CN107958714A - 在核电站退役期间用于乏燃料储存的独立储存系统 - Google Patents
在核电站退役期间用于乏燃料储存的独立储存系统 Download PDFInfo
- Publication number
- CN107958714A CN107958714A CN201710895211.XA CN201710895211A CN107958714A CN 107958714 A CN107958714 A CN 107958714A CN 201710895211 A CN201710895211 A CN 201710895211A CN 107958714 A CN107958714 A CN 107958714A
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- cooling
- independent
- spent fuel
- water supply
- disposed
- 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
Links
Classifications
-
- 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
- G21F7/00—Shielded cells or rooms
-
- 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
- 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
- G21C15/04—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices from fissile or breeder material
- G21C15/06—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices from fissile or breeder material in fuel elements
-
- 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
- G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21D—NUCLEAR POWER PLANT
- G21D1/00—Details of nuclear power plant
- G21D1/003—Nuclear facilities decommissioning arrangements
-
- 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
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
一种在核电站退役期间用于乏燃料储存(spent fuel storage)的独立储存系统,所述独立储存系统包括:独立储存空间,通过将核电站修改成独立建筑物而获得;乏燃料储存池,被布置在独立储存空间中,并且被配置为储存乏燃料;冷却系统,被布置在独立储存空间中,并且被配置为去除从乏燃料生成的衰变热;净化系统,被布置在独立储存空间中,并且被配置为净化乏燃料储存池中的水;以及冷却水供应系统,被布置在独立储存空间中,并且被配置为向冷却系统供应冷却水,其中,冷却系统、净化系统和冷却水供应系统仅执行用于在乏燃料储存池中进行乏燃料储存的功能,并且冷却系统、净化系统和冷却水供应系统被布置在其中布置有乏燃料储存池的同一建筑物中。
Description
相关申请的交叉引用
本申请要求于2016年10月17日在韩国知识产权局提交的韩国专利申请No.10-2016-0134547的优先权,该申请的公开内容通过引用全部并入本文中。
技术领域
一个或多个实施例涉及一种在核电站退役期间用于乏燃料储存的独立储存系统,更具体地,涉及一种独立储存系统,其通过将在核电站运行期间使用的用于进行乏燃料储存的相关系统修改为仅用于乏燃料储存的独立系统来运行,以便有助于核电站退役。
背景技术
通常,核电站中设置了各种系统,以便在核电站运行期间执行各种功能。核电站包括用于乏燃料储存的系统。用于乏燃料储存的系统多样化地分散在核电站中。
