JP6309972B2 - 原子力発電施設並びにその冷却材の液位を維持する方法 - Google Patents
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Description
本出願は2012年6月13日出願の米国特許出願第13/495,083号(発明の名称:Small Modular Reactor Safety Systems、代理人整理番号第RTU2011−011号)に関連する。
Claims (15)
- 原子力発電施設であって、
格納容器建屋(11)と、
当該格納容器建屋(11)に収容され、核分裂反応が起こる核分裂性物質を含んだ炉心(14)から軸方向に離隔した開放端部がフランジ部(64)において蓋(12)により密閉される縦長の原子炉容器(10)と、
前記格納容器建屋(11)の外部で当該原子炉容器(10)の実質的上方の高さに支持され、第1の弁(76)を通して当該原子炉容器の内部と流体連通する使用済燃料プール(80)であって、当該第1の弁は当該原子炉容器が除圧されていて当該原子炉容器内の冷却材の液位が所与のレベルを下回るときに、当該使用済燃料プールから当該原子炉容器内に自動的に冷却材を供給するように構成されている、使用済燃料プール(80)と、
当該原子力発電施設の通常運転のもとでの最高冷却材液位(92)が当該使用済燃料プール(80)の実質的上方の高さになるように支持された最終ヒートシンク冷却材タンク(90)とより成り、
当該最終ヒートシンク冷却材タンク(90)の下部が、当該最終ヒートシンク冷却材タンクからの冷却材を当該使用済燃料プール(80)に加えることによって当該使用済燃料プールの冷却材の液位をほぼあらかじめ選択されたレベル(84)に維持するように当該使用済燃料プールの冷却材の液位によってその開閉が制御される第2の弁(88)を介して当該使用済燃料プールと流体連通する、原子力発電施設。 - 当該第1の弁(76)が受動的に作動され、かつ/または故障すると開位置に切り換わるように設計される、請求項1に記載の原子力発電施設。
- 当該第2の弁(88)が受動的に作動されるか、または手動で操作される、請求項1に記載の原子力発電施設。
- 前記第2の弁(88)がフロート弁である、請求項3に記載の原子力発電施設。
- 前記格納容器建屋(11)内において当該原子炉容器フランジ部(64)からほぼ第1の高さ、またはその上方に冷却材の貯蔵部が支持され、原子炉の稼働中に前記原子炉容器(10)内の冷却材の液位が意図に反して低下したとき第1の選択された期間の間、前記原子炉容器(10)内の冷却材の液位を前記所与のレベル(72)に維持するように構成された受動的安全システム(66)を含み、当該受動的安全システムが前記炉心(14)の燃料交換中は稼動を停止するように構成された、請求項1に記載の原子力発電施設。
- 燃料集合体(22)を通すことができる、前記原子炉容器フランジ部(64)よりも上方の高さの前記格納容器建屋(11)の内部と、前記使用済燃料プール(80)との間に流体連通路を確立する燃料交換キャナル(96)と、
当該流体連通路(96)を前記格納容器建屋(11)の内部から隔離するための手段と
を含む請求項1に記載の原子力発電施設。 - 前記原子炉容器(10)に接続された分岐冷却材ライン(102)と、
前記原子炉容器が除圧されているときに前記第1の弁(76)を制御して前記原子炉容器(10)内の冷却材の液位を前記所与のレベル(72)に調整するための、前記原子炉容器内の前記炉心(14)よりも上方の当該冷却材の液位を示す出力を有する、当該分岐冷却材ライン(102)上のゲージ(78)と
を含む、請求項6に記載の原子力発電施設。 - 前記原子炉容器(10)に接続された分岐冷却材ライン(102)と、
前記原子炉容器が除圧されているときに前記第1の弁(76)を制御して前記原子炉容器(10)内の冷却材の液位を前記所与のレベル(72)に調整するための、前記原子炉容器内の前記炉心(14)よりも上方の冷却材の液位(72)を示す出力を有する、当該分岐冷却材ライン(102)上のゲージ(78)と
を含む、請求項1に記載の原子力発電施設。 - 当該ゲージ(78)が圧力ゲージである、請求項8に記載の原子力発電施設。
- 前記原子炉容器(10)が実質的に除圧される、請求項1に記載の原子力発電施設の運転停止期間中に、長時間にわたって、当該原子力発電施設の冷却材の液位を前記炉心(14)の上方に受動的かつ安全に維持する方法であって、
前記炉心(14)の上方の前記冷却材の液位(72)を検知するステップと、
前記使用済燃料プール(80)から前記原子炉容器(10)に冷却材を排出して、前記原子炉容器内の冷却材の液位を前記炉心(14)の上方のあらかじめプログラムされたレベル(72)に維持するように前記第1の弁(76)を制御するステップと、
前記最終ヒートシンク冷却材タンク(90)から前記使用済燃料プール(80)に冷却材を排出して、前記使用済燃料プール内の冷却材の液位をほぼあらかじめ選択されたレベル(84)に維持するように前記第2の弁(88)を制御するステップと
を含む方法。 - 前記原子力発電施設が全交流電源喪失の状態にあるとき、
前記第1および前記第2の弁(76、88)を開放するステップと、
前記原子炉容器(10)を冠水させるステップと
を含む、請求項10に記載の方法。 - 前記原子力発電施設が、前記原子炉容器(10)に接続された分岐冷却材ライン(102)と、前記炉心(14)の上方の冷却材の液位(72)を示す出力を有する、当該分岐冷却材ライン上のゲージ(78)とを有し、
前記炉心(14)の上方の当該冷却材の液位(72)を示す出力に応答して前記第1の弁(76)を制御することにより、前記冷却材の液位を前記炉心よりも上方のあらかじめプログラムされたレベルに維持するステップを含む、請求項10に記載の方法。 - 前記原子力発電施設が、前記原子炉容器フランジ部(64)の上方に支持された燃料交換キャビティ(94)を含み、当該原子炉容器蓋(12)が取り外されており、前記ゲージ(78)が当該燃料交換キャビティ内における前記炉心の上方の前記冷却材の液位を制御する、請求項12に記載の方法。
- 前記原子力発電施設が、前記原子炉容器フランジ部(64)の上方の高さの燃料交換キャビティ(94)の内部と、前記使用済燃料プール(80)との間に、燃料集合体(22)を通すことができる流体連通路を確立する燃料交換キャナル(96)と、当該流体連通路を当該燃料交換キャビティの内部から隔離する手段とを含むとき、
前記流体連通路(96)を隔離する手段を開放するステップと、
前記流体連通路(96)を通して当該燃料交換キャビティ(72)内の前記冷却材の液位を制御するステップと
を含む、請求項13に記載の方法。 - 前記原子力発電施設が全交流電源喪失の状態にあり、
前記第1の弁(76)を開放するステップと、
前記格納容器建屋(11)を冠水させるステップと
を含む、請求項14に記載の方法。
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