JP2022552607A - 原子炉からの熱除去のような熱除去のためのヒートパイプネットワーク並びに関連するシステム及び方法 - Google Patents

原子炉からの熱除去のような熱除去のためのヒートパイプネットワーク並びに関連するシステム及び方法 Download PDF

Info

Publication number
JP2022552607A
JP2022552607A JP2022515575A JP2022515575A JP2022552607A JP 2022552607 A JP2022552607 A JP 2022552607A JP 2022515575 A JP2022515575 A JP 2022515575A JP 2022515575 A JP2022515575 A JP 2022515575A JP 2022552607 A JP2022552607 A JP 2022552607A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
heat pipe
heat
region
nuclear
nuclear reactor
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Pending
Application number
JP2022515575A
Other languages
English (en)
Other versions
JPWO2021076784A5 (ja
Inventor
フレデリック ボタ、
ジャクソン ケッペン、
アザト ユマディロビチ ガリモブ、
Original Assignee
ニュースケール パワー エルエルシー
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by ニュースケール パワー エルエルシー filed Critical ニュースケール パワー エルエルシー
Publication of JP2022552607A publication Critical patent/JP2022552607A/ja
Publication of JPWO2021076784A5 publication Critical patent/JPWO2021076784A5/ja
Pending legal-status Critical Current

Links

Images

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00Reactor types
    • G21C1/02Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders
    • G21C1/022Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders characterised by the design or properties of the core
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/24Promoting flow of the coolant
    • G21C15/257Promoting flow of the coolant using heat-pipes
    • FMECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F28HEAT EXCHANGE IN GENERAL
    • F28DHEAT-EXCHANGE APPARATUS, NOT PROVIDED FOR IN ANOTHER SUBCLASS, IN WHICH THE HEAT-EXCHANGE MEDIA DO NOT COME INTO DIRECT CONTACT
    • F28D15/00Heat-exchange apparatus with the intermediate heat-transfer medium in closed tubes passing into or through the conduit walls ; Heat-exchange apparatus employing intermediate heat-transfer medium or bodies
    • F28D15/02Heat-exchange apparatus with the intermediate heat-transfer medium in closed tubes passing into or through the conduit walls ; Heat-exchange apparatus employing intermediate heat-transfer medium or bodies in which the medium condenses and evaporates, e.g. heat pipes
    • F28D15/0275Arrangements for coupling heat-pipes together or with other structures, e.g. with base blocks; Heat pipe cores
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00Reactor types
    • G21C1/02Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders
    • G21C1/022Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders characterised by the design or properties of the core
    • G21C1/026Reactors not needing refueling, i.e. reactors of the type breed-and-burn, e.g. travelling or deflagration wave reactors or seed-blanket reactors
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/18Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
    • G21C15/182Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat comprising powered means, e.g. pumps
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/42Selection of substances for use as reactor fuel
    • G21C3/58Solid reactor fuel Pellets made of fissile material
    • G21C3/60Metallic fuel; Intermetallic dispersions
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C5/00Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
    • G21C5/18Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator characterised by the provision of more than one active zone
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00Control of nuclear reaction
    • G21C7/28Control of nuclear reaction by displacement of the reflector or parts thereof
    • FMECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F28HEAT EXCHANGE IN GENERAL
    • F28DHEAT-EXCHANGE APPARATUS, NOT PROVIDED FOR IN ANOTHER SUBCLASS, IN WHICH THE HEAT-EXCHANGE MEDIA DO NOT COME INTO DIRECT CONTACT
    • F28D21/00Heat-exchange apparatus not covered by any of the groups F28D1/00 - F28D20/00
    • F28D2021/0019Other heat exchangers for particular applications; Heat exchange systems not otherwise provided for
    • F28D2021/0054Other heat exchangers for particular applications; Heat exchange systems not otherwise provided for for nuclear applications
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y10TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC
    • Y10STECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y10S376/00Induced nuclear reactions: processes, systems, and elements
    • Y10S376/90Particular material or material shapes for fission reactors
    • Y10S376/901Fuel
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y10TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC
    • Y10STECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y10S376/00Induced nuclear reactions: processes, systems, and elements
    • Y10S376/90Particular material or material shapes for fission reactors
    • Y10S376/904Moderator, reflector, or coolant materials

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Sustainable Development (AREA)
  • Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
  • Thermal Sciences (AREA)
  • Mechanical Engineering (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • Dispersion Chemistry (AREA)
  • Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)
  • Fuel Cell (AREA)

Abstract

原子炉システム並びに関連するデバイス及び方法がここに開示される。代表的な原子炉システムが、蒸発器領域、断熱領域及び凝縮器領域を有するヒートパイプネットワークを含む。ヒートパイプネットワークは、蒸発器領域から凝縮器領域への方向に流れ断面積が増加する複数の流路を画定し得る。システムはさらに、蒸発器領域の少なくとも一部分に熱的に結合される核燃料を含み得る。ヒートパイプネットワークは、蒸発器領域において燃料から受けた熱を凝縮器領域に伝達するように配置される。システムはさらに、発電のような一以上のプロセスにおいて使用されるシステムから出る熱を輸送するべく、蒸発器領域に熱的に結合される一以上の熱交換器を含み得る。

