JP6650935B2 - 受動的崩壊熱輸送のためのシステム、装置および方法 - Google Patents
受動的崩壊熱輸送のためのシステム、装置および方法 Download PDFInfo
- Publication number
- JP6650935B2 JP6650935B2 JP2017521143A JP2017521143A JP6650935B2 JP 6650935 B2 JP6650935 B2 JP 6650935B2 JP 2017521143 A JP2017521143 A JP 2017521143A JP 2017521143 A JP2017521143 A JP 2017521143A JP 6650935 B2 JP6650935 B2 JP 6650935B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- heat
- liquid metal
- fuel
- water
- thermosiphon
- 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.)
- Expired - Fee Related
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/04—Thermal reactors ; Epithermal reactors
- G21C1/06—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
- G21C1/08—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being highly pressurised, e.g. boiling water reactor, integral super-heat reactor, pressurised water reactor
- G21C1/10—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being highly pressurised, e.g. boiling water reactor, integral super-heat reactor, pressurised water reactor moderator and coolant being different or separated
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/02—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders
- G21C1/03—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders cooled by a coolant not essentially pressurised, e.g. pool-type reactors
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/24—Promoting flow of the coolant
- G21C15/257—Promoting flow of the coolant using heat-pipes
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C5/00—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
- G21C5/02—Details
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C5/00—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
- G21C5/02—Details
- G21C5/06—Means for locating or supporting fuel elements
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/04—Thermal reactors ; Epithermal reactors
- G21C1/06—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
- G21C1/08—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being highly pressurised, e.g. boiling water reactor, integral super-heat reactor, pressurised water reactor
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
- G21C13/02—Details
- G21C13/028—Seals, e.g. for pressure vessels or containment vessels
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/24—Promoting flow of the coolant
- G21C15/243—Promoting flow of the coolant for liquids
- G21C15/247—Promoting flow of the coolant for liquids for liquid metals
-
- Y—GENERAL 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
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Description
この崩壊熱輸送システムでは、LOCA(Loss Of Coolant Accident、冷却材喪失事故)時に、炉心注水蓄圧器が、逆止め弁を介して蓄圧器圧力よりも小さい圧力で1次熱輸送系に接続される。蓄圧量は15分間に足るだけある(1次熱輸送系の圧力に応じて6%の崩壊熱から効力を生じる)。この蓄圧器は15分の設計容量を有する。上記の効果を達成するために、このシステムは高圧蓄圧器、配管、隔離弁、計装設備などかなりの数の構成部品を使用する。その結果、格納容器内における構成部品の密度が高くなる。
設計シーケンスに基づいて自然循環を開始するように、弁を介して1次熱輸送系に接続される炉心補給水タンクが利用可能である。このタンクは6%の崩壊熱に対して効力を有し、3日の設計容量を有する。このタンクはまた、格納容器内部のタンク、配管、弁、計装設備など、可算構成部品を使用する。その結果、格納容器内における構成部品の密度が高くなる。
