選択される化合物または合金であってよい。制御棒９５は、核分裂原子炉心２０に対する負の反応性を制御可能に供給する。それゆえ、制御棒９５は、核分裂原子炉心２０への反応性管理能力を提供する。言い換えれば、制御棒９５は、核分裂原子炉心２０の中性子流のプロフィールを制御可能であり、それゆえ、核分裂原子炉心２０の内部の温度に影響を与える。
図２，図３および図４を特に参照して、それぞれの燃料棒５９は、そこに端と端を接して積まれた複数の核燃料ペレット１００を有し、核燃料ペレット１００は、燃料棒外装材材料１１０によって密封して囲まれる。核燃料ペレット１００は、上述の分裂核種、例えばウラン−２３５、ウラン−２３３またはウラン−２３９を含む。または、核燃料ペレット１００は、肥沃な核種、例えば、すぐ上で述べた分裂核種への分裂過程中に中性子捕獲により変異したトリウム−２３２および／またはウラン−２３８を含んでよい。このような肥沃な核種材料は、特に指定された増殖炉燃料モジュール１１５に配置された増殖炉棒に格納してもよい。このような増殖炉燃料モジュール１１５は、高速中性子増殖炉設計者には公知な通り、増殖炉核燃料に対する核分裂原子炉心２０の内部の周辺の周りに「増殖炉毛布」として配置されてもよい。さらなる別の例として、核燃料ペレット１００は、分裂核種および肥沃な核種の所定の混合物を含んでもよい。
図４を参照して、例であり限定の意味はないが、核燃料ペレット１００は、本質的に一酸化ウラン（ＵＯ）、二酸化ウラン（ＵＯ２）、二酸化トリウム（ＴｈＯ２）（酸化トリウムとも称する）、三酸化ウラン（ＵＯ３）、酸化ウラン−酸化プルトニウム（ＵＯ−ＰｕＯ）、八酸化三ウラン（Ｕ３Ｏ８）およびそれらの混合物からなるグループから選択される酸化物から作られてもよい。あるいは、核燃料ペレット１００は、実質的に、限定されないが例えばジルコニウムまたはトリウム金属などの他の金属と合金化されたあるいはされない、ウランを含んでよい。あるいは、核燃料ペレット１００は、実質的に、ウランの炭化物（ＵＣｘ）またはトリウムの炭化物（ＴｈＣｘ）を含んでよい。例えば、核燃料ペレット１００は、本質的に、一炭化ウラン（ＵＣ）、二炭化ウラン（ＵＣ２）、セスキ炭化ウラン（Ｕ２Ｃ３）、炭化トリウム（ＴｈＣ２）、炭化トリウム（ＴｈＣ）及びそれらの混合物からなるグループから選択される炭化物から作られてもよい。限定されない他の例として、核燃料ペレット１００は、本質的に、窒化ウラン（Ｕ３Ｎ２）、窒化ウラン−窒化ジルコニウム（Ｕ３Ｎ２Ｚｒ３Ｎ４）、ウラン−プルトニウム窒化物（（Ｕ−Ｐｕ）Ｎ）、窒化トリウム（ＴｈＮ）およびそれらの混合物からなるグループから選択される窒化物から作られてもよい。燃料棒外装材材料１１０は、核燃料ペレット１００の積載物を密封して囲むものであり、好ましいジルコニウム合金、例えばＺＩＲＫＯＬＯＹＴＭ（Westinghouse Electric Corporationの商標）があり、これは、腐食および粗砕への抵抗性があることが知られている。外装材材料１１０は、同様に、他の材料、例えばフェライトマルテンサイト鋼から作られてもよい。
図１を参照して、核分裂原子炉心２０は、核分裂原子炉心２０から周囲の生物圏への放射性材料、ガスまたは液体の漏洩を防ぐために、地下室または反応圧力容器の内部に配置されてもよい。後述の理由により、圧力容器１２０は、内壁表面１２２を有し、実質的に、核分裂原子炉心２０が冷却剤のプールに浸る範囲にまで、液体ナトリウムなどの流体または冷却剤１２５のプールで埋められている。圧力容器１２０は、好ましいサイズと厚みを有して、このような放射能漏洩の危険を下げるよう、また必要な圧力負荷を支持するよう、鋼、コンクリートまたは他の材料であってよい。さらに、放射性粒子、ガスまたは液体の、核分裂原子炉心２０から周囲の生物圏への漏洩を防ぐよう、よりよい保証のために、核分裂原子炉システム１０の周囲を密封する閉じ込め容器（図示せず）を設けてもよい。
図１を参照して、第１ループ冷却剤パイプ１３０は、核分裂原子炉心２０を冷却するために、矢印１３５に沿って、核分裂原子炉心２０を適切な冷却剤が流れるように、核分裂原子炉心２０に結合されてもよい。第１ループ冷却剤パイプ１３０は、ステンレス鋼などの適した材料から作られてもよい。もし望むのであれば、第１ループ冷却剤パイプ１３０は、鉄合金だけでなく、非鉄合金、ジルコニウム合金または他の適した構造材料または複合物でもよい。第１ループ冷却剤パイプ１３０によって運ばれる冷却剤は、本質的に、ナトリウム、カリウム、リチウム、鉛、およびそれらの混合物からなるグループから選ばれる液体金属であってよい。一方、冷却剤は、鉛−ビスマス（Ｐｂ−Ｂｉ）などの金属合金であってよい。または、ここで検討される実施形態では、冷却剤は、液体ナトリウム（Ｎａ）金属またはナトリウム−カリウム（Ｎａ−Ｋ）などのナトリウム金属混合物である。特定の原子炉心設計および動作履歴により、ナトリウムで冷却された原子炉心の通常動作温度は相対的に高くなることもある。例えば、混合されたウラン−プルトニウム酸化物燃料を用いる、５００ないし１，５００ＭＷｅのナトリウムで冷却された原子炉の場合、通常動作時の原子炉心の外部温度は、およそ５１０°セルシウス（すなわち９５０°ファーレンハイト）ないしおよそ５５０°セルシウス（すなわち１，０２０°ファーレンハイト）であってよい。一方、ＬＯＣＡ（冷却剤損失事故）中またはＬＯＦＴＡ（一時的流量損失事故）中は、ピーク燃料外装材温度は、原子炉心設計および動作履歴により、およそ６００°セルシウス（すなわち１，１１０ファーレンハイト）またはそれより高温に達することがある。さらに、ＬＯＣＡ後またはＬＯＦＴＡ後のシナリオ中、および、原子炉動作の停止中の、崩壊熱増強は、許容不能の熱の蓄積を有無ことがある。それゆえ、あるケースでは、通常動作中と事故後シナリオ中の両方で、核分裂原子炉心２０による熱を除去するのが好ましい。
引き続き図１を参照して、核分裂原子炉心２０により生成する熱生成冷却剤は、冷却剤の流れに沿って、または、流路１４０に沿って、冷却剤プール１２５にやはり浸されている中間的な熱交換器１５０へと流れる。中間的な熱交換器１５０は、適したステンレス鋼などのように、熱とナトリウム冷却剤プール１２５の腐食作用とに抵抗性のある任意の好都合な材料から作られてもよい。以下にさらに詳しく述べる通り、冷却剤流路１４０に沿って流れる冷却剤は、中間的な熱交換器１５０を通って流れる。そして、第１ループ冷却剤パイプ１３０を通り続ける。以下にさらに詳しく述べる通り、中間的な熱交換器１５０を離れた冷却剤が、中間的な熱交換器１５０で起きる熱移送により冷却されることが理解されるだろう。第１ポンプ１７０は、電気機械式ポンプとすることができ、第１ループパイプ１３０に結合され、第１ループ冷却剤パイプ１３０により運ばれる原子炉冷却剤との間で流体を伝達し合い、第１ループパイプ１３０を通る原子炉冷却剤をポンプ処理して、原子炉心２０を通し、冷却剤流路１４０に沿い、中間的な熱交換器１５０へ送る。
再び図１を参照して、中間的な熱交換器１５０からの熱を除去するために第２ループパイプ１８０が設けられている。第２ループパイプ１８０は、第２の「熱い」レッグパイプセグメント１９０と第２の「冷たい」レッグパイプセグメント２００とを含む。第２の熱いパイプセグメント１９０と第２の冷たいパイプセグメント２００とは、中間的な熱交換器１５０に一体的に接続されている。第２ループパイプ１８０は、第２の熱いパイプセグメント１９０と第２の冷たいパイプセグメント２００とを含み、本質的に、ナトリウム、カリウム、リチウム、鉛およびそれらの混合物からなるグループから選択される液体金属などの流体を含む。一方、流体は、鉛−ビスマス（Ｐｂ−Ｂｉ）などの、金属合金であってよい。あるいは、ここで検討される実施形態では、流体は、適度に、液体ナトリウム（Ｎａ）金属またはナトリウム−カリウム（Ｎａ−Ｋ）のようなナトリウム金属混合物としてよい。第２の熱いパイプセグメント１９０は、この後すぐに述べる理由により、中間的な熱交換器１５０から、蒸気発生器および過熱器の組み合わせ２１０（以下、「蒸気発生器２１０」と称する）にまで延びる。この点について、第２ループパイプ１８０および出口の蒸気発生器２１０を通る冷却剤は、蒸気発生器２１０を通った後には、蒸気発生器２１０の内部で発生する熱移送により、蒸気発生器２１０に入る前よりも低い温度とエンタルピーとなる。蒸気発生器２１０を通った後、冷却剤は第２ポンプ２２０などによりポンプ処理される。このポンプは電気機械式ポンプであってよく、「冷たい」レッグパイプセグメント２００に沿っており、前述の熱移送を提供するために、中間的な熱交換器１５０にまで延びる。蒸気発生器２１０が蒸気を発生させる方法は一般にこの後すぐに述べる。
再び図１を参照して、蒸気発生器２１０は、所定の温度と圧力とを有する水２３０の本体である。第２の熱いレッグパイプセグメント１９０を通る流体は、水２３０の本体との熱伝導によって熱を移送し、これは、第２の熱いレッグパイプセグメント１９０を通る流体よりも低温である。第２の熱いレッグパイプセグメント１９０を通る流体は、水２３０の本体に熱を移送し、水２３０の本体の一部は、蒸気発生器２１０内部の所定の温度および圧力によって蒸気２４０へと気化する。蒸気２４０はその後、蒸気ライン２５０を通って移動する。蒸気ライン２５０は、一端では、蒸気２４０と蒸気を伝達し合い、他端では、水２３０の本体と液体を伝達し合う。蒸気ライン２５０には回転可能なタービン２６０が結合され、蒸気２４０がそこを通るとタービン２６０が回転する。タービン２６０が回転すると、タービン２６０に結合された発電機２７０は、回転可能なタービンシャフト２８０などによって発電する。さらに、蒸気ライン２５０には圧縮機２９０が結合され、タービン２６０を通る蒸気を受ける。圧縮機２９０は蒸気を圧縮して液体の水にし、そして、廃熱を、圧縮機２９０に対応する冷却塔３００などのヒートシンクへ送る。圧縮機２９０により圧縮された液体の水は、第３のポンプ３１０を用いて、圧縮機２９０から、蒸気ライン２５０に沿って、蒸気発生器２１０へとポンプ処理される。第３のポンプ３１０は、圧縮機２９０と蒸気発生器２１０との間に挿入された、電気機械式ポンプであってよい。
図５にもっともよく示すように、核分裂モジュール３０は、平行六面体形状の核分裂原子炉心構成を規定するように構成されていてよく、前述の六角形構成のものよりも、むしろ、一般に、２２２のようなものとされる。この点について、核分裂原子炉心２２２の原子炉心の囲い４０は、後述の理由により、第１端３３０および第２端３４０を規定する。
再び図５を参照して、核分裂原子炉心として選ばれる構成にかかわらず、核分裂原子炉心２０または２２２は、進行波核分裂原子炉心として構成してもよい。この点について、比較的小さくて移動可能な核分裂点火器３５０は、限定されないが、Ｕ−２３３、Ｕ−２３５またはＰｕ−２３９のように、核分裂できる材料の同位体濃縮を含んでよく、原子炉心２２２に適度に配置される。限定されない一例として、点火器３５０は、原子炉心３４０の第２端３４０に対向する第１端３３０の近くに配置される。点火器３５０によって中性子が放出される。点火器３５０により放出された中性子は、核分裂モジュール３０の内部の分裂可能および／または肥沃な材料によって捕獲され、分裂連鎖反応を開始する。もし望むなら、一旦分裂連鎖反応が自動継続になれば、点火器３５０は取り除いてもよい。
