WO2014141853A1 - 貯蔵核燃料の冷却システム - Google Patents

貯蔵核燃料の冷却システム Download PDF

Info

Publication number
WO2014141853A1
WO2014141853A1 PCT/JP2014/054117 JP2014054117W WO2014141853A1 WO 2014141853 A1 WO2014141853 A1 WO 2014141853A1 JP 2014054117 W JP2014054117 W JP 2014054117W WO 2014141853 A1 WO2014141853 A1 WO 2014141853A1
Authority
WO
WIPO (PCT)
Prior art keywords
nuclear fuel
pool
density
cooling liquid
heat
Prior art date
Application number
PCT/JP2014/054117
Other languages
English (en)
French (fr)
Inventor
望月　正孝
シン ランディープ
将宗 松田
Original Assignee
株式会社フジクラ
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 株式会社フジクラ filed Critical 株式会社フジクラ
Priority to EP14764284.7A priority Critical patent/EP2975613B1/en
Priority to JP2014510592A priority patent/JP5608835B1/ja
Priority to US14/773,470 priority patent/US20160019990A1/en
Publication of WO2014141853A1 publication Critical patent/WO2014141853A1/ja

Links

Images

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/32—Apparatus for removing radioactive objects or materials from the reactor discharge area, e.g. to a storage place; Apparatus for handling radioactive objects or materials within a storage place or removing them therefrom
    • F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F28—HEAT EXCHANGE IN GENERAL
    • F28D—HEAT-EXCHANGE APPARATUS, NOT PROVIDED FOR IN ANOTHER SUBCLASS, IN WHICH THE HEAT-EXCHANGE MEDIA DO NOT COME INTO DIRECT CONTACT
    • F28D15/00—Heat-exchange apparatus with the intermediate heat-transfer medium in closed tubes passing into or through the conduit walls ; Heat-exchange apparatus employing intermediate heat-transfer medium or bodies
    • F28D15/02—Heat-exchange apparatus with the intermediate heat-transfer medium in closed tubes passing into or through the conduit walls ; Heat-exchange apparatus employing intermediate heat-transfer medium or bodies in which the medium condenses and evaporates, e.g. heat pipes
    • F28D15/0275—Arrangements for coupling heat-pipes together or with other structures, e.g. with base blocks; Heat pipe cores
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/02—Details of handling arrangements
    • G21C19/06—Magazines for holding fuel elements or control elements
    • G21C19/07—Storage racks; Storage pools
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/02—Details of handling arrangements
    • G21C19/08—Means for heating fuel elements before introduction into the core; Means for heating or cooling fuel elements after removal from the core
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F5/00—Transportable or portable shielded containers
    • G21F5/06—Details of, or accessories to, the containers
    • G21F5/10—Heat-removal systems, e.g. using circulating fluid or cooling fins
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
    • G21F9/28—Treating solids
    • G21F9/34—Disposal of solid waste
    • G21F9/36—Disposal of solid waste by packaging; by baling
    • F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F28—HEAT EXCHANGE IN GENERAL
    • F28D—HEAT-EXCHANGE APPARATUS, NOT PROVIDED FOR IN ANOTHER SUBCLASS, IN WHICH THE HEAT-EXCHANGE MEDIA DO NOT COME INTO DIRECT CONTACT
    • F28D15/00—Heat-exchange apparatus with the intermediate heat-transfer medium in closed tubes passing into or through the conduit walls ; Heat-exchange apparatus employing intermediate heat-transfer medium or bodies
    • F28D15/02—Heat-exchange apparatus with the intermediate heat-transfer medium in closed tubes passing into or through the conduit walls ; Heat-exchange apparatus employing intermediate heat-transfer medium or bodies in which the medium condenses and evaporates, e.g. heat pipes
    • F28D2015/0216—Heat-exchange apparatus with the intermediate heat-transfer medium in closed tubes passing into or through the conduit walls ; Heat-exchange apparatus employing intermediate heat-transfer medium or bodies in which the medium condenses and evaporates, e.g. heat pipes having particular orientation, e.g. slanted, or being orientation-independent
    • 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 system for cooling nuclear fuel by dissipating decay heat of nuclear fuel stored in a cooling pool to the atmosphere.
  • the apparatus is configured to hold a main body in which spent nuclear fuel is immersed in cooling water and housed in a structure floating on the sea surface, and to cool the outer wall surface of the main body with seawater.
  • the main body is vertically divided into two by a partition wall.
  • a carry-in chamber for spent nuclear fuel is formed in the upper partition, and a pool for storing cooling water is formed in the lower partition.
  • the spent nuclear fuel is stored in a storage pipe, the upper end of the storage pipe is fixed to the partition wall, and the lower end is immersed in the cooling water in the pool.
  • the cooling water heated by the heat of the spent nuclear fuel is cooled by indirect heat exchange with seawater. Therefore, according to the invention described in JP-A-11-183695, the spent nuclear fuel can be stored while being cooled at sea.
  • Japanese Patent Application Laid-Open No. 2007-256230 describes an apparatus configured to use heat generated by spent nuclear fuel for power generation.
  • the apparatus is configured to melt spent nuclear fuel contained in a nuclear fuel container by decay heat, evaporate cooling water supplied so as to surround the nuclear fuel container by decay heat, and drive the turbine with the steam. ing.
  • it is comprised so that the heat inside a nuclear fuel container may be transmitted to cooling water vapor
  • the apparatus comprised so that a solar heat may be stored with the water in a pool
  • the example is described in international publication 2002/073099.
  • the pool described in International Publication No. 2002/073099 is called a solar pond, and an upper layer having a low salinity concentration is formed on the water surface side of the pool, and a lower layer having a high salinity concentration is formed on the bottom side. It is configured to store solar heat.
  • the cooling water used for cooling the nuclear fuel moves up the pool because its density decreases as its temperature increases and its volume increases.
  • the cooling water having a low temperature moves to the bottom side of the pool because of its small volume and high density. Therefore, in the apparatus described in Japanese Patent Application Laid-Open No. 11-183695, Japanese Patent Application Laid-Open No. 54-156998, or Japanese Patent Application Laid-Open No. 2012-230079, the temperature on the water surface side of the cooling water is lower than that due to convection. It tends to be higher, which promotes evaporation on the surface of the water, lowers the pool level and exposes stored nuclear fuel to the atmosphere.
  • the spent nuclear fuel is not submerged in the bottom of the pool, so that compared with the case where it is submerged in the bottom of the pool, the surrounding cooling water and The temperature difference is small. Therefore, the cooling efficiency of the spent nuclear fuel by cooling water will fall.
  • the device described in Japanese Patent Application Laid-Open No. 2007-256230 is a device configured not to store spent nuclear fuel but to continue a nuclear reaction, and stores nuclear fuel in preparation for transportation or disposal. It cannot be applied to a device for doing this.
