JP2023052220A - 原子炉の蒸気発生器 - Google Patents

原子炉の蒸気発生器 Download PDF

Info

Publication number
JP2023052220A
JP2023052220A JP2023000501A JP2023000501A JP2023052220A JP 2023052220 A JP2023052220 A JP 2023052220A JP 2023000501 A JP2023000501 A JP 2023000501A JP 2023000501 A JP2023000501 A JP 2023000501A JP 2023052220 A JP2023052220 A JP 2023052220A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
plenums
steam generator
plane
nuclear reactor
plenum
Prior art date
Legal status (The legal status 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 status listed.)
Granted
Application number
JP2023000501A
Other languages
English (en)
Other versions
JP7514339B2 (ja
Inventor
ジョン ティー． グルーム、
T Groome John
スユン ジョー、
Sooyun Joh
ジェームズ アラン ニランダー、
Allan Nylander James
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Nuscale Power LLC
Original Assignee
Nuscale Power LLC
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 Nuscale Power LLC filed Critical Nuscale Power LLC
Publication of JP2023052220A publication Critical patent/JP2023052220A/ja
Application granted granted Critical
Publication of JP7514339B2 publication Critical patent/JP7514339B2/ja
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Images

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/16—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants comprising means for separating liquid and steam
    • 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
    • F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F22—STEAM GENERATION
    • F22B—METHODS OF STEAM GENERATION; STEAM BOILERS
    • F22B1/00—Methods of steam generation characterised by form of heating method
    • F22B1/02—Methods of steam generation characterised by form of heating method by exploitation of the heat content of hot heat carriers
    • F22B1/16—Methods of steam generation characterised by form of heating method by exploitation of the heat content of hot heat carriers the heat carrier being hot liquid or hot vapour, e.g. waste liquid, waste vapour
    • F22B1/162—Methods of steam generation characterised by form of heating method by exploitation of the heat content of hot heat carriers the heat carrier being hot liquid or hot vapour, e.g. waste liquid, waste vapour in combination with a nuclear installation
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00—Reactor types
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/02—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices
    • G21C15/12—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices from pressure vessel; from containment vessel
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/02—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices
    • G21C15/14—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices from headers; from joints in ducts
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21D—NUCLEAR POWER PLANT
    • G21D1/00—Details of nuclear power plant
    • G21D1/006—Details of nuclear power plant primary side of steam generators
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00—Reactor types
    • G21C1/32—Integral reactors, i.e. reactors wherein parts functionally associated with the reactor but not essential to the reaction, e.g. heat exchangers, are disposed inside the enclosure with the core
    • G21C1/322—Integral reactors, i.e. reactors wherein parts functionally associated with the reactor but not essential to the reaction, e.g. heat exchangers, are disposed inside the enclosure with the core wherein the heat exchanger is disposed above the core
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • Sustainable Development (AREA)
  • Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
  • Sustainable Energy (AREA)
  • Thermal Sciences (AREA)
  • Mechanical Engineering (AREA)
  • Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

【課題】タービンの一以上の性能を劣化させ得るような、湿り蒸気がタービンに結合される可能性を低減すること。【解決手段】オリフィスは、冷却材の圧力を低減するべく使用される。冷却材の圧力を低減することにより、例えば起動状態中に特に懸念される圧力安定性を高めることができる。管板の穿孔の少なくともいくつかの中に配置されたオリフィスを使用して圧力を安定させることにより、例えば、図１の原子炉モジュールの低出力運転中に特によく見られる湿り蒸気と乾き蒸気との間の瞬間的な振動を低減又はなくすことができる。【選択図】図１

