JP6947347B2 - 燃料プールと冷却モジュールとを備えた原子力施設 - Google Patents

Description

本発明は、請求項１の前提部分に記載の核燃料プールと、冷却モジュールとを備えた原子力施設に関する。

使用済み燃料プール冷却及び湿式貯蔵プール冷却は、原子力の安全にとって不可欠である。福島原発事故後に実施した分析結果から得たこれらの局面に更なる注意を払わなければならない。これらの冷却システムは、通常動作時、様々な設計基準内事象発生時及び発生後、又は設計基準外事象発生時さえも、確実に機能することが要求される。本明細書全体を通じて、用語「燃料プール」は、広い意味で理解されるべきであり、使用済み燃料プール、中間貯蔵プール、および通常は核燃料要素または核燃料棒を収容するために設計された他の種類のプールを包含する。本発明は、核燃料要素を保持するように設計されていないが、それにもかかわらず冷却しなければならない他の核プールまたは貯水槽にも使用することができる。

プールに関して言うと、これらのプールがビル内で比較的高い位置にあることが多いので、大きな地震荷重に特別な注意を払わなければならない。また、事故発生時のライナー、パイプ、またはダム決壊時の蒸発および／または漏れによる水位の低下にも注意しなければならない。従来のプール冷却システムは、通常、大きな地震荷重に耐えるために大きな支持構造を有する。特に、既存のプラントに設置する場合、必要なスペースは利用できない。さらに、ＤＥ １０ ２０１０ ０３５ ９５５ Ａ１から周知の固定冷却要素は、冷却要素の上の水柱が伝達された量に必須であるので、少ない熱伝達力で低下した水レベルに対応する。その結果、水温が高くなると、蒸発が促進され、そのため沈降レベルが速くなる。極端な場合には、燃料棒が空気と（部分的に）接触することがあり、これは、プール内の炉心溶融を防止するためにあらゆる手段を講じて回避しなければならない状況である。

ドイツ特許出願公開公報ＤＥ １０ ２０１０ ０３５ ９５５ Ａ１

本発明の目的は、燃料プール冷却の問題に対する解決策を提供することであり、この解決策は、組立て、取付け、及び保守が容易であり、充填レベルが設計仕様を下回っても確実に作動する。

本発明によれば、この目的は、請求項１に記載の原子力施設によって達成される。

したがって、重要な態様は、冷却モジュールが昇降体を備え、その高さが燃料プール内の液体の充填レベルと共に受動的に変化するように、液体内で浮遊することである。

プール内の液体レベルが低下すると、浮遊熱交換器モジュールは、熱交換器の熱伝達面が液体で覆われたままになるように、その高さを自動的に調節する。できれば、熱交換器の上方の水柱の高さは、プール内の液体レベルが低下しても、同じままであるのが好ましい。これにより、事故状態の場合にも、明確に定義された熱量の除去を保証する。

従来の解決策の場合のように、地震荷重に関して適格であることが困難な複雑で、嵩張り、高価な支持構造の必要性はない。しかしながら、冷却モジュールの横方向変位を防止する軽量の支持構造を設けることは有利である。これにより、液面がプールの縁部より上に上昇したときに熱交換器がプールから離れることを防止し、また、液面が低下したときに熱交換器がプール内の核燃料要素と衝突することを防止する。これはまた、熱交換器が、通常動作時に、燃料装荷機と衝突することも防止する。

提案された支持構造は、同じ地震荷重に対する非浮遊熱交換器のための従来の対照物よりも小さく、複雑ではない。この解決策は、既存の施設に容易に組み込むことができるが、もちろん、新しい構造にも使用することができる。燃料プール及びその内壁への影響は、最小限であるか、又は完全に回避することさえできる。特に好適な実施形態では、プールのライナーは、例えば、支持構造体がプールの縁部または上方からヒンジ結合されれば、被害を受けないようにし得る。

