WO2013094196A1 - 小型原子力発電システム - Google Patents

小型原子力発電システム Download PDF

Info

Publication number
WO2013094196A1
WO2013094196A1 PCT/JP2012/008124 JP2012008124W WO2013094196A1 WO 2013094196 A1 WO2013094196 A1 WO 2013094196A1 JP 2012008124 W JP2012008124 W JP 2012008124W WO 2013094196 A1 WO2013094196 A1 WO 2013094196A1
Authority
WO
WIPO (PCT)
Prior art keywords
core
power generation
turbine
reactor
heat exchanger
Prior art date
Application number
PCT/JP2012/008124
Other languages
English (en)
French (fr)
Inventor
禎男 服部
修生 澄田
Original Assignee
日本ネイチャーセル株式会社
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 日本ネイチャーセル株式会社 filed Critical 日本ネイチャーセル株式会社
Priority to US14/367,721 priority Critical patent/US9613723B2/en
Priority to EP12860787.6A priority patent/EP2800099B1/en
Priority to KR1020147016619A priority patent/KR102121078B1/ko
Priority to CA2860823A priority patent/CA2860823A1/en
Priority to AU2012355256A priority patent/AU2012355256A1/en
Priority to CN201280070215.XA priority patent/CN104126206B/zh
Publication of WO2013094196A1 publication Critical patent/WO2013094196A1/ja

Links

Images

Classifications

    • 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
    • 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
    • G21C1/022—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders characterised by the design or properties of the core
    • G21C1/026—Reactors not needing refueling, i.e. reactors of the type breed-and-burn, e.g. travelling or deflagration wave reactors or seed-blanket 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
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/42—Selection of substances for use as reactor fuel
    • G21C3/58—Solid reactor fuel Pellets made of fissile material
    • G21C3/60—Metallic fuel; Intermetallic dispersions
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00—Control of nuclear reaction
    • G21C7/28—Control of nuclear reaction by displacement of the reflector or parts thereof
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21D—NUCLEAR POWER PLANT
    • G21D1/00—Details of nuclear power 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

