JP2017150742A - Loop heat pipe heat exchange system and loop heat pipe heat exchange system for atomic furnace - Google Patents
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Abstract
Description
本発明は、ループヒートパイプ熱交換システム及び原子炉用ループヒートパイプ熱交換システムに関する。 The present invention relates to a loop heat pipe heat exchange system and a reactor loop heat pipe heat exchange system.
例えば、原子炉システムは、核燃料ペレットを封止した燃料棒と、燃料棒を束ねた燃料集合体を装荷した炉心と、炉心を内包する原子炉圧力容器(圧力容器)と、圧力容器を気密構造で格納する原子炉格納容器(格納容器)とによって、放射性物質が原子炉外部へ漏えいするのを防止する。 For example, a nuclear reactor system includes a fuel rod sealed with nuclear fuel pellets, a core loaded with a fuel assembly in which fuel rods are bundled, a reactor pressure vessel (pressure vessel) containing the core, and a pressure vessel with an airtight structure. The reactor containment vessel (containment vessel) stored in (1) prevents leakage of radioactive materials outside the reactor.
圧力容器内に給水された冷却水は、炉心で加熱されて蒸気となる。蒸気は、圧力容器から主蒸気管を通ってタービンに送られ、タービンを回す。蒸気は、タービンを回した後、復水器で凝縮され、給水ポンプによって再び圧力容器内に給水される。格納容器には、圧力抑制プールが設けられる。圧力抑制プールは、主蒸気管破断等の事故時に圧力容器から漏洩した蒸気を、プール水中で凝縮させて、格納容器内の圧力を低下させる。 The cooling water supplied into the pressure vessel is heated in the reactor core to become steam. Steam is sent from the pressure vessel through the main steam pipe to the turbine and turns the turbine. The steam is condensed by the condenser after turning the turbine, and water is supplied again into the pressure vessel by the water supply pump. The containment vessel is provided with a pressure suppression pool. The pressure suppression pool reduces the pressure in the containment vessel by condensing the steam leaked from the pressure vessel in the event of an accident such as a main steam pipe breakage in the pool water.
原子炉システムは、故障等に対応して、原子炉の停止後に炉心を冷却するための非常用炉心冷却装置を備える。非常用炉心冷却装置は、高圧注水系、低圧注水系、および原子炉隔離時冷却系からなる。その後の長期冷却過程では、残留熱除去系によって、圧力容器の水位維持と炉心の冷却、あるいは圧力抑制プールの冷却が行われる。最終的に崩壊熱は、ヒートシンクとしての、格納容器外部の大気や海水、河川水、湖水等に放熱される。 The reactor system includes an emergency core cooling device for cooling the core after the reactor is shut down in response to a failure or the like. The emergency core cooling system includes a high pressure water injection system, a low pressure water injection system, and a reactor isolation cooling system. In the subsequent long-term cooling process, the water level of the pressure vessel and the core are cooled or the pressure suppression pool is cooled by the residual heat removal system. Eventually, the decay heat is radiated to the atmosphere outside the containment vessel, seawater, river water, lake water, etc. as a heat sink.
もしも全電源の喪失する事象等が長期間続く場合、ポンプ等の能動的機器を用いる残留熱除去系は、十分に作動するのが難しい。非特許文献1は、残留熱除去系による格納容器外部への放熱が困難な場合に対して、炉心で発生した崩壊熱を受動的な機器を用いて格納容器外部に放熱するシステムを提案する。
If the event of loss of the entire power source continues for a long period of time, the residual heat removal system using an active device such as a pump is difficult to operate sufficiently. Non-Patent
非特許文献1の提案する「無限時間空冷システム」は、圧力容器内に設けた一次側熱交換器と、格納容器外周部(格納容器シェルタ外周部)の大気中に設けた二次側熱交換器とを、流路で連通するループヒートパイプ熱交換システムである。この熱交換システムでは、崩壊熱で加熱された冷却水や蒸気の熱により、一次側熱交換器内の水が蒸発して流路を流れ、二次側熱交換器で空冷されて凝縮し、その凝縮水が重力で一次側熱交換器に循環する。
The “infinite time air cooling system” proposed by
上述の熱交換システムでは、一次側熱交換器が圧力容器内に設置されるため、小型であることが求められる。さらに、その熱交換システムでは、二次側熱交換器は、水冷と比較して熱伝達率が低い空冷方式であるため、ループヒートパイプ熱交換器の伝熱性能の向上が課題である。 In the above-described heat exchange system, the primary side heat exchanger is installed in the pressure vessel, so that it is required to be small. Furthermore, in the heat exchange system, since the secondary side heat exchanger is an air cooling system having a lower heat transfer coefficient than water cooling, there is a problem of improving the heat transfer performance of the loop heat pipe heat exchanger.
特許文献1は、ループヒートパイプ熱交換システムの伝熱性能の主要な低下要因として、システムの作動開始時に熱交換器の伝熱管内と流路内とに存在していた非凝縮性ガスの影響を示す。
ループヒートパイプ熱交換器では、運転時の気液比を基に、運転開始時に所定の量の冷媒(冷却水)を充填している。このため、蒸気と非凝縮性ガスとの混合ガスが、ループヒートパイプ熱交換器の気相空間を占めている。非凝縮性ガスの濃度が増加すると、それに反比例して凝縮熱の伝達率が低下する。さらに、非凝縮性ガスの分圧により、凝縮器側の圧力が高くなるため、冷媒蒸気の循環流量が減少する。この冷媒蒸気の循環流量の減少も、伝熱性能の低下につながる。
In the loop heat pipe heat exchanger, a predetermined amount of refrigerant (cooling water) is filled at the start of operation based on the gas-liquid ratio during operation. For this reason, the mixed gas of a vapor | steam and non-condensable gas occupies the gaseous-phase space of a loop heat pipe heat exchanger. As the concentration of the non-condensable gas increases, the heat transfer rate of the condensation heat decreases in inverse proportion. Furthermore, since the pressure on the condenser side increases due to the partial pressure of the non-condensable gas, the circulation flow rate of the refrigerant vapor decreases. This decrease in the circulation flow rate of the refrigerant vapor also leads to a decrease in heat transfer performance.
ところで、特許文献2に記載のように、蒸気発電システムにおける、蒸気発生、動力回収、蒸気凝縮、給水といったサイクルの構成要素である凝縮器において、主凝縮器と非凝縮性ガスの吐出用凝縮器とを備えるものがある。
By the way, as described in
非特許文献3に記載のように、蒸気発電システムの一例としての地熱バイナリ発電システムに、ループヒートパイプ熱交換システムを適用することができる。地熱バイナリ発電システムでは、地熱の蒸気と熱水とを比較的低沸点の媒体と熱交換することで、蒸気タービンを回して発電する。この地熱バイナリ発電システムにおいて、ループヒートパイプ熱交換システムが果たす機能は、発電効率の向上である。 As described in Non-Patent Document 3, a loop heat pipe heat exchange system can be applied to a geothermal binary power generation system as an example of a steam power generation system. In the geothermal binary power generation system, power is generated by rotating a steam turbine by exchanging heat between geothermal steam and hot water with a medium having a relatively low boiling point. In this geothermal binary power generation system, the function performed by the loop heat pipe heat exchange system is to improve power generation efficiency.
特許文献1には、ループヒートパイプ熱交換システムの流路内の非凝縮性ガスの濃度を低減する技術が開示されている。特許文献1に記載の従来技術では、下部ヘッダ、複数の凝縮管群、上部ヘッダで構成される二次側熱交換器において、一部の凝縮管群を、上部ヘッダに連通させずに、ガス分離用の管に接続する。上部ヘッダから流入した非凝縮性ガスは、凝縮水とともに二次側熱交換器の伝熱管内を下り、下部ヘッダで密度差によって気液分離されて、上部ヘッダに連通していない伝熱管内を上昇し、ガス分離管に貯留される。特許文献1では、ガス分離管の圧力が所定のガス圧力に達すると、ガス分離管上部の弁を開いて、非凝縮性ガスを排出する。
特許文献2では、主凝縮器の余剰蒸気に非凝縮性ガスを同伴させて排出し、非凝縮性ガス吐出用の凝縮器で余剰蒸気を凝縮させる。そして、非凝縮性ガス用の凝縮器に残留した非凝縮性ガスを真空ポンプや空気エゼクタによって排出する。
In
特許文献3の従来技術は、二次側熱交換器の下部ヘッダより下流に、非凝縮性ガスの排出管を接続する。特許文献3では、上部ヘッダと下部ヘッダとの温度差に基づいて、非凝縮性ガスを排出する。これは、非凝縮性ガスが二次側熱交換器の伝熱管内に蓄積すると、凝縮熱伝達率が低下して凝縮液の温度が増加する現象を利用したものである。 In the prior art of Patent Document 3, a non-condensable gas discharge pipe is connected downstream of the lower header of the secondary heat exchanger. In patent document 3, noncondensable gas is discharged | emitted based on the temperature difference of an upper header and a lower header. This utilizes the phenomenon that when the non-condensable gas accumulates in the heat transfer tube of the secondary side heat exchanger, the condensation heat transfer rate decreases and the temperature of the condensate increases.
特許文献4には、所定の量の冷媒を充填したループヒートパイプの気相を真空ポンプで吸引し、上部をカシメて封印することで、非凝縮性ガスを排除するループヒートパイプ製造技術が開示されている。
上述の特許文献1および特許文献3に記載の技術は、流動する冷却液や蒸気の中から非凝縮性ガスを収集するため、非凝縮性ガスを完全に除去することは難しい。
Since the techniques described in
また、これらの従来技術は、温度や圧力の計測値を基に弁を開閉して非凝縮性ガスを排出するため、センサやアクチュエータの動力源となる計装電源や制御電源が停止した場合は、例えば弁が開かずに非凝縮性ガスを排出できない、あるいは、弁が開いたままの状態となりループヒートパイプ熱交換システムが機能しない可能性がある。従って、万全の安全確保を要求される原子炉システムに、特許文献1および特許文献3に記載の従来技術を適用することは容易ではない。
In addition, these conventional technologies open and close the valve based on the measured values of temperature and pressure to discharge non-condensable gas, so if the instrumentation power supply or control power supply that is the power source of the sensor or actuator stops For example, the non-condensable gas cannot be discharged without opening the valve, or the valve may remain open and the loop heat pipe heat exchange system may not function. Therefore, it is not easy to apply the conventional techniques described in
特許文献2に記載の技術も、流動する液中や蒸気との混合ガス中から非凝縮性ガスを収集するため、非凝縮性ガスを完全に除去することは困難である。また、特許文献2の技術では、非凝縮性ガスの排出に真空ポンプや空気エゼクタを用いるため、それらを駆動するために電力を消費するだけでなく、電源喪失時には起動できないため除熱性能が低下する可能性がある。
The technique described in
特許文献4に記載の技術は、ループヒートパイプの熱伝達素子に関するものである。しかし、特許文献4の方法で製造可能なループヒートパイプの長さには限度があり、長い距離間で熱を輸送するのには向いていない。例えば原子炉システムでは、圧力容器から格納容器の外部まで熱を運んで捨てる必要があるが、このような長距離間の除熱に使用可能なループヒートパイプを特許文献4の製造方法で作成するのは難しい。
The technique described in
さらに、特許文献4に記載のように、管群型のループヒートパイプ熱交換システムの気相を真空ポンプで吸引して、原子炉の運転期間中に、圧力容器内の高温高圧環境下で一次側熱交換器から二次側熱交換器までの流路の負圧を維持することは、メンテナンス上の負荷が大きい。
Further, as described in
蒸気発電システムにおいても同様に、加熱部から凝縮部までのループを恒久的に密閉したり、真空ポンプで吸引したりすることは困難である。 Similarly, in the steam power generation system, it is difficult to permanently seal the loop from the heating unit to the condensing unit or to suck it with a vacuum pump.
本発明は、上述の課題に鑑みてなされたもので、その目的は、簡易かつ省エネルギな構成で、非凝縮性ガスの混入を抑制することのできるループヒートパイプ熱交換システム及び原子炉用ループヒートパイプ熱交換システムを提供することにある。本発明の他の目的は、非凝縮性ガスの混入を抑制することができ、電源が失われた場合でも自動的に起動して、加熱源から冷却源に向けて熱を輸送することができるループヒートパイプ熱交換システム及び原子炉用ループヒートパイプ熱交換システムを提供することにある。 The present invention has been made in view of the above-described problems, and its object is to provide a loop heat pipe heat exchange system and a reactor loop that can suppress mixing of non-condensable gas with a simple and energy-saving configuration. It is to provide a heat pipe heat exchange system. Another object of the present invention is to suppress the mixing of non-condensable gas and can automatically start even when the power source is lost to transport heat from the heating source to the cooling source. To provide a loop heat pipe heat exchange system and a loop heat pipe heat exchange system for a nuclear reactor.
上記課題を解決すべく、本発明の一つの観点に従うループヒートパイプ熱交換システムは、作動流体の密度差により熱を輸送するループヒートパイプ熱交換システムであって、加熱源に設けられ、第1伝熱管を有する第1熱交換器と、冷却源に設けられ、第2伝熱管を有する第2熱交換器と、第1伝熱管の流出口と第2伝熱管の流入口とを接続する第1流路と、第2伝熱管の流出口と第1伝熱管の流入口とを接続する第2流路と、第2流路の途中に接続された蓄圧タンクと、を備え、第1伝熱管と第2伝熱管と第1流路と第2流路と蓄圧タンク内の一部とは、運転開始前に予め作動流体で満たされている。 In order to solve the above-mentioned problem, a loop heat pipe heat exchange system according to one aspect of the present invention is a loop heat pipe heat exchange system that transports heat due to a density difference of a working fluid, and is provided in a heating source. A first heat exchanger having a heat transfer tube, a second heat exchanger provided in a cooling source and having a second heat transfer tube, an outlet of the first heat transfer tube, and an inlet of the second heat transfer tube are connected to each other. A first flow path, a second flow path that connects the outlet of the second heat transfer pipe and the inlet of the first heat transfer pipe, and a pressure accumulation tank connected in the middle of the second flow path, The heat pipe, the second heat transfer pipe, the first flow path, the second flow path, and a part of the pressure accumulating tank are filled with the working fluid in advance before the operation is started.
本発明の他の一つの観点に従う原子炉用ループヒートパイプ熱交換システムは、原子炉に用いるループヒートパイプ熱交換システムであって、原子炉は、核燃料を装架した炉心と、炉心を内包する圧力容器と、炉心で発生した蒸気をタービンに送る主蒸気管と、圧力容器を内包する格納容器と、格納容器内の空間部であるドライウェルと、格納容器内の一部空間を閉空間に仕切り、水プールを有するウェットウェルと、ドライウェルとウェットウェルのプール水中を連通するベント管とを含んでおり、圧力容器内に設けられ、第1伝熱管を有する第1熱交換器と、第1熱交換器の高さ方向設置位置よりも高い位置で格納容器の外部に設けられ、第2伝熱管を有する第2熱交換器と、第1伝熱管の流出口と第2伝熱管の流入口を接続する第1流路と、第2伝熱管の流出口と第1伝熱管の流入口を接続する第2流路と、格納容器の外部に位置して、第2流路の途中に接続された蓄圧タンクと、第2流路の途中に設けられ、通常時は閉弁しており、駆動電源の停止時には開弁する第2隔離弁と、を備え、第1伝熱管と第2伝熱管と第1流路と第2流路と蓄圧タンク内の一部とは、予め作動流体で満たされている。 A loop heat pipe heat exchange system for a nuclear reactor according to another aspect of the present invention is a loop heat pipe heat exchange system for use in a nuclear reactor, and the nuclear reactor includes a core equipped with nuclear fuel and a core. A pressure vessel, a main steam pipe for sending steam generated in the reactor core to the turbine, a containment vessel containing the pressure vessel, a dry well which is a space in the containment vessel, and a partial space in the containment vessel are closed spaces A partition, a wet well having a water pool, and a vent pipe communicating with the dry well and the pool water of the wet well, the first heat exchanger having a first heat transfer pipe provided in the pressure vessel, 1 Heat exchanger provided outside the containment vessel at a position higher than the installation position in the height direction of the heat exchanger, the second heat exchanger having the second heat transfer tube, the outlet of the first heat transfer tube, and the flow of the second heat transfer tube First flow connecting the entrance A second flow path connecting the outlet of the second heat transfer tube and the inlet of the first heat transfer pipe, a pressure accumulation tank located outside the containment vessel and connected in the middle of the second flow path, A second isolation valve that is provided in the middle of the two flow paths, is normally closed, and is opened when the drive power supply is stopped. The first heat transfer pipe, the second heat transfer pipe, and the first flow path The second flow path and a part of the pressure accumulating tank are filled with a working fluid in advance.