引き続き図５を参照して、点火器３５０が３次元の進行爆燃波すなわち「バーンウエーブ」３６０を開始する。点火器３５０によって中性子が放出されて「点火」すると、バーンウエーブ３６０は、第１端３３０に近い点火器３５０から外方へ、そして、原子炉心２２２の第２端３４０のほうへ、移動する。それによって、進行すなわち伝搬するバーンウエーブ３６０を形成する。言い換えれば、バーンウエーブ３６０が原子炉心２２２を通って伝搬するとき、それぞれの核分裂モジュール３０は、進行するバーンウエーブ３６０の少なくとも一部を受け入れることができる。進行するバーンウエーブ３６０の速度は一定または非一定である。それゆえ、バーンウエーブ３６０の伝搬速度は制御可能である。例えば、所定のすなわちプログラムされたやり方での、前述の制御棒９５（図３参照）の長手方向の動きは、核分裂モジュール３０に配置された燃料棒５０の中性子反応性を下げることができる。このようにして、バーンウエーブ３６０の位置で現在焼かれている燃料棒５０の中性子反応性は、バーンウエーブ３６０の前の「燃えていない」燃料棒５０の中性子反応性と比較して、下げられる。この結果、指向性の矢印３６５により示されるバーンウエーブの伝搬方向が与えられる。このようにして反応性を制御することによって、原子炉心２２０の動作制限に従って、バーンウエーブ３６０の伝搬速度が最大化される。例えば、バーンウエーブ３６０の伝搬速度を最大化することは、部分的に、原子炉心の構造的原料の中性子のフルエンス制限により、伝搬に必要な最小値、および最大値の組以上に燃焼を制御する手段を提供することである。
このような進行波核分裂原子炉の基本原理は、係属中の米国特許出願11/605,943（２００６年１１月２８日出願、発明者Roderick A. Hyde, et al.、発明の名称「Automated Nuclear Power Reactor For Long-Term Operation」）に詳細に記載されており、この出願は本願の譲受人に譲渡されており、その開示の全てが参照されてここに盛り込まれる。
図６を参照して、直立の、隣接六角形の核分裂モジュール３０を示す。３つの隣接核分裂モジュール３０だけを示しているが、原子炉心２０にはより多くの核分裂モジュール３０が存在することが理解されるだろう。それぞれの核分裂モジュール３０は、水平方向に延びる、原子炉心の下方支持板３７０上に載置されている。原子炉心の下方支持板３７０は、すべての核分裂モジュール３０の底端部を超えて適度に延びている。原子炉心の下方支持板３７０は、後述の理由により、そこを通るカウンター孔３８０を有する。カウンター孔３８０は、そこへ入る冷却剤の流れを許可する開放端部３９０を有する。すべての核分裂モジュール３０に蓋をする、原子炉心の上方支持板４００が、核分裂モジュール３０の最上端部または排出部を超えて水平に延び、移動可能に核分裂モジュール３０に接続されている。原子炉心の上方支持板４００はまた、そこを通る冷却剤の流れを許可する複数の流量溝４１０を規定する。第１ループパイプ１３０と第１ポンプ１７０（図１参照）が、原子炉冷却剤を、指向性矢印１４０で示される冷却剤流路すなわち流体蒸気に沿って、核分裂モジュール３０へ運ぶ。第１冷却剤は、その後、流路１４０に沿い続け、下方支持板３７０に形成された開放端部３９０を通る。
上述した通り、核分裂原子炉心２０として選択された構成にかかわらず、核分裂原子炉心２０およびそこの核分裂モジュール３０により生成した熱を除去することが重要である。適切な熱除去は、いくつかの理由により重要である。例えば、もしピーク温度が材料の限界を超えると、原子炉心の構造的材料に熱によるダメージが起きる。このようなピーク温度は、構造の機械的特性、特に、熱クリープに関する特性を変えることにより、ピーク温度に従った、構造の動作寿命の望まない減少を起こす。また、炉心の構造的材料の、高いピーク温度にダメージなく耐える能力によって、原子炉の出力密度が制限を受ける。さらに、代わりに、核分裂原子炉システム１０は、原子炉材料への温度の効果を判断するテストなどのようなテストを行うのに用いることもできる。原子炉心からの熱を適切に除去することによって原子炉心の温度を制御することは、このようなテストをうまく行うのに重要である。
さらに、中間的な熱交換器１５０を通る熱移送流体の一定流速を達成させるのが望ましい。このような一定流速は、核原子炉心への冷却剤の一様でない流量およびそれによる炉心反応性摂動を避けることができる。さらに、熱交換器を通る冷却剤が優先的に流れるのを避けるために、熱交換器を通る冷却剤の流量の一定な分配を行うことが望ましい。冷却剤が優先的に流れるのを避けることにより、熱交換器の局所的な温度の「ホットスポット」の発生を緩和できる。このような局所的な温度の「ホットスポット」は、熱交換器の動作寿命を減少させる。また、一定流量により、熱交換器の熱移送表面を超えて一様に熱交換が強化され、所定の熱交換領域に対する熱交換が強化される。中間的な熱交換器１５０の構造および動作は、この懸念を取り扱っている。
中間的な熱交換器１５０の構造について述べる。
図１，図７，図８，図８Ａおよび図９を参照して、中間的な熱交換器１５０は、圧力容器１２０の内壁表面１２２に貼り付けられた熱交換器本体４２０を有し、中間的な熱交換器１５０は、圧力容器１２０の内側で支持されている。あるいは、内壁表面１２２は、閉じ込めプール１２５とともに、中間的な熱交換器１５０の後壁を形成する。熱交換器本体４２０は、直立した、一般に（横断面が）Ｌ字型の後部４２５を含む。後部４２５は、そこに、第１の流体出口プレナム容積すなわち出口プレナムチャンバ４３０を規定する。したがって、第１の流体出口プレナムチャンバ４３０は、熱交換器本体４２０の一部である。第１の流体出口プレナムチャンバ４３０は、以下により詳しく述べるように、第１の流体出口プレナムチャンバ４３０を通る第１の熱移送流体（すなわち、プライマリ熱移送流体）の一定流量を提供するように成形されている。第１ループ冷却剤パイプ１３０の中へ開口している第１の流体出口ポートが、熱交換器本体４２０の後部４２５を通って、第１の流体出口プレナムチャンバ４３０の内側に形成されている。熱い第２ナトリウムのための底プレナム４５０を規定する、熱交換器本体４２０の底部４４０が、後部４２５に接続されている。底プレナム４５０は、底プレナム出口側すなわちポート４５５を有し、そこに最上表面４６０を有する箱形構造を形成し、該最上表面４６０には、複数の直立の板型の熱移送部材４７０が溶接などによって一体的に取り付けられている。それぞれの熱移送部材４７０は、流路４６０のそれぞれの端で入口４９０および出口５００を有する、そこを通る流路４６０を規定する。入口４９０は、冷たいレッグパイプセグメント２００を通る熱移送流体の流れとの間で流体を伝達し合う。出口５００は、底プレナム４５０において熱移送流体との間で流体を伝達し合う。さらに、第１流体は、溝やマニホールド無しで熱交換器本体４２０に供給されていることが理解されるであろう。言い換えれば、第１流体は、溝無し、またはマニホールド無しで、熱交換器本体４２０に供給される。プール１２５もまたマニホールド無しであることが理解されるであろう。さらに、中間的な熱交換器１５０の入口側がマニホールド無しで、中間的な熱交換器１５０の出口側もマニホールド無しであってよいことが理解されるであろう。これにより、このような溝やマニホールドが不要なので、原子炉１０を製造する資本金および／または熱交換器１５０を製造するコストを減らすことができる。
図８，図８Ａおよび図９を参照して、中間的な熱交換器１５０は、複数の隣接する熱移送部材４７０を含む。複数の隣接する熱移送部材４７０は、複数の隣接する熱移送部材４７０同士の間の複数の流路５１０を規定するための相対的に小さな所定の距離「ｄ」だけ間隔を開けられている。距離「ｄ」は、流路５１０間の一様な流量の分配を達成させるのに必要な距離である。言い換えれば、複数の流路５１０を通る第１の熱移送流体の流量を一様に分配するために、熱移送部材４７０は、距離「ｄ」だけ間隔を開けられている。複数の流路を通る第１の熱移送流体の流量の一様な分配を達成させるために、隣接する熱移送部材４７０同士の間の距離「ｄ」は、必要に応じ、種々の原子炉心の構成に対し、種々の値を有するように設計されてよい。このようにするのは、特定の原子炉心構成が、熱移送流体が熱交換器１５０のほうへ移動するときに第１の熱移送流体の自由な流れを変えるまたはそれと干渉する、炉心内構造を有するからである。この効果を補償するために、距離「ｄ」は、種々の値を有するように設計してよい。別の実施形態では、熱交換器本体４２０は、熱交換器１５０に入る熱移送流体の流れを案内する案内構造５１５を含んでもよい。案内構造５１５は、適度に熱移送部材４７０の橋渡しをし、流路５１０と結びついており、それゆえ、熱移送流体が流路５１０へ案内される。熱交換器本体４２０はさらに、後部４２５の上部および複数の熱移送部材４７０の上部に載置され、または接続されて密封されている最上部５２０を含んでいる。最上部５２０は、蒸気発生器２１０から流路５３２に沿って流れる冷却された第２のナトリウムを受けるためにそこで最上プレナムを規定している。流路５３２に沿って流れる冷却された第２のナトリウムと、流路１４０に沿って流れる第１の熱移送流体とは、交差流方向を規定している。この交差流方向では、流路５３２は、中間的な熱交換器１５０において、流路１４０に対し、実質的に垂直（すなわち、プラスまたはマイナス４５°）である。最上プレナム５３０は、冷却された第２のナトリウムが、入口４９０を通り、流路４７０に入り、出口５００を通り、底プレナム４５０に入るように流れるのを許可するための入口４９０と伝達し合う。
図９Ａおよび図９Ｂを参照して、代替の実施形態の中間的な熱交換器１５０は、冷却された第２の熱移送流体が該セグメント２００を通って流路５３２を流れる、冷たいレッグパイプセグメント２００を含む。この点について、冷却された第２の熱移送流体は、開口部５３６ａを通り、板部５３４に入り、板部５３４に形成されている開口部５３６ｂから出る。第２の熱移送流体は、流路５３２に沿って流れ続け、第２の熱移送流体を蒸気発生器２１０に戻すための返却パイプセグメント５３８に入る。流路５３２に沿って流れる冷却された第２のナトリウムおよび、流路１４０に沿って流れる第１の熱移送流体は、逆流方向を規定している。この逆流方向では、流路５３２は、中間的な熱交換器１５０の流路１４０に対し、平行であるが、向きが逆である。
図９Ｃおよび９Ｄを参照して、代替の実施形態の中間的な熱交換器１５０は、冷たいレッグパイプセグメント２００を含む。冷却された第２の熱移送流体が、流路５３２に沿って、この冷たいレッグパイプセグメント２００を通って流れる。この点について、冷却された第２の熱移送流体は、開口部５３６ａを通り、板部５３４に入り、板部５３４に形成されている開口部５３６ｂから出る。第２の熱移送流体は、流路５３２に沿って流れ続け、第２の熱移送流体を蒸気発生器２１０に戻すための返却パイプセグメント５３８に入る。流路５３２に沿って流れる冷却された第２の熱移送流体および、流路１４０に沿って流れる第１の熱移送流体は、並列流方向を規定している。この並列流方向では、流路５３２は、中間的な熱交換器１５０の流路１４０に対し、平行であり、同じ向きである。