Description

連邦政府の支援を受けた研究に関する記述
本発明は、エネルギー省によって授与された契約番号第DE-NE0000633に基づく政府の支援を受けてなされた。政府は本発明に所定の権利を有する。
関連出願の相互参照
本願は、2019年10月15日に出願された「原子炉からの熱除去のような熱除去のためのヒートパイプネットワーク並びに関連するシステム及び方法」との名称の米国仮特許出願第62/915,467の優先権を主張し、その全体が参照によりここに組み入れられる。
本技術は、原子炉並びに関連するシステム及び方法に関し、詳しくは、核燃料によって発生する熱を除去するヒートパイプを有する原子炉に関する。
発電所には多くの異なる形状及びサイズがある。大きな発電所は、地理的エリアに電力を供給するために使用され得る一方、比較的小さな発電所は、例えば、局所的エリア、潜水艦、宇宙船等に電力を供給するために使用され得る。発電所は、電力の供給に加え、海水の淡水化から医療目的の核同位体の生成まで、無数の付加的又は異なる目的に使用することができる。同様に、利用可能な発電所の種類は、いくつかの例を挙げると、ガス発電、石炭火力発電、及び原子力発電を含む幅広い技術をカバーしている。
現在までのところ、核物質の炉心から熱を除去する手段としてヒートパイプを使用する原子炉設計によると、一定のヒートパイプ流れ面積が、控えめな未接続のヒートパイプにおいて維持される。所与の炉心幾何形状に対し、熱除去は、総有効ヒートパイプ流れ面積と、ヒートパイプが占める炉心体積の割合とによって制限される。例えば、ヒートパイプの数が多くなると、総有効流れ面積及び熱除去容量が増加するが、燃料及び他の炉心材料に置き換わるので、炉心の熱生成能力が低下する。
以下の図面を参照して本技術の多くの側面が良好に理解される。図面におけるコンポーネントは、必ずしも尺度どおりというわけではない。その代わり、本技術の原理を明確に示すことに重点が置かれる。
本技術の複数の実施形態に従って構成される原子炉システムの部分的に模式的な側部断面図である。 本技術の複数の実施形態に従って構成される原子炉システムの反射体領域及び炉心領域の頂部断面図である。 本技術の複数の実施形態に従って構成される原子炉システムの反射体領域及び炉心領域の拡大した頂部断面図である。 本技術の複数の実施形態に従って構成される原子炉システムのヒートパイプの断面等角図である。 本技術の複数の実施形態に係る熱間静水圧圧縮成形(HIP)プロセスを使用して原子炉システムのヒートパイプに核燃料を形成するプロセス又は方法の流れ図である。 図4A及び4Bは、図2Bに示される原子炉システムの一部分の拡大した頂部断面図であり、本技術の複数の実施形態に従って構成される原子炉システムの熱交換器を示す。 本技術の複数の付加的実施形態に従って構成される原子炉システムの頂部断面図である。 本技術の複数の付加的実施形態に従って構成される原子炉システムの拡大した頂部断面図である。 本技術の複数の付加的実施形態に従って構成される原子炉システムのさらに拡大した頂部断面図である。
本開示の複数の側面は一般に、原子炉システムに関する。以下に記載されるいくつかの実施形態において、代表的な原子炉システムには、蒸発器領域、断熱領域及び凝縮器領域を有する相互接続されたヒートパイプのネットワークが含まれる。ヒートパイプは作動流体を包含するように構成され、ヒートパイプのネットワークは、蒸発器領域から凝縮器領域に向かう方向における作動流体の増加する流れ断面積を画定し得る。システムはさらに、蒸発器領域の少なくとも一部分に熱的に結合されて熱を発生するように構成される核分裂性物質のような核燃料を含み得る。ヒートパイプのネットワークは、蒸発器領域からの熱を凝縮器領域に伝達するように構成される。システムはさらに、発電を含むがこれに限られない一以上のプロセスにおいて使用されるシステムから出る熱を輸送するべく、凝縮器領域に熱的に結合される一以上の熱交換器を含み得る。
本技術の一つの側面において、ヒートパイプの増加する流れ面積により、ヒートパイプの熱除去容量が、例えば、一定流れ面積の単数パイプを有する従来型ヒートパイプと比べて増加し得る。いくつかの実施形態において、ヒートパイプは、蒸発器領域から凝縮器領域に向かう方向に分岐又は二分されるので、ヒートパイプのネットワークの流れ面積が増加し得る。
いくつかの実施形態において、ヒートパイプのネットワークはヒートパイプ層に与えられ、原子炉システムは、複数の積層ヒートパイプ層を含み得る。本技術の一つの側面において、ヒートパイプ層の数は、例えば、システム内の燃料の量、ひいてはシステムのパワー/熱出力、に従って変わり得る。本技術の一つの側面において、ヒートパイプ層は、当該ヒートパイプ層の共通フレーム及び/又は他の複数のフレームに緩く結合され得る。これにより、ヒートパイプ層は、熱及び/又は放射に起因して独立して膨張/収縮し得るので、ヒートパイプ層、フレーム、及び/又はシステムの他のコンポーネントへの機械的応力が低減され得る。いくつかの実施形態において、システムに燃料を補給するべく、ヒートパイプ層のうち一以上のヒートパイプ(及びそれに取り付けられ又は関連付けられる燃料)を、例えばヒートパイプのネットワーク全体を除去する必要なしに、除去し、交換し、及び/又はヒートパイプ層の積層内の他の箇所にシフトすることができる。
いくつかの実施形態において、燃料は、ヒートパイプの蒸発器領域に直接取り付けることができる。これにより、燃料とヒートパイプとの高い熱結合性が得られる。例えば、燃料は、熱間静水圧圧縮成形(HIP)プロセスを使用してヒートパイプに形成することができる。
本技術の様々な実施形態の完全な理解を与えるべく、所定の詳細例が、以下の説明及び図1~5Cに記載される。他例において、原子炉、ヒートパイプ、熱交換器等に関連付けられることが多い周知の構造物、材料、動作及び/又はシステムは、本技術の様々な実施形態の説明を不必要に不明瞭にするのを避けるべく、以下の開示において詳細には示されず又は説明されない。しかしながら、当業者であれば、本技術は、ここに記載される複数の詳細例の一以上がなくとも、及び/又は他の構造物、方法、コンポーネント等により、実施できることがわかる。
以下に使用される用語は、本技術の実施形態の所定例の詳細な説明とともに使用されている場合であっても、最も広い合理的な態様で解釈されるべきである。実際のところ、以下で所定の用語が強調されることさえあるが、任意の制限された態様で解釈されるように意図される用語はいずれも、この詳細な説明のセクションにおいてそのように明示的かつ具体的に定義される。
添付図面は、本技術の複数の実施形態を描いており、明示的に示されない限り、その範囲を制限することを意図しない。描かれた様々な要素のサイズは、必ずしも縮尺どおりに描かれているわけではなく、これらの様々な要素は、読みやすさを向上させるために拡大され得る。コンポーネントの詳細は、かかる詳細が、本技術の製造方法及び使用方法の完全な理解に不必要である場合は、コンポーネントの位置、及び当該コンポーネント間の所定の正確な接続のような詳細を除くべく、図面において抽象化され得る。図面に示される詳細、寸法、角度、及び他の特徴の多くは、本開示の特定の実施形態の単なる例示である。したがって、他実施形態が、本技術から逸脱することなく、他の詳細、寸法、角度及び特徴を有し得る。加えて、当業者は、本技術のさらなる実施形態も、以下に記載される詳細のうちのいくつかがなくとも実施できることがわかる。
図1は、本技術の代表的な実施形態に従って構成される原子炉システム100(「システム100」)の部分的に模式的な側部断面図を示す。図示される実施形態において、システム100は、炉格納器102と、炉格納器102を取り囲む/封入する放射線遮蔽格納器104とを含む。いくつかの実施形態において、炉格納器102及び放射線遮蔽格納器104は、ほぼ円筒形状又はカプセル形状としてよい。システム100はさらに、炉格納器102の中に複数のヒートパイプ層106を含む。図示される実施形態において、ヒートパイプ層106は互いに離間されて積層される。いくつかの実施形態において、ヒートパイプ層106は、共通フレーム109、炉格納器102の一部分(例えばその壁)、及び/又は炉格納器102の中の他の適切な構造物、に取り付けられ/固定される。他実施形態において、ヒートパイプ層106は、各ヒートパイプ層106が他のヒートパイプ層106の一以上を支持し、及び/又は各ヒートパイプ層106が他のヒートパイプ層106の一以上によって支持されるように互いの頂部に直接積層されてよい。
