JP2016513802A - 調整された受動的緊急炉心冷却(ecc)フローを有する燃料交換用水タンク(rwst) - Google Patents
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Abstract
原子炉は、原子炉炉心を収容した圧力容器を備えている。炉心冷却システムは、燃料交換用水タンクRWSTからスタンドパイプへ水を排出するために燃料交換用水タンクRWSTと流体連通された複数の開口部が設けられた前記スタンドパイプと、スタンドパイプから圧力容器へ水の排出を行うように構成された注入ラインとを備えている。幾つかの実施例においては、スタンドパイプは燃料交換用水タンクRWST内に配置されているが、他の実施例においては、スタンドパイプは燃料交換用水タンクRWSTの外部に配置されており、交差接続管が複数の開口部を燃料交換用水タンクRWSTに接続している。炉心冷却システムは、スタンドパイプ内の水位に基づいて、燃料交換用水タンクRWSTと流体連通された複数の開口部の1つの開口部を介してフローを制御するように構成された弁、をさらに備えていてもよい。この弁は、スタンドパイプ内に配置されたフロートを有するフロート弁で構成されていてもよい。
Description
本出願は、米国エネルギー省共同協定第DE−NE0000583号の支援の下での作業の一環としてなされたものである。エネルギー省は本出願に関して一定の権利を有することがある。
本出願は、2013年3月12日に出願した米国仮出願第61/777,026号(発明の名称「REFUELING WATER STORAGE TANK (RWST) WITH TAILORED EMERGENCY CORE COOLING (ECC) FLOW」)の優先権を主張するものである。また、本出願は、2013年3月15日に出願した米国仮出願第61/794,206号(発明の名称「PASSIVE TECHNIQUES FOR LONG−TERM REACTOR COOLING」)の優先権を主張するものである。
2013年3月12日に出願した米国仮出願第61/777,026号(発明の名称「REFUELING WATER STORAGE TANK (RWST) WITH TAILORED EMERGENCY CORE COOLING (ECC) FLOW」)は、これを参照することにより全体として本出願明細書に編入されるものとする。2013年3月15日に出願した米国仮出願第61/794,206号(発明の名称「PASSIVE TECHNIQUES FOR LONG−TERM REACTOR COOLING」)は、これを参照することにより全体として本出願明細書に編入されるものとする。
以下は、原子力発電の分野、原子炉安全の分野、原子炉緊急炉心冷却(ECC)の分野及び関連分野に関するものである。
冷却材喪失事故(loss of coolant accident;LOCA)又は原子炉が急速に減圧されるその他の事象においては、崩壊熱の除去を提供するとともに燃料棒クラッドの損傷とそれに続く燃料棒の機能不全とを防止するために、核分裂生成物バリアとして、原子炉炉心は水に浸された状態に保たれる必要がある。冷却材喪失事故(LOCA)に続いて炉心の冷却を提供するシステムが緊急炉心冷却システム(emergency core cooling System;ECC)である。緊急炉心冷却システム(ECC)の設計は、蓄えられたエネルギーを利用し、起動後は電力の使用を継続する必要のない受動的機能を導入することがある。この種の受動的緊急炉心冷却(ECC)設計においては、原子炉燃料交換の間に使用される水を提供するために燃料交換用水タンク(refueling water storage tank;RWST)が典型的には放射性物質格納体の内部に配置されており、この燃料交換用水タンク(RWST)はまた、ECCシステム用の水供給源として機能する。燃料交換用水タンク(RWST)は、受動的ECCシステムが重力の作用を受けた水流によって動作することができるように、炉心の上方に配置されている。
燃料交換用水タンク(RWST)は、例えばあるシナリオにおいては72時間など、設計基準の時間間隔にわたって緊急炉心冷却(ECC)システムを稼働させるのに十分な水を提供するような寸法とされている。減圧弁は、重力の作用を受けた水流(又は注入水)がRWSTから原子炉内へ向かうことを可能とする。沸騰伝熱が燃料アセンブリにおいて生成された崩壊熱を除去し、結果として生じる蒸気がこれに続いて減圧ラインを介して排気される。必要なRWST容積は、水の潜熱能力(すなわち蒸気に変換された液体水1リットルあたり除去される熱エネルギー量)、知られている対時間炉心崩壊熱出力、及び、満水状態とされた燃料交換用水タンク(RWST)から開始するECC運転のための選択された設計基準時間間隔に基づいて算出することができる。
一開示態様において、装置は、核分裂性物質を含む原子炉炉心を収容している圧力容器が設けられた原子炉と、燃料交換用水タンク(RWST)と、前記燃料交換用水タンク(RWST)から前記圧力容器へ水を排出するために接続された注入ラインと、前記注入ラインと流体連通された下端を有し、且つ、前記スタンドパイプに沿って異なる高さに設けられ、前記燃料交換用水タンク(RWST)と流体連通された2つ以上の開口部(orifice)を有している、スタンドパイプとを備えている。幾つかの実施例においては、前記スタンドパイプは前記燃料交換用水タンク(RWST)の中に配置され、且つ、前記スタンドパイプには、該スタンドパイプに沿って異なる高さに設けられた2つ以上の開口部が設けられている。幾つかの実施例においては、前記スタンドパイプは前記燃料交換用水タンク(RWST)の外部に配置され、且つ、交差接続管を介して前記燃料交換用水タンク(RWST)に接続された前記スタンドパイプに沿って異なる高さに設けられた2つ以上の開口部を有している。幾つかの実施例はさらに、前記2つ以上の開口部の一方のフローを規制するように構成されたフロート弁が備えられていて、前記フロート弁は前記スタンドパイプ内に配置されたフロートを備えている。幾つかの実施例においては、前記2つ以上の開口部を備えた前記スタンドパイプは、予想崩壊熱対時間プロファイルを概算するために前記燃料交換用水タンク(RWST)から前記圧力容器へのフローを調整するように構成されている。
