JP2014506998A - 原子炉に使用される熱除去システム及び方法 - Google Patents

Abstract

炉容器と、炉容器を取り囲む格納容器と、炉容器内からの冷却材を受け取る凝縮器とを含む原子炉である。格納容器及び凝縮器は、液体の共通原子炉プール内に少なくとも部分的に浸漬される。

Description

本発明は、原子炉に使用される熱除去システム及び方法に関する。

原子炉では、核物質の炉心が、反応を生じさせるべく当該原子炉内の小さな体積に閉じ込められる。多くの場合、制御された核反応が長期間持続する。これは、炉心の燃料交換が必要になる前の数年を含む。したがって、大量の水を蒸気に変換する熱源として使用される場合、適切に設計された原子炉によって、カーボンフリー、安定、かつ、高信頼性のエネルギー源が得られる。

二以上の原子炉が一の原子炉敷地内に立地される場合、エネルギー出力の安定性及び信頼性が増す。かかる構成では、第１原子炉が燃料交換、保守、修理等のためにオフラインとなっている間、第２原子炉がその定格出力電力レベルで機能し続けることができる。原子炉敷地において追加の原子炉が統合されると、エネルギー出力の安定性及び信頼性はさらに向上する。

出力電力の定常的な流れを与える手段としての複数の原子炉ユニットに加え、一の立地で稼働する別個の原子炉ユニットそれぞれを、向上した信頼性に加えて高レベルの安全性を促す態様で設計することもできる。例えば、原子炉ユニットは、原子炉の一次冷却システムを減損させ得る事象の発生中及び発生後に防護を与える施設を組み入れることができる。かかる事象が発生すると、当該特定の原子炉の安定状態維持を確保するべく崩壊熱除去システムが用いられる。

米国特許第６，２４９，５６１（Ｂ１）号明細書 米国特許出願公開第２００９／０１２９５３０（Ａ１）号明細書 米国特許出願公開第２００９／０１６１８１２（Ａ１）号明細書

一実施例において、原子炉が、炉容器と、炉容器を取り囲む格納容器と、炉容器内からの冷却材を受け取る第１凝縮器とを含む。格納容器及び第１凝縮器は共通プール内に少なくとも部分的に浸漬される。

もう一つの実施例において、原子炉からの熱を除去する方法が、制御デバイスを作動させることと、前記制御デバイスの作動への応答として、気化した冷却材を、凝縮器を通して送達することとを含む。凝縮器、及び原子炉の格納容器は、共通プール内に少なくとも部分的に浸漬される。凝縮器及び格納容器は、共通プールの液体と直接的に接触する。

もう一つの実施例において、使用される原子炉及び関連する凝縮器を構成する方法が、凝縮器を原子炉に構造的に又は流体的に結合することと、凝縮器及び原子炉を、液体の共通プール内に少なくとも部分的に浸漬することとを含む。少なくとも部分的に浸漬された凝縮器が共通プールの液体と直接的に接触する。

もう一つの実施例において熱除去システムは、原子炉からの熱を除去するべく動作可能な凝縮器を含む。凝縮器は、原子炉を取り囲む液体のプールに少なくとも部分的に浸漬される。本システムはさらに、原子炉の冷却性能の減損を検出する手段と、当該冷却性能の減損を検出する手段からの出力信号に応答して気化した冷却材の凝縮器への流れを制御する手段とを含む。

非限定的かつ非網羅的な側面が以下の図面を参照して記載される。様々な図面を通じて、同じ参照番号は同じ部材を参照する。

第１実施例に係る熱除去システムを用いる原子炉の概略図である。 図２Ａは、図２Ｂにおける凝縮器入力圧力の時間の関数としてのプロットとともに、図１の原子炉の一部を示す。 第２実施例の原子炉及び関連する熱除去システムの概略図である。 いくつかの実施例の熱除去システムを用いる原子炉の概略図である。 サービス装置上に載置された原子炉用格納容器の端面図である。

