JP2016505158A - 使用済燃料プールの代替受動的冷却システムおよび方法 - Google Patents

使用済燃料プールの代替受動的冷却システムおよび方法 Download PDF

Info

Publication number
JP2016505158A
JP2016505158A JP2015556006A JP2015556006A JP2016505158A JP 2016505158 A JP2016505158 A JP 2016505158A JP 2015556006 A JP2015556006 A JP 2015556006A JP 2015556006 A JP2015556006 A JP 2015556006A JP 2016505158 A JP2016505158 A JP 2016505158A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
gap
spent fuel
fuel pool
water
cooling system
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.)
Granted
Application number
JP2015556006A
Other languages
English (en)
Other versions
JP6315618B2 (ja
Inventor
デデラー、ジェフリー、ティー
ブラウン、ウィリアム、エル
ヴェレブ、フランク
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.)
Westinghouse Electric Co LLC
Original Assignee
Westinghouse Electric Co 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
Application filed by Westinghouse Electric Co LLC filed Critical Westinghouse Electric Co LLC
Publication of JP2016505158A publication Critical patent/JP2016505158A/ja
Application granted granted Critical
Publication of JP6315618B2 publication Critical patent/JP6315618B2/ja
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/18Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/02Details of handling arrangements
    • G21C19/06Magazines for holding fuel elements or control elements
    • G21C19/07Storage racks; Storage pools
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21DNUCLEAR POWER PLANT
    • G21D3/00Control of nuclear power plant
    • G21D3/04Safety arrangements
    • G21D3/06Safety arrangements responsive to faults within the plant
    • 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
    • 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

Landscapes

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

Abstract

本発明は、全交流電源喪失事象のようなサイト内およびサイト外電源が存在しない状況で原子力発電所の使用済燃料プールを冷却する受動的冷却システムおよび方法に関する。当該システムは、使用済燃料プールの周囲に沿って形成されたギャップ、ヒートシンク、1つ以上の熱伝導性部材、水を移送する水供給システムであって、当該ギャップの少なくとも一部を水で満たし、当該使用済燃料プールで発生した熱を当該ギャップを介して当該少なくとも1つの熱伝導性部材に伝え、熱を当該ヒートシンクに運ぶための水供給システム、ならびに当該水供給システムを有効および無効にするための熱スイッチ機構を含む。本発明の使用済燃料プール受動的冷却システムおよび方法は、特に、使用済燃料プール能動的冷却システムが利用できないか、または運転できない場合に有用である。