別の開示態様においては、方法は、原子炉の圧力容器を減圧することと、原子炉炉心の冷却を、燃料交換用水タンク(RWST)からスタンドパイプへ水を排出すること、及び、該スタンドパイプから減圧した前記圧力容器へ水を排出すること、を含む操作によって提供することと、を含む。幾つかの実施例においては、前記燃料交換用水タンク(RWST)から前記スタンドパイプへ水を排出することは、排水管に沿って2つ以上の異なる高さに設けた複数の開口部を介して、前記燃料交換用水タンク(RWST)から前記スタンドパイプへ水を排出することを含む。幾つかの実施例においては、前記燃料交換用水タンク(RWST)から前記スタンドパイプへ水を排出することは、前記排水管に沿う第1の開口部を介して前記燃料交換用水タンク(RWST)から前記スタンドパイプへ水を排出することと、前記排水管に沿う第2の開口部を介して前記燃料交換用水タンク(RWST)から前記スタンドパイプへ水を排出することと、前記第1の開口部の高さよりも低い高さに設けられた前記スタンドパイプ内に配置されたフロートを有するフロート弁を用いて、前記第2の開口部を介して前記燃料交換用水タンク(RWST)から前記スタンドパイプへの水の排出を制御することと、を含む。
別の開示態様において、装置は、核分裂性物質を含む原子炉炉心を収容した圧力容器が設けられた原子炉と、燃料交換用水タンク(RWST)と、炉心冷却システムと、を備え、この炉心冷却システムは、前記燃料交換用水タンク(RWST)から前記スタンドパイプへ水を排出するために前記燃料交換用水タンク(RWST)と流体連通された複数の開口部が設けられたスタンドパイプと、前記スタンドパイプから前記圧力容器へ水を排出するように構成された注入ラインと、を備えている。幾つかの実施例においては、前記燃料交換用水タンク(RWST)は、前記炉心冷却システムの運転中は、前記スタンドパイプ経由を除いて、前記圧力容器と流体連通されない。幾つかの実施例においては、前記スタンドパイプは前記燃料交換用水タンク(RWST)の中に配置されている。幾つかの実施例においては、前記スタンドパイプは前記燃料交換用水タンク(RWST)の外部に配置され、且つ、前記炉心冷却システムは、前記複数の開口部を前記燃料交換用水タンク(RWST)に接続する交差接続管をさらに備えている。幾つかの実施例においては、前記炉心冷却システムは、前記スタンドパイプ内の水位に基づいて、前記燃料交換用水タンク(RWST)と流体連通された前記複数の開口部の1つの開口部を介してフローを制御するように構成された弁、をさらに備えている。幾つかのかかる実施例においては、前記弁が、前記スタンドパイプ内に配置されたフロートを有するフロート弁で構成されている。
本発明は、様々なコンポーネント及びコンポーネント群の配置構成において具現化されることができ、また、様々なプロセス運用とプロセス運用の配列構成とにおいて具現化されることができるものである。各図面はあくまで好ましい実施例を説明することを目的とするものであり、本発明を限定するものと解釈されるべきではない。この開示は、以下の各図面を含む。
図1を参照すると、1基又は複数基の燃料交換用水タンク(refueling water storage tank;RWST)ユニット12からの調整された受動的フローをもつ開示された緊急炉心冷却(ECC)技術が適切に利用される、例示的な小型モジュラー炉(small modular reactor;SMR)10を一部切除した状態で示した斜視図が示されている。図1の例示的なSMRユニット10は加圧水型原子炉(pressurized water reactor;PWR)の一種であって、圧力容器14と、当該圧力容器14の内部に配置された1基又は複数基の一体型蒸気発生器16とを備えている(つまり例示的なSMR10は、一体型PWR10である)。図1の例示的なSMR10は、単なる一実例であって、より一般的には、1基又は複数基のRWSTからの調整された受動的フローを伴う開示されたECC技術は、加圧水型原子炉(PWR)(図示した一体型蒸気発生器或いは外部蒸気発生器を利用したPWRコンフィギュレーション)、沸騰水型原子炉(boiling water reactor;BWR)その他を含む、実質的に任意のタイプの軽水型原子炉とあわせて適切に利用される。1基又は複数基のRWSTからの調整された受動的フローを伴う開示されたECC技術は、小型及び/又はモジュール型原子炉に限定されるものではなく、むしろ、大型及び/又は非モジュール型原子炉ユニットとともに利用されてもよい。図1の例示的なSMR10は、圧力容器14の頂部に設けられた、一体型加圧器容積19を画する一体型加圧器18を備えているが、しかしながら、ここでも、より一般的には1基又は複数基のRWSTからの調整された受動的フローを伴う開示されたECC技術は、一体型加圧器又は外部加圧器のいずれかを備えた軽水型原子炉とともに適切に利用される。
