CN110246598A - 被动反应堆腔冷却系统 - Google Patents
被动反应堆腔冷却系统 Download PDFInfo
- Publication number
- CN110246598A CN110246598A CN201910172047.9A CN201910172047A CN110246598A CN 110246598 A CN110246598 A CN 110246598A CN 201910172047 A CN201910172047 A CN 201910172047A CN 110246598 A CN110246598 A CN 110246598A
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- plate
- reactor
- air
- water
- cooling system
- 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
- 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
- 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
- G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
- G21C13/02—Details
-
- 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
-
- 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
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/20—Partitions or thermal insulation between fuel channel and moderator
-
- 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
- G21C15/24—Promoting flow of the coolant
- G21C15/26—Promoting flow of the coolant by convection, e.g. using chimneys, using divergent channels
-
- 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
- G21C15/28—Selection of specific coolants ; Additions to the reactor coolants, e.g. against moderator corrosion
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C5/00—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
- G21C5/12—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator characterised by composition, e.g. the moderator containing additional substances which ensure improved heat resistance of the moderator
- G21C5/123—Moderators made of organic materials
-
- 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)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
根据本发明的被动反应堆腔冷却系统包括:反应堆腔,该反应堆腔形成在反应堆容器和封围反应堆容器的安全壳结构之间;第一冷却系统,其控制外部空气顺序地通过设置在反应堆腔内的空气下降管和空气上升管,使得传递到反应堆腔的堆芯的余热排放到大气;第二冷却系统,其具有设置在安全壳结构的内部空间中或安全壳结构的壁中的水冷却管,以将传递到反应堆腔的堆芯的余热排放到外部;以及功能导体,其具有在反应堆的正常运行温度范围内的隔热性能和在比正常运行温度范围更高的温度环境的反应堆的事故发生温度范围内的传热性能,其中空气下降管和水冷却管相对于从反应堆容器观察的方向设置在空气上升管的后面,并且功能导体设置在空气下降管和空气上升管之间。
Description
技术领域
本发明涉及一种用于被动地去除传递到反应堆腔的堆芯的余热的设备。
背景技术
在用于去除堆芯的余热的空气/水混合被动反应堆的相关技术中,同时通过空气和水进行冷却。在韩国专利公开第10-2009-0021722号(2009年3月4日)中公开了空气/水混合被动反应堆的示例。
上述专利文献中公开的空气/水混合被动反应堆的设计前提是在正常运行状态下同时进行空气冷却和水冷却。这里,空气冷却意味着使用空气作为传热流体进行冷却,并且水冷却意味着使用水作为传热流体进行冷却。因此,在发生事故的情况下,如果空气冷却或水冷却不能正常工作,则存在去除堆芯的余热的问题。
在考虑事故时,即使在发生事故时错误地执行两种冷却运行中的一种,将空气冷却和水冷却中的每一种的设计容量加倍也不会对去除堆芯的余热引起任何问题。然而,空气冷却和水冷却的设计容量加倍甚至在反应堆的正常运行期间自然地增加了热量损失,这降低了发电厂的整体效率。
此外,在上述专利文献中公开的空气/水混合被动反应堆中,隔热材料位于高温上升管的后面。因此,还存在问题,即由于隔热材料在发生空气冷却和水冷却不能进行的极端事故时阻断至混凝土结构和外部土壤的热传导而不能去除堆芯的余热。
发明内容
本发明的一个方面是提出被动反应堆腔冷却系统,其能够通过使用自然循环有效地去除堆芯的余热而不降低整个反应堆的热效率。
本发明的另一个方面是提供一种构造,其能够通过空气冷却和水冷却使用多个屏障来提高整个反应堆的安全性。
本发明的又一方面是提供被动反应堆腔冷却系统,其能够在反应堆的正常运行期间以被动方式执行空气冷却,在发生不能进行空气冷却的事故时以被动方式执行水冷却,并且在空气冷却和水冷却都不能进行的极端事故中使用安全壳结构和土壤进行冷却。
本发明的又一方面是提供被动反应堆腔冷却系统,其具有通过使用功能导体而具有改善的稳定性的结构。
为了实现本发明的上述方面和其它优点,提供了一种被动反应堆腔冷却系统,包括:反应堆腔,该反应堆腔形成在反应堆容器和封围反应堆容器的安全壳结构之间;第一冷却系统,其控制外部空气顺序地通过设置在反应堆腔内的空气下降管和空气上升管,使得传递到反应堆腔的堆芯的余热排放到大气;第二冷却系统,其具有设置在安全壳结构的内部空间中或安全壳结构的壁中的水冷却管,以将传递到反应堆腔的堆芯的余热排放到外部;以及功能导体,其具有在反应堆的正常运行温度范围内的隔热性能和在比正常运行温度范围更高的温度环境的反应堆的事故发生温度范围内的传热性能,其中,空气下降管和水冷却管相对于从反应堆容器观察的方向设置在空气上升管的后面,并且功能导体设置在空气下降管和空气上升管之间。
