JP5785981B2 - 原子力発電所用の熱伝達システムおよび方法 - Google Patents

Description

例示的な実施形態は、一般的に、原子力発電所に関する。例示的な実施形態は、沸騰水型原子炉（「ＢＷＲ」）原子力発電所、重水炉（「ＨＷＲ」）原子力発電所、液体金属冷却高速増殖炉（「ＬＭＦＢＲ」）原子力発電所、超臨界圧軽水冷却炉（「ＳＣＷＲ」）原子力発電所、および例えば、使用済み燃料プールを有する他の原子力発電所を含む、原子力発電所のための熱伝達システムおよび方法にも関する。これらの熱伝達システムおよび方法は、発電所の正常な発電を阻害したり、または他の何らかの形で、例えば、使用済み燃料プールおよび／または圧力抑制プールの正常な冷却を損なうか、または妨げる可能性のある緊急事態または他の異常な状態が発電所に発生した場合に特に有用であると思われる。これらの熱伝達システムおよび方法は、従来技術の燃料プール冷却（「ＦＰＣ」）システム、従来技術の残留熱除去（「ＲＨＲ」）システム、および／または命名および正確な機能が原子力発電所の特定の種類および／または製造（複数可）に依存しうる他の類似のシステムの機能を補完するためにも使用されうる。

図１は、従来技術のＢＷＲ原子炉建屋１００の切り欠き図である。圧力抑制プール１０２は、原子炉建屋の一次格納容器の一部であるドーナツ形状のプールとすることができる。圧力抑制プール１０２は、原子炉建屋１００のシェル１０６内に配置されている、鋼鉄製一次格納容器１０４の延長部であってよい。圧力抑制プール１０２は、原子炉１０８および使用済み燃料プール１１０の下に位置決めされ、いくつか事故が起きたときに格納容器圧力の上昇を制限することができる。特に、圧力抑制プール１０２は、原子力発電所の事故に際して放出される蒸気を冷却して凝結するために使用されうる。例えば、多くの原子力発電所の安全／圧力逃し弁は、蒸気を圧力抑制プール１０２内に放出して蒸気を凝結し、および／または望ましくない圧力上昇を軽減するように設計することができる。典型的には、圧力抑制プール１０２は、総直径（つまり、敷地計画図における直径）約１４０フィートであり、ドーナツ形状のシェルの直径は３０フィートとすることができる。通常運転中、圧力抑制プール１０２に、圧力抑制プール水を入れ深さを約１５フィートにすることができる（通常運転中、圧力抑制プール１０２内に約１，０００，０００ガロンの圧力抑制プール水が入る）。従来技術のＦＰＣシステム、従来技術のＲＨＲシステム、および／または命名および機能が原子力発電所の特定の種類および／または製造（複数可）に依存しうる他の類似のシステムであれば、当業者（「ＰＨＯＳＩＴＡ」）に知られている。

図２は、従来技術のＦＰＣシステム２００の略図である。従来技術のＦＰＣシステム２００は、例えば、１つまたは複数のＦＰＣポンプ２０２、１つまたは複数のＦＰＣ脱塩装置／イオン交換器２０４、１つまたは複数のＦＰＣ熱交換器２０６、および／または１つまたは複数のＦＰＣ熱／容積負荷２０８を備えることができる。ＦＰＣ熱／容積負荷２０８は、例えば、使用済み燃料プール（図示せず）、ウェットウェル（ｗｅｔ ｗｅｌｌ）（図示せず）、ドライヤーセパレータプール、および圧力抑制プール（図示せず）を備えることができる。ＦＰＣ熱／容積負荷２０８のいくつかは、従来技術のＦＰＣシステム２００による冷却を伴い、ＦＰＣ熱／容積負荷２０８のいくつかは、従来技術のＦＰＣシステム２００による大量の水の移動を伴い、ＦＰＣ熱／容積負荷２０８のいくつかは、その両方を伴いうる。

図３は、従来技術のＲＨＲシステム３００の略図である。従来技術のＲＨＲシステム３００は、例えば、１つまたは複数のＲＨＲポンプ３０２、１つまたは複数のＲＨＲ熱交換器３０６、および／または１つまたは複数のＲＨＲ熱／容積負荷３０８を備えることができる。ＲＨＲ熱／容積負荷３０８は、例えば、原子炉圧力容器（図示せず）、ウェットウェル（図示せず）、ドライウェル（図示せず）、圧力抑制プール（図示せず）、および使用済み燃料プール（図示せず）を備えることができる。ＲＨＲ熱／容積負荷３０８のいくつかは、従来技術のＲＨＲシステム３００による冷却を伴い、ＲＨＲ熱／容積負荷３０８のいくつかは、従来技術のＲＨＲシステム３００による大量の水の移動を伴い、ＲＨＲ熱／容積負荷３０８のいくつかは、その両方を伴いうる。