原子炉から熱を除去する方法及びシステムを記載する。一実施例において、凝縮器は格納容器に対して構造的に結合（例えば、付着、取り付け、締結、溶接等）され、原子炉区画内の水中に少なくとも部分的に浸漬される。凝縮器及び格納容器はその後、原子炉が原子炉区画から引き上げられてサービス装置上に置かれるときに、原子炉とともに輸送される。したがって、水が満たされた原子炉区画から原子炉が取り除かれても、凝縮器は、炉容器内で生成された過剰な熱を除去する性能を与え続けることができる。

もう一つの実施例において、熱除去凝縮器が、原子炉プールの形状を画定する構造物の内表面（例えば壁、床、又は他の内側部分）に構造的に結合される。こうして、凝縮器及び原子炉は、当該凝縮器及び原子炉双方のヒートシンクとして作用する液体の共通プール内に部分的に又は完全に浸漬され得る。一例では、凝縮器及び原子炉は、配管又は他のコンジットを介して流体的に結合される。これにより、液体及び／又は蒸気が、当該凝縮器及び原子炉間を流れることができる。凝縮器は、原子炉区画から取り除かれる前に原子炉から結合解除される。

ここで使用されかつ以下のセクションで詳細に記載されるように、本発明の実施例は様々な原子炉技術を含み得る。したがって、ホウ素及び／又は他の化学物質若しくは化合物を含む加圧水、沸騰水、液体金属冷却、ガス冷却、溶融塩冷却、及び／又は他の冷却方法を用いる原子炉技術を含む実施例もあり得る。酸化ウラン、水素化ウラン、窒化ウラン、炭化ウラン、混合酸化物、及び／又は他のタイプの放射性燃料を用いる原子炉を含む実施例もあり得る。注意すべきことだが、実施例は、いずれの特定タイプの原子炉冷却メカニズムにも限定されず、核反応内の又は核反応と関連する熱を生成するべく用いられるいずれの特定タイプの燃料にも限定されない。

いくつかの実施例において、制御デバイスの入力ポートに存在する信号の作動によって、炉容器内の熱交換器から格納容器に構造的に結合された凝縮器へ又は当該プールの形状を画定する原子炉区画の内表面に構造的に結合された凝縮器へ、冷却材が流れることが許容される。公称冷却性能の減損を検出する減損センサの出力ポートからの入力ポートにおける信号に少なくとも部分的に起因して、制御デバイスが作動する。冷却性能の減損は、給水喪失、外部電源喪失、冷却材ポンプ内故障、給水を運ぶ配管若しくは他のコンジットの破断、給水加熱器喪失、又は他のいずれかの、冷却材の炉心への流れを妨害、減損、若しくは低減する冷却材関連事象によって引き起こされる。

特定の実施例において、例えば、気化した冷却材が熱交換器から、液体プール内に少なくとも部分的に浸漬された凝縮器に送達される。当該プール内には、原子炉も少なくとも部分的に浸漬される。原子炉プールを含む液体は、炉容器を取り囲む格納容器と直接的に接触し、かつ、少なくとも部分的に浸漬された凝縮器とも直接的に接触する。高温で気化した冷却材は、凝縮器と原子炉プールを含む液体との熱交換を介して凝縮される。

図１は、第１実施例に係る熱除去システムを用いる原子炉の概略図である。図１において、炉心１０５は、円筒形状又はカプセル形状の炉容器１１０の底部に配置される。炉心１０５は、制御された反応を生成する一定量の核分裂性物質を含む。当該反応は、恐らく数年の期間にわたって生じ得る。図１には明示的に示されないが、炉心１０５内の核分裂速度を制御するべく制御棒が用いられる。制御棒は、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、及びユーロピウム、又はこれらの合金及び化合物を含む。しかしながら、これらは単に、多くの可能な制御棒物質のいくつかに過ぎない。

実施例において、円筒形状又はカプセル形状の格納容器１００が炉容器１１０を取り囲み、かつ、水線１９９下のような原子炉プール内に部分的に又は完全に浸漬される。炉容器１１０と格納容器１００との間の体積は、炉容器１１０から原子炉プールへの熱伝達を低減するべく部分的に又は完全に排気される。しかしながら、他の実施例において、炉容器１１０と格納容器１００との間の体積は、原子炉と格納容器との間の熱伝達を増加させる気体及び／又は液体によって少なくとも部分的に満たされる。

