KR20230020422A - 에너지원 - Google Patents
에너지원 Download PDFInfo
- Publication number
- KR20230020422A KR20230020422A KR1020227042742A KR20227042742A KR20230020422A KR 20230020422 A KR20230020422 A KR 20230020422A KR 1020227042742 A KR1020227042742 A KR 1020227042742A KR 20227042742 A KR20227042742 A KR 20227042742A KR 20230020422 A KR20230020422 A KR 20230020422A
- Authority
- KR
- South Korea
- Prior art keywords
- energy source
- pressure vessel
- nuclear fuel
- heat
- core
- Prior art date
Links
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 claims abstract description 11
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 claims abstract description 9
- 239000007788 liquid Substances 0.000 claims abstract description 7
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 claims abstract description 7
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 7
- 229910001220 stainless steel Inorganic materials 0.000 claims abstract description 4
- 239000010935 stainless steel Substances 0.000 claims abstract description 4
- KGBXLFKZBHKPEV-UHFFFAOYSA-N boric acid Chemical compound OB(O)O KGBXLFKZBHKPEV-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 3
- 239000004327 boric acid Substances 0.000 claims description 3
- 229910003460 diamond Inorganic materials 0.000 claims description 2
- 239000010432 diamond Substances 0.000 claims description 2
- 238000011109 contamination Methods 0.000 claims 1
- 230000009977 dual effect Effects 0.000 claims 1
- 238000012986 modification Methods 0.000 claims 1
- 230000004048 modification Effects 0.000 claims 1
- 230000001681 protective effect Effects 0.000 claims 1
- 230000005855 radiation Effects 0.000 claims 1
- 238000000034 method Methods 0.000 description 6
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 4
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 4
- 229910000831 Steel Inorganic materials 0.000 description 3
- 239000000463 material Substances 0.000 description 3
- 239000010959 steel Substances 0.000 description 3
- 230000006978 adaptation Effects 0.000 description 2
- 230000003466 anti-cipated effect Effects 0.000 description 2
- 230000015556 catabolic process Effects 0.000 description 2
- 238000006731 degradation reaction Methods 0.000 description 2
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 2
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 description 2
- 238000000926 separation method Methods 0.000 description 2
- 238000010276 construction Methods 0.000 description 1
- 230000005611 electricity Effects 0.000 description 1
- 230000010354 integration Effects 0.000 description 1
- 238000005259 measurement Methods 0.000 description 1
- 239000011824 nuclear material Substances 0.000 description 1
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
-
- 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
- G21C1/086—Pressurised water reactors
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
- G21C13/02—Details
-
- 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
- G21C15/28—Selection of specific coolants ; Additions to the reactor coolants, e.g. against moderator corrosion
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
- G21C17/10—Structural combination of fuel element, control rod, reactor core, or moderator structure with sensitive instruments, e.g. for measuring radioactivity, strain
- G21C17/112—Measuring temperature
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
- G21C9/02—Means for effecting very rapid reduction of the reactivity factor under fault conditions, e.g. reactor fuse; Control elements having arrangements activated in an emergency
- G21C9/033—Means for effecting very rapid reduction of the reactivity factor under fault conditions, e.g. reactor fuse; Control elements having arrangements activated in an emergency by an absorbent fluid
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21D—NUCLEAR POWER PLANT
- G21D5/00—Arrangements of reactor and engine in which reactor-produced heat is converted into mechanical energy
- G21D5/02—Reactor and engine structurally combined, e.g. portable
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
- G21C13/10—Means for preventing contamination in the event of leakage, e.g. double wall
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21D—NUCLEAR POWER PLANT
- G21D3/00—Control of nuclear power plant
- G21D3/001—Computer implemented control
-
- 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
-
- 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)
- Engine Equipment That Uses Special Cycles (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Physical Or Chemical Processes And Apparatus (AREA)
- Saccharide Compounds (AREA)
Abstract
저농축 핵연료를 사용하여 열을 생산하는 에너지원은, 핵연료(4)에 의해 형성되며 열교환 액체(5)의 지향성 흐름에 의해 지속적으로 교반되는 발열체(5)가 함께 있는 코어(1)를 갖는 실린더(2)를 포함하는 소형 이동식 압력 용기(3)를 포함하며, 증기 생산을 위해 열 교환기(7)와 폐쇄 수조 회로를 갖는 제2 압력 용기가 소형 이동식 압력 용기에 연결되는 한편, 소형 이동식 압력 용기(3)는 스테인리스 스틸 라이닝이 있는 지하 콘크리트 공간, 해상 선박, 도로 및/또는 철도 수송을 위한 컨테이너 개조물의 그룹에서 선택된 공간에 배치될 수 있다.