Description

本発明は原子炉の蒸気発生器に関する。
原子炉において、核物質の炉心が、反応を生じさせるべく炉内部の小体積に閉じ込めら
れる。多くの例では、制御された核反応が、炉心の燃料交換が必要となる前に、数年のよ
うな長期間にわたり持続し得る。したがって、適切に設計された原子炉は、水を蒸気に変
換するための熱源として使用される場合、無炭素の安定かつ高信頼性のエネルギー源を与
えることができる。
原子炉は、水のような作動流体を利用する。この作動流体は、大気圧よりも著しく上の
圧力で蒸気に変換される。加圧された蒸気はその後、機械エネルギーを電流に変換するタ
ービンを駆動するべく使用される。蒸気はその後、凝縮して再び水となって炉へと戻され
る。多くの原子炉では、作動流体の蒸発、凝縮及び蒸発のサイクルが日ごとに及び年ごと
に連続する。
このように、原子炉の重要な特徴は、入力側で液体冷却材を受け入れ、その冷却材を原
子炉の熱源にさらすことにより蒸発させ、及びその蒸発した冷却材をタービンに入力する
蒸気発生器ということになる。したがって、蒸気発生器の効率、製造容易性、性能及び安
全機能は、継続した調査、分析及び評価の領域を代表している。
国際公開第２０１２／０４７４３８（Ａ１）号 米国特許出願公開第２０１０／０３１６１８１（Ａ１）号明細書 米国特許出願公開第２００４／０１１４７０５（Ａ１）号明細書 特開２００１－１８８０９３号公報 国際公開第２０１１／０９７５９７（Ａ１）号
いくつかの実施形態において、原子炉用の蒸気発生器は、炉容器の塔の底部と交差する
第１平面に近接する３つ以上のプレナムを含む。蒸気発生器はさらに、第１平面と近似的
に平行であって当該塔の頂部と交差する第２平面に近接する３つ以上のプレナムを含む。
蒸気発生器はさらに、第１平面に近接して配置された３つ以上のプレナムの一つから第２
平面に近接する３つ以上のプレナムの少なくとも一つへ冷却材を送達する流路からの複数
の蒸気発生管を含む。
他の実施形態において、蒸気発生器の頂部は、ライザー塔のまわりに近似的に９０度お
きに一平面内に設けられた３つ以上のプレナムを含む。３つ以上のプレナムの少なくとも
一つのプレナムは、蒸気発生器の底部に面する近似的に平坦な管板を含む。少なくとも一
つのプレナムの近似的に平坦な管板は複数の穿孔を含む。複数の穿孔は、少なくとも一つ
のプレナムの内側縁近くの領域と少なくとも一つのプレナムの外側縁近くの領域との間で
密度が変化する。
他の実施形態において、原子炉を操作する方法は、３つ以上のプレナムの第１群から複
数の流路へ作動流体を送達することと、当該複数の流路の少なくともいくつかにおいて当
該作動流体を蒸発させることとを含む。その蒸発は少なくとも部分的に、炉冷却材から当
該複数の流路の当該少なくともいくつかへの熱エネルギーの結合によってもたらされる。
方法はさらに、蒸発した冷却材を３つ以上のプレナムの第２群へ移送することを含む。
以下の図面を参照して非限定的かつ非網羅的な態様が説明される。
一例の実施形態に係る蒸気発生器を用いた原子炉モジュールの図である。 一例の実施形態に係る蒸気発生器を、近似的に円筒状のライザー塔まわりの二等角斜視図で示す。 一例の実施形態に係る蒸気発生器を、近似的に円筒状のライザー塔まわりの底面図で示す。 一例の実施形態に係る原子炉用蒸気発生器に使用されるプレナムの詳細を示す。 一例の実施形態に係る原子炉用蒸気発生器に使用されるプレナムの上面図を示す。 一例の実施形態に係る原子炉の蒸気発生器に使用されるプレナムの管板穿孔に使用されるオリフィスを示す。
原子炉に使用される蒸気発生器の様々なシステム及び配列が記載される。複数の実装に
おいて、４つのプレナムを含む一群のプレナムが、原子炉の近似的に円筒状のライザー塔
の底部まわりに９０度の増分で第１平面内に配列される。４つのプレナムを含む第２群の
プレナムが、原子炉の円筒状の塔の頂部まわりに９０度の増分で第２平面内に配列される
。円筒状のライザー塔の頂部及び底部双方に配置されたプレナムは、当該複数の蒸気発生
器管の一つに結合することが許容された穿孔を有する実質的に又は近似的に平坦な管板を
含む。いくつかの実施形態において、円筒状のライザー塔の底部に近接するプレナムの穿
