(57)【要約】  単純化された原子炉は、減圧システムまたは重力駆動式噴射システムまたはその両方を含む。システムは、オペレータの介入及び電力なしで反応器を減圧及び冷却する。地下格納容器は、上述した地上から同じものを通過する減圧及び噴射システムと共に使用することができる。減圧システムは、破裂ディスク、リリーフライン、プール、およびフィルタを使用して、反応器を開き、凝縮および排気のために冷却剤を運び得る。注入システムは、原子炉の上方に冷却剤タンクを使用して、注入ラインおよび弁を介して原子炉内に重力によって液体冷却剤を注入することができる。破裂ディスク及び弁は、反応器と一体であってもよく、システムが格納部を通過する貫通シールを使用してもよい。破裂ディスク及び弁は、圧力設定点又は他の状態で、流体制御、設定点故障等、を介して受動的に作動することができる。【選択図】図２
2020531812.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
電気を商業的に生成するための簡略化された原子炉システムであって、
原子炉と、
前記原子炉に接続する一次冷却材ループと、
前記原子炉の破裂ディスクを含む減圧システムと、を備え、
前記破裂ディスクが、前記反応器の故障時より低い圧力設定点で前記反応器を開放するように構成されている原子炉システム。
【請求項２】
前記破裂ディスクは前記原子炉と一体であり、
前記減圧システムはさらに、
破裂ディスクに接続され、破裂ディスクの開口後に原子炉から冷媒を運び去るように構成されたリリーフラインを含む、請求項1に記載のシステム。
【請求項３】
前記原子炉を囲む格納容器をさらに備え、
前記減圧システムはプールを含み、
前記リリーフラインは、前記プールの表面の下方に延び、凝縮と洗浄の両方又は一方のために前記プール内に冷却剤を排出するように前記プールの表面の下方に開口する、請求項2に記載のシステム。
【請求項４】
前記プールは、前記プールを出るガスから前記大気へ粒子状物質を濾過するように構成された微粒子フィルタを含む、請求項3に記載のシステム。
【請求項５】
前記格納容器および前記反応器は、地面より下にあり、
前記プールは、前記格納容器の外側の地面よりも上方にあり、
前記リリーフラインは、前記原子炉から前記プールまで延びている、請求項4に記載のシステム。
【請求項６】
前記減圧システムが、複数の破裂ディスクを直列に含み、前記圧力設定点が前記原子炉の運転圧力の約120 %である、請求項1に記載のシステム。
【請求項７】
前記破裂ディスクが、前記しきい値圧力における応力による故障によって前記反応器を開くように構成されている、請求項1に記載のシステム。
【請求項８】
鉛直上方に冷却剤タンクを含み、前記原子炉に接続された重力駆動式噴射システムをさらに含む、請求項1に記載のシステム。
【請求項９】
前記原子炉を包囲する格納容器をさらに備え、
前記注入システムは、前記冷却剤タンクと前記原子炉とを接続するように前記原子炉と一体化された注入ラインをさらに含み、
前記注入システムは、前記注入ラインにあり前記原子炉と一体である弁をさらに含み、
前記弁は、前記冷却剤タンクから前記原子炉内への前記冷却剤の注入のみを可能にする、請求項8に記載のシステム。
【請求項１０】
原子炉と、
前記原子炉に接続する一次冷却材ループと、
前記原子炉を囲む格納容器と、
鉛直上方に冷却剤タンクを含み、前記原子炉に格納容器の外側から接続された重力駆動式の注入システムと、
を備える電気を商業的に生成するための簡略化された原子炉システム。
【請求項１１】
前記注入システムが、前記冷却剤タンクと前記原子炉とを接続するように前記格納容器と交差する注入ラインをさらに含む、請求項10に記載のシステム。
【請求項１２】
前記注入システムが、前記注入ライン上のバルブをさらに含み、前記原子炉と一体であり、前記バルブが、前記冷却剤タンクから前記原子炉内への冷却剤の注入のみを可能にする、請求項11に記載のシステム。
【請求項１３】
前記バルブは、流体制御によって前記原子炉内の低液体レベルの検出時に受動的に開くように構成される、請求項12に記載のシステム。
【請求項１４】
前記原子炉が完全に地下であり、前記冷却剤タンクが地上にある、請求項10に記載のシステム。
【請求項１５】
前記原子炉の破裂ディスクを含む減圧システムをさらに備え、
前記破裂ディスクが、前記反応器の故障時より低い圧力設定点で前記反応器を開放するように構成されている、請求項10に記載のシステム。
【請求項１６】
前記破裂ディスクは、前記原子炉と一体であり、前記減圧システムはさらに、前記破裂ディスクに接続され、前記破裂ディスクの開口後に前記原子炉から冷媒を運び去るように構成されたリリーフラインを含む請求項15に記載のシステム。
【請求項１７】
前記注入ラインは、前記原子炉内の降水管の第1の垂直位置で前記原子炉に流入し、前記リリーフラインは、前記原子炉の炉心の上方で前記第1の垂直位置の上方の前記反応器の第2の垂直位置で前記原子炉から流出する、請求項16に記載のシステム。