図示される実施形態において、システム100はさらに、炉心領域116を少なくとも部分的に取り囲む遮蔽体又は反射体領域114を含む。ヒートパイプ層106は、炉心領域116が対応する三次元形状(例えば円筒状、球状等)を有するように円形、直線状、多角形、及び/又は他の形状を有してよい。いくつかの実施形態において、炉心領域116は、金属壁のような炉心障壁115によって反射体領域114から離間される。炉心領域116は、ヒートパイプ層106を加熱する核分裂性物質のような一以上の燃料源を含み得る。炉領域114は、システム100の動作中に炉心領域116において燃料を燃焼させることによって生じる生成物を格納/反射するべく構成される一以上の材料を含み得る。例えば、反射体領域114は、中性子及び/又は他の核分裂生成物を、炉心領域116に向かって径方向内向きに反射するように構成される液体又は固体材料を含み得る。いくつかの実施形態において、反射体領域114は、炉心領域116を完全に取り囲んでよい。他実施形態において、反射体領域114は、炉心領域116を部分的にのみ取り囲んでよい。いくつかの実施形態において、炉心領域116は、減速材及び/又は冷却材のような制御材料117を含み得る。制御材料117は、炉心領域116においてヒートパイプ層106を少なくとも部分的に取り囲むことができ、両者間の熱伝達を可能にする。いくつかの実施形態において、以下に詳述されるように、システム100の反応性を制御するように構成される液体減速材(例えば、液体金属合金、液体金属水素化物)としてよい。
図示される実施形態において、システム100はさらに、ヒートパイプ層106まわりに配置される少なくとも一つの熱交換器108を含む。ヒートパイプ層106は、炉心領域116から少なくとも部分的に反射体領域114の中へと延びてよく、熱交換器108に熱的に結合される。図4A及び4Bを参照して以下に詳述されるように、反射体領域114の外側に又は部分的に反射体領域114の中に熱交換器108を配置してよい。図2A~5Cを参照して以下に詳述されるように、ヒートパイプ層106はそれぞれが、炉心領域116から熱交換器108への熱伝達経路を与える一アレイのヒートパイプを含んでよい。システム100の動作中、炉心領域116の燃料は加熱し、ヒートパイプ層106におけるヒートパイプ内の流体を気化させ、この流体は熱交換器108まで熱を搬送することができる。
いくつかの実施形態において、熱交換器108は、ヒートパイプ層106まわりに巻かれた一以上のヘリカルコイル管を含み得る。熱交換器108の管は、作動流体(例えば水又は他の流体のような冷却材)を含み又は搬送し得る。作動流体は、ヒートパイプ層106からの熱を、電気、蒸気等を生成するときの使用を目的として炉格納器102及び放射線遮蔽格納器104の外へと搬送する。例えば、図示の実施形態において、熱交換器108は、タービン110、発電機111、凝縮器112及びポンプ113に動作可能に結合される。熱交換器108内の作動流体の温度が上昇すると、この作動流体は沸騰して気化し始める。気化した作動流体(例えば水蒸気)は、タービン110を駆動して作動流体の熱ポテンシャルエネルギーを、発電機111を介して電気エネルギーに変換するべく使用され得る。凝縮器112は、タービン110を通過した後の作動流体を凝縮させ、ポンプ113は、この作動流体を熱交換器108へと戻すことができる。ここで作動流体は他の熱サイクルを開始することができる。
図2A及び2Bはそれぞれ、本技術の代表的な実施形態に従って構成される反射体領域114及び炉心領域116の頂部断面図及び拡大された頂部断面図である。詳しくは、図2Aは、複数のヒートパイプ層106のうちの一つを示す。図示される実施形態において、ヒートパイプ層106は、少なくとも部分的に相互接続されるヒートパイプ220のネットワークを含む。ヒートパイプ220は、別個の管、一以上の固体部材の中に/間に形成されるチャネル、及び/又は一以上の流路(例えば、その中に含まれる作動流体に対するもの)を与えるように構成される(例えば、配置され及び形状にされる)他の構造物としてよい。
ヒートパイプ220は、ヒートパイプ220が、炉格納器102から反射体領域114への方向に径方向外向きに(例えば、図2Aに矢印Rにより示されるようなヒートパイプ層106の中心軸Cから離れる方向に)延びるにつれて二分される分岐/先細り配列を有してよい。詳しくは、図2Bを参照し、ヒートパイプ220が、第2部分222の径方向内向きに配置されて第2部分222に二分される(例えば、分割される、接続される等)第1部分221を含み得る。同様に、第2部分222が、第3部分223の径方向内向きに配置されて第3部分223に二分され、第3部分223が、第4部分224の径方向内向きに配置されて第4部分224に二分され、等となり得る。いくつかの実施形態において、ヒートパイプ220はこれよりも多い又は少ない二分岐を含む。ヒートパイプ220はすべてがともに流体的に接続され、又はヒートパイプ220の2以上の異なるサブセットがともに流体的に接続されてよい。例えば、第1部分221及びその子孫(例えば、第2部分222の2つ、第3部分223の4つ、第4部分224の8つ等)を含むヒートパイプ220のサブセット又は分岐(例えば、図2Bに示されるくさび形状の分岐)がともに接続される。隣接するくさび形状分岐は互いから独立してよく、又は個々のくさび形状分岐が(例えば、隣接する第1部分221の入口において)ともに接続されてよい。
図2Cは、本技術の複数の実施形態に従って構成されるヒートパイプ220のうちの一つの断面等角図である。図示される実施形態において、ヒートパイプ220は、外面232a及び内面232bを有してチャネル234を画定する外壁230を含む。ヒートパイプ220は、チャネル234内に包含される作動流体(図示せず)を含む。作動流体は、例えば、ナトリウム又はカリウムのような二相金属(例えば液相及び気相)としてよい。壁230は、例えば一以上の金属材料又はセラミック材料のような任意の適切な強度、熱伝導性、及び耐中性子性の材料から形成してよい。特定の実施形態において、壁230はモリブデン合金を含む。図示される実施形態において壁230は、一般に正方形の断面形状を有するが、他実施形態において壁230は、円形、矩形、多角形、不規則、又は他の断面形状を有してよい。
ヒートパイプ220はさらに、内面232bの(例えば重力との関係で)下側/床部分のような、内面232bの一部分に沿って延びる/内面232bの一部分にわたって延びる第1のメッシュ又は芯236を含む。ヒートパイプ220はさらに、内面232b及び第1の芯236の残りのすべて又は一部分に沿って/わたって延びる第2のメッシュ又は芯238を含んでよい。いくつかの実施形態において、第1の芯236は、第2の芯238と比べると、作動流体の相対的に高いスループットを可能にする粗い芯である。第2の芯238は、第1の芯236よりも大きな圧力勾配に抵抗するように第1の芯236よりも短い距離に対して作動流体を送り込むように構成される細かい芯となり得る。したがって、第1及び第2の芯236、238は一緒になって、(i)第1の芯236が作動流体の長距離流を許容し、かつ、(ii)第2の芯238が作動流体の局所流を許容する複合芯を形成し得る。他実施形態において、ヒートパイプ220は、ヒートパイプ220のチャネル234を通る作動流体の流れを促進するための他の芯配列(例えば複合又は単一の芯配列)を含んでよい。
図2A~2Cをともに参照すると、ヒートパイプ220は、少なくとも部分的に(i)炉心領域116及びその中の制御材料117並びに(ii)反射体領域114を通って、中心軸Cから径方向外向きに延びる。詳しくは、いくつかの実施形態において、ヒートパイプ220の第1部分、第2部分、第3部分221~223が炉心領域116内に配置される一方で第4部分224は反射体領域114を貫通する。図示される実施形態において、ヒートパイプ220の第4部分224が反射体領域114を完全に通る結果、ヒートパイプ220の外向き終端225が反射体領域114の径方向外側に配置される。
燃料226(図2B)は、炉心領域116において(ヒートパイプ220の第1部分、第2部分及び第3部分221~223において)ヒートパイプ220まわりに/ヒートパイプ220に近接して配置される。いくつかの実施形態において、燃料226は、高熱伝導率、及び高密度の核分裂性物質を有するウランモリブデン合金のような、核分裂性物質を含む固体金属燃料としてよい。いくつかの実施形態において、燃料226は、ヒートパイプ220、又はヒートパイプ220を支持する構造物(例えば図1に示されるフレーム109)に沿ってスロット(図示せず)の中に、ヒートパイプ220の壁330と燃料226との間のギャップが全く存在しないかわずかにのみ存在するように、挿入してよい。かかる実施形態において、スロットは、燃料226を覆うことにより、燃料226の成長及び/又は核分裂生成物の漏出を抑制又は防止するクラッディングとして作用する。他実施形態において、燃料226は、熱間静水圧圧縮成形(HIP)プロセス、焼成、積層造形、及び/又は他の適切なプロセスを使用して、ヒートパイプ220に直接形成し/取り付けられてよい。
