CN1127737C - 用于水冷式核反应堆的应急备用氢缓解无源系统 - Google Patents

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Abstract

本发明涉及在发生冷却剂丧失事故时利用催化氢复合原理无源消除核反应堆外壳中氢的改进系统。位于外壳内的缓冲壁用于在外壳内建立进行对流交换的上升气流通路和下降气流通路。上升气流经过冷却剂管线区并有效地带走来自破损处的氢,而下降气流通路位于外壳壁附近区域。处于冷却剂管线下游的上升气流通路用以将所运送之氢限制在上升气流传输通路中,且催化复合装置位于该上升气流传输通路中用以将所运送之氢同该上升传输气流中的氧进行复合。

Description

用于水冷式核反应堆的应急备用氢缓解无源系统
技术领域
本发明涉及在发生冷却剂丧失事故时利用催化复合原理无源消除核反应堆外壳中氢的改进系统。
背景技术
设计常规水冷式核反应堆使得由于冷却剂丧失事故(LOCA)对其外壳完整性的威胁降至最小。LOCA可以引起两个显著的问题。第一,反应堆冷却剂回路的损坏会导致热水和蒸汽喷射进入其外壳环境之中。尽管采用了某些系统对外壳进行散热,但外壳内的压力和温度仍可能上升至超过该外壳容器的设计极限。第二,当发生不仅涉及冷却剂丧失而且涉及应急备用冷却剂注入失败的严重LOCA时,燃料温度的增加会导致主系统中残留蒸汽与燃料外壳中锆之间的高温反应。在严重的情况下,可能发生燃料外壳的完全氧化。该反应为放热反应并生成氢。该反应所产生的氢随蒸汽一起从主系统破损处进入反应堆外壳环境之中。在严重的事故中,氢的物质释放率可达1公斤/秒的数量级。除非采用了某些系统以维持氢浓度处于其自燃极限之下,否则将可能在反应堆外壳内生成潜在爆炸气体混合物。
水冷式核反应堆的新设计在缓解LOCA效应方面对供电、伺服水和操作人员的依赖。这些设计采用无源方式通过外壳壁将热从外壳环境中转移以便将外壳压力维持在设计极限之内。例如,利用钢外壳壁和来自架高水塔之外部水冷却提高热转移速度。外壳环境的热通过自然对流转移给外壳壁。来自破损处的热蒸汽与空气混合并上升至外壳顶部,通过与冷外壳壁的接触而被冷却。较冷、密度较大的混合物将下沉从而开始自然循环过程,其中外壳壁附近的气流下降而其中心区域的气流上升。在初始的放气阶段之后,外壳内的温度和压力上升,直到冷外壳壁以及其它任何冷表面上蒸汽的冷凝率等于破损处蒸汽的释放率为止。
常规反应堆设计采用了各种不同的方法以减缓氢生成。预惰性处理是其中的一种方法,它涉及当工厂正式投入使用之前或期间在外壳内形成氧枯竭环境。在外壳中注入某种惰性气体(通常为氮气)以取代空气,同时将该空气释放到周围空间,从而使氧浓度降低到氢燃烧所需水平以下。考虑到大型设计中固有的实际困难,预惰性处理通常仅用于小外壳情形。
对于中、大型外壳设计,通常考虑用氢引燃剂减少氢生成。在常规技术中,氢引燃剂分布在整个外壳内,特别是在那些可能具有高氢浓度的区域。当氢浓度超过引燃阀值时氢引燃剂便引起燃烧,从而通过缓慢的燃烧消除氢,同时将能量及时分布到空间。然而,使用氢引燃剂存在如下危险,即在某局部区域所产生的燃烧可能会传入邻近较敏感区域(即接近氢释放点的区域)或排放到邻近的可燃区域(即所谓喷射引燃),并且其传播比预期更为剧烈。这将导致由燃烧变为爆燃(TDD),这将对外壳的结构和设备产生极大的负载。燃烧法的另一个缺点是混合作用和对混合气体燃烧所产生之燃烧类型的不可预见性。这种不确定性激励人们寻求不用燃烧而去除氢的方法。另外,依赖于交流电力的引燃剂在供电故障时不能使用,电池供电的引燃剂由于其有限的能量而局限于间断工作,催化引燃剂的局限则在于其可引燃之混合气体的范围、其响应时间及其对毒化、污染或机械损坏的敏感性。因此,常规技术采用了其它维持氢浓度低于燃烧极限的方法,而只有当该其它方法无效时才依靠燃烧法的方式。
其它方法例如可以是采用氢复合装置。氢复合装置将氢与氧结合生产水,从而降低外壳中的氢浓度。与热复合装置不同,催化复合装置为自启动的,且无需外加动力,从而可用作部分无源系统。尽管已推荐在外壳内使用催化复合装置,但实践中由于若干原因它们并未得到广泛的应用。在常规大型反应堆的实际设计中,采用外壳大气混合方式稀释整个外壳中由破损源产生的氢。这种方式被认为是有效的,因为大外壳体积能够在达到燃烧极限水平之前稀释相当大量的氢。这可提供充分的时间以便采取应急行动处理LOCA。
为了有效地工作,氢复合装置需要较高的空气流速。常规为实现外壳冷却所用之外壳大气自然循环方式,一般不能产生足够高的流速而提供有效的无源氢复合装置以处理大外壳体积。同时,由于外壳中存在机械装置和空间,由LOCA所导致的自然对流模式极难预测或建模,从而为无源氢复合装置选择最佳位置充其量也是不精确的。所以,通常考虑将氢复合装置设置在换气管线内,其中通过风扇对部分外壳大气进行循环。显然这不是无源系统,且其在循环风扇失去动力时将失效。已经提出了各种各样的方法改善对复合装置的气流。在DE3035103专利中,提出了采用垂直轴杆和杆内加热装置而借助烟囱效应改善对复合装置的气流。当该轴杆对复合装置产生通道气流时,依靠外部动力而采用电加热器产生向上的气流。另外,大尺寸轴杆在其与外壳中设备之集成方面产生了显著的实际困难。
