TWI601156B - 熱傳送系統 - Google Patents

熱傳送系統 Download PDF

Info

Publication number
TWI601156B
TWI601156B TW102116408A TW102116408A TWI601156B TW I601156 B TWI601156 B TW I601156B TW 102116408 A TW102116408 A TW 102116408A TW 102116408 A TW102116408 A TW 102116408A TW I601156 B TWI601156 B TW I601156B
Authority
TW
Taiwan
Prior art keywords
heat transfer
transfer system
connector
heat
power plant
Prior art date
Application number
TW102116408A
Other languages
English (en)
Other versions
TW201411644A (zh
Inventor
羅伯特 艾亞爾
羅伯特 約瑟夫 金斯伯格
約翰 羅伯特 巴斯
Original Assignee
奇異日立核能美國有限公司
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by 奇異日立核能美國有限公司 filed Critical 奇異日立核能美國有限公司
Publication of TW201411644A publication Critical patent/TW201411644A/zh
Application granted granted Critical
Publication of TWI601156B publication Critical patent/TWI601156B/zh

Links

Classifications

    • 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
    • G21C15/182—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat comprising powered means, e.g. pumps
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21D—NUCLEAR POWER PLANT
    • G21D1/00—Details of nuclear power plant
    • G21D1/02—Arrangements of auxiliary equipment
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21D—NUCLEAR POWER PLANT
    • G21D3/00—Control of nuclear power plant
    • G21D3/04—Safety arrangements
    • G21D3/06—Safety arrangements responsive to faults within the plant
    • 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)
  • Business, Economics & Management (AREA)
  • Emergency Management (AREA)
  • Engine Equipment That Uses Special Cycles (AREA)
  • Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)
  • Pipeline Systems (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Description

