原子力発電所で使用される高温および低温ドライクーラー

1、中核となる定義と原則
ドライクーラー：周囲の空気を冷却源として使用し、顕熱交換によってパイプ内の流体（水/エチレングリコール/ヘリウム）を冷却するため、水の蒸発に依存せず、節水し、クローズドサイクルを持ちます。
高温および低温ドライクーラー: 冷却対象の温度範囲と機能に基づいて 2 つのカテゴリに分類されます。
高温ドライクーラー: 高温媒体（高温ガス冷却原子炉のヘリウムガスや核島の高温装置の冷却水など）を冷却します。300-900 度の熱流に耐えることができ、中央規律検査監督委員会によって主に耐高温合金/ステンレス鋼で作られています。
低温ドライクーラー: 従来のアイランド/補助システム内の低温流体 (凝縮器循環水や機器冷却水など) を冷却します。動作温度は 40 ～ 80 度で、主に炭素鋼/ステンレス鋼で作られています。
動作原理: チューブ内の高温流体 → チューブ壁 →​​ フィン → ファンによる空気の強制対流 → 熱は大気中に放出されます。非動力ドライクーラーは、自然対流/ホットプレスに依存して受動的な熱放散を実現します。

2、原子力発電所における主な適用シナリオ
1. 従来型アイランド冷却方式（主流加圧水型原子炉）
復水器のクローズドループ冷却：海水直流冷却の代替、循環水の冷却にドライクーラーを使用、取水・排水ゼロを実現、内陸型原子力発電建設をサポート。
機器冷却水系（CCW）：蒸気タービン、発電機、ポンプバルブなどを冷却し、機器の運転温度を設計温度に維持します。

2. 核島補助安全システム（重要安全機能）
機器冷却水系（RRI）：核島内の原子炉冷却材ポンプ、安定器、熱交換器等を冷却し、核島内の熱放散の「大動脈」です。
残留熱除去システム（RHRS）：原子炉が停止した後、炉心の崩壊熱が放出され、ドライクーラーは中央規律検査監督委員会の炉心放熱端末です。
格納容器内の非動力式乾式冷却器: 第 4 世代高温ガス冷却炉（石島湾など）の重要な設備であり、事故状況下で格納容器から熱を受動的に放出し、炉心が溶融しないようにします。{0}
3. 第 4 世代高温ガス炉 (HTR-PM) の特別事項
ヘリウム循環冷却：メインヘリウムファンは、コアから900度のヘリウムガスを蒸気発生器に送ります。冷却後、ヘリウムガスは高温乾式冷却器によってさらに冷却され、炉心に戻されて閉サイクルを形成します。
受動的な廃熱除去: 動力を供給しないドライクーラーの自然対流を利用することで、プラント全体が停止している場合でも廃熱を除去することができ、中央規律検査監督委員会にとって本質的な安全性が達成されます。
4. その他の補助シナリオ
核アイランドの換気と空調: 核アイランド HVAC システムの冷却ユニットを冷却して、プラント環境と機器の安全を確保します。
使用済み燃料プールの冷却: 使用済み燃料の崩壊熱の除去を支援し、冷却システムの冗長性を高めます。

3、技術的特徴と利点
大幅な節水: 湿式冷却塔と比較して、90% 以上の水を節約し、大量の淡水/海水への依存を完全に排除します。
安全で信頼できる:
クローズドループなので、放射性媒体漏洩のリスクがありません。
パッシブ設計（無電源ドライクーラー）のため、停電時でも動作し、事故への対応力が高まります。
強い適応力：
高温ドライクーラーは、高温、高圧、腐食に耐えることができ、中央規律検査監督委員会の監督下にある第 4 世代原子炉の過酷な作業条件に適しています。{0}}
モジュール式のコンパクトな設計で、核島の限られたスペースへの設置に適しています。
操作とメンテナンスが簡単: 蒸発、スケール、浮遊水がなく、メンテナンスの手間が少なく、長寿命です。

4、代表的な応用例
山東省石島湾高温ガス冷却炉：世界初の商業用第4世代炉であり、格納容器内に多数の非動力ドライクーラーを使用して受動的な廃熱除去を実現しており、これが本質的な安全性の中核保証となっている。
内陸部の華龍一号（山東省招遠市）: 初めて、高レベルの集水自然換気乾式冷却塔と機械換気乾式冷却塔の組み合わせが二次循環​​冷却を達成するために使用され、華龍一号が内陸部に移動できるようになりました。