図１０、図１１、図１２および図１３を参照して、熱移送部材４７０の代替の実施形態を示す。この点について、複数の熱移送部材４７０のうちの少なくとも一つは、強化された熱移送表面５５０に沿って第１の熱移送流体の流れを収容する、強化された熱移送表面５５０を規定する壁５４０を含む。この点について、壁５４０は、低温の第２のナトリウム（すなわち第２の熱移送流体）から高温の第１のナトリウム（すなわち第２の熱移送流体）を分離する。複数の熱移送部材４７０のうちの少なくとも１つは、強化された熱移送表面５５０を形成するための壁５４０から外方へ延びる、少なくとも一つの、一体的に接続された外部の羽根すなわち外部フランジ５６０を含む。外部フランジ５６０は、増加された熱移送のための表面積を増加させることによって、熱移送を強化する。あるいは、複数の熱移送部材４７０のうちの少なくとも１つは、強化された熱移送表面５５０を形成するための壁５４０から外へ突き出た、少なくとも一つの節（ｎｏｄｕｌｅ）５７０を含む。節５７０は、増加された熱移送のための表面積を増加させることによって、熱移送を強化する。あるいは、複数の熱移送部材４７０のうちの少なくとも１つは、強化された熱移送のための壁５４０から内方へ延びる、少なくとも一つの、一体的に接続された内部の羽根すなわち内部フランジ５８０を含む。内部フランジ５８０は、増加された熱移送のための表面積を増加させることによって、熱移送を強化する。また別の例では、複数の熱移送部材４７０のうちの少なくとも１つは、溝（ｃｏｎｄｕｉｔ）５９０を通る、冷却された熱移送流体の流れを収容するための流路４９０に沿って延びる少なくとも一つの溝５９０を含む。
図１３Ａおよび図１３Ｂは、熱移送表面５５０を含むさらなる実施形態を示す。この点について、外部フランジ５６０は、フランジ５６０が壁５４０の前方部５９２から壁５４０の後方部５９４まで延びるので、熱移送表面の面積を増加させてもよい。熱力学の当業者には理解される通り、壁５４０の後方部近傍よりも、壁５４０の前方部５９２の近傍において、熱移送の多くの部分が起きる。これは、第１の熱移送流体が、壁５４０の前方部５９２から壁５４０の後方部５９４へと流れるからである。それゆえ、壁５４０の前方部５９２の近傍ではより多くの熱移送が起こり、壁５４０の後方部５９４の近傍では減少した熱移送が起こる。壁５４０の後方部５９４の近傍で減少した熱移送を補償するために、フランジ５６０が、フランジ５６０の前方部５９２から、フランジ５６０の後方部５９４まで延びるので、フランジ５６０の熱移送表面の面積が増加する。例えば、フランジ５６０は、前方部５９２の近傍の、小さいほうの端部と、後方部５９４の近傍の、広いほうの端部とで、くさび形状にしてもよい。他の代替として、壁５４０の前方部５９２から壁５４０の後方部５９４へ熱移送表面の面積を増加させるために、壁５４０から外方へ突き出る節５７０の密度（すなわち、単位面積あたりの節５７０の数）が、前方部５９２から後方部５９４へと増加してもよい。この節５７０の構成は、壁５４０の後方部５９４近傍で減少する熱移送を補償する。
次に、図１４および図１５では、核分裂原子炉システム１０の代替の実施形態を示す。ここでは、第１の熱交換器６００および第２の熱交換器６１０のような、複数の熱交換器を有する。第１の熱交換器６００および第２の熱交換器６１０のそれぞれは、それぞれ、冷却された熱移送流体を熱交換器６００／６１０に供給する第１の冷たいレッグパイプセグメント６２０ａおよび第２の冷たいレッグパイプセグメント６２０ｂによって、蒸気発生器２１０に結合されている。さらに、第１の熱交換器６００および第２の熱交換器６１０のそれぞれは、それぞれ、加熱された熱移送流体を熱交換器６００／６１０から排出する第１の熱いレッグパイプセグメント６３０ａおよび第２の熱いレッグパイプセグメント６３０ｂによって、蒸気発生器２１０に結合されている。さらに、もし望むのであれば、今述べた理由により、第１の冷たいレッグパイプセグメント６２０ａに第１の遮断弁６４０ａを設け、第２の冷たいレッグパイプセグメント６２０ｂに第２の遮断弁６４０ｂを設けてもよい。さらに、今述べた理由により、第１の熱いレッグパイプセグメント６３０ａに第３の遮断弁６５０ａを設け、熱いレッグパイプセグメント６３０ｂに第４の遮断弁６５０ｂを設けてもよい。この点について、もし望むのであれば、遮断弁６４０ａ／６５０ａは、第１の熱交換器６００への冷却剤の流れおよび第１の熱交換器６００からの冷却剤の流れを止めるよう、閉じることもでき、これにより、第１の熱交換器６００を孤立させることができる。また、もし望むのであれば、遮断弁６４０ｂ／６５０ｂは、第２の熱交換器６１０への冷却剤の流れおよび第２の熱交換器６１０からの冷却剤の流れを止めるよう、閉じることもでき、これにより、第２の熱交換器６１０を孤立させることができる。もし、いずれかの熱移送部材４７０の壁５４０で漏れが起きれば、第１の熱交換器６００または第２の熱交換器６１０のいずれかを孤立させるのが望ましいであろう。さらに、冷却された熱移送流体を熱交換器６００および６１０から核分裂原子炉心２０へポンプ処理するために、ポンプ６６０ａおよび６６０ｂのような、複数のポンプが、複数の熱交換器６００および６１０のそれぞれに結合されている。
図１６を参照して、複数の熱交換器６７０ａ、６７０ｂ、６７０ｃ、６７０ｄ、６７０ｅ、６７０ｆおよび６７０ｇが、並んで配置され、または、圧力容器１２０の内壁表面１２２を接触しながら囲んでいるような実施形態を示す。この実施形態は、中間的な熱交換器１５０を用いる別の構成を提供する。
図１、図６、図８、図８Ａ、図９、図１０、図１１、図１２および図１３を用いて、中間的な熱交換器１５０の動作をさらに述べる。この点について、核分裂原子炉心２０の燃料棒５０により分裂処理によって生成した熱は、プライマリ熱移送流体、ここでは第１の熱移送流体ともいうが、これによって取り上げられる。熱が生成されると、熱交換器１５０から第１の熱移送流体を吸引すなわち引き込むように第１のポンプ１７０を動作させ、次いで、燃料棒５０を過ぎた第１の熱移送流体を、炉心の上方支持板４００の流量溝を通して、冷却剤プールの中へと、ポンプ処理する。第１ポンプ１７０を連続動作させ、第１の熱移送流体を、流路５１０を通って第１の流体出口プレナムチャンバ４３０の中へ入るように引き込む。第１の熱移送流体が流路５１０を通って流れると、第１の熱移送流体は、強化された熱移送表面５５０と緊密に接触する。第１の熱移送流体が強化された熱移送表面５５０と緊密に接触して流れると、それより冷たい第２の熱移送流体が、蒸気発生器２１０から、冷たいパイプセグメント２００に沿い、最上プレナム５３０へ入り、入口４９０を通り、流路４８０を通り、出口５００を通り、底プレナム４５０へ入る。その後、第２の熱移送流体は、底プレナム４５０を出て、出口ポート４５５を通り、蒸気発生器２１０を通る熱いレッグパイプセグメント１９０により受け取られる。熱いレッグパイプセグメント１９０の一部に沿って移動して蒸気発生器２１０を通る第２の熱移送流体は、蒸気２４０を生成するために、その熱を水２３０の本体へ移送する。蒸気発生器２１０から最上プレナム５２０へ、より冷たい第２の流体を運ぶために、第２のポンプ２２０が動作する。
引き続き図１、図６、図７、図８、図８Ａ、図９、図１０、図１１、図１２および図１３を参照して、流路５１０を通る、高温側の第１の熱移送流体から、流路４８０を通る、低温側の第２の熱移送流体へ、熱が移送される。この熱の移送は、熱移送部材４７０の壁５４０を通じて伝導により行われる。
引き続き図１、図６、図７、図８、図８Ａ、図９、図１０、図１１、図１２および図１３を参照して、複数の流路５１０を通る第１の熱移送流体を一様に分配するために、複数の隣接した熱移送部材４７０は、前述の所定距離「ｄ」だけ間隔を開けられている。前述のように、第１の流体出口プレナムチャンバ４３０を通る第１の熱移送流体（すなわちプライマリ熱移送流体）の一定の流量を提供するために、第１の流体出口プレナムチャンバ４３０が成形されている。この点について、第１の流体出口プレナムチャンバ４３０の上部は、内壁表面１２２に近い側に配置されているので、第１の流体出口プレナムチャンバ４３０の下部よりも小さい容積を有している。言い換えれば、第１の流体出口プレナムチャンバ４３０の容積は、入口４９０よりも、出口ポート４３５に近い側のほうが、大きい。第１の流体出口プレナムチャンバ４３０のこの形状は、第１の流体出口プレナムチャンバ４３０を通る第１の熱移送流体（すなわちプライマリ熱移送流体）の一定流量を提供する。
〔方法の説明〕
核分裂原子炉システムおよび熱交換器の実施形態に関する方法の説明を以下に述べる。
図１７ないし図４７を参照して、解説される方法は、熱を生成可能な核分裂原子炉に対応して使用され、熱交換器を組み立てるために提供される。
図１７を参照して、熱を生成可能なプール型核分裂原子炉に対応して使用され、熱交換器を組み立てる、解説される方法６８０は、ブロック６９０で始まる。ブロック７００において、本方法は、熱交換器本体を受けることを含む。ブロック７１０において、熱除去手段を熱交換器本体に結合させる。本方法はブロック７２０で終了する。
図１８を参照して、熱を生成可能なプール型核分裂原子炉に対応して使用され、熱交換器を組み立てる、解説される方法７３０は、ブロック７４０で始まる。ブロック７５０において、本方法は、熱交換器本体を受けることを含む。ブロック７６０において、本方法は、熱除去手段を熱交換器本体に結合させることを含む。ブロック７７０において、本方法は、熱交換器本体に入る熱移送流体の所定流量を達成させるように構成された熱除去手段を結合させることを含む。本方法はブロック７８０で終了する。
図１９を参照して、熱を生成可能なプール型核分裂原子炉に対応して使用され、熱交換器を組み立てる、解説される方法７９０は、ブロック８００で始まる。ブロック８１０において、本方法は、熱交換器本体を受けることを含む。ブロック８２０において、熱除去手段を熱交換器本体に結合させる。ブロック８３０において、熱交換器本体に入る熱移送流体の所定流量を達成させるように構成された熱除去手段を結合させる。ブロック８４０において、熱交換器本体に入る熱移送流体の実質的に一定の流量を達成させるように構成された熱除去手段を結合させる。本方法はブロック８５０で終了する。
図２０を参照して、熱を生成可能なプール型核分裂原子炉に対応して使用され、熱交換器を組み立てる、解説される方法８６０は、ブロック８７０で始まる。ブロック８８０において、本方法は、熱交換器本体を受けることを含む。ブロック８９０において、熱除去手段を熱交換器本体に結合させる。ブロック９００において、強化された熱移送表面を有する熱除去手段を結合させる。本方法はブロック９１０で終了する。
図２１を参照して、熱を生成可能なプール型核分裂原子炉に対応して使用され、熱交換器を組み立てる、解説される方法９２０は、ブロック９３０で始まる。ブロック９４０において、熱交換器本体を受ける。ブロック９５０において、熱除去手段を熱交換器本体に結合させる。本方法はブロック９７０で終了する。
図２１Ａを参照して、熱を生成可能なプール型核分裂原子炉に対応して使用され、熱交換器を組み立てる、解説される方法９７１は、ブロック９７３で始まる。ブロック９７５において、本方法は、熱交換器本体を受けることを含む。ブロック９７７において、熱除去手段を熱交換器本体に結合させる。ブロック９７８において、マニホールドの無い熱交換器本体を受ける。本方法はブロック９７９で終了する。