  • the solar pond described in International Publication No. 2002/073099 is a device for storing heat, it cannot be immediately applied to cooling spent nuclear fuel that inevitably generates heat.
  • the present invention has been made paying attention to the above technical problem, and provides a cooling system that can effectively cool nuclear fuel stored in a pool and can suppress a drop in the coolant level of the pool due to evaporation. It is the purpose.
  • the present invention provides a storage nuclear fuel cooling system for cooling nuclear fuel stored in a pool at the bottom of the cooling liquid in the pool.
  • the upper layer formed on the liquid surface side by the above, the lower layer formed on the bottom side of the pool by the cooling liquid having a density higher than that of the upper layer cooling liquid, and the density of the upper layer cooling liquid and the lower layer cooling An intermediate layer formed between the upper layer and the lower layer by the cooling liquid having an intermediate density to the liquid density, and a lower end portion of a heat pipe that performs heat transport as latent heat of the working fluid
  • the heat pipe is disposed at a location where heat is transferred to and from the coolant, and an upper end portion of the heat pipe is exposed to the atmosphere, and the nuclear fuel is immersed in the lower layer.
  • the heat generated from the nuclear fuel is cooled by being deprived of heat by the high-density coolant that forms the lower layer. Further, the high-density coolant transmits heat to the lower end portion of the heat pipe, and the temperature rise is suppressed.
  • the heat pipe evaporates as the temperature at the lower end increases, and the steam flows to the upper end exposed to the atmosphere and dissipates heat at the upper end cooled by the atmosphere. Condensed. That is, since the heat of the cooling liquid in the lower layer is released into the atmosphere by the heat pipe, the nuclear fuel is cooled. Since the lower-layer coolant is heated by the nuclear fuel and the temperature rises, convection of the coolant occurs.
  • the convection of the lower layer cooling liquid remains in the lower layer. That is, the convection in the pool is double diffusion convection.
  • the heat generated from the nuclear fuel is concentrated in the lower layer, and the heat is dissipated from the lower layer to the atmosphere by the heat pipe, so that the nuclear fuel can be efficiently cooled.
  • the heat of the coolant is transported by heat pipes to dissipate it into the atmosphere, so even if the power supply is cut off, the temperature rise of the coolant due to the heat generated by the nuclear fuel is suppressed, Nuclear fuel can be continuously cooled sufficiently.
  • the lower layer cooling liquid is salt water in which salt is dissolved in water and has a high salt concentration
  • the intermediate layer cooling liquid is salt in water and has a salt concentration lower than that of the lower layer salt water
  • the upper layer coolant may be salt water in which the salt is dissolved in water and the salt concentration is lower than the salt water in the intermediate layer or water containing no salt.
  • the upper layer, the intermediate layer, and the lower layer can be easily formed in a pool for storing nuclear fuel.
  • the coolant in the lower layer may be a coolant whose density in a state where the temperature is increased by heat generated by the nuclear fuel is larger than the density of the coolant in the lower layer.
  • the above-described upper layer, intermediate layer, and lower layer can be stably formed.
  • one end of the heat pipe may be disposed inside the pool while being immersed in the lower layer in the pool.
  • one end of the heat pipe may be embedded in a housing constituting the pool.
  • Such a configuration is advantageous in terms of improving the durability of the heat pipe because the heat pipe does not come into contact with the coolant and the radiation exposure is reduced.
  • FIG. 1 shows an example of a storage nuclear fuel cooling system according to the present invention, in which a pool 2 is provided inside a storage unit 1.
  • the storage unit 1 is a closed structure or a closed room that is normally closed and shut off from the outside.
  • the pool 2 has a housing 2a made of concrete, for example, and stores an amount of coolant 4 that can sufficiently immerse the whole nuclear fuel 3 contained in a rack (not shown).
  • the nuclear fuel 3 may be used or may be before use, and the pool 2 is configured to store the nuclear fuel 3 by sinking it to the bottom.
  • FIG. 1 shows an example of a storage nuclear fuel cooling system according to the present invention, in which a pool 2 is provided inside a storage unit 1.
  • the storage unit 1 is a closed structure or a closed room that is normally closed and shut off from the outside.
  • the pool 2 has a housing 2a made of concrete, for example, and stores an amount of coolant 4 that can sufficiently immerse the whole nuclear fuel 3 contained in a rack (not shown).
  • one end (lower end) 5 a of the heat pipe 5 is disposed around the nuclear fuel 3 (and hence the bottom of the pool 2), and the other end (upper end) 5 b is outside the storage unit 1. (Ie in the atmosphere).
  • a number of fins 6 are attached to the other end 5b in order to increase the heat radiation area. Therefore, in the example shown in FIG. 1, the heat of the nuclear fuel 3 is configured to be dissipated into the atmosphere via the heat pipe 5.
  • the basic structure of the heat pipe 5 is as conventionally known. To briefly explain the structure, the heat pipe 5 is disposed in a container deaerated from a non-condensable gas such as air. A working fluid that evaporates and condenses in a temperature range is enclosed.
  • the container is basically an airtight hollow container, for example, a pipe is used. Since it is necessary to transfer heat between the inside and the outside of the container, the container is preferably made of a material having thermal conductivity, and for example, a copper tube or a stainless tube is preferably used. In addition, you may provide the wick and groove
  • the working fluid is a fluid that heats and evaporates, and dissipates heat and condenses, thereby transporting heat in the form of latent heat.
  • water, alcohol, or chlorofluorocarbon is used. Therefore, in the heat pipe 5 having the above-described configuration, when heat is applied to a part of the container and the other part is cooled, the working fluid is heated and evaporated, and the steam is directed toward a place where the temperature and pressure are low. It flows and then dissipates heat and condenses.
  • one end portion 5a of the heat pipe 5 is an evaporation portion where the working fluid evaporates
  • the other end portion 5b is a condensation portion where the working fluid vapor dissipates heat and condenses.
  • salt water adjusted to a predetermined concentration is used as the coolant 4.
  • a high-density salt water layer is formed on the bottom side, that is, the lower layer of the pool 2, and a low-density salt water (or salt-free water) layer is formed on the liquid surface as side, that is, the upper layer.
  • the former is referred to as a lower layer LCZ and the latter is referred to as an upper layer UCZ.