【請求項１８】
前記減圧システムは、プールを含み、
前記リリーフラインは、前記冷却剤を凝縮と洗浄の両方又は一方のために前記プール内に排出するように前記プール内に延びる、請求項16に記載のシステム。
【請求項１９】
前記格納容器および前記原子炉は、地下にあり、前記プールおよび冷却剤タンクは、格納および地上の上方にある、請求項18に記載のシステム。
【請求項２０】
前記減圧システムが、前記原子炉の圧力を、重力によって前記タンクから冷却剤が注入されるレベルまで低下させるように構成されている、請求項15に記載のシステム。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
非常に単純化された沸騰水型原子炉のための減圧および冷却剤注入システム
【背景技術】
【０００２】
図１は、従来技術の経済的に簡略化された沸騰水型原子炉（ESCBWR）において原子力発電用の燃料41及び原子炉内構造物の様々な構成を有する原子炉圧力容器42を収容する格納容器36の概略図である。反応器42は、従来、核分裂を介して数千メガワットの熱エネルギーを生成することができる。反応器42は、上部ドライウェル54及び下部ドライウェル3を含むドライウェル51内に位置し、ドライウェル3は、外部構成要素及び人員のために、反応器42の周囲及び下方に空間を提供する。原子炉42は、典型的には数十メートルの高さであり、地面からの自然循環冷却及び構造を容易にするために、格納容器36は地上高さよりも高い。ベースマット内部溶融阻止および冷却可能デバイスと呼ばれる犠牲溶融層1は、反応器1の真下に配置されて、潜在的な落下破片、溶融反応器構造、および/または冷却剤を冷却し、格納容器36の下の地面への進行を防止する。
【０００３】
いくつかの異なるプールおよび流路は、プラント内の冷却能力の損失を伴う過渡の場合、原子炉26に流体冷却剤を提供するために、格納容器36内部の緊急炉冷却剤システムを構成する。例えば、格納容器36は、環状または他の様式で反応器42を囲む圧力抑制チャンバ58と、抑制プール59を保持することとを含むことができる。抑制プール59は、主蒸気ラインからの蒸気を凝縮及び放熱のために抑制プール59に分流するために使用される緊急蒸気ベントを含み、格納容器36の過熱及び過加圧を防止する。
【０００４】
抑制プール59はまた、ドライウェル54に流入する流体が抑制プール59内に排出されるか、またはポンプされることを可能にする流路を含むことができる。抑制プール59は、冷却材事故の喪失後に格納容器36から熱または圧力を除去するように構成された他の熱交換器またはドレインをさらに含むことができる。緊急炉心冷却システムラインおよびポンプ10は、抑制プール59から原子炉42内に冷却剤を注入して、失われた給水および/または他の緊急冷却剤供給を行うことができる。
【０００５】
図1に示すように、重力駆動冷却システム（GDCS）プール37は、さらに、配管57を介して反応器42に冷却剤を供給することができる。受動的な封じ込め冷却システム（PCCS）プール65は、原子炉の減圧によって生成された蒸気などの、格納容器36内部の蒸気を、より低い格納圧力または主蒸気ライン遮断に凝縮し、凝縮した流体をGDCSプール37に戻すことができる。隔離冷却システム（IC）プール66は、反応器42からの圧力で直接蒸気を取り出し、再循環のために再凝縮器42に戻すために凝縮することができる。延長又は極端な過渡状態では、DC駆動減圧弁を使用して、原子炉42を格納容器36内に減圧し、原子炉42への冷却剤の注入を容易にすることができる。これらの安全システムは、必要な冷却剤を供給し、熱を除去し、及び/又は圧力を低減することによって、原子炉42及び格納容器36内の全ての他の構造の過熱及び損傷を防止する効果の各々に、様々な反応器設計における任意の組み合わせで使用することができる。いくつかの追加のシステムが、典型的には、格納容器36の内部に存在し、いくつかの他の補助システムが、関連技術のESBWRにおいて使用される。このようなESBRSは、その全体が参照により本明細書に援用されるGE Hitachi Nuclear Energy、6月1日、2011年6月のESBWRプラントの一般的記述の中に記載されている。
【発明の概要】
【課題を解決するための手段】
【０００６】