図２２を参照して、熱を生成可能なプール型核分裂原子炉に対応して使用され、熱交換器を組み立てる、解説される方法９８０は、ブロック９９０で始まる。ブロック１０００において、本方法は、そこに形成されてプレナム容積の一部を規定する表面を有する熱交換器本体を受けることを含む。本方法はブロック１０１０で終了する。
図２２Ａを参照して、熱を生成可能なプール型核分裂原子炉に対応して使用され、熱交換器を組み立てる、解説される方法１０１１ａは、ブロック１０１３ａで始まる。ブロック１０１５ａにおいて、本方法は、そこに形成されてプレナム容積の一部を規定する表面を有する熱交換器本体を受けることを含む。ブロック１０１７ａにおいて、プール流体の流量を案内するための案内構造を受ける。本方法はブロック１０１９ａで終了する。
図２２Ｂを参照して、熱を生成可能なプール型核分裂原子炉に対応して使用され、熱交換器を組み立てる、解説される方法１０１１ｂは、ブロック１０１３ｂで始まる。ブロック１０１５ｂにおいて、本方法は、そこに形成されてプレナム容積の一部を規定する表面を有する熱交換器本体を受けることを含む。ブロック１０１７ｂにおいて、プール流体の流量を案内するための案内構造を受ける。ブロック１０１８ｂにおいて、熱交換器本体の少なくとも一部の内部で、プール流体の実質的に一定の流量を達成させるために構成された案内構造を受ける。本方法はブロック１０１９ｂで終了する。
図２２Ｃを参照して、熱を生成可能なプール型核分裂原子炉に対応して使用され、熱交換器を組み立てる、解説される方法１０１１ｃは、ブロック１０１３ｃで始まる。ブロック１０１５ｃにおいて、本方法は、そこに形成されてプレナム容積の一部を規定する表面を有する熱交換器本体を受けることを含む。ブロック１０１７ｃにおいて、プール流体の入口流量を案内するための入口案内構造を有する熱交換器本体を受ける。本方法はブロック１０１９ｃで終了する。
図２２Ｄを参照して、熱を生成可能なプール型核分裂原子炉に対応して使用され、熱交換器を組み立てる、解説される方法１０１１ｄは、ブロック１０１３ｄで始まる。ブロック１０１５ｄにおいて、本方法は、そこに形成されてプレナム容積の一部を規定する表面を有する熱交換器本体を受けることを含む。ブロック１０１７ｄにおいて、プール流体の出口流量を案内するための出口案内構造を有する熱交換器本体を受ける。本方法はブロック１０１９ｄで終了する。
図２２Ｅを参照して、熱を生成可能なプール型核分裂原子炉に対応して使用され、熱交換器を組み立てる、解説される方法１０１１ｂは、ブロック１０１３ｂで始まる。ブロック１０１５ｅにおいて、本方法は、そこに形成されてプレナム容積の一部を規定する表面を有する熱交換器本体を受けることを含む。ブロック１０１７ｅにおいて、熱交換器本体の少なくとも一部の内部に位置するプール流体がプール壁と接触するのを防ぐための案内構造を受ける。本方法はブロック１０１９ｅで終了する。
図２３を参照して、熱を生成可能なプール型核分裂原子炉に対応して使用され、熱交換器を組み立てる、解説される方法１０２０は、ブロック１０３０で始まる。ブロック１０４０において、本方法は、そこに形成されてプレナム容積の一部を規定する表面を有する熱交換器本体を受けることを含む。ブロック１０５０において、不定形状の出口プレナム容積の一部を規定する原子炉容器を受ける。本方法はブロック１０６０で終了する。
図２４を参照して、熱を生成可能なプール型核分裂原子炉に対応して使用され、熱交換器を組み立てる、解説される方法１０７０は、ブロック１０８０で始まる。ブロック１０９０において、本方法は、そこに形成されてプレナム容積の一部を規定する表面を有する熱交換器本体を受けることを含む。ブロック１１００において、核分裂原子炉心との熱移送伝達が可能な熱交換器本体を受ける。本方法はブロック１１１０で終了する。
図２５を参照して、熱を生成可能なプール型核分裂原子炉に対応して使用され、熱交換器を組み立てる、解説される方法１１２０は、ブロック１１３０で始まる。ブロック１１４０において、本方法は、そこに形成されてプレナム容積の一部を規定する表面を有する熱交換器本体を受けることを含む。ブロック１１５０において、本方法は、マニホールドの無い熱交換器本体を受けることを含む。本方法はブロック１１６０で終了する。
図２６を参照して、熱を生成可能なプール型核分裂原子炉に対応して使用され、熱交換器を組み立てる、解説される方法１１７０は、ブロック１１８０で始まる。ブロック１１９０において、本方法は、プレナム容積に入る熱移送流体の所定流量のためにそこに成形されたプレナム容積を規定する熱交換器本体であって、そこに形成されてプレナム容積の一部を規定する表面を有する熱交換器本体を受けることを含む。ブロック１２００において、そこを通る流路を規定する熱移送部材を熱交換器本体に結合させる。本方法はブロック１２１０で終了する。
図２７を参照して、熱を生成可能なプール型核分裂原子炉に対応して使用され、熱交換器を組み立てる、解説される方法１２２０は、ブロック１２３０で始まる。ブロック１２４０において、本方法は、プレナム容積に入る熱移送流体の所定流量のためにそこに成形されたプレナム容積を規定する熱交換器本体であって、そこに形成されてプレナム容積の一部を規定する表面を有する熱交換器本体を受けることを含む。ブロック１２５０において、そこを通る流路を規定する熱移送部材を熱交換器本体に結合させる。ブロック１２６０において、熱交換器本体に入る熱移送流体の所定流量を達成させるように構成された熱移送部材を結合させる。本方法はブロック１２７０で終了する。
図２８を参照して、熱を生成可能なプール型核分裂原子炉に対応して使用され、熱交換器を組み立てる、解説される方法１２８０は、ブロック１２９０で始まる。ブロック１３００において、本方法は、プレナム容積に入る熱移送流体の所定流量のためにそこに成形されたプレナム容積を規定する熱交換器本体であって、そこに形成されてプレナム容積の一部を規定する表面を有する熱交換器本体を受けることを含む。ブロック１３１０において、そこを通る流路を規定する熱移送部材を熱交換器本体に結合させる。ブロック１３２０において、熱交換器本体に入る熱移送流体の所定流量を達成させるように構成された熱移送部材を結合させる。ブロック１３３０において、熱交換器本体に入る熱移送流体の実質的に一定の流量を達成させるように構成された熱移送部材を結合させる。本方法はブロック１３４０で終了する。
図２９を参照して、熱を生成可能なプール型核分裂原子炉に対応して使用され、熱交換器を組み立てる、解説される方法１３５０は、ブロック１３６０で始まる。ブロック１３７０において、本方法は、プレナム容積に入る熱移送流体の所定流量のためにそこに成形されたプレナム容積を規定する熱交換器本体であって、そこに形成されてプレナム容積の一部を規定する表面を有する熱交換器本体を受けることを含む。ブロック１３８０において、そこを通る流路を規定する熱移送部材を熱交換器本体に結合させる。ブロック１３９０において、流路に沿って延びる溝を有する熱移送部材を結合させる。本方法はブロック１４００で終了する。
図３０を参照して、熱を生成可能なプール型核分裂原子炉に対応して使用され、熱交換器を組み立てる、解説される方法１４１０は、ブロック１４２０で始まる。ブロック１４３０において、本方法は、プレナム容積に入る熱移送流体の所定流量のためにそこに成形されたプレナム容積を規定する熱交換器本体であって、そこに形成されてプレナム容積の一部を規定する表面を有する熱交換器本体を受けることを含む。ブロック１４４０において、そこを通る流路を規定する熱移送部材を熱交換器本体に結合させる。ブロック１４５０において、核分裂原子炉心との熱移送伝達が可能な熱交換器本体を受ける。本方法はブロック１４６０で終了する。
図３１を参照して、熱を生成可能なプール型核分裂原子炉に対応して使用され、熱交換器を組み立てる、解説される方法１４７０は、ブロック１４８０で始まる。ブロック１４９０において、本方法は、プレナム容積に入る熱移送流体の所定流量のためにそこに成形されたプレナム容積を規定する熱交換器本体であって、そこに形成されてプレナム容積の一部を規定する表面を有する熱交換器本体を受けることを含む。ブロック１５００において、そこを通る流路を規定する熱移送部材を熱交換器本体に結合させる。ブロック１５１０において、核分裂原子炉心との熱移送伝達が可能な熱交換器本体を受ける。ブロック１５１５において、進行波核分裂原子炉心との熱移送伝達が可能な熱交換器本体を受ける。本方法はブロック１５２０で終了する。
図３２を参照して、熱を生成可能なプール型核分裂原子炉に対応して使用され、熱交換器を組み立てる、解説される方法１５２１は、ブロック１５２３で始まる。ブロック１５２５において、本方法は、プレナム容積に入る熱移送流体の所定流量のためにそこに成形されたプレナム容積を規定する熱交換器本体であって、そこに形成されてプレナム容積の一部を規定する表面を有する熱交換器本体を受けることを含む。ブロック１５２７において、そこを通る流路を規定する熱移送部材を熱交換器本体に結合させる。ブロック１５２８において、マニホールドの無い熱交換器本体を受ける。本方法はブロック１５２９で終了する。
図３３を参照して、熱を生成可能なプール型核分裂原子炉に対応して使用され、熱交換器を組み立てる、解説される方法１５３０は、ブロック１５４０で始まる。ブロック１５５０において、本方法は、プレナム容積に入る熱移送流体の所定流量のためにそこに成形されたプレナム容積を規定する熱交換器本体であって、そこに形成されてプレナム容積の一部を規定する表面を有する熱交換器本体を受けることを含む。ブロック１５６０において、そこを通る流路を規定する熱移送部材を熱交換器本体に結合させる。ブロック１５７０において、強化された熱移送表面をそこに規定する壁を有する熱移送部材を結合させる。本方法はブロック１５８０で終了する。
図３４を参照して、熱を生成可能なプール型核分裂原子炉に対応して使用され、熱交換器を組み立てる、解説される方法１６５０は、ブロック１６６０で始まる。ブロック１６７０において、本方法は、そこに形成されて、プレナム容積を通る熱移送流体の所定流量のためにそこに成形されたプレナム容積を規定する表面を有する熱交換器本体を受けることを含む。ブロック１６８０において、複数の隣接する熱移送部材を熱交換器本体に接続させ、複数の隣接する熱移送部材のうちで対向するもの同士の間の複数の流路を規定するために所定の距離だけ間隔を開け、複数の流路を通る熱移送流体の流量を分配する。本方法はブロック１６９０で終了する。
図３５を参照して、熱を生成可能なプール型核分裂原子炉に対応して使用され、熱交換器を組み立てる、解説される方法１７００は、ブロック１７１０で始まる。ブロック１７２０において、本方法は、そこに形成されて、プレナム容積を通る熱移送流体の所定流量のためにそこに成形されたプレナム容積を規定する表面を有する熱交換器本体を受けることを含む。ブロック１７３０において、複数の隣接する熱移送部材を熱交換器本体に接続させ、複数の隣接する熱移送部材のうちで対向するもの同士の間の複数の流路を規定するために所定の距離だけ間隔を開け、複数の流路を通る熱移送流体の流量を分配する。ブロック１７４０において、熱交換器本体に入る熱移送流体の一定の流量を達成させるように構成された複数の隣接する熱移送部材を接続させる。本方法はブロック１７５０で終了する。