本発明のさらに他の一つの観点に従う原子炉用ループヒートパイプ熱交換システムは、原子炉に用いるループヒートパイプ熱交換システムであって、原子炉は、核燃料を装架した炉心と、炉心を内包する圧力容器と、炉心で発生した蒸気をタービンに送る主蒸気管と、圧力容器を内包する格納容器と、格納容器内の空間部であるドライウェルと、格納容器内の一部空間を閉空間に仕切り、水プールを有するウェットウェルと、ドライウェルとウェットウェルのプール水中を連通するベント管とを含んでおり、ドライウェル内に設けられ、第1伝熱管を有する第1熱交換器と、第1熱交換器の高さ方向設置位置よりも高い位置で格納容器の外部に設けられ、第2伝熱管を有する第2熱交換器と、第1伝熱管の流出口と第2伝熱管の流入口を接続する第1流路と、第2伝熱管の流出口と第1伝熱管の流入口を接続する第2流路と、格納容器の外部に位置して、第2流路の途中に接続された蓄圧タンクと、第2流路の途中に設けられる第2隔離弁と、を備え、第1伝熱管と第2伝熱管と第1流路と第2流路と蓄圧タンク内の一部とは、予め作動流体で満たされている。 A loop heat pipe heat exchange system for a nuclear reactor according to still another aspect of the present invention is a loop heat pipe heat exchange system for use in a nuclear reactor, and the nuclear reactor includes a core equipped with nuclear fuel, and a core including the core. Pressure vessel, a main steam pipe for sending steam generated in the core to the turbine, a containment vessel containing the pressure vessel, a dry well which is a space in the containment vessel, and a partial space in the containment vessel is closed A first well heat exchanger having a first heat transfer pipe provided in the dry well, and a wet well having a water pool, and a vent pipe communicating with the dry well and the pool water of the wet well; A second heat exchanger provided outside the containment vessel at a position higher than the installation position in the height direction of the first heat exchanger and having a second heat transfer tube; an outlet of the first heat transfer tube; and a second heat transfer tube Connect inlet The first flow path, the second flow path connecting the outlet of the second heat transfer tube and the inlet of the first heat transfer pipe, and located outside the containment vessel and connected in the middle of the second flow path A pressure accumulating tank and a second isolation valve provided in the middle of the second flow path, the first heat transfer pipe, the second heat transfer pipe, the first flow path, the second flow path, and a part of the pressure storage tank; , Previously filled with working fluid.
本発明によれば、第1伝熱管、第2伝熱管、第1流路、第2流路および蓄圧タンク内の一部には予め作動流体が満たされているので、非凝縮性ガスを作動流体の循環する経路から除去することができ、伝熱性能を向上することができる。そして、運転開始後に、第1伝熱管が加熱源により加熱されて、作動流体の一部が蒸気に変わると、この蒸気により押し出される作動流体が蓄圧タンクへ流入する。蓄圧タンク内の気相部は圧縮されるため、加圧状態が維持される。これにより、作動流体を、気液二相流の状態に移行させ、状態を保持することができる。作動流体内への非凝縮性ガスの混入が事前に抑制されているため、凝縮熱の伝達率低下を抑制し、作動流体が循環する流量の低下を防止できる。 According to the present invention, the working fluid is filled in part of the first heat transfer tube, the second heat transfer tube, the first flow path, the second flow path, and the pressure accumulation tank, so that the non-condensable gas is operated. It can be removed from the fluid circulation path, and heat transfer performance can be improved. Then, after the operation is started, when the first heat transfer tube is heated by the heating source and a part of the working fluid is changed to steam, the working fluid pushed out by the steam flows into the pressure accumulating tank. Since the gas phase part in the accumulator tank is compressed, the pressurized state is maintained. Thereby, a working fluid can be changed to the state of a gas-liquid two-phase flow, and a state can be maintained. Since mixing of the non-condensable gas into the working fluid is suppressed in advance, it is possible to suppress a decrease in the heat transfer rate of the condensation heat and prevent a decrease in the flow rate of circulating the working fluid.
以下、図面に基づいて、本発明の実施の形態を説明する。本実施形態に係るループヒートパイプ熱交換システムは、例えば、地熱バイナリ発電システムや原子炉システムなどに好適に用いることができる。 Hereinafter, embodiments of the present invention will be described with reference to the drawings. The loop heat pipe heat exchange system according to the present embodiment can be suitably used for, for example, a geothermal binary power generation system or a nuclear reactor system.
本実施形態に係るループヒートパイプ熱交換システムは、例えば、原子炉残留熱を除去する装置の一部として用いることができる。本実施形態によれば、原子炉の故障時や事故時に、原子炉の崩壊熱を格納容器外のヒートシンクに放熱することができる。さらに、本実施形態によれば、原子炉外部電源および制御電源が喪失した場合でも、ループヒートパイプ熱交換システムは自動的に起動し、除熱することができる。さらに、本実施形態によれば、熱交換器への非凝縮性ガスの混入を事前に防止することができ、除熱性能の低下を抑制できる。 The loop heat pipe heat exchange system according to the present embodiment can be used, for example, as a part of an apparatus that removes nuclear reactor residual heat. According to the present embodiment, the decay heat of the nuclear reactor can be radiated to the heat sink outside the containment vessel at the time of a nuclear reactor failure or accident. Furthermore, according to the present embodiment, even when the reactor external power source and the control power source are lost, the loop heat pipe heat exchange system can be automatically activated to remove heat. Furthermore, according to this embodiment, mixing of the non-condensable gas to the heat exchanger can be prevented in advance, and a decrease in heat removal performance can be suppressed.
以下、ループヒートパイプ熱交換システムを適用可能な熱利用システムとして、原子炉システムを例に挙げて説明する。本実施形態では、加熱源に設けられる一次側熱交換器(第1熱交換器)よりも、冷却源に設けられる二次側熱交換器(第2熱交換器)の設置高さを高くする。一次側熱交換器で発生した作動流体(冷却水)の蒸気は、流路を流れて、高い位置に設置された二次側熱交換器へ向かい、凝縮水となる。二次側熱交換器の凝縮水は、低い位置にある一次側熱交換器へ向けて流路を戻る。これにより、本実施形態では、冷却水の密度差と重力とによる自然循環を利用して、一次側熱交換器と二次側熱交換器の間で冷却水を循環させる。 Hereinafter, a reactor system will be described as an example of a heat utilization system to which the loop heat pipe heat exchange system can be applied. In this embodiment, the installation height of the secondary side heat exchanger (second heat exchanger) provided in the cooling source is made higher than the primary side heat exchanger (first heat exchanger) provided in the heating source. . The steam of the working fluid (cooling water) generated in the primary side heat exchanger flows through the flow path to the secondary side heat exchanger installed at a high position and becomes condensed water. The condensed water of the secondary side heat exchanger returns to the flow path toward the primary side heat exchanger at a low position. Thereby, in this embodiment, cooling water is circulated between a primary side heat exchanger and a secondary side heat exchanger using the natural circulation by the density difference of cooling water, and gravity.
本実施形態は、原子炉の緊急停止後に、核燃料の崩壊熱を格納容器外部に放熱する原子炉残留熱除去系に適用できる。この場合、加熱源は、圧力容器内において炉心から発生した蒸気、あるいは圧力容器内の冷却水である。加熱源は、格納容器ドライウェル空間に存在する気体あるいは冷却水であってもよい。加熱源は、格納容器ウェットウェル空間に存在する気体、あるいは冷却水であってもよい。加熱源は、非常用復水器の二次側蒸気、あるいは二次側冷却水であってもよい。加熱源は、非常用炉心冷却水系ポンプの機器本体、あるいはポンプ室内の気体であってもよい。 This embodiment can be applied to a reactor residual heat removal system that dissipates the decay heat of nuclear fuel to the outside of the containment vessel after an emergency shutdown of the reactor. In this case, the heating source is steam generated from the core in the pressure vessel or cooling water in the pressure vessel. The heating source may be a gas or cooling water present in the containment vessel dry well space. The heating source may be a gas existing in the containment vessel wet well space or cooling water. The heating source may be the secondary steam of the emergency condenser or the secondary cooling water. The heating source may be a device body of the emergency core cooling water system pump or a gas in the pump chamber.
二次側熱交換器から一次側熱交換器へ凝縮水が戻る流路と、一次側熱交換器から二次側熱交換器へ蒸気が流れる流路とに、それぞれフェイルオープン型の自動弁を設けることもできる。一次側熱交換器と二次側熱交換器との間で冷却水または蒸気が循環する流路のことを、ループ流路と呼ぶ。本実施形態では、二次側熱交換器の流出口側に位置して、ループ流路に蓄圧タンクを接続する。そして、本実施形態では、原子炉の運転開始前に、熱交換器の内部とループ流路の内部と蓄圧タンク内の一部とをそれぞれ冷却水で満たした後で、自動弁を閉弁する。 Fail-open type automatic valves are provided in the flow path where condensed water returns from the secondary heat exchanger to the primary heat exchanger and the flow path where steam flows from the primary heat exchanger to the secondary heat exchanger. It can also be provided. A flow path through which cooling water or steam circulates between the primary side heat exchanger and the secondary side heat exchanger is referred to as a loop flow path. In the present embodiment, the pressure accumulating tank is connected to the loop flow path located on the outlet side of the secondary side heat exchanger. In this embodiment, before starting the operation of the nuclear reactor, after filling the inside of the heat exchanger, the inside of the loop flow path, and a part of the pressure accumulating tank with cooling water, the automatic valve is closed. .
脈動を抑制する場合は、脈動抑制機構を凝縮水戻り流路に設ける。脈動抑制機構は、例えば、凝縮水戻り流路の流路断面積を調整することで、脈動を抑制する。例えば、凝縮水戻り流路に、圧力損失を与えるオリフィスを設ければよい。 When suppressing pulsation, a pulsation suppression mechanism is provided in the condensed water return flow path. The pulsation suppressing mechanism suppresses pulsation by adjusting the cross-sectional area of the condensed water return channel, for example. For example, an orifice giving a pressure loss may be provided in the condensed water return flow path.
あるいは、凝縮水戻り流路に、流量調整機能を有するフェイルオープン型の自動弁を設け、その自動弁の弁開度の初期値を小さくしておき、ループヒートパイプ熱交換システムの起動後に弁開度を徐々に増加するように設定すればよい。 Alternatively, a fail-open type automatic valve having a flow rate adjustment function is provided in the condensed water return flow path, the initial value of the valve opening of the automatic valve is reduced, and the valve is opened after the start of the loop heat pipe heat exchange system. What is necessary is just to set so that a degree may be increased gradually.
あるいは、凝縮水戻り流路の途中に他の凝縮水戻り流路を並列に設け、これらの凝縮水戻り流路にそれぞれフェイルオープン型の自動弁を配置し、複数の自動弁のうち少なくともいずれか一つの自動弁の最大弁開度を他の自動弁の最大弁開度よりも小さく設定してもよい。そしてループヒートパイプ熱交換システムの起動時には、最大弁開度の小さい自動弁から先に開弁し、その後に他の自動弁を開弁させるように設定すればよい。 Alternatively, in the middle of the condensed water return flow path, another condensed water return flow path is provided in parallel, and a fail-open type automatic valve is disposed in each of the condensed water return flow paths, and at least one of the plurality of automatic valves. The maximum valve opening degree of one automatic valve may be set smaller than the maximum valve opening degree of another automatic valve. Then, when the loop heat pipe heat exchange system is started up, the automatic valve with the smallest maximum valve opening may be opened first, and then the other automatic valves may be opened.
本実施形態では、蓄圧タンクに安全弁を設けることもできる。そして、安全弁の設定圧力を、熱交換器およびループ流路の、耐用圧力よりも低く設定する。あるいは、蓄圧タンクと二次側熱交換器とを連通する流路にリリーフ弁を設け、リリーフ弁の設定圧力を安全弁の圧力よりも低く設定する。これにより、ループヒートパイプ熱交換システム内の圧力が耐用圧力よりも高くなるのを未然に防止できる。 In the present embodiment, a safety valve can be provided in the pressure accumulation tank. Then, the set pressure of the safety valve is set lower than the service pressure of the heat exchanger and the loop flow path. Alternatively, a relief valve is provided in a flow path that connects the pressure accumulation tank and the secondary heat exchanger, and the set pressure of the relief valve is set lower than the pressure of the safety valve. Thereby, it is possible to prevent the pressure in the loop heat pipe heat exchange system from becoming higher than the service pressure.
本実施形態では、凝縮水戻り流路や蒸気流路に、フェイルオープン型の自動弁を複数設けてもよい。そして、それぞれの自動弁の駆動電源である計装制御電源を、複数の配電系統に接続しても良い。これにより自動弁の制御系統を冗長化することができ、一つの配電系統に障害が生じた場合でも、他の配電系統に繋がる計装制御電源から他の自動弁を駆動することができる。 In the present embodiment, a plurality of fail-open type automatic valves may be provided in the condensed water return channel and the steam channel. And the instrumentation control power supply which is a drive power supply of each automatic valve may be connected to a some power distribution system. Thereby, the control system of the automatic valve can be made redundant, and even when a failure occurs in one distribution system, another automatic valve can be driven from the instrumentation control power source connected to the other distribution system.
本実施形態は、地熱バイナリ発電システムへ適用することもできる。非特許文献3では、凝縮水の輸送にポンプを用いているが、本実施形態のループヒートパイプ熱交換システムでは、密度差と重力による自然循環を利用する。 This embodiment can also be applied to a geothermal binary power generation system. In Non-Patent Document 3, a pump is used to transport condensed water, but the loop heat pipe heat exchange system of the present embodiment uses natural circulation due to density difference and gravity.
本実施例によれば、ループヒートパイプ熱交換システムにおいて、運転開始前に(システム起動前に)、一次側熱交換器の伝熱管(第1伝熱管)および二次側熱交換器の伝熱管(第2伝熱管)を含むループ流路の全てを冷却水で満たすことで、非凝縮性ガスをループ流路から排除できる。 According to the present embodiment, in the loop heat pipe heat exchange system, before the operation is started (before the system is started), the heat transfer tube (first heat transfer tube) of the primary side heat exchanger and the heat transfer tube of the secondary side heat exchanger. By filling all of the loop flow path including the (second heat transfer tube) with cooling water, the non-condensable gas can be excluded from the loop flow path.