例示的な実施形態は、原子炉を減圧および/または冷却するために操作するオペレータの介入および動力を必要としない減圧システムおよび/または重力駆動式噴射システムを備えた原子炉の簡略化を含む、それを通して、減圧および注入システムは、潜在的に地上から通過することができる。例示的な実施形態の減圧システムは、プールおよび/またはフィルタにリリーフラインに接続する原子炉内に直列または並列の1つまたは複数の破裂ディスクを含むことができる。破裂ディスクに接続され、破裂ディスクの開口後に原子炉から冷媒を運び去るように構成されたリリーフライン。例示的な実施形態の減圧システムは、リリーフラインが、潜在的に格納容器の外側に排出され、大気に開放されたプールを使用してもよい。プールは、反応器から流れる任意の流体を凝縮させる一方で、より安全な放出のために流体流から可溶性および粒子状物質を洗浄することもできる。追加のフィルタは、プールを出る流体から粒子状物質を大気にスクリーンアウトすることができる。複数の直列破裂ディスクを使用して、例えば、流体制御によって検出される、及び/又は条件における破裂ディスクの応力及び/又は温度障害によって引き起こされる、反応器内の作動圧力又は低い液体冷却剤レベルのような設定点圧力で反応器を受動的に減圧することができる。
【０００７】
例示的な実施形態の重力駆動式噴射システムは、原子炉の上方に冷却剤タンクを使用して、重力によって液体冷却剤をタンクから反応器に噴射することができる。注入ラインは、格納容器を横切ってタンク及び反応器に接合することができる。1つ以上の弁を注入ライン上で使用して原子炉と一体化させて、冷却剤が原子炉から冷却剤タンクに向かって逆流するのを止めることができる。検出器または受動流体制御器は、原子炉心の頂部に接近する低液冷媒レベルなどの決定された条件で噴射を駆動するために弁を開き、破裂ディスク開口部の力によって弁を受動的に作動させることができる。例示的な実施形態の減圧システムおよび注入システムは、一緒に使用されるとき、オペレータまたは能動構成要素の介入なしに、そうでなければ冷却されない反応器を通して冷却剤を供給および抽気し得る。例えば、減圧システムは、原子炉の圧力を、注入システムタンクからの噴射が重力によって可能である点まで低下させることができる。減圧システムからの流体冷却剤の流出は、重力によって駆動される注入システムからの注入と、反応器のより低温の部分で接続する注入システムと、コアの反対側で反応器のより高温の部分で接続する減圧システムとの間の密度勾配によって補充され得る。
【０００８】
例示的な実施形態は、添付の図面を詳細に説明することによってより明らかになり、同様の要素は、例示のみを目的として与えられ、したがって、それらが示す用語を限定するものではない。
【図面の簡単な説明】
【０００９】
【図１】従来の原子炉格納容器および内部構造物の概略図である。
【図２】非常に単純化された沸騰水型原子炉システムの例示的な実施形態の概略図である。
【発明を実施するための形態】
【００１０】
これは、特許文献であるため、一般的に、それを読むときに構築の広範な規則が適用されるべきである。本明細書に記載され示された全ては、以下に添付される特許請求の範囲に含まれる主題の一例である。本明細書で開示される任意の特定の構造的および機能的詳細は、単に例を作成および使用する方法を説明するためのものにすぎない。本明細書に具体的に開示されていないいくつかの異なる実施形態および方法は、請求項の範囲内に入り得る。したがって、特許請求の範囲は、多くの代替形態で実施され得、本明細書に記載の例のみに限定されると解釈されるべきではない。
【００１１】
本明細書では、様々な要素を説明するために第1 、第2 、…という用語が使用され得るが、これらの要素はこれらの用語によって限定されるべきではないことが理解されよう。これらの用語は、1つの要素を別の要素と区別するためにのみ使用される。複数の第2のまたはより高い規則がある場合、単に、任意の差または他の関係なしに、多くの数の要素が存在するだけでなければならない。例えば、例示的な実施形態の範囲から逸脱することなく、第1の要素を第2の要素と呼ぶことができ、同様に、第2の要素を第1の要素と呼ぶことができる。本明細書で使用されるように、用語「および/または」は、関連するリストされた項目のうちの1つまたは複数の任意のおよびすべての組合せを含む。複数の（1つまたは複数の）任意の信号および/または（複数の）組合せにおける、上記の項目の同じグループに属する他のすべての要素の包含を示し、また、複数の他のすべての要素が含まれることを示す。
【００１２】
要素が別の要素に「接続」、「結合」、「嵌合」、「取り付け」、「固定」などと呼ばれる場合、他の要素に直接接続できることを理解されたい。要素、または介在要素が存在する場合があります。対照的に、ある要素が別の要素に「直接接続」、「直接結合」などと呼ばれる場合、介在する要素は存在しません。要素間の関係を説明するために使用される他の単語は、同様の方法で解釈する必要があります（たとえば、「間」対「直接」、「隣接」対「直接隣接」など）。同様に、「通信可能に接続された」などの用語には、無線で接続されているかどうかにかかわらず、中間デバイス、ネットワークなどを含む2つの電子デバイス間の情報交換およびルーティングのすべてのバリエーションが含まれます。
【００１３】