概ね(図1の例示的なSMR10のような)原子炉は、(一次)冷却水(より一般的にここでは、単に「冷却材」又は「冷却水」という。)に浸された(典型的に合金材、複合材、混合材又はその他の形態における)ウラン235(235U)などの核分裂性物質を含む原子炉炉心20を収容した圧力容器14を備えている。炉心20が冷却水に浸された状態で、且つ、制御棒駆動機構(control rod drive mechanism;CRDM)22が中性子吸収材で構成された制御棒を少なくとも部分的に引き抜くと、核分裂連鎖反応が(一次)冷却水を加熱する原子炉炉心において始まる。例示的な制御棒駆動機構CRDM22は、内部CRDMであり、ロータ及びステータを含むそのモータ22mを備えたCRDMユニットが、圧力容器14の内部に配置されており、案内枠支持部23が、制御棒の炉心よりも上方に配置された部分をガイドする。他の実施例においては、外設されたCRDMユニットが用いられてもよい。例示的な一体型PWR10においては、分離された水流(二次冷却材)が、それぞれ給水注入口24及び蒸気出口26を介して、蒸気発生器16を流入及び流出する。二次冷却材が蒸気発生器又は複数の蒸気発生器16の二次冷却材チャネルを流れ、(一次)冷却水によって伝達される炉心からの熱によって蒸気に変換される。蒸気発生器16は、このようにして、原子炉10に対するヒートシンクとして作用する。他の原子炉タイプにおいては、かかる放熱は、異なるメカニズムにより得られる。例えば、外部蒸気発生器をもつ加圧水型原子炉(PWR)では、一次冷却材は、配管を通って、圧力容器を出て外部蒸気発生器へと向かい、外部蒸気発生器が二次冷却材フローを蒸気に変換する。沸騰水型原子炉(BWR)において、一次冷却材は沸騰して圧力容器内部で蒸気を形成し、この一次冷却材蒸気がタービンその他の有用な装置を直接駆動する。例示的な一体型PWR10の圧力容器14は原子炉炉心20を収容する下側部分30と、蒸気発生器16を収容する上側部分32とを備え、中間フランジ部34が圧力容器の上側部分と下側部分とを接続している。圧力容器14の内部の一次冷却材フローサーキットは、炉心20の上方へ上向きに延びている筒状中央ライザ36によって規定され、ダウンカマーアニュラス38は中央筒状ライザ36と圧力容器14との間で規定されている。フローは、自然循環によって(すなわち、中央筒状ライザ36を通って上昇していき、頂部で排出されて、ダウンカマーアニュラス38を通って下方へ流れてくる、炉心20によって熱せられた一次冷却材によって)駆動されてもよく、或いは、RCPモータ42によって駆動されるインペラを収容するRCPケーシング40を備えた例示的なRCPのような、一次冷却材ポンプ(reactor coolant pump;RCP)によって支援及び駆動されてもよい。一次冷却材ポンプ(RCP)は、代替的に、一次冷却材経路に沿っていずれかの部位に配置されてもよく、或いは、自然循環炉においては全く省略されてもよい。ここでも、例示的なSMR10は単なる説明の便宜のための一実例であって、開示された緊急炉心冷却(ECC)技術は実質的に任意のタイプの軽水型原子炉とあわせて適切に利用されることに留意すべきである。
引き続き図1を参照すると、燃料交換用水タンク(RWST)12とともに放射性物質格納構造50(ここにおいて「放射性物質格納体」ないし「格納体」ともいう。)内に配置されたSMR10の図式的断面図が図示されている。単体のRWST12が図示されているが、冗長性を提供するため及び/又は冷却水の総容積の増大を提供するために、2つ以上のRWSTが格納体の内部に配置されていてもよいことが理解されるべきである。RWST12には複数の目的がある。名称が暗示しているように、燃料交換用水タンクRWST12は、定期的燃料交換(つまり原子炉炉心を構成する使用済み燃料の取出し及び新しい燃料による交換)の間に用いられる水を提供する。RWST12はまた、蒸気発生器16又はその他の放熱経路を介しての放熱が遮断されて原子炉圧力容器14内の圧力と温度との上昇が生じる、放熱喪失事象など何らかの事故シナリオの間に使用される、或いは、圧力容器14に接続された(比較的大口径の)配管又は容器の貫通部の遮断が生じる冷却材喪失事故(LOCA)における、貯水槽として機能する。
図1は、蒸気52(可能性としては蒸気/水の二相混合物52の形態で)が漏出する破断箇所を含むLOCAへの対応が図式的に説明されている。図1においては、かかるLOCAは、圧力容器14の頂部に設けられた一体型加圧器18近傍において発生するものとして図式的に示されている。圧力容器14から漏出する蒸気/水52は、放射性物質格納体50によって封じ込められ、解放されたエネルギーは、適切な伝導メカニズムを介して最終ヒートシンク(ultimate heat sink;UHS)54へ排出される。例示的な図1においては、この熱伝達は、格納体50の頂部に当該頂部と熱接触するように配置された最終ヒートシンクUHS54と格納体50の頂部との間の直接熱接触によって(少なくとも部分的に)達成される。
追加的に、受動的緊急炉心冷却(ECC)が起動され、この受動的緊急炉心冷却(ECC)は、圧力容器からRWSTへのベントを行うために、加圧器18に接続された弁を用いて原子炉10を減圧する(図1の例示的な実例において、或いは、その他の原子炉設計においてはその他の場所で)。この動作は、加圧器18からRWST12の頂部へ散布する蒸気(又は蒸気/水の二相混合物)を搬送する蒸気経路60によって図式的に示される。圧力容器からRWSTへのベントに起因するRWST12内の過剰な圧力は、蒸気ベント部62を介してRWSTから逃がされる。原子炉を減圧する間に、炉心20が冷却水に浸された状態を確保するために、水が当初は2つの窒素加圧された中間圧力注入タンク(intermediate pressure injection tank)(IPITであり、その例示的なIPIT64が図1に図示されている)から原子炉容器内に注入される。IPIT64からの水は任意的に核分裂連鎖反応の急激な停止を容易にするためにホウ素又は他の中性子毒を含む。ひとたび原子炉10が減圧されると、RWST12(又は2つ以上の冗長構成のRWSTユニットが格納体内に設けられている場合には複数のRWST)内の水がRWST12から原子炉圧力容器へ配設されている注入ライン66を介して原子炉容器14内に排出される、そしてこれにより、容器14を再び満たす。(ここで留意すべき点として、例示的な図1においては、注入ライン66の下流側部分はまた、IPIT64からの水の入力経路を提供する、そしてこの場合には、初期減圧完了後IPIT64をバルブオフするために、適切な弁調節が存在している点である。弁調節は任意的に受動的なものであり、例えば、圧力容器14内の圧力が設定値を下回る場合に自動的に閉鎖される。中間圧力注入タンク(IPIT)を、注入ライン66とは別個のラインを介して原子炉圧力容器と接続することも考えられる。)RWST12内の水は、炉心20に対する長期的冷却を提供する。