Description
본 발명은 2 MW 내지 100 MW의 전력 범위로 예상되는 열 생산을 위해 저농축 핵연료를 사용하는 에너지원에 관한 것이다.
기술 실무에서는, 가압수형이지만 일반적으로 코어의 강제 냉각이 없고 핵 원료 교체가 대형 원자로에서와 같이 표준 방식으로 수행되는 다양한 설계의 원자로가 알려져 있다.
전력 계열을 광범위하게 통합할 수 있는 해결책은 찾지 못하였다.
상술한 단점은 본 발명에 따른 열 생산을 위한 저농축 핵연료를 사용하는 에너지원에 의해 상당 부분 제거된다. 그 원리는, 전용 작업장에서만 핵 원료 교체가 수행될 수 있는 한편 에너지원이 핵연료가 실린 코어를 포함하는 소형 이동가능 압력 용기로 이루어진다는 것이다. 에너지원(EZ)의 전체 개념에서, 이 부분은 붕산 형태일 수 있는 지속적으로 교반되는 열교환 액체를 갖는 발열체(heating element; TT)를 실질적으로 형성한다. 액체의 내부 흐름은 지향되며 따라서 실린더의 냉각을 보장하며, 이는 동시에 자유 중성자에 대한 보호막으로서 기능하며 압력 용기의 물질의 가속 열화를 방지한다.
상기 본체로부터, 핵분열 공정에 의해 생성되는 열은 강철 벽을 통해 폐쇄된 수조 회로가 있는 다른 압력 용기로 전달되며, 여기서 전술한 공정에 의해 가열된 물이 열 교환기 내로 강제되면, 이러한 방식으로 전달된 열은 표준 방식으로 사용되어, 표준 방식으로 전력 또는 유틸리티 열의 생산에 사용되는 증기를 생산한다. 이러한 가열 방법은 유틸리티 증기로부터의 방사성 연료의 이중 분리를 보장한다.
코어의 설계는 전적으로 독점적 연료 공급업체의 권한 내에 있다. 장치의 동작 안전은, 스테인리스 스틸 라이닝이 있는 지하 콘크리트 공간, 해상 선박, 도로 및/또는 철도 수송을 위한 컨테이너 개조물의 그룹에서 선택된 공간에 장치를 시공 배치함으로써 더욱 보장된다.
EZ의 주요 부품들의 레이아웃 개념은, TT 교체를 위한 안전한 취급 및 전 세계적으로 이미 알려져 있고 기술적으로 처리되는 방식으로 추가 수송을 허용한다. 코어 온도의 측정은, TT의 예상되는 전체 교체 기간 동안 안전한 동작을 보장하는 애플리케이션 소프트웨어에 대한 또 다른 정보 매개변수이다.
주어진 계약 전력에 대한 코어의 구조적 배치는 전적으로 연료 공급자의 권한 내에 있다.
개념 설계는 오랫동안 입증된 방식을 사용하여 물질 및 코어 냉각을 사용한다.
이러한 본 해결책은 에너지원의 전력 계열 또는 최종 사용에서 제조 통합을 제공한다.
이러한 기술적 해결책에 따른 에너지원은 첨부 도면을 사용하여 구체적인 예에서 추가로 설명되며, 여기서 도 1은 개략적인 개요를 도시하고, 도 2는 평면도를 도시한다.
저농축 핵연료를 열원으로서 사용하는 에너지원의 예는, 전용 작업장에서만 핵 원료 교체가 수행될 수 있는 한편 핵연료(4)가 실린 코어(1)를 포함하는 소형 이동식 압력 용기(3)로 이루어진다. 에너지원(EZ)의 전체 개념에서, 이 부분은 붕산 형태일 수 있는 지속적으로 교반되는 열교환 액체를 갖는 발열체(5; TT)를 실질적으로 형성한다. 액체의 내부 흐름은 지향되며 따라서 실린더(2)의 냉각을 보장하며, 이는 동시에 자유 중성자에 대한 보호막으로서 기능하며 압력 용기(3)의 물질의 가속 열화를 방지한다. 소형 이동가능 압력 용기(3)는, 스테인리스 스틸 라이닝이 있는 지하 콘크리트 공간, 해상 선박, 도로 및/또는 철도 수송을 위한 컨테이너 개조물의 그룹에서 선택된 공간에 배치될 수 있다. 압력 용기(3)의 바닥(6)은 예상치 못한 사고에 대한 보호 요소로서 납으로 채워져 있다.