詳しくは、図3が、本技術の複数の実施形態に従ってHIPプロセスを使用して燃料226を(例えば原子炉コンポーネントを形成する)ヒートパイプ220に形成するプロセス又は方法360の流れ図である。ブロック362において、方法360は、一以上のヒートパイプ220を圧力容器の中に配置することを含む。ブロック364において、方法360は、粉末燃料材料(例えば核分裂性物質)をヒートパイプ220の一部分に与え/積層することを含む。例えば、燃料226を、炉心領域116に位置することとなるヒートパイプ220の壁230に金属紛(例えばウランモリブデン合金の粉末)として与えてよい。燃料226は、ヒートパイプ220が圧力容器内に配置される前に又は配置された後にヒートパイプ220に与えることができる。ブロック366において、方法360は、燃料材料を固化/圧縮して当該燃料材料をヒートパイプ220に直接取り付けるべく、圧力容器内の圧力及び温度を上昇させることを含む。例えば、上昇した温度及び圧力により粉末燃料226が圧縮され、ヒートパイプ220の壁330上でコンパクトな固体になる。いくつかの実施形態において、圧力容器内の圧力を上昇させることは、ヒートパイプ220又は燃料226の材料と反応しない不活性ガス(例えばアルゴン)を圧力容器の中へと送り込むことによって、圧力容器内の等静圧ガス圧力を上昇させることを含む。いくつかの実施形態において、温度は、約450℃よりも高く、約1000℃よりも高く、約1300℃よりも高く、又はこれらよりも熱くてよい。いくつかの実施形態において、圧力は、約20MPaよりも高く、約50MPaよりも高く、約100MPaよりも高く、又はこれらよりも高くてよい。
したがって、図1~3をともに参照すると、本技術の一側面において、燃料226を、ヒートパイプ220の壁330に物理的に取り付け/一体化することができ、燃料226とヒートパイプ220との間に高い熱結合を与えることができる。いくつかの実施形態において、燃料226をヒートパイプ220に取り付けるのと同じ又は異なるプロセスを使用して、燃料226まわりにクラッディング材料を形成してよい。例えば、HIPプロセスを使用して、燃料226まわりにクラッディング層を形成してよい。
システム動作中(例えば燃料226及びヒートパイプ220がシステム100に設置された後)、燃料226は、ヒートパイプ220に伝達される熱を発生し、中にある作動流体を気化/蒸発させる。炉心領域116におけるヒートパイプ220の第1部分、第2部分及び第3部分221~223は、作動流体が加熱され蒸発/気化されるヒートパイプ220の蒸発器領域を画定し得る。その後、蒸発した作動流体は、ヒートパイプ220の第4部分224(例えばヒートパイプ220の断熱領域)に沿ってチャネル234を半径方向外側へと通過し、反射体領域114を通過し、作動流体が冷却及び凝縮されるヒートパイプ220の外向き終端225(例えばヒートパイプ220の凝縮器領域)へと向かうように流れる。第1及び第2の芯236、238は、凝縮/冷却された作動流体をヒートパイプ220内の圧力勾配に抵抗して輸送するように構成され、当該作動流体は、再び加熱及び蒸発され得るヒートパイプ220の蒸発器領域に到達する。したがって、いくつかの実施形態において、熱は、ヒートパイプ220の蒸発器領域へと蓄積され、ヒートパイプ220の凝縮器領域から除去されるが、断熱領域にあるヒートパイプ220から除去されることも当該ヒートパイプ220に追加されることもない。作動流体の蒸気質量流量は、蒸発器領域の長さにわたって増加し、凝縮器領域の長さにわたって減少し得る。
本技術の一つの側面において、ヒートパイプ220の分岐化(例えば、細分化、二分化)配列により、流れ面積(例えば流れ断面積)が径方向(例えば図2Aにおいて矢印Rで示される方向)に増加する。すなわち、ヒートパイプ220は、共通点(例えば中心軸C)近くから始まって、第1部分221から第2部分222へ、第2部分222から第3部分223へ等のように分岐することにより、流れ面積を成長させる。この配列により、一定流れ面積の単一管を有する従来型ヒートパイプに比べて、ヒートパイプ220の熱除去容量を高めることができる。
詳しくは、ヒートパイプの熱除去容量に影響を与える少なくとも2つの特性が存在する。すなわち、毛管限界及び音速限界である。毛管限界は、ヒートパイプの長さにわたる圧力差による力が当該ヒートパイプの芯内の毛管力を超えるときに生じ、冷却液がヒートパイプの末端に到達するのを妨げる。この限界は、芯を改善して毛管力を増加させることによって対処することができ、又は蒸気流路を改善して圧力差を減少させることによって対処することができる。音速限界は、絞られた流れが生じるときの速度を表す。この時点において、多くの流体をヒートパイプにより輸送することができない。この制限は、流れ面積を大きくすること又はパワーを低下させることによって対処できる。ヒートパイプ220の配列により、一定の流れ面積を有する従来型ヒートパイプと比べて、毛管限界及び音速限界を超えることなく、ヒートパイプ220の長さに沿って蒸気及び液体の流れ面積が増加するので、改善された熱伝達が得られる。特に、流れ面積の増加により、ヒートパイプの蒸発器セクションにおいて生じるのが典型的な蒸気速度増加が制限される。これにより、分岐化ヒートパイプ220は、動作限界に達する前に多くの熱を引き込むことができる。
本技術の他側面において、分岐化ヒートパイプ220はまた、径方向(例えば図2Aにおいて矢印Rで示される方向)に増加する表面積を有する。これにより、ヒートパイプ220と燃料226との間の相対的に高い有効接触表面積が許容される(燃料226を取り付けるための大きな表面積が得られる)ので、燃料226を薄く作って当該大きな表面積にわたって広げることができる。さらに、分岐化ヒートパイプ220は、追加の表面積を与えることができるので、外向き終端225近くの凝縮器領域において径方向に均一な冷却が得られる。
分岐化はまた、炉心領域116において必要とされる別個のヒートパイプ220の数も低減する。例えば、分岐化ヒートパイプ220の一つが、蒸発器領域からの複数の流れ出口を有する炉心領域116の一セクションをカバーすることができる。したがって、分岐化ヒートパイプ220により、同じ熱除去速度(例えば同一の蒸発器出口流れ面積)のための炉心領域116内のパイプの容積が低減される。使用され得るパイプの数が少ないので、熱交換器108(図1)をコンパクトにすることができ、並びに/又は、燃料226及び/若しくは制御材料117(例えば減速材)の多くを炉心領域116に含めることができる。要するに、本技術は、システム100の熱除去容量を増加させる手段を与える一方で、熱除去に必要な炉心領域116の体積の割合を低減する。
図4A及び4Bは、図2Bに示されるシステム100の一部分の拡大された頂部断面図であり、本技術の複数の実施形態に係る熱交換器108を示す。最初に図4Aを参照すると、いくつかの実施形態において、熱交換器108が、ヒートパイプ220の外向き終端225に近接する(例えばヒートパイプ220の凝縮器領域に近接する)反射体領域114内に配置される。このような実施形態のいくつかにおいて、反射体領域114は、中性子を炉心領域116の内向きに反射するように構成される液体金属材料(例えば液体金属合金、液体金属水素化物)のような液体440を含む。いくつかの実施形態において、熱交換器108が、複数のヒートパイプ220及び/又はそれらの支持構造物に直接結合され/取り付けられる一方、他実施形態において、熱交換器108は、反射体領域114内でヒートパイプ220から離間されてよい。例えば、液体440は、ヒートパイプ220から熱交換器108に熱を伝達する熱伝達媒体として作用し得る。いくつかの実施態様において、炉心障壁115により、反射体領域114内の液体440が炉心領域116内の制御材料117から分離され、ヒートパイプ220は、炉心障壁115を貫通することができる。本技術の一つの側面において、反射体領域114内の液体440の熱特性が、熱交換器108まわりの熱を分散させるのに役立ち得るので、ヒートパイプ220のいずれかの故障による熱交換器108の故障を抑制することができる。
次に図4Bを参照すると、いくつかの実施形態において、熱交換器108が、ヒートパイプ220の外向き終端225に近接する(例えばヒートパイプ220の凝縮器領域に近接する)反射体領域114の径方向外側に配置される。このような実施形態のいくつかにおいて、反射体領域114は、中性子を炉心領域116の内向きに反射するように構成される固体材料442を含む。したがって、ヒートパイプ220は、固体材料442を貫通することができる。