Description

本発明は概して、原子力発電所の使用済燃料プールの代替受動的冷却システムおよび方法に関し、具体的には、サイト内およびサイト外の電源喪失により通常の使用済燃料プール能動的冷却システムが機能を喪失した場合に使用済燃料プールを冷却する機構に関する。
原子力発電所は、原子炉内に含まれる放射性物質の核分裂の結果として、電力を発生させる。この核反応は変動しやすいので、原子力発電所は、公衆の健康と安全を確実に保証するように設計される。
従来の原子炉において、電力の発生に使用する放射性物質とは原子燃料のことである。原子燃料は、燃料サイクルの寿命の進行に伴い減損する、すなわち使用済みとなる。原子燃料は再処理されないので、原子炉から定期的に使用済燃料が取り出される。使用済燃料は、取り出された後も「崩壊熱」と呼ばれる高い熱を発生し、放射能を持ち続ける。崩壊熱は時間と共に指数関数的に自然減衰するが、それでも、数年にわたって水冷が必要となるエネルギーを発生する。したがって、使用済燃料を受け取って貯蔵するための安全な貯蔵施設が必要である。モジュール式小型炉やその他の加圧水型原子炉から成る原子力発電所では、原子炉から取り出された使用済燃料の貯蔵施設として使用済燃料プールが設けられている。使用済燃料プールは、典型的にはコンクリート製であり、原子燃料を冠水状態に保つ上で十分な水位の水を含んでいる。使用済燃料プールは、典型的には水深40フィート以上である。また、使用済燃料プール内での燃料の劣化を防ぐために、水質の制御および監視も行われる。さらに、プール内の使用済燃料から発生する熱を除去するために、水は継続的に冷却される。
典型的な原子力発電所は、貯蔵された使用済燃料が発生する崩壊熱を使用済燃料プールの水から除去できるように設計された使用済燃料プール能動的冷却システムを含む。「能動的」冷却システムには、所望の冷却機能を果たすためのポンプや弁の作動に交流電源を必要とするものが含まれる。使用済燃料プールの水温を規制上の許容限度内に保ち、使用済燃料プールの水温が限度を超えても沸騰しないようにするために、崩壊熱を除去する必要がある。ウェスチングハウスの受動的炉心冷却システムを含むAP1000などの一部の加圧水型原子炉において、使用済燃料プール冷却システムは非安全関連システムである。AP1000以外の炉型などその他の加圧水型原子炉では、使用済燃料プール冷却システムは安全関連システムである。
使用済燃料プール能動的冷却システムは一般的に、使用済燃料プールからの高温水を、冷却のため、熱交換器に循環させる使用済燃料プールポンプを含む。冷却された水は、使用済燃料プールへ還流する。使用済燃料プール冷却システムは、2系列の機械装置を含むことができる。各系列は、1台の使用済燃料プールポンプ、1台の使用済燃料プール熱交換器、1台の使用済燃料プール脱塩装置および1台の使用済燃料プールフィルタを有する。この2つの機器系列は、吸込みヘッダーおよび吐出しヘッダーを共用することができる。使用済燃料プール冷却システムはさらに、システムの運転に必要な配管、弁および計装を含む。典型的には、1つの系列が継続的に使用済燃料プールの冷却と浄化を行っている間、もう1つの系列は、水の移送に、または、格納容器内燃料交換用貯水タンクの浄化に、若しくは稼働中の系列の予備系列として利用可能である。
図1に示すのは、先行技術に基づく、通常運転時の使用済燃料プール能動的冷却(SFPC)システム10である。SFPCシステム10は、使用済燃料プール5を含む。使用済燃料プール5は、原子炉(図示せず)から使用済燃料プール5へ移送された使用済燃料(図示せず)が発生する崩壊熱によって温度が上昇した水を蓄えており、水位を16で示す。SFPCシステム10は、系列Aおよび系列Bを含む。系列AおよびBは、使用済燃料プール5の水を冷却するために使用される。前述のように、系列AまたはBのうちの一方は使用済燃料プール5の冷却と浄化のために継続的に運転し、もう一方の系列は予備として利用できるようにするのが一般的である。系列AおよびBはそれぞれ、SFPCポンプ25、SFPC脱塩装置およびフィルターシステム45を含む。系列AおよびBは、共通の吸込みヘッダー20および吐出しヘッダー50を使用する。系列AおよびBのそれぞれにおいて、使用済燃料プール5から吸込みヘッダー20を介して出た水が、SFPCポンプ25によりSFPC熱交換器30へ圧送される。SFPC熱交換器30では、補機冷却水システム(CCWS)(図示せず)からの水が流路40を通って流入した後、CCWSへ還流する。使用済燃料プール5からSFPC熱交換器30へ流入した水に含まれる熱は、流路40を介してSFPC熱交換器30へ流入しCCWSへ戻る水へ伝達される。冷却された水はSFPC熱交換器30を出て、SFPC熱交換器30の下流に配置されたSFPC脱塩装置およびフィルターシステム45を通過する。脱塩装置およびフィルターシステム45を出た、浄化され冷却された水は、共用の吐出しヘッダー50を介して使用済燃料プール5内へ還流する。
原子炉の事故事象を緩和するために、図1に示す能動的なSFPCシステムに加えて、運転員による介入やサイト外電源を使用しない受動的動力供給型システムを用いるのは、当技術分野で周知である。このような受動的システムは、圧縮ガス、重力流、自然循環流、対流などの自然力に依存し、ポンプ、ファン、ディーゼル発電機などの能動的な補機に頼らない安全機能に重点を置く。さらに、受動的システムは、交流電源、補機冷却水、水道水、HVAC(換気空調系)などの安全級支援システムがなくても機能するよう設計されている。使用済燃料プール受動的冷却システムは、使用済燃料を保護するための一次的手段が受動的手段であり、使用済燃料プール水インベントリを沸騰させることで崩壊熱を除去するように設計できる。
