JPS6170496A - 使用済燃料プ−ル崩壊熱回収利用装置 - Google Patents
使用済燃料プ−ル崩壊熱回収利用装置Info
- Publication number
- JPS6170496A JPS6170496A JP59191639A JP19163984A JPS6170496A JP S6170496 A JPS6170496 A JP S6170496A JP 59191639 A JP59191639 A JP 59191639A JP 19163984 A JP19163984 A JP 19163984A JP S6170496 A JPS6170496 A JP S6170496A
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- JP
- Japan
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- heat
- decay heat
- spent fuel
- decay
- evaporator
- 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.)
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-
- 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
- Sorption Type Refrigeration Machines (AREA)
- Gas Separation By Absorption (AREA)
- Treating Waste Gases (AREA)
Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の利用分野〕
本発明は原子力発電所の使用済燃料貯蔵プールから崩壊
熱を回収し、そのエネルギーを発電所内の他の機器に供
給し利用するものである。
熱を回収し、そのエネルギーを発電所内の他の機器に供
給し利用するものである。
従来の使用済燃料プール冷却浄化装置は、熱交換器に冷
却媒体として水を通水して崩壊熱を除去し、その熱を全
て排熱として所外に放出していた。
却媒体として水を通水して崩壊熱を除去し、その熱を全
て排熱として所外に放出していた。
これは崩壊熱量が大きいにもかかわらず、使用済燃料プ
ールの水温を約５０℃に保つ必要があったため、水を冷
却媒体とした場合、冷却媒体温度が外気温度程度と低く
、吸収した崩壊熱を利用することができなかったためで
ある。
ールの水温を約５０℃に保つ必要があったため、水を冷
却媒体とした場合、冷却媒体温度が外気温度程度と低く
、吸収した崩壊熱を利用することができなかったためで
ある。
また、排熱回収を目的として低沸点物質を使用する公知
例は多数あるが、熱源として使用済燃料の崩壊熱を利用
することを認識したものは知られていない。使用済燃料
の崩壊熱は他の化石燃料の燃焼に伴う排熱と異なり、使
用済燃料が存在する限シ必ず発生する熱であり、時間の
経過に伴う減衰を待つ他に発生熱量を減らす方法はない
ということを特徴とする。
例は多数あるが、熱源として使用済燃料の崩壊熱を利用
することを認識したものは知られていない。使用済燃料
の崩壊熱は他の化石燃料の燃焼に伴う排熱と異なり、使
用済燃料が存在する限シ必ず発生する熱であり、時間の
経過に伴う減衰を待つ他に発生熱量を減らす方法はない
ということを特徴とする。
従来知られている特開昭５８−２１４８９４では、使用
済燃料プール内に冷却装置を設置することを提案してい
るが、排熱利用を考えてはいない。
済燃料プール内に冷却装置を設置することを提案してい
るが、排熱利用を考えてはいない。
本発明の目的は、従来排熱として発′屯所外に放出され
ていた崩壊熱を利用可能なエネルギーとして取り出し、
発電所内の他の機器に利用することである。
ていた崩壊熱を利用可能なエネルギーとして取り出し、
発電所内の他の機器に利用することである。
使用済燃料プール水温度は約５０℃であシ、沸点が５０
℃以下の低沸点物質を冷却媒体として用いた蒸発器によ
って崩壊熱除去を行うと、崩壊熱は冷却媒体の気化熱と
して吸収される。蒸発した低沸点物質は、その飽和温度
よυ低温の冷却源があればその潜熱を放出することがで
き、そのエネルギーを外部の機器で利用することが可能
である。
℃以下の低沸点物質を冷却媒体として用いた蒸発器によ
って崩壊熱除去を行うと、崩壊熱は冷却媒体の気化熱と
して吸収される。蒸発した低沸点物質は、その飽和温度
よυ低温の冷却源があればその潜熱を放出することがで
き、そのエネルギーを外部の機器で利用することが可能
である。
これを顕熱による崩壊熱の回収及び放出と比較した場合
、潜熱による場合は、わずかの温度差で潜熱分に相当す
る大熱量の回収・放出が可能であるのに対し、顕熱によ
る場合は、同様の温度差、同様の冷却媒体量では顕熱分
に相当する小熱量の回収・放出が行われるのみである。
、潜熱による場合は、わずかの温度差で潜熱分に相当す