考虑其多种局限,目前发现仅在对放射性分解和腐蚀产生的氢进行日常消除时采用氢复合装置。在事故控制应用中,迄今为止商业用反应堆并非完全依赖氢复合装置,相反,其另外被有引燃剂和/或惰性处理。因此,有必要改善利用催化复合装置消除氢的条件。
发明内容
根据本发明的一个方面,提供一种用于水冷式核反应堆的应急备用氢缓解无源系统,其外壳壁内具有反应堆芯和相关的冷却剂管线,该系统包括:用于在外壳内建立对流交换的上升气流通路和下降气流通路的装置,该上升气流通路位于该冷却剂管线区域,并用于将从该冷却剂管线区域的破损处产生的氢带走,而该下降气流通路位于该外壳壁的邻近区域,该装置包括位于该冷却剂管线区域与该外壳壁之间并具有上、下开口的缓冲壁,该缓冲壁定义了通过该冷却剂管线区域从该下开口向该上开口的上升气流通路,以及在该缓冲壁与外壳壁之间区域的从该上开口向该下开口的下降气流通路;输导了该冷却剂管线下游的上升气流通路的装置,其用于将所带走的氢局限于上升气流输送通路内;至少一个位于该上升气流输送通路的催化复合装置,用于将所带走的氢与该上升气流中的氧进行复合。
根据本发明的又一个方面,上升气流输送通路经过蒸汽发生器罩。
附图说明
下面将参考附图对本发明进行说明。
图1为本发明氢缓解系统的示意图。
图2为具有本发明缓冲壁和氢复合装置之加拿大重水铀(CANDU)反应堆的剖视图。
具体实施方式
参考图1,其中给出了本发明一般概念的示意图。通常由数字10表示的反应堆建筑包含外壳壁12。外壁14围绕外壳壁12并在顶部16和底部18处开口,且提供了外部环形区域20,外部冷却空气可借助自然对流力通过该外部环形区域而流动。外壳壁12可用钢或其它导热金属制成,而外壁14则通常由混凝土制成。尽管图1所示为钢与混凝土结构,但本发明也可用于其它反应堆设计。
LOCA涉及冷却剂管线的破损。反应堆芯通常位于外壳的底部中央,而冷却剂管线集中于该堆芯的周围和上方。为便于叙述,在图1中一般用数字22表示冷却剂管线区域。来自数字22所示区域的蒸汽将在外壳内中心区域23上升并经拱形圆顶24冷却,然后沿冷外壳壁12之内表面而下降。这便建立了使热脱离破损区域且通过外壳壁12移出外壳之外的自然对流循环。尽管为了清晰而在图1中进行了省略,但那些熟知此技术的人可以理解,外壳壁12内部区域中通常包含了大量机械装置空间,例如反应堆拱室、燃料更换舱、蒸汽发生器罩、泵房等等。因此,上述自然对流循环将遇到许多障碍,从而循环速度较低且气流的精确通路难以预测。
根据本发明,外壳空间被分成上升气流通路和下降气流通路。缓冲壁26以一定间隔设置在外壳壁12之内以便提供其间限定下降气流通路的环形区域28,而中心区域23则限定了上升气流通路。被垂直设置之缓冲壁26分隔的下降气流通路和上升气流通路在氢源22上方极限处通过缓冲壁26的开口30和在氢源22下方极限处通过缓冲壁26的开口32而结合在一起。中部空间23的上升气流可通过上开口30与环形区域28的下降气流相联系,而环形区域28的下降气流可通过下开口32与中部空间23的上升气流相联系。实际上,设备和机械装置空间的介入决定了定义下降气流通路的空间28并非真正环形,且可能包含位于外壳壁12内周界附近的一些不规则空间。因此,下降气流通路比图1所示情形具有大得多的阻碍。在实践中,尽管下开口32可以是通过缓冲壁26而形成的真实开口,但上开口30则可由缓冲壁26的上极限与拱形圆顶24之间的开放空间而直接形成。
利用缓冲壁26,增强了外壳环境的自然对流并形成产生限定和可预测之上升、下降气流通路的通道。通过设置开口30与32于氢源区域22上方和下方,所产生的氢在强上升气流通路中进行传输。
在反应堆核上方区域中的中心区域23通常充满设备和机械装置空间。因此,通常将存在若干独立的上升气流通路。根据本发明,氢复合装置疏散通路以外的通路均被阻塞,而该冷却剂管线下游的上升气流通路得到输导以便将所输送之氢限制于该上升气流传输通路。这可以通过构造或改进限定设备和机械装置空间的隔板,以便将经过冷却剂管线上方的空气传送到一个或多个含有氢复合装置的上升气流通路之中。参考图1,其中简略地描述了隔板36,该隔板限定了直接处于氢源22下游的单个上升气流传输通路34,在该通路中可有利地疏散复合剂。这就将所输送之来自破损处的氢限制在该气流输送通路中,从而保证氢在与外壳大气进行混合与稀释之前先穿过复合装置。利用缓冲壁26所产生的强上升气流提供了过剩的氧用以与所输送之氢进行有效复合。因此,上升气流通路34中的复合装置便具有有效地将外壳内氢水平维持在非燃烧水平所必需的工作条件。另外,由氢与氧放热催化复合反应所产生的热对经过破损处之外壳大气的上升气流作出贡献,从而帮助提高外壳大气的自然对流循环和热转移。