根据本发明的一个实施例,功能导体在通过水冷却管的水在反应堆的正常运行温度范围内保持液态的范围内可以具有有效的热传导率,并且在通过水冷却管的水在反应堆的事故发生温度范围内沸腾的范围内具有有效的热传导率。
根据本发明的另一个实施例,功能导体可包括相对靠近空气上升管设置的第一板,和相对靠近空气下降管设置的第二板。第一板和第二板可以设置成在间隔开的位置处彼此面对,从而在第一板和第二板之间填充流体。
根据本发明的另一个实施例,流体可以在反应堆的正常运行温度范围内抑制第一板和第二板之间的传热,并且在反应堆的事故发生温度范围内可以通过辐射执行从第一板和第二板中的一个到另一个的传热。
根据本发明的另一个实施例,第一板和第二板中的每一个可以设置有在其厚度方向上彼此相对的第一表面和第二表面,从而执行从第一表面和第二表面中的一个到另一个表面的热传导。
根据本发明的另一个实施例,从第一表面和第二表面中的一个到另一个表面的热传导率可以是1W/m·K或更高。
根据本发明的另一个实施例,第一板的表面和第二板的表面可以具有0.60至0.95的发射率。
根据本发明的另一个实施例,第一板和第二板可以由金属形成并且具有0.1mm至5mm的厚度。
根据本发明的另一个实施例,流体可以含有选自包括空气、氦气、氮气和水的群组中的至少一种。
根据本发明的另一个实施例,功能导体还可以包括设置在第一板和第二板之间的格栅,并且可以由第一板、第二板和格栅形成待填充流体的空间。
根据本发明的另一个实施例,格栅可以由陶瓷形成并且具有0.1W/m·K至1.0W/m·K的热传导率。
根据本发明的另一个实施例,第一板和第二板中的每一个在垂直方向上的长度可以大于格栅的厚度,并且格栅的厚度与第一板和第二板中的每一个的垂直长度的比率可以是0.2或更小。
根据本发明的另一个实施例,第一板、第二板、流体和格栅可以形成功能导体的单元结构,并且功能导体可以通过单元结构的组件(组装)形成。
根据本发明的另一个实施例,单元结构可以在功能导体的垂直方向和厚度方向上重复布置。
根据本发明的另一个实施例,被动反应堆腔冷却系统还可包括设置在安全壳结构外部的水箱。
水冷却管可以连接到水箱的下部。
水冷却管可以通过安全壳结构沿着空气下降管的内部空间延伸或沿着安全壳结构的壁的内部延伸。
水冷却管可包括设置在反应堆腔外部并连接到水箱的水下降部分,以及沿着空气下降管的内部空间延伸或沿着安全壳结构的壁的内部延伸的水上升部分。水下降部分和水上升部分可以通过安全壳结构连接。
根据本发明的另一个示例,反应堆腔可以在反应堆的正常运行温度范围内由第一冷却系统冷却,并且当第一冷却系统在反应堆的事故发生温度范围内功能丧失时可以由第二冷却系统冷却。当第一冷却系统和第二冷却系统的功能在反应堆的事故发生温度范围内全部丧失时,堆芯的余热可通过安全壳结构传递到大气和土壤。
根据本发明的另一个实施例,第一冷却系统可以沿着安全壳结构的内周缘表面形成,并且在与反应堆容器间隔开的位置处围绕反应堆容器。
附图说明
图1是根据本发明的实施例的被动反应堆腔冷却系统的概念图。
图2A和2B是图1的被动反应堆腔冷却系统的剖视图,沿着线A-A剖取并从顶部观察。
图3A和3B是示出图2A和2B的变型的剖视图。
图4是示出设置在被动反应堆腔冷却系统中的功能导体的单元结构的概念图。
图5是示出由单元结构的组件形成的功能导体的概念图。
图6是示出在功能导体的单元结构中发生的传热机制的概念图。
图7是示出功能导体的单元结构的热阻的图。
图8是示出功能导体的单元结构的形状及其组件的概念图。
图9是示出功能导体的单元结构的另一个形状及其组件的概念图。
图10是根据温度比较功能导体的热传导率与其它导体的热传导率的曲线图。
图11是根据本发明的另一个实施例的被动反应堆腔冷却系统的概念图。
具体实施方式
在下文中,将参考附图详细描述根据本发明的被动反应堆腔冷却系统。在本说明书中,即使在不同的实施例中,相同/相似的构造也被赋予相同/相似的附图标记,并且其描述由第一次描述替换。应当理解,当元件被称为与另一个元件“连接”时,该元件可以与另一个元件连接或者也可以存在中间元件。相反,当元件被称为与另一个元件“直接连接”时,不存在中间元件。单数表示可包括复数表示,除非它表示与上下文确定不同的含义。
在下文中,将参考图1至3详细描述被动反应堆腔冷却系统的构造。接下来,将分别描述在反应堆的正常运行期间、在发生事故使得不能进行空气冷却时、以及在发生极端事故使得不能进行空气冷却和水冷却时被动反应堆腔冷却系统的运行。
图1是根据本发明的一个实施例的被动反应堆腔冷却系统100的概念图。
堆芯111安装在反应堆容器110的内部空间中。反应堆容器110形成为封围堆芯111。由堆芯111中的核反应产生的热量用于发电。
形成安全壳结构120以封围反应堆容器110。安全壳结构120可具有圆形或矩形横截面。安全壳结构120在与反应堆容器110间隔开的位置处封围反应堆容器110。
安全壳结构120是用于防止放射性材料的泄漏。通常,安全壳结构120由混凝土形成。由于反应堆容器110的外表面和安全壳结构120的内表面彼此间隔开,因此在它们之间形成反应堆腔115。
堆芯111的余热连续地传递到反应堆腔115。为了将反应堆保持在安全状态,必须从反应堆腔115中连续地去除堆芯111的余热。被动反应堆腔冷却系统100构造成将传递到反应堆腔115的堆芯111的余热传递到大气(空气)或土壤。大气或土壤对应于最终的散热器,堆芯111的余热被传递到该最终的散热器。
被动反应堆腔冷却系统100沿着安全壳结构的内周缘表面形成。被动反应堆腔冷却系统100可以构造成在与反应堆容器110间隔开的位置处围绕反应堆容器110。
被动反应堆腔冷却系统100包括使用空气的第一冷却系统130和使用水的第二冷却系统140。
第一冷却系统130包括空气下降管131和空气上升管132。空气下降管131和空气上升管132安装在反应堆腔115中。空气下降管131相对于从反应堆容器110观察的方向设置在空气上升管132的后面。用于排出空气的烟囱133相对于空气流安装在空气上升管132的最下游侧。第一冷却系统130构造成引导外部空气顺序地通过空气下降管131和空气上升管132,使得传递到核腔115的堆芯111的余热可以被排放到大气。
外部空气通过自然对流顺序地通过空气下降管131和空气上升管132。相对冷的空气通过空气下降管131的入口被引入空气下降管131,并沿着空气下降管131向下流动。然后外部空气经由将在后面描述的功能导体150的下侧沿着空气上升管132上升。在该过程期间,堆芯111的余热通过反应堆腔115供应给空气。当堆芯111的余热传递到空气时,空气温度升高以变得相对热并然后通过烟囱133自然地排放到大气。
第二冷却系统140包括水冷却管141、142,并且水冷却管包括水下降部分141和水上升部分142。水下降部分141设置在安全壳结构120的外侧。水上升部分142设置在安全壳结构120的内侧。水上升部分142可以设置在空气下降管131的内部空间(或内部流动路径)中或者在安全壳结构120的内侧。水上升部分142相对于从反应堆容器110观察的方向设置在空气上升管132的后面。同样,水下降部分141相对于从反应堆容器110观察的方向设置在水上升部分142的后面。第二冷却系统140构造成引导水顺序地通过水下降部分141和水上升部分142,使得传递到核腔115的堆芯111的余热可以排放到外面。