熱傳送系統
實例性實施例大體上係關於核子電廠。實例性實施例亦係關於熱傳送系統(「HTS」)及用於核子電廠之方法，包含沸水式反應器(「BWR」)核子電廠、重水反應器(「HWR」)核子電廠、液態金屬快中子增殖水反應器(「LMFBR」)核子電廠、超臨界水反應器(「SCWR」)核子電廠、及具有(例如)耗燃料池之其他核子電廠。該等熱傳送系統及方法在可導致正常電廠電力被破壞或否者削弱或防止(例如)一耗燃料池及/或一抑壓池之正常冷卻之電廠緊急情況或其他異常條件之情況中可為特別有利的。該等熱傳送系統及方法亦可用於補充相關技術燃料池冷卻(「FPC」)系統、相關技術殘餘熱移除(「RHR」)系統、及/或其之命名及精確功能可取決於特定類型及/或該核子電廠之製造之其他類似系統之功能。
圖1係一相關技術BWR反應器建築物100之一剖視圖。抑壓池102可為該反應器建築物主要容器之部分之一環形池。抑壓池102可為鋼材主要圍阻體104之一擴展，其位於反應器建築物100之殼體106內。抑壓池102可位於反應器108及耗燃料池110下方，且可在某些事故期間限制容器壓力增加。特定言之，抑壓池102可用於冷卻且冷凝在電廠事故中釋放之蒸汽。例如，可設計諸多電廠安全性及/釋壓閥以將 蒸汽排入抑壓池102以冷凝蒸汽及/或減輕不想要之壓力增加。典型地，抑壓池102之總直徑可為近似地140英尺(即，平面圖計劃直徑)，具有一30英尺直徑環形殼體。在正常運作期間，抑壓池102可含有深度約15英尺之抑壓池水(其中在正常運作期間抑壓池102中之抑壓池水近似地1,000,000加侖)。相關技術FPC系統、相關技術RHR系統、及/或其他類似系統，其之命名及精確功能可取決於一般技術者(「PHOSITA」)將明白之該特定類型及/或核子電廠之製造。
圖2係相關技術FPC系統200之一簡化圖。相關技術FPC系統200可包含(例如)一或多個FPC泵202、一或多個FPC除礦質器/離子交換器204、一或多個FPC熱交換器206、及/或一或多個FPC熱/容積負載208。FPC熱/容積負載208可包含(例如)一耗燃料池(未展示)、一濕井(未展示)、一乾燥器-分離器池、及一抑壓池(未展示)之一或多者。一些FPC熱/容積負載208可涉及藉由相關技術FPC系統200冷卻，一些FPC熱/容積負載208可涉及藉由相關技術FPC系統200之水之容積之移動，及一些FPC熱/容積負載208可涉及以上兩者。
圖3係相關技術RHR系統300之一簡化圖。相關技術RHR系統300可包含(例如)一或多個RHR泵302、一或多個RHR熱交換器306、及/或一或多個RHR熱/容積負載308。RHR熱/容積負載308可包含(例如)一反應器壓力容器(未展示)、一濕井(未展示)、一乾井(未展示)、一抑壓池(未展示)、及一耗燃料池(未展示)之一或多者。一些RHR熱/容積負載308可涉及藉由相關技術RHR系統300冷卻，一些RHR熱/容積負載308可涉及藉由相關技術RHR系統300之水之容積之移動，且一些RHR熱/容積負載308可涉及以上兩者。
相關技術FPC系統200可包含一或多個交叉連接器至及/或來自相關技術RHR系統300。如圖2中所展示，相關技術FPC系統200可包含(例如)交叉連接器210及/或交叉連接器212。如圖3中所展示，相關技 術RHR系統300可包含(例如)交叉連接器310及/或交叉連接器312。如此，相關技術FPC系統200可至少部分地備份或補充相關技術RHR系統300且反之亦然。
在一電廠緊急情況或其他異常條件期間，可破壞正常電廠電力及/或可削弱或防止(例如)該耗燃料池及/或該抑壓池之正常冷卻。此等電廠緊急情況可包含(例如)一嚴重電廠意外事故、飛機墜毀、火災、洪水、地震、颶風、龍捲風、海嘯、破壞、及恐怖襲擊。此等異常條件可包含(例如)過高或過低環境空氣溫度，或歸因於維護之臨時系統調整、諸如一電路斷路器之一組件之失效、及/或操作者錯誤之組合。此外，一或多個電廠緊急情況可與一或多個異常條件同時出現。
特定言之，在電廠緊急情況或其他異常條件期間，一核子電廠可在無正常電力之情況下運行相關技術FPC系統200及/或相關技術RHR系統300。
在例如美國專利第4,957,690號(「'690專利」)、美國專利第5,169,595號(「'595專利」)、美國專利第5,213,755號(「'755專利」)、美國專利第5,375,151號(「'151專利」)、美國專利第6,249,561 B1號(「'561專利」)及第6,928,132 B2號(「'132專利」)已論述相關技術系統及方法。'132專利、'151專利、'561專利、'595專利、'690專利、'755專利之全文係以引用方式併入本專利申請案中。
實例性實施例可提供用於核子電廠之熱傳送系統。實例性實施例亦可提供傳送來自核子電廠之熱之方法。