现参考图2,其中描述了本发明应用于CANDU反应堆的情形。该反应堆通常包含外壳40,该外壳包围反应堆芯42和蒸汽发生器44。在主系统中,来自堆芯42的冷却剂借助泵46经冷却剂管线循环至蒸汽发生器44处再返回堆芯42,该冷却剂管线可包含通常以数字48表示的集水管和通过加料箱49与堆芯42中各个燃料通道相连的料斗。由冷却剂提取的热在蒸汽发生器44中产生高压,它经过主蒸汽管线50穿出至蒸汽涡轮(图中未示出)。
外壳空间包括不可接近区、可接近区和拱形圆顶区。缓冲壁62将不可接近区与可接近区分开。设置在中心的不可接近区通常包括蒸汽发生器罩52、燃料添加机拱室56、毗邻集水管48和加料箱49的区域。环形或部分环形的可接近区通常由数字58表示并包含各种机械装置空间。拱形圆顶区通常用数字60表示。
根据本发明,缓冲壁62在低位置处配备下开口64以便使大气能够在可接近区58与燃料添加机拱室56之间沟通。类似地,缓冲壁62配备上开口66以便使来自中心不可接近区的大气能通过蒸汽发生器罩52上端与可接近区58沟通,并能与拱形圆顶区60沟通。对此,下面将作详细说明。从图2可明显看出,缓冲壁62实际上相当于外壳内的改进结构壁,它不一定要与外壳内周界相连续。因此,缓冲壁62与外壳壁40之间的“环形”可接近区58具有不规则形状,并且可以是一系列位于外壳内周界附近的分立空间。在替换方案中,缓冲壁62可形成于升降壁或其它垂直配置的分隔壁上。由图2还可以明显看出,上开口66实际上是缓冲壁62上方极限处的空间,它与不可接近区相沟通。
在LOCA之后换气的初始阶段,燃料被严格地保持凉爽。然而,在几分钟内,且随着应急备用冷却剂的丧失,燃料温度将充分上升从而氢将开始产生并向外壳环境空间释放。这一延迟是有意义的,因为它将容许充足时间在氢释放之前建立起空气和蒸汽的自然对流循环。当氢释放时,它便在由自然对流建立的气流通路中与空气和蒸汽一起开始循环。
在LOCA中,破损处的最可能位置将在集水管48和加料箱49处。在事故发生之后,蒸汽和热水间立即迅速从破损地点选出。蒸汽将与空气混合并迅速充满燃料添加机拱室56区域,然后再通过蒸汽发生器罩52上升并经蒸汽发生器罩52顶部开启之嵌板68进入拱形圆顶区60。热混合气体将与拱形圆顶区60的冷内表面和外壳壁40上部相接触并开始冷却和冷凝。冷却后较密蒸汽和空气混合物将在环形区域58外壳壁40的内表面上方下降并开始自然循环过程,此时该可接近区58中的蒸汽与空气混合气流下降并将通过下开口64进入不可接近区,而中心不可接近区中的气流则向上移动。
外壳壁40具有有限的热容量,故除非采取其它措施消除来自本发明定义下降气流通路之环形区域58中外壳环境的热,外壳内的自然对流循环将终止。热消除可通过多种方法进行,而这些方法为精于此技术的人所熟知。例如,对于采用钢外壳的反应堆设计,已知可自架高外部水塔向该外壳外表面提供冷却水以便改善热排除性。这通常与借助外壁(例如图1中数字14代表的示意图)在该外壳之湿外表面上增强气流循环相结合。在其替代方案(如图2所示,或如1995年建档、序列号为No.5,661,770、此处引用作为参考之相应美国应用专利中所公开的那样)中,外壳内热转移和自然对流可以通过热交换器增强,该热交换器的形式为位于环形区域58上方的管状坡面72,它利用管线76、通过热交换器管内的对流将来自外壳环境的热转移至外部架高水池74。
缓冲壁62显著提高了外壳大气的自然对流循环并保证了经过冷却剂管线区域的上升气流通路畅通无阻。直接处于集水管48和加料箱49区域(其中最可能存在氢源)下游的上升气流通路被局限于蒸汽发生器罩52。根据本发明,氢复合装置70位于上升气流通路中氢源的正下游,且可更为有利地位于蒸汽发生器罩52内。如图2所示,复合装置70横过各个蒸汽发生器而被疏散,从而其上升气流通路在通过开启嵌板68排出拱形圆顶区60之前必须经过该复合装置。
为保证上升气流通路不会绕过复合装置70,去掉了除蒸汽发生器罩52以外的其它替代上升气流通路。在常规反应堆的构造中,通常去掉冷却剂管线上方的隔板和舱室,或可进行外形改变或修正以去掉所有这些替代通路。如果反应堆的蒸汽发生器罩由于通量有限等原因而不通畅,则可设计一个或多个另外的上升气流通路专门用于复合装置。
缓冲壁62的下开口64在正常工作期间可以通过嵌板(图中未画出)密封以防止来自不可接近区的空气循环到达可接近区。当收到LOCA信号时,这些嵌板与蒸汽发生器罩52顶部的开启嵌板68一起可以被机械打开或通过压力上升而被吹开,从而使得外壳空气经过它而循环。在替代方案中,可以取消这些嵌板,且下开口64可以通过重叠壁隔段而形成以便在燃料添加机拱室56附近的不可接近区与可接近区58(来自反应堆的辐射可通过它排出)之间消除任何观察孔。利用这种设计,外壳大气的自然循环在正常工作期间将是连续的,且可利用管状坡面72或类似设置的冷却装置对氚化蒸汽进行冷凝,从而降低可能循环至可接近区的氚水平。
用于CANDU 6型反应堆的LOCA循环已经显示出直至2.7m3/s的氢产生率。利用缓冲壁62和架高管状坡面72,可在氢释放期间获得至少85m3/s之进入各个燃料添加机拱室56的空气和蒸汽上升气流率。假设来自破损处之所有氢均与一个燃料添加机拱室56中的上升气流相混合,则进入复合装置70的氢浓度约为3.1%。利用此气流,具有大约80%效率的复合装置在其输出该复合装置时将把氢浓度降至大约0.6%。最终,再次循环之空气和蒸汽将具有0.6%的氢浓度,从而使得复合装置进口处的总氢浓度达到大约4%。这小于大约5%的燃烧极限且远低于爆炸极限。