冷却材が冷却材喪失事故(LOCA)による破断箇所を介して喪失されるのではなく放熱の喪失が、圧力容器14内の圧力の(ECCが圧力容器14の減圧を開始する)閾値を超えた上昇を惹き起こすという点を除いて、放熱喪失事象に対するECC対応も同様である。
RWST12からの水の流れは、原子炉容器14を再び満たす。図1の例示的なSMR10と同様の小型モジュラー炉(SMR)における冷却材喪失事故(LOCA)のための、2つのRWSTユニットを用いた幾つかの計算においては、水位は、炉心20の頂部から127cm(50インチ)以内下落すると計算され、水と蒸気との混合物を含む漏出する一次冷却材52は、容器14から加圧器18の破断箇所を通って流出する。数時間の期間にわたって、RWST12内の水位は、低下すると計算されるが、解析が示すところによれば、原子炉圧力容器14内の水位は高い状態にとどまる。特定の作動原理に限定するものではないが、これは、飽和状態による炉心20を超えた水の低密度と、中央ライザ(riser)36内の蒸気とに起因すると考えられる。結果として、かなりの量の水が、破断箇所を通って流出する(つまり一体的容積フロー52が高い)、そしてそれにより、RWST12が、すべての水が蒸気に変換されていた場合に空になるであろうよりもより一層速やかに空になることにつながる。計算の設計基準においては、すべての水が蒸気に変換されるならば72時間時間を超えて炉心崩壊熱を除去するのに十分な水が各RWST12内に存在している。しかしながら、LOCA起因の破断箇所を通って失われる液体水は、同等の水塊が圧力容器14内の熱によって蒸気に変換されていたならば除去されるであろうエネルギーの10%程度を除去するにすぎない。したがって、破断箇所から持ち出された水はRWST12の崩壊熱除去能力に対して負の影響をもつ。
図2を参照すると、破断箇所からの過剰な水のキャリーオーバーは、RWST除熱能力を設計基準である72時間未満に潜在的に低下させうる。図2で報告された計算においては、RWST12は、わずか48時間ほどで水がなくなって空になり、これは設計基準である72時間よりもはるかに短い。
図3を参照すると、受動的運転を維持しつつRWSTエネルギー除去能力を改善するための1つのアプローチは、RWSTから原子炉圧力容器へ配設されている注入ライン内に設けられた開口部(すなわち、図示しない絞り部)を用いて、RWSTからの水の流れを制限することにあると考えられる。流体流れ抵抗をRWST注入ラインに付加することで、フローポテンシャルを低減し、それにより、破断箇所を通っての水のキャリーオーバーを低減することになる。しかしながら、開口部は、(設計基準72時間)ECC運転にわたる任意の時点におけるフローが最低崩壊熱除去レートを提供するのに十分な必要フローを下回るまでに減少する程度にまで小さくすることはできない。図3は、(冗長構成の)2つのRWSTのうち1基のみがECC運転を行っていると仮定した場合の、このアプローチを用いた算出結果を示している。当初は、初期RWSTレベルが高く(これらの算計においては、25メートル(82フィート)レベルから出発すると仮定)原子炉圧力容器内の水位も低いので駆動水頭(driving head)は高い。圧力容器が満たされるに従い、しかしながら、駆動水頭は減少し、フローが低くなる。この時点で、RWSTからのフローは図3にみられるようにほとんど線形的に減少し、初めの50時間の過剰フローにつながる。当該時点において、RWSTは、実質的に空であって、冷却は失われ、設計上の目標である72時間は達成されない。
再度図1を参照しつつさらに図4及び図5を参照すると、図4及び図5は、ECCプロセスの開始時(図4)及び途中まで進行したECCプロセス(図5)におけるRWST12及び注入ライン66の詳細な図面を示したものであり、調整された受動的ECCフローを提供するアプローチが記載されている。目標は、RWST12から圧力容器14内へのフローを、崩壊熱対時間プロファイルと概ねマッチするように時間の関数として調整することにある。当該アプローチは、RWST12内に配置されたスタンドパイプ70を用いる。スタンドパイプ70の下端は、RWST12から原子炉圧力容器14内へ延びる注入ライン66内に接続している(図1参照)。スタンドパイプ12の上端は、RWST12の初期(したがって最高)水位L0よりも低い深さd1(図4参照)にあたる高さにまで延びている。図1に示す例示的な実例においては、初期水位L0はまた、加圧器18の頂部と一致する−これは必須ではないが、RWST12からの加圧されていない液体水が加圧器18の頂部に設けられた容器破断からあふれ出す可能性を回避するとともに最大水頭を提供するという利点を有する。
特に図4及び図5を参照すると、スタンドパイプ70は、RWST12における水位が開口部よりも高い状態にある限りスタンドパイプ70への水の流入をそれぞれ許容する複数の開口部O0、O1、O2を備えている。例示的な図4及び図5においては、複数の開口部は、RWST12の初期水位L0よりも低い深さd1に配置されたスタンドパイプ70の頂部に設けられた開口をなす開口部O0と、初期水線L0よりも低い深さd2に配置された開口部O1と、スタンドパイプ70の底面に又はその近くに配置され、したがって初期水位L0よりも低い最大深さdmaxに配置された開口部O2とを含む。一般性を損なうことなく、例示的な開口部O0、O1、O2はこのようにして初期水位よりも低い深さd1、d2、dmaxにそれぞれ配置されており、ここでd1<d2<dmaxである。RWST12から圧力容器14へ注入ライン66を介して排出される水はすべて、スタンドパイプ70を通って流れる。