水下降部分141的最上游侧和水上升部分142的最下游侧连接到设置在安全壳结构120外侧的水箱143(或箱)。水箱143中的相对冷的水沿着水下降部分141向下流动。然后水沿着水上升部分142向上流动时接收堆芯111的余热。水箱143中的水通过自然循环可以在顺序地通过水下降部分141和水上升部分142的同时去除堆芯111的余热。水箱143中的水将热量排放到大气。
如图1中所示,热交换器(未示出)安装在水箱143的内部空间中。水下降部分141的最上游侧和水上升部分142的最下游侧可以分别连接到热交换器的出口和入口。在这种情况下,水下降部分141、水上升部分142和热交换器形成用于水循环的闭合流动路径。水箱143中的水不沿着水下降部分141和水上升部分142循环,但是堆芯111的余热通过沿着闭合流动路径循环的水传递到水箱143。
功能导体150设置在空气下降管131和空气上升管132之间。因此,空气上升管132、功能导体150和空气下降管131相对于从反应堆容器110观察的方向顺序地布置。
在本发明中,功能导体150是指在反应堆的正常运行温度范围内具有隔热性能并且在反应堆的事故发生温度范围内具有传热性能的物体。稍后将参考图4和随后的附图描述如何根据温度和相关构造改变功能导体150的传热性能。
图2A和2B是沿着线A-A剖取并从顶部观察的图1的被动反应堆腔冷却系统100的剖视图。
安全壳结构120具有圆形或矩形横截面。图2A示出了具有圆形横截面的结构,并且图2B示出了具有矩形横截面的结构。
空气下降管131和空气上升管132沿着安全壳结构120的内周缘表面形成。空气下降管131的组件和空气上升管132的组件可以具有与安全壳结构120相对应的结构。例如,如图2A中所示,空气下降管131的组件和空气上升管132的组件可以具有圆形横截面。同样,如图2B中所示,空气下降管131的组件和空气上升管132的组件可以具有矩形横截面。
空气下降管131的组件和空气上升管132的组件形成为在与反应堆容器110间隔开的位置处围绕反应堆容器110。
反应堆容器110、空气下降管131、空气上升管132、水上升部分142和功能导体150设置在由安全壳结构120封围的区域中。空气上升管132、功能导体150和空气下降管131相对于从反应堆容器110观察的方向顺序地布置。
水上升部分142设置在空气下降管131的内部空间(内部流动路径)中。空气下降管131在被动反应堆腔冷却系统100中设置有多个,并且水上升部分142一个接一个地设置在多个空气下降管131中。此时,水上升部分142设置在空气下降管131的内部空间中与空气下降管131的中心偏心的位置,以便不干扰空气的流入。例如,水上升部分142可以紧密地粘附在空气下降管131的内壁表面上。水上升部分142可以设置在空气下降管131的内壁表面的、靠近安全壳结构120的部分附近。
在反应堆的正常运行范围内,空气向下流过水上升部分142的外表面和空气下降管131的内表面之间的空间。当第一冷却系统130的功能丧失时,向上流动的水由于在水上升部分142的内部空间中流动的同时通过功能导体150传递的堆芯111的余热而沸腾。
图3A和3B是示出图2A和2B的变型的剖视图。
其它构造与图2A和2B中描述的构造相同。然而,水上升部分242没有设置在空气下降管231的内部空间中,而是设置在安全壳结构220的壁中。
水上升部分242设置在安全壳结构220的壁内部彼此间隔开的位置处。水上升部分242沿着安全壳结构220的周缘设置。
在图3A和3B中,未解释的附图标记200表示被动反应堆腔冷却系统、210表示反应堆容器、215表示反应堆腔、232表示空气上升管、250表示功能导体。
在下文中,将参考图1至3描述被动反应堆腔冷却系统100、200的运行。为了解释被动反应堆腔冷却系统100、200的运行,有必要区分反应堆正常运行的情况、发生事故使得不能进行空气冷却的情况以及发生极端事故使得不能进行空气冷却和水冷却的情况。
首先,在反应堆的正常运行期间,堆芯111的余热通过反应堆腔传递到空气上升管132、232,并且空气由第一冷却系统130冷却。在反应堆的正常运行温度范围内,功能导体150、250具有隔热性能。因此,通过功能导体150、250抑制从空气上升管132、232到空气下降管131、231或设置在空气上升管132、232后面的水上升部分142、242的传热。
堆芯111的余热被传递到通过空气的自然循环顺序地通过空气下降管131、232和空气上升管132、232的空气,并且接收堆芯111的余热的空气通过将要从烟囱133排出的浮力向上流动。然后,冷的外部空气再次被引入到热空气已从中逸出的空气上升管132、232和空气下降管131、231的空的空间中。
从空气上升管132、232到空气下降管131、231的传热干扰空气的自然循环。在反应堆的正常运行温度范围内,功能导体150、250具有隔热性能,这有助于平滑空气的自然循环。
接下来,在发生不能进行空气冷却的事故时,由第二冷却系统140进行水冷却。如果第一冷却系统130在反应堆中发生事故时正常运行,则可以如在反应堆的正常运行中那样去除堆芯111的余热。然而,当发生诸如烟囱133坍塌或第一冷却系统130的一部分或全部损坏的事故时,第一冷却系统130的功能丧失。
因此,第二冷却系统140对应于在第一冷却系统130的功能丧失时运行的辅助系统。在作为本发明背景的技术领域中描述的专利文献中,空气冷却和水冷却在彼此并联的构造中并因此同时进行。然而,如本发明中所示,如果第二冷却系统140对应于第一冷却系统130的辅助系统,则第二冷却系统140仅在第一冷却系统130不运行时运行。
第二冷却系统140可以作为第一冷却系统130的辅助系统运行的原因是功能导体150、250丧失其隔热性能并且当在反应堆中发生事故时表现出传热性能。当功能导体150、250具有传热性能时,传递到空气上升管132、232的堆芯111的余热通过功能导体150、250被传递到空气下降管131、231和水上升部分142、242。堆芯111的余热通过第二冷却系统140被去除。
在反应堆的事故发生温度范围内,通过水上升部分142、242的水被通过功能导体150、250传递的堆芯111的余热加热沸腾。这是因为功能导体150、250具有有效的热传导率足以引起通过水上升部分142、242的水的沸腾。由于在水沸腾时吸收了大量的余热,因此堆芯111的余热可以通过第二冷却系统140被去除。
在水上升部分142、242中产生的水蒸气或蒸汽可以在水箱143中被收集和冷凝。水箱143可以设置有蒸汽冷却管、热管和用于冷凝和/或排放蒸汽的类似物。
最后,当第一冷却系统130和第二冷却系统140的功能在反应堆的事故发生温度范围内丧失时,堆芯111的余热通过安全壳结构120、220传递到大气和土壤。在反应堆的事故发生温度范围内,功能导体150、250丧失其隔热性能并具有传热性能。因此,堆芯111的余热经由空气上升管132、232和功能导体150、250传递到安全壳结构120、220,并被排放到大气或土壤。
在下文中,将描述具有根据温度范围的隔热性能或传热性能的功能导体150、250的构造。
图4是示出设置在被动反应堆腔冷却系统100中的功能导体150的单元结构151的概念图。
功能导体150的单元结构151包括布置成彼此间隔开的两个板151a和151b。功能导体150设置在空气下降管131和空气上升管132之间。因此,两个板151a和151b中的一个相对靠近空气下降管131设置,而另一个相对靠近空气上升管132设置。为了便于说明,靠近空气上升管132设置的两个板151a和151b中的一个被称为第一板151a,而相对靠近空气下降管131设置的另一个被称为第二板151b。