对于给定气流率,复合装置气流面积越小,则效率越高。但气流面积太小将导致大压降,从而不能获得足够气流。另外,在排气期间,小复合装置气流截面可能导致该复合装置上不可接受的高压力。给定上升气流率和氢浓度而计算适当的复合装置气流面积在此技术中是人所共知的。对于CANDU型反应堆,显示出每个蒸汽发生器罩大约10m2的复合装置气流截面。
正如那些精通此技术的人所能理解的那样,来自复合装置的氢聚集上升气流可能会超过燃烧极限,但在破损处附近的燃烧会受到该有限体积内氢含量的限制。另外,排出复合装置的氢可能会在反应堆拱形圆顶区60再次聚积,而这可能表明需要在该区域按常规分布的附加复合装置。
可能必须对在LOCA时易于破损的某些管线位置进行小的改变以保证任何潜在氢源均直接处于复合装置的下游。例如,与增压装置(图中未画出)相联的压力缓解管线通常在顶部输出该增压装置,其高度可能高于复合装置所需的高度。则来自该管线破损处的氢或绕过复合装置,或被阻挡住。为克服该潜在的问题,可将压力缓解管线经过该增压装置内部移下并自其底部低于复合装置高度处穿出。根据本发明所应用之核反应堆设备的具体结构,还可进行其它类似的必要改变。
尽管本发明的说明相对于AECL CANDU增压重水反应堆而进行,但经过适当修改它也可应用于包括增压轻水反应堆在内的常规反应堆设计。

Claims (6)

1.一种用于水冷式核反应堆的应急备用氢缓解无源系统,其外壳壁内具有反应堆芯和相关的冷却剂管线,该系统包括:
用于在外壳内建立对流交换的上升气流通路和下降气流通路的装置,该上升气流通路位于该冷却剂管线区域,并用于将从该冷却剂管线区域的破损处产生的氢带走,而该下降气流通路位于该外壳壁的邻近区域,该装置包括位于该冷却剂管线区域与该外壳壁之间并具有上、下开口的缓冲壁,该缓冲壁定义了通过该冷却剂管线区域从该下开口向该上开口的上升气流通路,以及在该缓冲壁与外壳壁之间区域的从该上开口向该下开口的下降气流通路;
输导了该冷却剂管线下游的上升气流通路的装置,其用于将所带走的氢局限于上升气流输送通路内;
至少一个位于该上升气流输送通路的催化复合装置,用于将所带走的氢与该上升气流中的氧进行复合。
2.根据权利要求1的系统,其中该上开口位于该冷却剂管线上方位置,而该下开口位于该冷却剂管线下方位置。
3.根据权利要求1的系统,其中在外壳内提供了蒸汽发生器罩且该上升气流传输通路穿过该蒸汽发生器罩。
4.根据权利要求3的系统,其中还包括用于从该下降气流通路中去除热的装置。
5.根据权利要求4的系统,其中该去除热的装置为位于该下降气流通路上且与架高水池进行对流热交换的热交换装置。
6.根据权利要求1的系统,其中下开口与蒸汽发生器罩在正常情况下利用吹开型嵌板对经过的气流关闭,该嵌板在发生冷却剂丧失事故而使压力升高时开启。
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Families Citing this family (14)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE19704608C1 (de) * 1997-02-07 1998-06-10 Siemens Ag Vorrichtung zur Rekombination von Wasserstoff in einem Gasgemisch
FR2767598B1 (fr) * 1997-08-22 1999-10-01 Commissariat Energie Atomique Reacteur nucleaire a eau incorporant des compartiments specifiques de stockage et de traitement de l'hydrogene
DE19751171C1 (de) * 1997-11-19 1999-07-15 Forschungszentrum Juelich Gmbh Vorrichtung zur Kühlung inertisierter Störfallatmosphären und zur Abtrennung und Beseitigung von Wasserstoff
DE19801618C2 (de) * 1998-01-17 2001-05-10 Forschungszentrum Juelich Gmbh Vorrichtung zur katalytischen Umsetzung von Wasserstoff
US6888713B2 (en) 2000-12-21 2005-05-03 Douglas Wayne Stamps Device and method to mitigate hydrogen explosions in vacuum furnaces