  • An intermediate layer NCZ is formed between these layers, and this intermediate layer NCZ is a layer made of salt water having an intermediate density between the salt water density of the upper layer UCZ and the salt water density of the lower layer LCZ, A salinity gradient is formed between the upper layer UCZ and the lower layer LCZ.
  • this salt sodium chloride, magnesium chloride, calcium chloride etc. can be used, for example. Therefore, the upper layer UCZ, the intermediate layer NCZ, and the lower layer LCZ are formed by the coolants 4 having different diffusion coefficients.
  • FIG. 2 shows an example of the distribution of salinity in the pool 2 described above.
  • the salinity in the lower LCZ is in the range of 15 wt% to 30 wt%, and the spent nuclear fuel 3 is immersed in the lower LCZ.
  • the salinity concentration in the upper layer UCZ is in the range of 5 wt% to 10 wt%, and is lower than the salinity concentration of the salt water forming the lower layer LCZ.
  • the height or width of the upper layer UCZ is lower than the height or width of the lower layer LCZ.
  • the salt water in the lower layer LCZ is adjusted so that the density when the temperature is increased is higher than the density of the salt water in the intermediate layer NCZ.
  • convection occurs in the upper layer UCZ and the lower layer LCZ.
  • no convection occurs in the intermediate layer NCZ. That is, in this invention, it is comprised so that a double diffusion convection may arise in the pool 2, and the convection over the whole pool 2 does not arise.
  • Such layer structures having different densities or salinity concentrations may be configured in the same manner as a conventionally known solar pond.
  • a high-density (high concentration) coolant 4 that forms the lower layer LCZ is injected into the pool 2 to a depth that allows the nuclear fuel 3 to be completely submerged.
  • the aforementioned so-called medium density (medium concentration) coolant 4 that forms the intermediate layer NCZ is injected above the coolant 4 of the lower layer LCZ.
  • the medium 4 (medium concentration) of the coolant 4 is gently injected so that the coolant 4 of the lower LCZ that has already been injected is not excessively stirred or mixed into the coolant 4.
  • the so-called low density (low concentration) cooling liquid 4 or water forming the upper layer UCZ is used to cool the intermediate layer NCZ. Inject above liquid 4. In that case, the low-density (low concentration) coolant 4 or water is gently injected so that the coolant 4 of the intermediate layer NCZ that has already been injected is not excessively agitated or mixed into the coolant 4. To do. In this way, the process of injecting the cooling liquid 4 into the pool 2 and after completion of the injection, the pool 2 and the cooling liquid 4 in the pool 2 are allowed to stand without applying external force such as mechanical vibration and stirring force.
  • the LCZ and the intermediate layer NCZ and the upper layer UCZ can be formed in the pool 2. In addition, you may supply suitably the cooling fluid 4 of the density or density
  • FIGS. 3 shows the density distribution
  • the line D1 is the line D3 and the line D2 when the calorific value (sunlight ray intensity) is low in the four examples shown in FIG. D4 indicates the density distribution when the calorific value (sunlight intensity) is large.
  • the line T1 shows the temperature distribution when the density distribution shown by the line D1 in FIG. 3 is measured
  • the line T2 similarly shows the temperature distribution and the line corresponding to the line D2 in FIG.
  • T3 represents a temperature distribution corresponding to the line D3 in FIG. 3
  • a line T4 represents a temperature distribution corresponding to the line D4 in FIG.
  • the coolant 4 of the lower layer LCZ is warmed by the heat, and convection of the coolant 4 occurs.
  • the lower layer LCZ becomes a high temperature and high salinity cooling liquid layer, and a low temperature and low salinity cooling liquid layer is formed thereon, so that the convection of the cooling liquid 4 in the lower layer LCZ is the lower layer LCZ, that is, Stay at the bottom of Pool 2.
  • the heat generated by the nuclear fuel 3 is concentrated in the lower layer LCZ.
  • the evaporation part 5a which is the lower end part of the heat pipe 5 is arrange
  • the decay heat is transmitted to the heat pipe 5 and is dissipated into the atmosphere through the heat pipe 5.
  • the heat generated from the nuclear fuel 3 is concentrated in the lower layer LCZ where the lower end 5a of the heat pipe 5 is disposed, and the lower end of the heat pipe 5 is directly immersed in the coolant 4.
  • the thermal resistance between the coolant 4 and the heat pipe 5 is reduced, the efficiency of heat transfer to the heat pipe 5 is improved, and the cooling efficiency of the nuclear fuel 3 through the heat pipe 5 is improved.
  • the temperature in addition to the convection of the cooling liquid 4 in the lower layer LCZ, the temperature is low because heat transfer through the cooling liquid 4 in the intermediate layer NCZ is small. Therefore, the evaporation of the cooling liquid from the liquid level “as” is suppressed.
  • FIG. 5 shows another example of the cooling system according to the present invention.
  • the lower end portion 5a of the heat pipe 5 is located inside the housing 2a constituting the pool 2 and on the bottom side thereof.
  • reference numeral 7 denotes a crane, and the nuclear fuel 3 is taken in and out of the pool 2 by the crane 7.
  • the heat of the nuclear fuel 3 concentrates on the lower layer LCZ formed on the bottom side of the pool 2, so that the heat pipe 5 can absorb heat efficiently as in the example shown in FIG. 1. it can. Further, since the lower end portion 5a of the heat pipe 5 is disposed in the housing 2a of the pool 2, a wide space for disposing the nuclear fuel 3 in the pool 2 can be secured. Moreover, since the heat pipe 5 does not directly contact the coolant 4 and radiation exposure is reduced, the durability of the heat pipe 5 can be improved. And since the temperature of upper layer UCZ is low like the example shown in FIG. 1, evaporation of the cooling fluid 4 from the water surface as is suppressed.
  • the cooling system for stored nuclear fuel when the nuclear fuel 3 is stored at the bottom of the pool 2, double diffusion convection is generated in the pool 2 and heat is generated at the bottom.
  • the evaporation part 5a of the heat pipe 5 is arranged on the bottom side. Therefore, the heat absorption and heat transport by the heat pipe 5 can be efficiently performed, and the cooling efficiency of the nuclear fuel 3 can be improved. Moreover, since the temperature rise of the cooling fluid 4 in the liquid level as can be suppressed by this, evaporation of the cooling fluid 4 can be suppressed and the fall of the liquid level of the pool 2 can be suppressed.
  • the present invention it is easy to maintain the liquid level of the pool 2 when the nuclear fuel 3 is stored in the coolant. Note that, as described above, since the coolant is cooled using the heat pipe 5, even if an unexpected situation occurs and the supply of power is cut off, the heat dissipation via the heat pipe 5 is engaged. Thus, the nuclear fuel 3 can be cooled. Accordingly, evaporation of the coolant 4 can be prevented to prevent or suppress a decrease in the liquid level in the pool 2, exposure of the nuclear fuel 3 from the liquid level as, and melting of the coating of the nuclear fuel 3.

