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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劣化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。
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劣化を検出する手段と、当該冷却性能の劣化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。
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。公称冷却性能の劣化を検出する劣化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。冷却性能の劣化は、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、劣化、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、劣化センサ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、劣化センサ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、劣化、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、劣化センサ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t0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p0と表され、通常又は定常状態圧力に対応する。時刻t0において熱交換器140及び145は、図2Aに示されるレベルLh0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t0においてLc0として表される。いくつかの実施例において、時刻t0における冷却材レベルは、Lc0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t1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、Lhoのような相対的に高いレベルから、Lh1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p1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Lc0からLc1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t2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、p1からp0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Lh1からLh2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Lc2は、Lc1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Lc2は、Lc1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)
- 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。 - 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。
- 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。
- 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。
- 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。
- 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。
- 前記原子炉の冷却性能の劣化に応答する劣化センサをさらに含み、
前記劣化センサは、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。 - 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。
- 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。 - 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。
- 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。
- 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劣化を感知することをさらに含む、請求項9に記載の方法。
- 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。
- 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。 - 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。
- 前記結合することは、冷却材を運ぶコンジットを前記凝縮器の入力ポートに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。 - 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劣化を検出する手段と、
前記冷却性能の劣化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。 - 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。
- 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。
- 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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