図１は、プール内の横方向位置からの平面図における核燃料プールの冷却システムの概略図を示し、冷却システムは、浮遊熱交換器を備えている。 図２は、図１または図５に示す冷却システムで使用するための接続線の折曲部を示す。 図３は、図１または図５の浮遊交換器のための案内装置の上面図を示す。 図４は、別の案内装置の上面図を示す。 図５は、核燃料プールの冷却システムのための別の案内装置の側面図を示し、この冷却システムは、浮遊熱交換器と対応する案内要素とを備えている。 図６は、図１または図５に示す冷却システムで使用する接続線の別の折曲部を示す。 図７は、図１に示す実施例の変形例を示す。

次に、本発明の例示的な実施形態を、添付の図面を参照して以下に説明する。
図面全体を通して、同一技術要素は同一参照番号で示す。
図１は、本発明の第１の実施形態を、単に簡略化された、概略的な方法で示す。

核燃料プール２は、液体４、基本的には水で充填レベル６まで充填されるのが好ましい。液体４は、一般的に燃料ラック１０によって、核燃料プール２内に配置された多数の核燃料要素８の一次冷却流体として機能する。核燃料プール２は、使用済み燃料プール、湿式貯蔵プール、又は原子炉若しくは中間貯蔵施設若しくは任意の他の原子力施設１２内の任意の他の種類の核燃料プールであってもよい。稼働時、充填レベル６は、ある程度まで変化する可能性がある。しかしながら、充填レベル６は、核燃料要素８を液体４内に完全に沈めた状態に維持するために、所与の最小値を下回ってはならない。この目的のために、多数の冷却モジュール１４を燃料プール２内に配置し、熱を除去し、液体４の温度を沸点よりも十分低く保ち、大量の蒸発を回避することができる。もちろん、燃料プール２内に液体４の補給手段を設けてもよい。

本発明によれば、少なくとも１つの浮遊冷却モジュール１４または浮遊冷却要素があり、その例示的な実施形態が図１に示されている。冷却モジュール１４は、例えば、大量の空気又は窒素を封入する中空体として設計された少なくとも１つの昇降体１６を備えている。その代わり、燃料プール２内の液体４の密度よりも低い密度を有する他の材料が、少なくとも部分的に、必要な浮力を付与してもよい。好適な材料は、例えば発泡体、特にメタルフォームである。さらに、冷却モジュール１４は、冷却流体または冷却剤が流れる多数の熱交換器チューブ２０またはパイプを有する熱交換器１８を備えるのが好ましい。燃料プール内の一次冷却流体と区別するために、熱交換器管２０を通って流れる冷却流体は、二次冷却流体と呼ばれる。熱交換器１８は、直接的、または接続要素を介して、昇降体１６に固定される。昇降体１６と熱交換器１８との間の剛性接続は好ましいが、その代わりに可撓性であってもよく、後者の場合には、チェーンまたはロープなどを備えてもよい。

昇降体１６は、液体４の表面２２に向かって冷却モジュール１４を持ち上げるのに十分な浮力を生成するように設計されており、その結果、昇降体１６は、表面２２で浮動または浮遊する。一般的に、昇降体１６は、図１に示すように、液体４から上方の空気２４内にある程度突出している。しかし、熱交換器１８は、浮遊状態では液体４に完全に沈むように、昇降体１６の下に配置される。具体的には、熱交換器１８は、浮遊状態において、その上端と液体４の表面２２との間に間隔ｄを空けるように配置される。冷却モジュール１４は、少なくとも燃料プール２の地面２６の上方の所与の高さ範囲において、垂直方向に自由に移動可能であるため、燃料プール２内の液体４の充填レベル６の変化に追従する。これは、熱交換器１８の熱伝達領域の上端と液体４の表面２２との間の間隔ｄが、充填レベル６が変化したときに時間と共に一定に維持されるように、昇降体１６が、変化する充填レベル６と共に上下に浮遊することを意味する。この間隔は、適切な構造および浮力により、数ミリメートルから数メートルまでの範囲内に設定するのが好ましい。

それにもかかわらず、熱伝達領域の一部が液体４の表面２２の上方に突出することも可能である。換言すれば、上記の構成では、熱交換器１８の熱伝達領域は、液体４に部分的に沈む。表面２２の上方の部品の垂直高さは、表面２２の下方の部品の高さと比較して低いことが好ましい。

熱交換器１８と燃料プール２内の液体４の表面２２との間の間隔が一定であることは、燃料プール２内の支配的な熱水力が、異なる充填レベルでの熱除去の目的のために、非常に効率的な方法で使用できることを保障する。この考えは、熱交換器１８に対する受動的高さ制御とみなすこともできる。