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
  • Sustainable Development (AREA)
  • Thermal Sciences (AREA)
  • Mechanical Engineering (AREA)
  • Environmental & Geological Engineering (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

　プールに保管される核燃料を効果的に冷却できかつ蒸発によるプールの水位の低下を抑制できる冷却システムを提供する。　プール２内の冷却液４の底部に沈めて保管されている核燃料３を冷却する貯蔵核燃料の冷却システムであって、プール２の内部に、密度の小さい冷却液４によって液面ａｓ側に形成された上層と、上層の冷却液４より密度が大きい冷却液４によってプール２の底部側に形成された下層と、密度が上層の冷却液４の密度と下層の冷却液４の密度との中間の密度の冷却液４によって上層と下層との間に形成された中間層とが設けられ、作動流体の潜熱として熱輸送を行うヒートパイプ５の下端部５ａが下層の冷却液４と熱授受する箇所に配置されるとともに、ヒートパイプ５の上端部５ｂが大気中に露出され、核燃料３は、下層中に浸漬されている。

Description

貯蔵核燃料の冷却システム
　本発明は、冷却プールに貯蔵されている核燃料の崩壊熱を大気などに放散させて核燃料を冷却するためのシステムに関するものである。
　この種の装置の一例が特開平１１－１８３６９５号公報に記載されている。その装置は、海面に浮かぶ構造体の内部に、使用済み核燃料を冷却水に浸漬して収容している本体を保持し、その本体の外壁面を海水によって冷却するように構成されている。その本体は区画壁によって上下に二分されており、上側の区画に使用済み核燃料の搬入室が形成され、下側の区画に冷却水を貯留するプールが形成されている。使用済み核燃料は収納管に収容されており、その収納管の上端部が前記区画壁に固定され、下端部が前記プール内の冷却水に浸漬されている。使用済み核燃料の熱によって温められた冷却水は、海水との間接的な熱交換により冷却される。そのため、特開平１１－１８３６９５号公報に記載されている発明によれば、使用済み核燃料を海上で冷却しながら保管することができる、とされている。
　貯蔵されている核燃料から発する熱をヒートパイプによって外部に輸送して核燃料を冷却する装置が、特開昭５４－１５６９９８号公報や特開２０１２－２３００７９号公報にも記載されている。これらの公報に記載された装置では、いずれも、核燃料が浸漬されている貯蔵槽水もしくは燃料プール水の内部にヒートパイプの下端部が浸漬され、かつそのヒートパイプの上端部が、貯蔵槽もしくは燃料プールに隣接して設けられている煙突もしくはダクトの内部に配置されている。したがって、核燃料によって貯蔵槽水もしくは燃料プール水が加熱され、その熱がヒートパイプを介して煙突もしくはダクトの内部に運ばれて大気中に放散させられる。
　また、特開２００７－２５６２３０号公報には、使用済み核燃料が発する熱を発電に使用するように構成された装置が記載されている。その装置では、核燃料容器内に収容した使用済み核燃料を崩壊熱によって溶融させ、その核燃料容器を取り囲むように供給された冷却水を崩壊熱によって蒸発させ、その蒸気でタービンを駆動するように構成されている。また、核燃料容器の内部の熱をヒートパイプによって冷却水蒸気に伝達するように構成されている。
　なお、プール内の水によって太陽熱を蓄えるように構成された装置が知られており、その一例が国際公開第２００２／０７３０９９号に記載されている。この国際公開第２００２／０７３０９９号に記載されたプールは、ソーラーポンドと称され、プールにおける水面側に塩分濃度が低い上層を形成し、底部側に塩分濃度が高い下層を形成し、その下層に太陽熱を蓄えるように構成されている。
　核燃料の冷却に使用される冷却水はその温度が上昇して体積が増大すると、その密度が小さくなるのでプールの上方に移動する。一方、温度が低い冷却水は体積が小さくその密度が大きいためプールの底部側に移動する。したがって、特開平１１－１８３６９５号公報あるいは特開昭５４－１５６９９８号公報や特開２０１２－２３００７９号公報に記載された装置においては、対流によって冷却水の水面側の温度がそれより下側の部分より高くなりやすく、そのために水面での蒸発が促進されて、プールの水位が低下し、貯蔵されている核燃料が大気中に露出してしまう可能性がある。特に、特開平１１－１８３６９５号公報に記載された構成では、使用済み核燃料はプールの底部に沈められていないので、プールの底部に沈められている場合と比較して、その周囲の冷却水との温度差が小さい。そのため、冷却水による使用済み核燃料の冷却効率が低下してしまう。
　なお、特開２００７－２５６２３０号公報に記載された装置は、使用済み核燃料を貯蔵するのではなく、核反応を継続させるように構成された装置であり、運搬や廃棄などに備えて核燃料を貯蔵するための装置には適用することができない。同様に、国際公開第２００２／０７３０９９号に記載されたソーラーポンドは、蓄熱を行うための装置であるから、不可避的に発熱する使用済み核燃料の冷却に直ちには適用することができない。
　本発明は上記の技術的課題に着目してなされたものであり、プールに保管される核燃料を効果的に冷却できかつ蒸発によるプールの冷却液面の低下を抑制できる冷却システムを提供することを目的とするものである。
　本発明は、上記の目的を達成するために、プール内の冷却液の底部に沈めて保管されている核燃料を冷却する貯蔵核燃料の冷却システムにおいて、前記プールの内部に、密度の小さい前記冷却液によって液面側に形成された上層と、前記上層の冷却液より密度が大きい前記冷却液によって前記プールの底部側に形成された下層と、密度が前記上層の冷却液の密度と前記下層の冷却液の密度との中間の密度の前記冷却液によって前記上層と前記下層との間に形成された中間層とが設けられ、作動流体の潜熱として熱輸送を行うヒートパイプの下端部が前記下層の前記冷却液と熱授受する箇所に配置されるとともに、前記ヒートパイプの上端部が大気中に露出され、前記核燃料は、前記下層中に浸漬されていることを特徴とするものである。