Definitions

  • the present invention relates to a nuclear power generation system, and more particularly, to a small nuclear power generation system having a cooling system which is divided into a primary system and a secondary system.
  • an indirect cycle type nuclear reactor in which power generation is performed by rotating a turbine with steam not contaminated by radiation is known.
  • This type of reactor includes a steam generator and a heat exchanger between the primary cooling system and the secondary cooling system.
  • the heat of the primary sodium system (primary cooling system) cooled and heated in the core is secondary sodium system (di
  • the heat of secondary sodium system is transferred to the water / steam system by the evaporator and the superheater.
  • the heat of the primary sodium system is similarly obtained by the intermediate heat exchanger. The heat is transferred to the secondary sodium system, and the heat of the secondary sodium system is further transferred to the water / vapor system by the steam generator.
  • a nuclear reactor used for a large power generation system of this kind is to assemble a large number of fuel rods containing fuel formed by pelletizing metal oxides containing uranium-235 or plutonium-239 with low heat transfer characteristics in cladding tubes. Equipped with a new core.
  • a core used in a large nuclear reactor is a control rod for controlling a reaction rate of fuel between a bundle of fuel rods by collecting about 200 bundles of fuel rods each having a bundle of several tens of fuel rods. Is placed. In a large nuclear reactor using such control rods, there is a risk that the nuclear reaction in the core will run away if the control rods become nonfunctional due to failure of the mechanism that controls the position of the control rods, etc. .
  • reactors other than fast breeder reactors such as pressurized water reactors, transfer the heat of primary cooling water that has cooled and heated the core to the water / steam system by means of a steam generator.
  • control rods are disposed between fuel assemblies stored in the reactor to control the reaction rate of the core.
  • control rods arranged between the fuel assemblies control the nuclear reaction rate of the core, so a control rod monitoring system is required.
  • the structure of the furnace itself becomes complicated. Therefore, not only the manufacturing cost of the reactor will be huge, but also the maintenance and management of the reactor will require a large number of personnel and monitoring equipment.
  • a tank type fast breeder reactor has been proposed to simplify and downsize the cooling system as compared to a loop type fast breeder reactor. Even in this type of fast breeder reactor, intermediate heat exchangers and steam generators are still required to avoid the danger of sodium used to cool the core, and the simplification and downsizing of the cooling system should be sufficient. I can not say.
  • An object of the present invention is to provide a compact nuclear power generation system that enables further miniaturization of the entire system including a nuclear reactor and a power generation system.
  • Another object of the present invention is to provide a compact nuclear power generation system that is load-following, easy to control, and safe.
  • the present invention is to provide a nuclear power generation system capable of reducing the manufacturing cost and the cost for maintenance management.
  • the small-sized nuclear power generation system proposed to achieve the above-mentioned object has a metallic fuel containing uranium (235, 238) and / or plutonium 239 enclosed in a cladding tube.
  • a core consisting of a plurality of fuel rods, a reactor vessel containing the core, a primary coolant made of metallic sodium charged in the reactor vessel and heated by the core, and installed around the periphery of the core; And a neutron reflector for maintaining the core in a critical state by maintaining an effective multiplication factor of neutrons emitted from the core to about 1 or more.
  • uranium 238 contained in uranium fuel absorbs neutrons and produces plutonium 238 during operation.
  • a main heat exchanger is installed outside the reactor.
  • a primary coolant heated by the nuclear reactor is supplied via a conduit, and a secondary coolant that is heated by exchanging heat with the primary coolant is circulated.
  • supercritical carbon dioxide is used as the secondary coolant.
  • a turbine driven by the secondary coolant heated by the main heat exchanger, and a generator operated by the drive of the turbine are provided.
  • the neutron reflectors installed around the periphery of the fuel assembly housed in the reactor are formed at a height smaller than the height dimension of the core, and are moved from the lower side to the upper side of the core by the moving mechanism. Ru.
  • the core of the reactor is a ferritic metal fuel consisting of an alloy of zirconium and uranium (235, 238) and plutonium 239 or an alloy of zirconium and uranium and one of uranium (235, 238) and plutonium 239. It is constituted by an assembly of a plurality of fuel rods enclosed in a cladding tube made of stainless steel or chromium molybdenum steel.
  • the reactor vessel is formed in a cylindrical shape having a diameter of 2 m or less and a height of 12 m or less, and the core housed in the reactor vessel has a diameter of 5 to 15 mm and a length of 2 m or less. It consists of an assembly of fuel rods.
  • system further comprises a pump that circulates the primary coolant filled in the reactor vessel from the reactor vessel to the main heat exchanger.
  • a system comprises a cooler for driving a turbine to cool a secondary coolant discharged from the turbine, and a compressor for compressing the secondary coolant cooled by the cooler.
  • the secondary coolant discharged from the turbine is supplied, and the secondary coolant compressed by the compressor is supplied, and the secondary coolant compressed by the compressor is supplied from the turbine And a regenerative heat exchanger which is heated by the material and returned to the main heat exchanger.
  • the compressor that compresses the secondary coolant is driven by a turbine.
  • the present invention achieves miniaturization of a nuclear reactor by constructing a nuclear reactor without using control rods for controlling the speed of nuclear reaction, and further, a secondary coolant which is heated by the nuclear reactor and drives a turbine.
  • a secondary coolant which is heated by the nuclear reactor and drives a turbine.
  • the nuclear reactor constituting the small-sized nuclear power generation system fluctuates the power generation output by following the fluctuation of the power consumption of the load connected to the power generation system by using metallic sodium as the primary coolant. It is possible to automatically control the reactivity of the nuclear fuel by following the fluctuation of the power consumption of the load when the load following operation is performed, thereby enabling the automatic operation of the power generation system.
  • the neutron reflector formed at a height smaller than the height dimension of the fuel assembly and supported movably from the lower side to the upper side of the fuel assembly is the nuclear fuel of the fuel assembly.
  • the primary coolant filled in the reactor vessel is circulated using a pump, so that metallic sodium constituting the primary coolant can be circulated reliably.
  • the primary coolant heated in the nuclear reactor is supplied to a heat exchanger installed outside the nuclear reactor to exchange heat with the secondary coolant consisting of supercritical carbon dioxide.
  • the secondary coolant circulation system including the heat exchanger and the turbine can be installed outside the reactor, and maintenance of the power generation system can be easily performed.
  • the circulation path through which the secondary coolant that drives the turbine circulates is configured as a closed loop, the power generation system can be further miniaturized, and the loss of the secondary coolant can be suppressed.
  • the turbine which drives a generator can be miniaturized further. That is, since supercritical carbon dioxide has a sufficiently large density compared to water and the like, it is possible to drive a turbine with high efficiency.
  • FIG. 1 is a schematic configuration view showing an embodiment of a small nuclear power generation system according to the present invention.
  • FIG. 2 is a side view showing a fuel rod used in a nuclear reactor according to the present invention.
  • FIG. 3 is a cross-sectional view showing the inside of the nuclear reactor.
  • FIG. 4 is a schematic configuration view showing an installation example of the small nuclear power generation system according to the present invention.
  • the small nuclear power generation system includes a nuclear reactor 3 in which a reactor core 1 is loaded in a nuclear reactor vessel 1, as shown in FIG.
  • reactor vessel 1 has a diameter R 1 not more than 2m, is formed a height H 1 in a cylindrical shape to be less 12m. More specifically, the reactor vessel 1, the diameter R 1 and 1.5 m, is formed a height H 1 in a cylindrical shape to 3m.
  • the core 2 loaded in the reactor vessel 1 is a fuel obtained by bundling a plurality of fuel rods 4 in which a metal fuel containing uranium (235, 238) and plutonium 239 is enclosed in a cladding tube It is constituted by an aggregate 5.
  • the metal fuel used in the present embodiment is made of an alloy of zirconium and uranium (235, 238) and plutonium 239, and is formed in a rod shape having a diameter of 5 to 15 mm and a height of 10 cm or more.
  • the metal fuel is sealed in a cladding tube made of a ferritic stainless steel to constitute a fuel rod 4.
  • the cladding tube in which the metal fuel is sealed is formed in an elongated cylindrical shape having a diameter of 5 to 15 mm and a length of 2.5 m or less. Therefore, the fuel rod 4 configured using this cladding tube is formed in a cylindrical shape having a diameter of about 9 mm and a length of about 1.5 m.
  • the fuel assembly group 7 is composed of the fuel rods 4 having a length of about 1.5 m, the fuel assembly group 7 has a length of 1.5 m which is substantially the same as the fuel rods 4. And since the fuel assembly group 7 whose height is about 1.5 m is loaded on the bottom side of the reactor vessel 1 whose height H 1 is 3 m as shown in FIG. A space 1a of about 1 to 1.2 m is provided on the upper side.
  • the metal fuel may be formed of an alloy of zirconium and either uranium (235, 238) or plutonium 239.
  • the cladding tube in which the metal fuel is sealed to constitute the fuel rod 4 may be formed cylindrically of chromium-molybdenum steel.
  • the reactor vessel 1 is filled with a primary coolant 8 which is heated by the heat generated when the core 2 is brought into a critical state.
  • a primary coolant 8 which is heated by the heat generated when the core 2 is brought into a critical state.
  • metallic sodium is used as the primary coolant 8.
  • a neutron reflector 9 is disposed on the outer peripheral side of a fuel assembly group 7 in which a plurality of fuel assemblies 5 are integrated.
  • the neutron reflector 9 is provided to surround the fuel assembly 7 while maintaining a constant gap with the fuel assembly 7.
  • the neutron reflector 9 reflects the neutrons emitted from the fuel rods 4 constituting the core 2 to control the density of the neutrons in the reactor vessel 1, and the effective doubling factor of the neutrons emitted from the fuel rods 4. Is maintained at about 1 or more, and the core 2 is brought into a critical state.
  • the nuclear reactor 3 used in the present invention uses the neutron reflector 9 to reflect the neutrons emitted from the fuel rods 4 to the core 2 side to control the density of the neutrons in the nuclear reactor vessel 1 and thereby Since the critical state is established, a small amount of fuel is sufficient, and downsizing of the reactor 3 can be realized.
  • the neutron reflector 9 is formed using stainless steel or the like that can reflect neutrons emitted from the fuel rods 4.
  • the neutron reflector 9 is formed as a double-walled annular body consisting of an inner cylinder and an outer cylinder spaced apart by a constant distance, and the inside thereof is filled with graphite fine particles having a function of reflecting neutrons.
  • the neutron reflector 9 filled with the graphite fine particles 9a which are carbon fine particles, reflects neutrons emitted from the fuel rods 4 surrounded by the neutron reflectors 9 toward the fuel rods 4, and Neutrons transmitted through the inner reflecting wall are made to collide with the graphite particles and reflected back to the core.
  • Carbon materials such as graphite have a small neutron absorption and a relatively large neutron collision cross section, so the probability of reflection is large. Therefore, a neutron reflecting material is used by utilizing the feature that the graphite particles 9a have a high reflection probability.
  • the space between the outer peripheral surface of the fuel assembly 7 and the inner peripheral wall is about 1 to 10 cm, preferably about 1 to 2 cm. Is formed in a cylindrical shape having a size that produces
  • the neutron reflector 9 when the neutron reflector 9 is not present around the fuel assembly group 7, the density of the neutrons emitted from the metal fuel decreases and the critical state can not be maintained. Further, when the core 2 is in a critical state and reacts, uranium 235 and plutonium 239 contained in the metal fuel are consumed.