従来技術のＦＰＣシステム２００は、従来技術のＲＨＲシステム３００に、および／または従来技術のＲＨＲシステム３００から接続される１つまたは複数のクロスコネクタを備えることができる。図２に示されているように、従来技術のＦＰＣシステム２００は、例えば、クロスコネクタ２１０および／またはクロスコネクタ２１２を備えることができる。図３に示されているように、従来技術のＲＨＲシステム３００は、例えば、クロスコネクタ３１０および／またはクロスコネクタ３１２を備えることができる。このようにして、従来技術のＦＰＣシステム２００が従来技術のＲＨＲシステム３００を、またその逆に従来技術のＲＨＲシステム３００が従来技術のＦＰＣシステム２００を、少なくとも部分的にバックアップするか、または補完することができる。

原子力発電所の緊急事態または他の異常な状態が生じているときに、原子力発電所の通常電力の供給は中断し、および／または例えば使用済み燃料プールおよび／または圧力抑制プールの通常冷却は、阻害されるか、または妨げられうる。このような原子力発電所の緊急事態として、例えば、原子力発電所の大事故、飛行機の墜落事故、火災、洪水、地震、ハリケーン、竜巻、津波、サボタージュ、およびテロリストの攻撃が挙げられる。このような異常な状態として、例えば、過度に高いもしくは低い周囲恩温度、サーキットブレーカーなどのコンポーネントの保守、故障（複数可）、および／またはオペレーターの誤り（複数可）による一時的システム再調整（複数可）の組み合わせが挙げられる。それに加えて、原子力発電所の１つまたは複数の緊急事態は、１つまたは複数の異常な状態と同時に発生しうる。

特に、原子力発電所の緊急事態または他の異常な状態の発生時に、原子力発電所には、従来技術のＦＰＣシステム２００および／または従来技術のＲＨＲシステム３００を運転するための通常電力がない場合がある。

従来技術のシステムおよび方法は、例えば、米国特許第４，９５７，６９０号（「’６９０特許」）、米国特許第５，１６９，５９５号（「’５９５特許」）、米国特許第５，２１３，７５５号（「’７５５特許」）、米国特許第５，３７５，１５１号（「’１５１特許」）、米国特許第６，２４９，５６１Ｂ１号（「’５６１特許」）、および米国特許第６，９２８，１３２Ｂ２号（「’１３２特許」）において説明されている。’１３２特許、’１５１特許、’５６１特許、’５９５特許、’６９０特許、および’７５５特許は、参照により本特許出願に組み込まれている。

米国特許第６，９２８，１３２号明細書

例示的な実施形態は、原子力発電所用の熱伝達システムを実現することができる。例示的な実施形態は、原子力発電所からの熱を伝達する方法を提供することもできる。

例示的な実施形態では、原子力発電所用の熱伝達システムは、第１のコネクタおよび第２のコネクタを備える配管システム、熱交換器、ポンプ、および／または電源を具備することができる。熱伝達システムは、通常の発電所発電運転時には原子力発電所に接続されえない。電源は、原子力発電所用の通常の電力分配システムから独立しているものとしてよい。電源は、ポンプに給電するように構成されうる。配管システムは、熱交換器およびポンプを接続するように構成されうる。第１のコネクタおよび第２のコネクタは、熱伝達システムを原子力発電所の流体システムに接続するように構成されうる。第１のコネクタおよび第２のコネクタが熱伝達システムを原子力発電所の流体システムに接続するときに、熱伝達システムは、第１のコネクタを介して原子力発電所の流体システムから流体を受け入れ、流体をポンプで熱交換器に通し、および／または第２のコネクタを介して流体を原子力発電所の流体システムに戻すように構成されうる。

例示的な実施形態では、配管システム、熱交換器、ポンプ、および電源は、携帯型とすることができる。

例示的な実施形態では、配管システム、熱交換器、ポンプ、および電源のうちの少なくとも１つが、携帯型とすることができる。

例示的な実施態様では、配管システムは、携帯型とすることができる。

例示的な実施態様では、熱交換器は、携帯型とすることができる。

例示的な実施態様では、ポンプは、携帯型とすることができる。

例示的な実施態様では、電源は、携帯型とすることができる。

例示的な実施態様では、電源は、発電機を備えることができる。

例示的な実施形態では、発電機は、ディーゼルエンジンによって駆動することができる。

例示的な実施形態では、発電機は、ガソリンエンジンによって駆動することができる。

例示的な実施態様では、電源は、電池を備えることができる。

例示的な実施態様では、電源は、エンジンを備えることができる。

例示的な実施態様では、電源は、ディーゼルエンジンを備えることができる。

例示的な実施態様では、電源は、ガソリンエンジンを備えることができる。

例示的な実施形態では、配管システム、熱交換器、ポンプ、および電源は、原子力発電所から隔離された硬化エンクロージャ内に配置または格納することができる。

例示的な実施形態では、配管システム、熱交換器、ポンプ、および第１の電源のうちの少なくとも１つは、原子力発電所から隔離された硬化エンクロージャ内に配置または格納することができる。

