JP2018523090A - 遠隔除熱システム - Google Patents

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Abstract

遠隔の貯蔵域からポンプにより二次流体を熱交換器の二次側へ送って二次側と熱交換関係にある一次流体を冷却するにあたり、当該二次流体によって駆動される動力装置が一次流体を駆動して熱交換器の一次側を循環させるようにした遠隔除熱システム。
【選択図】図1

Description

関連出願の相互参照
本願は、2015年5月13日出願の「REMOTE HEAT REMOVAL SYSTEM」と題する米国仮特許出願第62/160,665号に基づく優先権を主張するものである。
アクセスできない場所から熱を除去しなければならない状況が生じることがある。そうした状況での除熱は一般的に従来の熱交換器によって実現できるが、場合によっては、日本の福島第一原子力発電所が津波に遭遇したときのように、電源が確保できないかあるいは電動機がその環境に耐えられないことがある。ある区域が有害物質または放射能によって汚染された場合、同区域へ常にアクセスできるとは限らないし、その場所からインベントリを除去する仕組みがいつも機能するとは言えない。そのような場合、危険な場所で電源を必要とせず、現場での人的介入が不要な一体型の遠隔除熱装置が役に立つ。
そのような状況の一例として、起こりそうにはないが、原子炉格納容器建屋の内部で原子炉一次系が破損し、原子燃料が深刻な損傷を受ける原子力発電所のシビアアクシデントがある。そのような場合、一次系から漏洩する高度に汚染された原子炉冷却材および設計安全注入インベントリは、原子炉格納容器建屋内で回収される。原子燃料物質の放射性崩壊によって生じる熱を格納容器から除去することにより、建屋内の圧力および温度を制御する必要がある。従来設計のプラント除熱システムは、溢出したインベントリの冷却には使用できないし、シビアアクシデントに関連する高度に汚染されたインベントリを格納容器建屋の外に循環させることもできない。本発明は、所内電源喪失が発生しても、原子炉格納容器建屋内で溢出したインベントリを冷却する手段を提供する。この方法では、汚染されたインベントリと、それを冷却するために使用する清浄なインベントリとの分離を維持する一方、汚染されたインベントリを格納容器建屋の外には循環させない。
上述の目的を達成するために、本発明は、原子炉格納容器建屋や使用済原子燃料建屋などの危険な環境内に保持された第1の流体から熱を除去するための遠隔除熱システムを提供する。本発明によると、一般的に、障壁内部の危険な環境内の第1の流体(例えば格納容器内の原子炉冷却材)の近傍に熱交換器が設置される。当該熱交換器の一次側は二次側と熱交換関係にあり、当該第1の流体は当該一次側と流体連通関係にある。当該危険な環境の外にある遠隔の貯蔵域は当該第1の流体より低温の第2の流体を収容し、当該第2の流体は当該熱交換器の当該二次側と流体連通関係にある。当該危険な環境の外にあるポンプは、当該第2の流体を駆動して当該熱交換器の当該二次側を循環させる。当該システムはさらに、当該第2の流体と流体連通関係にある第1のセクションと、当該第1の流体(すなわち格納容器内の原子炉冷却材)と流体連通関係にある第2のセクションとを有し、当該第1のセクションを流れる当該第2の流体がポンプを駆動し、当該ポンプが当該第1のセクションから流体的に隔離された当該第2のセクションを流れる第1の流体を駆動して当該第2のセクションを循環させるように構成された液圧式流体輸送機構を含む。