図1~2C、4A及び4Bをともに参照すると、いくつかの実施形態において、炉心領域116は、炉心領域116内のヒートパイプ220及び燃料226を少なくとも部分的に取り囲む制御材料117を含み得る。図示される実施形態において、制御材料117は、炉心領域116の周縁で終端し、ひいては燃料226を完全に取り囲む。他実施形態において、制御材料117は、少なくとも部分的に反射体領域114の中へと延びて反射体の一部として作用し得る。さらなる他実施形態において、制御材料117は省略してよい。
制御材料117は、システム100の反応性を制御するように構成される減速材としてよく、及び/又はヒートパイプ層106間に熱を分散させるように構成される冷却材としてよい。いくつかの実施形態において、制御材料117は、例えば、システム100から水素を加え又は除去することによって燃料226の反応性を制御するように使用することができる金属水素化物を含む液体減速材としてよい。詳しくは、制御材料117は、水素化カルシウム(例えばCaH2)、ビスマスカルシウム(Bi-Ca) 、及び/又は他の適切な化合物の混合物としてよい。かかる混合物は、システム100の水素含有量に基づいて金属と金属水素化物との間で可逆的な変換を行うことができるので、制御材料117の状態に基づいて燃料226の反応性を制御する減速材として使用することができる。例えば、いくつかの実施形態において、システム100は、炉心領域116の水素含有量レベルを変化させるように構成される水素制御システム119(図1)を含んでよく、それによって制御材料117の状態、ひいてはその減速特性が制御される。制御材料117は、ヒートパイプ層106間に熱を均等に分散させる冷却材として作用することもできる。例えば、一以上のヒートパイプ220が故障した場合、制御材料117は、故障したヒートパイプ220まわりの燃料226からの熱を他のヒートパイプ220に伝達するのに役立つので、ヒートパイプ220は、システム100から熱除去するべく機能する。したがって、本技術の一つの側面において、制御材料117は、ヒートパイプの故障から生じる熱勾配誘起応力を低減し、炉心領域116の構造設計を簡素化する。
制御材料117に対して付加的又は代替的に、システム100は、燃料226の核分裂を誘発し得る炉心領域116内の中性子の吸収材(例えば毒物)として構成されるホウ素制御棒のような一以上の制御棒(図示せず)を含み得る。かかる制御棒は、システム100の起動及び停止を容易にするのに役立つ。
図5A~5Cはそれぞれ、本技術の付加的実施形態に係る炉心領域116に配置される一つのヒートパイプ層106の一部分の頂部断面図、拡大した頂部断面図、及びさらに拡大した頂部断面図である。図5A及び5Bに示されるヒートパイプ層の特徴及び関連する機能のいくつかは、一般に、図2A~4Bに関して詳述されたヒートパイプ層の特徴及び/又は機能と同様又は同一となり得る。例えば、図5A~5Cをともに参照すると、ヒートパイプ層106は、相互接続されるヒートパイプのネットワークを含む。しかしながら、図示される実施形態において、ヒートパイプ層106は、(i)ヒートパイプ層106の中心軸Cから離れる矢印Rにより示される方向に径方向外向きに延びる動脈ヒートパイプ520(例えば、個別には第1動脈ヒートパイプ520a~第3動脈ヒートパイプ520cとして識別される動脈流路)(図5A)と、(ii)中心軸Cに対して周方向に延びて2以上の動脈ヒートパイプ520を接続する分岐外ヒートパイプ552(例えば分岐外の流路)とを含む。
図示される実施形態において、第1動脈ヒートパイプ520aは、第2動脈ヒートパイプ520b及び第3動脈ヒートパイプ520cよりも径方向内向きに延び、第2動脈ヒートパイプ520bは、第3動脈ヒートパイプ520cよりも径方向内向きに延びる。さらに、動脈ヒートパイプ520は、中心軸Cまわりに周方向にほぼ等間隔に配置することができ、第3動脈ヒートパイプ520cの数は第2動脈ヒートパイプ520bの数よりも多く(例えば2倍)、第2動脈ヒートパイプ520bの数は第1動脈ヒートパイプ520aの数よりも多く(例えば2倍)、等となる。したがって、動脈ヒートパイプ520は、第1動脈ヒートパイプ520aのそれぞれが、第2動脈ヒートパイプ520bの2つ(例えば一対)に直接隣接し、第2動脈ヒートパイプ520bのそれぞれが、第3動脈ヒートパイプ520cの2つに直接隣接し、以下同様となるように、交番/交互配置を形成することができる。他実施形態において、炉心領域116は、これよりも多い又は少ない動脈ヒートパイプ520を有してよく、及び/又は動脈ヒートパイプ520は、異なるように(例えば非対称的に)配置してよい。動脈ヒートパイプ520は作動流体を包含し、少なくとも部分的に反射体領域114(図1)を通過する熱除去経路を熱交換器108(図1)に与える。
分岐外ヒートパイプ552はそれぞれが、動脈ヒートパイプ520の隣接ペア(例えば周方向に隣接する対)間に延びて当該隣接ペアを接続する。動脈ヒートパイプ520及び分岐外ヒートパイプ552(まとめて「ヒートパイプ520、552」)はすべてが、ともに流体的に接続され、又はヒートパイプ520、552のうちの2以上の異なるサブセットがともに流体的に接続される。例えば、ヒートパイプ520、552のサブセット又は分岐をともに接続し、図5Bに示されるくさび形状の分岐のように、第1動脈ヒートパイプ520a、隣接する2つの第2動脈ヒートパイプ520b、隣接する4つの第3動脈ヒートパイプ520c、等のようにすることができる。
図示される実施形態において、分岐外ヒートパイプ552はそれぞれが、一以上(例えば2以上)の蒸発器ヘッド554を含む。図5Cを参照すると、燃料226は、蒸発器ヘッド554のまわり/近傍に配置することができる。例えば、図示される実施形態において、燃料226は、蒸発器ヘッド554と燃料226との間のギャップが全く存在しないかわずかにのみ存在するように、(例えばHIPプロセスを介して)蒸発器ヘッド554に直接取り付けられる。他実施形態において、燃料226は、蒸発器ヘッド554上のスロットに挿入してよい。いくつかの実施形態において、複数の蒸発器ヘッド554が、分岐外ヒートパイプ552の長さ及び/又は数が増加するにつれて蒸発器ヘッド554の数が径方向に増加するように、分岐外ヒートパイプ552に沿って互いに均等に離間されるようにしてよい。
再び図5A~5Cをともに参照すると、システム100の動作中に燃料226は、その中の、及び/又は分岐外ヒートパイプ552内の、作動流体を蒸発/蒸発させるべく、蒸発器ヘッド554に伝達される熱を生成する。その後、蒸発した作動流体は、接続される動脈ヒートパイプ520の一方又は双方に向かって周方向に流れた後、動脈ヒートパイプ520に沿って反射体領域114(図1)を通って熱交換器108(図1)に向かって径方向外向きに流れる。熱交換器108において作動流体は冷却され、凝縮され、熱交換器108に熱を伝達する。ヒートパイプ520、552は、凝縮/冷却された作動流体を、ヒートパイプ520、552内の圧力勾配に抵抗して蒸発器ヘッド554に輸送するように構成される芯(例えば図2Cを参照して詳述さらたもの)を含んでよい。当該芯において作動流体が再び加熱及び蒸発され得る。したがって、ヒートパイプ520、552は、燃料226から熱を除去し、熱交換器108に向かって径方向外向きに熱を輸送する(図1)。
図2A~4Bを参照して上述した実施形態と同様に、ヒートパイプ520、552の配列は、径方向に(例えば矢印Rにより示される方向に)増加する流れ面積を与える。すなわち、ヒートパイプ520、552のネットワークは、共通点(例えば中心軸C)近くから始まり、ヒートパイプ520、552の数及び/又は長さが径方向に増加するにつれて、流れ面積が成長する。上で詳述したように、この配列は、流れ面積が一定の単一管を有する従来型ヒートパイプと比べて、ヒートパイプ520、552の熱除去容量を増加させ得る。同様に、いくつかの実施形態において、制御材料117は、炉心領域116内のヒートパイプ520、552及び燃料226を少なくとも部分的に取り囲み得る。
再び図1を参照すると、他実施形態において、ヒートパイプ層106はそれぞれが、一以上のディスク形状(例えば円形)の平面ヒートパイプを含み得る。いくつかの実施形態において、対応する平坦なディスク形状を有する燃料要素を、炉心領域116内のヒートパイプに取り付けることができる。すなわち、ヒートパイプ層106は、対応する平坦な燃料要素の間に配置することができる。かかる実施形態により、相対的に単純な配列を与えながらも、燃料との接触のための相対的に高い蒸気流れ面積及び高い表面積を依然として与えることができる。
図1~5Cをともに参照すると、複数のヒートパイプ層106はそれぞれが同一であってよい。他実施形態において、ヒートパイプ層106の構成は変えられてよい。例えば、ヒートパイプ層106のうちのいくつかが、図2A~2Cに示されるヒートパイプ220のネットワークを含んでよい一方、ヒートパイプ層106のうちのいくつかが、図5A~5Cに示されるヒートパイプ520、552のネットワークを含んでよく、及び/又は、ヒートパイプ層106のうちのいくつかが平坦なディスク形状のヒートパイプを含む。