例示的な実施形態では、熱伝達システムは、第３のコネクタおよび／または第４のコネクタを備える第１のジャンパー、および／または第５のコネクタおよび／または第６のコネクタを備える第２のジャンパーをさらに具備することができる。第３のコネクタは、第１のコネクタに接続されるように構成されうる。第５のコネクタは、第２のコネクタに接続されるように構成されうる。

例示的な実施形態では、原子力発電所から熱を伝達する方法は、熱伝達システムを原子力発電所に接続すること、および／または熱伝達システムを使用して原子力発電所から熱を伝達することを含みうる。熱伝達システムは、第１のコネクタおよび第２のコネクタを備える配管システム、熱交換器、ポンプ、および／または電源を具備することができる。熱伝達システムは、通常の発電所発電運転時には原子力発電所に接続されえない。電源は、原子力発電所用の通常の電力分配システムから独立しているものとしてよい。電源は、ポンプに給電するように構成されうる。配管システムは、熱交換器およびポンプを接続するように構成されうる。第１のコネクタおよび第２のコネクタは、熱伝達システムを原子力発電所の流体システムに接続するように構成されうる。第１のコネクタおよび第２のコネクタが熱伝達システムを原子力発電所の流体システムに接続するときに、熱伝達システムは、第１のコネクタを介して原子力発電所の流体システムから流体を受け入れ、流体をポンプで熱交換器に通し、第２のコネクタを介して流体を原子力発電所の流体システムに戻すように構成されうる。

例示的な実施形態では、熱伝達システムは、原子力発電所の残留熱除去システムを介して原子力発電所に接続することができる。

例示的な実施形態では、熱伝達システムは、原子力発電所の燃料プール冷却システムを介して原子力発電所に接続することができる。

例示的な実施形態では、熱伝達システムは、原子力発電所の残留熱除去システムと原子力発電所の燃料プール冷却システムの両方を介して原子力発電所に接続することができる。

本発明のこれらおよび他の特徴ならびに利点は、本発明による装置および方法のさまざまな例示的な実施形態の以下の説明に示されており、またその説明から明白である。

上記および／または他の態様および利点は、付属の図面と併せて例示的な実施形態の以下の詳細な説明を読むと明確になり、また理解しやすくなる。

従来技術のＢＷＲ原子炉建屋の切り欠き図である。 従来技術のＦＰＣシステムの略図である。 従来技術のＲＨＲシステムの略図である。 例示的な実施形態による熱伝達システムを示す図である。 例示的な実施形態による熱伝達システムに接続されるように構成されたＦＰＣシステムの略図である。 例示的な実施形態による熱伝達システムに接続されるように構成されたＲＨＲシステムの略図である。 例示的な実施形態により原子力発電所から熱を伝達する方法を示す流れ図である。

次に、付属の図面を参照しつつ、例示的な実施形態についてより詳しく説明する。しかし、実施形態は、多くの異なる形態で具現化することができるため、本明細書で述べられている実施形態に限定されると解釈すべきではない。むしろ、これらの例示的な実施形態は、本開示が詳細で完全なものとなるように、また当業者に範囲が全部伝わるように用意されたものである。図面中、層および領域の厚さは、分かりやすくするために誇張されている。

ある要素が、別のコンポーネント「の上にある」、別のコンポーネント「に接続されている」、別のコンポーネント「に電気的に接続されている」、または別のコンポーネント「に結合されている」と言った場合、これは、直接的に他のコンポーネントの上にあるか、他のコンポーネントに接続されているか、他のコンポーネントに電気的に接続されているか、または他のコンポーネントに結合されているか、または介在するコンポーネントが存在しうると理解される。対照的に、あるコンポーネントが、別のコンポーネントの「上に直接ある」、別のコンポーネント「に直接接続されている」、別のコンポーネント「に直接電気的に接続されている」、または別のコンポーネント「に直接結合されている」と言う場合、介在するコンポーネントは存在しない。本明細書で使用されているように、「および／または」は、関連する列挙されている項目のありとあらゆる組み合わせを含む。

第１、第２、第３などの用語は、本明細書では、さまざまな要素、コンポーネント、領域、層、および／またはセクションを記述するために使用される場合があるけれども、これらの要素、コンポーネント、領域、層、および／またはセクションは、その用語によって限定されるものではないことは理解されるであろう。これらの用語は、一方の要素、コンポーネント、領域、層、および／またはセクションを他方の要素、コンポーネント、領域、層、および／またはセクションから区別するためにのみ使用される。例えば、第１の要素、コンポーネント、領域、層、および／またはセクションは、例示的な実施形態の教示から逸脱することなく第２の要素、コンポーネント、領域、層、および／またはセクションと称することが可能である。