図３６を参照して、熱を生成可能なプール型核分裂原子炉に対応して使用され、熱交換器を組み立てる、解説される方法１７６０は、ブロック１７７０で始まる。ブロック１７８０において、本方法は、そこに形成されて、プレナム容積を通る熱移送流体の所定流量のためにそこに成形されたプレナム容積を規定する表面を有する熱交換器本体を受けることを含む。ブロック１７９０において、複数の隣接する熱移送部材を熱交換器本体に接続させ、複数の隣接する熱移送部材のうちで対向するもの同士の間の複数の流路を規定するために所定の距離だけ間隔を開け、複数の流路を通る熱移送流体の流量を分配する。ブロック１８００において、不定形状の出口プレナム容積の一部を規定する原子炉容器を受ける。本方法はブロック１８１０で終了する。
図３７を参照して、熱を生成可能なプール型核分裂原子炉に対応して使用され、熱交換器を組み立てる、解説される方法１８２０は、ブロック１８３０で始まる。ブロック１８４０において、本方法は、そこに形成されて、プレナム容積を通る熱移送流体の所定流量のためにそこに成形されたプレナム容積を規定する表面を有する熱交換器本体を受けることを含む。ブロック１８５０において、複数の隣接する熱移送部材を熱交換器本体に接続させ、複数の隣接する熱移送部材のうちで対向するもの同士の間の複数の流路を規定するために所定の距離だけ間隔を開け、複数の流路を通る熱移送流体の流量を分配する。ブロック１８６０において、核分裂原子炉心との熱移送伝達が可能な熱交換器本体を受ける。本方法はブロック１８７０で終了する。
図３８を参照して、熱を生成可能なプール型核分裂原子炉に対応して使用され、熱交換器を組み立てる、解説される方法１８８０は、ブロック１８９０で始まる。ブロック１９００において、本方法は、そこに形成されて、プレナム容積を通る熱移送流体の所定流量のためにそこに成形されたプレナム容積を規定する表面を有する熱交換器本体を受けることを含む。ブロック１９１０において、複数の隣接する熱移送部材を熱交換器本体に接続させ、複数の隣接する熱移送部材のうちで対向するもの同士の間の複数の流路を規定するために所定の距離だけ間隔を開け、複数の流路を通る熱移送流体の流量を分配する。ブロック１９１５において、核分裂原子炉心との熱移送伝達が可能な熱交換器本体を受ける。ブロック１９２０において、進行波核分裂原子炉心との熱移送伝達が可能な熱交換器本体を受ける。本方法はブロック１９３０で終了する。
図３９を参照して、熱を生成可能なプール型核分裂原子炉に対応して使用され、熱交換器を組み立てる、解説される方法１９４０は、ブロック１９５０で始まる。ブロック１９６０において、本方法は、そこに形成されて、プレナム容積を通る熱移送流体の所定流量のためにそこに成形されたプレナム容積を規定する表面を有する熱交換器本体を受けることを含む。ブロック１９７０において、複数の隣接する熱移送部材を熱交換器本体に接続させ、複数の隣接する熱移送部材のうちで対向するもの同士の間の複数の流路を規定するために所定の距離だけ間隔を開け、複数の流路を通る熱移送流体の流量を分配する。ブロック１９８０において、交差流方向を有する少なくとも２つの熱移送流体を収容する。本方法はブロック１９９０で終了する。
図４０を参照して、熱を生成可能なプール型核分裂原子炉に対応して使用され、熱交換器を組み立てる、解説される方法２０００は、ブロック２０１０で始まる。ブロック２０２０において、本方法は、そこに形成されて、プレナム容積を通る熱移送流体の所定流量のためにそこに成形されたプレナム容積を規定する表面を有する熱交換器本体を受けることを含む。ブロック２０３０において、複数の隣接する熱移送部材を熱交換器本体に接続させ、複数の隣接する熱移送部材のうちで対向するもの同士の間の複数の流路を規定するために所定の距離だけ間隔を開け、複数の流路を通る熱移送流体の流量を分配する。ブロック２０４０において、逆流方向を有する少なくとも２つの熱移送流体を収容する。本方法はブロック２０５０で終了する。
図４１を参照して、熱を生成可能なプール型核分裂原子炉に対応して使用され、熱交換器を組み立てる、解説される方法２０６０は、ブロック２０７０で始まる。ブロック２０８０において、本方法は、そこに形成されて、プレナム容積を通る熱移送流体の所定流量のためにそこに成形されたプレナム容積を規定する表面を有する熱交換器本体を受けることを含む。ブロック２０９０において、複数の隣接する熱移送部材を熱交換器本体に接続させ、複数の隣接する熱移送部材のうちで対向するもの同士の間の複数の流路を規定するために所定の距離だけ間隔を開け、複数の流路を通る熱移送流体の流量を分配する。ブロック２１００において、並列流方向を有する少なくとも２つの熱移送流体を収容する。本方法はブロック２１１０で終了する。
図４２を参照して、熱を生成可能なプール型核分裂原子炉に対応して使用され、熱交換器を組み立てる、解説される方法２１２０は、ブロック２１３０で始まる。ブロック２１４０において、本方法は、そこに形成されて、プレナム容積を通る熱移送流体の所定流量のためにそこに成形されたプレナム容積を規定する表面を有する熱交換器本体を受けることを含む。ブロック２１５０において、複数の隣接する熱移送部材を熱交換器本体に接続させ、複数の隣接する熱移送部材のうちで対向するもの同士の間の複数の流路を規定するために所定の距離だけ間隔を開け、複数の流路を通る熱移送流体の流量を分配する。ブロック２１６０において、壁を通じた熱移送の増加のために、強化された熱移送表面を規定する壁をそこに有する複数の隣接する熱移送部材の少なくとも１つを結合させる。本方法はブロック２１７０で終了する。
図４３を参照して、熱を生成可能なプール型核分裂原子炉に対応して使用され、熱交換器を組み立てる、解説される方法２１８０は、ブロック２１９０で始まる。ブロック２２００において、本方法は、そこに形成されて、プレナム容積を通る熱移送流体の所定流量のためにそこに成形されたプレナム容積を規定する表面を有する熱交換器本体を受けることを含む。ブロック２２１０において、複数の隣接する熱移送部材を熱交換器本体に接続させ、複数の隣接する熱移送部材のうちで対向するもの同士の間の複数の流路を規定するために所定の距離だけ間隔を開け、複数の流路を通る熱移送流体の流量を分配する。ブロック２２２０において、壁を通じた熱移送の増加のために、強化された熱移送表面を規定する壁をそこに有する複数の隣接する熱移送部材の少なくとも１つを結合させる。ブロック２２３０において、強化された熱移送表面を形成するために壁から外方へ延びるフランジを有する複数の隣接する熱移送部材の少なくとも１つを結合させる。本方法はブロック２２４０で終了する。
図４４を参照して、熱を生成可能なプール型核分裂原子炉に対応して使用され、熱交換器を組み立てる、解説される方法２０００は、ブロック２０１０で始まる。ブロック２２７０において、本方法は、そこに形成されて、プレナム容積を通る熱移送流体の所定流量のためにそこに成形されたプレナム容積を規定する表面を有する熱交換器本体を受けることを含む。ブロック２２８０において、複数の隣接する熱移送部材を熱交換器本体に接続させ、複数の隣接する熱移送部材のうちで対向するもの同士の間の複数の流路を規定するために所定の距離だけ間隔を開け、複数の流路を通る熱移送流体の流量を分配する。ブロック２２９０において、壁を通じた熱移送の増加のために、強化された熱移送表面を規定する壁をそこに有する複数の隣接する熱移送部材の少なくとも１つを結合させる。ブロック２３００において、強化された熱移送表面を形成するために壁から内方へ延びるフランジを有する複数の隣接する熱移送部材の少なくとも１つを結合させる。本方法はブロック２３１０で終了する。
図４５を参照して、熱を生成可能なプール型核分裂原子炉に対応して使用され、熱交換器を組み立てる、解説される方法２３２０は、ブロック２３３０で始まる。ブロック２３４０において、本方法は、そこに形成されて、プレナム容積を通る熱移送流体の所定流量のためにそこに成形されたプレナム容積を規定する表面を有する熱交換器本体を受けることを含む。ブロック２３５０において、複数の隣接する熱移送部材を熱交換器本体に接続させ、複数の隣接する熱移送部材のうちで対向するもの同士の間の複数の流路を規定するために所定の距離だけ間隔を開け、複数の流路を通る熱移送流体の流量を分配する。ブロック２３６０において、壁を通じた熱移送の増加のために、強化された熱移送表面を規定する壁をそこに有する複数の隣接する熱移送部材の少なくとも１つを結合させる。ブロック２３７０において、強化された熱移送表面を形成するために壁から外方へ突き出た節を有する複数の隣接する熱移送部材の少なくとも１つを結合させる。本方法はブロック２３８０で終了する。
図４６を参照して、熱を生成可能なプール型核分裂原子炉に対応して使用され、熱交換器を組み立てる、解説される方法２３９０は、ブロック２４００で始まる。ブロック２４１０において、本方法は、そこに形成されて、プレナム容積を通る熱移送流体の所定流量のためにそこに成形されたプレナム容積を規定する表面を有する熱交換器本体を受けることを含む。ブロック２４２０において、複数の隣接する熱移送部材を熱交換器本体に接続させ、複数の隣接する熱移送部材のうちで対向するもの同士の間の複数の流路を規定するために所定の距離だけ間隔を開け、複数の流路を通る熱移送流体の流量を分配する。ブロック２４３０において、溝を通る第２熱移送流体の流量のために流路に沿って延びる溝を有する熱移送部材を結合させる。本方法はブロック２４４０で終了する。
図４７を参照して、熱を生成可能なプール型核分裂原子炉に対応して使用され、熱交換器を組み立てる、解説される方法２４５０は、ブロック２４６０で始まる。ブロック２４７０において、本方法は、そこに形成されて、プレナム容積を通る熱移送流体の所定流量のためにそこに成形されたプレナム容積を規定する表面を有する熱交換器本体を受けることを含む。ブロック２４８０において、複数の隣接する熱移送部材を熱交換器本体に接続させ、複数の隣接する熱移送部材のうちで対向するもの同士の間の複数の流路を規定するために所定の距離だけ間隔を開け、複数の流路を通る熱移送流体の流量を分配する。ブロック２４９０において、マニホールドの無い熱交換器本体を受ける。本方法はブロック２５００で終了する。
当業者は、ここで述べた要素（例えば動作）、装置、対象およびそれらに付随する議論が、概念の明瞭化の目的の例として用いられたこと、および、種々の構成の修飾が検討されることを理解するだろう。したがって、ここで用いられるように、述べた具体例および付随する議論は、より一般的なクラスの代表を意図する。一般に、特定の例の使用は、そのクラスの代表であることが意図され、特定の要素（例えば動作）、装置および対象を盛り込んでいないことは、制限的であるととらえるべきではない。
さらに、当業者は、前記特定の実施例プロセスおよび／または装置および／または技術が、ここに添付される請求項および／または本願の他の箇所にあるように、ここで他の箇所で教示されるより一般的なプロセスおよび／または装置および／または技術の代表であることを理解するだろう。