在實例性實施例中，用於一核子電廠之一熱傳送系統可包括：一管道系統，其包含第一及第二連接器；一熱交換器；一泵；及/或一電源。在正常電廠電力運作期間，可不將該熱傳送系統連接至該核 子電廠。該電源可獨立於用於核子電廠之一正常電力分配系統。該電源可經組態以供電給該泵。該管道系統可經組態以連接該熱交換器及該泵。該第一及第二連接器可經組態以將該熱傳送系統連接至該核子電廠之一流體系統。當該第一及第二連接器將該熱傳送系統連接至該核子電廠之該流體系統時，該熱傳送系統可經組態以經由該第一連接器接收來自該核子電廠之流體系統之流體、通過該熱交換器泵送該流體、及/或經由該第二連接器將該流體返回至該核子電廠之流體系統。
在實例性實施例中，該管道系統、該熱交換器、該泵、及該電源可為攜帶式。
在實例性實施例中，該管道系統、該熱交換器、該泵、及該電源之至少一者可為攜帶式。
在實例性實施例中，該管道系統可為攜帶式。
在實例性實施例中，該熱交換器可為攜帶式。
在實例性實施例中，該泵可為攜帶式。
在實例性實施例中，該電源可為攜帶式。
在實例性實施例中，該電源可包括一發電機。
在實例性實施例中，該發電機可藉由一柴油引擎驅動。
在實例性實施例中，該發電機可藉由一汽油引擎驅動。
在實例性實施例中，該電源可包括一電池。
在實例性實施例中，該電源可包括一引擎。
在實例性實施例中，該電源可包括一柴油引擎。
在實例性實施例中，該電源可包括一汽油引擎。
在實例性實施例中，該管道系統、該熱交換器、該泵、及該電源可位於或儲存於遠離該核子電廠之一硬化外殼中。
在實例性實施例中，該管道系統、該熱交換器、該泵、及該電 源之至少一者可位於或儲存於遠離該核子電廠之一硬化外殼中。
在實例性實施例中，該熱傳送系統可進一步包括：包含第三及/或第四連接器之一第一跨接線；及/或包含第五及/或第六連接器之一第二跨接線。該第三連接器可經組態以連接至該第一連接器。該第五連接器可經組態以連接至第二連接器。
在實例性實施例中，傳送來自一核子電廠之熱之一方法可包括：將一熱傳送系統連接至該核子電廠及/或使用該熱傳送系統傳送來自該核子電廠之熱。該熱傳送系統可包括：一管道系統，其包含第一及第二連接器；一熱交換器；一泵；及/或一電源。在正常電廠電力運作期間，可不將該熱傳送系統連接至該核子電廠。該電源可獨立於用於該核子電廠之一正常電力分配系統。該電源可經組態以供電給該泵。該管道系統可經組態以連接該熱交換器及該泵。該第一及第二連接器可經組態以將該熱傳送系統連接至該核子電廠之一流體系統。當該第一及第二連接器將該熱傳送系統連接至該核子電廠之一流體系統時，該熱傳送系統可經組態以經由該第一接收器接收來自該核子電廠之流體系統之流體、通過該熱交換器泵送該流體、及經由該第二連接器將該流體返回至該核子電廠之該流體系統。
在實例性實施例中，可經由該核子電廠之一殘餘熱移除系統將該熱傳送系統連接至該核子電廠。
在實例性實施例中，可經由該核子電廠之一燃料池冷卻系統將該熱傳送系統連接至該核子電廠。
在實例性實施例中，可經由該核子電廠之一殘餘熱移除系統及該核子電廠之一燃料池冷卻系統兩者將該熱傳送系統連接至該核子電廠。
在根據本發明之裝置及方法之各種實例性實施例之以下實施方式中描述且顯而易見本發明之此等及其他特徵及優點。
100‧‧‧相關技術BWR反應器建築物
102‧‧‧抑壓池
104‧‧‧鋼材主要圍阻體
106‧‧‧外殼
108‧‧‧反應器
110‧‧‧耗燃料池
200‧‧‧相關技術FPC系統
202‧‧‧泵
204‧‧‧FPC除礦質器/離子交換器
206‧‧‧FPC熱交換器
208‧‧‧FPC熱/容積負載
210‧‧‧交叉連接器
212‧‧‧交叉連接器
300‧‧‧相關技術RHR系統
302‧‧‧RHR泵
306‧‧‧RHR熱交換器
308‧‧‧RHR熱/容積負載
310‧‧‧交叉連接器
312‧‧‧交叉連接器
400‧‧‧熱傳送系統
402‧‧‧泵
406‧‧‧熱交換器
414‧‧‧連接器
416‧‧‧連接器
418‧‧‧管道
420‧‧‧電源
422‧‧‧跨接線
424‧‧‧連接器
426‧‧‧連接器
432‧‧‧跨接線
434‧‧‧連接器
436‧‧‧連接器
440‧‧‧輻射監視器
442‧‧‧輻射監視器
500‧‧‧相關技術FPC系統
502‧‧‧泵
504‧‧‧FPC除礦質/離子交換器
506‧‧‧FPC熱交換器
508‧‧‧FPC熱/容積負載
510‧‧‧第一交叉連接器
512‧‧‧第二交叉連接器
514‧‧‧第一選用之隔離閥
516‧‧‧第二選用之隔離閥
518‧‧‧第五交叉連接器
520‧‧‧第六交叉連接器
600‧‧‧RHR系統
602‧‧‧RHR泵
606‧‧‧RHR熱交換器
608‧‧‧RHR熱/容積負載
610‧‧‧第三交叉連接器
612‧‧‧第四交叉連接器
614‧‧‧第三選用之隔離閥
616‧‧‧第四選用之隔離閥
618‧‧‧第七交叉連接器
620‧‧‧第八交叉連接器