例えば、使用済燃料プール能動的冷却システムの能力の完全な喪失または故障を想定した場合、使用済燃料プールの水の熱容量によって使用済燃料を冷却することができる。使用済燃料の崩壊熱はプール水に伝達され、ある程度の期間が経過すると水が沸騰する。プール水の沸騰によって放射能を持たない蒸気が発生し、この蒸気が崩壊熱エネルギーを大気に伝達する。或る期間が経過した後、沸騰に伴うインベントリの損失を補うために、使用済燃料プールに水を補給する必要が生じる。プール水位を使用済燃料の最上部より高く保つために代替手段によって使用済燃料プールに水を補給し、プール水を沸騰させて崩壊熱を継続的に除去することができる。使用済燃料プール水の沸騰によって、多量の蒸気が燃料取扱室に入る。燃料取扱室内で蒸気は空気と混合し、そこで形成された蒸気/空気混合物が特別設計の逃がしパネルを介して受動的に大気へ排出され、それに伴って燃料取扱室内の温度が下がる。
使用済燃料プール水のボイルオフ速度は、プール内の燃料が発生する崩壊熱に大きく依存する。崩壊熱の発生量は、原子炉から取り出した燃料が使用済燃料プールに入れられてからの経過時間に依存する。冷却喪失事象が起きてから最初の72時間は、使用済燃料プールインベントリ、キャスク洗浄ピットに貯蔵された水、燃料移送キャナルからの水などの、安全関連の供給源から水が供給されるのが一般的である。72時間を超えてもさらに補給水が必要な場合、格納容器受動的冷却装置の補助貯水タンクの水を使用済燃料プールに供給することができる。
本発明は、サイト内およびサイト外電源喪失事象時、使用済燃料プール能動的冷却システムを利用して使用済燃料プールを冷却できない場合に、使用済燃料が発生する崩壊熱を除去するための使用済燃料代替受動的冷却システムおよび方法を提供する。
一局面において、本発明は、サイト内およびサイト外電源が存在しない状況で原子力発電所の使用済燃料プールを冷却するための受動的冷却システムを提供する。当該システムは、使用済燃料プールの周囲の少なくとも一部に沿って形成され、第1の側面と第2の側面とを有するギャップ、ヒートシンク、第1の端部が当該ギャップの第2の側面に接続され、第2の端部が当該ヒートシンクに接続され、ギャップからヒートシンクへ熱を運ぶように構成された1つ以上の熱伝導性部材、給水源と、第1の端部が当該給水源に接続され、第2の端部がギャップに接続された吐出しヘッダーとから成る水供給システム、ならびに有効位置と無効位置とを有し、有効位置にある時は水供給システムから水をギャップに移送するように、また、無効位置にある時は水供給システムの水のギャップへの放出を阻止するように構成された熱スイッチ機構から成る。当該熱スイッチ機構が有効位置にある時、使用済燃料プールで発生する熱がギャップに伝導し、さらに1つ以上の熱伝導性部材を介してヒートシンクへ運ばれる。
或る特定の実施態様では、当該受動的冷却システムは、1つ以上の熱伝導性部材からヒートシンクへ熱が伝わり易くするために当該1つ以上の熱伝導性部材の第2の端部に取り付けられた1つ以上の熱伝導性冷却フィンをさらに具備することができる。
さらに、当該受動的冷却システムは、吐出しヘッダーに配置され、開位置の時はギャップに水が流入し、閉位置の時はギャップへの水の流入が阻止されるように構成された弁を具備することができる。
さらに、当該受動的冷却システムは、加圧水型原子炉を有する原子力発電所に組み入れることができる。
或る特定の実施態様では、ギャップの第1の側面を使用済燃料プールの内張り材によって形成することができる。ギャップの第2の側面は、コンクリート壁によって形成することができる。ギャップを連続的にしたり、ギャップに複数の流路が形成されるよう仕切りを設けたりすることができる。
或る特定の実施態様では、吐出しヘッダーがギャップの最上部またはその近傍に配置されている。ギャップが複数の流路を形成するよう仕切られている場合は、各流路内に吐出しヘッダーを設置することができる。
さらに、使用済燃料プール能動的冷却ポンプに交流電源を提供するように作動可能な非常用ディーゼル発電機が利用可能であるか否かにかかわらず、サイト外電源喪失事象に呼応して有効位置になる熱スイッチを設けることができる。熱スイッチは、全交流電源喪失に呼応し、すべての予備直流電源を使い果たすと、有効位置になる。
或る特定の実施態様において、ヒートシンクは、土塊、使用済燃料プール構造物の基礎または床に使用されるコンクリート塊もしくはその他の材料、またはそれらの組み合わせから成る群より選択することができる。
別の局面において、本発明は、サイト内およびサイト外電源が存在しない状況で原子力発電所の使用済燃料プールを受動的に冷却する方法を提供する。この方法は、使用済燃料プールの周囲の少なくとも一部に沿って、第1の側面と第2の側面とを有するギャップを形成し、ヒートシンクを提供し、ギャップの少なくとも一部を水で満たし、使用済燃料プールから、少なくとも一部が水で満たされたギャップを介して熱を伝導させ、少なくとも一部が水で満たされたギャップからヒートシンクへ熱を運ぶことから成る。
或る特定の実施態様では、給水源の水を吐出しヘッダーを介してギャップに排出することによって、ギャップの少なくとも一部を水で満たす。吐出しヘッダーは、水の流れを制御する手段を含むことができる。この手段には、開位置および閉位置を有する弁が含まれる。