る大熱量の回収・放出が可能であるのに対し、顕熱によ
る場合は、同様の温度差、同様の冷却媒体量では顕熱分
に相当する小熱量の回収・放出が行われるのみである。
このように、沸点５０℃以下の低沸点物質を冷却媒体と
して用い、冷却媒体の相変化を利用することによって、
５０℃の使用済・燃料プール水を熱源として高エンタル
ピの気体を発生させ、そのエネルギーを利用することが
できる。
して用い、冷却媒体の相変化を利用することによって、
５０℃の使用済・燃料プール水を熱源として高エンタル
ピの気体を発生させ、そのエネルギーを利用することが
できる。
（１）窒素加熱装置
本発明の実施例として第１図に窒素加熱装置を示す。本
装置は、パージ用窒素蒸発器４及び常時補給用窒素ガス
加温器５への熱供給を、蒸発器３で崩壊熱によって発生
したフロンガスによって行うものである。
装置は、パージ用窒素蒸発器４及び常時補給用窒素ガス
加温器５への熱供給を、蒸発器３で崩壊熱によって発生
したフロンガスによって行うものである。
崩壊熱を効率良く回収できるように使用済燃料プール１
中に蒸発器３を設置する。蒸発器には沸点が使用済燃料
プール水温度５０℃以下であるフロンを通し、崩壊熱を
回収してフロンガスを発生させる。フロンガスはパージ
用窒素蒸発器または常時補給用窒素ガス加温器に供給し
窒素の加熱に用いる。窒素ガス加熱に用いた熱量に対す
る蒸発器で回収した崩壊熱量の余剰分は、フロン凝縮器
６で冷却水７によって除去しフロンを凝縮させる。
中に蒸発器３を設置する。蒸発器には沸点が使用済燃料
プール水温度５０℃以下であるフロンを通し、崩壊熱を
回収してフロンガスを発生させる。フロンガスはパージ
用窒素蒸発器または常時補給用窒素ガス加温器に供給し
窒素の加熱に用いる。窒素ガス加熱に用いた熱量に対す
る蒸発器で回収した崩壊熱量の余剰分は、フロン凝縮器
６で冷却水７によって除去しフロンを凝縮させる。
凝縮したフロンは７０ンボンブ８によって蒸発器に移送
する。フロンポンプ吐出ラインには使用済燃料プール温
度によって凝縮フロン供給量を調節する温度調節弁９を
設ける。温度調節弁は使用済燃料プール温度を一定に制
御するために設ける。
する。フロンポンプ吐出ラインには使用済燃料プール温
度によって凝縮フロン供給量を調節する温度調節弁９を
設ける。温度調節弁は使用済燃料プール温度を一定に制
御するために設ける。
使用済燃料の崩壊熱が大きいときには熱除去を活発にす
るため弁開変人とし、崩壊熱が小さいときには弁開度率
とする。凝縮フロン流量を調節して熱除去能力を崩壊熱
発生量に追従させ、これによって使用済燃料プールの水
温を一定に保つことができる。
るため弁開変人とし、崩壊熱が小さいときには弁開度率
とする。凝縮フロン流量を調節して熱除去能力を崩壊熱
発生量に追従させ、これによって使用済燃料プールの水
温を一定に保つことができる。
崩壊熱を使用する負荷のうちパージ用窒素蒸発器は、消
費熱量が大きく燃料交換直後の崩壊熱最大時の回収熱量
をほとんど全て使用するが、パージ用窒素蒸発器を使用
するのは定期点検後の原子炉格納容器雰囲気置換時であ
り、頂度燃料交換直後でおるから、窒素蒸発に要する熱
量を崩壊熱だけで行うことが可能であシ、回収された崩
壊熱もほぼ全量利用することができる。
費熱量が大きく燃料交換直後の崩壊熱最大時の回収熱量
をほとんど全て使用するが、パージ用窒素蒸発器を使用
するのは定期点検後の原子炉格納容器雰囲気置換時であ
り、頂度燃料交換直後でおるから、窒素蒸発に要する熱
量を崩壊熱だけで行うことが可能であシ、回収された崩
壊熱もほぼ全量利用することができる。
もう一つの崩壊熱使用負荷である常時補給用窒素ガス加
温器は、プラント運転中連続して使用する負荷であるが
、消費熱量は小さく崩壊熱が最も減衰した燃料交換直後
の崩壊熱で十分である。常時補給用窒素ガス加温器で消
費しきれない崩壊熱は、フロン凝縮器で冷却水によって
除去する。
温器は、プラント運転中連続して使用する負荷であるが
、消費熱量は小さく崩壊熱が最も減衰した燃料交換直後
の崩壊熱で十分である。常時補給用窒素ガス加温器で消
費しきれない崩壊熱は、フロン凝縮器で冷却水によって
除去する。
（２）使用済燃料プール冷却浄化装置
本発明の他の実施例として第２図に使用済燃料プール冷
却浄化装置を示す。本装置は、崩壊熱によって発生させ
たフロンガスでフロンタービン１１を回転させ、これを
動力として冷却水ポンプ１５を駆動するものである。
却浄化装置を示す。本装置は、崩壊熱によって発生させ
たフロンガスでフロンタービン１１を回転させ、これを
動力として冷却水ポンプ１５を駆動するものである。
崩壊熱を効率良く回収できるように使用済燃料プール１
中に蒸発器３を設置する。蒸発器には沸点が使用済燃料
プール水温度５０℃以下であるフロンを通し、崩壊熱を
回収してフロンガスを発生させる。フロンガスはフロン
タービンに導かれこれを駆動する。フロンタービン排気
側にはフロン凝縮器６を設置し、冷却水７によってフロ
ンガスを冷却し凝縮させる。凝縮したフロンはフロンポ
ンプ８によって蒸発器に移送する。フロンポンプは通常
は減速機１２を介してフロンタービンで駆動するが、フ