　上記の構成によれば、核燃料から発した熱は、前記下層を形成している高密度の冷却液に熱を奪われて冷却される。また、高密度の冷却液は、ヒートパイプの下端部に熱を伝達して温度の上昇が抑制される。ヒートパイプは、下端部の温度が高くなることにより前記作動流体が蒸発し、その蒸気が、大気中に露出させられている上端部側に流動し、大気によって冷却されている上端部で放熱して凝縮する。すなわち、下層の冷却液の熱をヒートパイプによって大気中に放出するので、核燃料が冷却される。下層の冷却液は、核燃料によって加熱されて温度が高くなるから、その冷却液の対流が生じる。しかしながら、下層ないし上層の冷却液の密度が上述のように異なっていてそれぞれの層の冷却液の拡散係数が相違しているので、下層の冷却液の対流は下層の内部にとどまる。すなわち前記プール内の対流は二重拡散対流となる。その結果、核燃料から発した熱は前記下層に集中し、その下層からヒートパイプによって大気中に熱が放散させられるから、核燃料を効率よく冷却することができる。また、水面温度の上昇を抑制して水面からの冷却水の蒸発を抑制することができる。そのため、プールの冷却液量もしくは液面高さを維持することが容易になる。また本発明では、ヒートパイプによって冷却液の熱を熱輸送して大気中に放散するため、電力の供給が断たれた場合であっても、核燃料の発する熱による冷却液の温度上昇を抑え、核燃料を継続して十分に冷却することができる。
　本発明では、前記下層の冷却液は、塩を水に溶解させかつ塩分濃度が高い塩水とし、前記中間層の冷却液は、塩を水に溶解させかつ塩分濃度が前記下層の塩水より低濃度の塩水とし、前記上層の冷却液は、塩を水に溶解させかつ塩分濃度が前記中間層の塩水より低濃度の塩水もしくは塩分を含まない水とすることができる。
　このような構成であれば、核燃料を保管するプール内に上記の上層および中間層ならびに下層を容易に形成することができる。
　さらに、本発明では、前記下層の前記冷却液は、前記核燃料が発する熱によって温度が上昇した状態での密度が、前記上層における前記密度の小さい冷却液の密度より大きい冷却液であってよい。
　このような構成であれば、上述した上層および中間層ならびに下層を安定的に形成しておくことができる。
　本発明では、前記ヒートパイプの一端部は、前記プールにおける前記下層中に浸漬された状態で前記プールの内部に配置されていてよい。
　このような構成であれば、ヒートパイプの下端部と冷却液とが直接接触するので、両者の間の熱抵抗を低減して、核燃料の冷却効率を向上させることができる。
　また、本発明では、前記ヒートパイプの一端部は、前記プールを構成している躯体の内部に埋設されていてもよい。
　このような構成では、ヒートパイプが冷却液に接触しないうえに、放射線による被曝量が少なくなるので、ヒートパイプの耐久性の向上の点で有利である。
本発明に係る冷却システムの一例を模式的に示す図である。 その冷却システムにおけるプールでの塩分濃度の分布を模式的に示す図である。 塩化ナトリウム水溶液を満たし、かつ底部に発熱体を配置したプールにおける深さ方向での塩水の密度の分布を測定した結果を示すグラフである。 そのプールにおける深さ方向での温度の分布を測定した結果を示すグラフである。 本発明に係る冷却システムの他の例を模式的に示す図である。
　つぎに本発明を具体的に説明する。図１は、本発明に係る貯蔵核燃料の冷却システムの一例を示しており、格納部１の内部にプール２が設けられている。格納部１は、通常時は閉鎖されて外部から遮断された密閉構造の建屋あるいは密閉室である。そのプール２はその躯体２ａが例えばコンクリートによって形成されており、図示しないラックに収容した核燃料３の全体を十分に浸漬できる量の冷却液４を貯留している。その核燃料３は、使用済みのものであってよく、あるいは使用開始前のものであってもよく、プール２はその核燃料３を底部に沈めて保管するように構成されている。図１に示す例では、その核燃料３の周囲（したがってプール２の底部）にヒートパイプ５の一端部（下端部）５ａが配置され、かつ他端部（上端部）５ｂが格納部１の外部（すなわち大気中）に配置されている。その他端部５ｂには、放熱面積を広くするために、多数のフィン６が取り付けられている。したがって、図１に示す例では、核燃料３の熱を、ヒートパイプ５を介して大気中に放散するように構成されている。
　ヒートパイプ５の基本的な構成は、従来知られている通りであり、その構成を簡単に説明すると、ヒートパイプ５は空気などの非凝縮性の気体を脱気したコンテナの内部に、目的とする温度範囲で蒸発および凝縮する作動流体が封入されて構成されている。そのコンテナは、要は、気密性のある中空の容器であり、例えばパイプが使用される。このコンテナは、その内部と外部との間で熱を伝達する必要があるので、熱伝導性を有する素材で構成されていることが好ましく、例えば銅管やステンレス管を使用することが好ましい。なお、コンテナの内部に、作動流体の流路となり、また毛管現象を生じるウイックや溝を設けてもよい。作動流体は加熱されて蒸発し、かつ放熱して凝縮することにより、潜熱の形で熱を輸送する流体であり、その一例を挙げると、水やアルコール、代替フロンなどが使用される。したがって、上述した構成のヒートパイプ５では、コンテナの一部に熱を加え、かつ他の一部を冷却すると、作動流体が加熱されて蒸発し、その蒸気が温度および圧力の低い箇所に向けて流動し、その後、放熱して凝縮する。図１に示す例では、ヒートパイプ５の一端部５ａが作動流体が蒸発する蒸発部となっており、他端部５ｂが作動流体蒸気が放熱して凝縮する凝縮部となっている。
　ここで説明している冷却システムでは、冷却液４として予め定めた濃度に調整した塩水が使用されている。プール２の底部側すなわち下層に密度の高い塩水の層を形成し、液面ａｓ側すなわち上層に密度の低い塩水（もしくは塩分を含まない水）の層を形成している。以下の説明では、前者を下層ＬＣＺと記し、後者を上層ＵＣＺと記す。そして、これらの層の間に中間層ＮＣＺが形成されており、この中間層ＮＣＺは、上層ＵＣＺの塩水の密度と下層ＬＣＺの塩水の密度との中間の密度の塩水からなる層であって、上層ＵＣＺと下層ＬＣＺとの間で塩分濃度の勾配が生じるように構成されている。なお、上記の塩としては、例えば塩化ナトリウムおよび塩化マグネシウムならびに塩化カルシウムなどを使用することができる。したがって、これらの上層ＵＣＺおよび中間層ＮＣＺならびに下層ＬＣＺは、拡散係数の互いに異なる冷却液４によって形成されている。
　図２に、上記のプール２での塩分濃度の分布の一例を示してあり、例えば下層ＬＣＺにおける塩分濃度は１５ｗｔ％から３０ｗｔ％の範囲であり、この下層ＬＣＺに使用済み核燃料３が浸漬される。上層ＵＣＺにおける塩分濃度は５ｗｔ％から１０ｗｔ％の範囲であり、下層ＬＣＺを形成している塩水の塩分濃度よりも低い。この上層ＵＣＺの高さあるいは幅は、下層ＬＣＺにおける高さあるいは幅よりも低くなっている。