图1示出了在现有核电站运行期间用于乏燃料储存的相关系统。参考图1,用于乏燃料储存的系统分散在各个建筑物中。乏燃料储存池50的冷却系统51以分散方式被布置在燃料处理建筑物10中。乏燃料储存池50的补给水供应系统52和冷却水供应系统53以分散方式被布置在辅助建筑物20中。乏燃料储存池50的净化系统54以分散方式被布置在复合建筑物30中。
除了用于乏燃料储存的功能之外,上述用于乏燃料储存的相关系统可以复杂地执行核电站运行(包括核燃料换料运行)所需的其它功能。此外,在核电站运行中,核燃料处理建筑物10设置有诸如换料池(refueling pool)61或新燃料储存坑62之类的系统,并且应急电力建筑物40设置有应急电力供应系统41。
核电站在核电站永久关闭之后退役。目前,核电站退役具有以下问题。
当核电站退役时,乏燃料应当被储存在乏燃料储存池50中。为此,在不进行改变的情况下使用用于乏燃料储存的相关系统,例如,冷却系统51、补给水供应系统52、冷却水供应系统53和净化系统54。然而,由于除了用于乏燃料储存的功能之外,用于乏燃料储存的相关系统还复杂地执行核电站的其它必要功能,因此,如果现有系统无改变地保持原样,则会产生不必要的保养和维修费用,并且相关事故的可能性也会增大。
在核电站退役期间,拆除除了乏燃料池50所在的核燃料处理建筑物10之外的建筑物,或将其修改为有助于拆除。换句话说,拆除除了用于乏燃料储存的相关系统之外的其它系统。然而,用于乏燃料储存的相关系统(比如,冷却系统51、补给水供应系统52、冷却水供应系统53和净化系统54)位于乏燃料储存池50所在的核燃料处理建筑物10的外部,并且分散在各建筑物中。
因此,由于核电站退役是在用于乏燃料储存的相关系统以分散方式布置在乏燃料储存池50所在的核燃料处理建筑物10的外部的状态下执行的,因此,核电站退役并不容易,并且工人可能由于以分散方式布置的用于乏燃料储存的相关系统而在退役期间更多地暴露于辐射。
换句话说,由于在核电站退役之后使用的用于乏燃料储存的相关系统以分散方式被布置在除了乏燃料储存池50所在的核燃料处理建筑物10之外的建筑物中,所以核电站退役不易执行,并且工人会更多地暴露于辐射。
发明内容
一个或多个实施例包括独立储存系统,其是通过将在核电站运行期间使用的用于乏燃料储存的相关系统修改成仅用于乏燃料储存的独立系统以便有助于核电站退役来配置的,由此提高了核电站永久关闭后的乏燃料储存的效率。
其他方面将在以下描述中部分地阐述,并且根据说明书将是部分地显而易见的,或可以通过实践所提出的实施例而获知。
根据一个或多个实施例,一种在核电站退役期间用于乏燃料储存的独立储存系统包括:独立储存空间,通过将核电站修改成独立建筑物而获得;乏燃料储存池,被布置在独立储存空间中,并且被配置为储存乏燃料;冷却系统,被布置在独立储存空间中,并且被配置为去除从乏燃料生成的衰变热;净化系统,被布置在独立储存空间中,并且被配置为净化乏燃料储存池中的水;以及冷却水供应系统,被布置在独立储存空间中,并且被配置为向冷却系统供应冷却水,其中,冷却系统、净化系统和冷却水供应系统仅执行用于乏燃料储存池中的乏燃料储存的功能,并且冷却系统、净化系统和冷却水供应系统被布置在布置有乏燃料储存池的同一建筑物中。
冷却系统可以包括热交换器和泵,并且是双回路型。
净化系统可以是单回路型。
冷却水供应系统可以是包括第一回路和第二回路的双回路型,第一回路是水冷却型,并且第二回路是空气冷却型。
独立储存系统还可以包括:补给水供应子系统,被布置在独立储存空间中,并且能够在冷却系统发生故障并且乏燃料储存池的温度升高时供应补充水,以补充蒸发量损耗,其中补给水供应子系统是根据地震类别1设计的。
独立储存系统还可以包括:软化水供应子系统,被布置在独立储存空间的外部,并且能够保持乏燃料储存池中的水质,其中软化水供应子系统是根据地震类别1设计的。
独立储存系统还可以包括:应急电力供应系统,被布置在独立储存空间的外部,并且能够在被供应到冷却系统、净化系统和冷却水供应系统的电力中断时供应替代电力。
附图说明
通过以下结合附图对实施例的描述,这些和/或其它方面将变得显而易见并且更容易理解,在附图中:
图1示出了在现有核电站运行期间用于乏燃料储存的相关系统;以及
图2示出了根据实施例的独立储存系统。
具体实施方式
现在将详细参考实施例,附图中示出了实施例的示例,其中,在整个附图中,相同的附图标记是指相同的元件。在这点上,本实施例可以具有不同形式,并且不应当被解释为受限于本文所阐明的描述。因此,以下仅通过参考附图来描述实施例,以说明本说明书的方面。
本公开涉及一种在核电站退役期间用于乏燃料储存的独立储存系统,更具体地,涉及一种独立储存系统,其通过将在核电站运行期间使用的用于乏燃料储存的相关系统修改为独立系统来运行,以便有助于核电站退役。下面将参考附图详细描述本公开。