「真下」、「下」、「下側」、「上」、「上側」、および同様の語などの空間的相対語は、本明細書では、図面に例示されているように、一方のコンポーネントおよび／または特徴の他方のコンポーネントおよび／または特徴、または他の（複数の）コンポーネントおよび／または（複数の）特徴に対する関係を記述する際に説明しやすくするために使用することができる。これらの空間的相対語は、図中に示されている配向に加えて使用中の、または動作中のデバイスの異なる配向をも包含することが意図されていると理解される。

本明細書で使用されている用語は、特定の例示的な実施形態のみを説明することを目的としており、例示的な実施形態の範囲を制限することは意図されていない。本明細書で使用されているように、「１つの（または使わない場合もある）」および「その（使わない場合もある）」（英語原文の単数形の冠詞「ａ」、「ａｎ」、および「ｔｈｅ」）は、文脈上明らかにそうでないことを示していない限り、複数形も含むことが意図されている。「備える」、「備えること」、「含む」、および／または「含むこと」という言い回しは、本明細書で使用されている場合、記載されている特徴、整数、工程、動作、要素、および／またはコンポーネントの存在を意味し、１つまたは複数の他の特徴、領域、整数、動作、要素、コンポーネント、および／またはこれらの群の存在もしくは追加を除外しないこともさらに理解されるであろう。

断りのない限り、本明細書で使用されるすべての（技術および科学用語を含む）用語は、例示的な実施形態が属している技術分野の当業者に通常理解される意味と同じ意味を有する。さらに、よく使われる辞書で定義されているような用語は、従来技術の背景状況における意味と矛盾しない意味を持つものと解釈すべきであり、本明細書で明確に定められていない限り、理想化されたまたは過度に正式の意味で解釈されないことは理解されるであろう。

また、いくつかの代替的実装では、記されている機能、および／または活動は、図中に記されている順序から外れて実行されうることにも留意されたい。例えば、連続して示されている２つの図は、実際には、実質的に同時に実行されうるか、または関連する機能および／または活動に応じて、逆順に実行されることもある。

そこで、全体を通して類似の参照番号が類似のコンポーネントを指し示しうる、付属の図面において例示されている、例示的な実施形態を参照することにする。

図４は、例示的な実施形態による熱伝達システム４００を示す図である。熱伝達システム４００は、例えば、１つまたは複数のポンプ４０２、１つまたは複数の熱交換器４０６、コネクタ４１４および４１６、配管４１８、ならびに電源４２０を備えることができる。１つまたは複数のポンプ４０２は、流体をコネクタ４１４から、配管４１８に通し、１つまたは複数の熱交換器４０６に移動し、次いで、配管４１８に通しコネクタ４１６に送るように構成されうる。電源４２０は、１つまたは複数のポンプ４０２用の電力を供給することができる。

熱伝達システム４００は、適宜、放射線モニター４４０および／または放射線モニター４４２を備えることができる。原子力発電所の緊急事態または他の異常な状態が生じたときに、放射線モニター４４０および／または放射線モニター４４２は、熱伝達システム４００の使用に付随する潜在的な放射線および／または汚染の危険に関する重要なデータを供給することができる。

熱伝達システム４００は、適宜、１つまたは複数のジャンパー４２２および４３２を備えることができる。ジャンパー４２２は、コネクタ４２４および４２６を備えることができる。ジャンパー４３２は、コネクタ４３４および４３６を備えることができる。ジャンパー４２２は、コネクタ４２４および４１４を介して配管４１８に接続されうる。ジャンパー４３２は、コネクタ４３４および４１６を介して配管４１８に接続されうる。

１つまたは複数のポンプ４０２は、電源４２０によって、例えば、電気的に、またはダイレクトドライブによって、給電されうる。

電源４２０は、例えば、交流（「ＡＣ」）電源および／または直流（「ＤＣ」）電源とすることができる。電源４２０は、例えば、１つまたは複数の電池または他のエネルギー貯蔵デバイスとすることができる。電池および他のエネルギー貯蔵デバイスのサイズおよび／または重量はその携帯性を制限するか、または妨げる可能性があるけれども、電源４２０としての機能を果たす可能性を有している。

電源４２０は、例えば、１つまたは複数のソーラーパネル、風力タービン、または電気エネギーに対する他の発生デバイスとすることができる。電源４２０は、例えば、ディーゼル発電機またはガソリン動力発電機などの１つまたは複数の発電機とすることができる。このような発電機は、例えば、ＡＣまたはＤＣ電力を発生することができる。