自實例性實施例之以下實施方式，結合附圖可顯而易見且更輕易地明白以上及/或其他態樣及優點，其中：圖1係一相關技術BWR反應器建築物之一剖視圖；圖2係一相關技術FPC系統之一簡化圖；圖3係一相關技術RHR系統之一簡化圖；圖4係展示根據實例性實施例之一熱傳送系統之一圖式；圖5係根據實例性實施例經組態以連接至一熱傳送系統之一FPC系統之一簡化圖；圖6係根據實例性實施例之經組態以連接至一熱傳送系統之一RHR系統之一簡化圖；及圖7係根據實例性實施例之傳送來自一核子電廠之熱之一方法之一流程圖。
現將完全地參考附圖描述實例性實施例。然而，可以不同形式體現實施例，且不應將其建構為限制於本文中所提出之該等實施例。而是，提供此等實例性實施例使得本發明將為徹底且完整的，且將該範疇完全地表達給熟習技術者。在該等圖式中，出於清晰之目的誇大層及區域之厚度。
將瞭解當一元件係稱為「在...上」、「連接至」、「電性連接至」、或「耦合至」另一組件，其可為直接在其上、連接至、電性連接至、耦合至其他組件或可呈現干預組件。比較而言，當一組件係稱為「直接在...上」、「直接連接至」、「直接電性連接至」、或「直接耦合至」另一組件，不存在干預組件。如本文中所使用，術語「及/或」包含相關聯所列出之細目之一或多者之任何及全部組合。
將瞭解雖然術語第一、第二、第三等等可在本文中用來描述各 種元件、組件、區域、層、及/區塊，此等元件、組件、區域、層及/或區塊並非由此等術語所限制。此等術語僅用於區分一元件、組件、區域、層及/或區塊與另一元件、組件、區域、層及/或區塊。例如，在不背離實例性實施例之教示的情況下，一第一元件、組件、區域、層及/或區塊可稱為一第二元件、組件、區域、層及/或區塊。
出於易於描述之目的，空間相對術語，諸如「下面」、「下方」、「下」、「上方」、「上」，及類似術語可在本文中使用，以描述一組件及/或特徵與另一組件及/或特徵，或其他組件及/或特徵之關係，如該等圖式中所繪示。將瞭解該等空間術語意欲涵蓋在該等圖式中描繪之方向之外之所使用或操作之不同方向的器件。
本文中所使用之術語僅係出於描述特定實例性實施例之目的，且並非意欲限制實例性實施例。如本文中所使用，除非該內容清晰地表明，否則單數形式「一」、「一」、及「該」意欲亦包含複數形式。將進一步瞭解術語「包括」、「包括」、「包含」及/或「包含」，當在本說明書使用時，指定所表示之特徵、整體、步驟、操作、元件、及/或組件，但不排除一或多個其他特徵、整體、步驟、操作、元件、組件、及/或其之群組的存在或添加。
除非另外加以界定，本文中所使用之全部術語(包含技術及科學術語)具有與一般實例性實施例所屬之技術者共同瞭解之相同意謂。將進一步瞭解該等術語，諸如共同使用之詞典中界定之該等術語，應闡釋為具有與在相關技術之內容中之意謂一致之一意謂且除非在本文中明確地如此界定否則不應闡釋為一理想化或過於正式意義。
亦應注意一些替代實施方案、功能、及/或記錄動作可出現在該等圖式中記錄之順序。例如，成功展示之兩個圖式可實際上大體上同時執行或可有時逆序執行，取決於所涉及之功能性及/或動作。
現將參考實例性實施例，其等係在附圖中繪示，其中全文中類 似元件符號可指的是類似組件。
圖4係展示根據實例性實施例之熱傳送系統400之一圖式。熱傳送系統400可包含(例如)一或多個泵402、一或多個熱交換器406、連接器414及416、管道418、及電源420。一或多個泵402可經組態以將流體自連接器414通過管道418移動至一或多個熱交換器406，且接著通過管道418至連接器416。電源420可提供電力給一或多個泵402。
熱傳送系統400可選擇性地包含輻射監視器440及/或輻射監視器442。在一電場緊急情況或其他異常條件期間，輻射監視器440及/或輻射監視器442可提供關於潛在輻射及/或與熱傳送系統400之使用相關聯之容器危害之重要資料。
熱傳送系統400可選擇性地包含一或多個跨接線422及432。跨接線422可包含連接器424及426。跨接線432可包含連接器434及436。可將跨接線422經由連接器424及414連接至管道418。可將跨接線432經由連接器434及416連接至管道418。
可藉由電源420供電給一或多個泵402，例如，電性地或藉由直接驅動。
電源420可(例如)為一交流(「AC」)電源及/或一直流(「DC」)電源。電源420可為(例如)一或多個電池或其他能量儲存器件。雖然電池及其他能量儲存器件之尺寸及/或重量可限制或阻礙其等之便攜性，其等保留用於充當電源420之潛力。
電源420可為(例如)一或多個太陽能電池板、風力發電機、或用於電能之其他產生器件。電源420可為(例如)一或多個發電機，諸如一柴油發電機或一汽油動力發電機。此等發電機可產生(例如)AC或DC電力。
電源420可為(例如)一或多個引擎，諸如一柴油引擎、一汽油動力引擎、燃氣渦輪機、或由一些其他化學元素或成分(諸如氫氣、氧 氣、或過氧化氫)供電之一引擎。此一柴油引擎可使用柴油燃料或滿足該引擎之最小需求之其他燃料。類似地，此一汽油動力引擎可使用汽油或滿足該引擎之最小需求之其他燃料。可將柴油及/或汽油燃料永久、暫時儲存於(例如)或便攜式坦克或貨車中。柴油及/或汽油燃料亦可購買自本地及/或區域賣家。此外，例如，可自當地可用汽車、卡車、及其他車輛清除柴油及/或汽油燃料。