参考图2,根据本实施例的独立储存系统可以包括独立储存空间110、乏燃料储存池120、冷却系统130、净化系统140和冷却水供应系统150。
独立储存空间110是通过将现有的核电站修改为独立的建筑物而形成的。详细地,独立储存空间110可以是通过修改图1的现有核燃料处理建筑物10而形成的,其中乏燃料储存池50位于所述现有核燃料处理建筑物中。由于用于乏燃料储存的相关系统以分散方式被布置在核电站的各个建筑物中,现有核电站具有许多问题。根据本实施例的独立储存系统,通过设置独立储存空间110将分散在各建筑物中的用于乏燃料储存的相关系统聚集在一个地方。换句话说,独立储存空间110可以是用以聚集在核电站退役期间用于乏燃料储存的相关系统的独立建筑物。
乏燃料储存池120是用于储存乏燃料的储存池,并且可以被布置在独立储存空间110中。储存在乏燃料储存池120中的乏燃料可以经由冷却系统130、净化系统140和冷却水供应系统150来保持安全。
冷却系统130可以去除从乏燃料生成的衰变热,并且可以被布置在独立储存空间110中。冷却系统130可以处理从乏燃料储存池120中的乏燃料装配组件(未示出)生成的最大衰变热,并且可以包括热交换器(未示出)和泵(未示出)。
冷却系统130可以是双回路型。根据双回路型,设置了两个相同的系统,并且出于安全原因,冷却系统130可以是双回路型。当冷却系统130是双回路型时,如果一个回路坏了,另一回路是可操作的,由此可以提高稳定性。如果现有系统足以能够处理在乏燃料储存池120中生成的最大衰变热,则可以无改变地使用在核电站运行期间使用的现有系统,并且可以将其用作冷却系统130,或者如果需要,则可以通过在核电站永久关闭之后根据乏燃料储存池120的状况进行修改来使用现有系统。
净化系统140可以净化乏燃料储存池120中的水,并且可以被布置在独立储存空间110中。详细地,净化系统140可以通过净化乏燃料储存池120中的水来保持储存池表面的剂量率等于或小于监管标准限制。因此,在燃料处理操作期间,可以不阻止工人接近储存池,并且可以适当地保持水和水面的清洁度。
在现有核电站中,图1的现有净化系统54被布置在与乏燃料储存池50分离的复合建筑物30中。然而,在根据本实施例的独立储存系统中,净化系统140被布置在独立储存空间110中。尽管图1的现有净化系统54具有用于运行现有核电站所需的各种功能,但是净化系统140被修改为在核电站永久关闭之后仅执行净化乏燃料储存池120的功能。
净化系统140可以是单回路型。在不影响稳定性和运行的范围内,净化系统140可以是单回路型。因此,由于净化系统140是单回路型,与双回路型相比,保养和维修费用会减少。
冷却水供应系统150向冷却系统130供应冷却水,并且被布置在独立储存空间110中。详细地,冷却水供应系统150执行向冷却系统130的热交换器供应冷却水的功能。由于图1的现有冷却水供应系统53在核电站运行期间除了向乏燃料储存池50和冷却系统51的热交换器供应冷却水之外还向多个热交换器供应冷却水,并且将海水用作最终热阱(heatsink),因此,现有冷却水供应系统53的尺寸的非常大。具体地,由于现有冷却水供应系统53经常与外部系统互锁并且具有较大尺寸,因此现有冷却水供应系统53被布置在乏燃料储存池50所在的核燃料处理建筑物10的外部。
然而,根据本实施例的冷却水供应系统150被修改为仅执行乏燃料储存的功能。因此,可以仅通过重新计算冷却系统130的热交换器所需的冷却水量,来将冷却水供应系统150布置在独立储存空间110中。换句话说,冷却水供应系统150被修改为仅供应乏燃料储存池120中进行乏燃料储存所需的冷却水,不包括向其它现有热交换器供应冷却水。在重新计算冷却水量的方法中,冷却水的容量根据核电站的不同而不同,并且在重新计算期间,考虑乏燃料储存池120所需的容量来重新计算冷却水的容量。
冷却水供应系统150可以是双回路型:第一回路可以是水冷却型,第二回路可以是空气冷却型。水冷却型使用水来冷却热量,并且空气冷却型使用空气来冷却热量。详细地,被从乏燃料储存池120生成的热量加热后的热水与冷却系统130的热交换器中的冷水执行热交换(第一回路;水冷却型)。冷水通过经过与热水进行热交换而被加热,并且水冷却型情况下的热水的温度通过接触穿过另一热交换器的冷空气而降低(第二回路;空气冷却型)。
根据实施例,冷却系统130、净化系统140和冷却水供应系统150被布置在一个独立建筑物中。具体地,通过修改乏燃料储存池120所在的核燃料处理建筑物10,独立储存空间110形成其中布置有冷却系统130、净化系统140和冷却水供应系统150的建筑物,乏燃料储存池120和用于乏燃料储存的相关系统也被布置在该同一建筑物中。因此,由于用于乏燃料储存的相关系统和乏燃料储存池120处于一个地方,所以核电站退役变得容易,并且可以形成高效率且低容量的乏燃料相关系统。