第一板151a和第二板151b中的每一个包括第一表面151a1、151b1和在厚度方向上面向相对侧的第二表面151a2、151b2。这里,厚度方向指的是与从反应堆容器110观察功能导体150的方向相同的方向。通过从每个板151a、151b的第一表面151a1、151b1到第二表面151a2、151b2的传导或者从第二表面151a2、151b2到第一表面151a1、151b1传导来引起传热。
为了通过从第一表面151a1、151b1到第二表面151a2、151b2或从第二表面151a2、151b2到第一表面151a1、151b1的传导来防止快速温度梯度,第一板151a和第二板151b中的每一个的热传导率较佳的是1W/m·K或更高。这是因为由热传导率引起的第一表面和第二表面之间的剧烈温差干扰了第一板151a和第二板151b之间的辐射传热。
第一板151a和第二板151b由金属形成。第一板151a和第二板151b中的每一个的厚度可以在0.1mm至5mm的范围内。如果第一板151a和第二板151b中的每一个的厚度小于0.1mm,则作为导体的板的结构完整性恶化。另一方面,如果第一板151a和第二板151b中的每一个的厚度超过5mm,则导体的厚度变得过厚并且传热率降低。
第一板151a和第二板151b设置成在彼此间隔开的位置处彼此面对,使得流体151c填充在第一板151a和第二板151b之间。当第一板151a和第二板151b彼此间隔开时,在它们之间形成要填充流体151c的空间。
这里,流体151c包含选自包括空气、氦气、氮气和水的群组中的至少一种。流体151c通常由空气构成,但如果需要,可以在第一板151a和第二板151b之间填充氦气、氮气或水。
填充在第一板151a和第二板151b之间的流体151c在反应堆的正常运行温度范围内为功能导体150提供隔热性能。流体151c的热传导率显著低于第一板151a的热传导率和第二板151b的热传导率。因此,从第一板151a到第二板151b的传热被流体151c抑制。
第一板151a的表面151a1和151a2以及第二板151b的表面151b1和151b2被表面处理以具有高发射率。例如,由具有高发射率的材料制成的涂料或粉末喷雾可涂覆在第一板151a的表面151a1和151a2以及第二板151b的表面151b1和151b2上。由具有高发射率的材料制成的粉末喷雾的示例是石墨喷雾。因此,第一板151a和第二板151b具有0.60至0.95的发射率ε。
根据斯特藩-玻尔兹曼定律(Stefan-Boltzmann law),从物体发射的总辐射能量与物体的绝对温度T的四次方成正比,它主要受高温下辐射引起的传热机制的影响。该辐射引起的传热机制不同于诸如传导或对流的传热机制,因此即使没有传热的介质,热量也以与光相同的速度瞬间从热体传递到冷体。
因此,高辐射率表面处理在反应堆的事故发生温度范围内为功能导体150提供传热性能。反应堆的事故发生温度范围是比反应堆的正常运行温度范围高得多的温度环境。
如果第一板151a的发射率和第二板151b的发射率低于0.60,则存在在作为事故发生温度范围的高温环境中不能充分发生辐射传热的问题。如果第一板151a的发射率和第二板151b的发射率超过0.95,则即使在作为反应堆的正常运行温度范围的低温环境中辐射传热也不必要地发生,从而隔热功能不能充分地执行。尤其是,在功能导体150与其它结构间隔开的状态下,当第一板151a和第二板151b的发射率为0.8或更大时,可以抑制不期望的剧烈温度梯度。例如,能够防止在不发生热传导的区域中通过热辐射形成剧烈的温度梯度。
功能导体150还可包括格栅151d。
格栅151d设置在第一板151a和第二板151b之间。用于流体151c的填充空间由第一板151a、第二板151b和格栅151d形成。
如果要填充在第一板151a和第二板151b之间的流体151c是氦气、氮气或水,则格栅151d可以具有环形。因此,在第一板151a和第二板151b之间形成要填充流体151c的密封空间。
如果要填充在第一板151a和第二板151b之间的流体151c是空气,则格栅151d可以具有梁形。因此,在第一板151a和第二板151b之间形成要填充流体151c的敞开空间。
对于隔热,格栅151d的热传导率较佳地在0.1W/m·K至1.0W/m·K的范围内,并且格栅151d的材料较佳地为陶瓷。然而,格栅151d的材料不必须是陶瓷,也可以替代的是金属。然而,如果格栅151d的热传导率超过1.0W/m·K,则功能导体150不能充分地执行隔热功能,因此格栅151d的热传导率较佳地为1.0W/m·K或以下。
第一板151a和第二板151b在垂直或上/下方向上的长度大于格栅151d的厚度。第一板151a和第二板151b中的每一个的垂直长度表示图4中的垂直长度。格栅151d的厚度表示图4中在左右方向的长度。
格栅151d的厚度与第一板151a和第二板151b的垂直长度的比率为0.2或更小。如果由于格栅151d的厚度增加而比率超过0.2,则通过流体151c的对流的传热增加,从而功能导体150不能充分地执行隔热功能。而且,功能导体150的性能根据在重力方向的安装位置而变化。
图5是示出由单元结构151的组件形成的功能导体150的概念图。
第一板151a、第二板151b、流体151c和格栅151d形成功能导体150的单元结构151功能导体150通过单元结构151的组件形成。例如,多个单元结构151以重复的方式沿功能导体150的垂直或上/下方向和厚度方向布置,并且通过该重复布置形成功能导体150。
然而,不应当理解为第一板151a以接触方式再次设置在第二板151b的后面,尽管单元结构151包括第一板151a和第二板151b。如图5中所示,多个板151a和151b以将格栅151d插入其间的方式顺序地彼此间隔开设置,并且流体151c填充在多个板151a和151b之间。重复地布置这种单元结构151以形成功能导体150。
在下文中,将描述功能导体150的传热机制。
图6是示出在功能导体150的单元结构151中发生的传热机制的概念图。
通过传导的传热发生在第一板151a和第二板151b中。例如,通过传导的传热从第一板151a的第一表面151a1到第二表面151a2以及从第二板151b的第一表面151b1到第二表面151b2发生。
流体151c填充在第一板151a和第二板151b之间。因此,从第一板151a到第二板151b不会发生通过传导和对流的传热。而且,由于格栅151d设置在第一板151a和第二板151b之间,因此不会发生通过传导的传热。然而,由于流体151c和格栅151d的热传导率非常低于第一和第二板151a和151b的热传导率,因此功能导体150在作为反应堆的正常工作温度范围的低温下具有隔热性能。
在比反应堆的正常运行温度范围高得多的温度环境的事故发生温度范围内,通过辐射发生直接从第一板151a到第二板151b的传热。具体地,辐射不需要传热介质。而且,因为辐射与物体的绝对温度的四次方成正比,所以通过辐射的传热在反应堆的事故发生温度下主动发生。因此,当传递到功能导体150的堆芯的余热由于反应堆中发生的事故而增加时,功能导体150的温度增加并且功能导体150的特性从隔热性能被动地切换到传热性能。
功能导体150的性能可以如下定义。
在反应堆的正常运行状态下,功能导体150应具有低的有效热传导率,使得沿着水上升部分(图2的142、图3的242)流动的水不会在低温范围内沸腾。并且功能导体150应当具有高的有效热传导率,使得在水上升部分142、242中流动的水在诸如事故发生状态的高温范围内沸腾。