電源４２０は、例えば、ディーゼルエンジン、ガソリン動力エンジン、ガスタービン、または水素、酸素、もしくは過酸化水素などの他の何らかの化学元素もしくは化合物をエネルギー源とするエンジンなどの、１つまたは複数のエンジンとすることができる。このようなディーゼルエンジンは、ディーゼル燃料もしくはエンジンの最低要件を満たす他の燃料を使用することができる。同様に、このようなガソリン動力エンジンは、ガソリンもしくはエンジンの最低要件を満たす他の燃料を使用することができる。ディーゼルおよび／またはガソリン燃料は、例えば、恒久的な、一時的な、または携帯可能なタンクもしくはトラック内に貯蔵することができる。また、ディーゼルおよび／またはガソリン燃料は現地および／または地方の販売店から購入することができる。それに加えて、ディーゼルおよび／またはガソリン燃料は、例えば、現地で利用可能な自動車、トラック、および他の車両から取り出して利用することもできる。

１つまたは複数の熱交換器４０６に対する最終的なヒートシンクは環境（例えば、大気または湖、河川、もしくは海などの現地の水供給源）とすることができる。現地の水供給源からの水は、例えば、消防ホースまたは同様のものを介して１つまたは複数の熱交換器４０６に、ポンプで送ることが可能である。全熱負荷が十分に低い場合、工業用冷却装置（例えば、空調ユニット）および／または直接水／空気熱交換器を使用することも可能であろう。最終的なヒートシンクに対する好適な配置構成であれば、当業者に知られているであろう。

熱伝達システム４００は、原子力発電所から独立させることができる。つまり、熱伝達システム４００の１つまたは複数の部分が原子力発電所から独立して機能しうる。電源４２０は、例えば、原子力発電所の通常の電力分配システムから独立しているものとしてよい。１つまたは複数の電源４０２は、例えば、原子力発電所の通常の電力分配システムから独立して給電されうる。１つまたは複数の熱交換器４０６は、例えば、原子力発電所によって使用される１つまたは複数のヒートシンクから独立しているヒートシンクと熱交換することができる。原子力発電所の緊急事態または他の異常状態が生じたときに、このように独立していることで、原子力発電所の緊急事態または他の異常な状態の軽減または緩和を助ける適切な機能を果たしうるように熱伝達システム４００を保護しやすくなると思われる。

熱伝達システム４００は、硬化させることができる。つまり、熱伝達システム４００の１つまたは複数の部分が原子力発電所から分離している硬化エンクロージャ内に配置または格納されうる。硬化エンクロージャは、原子力発電所の大事故、飛行機の墜落事故、火災、洪水、地震、ハリケーン、竜巻、津波、サボタージュ、およびテロリストの攻撃などの環境および他の問題に耐えられる。原子力発電所の緊急事態または他の異常状態が生じたときに、このような硬化により、原子力発電所の緊急事態または他の異常な状態の軽減または緩和を助ける適切な機能を果たしうるように熱伝達システム４００を保護しやすくなると思われる。

熱伝達システム４００は、原子力発電所から離れて配置または格納されうる。つまり、熱伝達システム４００の１つまたは複数の部分が原子力発電所から離れて配置または格納されうる。この配置または格納により、原子力発電所の緊急事態または他の異常な状態が発生したときに熱伝達システム４００の１つまたは複数の部分を遠隔操作することができ、人員の被曝などのリスクを潜在的に低減することができる。

熱伝達システム４００は、携帯型とすることができる。つまり、熱伝達システム４００の１つまたは複数の部分が、例えば、滑材または他の構造支持材上で移動可能であるものとしてよい。このような滑材または構造支持材は、車両（例えば、トラック）、航空機（例えば、ヘリコプター）、船舶（例えば、はしけ）、または他の運送手段によって移動することも可能である。原子力発電所の緊急事態または他の異常状態が生じたときに、このように携帯性を有することで、原子力発電所の緊急事態または他の異常な状態の軽減または緩和を助ける適切な機能を果たしうるように熱伝達システム４００がその問題に関わりやすくなると思われる。

上で説明されているように、熱伝達システム４００の１つまたは複数の部分が原子力発電所から離れたところにある硬化エンクロージャ内に配置または格納されうる。例えば、１つまたは複数のポンプ４０２、１つまたは複数の熱交換器４０６、コネクタ４１４と４１６、配管４１８、および／または電源４２０を硬化エンクロージャ内に配置または格納することができる。熱伝達システム４００の１つまたは複数の部分は、例えば硬化エンクロージャ内に、恒久的に設置することができる。このような設置では、配管４１８は、硬化エンクロージャから原子力発電所まで、またはその近くまで延在するか、延長することができる。代替的形態では、ジャンパー４２２および／または４３２は、硬化エンクロージャから原子力発電所まで、またはその近くまで延在するか、延長することができる。

上で説明されているように、熱伝達システム４００の１つまたは複数の部分が、例えば、滑材または他の構造支持材上で移動可能であるものとしてよい。使用するために、熱伝達システム４００の１つまたは複数の部分は、原子力発電所まで、またはその近くまで運送されうる。コネクタ４１４および／または４１６は、熱伝達システム４００を原子力発電所に接続することができる。代替的形態では、ジャンパー４２２および／または４３２は、熱伝達システム４００を原子力発電所に接続することができる。