特定の実施例において、炉心１０５は、ホウ素又は他の添加物を含む水のような液体内に浸漬される。液体は、炉心表面と接触した後にチャネル１３０内へと上昇する。図１において、加熱された冷却材の上方移動は、チャネル１３０内の矢印１３５によって表される。冷却材は、熱交換器１４０及び１４５の頂部を超えて移動し、炉容器１１０の内壁に沿って対流により下方に引っ張られる。したがって、冷却材は、熱交換器１４０及び１４５に熱を付与することができる。炉容器の底部に到達した後、炉心１０５と接触することで、冷却材は加熱されて再びチャネル１３０を通って上昇する。

図１において熱交換器１４０及び１４５は２つの別個の要素として示されているが、熱交換器１４０及び１４５は、チャネル１３０に巻きつく所定数のらせんコイルであってよい。もう一つの実施例において、もう一つの所定数のらせんコイルが、反対方向でチャネル１３０に巻きついてよい。例えば、第１らせんコイルが反時計回り方向にらせん状に巻かれる一方、第２らせんコイルが時計回り方向にらせん状に巻かれる。しかしながら、異なる構成及び／又は異なる配向の熱交換器の使用を妨げるものはなく、この点において実施例は限定されない。さらに、水線１６０が熱交換器１４０及び１４５の上部分の直上に配置されて示されているが、他実施例において炉容器１１０は、これよりも少量又は多量の水を含み得る。

図１において、加熱された冷却材がチャネル１３０を通って上昇して熱交換器１４０及び１４５と接触する態様で原子炉の通常動作が進行する。冷却材は、熱交換器１４０及び１４５と接触した後、熱的サイフォンプロセスを含む態様で炉容器１１０の底に向かって沈む。図１の例において、炉容器１１０内の冷却材は大気圧を超える圧力に維持されるので、当該冷却材は、気化（すなわち沸騰）せずに高温を維持し得る。

熱交換器１４０及び１４５内の冷却材の温度が増加すると、当該冷却材は沸騰を開始する。沸騰が開始すると、気化した冷却材が、主蒸気隔離弁（ＭＳＩＶ）１８０及びＭＳＩＶ１８５を介して引き回される。蒸気のような気化した冷却材は、一以上のタービンを駆動するべく使用される。タービンは、蒸気の熱的なポテンシャルエネルギーを電気エネルギーに変換する。冷却材は凝縮後、主給水隔離弁（ＭＦＩＶ）１７０及びＭＦＩＶ１７５のような制御デバイスによって熱交換器１４０及び１４５それぞれに戻される。図１の例において、熱除去隔離弁（ＨＲＩＶ）１２０及びＨＲＩＶ１２５及び／又はＭＳＩＶ１８０及び１８５が凝縮器１５０及び１５５を、蒸気又は水のいずれも凝縮器に送達されない相対的隔離状態に維持する。一例において凝縮器１５０及び１５５は、格納容器１００に構造的に結合される。

ＭＳＩＶ１８０及び１８５、ＭＦＩＶ１７０及び１７５、並びにＨＲＩＶ１２０及び１２５は、入力ポートにおいて信号に応答するいくつかのタイプの制御デバイスの任意の一つを表す。当該デバイスは、受け取った信号に応答して入力ポートを出力ポートに接続するべく機能する。例えば、減損センサ１１５は、所定基準を満たすＭＳＩＶ１８０又は１８５の入力ポート及び／又は出力ポートにおける圧力降下又はＭＦＩＶ１７０及び１７５の入力及び／又は出力の圧力降下の検出に応答して出力ポートにおいて信号を生成する。しかしながら、他実施例において、制御デバイス（例えばＭＳＩＶ、ＭＦＩＶ、及びＨＲＩＶ）は、当該デバイスの入力ポートに存在する他の刺激に起因して作動する。