　上記の下層ＬＣＺにおける塩水は、その温度が上昇した状態での密度が、中間層ＮＣＺにおける塩水の密度よりも高くなるように調整されている。図２に示すプール２においては、上層ＵＣＺと下層ＬＣＺとにおいては対流が生じる。一方で、中間層ＮＣＺにおいては対流が生じない。つまり、本発明では、プール２内に二重拡散対流が生じるように構成されており、プール２の全体に亘る対流が生じないようになっている。このような密度もしくは塩分濃度が異なる層構造は、従来知られているソーラーポンドと同様にして構成すればよい。具体的には、先ず、下層ＬＣＺを形成する高密度（高濃度）の冷却液４を、核燃料３を完全に沈めることができる程度の深さまでプール２内に注入する。その冷却液４の対流もしくは擾乱がある程度収まった後に、中間層ＮＣＺを形成する前述したいわゆる中密度（中濃度）の冷却液４を、下層ＬＣＺの冷却液４の上側に注入する。その場合、既に注入してある下層ＬＣＺの冷却液４を過度に攪拌したり、あるいはその冷却液４に混ざり込まないように、中密度（中濃度）の冷却液４を静かに注入する。そして、その中密度（中濃度）の冷却液４の対流もしくは擾乱がある程度収まった後に、上層ＵＣＺを形成する前述したいわゆる低密度（低濃度）の冷却液４もしくは水を、中間層ＮＣＺの冷却液４の上側に注入する。その場合、既に注入してある中間層ＮＣＺの冷却液４を過度に攪拌したり、あるいはその冷却液４に混ざり込まないように、低密度（低濃度）の冷却液４もしくは水を静かに注入する。このように冷却液４をプール２に注入する過程および注入完了後においてプール２やその内部の冷却液４に機械的な振動や攪拌力などの外力を加えずに放置することにより、上述した下層ＬＣＺおよび中間層ＮＣＺならび上層ＵＣＺをプール２内に形成することができる。なお、各層にそれぞれに応じた密度もしくは濃度の冷却液４を適宜供給してもよい。
　塩化ナトリウムを水に溶解させた塩水を上述したように層分離させたプールにおける密度分布および温度分布の例を図３および図４に示す。ここに示す例は、深さが２．０ｍ、直径が８．０ｍのプールにほぼ満杯まで塩水を注入し、その底部に発熱体として太陽熱集熱器を配置して深さ方向における塩水の密度分布および温度分布を測定したものである。図３は密度分布を示し、線Ｄ１は図３に示す四例のうち発熱量（太陽光線強度）が少ない場合、線Ｄ２は発熱量（太陽光線強度）が中程度の場合、線Ｄ３および線Ｄ４は発熱量（太陽光線強度）が多い場合の密度分布をそれぞれ示す。また、図４は温度分布を示し、線Ｔ１は図３における線Ｄ１で示す密度分布を測定した際の温度分布を示し、以下同様に線Ｔ２は図３の線Ｄ２に対応する温度分布、線Ｔ３は図３の線Ｄ３に対応する温度分布、線Ｔ４は図３の線Ｄ４に対応する温度分布をそれぞれ示す。なお、これらの密度分布および温度分布は、プールの底部に設けた発熱体の発熱量（すなわち太陽光線の強度）の相違が明確になるようにするために、３ヶ月ないし４ヶ月の期間を空けて測定した。これら図３および図４に示す測定結果から明らかなように、プールの底部側での発熱による温度上昇あるいはそれに伴う対流を密度（塩分濃度）の高いいわゆる下層にとどめることができる。また、温度の上昇する領域を下層にとどめることができる。
　上記のようにして形成された下層ＬＣＺに浸漬されている核燃料３は崩壊熱を発するので、その熱によって下層ＬＣＺの冷却液４が温められて、その冷却液４の対流が生じる。その結果、下層ＬＣＺは高温高塩分濃度の冷却液層となり、その上に低温低塩分濃度の冷却液層が形成された状態になるので、下層ＬＣＺでの冷却液４の対流は、下層ＬＣＺすなわちプール２の底部にとどまる。その結果、核燃料３で発した熱は下層ＬＣＺに集中する。そして、プール２の底部側には、ヒートパイプ５の下端部である蒸発部５ａが冷却液４との間で熱授受するように配置されているから、下層ＬＣＺにおける冷却液４の熱すなわち核燃料の崩壊熱がヒートパイプ５に伝達され、そのヒートパイプ５を介して大気中に放散させられる。その場合、核燃料３から発生した熱が、ヒートパイプ５の下端部５ａが配置されている下層ＬＣＺに集中しており、またヒートパイプ５の下端部が冷却液４中に直接浸漬されているので、冷却液４とヒートパイプ５との間の熱抵抗が小さくなり、またヒートパイプ５に対する熱伝達の効率が良好になり、ひいてはヒートパイプ５を介した核燃料３の冷却効率が良好になる。一方、上層ＵＣＺにおいては、下層ＬＣＺでの冷却液４の対流が及ばないことに加えて、中間層ＮＣＺにおける冷却液４を介した熱伝達が少ないために、その温度が低くなっている。そのため、液面ａｓからの冷却液の蒸発が抑制されている。
　図５に、本発明に係る冷却システムの他の例を示してあり、ここに示す例は、プール２を構成している躯体２ａ内であってその底部側に、ヒートパイプ５の下端部５ａを配置した例である。なお、図５で符号７はクレーンを示し、核燃料３をこのクレーン７によってプール２内に出し入れするように構成されている。
　この図５に示す例においても、プール２の底部側に形成された下層ＬＣＺに核燃料３の熱が集中するため、図１に示す例と同様に、ヒートパイプ５による吸熱を効率良く行うことができる。また、ヒートパイプ５の下端部５ａをプール２の躯体２ａ内に配置しているため、プール２内に核燃料３を配置するための広いスペースを確保することができる。また、ヒートパイプ５は冷却液４に直接接触しないうえに、放射線の被曝が少なくなるから、ヒートパイプ５の耐久性を向上させることができる。そして、上層ＵＣＺの温度は、図１に示す例と同様に低くなっているため、水面ａｓからの冷却液４の蒸発が抑制されている。
　以上説明したように、本発明に係る貯蔵核燃料の冷却システムによれば、プール２の底部に核燃料３を沈めて保管する場合において、プール２内に二重拡散対流を生じさせてその底部に熱を集中させることができ、かつ、その底部側にヒートパイプ５の蒸発部５ａを配置している。そのため、ヒートパイプ５による吸熱および熱輸送を効率良く行って核燃料３の冷却効率を向上させることができる。またこれにより、液面ａｓにおける冷却液４の温度上昇を抑制できるので、冷却液４の蒸発を抑制してプール２の液面の低下を抑制できる。つまり本発明によれば、核燃料３を冷却液中に保管する場合にプール２の液面高さを維持することが容易になる。なお、上述したように、ヒートパイプ５を使用して冷却液を冷却するので、不測の事態が生じて電力の供給が断たれた場合であっても、ヒートパイプ５を介した放熱を係属して核燃料３を冷却できる。それに伴い、冷却液４の蒸発を防止してプール２内の液面の低下や核燃料３の液面ａｓからの露出、さらには核燃料３の被覆の溶融などを防止もしくは抑制することができる。
　２…プール、　２ａ…躯体、　３…核燃料、　４…冷却液、　５…ヒートパイプ、　５ａ…蒸発部、　５ｂ…凝縮部、　ＵＣＺ…上層、　ＬＣＺ…下層。