전술한 압력 용기(3)로부터, 핵 노심 핵분열 공정에 의해 생성된 열은 강철 벽을 통해 폐쇄 수조 회로가 있는 다른 압력 용기로 전달되며, 여기서 설명된 공정에 의해 가열된 물은 펌프(8)에 의해 강제되는 경우 열 교환기(7) 내로 전달되고, 전달된 열은 표준 방식으로 사용되어 3상 발전기(11)가 있는 터빈(10)에서 전력을 생산하기 위한 또는 응축기(9)를 이용하여 표준 방식으로 유틸리티 열을 생산하기 위한 증기를 생산한다. 이 가열 방법은 유틸리티 증기로부터의 방사성 연료의 이중 분리를 보장한다.
에너지원은, 다이아몬드 기반 센서를 갖는 코어에 온도 측정기를 구비한다.
에너지원에는, 발열체(5)의 예상되는 전체 교체 기간 동안 안전한 동작을 보장하는 애플리케이션 소프트웨어를 위한 다른 정보 매개변수가 장착된다.
발열체(5)는 수송 컨테이너(12)의 코어(1) 해체 장소로 수송된다.
모든 부품은 VVER 440 MW 및 VVER 1000 MW 유형의 원자력 장치에 사용되는 것과 동일한 강철로 제조된다.
본 기술적 해결책에 따른 에너지원은, 주로 도시 에너지 산업과 전기 및 열 생산의 백업 전원, 안정적인 생태적 열 및 에너지 공급원으로서 응용될 것이다.
Claims (7)
- 저농축 핵연료를 사용하여 열을 생성하는 에너지원으로서,
핵연료(4)에 의해 형성되고 열교환 액체의 방향성 흐름에 의해 지속적으로 교반되는 발열체(5)가 있는 코어(1)를 갖는 실린더(2)를 포함하는 소형 이동식 압력 용기(3)를 포함하고, 폐쇄된 수조 회로와 증기 생산을 위한 열 교환기(7)가 있는 제2 압력 용기가 상기 소형 이동식 압력 용기에 연결되고, 상기 소형 이동식 압력 용기(3)는 스테인리스 스틸 라이닝이 있는 지하 콘크리트 공간, 해상 선박, 도로 및/또는 철도 수송을 위한 컨테이너 개조물의 그룹에서 선택된 공간에 배치될 수 있는 것을 특징으로 하는 에너지원. - 제1항에 있어서,
상기 열교환 액체(5)는 붕산을 포함하는 것을 특징으로 하는 에너지원. - 제1항 또는 제2항에 있어서,
상기 열 교환기(7) 뒤에, 3상 발전기(11)가 있는 터빈(10) 및/또는 응축기(9)가 존재하는 것을 특징으로 하는 에너지원. - 제1항 내지 제3항 중 어느 한 항에 있어서,
다이아몬드 기반 센서를 갖는 코어에 온도 측정기를 구비하는 것을 특징으로 하는 에너지원. - 제1항 내지 제4항 중 어느 한 항에 있어서,
상기 압력 용기(3)의 바닥(6)은 예상치 못한 사고에 대한 보호 요소로서 납으로 채워져 있는 것을 특징으로 하는 에너지원. - 제1항 내지 제5항 중 어느 한 항에 있어서,
상기 발열체(5)의 예상되는 전체 교체 기간 동안 안전한 동작을 보장하는 애플리케이션 소프트웨어를 위한 다른 정보 매개변수를 갖는 것을 특징으로 하는 에너지원. - 제1항 내지 제6항 중 어느 한 항에 있어서,
임의의 방사선 오염에 대한 유틸리티 증기의 이중 보호를 갖는 것을 특징으로 하는 에너지원.