  • the neutron reflector 9 is formed to have a height H 2 which is 1/2 or less of the length of the fuel rod 4 loaded in the reactor vessel 1 and supported so as to be movable along the vertical direction of the fuel assembly 7 Do. Then, by moving the neutron reflector 9 gradually from the metal fuel-depleted part of the fuel rod 4 toward the non-consumed part, the critical state of the core 2 can be maintained for a long time.
  • the neutron reflector 9 is formed to a height H 2 of about 40 cm. Then, as shown in FIG. 1, the neutron reflector 9 is disposed parallel to the core 2 and supported by a drive shaft 11 which is rotationally operated by a rotational drive mechanism 10, and the drive shaft 11 is rotationally operated. The moving operation is performed along the height direction of the core 2.
  • the drive shaft 11 is provided to penetrate through a partition 12 that seals the upper portion of the reactor vessel 1.
  • the drive shaft 11 is connected to a rotary drive mechanism 10 installed at the upper part of the partition wall 12 and rotated by driving the rotary drive mechanism 10 to move the neutron reflector 9 up and down along the core 2 Do.
  • the primary coolant 8 heated in the nuclear reactor 3 is supplied, and a main thermal energy through which the secondary coolant heated by heat exchange with the primary coolant 8 circulates.
  • a switch 15 is provided.
  • the main heat exchanger 15 is connected to the nuclear reactor 3 via conduits 16 and 17 forming a flow passage through which the primary coolant 8 filled in the nuclear reactor vessel 1 flows, and is installed outside the nuclear reactor 3 It is done.
  • the primary coolant 8 heated in the nuclear reactor vessel 1 is supplied to the main heat exchanger 15 via the conduit 16 on the supply side.
  • the primary coolant 8 supplied to the main heat exchanger 15 circulates in the main heat exchanger 15, and is then returned to the reactor vessel 1 through the conduit 17 on the return side. That is, the primary coolant 8 filled in the reactor vessel 1 flows in a circulation path configured as a closed loop that circulates from the reactor vessel 1 to the main heat exchanger 15.
  • a pump 18 for accelerating the convection of the primary coolant 8 heated in the reactor vessel 1 is provided in the circulation path of the primary coolant 8.
  • the pump 18 is provided in the middle of a flow passage through which the primary coolant 8 discharged from the main heat exchanger 15 flows toward the reactor vessel 1.
  • an electromagnetic type pump is used as the pump 18.
  • the electromagnetic pump 18 generates an electric current in the metallic sodium when the metallic sodium flows in the circulation path, and the action of the electric current and the magnetic field from the electromagnetic pump 18 produces a force in the direction in which the metallic sodium flows. It is intended to create and promote distribution.
  • a heat transfer pipe 19 in which the secondary coolant circulates is provided in the main heat exchanger 15.
  • the secondary coolant is brought into thermal contact with the heated primary coolant 8 supplied into the main heat exchanger 15 and is heated.
  • supercritical carbon dioxide is used as a secondary coolant.
  • the small nuclear power generation system comprises a turbine 20 driven by supercritical carbon dioxide which is a secondary coolant heated in the main heat exchanger 15, and a generator operated by driving the turbine 20. And 21.
  • the system according to the present invention comprises a cooler 22 for cooling the supercritical carbon dioxide that has driven the turbine 20, a compressor 23 for compressing the supercritical carbon dioxide cooled by the cooler 22, and an exhaust from the turbine 20
  • the supplied supercritical carbon dioxide is supplied, and the supercritical carbon dioxide compressed by the compressor 23 is supplied, and the supercritical carbon dioxide compressed by the compressor 23 is supplied from the turbine 20
  • the regenerative heat exchanger 24 to be returned to the main heat exchanger 15.
  • a circulation pump 25 for supplying the supercritical carbon dioxide supplied to the regenerative heat exchanger 24 to the cooler 22 is provided.
  • the supercritical carbon dioxide flowing through heat transfer tube 26 is cooled by cooling water flowing through is supplied through a cooling water distribution pipe 27 to the cooler 22 and (H 2 0) thermal contact can be achieved Ru.
  • the supercritical carbon dioxide cooled by the cooler 22 is supplied to the compressor 23 and compressed.
  • the compressor 23 is connected to the turbine 20 via a connection shaft 28 and is operated by driving of the turbine 20.
  • the supercritical carbon dioxide compressed by the compressor 23 is again supplied into the heat transfer tube 29 disposed in the regenerative heat exchanger 24.
  • the supercritical carbon dioxide supplied to the heat transfer tube 29 in the regenerative heat exchanger 24 is heated in thermal contact with the high temperature supercritical carbon dioxide supplied from the turbine 20 in the regenerative heat exchanger 24.
  • the compressed supercritical carbon dioxide heated by the regenerative heat exchanger 24 is returned to the heat transfer pipe 19 in the main heat exchanger 15 via the return path 30.
  • the neutron reflector 9 is located in the space 1 a in the upper part of the reactor vessel 1 when in the initial state before the start of operation.
  • the rotary drive mechanism 10 is driven to move the neutron reflector 9 to the lower side of the reactor vessel 1 to face the lower side of the core 2 as shown in FIG.
  • the neutron reflector 9 faces the core 2
  • neutrons emitted from the fuel rods 4 constituting the fuel assembly 7 are reflected by the neutron reflector 9 to increase the density of neutrons in the core 2 and emitted from the fuel rods 4.
  • the core 2 is brought into the critical state by setting the effective multiplication factor of neutrons to about 1 or more.
  • the core 2 is in a critical state, and the fuel in the fuel rods 4 reacts and generates heat, whereby the primary coolant 8 filled in the reactor vessel 1 is heated.
  • the heated primary coolant 8 convects the inside of the reactor vessel 1 and is supplied to the main heat exchanger 15 via the supply side conduit 16.
  • the primary coolant supplied to the main heat exchanger 15 is in thermal contact with the heat transfer pipe 19 disposed in the main heat exchanger 15 to heat the secondary coolant circulating in the heat transfer pipe 19.
  • the primary coolant 6 that has heated the secondary coolant is promoted in flow by the pump 18 provided in the middle of the conduit 17 on the return side, and circulated from the main heat exchanger 15 into the reactor vessel 1.
  • the core 2 of the nuclear reactor 3 when the core 2 of the nuclear reactor 3 is in the critical state, it becomes 600 ° C. to 800 ° C. and heats the primary coolant 8 in the nuclear reactor vessel 1.
  • the primary coolant 8 heated to about 500 ° C. to 750 ° C. by the heat generation of the core 2 is supplied to the main heat exchanger 15 while being circulated by the pump 18 and disposed in the main heat exchanger 15.
  • Heat exchange with supercritical carbon dioxide flowing through the heat transfer tube 19 is performed to heat the supercritical carbon dioxide to about 450 ° C. to 700 ° C.
  • the supercritical carbon dioxide flowing in the main heat exchanger 15 is compressed by the compressor 23 to 12 to 20 MPa.
  • the turbine 20 when the supercritical carbon dioxide heated by the main heat exchanger 15 is injected into the turbine 20 installed in the atmosphere of atmospheric pressure at normal temperature, the turbine is expanded while expanding the volume while reducing pressure and cooling sharply.
  • the gas flows through the inside 20 and rotates the turbine 20.
  • the generator 21 By rotating the turbine 20, the generator 21 is driven to generate power.
  • supercritical carbon dioxide heated to 450 ° C. to 700 ° C. at 12 to 20 MPa is 350 ° C. while being decompressed to about 8.0 to 10 MPa when injected into the turbine 20 installed in the atmosphere. Cool to about 500 ° C.
  • supercritical carbon dioxide is discharged from the turbine 20 after driving the turbine 20 while expanding its volume by about 2.5 times.
  • the supercritical carbon dioxide driving the turbine 20 has an expansion ratio of about 2.5 times on the inlet side and the outlet side of the turbine 20, it seems that water is used as the secondary coolant.
  • the size reduction of the turbine 20 itself can be realized without having to enlarge the supercritical carbon dioxide outlet.
  • the supercritical carbon dioxide that has been jetted into the turbine 20 drives the turbine 20, and is depressurized and cooled is supplied into the regenerative heat exchanger 24, and is supplied to the cooler 22 via the regenerative heat exchanger 24. Be done.
  • the supply of supercritical carbon dioxide from the regenerative heat exchanger 24 to the cooler 22 is performed by the circulation pump 25.
  • the supercritical carbon dioxide supplied to the cooler 22 exchanges heat with the cooling water flowing in the cooler 22 while flowing in the heat transfer pipe 26 in the cooler 22 and is cooled to near the critical point.
  • the supercritical carbon dioxide supplied to the cooler 22 maintains a pressure of 8.5 to 10 MPa.
  • the cooler 22 cools supercritical carbon dioxide having a pressure of 8.5 to 10 MPa to about 35 ° C. in the vicinity of the critical point.
  • the supercritical carbon dioxide cooled to near the critical point by the cooler 22 is supplied to the compressor 23 and compressed to 12 to 20 MPa.
  • supercritical carbon dioxide near the critical point can significantly reduce the amount of work required to achieve the same compression ratio as carbon dioxide at a pressure or temperature below the critical point.
  • the amount of work of the compressor 23 for compressing supercritical carbon dioxide can be reduced.
  • the compressor 23 since the compressor 23 is driven by the turbine 20 that drives the generator 21, the energy used to drive the generator 21 can be relatively increased. As a result, the ratio of the energy driving the generator 21 of the turbine 20 can be increased to improve the power generation efficiency.
  • the supercritical carbon dioxide compressed by the compressor 23 is supplied to the heat transfer pipe 29 in the regenerative heat exchanger 24, and injected from the turbine 20 and supplied into the regenerative heat exchanger 24 at 350 ° C. to 500 ° C. It is heat-exchanged with supercritical carbon dioxide having a certain temperature, and is preheated to about 250 ° C. to 350 ° C. The preheated supercritical carbon dioxide is returned to the main heat exchanger 15 again, and is heated by heat exchange with metallic sodium which is a primary coolant heated in the nuclear reactor 3.
  • the supercritical carbon dioxide used to drive the turbine 20 is cooled, compressed, preheated and then heated again to drive the turbine 20 to generate electricity. Since the machine 21 is operated, a highly efficient power generation system can be constructed.
  • the reactor for driving the power generation system is configured using a reactor vessel having a diameter of 2 m or less and a height of 12 m or less, it can be configured as a small-sized device. Therefore, miniaturization of the nuclear power generation system including this nuclear reactor can be realized.
  • an isolation valve 31, 32 is provided which isolates the turbine 20 driven by supercritical carbon dioxide from the nuclear reactor system including No. 3.
  • the present invention performs nuclear power generation performing load following operation in which operation is performed while automatically controlling the reactivity of the fuel of the nuclear reactor 3 in accordance with the fluctuation of the power consumption of the load connected to the power generation system. It becomes useful applying to the system.
  • metallic sodium is used as the primary coolant of the reactor.
  • Metallic sodium reduces its density while raising its temperature as the fuel's reactivity increases so as to increase the power generation output to follow the increase in power consumption of the load connected to the power generation system. Then, the degree of leakage of the number of neutrons generated by the reaction of the fuel is improved, and the reactivity of the fuel is automatically reduced. Conversely, when the power generation output of the power generation system decreases, metallic sodium increases its density while lowering its temperature, reducing the leakage of the number of neutrons generated by the reaction of the fuel, and automatically improving the reactivity of the fuel.
  • the present invention can be applied to a nuclear power generation system performing load following operation without using a rod.
  • heat exchange is performed between the reactor 3 and the main heat exchanger 15 and the reactor peripheral system A including the mechanism for controlling the operation of the reactor 3 and the main heat exchanger 15.
  • the power generation system B including the turbine 20 driven by the heated supercritical carbon dioxide and the generator 21 operated by the turbine 20 is only related via the conduit through which the supercritical carbon dioxide flows. As it is, it can be installed as a system independent of each other.
  • the reactor peripheral system A is installed, for example, in a concrete building 32 in the basement, and the power generation system B is installed in the building 33 on the ground.
  • the radiation exposure amount is reduced and the safety is ensured, and maintenance inspection of the power generation system B including the turbine 20 is enabled.