根据实施例,独立储存系统还可以包括补给水供应系统。补给水供应系统可以包括补给水供应子系统161、软化水供应子系统162和外部补给水供应子系统163。
补给水供应子系统161是根据地震类别1设计的,并且在冷却系统130发生故障并且由此乏燃料储存池120的温度升高时供应补给水,以补充蒸发量损耗。补给水供应子系统161被布置在独立储存空间110中。图1的现有补充水子系统被形成为具有较大尺寸,以便除了向乏燃料池储存池50供应补给水之外还向需要供应补给水的多个系统供应补给水。因此,现有补给水供应系统52被布置在乏燃料储存池50所在的核燃料处理建筑物10的外部。
然而,根据本实施例的补给水供应子系统161被修改为仅执行乏燃料储存的功能。因此,补给水供应子系统161重新计算乏燃料储存所需的补给水,并且可以被布置在独立储存空间110中。换句话说,补给水供应子系统161被修改为仅供应乏燃料储存池120中进行乏燃料储存所需的补给水,不包括向其它现有系统供应补给水。在重新计算补给水量的方法中,补给水的容量根据核电站的不同而不同,并且在重新计算期间,考虑乏燃料储存池120所需的容量来重新计算补给水的容量。
软化水供应子系统162是根据地震类别1设计的,并且从消防系统的清洁水储存箱接收清洁水,以去除可溶性和漂浮的杂质,并且将软化水供应至乏燃料储存池120,从而执行保持乏燃料储存池120的水质的功能。软化水供应子系统162需要大量装置(比如,过滤器供应泵、软化系统、膜除氧设备、软化水储存箱、软化水输送泵和清洁设备)及其空间。因此,当软化水供应子系统162被布置在独立储存空间110中时,不足的是费用和操作效率会降低。因此,软化水供应子系统162可以被布置在独立储存空间110的外部。
外部补给水供应子系统163是以地震类别1设计的,并且可以通过使用消防泵来执行作为外部应急给水系统的功能,以便在冷却系统130的泵和热交换器发生故障时确保衰变热去除功能。换句话说,外部补给水供应子系统163设置有连接部分,以便通过消防车向乏燃料储存池120供应应急冷却水。现有系统可以用作外部补给水供应子系统163,而不需要单独修改或改变,或者可以通过根据乏燃料储存池120的状况进行修改来使用。
现有补给水供应系统52可以包括硼化水供应子系统。硼化水供应子系统通过经由化学和容积控制系统供应硼化水来保持乏燃料储存池120的水质。在核电站运行期间,需要硼化水供应子系统,但是在核电站永久关闭之后,硼化水供应子系统的必要性大大降低。因此,在根据本实施例的独立储存系统中,去除了硼化水供应子系统,并且在乏燃料储存池120中需要硼化水时喷撒硼酸粉末。
图2中的容器装料坑180和容器去污坑190提供用于管理乏燃料的工作空间,并且是保养和维修独立储存系统所需的系统。
根据本实施例的独立储存系统还可以包括应急电力供应系统171。应急电力供应系统171可以在被供应到冷却系统130的电力中断时供应替代电力。由于应急电力供应系统171包括各种系统(诸如,低温冷却水系统、高温冷却水系统、润滑油系统、起动空气系统、燃油系统或进气和通风系统),并且应急电力被供应到除了独立储存系统之外的系统,因此在需要时,应急电力供应系统171可以被布置在独立储存空间110外部的单独建筑物170中。换句话说,应急电力供应系统171被布置在独立储存空间110的外部,并且可以在被供应到冷却系统130、净化系统140和冷却水供应系统150的电力中断时供应充足的替代电力。
根据上述实施例的在核电站退役期间用于乏燃料储存的独立储存系统具有以下效果。
由于根据上述实施例的独立储存系统是通过将用于核电站运行的针对乏燃料储存的相关系统修改为仅用于乏燃料储存的独立系统以有助于核电站退役来被配置的,因此可以配置出高效率且低容量的乏燃料相关系统,由此运行成本会减少。此外,乏燃料储存池的性能可以通过改进陈旧设备来改善。
此外,由于根据上述实施例的独立储存系统独立于外部系统,因此可以在将乏燃料存储于独立储存系统的状态下并行地执行退役工作。因此,可以缩短工作时间,并且可以降低与工人的辐射暴露相关联的风险。
换句话说,在根据上述实施例的独立储存系统中,在核电站运行期间分散在各个建筑物中的乏燃料储存所需的系统被聚集在一个建筑物中,并且被修改为仅具有乏燃料储存所需的功能。在根据上述实施例的独立储存系统中,可以去除核电站运行所需的现有功能,由此核电站永久关闭之后的不必要的保养和维修费用会减少,并且相关事故的可能性会降低。
此外,由于用于乏燃料储存的系统被聚集在一个建筑物中,因此不再使用的核电站的其它系统可以被容易地退役,并且在退役期间与工人的辐射暴露相关联的风险会降低。