本技術の一つの側面において、ヒートパイプ層106の数を変えることにより、システム100における燃料226の量、ひいてはシステム100のパワー/熱出力を変えてよい。本技術の他側面において、ヒートパイプ層106は、(例えば複数の可撓性接合部を介して)フレーム109及び/又は他のヒートパイプ層106に緩く結合されてよい。これにより、ヒートパイプ層106は、熱及び/又は放射線に起因して独立して膨張/収縮することができるので、ヒートパイプ層106、フレーム109、及び/又はシステム100の他のコンポーネントへの機械的応力が低減される。同様に、各ヒートパイプ層106におけるヒートパイプのすべて又はサブセットが、熱及び/又は放射線に起因して独立して膨張/収縮することができる。例えば、ヒートパイプ220(例えば図2Bに示される分岐)又はヒートパイプ520、552(例えば図5Bに示される分岐)のくさび形状分岐はそれぞれが、ヒートパイプ層106内の他のくさび形状分岐から独立して動くことができる。
いくつかの実施形態において、システム100に燃料を補給するべく、一以上のヒートパイプ層106(及びそれに取り付けられ又はそれに関連付けられる燃料226)を取り外し、交換し、及び/又はヒートパイプ層106の積層内の他の箇所にシフトさせることができる。同様に、いくつかの実施形態において、燃料補給プロセス中にヒートパイプの独立した分岐の一以上をシフト/移動させることができる。本技術の他の側面において、ヒートパイプ層106のモジュール性により、ヒートパイプ層106を並列して製造/作製し、その後に組み立てることができる。
以下の例は、本技術のいくつかの実施形態を例示する。
[例1]
原子炉であって、
蒸発器領域、断熱領域及び凝縮器領域を含むヒートパイプネットワークと、
前記蒸発器領域の少なくとも一部分に熱的に結合される核燃料と
を含み、
前記ヒートパイプネットワークは、前記蒸発器領域から前記凝縮器領域への方向に流れ断面積が増加する複数の流路を画定し、
前記ヒートパイプネットワークは、前記蒸発器領域において前記燃料から受けた熱を前記凝縮器領域に伝達するように配置される、原子炉。
[例2]
前記核燃料は前記蒸発器領域に直接取り付けられる、例1の原子炉。
[例3]
前記核燃料は、前記蒸発器領域に押圧されたウランモリブデン合金である、例2の原子炉。
[例4]
前記原子炉はさらに、前記蒸発器領域を少なくとも部分的に取り囲む液体金属減速材を含み、
前記液体金属減速材は、前記核燃料の反応性を制御するように配置される、例1~3のいずれか一例の原子炉。
[例5]
前記原子炉はさらに、前記核燃料の核分裂からもたらされる中性子を反射するように配置される反射体を含み、
前記ヒートパイプネットワークの少なくとも一部分が前記反射体を貫通する、例1~4のいずれか一例の原子炉。
[例6]
前記断熱領域は、前記反射体を通過して前記蒸発器領域から離れるように延び、
前記凝縮器領域は前記反射体の外側に配置される、例5の原子炉。
[例7]
前記凝縮器領域に熱的に結合される熱交換器をさらに含む、例1~6のいずれか一例の原子炉。
[例8]
前記流路の個々の流路が、前記蒸発器領域から前記凝縮器領域に向かう方向に分岐して2以上の部分になる、例1~7のいずれか一例の原子炉。
[例9]
前記流路の個々の流路は、(a)前記ヒートパイプの中心軸に隣接する第1部分と、(b)前記第1部分から分岐する一対の第2部分と、(c)前記第2部分のそれぞれから分岐する一対の第3部分と、(d)前記第3部分のそれぞれから分岐する一対の第4部分とを含む、例1~8のいずれか一例の原子炉。
[例10]
前記核燃料は前記流路の前記第1部分、前記第2部分及び前記第3部分に熱的に結合される、例9の原子炉。
[例11]
前記原子炉はさらに、前記核燃料の核分裂からもたらされる中性子を反射するように配置される反射体を含み、
前記第4部分は前記反射体を貫通する、例10の原子炉。
[例12]
前記ヒートパイプネットワークは、(a)前記ヒートパイプネットワークの中心軸から径方向に離れるように延びる動脈流路と、(b)前記中心軸まわりに周方向に延びて前記動脈流路の周方向隣接対を接続する分岐外流路とを含む、例1~11のいずれか一例の原子炉。
[例13]
前記分岐外流路の個々の分岐外流路が一以上の蒸発器ヘッドを含み、前記核燃料は前記蒸発器ヘッドに直接取り付けられる、例12の原子炉。
[例14]
原子炉であって、
複数のヒートパイプ層と、
反射体と、
前記ヒートパイプ層に熱的に結合される熱交換器と
を含み、
前記ヒートパイプ層の個々のヒートパイプ層は、(a)中心軸から径方向外向きに延びるヒートパイプネットワークと、(b)前記ヒートパイプネットワークの少なくとも一部分に熱的に結合される核分裂性物質とを含み、
前記ヒートパイプネットワークは、前記中心軸から径方向外向きに流れ断面積が増加し、
前記反射体は、前記核分裂性物質の核分裂からもたらされる中性子を前記中心軸に向かって反射するように配置され、
前記ヒートパイプ層の個々のヒートパイプ層における前記ヒートパイプネットワークは前記反射体を部分的に貫通し、
前記ヒートパイプ層は、前記核分裂性物質から受けた熱を前記熱交換器に伝達するように配置される、原子炉。
[例15]
前記ヒートパイプ層は互いの上に積層される、例14の原子炉。
[例16]
前記ヒートパイプ層は、フレームに結合されて支持される、例14又は15の原子炉。
[例17]
前記反射体は固体材料を含み、前記熱交換器は、前記反射体の径方向外側に配置される、例14~16のいずれか一例の原子炉。
[例18]
前記反射体は流体を含み、前記熱交換器は、少なくとも部分的に前記流体の中に配置され、前記流体は、前記ヒートパイプネットワークからの熱を前記熱交換器に伝達するように前記流体及び前記ヒートパイプ層に熱的に接触する、例14~17のいずれか一例の原子炉。
[例19]
原子炉コンポーネントを形成する方法であって、
圧力容器の中にヒートパイプを配置することと、
前記ヒートパイプの少なくとも一部分に粉末核燃料材料を与えることと、
前記圧力容器の中の圧力及び温度を上昇させて前記核燃料材料を固化し、前記核燃料材料を前記ヒートパイプに直接取り付けることと
を含む、方法。
[例20]
前記核燃料材料は核分裂性物質である、例19の方法。
[例21]
前記核燃料材料はウランモリブデン合金である、例19又は20の方法。
[例22]
前記圧力容器の中の圧力を上昇させることは、前記圧力容器の中へと不活性ガスを送り込むことを含む、例19~21のいずれか一例の方法。
[例23]
前記ヒートパイプの前記少なくとも一部分に前記粉末核燃料材料を与えることは、前記ヒートパイプの蒸発領域に前記粉末核燃料材料を与えることを含み、
前記ヒートパイプはさらに凝縮器領域を含み、
前記ヒートパイプは、前記蒸発器領域から前記凝縮器領域への方向に流れ断面積が増加する流路を画定する、例19~22のいずれか一例の方法。
本技術の実施形態の上記詳細な説明は、網羅的であることを意図したものではなく、又は上記開示の正確な形態に本技術を限定することを意図したものでもない。本技術の特定の実施形態及び例は、説明目的のために上述されているが、当業者が認識するように、本技術の範囲内で様々な等価な修正例が可能である。例えば、ステップが所与の順序で提示されるが、他実施形態が、異なる順序でステップを実行してよい。ここに記載される様々な実施形態は、さらなる実施形態を与えるべく組み合わせてよい。
前述のことからわかることだが、本技術の特定の実施形態が例示目的でここに記載されてきたにもかかわらず、周知の構造及び機能は、本技術の実施形態の説明を不必要に不明瞭にすることを避けるべく、詳細に図示又は記載されていない。文脈が許す場合、単数又は複数の用語はそれぞれ、複数又は単数の用語を含んでよい。
ここで使用されるように、「A及び/又はB」における「及び/又は」は、A単独と、B単独と、A及びBとを言及する。参照によりここに組み入れられる任意の文献が本開示と矛盾する範囲において、本開示が優先する。加えて、用語「含む」及び「備える」は、少なくとも記載された特徴を含むことを意味するように全体を通して使用され、同じ特徴及び/又は他の特徴の付加的タイプの任意の多数が排除されるわけではない。またもわかることだが、特定の実施形態が例示目的でここに記載されてきたにもかかわらず、本技術から逸脱することなく様々な修正がなされ得る。さらに、本技術のいくつかの実施形態に関連付けられる利点が、これらの実施形態の文脈で説明されてきたが、他実施形態もまた、かかる利点を示すことができ、かかる利点が本技術の範囲に当てはまることをすべての実施形態が必ずしも示すわけではない。したがって、本開示及び関連する技術は、ここに明示的には図示又は記載されていない他実施形態を包括し得る。