ECCの運転が開始されると、図4に示すように水位は(最も高い)初期水位L0にあり、それゆえ、3つの開口部O0、O1、O2はすべて当該水位よりも低い。したがって、当初は水は3つの開口部O0、O1、O2すべてを通って流れ、高い水流を創出する。ECCの運転が継続してRWST12が次第に激減するに従い、水位は減少する。上側開口部O0を通る水流は、下側開口部O1を通る水流よりも速く減少し、下側開口部O1を通る水流は最下部開口部O2を通る水流よりも速く減少するが、これは、スタンドパイプ70に沿ってより高い位置にある開口部ほど相対的な水頭がより迅速に低下するためである。
特に図5を参照すると、ひとたびRWST水位がスタンドパイプ70の頂部より低くなるまで下落する(つまり深さd1が初期水位L0からこれにより低い水位L1へ下落する。図5参照。)と、最上部開口部O0を通るフローは全く存在しない。水位が開口部O1より低くなるまで下落する(つまり図示しないが深さd2が初期水位から下落する)と、開口部O1を通るフローは全く存在しない。フローはRWST12が実質的に完全に空になるまで最下部開口部O2を通って流れ続ける。
図6を参照すると、計算された設計に係るスタンドパイプ70内のフロープロファイルが図示されている。RWST12の最大深さdmaxに対する深さd0、d1を適切に選択することで、及び、任意的に、開口部O0、O1、O2のサイズを最適化することで、時間の関数としてのフローが崩壊熱プロファイルに密にマッチするように調整されることができ、それにより、関連する時間全体(すなわち図6の設計に係る設計基準である72時間)にわたるフローが最低必要フロー以上となるように維持される、そして、その一方で設計基準72時間間隔にわたってRWST12が空になることはない。実際に、これらの計算におけるスタンドパイプ70内のフローは72時間ECC運転全体を通じて余剰フローを提供した。フロープロファイルは必要フローと密にマッチし、長時間にわたって崩壊熱が除去されることが可能となる。
図7を参照すると、RWST12においてスタンドパイプ70を使用することで、配管の破断による水喪失を極小化するためにRWST12からの水の流れを時間の関数として受動的に調整することができる。これにより、単一のRWST12で原子炉容器内部の水位を長時間にわたり維持することが可能となる。図7は、1基のタンクのみが用いられると仮定し且つ配管の破断を介しての水喪失を極小化するために炉に対して何ら内部的変更が加えられていないと仮定した場合の、推定RWSTレベルを示した図である。タンク底面高さ(dmax)を12メートル(41フィート)として計算されるが、72時間経過後も依然として2メートル(7フィート)或いは84793リットル(22,400米国液量ガロン)の水がRWST(片側)内に存在している。比較すると、スタンドパイプ70を使用せず且つ(図7のシミュレーションにおけるような1基のみのRWSTユニットではなく)2基のRWSTユニットを使用すると、RWSTタンクはわずか48時間で完全に空になる。
例示的な図4及び図5では、3つの開口部O0、O1、O2をもつ単一のスタンドパイプ70を用いている。より一般的に、冗長性を提供及び/又は(圧力容器14へとつながる注入ライン66に並列接続された複数スタンドパイプの下端出力部によって)追加的フローを提供するために、1本を超える本数のスタンドパイプを用いることができる。当業者であれば、スタンドパイプの本数及び開口部の個数、サイズ及び配置を容易に最適化することができる。2つの開口部のみを用いることができる(例えば、中間の開口部O1を省略して開口部O0、02とする。最上部開口部を例示的なO0におけるようなスタンドパイプ開口上端ではなくスタンドパイプの側面に配置することも考えられる)。追加的な開口部は、概ね、時間の関数としての流量のより一層正確な調整を可能とする。開口部O0、O1、O2は、同じサイズとする必要はない。開口部は、任意的に、デブリ(debris)がスタンドパイプ内に侵入することを制限するスクリーンを備えており、かかるスクリーンの流れ抵抗は、設計において適切に考慮に入れられる。開口部はまた、スタンドパイプの軸と平行な長さの長手方向スリットとして構成されてもよい−かかるスリットは、減少する水位が開口部を通過するのに伴う突然の過渡的変化(例えば、図6に示す急激な遷移のような)を低減させることができる。ある程度の急激さの低減はまた、追加的に又は代替的に、図示された垂直方向に対してスタンドパイプを若干傾けることで達成することができる。時間の関数としての流量を調整するために調節されることができる別のパラメータとしては、スタンドパイプのパラメータをその高さにわたって変化させるというものがある。
図8を参照すると、変形例としての実施例において、変更されたRWST112と、RWST112の外部に配置されたスタンドパイプ170とが備えられている。図8に示すように、図8のECCシステムは、図4及び図5のECCシステムと同じ文脈におけるものであって、例えば、図8のECCは、炉心冷却を提供するとともに崩壊熱除去の間に炉心200が水に浸された状態に確保するために、原子炉10への調整された水の流れを提供するように動作する。この目的のために、水がRWST112からスタンドパイプ170を通って、注入ライン66を介して圧力容器14内に流れる。例示的な図8においては、注入ライン66はまた、例示的なIPIT64のための注入ラインとしても機能する(図1を参照してすでに述べたとおりであるが、IPITは、別個の注入ラインを介して接続されることが可能である)。