運転開始後に(熱交換システムの起動後に)、一次側熱交換器で冷却水が加熱されることで蒸気が発生する。その蒸気によって押し出された冷却水が蓄圧タンクに流入することによって、ループ流路の冷却水は気液二相流状態を保持できる。蓄圧タンクの気相部は、圧縮されて加圧状態が維持される。 After the operation is started (after the heat exchange system is started), steam is generated by heating the cooling water in the primary side heat exchanger. The cooling water pushed out by the steam flows into the pressure accumulation tank, so that the cooling water in the loop flow path can maintain a gas-liquid two-phase flow state. The gas phase portion of the accumulator tank is compressed and maintained in a pressurized state.
以上の作用により、ループ流路から非凝縮性ガスは排除される。これにより本実施形態によれば、二次側熱交換器内の凝縮熱伝達率の低下を防止し、従来と比較して高い熱伝達率を得ることができる。また、本実施形態によれば、非凝縮性ガス分圧の寄与による二次側熱交換器の圧力増加を防止できるため、蒸気と冷却水の循環流量は低下しない。これにより、本実施形態では熱伝達量の低下を防止できる。 The non-condensable gas is excluded from the loop flow path by the above operation. Thereby, according to this embodiment, the fall of the condensation heat transfer rate in a secondary side heat exchanger can be prevented, and a high heat transfer rate can be obtained compared with the past. Moreover, according to this embodiment, since the pressure increase of the secondary side heat exchanger due to the contribution of the non-condensable gas partial pressure can be prevented, the circulation flow rate of the steam and the cooling water does not decrease. Thereby, in this embodiment, the fall of the heat transfer amount can be prevented.
蓄圧タンクへの流路にリリーフ弁を設けた場合、あるいはループ流路にオリフィスを設けた場合、あるいは凝縮水戻り流路に並列に圧力損失の大きい流路を設けた場合等には、冷却水だけがループ流路を循環する単相自然循環熱伝達の状態から、沸騰・凝縮熱伝達の状態へ移行する際に生じうる熱流動不安定を抑制できる。 If a relief valve is provided in the flow path to the accumulator tank, an orifice is provided in the loop flow path, or a flow path with a large pressure loss is provided in parallel with the condensed water return flow path, the cooling water It is possible to suppress instability of heat flow that can occur when shifting from a single-phase natural circulation heat transfer state circulating through the loop flow path to a boiling / condensation heat transfer state.
また、ループ流路と蓄圧タンクの間に逆止弁を設けた場合は、ループ流路の圧力低下時に、蓄圧タンクからループ流路へ冷却水が逆流するのを防止できる。これにより、熱交換における熱流動不安定の発生を防止できる。熱流動が不安定になるのを抑制することで、自動弁(隔離弁)などの各種機器の寿命や信頼性が低下するのを抑制できる。 Further, when a check valve is provided between the loop flow path and the pressure accumulation tank, it is possible to prevent the cooling water from flowing backward from the pressure accumulation tank to the loop flow path when the pressure of the loop flow path is reduced. Thereby, generation | occurrence | production of the heat flow instability in heat exchange can be prevented. By suppressing the heat flow from becoming unstable, it is possible to prevent the life and reliability of various devices such as an automatic valve (isolation valve) from deteriorating.
本実施形態を熱利用システムとしての原子炉システムへ適用した場合、原子炉停止時などにより炉心で発生した崩壊熱を、密度差と重力を利用する自然循環により、格納容器外の大気や海水、河川水、湖水等のヒートシンクに効率良く放熱できる。これにより、本実施形態によれば、除熱性能が向上し、原子炉の安全性がさらに向上する。また、本実施形態では、フェイルオープン型の自動弁を用いるため、計装制御電源が喪失した場合でも、ループヒートパイプ熱交換システムを自動的に起動させることができ、オペレータが隔離弁を手動で操作したり、コントローラが隔離弁を制御したりする必要がない。このため、本実施形態のループヒートパイプ熱交換システムを、原子炉システムの例えば残留熱除去系システムへ追加することで、原子炉システムの安全性をさらに向上できる。 When this embodiment is applied to a nuclear reactor system as a heat utilization system, the decay heat generated in the core when the reactor is shut down, etc., by natural circulation using density difference and gravity, the atmosphere outside the containment vessel, seawater, Heat can be efficiently radiated to heat sinks such as river water and lake water. Thereby, according to this embodiment, the heat removal performance is improved, and the safety of the nuclear reactor is further improved. In addition, since the fail-open type automatic valve is used in this embodiment, even if the instrumentation control power source is lost, the loop heat pipe heat exchange system can be automatically activated, and the operator manually operates the isolation valve. There is no need to operate or the controller to control the isolation valve. For this reason, the safety of the reactor system can be further improved by adding the loop heat pipe heat exchange system of the present embodiment to, for example, the residual heat removal system of the reactor system.
また、本実施形態のループヒートパイプ熱交換システムを地熱バイナリ発電システムへ適用する場合は、二次側熱交換器で凝縮性能が低下するのを防止できるため、従来と比較して、蒸気タービンのエネルギ回収効率が増加する。これにより本実施形態によれば、発電効率が増加し、経済性が向上する。 In addition, when the loop heat pipe heat exchange system of the present embodiment is applied to a geothermal binary power generation system, it is possible to prevent the condensation performance from being deteriorated by the secondary side heat exchanger. Energy recovery efficiency increases. Thereby, according to the present embodiment, the power generation efficiency is increased and the economic efficiency is improved.
図1〜図6を用いて第1実施例を説明する。図1と図2は、本実施形態の基本的要素を表すループヒートパイプ熱交換システムの全体概略構成図である。図中では、閉弁状態の弁を黒色で表現し、開弁状態の弁を白色で表現している。以下、ループヒートパイプ熱交換システムを熱交換システムと略記する場合がある。 A first embodiment will be described with reference to FIGS. 1 and 2 are overall schematic configuration diagrams of a loop heat pipe heat exchange system representing basic elements of the present embodiment. In the figure, the valve in the closed state is expressed in black, and the valve in the opened state is expressed in white. Hereinafter, the loop heat pipe heat exchange system may be abbreviated as a heat exchange system.
ループヒートパイプ熱交換システムは、それぞれ後述するように、「第1熱交換器」としての一次側熱交換器21と、「第2熱交換器」としての二次側熱交換器22と、「第1流路」としての流路6と、「第2流路」としての流路7と、「第3流路」としての流路16と、「第1隔離弁」としての隔離弁8と、「第2隔離弁」としての隔離弁9と、蓄圧タンク17とを備える。一次側熱交換器21は「第1伝熱管」としての伝熱管1を有し、二次側熱交換器22は「第2伝熱管」としての伝熱管11を有する。
As will be described later, the loop heat pipe heat exchange system includes a primary
一次側熱交換器21は、加熱源23に配置される。一次側熱交換器21は、下部ヘッダ2と、上部ヘッダ3と、下部ヘッダ2および上部ヘッダ3にそれぞれ連通して設けられる伝熱管1を備える。
The primary
二次側熱交換器22は、一次側熱交換器21よりも高い位置で、冷却源24に配置されている。即ち、二次側熱交換器22は、一次側熱交換器21の標高よりも高い位置に設けられる。冷却材(冷却水、蒸気)の密度差と重力とにより、一次側熱交換器21と二次側熱交換器22との間で冷却材を自然に循環させるためである。この自然循環を実現できる程度の設置位置の差があればよい。そして、二次側熱交換器22も、一次側熱交換器21と同様に、下部ヘッダ12と、上部ヘッダ13と、下部ヘッダ12および上部ヘッダ13にそれぞれ連通して設けられる伝熱管11を備える。
The
一次側熱交換器21と二次側熱交換器22とは、流路6,7により連通して接続されている。ここで、「連通して接続」とは、冷却水や蒸気等の流体が移動可能に接続されているという意味である。しかし常に、流体が移動可能に接続される状態を「連通して接続」されると表現するわけではない。明確で簡素な表現を実現するために、単に「接続」と呼ぶ場合もある。
The primary
なお、流路とは、流体の流れる経路であり、配管やホース等で実現される。そこで、以下に述べる流路は、例えば「配管」と呼び替えることもできる。 In addition, a flow path is a path | route through which a fluid flows, and is implement | achieved by piping, a hose, etc. Therefore, the flow path described below can also be called “piping”, for example.
一次側熱交換器21と二次側熱交換器22との接続を詳細に説明する。一次側熱交換器21の上部ヘッダ3と二次側熱交換器22の上部ヘッダ13とは、弁8を有する流路6を介して連通している。
The connection between the primary
二次側熱交換器22の下部ヘッダ12と一次側熱交換器21の下部ヘッダ2とは、弁9を有する流路7を介して連通している。以下、一次側熱交換器21(下部ヘッダ2、伝熱管1、上部ヘッダ3)、流路6、二次側熱交換器22(上部ヘッダ13、伝熱管11、下部ヘッダ12)、流路7から構成される流路を、ループ流路と呼ぶ。
The
ここで、熱交換システムの起動時とは、ループ流路内を冷却水が自然に循環することで、一次側熱交換器21から二次側熱交換器22へ熱を輸送する状態である。以下の説明では、熱交換システムの起動を、「熱交換システムの運転」と表現する場合がある。
Here, the time of starting the heat exchange system is a state in which heat is transported from the primary
弁8と弁9とがいずれも開弁すると、ループ流路が開通する。これにより、伝熱管1内の冷却水は、加熱源23の熱を奪って蒸気に変わり、この蒸気は、弁8および流路6を通って伝熱管11に流入する。蒸気は、冷却源24により冷却されて凝縮し、冷却源24に熱が伝わる。蒸気の凝縮により生じた凝縮水は、一次側熱交換器21と二次側熱交換器22との高低差により、流路7を重力により下降して、伝熱管1に戻る。この循環ループは、加熱源23を除熱して雰囲気環境温度の冷却源24に放熱する場合や、これとは逆に、冷却源24の冷熱で雰囲気環境温度の加熱源23を冷却する場合に適用できる。
When both the valve 8 and the
蓄圧タンク17は、流路6に流路16を介して取り付けられている。密閉可能な蓄圧タンク17は、蒸気や気体を収容する気相部17aと、冷却水を貯蔵する液相部17bとを有する。蓄圧タンク17の底部は、流路16により、二次側熱交換器22の伝熱管11より下流に位置して流路7に連通する。
The
流路16が伝熱管11より下流で連通して接続される箇所(接続点)とは、熱交換システムの通常運転時における、伝熱管11内の凝縮水液面よりも下方を意味する。図1では、流路16を下部ヘッダ12に連通して接続している。
The location (connection point) where the
また、蓄圧タンク17の上部には、弁18を有する流路19が接続されている。一次側熱交換器21の上部ヘッダ3には、弁4を有するガス抜き流路5が接続されている。二次側熱交換器22の上部ヘッダ13には、弁14を有する他のガス抜き流路15が接続されている。
A
ここで、蓄圧タンク17とループ流路との接続点は、図1に示す例に限らない。例えば、図2の変形例に示すように、流路16を、一次側熱交換器21の下部ヘッダ2の高さ位置で連通して接続してもよい。流路16とループ流路(例えば流路7)との接続点は、二次側熱交換器22の凝縮水液面より下方であればどこでもよく、下部ヘッダ12に限定されない。
Here, the connection point between the
図3から図5を用いて、熱交換システムの運転手順と通常運転時の作用を説明する。図3は、熱交換システムに冷却水を充填する手順(水張り手順)を示す。 The operation procedure of the heat exchange system and the operation during normal operation will be described with reference to FIGS. FIG. 3 shows a procedure (water filling procedure) for filling the heat exchange system with cooling water.
運転開始前に、弁18、弁4、弁14を開弁する。そして、流路19の流入口から冷却水W1を注入する。冷却水は、蓄圧タンク17および流路16を通して、一次側熱交換器21と二次側熱交換器22を接続するループ流路へ流れ込み、ループ流路を満たす。この時、ループ流路内の非凝縮性ガスを含む気相は、液面により押し上げられて、ガス抜き流路5とガス抜き流路15とから外部に排出される。これにより、ループ流路内は、実質的に全て冷却水で満たされることになる。非凝縮性ガスを含む気相の排出が終わると、順次、弁4と弁14を閉じ、最後に弁18を閉じて注水(注液)を終了する。
Before starting operation, the
図4は、熱交換システムの運転開始時(起動時)の状態を表す。弁8および弁9が開弁すると、熱交換システムは起動する。換言すれば、弁8および弁9の開閉だけで、熱交換システムの運転を制御することができる。
FIG. 4 shows a state at the start of operation (starting up) of the heat exchange system. When the
例えば、熱交換システムを、事故時や停止時における放熱等の非常用システムとして用いる場合は、運転開始までは弁8と弁9を閉じておけば良い。非常事態が発生したときに、弁8と弁9を開けば、熱交換システムの運転を開始することができる。後述の実施例で示すように、弁8と弁9とをフェイルオープン型の自動弁として構成してもよい。この場合、弁8と弁9を操作するための電源が停止すると、弁8と弁9は自動的に開弁するため、ループヒートパイプ熱交換システムは自動的に運転を開始する。
For example, when the heat exchange system is used as an emergency system for heat dissipation at the time of an accident or stop, the
熱交換システムが運転を開始すると、加熱源23の熱によって伝熱管1内の冷却水が加熱され、液温が上昇する。温度上昇によって冷却水の密度が減少するため、伝熱管1内の冷却水に浮力が発生する。これにより、ループ流路内には、流路6を上昇して二次側熱交換器22へ向かう高温水W2の流れと、流路7を下降して一次側熱交換器21へ戻る低温水W3の流れとが生じる。これら高温水W2の流れと低温水W3の流れとにより、ループ流路内に自然循環が生じる。
When the heat exchange system starts operation, the cooling water in the
伝熱管1内の冷却水が、加熱源23により継続して加熱されて、伝熱管1内に沸騰が生じるまでは、蓄圧タンク17内の液位は、図3に示した運転開始前とほぼ等しい。沸騰後の状態を次に説明する。
Until the cooling water in the
図5は、冷却水の一部が沸騰した状態を示す。伝熱管1および流路6の内部は、発生した蒸気で満たされる。発生した蒸気によりループ流路の体積が膨張するため、冷却水の一部は、ループ流路から流路16を介して蓄圧タンク17へ流入する。
FIG. 5 shows a state in which a part of the cooling water has boiled. The inside of the
一方、流路6から伝熱管11へ流入した蒸気は、冷却源24により冷却されて凝縮し、冷却水へ戻る。
On the other hand, the steam flowing into the
ところで、ループ流路の体積膨張により押し出された冷却水が蓄圧タンク17へ流入すると、蓄圧タンク17内の液相17bの水位が上昇して、気相17aが圧縮される。これにより、蓄圧タンク17内の圧力とループ流路内の圧力がともに増加する。ループ流路の圧力が増加すると、伝熱管1と流路6と伝熱管11の、内部の蒸気は体積が減少し、気化による体積膨張とバランスする。この結果、蓄圧タンク17内の圧力にバランスした、蒸気・液体比の循環が形成される。
By the way, when the cooling water pushed out by the volume expansion of the loop flow channel flows into the
好ましくは、加熱源23の温度と冷却源24の温度とから、伝熱計算で蒸気・液体比と蓄圧タンク17内の圧力との関係を求める。そして、伝熱管11内の上部が蒸気で占められ、伝熱管11内の下部が凝縮液(冷却水)で占められるように、蓄圧タンク17内の初期液位を設定すれば、ループヒートパイプ熱交換システムの熱効率が向上する。伝熱管11内の上部が蒸気で占められ、伝熱管11の下部が凝縮液で占められるように、運転開始後に弁18を開閉して、気相17aの気体を抜いて調整しても良い。
Preferably, from the temperature of the
本実施例では、図3に示したように、運転開始前にループ流路に冷却水を満たして気相を排除するため、非凝縮性ガスがループ流路内に残留しない。これによって、二次側熱交換器内の凝縮熱伝達率の低下が防止される。さらに、非凝縮性ガス分圧の寄与による二次側熱交換器の圧力増加も抑制できるので、蒸気と冷却水の循環流量が低下せず、熱伝達率量の低下を防止できる。また、非凝縮性ガスを排出する機構の制御が不要となるため、装置の簡素化が可能になり、システムの信頼性も向上する。 In this embodiment, as shown in FIG. 3, since the loop flow path is filled with cooling water before the operation is started to eliminate the gas phase, no non-condensable gas remains in the loop flow path. This prevents a decrease in condensation heat transfer coefficient in the secondary side heat exchanger. Furthermore, since the increase in the pressure of the secondary heat exchanger due to the contribution of the non-condensable gas partial pressure can be suppressed, the circulation flow rate of the steam and the cooling water does not decrease, and the heat transfer rate can be prevented from decreasing. Further, since it is not necessary to control the mechanism for discharging the non-condensable gas, the apparatus can be simplified and the reliability of the system is improved.