孔の少なくともいくつかの中にオリフィスが設けられる。オリフィスの存在により少なく
とも部分的に、ライザーの底部において流体がプレナムから上方に流れるにつれて圧力低
下が生じる。
一定の他の実施形態において、３つのプレナムが、原子炉の近似的に円筒状のライザー
塔の底部まわりに１２０度で第１平面内に配列される。３つのプレナムを含む第２群のプ
レナムが、原子炉の円筒状のライザー塔の頂部まわりに１２０度で第２平面内に配列され
る。円筒状のライザー塔の頂部及び底部双方に配置されたプレナムは、複数の蒸気発生器
管の一以上に結合することが許容された穿孔を有する実質的に又は近似的に平坦な管板を
含む。複数の蒸気発生器管は、円筒状のライザー塔の底部に配置されたプレナムと頂部に
配置されたプレナムとの間に流路を形成する。いくつかの実施形態において、円筒状のラ
イザー塔の底部に近接して配置されたプレナムの少なくともいくつかの穿孔の中にオリフ
ィスが設けられる。オリフィスの存在により少なくとも部分的に、ライザーの底部におい
て流体がプレナムから上方に流れるにつれて圧力低下が生じる。
一定の実施形態において、プレナムの近似的に平坦な管板の一以上における穿孔は、円
筒状のライザー塔に近いプレナムの縁近傍では密度が低く（例えば管板の単位面積当たり
の数が少なく）、かつ、蒸気発生器を封入する炉容器の外壁の近くでは密度が高い（例え
ば単位面積当たりの数が多い）。近似的に平坦な管板における穿孔の当該密度変化により
、炉容器内の一次流体から蒸気発生器管内の二次作動流体への近似的に均一の熱結合がも
たらされる。
ここに使用されるように、かつ、以下のセクションにおいて詳細に記載されるように、
本発明のいくつかの実施形態は様々な原子炉技術を含む。すなわち、複数の実装が、酸化
ウラン、水素化ウラン、窒化ウラン、炭化ウラン、混合酸化物及び／又は他のタイプの放
射性燃料を用いる原子炉を含む。留意すべきことだが、実施形態は、任意の特定タイプの
炉冷却メカニズムにも、核反応の中で熱を生成するべく用いられ又は核反応に関連する任
意の特定タイプの燃料にも限られない。
図１は、一例の実施形態に係る蒸気発生器を用いた原子炉モジュールの図である。図１
において、炉心５は、円筒形状又はカプセル形状の炉容器２０の底部に位置決めされる。
炉心５は、例えば数年のような期間にわたって生じる制御された反応を起こす一定量の核
***性物質を含む。図１には明示的に示されていないが、制御棒は、炉心５内の核***速
度を制御するべく用いられる。制御棒は、銀、インジウム、カドミウム、ホウ素、コバル
ト、ハフニウム、ジスプロシウム、ガドリニウム、サマリウム、エルビウム及びユーロピ
ウム又はこれらの合金及び化合物を含む。しかしながら、これらは単に、多くの可能な制
御棒材料のいくつかにすぎない。
複数の実装において、円筒形状又はカプセル形状の格納容器１０が炉容器２０を取り囲
む。格納容器は、水又は他の流体冷却材のプール内に部分的に又は完全に浸されている。
炉容器２０と格納容器１０との間の体積は、炉容器２０から外部環境への熱伝達を低減す
るべく部分的に又は完全に排気される。しかしながら、他の実施形態において、炉容器２
０と格納容器１０との間の体積は、炉容器と格納容器との間の熱伝達を増加させる気体及
び／又は流体によって少なくとも部分的に充填されてもよい。
特定の実装において、炉心５は、例えばホウ素又は他の添加物を含む水のような流体の
中に部分的に又は完全に浸される。流体は炉心表面との接触後に上昇する。図１において
、加熱された冷却材の上方の動きが、炉心５の上の矢印１５によって表されている。冷却
材は、少なくとも部分的に又は近似的に円筒形状のライザー塔３０を通って上方に進行し
て蒸気発生器４０及び４２の頂上を超え、そして、対流により炉容器２０の内側壁に沿っ
て下方に引き戻される。こうして、冷却材は蒸気発生器４０及び４２に熱を付与すること
ができる。炉容器の底部に到達した後、炉心５との接触により、矢印１５によって象徴さ
れるように冷却材の加熱がもたらされる。
図１では蒸気発生器４０及び４２が別個の要素として示されているが、蒸気発生器４０
及び４２は、円筒状の形状を含むライザー塔３０まわりに巻きつけられた一定数のらせん