図8のECCシステムは、スタンドパイプ170がRWST112の外部に配置されている点で図4及び図5のシステムと相違している。(対照的に、図4及び図5の実施例においては、スタンドパイプ70はRWST12の内部に配置されている。)RWST112空の水を外部配置されたスタンドパイプ170を通って流すために、複数の交差接続管P0、P1、P2が、RWST112とスタンドパイプ170とを異なる深さd0、d1、dmax(図4と比較せよ)で接続する。交差接続管P0、P1、P2はこのようにして図4及び図5の実施例の開口部O0、O1、O2と同じ役割を果たす。スタンドパイプ170は、正常運転時にRWST112の頂部まで満たされるように設計されており(つまり初期レベルL0まで)、初期排出の間に最大水頭を提供するように設計されている。水がRWST112を離れるに従い、水位は第1の交差接続管P0のレベルd0を下回るまで低下し、スタンドパイプ内の水位の急激な減少をもたらす。図4及び図5の実施例では、スタンドパイプ70に対する補給水は異なる高さを有する1つ又は複数の開口部O0、O1、O2によって制御される。同様に、図8の実施例では、スタンドパイプ170に対する補給水は、異なる高さに設けられた1つ又は複数の交差接続管P0、P1、P2によって制御される。いずれの場合においても、これにより、RWST12、112内の水位が各連続的開口部又は交差接続管のレベル(すなわち高さ)未満に下落するにつれて、かなり低い位置水頭を創出して原子炉容器14内へ水を押しやる。その結果は、RWST12、112から圧力容器14内への所望のとおりに調整された水の流れであり、当初は、当該当初は熱い炉心20を冷却され且つ水中に浸された状態に維持する大きな水頭と、つねに減少していく崩壊熱出力を除去するとともに炉心を水に浸された状態に保つためにより削減された水注入を必要とするのに適切な、経時的に低減された水頭とをもたらす。
図8の実施例は、図4及び図5の実施例と比較して幾つかの点で利点を有する。外部スタンドパイプ170は、保守作業のために容易にアクセスすることができる。また、かかる保守作業のためにスタンドパイプ170を分離することを容易にするために、弁が交差接続管に組み込まれている(例えば、冗長構成のパラレルバルブが図8のより深い交差接続管P1、P2に示されている)。かかる弁は、具体的状況に対応するために時間の関数としての水頭を調整するために用いることも考えられる。例えば、LOCAの間、RWST112から圧力容器14への水流が高すぎることが(例えば、LOCA破断箇所から流出する過剰な液体水からみて)判明した場合、有効水頭を低減するために交差パイプ上の1つ又は複数の弁が閉鎖されることができる。
他方、図4及び図5の実施例は、より一層コンパクトな設計(スタンドパイプ70がRWST12の内部に配置されているので)及び交差接続管P0、P1、P2を設ける必要がないなど、を含め、幾つかの点で利点を有している。複数のスタンドパイプ70がRWST12の内部に設けられていて注入ライン66に対して並列接続されている場合には、有効水頭をリアルタイムで変化させるべく個々のスタンドパイプを分離させるために、個々のスタンドパイプ−注入ライン接続上の弁を設けることによって、交差接続管P1、P2上の弁を用いて達成するのと同様の、水頭に対するリアルタイムの手動調整が達成されることができる。
図9及び図10を参照すると、別の変形例に係る実施例は、変更されたRWST212と、外部スタンドパイプ270とが備えられている。この実施例は、図8の実施例におけるように最上位交差接続管P0が備えられている。しかしながら、図8の実施例における下側の2つの交差接続管P1、P2は、フローがスタンドパイプ270内に配置されたフロート302を有するフロート弁300によって制御される、1本の交差接続管PPで置き換えられている。代替的には、スプリングタイプの弁のような別のタイプの受動的弁が用いられることができる。図9のECCシステムの運転は図8のシステムと同様に開始される−最上位交差接続管P0は、スタンドパイプ270がRWST212と同じレベル(初期レベルL0)まで満たされることを許容する。交差接続管PPは、フロート弁300によって弁調整されて閉鎖されているが、これは、高い水位は、フロート302をフロート弁300近くまで上昇させるからである。この点は図10において、フロート302に作用する浮力FWを示すことによって図式的に示されており、この浮力FWは弁本体304を(接続シャフト305を介して)弁座部306に対してフロート弁300に近くなるように上昇させる。この状況は、圧力容器14内へのフローがRWST212内の水位を最上位交差接続管P0よりも低下させるまで(つまり距離d1だけ低下するまで)保たれる。この時点で、最上位交差接続管P0を通ってスタンドパイプ270内へ入るフローが止まり、スタンドパイプ270内に残る水は急速に注入ライン66を通って圧力容器14へ流れ出る。浮力FWが除去されてフロート302が重力により下方へ低下して、弁本体304が、水流308がRWST212から下側交差接続管PPを通ってスタンドパイプ270内にかがれることを許容するために弁座部306から遠ざかる方向へ移動することを惹起するように、このスタンドパイプ内の水位270の急激な減少は水位がフロート302のレベルを下回ると止まる。均衡状態は、パイプPP及びフロート弁300を介しての水の流入が、注入ライン66を通って圧力容器14内に流れ込む水の流出と打ち消しあうように、フロート302に対して十分な浮力を提供するのに十分なだけの水位に対応する。この水位は、およそフロート302の位置である。したがって、図9及び図10のECCシステムは、2つのレベルの水頭、すなわち、RWST212内の水位が最上位交差接続管P0のレベルまで低下するまで続く、炉心冷却初期段階中の高水頭と、スタンドパイプ270内の水の堆積が流出するにしたがって短い移行期に続いて、パイプPPと(少なくとも部分的に)開いたフロート弁300とを通る水流に対応する低水頭を提供する。