図6は、第1実施例の他の変形例に係るループヒートパイプ熱交換システムの概略構成を示す。図6の構成は、流路16に逆止弁20を備える点で、図1の構成と異なる。逆止弁20は、流路7から流路16を介して蓄圧タンク17へ向かう流れを許可し、蓄圧タンク17から流路16を介して流路7へ向かう流れを阻止する。
FIG. 6 shows a schematic configuration of a loop heat pipe heat exchange system according to another modification of the first embodiment. The configuration of FIG. 6 is different from the configuration of FIG. 1 in that a
逆止弁20が無い場合、熱交換システムの運転中に、一次側熱交換器21において加熱源23の熱負荷が減少すると、蓄圧タンク17から冷却水がループ流路に逆流する。これにより、ループ流路内の蒸気の体積比が減少して、伝熱管1内が液相で満たされる可能性がある。しかし単相流の自然対流による熱伝達は、沸騰熱伝達よりも低いため、熱交換システムの熱輸送量が減少する。熱輸送量が減少すると、加熱源23の除熱量が低下して、熱負荷が増加する。加熱源23の熱負荷が増加すると、上述の通り、ループ流路の体積膨張により、再び蓄圧タンク17に向かう流れが生じる。このように、冷却水の流動と熱負荷の変動(以下、熱流動不安定)とが繰り返される。
When the
そこで、図6に示すように、流路16の途中に逆止弁20を設ければ、最大熱負荷時の蓄圧タンク17内の液量を維持できるので、熱流動不安定を防止できる。
Therefore, as shown in FIG. 6, if a
図1〜図6で述べた本実施例(および複数の変形例)によれば、伝熱性能の低下を防止できるとともに、ループヒートパイプ熱交換システムの構成を簡素化できる。また、逆止弁20により熱流動の不安定を抑制できるため、弁や流路が振動などで故障したりするのを防止でき、ループヒートパイプ熱交換システムの保守性、信頼性および経済性を向上できる。
According to the present embodiment (and a plurality of modifications) described in FIGS. 1 to 6, it is possible to prevent the heat transfer performance from being lowered and to simplify the configuration of the loop heat pipe heat exchange system. In addition, since the
図7を用いて第2実施例を説明する。本実施例を含む以下の各実施例では、第1実施例との相違を中心に説明する。 A second embodiment will be described with reference to FIG. In the following embodiments including the present embodiment, differences from the first embodiment will be mainly described.
本実施例では、ループヒートパイプ熱交換システムを、蒸気タービン等の蒸気エネルギ変換装置によって動力の取り出しや発電を行う熱利用システムに適用する。本実施例は、第1実施例およびその複数の変形例のいずれにも組み合わせることができる。 In this embodiment, the loop heat pipe heat exchange system is applied to a heat utilization system that extracts power and generates power by a steam energy conversion device such as a steam turbine. This embodiment can be combined with any of the first embodiment and a plurality of modifications thereof.
ここでは、熱利用システムとして、地熱バイナリ発電システムを例に挙げる。地熱バイナリ発電システムは、地熱を熱交換した低沸点冷却水によって蒸気タービンを回す循環ループを有する。 Here, a geothermal binary power generation system is taken as an example of the heat utilization system. The geothermal binary power generation system has a circulation loop in which a steam turbine is rotated by low-boiling-point cooling water that exchanges geothermal heat.
図7に示すループヒートパイプ熱交換システムでは、図1に示す構成に比べて、流路6に、蒸気エネルギ変換装置25とバイパス流路44等が設けられている。詳しくは、流路6の途中には、蒸気エネルギ変換装置25が設けられている。蒸気エネルギ変換装置25をバイパスするようにして、流路6の途中にはバイパス流路44が設けられている。流路6のうち、バイパス流路44によりバイパスされる範囲の流路に符号45を付す。
In the loop heat pipe heat exchange system shown in FIG. 7, the steam
蒸気エネルギ変換装置25の上流には弁42が設けられ、蒸気エネルギ変換装置25の下流には弁43が設けられている。さらに、蒸気エネルギ変換装置25の下流には、弁43の上流に位置して、弁46を有するガス抜き流路47が接続されている。図示しないが、ループ流路で使用する冷却水を大気中に直接廃棄できない場合は、ガス抜き流路47の下流に、適切な排気処理装置や廃液処理装置を接続する。
A
バイパス流路44には、弁41が設けられている。バイパス流路44の上流側は、弁42の上流側で流路6に連通して接続されている。バイパス流路44の下流側は、弁43の下流側で流路6に連通して接続されている。従って、弁42,43を閉じた状態で、弁41を開けると、一次側熱交換器21からの冷却水(または蒸気)の全てが、バイパス流路44を流れて、二次側熱交換器22へ向かう。
A
熱交換システムの運転開始前に、弁41を開き、弁42と弁43を閉じることで、蒸気エネルギ変換装置25を熱交換システムから隔離する。非凝縮性ガスを含む気相を熱交換システムから排出する手順と、蓄圧タンク17内の圧力にバランスした蒸気・液体比の循環を形成するまでの手順と、それら手順に関する作用とは、第1実施例で説明した通りである。
Before starting the operation of the heat exchange system, the
ループ流路から非凝縮性ガスを排出し、ループ流路に所望の蒸気・液体比での循環を形成した後で、弁47を開き、弁42をわずかに開くと同時に、弁41をわずかに絞る。これによって、蒸気エネルギ変換装置25の内部へ一次側熱交換器21からの蒸気G3を導入する。導入された蒸気G3により、蒸気エネルギ変換装置25内部の非凝縮性ガスは、ガス抜き流路47から排出される。
After discharging the non-condensable gas from the loop flow path and forming a circulation with the desired vapor / liquid ratio in the loop flow path, the
ガス抜き流路47から非凝縮性ガスが排出され、その後に蒸気が排出された時点で、弁42および弁43の開動作と、弁47および弁41の閉動作とをそれぞれ開始し、弁42と弁43が全開となり、弁47と弁41が全閉となるまで、弁の動作を継続する。
When the non-condensable gas is discharged from the
これによって、ループ流路から非凝縮性ガスを全て排出した状態で、ループヒートパイプ熱交換システムを運転することができる。一次側熱交換器21の伝熱管1からの蒸気は、蒸気エネルギ変換装置25に流入して蒸気タービン等を回動させる。仕事を終えた蒸気は、流路6から伝熱管11に流れて、凝縮される。
As a result, the loop heat pipe heat exchange system can be operated with all the non-condensable gas discharged from the loop flow path. The steam from the
本実施例によれば、第1実施例と同様の作用効果を奏する。即ち、本実施例では、蒸気中に非凝縮性ガスはほとんど存在しないため、凝縮熱の伝達率が低下するのを防止することができる。さらに、非凝縮性ガス分圧の寄与による二次側熱交換器22の圧力増加も抑制できるので、蒸気タービンに流れる蒸気量は低下しない。従って、本実施例では、発電効率等の運転効率が低下するのを抑制でき、蒸気エネルギ変換装置25を効率的に作動させることができる。さらに、非凝縮性ガスを排出するための機構を自動制御する必要がないため、熱交換システムの構成を簡素化でき、信頼性および保守性も向上する。
According to this embodiment, the same effects as those of the first embodiment can be obtained. That is, in this embodiment, since there is almost no non-condensable gas in the steam, it is possible to prevent the heat transfer rate of the condensation heat from decreasing. Furthermore, since the pressure increase in the
第3実施例について、図8から図11を参照して詳細に説明する。図8は、ループヒートパイプ熱交換システムを、熱利用システムの事故時や停止時における放熱システムに適用した場合を示す。本実施例は、第1実施例およびその複数の変形例のいずれにも組み合わせることができる。ここでは、図6に示すループヒートパイプ熱交換システムを、放熱システムに用いる場合を例に挙げる。熱利用システムについては図示を省略する。 The third embodiment will be described in detail with reference to FIGS. FIG. 8 shows a case where the loop heat pipe heat exchange system is applied to a heat dissipation system at the time of an accident or stop of the heat utilization system. This embodiment can be combined with any of the first embodiment and a plurality of modifications thereof. Here, a case where the loop heat pipe heat exchange system shown in FIG. 6 is used for a heat dissipation system will be described as an example. The illustration of the heat utilization system is omitted.
本実施例では、流路6に弁28を設け、流路7に弁29を設ける。これら弁28,29は、例えば、電動モータや空気式アクチュエータ等によって駆動される、遠隔操作可能な自動弁として構成されている。これら自動弁28,29は、電源喪失や配管破断の発生によって、弁を操作する駆動力が失われた場合に、開弁状態となるフェイルオープン型の弁として構成されている。
In this embodiment, a
本実施例では、図6の構成をベースにして説明するため逆止弁20を備えているが、逆止弁20を備えない構成にも適用可能である。
In the present embodiment, the
本実施例の熱交換システムの運転開始前に、非凝縮性ガスを含む気相を排出する手順は、第1実施例で説明した通りである。本実施例では、熱交換システムを、熱利用システムの加熱源を冷却可能な場所に設置する。第1実施例で述べたように、二次側熱交換器22は、冷却可能な場所であって、かつ一次側熱交換器21よりも高い位置される。
Before starting the operation of the heat exchange system of the present embodiment, the procedure for discharging the gas phase containing the non-condensable gas is as described in the first embodiment. In this embodiment, the heat exchange system is installed in a place where the heat source of the heat utilization system can be cooled. As described in the first embodiment, the
熱利用システムの通常運転時は、熱利用システムの効率が低下しないように、自動弁28と自動弁29を閉弁し、熱利用システムから熱交換システムを切り離す。即ち、自動弁28,29をいずれも閉じることで、伝熱管1から伝熱管11への熱輸送と冷却源24への放熱とを防止する。
During normal operation of the heat utilization system, the
一方、熱利用システムに故障などが生じて、加熱源23を冷却する必要が生じた場合は、図9に示すように、自動弁28と自動弁29を開いて、ループヒートパイプ熱交換システムの運転を開始する。図9は、運転開始時の状況を示す。
On the other hand, when a failure or the like occurs in the heat utilization system and the
ここで、上述の通り、自動弁28,29は、いずれもフェイルオープン型の自動弁として構成されているため、例えば電源喪失などにより、自動弁28,29を制御する制御装置が停止したり、自動弁28,29のアクチュエータの駆動源が停止したりした場合でも、自動的に、基準位置である開弁状態になる。
Here, as described above, since the
自動弁28,29が開弁することで、一次側熱交換器21と二次側熱交換器22との間のループ流路が形成される。伝熱管1で加熱された冷却水W2は、自動弁28および流路6を介して伝熱管11へ流れる。二次側熱交換器22の伝熱管11で冷却された冷却水W3は、流路7および自動弁29を介して、伝熱管1へ戻る。
When the
図10は、ループヒートパイプ熱交換システムの運転を開始した後の状態を示す。一次側熱交換器21の伝熱管1で加熱されて発生した蒸気G3は、自動弁28および流路6を通って二次側熱交換器22の伝熱管11へ流入する。蒸気は、二次側熱交換器22の伝熱管11で冷却されて凝縮する。伝熱管11からの冷却水W4は、流路7および自動弁29を介して一次側熱交換器21の伝熱管1へ戻る。
FIG. 10 shows a state after starting operation of the loop heat pipe heat exchange system. The steam G3 generated by being heated in the
図11は、第3実施例の変形例に係るループヒートパイプ熱交換システムの概略構成図である。この変形例では、図8の構成に比べて、自動弁28が削除されている。従って、この変形例では、熱利用システムと熱交換システムとを完全に分離することができないため、熱利用システムの運転開始後に、伝熱管1の内部と流路6の一部とに、加熱源23によって加熱された蒸気が滞留する。これら流路6などに貯留した蒸気の熱が、雰囲気中へ放熱されると、その放熱は熱利用システムにとって熱損失となる。
FIG. 11 is a schematic configuration diagram of a loop heat pipe heat exchange system according to a modification of the third embodiment. In this modification, the
しかし一方、この変形例によれば、一つの自動弁29が開弁するだけで、ループヒートパイプ熱交換システムの運転を開始することができる。従って、この変形例の熱交換システムを備える放熱システムは、自動弁の故障する可能性が前記各実施例よりも低く、信頼性が向上する。さらに、自動弁29を一つだけ備えるため、保守作業も前記各実施例に比べて容易である。
However, according to this modification, the operation of the loop heat pipe heat exchange system can be started only by opening one
以上説明した本実施例によれば、熱利用システムの事故時や停止時の放熱システムに適用する場合に、前記第1実施例と同様の作用効果を奏する。さらに、熱交換時の不安定を防止できるため、ループヒートパイプ熱交換システムを用いた熱利用システムの安全性と信頼性が向上する。 According to the present embodiment described above, the same effects as those of the first embodiment can be achieved when applied to a heat dissipation system at the time of an accident or stop of the heat utilization system. Furthermore, since instability during heat exchange can be prevented, the safety and reliability of a heat utilization system using a loop heat pipe heat exchange system is improved.
図12,図13を用いて第4実施例を説明する。本実施例は、例えば、第3実施例およびその変形例に適用することができる。さらに本実施例は、第1実施例とその複数の変形例、第2実施例のいずれにも適用可能である。 A fourth embodiment will be described with reference to FIGS. This embodiment can be applied to, for example, the third embodiment and its modifications. Furthermore, the present embodiment can be applied to any of the first embodiment, a plurality of modifications thereof, and the second embodiment.
ループヒートパイプ熱交換システムを、熱利用システムの事故時や停止時に対応する放熱システムに適用する場合、第3実施例で述べたように自動弁28,29を閉弁させることで、熱交換システムを熱利用システムから切り離すことができる。
When the loop heat pipe heat exchange system is applied to a heat dissipation system that responds to an accident or stop of the heat utilization system, the
この場合、熱利用システムの運転時に、熱交換システムのループ流路に流れが生じないため、熱損失は少ない。 In this case, since no flow is generated in the loop flow path of the heat exchange system during operation of the heat utilization system, heat loss is small.