Claims (23)

  1. 原子炉であって、
    蒸発器領域、断熱領域及び凝縮器領域を含むヒートパイプネットワークと、
    前記蒸発器領域の少なくとも一部分に熱的に結合される核燃料と
    を含み、
    前記ヒートパイプネットワークは、前記蒸発器領域から前記凝縮器領域への方向に流れ断面積が増加する複数の流路を画定し、
    前記ヒートパイプネットワークは、前記蒸発器領域において前記燃料から受けた熱を前記凝縮器領域に伝達するように配置される、原子炉。
  2. 前記核燃料は前記蒸発器領域に直接取り付けられる、請求項1の原子炉。
  3. 前記核燃料は、前記蒸発器領域に押圧されたウランモリブデン合金である、請求項2の原子炉。
  4. 前記原子炉はさらに、前記蒸発器領域を少なくとも部分的に取り囲む液体金属減速材を含み、前記液体金属減速材は、前記核燃料の反応性を制御するように配置される、請求項1の原子炉。
  5. 前記原子炉はさらに、前記核燃料の核分裂からもたらされる中性子を反射するように配置される反射体を含み、
    前記ヒートパイプネットワークの少なくとも一部分が前記反射体を貫通する、請求項1の原子炉。
  6. 前記断熱領域は、前記反射体を通過して前記蒸発器領域から離れるように延び、
    前記凝縮器領域は前記反射体の外側に配置される、請求項5の原子炉。
  7. 前記凝縮器領域に熱的に結合される熱交換器をさらに含む、請求項1の原子炉。
  8. 前記流路の個々の流路が、前記蒸発器領域から前記凝縮器領域に向かう方向に分岐して2以上の部分になる、請求項1の原子炉。
  9. 前記流路の個々の流路は、(a)前記ヒートパイプの中心軸に隣接する第1部分と、(b)前記第1部分から分岐する一対の第2部分と、(c)前記第2部分のそれぞれから分岐する一対の第3部分と、(d)前記第3部分のそれぞれから分岐する一対の第4部分とを含む、請求項1の原子炉。
  10. 前記核燃料は前記流路の前記第1部分、前記第2部分及び前記第3部分に熱的に結合される、請求項9の原子炉。
  11. 前記原子炉はさらに、前記核燃料の核分裂からもたらされる中性子を反射するように配置される反射体を含み、
    前記第4部分は前記反射体を貫通する、請求項10の原子炉。
  12. 前記ヒートパイプネットワークは、(a)前記ヒートパイプネットワークの中心軸から径方向に離れるように延びる動脈流路と、(b)前記中心軸まわりに周方向に延びて前記動脈流路の周方向隣接対を接続する分岐外流路とを含む、請求項1の原子炉。
  13. 前記分岐外流路の個々の分岐外流路が一以上の蒸発器ヘッドを含み、前記核燃料は前記蒸発器ヘッドに直接取り付けられる、請求項12の原子炉。
  14. 原子炉であって、
    複数のヒートパイプ層と、
    反射体と、
    前記ヒートパイプ層に熱的に結合される熱交換器と
    を含み、
    前記ヒートパイプ層の個々のヒートパイプ層は、(a)中心軸から径方向外向きに延びるヒートパイプネットワークと、(b)前記ヒートパイプネットワークの少なくとも一部分に熱的に結合される核分裂性物質とを含み、
    前記ヒートパイプネットワークは、前記中心軸から径方向外向きに流れ断面積が増加し、
    前記反射体は、前記核分裂性物質の核分裂からもたらされる中性子を前記中心軸に向かって反射するように配置され、
    前記ヒートパイプ層の個々のヒートパイプ層における前記ヒートパイプネットワークは前記反射体を部分的に貫通し、
    前記ヒートパイプ層は、前記核分裂性物質から受けた熱を前記熱交換器に伝達するように配置される、原子炉。
  15. 前記ヒートパイプ層は互いの上に積層される、請求項14の原子炉。
  16. 前記ヒートパイプ層は、フレームに結合されて支持される、請求項14の原子炉。
  17. 前記反射体は固体材料を含み、
    前記熱交換器は、前記反射体の径方向外側に配置される、請求項14の原子炉。
  18. 前記反射体は流体を含み、
    前記熱交換器は、少なくとも部分的に前記流体の中に配置され、
    前記流体は、前記ヒートパイプネットワークからの熱を前記熱交換器に伝達するように前記流体及び前記ヒートパイプ層に熱的に接触する、請求項14の原子炉。
  19. 原子炉コンポーネントを形成する方法であって、
    圧力容器の中にヒートパイプを配置することと、
    前記ヒートパイプの少なくとも一部分に粉末核燃料材料を与えることと、
    前記圧力容器の中の圧力及び温度を上昇させて前記核燃料材料を固化し、前記核燃料材料を前記ヒートパイプに直接取り付けることと
    を含む、方法。
  20. 前記核燃料材料は核分裂性物質である、請求項19の方法。
  21. 前記核燃料材料はウランモリブデン合金である、請求項19の方法。
  22. 前記圧力容器の中の圧力を上昇させることは、前記圧力容器の中へと不活性ガスを送り込むことを含む、請求項19の方法。
  23. 前記ヒートパイプの前記少なくとも一部分に前記粉末核燃料材料を与えることは、前記ヒートパイプの蒸発領域に前記粉末核燃料材料を与えることを含み、
    前記ヒートパイプはさらに凝縮器領域を含み、
    前記ヒートパイプは、前記蒸発器領域から前記凝縮器領域への方向に流れ断面積が増加する流路を画定する、請求項19の方法。
JP2022515575A 2019-10-15 2020-10-15 原子炉からの熱除去のような熱除去のためのヒートパイプネットワーク並びに関連するシステム及び方法 Pending JP2022552607A (ja)