図５は、例示的な実施形態による熱伝達システム４００に接続されるように構成されたＦＰＣシステム５００の略図である。ＦＰＣシステム５００は、例えば、１つまたは複数のＦＰＣポンプ５０２、１つまたは複数のＦＰＣ脱塩装置／イオン交換器５０４、１つまたは複数のＦＰＣ熱交換器５０６、および／または１つまたは複数のＦＰＣ熱／容積負荷５０８を備えることができる。ＦＰＣ熱／容積負荷５０８は、例えば、使用済み燃料プール（図示せず）、ウェットウェル（図示せず）、ドライヤーセパレータプール、および圧力抑制プール（図示せず）を備えることができる。ＦＰＣ熱／容積負荷５０８のいくつかは、ＦＰＣシステム５００による冷却を伴い、ＦＰＣ熱／容積負荷５０８のいくつかは、ＦＰＣシステム５００による大量の水の移動を伴い、ＦＰＣ熱／容積負荷５０８のいくつかは、その両方を伴いうる。

図６は、例示的な実施形態による熱伝達システム４００に接続されるように構成されたＲＨＲシステム６００の略図である。ＲＨＲシステム６００は、例えば、１つまたは複数のＲＨＲポンプ６０２、１つまたは複数のＲＨＲ熱交換器６０６、および／または１つまたは複数のＲＨＲ熱／容積負荷６０８を備えることができる。ＲＨＲ熱／容積負荷６０８は、例えば、原子炉圧力容器（図示せず）、ウェットウェル（図示せず）、ドライウェル（図示せず）、圧力抑制プール（図示せず）、および使用済み燃料プール（図示せず）を備えることができる。ＲＨＲ熱／容積負荷６０８のいくつかは、ＲＨＲシステム６００による冷却を伴い、ＲＨＲ熱／容積負荷６０８のいくつかは、ＲＨＲシステム６００による大量の水の移動を伴い、ＲＨＲ熱／容積負荷６０８のいくつかは、その両方を伴いうる。

ＦＰＣシステム５００は、ＲＨＲシステム６００に、および／またはＲＨＲシステム６００から接続される１つまたは複数の交差接続部を備えることができる。図５に示されているように、ＦＰＣシステム５００は、例えば、第１のクロスコネクタ５１０および／または第２のクロスコネクタ５１２を備えることができる。図６に示されているように、ＲＨＲシステム６００は、例えば、第３のクロスコネクタ６１０および／または第４のクロスコネクタ６１２を備えることができる。このようにして、ＦＰＣシステム５００がＲＨＲシステム６００を、またその逆にＲＨＲシステム６００がＦＰＣシステム５００を、少なくとも部分的にバックアップするか、または補完することができる。

熱伝達システム４００は、ＦＰＣシステム５００および／またはＲＨＲシステム６００に接続されるように構成されうる。図５に示されているように、ＦＰＣシステム５００は、例えば、第１のオプションの隔離弁５１４、第２のオプションの隔離弁５１６、第５のクロスコネクタ５１８、および／または第６のクロスコネクタ５２０を備えることができる。第５のクロスコネクタ５１８および／または第６のクロスコネクタ５２０は、閉止フランジ（図示せず）を備えることができる。図６に示されているように、ＲＨＲシステム６００は、例えば、第３のオプションの隔離弁６１４、第４のオプションの隔離弁６１６、第７のクロスコネクタ６１８、および／または第８のクロスコネクタ６２０を備えることができる。第７のクロスコネクタ６１８および／または第８のクロスコネクタ６２０は、閉止フランジ（図示せず）を備えることができる。

熱伝達システム４００をＦＰＣシステム５００および／またはＲＨＲシステム６００に接続することは、例えばコネクタ４１４またはコネクタ４２６を第５のクロスコネクタ５１８にボルト締めすることによって行うことができる。オプションのガスケット（図示せず）は、このような接続部における流体密封および気密境界の維持を助けることができる。このようなボルト締めされた接続部および他の類似の接続部で熱伝達システム４００をＦＰＣシステム５００および／またはＲＨＲシステム６００に接続することは、当業者であれば知っているであろう。

第１のオプションの隔離弁５１４、第２のオプションの隔離弁５１６、第３のオプションの隔離弁６１４、および／または第４のオプションの隔離弁６１６の位置変更は、例えば、機械的に（例えば、機械的リンク機構を通じて）、または電気的に（例えば、ジャンクションボックス、局所的切断および／または切り替えスイッチ、および／または該当する弁電気供給および制御部を通常の原子力発電所電力分配システムから分離するための制御スイッチを使用して）行うことができる。このような機械的および電気的配置構成は、当業者に知られているであろう。