本発明の詳細を、好ましい実施態様を例にとり、添付の図面を参照して以下に説明する。
本発明の一実施態様の概略図である。
本発明の第2の実施態様の概略図である。
本発明の2つの実施態様を図1および2に示す。図1では、典型的な液−液熱交換器10を使用して一次ループ14と二次ループ12の間で熱を伝達させる。例えば、一次ループは危険な環境(本例では原子炉格納容器)内で原子炉冷却材26に接続され、二次ループは遠隔の冷却池28に接続されている。ただし本発明は、封じ込めながら除熱する必要があるかそうすることが望ましいあらゆる危険な環境に適用することができる。
熱交換器は、プレート型、シェルアンドチューブ型または二重管型など複数の設計のうちのいずれかにすることができる。二次ループ12の例えば冷却池からの吸熱インベントリは、危険な環境外で遠隔の従来式駆動ポンプ16によって熱交換器に送り込まれる。ポンプ16によって駆動されるインベントリは、まずツインインペラ一軸ポンプ18を通って例えば熱交換器10の二次側に入り、次いで、破線24で略示された危険区域から出て、排出されるかまたは還流サイクル向けに冷却される。二次インベントリ(本例では冷却池からの冷却材)によって駆動されるポンプ18は、第2のインペラにより高温の汚染されたインベントリを吸引して、熱交換器10の一次側を通させる。熱交換器の一次側を循環したインベントリは、危険区域内の汚染されたプールに還流する。この構成では、同区域からインベントリを取り出すことなく、危険な環境から熱が除去される。
図2に示すのは、典型的な液−空熱交換器20を使用する第2の実施態様であり、吸熱インベントリである第2の冷却材(例えば冷却池からの水)が二次冷却材ループ12を当該熱交換器を介して循環する。図1および2では、対応する構成機器を示すために同じ参照符号を使用している。前述のように、吸熱インベントリ12は遠隔のポンプ16によって循環し、熱交換器に入る。本実施態様のポンプ16によって駆動される吸熱インベントリは、最初に液圧モータ22を通り、続いて熱交換器20の液配管に入った後、危険区域24から排出されるかまたは還流サイクル向けに冷却される。吸熱インベントリによって駆動されるモータ22は、ファン32を駆動して空気30を熱交換器20の二次配管の周囲のフィンを横切るように循環させ、吸熱インベントリは当該熱交換器をポンプによって循環させられる。このように、危険な環境の近傍に電力がなくても、当該環境内の空気を冷却することができる。
したがって、本発明は、汚染された場所または放射能のある場所の熱を、汚染区域の近傍内に電力または電子的支援がなくても遠隔操作で除去できるようにする。危険な環境の近傍に電気装置を必要としないため、危険な環境内の爆発性ガスが、電動ポンプなどの電気機器から生じるおそれのある電気火花によって爆発する可能性はない。
本発明の特定の実施態様について詳しく説明したが、当業者は、本開示書全体の教示するところに照らして、これら詳述した実施態様に対する種々の変更および代替を想到できるであろう。したがって、ここに開示した特定の実施態様は説明目的だけのものであり、本発明の範囲を何らも制約せず、本発明の範囲は添付の特許請求の範囲に記載の全範囲およびその全ての均等物である。