Applications Claiming Priority (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US201962915467P 2019-10-15 2019-10-15
US62/915,467 2019-10-15
PCT/US2020/055822 WO2021076784A2 (en) 2019-10-15 2020-10-15 Heat pipe networks for heat removal, such as heat removal from nuclear reactors, and associated systems and methods

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JP2022552607A true JP2022552607A (ja) 2022-12-19
JPWO2021076784A5 JPWO2021076784A5 (ja) 2023-07-21

Family

ID=73943319

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP2022515575A Pending JP2022552607A (ja) 2019-10-15 2020-10-15 原子炉からの熱除去のような熱除去のためのヒートパイプネットワーク並びに関連するシステム及び方法

Country Status (6)

Country Link
US (2) US11728053B2 (ja)
EP (1) EP4022651A2 (ja)
JP (1) JP2022552607A (ja)
KR (1) KR20220077147A (ja)
CA (1) CA3150359A1 (ja)
WO (1) WO2021076784A2 (ja)

Families Citing this family (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP7386100B2 (ja) * 2020-02-28 2023-11-24 三菱重工業株式会社 原子炉
US11508488B2 (en) * 2020-09-10 2022-11-22 Battelle Energy Alliance, Llc Heat transfer systems for nuclear reactor cores, and related systems

Family Cites Families (43)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CA776219A (en) 1968-01-16 W. Ryon John Nuclear reactor with hydrogen-bearing vapor-cooling, moderating and controlling structure
US1690108A (en) * 1924-10-30 1928-11-06 Charles B Grady Heat exchanger
US3152260A (en) * 1961-01-30 1964-10-06 Thompson Ramo Wooldridge Inc Solar power plant
US3285822A (en) 1964-03-30 1966-11-15 Atomic Energy Authority Uk Nuclear reactor
FR1581632A (ja) 1968-07-03 1969-09-19
CA1066964A (en) 1976-09-28 1979-11-27 Edna A. Dancy Fabrication of ceramic heat pipes
US4245380A (en) * 1978-11-01 1981-01-20 Barber-Colman Company Multiple heat pipe heat exchanger and method for making
UST101204I4 (en) * 1980-10-16 1981-11-03 Compact fast nuclear reactor using heat pipes
US4632179A (en) * 1982-09-20 1986-12-30 Stirling Thermal Motors, Inc. Heat pipe
US4755350A (en) 1987-03-11 1988-07-05 The United States Of America As Represented By The Secretary Of The Air Force Thermionic reactor module with thermal storage reservoir
US4903761A (en) * 1987-06-03 1990-02-27 Lockheed Missiles & Space Company, Inc. Wick assembly for self-regulated fluid management in a pumped two-phase heat transfer system
US4851183A (en) * 1988-05-17 1989-07-25 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Underground nuclear power station using self-regulating heat-pipe controlled reactors
US5117901A (en) * 1991-02-01 1992-06-02 Cullimore Brent A Heat transfer system having a flexible deployable condenser tube
US5195575A (en) * 1991-04-09 1993-03-23 Roger Wylie Passive three-phase heat tube for the protection of apparatus from exceeding maximum or minimum safe working temperatures
JPH07294174A (ja) 1994-04-26 1995-11-10 Asai Tekkosho:Kk 熱交換器における網状フィンと伝熱管の接合方法
US5647429A (en) * 1994-06-16 1997-07-15 Oktay; Sevgin Coupled, flux transformer heat pipes
IL115109A0 (en) * 1995-08-30 1995-12-08 Refmed Cryo Medical Products L Heat pipe
US5684848A (en) * 1996-05-06 1997-11-04 General Electric Company Nuclear reactor heat pipe
US5932885A (en) 1997-05-19 1999-08-03 Mcdermott Technology, Inc. Thermophotovoltaic electric generator
US6353651B1 (en) * 1999-11-17 2002-03-05 General Electric Company Core catcher cooling by heat pipe
KR20030065686A (ko) 2002-01-30 2003-08-09 삼성전기주식회사 히트 파이프 및 그 제조 방법
US20080069289A1 (en) * 2002-09-16 2008-03-20 Peterson Otis G Self-regulating nuclear power module
US8073096B2 (en) * 2007-05-14 2011-12-06 Stc.Unm Methods and apparatuses for removal and transport of thermal energy
WO2009049397A1 (en) 2007-10-19 2009-04-23 Metafoam Technologies Inc. Heat management device using inorganic foam
WO2010006319A2 (en) * 2008-07-10 2010-01-14 Infinia Corporation Thermal energy storage device
US20100040187A1 (en) * 2008-08-12 2010-02-18 Searete Llc, A Limited Liability Corporation Of The State Of Delaware Heat pipe nuclear fission deflagration wave reactor cooling
RU2486612C1 (ru) * 2009-05-08 2013-06-27 Академия Синика Двухфлюидный реактор на расплавленных солях
RU2608082C2 (ru) 2011-09-21 2017-01-13 Армин ХУКЕ Двухфлюидный реактор
JP5876320B2 (ja) * 2012-02-23 2016-03-02 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 原子力プラント
US20130309848A1 (en) 2012-05-16 2013-11-21 Alliance For Sustainable Energy, Llc High throughput semiconductor deposition system
WO2014176069A2 (en) * 2013-04-25 2014-10-30 Los Alamos National Security, Llc Mobile heat pipe cooled fast reactor system
CN104759627B (zh) 2014-01-03 2017-08-29 江苏格业新材料科技有限公司 一种通过还原氧化铜粉制造微型热管的方法
EP3186575A4 (en) 2014-08-25 2018-08-08 Sylvan Source, Inc. Heat capture, transfer and release for industrial applications
US20160290235A1 (en) * 2015-04-02 2016-10-06 General Electric Company Heat pipe temperature management system for a turbomachine
US10531307B2 (en) 2016-02-29 2020-01-07 Apple Inc. Mechanisms for LAA/LTE-U detection to mitigate impact on Wi-Fi performance
JP6633471B2 (ja) * 2016-08-01 2020-01-22 株式会社東芝 原子炉および原子炉の熱除去方法
JP2019531472A (ja) 2016-09-13 2019-10-31 ウエスチングハウス・エレクトリック・カンパニー・エルエルシー 滞留する液体の炉心を有するヒートパイプ式溶融塩高速炉
US11158432B1 (en) * 2016-12-09 2021-10-26 Triad National Security, Llc Heat pipe reactor core and heat exchangers formation and deployment
US10559389B2 (en) * 2017-02-06 2020-02-11 Battell Energy Alliance, LLC Modular nuclear reactors including fuel elements and heat pipes extending through grid plates, and methods of forming the modular nuclear reactors
US10910116B2 (en) * 2017-03-16 2021-02-02 Battelle Energy Alliance, Llc Nuclear reactors including heat exchangers and heat pipes extending from a core of the nuclear reactor into the heat exchanger and related methods
RU2650885C1 (ru) 2017-08-03 2018-04-18 Акционерное общество "Государственный научный центр Российской Федерации - Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского Ядерный реактор с прямым преобразованием энергии за пределами активной зоны
US10903389B2 (en) 2018-01-15 2021-01-26 Alliance For Sustainable Energy, Llc Hydride enhanced growth rates in hydride vapor phase epitaxy
CN111128413B (zh) 2019-12-31 2022-04-19 中国核动力研究设计院 一种基于热光伏发电的多用途热管反应堆系统

Also Published As

Publication number Publication date
WO2021076784A2 (en) 2021-04-22
US20230317306A1 (en) 2023-10-05
EP4022651A2 (en) 2022-07-06
US11728053B2 (en) 2023-08-15
CA3150359A1 (en) 2021-04-22
WO2021076784A3 (en) 2021-05-27
KR20220077147A (ko) 2022-06-08
US20210125737A1 (en) 2021-04-29

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US20230317306A1 (en) Heat pipe networks for heat removal, such as heat removal from nuclear reactors, and associated systems and methods
JP6633471B2 (ja) 原子炉および原子炉の熱除去方法
JP6882418B2 (ja) 原子炉蒸気発生器とこれを運転する方法、及び原子炉蒸気発生システム
El‐Genk et al. Conceptual design of HP‐STMCs space reactor power system for 110 kWe
KR102422211B1 (ko) 원자로 노심
US3378449A (en) Nuclear reactor adapted for use in space
JP2023537888A (ja) ヒートパイプ及び光電池を含む熱電力変換システム
WO2021104994A1 (en) Thermal power reactor
JP2022552608A (ja) 液体金属合金の燃料及び/又は減速材を有する原子炉
El‐Genk et al. SCoRe—Concepts of Liquid Metal Cooled Space Reactors for Avoidance of Single‐Point Failure
US20220049906A1 (en) Heat pipes including composite wicking structures, and associated methods of manufacture
Wahlquist et al. A Critical Review of Heat Pipe Experiments in Nuclear Energy Applications
CN114121315B (zh) 一种脉动热管冷却反应堆热管理系统
Pitts et al. Conceptual design of a 10-MWe nuclear Rankine system for space power
Tang et al. Thermal-Hydraulic Analysis of TOPAZ-II With Modified RELAP5
JP2023524500A (ja) 可搬型マイクロリアクター用途向けの小型受動崩壊熱除去システム
Pahler Coated Particle Fuels for Civilian Gas-Cooled Reactors
Dabiri et al. Design of superheated steam producing blanket for a dd tokamak
Severns Thermovoltaic power source
RU2168794C1 (ru) Термоэмиссионный реактор-преобразователь пакетной схемы
Klein et al. Fabric composite radiators for space nuclear power applications. Final report, March 1993
Hoffman et al. Reactor applications of the compact fusion advanced Rankine (CFAR) cycle for a DT tokamak fusion reactor
Romero et al. Advanced salt receiver for solar power towers
Sayre et al. Lunar Nuclear Power Plant With Solid Core Reactor, Heatpipes and Thermoelectric Conversion
Roberts et al. A Heat-pipe-cooled Fast-reactor Space Power Supply

Legal Events

Date Code Title Description
A521 Request for written amendment filed

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523

Effective date: 20230712

A621 Written request for application examination

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A621

Effective date: 20230712