ところで、熱利用システムの運転時は、加熱源23によって伝熱管1内の冷却水は加熱されるため、伝熱管1内の冷却水は高温高圧状態にある。一方、伝熱管11の一部と流路6および流路7内の冷却水は、流路16を通って蓄圧タンク17に連通しているため、ループ流路の圧力は蓄圧タンク17の圧力に依存し、比較的低圧に保たれている。
By the way, since the cooling water in the
ここで、熱交換システムの故障等に対処すべく、自動弁28と自動弁29を開いて熱交換システムの運転を開始するときにおいて、伝熱管1内の冷却水温度が、流路6,7や伝熱管11のそれぞれの内部圧力に対応する飽和温度よりも高いと仮定する。この場合は、図4や図9で述べた冷却水単相の加熱過程を経ずに、減圧沸騰と冷却水との急激な循環がループ流路内に生じる。
Here, when the
このとき、流路7内の冷却水は低温であり、高サブクール状態である。従って、循環直後に伝熱管1内で蒸気が凝縮し、蒸発と凝縮との繰り返しによる流れの不安定現象やウォーターハンマー現象等の、熱流動不安定が発生する可能性がある。
At this time, the cooling water in the
不安定な流れの発生を低減するために、本実施例では、流路7の途中にオリフィス30を設ける。冷却水がオリフィス30を通過する際に圧力損失が生じるため、伝熱管11から流れる凝縮水の水頭圧が低下して、冷却水の流量が減少する。これによって、急激な循環による伝熱管1内の過度の冷却を防止できるので、蒸発と凝縮の繰り返しによる、流れの不安定現象やウォーターハンマー現象を抑制できる。なお、本実施例は、逆止弁20を含む構成にも適用可能である。
In this embodiment, an
図13は、本実施例の変形例に係るループヒートパイプ熱交換システムの概略構成図である。この変形例は、図12に示した熱交換システムにおいて、自動弁29をバイパスするようにして流路7の途中にバイパス流路36を設け、このバイパス流路36に自動弁35を配置する。これら自動弁29,35は、「流路面積の異なる複数の第2隔離弁」に該当する。
FIG. 13 is a schematic configuration diagram of a loop heat pipe heat exchange system according to a modification of the present embodiment. In this modification, in the heat exchange system shown in FIG. 12, a
バイパス流路36は、流路7と比較して、流路面積が小さい。バイパス流路36に設けられる自動弁35も、自動弁28に比べて、最大流路面積が小さい。本変形例では、熱利用システムの事故時や停止時に、まず始めに自動弁35を開いて比較小流量の冷却水を流し、伝熱管1内の過度の冷却を防止する。その後に、自動弁29を開いて、定常的な運転に移行する。これによって、流れの不安定現象やウォーターハンマー現象を抑制することができる。なお、自動弁29を開いた後では、自動弁35は閉じてもよいし、あるいは開けたままにしてもよい。
The
以上に説明した本実施例によれば、第3実施例と同様の作用効果を奏する。即ち、熱利用システムの事故時や停止時の放熱システムに適用において、熱流動不安定を抑制できるため、ループヒートパイプ熱交換システムを用いた熱利用システムの安全性と信頼性が向上する。 According to the present embodiment described above, the same operational effects as in the third embodiment can be obtained. That is, since the heat flow instability can be suppressed in application to a heat dissipation system at the time of an accident or stop of the heat utilization system, the safety and reliability of the heat utilization system using the loop heat pipe heat exchange system is improved.
図14,図15を用いて第5実施例を説明する。図14は、本実施例によるループヒートパイプ熱交換システムの概略構成図である。本実施例では、第3実施例に示した熱交換システムに対して、起動時の低温冷却水がループ流路を急激に循環することによる、蒸発と凝縮の繰り返しが生じるのを抑制する。 A fifth embodiment will be described with reference to FIGS. FIG. 14 is a schematic configuration diagram of a loop heat pipe heat exchange system according to the present embodiment. In this embodiment, with respect to the heat exchange system shown in the third embodiment, it is possible to suppress the occurrence of repetition of evaporation and condensation due to the rapid circulation of the low-temperature cooling water at the time of startup through the loop flow path.
本実施例では、流路16の途中にリリーフ弁33と弁32とが設けられ、これらリリーフ弁33および弁32をバイパスするようにして、流路16と並列にバイパス流路37が設けられている。これら構成要素31,32,33,37のうち、本実施例で最小限必要な構成要素は、リリーフ弁33である。バイパス流路37、弁31、弁32は、メンテナンスや迂回運転のための構成要素である。なお、図14では、流路16に逆止弁20を備えているが、逆止弁20を持たない構成にも本実施例は適用可能である。
In this embodiment, a
運転開始前にループ流路に冷却水を満たして非凝縮性ガスを含む気相を排除する手順は、第1実施例において説明した手順と同様であり、ここでは省略する。リリーフ弁33の設定圧力は、リリーフ弁33が無い場合において、伝熱管1と流路6と伝熱管11との内部の体積に相当する冷却水が、蓄圧タンク17に流入して気相17aが最大限に圧縮されたときに生じる圧力と、運転開始前にループ流路に冷却水を満たした時のループ流路圧力との中間の圧力である。
The procedure for filling the loop flow path with the cooling water before starting the operation and removing the gas phase containing the non-condensable gas is the same as the procedure described in the first embodiment, and is omitted here. When the
熱交換システムの運転が開始されるまでは、自動弁28と自動弁29とは閉弁しているため、熱利用システムと伝熱管1とは隔離されている。伝熱管1が隔離されることにより、ループ流路に流れは生じないため、熱損失は少ない。しかし、加熱源23によって伝熱管1内の冷却水は加熱されるため、伝熱管1内の冷却水は高温高圧状態になる。
Until the operation of the heat exchange system is started, since the
熱交換システムの運転開始時では、自動弁28と自動弁29とを開く。これにより、伝熱管1、流路6、伝熱管11、流路7のループ流路を冷却水が循環する。このとき、ループ流路から蓄圧タンク17へ向かう流れは、リリーフ弁33によって堰き止められているため、冷却水はほぼ単相流の状態でループ流路を循環する。
At the start of operation of the heat exchange system, the
伝熱管1の高温冷却水は、密度差に起因する浮力により、伝熱管1と流路6を介して伝熱管11へ流入し、伝熱管11内では自然対流熱伝達によって熱交換される。熱交換により温度の低下した冷却水は、一次側熱交換器21と二次側熱交換器22の設置場所の高低差に起因する重力により、流路7から伝熱管1へ戻る。
The high-temperature cooling water of the
伝熱管1へ還流した冷却水は、伝熱管1を流れる間に加熱されて温度が上昇する。冷却水温度が飽和温度近傍に達すると、伝熱管1、流路6、伝熱管11、流路7のループ流路の圧力は上昇する。
The cooling water recirculated to the
ループ流路の圧力がリリーフ弁33の設定圧力を超えると、リリーフ弁33が開いて、冷却水の一部が蓄圧タンク17に流入し、沸騰が活発化する。リリーフ弁33が開くまでにループ流路内の冷却水の温度は上昇しており、伝熱管1に流入する冷却水のサブクール度が低くなる。従って、伝熱管1内の蒸発と凝縮の繰り返しによる、流れの不安定現象やウォーターハンマー現象を抑制できる。
When the pressure in the loop flow path exceeds the set pressure of the
図15は、本実施例の変形例に係るループヒートパイプ熱交換システムの概略構成図である。この変形例では、図14に示した熱交換システムにおいて、蓄圧タンク17の上部に、気相17aに連通する安全弁34を設けている。
FIG. 15 is a schematic configuration diagram of a loop heat pipe heat exchange system according to a modification of the present embodiment. In this modification, in the heat exchange system shown in FIG. 14, a
安全弁34の設定圧力は、リリーフ弁33の設定圧力よりも高く、かつ熱交換システムを構成する熱交換器21,22や流路6,7等の耐圧よりも低く設定される。図示しないが、ループ流路で使用する冷却水を大気中に直接廃棄できない場合は、安全弁34出口の下流に、適切な気液処理装置を接続すればよい。
The set pressure of the
図14に示した熱交換システムでは、運転開始後にループ流路の圧力が上昇し、リリーフ弁33が開いて冷却水の一部が蓄圧タンク17に移動すると、伝熱管1での沸騰が活発化する。
In the heat exchange system shown in FIG. 14, when the pressure in the loop flow path rises after the operation is started and the
さらに加熱源23から過大な加熱が続いた結果、ループ流路の圧力がループ流路や蓄圧タンク17の耐圧に近づくと、安全弁34が開く。これにより、ループ流路の圧力が低下し、機器の破損を防止する。冷却水の一部は蒸気となって安全弁34から排出されるが、蓄圧タンク17に貯留した冷却水が無くなるまで、耐圧以下で熱交換システムの運転を継続できる。なお、第5実施例および本変形例は、逆止弁20を含まない構成にも適用可能である。
Further, as a result of excessive heating from the
以上に説明した本実施例によれば、第3実施例と同様の作用効果を奏する。さらに本実施例では、蓄圧タンク17に安全弁34を設けているため、過熱時であっても、ループ流路や蓄圧タンク17の耐圧以下で熱交換システムの運転を継続することができ、弁や配管などの機器が破損するのを防止できる。この結果、本実施例では、さらに安全性と信頼性が向上する。
According to the present embodiment described above, the same operational effects as in the third embodiment can be obtained. Furthermore, in this embodiment, since the
図16を用いて第6実施例を説明する。図16は、本実施例に係るループヒートパイプ熱交換システムを原子炉の冷却システムに適用した例を表す縦断面図である。図16は、沸騰水型原子炉を例示しているが、本発明は加圧水型原子炉等の軽水炉、高速増殖炉、新型転換炉、高温ガス炉などの他の型式の原子炉にも適用可能である。 A sixth embodiment will be described with reference to FIG. FIG. 16 is a longitudinal sectional view showing an example in which the loop heat pipe heat exchange system according to this embodiment is applied to a reactor cooling system. FIG. 16 illustrates a boiling water reactor, but the present invention can be applied to other types of reactors such as light water reactors such as pressurized water reactors, fast breeder reactors, new conversion reactors, and high-temperature gas reactors. It is.
図16に示すように、原子炉50は、例えば、圧力容器52と、格納容器51と、格納容器51を納めた原子炉建屋(不図示)とを含んで構成される。圧力容器52は、核燃料を装荷した炉心53を内包する。圧力容器52は格納容器51内に設置される。
As shown in FIG. 16, the
圧力容器52内の炉心53で発生した高温高圧の蒸気は、主蒸気管54を通って外部に取り出される。蒸気発生量に相当する給水は、図示しない給水管から圧力容器52内に供給される。原子炉50の停止時や事故時に圧力容器52を隔離できるように、主蒸気管54には主蒸気隔離弁55が設けられる。
High-temperature and high-pressure steam generated in the core 53 in the
格納容器51内には、例えば、圧力抑制プール62と、格納容器キャビティ61と、ドライウェル65等が設けられている。圧力抑制プール62は、主蒸気管54が破断した場合等の事故時に格納容器51内に放出された蒸気を、ベント管66から導いて凝縮することで、格納容器51内が過圧状態となるのを防止する。圧力抑制プール62内の上部空間は、ウェットウェル気相空間63となっている。格納容器キャビティ61は、圧力容器52の下部空間である。ドライウェル65は、格納容器51の気相空間である。
In the
また、格納容器51の外部には、停止時や事故時に炉心53を冷却し、その熱を外部に放出し、ポンプを用いて冷却水を供給する残留熱除去系(不図示)が設けられる。
Further, a residual heat removal system (not shown) is provided outside the
本実施例では、格納容器51内に、一次側熱交換器21を配置する。一次側熱交換器21は、「ケーシング」としての熱交換器胴部72により取り囲まれている。熱交換器胴部72の上部は、「導入流路」としての主蒸気抽気管64を介して、主蒸気管54に連通して接続されている。主蒸気抽気管64の流入口側は、主蒸気隔離弁55の上流側に位置して、主蒸気管54に接続されている。熱交換器胴部72は、主蒸気抽気管64から導入される蒸気を、一次側熱交換器21の伝熱管1で凝縮させるものである。
In the present embodiment, the
熱交換器胴部72の下部空間は、流路58,60,59を介して、それぞれ異なる空間内に連通可能となっており、熱交換器胴部72内に貯留する凝縮水を、予め設定される空間内へ放出できるようになっている。
The lower space of the
即ち、熱交換器胴部72の下部空間は、自動弁67を有す圧力容器注水流路58を介して、圧力容器52内に連通可能である。さらに、熱交換器胴部72の下部空間は、自動弁69を有すウェットウェル注水流路60を介して、圧力抑制プール62の水面下で連通可能である。さらに、熱交換器胴部72の下部空間は、自動弁68を有す格納容器キャビティ注水流路59を介して、格納容器キャビティ61と連通可能である。
That is, the lower space of the
ここで、圧力容器注水流路58は「圧力容器側戻し流路」に、格納容器キャビティ注水流路59は「格納容器キャビティ側戻し流路」に、ウェットウェル注水流路60は「ウェットウェル側戻し流路」に、それぞれ対応する。自動弁67は「圧力容器側隔離弁」に、自動弁68は「格納容器キャビティ側隔離弁」に、自動弁69は「ウェットウェル側隔離弁」に、それぞれ対応する。
Here, the pressure
自動弁57,67,68の構成例を説明する。好ましくは、自動弁57をフェイルオープン型の自動弁として構成し、かつ、自動弁67と自動弁68と自動弁69のうちいずれか一つをフェイルオープン型の自動弁として構成する。ここで、自動弁は、例えば、電気モータ、ガスシリンダ、油圧シリンダ、油圧モータ、エアモータ等の動力によって遠隔操作可能な弁を表す。フェイルオープン型の自動弁とは、動力の供給が断たれた場合の復帰位置が開である弁を表す。
A configuration example of the
「第1熱交換器」としての一次側熱交換器21は、図14等で示したように、「第1伝熱管」としての伝熱管1と、伝熱管1が連通する下部ヘッダ2および上部ヘッダ3とを備える。
As shown in FIG. 14 and the like, the
格納容器51の外部空間には、「第2熱交換器」としての二次側熱交換器22が設けられている。二次側熱交換器22は、図14等で示すように、「第2伝熱管」としての伝熱管11と、伝熱管11が連通する下部ヘッダ12および上部ヘッダ13を備える。
In the external space of the
二次側熱交換器22は、格納容器51の外部において、一次側熱交換器21の設置高さよりも高い標高に設置されている。二次側熱交換器22は、空冷方式で冷却される。空冷効果を高めるために、二次側熱交換器22は、ダクト70内に設けられている。冷却風G5は、ダクト70の流入口71bから流出口71aへ向けて流れる。これにより、二次側熱交換器22の伝熱管11は空冷される。
The secondary
一次側熱交換器21の上部ヘッダ3と二次側熱交換器22の上部ヘッダ13とは、自動弁28を有する流路6により連通して接続されている。二次側熱交換器22の下部ヘッダ12と一次側熱交換器21の下部ヘッダ2とは、自動弁29を有する流路により連通して接続されている。ここで流路6は「第1流路」に、流路7は「第2流路」に、それぞれ対応する。
The upper header 3 of the primary
流路7の途中には、流路16を介して蓄圧タンク17が設けられる。例えば、蓄圧タンク17は、リリーフ弁33および逆止弁20を備える流路16により、下部ヘッダ12に連通して接続される。
In the middle of the
原子炉用ループヒートパイプ熱交換システムの動作を説明する。原子炉の停止時に残留熱除去系が起動できなかった場合に、ループヒートパイプ熱交換システムは以下のように運転を開始して、炉心53の熱を取り除く。