应当理解,本文所述示例实施例应当被认为仅是描述意义的,而不是为了限制目的。每个实施例中的特征或方面的描述通常应当被认为可用于其它实施例中的其他类似特征或方面。
尽管已参考附图描述了一个或多个实施例,但本领域普通技术人员应当理解,在不脱离所附权利要求所限定的精神和范围的情况下,可以在形式和细节上对实施例进行各种改变。
Claims (7)
1.一种在核电站退役期间用于乏燃料储存的独立储存系统,所述独立储存系统包括:
独立储存空间,通过将所述核电站修改成独立建筑物而获得;
乏燃料储存池,被布置在所述独立储存空间中,并且被配置为储存乏燃料;
冷却系统,被布置在所述独立储存空间中,并且被配置为去除从所述乏燃料生成的衰变热;
净化系统,被布置在所述独立储存空间中,并且被配置为净化所述乏燃料储存池中的水;以及
冷却水供应系统,被布置在所述独立储存空间中,并且被配置为向所述冷却系统供应冷却水,
其中,所述冷却系统、所述净化系统和所述冷却水供应系统仅执行用于在所述乏燃料储存池中进行乏燃料储存的功能,并且所述冷却系统、所述净化系统和所述冷却水供应系统被布置在其中布置有所述乏燃料储存池的相同建筑物中。
2.根据权利要求1所述的独立储存系统,其中,所述冷却系统包括热交换器和泵,并且是双回路型。
3.根据权利要求1所述的独立储存系统,其中,所述净化系统是单回路型。
4.根据权利要求1所述的独立储存系统,其中,所述冷却水供应系统是包括第一回路和第二回路的双回路型,所述第一回路是水冷却型,所述第二回路是空气冷却型。
5.根据权利要求1所述的独立储存系统,还包括:
补给水供应子系统,被布置在所述独立储存空间中,并且能够在所述冷却系统发生故障且所述乏燃料储存池的温度升高时供应补给水,以补充蒸发量损耗。
其中,所述补给水供应子系统是根据地震类别1设计的。
6.根据权利要求1所述的独立储存系统,还包括:
软化水供应子系统,被布置在所述独立储存空间的外部,并且能够保持所述乏燃料储存池中的水质,
其中,所述软化水供应子系统是根据地震类别1设计的。
7.根据权利要求1所述的独立储存系统,还包括:
应急电力供应系统,被布置在所述独立储存空间的外部,并且能够在被供应到所述冷却系统、所述净化系统和所述冷却水供应系统的电力中断时供应替代电力。
Applications Claiming Priority (2)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
KR10-2016-0134547 | 2016-10-17 | ||
KR1020160134547A KR101879426B1 (ko) | 2016-10-17 | 2016-10-17 | 원자력 발전소 해체 중 사용후핵연료저장을 위한 독립저장시설 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
CN107958714A true CN107958714A (zh) | 2018-04-24 |
CN107958714B CN107958714B (zh) | 2020-06-19 |
Family
ID=61954593
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
CN201710895211.XA Active CN107958714B (zh) | 2016-10-17 | 2017-09-27 | 在核电站退役期间用于乏燃料储存的独立储存系统 |
Country Status (2)
Country | Link |
---|---|
KR (1) | KR101879426B1 (zh) |
CN (1) | CN107958714B (zh) |
Families Citing this family (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
KR102176826B1 (ko) | 2018-09-19 | 2020-11-11 | 한국수력원자력 주식회사 | 사용후핵연료 냉각장치 및 이를 이용한 사용후핵연료 냉각방법 |
KR102340450B1 (ko) | 2019-12-24 | 2021-12-17 | 한국수력원자력 주식회사 | 원전 해체 후 사용후 연료저장조의 냉각시스템 |
CN113871044B (zh) * | 2021-08-12 | 2024-06-21 | 中广核研究院有限公司 | 冷却控制方法及其相关设备 |