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Dispersion Chemistry (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • Engine Equipment That Uses Special Cycles (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

【課題】 システム全体の一層の小型化を図りながら、安全で高能率の発電システムを構築する。 【解決手段】ウラニウム（２３５，２３８）及びプルトニウム２３９のいずれか一方又は双方を含有する金属性燃料を用いた炉心２と、この炉心２を収納した原子炉容器１と、原子炉容器１内に充填され、炉心２によって加熱される金属ナトリウムと、炉心２から放射される中性子の実効倍増係数を約１以上に維持して炉心を臨界状態とする中性子反射体９とを有する原子炉３を備える。原子炉３の外部には、主熱交換器１５が設置される。主熱交換器１５には、原子炉３によって加熱された金属ナトリウムが供給され、加熱された金属ナトリウムと熱交換される超臨界二酸化炭素が循環する。主熱交換器１５によって加熱された超臨界二酸化炭素は、タービン２０を駆動し、このタービン２０の駆動によって発電機２１を動作させる。

Description

小型原子力発電システム
　本発明は、原子力発電システムに関し、更に詳しくは、冷却系が少なくもと一次系と二次系とに分かれている小型の原子力発電システムに関する。
　従来、原子力発電システムに用いられる原子炉として、放射線によって汚染されていない水蒸気でタービンを回転させて発電を行う間接サイクル型の原子炉が知られている。この種の原子炉は、一次冷却系と二次冷却系の間に蒸気発生器や熱交換器を備えている。
　ところで、大型の発電システムの構築を目的としたループ型の高速増殖炉では、炉心を冷却して加熱された一次ナトリウム系（一次冷却系）の熱を中間熱交換器によって二次ナトリウム系（二次冷却系）に伝達し、さらに二次ナトリウム系の熱を蒸発器及び過熱器によって水・蒸気系に伝達している。また、原子炉容器を大きくして一次ナトリウム系のポンプと中間熱交換器を原子炉容器内に納めたタンク型の高速増殖炉でも、同様に、一次ナトリウム系の熱を中間熱交換器によって二次ナトリウム系に伝達し、さらに二次ナトリウム系の熱を蒸気発生器によって水・蒸気系に伝達している。
　この種の大型の発電システムに用いられる原子炉は、低伝熱特性のウラニウム２３５又はプルトニウム２３９を含有する金属酸化物をペレット状に成形した燃料を被覆管に収納した多数の燃料棒を集合させた炉心を備える。大型の原子炉に用いられる炉心は、数十本程度の燃料棒を束ねた燃料棒の束を２００ほど集合させ、これら燃料棒の集合体の間に燃料の反応速度を制御するための制御棒を配置している。このような制御棒を用いた大型の原子炉にあっては、制御棒の位置を制御する機構が故障するなどして、制御棒が機能しなくなると、炉心の核反応が暴走する危険がある。
　さらに、高速増殖炉以外の原子炉、例えば加圧水型軽水炉は、炉心を冷却して加熱された一次冷却水の熱を蒸気発生器によって水・蒸気系に伝達している。この種の原子炉においても、炉内に収納された燃料の集合体の間に制御棒を配置して、炉心の反応速度を制御するようにしている。
　上述した大型の発電システムの構築を目的としたループ型の高速増殖炉や加圧水型軽水炉等の間接サイクルを採用した原子炉では、各冷却系間の熱伝達が、互いに独立し、あるいは別々の部屋に収納されて配管で繋がれた蒸気発生器や熱交換機によって行われるので、冷却系全体が複雑で大きなものになってしまう。特に、発電を目的とした高速増殖炉等では、冷却材として金属ナトリウムを利用した一次冷却系が多数のループから構成されており、更にそのループの一つひとつに二次冷却系のループが複数接続されていることから、配管類、ポンプ類、熱交換器や蒸気発生器等の数が多くなり、冷却系の複雑化や大型化が著しい。
　さらに、大型の発電システムを構築する大型の原子炉にあっては、燃料集合体間に配置した制御棒により炉心の核反応速度を制御するようにしているため、制御棒の監視システムが必要になるなど、炉自体の構造が複雑になってしまう。そのため、原子炉の製造コストが莫大なものになるばかりか、その保守管理にも多くの人員と監視設備が必要となってしまう。
　なお、ループ型の高速増殖炉に比し、冷却系の簡素化や小型化を図るため、タンク型の高速増殖炉が提案されている。この種の高速増殖炉においても、炉心を冷却するために用いるナトリウムの危険性を回避するため、中間熱交換器や蒸気発生器が依然として必要であり、冷却系の簡素化や小型化は十分とはいえない。
　そこで、冷却系の更なる簡素化や小型化が要請され、これら目的を達成するため特許文献１に記載されるような原子炉が提案されている。
ＷＯ０３／００７３１０
　本発明は、原子炉及び発電システムを含むシステム全体の一層の小型化を可能とする小型原子力発電システムを提供することを目的とする。
　また、本発明は、負荷追従型で制御が容易であり、しかも安全な小型原子力発電システムを提供することを目的とする。
　さらに、本発明は、製造コスト、保守管理のためのコストの低減を可能とする原子力発電システムを提供することにある。
　上述したような目的を達成するために提案される本発明に係る小型原子力発電システムは、ウラニウム（２３５，２３８）及びプルトニウム２３９のいずれか一方又は双方を含有する金属性燃料を被覆管に封入した複数の燃料棒からなる炉心と、この炉心を収納した原子炉容器と、原子炉容器内に充填され、炉心によって加熱される金属ナトリウムからなる一次冷却材と、炉心の周囲を囲んで設置され、炉心から放射される中性子の実効倍増係数を約１以上に維持して炉心を臨界状態とする中性子反射体とを備えた原子炉を備える。但し、ウラニウム燃料に含まれるウラニウム２３８は、中性子を吸収して運転とともにプルトニウム２３８を生成する。
　この小型化原子力発電システムは、原子炉の外部に主熱交換器が設置される。主熱交換器には、原子炉によって加熱された一次冷却材が導管を介して供給され、この一次冷却材と熱交換して加熱される二次冷却材が循環する。本発明において、二次冷却材には、超臨界二酸化炭素が用いられる。そして、主熱交換器によって加熱された二次冷却材によって駆動されるタービンと、このタービンの駆動によって動作する発電機とを備える。
　原子炉に収納された燃料集合体の周囲を囲んで設置される中性子反射体は、炉心の高さ寸法より小さい高さに形成され、移動機構により炉心の下方側から上方側に向かって移動される。
　そして、原子炉の炉心は、ジルコニウムとウラニウム（２３５，２３８）及びプルトニウム２３９とからなる合金又はジルコニウムとウラニウム（２３５，２３８）及びプルトニウム２３９のいずれか一方とからなる合金からなる金属燃料をフェライト系ステンレス鋼又はクロム・モリブデン鋼からなる被覆管に封入した複数の燃料棒の集合体によって構成されている。
　また、原子炉容器は、直径を２ｍ以下とし高さを１２ｍ以下とする円筒状に形成され、この原子炉容器に収納される炉心は、直径を５～１５ｍｍとしその長さを２ｍ以下に形成された燃料棒の集合体からなる。
　さらに、本システムは、原子炉容器に充填された一次冷却材を、原子炉容器から主熱交換器へ循環させるポンプを更に備える。
　更にまた、本発明に係るシステムは、タービンを駆動して当該タービンから排出された二次冷却材を冷却する冷却器と、この冷却器により冷却された二次冷却材を圧縮する圧縮機と、タービンから排出された二次冷却材が供給されるとともに、前記圧縮機により圧縮された二次冷却材が供給され、この圧縮機により圧縮された二次冷却材をタービンから供給される二次冷却材により加熱して主熱交換器に返還する再生熱交換器とを備える。二次冷却材を圧縮する圧縮機は、タービンによって駆動される。
　本発明は、核反応の速度を制御するための制御棒を用いることなく原子炉を構成することにより原子炉の小型化を図り、さらに、原子炉により加熱されてタービンを駆動する二次冷却材として超臨界二酸化炭素を用いることにより、タービンを含む発電システムの駆動系の小型化を実現し、さらには、原子力発電システム全体の小型化を実現する。
　また、本発明に係る小型原子力発電システムを構成する原子炉は、一次冷却材として金属ナトリウムを用いることにより、この発電システムに接続された負荷の電力消費量の変動に追従して発電出力を変動させる負荷追従型運転をするときに、負荷の電力消費量の変動に追従して核燃料の反応度を自動的に制御することを可能となし、発電システムの自動運転を可能とする。
　さらに、本発明は、燃料集合体の高さ寸法より小さい高さに形成され、燃料集合体の下方側から上方側に向かって移動可能に支持された中性子反射体は、燃料集合体の核燃料が消耗した部分から消耗していない部分に移動されることにより、核燃料の反応度を制御しながら長期間に亘って核反応を持続できる。
　本発明は、原子炉容器を直径を２ｍ以下とし、その高さを１２ｍ以下とし、この原子炉容器に収納される炉心を、直径を５～１５ｍｍとしその長さを２．５ｍ以下とした燃料棒の集合体として形成しているので、原子炉の小型化が実現される。
　本発明は、原子炉容器に充填された一次冷却材を、ポンプを用いて循環するようにしているので、一次冷却材を構成する金属ナトリウムを確実に循環させることができる。
　そして、本発明は、原子炉において加熱された一次冷却材は、原子炉の外部に設置された熱交換器に供給されて超臨界二酸化炭素からなる二次冷却材と熱交換を行うようにしているので、熱交換器及びタービンを含む二次冷却材の循環系を原子炉の外部に設置することができ、発電システムの保守点検を容易に行うことができる。