DE102006010826A1 (de) * 2006-03-07 2007-09-13 Framatome Anp Gmbh Kerntechnische Anlage sowie Verschlussvorrichtung für deren Sicherheitsbehälter
US10529457B2 (en) 2012-04-17 2020-01-07 Bwxt Mpower, Inc. Defense in depth safety paradigm for nuclear reactor
CN104620324B (zh) * 2012-08-06 2017-05-31 特拉华空气喷射火箭达因公司 用于冷却剂丧失事故后缓解的封闭式火炬系统
JP6034165B2 (ja) * 2012-12-03 2016-11-30 株式会社東芝 水素除去装置
RU2548412C2 (ru) * 2013-08-26 2015-04-20 Открытое Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг" Устройство для выведения водорода из бескислородных газовых сред
JP6624584B2 (ja) * 2014-10-06 2019-12-25 川崎重工業株式会社 再結合装置
KR101646766B1 (ko) 2014-10-24 2016-08-10 한국수력원자력 주식회사 피동촉매형 수소재결합기 및 이의 자연발화 방지방법
US10839966B2 (en) * 2017-05-10 2020-11-17 Westinghouse Electric Company Llc Vortex driven passive hydrogen recombiner and igniter
RU2670430C1 (ru) * 2017-11-30 2018-10-23 Акционерное Общество "Российский Концерн По Производству Электрической И Тепловой Энергии На Атомных Станциях" (Ао "Концерн Росэнергоатом") Способ обеспечения водородной взрывобезопасности атомной электростанции

Family Cites Families (39)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2847284A (en) * 1955-03-10 1958-08-12 Harold M Busey Apparatus for catalytically combining gases
GB835947A (en) * 1957-06-24 1960-05-25 Atomic Energy Authority Uk Improvements in or relating to cooling of nuclear reactors
US2943921A (en) * 1957-07-27 1960-07-05 King L D Percival Catalytic recombiner for a nuclear reactor
DE1142041B (de) * 1959-11-24 1963-01-03 Licentia Gmbh Vorrichtung in der Druckschale eines Kernreaktors zur Verminderung des beim Platzen eines Teiles des Primaerkreises entstehenden Dampfdruckes
DE1146598B (de) * 1961-06-14 1963-04-04 Siemens Ag Sicherheitseinrichtung fuer die Gebaeude von Leistungskernreaktoren
US3423286A (en) * 1966-02-18 1969-01-21 Westinghouse Electric Corp Pressure suppressing arrangement for use with a nuclear reactor
US3658996A (en) * 1969-02-03 1972-04-25 Westinghouse Electric Corp System for the removal of hydrogen from nuclear containment structures