図9はスタンドパイプ270に設けられたフロート302によって制御されつつ、弁300が交差接続管PPに対して弁調節を図式的に行うことを示すことで、フロート弁300を機能的な形態で図式的に示していることに留意すべきである。フロート弁300の物理的レイアウトは、図10に示すフロート弁300の例示的な実施例によって示されるように、異なるものとすることができ、図10においては、バルブコンポーネント304、305、306は実際にスタンドパイプ270内に配置されているが、交差接続管PPからスタンドパイプ270内への水の流入308を制御するための作動される(したがって、機能的には、図10の弁は、図9の機能ダイアグラムに示すような交差接続管PPを通るフローの弁調整を行う)。
交差接続管PPと全開位置とされたフロート弁300とが十分に高い流量を有している場合には、深さd1を下回った後の図9のシステムのスタンドパイプ270内の水位は、フロート302の高さに固定され、これは、フロート302の最大移動ストロークを適切な機械式ストップ部により制限することによって、精確に行うことができる。水位をフロート302のレベルに固定することが得られるのは、スタンドパイプ内の水位370がフロート302のレベルを超えて上昇してフロート302がフロート弁300を閉鎖し、それにより、水位が再びフロートのレベルまで低下するまで、注入ライン66を介してスタンドパイプ370からの急激な排出をもたらすからである。同様に、スタンドパイプ内の水位370がフロート302のレベルを下回るまで低下する場合には、フロート302がフロート弁300を開放して、スタンドパイプ内の水位370が上昇してフロート302を上昇させてフロート弁300を閉鎖させるまで、このフロート弁300がRWST312からの急激な水の流れを許容する(低流れ抵抗を仮定)。フロートのレベルへの水位の固定は、交差接続管PP及び弁300が高流量向けに設計されていて、デブリ等を原因とする目詰まりの可能性が低減されていることを前提としている。
対照的に、図4及び図5の実施例並びに図8の実施例におけるスタンドパイプにおける水位は、開口部O0、O1、O2の高さ又は配管P0、P1、P2の高さによって、且つ、これらの開口部又は配管が呈する流抵抗によって決定される。これらの流れ抵抗は、あまり低くすることができず、そうでないと、スタンドパイプ内の水位はRWST内の水位に密接に追従することになる。
図9のECCシステムは、2レベル型のシステムである。しかしながら、最上部交差接続管P0の高さとフロート302の高さとの間の高さ(すなわち深さ)におけるフロートを備えたフロート弁により制御された追加的な交差接続管を付加することにより、3レベル型のECCシステムを提供することができる。異なるレベルの追加的な配管/フロート弁の組み合わせを付加することにより、4レベル型又はより一層の高レベル型のECCシステムが同様に構築されることができる。ECCシステムの各レベルにおいては、スタンドパイプ内の水位は、RWST内の現在水位よりも下にある最上位フロートの高さに固定される。
フロート弁は、弁の全水頭が典型的には相対的に低い(例えば、幾つかの考えうる実施例においては137955.2Pa(20psi)のオーダ)ので本出願についても実装可能であり、フロート弁による低漏水率はフロート弁が閉鎖されている場合に受容可能である。水温は華氏250度(摂氏約121.1度)未満にとどまると予想されるため、フロート302の設計を相対的に容易にすることができる。例えば、幾つかの考えうる実施例においては、フロート302は、ステンレススチールライナに配置された独立気泡材料で構成される。かかるフローは、有利なことにはフロート破断による故障の影響を受けない。フロート弁300は、有利には、制御された流体(すなわち水)からその動力を得る受動的デバイスである。複数本のスタンドパイプ270を設けるとともに任意的に各スタンドパイプに複数の冗長構成されたフロート弁を設けることで、冗長性を提供することができる(ここで2つのフロート弁の各フロートが同じ高さにある場合には、これら2つのフロート弁は冗長性を有する)。
図11を参照すると、フロー制御のためのフロート弁の使用は、RWST312の内部に配置された内部スタンドパイプ370とともに利用することができる。この場合、フロート弁300への入口はRWST312内の周囲水に対して開放されることができる、すなわち、図9及び図10の実施例のパイプPPを設ける必要がない。追加的に、この実施例においては、最上位交差接続管P0が有すべき機能は、スタンドパイプ370をその上端をパイプP0の高さに対応する高さの開放端として構成することにより得ることができる。図11の例示的なECCシステムは、図9のそれと同様の2レベル型のシステムである。しかしながら、図11は、有利な冗長性を提供するために2つのフロート弁300を1本のスタンドパイプ370において用いることを説明している。さらなる冗長性は、RWST312の各セクション内にスタンドパイプ370が入るようにRWST312を2つのコンパートメントに分割することによって、図11の実施例において提供されている。代替的な設計においては、説明された2つのスタンドパイプ370は、RWSTを複数のコンパートメントに分割することなく同一のRWST内に配置されることができる。
好ましい実施例が説明及び記載された。明らかなことに、変更及び置換が、前述の詳細な説明の読解及び理解により他に生じるであろう。本発明は、添付の請求項及びこれと同等な事項の範囲内にある限りにおいて、すべてのかかる変更及び置換を包含するものと解釈されるべきである。