　また、タービンを駆動する二次冷却材が循環する循環路は、閉ループとして構成されているので、発電システムの一層の小型化が実現でき、しかも二次冷却材の損失を抑えることができる。
　そして、二次冷却材として超臨界二酸化炭素を用いることにより、発電機を駆動するタービンを一層小型化できる。すなわち、超臨界二酸化炭素は、水等に比し十分に密度が大きいため、高能率でタービンを駆動できるためである。
　さらに、二次冷却材として超臨界二酸化炭素を用いることにより、一次冷却剤を構成する金属ナトリウムと接触しても、ナトリウムと水が反応して生ずる爆発のような事故を防止でき、システムの安全性を向上できる。
図１は、本発明に係る小型原子力発電システムの実施の形態を示す概略構成図である。 図２は、本発明に係る原子炉に用いられる燃料棒を示す側面図である。 図３は、原子炉の内部を示す断面図である。 図４は、本発明に係る小型原子力発電システムの設置例を示す概略構成図である。
　本発明に係る小型原子力発電システムは、図１に示すように、原子炉容器１に炉心２を装填した原子炉３を備える。
　本実施の形態において、原子炉容器１は、直径Ｒ1を２ｍ以下とし、高さＨ1を１２ｍ以下とする円筒状に形成される。さらに具体的には、原子炉容器１は、直径Ｒ1を１．５ｍとし、高さＨ1を３ｍとする円筒状に形成される。
　そして、原子炉容器１に装填される炉心２は、図２に示すように、ウラニウム（２３５，２３８）とプルトニウム２３９を含有する金属燃料を被覆管に封入した複数の燃料棒４を束ねた燃料集合体５によって構成されている。
　本実施の形態において用いられる金属燃料は、ジルコニウムとウラニウム（２３５，２３８）及びプルトニウム２３９との合金よりなり、直径を５～１５ｍｍとし、高さを１０ｃｍ以上の棒状に形成されている。この金属燃料は、フェライト系ステンレス鋼からなる被覆管に封入されて燃料棒４を構成する。
　ここで、金属燃料が封入される被覆管は、直径を５～１５ｍｍとしその長さを２．５ｍ以下とする細長い円筒状に形成されている。したがって、この被覆管を用いて構成された燃料棒４は、直径約９ｍｍとしその長さを約１．５ｍとする円柱状に形成されている。
　そして、被覆管に金属燃料を封入して構成された燃料棒４は、図２に示すように、約５０本が一つの束として結束バンド４ａを用いて束ねられて一つの燃料集合体５を構成する。この燃料集合体５は、約４０体が一体化されて燃料集合群７を構成する。なお、約４０体の燃料集合体５は、図３に示すように、その外周囲に配設された炉心バレル６により一体化されている。この燃料集合群７は、原子炉容器１内に装填され、炉心２を構成している。
　ここで、燃料集合群７は、長さを約１．５ｍとする燃料棒４から構成されているので、燃料棒４とほぼ同一の１．５ｍの長さとされている。そして、高さを約１．５ｍとした燃料集合群７は、図１に示すように、高さＨ1を３ｍとする原子炉容器１の底部側に装填されるので、原子炉容器１の上部側には１～１．２ｍ程度の空間部１ａが設けられる。
　なお、金属燃料は、ジルコニウムとウラニウム（２３５，２３８）及びプルトニウム２３９のいずれか一方との合金により形成したものであってもよい。
　また、金属燃料が封入されて燃料棒４を構成する被覆管は、クロム・モリブデン鋼によって筒状に形成したものであってもよい。
　そして、原子炉容器１内には、炉心２が臨界状態とされることにより発生する熱により加熱される一次冷却材８が充填されている。本実施の形態において、一次冷却材８には、金属ナトリウムが用いられる。
　さらに、原子炉容器１内には、複数の燃料集合体５が一体化された燃料集合群７の外周側には中性子反射体９が配設されている。この中性子反射体９は、燃料集合群７と一定の間隙を保持して、この燃料集合群７を取り囲むように設けられている。そして、中性子反射体９は、炉心２を構成する燃料棒４から放射される中性子を反射し、原子炉容器１内の中性子の密度を制御し、燃料棒４から放射される中性子の実効倍増係数を約１以上に維持し、炉心２を臨界状態とする。
　本発明に用いられる原子炉３は、中性子反射体９を用いて、燃料棒４から放射される中性子を炉心２側に反射して、原子炉容器１内の中性子の密度を制御し炉心２を臨界状態としているので、燃料が少量で足り、原子炉３の小型化が実現できる。
　本実施の形態において、中性子反射体９は、燃料棒４から放射される中性子を反射し得るステンレス鋼などを用いて形成されている。また、中性子反射体９は、一定間隔を隔て配置された内筒と外筒とからなる二重壁の環状体として形成され、その内部に中性子の反射機能を有する黒鉛微粒子を充填している。このようにカーボン微粒子である黒鉛微粒子９ａを内部に充填した中性子反射体９は、この中性子反射体９により囲まれた燃料棒４から放射される中性子を燃料棒４に向けて反射し、さらに、内周側の反射壁を透過する中性子を黒鉛微粒子に衝突させて反射して炉心に戻す。
　なお、黒鉛等のカーボン素材は、中性子の吸収が少なく、しかも中性子衝突断面積が比較的大きいため、反射の確率が大きい。そこで、黒鉛微粒子９ａが有する反射確率が大きいという特徴を利用して、中性子の反射材としている。
　なお、中性子反射体９は、燃料集合群７を囲んで原子炉容器内に配置されたとき、燃料集合群７の外周面と内周壁の間に１～１０ｃｍ、好ましくは１～２ｃｍ程度の間隔が生ずる大きさを有する円筒状に形成されている。
　ところで、炉心２は、燃料集合群７の周囲に中性子反射体９が存在しないとき、金属燃料から放射される中性子の密度が低下し臨界状態を持続できない。また、炉心２が臨界状態となり反応することにより、金属燃料に含まれるウラニウム２３５やプルトニウム２３９は消耗する。
　そこで、中性子反射体９を、原子炉容器１に装填された燃料棒４の長さの１／２以下の高さＨ2に形成し、燃料集合群７の上下方向に沿って移動可能に支持する。そして、中性子反射体９を、燃料棒４の金属燃料が消耗した部分から消耗していない部分に向かって徐々に移動させることにより、炉心２の臨界状態を長期間に亘って持続できる。
　本実施の形態において、中性子反射体９は、約４０ｃｍの高さＨ2に形成されている。そして、中性子反射体９は、図１に示すように、炉心２と平行に配置され、回転駆動機構１０により回転操作される駆動軸１１に支持され、この駆動軸１１が回転操作されることにより炉心２の高さ方向に沿って移動操作される。
　なお、駆動軸１１は、原子炉容器１の上部を密閉する隔壁１２を貫通して設けられている。そして、駆動軸１１は、隔壁１２の上部に設置された回転駆動機構１０に連結され、この回転駆動機構１０が駆動することにより回転され、中性子反射体９を炉心２に沿って上下に移動操作する。
　そして、本発明に係る小型原子力発電システムは、原子炉３内で加熱された一次冷却材８が供給され、この一次冷却材８と熱交換して加熱される二次冷却材が循環する主熱交換器１５を備える。この主熱交換器１５は、原子炉容器１内に充填された一次冷却材８が流通する流通路を構成する導管１６，１７を介して原子炉３に連結され、原子炉３の外部に設置されている。
　そして、原子炉容器１内で加熱された一次冷却材８は、供給側の導管１６を介して主熱交換器１５に供給される。主熱交換器１５に供給された一次冷却材８は、主熱交換器１５内を流通した後、帰還側の導管１７を介して原子炉容器１内に帰還される。すなわち、原子炉容器１に充填された一次冷却材８は、原子炉容器１から主熱交換器１５を循環する閉ループとして構成された循環路中を流通する。
　また、一次冷却材８の循環路中に、原子炉容器１内で加熱される一次冷却材８の対流を加速させるポンプ１８が設けられている。このポンプ１８は、主熱交換器１５から排出された一次冷却材８が原子炉容器１に向かって流通する流通路の途中に設けられる。このように、一次冷却材８の対流を加速させるポンプ１８を設けることにより、一次冷却材８に比較的粘性の高い金属ナトリウムを用いた場合にでも、原子炉容器１から主熱交換器１５に至る循環路中を円滑に循環させることができる。
　ところで、一次冷却材８として電気的な導体である金属ナトリウムが用いられているので、ポンプ１８には電磁式のものが用いられる。電磁ポンプ１８は、金属ナトリウムが循環路中を流通するときに、この金属ナトリウム中に電流を生じさせ、この電流と電磁ポンプ１８からの磁界との作用により、金属ナトリウムが流通する方向の力を生じさせ、流通を促進するようにしたものである。
　そして、主熱交換器１５内には、二次冷却材が循環する伝熱管１９が設けられている。二次冷却材は、主熱交換器１５内の伝熱管１９を流通するときに、主熱交換器１５内に供給される加熱された一次冷却材８と熱接触が図られて加熱される。本実施の形態において、二次冷却材として超臨界二酸化炭素が用いられている。
　本発明に係る小型原子力発電システムは、主熱交換器１５において加熱された二次冷却材である超臨界二酸化炭素により駆動されるタービン２０と、このタービン２０が駆動されることにより動作する発電機２１とを備える。
　さらに、本発明に係るシステムは、タービン２０を駆動した超臨界二酸化炭素を冷却する冷却器２２と、この冷却器２２により冷却された超臨界二酸化炭素を圧縮する圧縮機２３と、タービン２０から排出された超臨界二酸化炭素が供給されるとともに、圧縮機２３により圧縮された超臨界二酸化炭素が供給され、この圧縮機２３により圧縮された超臨界二酸化炭素をタービン２０から供給される超臨界二酸化炭素により加熱して主熱交換器１５に返還する再生熱交換器２４とを備える。
　そして、タービン２０を駆動した後、再生熱交換器２４に供給された超臨界二酸化炭素を冷却器２２に供給する循環用ポンプ２５が設けられている。