本明細書で使用する場合、単数形「a」、「an」および「the」言語が明示的に示さない限り、単数及び複数形の両方を含むことが意図されています。本明細書で使用される場合、用語「備える」、「含む」、および/または「含んでいる」は、述べられた特徴、特性、ステップ、操作、要素、および/または構成要素の存在を指定することがさらに理解されよう。ただし、それ自体が、1つ以上の他の機能、特性、ステップ、操作、要素、コンポーネント、および/またはグループの存在または追加を排除するものではありません。                
【００１４】
以下で説明する構造および動作は、図面に記載および/または記載された順序とは異なる順序で行われてもよい。例えば、連続して示される2つの動作および/または図は、関与する機能/動作に応じて、実際には同時に実行されてもよく、ときには逆の順序で実行されてもよい。同様に、以下で説明する例示的な方法内の個々の動作は、以下で説明する単一の動作とは別にループまたは他の一連の動作を提供するように、個々にまたは順次に実行され得る。以下で説明する特徴および機能を有する任意の実施形態または方法は、任意の実行可能な組合せで、例示的な実施形態の範囲内に入ると推定されるべきである。
【００１５】
発明者らは、複数のシステムにわたって故障を引き起こす極端な過渡シナリオの間に、能動的に電力を供給される冷却システムが動作不能になるか、または不十分に動作する可能性があり、そのことにより、反応器の昇温をもたらすことを認識した。結果として生じる原子炉圧力容器の加圧は、追加の冷却剤の強制注入を困難にし、また、反応器容器を故障の危険性に置くことができる。さらに、原子炉圧力が通気されたとしても、周囲の格納圧力が通気されない場合、原子炉圧力は高く維持され、強制噴射を妨げることになる。さらに、ポンプ、モータ制御弁、および能動センサおよびアクチュエータなどの能動的修復システムは、そのようなシナリオにおいても、原子炉設計の複雑化にも利用できない可能性がある。これらの新たに認識された問題ならびに他の問題を克服するために、発明者らは、例示的な実施形態によって可能にされる固有の解決策を本発明者らによって認識されたこれらおよび他の問題に対処するために以下に説明する例示的な実施形態および方法を開発した。
【００１６】
本発明は、反応器減圧および/または冷却剤注入システム、それを含むプラント、ならびにそのようなシステムおよびプラントを運転する方法である。本発明とは対照的に、以下で説明するいくつかの例示的な実施形態および例示的方法は、本発明と一緒におよび/またはそれに関連して使用され得る様々な異なる構成のほんの一部を例示する。
【００１７】
図2は、例示的な実施形態の反応器システム100の概略図であり、例示的な実施形態の反応器142、例示的な実施形態の格納容器136、及び関連する冷却及び発電システムを含む。システム100は、Hunt, Dahlgren及びMarquinoによる2017年5月2日に出願された商業発電用の非常に単純化された沸騰水型原子炉に対する共同出願第15/585162号、Hunt, Dahlgren及びMarquinoによる2017年6月28日に出願された非常に単純化された沸騰水型原子炉用のための分離凝縮器システムにて開示されたシステムと同様であり、これらの両方は、参照によりその全体が本明細書に組み込まれる。
【００１８】
図2には示されていないが、例示的な実施形態のシステム100は、高圧および低圧タービン、発電機、スイッチヤード、凝縮器、冷却塔またはヒートシンクなどの従来の発電設備および任意の発電設備と同様の方法で主給水ライン120および主蒸気ライン125に接続することができる。
【００１９】
例示的な実施形態の格納部136は、一過性または事故のシナリオの場合に放射性物質およびプラントの要素の移動を制限するための、弾力性のある不透過性の材料で構成される。例えば、格納容器136は、一体的に形成されたコンクリート構造であってもよく、潜在的には、補強用内部スチールまたは鉄筋骨格、数インチまたはフィートの厚さであってもよい。あるいは、例えば、格納容器136は、格納容器136の強度、放射線遮蔽、および寿命を向上させるために、比較的小さい全鋼製本体であってもよい。
【００２０】
図2に示すように、例示的な実施形態の格納容器136は、地下であってもよく、潜在的には、原子炉サイロ190内に収容されてもよい。コンクリート蓋191または以下のような他の表面シールドレベルで、接地90は、例示的な実施形態の反応器142および格納容器136を収容するサイロ190を包囲してもよい。サイロ190および蓋191は、地面から遭遇する任意の衝撃波を最小化し、したがってサイロ190内の反応器142およびシステムに対する地震事象の影響を最小化するように、地震的に絶縁または硬化され得る。地下の場合には、地下の場合には地下である2例示的な実施形態のシステム100は、非常に小さな打撃ターゲットを提示し、及び/又は表面衝撃及び爆発に対して硬化されてもよい。さらに、地下の場合、例示的な実施形態のシステム100は、放射性放出に対して追加で封じ込めをしてもよく、緊急冷却の場合、より容易にあふれだすようにすることができる。図示されていないが、これらの利点を失うことなく、任意の発電機器を地上に接続することができ、および/またはそのような機器を地面より下に配置することもできる。