熱伝達システム４００は、第５のクロスコネクタ５１８および／または第６のクロスコネクタ５２０を介してＦＰＣシステム５００に接続されるように構成されうる。例えば、熱伝達システム４００は、第５のクロスコネクタ５１８およびコネクタ４１４を介してＦＰＣシステム５００に接続され、および／または熱伝達システム４００は、第６のクロスコネクタ５２０、コネクタ４３６、ジャンパー４３２、コネクタ４３４、およびコネクタ４１６を介してＦＰＣシステム５００に接続されうる。

熱伝達システム４００は、第７のクロスコネクタ６１８および／または第８のクロスコネクタ６２０を介してＲＨＲシステム６００に接続されるように構成されうる。例えば、熱伝達システム４００は、第７のクロスコネクタ６１８、コネクタ４２６、ジャンパー４２２、コネクタ４２４、およびコネクタ４１４を介してＲＨＲシステム６００に接続され、および／または熱伝達システム４００は、第８のクロスコネクタ６２０およびコネクタ４１６を介してＲＨＲシステム６００に接続されうる。

原子力発電所、熱伝達システム４００、ＦＰＣシステム５００、および／またはＲＨＲシステム６００の設計によっては、熱伝達システム４００からＦＰＣシステム５００への接続（複数可）を、図５および６に示されているように、熱伝達システム４００からＲＨＲシステム６００への接続（複数可）から分離することが有利である場合がある。代替的形態では、熱伝達システム４００からＦＰＣシステム５００への接続（複数可）を熱伝達システム４００からＲＨＲシステム６００への接続（複数可）と共有すると有利な場合がある。このような場合、例えば、一方のクロスコネクタで第５のクロスコネクタ５１８と第７のクロスコネクタ６１８を置き換え、および／または、別のクロスコネクタで第６のクロスコネクタ５２０と第８のクロスコネクタ６２０を置き換えることができる。配管、隔離弁、および同様のものの好適な配置構成であれば、当業者に知られているであろう。

原子力発電所、熱伝達システム４００、ＦＰＣシステム５００、および／またはＲＨＲシステム６００の設計に応じて、ＦＰＣシステム５００が原子力発電所の緊急事態または他の異常な状態において運転中であれば、熱伝達システム４００を使用してＦＰＣシステム５００の冷却および／または流体移動機能を補完することができる。同様に、ＲＨＲシステム６００が原子力発電所の緊急事態または他の異常な状態において運転中であれば、熱伝達システム４００を使用してＲＨＲシステム６００の冷却および／または流体移動機能を補完することができる。それに加えて、ＦＰＣシステム５００とＲＨＲシステム６００が両方とも原子力発電所の緊急事態または他の異常な状態において運転中であれば、熱伝達システム４００を使用してＦＰＣシステム５００とＲＨＲシステム６００の冷却および／または流体移動機能を補完することができる。

原子力発電所、熱伝達システム４００、ＦＰＣシステム５００、および／またはＲＨＲシステム６００の設計に応じて、原子力発電所の緊急事態または他の異常な状態以外のときに、熱伝達システム４００を使用してＦＰＣシステム５００および／またはＲＨＲシステム６００の冷却および／または流体移動機能を補完することができる。

図７は、例示的な実施形態により原子力発電所から熱を伝達する方法を示す流れ図である。図７のＳ７００に示されているように、熱伝達システム４００は、原子力発電所に接続することができる。熱伝達システム４００は、例えば、ＦＰＣシステム５００、ＲＨＲシステム６００、またはＦＰＣシステム５００とＲＨＲシステム６００の両方に接続されうる。接続は、適切な運転を行えるように熱伝達システム４００の１つまたは複数の部分を移動することを伴いうる。例えば、ジャンパー４２２および／またはジャンパー４３２を熱伝達システム４００とＦＰＣシステム５００およびＲＨＲシステム６００のうちの一方または両方との間に取り付けなければならない場合がある。別の例では、関連するエンジンのために、および／または使用前の燃料供給および試験を目的として、十分な空気供給を確実に行えるようにより開放された場所に電源４２０を移動させなければならない可能性もある。さらに別の例では、電気ケーブルを、電源４２０と１つまたは複数のポンプ４０２との間につなぐ必要がある可能性もある。

図７のＳ７０２に示されているように、熱伝達システム４００を使用して、原子力発電所から熱を伝達することができる。１つまたは複数のポンプ４０２は、流体をコネクタ４１４を介してＦＰＣシステム５００および／またはＲＨＲシステム６００から、配管４１８に通し、１つまたは複数の熱交換器４０６に移動し、次いで、配管４１８に通しコネクタ４１６に送り、ＦＰＣシステム５００および／ＲＨＲシステム６００に送ることができる。流体の熱は、１つまたは複数の熱交換器４０６内のヒートシンクに伝達されうる。

例示的な実施形態が特に示され、説明されたが、以下の請求項において定められているように本発明の精神および範囲から逸脱することなくその中の形態および詳細にさまざまな変更を加えることができることは、当業者にとっては理解しやすいであろう。