　再生熱交換器２４から冷却器２２に供給される超臨界二酸化炭素は、冷却器２２内に配設された伝熱管２６内を流通する。この伝熱管２６内を流通する超臨界二酸化炭素は、冷却水流通管２７を介して冷却器２２内に供給されて流通する冷却水（Ｈ2０）と熱的な接触が図れることにより冷却される。
　冷却器２２により冷却された超臨界二酸化炭素は、圧縮機２３に供給されて圧縮される。なお、圧縮機２３は、連結軸２８を介してタービン２０に連結され、タービン２０の駆動によって動作される。
　そして、圧縮機２３により圧縮された超臨界二酸化炭素は、再び再生熱交換器２４内に配設された伝熱管２９内に供給される。再生熱交換器２４内の伝熱管２９に供給された超臨界二酸化炭素は、再生熱交換器２４内にタービン２０から供給された温度の高い超臨界二酸化炭素と熱接触して加熱される。再生熱交換器２４により加熱された圧縮超臨界二酸化炭素は、帰還路３０を介して主熱交換器１５内の伝熱管１９に還流される。
　上述したように、主熱交換器１５により加熱される超臨界二酸化炭素は、タービン２０を駆動した後、冷却器２２から圧縮機２３、さらに再生熱交換器２４から主熱交換器１５を循環することにより、加熱、膨張、圧縮を繰り返しながらタービン２０を駆動し、発電機２１を動作させて発電を行う。
　次に、本発明に係る小型原子力発電システムの動作を、さらに具体的に説明する。この小型原子力発電システムは、運転開始前の初期状態にあるとき、中性子反射体９が原子炉容器１の上部の空間部１ａに位置されている。
　そして、運転を開始するため、回転駆動機構１０を駆動して中性子反射体９を原子炉容器１の下方側に移動し、図１に示すように、炉心２の下部側と対向させる。中性子反射体９が炉心２と対向すると、燃料集合群７を構成する燃料棒４から放射される中性子が中性子反射体９により反射され炉心２内の中性子の密度を上げ、燃料棒４から放射される中性子の実効倍増係数を約１以上とし、炉心２を臨界状態とする。
　炉心２が臨界状態となり、燃料棒４内の燃料が反応し発熱することにより、原子炉容器１に充填された一次冷却材８が加熱される。加熱された一次冷却材８は、原子炉容器１内を対流し供給側の導管１６を介して主熱交換器１５に供給される。主熱交換器１５に供給された一次冷却材は、主熱交換器１５内に配設された伝熱管１９と熱接触し、この伝熱管１９内を循環する二次冷却材を加熱する。このとき、二次冷却材を加熱した一次冷却材６は、帰還側の導管１７の途中に設けたポンプ１８により流れが促進されて主熱交換器１５から原子炉容器１内を循環される。
　本発明では、主熱交換器１５で熱交換が図られる一次冷却材８に金属ナトリウムを用いながら二次冷却材として超臨界二酸化炭素を用いているので、伝熱管１９等が損傷して高温の一次冷却材８と二次冷却材が直接接触したとしても、爆発等の危険を確実に回避することができる。
　金属ナトリウムは、６００℃程度まで加熱されてＣＯ2と接触すると化学的な反応を生ずるが、化学的な反応を生じた場合であっても、下記の反応式に示すように、個体としての炭酸ナトリウムと炭素を生成するのみで、水と反応したような場合に生ずる爆発等の事故を発生させることもない。
　　　　　　　４Ｎａ＋３ＣＯ2　→　２ＮａＣＯ3＋Ｃ
　ところで、原子炉３の炉心２は、臨界状態になったとき、６００℃～８００℃になり、原子炉容器１内の一次冷却材８を加熱する。そして、炉心２の発熱により５００℃～７５０℃程度に加熱された一次冷却材８は、ポンプ１８により循環されながら主熱交換器１５に供給され、この主熱交換器１５内に配設された伝熱管１９を流通する超臨界二酸化炭素との熱交換を行い、超臨界二酸化炭素を４５０℃～７００℃程度に加熱する。
　なお、主熱交換器１５内を流通する超臨界二酸化炭素は、圧縮機２３により１２～２０ＭＰａに圧縮されている。
　そして、主熱交換器１５により加熱された超臨界二酸化炭素は、常温の大気圧の雰囲気中に設置されたタービン２０内に噴射されると、急峻に減圧、冷却しながら体積を膨張させつつタービン２０内を流通し、タービン２０を回転させる。タービン２０が回転されることにより発電機２１が駆動されて発電を行う。
　ところで、１２～２０ＭＰａで、４５０℃～７００℃に加熱された超臨界二酸化炭素は、大気雰囲気中に設置されたタービン２０内に噴射されたとき、８．０～１０ＭＰａ程度に減圧されながら３５０℃～５００℃程度に冷却する。その結果、超臨界二酸化炭素は、約２．５倍に体積を膨張しながらタービン２０を駆動した後、このタービン２０から排出される。
　このように、タービン２０を駆動する超臨界二酸化炭素は、タービン２０の入り口側と出口側での膨張比が約２．５倍程度であるので、二次冷却材として水を用いた場合のように超臨界二酸化炭素の出口を大きくする必要もなくタービン２０自体の小型化を実現できる。
　そして、タービン２０内に噴出し、タービン２０を駆動し、減圧、冷却された超臨界二酸化炭素は、再生熱交換器２４内に供給され、この再生熱交換器２４を介して冷却器２２に供給される。なお、超臨界二酸化炭素の再生熱交換器２４から冷却器２２への供給は、循環用ポンプ２５によって行われる。
　冷却器２２に供給された超臨界二酸化炭素は、冷却器２２内の伝熱管２６内を流通しながら冷却器２２内を流通する冷却水と熱交換して臨界点近傍まで冷却される。ここで、冷却器２２に供給される超臨界二酸化炭素は、８．５～１０ＭＰａの圧力を維持している。そして、冷却器２２は、圧力を８．５～１０ＭＰａとする超臨界二酸化炭素を臨界点近傍の３５℃程度まで冷却する。
　冷却器２２で臨界点近傍まで冷却された超臨界二酸化炭素は、圧縮機２３に供給され、１２～２０ＭＰａまで圧縮される。
　ところで、臨界点近傍にある超臨界二酸化炭素は、臨界点以下の圧力又は温度にある二酸化炭素に比し、同じ圧縮比を達成する際に必要とされる仕事量を大幅に低減できるので、この超臨界二酸化炭素を圧縮する圧縮機２３の仕事量を低減できる。本発明において、圧縮機２３は、発電機２１を駆動するタービン２０により駆動されているので、発電機２１を駆動するために用いるエネルギーを相対的に増加できる。その結果、タービン２０の発電機２１を駆動するエネルギーの割合を大きくして発電効率を向上できる。
　また、圧縮機２３により圧縮された超臨界二酸化炭素は、再生熱交換器２４内の伝熱管２９に供給され、タービン２０から噴射して再生熱交換器２４内に供給される３５０℃～５００℃程度の温度を有する超臨界二酸化炭素と熱交換され、２５０℃～３５０℃程度に予備加熱される。この予備加熱された超臨界二酸化炭素は、再び主熱交換器１５に帰還され、原子炉３で加熱された一次冷却材である金属ナトリウムと熱交換して加熱される。
　このように、本発明に係る小型原子力発電システムは、タービン２０の駆動に用いられた超臨界二酸化炭素を、冷却、圧縮し、さらに予備加熱し、再度加熱してタービン２０の駆動をして発電機２１を動作させるようにしているので、高能率の発電システムを構築できる。
　さらに、発電システムを駆動する原子炉は、直径を２ｍ以下とし、その高さを１２ｍ以下とする原子炉容器を用いて構成されているので、小型の装置として構成できる。したがって、この原子炉を含む原子力発電システムの小型化を実現できる。
　なお、本実施の形態では、超臨界二酸化炭素が主熱交換器１５からタービン２０に流通する流通路の途中、及びタービン２０から再生熱交換器２４に流通する流通路の途中には、原子炉３を含む原子炉システムから、超臨界二酸化炭素により駆動されるタービン２０を隔離する隔離弁３１，３２が設けられている。これら隔離弁３１，３２を設けることにより、超臨界二酸化炭素の原子炉システム側への流通を遮断し、タービン２０を原子炉３から隔離することができるので、タービン２０を含む発電システムの保守点検を安全に且つ容易に行うことができる。
　また、本発明は、発電システムに接続された負荷の電力消費量の変動に追従して、原子炉３の燃料の反応度を自動的に制御しながら運転を行う負荷追従型運転を行う原子力発電システムに適用して有用となる。
　本発明では、原子炉の一次冷却材として金属ナトリウムを用いている。金属ナトリウムは、発電システムに接続された負荷の電力消費量の増加に追従して発電出力を大きくするように燃料の反応度が上がると温度を上げながら密度を下げる。そして、燃料の反応により発生する中性子数の漏洩度が向上して、自動的に燃料の反応度が低下する。逆に、発電システムの発電出力が低下すると、金属ナトリウムは、温度を下げながら密度を上げ、燃料の反応により発生する中性子数の漏洩度を低下させ、自動的に燃料の反応度が向上する。このように、一次冷却材として金属ナトリウムを用いることにより、発電システムに接続された負荷の電力消費量の変動に追従して核燃料の反応度を自動的に制御することが可能となるので、制御棒を使用せずに、負荷追従型運転を行う原子力発電システムに適用することができる。
　また、本発明に係る小型原子力発電システムは、原子炉３及び主熱交換器１５と、原子炉３の運転を制御する機構を含む原子炉周辺システムＡと、主熱交換器１５で熱交換されて加熱された超臨界二酸化炭素により駆動されるタービン２０と、このタービン２０により動作される発電機２１を含む発電システムＢは、超臨界二酸化炭素が流通する導管を介して関連されているのみであるので、互いに分離独立したシステムとして設置できる。
　そこで、図４に示すように、原子炉周辺システムＡを、例えば地下のコンクリート製の建屋３２に設置し、発電システムＢを地上の建屋３３に設置する。このように、原子炉周辺システムＡと発電システムＢを分離して設置することにより、放射線被曝量を低減し安全を保証して、タービン２０を含む発電システムＢの保守点検を可能にする。
　１　原子炉容器、２　炉心、３　原子炉、８　一次冷却材、９　中性子反射体、１０　回転駆動機構、１１　駆動軸、１５　主熱交換器、１６，１７　導管、２０　タービン、２１　発電機、２２　冷却器、２３　圧縮機、２４　再生熱交換器、２５　循環用ポンプ