図１の例において、減損センサ１１５は、出力ポートにおいて冷却材関連事象の発生を特定する信号を生成する。当該事象は、給水喪失、外部電源喪失、冷却材ポンプ内故障、給水を運ぶ配管若しくは他のコンジットの破断、給水加熱器喪失、又は他のいずれかの、炉容器内の蒸気発生器への冷却材の流れを妨害、減損、若しくは低減する事象を含む。その結果、ＭＳＩＶ１８０及び１８５及び／又はＭＦＩＶ１７０及び１７５の一以上が、凝縮器１５０及び１５５の一以上を隔離するべく調整される。加えて、減損センサ１１５の出力ポートからの信号がもたらすＨＲＩＶ１２０及び１２５の調整によって、凝縮器１５０及び１５５を通る流れが許容される。しかしながら、他例において、ＭＳＩＶ１８０及び１８５、及び／又はＭＦＩＶ１７０及び１７５、並びに／又はＨＲＩＶ１２０及び１２５の一以上が、他の状態に起因して調整され得る。

図２Ａは、図２Ｂにおける凝縮器入力圧力の時間の関数としてのプロットとともに、図１の原子炉の一部を示す。図２Ａにおいて、原子炉の動作部分を明確化するべく、図１の原子炉の様々な部分が取り除かれ又はサイズが低減されている。図２Ｂに示されるように時刻ｔ_０は、冷却材関連事象の発生前の時刻を表す。したがって、凝縮器１５０及び／又は１５５への入力ポートにおける圧力はｐ_０と表され、通常又は定常状態圧力に対応する。時刻ｔ_０において熱交換器１４０及び１４５は、図２Ａに示されるレベルＬ_ｈ０にある液体冷却材を含む。凝縮器１５０及び１５５内に存在する液体冷却材のレベルは、やはり時刻ｔ_０においてＬ_ｃ０として表される。いくつかの実施例において、時刻ｔ_０における冷却材レベルは、Ｌ_ｃ０よりもかなり大きなレベルまで、恐らくは図２の水線１９９に近似するレベルまで増加し得ることも注意すべきである。

図２Ａの例において、冷却材関連事象が発生する場合、ＭＳＩＶ１８０は、気化した冷却材を熱交換器から阻止する態様で閉止される。冷却材関連事象はまた、凝縮器１５０の出力ポートからの冷却材が、炉容器１１０内の熱交換器１４０の入力ポートまで流れることができるようにＭＦＩＶ１７０の閉止及びＨＲＩＶ１２０のスイッチングももたらす。冷却材関連事象はＭＳＩＶ１８５閉止をもたらし、当該閉止は、熱交換器１４５の出力ポートから凝縮器１５５の入力ポートへの冷却材の流れをもたらす。冷却材関連事象はまた、凝縮器１５５の出力ポートから熱交換器１４５の入力ポートへ冷却材が流れるようにするＨＲＩＶ１２５のスイッチングももたらす。

一例では、冷却材関連事象発生後の一時刻に対応する時刻ｔ_１において、熱交換器１４０及び１４５内に存在する液体冷却材のレベルは、Ｌ_ｈｏのような相対的に高いレベルから、Ｌ_ｈ１として表される相対的に低いレベルまで低下する。相対的に大量の冷却材が液相から気相へ変換されると、熱交換器内における並びに凝縮器１５０及び１５５の入力ポートにおける圧力は、図２Ｂに示されるｐ_１のレベルまで増加する。熱交換器１４０及び１４５からの増加した圧力下にある気化した冷却材が凝縮器１５０及び１５５の入力ポートへ流れることが許容されると、少なくともなんらかの液体冷却材が凝縮器１５０及び１５５から追い出され、液体冷却材のレベルがＬ_ｃ０からＬ_ｃ１へ低下する。

熱交換器１４０及び１４５の出力ポートからの気化した冷却材が凝縮器１５０及び１５５の入力ポートへ送達されると、当該冷却材は、凝縮器から原子炉及び凝縮器が少なくとも部分的に浸漬されている周辺液体への熱伝達に起因して、気相から液相への相変化を起こす。したがって時刻ｔ_２において、熱交換器１４０及び１４５並びに凝縮器１５０及び１５５内の対応する圧力は、ｐ_１からｐ_０に近似するレベルまで戻る。気化した冷却材のさらなる凝縮が発生すると、熱交換器１４０及び１５５内に存在する冷却材のレベルはＬ_ｈ１からＬ_ｈ２へ増加する。図２Ａにおいて、凝縮器１５０及び１５５内の液体冷却材のレベルＬ_ｃ２は、Ｌ_ｃ１にほぼ等しいものとして示されている。しかしながら、他実施例においてＬ_ｃ２は、Ｌ_ｃ１よりも多いか又は少ないレベルも表し得る。