熱交換器管２０を通って流れる二次冷却液は、燃料プール２内の一次冷却液とほぼ同じ濃度（例えば、両方とも基本的に水である）を有し、冷却モジュール１４の重量は、例えば５００ｋｇであると仮定すると、昇降体１６は、所要の浮力を付与するために、約０．５ ｍ^３の大量の空気または窒素を封入しなければならない。したがって、必要スペースは比較的狭い。

上述したように、熱交換器１８は、好ましくは分配管２８と収集管３０との間に（流れ方向に）平行な構成の複数の熱交換管２０を有する管状熱交換器であってもよい。図１に示すように、熱交換管２０は、垂直分配管２８と垂直収集管３０との間に水平に整列させることができる。しかしながら、他の構成及び構造も可能である。特に、熱交換器管２０が基本的に垂直に整列されていると有利である。例えば、それぞれの熱交換器管２０は、Ｕ字形を有してもよい。一般に、熱交換器管２０は、その中の循環冷却剤の流れる方向が、燃料プール２内の液体４の対流流れに対して平行、逆平行、または垂直、または傾斜する（並流、向流、または逆流構成）ように整列してもよい。燃料プール２内の液体が最大接触面でそれらの周囲を流れることができるように、個々の熱交換器管２０の間に隙間があってもよい。高い熱伝達率を達成するために、熱交換管２０は、外周突起部の多数の吸熱板を有することができる。

熱交換器管２０の束は、保護シェル、例えば、開放端面を有する円筒形または立方形の筐体／パイプによって部分的に囲まれてもよく、シェルと熱交換器管２０との間に隙間が空いており、燃料プール２からの液体４の流入および燃料プール２への液体４の流出を容易にすることが好ましい。この隙間は、燃料プール２内の液体４の自然対流を支援する吸引効果を生み出す。したがって、シェルは、保護をするだけでなく、浮力およびチャネル効果（逆煙突効果）による冷却システムの駆動力も付与する。上述の逆電流構成または他の構成では、保護シェルは、横方向からの液体４の流入／流出を容易にする適切な開口部を設けてもよい。

熱交換器１８の代表的な寸法は以下の通りである：垂直方向の長さ、例えば＞４ｍ、横幅、例えば、約０．５ｍ以下。熱流動液のために、冷却モジュール１４は、核燃料要素８の真上に配置されず、むしろ横方向に変位させるのが好ましい。したがって、フラットデザインは、燃料ラック１０と燃料プール２の側壁との間の隙間に取り付けるのに役立つ。

傾斜の危険性を最小限に抑えて安定した浮遊状態を維持するために、冷却モジュール１４は、好ましくは、垂直方向に沿って整列した細長い形状を有し、昇降体１６は、図１に示すように、環状またはリング状の形状を有してもよい。

熱交換器１８は、二次冷却流体または冷却剤が循環する冷却回路３２の一部を形成するのが好ましい。熱交換器１８は、二次冷却流体のための熱源として機能する燃料プール２に熱的に結合される。燃料プール２の外側に配置された第２の熱交換器３４は、ヒートシンク、例えば周囲空気又は水に熱的に結合される。したがって、熱は、循環二次冷却流体を介して熱源からヒートシンクに伝達される。その代わりに、冷却回路３２に切り換えられたポンプによって能動的に強制的に循環させてもよい。しかしながら、冷却回路３２は、熱源とヒートシンクとの間の支配的な温度差によってのみ駆動される受動自然対流冷却回路であるのが好ましい。この場合、冷却回路３２は、単相回路または二相回路のいずれかにすることができる。熱対流回路としても知られる単相回路では、二次冷却流体は、循環中に相変化をしない。二相回路では、熱源に結合された熱交換器１８は、二次冷却流体の蒸発器として機能し、ヒートシンクに結合された熱交換器３４は、凝縮器として機能する。その代わりに、冷却回路３２は、二次冷却流体が超臨界状態で循環する超臨界回路であってもよい。