ギャップの第1の側面は使用済燃料プールの内張り材とすることができ、ギャップの第2の側面は使用済燃料プールのコンクリート壁とすることができる。ギャップに複数の流路が形成されるように仕切りを設けることができる。各流路は、流路内に水を送り込むための吐出しヘッダーを含むことができる。
或る特定の実施態様において、本方法は、ギャップからヒートシンクへ熱を伝導させるために、少なくとも1つの熱伝導性部材の1つの端部をギャップの第2の側面に取り付け、少なくとも1つの熱伝導性部材の別の端部をヒートシンクに取り付けて、熱を空気ギャップを介して伝導させることにより、熱を少なくとも1つの熱伝導性部材を介してヒートシンクへ運ぶ。
先行技術に基づく典型的な使用済燃料プール能動的冷却システムの概略図である。
本発明の或る特定の実施態様に係る使用済燃料プール受動的冷却システムの上面図である。
本発明の或る特定の実施態様に係る図2の受動的使用済燃料プール冷却システムの、通常運転時における水供給システムの概略図である。
本発明の或る特定の実施態様に係る図2の受動的使用済燃料プール冷却システムの、電源喪失事象時における水供給システムの概略図である。
本発明の或る特定の実施態様に係る図2の使用済燃料プール冷却システムにおいて、通常運転条件下でヘッダーが水で満たされ、熱スイッチが無効位置にある状態を示す概略図である。
本発明の或る特定の実施態様に係る図2の使用済燃料プール冷却システムにおいて、電源喪失事象時にヘッダーが空で、熱スイッチが有効位置にある状態を示す概略図である。
本発明は、モジュール式小型炉、他の加圧水型原子炉および沸騰水型原子炉のような原子炉を含む原子力発電所の使用済燃料プールを冷却する受動的冷却システムおよび方法に関する。本発明の受動的冷却システムおよび方法は特に、サイト内およびサイト外電源喪失(全交流電源喪失など)の結果起こるかも知れない通常の使用済燃料プール能動的冷却システムの能力喪失事象時に使用される。
本発明は、使用済燃料プールから崩壊熱を除去するヒートシンクの使用を伴う。このヒートシンクは、熱を吸収できる多様な材料、例えば土・泥、岩石やコンクリートなどの充填材、およびそれらの組み合わせを含むことができる。或る特定の実施態様において、ヒートシンクは、使用済燃料プール構造物の基礎または床に使用される土塊、コンクリート塊もしくはその他の材料、またはそれらの組み合わせである。全交流電源喪失事象が発生すると、それに呼応して、使用済燃料プールから崩壊熱が除去され、ヒートシンクへ伝達される。ヒートシンクは、使用済燃料プールに比較的近い場所に設置される。典型的な設計の原子力発電所において、使用済燃料プールおよび周囲構造物は、使用済燃料プールを取り囲む領域、例えばそれらに隣接する領域をヒートシンクとして利用できないようにする設計および構造になっていることがある。したがって、使用済燃料プールから除去された熱をヒートシンクへ移送する手段を設ける必要がある場合がある。様々な移送手段が考えられる。或る特定の実施態様では、ヒートパイプのような1つ以上の高熱伝導性部材を用いて熱を移送する。さらに、通常運転時には、ヒートシンクが低温に保たれるように、使用済燃料プールからヒートシンクへの熱移送を阻止し、全交流電源喪失などの事象時には、ヒートシンクとして利用可能である仕組みが必要である。
本発明では、使用済燃料プールの内壁面を、使用済燃料プールの周囲の少なくとも一部に沿って、使用済燃料プール内側壁と、使用済燃料プール外側壁とにより形成されるギャップを有するように、改造する。したがって、ギャップの一方の側面は使用済燃料プール内側壁によって、また、もう一方の側面は使用済燃料プール外側壁によって構成される。使用済燃料プール内側壁は、ステンレス鋼の内張り材によって形成することができ、使用済燃料プール外側壁は、一般的には鋼内張り鉄筋コンクリート等のコンクリート製である。ギャップの幅と奥行きは様々である。使用済燃料プール外側壁より外側の領域は、ヒートシンクとして利用できる。
原子力発電所の通常運転時、このギャップには、使用済燃料プールからの熱伝導による熱流を妨げるために、空気が入っている。しかし、全交流電源喪失のような非常時には、このギャップの少なくとも一部が水で満たされる。水は空気よりも、例えば約20倍、熱を伝えやすい。したがって、使用済燃料プールから、少なくとも一部が水で満たされたギャップへ熱を伝導させる。
水は、様々な従来のシステムおよび方法によりギャップに供給できる。或る特定の実施態様では、給水源が使用済燃料プール外側壁に接続された吐出しヘッダーまたはマニホールドに付いており、ギャップに水を吐き出す。給水源は、タンクや水溜めなど様々な形態をとることができる。吐出しヘッダーは、空気作動電磁弁などの故障時安全側に作動する受動弁を含むことができる。通常運転時に、弁を閉じることによって、ギャップへの水の流入を阻止し、熱伝導性部材を介して熱が伝わらないようにする。全交流電源喪失のような電源喪失事象が起きた場合、典型的には圧縮ばねの形態の貯蔵エネルギーを利用して弁を開き(故障時開など)、給水源の水を吐出しヘッダーを介してギャップに流入させることができる。その結果、熱伝導性部材が有効になって、熱がギャップからヒートシンクへ流れる。
或る特定の実施態様において、ギャップは、使用済燃料プールの周囲に沿って連続する構造である。別の実施態様では、ギャップには複数の流路が形成されるように仕切りを設けることができる。それに応じて、ヘッダーを使用済燃料プールの周囲を連続的に延びるようにするか、あるいは、ギャップ内に形成された流路にヘッダーを対応させて、各流路内にヘッダーが配置されるようにしてもよい。ヘッダーは、典型的にはギャップの最上部またはその近傍に配置される。