図３は第２実施例の原子炉及び関連する熱除去システムの概略図である。図３において格納容器２００は、炉心２０５を含む炉容器２１０を取り囲む。炉心２０５の熱が生成されると、矢印２３５によって示されるように液体冷却材は、チャネル２３０を通り、かつ、熱交換器２４０及び２４５の上部分を超えて上方に昇る。冷却材が炉容器２１０の周囲に沿って下方へ移動すると、当該冷却材は、熱交換器２４０及び２４５に熱を付与する。例えば、炉容器２１０内の冷却材はレベル２６０まで満たされる。

一実施例において、凝縮器２５０及び２５５を伴う格納容器２００は、原子炉区画内の水線２９９より低いところに少なくとも部分的に浸漬される。当該区画において、凝縮器が原子炉区画壁２９０及び２９５に構造的に結合される。例えば、冷却材関連事象中、ＭＳＩＶ２８０及び２８５並びに／又はＭＦＩＶ２７０及び２７５の一以上が、熱交換器２４０及び２４５からの冷却材の流れを阻止するべく調整される。加えて、ＨＲＩＶ２２０及び２２５が調整されて、凝縮器２５０及び２５５を通る熱交換器２４０及び２４５の入力ポートまでの流れが許容される。しかしながら、他の状態に起因してＭＳＩＶ２８０及び２８５、ＭＦＩＶ２７０及び２７５、並びに／又はＨＲＩＶ２２０及び２２５の一以上が調整され得るので、この点で実施例が限定されないことにも注意すべきである。

図４は、いくつかの実施例の熱除去システムを用いる原子炉の概略図である。図４において、格納容器３００は炉容器３１０よりも相当に大きい。炉心３０５は、炉容器３１０内の冷却材と接触するように示されている。冷却材は、炉心による加熱に起因して上昇する。第１例において、凝縮器３５１は炉容器３１０と格納容器３００との間に配置され、水線３６０の下にある一位置から冷却材を引き込む。冷却材は、凝縮器３５１を貫通した後、炉容器３１０内の炉心３０５近くの一位置に戻るように供給される。これにより、炉容器３１０内の一次ループからの冷却材から熱を除去する性能が得られる。二次ループにおいて、水線３９９より低いところに少なくとも部分的に浸漬される凝縮器３５０は、凝縮器３５１と流体的に結合され、凝縮器３５１からの熱を除去する性能が得られる。

図４にも示されるように、第２例において凝縮器３５２の入力ポート及び出力ポートは、炉容器３１０内の冷却材と直接的なインターフェイスをなす。図４にも示されるように、第３例において凝縮器３５２は、格納容器３００とともに原子炉区画内の液体の共通プールの中に少なくとも部分的に浸漬される。もう一つの例において、凝縮器３５３及び格納容器３００は、液体の共通プール内の水線３９９より低いところに少なくとも部分的に浸漬される。凝縮器３５３は熱交換器３４５から冷却材を受け取り、低下した温度の冷却材を炉容器３１０内の熱交換器へ与える。

図５は、サービス装置上に載置される原子炉用格納容器の端面図である。図５において、格納容器４１５はサービス装置４２０上に載置されている。凝縮器４０５及び４１０は双方が、円筒形状又はカプセル形状の格納容器の一側に、互いに隣接して構造的に結合される。凝縮器を格納容器に一体構造として取り付けることにより、水が満たされた原子炉区画から構造物全体を取り除いてサービス装置４２０上に、運搬、燃料交換、修理、及び／又は他の保守を目的として配置することができる。

いくつかの例が例示されかつ記載されたが、以下の特許請求の範囲から逸脱することなく他の様々な修正例が可能であって均等例が代用可能であることは当業者が理解するところである。

Claims (20)