現在の状況では、達成可能な熱伝達率が、通常、二相冷却回路の場合よりも低いという事実にもかかわらず、単相冷却回路が有利かもしれない。これは、大気圧以上の水が、単相回路のための循環冷却流体として特に適しており、全体的な設計を非常に簡単にするからである。

熱交換器１８は、接続線３６を介して冷却回路３２に切り換えられる。例えば、図１の二次冷却流体の供給管３８は、熱交換器１８の分配管２８に接続され、排出管４０は、熱交換器１８の収集管３０に接続される。燃料プール２内の変化する充填レベル６、ひいては燃料プール２の地面２６の上方の冷却モジュール１４の変化する高さに適応または適合するために、接続線３６は、それぞれ折曲部４２を備えている。

多くの場合、循環冷却剤を有する冷却回路３２が有利であるが、閉回路を有さず、むしろ、栓のような内部又は外部源から、又は河川、湖若しくは海洋のような大きな周囲の貯水地から、供給管３８を介して熱交換器１８内に、冷却水のような低温冷却剤を案内し、熱交換器１８を出る加熱された冷却剤を、排出管４０を介して適切な貯水槽若しくは排水装置内、又は河川、湖若しくは海洋内に、試料採取領域まである距離で戻すのが好ましい状況もあり得る。この場合、図１に示す第２熱交換器３４は不要である。そのような代替実施例が図７に示されており、ここでは、冷却剤（＝二次冷却流体）のための供給源９０および排出部９２が、単に概略的に示されている。ある場合には、熱交換器１８から出る冷却剤を燃料プール２に排出することさえできる。このような場合、１つだけが供給管３８を必要とするが、必ずしも排出管４０を必要とするわけではない。代わりに、熱交換器１８の簡単な排出開口で十分なことがある。

簡単な実施形態では、プールの縁の上方または上方の支持体から燃料プール２に垂れ下がる可撓性ホース４４を使用してもよい。ホース４４は、燃料プール２内の充填レベル６がそれに応じて低下したときに、熱交換器１８がその最下位置に徐々に低下するのを可能にするのに十分な長さにすべきである。

燃料プール２内の充填レベル６がかなり高いときにホース４４の余分な長さまたは弛みが（制御されずに）ぶら下がるのを防止するために、ホース４の一部分は、例えば、図２に示すように、ドラム４９のような円筒形の支持体４８の周囲に、多数の渦巻状または螺旋状の巻線４６を有することができる。機械的な引っ張りばねと同様に、巻線４６は、引っ張り力によって長手方向または軸方向に伸長し、引っ張り力が減少すると弾性的に収縮する。こうすることで、接続線３６の必要な長さ調整が行われる。それとは別に、可撓性ホース部を剛性チューブ部に接続するために、回転管継手５０を使用してもよい。

図６に示す別の実施形態では、可撓性ホース４４は、接続部品５４によってホース４４が取り付けられたシザーアーム５２によって支持されている。このように、ホース４４は、長手方向８０に沿って圧縮または伸張できる、対応する支持体上の正弦波形状または蛇行形状巻線４６を備えている。シザーアーム５２の代わりに、少なくとも１つの方向に長さを調節する類似の伸縮装置をホース４４の支持として使用することができる。別の実施形態では、ホース４４は、所定の破断点を有する多数の接続片又はクランプによって互いに保持された多数の巻線４６を含むことができ、その結果、燃料プール２内の充填レベルの低下により熱交換器１８が降下すると、接続片が破断し、巻線４６が広がる。

冷却モジュール１４が横方向（水平方向）に変位するのを防止して、充填レベル６が低下した場合に燃料プール２内の核燃料要素８と衝突しないようにし、また、充填レベル６が高い場合に（例えば、地震による波のために）燃料プール２から浮き上がらないようにする操作をするのが有利である。その上、燃料プール２の特定の領域は、運転及び緊急操作をするために、アクセス可能に維持されなければならない。

燃料プール２の上方から見た上面図で示された図４に示す一実施形態では、冷却モジュール１４に固定され、そこから横方向に突出する少なくとも１つの突起５６または小穴がある。突起５６は、垂直方向に一列に整列したロープ、特にワイヤロープ、バー、ロッド、または同様の細長い案内要素５８を、すべり軸受６０が形成されるように間隔を空けて囲み、垂直方向に沿った移動を可能にするが、基本的に横方向の変位を防止する（すなわち、任意の水平方向に沿った）。