Claims (7)

  1. 　ウラニウム（２３５，２３８）及びプルトニウム２３９のいずれか一方又は双方を含有する金属性燃料を被覆管に封入した複数の燃料棒からなる炉心と、前記炉心を収納した原子炉容器と、前記原子炉容器内に充填され、前記炉心によって加熱される金属ナトリウムからなる一次冷却材と、前記炉心の周囲を囲んで設置され、前記炉心から放射される中性子の実効倍増係数を約１以上に維持して前記炉心を臨界状態とする中性子反射体とを備えた原子炉と、
    　前記原子炉の外部に設置され、前記原子炉によって加熱された前記一次冷却材が導管を介して供給されるとともに、前記一次冷却材と熱交換されて加熱される超臨界二酸化炭素からなる二次冷却材が循環する主熱交換器と、
    　前記主熱交換器によって加熱された前記二次冷却材によって駆動されるタービンと、
    　前記タービンの駆動によって動作する発電機とを
    備えることを特徴とする小型原子力発電システム。
  2. 　前記炉心の周囲を囲んで設置される中性子反射体は、前記炉心の高さ寸法より小さい高さに形成され、移動機構により前記炉心の下方側から上方側に向かって移動されることを特徴とする請求項１記載の小型原子力発電システム。
  3. 　前記炉心は、ジルコニウムとウラニウム（２３５，２３８）及びプルトニウム２３９とからなる合金又はジルコニウムとウラニウム（２３５，２３８）及びプルトニウム２３９のいずれか一方とからなる合金からなる金属燃料をフェライト系ステンレス鋼又はクロム・モリブデン鋼からなる被覆管に封入した複数の燃料棒を備えることを特徴とする請求項１記載の小型原子力発電システム
  4. 　前記原子炉容器は、直径を２ｍ以下とし高さを１２ｍ以下とする円筒状に形成され、前記原子炉容器に収納される炉心は、直径を５～１５ｍｍとしその長さを２．５ｍ以下に形成された複数の燃料棒からなることを特徴とする請求項１～３のいずれか１に記載の小型原子力発電システム。
  5. 　前記原子炉容器に充填された前記一次冷却材を、前記原子炉容器から前記主熱交換器へ循環させるポンプを更に備えることを特徴とする請求項1～４のいずれか１に記載の小型原子力発電システム。
  6. 　前記タービンを駆動して当該タービンから排出された前記二次冷却材を冷却する冷却器と、
    　前記冷却器により冷却された前記二次冷却材を圧縮する圧縮機と、
    　前記タービンから排出された二次冷却材が供給されるとともに、前記圧縮機により圧縮された前記二次冷却材が供給され、前記圧縮機により圧縮された二次冷却材を前記タービンから供給される二次冷却材により加熱して前記主熱交換器に返還する再生熱交換器とを備えることを特徴とする請求項１～５のいずれか１に記載の小型原子力発電システム。
  7. 　前記圧縮機は、前記タービンによって駆動されることを特徴とする請求項６記載の小型原子力発電システム。
PCT/JP2012/008124 2011-12-20 2012-12-19 小型原子力発電システム WO2013094196A1 (ja)

Priority Applications (6)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US14/367,721 US9613723B2 (en) 2011-12-20 2012-12-19 Compact nuclear power generation system
EP12860787.6A EP2800099B1 (en) 2011-12-20 2012-12-19 Compact nuclear power generation system
KR1020147016619A KR102121078B1 (ko) 2011-12-20 2012-12-19 소형 원자력 발전 시스템
CA2860823A CA2860823A1 (en) 2011-12-20 2012-12-19 Compact nuclear power generation system
AU2012355256A AU2012355256A1 (en) 2011-12-20 2012-12-19 Compact nuclear power generation system
CN201280070215.XA CN104126206B (zh) 2011-12-20 2012-12-19 小型核能发电系统

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP2011-278363 2011-12-20
JP2011278363 2011-12-20

Publications (1)

Publication Number Publication Date
WO2013094196A1 true WO2013094196A1 (ja) 2013-06-27

Family

ID=48668114

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
PCT/JP2012/008124 WO2013094196A1 (ja) 2011-12-20 2012-12-19 小型原子力発電システム

Country Status (8)

Country Link
US (1) US9613723B2 (ja)
EP (1) EP2800099B1 (ja)
JP (2) JPWO2013094196A1 (ja)
KR (1) KR102121078B1 (ja)
CN (1) CN104126206B (ja)
AU (1) AU2012355256A1 (ja)
CA (1) CA2860823A1 (ja)
WO (1) WO2013094196A1 (ja)

Cited By (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2015145820A1 (ja) * 2014-03-25 2015-10-01 株式会社 シー・アール・ワイ 原子炉
JP5967790B1 (ja) * 2015-04-02 2016-08-10 株式会社クリア 熱膨張現象による反射体の熱変形を利用した負荷追随型小型原子力発電システム
WO2016136898A1 (ja) * 2015-02-25 2016-09-01 株式会社シー・アール・ワイ 原子炉
WO2016157961A1 (ja) * 2015-04-02 2016-10-06 株式会社クリア 熱膨張現象による反射体の熱変形を利用した負荷追随型小型原子力発電システム
WO2017104708A1 (ja) 2015-12-15 2017-06-22 株式会社クリア 放射能消滅用原子炉システム
WO2017188274A1 (ja) * 2016-04-26 2017-11-02 株式会社クリア 液体金属一次冷却材を用いた負荷追随型制御小型原子炉システム
CN109441582A (zh) * 2019-01-11 2019-03-08 哈尔滨电气股份有限公司 小型钠堆的再压缩循环紧凑式超临界二氧化碳循环供能系统
CN109616229A (zh) * 2019-01-11 2019-04-12 哈尔滨电气股份有限公司 用于钠冷快堆的梯级供热超临界二氧化碳循环热电联供系统

Families Citing this family (13)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US9067785B2 (en) * 2013-10-01 2015-06-30 L'Air Liquide Société Anonyme Pour L'Étude Et L'Exploitation Des Procedes Georges Claude Integration of a closed loop supercritical carbon dioxide power cycle in a steam methane reformer
US20150089949A1 (en) * 2013-10-01 2015-04-02 L'air Liquide, Societe Anonyme Pour L'etude Et L'exploitation Des Procedes Georges Claude Closed loop supercritical carbon dioxide power cycle
KR101629657B1 (ko) * 2015-02-06 2016-06-13 한국과학기술원 초소형 발전 모듈
KR101588827B1 (ko) 2015-02-06 2016-01-27 최일호 소형 원자력 발전소
CN105261404A (zh) * 2015-11-19 2016-01-20 中国核动力研究设计院 采用超临界二氧化碳工质的钠冷快堆发电系统
CN106677849A (zh) * 2016-12-29 2017-05-17 中科瑞华原子能源技术有限公司 采用超临界co2工质液态重金属冷却反应堆发电装置
KR101988265B1 (ko) * 2017-05-24 2019-06-12 한국원자력연구원 원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템
CN109427421A (zh) * 2017-08-27 2019-03-05 南京乐朋电子科技有限公司 一种小型核能发电装置
RU2674268C1 (ru) * 2017-09-12 2018-12-06 Федеральное государственное образовательное учреждение высшего образования "Национальный исследовательский ядерный университет "МИФИ" (НИЯУ МИФИ) Способ контроля периода, мощности и реактивности ядерного реактора и устройство для его осуществления
US11424046B2 (en) * 2018-12-05 2022-08-23 Westinghouse Electric Company Llc Electronic enclosure with neutron shield for nuclear in-core applications
CN110534210B (zh) * 2019-08-31 2021-11-19 华南理工大学 一种可长途运输的气冷小堆及其安全控制方法
CN112865606B (zh) * 2020-12-08 2022-07-22 上海核工程研究设计院有限公司 一种碱金属反应堆电源
KR102632044B1 (ko) * 2022-03-02 2024-01-31 한국수력원자력 주식회사 소형 연료집합체를 포함하는 소형모듈원전

Citations (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH0651082A (ja) * 1992-07-30 1994-02-25 Toshiba Corp 反射体制御方式の原子炉
WO2003007310A1 (fr) 2001-07-10 2003-01-23 Central Research Institute Of Electric Power Industry Reacteur nucleaire
JP2005049135A (ja) * 2003-07-30 2005-02-24 Toshiba Corp 液体金属冷却型原子力プラント
JP2007107907A (ja) * 2005-10-11 2007-04-26 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 高温ガス炉システム及び中間熱交換システム
JP2008191069A (ja) * 2007-02-07 2008-08-21 Toshiba Corp 反射体制御方式高速炉の中性子検出器設置方法及び運転方法、並びに反射体制御方式高速炉
JP2008292161A (ja) * 2007-05-22 2008-12-04 Japan Atomic Energy Agency 核熱利用コンパクト型コジェネレーション装置
US20100303193A1 (en) * 2009-06-01 2010-12-02 Advanced Reactor Concepts LLC Particulate metal fuels used in power generation, recycling systems, and small modular reactors