Claims (3)

  1. 危険な環境(24)内に保持された第1の流体から熱を除去する遠隔除熱システムであって、
    当該危険な環境(24)内の当該第1の流体(26)の近傍に設置され、一次側が二次側(12)と熱交換関係にあり、当該第1の流体が当該一次側(14)と流体連通関係にある熱交換器(10、20)と、
    危険な環境(24)の外に設置され、当該熱交換器(10)の当該二次側(12)と流体連通関係にある、当該第1の流体(26)より低温の第2の流体を収容する遠隔の貯蔵域(28)と、
    当該危険な環境(24)の外に設置され、当該第2の流体(28)の少なくとも一部を駆動して当該熱交換器(10)の当該二次側(12)を循環させるように作動可能なポンプ(16)と、
    当該第2の流体(28)と流体連通関係にある第1のセクションと、当該第1の流体(26)と流体連通関係にある第2のセクションとを有し、当該第1のセクションが当該第2のセクションから流体的に隔離され、当該第1のセクションが当該第2の流体によってポンプを駆動させ、当該ポンプが当該第1の流体を駆動して当該第2のセクションを循環させるように構成されている液圧式流体輸送機構(18、22)と
    から成る遠隔除熱システム。
  2. 前記第1の流体(30)は気体であり、前記液圧式流体輸送機構(22)の前記第1のセクションは前記第2の流体(28)によって駆動されるインペラを具備し、前記液圧式流体輸送機構の前記第2のセクションは前記第1の流体(30)を前記熱交換器(20)の前記二次側を流れるように駆動させるファン(32)である、請求項1の遠隔除熱システム。
  3. 前記液圧式流体輸送機構(18)は、前記第1のセクション内に位置し、前記第2の流体(28)により駆動される第1のインペラと、前記第2のセクション内に位置し、当該第1のインペラにより駆動され、前記第1の流体(26)を駆動して前記熱交換器の前記二次側を循環させる第2のインペラとを具備する液圧ポンプである、請求項1の遠隔除熱システム。
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Families Citing this family (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE102017008254A1 (de) * 2017-09-01 2019-03-07 Westinghouse Electric Germany Gmbh Sicherheitsbehälterkühlsystem
DE102017008253B3 (de) 2017-09-01 2018-12-06 Westinghouse Electric Germany Gmbh Sicherheitsbehälterkühlsystem
CN109686462A (zh) * 2018-12-04 2019-04-26 中广核研究院有限公司 基于直流蒸汽发生器的反应堆余热排出系统及方法
KR102275928B1 (ko) * 2019-03-12 2021-07-12 한국수력원자력 주식회사 강제공기순환을 이용한 원자로건물 냉각 시스템

Family Cites Families (16)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB347643A (en) * 1928-10-15 1931-04-29 Mario Tamini Improvements in or relating to centrifugal pumps
JPS6129688A (ja) * 1984-07-20 1986-02-10 Hitachi Ltd 熱交換装置
US5013214A (en) * 1989-02-06 1991-05-07 Davorin Kapich Portable water driven high velocity fan
US5488642A (en) 1994-08-22 1996-01-30 Consolidated Edison Company Of New York, Inc. Cooling system for spent fuel pool
US5564912A (en) * 1995-09-25 1996-10-15 Peck; William E. Water driven pump
JP3581021B2 (ja) 1998-07-06 2004-10-27 株式会社日立製作所 原子炉除熱系
FR2965655B1 (fr) * 2010-10-04 2012-10-19 Commissariat Energie Atomique Perfectionnement a un reacteur nucleaire sfr de type integre
US8953732B2 (en) * 2010-12-09 2015-02-10 Westinghouse Electric Company Llc Nuclear reactor internal hydraulic control rod drive mechanism assembly
US9847148B2 (en) * 2011-03-30 2017-12-19 Westinghouse Electric Company Llc Self-contained emergency spent nuclear fuel pool cooling system
WO2012167256A2 (en) * 2011-06-03 2012-12-06 Claudio Filippone Passive decay heat removal and related methods
KR101241142B1 (ko) * 2011-09-09 2013-03-19 세화엠피(주) 원자로 비상냉각용 해수담수화시스템
US8958521B2 (en) * 2011-12-19 2015-02-17 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas, Llc Method and apparatus for an alternative remote spent fuel pool cooling system for light water reactors
US20130301781A1 (en) 2012-05-14 2013-11-14 Parviz Parvin Modified dry ice heat exchanger for heat removal of portable reactors
WO2014099101A2 (en) 2012-10-04 2014-06-26 Holtec International, Inc. Shutdown system for a nuclear steam supply system
US9208906B2 (en) 2012-06-13 2015-12-08 Westinghouse Electric Company Llc Passive system for cooling the core of a nuclear reactor
CN104392754B (zh) * 2014-10-21 2017-06-23 中国科学院合肥物质科学研究院 一种用于液态金属反应堆换热器破口事故温度场测量实验装置与方法

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