Claims (5)

  1. 　プール内の冷却液の底部に沈めて保管されている核燃料を冷却する貯蔵核燃料の冷却システムにおいて、
    　前記プールの内部に、密度の小さい前記冷却液によって液面側に形成された上層と、前記上層の冷却液より密度が大きい前記冷却液によって前記プールの底部側に形成された下層と、密度が前記上層の冷却液の密度と前記下層の冷却液の密度との中間の密度の前記冷却液によって前記上層と前記下層との間に形成された中間層とが設けられ、
    　作動流体の潜熱として熱輸送を行うヒートパイプの下端部が前記下層の前記冷却液と熱授受する箇所に配置されるとともに、前記ヒートパイプの上端部が大気中に露出され、
    　前記核燃料は、前記下層中に浸漬されている
    ことを特徴とする貯蔵核燃料の冷却システム。
  2. 　前記下層の冷却液は、塩を水に溶解させかつ塩分濃度が高い塩水であり、
    　前記中間層の冷却液は、塩を水に溶解させかつ塩分濃度が前記下層の塩水より低濃度の塩水であり、
    　前記上層の冷却液は、塩を水に溶解させかつ塩分濃度が前記中間層の塩水より低濃度の塩水もしくは塩分を含まない水である
    ことを特徴とする請求項１に記載の貯蔵核燃料の冷却システム。
  3. 　前記下層の前記冷却液は、前記核燃料が発する熱によって温度が上昇した状態での密度が、前記上層における前記密度の小さい冷却液の密度より大きい冷却液であることを特徴とする請求項１または２に記載の貯蔵核燃料の冷却システム。
  4. 　前記ヒートパイプの一端部は、前記プールにおける前記下層中に浸漬された状態で前記プールの内部に配置されていることを特徴とする請求項１ないし３のいずれかに記載の貯蔵核燃料の冷却システム。
  5. 　前記ヒートパイプの一端部は、前記プールを構成している躯体の内部に埋設されていることを特徴とする請求項１ないし３のいずれかに記載の貯蔵核燃料の冷却システム。
PCT/JP2014/054117 2013-03-14 2014-02-21 貯蔵核燃料の冷却システム WO2014141853A1 (ja)