緊急事態において、使用済燃料プールから除去された熱は、ギャップを伝導してヒートパイプなどの熱伝導性部材へ伝わる。使用済燃料プール外側壁、例えばギャップのコンクリート壁(鋼内張り鉄筋コンクリートなど)は、熱伝導性部材に取り付け点を提供する。そのような熱伝導性部材を、使用済燃料プール外側壁を貫通させて、一方の端部がギャップに隣接または接触するようにしてもよい。熱伝導部材のもう一方の端部は、ヒートシンクに直接または間接的に接続することができる。或る特定の実施態様では、ヒートパイプが、使用済燃料プールの壁からヒートシンクへ熱を移送する。一般的にヒートパイプは、中間流体の蒸発と凝縮を利用して非常に高い熱伝導性を実現する。
或る特定の実施態様では、熱スイッチ機構により高熱伝導性部材を有効または無効にする。使用済燃料プール能動的冷却システムが利用可能かつ運転可能な場合のような通常運転時には、使用済燃料プールからヒートシンクへの熱移送を阻止するために、熱スイッチ機構は高熱伝導性部材を無効にする配置になる。しかし、通常のプール冷却機能を喪失した場合、使用済燃料プールから除去された熱がヒートシンクへ移送されるように、熱スイッチ機構は高熱伝導性部材を有効にする配置になる。
図2に示すのは、本発明の或る特定の実施態様に係る使用済燃料プール代替受動的冷却システム1の上面図である。システム1は、使用済燃料プール5’と、使用済燃料プール5’の内周に沿って形成されたギャップ7とを含む。ギャップ7は、使用済燃料プール5’の内側壁9(例えば内張り材)と使用済燃料プールの外側壁11(例えば二次コンクリート壁)によって形成される。ギャップ7の幅13および奥行き(図示せず)は様々である。さらに、図2は、各々が第1の端部17および第2の端部19を有する複数のヒートパイプ15を示している。第1の端部17は外側壁11に接続され、第2の端部19はヒートシンク23に接続される。或る特定の実施態様では、第2の端部19を熱分配器21に接続してもよい。熱分配器21は、表面積が大きく伝導性で金属製の冷却フィン22のアレイを含み、このアレイは、複数のヒートパイプ15の第2の端部19の熱集中部から面積の大きなヒートシンク23へ熱を分配することができる。図2は、ただ1つの第2の端部19が熱分配器21に接続された例を示すが、或る特定の実施態様では、複数の第2の端部19を熱分配器21に接続することができる。例えば、或る特定の実施態様では、複数のヒートパイプ15の第2の端部19がそれぞれ熱分配器21に接続されている。さらに、図2に示す例には冷却フィン22が4つあるが、或る特定の実施態様では、冷却フィン22の数は4つより多いことも少ないこともある。さらに、或る特定の実施態様では、集中部から熱を分配するのに適した別の構造体を冷却フィン22の代わりに用いることができる。前述のように、ギャップ7は、通常運転時は空気で満たされ、全交流電源喪失のような事象時には水で満たされる。事象が起きた時に、熱は使用済燃料プール5’からギャップ7を横切って第1の端部17へ伝導し、さらにヒートパイプ15を介して、第2の端部19へ、さらにヒートシンク23へ伝導する。
図3に示すのは、本発明の或る特定の実施態様に係る、通常運転時にギャップ7(図2に示す)への水の流れが制御される水供給システム25’である。図3は、空気(図示せず)で満たされたギャップ7と、ギャップ7の最上部またはその近傍に配置されたヘッダー27とを示している。ヘッダー27は、当該ヘッダーに接続された水タンク26から供給される水(図示せず)で満たされる。ヘッダー27内に電磁弁29が配置されており、この電磁弁は、通常運転時は、サイト内電源を供給されて付勢され、閉じている。
図4に示すのは、本発明の或る特定の実施態様に係る、サイト内およびサイト外電源喪失事象(全交流電源喪失など)時にギャップ7(図2に示す)への水の流れが制御される水供給システム25”である。図4は、図3と同様にギャップ7、ヘッダー27、水タンク26および電磁弁29を示す。ただし、通常運転時を示す図3では、ギャップ7に空気が入っており、電磁弁29が閉じていて、ギャップへの水の流入を阻止している。一方、電源喪失時を示す図4では、電磁弁29が開いていて、水が水タンク26からヘッダー27を介してギャップ7に流入できる。水は空気より有意に熱伝導度が高いので、熱はギャップ7を介してヒートパイプ15および熱分配器21(図2に示す)に伝導し、さらにヒートシンク23(図2に示す)へ分配される。
図5に示すのは、使用済燃料プール5’、ギャップ7、内側壁9、外側壁11、ヒートパイプ15および第1の端部17を含む、図2に示した使用済燃料プール代替受動的冷却システム1の断面図である。図5はさらに、通常の運転条件下の、水で満たされた熱スイッチヘッダー32、水が空のギャップ7、および無効位置にある熱スイッチ34を含む。
図6に示すのは、使用済燃料プール5’、ギャップ7、内側壁9、外側壁11、ヒートパイプおよび第1の端部17を含む、図2のた使用済燃料プール代替受動的冷却システム1の断面図である。図6はさらに、図5と同様に熱スイッチヘッダー32および熱スイッチ34を示す。ただし図6では、全交流電源喪失事象などの条件下で、熱スイッチヘッダー32は空であり、ギャップ7は水(陰影で示す)で満たされており、熱スイッチ34は有効位置にあるため、熱がヒートパイプ15を介してヒートシンク23(図2に示す)へ伝導できる。
本発明を、様々な具体的な実施態様に関して説明したが、添付の特許請求の思想および範囲内で変更を加えた上で本発明を実施できることは、当業者が理解するところである。