コイルを表してもよい。もう一つの実装において、他の一定数のらせんコイルが、ライザ
ー塔３０の上側部分に反対方向に巻きつけられる。例えば、第１らせんコイルが反時計回
り方向に巻きつけられる一方、第２らせんコイルが時計回り方向に巻きつけられる。しか
しながら、異なった構成の及び／又は異なった配向の熱交換器の使用が妨げられるわけで
はないので、実施形態がこの点に限られるわけではない。さらに、流体線７０が蒸気発生
器４０及び４２の上側部分の直上に位置決めされるように示されているが、他の実装では
、炉容器２０はこれよりも少ない又は多い量の冷却材を含む。
図１において、原子炉の通常運転が、加熱された冷却材がライザー塔３０によって画定
されるチャネルを通って上昇しかつ蒸気発生器４０及び４２と接触する態様で進められる
。冷却材は、蒸気発生器４０及び４２との接触後、矢印２５によって示される熱サイフォ
ン過程を引き起こす態様で炉容器２０の底に向かって沈む。図１の例において、炉容器２
０内の冷却材は圧力が大気圧よりも高いままであり、それゆえ冷却材は蒸発（すなわち沸
騰）なしで高温に維持される。蒸気発生器４０及び４２内の冷却材の温度が増加すると、
冷却材は沸騰を開始する。沸騰が開始すると、蒸発した冷却材は、熱交換器４０及び４２
の頂部から引き回されてタービン８０及び８２の一以上を駆動する。タービン８０及び８
２は、蒸気の熱ポテンシャルエネルギーを電気エネルギーに変換する。冷却材は凝縮後、
熱交換器４０及び４２の底部まで戻る。
プレナム８５が、図１の蒸気発生器４０及び４２の入力ポートに配置される。いくつか
の実施形態において、プレナム８５は、タービン８０／８２からの冷却材を蒸気発生器４
０／４２に結合させる近似的に平坦な管板を含む。ライザー塔３０の下側部と交差する第
１水平面に近接して配置されたプレナム８５の少なくとも一つは、ライザー塔３０の上側
部と交差する平面に向かって上方に面する近似的に平坦な管板を含む。ライザー塔３０の
上側部と交差する第２水平面に近接して配置されたプレナム８７の少なくとも一つは、ラ
イザー塔３０と交差する平面の下側部に向かって面する近似的に平坦な管板を含む。
図２は、一例の実施形態に係る蒸気発生器を、近似的に円筒状のライザー塔まわりの二
等角斜視図で示す。図２において、密接な間隔に置かれた管のいくつかの層を含む流路が
、プレナム１００とプレナム１２０との間にらせん状に延びていることわかる。いくつか
の実施形態において、プレナム１００は、平面１０５のような第１平面内で、ライザー塔
を取り囲む近似的に円筒状の形状まわりに９０度おきに離間される。プレナム１００及び
プレナム１２０は双方とも、蒸気発生器１１０の中央セクションと交差する平面１１５に
向かって面する近似的に平坦な管板を含む。図２において、プレナム１００及び１２０間
に延びる管は、近似的に２４．０から３０．０メートルの長さを含む。一定の実装におい
て、平面１０５に近接する３つ以上のプレナム及び平面１２５に近接する３つ以上のプレ
ナムにより少なくとも部分的に、例えばプレナム１２０の一つとプレナム１００の一以上
との間に流路を形成する蒸気発生器管それぞれの長さのばらつきを所定しきい値まで低減
することができる。
しかしながら、他の実装では、プレナム１００と１２０との間にもう一つの流路を形成
する蒸気発生器管が、２２．０メートル、２０．０メートル、１８．０メートル及び他の
例示的長さのような２４．０メートル未満の長さを含み得ることに留意すべきである。さ
らに他の実装では、プレナム１００と１２０との間に延びる管は、３２．０メートル、３
５．０メートル、４０．０メートル及び他の例示的長さのような３０．０メートルを超え
る長さを含む。さらに、本発明の実装及び実施形態がこの点に限られないことを理解すべ
きである。
ライザー塔の底部近くの平面１２５内に近似的に配置されたプレナム１２０もまた、９
０度おきに離間される。図２において、プレナム１００及び１２０は双方とも、近似的に
平坦な管板を含む。各管板は、プレナムから蒸気発生器１１０の管へと冷却材を結合する
穿孔を含む。図２の実施形態では、平面１０５に近接する各プレナム１００は、平面１２
５に近接する複数のプレナム１２０のうち対応するプレナムの近似的に上又は直上に示さ