このシステムは、原子炉圧力が低い時のみ、弁を介して原子炉の1次冷却材系に接続される(1次熱輸送系の圧力に応じて1%の崩壊熱に対して効力を有する)。このシステムは、3日の設計容量を有し、炉心の高さを超えるタンク、配管、弁、計装設備などの構成部品を使用する。
このシステムは、圧力に応じて能動的または受動的に、弁を介して蒸気発生器に接続される(1次熱輸送系の動作に応じて6%の崩壊熱に対して効力を有する)。このシステムはタンクの設計容量に応じて、1日という低い設計容量を有する。このシステムは、熱交換器、その熱交換器を浸漬する水プール、配管、計装設備など、多数の構成部品を使用する。
このシステムは、弁を介して1次熱輸送系に能動的または受動的に接続される。これは、1次熱輸送系の圧力に応じて6%の崩壊熱に対して効力を有する。設計容量は3日を超え、隔離時復水器、水プール、配管、計装設備などの構成部品を有する。これによって、格納容器内における構成部品の密度が高くなる。
・オペレータの介入も外部入力も不要の、燃料から最終ヒートシンクつまり大気への受動的崩壊熱輸送。
・長期間の無人安全運転が可能。
・1次冷却材およびその他の補助システムの利用可能性に関係なく、独立した機能性。
・既存の原子炉に適合可能な自己管理式の受動的システム。
・水素の放出を招く発熱性のZr−水反応よりも十分に低く炉心温度を制限するため、原子炉系へアクセス不能になる二次的事故をなくす。
・別種の低圧高温の液体金属冷却材を燃料に直接導入することによって、高圧の1次冷却水による熱輸送と原子炉系に取り付けられた崩壊熱除去システムの故障に対処する。
・炉心からの冗長サーモサイフォンが、過酷事故状況時であっても、炉心における冷却の利用可能性を強化する。
・外部の冷却材プールに依存せず、取り扱い時に特別な冷却上の制約を伴わない、受動的事故耐性使用済燃料。
2:冷却材流路
3:燃料集合体
4:コレット継手
5:液体金属サーモサイフォン
6:遮蔽プラグ
7:液体金属サーモサイフォン
8:上端取付具
9:シールプラグ
10:フィンの集合体
11:隔離容器
12:外気との連通手段
13:燃料装荷のための手段
14:流れガイド手段
15:フィンへの入口ダクト
16:入口/出口ダクト
17:格納容器に連結する手段
18:空冷ダクト
Claims (12)
- 炉心内の装置と放熱フィンの集合体とを備える、水冷式原子炉のための受動的炉心崩壊熱輸送システムであって、
前記装置は、
燃料集合体3を含むと共に、1次冷却水が流れる少なくとも1つの冷却材流路2と、
前記燃料集合体3における燃料を遮蔽プラグ6に連結する少なくとも1つのコレット継手4と、
前記燃料からの崩壊熱を輸送するための少なくとも1つの液体金属サーモサイフォン5と、
前記液体金属サーモサイフォン5からの熱を輸送するための少なくとも1つの他の液体金属サーモサイフォン7と、
前記他の液体金属サーモサイフォン7からの熱を大気に輸送するための、少なくとも1つの放熱フィンの集合体10と、を備え、
液体金属の溶融による熱膨張は、伝導・対流の熱伝達経路を確立すると共に、前記熱を前記燃料集合体3から前記液体金属サーモサイフォン5に伝達し、前記熱を前記他の液体金属サーモサイフォン7に輸送した後に前記放熱フィンの集合体10に輸送し、前記熱を空気の自然循環によって大気に放散する、水冷式原子炉のための受動的炉心崩壊熱輸送システム。 - 前記燃料集合体3は、前記冷却材流路2に移行する少なくとも1つの下端取付手段1に結合される、請求項1に記載の水冷式原子炉のための受動的炉心崩壊熱輸送システム。
- 前記遮蔽プラグ6は、放射線遮蔽手段と、前記冷却材流路2内部における流れガイドを提供する、請求項1に記載の水冷式原子炉のための受動的炉心崩壊熱輸送システム。
- コレット継手に結合された、前記冷却材流路を圧力シールするため少なくとも1つのシールプラグ9をさらに備える、請求項1に記載の水冷式原子炉のための受動的炉心崩壊熱輸送システム。
- 前記放熱フィンの集合体10は、
原子炉密閉デッキ内の前記シールプラグの上方にある、前記放熱フィンの少なくとも1つの隔離容器11と、
前記システムの清掃と起動のための、少なくとも1つの外気との連通手段12と、
燃料装荷のための手段13を有するトップカバープレートと、
流れガイド手段14と、
前記放熱フィンの集合体10への少なくとも1つの入口ダクト15と、
少なくとも1つの入口ダクト及び少なくとも1つの出口ダクトを有する輸送手段16と、
格納容器に埋め込まれた突起17と、
前記放熱フィンからの高温空気を冷却するための、前記格納容器を取り囲む少なくとも1つの空冷ダクト18と、
を備え、
前記熱伝達経路は、前記液体金属の溶融によって活性化され、前記液体金属の溶融は、前記流れガイド手段14、前記入口ダクト15、前記突起17および前記空冷ダクト18による前記熱伝達経路を介した閉回路の空気自然循環により、大気に前記熱を伝達する、
請求項1に記載の水冷式原子炉のための受動的炉心崩壊熱輸送システム。 - 前記放熱フィンは、矩形、円形または螺旋形の構造のいずれかを有しうる、請求項1に記載の水冷式原子炉のための受動的炉心崩壊熱輸送システム。
- 前記放熱フィンは、取り外し可能にも、コンパクトな千鳥形にもしうる、請求項1に記載の水冷式原子炉のための受動的炉心崩壊熱輸送システム。
- 前記液体金属は、鉛である、請求項1に記載の水冷式原子炉のための受動的炉心崩壊熱輸送システム。
- 水冷式原子炉のための受動的炉心崩壊熱輸送装置であって、
熱を発生させる燃料集合体3に結合された少なくとも1つの下端取付手段1と、
前記燃料集合体3を含んだ少なくとも1つの冷却材流路2と、ここで、燃料を冷却するために前記燃料集合体3が1次冷却水によって取り囲まれ、
前記集合体内の燃料を遮蔽プラグ6に連結する少なくとも1つのコレット継手4と、
熱を輸送するための少なくとも1つの液体金属サーモサイフォン5と、
放射線遮蔽と前記冷却材流路2における流れガイドのための少なくとも1つの遮蔽プラグ6と、
熱を輸送するための少なくとも1つの他の液体金属サーモサイフォン7と、
少なくとも1つの放熱フィンの集合体10に結合されると共に、前記冷却材流路2を圧力シールするための少なくとも1つのシールプラグ9と、を備え、
前記少なくとも1つのシールプラグ9は、
前記他の液体金属サーモサイフォン7に結合される少なくとも1つのコレット継手を備え、
前記燃料集合体3は、
伝導・対流の熱伝達モードを用いて、前記崩壊熱を前記液体金属サーモサイフォン5に伝導し、
前記熱を前記他の液体金属サーモサイフォン7に輸送した後に前記放熱フィンの集合体10に輸送し、
この結果、前記放熱フィンの集合体10を介した大気への、閉回路の空気自然循環による冷却が行われる、水冷式原子炉ための受動的炉心崩壊熱輸送装置。 - 燃料集合体3における燃料を冷却する水冷式原子炉のための受動的炉心崩壊熱輸送の方法であって、
i.溶融金属の融点を超える燃料の温度の上昇による、前記溶融金属の溶融と、