ロンタービンが起動していない運転開始時のみ電動機１
３によって駆動する。フロンポンプ吐出ラインには使用
済燃料プール温度によって凝縮フロン供給量を調節する
温度調節弁９を設ける。以下この温度調節弁によってフ
ロンガスの温度・圧力を調節し、熱除去能力を発生する
崩壊熱量に追従させる機構は、実施例（１）の場合と同
様とする。
中に蒸発器３を設置する。蒸発器には沸点が使用済燃料
プール水温度５０℃以下であるフロンを通し、崩壊熱を
回収してフロンガスを発生させる。フロンガスはフロン
タービンに導かれこれを駆動する。フロンタービン排気
側にはフロン凝縮器６を設置し、冷却水７によってフロ
ンガスを冷却し凝縮させる。凝縮したフロンはフロンポ
ンプ８によって蒸発器に移送する。フロンポンプは通常
は減速機１２を介してフロンタービンで駆動するが、フ
ロンタービンが起動していない運転開始時のみ電動機１
３によって駆動する。フロンポンプ吐出ラインには使用
済燃料プール温度によって凝縮フロン供給量を調節する
温度調節弁９を設ける。以下この温度調節弁によってフ
ロンガスの温度・圧力を調節し、熱除去能力を発生する
崩壊熱量に追従させる機構は、実施例（１）の場合と同
様とする。
一方、フロンタービンは減速機１２を介して冷却水ポン
プを駆動し、スキマサージタンク１４から吸込んだプー
ル水をろ過脱塩器１５を通して使用済燃料プールに戻し
、プール水を浄化する。
プを駆動し、スキマサージタンク１４から吸込んだプー
ル水をろ過脱塩器１５を通して使用済燃料プールに戻し
、プール水を浄化する。
崩壊熱は、使用済燃料からの発生が不可避であり、その
減衰は使用済燃料を構成する放射性核種の半減期のみに
よって決定される時間的変化を示し、これより早い減衰
や遅い減衰はありえない。
減衰は使用済燃料を構成する放射性核種の半減期のみに
よって決定される時間的変化を示し、これより早い減衰
や遅い減衰はありえない。
したがって崩壊熱は使用済燃料がある限シ供給が保証さ
れるエネルギーである。また、使用済燃料は原子炉の普
及によって増加するため、崩壊熱の有効利用は今後ます
ます有用となる。
れるエネルギーである。また、使用済燃料は原子炉の普
及によって増加するため、崩壊熱の有効利用は今後ます
ます有用となる。
実施例（１）においては、従来ボイラ蒸気を利用してい
たものを崩壊熱利用に換えることにより、ボイラ蒸気を
節約することができる。
たものを崩壊熱利用に換えることにより、ボイラ蒸気を
節約することができる。
実施例（２）においては、従来非常用電源で駆動してい
た冷却水ポンプを崩壊熱駆動とすることにより、使用済
燃料プール冷却浄化装置は、使用済燃料の出す崩壊熱に
よって運転されるため、電源喪失に対する安全性が向上
する。
た冷却水ポンプを崩壊熱駆動とすることにより、使用済
燃料プール冷却浄化装置は、使用済燃料の出す崩壊熱に
よって運転されるため、電源喪失に対する安全性が向上
する。
以上のように、本発明によると排熱回収による省エネル
ギー、及び崩壊熱のエネルギー供給に対する安定性に着
目した安全設計が可能となる。
ギー、及び崩壊熱のエネルギー供給に対する安定性に着
目した安全設計が可能となる。
第１図は本発明の実施例（１）である窒素加熱装置の系
統図、第２図は本発明の実施例（２）である使用済燃料
プール冷却浄化装Ｗｅ示す系統図である。 １・・・使用済燃料プール、２・・・使用済燃料、３・
・・蒸発器、４・・・パージ用窒素蒸発器、６・・・フ
ロン凝縮器、７・・・冷却水供給配管、８・・・フロン
ポンプ、１０・・・温度発信器、ｉ １・・・フロンタ
ービン、１４・・・スキマサージタンク、１５・・・冷
却水ボ／グ、１６・・・ろ過脱塩器。
統図、第２図は本発明の実施例（２）である使用済燃料
プール冷却浄化装Ｗｅ示す系統図である。 １・・・使用済燃料プール、２・・・使用済燃料、３・
・・蒸発器、４・・・パージ用窒素蒸発器、６・・・フ
ロン凝縮器、７・・・冷却水供給配管、８・・・フロン
ポンプ、１０・・・温度発信器、ｉ １・・・フロンタ
ービン、１４・・・スキマサージタンク、１５・・・冷
却水ボ／グ、１６・・・ろ過脱塩器。
Claims (1)
- １、原子力発電所の使用済燃料プール水中に放出される
崩壊熱により、沸点５０℃以下の低沸点物質を蒸発させ
る蒸発器を備えることを特徴とする使用済燃料プール崩
壊熱回収利用装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59191639A JPS6170496A (ja) | 1984-09-14 | 1984-09-14 | 使用済燃料プ−ル崩壊熱回収利用装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59191639A JPS6170496A (ja) | 1984-09-14 | 1984-09-14 | 使用済燃料プ−ル崩壊熱回収利用装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6170496A true JPS6170496A (ja) | 1986-04-11 |