れる。しかしながら、複数のプレナム１００の一以上が平面１０５内をプレナム１２０に
対して回転することが妨げられるわけではない。
いくつかの実施形態において、管板は、蒸気発生器１１０の管に結合される１５．０か
ら２０．０ｍｍの直径を有する穿孔を含む。しかしながら、他の実施形態は、直径が１２
．０ｍｍ、１０．０ｍｍ又はこれらより小さいような、１５．０ｍｍ未満の穿孔を有する
管板を使用する。加えて、一定の他の実施形態は、２５．０ｍｍ、３０．０ｍｍ、３５．
０ｍｍ等の例示的直径のような、２０．０ｍｍより大きな直径の穿孔を有する管板を使用
する。
図３は、一例の実施形態に係る蒸気発生器を、近似的に円筒状のライザー塔まわりの底
面図で示す。図３において、プレナム２２０は、例えば図１のライザー塔３０を表す近似
的に円形状のまわりに、例えば近似的に９０度おきに離間される。図３はまた、ライザー
塔を取り囲む蒸気発生器管の様々な同心層も示す。
図４は、一例の実施形態に係る原子炉用蒸気発生器に使用されるプレナムの上面図を示
す。図４において示されるのは、蒸気発生器の個々の管に結合されるのに適した穿孔を有
する近似的に平坦な管板である。図４の穿孔は同心の円弧に配列される。外側縁２６０の
ような外側縁に向かって、内側縁２５０（例えば低密度）よりも単位面積当たり多数（例
えば高密度）の穿孔が存在する。図５において、縁２５０は、円筒状のライザー塔に近い
方のプレナムの一部分に対応する。外側縁２６０は、図１の炉容器２０のような炉容器壁
に近い方のプレナムの一部分に対応する。
図５は、一例の実施形態に係る原子炉用蒸気発生器に使用されるプレナムの詳細を示す
。図５において、管板３３０は、近似的に平坦に示され、かつ、ライザー塔の縁３３５か
らの距離が増加するにつれて密度が増加する穿孔を含む。炉容器壁の縁３４０に近い方の
プレナム３２０の一部分では、ライザー塔の縁３３５に近い方の管板の一部分よりもかな
り高密度の穿孔が存在する。
図６は、一例の実施形態に係る原子炉の蒸気発生器に使用されるプレナムの管板穿孔に
使用されるオリフィスを示す。いくつかの実施形態において、オリフィスは、冷却材３５
０の圧力を低減するべく使用される。恐らく、蒸気発生器管の長さによってもたらされる
圧力降下全体の、例えば少なくとも１５．０％の量だけ低減される。いくつかの実施形態
において、冷却材３５０の圧力を低減することにより、例えば起動状態中に特に懸念され
る圧力安定性を高めることができる。図５の管板３３０の穿孔の少なくともいくつかの中
に配置された図６のオリフィスを使用して圧力を安定させることにより、例えば、図１の
原子炉モジュールの低出力運転中に特によく見られる湿り蒸気と乾き蒸気との間の瞬間的
な振動を低減又はなくすことができる。そして、これにより、例えばタービン８０及び８
２の一以上の性能を劣化させ得るような、湿り蒸気が図１のタービン８０及び８２に結合
される可能性が低減される。
いくつかの実施形態において、原子炉の運転方法は、恐らくは例えば炉容器の第１平面
内に配置された３つ以上のプレナムの第１群から複数の流路へ作動流体を送達することを
含む。この送達は、流動不安定性を防止するのに十分な量だけ作動流体の圧力を低減する
ことを含む。一実施形態において、圧力降下のパーセンテージは、第１平面に配置された
第１プレナムと第２平面に配置された第２プレナムとの間に延びる蒸気発生器配管の長さ
によってもたらされる圧力降下全体の少なくとも１５．０％を含む。送達は、３つ以上の
プレナムの第１群の少なくとも一つのプレナムの近似的に平坦な管板を通る流路に作動流
体を結合することを含む。方法はさらに、当該複数の流路の少なくともいくつかにおいて
作動流体を蒸発させることを含む。この蒸発は少なくとも部分的に、炉冷却材から当該流
路の少なくともいくつかへ熱エネルギーを結合することによってもたらされる。方法はさ
らに、蒸発する冷却材を３つ以上のプレナムの第２群へ移送して、恐らくはこれらのプレ
ナムの少なくとも一つの近似的に平坦な管板を通るようにすることを含む。
いくつかの例を例示かつ記載してきたが、当業者には、以下の特許請求の範囲から逸脱
することなく様々な他の修正がなされ及び均等物に置換され得ることが理解される。