The operation of the reactor loop heat pipe heat exchange system will be described. When the residual heat removal system cannot be started when the reactor is shut down, the loop heat pipe heat exchange system starts operation as follows to remove the heat of the
原子炉が通常に運転している場合、伝熱管1、上部ヘッダ2、流路6、上部ヘッダ12、伝熱管11、下部ヘッダ13、流路7、および下部ヘッダ3からなるループ流路と、流路16と、蓄圧タンク17の一部とを予めそれぞれ冷却水で満たしておき、非凝縮性ガスをできるだけ取り除いておく。
When the nuclear reactor is operating normally, a loop flow path consisting of the
ループヒートパイプ熱交換システムの運転開始前は、自動弁28と自動弁29を閉じておく。さらに、自動弁57、自動弁55、自動弁67、自動弁69も閉じておく。
Before starting the operation of the loop heat pipe heat exchange system, the
原子炉に故障や事故が生じた場合は、主蒸気隔離弁55が閉じられた後で、自動弁57と自動弁67、自動弁28と自動弁29を、それぞれ開く。これにより、圧力容器52から流出した蒸気G4は、主蒸気管54と自動弁57と流路64とを通って、熱交換器胴部72内に流入する。熱交換器胴部72に流入した蒸気G4が伝熱管1を加熱するため、伝熱管1内の冷却水温度が上昇する。
When a failure or accident occurs in the nuclear reactor, after the main
この結果、伝熱管1および流路6内の冷却水は、高温で比較的密度が小さい。これに対し、伝熱管11および流路7内の冷却水は、低温で比較的密度が大きい。さらに、一次側熱交換器21の伝熱管1よりも二次側熱交換器22の伝熱管11は、高い位置に設置されている。従って、これらの密度差および重力により、ループ流路内の冷却水は、自然循環を開始する。
As a result, the cooling water in the
流路6から上部ヘッダ12に流れた高温の冷却水は、二次側熱交換器22の伝熱管11内で、ダクト70内を流れる空気G5により冷却される。一方、伝熱管1を加熱した蒸気G4は、伝熱管1の管外で冷却されて凝縮し、凝縮水(冷却水)W5となる。凝縮水W5は、熱交換器胴部72の下部から、自動弁67および圧力容器注水流路58を通って、圧力容器52内へ注水される。
The high-temperature cooling water that has flowed from the
原子炉50の停止直後における圧力容器52内の圧力は、ループヒートパイプ熱交換システムのループ流路内の圧力より高いため、圧力容器52から出る蒸気の温度は、ループ流路を循環する冷却水の飽和温度より高い。従って、熱交換器胴部72へ流入する蒸気G4による伝熱管1の加熱が続くと、やがて伝熱管1内の冷却水が沸騰を開始する。
Since the pressure in the
伝熱管1内に発生した蒸気による体積膨張によって、ループ流路内の冷却水の圧力が上昇する。ループ流路内の圧力がリリーフ弁33の設定圧力よりも高くなると、リリーフ弁33が開く。これにより、ループ流路内の冷却水の一部は、流路16およびリリーフ弁33を通って蓄圧タンク17へ流れ込む。
Due to the volume expansion due to the steam generated in the
蓄圧タンク17は密閉されているので、ループ流路は徐々に加圧されていき、最終的には、一次側熱交換器21での加熱量に釣り合う圧力でバランスする。この時、予め蓄圧タンク17の気相体積を調整しておくことによって、伝熱管1と流路6と伝熱管11の上部とがそれぞれ蒸気で満たされ、かつ伝熱管11の下部に凝縮水が貯まる状態で、ループヒートパイプ熱交換システムの通常運転を行うことができる。
Since the
上述のように、炉心53で発生した蒸気を熱交換器胴部72内で凝縮して、圧力容器52に給水すると共に、蒸気の熱を一次側熱交換器21から二次側熱交換器22へ輸送し、格納容器51の外部で空冷により除去することができる。ループヒートパイプ熱交換システムの通常運転時では、ループ流路内が予め冷却水で満たされているため、伝熱を阻害する非凝縮性ガスはループ流路内に存在しない。従って、上述した冷却水の沸騰や、凝縮熱伝達において、熱伝達性能の低下を防止できる。
As described above, the steam generated in the
上述の自動弁の開閉動作において、自動弁67に代わって自動弁68を開いた場合、凝縮水W5は、格納容器キャビティ注水流路59を通って格納容器キャビティ61へ注水され、炉心溶融時に備えた冷却水として利用される。
In the above-described opening / closing operation of the automatic valve, when the
自動弁67に代わって自動弁69を開いた場合、凝縮水W5は、ウェットウェル注水流路60を通って圧力抑制プール62へ注水される。圧力抑制プール62へ注水される凝縮水W5は、格納容器51内の圧力を低減するための蒸気凝縮用の冷却水や、圧力容器52へ冷却水を注水する非常用炉心冷却系(不図示)の原水として、利用される。
When the
凝縮水W5の注水先は、自動弁67、自動弁68、自動弁69の開閉状態を制御することで、切り替えや分配操作が可能である。
The water injection destination of the condensed water W5 can be switched or distributed by controlling the open / close state of the
例えば、原子炉の全電源喪失事故等が発生した後で、さらに原子炉の制御電源を喪失した場合の動作を説明する。制御電源の喪失によって自動弁の遠隔操作機能が失われると、自動弁28、自動弁29、自動弁57は、フェイルオープン機能により開弁する。これによって、外部から制御を行うことなく、自動的にループヒートパイプ熱交換システムが運転を開始し、除熱動作を行う。ここで、自動弁67もフェイルオープン型の自動弁である場合、熱交換器胴部72内の凝縮水W5は、自動的に、流路58を通って圧力容器52へ注水される。
For example, the operation when the control power of the nuclear reactor is further lost after the accident of loss of all the nuclear power is occurred will be described. When the remote control function of the automatic valve is lost due to the loss of the control power supply, the
自動弁68をフェイルオープン型の自動弁とした場合、熱交換器胴部72の凝縮水W5は、流路59を通って、格納容器キャビティ61へ自動的に注水される。自動弁69をフェイルオープン型の自動弁とした場合、熱交換器胴部72の凝縮水W5は、圧力抑制プール62へ自動的に注水される。以上の自動弁67、自動弁68、自動弁69は、相互の流路の逆流を防止するため、そのいずれか1弁のみをフェイルオープン型の弁とし、残りの2弁はフェイルクローズ型の弁とする。ここで、フェイルクローズ型の弁とは、動力の供給が断たれた場合の復帰位置が閉である弁を表す。
When the
以上述べた本実施例によれば、第1実施例と同様の作用効果を奏する。さらに、原子炉停止時の故障や事故時において、炉心53や格納容器51内部での除熱性能や圧力低減性能が低下するのを未然に防止できる。このため、本実施例によれば、原子炉の安全性が向上する。また、制御電源が失われても炉心53や格納容器51内部を自動的に冷却できるため、原子炉の信頼性が向上する。
According to the present embodiment described above, the same operational effects as the first embodiment can be obtained. Further, it is possible to prevent the heat removal performance and pressure reduction performance in the
図17を用いて第7実施例を説明する。図17は、本実施例に係るループヒートパイプ熱交換システムを原子炉の冷却システムに適用した例を表す縦断面図である。 A seventh embodiment will be described with reference to FIG. FIG. 17 is a longitudinal sectional view showing an example in which the loop heat pipe heat exchange system according to this embodiment is applied to a reactor cooling system.
原子炉システムの基本的構成は、図16で述べたと同様である。図17では、説明の容易な理解のために、主蒸気管54等の図示を省略している。本実施例では、格納容器51内に一次側熱交換器21を設ける。二次側熱交換器22は、格納容器51外に位置して、一次側熱交換器21の設置高さよりも高い標高で設置される。二次側熱交換器22は、ダクト70内に配置されており、ダクト70を通過する冷却風G5により空冷される。
The basic configuration of the nuclear reactor system is the same as described in FIG. In FIG. 17, the
本実施例は、図16の構成に比べて、熱交換器胴部72、流路58,59,60,64,自動弁57,67,68,69を備えていない。一次側熱交換器21および二次側熱交換器22の構成と、各熱交換器21,22の接続構成と、蓄圧タンク17の構成とは、第6実施例で述べたと同様であるため、説明を省略する。
This embodiment does not include the
原子炉システムが通常運転している場合、伝熱管1、上部ヘッダ2、流路6、上部ヘッダ12、伝熱管11、下部ヘッダ13、流路7、および下部ヘッダ3からなるループ流路と、流路16と、蓄圧タンク17の一部とをそれぞれ冷却水で満たしておき、自動弁28と自動弁29を閉じる。非凝縮性ガスは、ループ流路から取り除かれている。
When the nuclear reactor system is in normal operation, a loop flow path comprising the
原子炉の故障等で格納容器51内が高温高圧になった場合は、自動弁28と自動弁29を開く。これにより、格納容器51内の蒸気G6は、一次側熱交換器21の伝熱管1の外表面で冷却され、凝縮する。
When the temperature of the
蒸気凝縮によって格納容器51内の気相体積が減少するため、格納容器51内の圧力が低下する。また、一次側熱交換器21は、格納容器51内で冷却装置として機能するため、格納容器51内の温度が低下する。伝熱管1の外表面で生成された凝縮水W6は、格納容器51内を落下し、圧力抑制プール62や格納容器キャビティ61へ流入する。
Since the vapor phase volume in the
圧力抑制プール62へ流入した凝縮水W6は、格納容器51内部の圧力を低減するための蒸気凝縮用の冷却水や、圧力容器52に冷却水を注水する非常用炉心冷却系(不図示)の原水として利用される。
The condensed water W6 that has flowed into the
また、格納容器キャビティ61へ流入した凝縮水W6は、格納容器キャビティ61内の冷却に使用される。さらに、落下して拡がった凝縮水W6は、その表面で格納容器51内の蒸気が凝縮されることによって、格納容器51内の圧力と温度の低減に寄与する。
The condensed water W <b> 6 that has flowed into the
一方、格納容器51内の蒸気によって加熱された伝熱管1内の冷却水は、上述のように、温度差に起因する密度差と設置位置の差に起因する重力とにより、ループ流路内を自然に循環し、格納容器51内の熱を外部へ排出する。
On the other hand, the cooling water in the
沸騰熱伝達と凝縮熱伝達は、自然対流よりも熱伝達率が高いため、伝熱管11内の蒸気凝縮で伝わった熱により、伝熱管11の外表面の温度がさらに上昇する。これにより、空気G5への除熱量が増加する。
Since the heat transfer rate of boiling heat transfer and condensation heat transfer is higher than that of natural convection, the temperature of the outer surface of the
この沸騰と凝縮過程は、ループ流路で継続するので、長期間にわたって、格納容器51内部の熱を、格納容器51の外部へ放熱することができる。原子炉システムの通常運転時では、循環ループ内が冷却水で満たされているため、ループ流路内に伝熱を阻害する非凝縮性ガスは存在しない。したがって、上述の沸騰、凝縮熱伝達において、熱伝達性能の低下を防止できる。
Since the boiling and condensing process continues in the loop flow path, the heat inside the
本実施例では、原子炉の故障等で自動弁28,29の遠隔操作機能が失われた場合であっても、自動弁28および自動弁29がフェイルオープン機能によって開弁する。これによって、本実施例のループヒートパイプ熱交換システムは、外部から制御を行う必要が無く、自動的に運転を開始して除熱動作を継続的に実行する。
In the present embodiment, even when the remote control function of the
このように構成される本実施例も第6実施例と同様の作用効果を奏する。さらに本実施例では、第6実施例よりも構成を簡素化できるため、製造コストや信頼性を向上することができる。 Configuring this embodiment like this also achieves the same operational effects as the sixth embodiment. Furthermore, in this embodiment, since the configuration can be simplified as compared with the sixth embodiment, the manufacturing cost and the reliability can be improved.
図18を用いて第8実施例を説明する。図18は、本実施例に係るループヒートパイプ熱交換システムを原子炉の冷却システムに適用した例を表す縦断面図である。 The eighth embodiment will be described with reference to FIG. FIG. 18 is a longitudinal sectional view showing an example in which the loop heat pipe heat exchange system according to this embodiment is applied to a reactor cooling system.
本実施例では、図17で述べた構成において、一次側熱交換器21を圧力抑制プール62の内部に設置する。原子炉の通常運転時には、伝熱管1、上部ヘッダ2、流路6、上部ヘッダ12、伝熱管11、下部ヘッダ13、流路7、および下部ヘッダ3からなるループ流路と、流路16と、蓄圧タンク17の一部とをそれぞれ冷却水で満たしておき、自動弁28と自動弁29を閉じる。
In the present embodiment, in the configuration described in FIG. 17, the primary
原子炉の故障等で格納容器51内が高温高圧状態になると、自動弁28と自動弁29を開く。圧力抑制プール62内部の冷却水やウェットウェル気相空間63内の蒸気は、伝熱管1の外表面で冷却される。
When the
伝熱管1での冷却により、圧力抑制プール62の冷却水温度が低下する。さらに、ウェットウェル気相空間63内の蒸気が伝熱管1で凝縮することで、ウェットウェル気相空間63内部の圧力が低下する。
The cooling water temperature of the
圧力抑制プール62の冷却水温度が飽和温度よりも低下すると、冷却水表面の蒸気凝縮によって、ウェットウェル気相空間63内部のさらに圧力が低下する。これにより、格納容器51の空間部65の蒸気がベント管66を通って圧力抑制プール62水中に引き込まれるため、格納容器51内の圧力が低下する。
When the cooling water temperature in the
ウェットウェル気相空間63に接する伝熱管1外面で生じる凝縮水は、格納容器51内部の圧力を低減するための蒸気凝縮用の冷却水や、圧力容器52に冷却水を注水する非常用炉心冷却系(不図示)の原水として利用される。
Condensed water generated on the outer surface of the
熱交換システムのループ流路内の熱流動と、二次側熱交換器22の伝熱管11から格納容器51の外部雰囲気への放熱挙動とは、第7実施例と同様である。また、原子炉の制御電源を喪失して自動弁の遠隔操作機能が失われた場合の、自動弁28および自動弁29のフェイルオープン機能による、熱交換システムの自動起動(自動運転)や除熱動作の継続作用も第7実施例と同様である。
The heat flow in the loop flow path of the heat exchange system and the heat release behavior from the
このように構成される本実施例も、第7実施例と同様の作用効果を奏する。さらに本実施例では、一次側熱交換器21を圧力抑制プール62内に設置するため、ウェットウェル気相空間63内の圧力を下げることができ、原子炉の信頼性が向上する。
Configuring this embodiment like this also achieves the same operational effects as the seventh embodiment. Further, in this embodiment, since the
図19を用いて第9実施例を説明する。図19は、本実施例に係るループヒートパイプ熱交換システムを原子炉の冷却システムに適用した例を表す縦断面図である。 A ninth embodiment will be described with reference to FIG. FIG. 19 is a longitudinal sectional view showing an example in which the loop heat pipe heat exchange system according to this embodiment is applied to a reactor cooling system.