ここに記載の本主題の特定の点を記載するが、当業者には、ここに記載の技術に基づき、変化や修飾が個々に記載の主題やより広い見地から離れることなくなされること、および、それゆえ、添付の請求項は、真実の精神およびここに記載の主題の範囲に含まれるようなすべての変更や修飾を包含していることを、理解するだろう。一般に、当業者は、ここで用いられる用語、特に添付の請求項で用いられる用語（例えば添付の請求項の本体）が、一般に「開放」的な用語を意図していることを理解するだろう（例えば、「含んでいる」との用語は、「含んでいるが限定されない」と解釈すべきであり、「有する」との用語は、「少なくとも有する」と解釈すべきであり、「含む」との用語は、「含むが限定されない」と解釈すべきである、など）。また、当業者は、盛り込まれた請求項の記載の特定の数が意図される場合、このような意図は、請求項に明白に記載されて、このような意図が存在しないとの記載はないということを理解するだろう。例えば、理解の助けとして、後述の添付の請求項は、請求項の記載に導入する、「少なくとも一つ」および「一つまたはそれより多い」との導入句の使用を含むことができる。しかしながら、このような句の使用は、不定冠詞「ａ」または「ａｎ」による請求項の記載の導入が、たった一つのこのような記載を含んでいる請求項への請求項の記載のこのような導入を含む特定の請求項を限定することを含んでいるとは解釈してはならない。たとえ、請求項が、「一つまたはそれより多い」または「少なくとも一つ」および「ａ」または「ａｎ」などの不定冠詞を含んでいたとしてもそうである（例えば、「ａ」および／または「ａｎ」は、典型的には、「少なくとも一つ」または「一つまたはそれより多い」を意味すると解釈すべきである）；同じことは、請求項の記載を導入するのに用いられる定冠詞の使用にも言える。さらに、特定の数の導入された請求項の記載が明確に記載されていても、当業者は、このような記載が、少なくとも記載された数を意図すると典型的に解釈すべきであることを理解するだろう（例えば、他の修飾子のない「２つの記載」との記載そのものは、典型的には、少なくとも２つの記載、または、２つまたはそれより多い記載を意味する）。さらに、「Ａ、ＢおよびＣなどのうちの少なくとも一つ」に似た慣習が用いられる例において、一般に、このような構成は、当業者がこの慣習を理解するであろうという意味において意図される（例えば、「Ａ、ＢおよびＣのうちの少なくとも一つを有するシステム」は、Ａのみ、Ｂのみ、Ｃのみ、ＡおよびＢ、ＡおよびＣ、ＢおよびＣ、および／または、Ａ、ＢおよびＣの全部、などを有するシステムを含むが、これに限定されない）。「Ａ、ＢまたはＣなどのうちの少なくとも一つ」に似た慣習が用いられる例において、一般に、このような構成は、当業者がこの慣習を理解するであろうという意味において意図される（例えば、「Ａ、ＢまたはＣのうちの少なくとも一つを有するシステム」は、Ａのみ、Ｂのみ、Ｃのみ、ＡおよびＢ、ＡおよびＣ、ＢおよびＣ、および／または、Ａ、ＢおよびＣの全部、などを有するシステムを含むが、これに限定されない）。当業者は、典型的に、２つまたはそれより多い代替用語を表す離接的な単語および／または句が、明細書、請求項または図面のいずれであっても、それ以外の指示の内容が無い限り、その用語のうちの一つ、その用語のうちのいずれか、その用語の両方、を含む可能性を検討することを理解すべきであることを理解するであろう。例えば、「ＡまたはＢ」との句は、典型的には、「Ａ」または「Ｂ」または「ＡおよびＢ」の可能性を含むと理解される。
添付の請求項に関し、当業者は、ここで述べる動作が一般に任意の順序で実行してよいことを理解するであろう。また、種々の動作の流れが順次示されているが、この種々の動作は、説明したのとは異なる順序で実行、または同時に実行してもよいことも理解されるであろう。このような代替の命令の例は、それ以外の指示の内容が無い限り、重複、交互、中断、再整列、増加、準備、補足、同時、逆、またはその他の変形した命令を含む。また、「に応じて」、「に関連して」などの用語または他の過去時制形容詞は、一般に、それ以外の指示の内容が無い限り、このような変形を排除することを意図しない。
それゆえ、熱交換器、その方法および核分裂原子炉システムが提供される。
種々の態様や実施形態がここに示されたが、他の態様や実施形態は当業者には明らかである。例えば、図１４を参照して、遮断弁６４０ａ／６４０ｂ／６５０ａ／６５０ｂは、それぞれ、パイプ６２０ａ／６２０ｂ／６３０ａ／６３０ｂに配置される複数の熱電対（図示せず）の各一つに結合されてもよい。制御器は、熱交換器６００／６１０に入るまたはそこから出る熱移送流体の温度によって、遮断弁を選択的かつ進行的に開閉することができる。すなわち、熱電対により検知される温度の関数として熱交換器内部で望ましい熱移送の量は、制御器にプログラムされて格納されることができる。熱交換器内部の温度は、制御器によって、熱電対を介して検知されることができ、その後、制御器は、遮断弁を進行的に開閉することによって遮断弁を動作させ、制御器内部に格納されたプログラム値と実質的に調和して、熱交換器内部で発生する熱移送を起こす。このようにして、熱交換器６００／６１０は、制御器が弁を自動的に調整することにより、熱交換器内部の熱移送の正確な量を提供するように選択的に動作されることができる。
さらに、ここで述べられる種々の態様および実施形態は、説明の目的のためのものであり、添付の請求項により示される本当の範囲および精神を限定することを意図しない。さらに、以下の請求項の対応する構造、材料、動作およびすべての手段またはステッププラスファンクション要素の等価物は、具体的に記載された他の請求項の要素と組み合わせてその機能を実行するための任意の構造、材料または動作を含むことを意図する。
核分裂原子炉システムの概略図である。 複数の核分裂原子炉モジュールと増殖炉モジュールとを含む六角形の核分裂原子炉心の水平断面図である。 複数の核分裂原子炉モジュールとその中の複数の制御棒のうちの一つの水平断面図である。 明瞭化のため一部除去した、核燃料棒の等角投影図である。 複数の核分裂原子炉モジュールと増殖炉モジュールとを含む平行六面体形状の核分裂原子炉心の水平断面図である。 明瞭化のため一部除去した、３つの典型的な核分裂原子炉モジュールの垂直断面図である。 熱交換器の等角投影図である。 一部みかけ線で示す熱交換器断面の等角投影図である。 案内構造を示す熱交換器断面の等角投影図である。 第１熱移送流体と第２熱移送流体との交差流を示す、熱交換器の垂直断面図である。 第１熱移送流体と第２熱移送流体との逆流を示す、熱交換器の垂直断面図である。 明瞭化のため一部除去した、第１熱移送流体と第２熱移送流体との逆流を示す、図９Ａに示す熱交換器の組立分解等角図である。 第１熱移送流体と第２熱移送流体との並列流を示す、熱交換器の垂直断面図である。 明瞭化のため一部除去した、第１熱移送流体と第２熱移送流体との並列流を示す、図９Ｃに示す熱交換器の組立分解等角図である。 その外表面に複数の羽根を有する流量の等角投影図である。 その外表面に複数の節を有する流量の等角投影図である。 その内表面に複数の羽根を有する流量の等角投影図である。 それを通る流路と流路に沿って配置された溝とを規定する流量の等角投影図である。 その外表面にエッジ型の羽根を有する流量の等角投影図である。 その外表面ほど密度が増加する流量の等角投影図である。 圧力容器に配置された複数の熱交換器の概略図である。 図１４の断面線１５−１５に沿った図である。 圧力容器に配置された複数の近接する熱交換器を示す、核分裂原子炉システムに属する圧力容器の水平断面図である。 核分裂原子炉に対応して使用される、熱交換器の組み立て方法を説明するフローチャートである。 核分裂原子炉に対応して使用される、熱交換器の組み立て方法を説明するフローチャートである。 核分裂原子炉に対応して使用される、熱交換器の組み立て方法を説明するフローチャートである。 核分裂原子炉に対応して使用される、熱交換器の組み立て方法を説明するフローチャートである。 核分裂原子炉に対応して使用される、熱交換器の組み立て方法を説明するフローチャートである。 核分裂原子炉に対応して使用される、熱交換器の組み立て方法を説明するフローチャートである。 核分裂原子炉に対応して使用される、熱交換器の組み立て方法を説明するフローチャートである。 核分裂原子炉に対応して使用される、熱交換器の組み立て方法を説明するフローチャートである。 核分裂原子炉に対応して使用される、熱交換器の組み立て方法を説明するフローチャートである。 核分裂原子炉に対応して使用される、熱交換器の組み立て方法を説明するフローチャートである。 核分裂原子炉に対応して使用される、熱交換器の組み立て方法を説明するフローチャートである。 核分裂原子炉に対応して使用される、熱交換器の組み立て方法を説明するフローチャートである。 核分裂原子炉に対応して使用される、熱交換器の組み立て方法を説明するフローチャートである。 核分裂原子炉に対応して使用される、熱交換器の組み立て方法を説明するフローチャートである。 核分裂原子炉に対応して使用される、熱交換器の組み立て方法を説明するフローチャートである。 核分裂原子炉に対応して使用される、熱交換器の組み立て方法を説明するフローチャートである。 核分裂原子炉に対応して使用される、熱交換器の組み立て方法を説明するフローチャートである。 核分裂原子炉に対応して使用される、熱交換器の組み立て方法を説明するフローチャートである。 核分裂原子炉に対応して使用される、熱交換器の組み立て方法を説明するフローチャートである。 核分裂原子炉に対応して使用される、熱交換器の組み立て方法を説明するフローチャートである。 核分裂原子炉に対応して使用される、熱交換器の組み立て方法を説明するフローチャートである。 核分裂原子炉に対応して使用される、熱交換器の組み立て方法を説明するフローチャートである。 核分裂原子炉に対応して使用される、熱交換器の組み立て方法を説明するフローチャートである。 核分裂原子炉に対応して使用される、熱交換器の組み立て方法を説明するフローチャートである。 核分裂原子炉に対応して使用される、熱交換器の組み立て方法を説明するフローチャートである。 核分裂原子炉に対応して使用される、熱交換器の組み立て方法を説明するフローチャートである。 核分裂原子炉に対応して使用される、熱交換器の組み立て方法を説明するフローチャートである。 核分裂原子炉に対応して使用される、熱交換器の組み立て方法を説明するフローチャートである。 核分裂原子炉に対応して使用される、熱交換器の組み立て方法を説明するフローチャートである。 核分裂原子炉に対応して使用される、熱交換器の組み立て方法を説明するフローチャートである。 核分裂原子炉に対応して使用される、熱交換器の組み立て方法を説明するフローチャートである。 核分裂原子炉に対応して使用される、熱交換器の組み立て方法を説明するフローチャートである。 核分裂原子炉に対応して使用される、熱交換器の組み立て方法を説明するフローチャートである。 核分裂原子炉に対応して使用される、熱交換器の組み立て方法を説明するフローチャートである。 核分裂原子炉に対応して使用される、熱交換器の組み立て方法を説明するフローチャートである。 核分裂原子炉に対応して使用される、熱交換器の組み立て方法を説明するフローチャートである。 核分裂原子炉に対応して使用される、熱交換器の組み立て方法を説明するフローチャートである。