Claims (19)

  1. 原子炉蒸気発生器であって、
    炉容器の塔の底部と交差する第１平面に近接する３つ以上のプレナムと、
    前記第１平面と近似的に平行であって前記塔の頂部と交差する第２平面に近接する３つ以
    上のプレナムと、
    前記第１平面に近接して配置された３つ以上のプレナムの一つから前記第２平面に近接す
    る３つ以上のプレナムの少なくとも一つへの冷却材流路を形成する複数の蒸気発生管と
    を含む原子炉蒸気発生器。
  2. 前記３つ以上のプレナムは、前記塔のまわりに近似的に９０度おきに配向された前記第１
    平面に近接する４つのプレナムを含む請求項１の原子炉蒸気発生器。
  3. 前記３つ以上のプレナムは、前記塔のまわりに近似的に９０度おきに配向された前記第２
    平面に近接する４つのプレナムを含む請求項１の原子炉蒸気発生器。
  4. 前記第１平面に近接する４つのプレナムはそれぞれ、前記第２平面に近接する４つのプレ
    ナムの一つの直上に存在する請求項３の原子炉蒸気発生器。
  5. 前記塔は、近似的に円形の断面を含むライザーに対応する請求項１の原子炉蒸気発生器。
  6. 前記第１平面に近接する３つ以上のプレナムの少なくとも一つ又は前記第２平面に近接す
    る３つ以上のプレナムの少なくとも一つは、前記塔の中央部分に向かって面する近似的に
    平坦な管板を含む請求項１の原子炉蒸気発生器。
  7. 前記近似的に平坦な管板は複数の穿孔を含み、
    前記穿孔は、炉容器壁に近い方の縁近傍よりも前記塔に近い方の縁近傍で低密度である請
    求項６の原子炉蒸気発生器。
  8. 前記複数の穿孔の少なくともいくつかは、蒸気発生管の入口圧力を低減するオリフィスを
    含む請求項７の原子炉蒸気発生器。
  9. 前記複数の穿孔の少なくともいくつかに含まれたオリフィスは、前記第１平面に配置され
    た第１プレナムと前記第２平面に配置された第２プレナムとの間に延びる蒸気発生器配管
    の長さによってもたらされる圧力降下全体の少なくとも１５．０％の圧力降下を導入する
    請求項８の原子炉蒸気発生器。
  10. 前記複数の蒸気発生管の所定の一方が前記複数の蒸気発生管の所定の他方と交互に配置
    される請求項１の原子炉蒸気発生器。
  11. 原子炉蒸気発生器であって、
    ライザー塔のまわりに一平面内に設けられた３つ以上のプレナムを有する頂部を含み、
    前記３つ以上のプレナムの少なくとも一つのプレナムが、前記蒸気発生器の底部に面する
    近似的に平坦な管板を含み、
    前記少なくとも一つのプレナムの近似的に平坦な管板は、複数の穿孔を含み、
    前記複数の穿孔は、前記少なくとも一つのプレナムの内側縁近くの領域と前記少なくとも
    一つのプレナムの外側縁近くの領域との間で密度が変化する原子炉蒸気発生器。
  12. 前記穿孔の密度は、前記少なくとも一つのプレナムの内側縁近くの領域における少数から
    前記少なくとも一つのプレナムの外側縁近くの多数まで変化する請求項１１の原子炉蒸気
    発生器。
  13. 前記複数の穿孔は複数の同心円弧に配列される請求項１１の原子炉蒸気発生器。
  14. 前記複数の穿孔の各穿孔は直径が１５．０から２０．０ｍｍである請求項１１の原子炉蒸
    気発生器。
  15. 原子炉を運転する方法であって、
    ３つ以上のプレナムの第１群から複数の流路へ作動流体を送達することと、
    前記複数の流路の少なくともいくつかにおいて前記作動流体を蒸発させることであって、
    前記蒸発させることは少なくとも部分的に、炉冷却材から前記複数の流路の少なくともい
    くつかへの熱エネルギーの結合によってもたらされることと、
    蒸発した冷却材を３つ以上のプレナムの第２群へ移送することと
    を含む方法。
  16. 前記送達することはさらに、前記作動流体の圧力を低減することを含む請求項１５の方法
    。
  17. 前記作動流体は、第１平面に配置された３つ以上のプレナムの群の第１プレナムと第２平
    面に配置された３つ以上のプレナムの群の第２プレナムとの間に延びる流路によって少な
    くとも部分的にもたらされる圧力降下全体の少なくとも１５．０％の量だけ圧力が低減さ
    れる請求項１６の方法。
  18. 前記送達することはさらに、前記３つ以上のプレナムの第１群の少なくとも一つのプレナ
    ムの近似的に平坦な管板を通して前記作動流体を前記複数の流路に結合することを含む請
    求項１５の方法。
  19. 移送することはさらに、前記３つ以上のプレナムの第２群の少なくとも一つの近似的に平
    坦な管板を通して前記作動流体を前記３つ以上のプレナムの第２群へ移送することを含む
    請求項１５の方法。
JP2023000501A 2012-04-20 2023-01-05 原子炉の蒸気発生器 Active JP7514339B2 (ja)