Applications Claiming Priority (3)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
CZ2020-253 | 2020-05-07 | ||
CZ2020253A CZ2020253A3 (cs) | 2020-05-07 | 2020-05-07 | Energetický zdroj využívající k výrobě tepla nízko-obohacené jaderné palivo |
PCT/CZ2021/050048 WO2021223785A1 (en) | 2020-05-07 | 2021-05-07 | Energy source |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
KR20230020422A true KR20230020422A (ko) | 2023-02-10 |
Family
ID=78410341
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
KR1020227042742A KR20230020422A (ko) | 2020-05-07 | 2021-05-07 | 에너지원 |
Country Status (12)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US20230352201A1 (ko) |
EP (1) | EP4147251A1 (ko) |
JP (1) | JP2023532393A (ko) |
KR (1) | KR20230020422A (ko) |
CN (1) | CN115552547A (ko) |
AU (1) | AU2021267624A1 (ko) |
BR (1) | BR112022022211A2 (ko) |
CA (1) | CA3178063A1 (ko) |
CZ (1) | CZ2020253A3 (ko) |
IL (1) | IL297888A (ko) |
WO (1) | WO2021223785A1 (ko) |
ZA (1) | ZA202212516B (ko) |
Family Cites Families (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3086933A (en) * | 1960-02-04 | 1963-04-23 | Martin Marietta Corp | Transportable nuclear reactor power plant |
US20100290578A1 (en) * | 2009-05-12 | 2010-11-18 | Radix Power And Energy Corporation | Deployable electric energy reactor |
US10229757B2 (en) * | 2012-09-12 | 2019-03-12 | Logos Technologies Llc | Modular transportable nuclear generator |
CN204204429U (zh) * | 2014-11-14 | 2015-03-11 | 河北华热工程设计有限公司 | 低温核反应堆以及基于低温核反应堆的车载动力系统 |
-
2020
- 2020-05-07 CZ CZ2020253A patent/CZ2020253A3/cs unknown
-
2021
- 2021-05-07 AU AU2021267624A patent/AU2021267624A1/en active Pending
- 2021-05-07 EP EP21800625.2A patent/EP4147251A1/en active Pending
- 2021-05-07 JP JP2022567825A patent/JP2023532393A/ja active Pending
- 2021-05-07 US US17/923,036 patent/US20230352201A1/en active Pending
- 2021-05-07 KR KR1020227042742A patent/KR20230020422A/ko active Search and Examination
- 2021-05-07 WO PCT/CZ2021/050048 patent/WO2021223785A1/en unknown
- 2021-05-07 CA CA3178063A patent/CA3178063A1/en active Pending
- 2021-05-07 IL IL297888A patent/IL297888A/en unknown
- 2021-05-07 CN CN202180033533.8A patent/CN115552547A/zh active Pending
- 2021-05-07 BR BR112022022211A patent/BR112022022211A2/pt unknown
-
2022
- 2022-11-16 ZA ZA2022/12516A patent/ZA202212516B/en unknown
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
CN115552547A (zh) | 2022-12-30 |
BR112022022211A2 (pt) | 2022-12-13 |
CZ308993B6 (cs) | 2021-11-10 |
IL297888A (en) | 2023-01-01 |
WO2021223785A1 (en) | 2021-11-11 |
EP4147251A1 (en) | 2023-03-15 |
CA3178063A1 (en) | 2021-11-11 |
ZA202212516B (en) | 2023-06-28 |
CZ2020253A3 (cs) | 2021-11-10 |
US20230352201A1 (en) | 2023-11-02 |
AU2021267624A1 (en) | 2023-01-05 |
JP2023532393A (ja) | 2023-07-28 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
CN103489488B (zh) | 模块式压水堆 | |
JPH08338892A (ja) | ヘリウム冷却高温ガス炉 | |
CN104183277A (zh) | 熔盐贫铀堆 | |
KR20230020422A (ko) | 에너지원 | |
Riznic | Introduction to steam generators—from Heron of Alexandria to nuclear power plants: Brief history and literature survey | |
Petrenko et al. | Current state of development of industrial power complexes with fast neutron reactors | |
KR20220005035A (ko) | 모듈형 노심 용융염 원자로 | |
Kang et al. | Light water SMR development status in Korea | |
RU2522139C2 (ru) | Реакторная установка | |
US20210319922A1 (en) | Electric Heating for Nuclear Reactors | |
Greenspan | STAR: The Secure Transportable Autonomous Reactor System-Encapsulated Fission Heat Source | |
Carre | Research and technology breakthroughs in nuclear power for shaping a sustainable low-carbon energy future | |
Gyoergy et al. | Post test calculations of a severe accident experiment for VVER-440 reactors by the ATHLET code | |
Uchiyama et al. | Seawater desalination using reusable type small PWR | |
Yamauchi | Tokai-1 Decommissioning Project-Japanese First Challenge | |
Futagami | Advanced Technology Experiment Sodium Facility (AtheNa) and related R&D activities | |
Lebreton | Design and construction of main nuclear systems for French PWR nuclear power plants | |
Adamovich et al. | Uniterm low-capacity nuclear power plant | |
Carle et al. | Future programmes and plans for prototype and prospects for CFRs | |
Arie | Applicability of Small Fast Reactor “4S” for Oil Sands Recovery | |
McClanahan | ASME Subcommittee XI Initiatives for the Detection and Correction of Boric Acid Corrosion of Pressure Retaining Low Alloy Steel Components in Pressurized Water Reactor Plants | |
Choi et al. | 2008 State-of-the-Art: High Level Radioactive Waste Disposal Facilities and Project Review of Proceding Countries | |
Kwak et al. | Estimation of the Decommissioning Waste Arising for a PWR | |
Kukui et al. | Reactor type choice and characteristics for a small nuclear heat and electricity co-generation plant | |
de Bray | Some engineering problems of nuclear power plants |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
A201 | Request for examination |