同様の解決策が図５の側面図に示されており、この図はまた、案内要素５８の取り付けを示している。案内要素５８のための頂部支持体６２は、燃料プールの壁６８の縁部に当接し、その中の液体４の表面２２の上方に横方向に突出する。案内要素５８のための底部支持体６４は、燃料プール２の地面２６に当接している。（可撓性）ロープの場合、上記のロープは、２つの支持体の間にしっかりと締結される。剛性バーまたはロッドの場合、単一の支持体で十分である。一般に、地面２６に固定された底部支持体６４の代わりに、重力によって単に燃料プール２の地面２６上に載置された底部重みがあってもよい。もちろん、これらは単なる例であり、支持体に関して多くの可能な変形例が存在する。

図５の実施形態では、冷却モジュール１４の昇降体１６は熱交換器１８と一体化されているか、またはその周囲に配置されている。例えば、熱交換器１８の本体上に分配された複数の昇降室があり、昇降体１６を全体的に形成してもよい。例えば、昇降体１６の少なくともいくつかの部分は、熱交換管２０の束の周りの保護シェル内に配置してもよい。したがって、図１の実施形態とは異なり、熱交換器１８の上方には、燃料プール２内の液体４の表面２２上に浮いている昇降体１６が存在しない。むしろ、冷却モジュール１４全体が液体４内に浮遊している。しかしながら、浮力対垂直方向の力のバランスは、図１の実施形態と同様に、熱交換器１８の上端（より正確には、その熱伝達領域の上端）と液体４の表面２２との間に間隔ｄを空けるのが好ましい。この間隔ｄは、充填レベル６が低下したときに一定である。垂直案内要素５８によって案内される一方の滑り軸受６０は、その上側で冷却モジュール１４に固定され、他方の滑り軸受６０は、その下側で冷却モジュール１４に固定される。これは、横方向の変位を防止するだけでなく、直立位置からの冷却モジュール１４の傾斜も防止する。さらに、案内要素５８のための頂部支持体６２は、冷却モジュール１４のための上端ストッパとして機能する。

図３は、冷却モジュール１４の垂直移動を可能にするが、横方向変位を防止し、傾斜も防止するのが好ましい案内システムの別の実施形態を示す。その実施形態は、例えば、燃料プール２の壁６８に固定された、垂直に整列された案内レール６６を備えている。冷却モジュール１４に固定され、摺動要素または滑り部または転がり部７２を有する対応する接合部７０に関連して、上述の機能を提供する滑り軸受けまたはころ軸受けが設置される。案内レール６６は、特別な種類の案内要素５８とみなすことができる。

記載された全ての案内システムに共通することは、それらが（比較的小さい）横方向の力を吸収するだけでよいことである。いかなる支持体への垂直荷重伝達も必要ない。したがって、それらは、非浮遊冷却モジュールの場合よりも、設計、建設、および取り付けがはるかに容易である。

緊急事態においては、冷却モジュール１４は、手動で、またはクレーンから、またはヘリコプターから燃料プール２へと落下させてもよく、その結果、水平支持なしに自由に浮上する。

上記の説明は、核燃料プール用の冷却システムに焦点を当てたが、本発明に係る冷却モジュールは、他の技術分野でも使用することができ、液体レベルが変化するプールまたは貯水槽を冷却することができる。これは、一時的または永続的な冷却を行うために使用することができる。

２ 燃料プール
４ 液体
６ 充填レベル
８ 核燃料要素
１０ 燃料ラック
１２ 原子力施設
１６ 昇降体
１８ 第１の熱交換器
２０ 熱交換管
２２ 表面
２４ 空気
２６ 地面
２８ 分配管
３０ 収集管
３２ 冷却回路
３４ 第２の熱交換器
３６ 接続線
３８ 供給管
４０ 排出管
４２ 折曲部
４４ ホース
４６ 巻線
４８ 支持部
５０ 回転管継手
５２ シザーアーム
５４ 接続片
５６ 突起
５８ 案内要素
６０ 滑り軸受
６２ 頂部支持体
６４ 底部支持体
６６ 案内レール
６８ 壁
７０ 接合部
７２ 転がり部
８０ 長手方向
９０ 供給源
９２ 排出部
ｄ 間隔