1. 原子炉であって、
   炉容器と、
   前記炉容器を取り囲む格納容器と、
   前記炉容器内からの冷却材を受け取る第１凝縮器と
   を含み、
   前記格納容器及び第１凝縮器は、共通プール内に少なくとも部分的に浸漬される原子炉。
2. 前記共通プールは液体冷却材を含む、請求項１に記載の原子炉。
3. 前記第１凝縮器は前記格納容器に構造的に結合される、請求項１に記載の原子炉。
4. 前記格納容器の円筒状部分上において、第２凝縮器が前記第１凝縮器に隣接して構造的に結合される、請求項１に記載の原子炉。
5. 前記第１凝縮器から前記炉容器内にある前記熱交換器の第１部分へ冷却材が流れることを許容するべく調整可能な制御デバイスをさらに含む、請求項１に記載の原子炉。
6. 前記炉容器内にある前記熱交換器の第２部分から前記第１凝縮器へ冷却材が流れることを許容するべく調整可能な制御デバイスをさらに含む、請求項５に記載の原子炉。
7. 前記原子炉の冷却システムの減損に応答する減損センサをさらに含み、
   前記減損センサは、制御デバイスの入力ポートへの出力信号を生成し、
   前記制御デバイスは、前記第１凝縮器から前記炉容器内にある前記熱交換器へ冷却材が流れることを許容するべく調整可能である、請求項６に記載の原子炉。
8. 前記凝縮器は、前記共通プールの形状を少なくとも部分的に画定する構造物の内表面に構造的に結合される、請求項１に記載の原子炉。
9. 原子炉から熱を除去する方法であって、
   制御デバイスを作動させることと、
   前記制御デバイスの作動への応答として、気化した冷却材を、凝縮器を通して送達することと
   を含み、
   前記凝縮器、及び前記原子炉の格納容器は、共通プール内に少なくとも部分的に浸漬され、
   前記凝縮器及び前記格納容器は、前記共通プールの液体と直接的に接触する方法。
10. 前記送達することは、前記気化した冷却材を、前記格納容器に構造的に結合された凝縮器へ送達することを含む、請求項９に記載の方法。
11. 前記送達することは、前記気化した冷却材を、前記共通プールの形状を少なくとも部分的に画定する構造物の表面に構造的に結合された凝縮器に流体的に結合することを含む、請求項９に記載の方法。
12. 前記制御デバイスを作動させる前に、前記原子炉の冷却性能の減損を感知することをさらに含む、請求項９に記載の方法。
13. 前記感知することは、給水喪失、外部電源喪失、冷却材ポンプ内故障、給水を運ぶ配管若しくは他のコンジットの破断、給水加熱器喪失、及びこれらの任意の組み合わせからなる群の一つに少なくとも部分的に起因する、請求項１２に記載の方法。
14. 使用される原子炉及び関連する凝縮器を構成する方法であって、
    前記凝縮器を前記原子炉に構造的に又は流体的に結合することと、
    前記凝縮器及び前記原子炉を、液体の共通プール内に少なくとも部分的に浸漬することと
    を含み、
    前記少なくとも部分的に浸漬された凝縮器が前記共通プールの液体と直接的に接触する方法。
15. 前記結合することは、前記凝縮器を、前記原子炉を収容する格納容器に付着させることを含む、請求項１４に記載の方法。
16. 前記結合することは、前記凝縮器の入力ポートに冷却材運搬コンジットを流体的に結合することを含み、
    前記凝縮器は、液体の前記共通プールの形状を少なくとも部分的に画定する表面に構造的に結合される、請求項１５に記載の方法。
17. 熱除去システムであって、
    原子炉からの熱を除去するべく動作可能な凝縮器であって、前記原子炉を取り囲むプール内に少なくとも部分的に浸漬される凝縮器と、
    前記原子炉の冷却性能の減損を検出する手段と、
    前記冷却性能の減損を検出する手段からの出力信号への応答として、気化した冷却材が前記凝縮器へ流れることを制御する手段と
    を含む熱除去システム。
18. 前記凝縮器は、前記原子炉を取り囲むプールの形状を少なくとも部分的に画定する構造物の表面に構造的に結合される、請求項１７に記載の熱除去システム。
19. 前記凝縮器は、前記原子炉を収容する格納容器に構造的に結合される、請求項１７に記載の熱除去システム。
20. 前記凝縮器は、前記格納容器の外表面に構造的に結合される、請求項１９に記載の熱除去システム。

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