Priority Applications (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
EP14764284.7A EP2975613B1 (en) 2013-03-14 2014-02-21 Cooling system for stored nuclear fuel
JP2014510592A JP5608835B1 (ja) 2013-03-14 2014-02-21 貯蔵核燃料の冷却システム
US14/773,470 US20160019990A1 (en) 2013-03-14 2014-02-21 Cooling system for stored nuclear fuel

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP2013051887 2013-03-14
JP2013-051887 2013-03-14

Publications (1)

Publication Number Publication Date
WO2014141853A1 true WO2014141853A1 (ja) 2014-09-18

Family

ID=51536529

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
PCT/JP2014/054117 WO2014141853A1 (ja) 2013-03-14 2014-02-21 貯蔵核燃料の冷却システム

Country Status (4)

Country Link
US (1) US20160019990A1 (ja)
EP (1) EP2975613B1 (ja)
JP (1) JP5608835B1 (ja)
WO (1) WO2014141853A1 (ja)

Families Citing this family (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US20160131437A1 (en) * 2014-11-12 2016-05-12 Asia Vital Components Co., Ltd. Thin heat pipe structure
JP2018088433A (ja) * 2016-11-28 2018-06-07 富士通株式会社 冷却システム及び電子機器の冷却方法

Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS54156998A (en) 1978-05-29 1979-12-11 Kraftwerk Union Ag Tank for storing fuel assembly for nuclear reactor
JPH11183695A (ja) 1997-12-24 1999-07-09 Ishikawajima Harima Heavy Ind Co Ltd 使用済み核燃料貯蔵設備
WO2002073099A1 (fr) 2001-03-12 2002-09-19 Mikio Kinoshita Systeme thermique solaire a bassin solaire et procede de maintenance du bassin solaire
JP2007256230A (ja) 2006-03-27 2007-10-04 Toshihisa Shirakawa 冷却材分離型溶融核燃料原子炉
JP2012230079A (ja) 2011-04-27 2012-11-22 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd 原子力プラント、燃料プール水冷却装置及び燃料プール水冷却方法
JP2013057578A (ja) * 2011-09-08 2013-03-28 Fujikura Ltd 核燃料の冷却装置

Family Cites Families (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4249518A (en) * 1979-10-22 1981-02-10 Holt Rush D Method for maintaining a correct density gradient in a non-convecting solar pond
DE3344525A1 (de) * 1983-12-09 1985-06-20 Kernforschungsanlage Jülich GmbH, 5170 Jülich Verfahren zur lagerung abgebrannter brennelemente
US9646726B2 (en) * 2013-02-06 2017-05-09 Westinghouse Electric Company Llc Alternate passive spent fuel pool cooling systems and methods

Patent Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS54156998A (en) 1978-05-29 1979-12-11 Kraftwerk Union Ag Tank for storing fuel assembly for nuclear reactor
JPH11183695A (ja) 1997-12-24 1999-07-09 Ishikawajima Harima Heavy Ind Co Ltd 使用済み核燃料貯蔵設備
WO2002073099A1 (fr) 2001-03-12 2002-09-19 Mikio Kinoshita Systeme thermique solaire a bassin solaire et procede de maintenance du bassin solaire
JP2007256230A (ja) 2006-03-27 2007-10-04 Toshihisa Shirakawa 冷却材分離型溶融核燃料原子炉
JP2012230079A (ja) 2011-04-27 2012-11-22 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd 原子力プラント、燃料プール水冷却装置及び燃料プール水冷却方法
JP2013057578A (ja) * 2011-09-08 2013-03-28 Fujikura Ltd 核燃料の冷却装置

Also Published As

Publication number Publication date
EP2975613A4 (en) 2016-12-07
JPWO2014141853A1 (ja) 2017-02-16
EP2975613B1 (en) 2018-08-22
JP5608835B1 (ja) 2014-10-15
US20160019990A1 (en) 2016-01-21
EP2975613A1 (en) 2016-01-20

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP6382236B2 (ja) 使用済核燃料棒キャニスタ、使用済核燃料棒を管理するシステム、及び使用済核燃料棒により発生した崩壊熱を散逸させる方法
NO159404B (no) Anordning ved forflytning av roer mellom et borehull og etroerlager.
JP2023052220A (ja) 原子炉の蒸気発生器
US20100230075A1 (en) Thermal Storage System
JP5690202B2 (ja) 原子炉の崩壊熱除去装置
JPH02201293A (ja) 原子炉プラント格納構造用の自然循環式受動冷却系
JP5608835B1 (ja) 貯蔵核燃料の冷却システム
US20180299207A1 (en) Cooler, cooling apparatus using the same, and method for cooling heat generation element
JP2009168775A (ja) 使用済燃料の熱回収システム
JP5727799B2 (ja) 原子炉格納容器の熱輸送装置
JP2007132569A (ja) 潜熱蓄熱装置
JPS6093383A (ja) 熱発生装置を冷却する装置
GB2511354A (en) A module for cooling one or more heat generating components
US3656545A (en) Fibrous vapor cooling means
KR101815958B1 (ko) 상변화 물질을 이용한 가압 경수로형 피동격납건물냉각계통
JP2006313052A (ja) 上部加熱ループ熱交換熱輸送装置
JP2016040505A (ja) 冷却器及びそれを用いた冷却装置、並びに、発熱体の冷却方法
JP2007132639A (ja) ループ型ヒートパイプ
JP6887417B2 (ja) 内部冷却されるイオン交換カラム
JP2012230030A (ja) 使用済燃料プールの静的水供給装置
JP2010065282A (ja) 蒸発源
JP2020139900A (ja) サプレッションプールの冷却装置およびサプレッションプールの冷却方法
JPS60253791A (ja) 熱エネルギ−回収方法
JP2014174138A (ja) 高速炉崩壊熱除去系の運転方法
JP2016011788A (ja) 熱交換器

Legal Events

Date Code Title Description
ENP Entry into the national phase

Ref document number: 2014510592

Country of ref document: JP

Kind code of ref document: A

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

Ref document number: 14764284

Country of ref document: EP

Kind code of ref document: A1

WWE Wipo information: entry into national phase

Ref document number: 2014764284

Country of ref document: EP

WWE Wipo information: entry into national phase

Ref document number: 14773470

Country of ref document: US

NENP Non-entry into the national phase

Ref country code: DE