ii.前記溶融金属の溶融による、熱伝達経路の活性化と、
iii.燃料集合体3と、コレット継手4と、液体金属サーモサイフォン5と、他の液体金属サーモサイフォン7との間における、伝導・対流の前記熱伝達経路での熱伝達と、
iv.前記他の液体金属サーモサイフォン7から放熱フィンの集合体10への熱伝達と、
v.前記放熱フィンの集合体10から大気への熱伝達と
を含む、方法。 - 前記溶融金属が鉛である、請求項10に記載の水冷式原子炉のための受動的炉心崩壊熱輸送の方法。
- 前記溶融金属は、前記燃料からの崩壊熱を前記放熱フィンの集合体10へと受動的に輸送する、請求項10に記載の水冷式原子炉のための受動的炉心崩壊熱輸送の方法。
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
PCT/IB2016/050235 WO2017125782A1 (en) | 2016-01-19 | 2016-01-19 | A system, a device and a method for passive decay heat transport |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JP2019505757A JP2019505757A (ja) | 2019-02-28 |
JP6650935B2 true JP6650935B2 (ja) | 2020-02-19 |
Family
ID=55353250
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP2017521143A Expired - Fee Related JP6650935B2 (ja) | 2016-01-19 | 2016-01-19 | 受動的崩壊熱輸送のためのシステム、装置および方法 |
Country Status (4)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US10607740B2 (ja) |
EP (1) | EP3405958B1 (ja) |
JP (1) | JP6650935B2 (ja) |
WO (1) | WO2017125782A1 (ja) |
Family Cites Families (11)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS4932916B1 (ja) * | 1970-08-10 | 1974-09-03 | ||
FR2486296B1 (fr) | 1980-07-04 | 1986-06-06 | Electricite De France | Reacteur nucleaire refroidi par un metal liquide |
JPS5942717Y2 (ja) * | 1980-12-27 | 1984-12-14 | 富士電機株式会社 | 圧力管形原子炉の燃料集合体 |
JPS6329192A (ja) * | 1986-07-21 | 1988-02-06 | Hitachi Ltd | 熱サイフオン型ヒ−トパイプ |
JP5690202B2 (ja) * | 2011-04-28 | 2015-03-25 | 株式会社フジクラ | 原子炉の崩壊熱除去装置 |
JP5576425B2 (ja) * | 2012-04-06 | 2014-08-20 | 株式会社フジクラ | ループサーモサイホン式緊急冷却装置 |
US10643756B2 (en) * | 2013-04-25 | 2020-05-05 | Triad National Security, Llc | Mobile heat pipe cooled fast reactor system |
US10276271B2 (en) * | 2013-04-25 | 2019-04-30 | Triad National Security, LLC. | Electric fission reactor for space applications |
KR101503266B1 (ko) * | 2013-07-18 | 2015-03-18 | 국립대학법인 울산과학기술대학교 산학협력단 | 중성자 흡수체 및 냉각재를 포함한 하이브리드 히트파이프에 의한 원자력 발전소 설비 냉각용 잔열제거 시스템 |
US10049776B2 (en) * | 2014-01-22 | 2018-08-14 | Willard Harvey Wattenburg | Compressed air, utility-scale, non-polluting energy storage and nuclear reactor emergency cooling system using thermal power plant waste heat |
KR101499641B1 (ko) * | 2014-02-27 | 2015-03-06 | 한국원자력연구원 | 수냉-공냉 복합 피동급수냉각 장치 및 시스템 |
-
2016
- 2016-01-19 EP EP16704275.3A patent/EP3405958B1/en active Active
- 2016-01-19 US US15/517,077 patent/US10607740B2/en not_active Expired - Fee Related
- 2016-01-19 JP JP2017521143A patent/JP6650935B2/ja not_active Expired - Fee Related
- 2016-01-19 WO PCT/IB2016/050235 patent/WO2017125782A1/en active Application Filing
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
JP2019505757A (ja) | 2019-02-28 |
US20180047465A1 (en) | 2018-02-15 |
EP3405958A1 (en) | 2018-11-28 |
WO2017125782A1 (en) | 2017-07-27 |
EP3405958B1 (en) | 2019-11-27 |
US10607740B2 (en) | 2020-03-31 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US11476008B2 (en) | Method of operating a nuclear power plant | |
Juhn et al. | IAEA activities on passive safety systems and overview of international development | |