Citations (7)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPH07128479A (ja) * | 1993-11-02 | 1995-05-19 | Hitachi Ltd | 原子炉建屋 |
JP2004108795A (ja) * | 2002-09-13 | 2004-04-08 | Toyo Eng Corp | 放射性物質貯蔵方法および放射性物質貯蔵施設 |
KR20090118574A (ko) * | 2008-05-14 | 2009-11-18 | 한국원자력연구원 | 사용후핵연료 집합체 해체 장치 |
CN101689407A (zh) * | 2007-05-07 | 2010-03-31 | 大型替代能源责任有限公司 | 超安全并且可简易拆除的核电厂 |
US20120294407A1 (en) * | 2011-04-27 | 2012-11-22 | Hitachi-Ge Nuclear Energy, Ltd. | Nuclear Power Plant, Fuel Pool Water Cooling Facility and Method Thereof |
US20130121454A1 (en) * | 2011-11-14 | 2013-05-16 | Westinghouse Electric Company Llc | Semi-portable emergency cooling system for removing decay heat from a nuclear reactor |
KR20160022023A (ko) * | 2014-08-19 | 2016-02-29 | (주)한국원자력 엔지니어링 | 원자력발전소의 사용후 핵연료 저장시설 |
Family Cites Families (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
KR101250750B1 (ko) | 2011-09-08 | 2013-04-04 | 한전원자력연료 주식회사 | 사용후핵연료 저장조 실시간 감시시스템 및 그 방법 |
-
2016
- 2016-10-17 KR KR1020160134547A patent/KR101879426B1/ko active IP Right Grant
-
2017
- 2017-09-27 CN CN201710895211.XA patent/CN107958714B/zh active Active
Patent Citations (7)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPH07128479A (ja) * | 1993-11-02 | 1995-05-19 | Hitachi Ltd | 原子炉建屋 |
JP2004108795A (ja) * | 2002-09-13 | 2004-04-08 | Toyo Eng Corp | 放射性物質貯蔵方法および放射性物質貯蔵施設 |
CN101689407A (zh) * | 2007-05-07 | 2010-03-31 | 大型替代能源责任有限公司 | 超安全并且可简易拆除的核电厂 |
KR20090118574A (ko) * | 2008-05-14 | 2009-11-18 | 한국원자력연구원 | 사용후핵연료 집합체 해체 장치 |
US20120294407A1 (en) * | 2011-04-27 | 2012-11-22 | Hitachi-Ge Nuclear Energy, Ltd. | Nuclear Power Plant, Fuel Pool Water Cooling Facility and Method Thereof |
US20130121454A1 (en) * | 2011-11-14 | 2013-05-16 | Westinghouse Electric Company Llc | Semi-portable emergency cooling system for removing decay heat from a nuclear reactor |
KR20160022023A (ko) * | 2014-08-19 | 2016-02-29 | (주)한국원자력 엔지니어링 | 원자력발전소의 사용후 핵연료 저장시설 |
Non-Patent Citations (3)
Title |
---|