図19では、原子炉の圧力容器52の一部や、格納容器51の壁面の一部のみを図示しているが、原子炉の全体構成は図16から図18に示したものと同様である。本実施例では、圧力容器52内に、一次側熱交換器21を設ける。
In FIG. 19, only a part of the
格納容器51の外部空間には、二次側熱交換器22が設けられる。二次側熱交換器22は、一次側熱交換器21の設置高さより高い標高に位置して、ダクト70内に設置されている。一次側熱交換器21と二次側熱交換器22の接続構成や、ループ流路と蓄圧タンク17との接続構成は、図17等で説明した通りである。
A
原子炉の通常運転時では、伝熱管1、上部ヘッダ2、流路6、上部ヘッダ12、伝熱管11、下部ヘッダ13、流路7、および下部ヘッダ3からなるループ流路と、流路16と、蓄圧タンク17の一部とをそれぞれ冷却水で満たしておき、自動弁28と自動弁29を閉じておく。
During normal operation of the nuclear reactor, the
特に、圧力容器52から外部への放熱は、原子炉の通常運転時において熱効率を低下させるため、自動弁28と自動弁29とはできる限り圧力容器52に近づけて設けると共に、自動弁28と自動弁29を閉止しておくことが重要となる。
In particular, heat radiation from the
原子炉に故障が生じた場合等では、自動弁28と自動弁29を開く。炉心53で発生した蒸気G7は、伝熱管1の外表面で冷却されて凝縮し、その凝縮水W7は圧力容器52内の冷却水面に落下して混合する。発生した蒸気の凝縮による気相体積の減少で、圧力容器52内の圧力は低下する。
When a failure occurs in the nuclear reactor, the
さらに、凝縮水W7が伝熱管1の外表面で冷却されると、凝縮水W7の温度が冷却水の飽和温度よりも低下する。このため、凝縮水W7が混合した圧力容器52内の冷却水温度も低下して、炉心53の冷却が促進される。
Furthermore, when the condensed water W7 is cooled on the outer surface of the
本実施例におけるループヒートパイプ熱交換システムのループ流路内の自然循環挙動と、伝熱管1での沸騰開始後のループ流路から蓄圧タンク17への冷却水の移動と、沸騰、凝縮熱伝達による伝熱管1から伝熱管11への熱伝達と、格納容器51外部への放熱挙動とは、第6実施例から第8実施例と同様である。
Natural circulation behavior in the loop flow path of the loop heat pipe heat exchange system in the present embodiment, movement of cooling water from the loop flow path after the start of boiling in the
また、原子炉の制御電源を喪失し弁の遠隔操作機能が失われた場合の、自動弁28、自動弁29のフェイルオープン機能による自動起動や除熱動作の継続も第6実施例から第8実施例と同様である。
Further, when the reactor control power supply is lost and the remote control function of the valve is lost, the automatic activation by the fail-open function of the
このように構成される本実施例によれば、第7実施例と同様の作用効果を奏する。さらに本実施例では、ループヒートパイプ熱交換システムの運転によって圧力容器52内の圧力を低下させることができる。
According to the present embodiment configured as described above, the same operational effects as in the seventh embodiment can be obtained. Furthermore, in the present embodiment, the pressure in the
図20を用いて第10実施例を説明する。図20は、本実施例に係るループヒートパイプ熱交換システムを原子炉の冷却システムに適用した例を表す縦断面図である。 A tenth embodiment will be described with reference to FIG. FIG. 20 is a longitudinal sectional view showing an example in which the loop heat pipe heat exchange system according to this embodiment is applied to a reactor cooling system.
図20では、原子炉の構成の一部を示すが、原子炉の全体構成は図16から図19に示したものと同様である。 FIG. 20 shows a part of the configuration of the nuclear reactor, but the overall configuration of the nuclear reactor is the same as that shown in FIGS. 16 to 19.
本実施例では、流路6に複数の自動弁28a,28bを設けると共に、流路7には複数の自動弁29a,29bを設ける。これら各自動弁28a,28b,29a,29bは、異なる配電系統に繋がる配電盤73,配電盤74に接続されている。即ち、自動弁28a,29aは、一方の配電盤73に接続されており、自動弁28b,29bは他方の配電盤74に接続されている。
In the present embodiment, a plurality of
ここで、自動弁と配電系統の数は、「2」に限定しない。例えば、それぞれ2つずつの自動弁へ給電する3つの系統、または4つの系統を備えてもよい。各系統に設ける自動弁の数も2台に限らず、3台以上でもよい。 Here, the number of automatic valves and distribution systems is not limited to “2”. For example, it is possible to provide three systems or four systems each supplying power to two automatic valves. The number of automatic valves provided in each system is not limited to two, and may be three or more.
原子炉の通常運転中は、ループヒートパイプ熱交換システムのループ流路が冷却水で満たされており、各自動弁はそれぞれ閉じている。もしも、流路6,7に設けられている自動弁がそれぞれ1つずつであり、それら自動弁が同一の配電系統に繋がっている場合は、配電系統に故障が生じると、流路6,7に一つずつ設けられた自動弁がフェイルオープン機能により開弁し、流路6,7が開く。従って、圧力容器52内の冷却水や蒸気の熱が流路6,7を介して格納容器51の外部へ輸送されて、放熱されてしまい、原子炉システムの熱効率が低下する。
During normal operation of the reactor, the loop flow path of the loop heat pipe heat exchange system is filled with cooling water, and each automatic valve is closed. If there is one automatic valve provided in each of the
これに対し、本実施例では、流路6,7を異なる複数の配電系統に接続された複数の自動弁で開閉する構成のため、いずれか一つの配電系統に障害が生じた場合であっても、流路6,7の閉止を保持することができる。従って、原子炉の通常運転時に、熱効率が低下するのを防止できる。
On the other hand, in this embodiment, because the configuration is such that the
このように構成される本実施例も第7実施例と同様の作用効果を奏する。さらに本実施例では、原子炉の通常運転時において、熱効率が低下するのを防止できる。なお、ループヒートパイプ熱交換システムの流路6,7をそれぞれ異なる複数の配電系統に繋がる複数の自動弁によって開閉する構成は、第6〜第9実施例のいずれにも適用可能である。
Configuring this embodiment like this also achieves the same effects as the seventh embodiment. Further, in this embodiment, it is possible to prevent the thermal efficiency from being lowered during the normal operation of the nuclear reactor. In addition, the structure which opens and closes the
なお、本発明は上述の実施形態に限定されるものではなく、様々な変形例を含むことができる。例えば、上記実施形態は本発明を分かり易く説明するために詳細に説明したものであり、必ずしも説明した全ての構成を備えるものに限定されるものではない。また、ある実施例の構成の一部を他の実施例の構成に置き換えることも可能である。また、ある実施例の構成に他の実施例の構成を加えることも可能である。さらに、各実施例の構成の一部について、他の構成の追加・削除・置換をすることが可能である。なお、本実施形態に含まれる技術的特徴は、特許請求の範囲に記載した組合せ以外にも組み合わせることができる。 In addition, this invention is not limited to the above-mentioned embodiment, Various modifications can be included. For example, the above embodiment has been described in detail for easy understanding of the present invention, and is not necessarily limited to the one having all the configurations described. Also, a part of the configuration of one embodiment can be replaced with the configuration of another embodiment. It is also possible to add the configuration of another embodiment to the configuration of one embodiment. Furthermore, it is possible to add, delete, and replace other configurations for a part of the configuration of each embodiment. The technical features included in the present embodiment can be combined in addition to the combinations described in the claims.
本実施形態には、以下のような方法の発明も含まれている。ただし、以下の表現は例示であって、以下に記載する方法発明に限定しない。 This embodiment also includes the invention of the following method. However, the following expressions are exemplary and are not limited to the method invention described below.
「作動流体の密度差により熱を輸送するループヒートパイプ熱交換システムの使用方法であって、
前記ループヒートパイプ熱交換システムは、加熱源に設けられ、第1伝熱管を有する第1熱交換器と、冷却源に設けられ、第2伝熱管を有する第2熱交換器と、前記第1伝熱管の流出口と前記第2伝熱管の流入口とを接続する第1流路と、前記第2伝熱管の流出口と前記第1伝熱管の流入口とを接続する第2流路と、前記第2流路の途中に接続された蓄圧タンクと、を備え、
前記第1伝熱管と前記第2伝熱管と前記第1流路と前記第2流路と前記蓄圧タンク内の一部とに、システム起動前に予め作動流体を満たしておく、
ループヒートパイプ熱交換システムの運転方法。」
"A method of using a loop heat pipe heat exchange system that transports heat due to density differences in the working fluid,
The loop heat pipe heat exchange system includes a first heat exchanger provided in a heating source and having a first heat transfer tube, a second heat exchanger provided in a cooling source and having a second heat transfer tube, and the first heat exchanger. A first flow path connecting the outlet of the heat transfer tube and the inlet of the second heat transfer tube; a second flow path connecting the outlet of the second heat transfer tube and the inlet of the first heat transfer tube; An accumulator tank connected in the middle of the second flow path,
The first heat transfer tube, the second heat transfer tube, the first flow path, the second flow path, and a part of the pressure accumulation tank are filled with a working fluid in advance before starting the system.
How to operate the loop heat pipe heat exchange system. "
「原子炉に用いるループヒートパイプ熱交換システムの運転方法であって、
前記原子炉は、核燃料を装架した炉心と、前記炉心を内包する圧力容器と、前記炉心で発生した蒸気をタービンに送る主蒸気管と、前記圧力容器を内包する格納容器と、前記格納容器内の空間部であるドライウェルと、前記格納容器内の一部空間を閉空間に仕切り、水プールを有するウェットウェルと、前記ドライウェルと前記ウェットウェルのプール水中を連通するベント管とを含んでおり、
前記ループヒートパイプ熱交換システムは、前記圧力容器内に設けられ、第1伝熱管を有する第1熱交換器と、前記第1熱交換器の高さ方向設置位置よりも高い位置で前記格納容器の外部に設けられ、第2伝熱管を有する第2熱交換器と、前記第1伝熱管の流出口と前記第2伝熱管の流入口を接続する第1流路と、前記第2伝熱管の流出口と前記第1伝熱管の流入口を接続する第2流路と、前記格納容器の外部に位置して、前記第2流路の途中に接続された蓄圧タンクと、前記第2流路の途中に設けられ、通常時は閉弁しており、駆動電源の停止時には開弁する第2隔離弁と、を備えており、
前記第1伝熱管と前記第2伝熱管と前記第1流路と前記第2流路と前記蓄圧タンク内の一部とに、予め作動流体を満たしておく、
原子炉用ループヒートパイプ熱交換システムの運転方法。」
“A method of operating a loop heat pipe heat exchange system used in a nuclear reactor,
The nuclear reactor includes a core loaded with nuclear fuel, a pressure vessel containing the core, a main steam pipe for sending steam generated in the core to a turbine, a containment vessel containing the pressure vessel, and the containment vessel A dry well which is an internal space, a wet well which partitions a partial space in the containment vessel into a closed space and has a water pool, and a vent pipe which communicates the dry well and the pool water of the wet well. And
The loop heat pipe heat exchange system includes a first heat exchanger provided in the pressure vessel and having a first heat transfer tube, and the containment vessel at a position higher than a height direction installation position of the first heat exchanger. A second heat exchanger having a second heat transfer tube, a first flow path connecting the outlet of the first heat transfer tube and the inlet of the second heat transfer tube, and the second heat transfer tube A second flow path connecting the outlet of the first heat transfer pipe and the inlet of the first heat transfer tube, a pressure accumulation tank located outside the containment vessel and connected in the middle of the second flow path, and the second flow A second isolation valve provided in the middle of the road, which is normally closed and opened when the drive power supply is stopped,
The first heat transfer tube, the second heat transfer tube, the first flow path, the second flow path, and a part of the pressure accumulation tank are filled with a working fluid in advance.
A method of operating a loop heat pipe heat exchange system for a nuclear reactor. "
「原子炉に用いるループヒートパイプ熱交換システムの運転方法であって、
前記原子炉は、核燃料を装架した炉心と、前記炉心を内包する圧力容器と、前記炉心で発生した蒸気をタービンに送る主蒸気管と、前記圧力容器を内包する格納容器と、前記格納容器内の空間部であるドライウェルと、前記格納容器内の一部空間を閉空間に仕切り、水プールを有するウェットウェルと、前記ドライウェルと前記ウェットウェルのプール水中を連通するベント管とを含んでおり、
前記ループヒートパイプ熱交換システムは、前記ドライウェル内に設けられ、第1伝熱管を有する第1熱交換器と、前記第1熱交換器の高さ方向設置位置よりも高い位置で前記格納容器の外部に設けられ、第2伝熱管を有する第2熱交換器と、前記第1伝熱管の流出口と前記第2伝熱管の流入口を接続する第1流路と、前記第2伝熱管の流出口と前記第1伝熱管の流入口を接続する第2流路と、前記格納容器の外部に位置して、前記第2流路の途中に接続された蓄圧タンクと、前記第2流路の途中に設けられる第2隔離弁と、を備えており、
前記第1伝熱管と前記第2伝熱管と前記第1流路と前記第2流路と前記蓄圧タンク内の一部とに、予め作動流体を満たしておく、
原子炉用ループヒートパイプ熱交換システムの運転方法。」
“A method of operating a loop heat pipe heat exchange system used in a nuclear reactor,
The nuclear reactor includes a core loaded with nuclear fuel, a pressure vessel containing the core, a main steam pipe for sending steam generated in the core to a turbine, a containment vessel containing the pressure vessel, and the containment vessel A dry well which is an internal space, a wet well which partitions a partial space in the containment vessel into a closed space and has a water pool, and a vent pipe which communicates the dry well and the pool water of the wet well. And
The loop heat pipe heat exchange system includes a first heat exchanger provided in the dry well and having a first heat transfer tube, and the containment vessel at a position higher than a height direction installation position of the first heat exchanger. A second heat exchanger having a second heat transfer tube, a first flow path connecting the outlet of the first heat transfer tube and the inlet of the second heat transfer tube, and the second heat transfer tube A second flow path connecting the outlet of the first heat transfer pipe and the inlet of the first heat transfer tube, a pressure accumulation tank located outside the containment vessel and connected in the middle of the second flow path, and the second flow A second isolation valve provided in the middle of the road,
The first heat transfer tube, the second heat transfer tube, the first flow path, the second flow path, and a part of the pressure accumulation tank are filled with a working fluid in advance.
A method of operating a loop heat pipe heat exchange system for a nuclear reactor. "
1:第1伝熱管、6:第1流路、7:第2流路、8:第1隔離弁、9:第2隔離弁、11:第2伝熱管、16:第3流路、17:蓄圧タンク、20:逆止弁、21:第1熱交換器、22:第2熱交換器、23:加熱源、24:冷却源、28:第1隔離弁、29:第2隔離弁、33:リリーフ弁 1: 1st heat transfer pipe, 6: 1st flow path, 7: 2nd flow path, 8: 1st isolation valve, 9: 2nd isolation valve, 11: 2nd heat transfer pipe, 16: 3rd flow path, 17 : Pressure accumulation tank, 20: check valve, 21: first heat exchanger, 22: second heat exchanger, 23: heating source, 24: cooling source, 28: first isolation valve, 29: second isolation valve, 33: Relief valve
Claims (20)
加熱源に設けられ、第1伝熱管を有する第1熱交換器と、
冷却源に設けられ、第2伝熱管を有する第2熱交換器と、
前記第1伝熱管の流出口と前記第2伝熱管の流入口とを接続する第1流路と、
前記第2伝熱管の流出口と前記第1伝熱管の流入口とを接続する第2流路と、
前記第2流路の途中に接続された蓄圧タンクと、
を備え、
前記第1伝熱管と前記第2伝熱管と前記第1流路と前記第2流路と前記蓄圧タンク内の一部とは、運転開始前に予め作動流体で満たされている、
ループヒートパイプ熱交換システム。 A loop heat pipe heat exchange system that transports heat due to the density difference of the working fluid,
A first heat exchanger provided in a heating source and having a first heat transfer tube;
A second heat exchanger provided in the cooling source and having a second heat transfer tube;
A first flow path connecting the outlet of the first heat transfer tube and the inlet of the second heat transfer tube;
A second flow path connecting the outlet of the second heat transfer tube and the inlet of the first heat transfer tube;
An accumulator tank connected in the middle of the second flow path;
With
The first heat transfer tube, the second heat transfer tube, the first flow path, the second flow path, and a part of the pressure accumulation tank are filled with a working fluid in advance before starting operation,
Loop heat pipe heat exchange system.
前記第3流路には、前記第2流路側から前記蓄圧タンクへ作動流体が流れるのを許し、前記蓄圧タンクから前記第2流路側へ作動流体が流れるのを阻止する逆止弁が設けられており、
運転開始前に前記第3流路にも予め作動流体が満たされている、
請求項1に記載のループヒートパイプ熱交換システム。 The accumulator tank is connected to the middle of the second flow path via a third flow path,
The third flow path is provided with a check valve that allows the working fluid to flow from the second flow path side to the pressure accumulation tank and prevents the working fluid from flowing from the pressure accumulation tank to the second flow path side. And
Before the start of operation, the working fluid is also filled in the third flow path in advance.