EP2815404B1 (en) | Integral molten salt reactor | |
US20160329113A1 (en) | SLIMM-Scalable Liquid Metal Cooled Small Modular Reactor | |
JPS62265597A (ja) | 放熱容器補助冷却系 | |
CN102623072A (zh) | 一种复合型的加速器驱动次临界堆事故余热排出系统 | |
Forsberg et al. | Design options for the advanced high-temperature reactor | |
Bo et al. | Review of recent research on heat pipe cooled reactor | |
JP6650935B2 (ja) | 受動的崩壊熱輸送のためのシステム、装置および方法 | |
Xiao et al. | Licensing considerations of a fluoride salt cooled high temperature test reactor | |
Forsberg | Alternative passive decay-heat systems for the advanced high-temperature reactor | |
JP4341876B2 (ja) | 固体冷却原子炉 | |
Miller et al. | Main Features of the Reactor Cavity Cooling System for the Framatome SC HTGR | |
Yamaji et al. | Scope of conceptual development of Resilient supercritical Light water-cooled reactor (SCWR-R) | |
KR20190124537A (ko) | 고체 노심 핵연료체 및 고체 노심을 갖는 소형 모듈형 원자로 | |
Grah et al. | Computational Fluid Dynamic Analysis of the ESFR Reactor Pit Cooling System in Case of Sodium Leakage | |
US20240170168A1 (en) | Solid-state fluid thermal bonded heat pipe micro-reactor | |
US11875906B2 (en) | Method of operating a nuclear power plant | |
US20230144418A1 (en) | Multipurpose common-pool based flooding-type management system for small modular reactors | |
Fu et al. | Development of Principal Design Criteria of the Fast Modular Reactor | |
Saez et al. | Passive Complementary Safety Devices for ASTRID severe accident prevention | |
Uzikov et al. | The Concept of the Heat Removal System of a High‐Flux Research Reactor | |
Forsberg et al. | Making Core Melt Accidents Impossible in a Large 2400-MW (t) Reactor | |
KR20230039748A (ko) | 연료 재충전 및/또는 저장 중성자 흡수 로드 | |
CN116134551A (zh) | 核电站 |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
A621 | Written request for application examination |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A621 Effective date: 20181203 |
|
A521 | Request for written amendment filed |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523 Effective date: 20181214 |
|
A977 | Report on retrieval |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A971007 Effective date: 20190925 |
|
A131 | Notification of reasons for refusal |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131 Effective date: 20191001 |
|
A521 | Request for written amendment filed |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523 Effective date: 20191226 |
|
TRDD | Decision of grant or rejection written | ||
A01 | Written decision to grant a patent or to grant a registration (utility model) |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A01 Effective date: 20200107 |
|
A61 | First payment of annual fees (during grant procedure) |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A61 Effective date: 20200121 |
|
R150 | Certificate of patent or registration of utility model |
Ref document number: 6650935 Country of ref document: JP Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R150 |
|
LAPS | Cancellation because of no payment of annual fees |