Claims (19)

  1. プール型核分裂原子炉に対応して使用されるシステムであって、
    （ａ）熱を生成可能な核分裂原子炉心と、
    （ｂ）上記核分裂原子炉心に対応した熱交換器本体であって、プール流体中に、プール流体を閉じ込めるプール壁の内側の周辺の近傍に配置可能である熱交換器本体と、
    （ｃ）上記核分裂原子炉心と熱移送伝達し、上記熱交換器本体に対応する熱除去手段とを備えていることを特徴とするシステム。
  2. 熱除去手段が、熱交換器本体に入る熱移送流体の所定流量を達成させるように構成されていることを特徴とする請求項１に記載のシステム。
  3. 熱除去手段が、強化された熱移送表面を規定する壁を備えていることを特徴とする請求項１に記載のシステム。
  4. 熱交換器本体は、熱交換器本体に入る熱移送流体の実質的に一定流量を達成させるための所定の形状のプレナム容積をそこに規定することを特徴とする請求項１に記載のシステム。
  5. 核分裂原子炉心が、進行波核分裂原子炉心であることを特徴とする請求項１または１６に記載のシステム。
  6. 熱交換器本体が、マニホールドを持たないことを特徴とする請求項１、７または１６に記載のシステム。
  7. プール型核分裂原子炉に対応して使用されるシステムであって、
    （ａ）内側の周辺を有するプール壁を規定する容器であって、プール壁が、そこでプール流体を閉じ込めるように構成されている、容器と、
    （ｂ）上記容器に配置可能で、熱を生成可能な核分裂原子炉心と、
    （ｃ）上記核分裂原子炉心と熱移送伝達し、プール流体中に、プール壁の内側の周辺の近傍に配置可能であり、そこに形成されて、プレナム容積に入る熱移送流体の所定流量を達成させるために成形されたプレナム容積の一部を規定する表面を有する熱交換器本体と、
    （ｄ）上記核分裂原子炉心と熱移送伝達し、上記熱交換器本体に対応する熱除去手段とを備えていることを特徴とするシステム。
  8. 熱交換器本体に形成された表面により規定されるプレナム容積の一部が、熱移送流体によって占められることを特徴とする請求項７または１６に記載のシステム。
  9. 熱交換器本体に形成された表面により規定されるプレナム容積の一部が、熱移送流体の流量を制御することを特徴とする請求項７または１６に記載のシステム。
  10. 熱除去手段が、熱交換器本体に結合され、そこを通る流路を規定する熱移送部材を備えていることを特徴とする請求項７に記載のシステム。
  11. 熱移送部材が、流路に沿って延びる溝を備えていることを特徴とする請求項１０に記載のシステム。
  12. 熱移送部材が、壁を通じた熱移送の増加のために、強化された熱移送表面を規定する壁をそこに備えていることを特徴とする請求項７に記載のシステム。
  13. 熱移送部材が、壁から外方へ延びるフランジ、壁から内方へ延びるフランジ、および壁から外方へ突き出た節のうちから選ばれる熱移送強化特徴を備えることを特徴とする請求項１２に記載のシステム。
  14. 熱交換器本体が入口側を有し、この入口側が、マニホールドを持たないことを特徴とする請求項７または１６に記載のシステム。
  15. 熱交換器本体が出口側を有し、この出口側が、マニホールドを持つことを特徴とする請求項７または１６に記載のシステム。
  16. プール型核分裂原子炉に対応して使用されるシステムであって、
    （ａ）内側の周辺を有するプール壁を規定する圧力容器であって、プール壁が、そこでプール流体を閉じ込めるように構成されている、圧力容器と、
    （ｂ）上記圧力容器に配置され、熱を生成可能な核分裂原子炉心と、
    （ｃ）上記核分裂原子炉心と熱移送伝達し、プール流体中に、プール壁の内側の周辺の近傍に配置可能であり、そこに形成されて、プレナム容積に入る熱移送流体の所定流量のためにそこに成形されたプレナム容積の一部を規定する表面を有する熱交換器本体と、
    （ｄ）上記熱交換器本体に接続された複数の隣接する熱移送部材であって、複数の隣接する熱移送部材のうちで対向するもの同士の間の複数の流路を規定する所定の距離だけ間隔を開けられ、複数の流路を通る熱移送流体の流量を分配する複数の隣接する熱移送部材とを備えていることを特徴とするシステム。
  17. 複数の隣接する熱移送部材の少なくとも１つが、
    壁を通じた熱移送の増加のために、強化された熱移送表面を形成する壁をそこに備えることを特徴とする請求項１６に記載のシステム。
  18. 複数の隣接する熱移送部材の少なくとも１つが、
    壁から外方へ延びるフランジ、壁から外方へ突き出た節、および溝を通る第２熱移送流体の流量のために流路に沿って延びる溝のうちから選ばれる熱移送強化特徴を備えることを特徴とする請求項１７に記載のシステム。
  19. 熱交換器本体および複数の隣接する熱移送部材が、交差流方向、逆流方向および並列流方向から選ばれる方向を有する少なくとも２つの熱移送流体を収容することを特徴とする請求項１６に記載のシステム。
JP2012530866A 2009-09-25 2010-09-22 熱交換器、その方法および核分裂原子炉システム Abandoned JP2013506132A (ja)