１００ 沸騰水型原子炉（「ＢＷＲ」）建屋
１０２ 圧力抑制プール
１０４ 一次格納容器
１０６ シェル
１０８ 原子炉
１１０ 使用済み燃料プール
２００ 燃料プール冷却（「ＦＰＣ」）システム
２０２ ＦＰＣポンプ
２０４ ＦＰＣ脱塩装置／イオン交換器
２０６ ＦＰＣ熱交換器
２０８ ＦＰＣ熱／容積負荷
２１０ クロスコネクタ
２１２ クロスコネクタ
３００ 残留熱除去（「ＲＨＲ」）システム
３０２ ＲＨＲポンプ
３０６ ＲＨＲ熱交換器
３０８ ＲＨＲ熱／容積負荷
３１０ クロスコネクタ
３１２ クロスコネクタ
４００ 熱伝達システム
４０２ ポンプ
４０６ 熱交換器
４１４ コネクタ
４１６ コネクタ
４１８ 配管
４２０ 電源
４２２ ジャンパー
４２４ コネクタ
４２６ コネクタ
４３２ ジャンパー
４３４ コネクタ
４３６ コネクタ
４４０ 放射線モニター
４４２ 放射線モニター
５００ ＦＰＣシステム
５０２ ＦＰＣポンプ
５０４ ＦＰＣ脱塩装置／イオン交換器
５０６ ＦＰＣ熱交換器
５０８ ＦＰＣ熱／容積負荷
５１０ 第１のクロスコネクタ
５１２ 第２のクロスコネクタ
５１４ 第１のオプションの隔離弁
５１６ 第２のオプションの隔離弁
５１８ 第５のクロスコネクタ
５２０ 第６のクロスコネクタ
６００ ＲＨＲシステム
６０２ ＲＨＲポンプ
６０６ ＲＨＲ熱交換器
６０８ ＲＨＲ熱／容積負荷
６１０ 第３のクロスコネクタ
６１２ 第４のクロスコネクタ
６１４ 第３のオプションの隔離弁
６１６ 第４のオプションの隔離弁
６１８ 第７のクロスコネクタ
６２０ 第８のクロスコネクタ
Ｓ７００ 熱伝達システムを原子炉に接続する
Ｓ７０２ 熱伝達システムを使用して熱を原子炉から伝達する

Claims (9)

1. 原子力発電所用の熱伝達システムであって、
   第１のコネクタおよび第２のコネクタを備える配管システムと、
   熱交換器と、
   ポンプと、
   電源と、
   前記ポンプと前記熱交換器との間に接続されたイオン交換器と、
   を備え、
   前記熱伝達システムは、通常の発電所発電運転時には前記原子力発電所に接続されず、
   前記電源は、前記原子力発電所用の通常の電力分配システムから独立しており、
   前記電源は、前記ポンプに給電するように構成され、
   前記配管システムは、前記熱交換器およびポンプを接続するように構成され、
   前記第１のコネクタおよび前記第２のコネクタは、前記熱伝達システムを前記原子力発電所の流体システムに接続するように構成され、
   前記第１のコネクタおよび前記第２のコネクタが前記熱伝達システムを前記原子力発電所の前記流体システムに接続するときに、前記熱伝達システムは、前記第１のコネクタを介して前記原子力発電所の前記流体システムから流体を受け入れ、前記流体をポンプで前記熱交換器に通し、前記第２のコネクタを介して前記流体を前記原子力発電所の前記流体システムに戻すように構成される、
   熱伝達システム。
2. 前記配管システム、熱交換器、ポンプ、および電源のうちの少なくとも１つは、携帯型である請求項１に記載の熱伝達システム。
3. 前記電源は、発電機を備える請求項１または２に記載の熱伝達システム。
4. 前記電源は、電池を備える請求項１から３のいずれかに記載の熱伝達システム。
5. 前記電源は、エンジンを備える請求項１から４のいずれかに記載の熱伝達システム。
6. 前記電源は、ディーゼルエンジンを備える請求項５に記載の熱伝達システム。
7. 前記電源は、ガソリンエンジンを備える請求項５に記載の熱伝達システム。
8. 前記配管システム、熱交換器、ポンプ、および電源のうちの少なくとも１つは、前記原子力発電所から隔離されている堅牢な容器内に配置または格納される請求項１から７のいずれかに記載の熱伝達システム。
9. 第３のコネクタおよび第４のコネクタを備える第１のジャンパーと、
   第５のコネクタおよび第６のコネクタを備える第２のジャンパーと、
   をさらに具備し、
   前記第３のコネクタは、前記第１のコネクタに接続されるように構成され、
   前記第５のコネクタは、前記第２のコネクタに接続されるように構成される、
   請求項１から８のいずれかに記載の熱伝達システム。