在下文中,将参考功能导体的热阻图进行描述。
图7是示出功能导体的单元结构的热阻的图。
通过传导的传热发生在第一板的第一和第二表面之间。同样,通过传导的传热发生在第二板的第一和第二表面之间。这是因为第一板和第二板由具有高热传导率的金属材料形成。
在诸如反应堆的正常运行状态的低温环境中,发生通过流体的热传导和对流以及通过格栅的热传导。然而,由于流体和格栅的热传导率非常低,因此功能导体具有隔热性能。
然后,当功能导体突然暴露于诸如反应堆的事故发生状态的高温环境时,从第一板到第二板发生通过辐射的传热。这是因为第一板的表面和第二板的表面用具有高发射率的材料处理。
典型的热导体仅执行传热功能,并且典型的隔热材料仅执行隔热功能。因此,为了同时执行传热功能和隔热功能,必须提供各自的设施。此外,为了在一个区域中切换传热功能和隔热功能,应当额外提供用于切换用于执行传热功能的设施的位置和用于执行隔热功能的设施的位置的设备。
在另一方面,本发明的功能导体能以被动方式切换隔热性能和传热性能,这可以减少额外的设施成本并确保高度可靠的性能。
第一和第二板中的每一个的发射率是可调节的。而且,可以通过调节第一和第二板的面积以及它们之间的距离来调节辐射传热量(或辐射传热率)。还可以通过调节格栅的材料、截面积和厚度来调节热传导率。还可以基于流体的类型和将要填充流体的空间的尺寸来调节热传导和对流。因此,功能导体能设计成具有适合于每个反应堆的特性。
如果功能导体的单元结构沿垂直于传热方向的方向重复堆叠,则功能导体的应用区域可以增加。如果调节第一板、第二板和格栅的形状,则功能导体也可以应用于弯曲的结构。
另一方面,如果通用导体的单元结构与传热方向平行地堆叠,则能获得额外的隔热性能。此时,鉴于其特性,这种组件的性能与单元结构的数量不直接成正比。这是因为由于辐射传热的影响比通过传导或对流传热的影响更大,取决于温度的性能变化很大。然而,在本发明中,可以从取决于单元结构的温度的性能预测功能导体的性能。
在下文中,将描述单元结构的各种形状。
图8是示出功能导体的单元结构的形状及其组件的概念图。
图8示出了组装四个单元结构351以形成一个功能导体350的示例。第一板和第二板中的每一个形成为具有矩形横截面的矩形平行六面体的形状。格栅具有矩形横截面,并且格栅的中心朝向第一板和第二板两者敞开。
图9是示出功能导体的单元结构的另一个形状及其组件的概念图。
图9示出了组装四个单元结构451以形成一个功能导体450的示例。第一板和第二板中的每一个形成为具有六边形横截面的八面体形状。格栅具有六边形横截面,并且格栅的中心朝向第一和第二板两者敞开。
在下文中,将描述功能导体的热传导率的实验结果。
图10是根据温度比较功能导体的热传导率与其它导体的热传导率的曲线图。
使用用于功能导体标准化的保护性热板技术(ISO 3802,ASTM C177技术标准)在升高温度的同时测量热传导率。图10的曲线图还显示了高维(Kaowool)的商用1600纸和卢米板(Lumiboard)L-14Z的销售商提供的热传导率。
能从图10中看出,与商用隔热件相比,随着温度的升高,功能导体的热传导率急剧上升。具体而言,即使温度上升到600℃以上,商用隔热件的热传导率也低于0.20W/m·K。另一方面,功能导体的热传导率在约200℃的温度处已经超过0.3W/m·K。作为结果,可以确认功能导体在诸如事故发生状态的高温环境中能有效地执行热辐射功能。
在下文中,将描述被动反应堆腔冷却系统的另一个实施例。
图11是根据本发明的另一个实施例的被动反应堆腔冷却系统300的概念图。
除了第二冷却系统340之外,其它构造与图1中所示的构造相同/相似。与前述设有水下降部分和水上升部分的水冷却管不同,在图11所示的水冷却管341构造为单管。
水冷却管341连接到水箱342的下部。水冷却管341可以通过安全壳结构320沿着空气下降管331的内部空间延伸。替代地,水冷却管341可以沿着安全壳结构320的壁的内部延伸。
当在事故发生温度范围内第一冷却系统330的功能丧失时,堆芯311的余热通过功能导体350传递到水冷却管341。水冷却管341中的水通过堆芯311的余热沸腾,并且堆芯311的余热可以通过蒸发潜热去除。
通过使水冷却管341中的水沸腾而产生的蒸汽或蒸气沿着水冷却管341通过浮力向上流动,然后流入水箱342内的水上方的空的空间。同时,从水罐342中补充与蒸汽量一样多的水到水冷却管341。
在图11中,未解释的附图标记310表示反应堆容器、315表示反应堆腔、332表示空气上升管并且333表示烟囱。
根据具有上述构造的本发明,使用水进行冷却的第二冷却系统对应于使用空气进行冷却的第一冷却系统的辅助系统。这是因为功能导体具有取决于温度范围的隔热性能或传热性能。因此,第二冷却系统仅在第一冷却系统的功能丧失时才运行。
当第二冷却系统作为第一冷却系统的辅助系统运行时,与同时使用空气和水的相关技术的反应堆腔冷却系统相比,当空气冷却功能已丧失时,能够通过空气冷却确保第一级的稳定性并且通过水冷却确保第二级的稳定性。
具体地,根据本发明,通过空气冷却和水冷却的多个屏障可以大大提高整个反应堆的安全性。
此外,当第二冷却系统作为第一冷却系统的辅助系统运行时,在反应堆的正常运行期间仅第一冷却系统运行,使得能够有效地去除堆芯的余热而不会恶化整个反应堆的热效率,即使第一冷却系统或第二冷却系统的冷却设计容量增加。
然而,来自堆芯的平均余热输出约为正常余热输出的1%。因此,如果作为第一冷却系统的辅助系统的第二冷却系统的设计容量约为反应堆正常输出的1%,则可以确保最小功能。
根据以上构造,可以通过第一冷却系统在诸如反应堆的正常运行温度范围的低温下冷却反应堆腔(即,可以去除堆芯的余热)。另外,当第一冷却系统的功能在诸如反应堆的事故发生温度范围的高温下损失时,能通过第二冷却系统冷却反应堆腔。最后,当第一和第二冷却系统的功能在反应堆的事故发生温度范围内全部丧失时,堆芯的余热通过安全壳结构传递到大气和土壤。因此,引入本发明能最终提高核反应堆的安全性。
前述被动反应堆腔冷却系统不局限于上文描述的实施例的构造和方法,而是可以修改这些实施例使得选择性地组合所有或其中一些实施例。
Claims (19)
1.一种被动反应堆腔冷却系统,包括:
反应堆腔,所述反应堆腔形成在反应堆容器和封围所述反应堆容器的安全壳结构之间;
第一冷却系统,所述第一冷却系统控制外部空气顺序地通过设置在所述反应堆腔内的空气下降管和空气上升管,使得传递到所述反应堆腔的堆芯的余热排放到大气;
第二冷却系统,所述第二冷却系统具有设置在所述安全壳结构的内部空间中或所述安全壳结构的壁中的水冷却管,以将传递到所述反应堆腔的所述堆芯的所述余热排放到外部;以及
功能导体,所述功能导体具有在所述反应堆的正常运行温度范围内的隔热性能和在比所述正常运行温度范围更高的温度环境的反应堆的事故发生温度范围内的传热性能,
其中,所述空气下降管和所述水冷却管相对于从所述反应堆容器观察的方向设置在所述空气上升管的后面,并且所述功能导体设置在所述空气下降管和所述空气上升管之间。
2.如权利要求1所述的系统,其特征在于,还包括设置在所述安全壳结构外侧的水箱,
其中所述水冷却管包括:
水下降部分,所述水下降部分设置在所述反应堆腔外侧并连接到所述水箱;和
水上升部分,所述水上升部分沿着所述空气下降管的内部空间或沿着所述安全壳结构的所述壁的内部延伸,
其中,所述水下降部分和所述水上升部分通过所述安全壳结构连接。