Applications Claiming Priority (7)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US12/586,741 2009-09-25
US12/586,741 US20110075786A1 (en) 2009-09-25 2009-09-25 Heat exchanger, methods therefor and a nuclear fission reactor system
US12/653,653 US20110075787A1 (en) 2009-09-25 2009-12-15 Heat exchanger, methods therefor and a nuclear fission reactor system
US12/653,653 2009-12-15
US12/653,656 2009-12-15
US12/653,656 US9275760B2 (en) 2009-09-25 2009-12-15 Heat exchanger, methods therefor and a nuclear fission reactor system
PCT/US2010/002604 WO2011078872A2 (en) 2009-09-25 2010-09-22 A heat exchanger, methods therefor and a nuclear fission reactor system

Publications (1)

Publication Number Publication Date
JP2013506132A true JP2013506132A (ja) 2013-02-21

Family

ID=44196378

Family Applications (3)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP2012530864A Abandoned JP2013506130A (ja) 2009-09-25 2010-09-22 熱交換器、その方法および核分裂原子炉システム
JP2012530866A Abandoned JP2013506132A (ja) 2009-09-25 2010-09-22 熱交換器、その方法および核分裂原子炉システム
JP2012530865A Abandoned JP2013506131A (ja) 2009-09-25 2010-09-22 熱交換器、その方法および核分裂原子炉システム

Family Applications Before (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP2012530864A Abandoned JP2013506130A (ja) 2009-09-25 2010-09-22 熱交換器、その方法および核分裂原子炉システム

Family Applications After (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP2012530865A Abandoned JP2013506131A (ja) 2009-09-25 2010-09-22 熱交換器、その方法および核分裂原子炉システム

Country Status (7)

Country Link
EP (3) EP2481055A2 (ja)
JP (3) JP2013506130A (ja)
KR (3) KR20120083434A (ja)
CN (3) CN102667955A (ja)
GB (3) GB2485752A (ja)
RU (3) RU2012113142A (ja)
WO (3) WO2011078872A2 (ja)

Families Citing this family (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN103426486B (zh) * 2013-08-06 2015-12-30 华北电力大学 自然循环多功能气体抬升器装置
CN103839600B (zh) * 2014-03-18 2016-03-02 中国科学院合肥物质科学研究院 一种用于池式自然循环反应堆的流量测量装置及测量方法
US11034796B1 (en) 2015-08-06 2021-06-15 Cornell University Poly(arylamine)s and uses thereof
US10446284B2 (en) * 2016-06-01 2019-10-15 Terrapower, Llc Instrumentation conduit housing
CN107145175B (zh) * 2017-05-26 2020-11-06 中国核动力研究设计院 一种蒸汽发生器给水温度控制模拟系统

Family Cites Families (16)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB1322221A (en) * 1970-02-06 1973-07-04 Atomic Energy Authority Uk Valves self closable in the event of reverse flow particularly for fast-fission liquid metal cooled fast reactors
FR2350566A1 (fr) * 1976-05-04 1977-12-02 Commissariat Energie Atomique Echangeur de chaleur
FR2524687B1 (fr) * 1982-04-01 1988-03-18 Commissariat Energie Atomique Reacteur nucleaire a neutrons rapides
JPS5935782A (ja) * 1982-08-20 1984-02-27 Toshiba Corp 高速炉用熱交換器
US4560533A (en) * 1984-08-30 1985-12-24 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Fast reactor power plant design having heat pipe heat exchanger
US4737337A (en) * 1985-05-09 1988-04-12 Stone & Webster Engineering Corporation Nuclear reactor having double tube helical coil heat exchanger
US4983353A (en) * 1989-03-13 1991-01-08 General Electric Company Novel passive approach to protecting the primary containment barrier formed by the intermediate heat exchanger from the effects of an uncontrolled sodium water reaction
EP0667623A1 (en) * 1994-02-14 1995-08-16 FINMECCANICA S.p.A. AZIENDA ANSALDO A system for passively dissipating heat from the interior of a nuclear reactor containment structure
US5499277A (en) * 1994-08-19 1996-03-12 General Electric Company Method and apparatus for enhancing reactor air-cooling system performance
US6916430B1 (en) * 1996-10-25 2005-07-12 New Qu Energy Ltd. Superconducting heat transfer medium
JP3516961B2 (ja) * 1996-10-25 2004-04-05 ク，ユズイ 超伝導熱伝達媒質および超伝導熱伝達デバイスならびにこれらの製造方法
GB9926466D0 (en) * 1999-11-10 2000-01-12 Chart Marston Limited Heat exchanger
JP2003028975A (ja) * 2001-07-10 2003-01-29 Central Res Inst Of Electric Power Ind 原子炉
US7278474B2 (en) * 2001-10-09 2007-10-09 Mikros Manufacturing, Inc. Heat exchanger
US9734922B2 (en) * 2006-11-28 2017-08-15 Terrapower, Llc System and method for operating a modular nuclear fission deflagration wave reactor
CN100578683C (zh) * 2007-11-09 2010-01-06 中国核动力研究设计院 非能动的固有安全的管池式反应堆

Also Published As

Publication number Publication date
KR20120083432A (ko) 2012-07-25
JP2013506131A (ja) 2013-02-21
EP2481055A2 (en) 2012-08-01
GB201205572D0 (en) 2012-05-16
GB201205569D0 (en) 2012-05-16
WO2011078871A2 (en) 2011-06-30
WO2011078872A2 (en) 2011-06-30
KR20120083434A (ko) 2012-07-25
GB2485753A (en) 2012-05-23
EP2481053A2 (en) 2012-08-01
WO2011078870A3 (en) 2011-08-18
GB2485752A (en) 2012-05-23
GB2485754A (en) 2012-05-23
EP2481054A2 (en) 2012-08-01
JP2013506130A (ja) 2013-02-21
RU2012113145A (ru) 2013-10-27
KR20120083433A (ko) 2012-07-25
WO2011078870A2 (en) 2011-06-30
WO2011078871A3 (en) 2011-08-18
CN102667955A (zh) 2012-09-12
RU2012113142A (ru) 2013-10-27
GB201205571D0 (en) 2012-05-16
RU2012113143A (ru) 2013-10-27
CN102667954A (zh) 2012-09-12
WO2011078872A3 (en) 2011-08-18
EP2481053A4 (en) 2013-02-27
CN102667953A (zh) 2012-09-12

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US10186333B2 (en) Traveling wave nuclear fission reactor, fuel assembly, and method of utilizing control rods to control burnfront
US20100254501A1 (en) Traveling wave nuclear fission reactor, fuel assembly, and method of controlling burnup therein
US20110075786A1 (en) Heat exchanger, methods therefor and a nuclear fission reactor system
RU2668230C1 (ru) Ядерный реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем
Chen et al. Preliminary design of a medium‐power modular lead‐cooled fast reactor with the application of optimization methods
JP2013506132A (ja) 熱交換器、その方法および核分裂原子炉システム
CN102598148A (zh) 核裂变反应堆、透气式核裂变燃料模块、其方法以及透气式核裂变燃料模块系统
US9275760B2 (en) Heat exchanger, methods therefor and a nuclear fission reactor system
US9221093B2 (en) Heat exchanger, methods therefor and a nuclear fission reactor system
CN102460594B (zh) 核裂变反应堆、流量控制组件、其方法和流量控制组件系统
Zhang et al. Steady-state multi-physics coupling analysis of heat pipe cooled reactor core
Lin et al. Feasibility of an innovative long-life molten chloride-cooled reactor
Choi et al. Feasibility study of a gas cartridge loop for the versatile test reactor
EP2610875A1 (en) A wrapper tube for a fuel subassembly of a nuclear reactor core and method for protecting fuel against overheating in case of coolant boiling
Nakano et al. Conceptual reactor design study of very high temperature reactor (VHTR) with prismatic-type core
Todreas Thermal-hydraulic challenges in fast reactor design
Morita et al. Development of a Passive Reactor Shutdown Device to Prevent Core Disruptive Accidents in Fast Reactors: A Preliminary Study
Wright et al. Proposed design and operation of a heat pipe reactor using the Sandia National Laboratories annular core test facility and existing UZrH fuel pins
Wang et al. Scaling analysis and test facility design for steam ingress accident in MHTGR
Nakano et al. Conceptual reactor design study of VHTR with prismatic-type core
Wigeland et al. Mitigation of severe accident consequences using inherent safety principles
Kwon et al. Evaluation of Inherent Safety Features of the KALIMER-600 Design Concept for Anticipated Transient Without Scram Events
MOSCATO et al. THERMAL-HYDRAULIC STUDYIN SUPPORTOFTHE DESIGN OFTHE DEMO BALANCE OFPLANT
Kim et al. System Design and Analysis of a 900-MW (thermal) Lead-Cooled Fast Reactor
Madni et al. Analysis of loss-of-flow transients in a pool-type LMFBR using SSC-P

Legal Events

Date Code Title Description
A621 Written request for application examination

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A621

Effective date: 20130924

A521 Written amendment

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523

Effective date: 20131107

A711 Notification of change in applicant

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A711

Effective date: 20140704

A762 Written abandonment of application

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A762

Effective date: 20140718