【００２１】
後述する例示的な実施形態の反応器142がより小さいサイズであることに基づけば、例示的な実施形態の格納容器136は、ESBWRを含む既存の原子力発電所に対してコンパクトで簡素化することができる。動力作動減圧弁、冷却剤注入ポンプ、GDCS、PCCS、抑制プール、BIMC、バックアップ電池、ウェットウェル、TRII等を含む、従来の動作および緊急機器は、格納部136から全体的に省略してもよい。格納容器136についても、アクセス可能なアクセスポイントをより少なくしても良く、例えばシールド191の下に単一の上部アクセスポイントとしても良い。このシールド191は、反応器142へのアクセスを可能にすることにより、燃料交換及び保守をすることができる。
【００２２】
例示的な実施形態の反応器142およびコア141は比較的小さい体積であるが、床停止および冷却のためのBiMACを必要としない場合がある。というのも格納容器136内への燃料再配置のための現実的なシナリオが存在しないからである。それにもかかわらず、例示的な実施形態の格納容器136は、図2に示されるように、任意の再配置されたコアを収容及び冷却するのに十分な床厚及び広がり面積を有してもよい。さらに、収容部136を貫通する全貫通部は、収容部136からの漏洩の危険性を低減又は効果的に排除するために最小化及び/又は隔離されてもよい。
【００２３】
例示的な実施形態の反応器142は、原子炉の内部構造および高さにおける承認されたESBWR設計と同様に、沸騰水型反応器であってもよい。反応器142は、例えば1000メガワット-熱未満で動作する、例えば比例的に小さいコア141で600メガワット以上の電気を生成するESBRSの体積の1/5より小さくてもよい。例えば、例示的な実施形態の反応器142は、約28メートルの高さ及びわずか3メートルの直径であってもよく、約900メガワット-熱及び300メガワット-電気定格で動作するために横断方向に比例して縮小される。
【００２４】
あるいは、例えば、反応器142は、約3. 9の高さ対幅比を有するEsBWRと同じ割合であってもよく、より小さい体積に縮小されてもよい。もちろん、他の寸法は、例えば2.7、または2.0などのより小さい高さ対幅比で、反応器内部のより小さいサイズまたは適切な流路構成で自然循環を可能にし得る、例示的な実施形態の反応器142で使用可能である。
【００２５】
例示的な実施形態の反応器142を比較的大きな高さで維持することにより、例示的な実施形態の反応器142において公知のESBWRSによって達成される自然循環効果を維持することができる。同様に、反応器142をより小さくすることにより、関連する冷却装置で地下に配置されやすくなり、および/または炉心141内のより小さい燃料在庫に起因して、過熱および損傷の危険性をより少なくすることができる。さらに、より低い電力定格を有するより小さい例示的な実施形態の反応器142は、より簡単な起動、停止、および/または低減された電力動作をより容易に満たし、エネルギー需要をよりよく一致させることができる。
【００２６】
主給水ライン120及び主蒸気ライン125のような冷却剤ループは、発電用の減速材、冷却剤、及び/又は伝熱流体を提供するために、反応器142に流入することができる。1つまたは複数の例示的な実施形態の隔離凝縮器システム（ICS）300などの緊急冷却剤源は、ライン120からの給水が失われるときに、反応器142に緊急冷却をさらに提供することができる。例示的な実施形態のIC 300は、例示的な実施形態の反応器142からの蒸気入口162と、反応器142への凝縮物戻り163とを含むことができる。反応器142へのこれらの各接続には、隔離弁200を使用してもよい。この隔離弁200は、格納容器136内の反応器142に一体的に接続され、故障リスクは無視できる。
【００２７】
稀な事象ではあるが、反応器142を緊急停止できなかったり、分離凝縮器および給水が完全に故障することを含む過渡現象が起こった場合に対して、反応器142を安全に冷却、減圧、および/または停止するために、大幅な改善が必要とされ得る。しかしながら、DC電力及び複雑な弁又は爆発物は、収容部136内に過度に多くの空間を消費するか、又は過度に複雑であり、及び/又は一般に利用できず、このような極端な過渡時に望ましくない。破裂ディスク500は、例示的な実施形態の反応器142の境界に存在することにより、受動的な緊急減圧を提供する。
【００２８】