用於一或多個熱交換器406之最終散熱器可為環境(例如，該大氣層或當地水供應，諸如一湖、河、海)。例如，可自當地水供應經由消防軟管等等泵送水至一或多個熱交換器406。若總熱量負載係充分低的，則可使用個別冷卻器(例如，空氣調節單元)及/或直接水-至-空氣熱交換器。一般技術者可已知對於最終散熱器之適當配置。
熱傳送系統400可獨立於該核子電廠。即，熱傳送系統400之一或多個部分可為功能性地獨立於該核子電廠。例如，電源420可獨立於該核子電廠之一正常電力分配系統。例如，可獨立於該核子電廠之正常電力分配系統而供電給一或多個泵402。例如，一或多個熱交換器406可獨立於核子電廠所使用之一或多個散熱器與一散熱器交換熱。在一電廠緊急情況或其他異常條件期間，此獨立性可幫助熱傳送系統400使得其可適當地運行一幫助減輕或緩和電廠緊急情況或其他異常條件。
可硬化熱傳送系統400。即，熱傳送系統400之一或多個部分可位於或儲存於遠離核子電廠之一硬化外殼中。該硬化外殼可抵抗環境或其他問題，諸如一嚴重電廠意外事故、龍捲風、海嘯、破壞、及恐怖襲擊。在一電廠緊急情況或其他異常條件期間，此硬化可幫助保護熱傳送系統400使得其可適當地運行以幫助減輕或緩和該電廠緊急情況或其他異常條件。
熱傳送系統400可位於或儲存遠離核子電廠。即，熱傳送系統 400之一或多個部分可位於或儲存遠離核子電廠。此位置或儲存可允許在一電廠緊急情況或其他異常條件期間遠端地操作熱傳送系統400之一或多個部分，潛在地減少諸如暴露至人員之輻射之風險。
熱傳送系統400可為攜帶式。即，熱傳送系統400之一或多個部分可為可動的，例如，在一滑座或其他結構性支撐上。可藉由車輛(例如，卡車)、飛機(例如，直升機)、船隻(例如，駁船)、或其他運輸工具移動此一滑座或其他結構性支撐。在一電廠緊急情況或其他異常條件期間，此便攜性可幫助使得熱傳送系統400承擔該問題使得其可適當地運行以幫助減輕或緩和該電廠緊急情況或其他異常條件。
如上所論述，熱傳送系統400之一或多個部分可位於或儲存於遠離該核子電廠之一硬化外殼。例如，一或多個泵402、一或多個熱交換器406、連接器414及416、管道418、及/或電源420可位於或儲存於該硬化外殼中，熱傳送系統400之一或多個部分可永久地安裝(例如)於該硬化外殼中。在此一安裝中，管道418可或可被自該硬化外殼延伸至或接近該核子電廠。在替代方案中，跨接線422及/或跨接線432可或可被自該硬化外殼延伸至或接近該核子電廠。
如上所論述，熱傳送系統400之一或多個部分可為可動的，例如，在一滑座或其他結構性支撐上。為使用，可將熱傳送系統400之一或多個部分運輸至或接近該核子電廠。連接器414及/或416可將熱傳送系統400連接至該核子電廠。在替代方案中，跨接線422及/或跨接線432可將熱傳送系統400連接至該核子電廠。
圖5係根據實例性實施例之經組態以連接至熱傳送系統400之FPC系統500之一簡化圖。FPC系統500可包含(例如)一或多個FPC泵502、一或多個FPC除礦質器/離子交換器504、一或多個FPC熱交換器506、及/或一或多個FPC熱/容積負載508。FPC熱/容積負載508可包含(例如)一耗燃料池(未展示)、一濕井(未展示)、一乾燥器-分離器池、及一抑 壓池(未展示)之一或多者。一些FPC熱/容積負載508可涉及藉由FPC系統500冷卻，一些FPC熱/容積負載508可涉及藉由FPC系統500之水之容積之移動，一些FPC熱/容積負載508可涉及以上兩者。
圖6係根據實例性實施例經組態以連接至熱傳送系統400之RHR系統600之一簡化圖。RHR系統600可包含(例如)一或多個RHR泵602、一或多個RHR熱交換器606、及/或一或多個RHR熱/容積負載608。RHR熱/容積負載608可包含(例如)一反應器壓力容積(未展示)、一濕井(未展示)、一乾井(未展示)、一抑壓池(未展示)、及一耗燃料池(未展示)之一或多者。一些RHR熱/容積負載608可涉及藉由RHR系統600冷卻，一些RHR熱/容積負載608可涉及藉由RHR系統600之水之容積之移動，及一些RHR熱/容積負載608可涉及以上兩者。
FPC系統500可包含至及/或來自RHR系統600之一或多個交叉連接。如圖5中所展示，FPC系統500可包含(例如)第一交叉連接器510及/或第二交叉連接器512。如圖6中所展示，RHR系統600可包含(例如)第三交叉連接器610及/或第四交叉連接器612。如此，FPC系統500可至少部分地備份及/或補充RHR系統600且反之亦然。
熱傳送系統400可經組態以連接至FPC系統500及/或RHR系統600。如圖5中所展示，FPC系統500可包含(例如)第一選用之隔離閥514、第二選用之隔離閥516、第五交叉連接器518、及/或第六交叉連接器520。第五交叉連接器518及/或第六交叉連接器520可提供盲凸緣(未展示)。如圖6中所展示，RHR系統600可包含(例如)第三選用之隔離閥614、第四選用之隔離閥616、第七交叉連接器618、及/或第八交叉連接器620。第七交叉連接器618及/或第八交叉連接器620可提供盲凸緣(未展示)。