Applications Claiming Priority (4)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US13/451,759 US9230697B2 (en) 2012-04-20 2012-04-20 Steam generator for a nuclear reactor
US13/451,759 2012-04-20
JP2019192630A JP6882418B2 (ja) 2012-04-20 2019-10-23 原子炉蒸気発生器とこれを運転する方法、及び原子炉蒸気発生システム
JP2021078628A JP2021119356A (ja) 2012-04-20 2021-05-06 蒸気発生器と原子炉システム

Related Parent Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP2021078628A Division JP2021119356A (ja) 2012-04-20 2021-05-06 蒸気発生器と原子炉システム

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JP2023052220A true JP2023052220A (ja) 2023-04-11
JP7514339B2 JP7514339B2 (ja) 2024-07-10

Family

ID=49380114

Family Applications (5)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP2015507202A Pending JP2015514995A (ja) 2012-04-20 2013-04-19 原子炉の蒸気発生器
JP2018192459A Pending JP2019032339A (ja) 2012-04-20 2018-10-11 原子炉蒸気発生器とこれを運転する方法、及び原子炉蒸気発生システム
JP2019192630A Active JP6882418B2 (ja) 2012-04-20 2019-10-23 原子炉蒸気発生器とこれを運転する方法、及び原子炉蒸気発生システム
JP2021078628A Pending JP2021119356A (ja) 2012-04-20 2021-05-06 蒸気発生器と原子炉システム
JP2023000501A Active JP7514339B2 (ja) 2012-04-20 2023-01-05 原子炉の蒸気発生器

Family Applications Before (4)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP2015507202A Pending JP2015514995A (ja) 2012-04-20 2013-04-19 原子炉の蒸気発生器
JP2018192459A Pending JP2019032339A (ja) 2012-04-20 2018-10-11 原子炉蒸気発生器とこれを運転する方法、及び原子炉蒸気発生システム
JP2019192630A Active JP6882418B2 (ja) 2012-04-20 2019-10-23 原子炉蒸気発生器とこれを運転する方法、及び原子炉蒸気発生システム
JP2021078628A Pending JP2021119356A (ja) 2012-04-20 2021-05-06 蒸気発生器と原子炉システム

Country Status (9)

Country Link
US (2) US9230697B2 (ja)
EP (1) EP2859556B1 (ja)
JP (5) JP2015514995A (ja)
KR (2) KR102220520B1 (ja)
CN (1) CN104272397B (ja)
CA (2) CA2869901C (ja)
HK (1) HK1202344A1 (ja)
PL (1) PL2859556T3 (ja)
WO (1) WO2013158950A2 (ja)

Families Citing this family (12)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US9230697B2 (en) 2012-04-20 2016-01-05 Nuscale Power, Llc Steam generator for a nuclear reactor
US9897308B2 (en) 2013-12-26 2018-02-20 Nuscale Power, Llc Steam generator with tube aligning orifice
US9997262B2 (en) 2013-12-26 2018-06-12 Nuscale Power, Llc Integral reactor pressure vessel tube sheet
GB2522881B (en) * 2014-02-07 2018-05-09 Rolls Royce Power Eng Plc Steam generator
US10629312B2 (en) * 2014-12-23 2020-04-21 Nuscale Power, Llc Light water reactor with condensing steam generator
US10685752B2 (en) * 2015-02-10 2020-06-16 Nuscale Power, Llc Steam generator with inclined tube sheet
US20170023305A1 (en) * 2015-07-22 2017-01-26 General Electric Company Steam generator having an integrated modular heat exchanger
CN107785084B (zh) * 2017-07-31 2023-10-27 清华大学天津高端装备研究院 一种自加压型的一体化冷容器型反应堆
US10755826B2 (en) 2017-11-10 2020-08-25 Nugen, Llc Integrated system for converting nuclear energy into electrical, rotational, and thermal energy
RU2725161C1 (ru) * 2019-11-29 2020-06-30 федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Национальный исследовательский университет "МЭИ" (ФГБОУ ВО "НИУ "МЭИ") Охлаждаемая стенка токамака
JP7321953B2 (ja) 2020-02-17 2023-08-07 株式会社神戸製鋼所 自動溶接システム、溶接方法、学習装置、学習済みモデルの生成方法、学習済みモデル、推定装置、推定方法、及びプログラム
US11421589B1 (en) 2021-05-18 2022-08-23 Nugen, Llc Integrated system for converting nuclear energy into electrical, mechanical, and thermal energy