Claims (20)

  1. サイト内およびサイト外電源が存在しない状況で原子力発電所の使用済燃料プール(5’)を冷却するための受動的冷却システム(1)であって、当該システムは、
    当該使用済燃料プール(5’)の周囲の少なくとも一部に沿って形成され、第1の側面(9)と第2の側面(11)とを有するギャップ(7)、
    ヒートシンク(23)、
    第1の端部(17)が当該ギャップ(7)の当該第2の側面(11)に接続され、第2の端部(19)が当該ヒートシンク(23)に接続され、当該ギャップ(7)から当該ヒートシンク(23)へ熱を運ぶように構成された1つ以上の熱伝導性部材(15)、
    給水源(26)と、第1の端部が当該給水源(26)に接続され、第2の端部が当該ギャップ(7)に接続された吐出しヘッダー(27)とから成る水供給システム(25’,25”)、ならびに
    有効位置と無効位置とを有し、当該有効位置にある時は当該水供給システム(25’、25”)から水を当該ギャップ(7)に移送するように、また、当該無効位置にある時は水供給システムの水の当該ギャップ(7)への放出を阻止するように構成された熱スイッチ(34)機構
    から成り、
    当該熱スイッチ(34)機構が有効位置にある時は、当該使用済燃料プール(5’)で発生する熱が当該ギャップ(7)に伝導し、さらに1つ以上の熱伝導性部材(15)を介してヒートシンク(23)へ運ばれることを特徴とする、
    受動的冷却システム(1)。
  2. 前記1つ以上の熱伝導性部材(15)から前記ヒートシンク(23)へ熱が伝わり易くするために前記1つ以上の熱伝導性部材(15)の第2の端部(19)に取り付けられた1つ以上の熱伝導性冷却フィン(22)をさらに含む、請求項1の受動的冷却システム(1)。
  3. 前記吐出しヘッダー(27)に配置された弁(29)が、開位置の時にギャップ(7)に水が流入し、閉位置の時にギャップ(7)への水の流入が阻止されるように構成されている、請求項1の受動的冷却システム(1)。
  4. 前記原子力発電所が加圧水型原子炉を有する、請求項1の受動的冷却システム(1)。
  5. 前記ギャップ(7)の前記第1の側面(9)が使用済燃料プールの内張り材によって形成される、請求項1の受動的冷却システム(1)。
  6. 前記ギャップ(7)の前記第2の側面(11)がコンクリート壁によって形成される、請求項1の受動的冷却システム(1)。
  7. 前記ギャップ(7)が連続している、請求項1の受動的冷却システム(1)。
  8. 前記ギャップ(7)が複数の流路を形成するように仕切られた、請求項1の受動的冷却システム(1)。
  9. 前記吐出しヘッダー(27)が前記ギャップ(7)の最上部またはその近傍に配置された、請求項1の受動的冷却システム(1)。
  10. 前記複数の流路のそれぞれに前記吐出しヘッダー(27)が設置された、請求項8の受動的冷却システム(1)。
  11. 使用済燃料プール能動的冷却ポンプに交流電源を提供するように作動可能な非常用ディーゼル発電機が利用可能であるか否かにかかわらず、前記熱スイッチ(34)が、サイト外電源喪失事象に呼応して有効位置になる、請求項1の受動的冷却システム(1)。
  12. 全交流電源喪失に呼応し、すべての予備直流電源を使い果たすと、前記熱スイッチ(34)が有効位置になる、請求項1の受動的冷却システム(1)。
  13. 前記ヒートシンク(23)を、土塊、使用済燃料プール構造物の基礎または床に使用されるコンクリート塊またはその他の材料、ならびにそれらの組み合わせから選択できる、請求項1の受動的冷却システム(1)。
  14. サイト内およびサイト外電源が存在しない状況で原子力発電所の使用済燃料プール(5’)を受動的に冷却する方法であって、
    当該使用済燃料プール(5’)の周囲の少なくとも一部に沿って、第1の側面(9)と第2の側面(11)とを有するギャップ(7)を形成し、
    ヒートシンク(23)を提供し、
    当該ギャップ(7)の少なくとも一部を水で満たし、
    当該使用済燃料プール(5’)から、少なくとも一部が水で満たされた当該ギャップ(7)を介して熱を伝導させ、
    少なくとも一部が水で満たされたギャップ(7)からヒートシンク(23)へ熱を運ぶ
    ことから成る方法。
  15. 前記ギャップ(7)の少なくとも一部を水で満たすステップが、
    給水源(26)を提供し、
    当該給水源(26)の水を、当該給水源(26)に接続された吐出しヘッダー(27)へ排出し、
    当該吐出しヘッダー(27)の水を前記ギャップ(7)内に排出する
    ことから成る、請求項14の方法。
  16. 前記吐出しヘッダー(27)が、開位置および閉位置を有する流量制御弁(29)を含む、請求項15の方法。
  17. 前記ギャップ(7)が複数の流路を形成するように仕切られた、請求項14の方法。
  18. 前記吐出しヘッダー(27)が前記ギャップ(7)の最上部またはその近傍に配置された、請求項14の方法。
  19. 前記複数の流路のそれぞれに前記吐出しヘッダー(27)が設置された、請求項17の方法。
  20. 前記ギャップ(7)から前記ヒートシンク(23)へ熱を伝導させるステップが、
    1つの端部(17)と別の端部(19)とを有する少なくとも1つの熱伝導性部材(15)を提供し、
    当該1つの端部(17)を前記ギャップ(7)の前記第2の側面(11)に取り付け、当該別の端部(19)を前記ヒートシンク(23)に取り付け、
    前記ギャップ(7)を介して熱を伝導させ、当該少なくとも1つの熱伝導性部材(15)を介して熱を前記ヒートシンク(23)へ運ぶ
    ことから成る、請求項14の方法。
JP2015556006A 2013-02-06 2013-12-18 使用済燃料プールの代替受動的冷却システムおよび方法 Active JP6315618B2 (ja)