Family
ID=16277998
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP59191639A Pending JPS6170496A (ja) | 1984-09-14 | 1984-09-14 | 使用済燃料プ−ル崩壊熱回収利用装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6170496A (ja) |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2003058642A1 (fr) * | 2002-01-08 | 2003-07-17 | Nuclear Power Institut Of China | Reacteur a faible temperature utilisant le combustible epuise d'une centrale nucleaire |
| JP2013057652A (ja) * | 2011-09-08 | 2013-03-28 | Korea Nuclear Fuel Co Ltd | 使用済み核燃料貯蔵槽被動型冷却装置 |
| CN103688313A (zh) * | 2011-07-29 | 2014-03-26 | 西屋电气有限责任公司 | 从衰变热产生用于冷却并监视废核燃料池的动力 |
| EP2608214A3 (en) * | 2011-12-19 | 2014-08-06 | GE-Hitachi Nuclear Energy Americas LLC | Method and apparatus for an alternative remote spent fuel pool cooling system for light water reactors |
-
1984
- 1984-09-14 JP JP59191639A patent/JPS6170496A/ja active Pending
Cited By (9)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2003058642A1 (fr) * | 2002-01-08 | 2003-07-17 | Nuclear Power Institut Of China | Reacteur a faible temperature utilisant le combustible epuise d'une centrale nucleaire |
| CN103688313A (zh) * | 2011-07-29 | 2014-03-26 | 西屋电气有限责任公司 | 从衰变热产生用于冷却并监视废核燃料池的动力 |
| EP2737493A2 (en) * | 2011-07-29 | 2014-06-04 | Westinghouse Electric Company LLC | Power generation from decay heat for spent nuclear fuel pool colling and monitoring |
| JP2014525046A (ja) * | 2011-07-29 | 2014-09-25 | 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 | 使用済原子燃料プールの冷却および監視のための崩壊熱による発電 |
| EP2737493A4 (en) * | 2011-07-29 | 2015-04-15 | Westinghouse Electric Corp | ENERGY GENERATION FROM POST-HEATED WATER FOR COOLING AND MONITORING A BASE WITH CONSUMED NUCLEAR FUEL |
| JP2013057652A (ja) * | 2011-09-08 | 2013-03-28 | Korea Nuclear Fuel Co Ltd | 使用済み核燃料貯蔵槽被動型冷却装置 |
| US9640286B2 (en) | 2011-09-08 | 2017-05-02 | Kepco Nuclear Fuel Co., Ltd. | Passive cooling apparatus of spent fuel pool |
| EP2608214A3 (en) * | 2011-12-19 | 2014-08-06 | GE-Hitachi Nuclear Energy Americas LLC | Method and apparatus for an alternative remote spent fuel pool cooling system for light water reactors |
| 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 |
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