3.如权利要求1所述的系统,其特征在于,所述第一冷却系统沿着所述安全壳结构的内周缘表面形成,并且在与所述反应堆容器间隔开的位置处围绕所述反应堆容器。
4.如权利要求1所述的系统,其特征在于,所述反应堆腔在所述反应堆的正常运行温度范围内由所述第一冷却系统冷却,并且
其中,当所述第一冷却系统的功能在所述反应堆的事故发生温度范围内丧失时,所述反应堆腔被所述第二冷却系统冷却。
5.如权利要求1所述的系统,其特征在于,还包括设置在所述安全壳结构外侧的水箱,
其中,所述水冷却管连接到所述水箱的下部。
6.如权利要求5所述的系统,其特征在于,所述水冷却管通过所述安全壳结构沿着所述空气下降管的内部空间延伸或沿着所述安全壳结构的所述壁的内部延伸。
7.如权利要求1所述的系统,其特征在于,所述功能导体的有效热传导率在通过所述水冷却管的水在所述反应堆的所述正常运行温度范围内保持液态的范围内,并且
其中,所述功能导体的有效热传导率在通过所述水冷却管的水在所述反应堆的所述事故发生温度范围内沸腾的范围内。
8.如权利要求1所述的系统,其特征在于,所述功能导体包括:
第一板,所述第一板相对靠近所述空气上升管设置;以及
第二板,所述第二板相对靠近所述空气下降管设置,
其中,所述第一板和所述第二板设置成在间隔开的位置处彼此面对,从而在所述第一板和所述第二板之间填充流体。
9.如权利要求8所述的系统,其特征在于,所述流体在所述反应堆的所述正常运行温度范围内抑制所述第一板和所述第二板之间的传热,并且在所述反应堆的所述事故发生温度范围内通过辐射执行从所述第一板和所述第二板中的一个到另一个的传热。
10.如权利要求8所述的系统,其特征在于,所述第一板和所述第二板中的每一个设置有在其厚度方向上彼此相对的第一表面和第二表面,从而执行从所述第一表面和所述第二表面中的一个到另一个表面的热传导。
11.如权利要求10所述的系统,其特征在于,从所述第一表面和所述第二表面中的所述一个到所述另一个表面的热传导率是1W/m·K或更高。
12.如权利要求8所述的系统,其特征在于,所述第一板的表面和所述第二板的表面具有0.60至0.95的发射率。
13.如权利要求8所述的系统,其特征在于,所述第一板和所述第二板由金属形成并且具有0.1mm至5mm的厚度。
14.如权利要求8所述的系统,其特征在于,所述流体包含选自包括空气、氦气、氮气和水的群组中的至少一种。
15.如权利要求8所述的系统,其特征在于,所述功能导体还包括设置在所述第一板和所述第二板之间的格栅,并且
其中,由所述第一板、所述第二板和所述格栅形成待填充流体的空间。
16.如权利要求15所述的系统,其特征在于,所述格栅由陶瓷形成并且具有0.1W/m·K至1.0W/m·K的热传导率。
17.如权利要求15所述的系统,其特征在于,所述第一板和所述第二板中的每一个在垂直方向上的长度大于所述格栅的厚度,并且
其中,所述格栅的厚度与所述第一板和所述第二板中的每一个的垂直长度比率为0.2或更小。
18.如权利要求15所述的系统,其特征在于,所述第一板、所述第二板、所述流体和所述格栅形成所述功能导体的单元结构,并且所述功能导体通过所述单元结构的组件形成。
19.如权利要求18所述的系统,其特征在于,所述单元结构在所述功能导体的垂直方向和厚度方向上重复布置。
Applications Claiming Priority (2)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
KR1020180028202A KR102071595B1 (ko) | 2018-03-09 | 2018-03-09 | 피동 원자로 공동 냉각장치 |
KR10-2018-0028202 | 2018-03-09 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
CN110246598A true CN110246598A (zh) | 2019-09-17 |
CN110246598B CN110246598B (zh) | 2023-08-22 |
Family
ID=67883013
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
CN201910172047.9A Active CN110246598B (zh) | 2018-03-09 | 2019-03-07 | 被动反应堆腔冷却系统 |
Country Status (4)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US11289220B2 (zh) |
JP (1) | JP6724199B2 (zh) |
KR (1) | KR102071595B1 (zh) |
CN (1) | CN110246598B (zh) |
Cited By (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN111710446A (zh) * | 2020-06-23 | 2020-09-25 | 中国核动力研究设计院 | 堆芯余热排出的系统和堆芯余热排出的热电换热器 |
CN112967824A (zh) * | 2021-02-05 | 2021-06-15 | 中国工程物理研究院核物理与化学研究所 | 一种用于水下核动力无人潜航器的非能动余热排出系统 |
CN113450933A (zh) * | 2021-08-19 | 2021-09-28 | 中国原子能科学研究院 | 反应堆余热排出系统及方法 |
Families Citing this family (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
WO2023090744A1 (ko) * | 2021-11-16 | 2023-05-25 | 울산과학기술원 | 이중벽단일통과-증기발생기 |
KR102643962B1 (ko) * | 2022-03-10 | 2024-03-05 | 한국수력원자력 주식회사 | 소형원자로 냉각시스템 및 냉각방법 |
Citations (17)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPH03170899A (ja) * | 1989-11-30 | 1991-07-24 | Toshiba Corp | 原子炉容器壁冷却装置 |
JPH0688893A (ja) * | 1992-09-07 | 1994-03-29 | Tokai Univ | 原子炉の崩壊熱除去システム |
US5339340A (en) * | 1993-07-16 | 1994-08-16 | General Electric Company | Liquid metal reactor air cooling baffle |
KR20090021722A (ko) * | 2007-08-28 | 2009-03-04 | 한국원자력연구원 | 고온가스로의 노심 잔열제거를 위한 공기/물 복합형 피동원자로 공동 냉각장치 |
CN101836262A (zh) * | 2007-10-22 | 2010-09-15 | 法国原子能及替代能源委员会 | 在事故状态下改进冷却的核反应堆 |
JP2011021901A (ja) * | 2009-07-13 | 2011-02-03 | Toshiba Corp | 液体金属冷却原子炉用受動冷却システム |