破裂ディスク500は、他の全ての安全システムのフェイルに関連する圧力で、自動的に反応器142をフェイル又は開放するように形成されてもよい。例えば、反応器142は、数百すなわち300以上のpsiの動作圧力を有してもよい。ASME規格のリリーフについては、この動作圧力の120 %または360 psiを超えることがある。破裂ディスク500は、オペレータの介入又は外部の電力又は爆発を伴わずに、この高圧点で受動的に破裂、故障、又は開放するように構成されてもよい。このようにして、破裂ディスク500は、例示的な実施形態の反応器142が、いかなる移動または電動弁を使用せずに、標準または設計基準の故障点に接近するのを経験することを自動的に防止することができる。もちろん、所望の機能に応じて、破裂ディスク500の破損のための他の設定値が使用されてもよい。
【００２９】
破裂ディスク500は、所望の圧力で受動的に又は自動的に故障する任意の物理的特性を取ることができる。例えば、破裂ディスク500は、選択された材料及び厚さ、又は反応器142の壁に、反応器142の作動圧力の120 %などの所望の開放圧力に関連する既知の応力故障点を有するように形成されてもよい。破裂ディスク500は、隔離弁200が原子炉142と一体であるのと同様に、原子炉142と一体であってもよく、それにより、格納容器136内の管または弁の故障という結果を排除する。破裂ディスク500が格納容器136を通って延びるか、または格納容器136を通って延びる導管またはパイプに接続する場合、隔離シール（図示せず）により、格納容器136の外側で流体が通過するのを防止することができる。
【００３０】
破裂ディスク500は、主蒸気脚125の近くのコア141の十分に上などの、反応器内のより高い上昇位置に配置されてもよく、ここで炉管142上の圧力が安定し得る。より高い高さに破裂ディスク500を位置することはまた、反応器142内の任意の蒸気および/または非凝縮性ガスを最初に通気すること、ならびに後述するように任意の給水/抽気冷却剤流ループを向上させることを確実にし得る。複数の破裂ディスク500は、図２に示すように、反応器142と一体的に直列に配置することができる。複数の破裂ディスク500は、任意の1つの破裂ディスク500の擬似故障に対して比較的単純な安全装置とすることができ、一方、所望の設定点で、全ての作動又は開放反応器142を維持することができる。
【００３１】
破裂ディスク500は、原子炉冷却の喪失事象における緊急減圧の唯一の手段として使用可能であるが、反応器142にあり格納容器136への圧力であり、予期された過渡的なものを逃がすような、従来の緊急または標準安全逃し弁と組み合わせて使用することもでき、安全逃し弁を介して冷却剤および圧力を抽気しながら反応器にホウ素を供給する緊急停止シャットダウンシステムを伴わない。
【００３２】
そのような例では、格納容器136は、安全逃し弁が格納容器136内に放出されると、加圧されてもよい。このような加圧は、反応器142と格納容器136との間のゲージ圧力に基づいて設定される破裂ディスク500の作動を遅延または防止することができる。援用された出願で議論される流体制御、またはそのような圧力逃し弁との機械的連結により、これらの例におけるゲージ圧力の代わりに破裂ディスク500を作動させることができる。
【００３３】
図２に見られるように、破裂ディスク500は、リリーフライン520に排出されてもよい。破裂ディスク500は、代替的に、格納容器136自体に開口することができるが、格納容器136のサイズが小さいほど、破裂ディスク500が作動した過渡的なシナリオにおいて、格納容器136を加圧することができる。リリーフライン520は、格納容器136の外部の原子炉冷却剤の排出を可能にし、格納容器136の加圧を回避することができる。
【００３４】
リリーフライン520は、格納容器136を横断する堅牢で隔離されたラインであってもよい。リリーフライン520は、潜在的に地上90の上方に、反応器142から放出される水525および/または微粒子フィルタ526のプールを含む濾過された通気口に延びてもよい。例えば、リリーフライン520、プール525、及びフィルタ526は、ABWRSの封じ込め超過圧力保護システムのデザインと同様であってもよく、このデザインは、GE Hitachiの「ABWR COPS REDESIGN - ABWR DCD Revision 6 MARKUPS」2016年に記載されたものを含み、その全体が参照により本明細書に組み込まれる。リリーフライン520は、プール525の表面の下に開口して、反応器142から流出する蒸気または他の凝縮性流体、部分的または完全に凝縮させることができ、ならびに流体からの粒子および溶解可能な材料を除くことができる。リリーフライン520の垂直距離および/またはプール525の深さは、流速を制限し、および/または爆発またはショックがプール525に流れ込むのを防ぐことができる。プール525から出る残りのガスは、高度な微粒子フィルタであり得るフィルタ526を通過することができ、それにより、任意の放射性粒子を捕捉し、環境への放射性放出を大きく防止する。
【００３５】