可(例如)藉由將連接器414或連接器426閂至第五交叉連接器518而實現至FPC系統500及/或RHR系統600之熱傳送系統400之連接。一 選用之墊圈(未展示)可幫助維護在此一連接處之耐流體及耐壓力邊界。一般技術者將已知藉由此螺栓連接及其他類似連接，將熱傳送系統400連接至FPC系統500及/或RHR系統600。
可(例如)機械地(例如，通過一機械連桿)或電性地(例如，使用一接線盒、局部斷開及/或傳送開關、及/或控制開關以使適當閥電性供應及控制脫離該正常電廠電力分配系統)而實現第一選用之隔離閥514、第二選用之隔離閥516、第三選用之隔離閥614、及/或第四選用之隔離閥616之重新定位。一般技術者將已知此機械及電性分配。
熱傳送系統400可經組態以經由第五交叉連接器518及/或第六交叉連接器520連接至FPC系統500。例如，熱傳送系統400可經由第五交叉連接器518及連接器414連接至FPC系統500，及/或熱傳送系統400可經由第六交叉連接器520、連接器436、跨接線432、連接器434、及連接器416連接至FPC系統500。
熱傳送系統400可經組態以經由第七交叉連接器618及/或第八交叉連接器620連接至RHR系統600。例如，熱傳送系統400可經由第七交叉連接器618、連接器426、跨接線422、連接器424、及連接器414連接至RHR系統600，及/或熱傳送系統400可經由第八交叉連接器620及連接器416連接至RHR系統600。
取決於核子電廠、熱傳送系統400、FPC系統500、及/或RHR系統600之設計，自熱傳送系統400至FPC系統500之連接與自熱傳送系統400至RHR系統600之連接隔離係有利的，如圖5及圖6中所展示。在替代方案中，自熱傳送系統400至FPC系統500之連接與自熱傳送系統400至RHR系統600之連接共用係有利的。在此一情況中，例如，一交叉連接器可替代第五交叉連接器518及第七交叉連接器618兩者及/或另一交叉連接器可替代第六交叉連接器520及第八交叉連接器620兩者。一般技術者將已知管道、隔離閥、及類似元件之適當分配。
取決於核子電廠、熱傳送系統400、FPC系統500、及/或RHR系統600之設計，若FPC系統500在一電廠緊急情況或其他異常條件期間保持可操作的，則熱傳送系統400可用於補充FPC系統500之該冷卻及/或流體移動能力。類似地，若RHR系統600在一電廠緊急情況或其他異常條件期間保持可操作的，則熱傳送系統400可用於補充RHR系統600之冷卻及/或流體移動能力。此外，若FPC系統500及RHR系統600在一電廠緊急情況或其他異常條件期間保持可操作的，則熱傳送系統400可用於補充FPC系統500及RHR系統600之冷卻及/或流體移動能力。
取決於核子電廠、熱傳送系統400、FPC系統500、及/或RHR系統600之設計，熱傳送系統400可用於在一電廠緊急情況或其他異常條件之外之時間補充FPC系統500及/或RHR系統600之冷卻及/或流體移動能力。
圖7係根據實例性實施例傳送來自核子電廠之熱之一方法之一流程圖。如圖7之S700中所展示，可將熱傳送系統400連接至核子電廠。可將熱傳送系統400(例如)連接至FPC系統500、RHR系統600、或FPC系統500及RHR系統600兩者。該等連接可涉及移動熱傳送系統400之一或多個部分以啟用其之適當操作。例如，跨接線422及/或跨接線432可能必須安裝於熱傳送系統400與FPC系統500及RHR系統600之一或兩者之間。在另一實例中，可能必須將電源420移動至一更開闊位置以確保對於一相關聯引擎之空氣的充分供應及/或出於在使用之前之加油及測試的目的。在另一實例中，需在電源420與一或多個泵402之間安裝電纜。
如圖7之S702中所展示，熱傳送系統400可用於傳送來自核子電廠之熱。一或多個泵402可經由連接器414將來自FPC系統500及/或RHR系統600之流體通過管道418移動至一或多個熱交換器406，且接 著通過管道418至連接器416至FPC系統500及/或RHR系統600。可將該流體之熱傳送至一或多個熱交換器406中之一散熱器。
當已特定展示及描述實例性實施例，熟習技術者將瞭解，在不背離如以下請求項所界定之本發明之精神及範疇的情況下，可在其中作出形式及細目中的各種改變。
400‧‧‧熱傳送系統
402‧‧‧泵
406‧‧‧熱交換器
414‧‧‧連接器
416‧‧‧連接器
418‧‧‧管道
420‧‧‧電源
422‧‧‧跨接線
424‧‧‧連接器
426‧‧‧連接器
432‧‧‧跨接線
434‧‧‧連接器
436‧‧‧連接器
440‧‧‧輻射監視器
442‧‧‧輻射監視器