CN102332314A (zh) * | 2011-10-11 | 2012-01-25 | 清华大学 | 水冷壁 |
CN102536353A (zh) * | 2010-10-26 | 2012-07-04 | 西门子公司 | 用于冷却发电厂的载体流体的方法、发电厂以及冷却系统 |
CN102623072A (zh) * | 2012-03-30 | 2012-08-01 | 中国科学院合肥物质科学研究院 | 一种复合型的加速器驱动次临界堆事故余热排出系统 |
US20140270045A1 (en) * | 2013-03-14 | 2014-09-18 | Roger Ian Lounsbury | Nuclear reactor cores comprising a plurality of fuel elements, and to fuel elements for use therein |
KR101498587B1 (ko) * | 2013-08-23 | 2015-03-04 | 한국원자력연구원 | 원자로 공동 피동 냉각 장치 |
WO2015089662A1 (en) * | 2013-12-17 | 2015-06-25 | Hatch Ltd. | Nuclear reactor safety system |
CN105513649A (zh) * | 2016-01-14 | 2016-04-20 | 中国核电工程有限公司 | 一种堆芯熔融物分组滞留及冷却系统 |
US20160372218A1 (en) * | 2014-01-13 | 2016-12-22 | China Nuclear Power Technology Reserach Institute | Nuclear power plant containment cooling system and spray flow control method therefor |
KR101742644B1 (ko) * | 2016-09-13 | 2017-06-07 | 한국원자력연구원 | 공냉 이중 격납건물을 갖는 피동보조급수 냉각계통 |
WO2017098227A1 (en) * | 2015-12-06 | 2017-06-15 | Ian Richard Scott | Passive cooling of fission reactor |
US20180012669A1 (en) * | 2013-11-04 | 2018-01-11 | The Regents Of The University Of California | Systems and methods for enhancing isolation of high-temperature reactor containments |
Family Cites Families (7)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
PT1830928T (pt) | 2004-11-29 | 2017-03-07 | Phoenix Firefighting Tech Sa | Sistema, nomeadamente antifogo, com válvulas |
CN102859606A (zh) * | 2010-02-05 | 2013-01-02 | 斯姆尔有限公司 | 具有初级冷却剂的自然循环的核反应堆系统 |
JP2013104711A (ja) | 2011-11-11 | 2013-05-30 | Toshiba Corp | 液体金属冷却原子炉 |
KR101498809B1 (ko) | 2012-09-05 | 2015-03-04 | 나부테스코 가부시키가이샤 | 전자기 밸브의 구동 회로 |
AU2012385928B2 (en) | 2012-12-19 | 2018-03-08 | Crystal Lagoons (Curacao) B.V. | Localized disinfection system for large water bodies |
KR20150108999A (ko) * | 2014-03-18 | 2015-10-01 | 한국과학기술원 | 루프형 써모사이펀을 이용한 액체금속로 외벽냉각 장치 |
KR101628170B1 (ko) | 2015-07-08 | 2016-06-08 | 한국원자력연구원 | 피동격납부냉각계통 및 이를 구비하는 원전 |
-
2018
- 2018-03-09 KR KR1020180028202A patent/KR102071595B1/ko active IP Right Grant
-
2019
- 2019-03-01 US US16/289,906 patent/US11289220B2/en active Active
- 2019-03-06 JP JP2019040637A patent/JP6724199B2/ja active Active
- 2019-03-07 CN CN201910172047.9A patent/CN110246598B/zh active Active
Patent Citations (17)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPH03170899A (ja) * | 1989-11-30 | 1991-07-24 | Toshiba Corp | 原子炉容器壁冷却装置 |
JPH0688893A (ja) * | 1992-09-07 | 1994-03-29 | Tokai Univ | 原子炉の崩壊熱除去システム |
US5339340A (en) * | 1993-07-16 | 1994-08-16 | General Electric Company | Liquid metal reactor air cooling baffle |
KR20090021722A (ko) * | 2007-08-28 | 2009-03-04 | 한국원자력연구원 | 고온가스로의 노심 잔열제거를 위한 공기/물 복합형 피동원자로 공동 냉각장치 |
CN101836262A (zh) * | 2007-10-22 | 2010-09-15 | 法国原子能及替代能源委员会 | 在事故状态下改进冷却的核反应堆 |
JP2011021901A (ja) * | 2009-07-13 | 2011-02-03 | Toshiba Corp | 液体金属冷却原子炉用受動冷却システム |
CN102536353A (zh) * | 2010-10-26 | 2012-07-04 | 西门子公司 | 用于冷却发电厂的载体流体的方法、发电厂以及冷却系统 |
CN102332314A (zh) * | 2011-10-11 | 2012-01-25 | 清华大学 | 水冷壁 |
CN102623072A (zh) * | 2012-03-30 | 2012-08-01 | 中国科学院合肥物质科学研究院 | 一种复合型的加速器驱动次临界堆事故余热排出系统 |