Applications Claiming Priority (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US13/760,263 2013-02-06
US13/760,263 US9646726B2 (en) 2013-02-06 2013-02-06 Alternate passive spent fuel pool cooling systems and methods
PCT/US2013/076012 WO2014137447A2 (en) 2013-02-06 2013-12-18 Alternate passive spent fuel pool cooling systems and methods

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JP2016505158A true JP2016505158A (ja) 2016-02-18
JP6315618B2 JP6315618B2 (ja) 2018-04-25

Family

ID=51259209

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP2015556006A Active JP6315618B2 (ja) 2013-02-06 2013-12-18 使用済燃料プールの代替受動的冷却システムおよび方法

Country Status (7)

Country Link
US (2) US9646726B2 (ja)
EP (1) EP2954533B1 (ja)
JP (1) JP6315618B2 (ja)
KR (1) KR20150116886A (ja)
CN (1) CN104937670B (ja)
ES (1) ES2663694T3 (ja)
WO (1) WO2014137447A2 (ja)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP7480419B2 (ja) 2020-07-23 2024-05-09 コリア ハイドロ アンド ニュークリアー パワー カンパニー リミテッド 被動補助給水系統の被動凝縮タンク冷却システム

Families Citing this family (12)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US10468145B2 (en) 2014-10-07 2019-11-05 Holtec International Environmentally sequestered spent fuel pool
US11515054B2 (en) 2011-08-19 2022-11-29 Holtec International Method of retrofitting a spent nuclear fuel storage system
EP2975613B1 (en) * 2013-03-14 2018-08-22 Fujikura Ltd. Cooling system for stored nuclear fuel
US20160042817A1 (en) * 2014-07-03 2016-02-11 Arnold Otto Winfried Reinsch Emergency Cooling System for Improved Reliability for Light Water Reactors
WO2017116379A1 (en) * 2015-12-28 2017-07-06 Arnold Otto Winfried Reinsch Emergency cooling system with improved reliability for light-water reactors
US10842940B1 (en) * 2016-05-11 2020-11-24 Todd Christopher Pusateri Adhesive thumb ring and syringe assembly, and an adhesive thumb ring for a syringe
US10355975B2 (en) * 2016-10-19 2019-07-16 Rex Computing, Inc. Latency guaranteed network on chip
CN106898399B (zh) * 2017-03-30 2018-06-26 中国核动力研究设计院 一种乏燃料水池严重事故处理方法
US10460844B2 (en) * 2017-05-09 2019-10-29 Westinghouse Electric Company Llc Small nuclear reactor containment system
CN110310751A (zh) * 2019-06-29 2019-10-08 西安交通大学 一种热管双向插入堆芯的核反应堆电源
KR102340450B1 (ko) * 2019-12-24 2021-12-17 한국수력원자력 주식회사 원전 해체 후 사용후 연료저장조의 냉각시스템
CN113871044A (zh) * 2021-08-12 2021-12-31 中广核研究院有限公司 冷却控制方法及其相关设备

Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4753771A (en) * 1986-02-07 1988-06-28 Westinghouse Electric Corp. Passive safety system for a pressurized water nuclear reactor
JP2012225870A (ja) * 2011-04-22 2012-11-15 Toshiba Corp 使用済み燃料プール
JP2012230079A (ja) * 2011-04-27 2012-11-22 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd 原子力プラント、燃料プール水冷却装置及び燃料プール水冷却方法

Family Cites Families (18)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2993852A (en) * 1945-10-19 1961-07-25 Robert F Christy Neutronic reactor
GB1266684A (ja) * 1968-07-08 1972-03-15
CA1096513A (en) * 1975-06-07 1981-02-24 Werner Katscher Nuclear power plant with collector vessel for melting core masses
DE3014289A1 (de) * 1980-04-15 1981-10-22 Hoechst Ag, 6000 Frankfurt Verfahren zum abfuehren der zerfallswaerme radioaktiver substanzen
US5078958A (en) * 1990-04-04 1992-01-07 University Of Nevada System Underground cooling enhancement for nuclear waste repository
JPH06294891A (ja) * 1993-04-09 1994-10-21 Ishikawajima Harima Heavy Ind Co Ltd 使用済燃料の貯蔵施設
US5699394A (en) * 1995-07-13 1997-12-16 Westinghouse Electric Corporation Thermal insulating barrier and neutron shield providing integrated protection for a nuclear reactor vessel
JP2001091684A (ja) 1999-09-20 2001-04-06 Toshiba Corp 燃料プール冷却設備
JP2001296387A (ja) 2000-02-08 2001-10-26 Toshiba Corp 原子炉冷却設備及びその運転方法
JP4653763B2 (ja) 2007-02-19 2011-03-16 株式会社東芝 原子力プラントの冷却系
JP2009063466A (ja) 2007-09-07 2009-03-26 Toshihisa Shirakawa Eccs削除改修abwr
DE102010035955A1 (de) 2010-08-31 2012-03-01 Westinghouse Electric Germany Gmbh Brennelementlagerbecken mit Kühlsystem
JP2012207917A (ja) 2011-03-29 2012-10-25 Tokyo Electric Power Co Inc:The 冷却装置
EP2715734B1 (en) 2011-06-03 2017-03-08 Claudio Filippone Passive decay heat removal and related methods
JP5548651B2 (ja) 2011-06-08 2014-07-16 京セラドキュメントソリューションズ株式会社 定着装置及びそれを備えた画像形成装置
US20130028365A1 (en) 2011-07-29 2013-01-31 Westinghouse Electric Company Llc Power generation from decay heat for spent nuclear fuel pool cooling and monitoring
CN102568622B (zh) 2012-01-18 2015-09-09 中科华核电技术研究院有限公司 用于核电厂乏燃料冷却的非能动冷却系统
CN102644996B (zh) * 2012-04-09 2014-06-18 中国核电工程有限公司 一种应对严重事故的乏燃料水池自然通风及水回收系统