プール525は地上90の上方にあり、屋外でアクセス可能であり得るので、プール525は、その使用を必要とする過酷な過渡状態の間に、オーバーフロー領域に容易に充填または排出され得る。同様に、フィルタ526は、詰まりを防止し、微粒子の最大捕捉を確実にするために、アクセス可能な位置から交換及び/又は洗浄されてもよい。もちろん、プール525および/またはフィルタ526は地下であってもよく、原子炉サイロ190および/または格納容器136の内部であってもよい。同様に、プール525はまた、反応器142から流れる全ての蒸気又は他の凝縮性ガスを凝縮するように構成されたスパージャ出口及び十分な容積を有する抑制プールであってもよい。反応器142の圧力を解放することによって、破裂ディスク500、リリーフライン520、プール525、および/またはフィルタ526は、封じ込め136を加圧することなく、または他の原子炉のヒートシンクおよび潜在的に能動システムのための電力を除去する過酷な過渡状態の面内の環境への著しい放射線放出を可能にし得る。
【００３６】
図２に見られるように緊急重力排水タンク425および重力噴射ライン420は、例示的な実施形態の反応器142の1つまたは複数の弁400に流入する。重力排水タンク425は、追加の冷却剤が所望される場合に、容易に補充および維持することを可能にするために、地上90の上方にあってもよい。タンク425内の流体冷却剤は、必要に応じて外部から混合され得る、ホウ素化されていても、または他の添加剤を含んでいてもよい。重力排水タンク425は、原子炉142に影響を及ぼす同じ事象への損失の可能性を低減するために、地震学的に絶縁され、そうでなければ固定されてもよい。
【００３７】
反応器の減圧時などの作動時には、弁400は開いて、タンク425から反応器142内へ直接、例えば反応器142の降水管アニュラス内に重力駆動冷却剤流を流入させる。タンク425は、反応器142の運転圧力以上を注入するために、反応器142の上方に十分な垂直距離であってもよい。バルブ400は、低水位または他の過渡反応器状態を検出する流体制御を通じてなど、受動的に作動させることができる。次いで、流体制御装置は、弁400を受動的かつ選択的に開放して、タンク425から反応器142内への冷却剤の重力駆動噴射を可能にすることができる。あるいは、例えば、弁400は、例えば、直接的な力または機械的連結を介して、破裂ディスク500の破裂によって機械的に開かれてもよい。弁400は、冷却剤レベルが正常として検出されたときにこれらの制御によって閉鎖されてもよく、または弁400が開いたままであり、連続的な冷却剤供給物を反応器142に供給してもよい。
【００３８】
弁400は、追加の機能を有する逆止弁および/または隔離弁であってもよい。逆止弁として、一方向流のみが弁400によって反応器142内に許容されてもよく、または逆止弁機能によってタンク425内への逆流が減少または除去されてもよい。他の隔離バルブ200及び反応器142との接合部と同様に、バルブ400は、原子炉142と一体の隔離バルブであってもよく、格納容器136内の冷却剤漏れの可能性を防止してもよい。例えば、援用された’162出願のゲートバルブ210および/または220は、弁400として使用されるときに一方向流を可能にする一方で、依然として反応器142と一体である逆止弁であってもよい。
【００３９】
動作時、重力駆動排出タンク425およびプール525は、反応器142に供給およびブリード連続冷却剤流を提供することができる。例えば、破裂ディスク500の作動および弁400の開放後、弁400を介して、弁400を通って、コア141を通って、破裂ディスク500を通ってプール525へと（ガスおよび/または液体として）一方向の冷却剤流路が生成され得る。
【００４０】
水タンク425およびプール525内の相対的な位置決めおよび冷却剤のレベル、反応器142のより低い注入位置における弁400の位置決め、反応器142のより高い出口位置における破裂ディスク500の位置決めにより、重力駆動および密度勾配駆動冷却剤流路の両方を提供し得る。このようにして、反応器142からの給水、ICSおよび任意の他の冷却システムを極端に緊急に除去する場合であっても、コア141を減圧して数日間冷却剤に浸漬することができ、過熱による損傷の危険性を大幅に低減することができる。
【００４１】
これは、格納容器136内に必要なモータ又はポンプがなくとも、特定の原子炉圧力及び/又は冷却剤レベルで受動的及び自動的に達成することができる。タンク425からの流出は、局所弁の作動または噴射を駆動するのに十分な冷却剤の除去によって絞られ、または中断され得る。弁400は、一方向逆止弁であってもよいので、冷却剤は、反応器減圧の前にタンク425内に逆流しないことがある。
【００４２】