US20140270045A1 (en) * | 2013-03-14 | 2014-09-18 | Roger Ian Lounsbury | Nuclear reactor cores comprising a plurality of fuel elements, and to fuel elements for use therein |
KR101498587B1 (ko) * | 2013-08-23 | 2015-03-04 | 한국원자력연구원 | 원자로 공동 피동 냉각 장치 |
US20180012669A1 (en) * | 2013-11-04 | 2018-01-11 | The Regents Of The University Of California | Systems and methods for enhancing isolation of high-temperature reactor containments |
WO2015089662A1 (en) * | 2013-12-17 | 2015-06-25 | Hatch Ltd. | Nuclear reactor safety system |
US20160372218A1 (en) * | 2014-01-13 | 2016-12-22 | China Nuclear Power Technology Reserach Institute | Nuclear power plant containment cooling system and spray flow control method therefor |
WO2017098227A1 (en) * | 2015-12-06 | 2017-06-15 | Ian Richard Scott | Passive cooling of fission reactor |
CN105513649A (zh) * | 2016-01-14 | 2016-04-20 | 中国核电工程有限公司 | 一种堆芯熔融物分组滞留及冷却系统 |
KR101742644B1 (ko) * | 2016-09-13 | 2017-06-07 | 한국원자력연구원 | 공냉 이중 격납건물을 갖는 피동보조급수 냉각계통 |
Cited By (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN111710446A (zh) * | 2020-06-23 | 2020-09-25 | 中国核动力研究设计院 | 堆芯余热排出的系统和堆芯余热排出的热电换热器 |
CN112967824A (zh) * | 2021-02-05 | 2021-06-15 | 中国工程物理研究院核物理与化学研究所 | 一种用于水下核动力无人潜航器的非能动余热排出系统 |
CN113450933A (zh) * | 2021-08-19 | 2021-09-28 | 中国原子能科学研究院 | 反应堆余热排出系统及方法 |
CN113450933B (zh) * | 2021-08-19 | 2024-05-14 | 中国原子能科学研究院 | 反应堆余热排出系统及方法 |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
KR20190106559A (ko) | 2019-09-18 |
US20200027596A1 (en) | 2020-01-23 |
JP6724199B2 (ja) | 2020-07-15 |
KR102071595B1 (ko) | 2020-01-30 |
US11289220B2 (en) | 2022-03-29 |
JP2019158879A (ja) | 2019-09-19 |
CN110246598B (zh) | 2023-08-22 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
CN110246598A (zh) | 被动反应堆腔冷却系统 | |
JP7514339B2 (ja) | 原子炉の蒸気発生器 | |
US8300759B2 (en) | Decay heat removal system comprising heat pipe heat exchanger | |
CA2745573C (en) | Reactor vessel coolant deflector shield | |
EP0015510B1 (en) | Device to reduce local heat flux through a heat exchanger tube | |
JP6487290B2 (ja) | 凝縮器および冷却システムと運転方法 | |
CN102522127A (zh) | 非能动安全壳热量导出系统 | |
CN104167231A (zh) | 混凝土安全壳非动能冷却系统 | |
JP2023537888A (ja) | ヒートパイプ及び光電池を含む熱電力変換システム | |
KR101815958B1 (ko) | 상변화 물질을 이용한 가압 경수로형 피동격납건물냉각계통 | |
KR101528222B1 (ko) | 혼합형 증기발생기 및 이를 구비하는 원전 | |
KR101645428B1 (ko) | 포화증기압을 이용한 분사식 열교환기 | |
JPS6383693A (ja) | 原子炉の2次冷却系 | |
KR102704465B1 (ko) | 교차형히트파이프와 이를 이용한 원자력장치 | |
RU2067720C1 (ru) | Система пассивного отвода тепла | |
JP3093306B2 (ja) | 非常用復水器システム | |
SU727598A1 (ru) | Устройство дл тепловой обработки железобетонных изделий | |
RU2070341C1 (ru) | Ядерный реактор бассейнового типа для атомных станций теплоснабжения | |
CN105928205A (zh) | 一种基于真空相变原理的速热式电热水器 | |
JP3676232B2 (ja) | 原子炉 | |
JPH06160578A (ja) | 高速増殖炉のルーフデッキ構造 | |
JPH03294786A (ja) | 二重管型熱サイフォン | |
Singh et al. | Steam generator concept of a small HTR for reheating and for removal of the residual heat | |
JP2018031565A (ja) | 熱交換器及び熱交換システム | |
RU94040397A (ru) | Тепловыделяющий элемент, кипящий ядерный реактор, в котором он используется, и ядерная энергетическая установка, основанная на использовании этого реактора |
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 |