Claims (9)

  1. 一種用於核子電廠之熱傳送系統(400)，其包括：一管道系統(418)，其包含第一及第二連接器(414、416)；一熱交換器(406)；一泵(402)；一離子交換器(504)，其連接於該熱交換器與該泵之間；及一電源(420)；其中在正常電廠電力運作期間未將該熱傳送系統(400)連接至該核子電廠，其中該電源(420)獨立於用於該核子電廠之一正常電力分配系統，其中該電源(420)經組態以供電給該泵(402)，其中該管道系統(418)經組態以連接該熱交換器(406)及該泵(402)，其中該第一及第二連接器(414、416)經組態以將該熱傳送系統(400)連接至該核子電廠之一流體系統(500、600)，及其中當該第一及第二連接器(414、416)將該熱傳送系統(400)連接至該核子電廠之該流體系統(500、600)時，該熱傳送系統(400)經組態以經由該第一連接器(414)接收來自該核子電廠之該流體系統(500、600)的流體、通過該熱交換器(406)泵送該流體，及經由該第二連接器(416)將該流體返回至該核子電廠之該流體系統(500、600)。
  2. 如請求項1之熱傳送系統(400)，其中該管道系統(418)、該熱交換器(406)、該泵(402)、及該電源(420)之至少一者為可攜帶式。
  3. 如請求項1之熱傳送系統(400)，其中該電源(420)包括一發電機。
  4. 如請求項1之熱傳送系統(400)，其中該電源(420)包括一電池。
  5. 如請求項1之熱傳送系統(400)，其中該電源(420)包括一引擎。
  6. 如請求項1之熱傳送系統(400)，其中該電源(420)包括一柴油引擎。
  7. 如請求項1之熱傳送系統(400)，其中該電源(420)包括一汽油引擎。
  8. 如請求項1之熱傳送系統(400)，其中該管道系統(418)、該熱交換器(406)、該泵(402)、及該電源(420)之至少一者係位於或儲存於與該核子電廠分離之一硬化外殼中。
  9. 如請求項1之熱傳送系統(400)，進一步包括：一第一跨接線(422)，其包含第三及第四連接器(424、426)；及一第二跨接線(432)，其包含第五及第六連接器(434、436)；其中該第三連接器(424)經組態以連接至第一連接器(414)，及其中該第五連接器(434)經組態以連接至第二連接器(416)。
TW102116408A 2012-05-16 2013-05-08 熱傳送系統 TWI601156B (zh)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US13/472,724 US20130308738A1 (en) 2012-05-16 2012-05-16 Heat transfer systems and methods for nuclear plants