Family Cites Families (23)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4174123A (en) * 1971-07-14 1979-11-13 The Babcock & Wilcox Company Vessel penetration apparatus
US3941187A (en) 1971-07-14 1976-03-02 The Babcock & Wilcox Company Consolidated nuclear steam generator
BE786097A (fr) * 1971-07-14 1973-01-10 Babcock & Wilcox Co Perfectionnements aux generateurs de vapeur du type nucleaire
JPS5723761Y2 (ja) * 1972-10-16 1982-05-24
ZA74176B (en) * 1973-01-29 1974-12-24 Babcock & Wilcox Co Consolidated nuclear steam generator
JPS5127801A (ja) 1974-08-06 1976-03-09 Kubota Ltd Sakushonhetsudo
CA1122202A (en) * 1979-11-23 1982-04-20 Gordon M. Cameron Heat exchanger having improved tube layout
JPS62163994A (ja) * 1986-01-14 1987-07-20 株式会社東芝 高速増殖炉
US5263067A (en) * 1992-06-24 1993-11-16 Westinghouse Electric Corp. Locating hot and cold-legs in a nuclear powered steam generation system
JP3511531B2 (ja) * 1994-12-14 2004-03-29 株式会社東芝 蒸気発生器
JP2000346306A (ja) * 1999-06-03 2000-12-15 Ishikawajima Harima Heavy Ind Co Ltd 蒸気発生器の給水入口部
JP4101422B2 (ja) 1999-12-28 2008-06-18 株式会社東芝 液体金属冷却型原子炉および液体金属冷却型原子力プラント
JP3524884B2 (ja) * 2001-03-02 2004-05-10 三菱重工業株式会社 高速増殖炉
US6813328B2 (en) 2002-12-13 2004-11-02 Curtiss-Wright Electro-Mechanical Corporation Nuclear reactor submerged high temperature spool pump
JP2006162339A (ja) * 2004-12-03 2006-06-22 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 熱交換器及び原子炉
CN101307897B (zh) * 2008-06-24 2010-06-23 清华大学 保证气冷堆一回路介质在蒸汽发生器内流动均匀性的装置
US8971477B2 (en) * 2009-06-10 2015-03-03 Babcock & Wilcox Mpower, Inc. Integral helical coil pressurized water nuclear reactor
JP5127801B2 (ja) 2009-09-30 2013-01-23 株式会社藤商事 遊技機
KR20120132493A (ko) 2010-02-05 2012-12-05 에스엠알, 엘엘씨 1차 냉각재의 자연순환을 가지는 원자로 시스템
EP2561512B1 (en) * 2010-04-23 2019-01-16 Atomic Energy of Canada Limited/ Énergie Atomique du Canada Limitée Pressure-tube reactor with pressurised moderator
CA3048702A1 (fr) * 2010-04-23 2011-10-27 Atomic Energy Of Canada Limited/Energie Atomique Du Canada Limitee Pressure-tube reactor with coolant plenum
US9343187B2 (en) 2010-09-27 2016-05-17 Bwxt Nuclear Energy, Inc. Compact nuclear reactor with integral steam generator
US9230697B2 (en) 2012-04-20 2016-01-05 Nuscale Power, Llc Steam generator for a nuclear reactor

Also Published As

Publication number Publication date
KR102220520B1 (ko) 2021-02-25
JP6882418B2 (ja) 2021-06-02
JP7514339B2 (ja) 2024-07-10
JP2021119356A (ja) 2021-08-12
CA2869901A1 (en) 2013-10-24
US9230697B2 (en) 2016-01-05
CN104272397B (zh) 2016-12-21
EP2859556B1 (en) 2020-12-16
WO2013158950A3 (en) 2013-11-14
EP2859556A4 (en) 2016-04-06
JP2020024214A (ja) 2020-02-13
KR20150003807A (ko) 2015-01-09
WO2013158950A2 (en) 2013-10-24
JP2019032339A (ja) 2019-02-28
KR102159794B1 (ko) 2020-09-24
KR20200111284A (ko) 2020-09-28
EP2859556A2 (en) 2015-04-15
CA3178009A1 (en) 2013-10-24
JP2015514995A (ja) 2015-05-21
US20150103967A1 (en) 2015-04-16
PL2859556T3 (pl) 2021-06-14
CN104272397A (zh) 2015-01-07
US10147507B2 (en) 2018-12-04
US20130279643A1 (en) 2013-10-24
HK1202344A1 (en) 2015-09-25
CA2869901C (en) 2023-01-17

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP7514339B2 (ja) 原子炉の蒸気発生器
JP6349443B2 (ja) 原子炉に使用される熱除去システム
JP2014506998A5 (ja)
US20090323886A1 (en) Methods and apparatuses for removal and transport of thermal energy
US20230317306A1 (en) Heat pipe networks for heat removal, such as heat removal from nuclear reactors, and associated systems and methods
US10627103B2 (en) Steam generator
JP2018004445A (ja) 高速炉用燃料集合体及びそれを装荷する高速炉の炉心
JP2015108536A (ja) 燃料集合体および加圧水型原子炉

Legal Events

Date Code Title Description
A521 Request for written amendment filed

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523

Effective date: 20230116

A621 Written request for application examination

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A621

Effective date: 20230116

A977 Report on retrieval

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A971007

Effective date: 20231124

A131 Notification of reasons for refusal

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131

Effective date: 20231128

A601 Written request for extension of time

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A601

Effective date: 20240227

A521 Request for written amendment filed

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523

Effective date: 20240501

TRDD Decision of grant or rejection written
A01 Written decision to grant a patent or to grant a registration (utility model)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A01

Effective date: 20240618

A61 First payment of annual fees (during grant procedure)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A61

Effective date: 20240628

R150 Certificate of patent or registration of utility model

Ref document number: 7514339

Country of ref document: JP

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R150