US3666622A (en) * 1969-05-13 1972-05-30 Babcock & Wilcox Co Nuclear reactor vapor suppressing means
US3984282A (en) * 1970-08-05 1976-10-05 Nucledyne Engineering Corporation Passive containment system for a nuclear reactor
US4210614A (en) * 1970-08-05 1980-07-01 Nucledyne Engineering Corp. Passive containment system
US4050983A (en) * 1970-08-05 1977-09-27 Nucledyne Engineering Corporation Passive containment system
US3937651A (en) * 1971-05-21 1976-02-10 Siemens Aktiengesellschaft Nuclear reactor facility
US4139603A (en) * 1971-09-09 1979-02-13 Westinghouse Electric Corp. Hydrogen-oxygen recombiner
US3791923A (en) * 1972-01-10 1974-02-12 Universal Oil Prod Co Recuperative thermal recombining system for handling loss of reactor coolant
DE2217398A1 (de) * 1972-04-11 1973-10-25 Siemens Ag Kernreaktor
LU73773A1 (zh) * 1975-03-27 1976-06-11
US4008650A (en) * 1975-06-11 1977-02-22 Alter Seymour B Method and apparatus for forming expansible envelope
DE2633113C2 (de) * 1976-07-23 1984-08-30 Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe Verfahren zur Vermeidung von Gefahren, die bei Störfällen an wassergekühlten Kernreaktoren entstehen
DE3035103C2 (de) * 1980-09-17 1983-10-13 Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim Kernkraftwerk mit einer Sicherheitshülle
US4687626A (en) * 1985-01-18 1987-08-18 Tong Long S Passive safety device for emergency steam dump and heat removal for steam generators in nuclear power reactors
DE3518174A1 (de) * 1985-05-21 1986-12-11 Kernforschungsanlage Jülich GmbH, 5170 Jülich Waermeabfuhrsystem zum abfuehren von nachwaerme aus der primaerzelle eines hochtemperaturreaktors
US4780271A (en) * 1985-10-02 1988-10-25 Westinghouse Electric Corp. Process and apparatus for burning gases containing hydrogen and for cooling resulting combustion gases
US4738818A (en) * 1986-09-29 1988-04-19 Westinghouse Electric Corp. Feedwater control in a PWR following reactor trip
DE3816012A1 (de) * 1987-08-14 1989-11-16 Siemens Ag Vorrichtung zur rekombination von wasserstoff und sauerstoff
US4889682A (en) * 1988-05-20 1989-12-26 General Electric Company Passive cooling system for nuclear reactor containment structure