単一のドレインタンク425、プール525、および関連する配管および構成要素が、図２に示されているが、例示的な実施形態では、複数のそのような構成要素が使用可能であることが理解される。例えば、冗長性のために、数日間の反応器142を冷却するのに十分な冷却剤体積を有する複数のタンク425は、共有または別個の重力注入ライン420および/またはバルブ400を介して、個別に反応器142に排水することができる。これは、いくつかのタンク425およびオフサイト電力を使用不能にする地上の入射に対して特にガードすることができ、一方、他のタンク425は、潜在的に数日後に冷却剤のために残る。同様に、複数のリリーフライン520、破裂ディスク500及び/又はプール525及びフィルタ526を使用して、このような過渡的なシナリオの間に冗長な超過圧力解放及び冷却剤の流出を提供することができる。
【００４３】
例示的な実施形態の格納容器136は、堅牢なリリーフライン520及び注入ライン420のような任意の貫通部、電力システム、計装、冷却剤浄化ライン等、の周りにシールされてもよい。収容部136のより少ない貫通、より小さいサイズ、システムの欠如、及び/又は地下配置は、潜在的に300のような数百psigの反応器圧力まで、漏れの可能性なしに、より高い運転圧力を可能にし得る。
【００４４】
例示的な実施形態の反応器システム100に見られるように、いくつかの異なる特徴により、冷却剤の確率の損失が著しく減少し、応答性および柔軟な発電が可能になり、プラントのフットプリントおよび地上の衝突目標が低減され、および/または原子力プラントの構造および動作が簡略化される。特に、より小さい体積およびコアサイズを有する公知のおよび承認されたESBWR設計要素を使用することによって、実施形態の反応器142は、冗長/壊滅的な熱除去および/または減圧のために、格納容器136の外側の重力駆動冷却剤タンク425およびプール525への依存を依然として得ることができる。
【００４５】
したがって、例示的な実施形態および方法が説明されるが、例示的な実施形態は、以下の特許請求の範囲内に依然として含まれながら、ルーチン実験を通じて変更および置換され得ることを、当業者は諒解されよう。例えば、様々な異なる冷却剤および燃料タイプは、例示的な実施形態および方法に単に例示的な実施形態の適切な動作および燃料供給を介して適合し、特許請求の範囲に含まれる。そのような変形は、これらの特許請求の範囲から逸脱するものと見なされるべきではない。
【図１】
2020531812.tif 000003
【図２】
2020531812.tif 000004
【手続補正書】
【提出日】令和2年9月10日(2020.9.10)
【手続補正１】
【補正対象書類名】特許請求の範囲
【補正対象項目名】全文
【補正方法】変更
【補正の内容】
【特許請求の範囲】
【請求項１】
電気を商業的に生成するための簡略化された原子炉システムであって、
原子炉と、
前記原子炉に接続する一次冷却材ループと、
前記原子炉の破裂ディスクを含む減圧システムと、を備え、
前記破裂ディスクが、前記反応器の故障時より低い圧力設定点で前記反応器を開放するように構成されている原子炉システム。
【請求項２】
前記破裂ディスクは前記原子炉と一体であり、
前記減圧システムはさらに、
破裂ディスクに接続され、破裂ディスクの開口後に原子炉から冷媒を運び去るように構成されたリリーフラインを含む、請求項1に記載の原子炉システム。
【請求項３】
前記原子炉を囲む格納容器をさらに備え、
前記減圧システムはプールを含み、
前記リリーフラインは、前記プールの表面の下方に延び、凝縮と洗浄の両方又は一方のために前記プール内に冷却剤を排出するように前記プールの表面の下方に開口する、請求項2に記載の原子炉システム。
【請求項４】
前記プールは、前記プールを出るガスから前記大気へ粒子状物質を濾過するように構成された微粒子フィルタを含む、請求項3に記載の原子炉システム。
【請求項５】
前記格納容器および前記反応器は、地面より下にあり、
前記プールは、前記格納容器の外側の地面よりも上方にあり、
前記リリーフラインは、前記原子炉から前記プールまで延びている、請求項4に記載の原子炉システム。
【請求項６】
鉛直上方に冷却剤タンクを含み、前記原子炉に接続された重力駆動式噴射システムをさらに含む、請求項1に記載の原子炉システム。
【請求項７】
前記原子炉を包囲する格納容器をさらに備え、
前記注入システムは、前記冷却剤タンクと前記原子炉とを接続するように前記原子炉と一体化された注入ラインをさらに含み、
前記注入システムは、前記注入ラインにあり前記原子炉と一体である弁をさらに含み、
前記弁は、前記冷却剤タンクから前記原子炉内への前記冷却剤の注入のみを可能にする、請求項6に記載の原子炉システム。
【請求項８】
前記バルブは、流体制御によって前記原子炉内の低液体レベルの検出時に受動的に開くように構成される、請求項7に記載の原子炉システム。
【請求項９】
前記減圧システムが、複数の破裂ディスクを直列に含み、前記圧力設定点が前記原子炉の運転圧力の約120 %である、請求項1に記載の原子炉システム。
【請求項１０】
前記破裂ディスクが、前記しきい値圧力における応力による故障によって前記反応器を開くように構成されている、請求項1に記載の原子炉システム。
【国際調査報告】
2020531812.tif 000005
2020531812.tif 000006