Claims (14)

1. 液体（４）を収容する燃料プール（２）と循環冷却剤のための関連する冷却回路（３２）とを備えた原子力施設（１２）であって、
   前記冷却回路（３２）は、
   前記液体（４）内に沈む第１の熱交換器（１８）を備えた冷却モジュール（１４）と、
   前記燃料プール（２）の外側に配置された第２の熱交換器（３４）と、
   前記第１の熱交換器（１８）と前記第２の熱交換器（３４）との間の接続線（３６）とを備え、
   前記冷却モジュール（１４）は、昇降体（１６）を有し、その高さが、前記燃料プール（２）内での前記液体（４）の充填レベルと共に受動的に変化するように、前記液体（４）内で浮遊し、
   前記接続線（３６）のそれぞれは、前記冷却モジュール（１４）の変化する高さに適合するための折曲部（４２）を含む、ことを特徴とする原子力施設（１２）。
2. 前記冷却モジュール（１４）は、浮遊状態において、前記第１の熱交換器（１８）の最上部が前記液体（４）の表面（２２）の下に位置するように設計されている、請求項１に記載の原子力施設（１２）。
3. 前記第１の熱交換器（１８）の熱伝達領域の最上部と前記液体（４）の表面（２２）との間の間隔（ｄ）が数ｍｍから５ｍまでの範囲である、請求項２に記載の原子力施設（１２）。
4. 前記冷却モジュール（１４）の横方向の変位を防止する少なくとも１つの案内要素（５８、６６）を有する、請求項１〜３のいずれか１項に記載の原子力施設（１２）。
5. 前記案内要素（５８、６６）は前記冷却モジュール（１４）の傾斜を防止する、請求項４に記載の原子力施設（１２）。
6. 前記案内要素（５８、６６）は、案内レール、ロープ、ロッド、またはバーを含む、請求項４または５に記載の原子力施設（１２）。
7. 前記昇降体（１６）は、前記第１の熱交換器（１８）の上方に配置されている、請求項１〜６のいずれか１項に記載の原子力施設（１２）。
8. 前記昇降体（１６）は、前記第１の熱交換器（１８）と一体化されている、請求項１〜６のいずれか１項に記載の原子力施設（１２）。
9. 前記冷却回路（３２）は自然対流の原理に基づく受動冷却回路である、請求項１〜８のいずれか１項に記載の原子力施設（１２）。
10. 前記循環冷却剤が水である、請求項１〜９のいずれか１項に記載の原子力施設（１２）。
11. 前記折曲部（４２）は、支持体（４８）上に複数の巻線（４６）を有するホース（４４）を備える、請求項１〜１０のいずれか１項に記載の原子力施設（１２）。
12. 前記支持体（４８）は、ドラム（４９）またはシザーアーム（５２）である、請求項１１に記載の原子力施設（１２）。
13. 前記第１の熱交換器（１８）は、保護シェルによって完全に囲まれた複数の熱交換器パイプ（２０）を備え、前記保護シェルと前記熱交換器パイプ（２０）との間には、前記液体（４）が流れる隙間が存在する、請求項１〜１２のいずれか１項に記載の原子力施設（１２）。
14. 液体（４）を収容する燃料プール（２）とそれに関連する冷却システムとを備えた原子力施設（１２）であって、
    前記冷却システムは、
    前記液体（４）に沈む熱交換器（１８）を備えた冷却モジュール（１４）と、
    前記冷却システムの動作時に前記熱交換器（１８）を通過する冷却剤の供給源（９０）及び排出部（９２）と、
    前記熱交換器（１８）を前記供給源（９０）と前記排出部（９２）とに接続する接続線（３６）とを備え、
    前記冷却モジュール（１４）は、昇降部（１６）を有し、その高さが、前記燃料プール（２）内の液体の充填レベルと共に受動的に変化するように、前記液体（４）内で浮遊し、
    前記接続線（３６）のそれぞれは、前記冷却モジュール（１４）の変化する高さに適合するための折曲部（４２）を含む、ことを特徴とする、原子力施設（１２）。

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