Publications (2)

Publication Number Publication Date
TW201411644A TW201411644A (zh) 2014-03-16
TWI601156B true TWI601156B (zh) 2017-10-01

Family

ID=48484985

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
TW102116408A TWI601156B (zh) 2012-05-16 2013-05-08 熱傳送系統

Country Status (5)

Country Link
US (2) US20130308738A1 (zh)
EP (1) EP2665067A3 (zh)
JP (1) JP5785981B2 (zh)
MX (1) MX2013005539A (zh)
TW (1) TWI601156B (zh)

Families Citing this family (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP6472072B2 (ja) * 2014-06-20 2019-02-20 東京電力ホールディングス株式会社 使用済燃料プール用スプレイ設備
JP7289077B2 (ja) 2018-07-13 2023-06-09 パナソニックＩｐマネジメント株式会社 電解水生成装置

Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
TW269039B (zh) * 1991-08-16 1996-01-21 Gen Electric
US20080217443A1 (en) * 2007-03-02 2008-09-11 Zacherl Louis G Portable pump house

Family Cites Families (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS56148098A (en) * 1980-04-18 1981-11-17 Hitachi Ltd Nuclear reactor coolant cleanup system
JPS6015912B2 (ja) * 1980-09-09 1985-04-22 株式会社東芝 原子炉
JP2953787B2 (ja) * 1990-12-17 1999-09-27 株式会社東芝 軽水型原子炉
US5268942A (en) * 1992-09-10 1993-12-07 Pacific Nuclear Systems, Inc. Temporary cooling system and method for removing decay heat from a nuclear reactor
US5426681A (en) * 1994-01-04 1995-06-20 General Electric Company Boiling water reactor with combined active and passive safety systems
US5657360A (en) * 1994-09-19 1997-08-12 Kabushiki Kaisha Toshiba Reactor container
JP2001074874A (ja) * 1999-09-03 2001-03-23 Toshiba Corp 原子炉等冷却設備
JP2012021979A (ja) * 2011-06-17 2012-02-02 Yukio Ota 原子力発電所の耐震・耐津波非常発電設備
JP2013036921A (ja) * 2011-08-10 2013-02-21 Toyo Engineering Corp 原子力発電所支援船

Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
TW269039B (zh) * 1991-08-16 1996-01-21 Gen Electric
US20080217443A1 (en) * 2007-03-02 2008-09-11 Zacherl Louis G Portable pump house

Also Published As

Publication number Publication date
EP2665067A2 (en) 2013-11-20
EP2665067A3 (en) 2016-12-28
TW201411644A (zh) 2014-03-16
US20160118148A1 (en) 2016-04-28
US20130308738A1 (en) 2013-11-21
JP2013238597A (ja) 2013-11-28
JP5785981B2 (ja) 2015-09-30
MX2013005539A (es) 2013-11-21

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US10229757B2 (en) Modular transportable nuclear generator
US9536629B2 (en) Passive power production during a nuclear station blackout
JP6305936B2 (ja) 水中発電モジュール
US20110283701A1 (en) Self Powered Cooling
US9312035B2 (en) Semi-portable emergency cooling system for removing decay heat from a nuclear reactor
US9966154B1 (en) Cooling overheating reactor using compressed gas to propel liquid to reactor
TWI601156B (zh) 熱傳送系統
JP6203196B2 (ja) 発電モジュール
JP6305935B2 (ja) 潜水エネルギー生成モジュール
JP2020518823A (ja) 商業発電のための非常に単純化された沸騰水型原子炉
JP6305937B2 (ja) 潜水または水中発電モジュール
JP2018513985A (ja) 可搬型亜臨界モジュールによる発電及び関連方法
JP6307443B2 (ja) 潜水発電モジュール
JP6109579B2 (ja) 配管取合機器の支持構造
Rahman et al. FLEX Strategy to Cope with Extended SBO for APR1400
Moon et al. Passive Decay Heat Removal System Options for S-CO2 Cooled Micro Modular Reactor
Kim et al. Assessment of Coping Capability of KORI Unit 1 under Extended Loss AC Power and Loss of Ultimate Heat Sink Initiated by Beyond Design Natural Disaster
JP2014092396A (ja) 原子力発電プラント
KR101408348B1 (ko) 해양 원자력 플랜트의 시공 방법
KR20130130993A (ko) 비상용 원자로 냉각 시스템

Legal Events

Date Code Title Description
MM4A Annulment or lapse of patent due to non-payment of fees