Family Cites Families (14)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CH488103A (de) * 1968-04-24 1970-03-31 Siemens Ag Gasturbinenkraftwerk zur Ausnutzung der durch Kernspaltung bzw. Verbrennung fossiler Brennstoffe erzeugten Wärme
US4971753A (en) * 1989-06-23 1990-11-20 General Electric Company Nuclear fuel element, and method of forming same
JPH03282396A (ja) * 1990-03-30 1991-12-12 Toshiba Corp 原子炉の出力調整装置
FR2665290B1 (fr) * 1990-07-24 1994-06-10 Toshiba Kk Reacteur rapide.
JP2835161B2 (ja) * 1990-07-24 1998-12-14 株式会社東芝 高速増殖炉
US5420897A (en) * 1992-07-30 1995-05-30 Kabushiki Kaisha Toshiba Fast reactor having reflector control system
JPH0815473A (ja) * 1994-07-05 1996-01-19 Toshiba Corp 高速炉の反射体駆動装置
JP3530939B2 (ja) * 2001-08-09 2004-05-24 東京工業大学長 原子炉プラント
JP4825478B2 (ja) * 2005-09-21 2011-11-30 株式会社東芝 高速炉
US7685820B2 (en) * 2006-12-08 2010-03-30 United Technologies Corporation Supercritical CO2 turbine for use in solar power plants
JP4825763B2 (ja) * 2007-09-21 2011-11-30 株式会社東芝 反射体制御方式の高速炉
CN101656119A (zh) * 2008-08-18 2010-02-24 河南省长葛市新能源研究所 Co2工质联产重水堆核能低温发电装置
RU2713473C2 (ru) * 2010-02-22 2020-02-05 Эдвансд Риэктор Консептс Ллк Система ядерного реактора и способ получения ядерной энергии
US20130083878A1 (en) * 2011-10-03 2013-04-04 Mark Massie Nuclear reactors and related methods and apparatus

Patent Citations (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH0651082A (ja) * 1992-07-30 1994-02-25 Toshiba Corp 反射体制御方式の原子炉
WO2003007310A1 (fr) 2001-07-10 2003-01-23 Central Research Institute Of Electric Power Industry Reacteur nucleaire
JP2005049135A (ja) * 2003-07-30 2005-02-24 Toshiba Corp 液体金属冷却型原子力プラント
JP2007107907A (ja) * 2005-10-11 2007-04-26 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 高温ガス炉システム及び中間熱交換システム
JP2008191069A (ja) * 2007-02-07 2008-08-21 Toshiba Corp 反射体制御方式高速炉の中性子検出器設置方法及び運転方法、並びに反射体制御方式高速炉
JP2008292161A (ja) * 2007-05-22 2008-12-04 Japan Atomic Energy Agency 核熱利用コンパクト型コジェネレーション装置
US20100303193A1 (en) * 2009-06-01 2010-12-02 Advanced Reactor Concepts LLC Particulate metal fuels used in power generation, recycling systems, and small modular reactors

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
See also references of EP2800099A4

Cited By (17)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2015184145A (ja) * 2014-03-25 2015-10-22 株式会社 シー・アール・ワイ 原子炉
WO2015145820A1 (ja) * 2014-03-25 2015-10-01 株式会社 シー・アール・ワイ 原子炉
WO2016136898A1 (ja) * 2015-02-25 2016-09-01 株式会社シー・アール・ワイ 原子炉
KR101930615B1 (ko) 2015-04-02 2018-12-18 가부시키가이샤 쿠리아 열 팽창 현상에 의한 반사체의 열 변형을 이용한 부하 추종형 소형 원자력 발전 시스템
JP5967790B1 (ja) * 2015-04-02 2016-08-10 株式会社クリア 熱膨張現象による反射体の熱変形を利用した負荷追随型小型原子力発電システム
US10522259B2 (en) 2015-04-02 2019-12-31 Clear Inc. Nuclear power generation system utilizing thermal expansion in metallic members to move a neutron reflector
RU2696594C2 (ru) * 2015-04-02 2019-08-05 Клир Инк. Малогабаритная система производства ядерной энергии с режимом следования за нагрузкой с использованием тепловой деформации отражателя, вызванной явлением теплового расширения
WO2016157961A1 (ja) * 2015-04-02 2016-10-06 株式会社クリア 熱膨張現象による反射体の熱変形を利用した負荷追随型小型原子力発電システム
JPWO2017104708A1 (ja) * 2015-12-15 2018-08-02 株式会社クリア 放射能消滅用原子炉システム
US10395787B2 (en) 2015-12-15 2019-08-27 Clear Inc. Nuclear reactor system for extinguishing radioactivity
WO2017104708A1 (ja) 2015-12-15 2017-06-22 株式会社クリア 放射能消滅用原子炉システム
EP3806110A1 (en) 2015-12-15 2021-04-14 Clear Inc. Nuclear reactor system for extinguishing radioactivity
WO2017188274A1 (ja) * 2016-04-26 2017-11-02 株式会社クリア 液体金属一次冷却材を用いた負荷追随型制御小型原子炉システム
US10991468B2 (en) 2016-04-26 2021-04-27 Clear Inc. Load-following nuclear reactor system using thermal expansion-based neutron reflector movement and fuel assembly interval adjustment mechanisms and liquid metal primary coolant
CN109441582A (zh) * 2019-01-11 2019-03-08 哈尔滨电气股份有限公司 小型钠堆的再压缩循环紧凑式超临界二氧化碳循环供能系统
CN109616229A (zh) * 2019-01-11 2019-04-12 哈尔滨电气股份有限公司 用于钠冷快堆的梯级供热超临界二氧化碳循环热电联供系统
CN109441582B (zh) * 2019-01-11 2023-09-22 哈尔滨电气股份有限公司 小型钠堆的再压缩循环紧凑式超临界二氧化碳循环供能系统

Also Published As

Publication number Publication date
US9613723B2 (en) 2017-04-04
EP2800099A1 (en) 2014-11-05
JPWO2013094196A1 (ja) 2015-04-27
EP2800099B1 (en) 2016-07-27
AU2012355256A1 (en) 2014-07-24
US20150049850A1 (en) 2015-02-19
EP2800099A4 (en) 2015-10-28
KR20140103273A (ko) 2014-08-26
KR102121078B1 (ko) 2020-06-09
CN104126206A (zh) 2014-10-29
CN104126206B (zh) 2017-05-10
CA2860823A1 (en) 2013-06-27
JP2017044703A (ja) 2017-03-02

Similar Documents

Publication Publication Date Title
WO2013094196A1 (ja) 小型原子力発電システム
KR101930615B1 (ko) 열 팽창 현상에 의한 반사체의 열 변형을 이용한 부하 추종형 소형 원자력 발전 시스템
US20220115156A1 (en) Transportable sub-critical modules for power generation and related methods
CN109147966A (zh) 一种基于铀氢钇燃料和动态热电转换的热管冷却式核反应堆电源系统
KR102037933B1 (ko) 원자로 냉각 및 발전 시스템
US20160329113A1 (en) SLIMM-Scalable Liquid Metal Cooled Small Modular Reactor
KR101988265B1 (ko) 원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템
CA2884893A1 (en) Modular transportable nuclear generator
US11302452B2 (en) Nuclear reactor cooling arrangement having a stirling engine
CN110491533A (zh) 一种双层冷却堆芯发电系统
JPH08338892A (ja) ヘリウム冷却高温ガス炉
KR101922967B1 (ko) 모듈 원전
CN209216594U (zh) 基于铀氢钇燃料和动态热电转换的热管冷却式反应堆电源
JP2010066191A (ja) 中間熱交換器及び高速増殖炉プラント
JP2018513985A (ja) 可搬型亜臨界モジュールによる発電及び関連方法
JP5838511B2 (ja) 原子炉
KR102036271B1 (ko) 중성자-붕소 핵반응을 이용한 발전 시스템
JP5967790B1 (ja) 熱膨張現象による反射体の熱変形を利用した負荷追随型小型原子力発電システム
JP2015072223A (ja) 原子炉
Poette et al. Gas Cooled Fast Reactors: recent advances and prospects
Kim et al. System Design of a Supercritical CO_2 cooled Micro Modular Reactor
JP2016011965A (ja) 原子炉
CN115691852A (zh) 百千瓦级超临界二氧化碳布雷顿循环直接冷却空间堆系统
KR20170072974A (ko) 원반통공휠 터빈 펌프구동 자연순환 원자로 냉각장치

Legal Events

Date Code Title Description
121 Ep: the epo has been informed by wipo that ep was designated in this application

Ref document number: 12860787

Country of ref document: EP

Kind code of ref document: A1

ENP Entry into the national phase

Ref document number: 2013550118

Country of ref document: JP

Kind code of ref document: A

ENP Entry into the national phase

Ref document number: 20147016619

Country of ref document: KR

Kind code of ref document: A

NENP Non-entry into the national phase

Ref country code: DE

ENP Entry into the national phase

Ref document number: 2860823

Country of ref document: CA

REEP Request for entry into the european phase

Ref document number: 2012860787

Country of ref document: EP

WWE Wipo information: entry into national phase

Ref document number: 2012860787

Country of ref document: EP

ENP Entry into the national phase

Ref document number: 2012355256

Country of ref document: AU

Date of ref document: 20121219

Kind code of ref document: A

WWE Wipo information: entry into national phase

Ref document number: 14367721

Country of ref document: US