CHUN-HYUNG CHO .ET AL: "Cost comparisons of wet and dry interim storage facilities for PWR spent nuclear fuel in Korea", 《ANNALS OF NUCLEAR ENERGY》 * |
任德曦 等: "《核能经济学》", 31 August 2014 * |
齐厚博 等: "地下核电站可行性分析及基于MCDA技术的优选", 《原子能科学技术》 * |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
CN107958714B (zh) | 2020-06-19 |
KR101879426B1 (ko) | 2018-07-17 |
KR20180042015A (ko) | 2018-04-25 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
CN107958714A (zh) | 在核电站退役期间用于乏燃料储存的独立储存系统 | |
JP5734831B2 (ja) | 使用済み核燃料貯蔵槽被動型冷却装置 | |
KR101242746B1 (ko) | 원자력 발전소의 격납건물 외부 통합피동안전계통 시스템 | |
KR101242743B1 (ko) | 일체형 피동안전탱크를 이용한 일체형 원자력 발전 시스템 | |
US11257600B2 (en) | Sodium-cesium vapor trap system and method | |
US20160247585A1 (en) | Passive safety equipment and nuclear power plant including same | |
CN103000233B (zh) | 核电站被动式冷却系统 | |
CN104508753A (zh) | 用于核反应堆的深度防御安全范例 | |
CN110021447B (zh) | 一种二次侧非能动余热导出系统 | |
CN102903402A (zh) | 一种先进的二次侧堆芯热量导出装置 | |
KR101892550B1 (ko) | 중간열침원 냉각설비를 구비하는 원전 | |
JP3226383B2 (ja) | 原子炉 | |
US20190341156A1 (en) | Emergency Heat Removal in a Light Water Reactor Using a Passive Endothermic Reaction Cooling System (PERCS) | |
EP3295461B1 (en) | Remote heat removal system | |
CN108144369A (zh) | 无源废燃料池冷却和过滤系统 | |
JP2008203023A (ja) | 原子力プラントの冷却系 | |
CN104854661A (zh) | 核电站被动辅助给水系统的充水装置 | |
CN104737236B (zh) | 核电站被动辅助给水系统的充水装置 | |
MX2012014448A (es) | Metodo y aparato para un sistema alternativo, remoto de enfriamiento de deposito de combustible usado para reactores de agua ligeros. | |
JP2012207917A (ja) | 冷却装置 | |
KR101540671B1 (ko) | 피동격납부냉각계통 및 이를 구비하는 원전 | |
WO2022019554A1 (ko) | 재해사고 원자로 냉각 시스템 및 이를 이용한 원자로 냉각 방법 | |
KR102280895B1 (ko) | 원자력 발전소의 통합형 피동냉각시스템 | |
JPH0440397A (ja) | 原子炉圧力容器冷却装置 | |
JP6479406B2 (ja) | 冷却装置および原子力設備 |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
PB01 | Publication | ||
PB01 | Publication | ||
SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
GR01 | Patent grant | ||
GR01 | Patent grant |