The loop heat pipe heat exchange system according to claim 1.
請求項1または2のいずれか一項に記載のループヒートパイプ熱交換システム。 The second flow path is provided with a second isolation valve that is normally closed and opened when the drive power supply is stopped.
The loop heat pipe heat exchange system according to any one of claims 1 and 2.
請求項3に記載のループヒートパイプ熱交換システム。 The first channel is provided with a first isolation valve that is normally closed and opened when the drive power supply is stopped.
The loop heat pipe heat exchange system according to claim 3.
さらに、前記蒸気エネルギ変換装置をバイパスするバイパス流路を設け、
前記第1流路を流れる作動流体を、前記蒸気エネルギ変換装置または前記バイパス流路のいずれかに選択的に供給可能とした、
請求項1または2のいずれか一項に記載のループヒートパイプ熱交換システム。 A steam energy conversion device that converts steam energy into electrical energy is provided in the middle of the first flow path,
Furthermore, a bypass flow path for bypassing the steam energy conversion device is provided,
The working fluid flowing through the first flow path can be selectively supplied to either the steam energy conversion device or the bypass flow path.
The loop heat pipe heat exchange system according to any one of claims 1 and 2.
請求項4に記載のループヒートパイプ熱交換システム。 The first isolation valve and the second isolation valve are closed before the start of operation, and are opened at the start of operation.
The loop heat pipe heat exchange system according to claim 4.
請求項6に記載のループヒートパイプ熱交換システム。 The third flow path is provided with a relief valve that opens at a predetermined pressure.
The loop heat pipe heat exchange system according to claim 6.
請求項6に記載のループヒートパイプ熱交換システム。 The second flow path is provided with an orifice located downstream of the connection point between the second flow path and the third flow path.
The loop heat pipe heat exchange system according to claim 6.
運転開始時には、前記複数の第2隔離弁のうち、流路断面積の小さい方の第2隔離弁から先に開弁する、
請求項6に記載のループヒートパイプ熱交換システム。 Forming at least one branch channel in the middle of the second channel, and providing the second isolation valves having different channel cross-sectional areas in the second channel and the second branch channel,
At the start of operation, among the plurality of second isolation valves, the second isolation valve having the smaller channel cross-sectional area is opened first.
The loop heat pipe heat exchange system according to claim 6.
請求項1または2のいずれか一項に記載のループヒートパイプ熱交換システム。 The second heat exchanger is installed at a position higher than the first heat exchanger.
The loop heat pipe heat exchange system according to any one of claims 1 and 2.
前記原子炉は、核燃料を装架した炉心と、前記炉心を内包する圧力容器と、前記炉心で発生した蒸気をタービンに送る主蒸気管と、前記圧力容器を内包する格納容器と、前記格納容器内の空間部であるドライウェルと、前記格納容器内の一部空間を閉空間に仕切り、水プールを有するウェットウェルと、前記ドライウェルと前記ウェットウェルのプール水中を連通するベント管とを含んでおり、
前記圧力容器内に設けられ、第1伝熱管を有する第1熱交換器と、
前記第1熱交換器の高さ方向設置位置よりも高い位置で前記格納容器の外部に設けられ、第2伝熱管を有する第2熱交換器と、
前記第1伝熱管の流出口と前記第2伝熱管の流入口を接続する第1流路と、
前記第2伝熱管の流出口と前記第1伝熱管の流入口を接続する第2流路と、
前記格納容器の外部に位置して、前記第2流路の途中に接続された蓄圧タンクと、
前記第2流路の途中に設けられ、通常時は閉弁しており、駆動電源の停止時には開弁する第2隔離弁と、
を備え、
前記第1伝熱管と前記第2伝熱管と前記第1流路と前記第2流路と前記蓄圧タンク内の一部とは、予め作動流体で満たされている、
原子炉用ループヒートパイプ熱交換システム。 A loop heat pipe heat exchange system used in a nuclear reactor,
The nuclear reactor includes a core loaded with nuclear fuel, a pressure vessel containing the core, a main steam pipe for sending steam generated in the core to a turbine, a containment vessel containing the pressure vessel, and the containment vessel A dry well which is an internal space, a wet well which partitions a partial space in the containment vessel into a closed space and has a water pool, and a vent pipe which communicates the dry well and the pool water of the wet well. And
A first heat exchanger provided in the pressure vessel and having a first heat transfer tube;
A second heat exchanger provided outside the containment vessel at a position higher than the height direction installation position of the first heat exchanger and having a second heat transfer tube;
A first flow path connecting the outlet of the first heat transfer tube and the inlet of the second heat transfer tube;
A second flow path connecting the outlet of the second heat transfer tube and the inlet of the first heat transfer tube;
An accumulator tank located outside the containment vessel and connected in the middle of the second flow path;
A second isolation valve provided in the middle of the second flow path, normally closed, and opened when the drive power supply is stopped;
With
The first heat transfer tube, the second heat transfer tube, the first flow path, the second flow path, and a part of the pressure accumulation tank are filled with a working fluid in advance.
Loop heat pipe heat exchange system for nuclear reactors.
前記第3流路には、前記第2流路側から前記蓄圧タンクへ作動流体が流れるのを許し、前記蓄圧タンクから前記第2流路側へ作動流体が流れるのを阻止する逆止弁が設けられており、
原子炉の稼働前に前記第3流路にも予め作動流体が満たされている
請求項11に記載の原子炉用ループヒートパイプ熱交換システム。 The accumulator tank is connected to the middle of the second flow path via a third flow path,
The third flow path is provided with a check valve that allows the working fluid to flow from the second flow path side to the pressure accumulation tank and prevents the working fluid from flowing from the pressure accumulation tank to the second flow path side. And
The reactor loop heat pipe heat exchange system according to claim 11, wherein the working fluid is also filled in the third flow path in advance before the operation of the nuclear reactor.
前記原子炉は、核燃料を装架した炉心と、前記炉心を内包する圧力容器と、前記炉心で発生した蒸気をタービンに送る主蒸気管と、前記圧力容器を内包する格納容器と、前記格納容器内の空間部であるドライウェルと、前記格納容器内の一部空間を閉空間に仕切り、水プールを有するウェットウェルと、前記ドライウェルと前記ウェットウェルのプール水中を連通するベント管とを含んでおり、
前記ドライウェル内に設けられ、第1伝熱管を有する第1熱交換器と、
前記第1熱交換器の高さ方向設置位置よりも高い位置で前記格納容器の外部に設けられ、第2伝熱管を有する第2熱交換器と、
前記第1伝熱管の流出口と前記第2伝熱管の流入口を接続する第1流路と、
前記第2伝熱管の流出口と前記第1伝熱管の流入口を接続する第2流路と、
前記格納容器の外部に位置して、前記第2流路の途中に接続された蓄圧タンクと、
前記第2流路の途中に設けられる第2隔離弁と、
を備え、
前記第1伝熱管と前記第2伝熱管と前記第1流路と前記第2流路と前記蓄圧タンク内の一部とは、予め作動流体で満たされている、
原子炉用ループヒートパイプ熱交換システム。 A loop heat pipe heat exchange system used in a nuclear reactor,
The nuclear reactor includes a core loaded with nuclear fuel, a pressure vessel containing the core, a main steam pipe for sending steam generated in the core to a turbine, a containment vessel containing the pressure vessel, and the containment vessel A dry well which is an internal space, a wet well which partitions a partial space in the containment vessel into a closed space and has a water pool, and a vent pipe which communicates the dry well and the pool water of the wet well. And
A first heat exchanger provided in the dry well and having a first heat transfer tube;
A second heat exchanger provided outside the containment vessel at a position higher than the height direction installation position of the first heat exchanger and having a second heat transfer tube;
A first flow path connecting the outlet of the first heat transfer tube and the inlet of the second heat transfer tube;
A second flow path connecting the outlet of the second heat transfer tube and the inlet of the first heat transfer tube;
An accumulator tank located outside the containment vessel and connected in the middle of the second flow path;
A second isolation valve provided in the middle of the second flow path;
With
The first heat transfer tube, the second heat transfer tube, the first flow path, the second flow path, and a part of the pressure accumulation tank are filled with a working fluid in advance.
Loop heat pipe heat exchange system for nuclear reactors.
前記第3流路には、前記第2流路側から前記蓄圧タンクへ作動流体が流れるのを許し、前記蓄圧タンクから前記第2流路側へ作動流体が流れるのを阻止する逆止弁が設けられており、
原子炉の稼働前に前記第3流路にも予め作動流体が満たされている
請求項13に記載の原子炉用ループヒートパイプ熱交換システム。 The accumulator tank is connected to the middle of the second flow path via a third flow path,
The third flow path is provided with a check valve that allows the working fluid to flow from the second flow path side to the pressure accumulation tank and prevents the working fluid from flowing from the pressure accumulation tank to the second flow path side. And
The reactor loop heat pipe heat exchange system according to claim 13, wherein the working fluid is also filled in the third flow path in advance before the operation of the nuclear reactor.
前記ケーシング内の作動流体を前記ウェットウェル内に供給するウェットウェル側戻し流路を設け、
前記導入流路にはウェットウェル側隔離弁を設ける、
請求項13または14のいずれか一項に記載の原子炉用ループヒートパイプ熱交換システム。 Provided outside the first heat transfer pipe is a casing that condenses the vapor of the working fluid flowing from the main steam pipe through the introduction flow path on the outer surface side of the first heat transfer pipe,
Providing a wet well side return flow path for supplying the working fluid in the casing into the wet well;
A wet well side isolation valve is provided in the introduction channel,
The reactor loop heat pipe heat exchange system according to any one of claims 13 and 14.
前記ケーシング内の作動流体を前記格納容器キャビティへ供給する格納容器側戻し流路を設け、
前記格納容器側流路には格納容器キャビティ側隔離弁を設ける、
請求項13または14のいずれか一項に記載の原子炉用ループヒートパイプ熱交換システム。 Provided outside the first heat transfer pipe is a casing for condensing the steam of the working fluid flowing from the main steam pipe through the introduction flow path on the heating surface side of the first heat transfer pipe,
Providing a containment vessel-side return channel for supplying the working fluid in the casing to the containment vessel cavity;
A containment vessel cavity side isolation valve is provided in the containment vessel side flow path,
The reactor loop heat pipe heat exchange system according to any one of claims 13 and 14.
前記ケーシング内の作動流体を前記圧力容器へ供給する圧力容器側戻し流路を設け、
前記圧力容器側流路には圧力容器側隔離弁を設ける、
請求項13または14のいずれか一項に記載の原子炉用ループヒートパイプ熱交換システム。 Provided outside the first heat transfer pipe is a casing for condensing the steam of the working fluid flowing from the main steam pipe through the introduction flow path on the heating surface side of the first heat transfer pipe,
Providing a pressure vessel side return flow path for supplying the working fluid in the casing to the pressure vessel;
A pressure vessel side isolation valve is provided in the pressure vessel side flow path;
The reactor loop heat pipe heat exchange system according to any one of claims 13 and 14.
請求項15〜17のいずれか一項に記載の原子炉用ループヒートパイプ熱交換システム。 Forming a cooling duct for supplying cooling air to the second heat transfer tube;
The loop heat pipe heat exchange system for a nuclear reactor according to any one of claims 15 to 17.
請求項13〜18のいずれか一項に記載の原子炉用ループヒートパイプ熱交換システム。 A first isolation valve is provided in the middle of the first flow path.
The loop heat pipe heat exchange system for a nuclear reactor according to any one of claims 13 to 18.
請求項19に記載の原子炉用ループヒートパイプ熱交換システム。 The first isolation valve and the second isolation valve are constituted by a fail-open type automatic valve that is normally closed and opened when the drive power supply is stopped.
The reactor loop heat pipe heat exchange system according to claim 19.
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Cited By (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2017138084A (en) * | 2016-02-05 | 2017-08-10 | 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 | Looped thermosiphon type heat pipe and nuclear reactor including the same |
CN112599258A (en) * | 2020-12-23 | 2021-04-02 | 三峡大学 | Waste heat exporting device and method for molten salt reactor |
CN114017270A (en) * | 2021-11-11 | 2022-02-08 | 张家港市恒强冷却设备有限公司 | Wind turbine generator system heat abstractor based on disconnect-type heat pipe exchanger |
Citations (8)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPH02171592A (en) * | 1988-12-23 | 1990-07-03 | Babcock Hitachi Kk | Heat pipe and method of supplying heat transfer medium thereto |
JPH0433867U (en) * | 1990-07-05 | 1992-03-19 | ||
JPH09178376A (en) * | 1995-12-28 | 1997-07-11 | Furukawa Electric Co Ltd:The | Loop type heat transporting system |
JP2001228280A (en) * | 2000-02-21 | 2001-08-24 | Hitachi Ltd | Reactor |
JP2011115036A (en) * | 2009-11-30 | 2011-06-09 | Fujitsu Ltd | Power generation method using heat of heat generation source, and heat pipe apparatus |
JP2012233737A (en) * | 2011-04-28 | 2012-11-29 | Fujikura Ltd | Decay heat removal device for nuclear reactor |
JP2013137186A (en) * | 2011-12-02 | 2013-07-11 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | Method for manufacturing heat pipe and gas-liquid phase filling heat pipe |
WO2013151049A1 (en) * | 2012-04-06 | 2013-10-10 | 株式会社フジクラ | Loop thermosiphon emergency cooling system |
-
2016
- 2016-02-25 JP JP2016033727A patent/JP6689623B2/en active Active
Patent Citations (9)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPH02171592A (en) * | 1988-12-23 | 1990-07-03 | Babcock Hitachi Kk | Heat pipe and method of supplying heat transfer medium thereto |
JPH0433867U (en) * | 1990-07-05 | 1992-03-19 | ||
JPH09178376A (en) * | 1995-12-28 | 1997-07-11 | Furukawa Electric Co Ltd:The | Loop type heat transporting system |
JP2001228280A (en) * | 2000-02-21 | 2001-08-24 | Hitachi Ltd | Reactor |
JP2011115036A (en) * | 2009-11-30 | 2011-06-09 | Fujitsu Ltd | Power generation method using heat of heat generation source, and heat pipe apparatus |
JP2012233737A (en) * | 2011-04-28 | 2012-11-29 | Fujikura Ltd | Decay heat removal device for nuclear reactor |
JP2013137186A (en) * | 2011-12-02 | 2013-07-11 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | Method for manufacturing heat pipe and gas-liquid phase filling heat pipe |
WO2013151049A1 (en) * | 2012-04-06 | 2013-10-10 | 株式会社フジクラ | Loop thermosiphon emergency cooling system |
JP2013217552A (en) * | 2012-04-06 | 2013-10-24 | Fujikura Ltd | Loop thermosiphon type emergency cooling device |
Cited By (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2017138084A (en) * | 2016-02-05 | 2017-08-10 | 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 | Looped thermosiphon type heat pipe and nuclear reactor including the same |
CN112599258A (en) * | 2020-12-23 | 2021-04-02 | 三峡大学 | Waste heat exporting device and method for molten salt reactor |
CN114017270A (en) * | 2021-11-11 | 2022-02-08 | 张家港市恒强冷却设备有限公司 | Wind turbine generator system heat abstractor based on disconnect-type heat pipe exchanger |
CN114017270B (en) * | 2021-11-11 | 2023-10-27 | 张家港市恒强冷却设备有限公司 | Wind turbine generator system heat abstractor based on disconnect-type heat pipe heat exchanger |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
JP6689623B2 (en) | 2020-04-28 |
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