US4948554A (en) * 1989-01-06 1990-08-14 General Electric Company Natural circulating passive cooling system for nuclear reactor containment structure
DE3909540A1 (de) * 1989-03-22 1990-09-27 Nis Ingenieurgesellschaft Mbh Vorrichtung zur rekombination von wasserstoff aus einem wasserstoffhaltigen gasgemisch
US5049353A (en) * 1989-04-21 1991-09-17 Westinghouse Electric Corp. Passive containment cooling system
US4959193A (en) * 1989-05-11 1990-09-25 General Electric Company Indirect passive cooling system for liquid metal cooled nuclear reactors
DE4015228A1 (de) * 1990-05-11 1991-11-14 Siemens Ag Vorrichtung fuer die rekombination von wasserstoff und sauerstoff sowie verwendung der vorrichtung
US5154877A (en) * 1991-03-28 1992-10-13 Westinghouse Electric Corp. Passive off-site radiation reduction apparatus
US5190720A (en) * 1991-08-16 1993-03-02 General Electric Company Liquid metal cooled nuclear reactor plant system
US5169595A (en) * 1991-09-03 1992-12-08 General Electric Company Reactor core isolation cooling system
US5158742A (en) * 1991-12-11 1992-10-27 General Electric Company Reactor steam isolation cooling system
US5345481A (en) * 1992-10-19 1994-09-06 General Elecric Company Nuclear reactor plant with containment depressurization
US5287392A (en) * 1992-11-25 1994-02-15 General Electric Company Internal passive water recombiner/hydrogen peroxide decomposer for a boiling water reactor
US5285486A (en) * 1992-11-25 1994-02-08 General Electric Company Internal passive hydrogen peroxide decomposer for a boiling water reactor
US5282230A (en) * 1992-11-25 1994-01-25 General Electric Company Passive containment cooling system
JPH0983086A (ja) * 1995-09-07 1997-03-28 Sony Corp 半導体発光素子およびその製造方法

Also Published As

Publication number Publication date
KR100458741B1 (ko) 2005-08-04
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US5740217A (en) 1998-04-14
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AU7273496A (en) 1997-05-22
RU2154314C2 (ru) 2000-08-10
JP4034823B2 (ja) 2008-01-16
EP0858663B1 (en) 2001-01-17
DE69611621T2 (de) 2001-05-03
CN1201550A (zh) 1998-12-09

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