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4753771A (en) * 1986-02-07 1988-06-28 Westinghouse Electric Corp. Passive safety system for a pressurized water nuclear reactor
JP2012225870A (ja) * 2011-04-22 2012-11-15 Toshiba Corp 使用済み燃料プール
JP2012230079A (ja) * 2011-04-27 2012-11-22 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd 原子力プラント、燃料プール水冷却装置及び燃料プール水冷却方法

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP7480419B2 (ja) 2020-07-23 2024-05-09 コリア ハイドロ アンド ニュークリアー パワー カンパニー リミテッド 被動補助給水系統の被動凝縮タンク冷却システム

Also Published As

Publication number Publication date
CN104937670A (zh) 2015-09-23
ES2663694T3 (es) 2018-04-16
EP2954533B1 (en) 2018-01-17
US20170011813A1 (en) 2017-01-12
US9646726B2 (en) 2017-05-09
EP2954533A4 (en) 2016-09-07
US20140219411A1 (en) 2014-08-07
WO2014137447A2 (en) 2014-09-12
CN104937670B (zh) 2017-10-13
EP2954533A2 (en) 2015-12-16
WO2014137447A3 (en) 2014-11-20
JP6315618B2 (ja) 2018-04-25
KR20150116886A (ko) 2015-10-16
US10236086B2 (en) 2019-03-19

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP6315618B2 (ja) 使用済燃料プールの代替受動的冷却システムおよび方法
JP4592773B2 (ja) 静的冷却減圧系および加圧水型原子力プラント
US5087408A (en) Nuclear power facilities
KR950009881B1 (ko) 원자로 설비
KR101889580B1 (ko) 자급식 비상 사용후 핵연료 저장조 냉각 시스템
CN108461163B (zh) 应急堆芯冷却系统和使用该应急堆芯冷却系统的沸水反应堆装置
KR101463440B1 (ko) 피동안전설비 및 이를 구비하는 원전
JP2014526053A (ja) 小型受動安全システムを有する加圧水型原子炉
US20140334590A1 (en) Cooling system of emergency cooling tank and nuclear power plant having the same
JP2015508486A (ja) 閉鎖伝熱経路を用いる、原子炉用緊急炉心冷却システム(eccs)
JP6402171B2 (ja) 原子力発電所の冷却材貯蔵域の受動的冷却装置
KR101742644B1 (ko) 공냉 이중 격납건물을 갖는 피동보조급수 냉각계통
KR20140047452A (ko) 원자력 발전소 피동보조급수계통의 충수 장치
TWI585780B (zh) 用於輕水式反應器之替代型遠距廢燃料池冷卻系統之方法及裝置
KR101389840B1 (ko) 전기생산을 위한 고유안전 수냉각형 원자로 계통
JP4340521B2 (ja) 原子炉建屋
MX2012014449A (es) Metodo y aparato para un enfriamiento alternativo de deposito de supresion para reactores de agua en ebullicion.
KR20140028537A (ko) 열담수화를 위한 고유안전 수냉각형 원자로 계통
Lin et al. CLFR-300, An Innovative Lead-Cooled Fast Reactor Based on Natural-Driven Safety Technologies
Matsunaga Sato et al.
JPH0471479B2 (ja)

Legal Events

Date Code Title Description
A621 Written request for application examination

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A621

Effective date: 20160909

A977 Report on retrieval

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A971007

Effective date: 20170726

A131 Notification of reasons for refusal

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131

Effective date: 20170801

A521 Request for written amendment filed

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523

Effective date: 20171003

A131 Notification of reasons for refusal

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131

Effective date: 20180306

A521 Request for written amendment filed

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523

Effective date: 20180306

TRDD Decision of grant or rejection written
A01 Written decision to grant a patent or to grant a registration (utility model)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A01

Effective date: 20180320

A61 First payment of annual fees (during grant procedure)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A61

Effective date: 20180322

R150 Certificate of patent or registration of utility model

Ref document number: 6315618

Country of ref document: JP

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R150