Claims (20)
- 核分裂性物質を含む原子炉炉心を収容している圧力容器が設けられた原子炉と、
燃料交換用水タンク(RWST)と、
前記燃料交換用水タンク(RWST)から前記圧力容器へ水を排出するために接続された注入ラインと、
前記注入ラインと流体連通された下端を有し、且つ、前記スタンドパイプに沿って異なる高さに設けられ、前記燃料交換用水タンク(RWST)と流体連通された2つ以上の開口部を有している、スタンドパイプと、
を備えている装置。 - 前記スタンドパイプが、前記燃料交換用水タンク(RWST)の中に配置され、且つ、前記スタンドパイプが、前記スタンドパイプに沿って異なる高さに設けられた2つ以上の開口部を有している、請求項1に記載の装置。
- 前記2つ以上の開口部が、前記スタンドパイプの上端を備え、且つ、前記スタンドパイプの前記上端が前記燃料交換用水タンク(RWST)の初期水位よりも低い高さに設けられている、請求項2に記載の装置。
- 前記2つ以上の開口部が、前記燃料交換用水タンク(RWST)の底部に配置された最下部開口部を含む、請求項2に記載の装置。
- 前記スタンドパイプが、前記燃料交換用水タンク(RWST)の外部に配置され、且つ、前記スタンドパイプが、交差接続管を介して前記燃料交換用水タンク(RWST)に接続された前記スタンドパイプに沿って異なる高さに設けられた2つ以上の開口部を有している、請求項1に記載の装置。
- 前記2つ以上の開口部が、少なくとも3つの開口部を含む、請求項1に記載の装置。
- 前記2つ以上の開口部の一方のフローを規制するように構成されたフロート弁をさらに備えていて、前記フロート弁が、前記スタンドパイプ内に配置されたフロートを備えている、請求項1に記載の装置。
- 前記2つ以上の開口部を備えた前記スタンドパイプが、予想崩壊熱対時間プロファイルを概算するために前記燃料交換用水タンク(RWST)から前記圧力容器へのフローを調整するように構成されている、請求項1に記載の装置。
- 前記原子炉と、前記燃料交換用水タンク(RWST)と、前記注入ラインとを収容した放射性物質格納構造をさらに備えている、請求項1に記載の装置。
- 前記圧力容器を前記燃料交換用水タンク(RWST)内へのベントを行うことにより前記圧力容器を減圧するように構成されたベント部と、前記原子炉炉心を水に浸された状態に保つために前記減圧の間に前記圧力容器内に水を注入するように構成された窒素加圧注入タンクと、をさらに備え、
前記注入ラインが、前記燃料交換用水タンク(RWST)から前記圧力容器へ水を排出するために前記減圧の後で開くように構成されている、請求項1に記載の装置。 - 原子炉の圧力容器を減圧することと、
前記原子炉の炉心の冷却を、
燃料交換用水タンク(RWST)からスタンドパイプへ水を排出すること、及び
前記スタンドパイプから減圧した前記圧力容器へ水を排出すること、
を含む操作によって提供することと、
を含む方法。 - 前記燃料交換用水タンク(RWST)から前記スタンドパイプへ水を前記排出することが、前記排水管に沿って2つ以上の異なる高さに設けた複数の開口部を介して、前記燃料交換用水タンク(RWST)から前記スタンドパイプへ水を排出することを含む、請求項11に記載の方法。
- 前記燃料交換用水タンク(RWST)から前記スタンドパイプへ水を前記排出することが、排水管に沿って2つ以上の異なる高さに設けられた前記複数の開口部と前記燃料交換用水タンク(RWST)とを接続する交差接続管を介して、前記燃料交換用水タンク(RWST)から前記スタンドパイプへ水を排出することを含む、請求項12に記載の方法。
- 前記燃料交換用水タンク(RWST)から前記スタンドパイプへ水を前記排出することが、
前記排水管に沿う第1の開口部を介して前記燃料交換用水タンク(RWST)から前記スタンドパイプへ水を排出することと、
前記排水管に沿う第2の開口部を介して前記燃料交換用水タンク(RWST)から前記スタンドパイプへ水を排出することと、
前記第1の開口部の高さよりも低い高さにおける前記スタンドパイプ内に配置されたフロートを有するフロート弁を用いて、前記第2の開口部を介して前記燃料交換用水タンク(RWST)から前記スタンドパイプへの水の排出を制御することと、
を含む、請求項11に記載の方法。 - 核分裂性物質を含む原子炉炉心を収容した圧力容器が設けられた原子炉と、
燃料交換用水タンク(RWST)と、
炉心冷却システムと、を備えた装置であって、
前記炉心冷却システムが、
前記燃料交換用水タンク(RWST)から前記スタンドパイプへ水を排出するために前記燃料交換用水タンク(RWST)と流体連通された複数の開口部が設けられた前記スタンドパイプと、
前記スタンドパイプから前記圧力容器へ水を排出するように構成された注入ラインと、
を備えている、装置。 - 前記燃料交換用水タンク(RWST)が、前記炉心冷却システムの運転中は、前記スタンドパイプ経由を除いて、前記圧力容器と流体連通されない、請求項15に記載の装置。
- 前記スタンドパイプが前記燃料交換用水タンク(RWST)の中に配置されている、請求項15に記載の装置。
- 前記スタンドパイプが前記燃料交換用水タンク(RWST)の外部に配置され、且つ、前記炉心冷却システムが、前記複数の開口部を前記燃料交換用水タンク(RWST)に接続する交差接続管をさらに備えている、請求項15に記載の装置。
- 前記炉心冷却システムが、前記スタンドパイプ内の水位に基づいて、前記燃料交換用水タンク(RWST)と流体連通された前記複数の開口部の1つの開口部を介してフローを制御するように構成された弁、をさらに備えている、請求項15に記載の装置。
- 前記弁が、前記スタンドパイプ内に配置されたフロートを有するフロート弁で構成されている、請求項19に記載の装置。
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