CN1140507A - 从核反应堆外壳结构内作无源散热的装置 - Google Patents

从核反应堆外壳结构内作无源散热的装置 Download PDF

Info

Publication number
CN1140507A
CN1140507A CN95191597A CN95191597A CN1140507A CN 1140507 A CN1140507 A CN 1140507A CN 95191597 A CN95191597 A CN 95191597A CN 95191597 A CN95191597 A CN 95191597A CN 1140507 A CN1140507 A CN 1140507A
Authority
CN
China
Prior art keywords
heat exchanger
heat
groove
pipe
passage
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.)
Pending
Application number
CN95191597A
Other languages
English (en)
Inventor
卢恰诺·奇诺蒂
朱塞佩·波尔托
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.)
ENEL S R L
Original Assignee
ENEL S R L
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 ENEL S R L filed Critical ENEL S R L
Publication of CN1140507A publication Critical patent/CN1140507A/zh
Pending legal-status Critical Current

Links

Images

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/18Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C9/00Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
    • G21C9/004Pressure suppression
    • G21C9/012Pressure suppression by thermal accumulation or by steam condensation, e.g. ice condensers
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear 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)
  • Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)

Abstract

一种用以从反应堆外壳结构的内部空间作无限期散热的装置,具有位于外壳结构以外的第一热交换器和位于内部空间的第二热交换器,第一热交换器垂直地浸在与结构顶壁相联的槽内,第一、第二热交换器在闭环回路内彼此作流体连通,回路的管系内装有载热流体。槽(11)的盖体构成第一通道和第2通道,第一通道与外界空气入口连通,第二通道与烟道连通。两通道的互通在槽内充水到预定水位时为槽内的水所阻断。

Description

从核反应堆外壳结构内作无源散热的装置
本发明涉及从核反应堆外壳建筑内散热的装置,更具体地说,涉及用以在常规冷却装备偶然发生事故时散去所产生任何热量的装置。
通常核反应堆及其主要冷却却回路都装在一般用多层钢或混凝土壁构成的主体外壳结构内。这种主体外壳结构又装在侧壁和顶盖与外界大气沟通的建筑内。
在意外事故情况下,务必将主体外壳结构内由核反应堆产生的热量在无需将装在主体结构内的任何流体放到外界的情况下散出结构如建筑。
就核反应堆来说,即便因意外事故关闭了反应堆,反应堆仍继续从其燃料的衰变中产生热量。所产生的热量开始时仍是很大的,经过一段时间后才减少,实际上绝不会停止生热。因此,即便关闭了反应堆仍需进行散热。
为符合现行安全要求,散热必须是无源(被动)的,也就是,不应仰仗于自动的或手动的控制装备、泵的启动、阀的开启或各种动力源的利用而应利用结构上的特点来本能地通过物理自然现象来起动.
法国专利8216104公开了一种散热方法,这里,采用一种外部热交换器以与所需冷却的外壳内部作热量上的沟通。外部热交换器将来自内部的热量放到大气中去。热交换器利用作自然循环的载热流体从内部将热量传送出去。此外,在内部还设有作自然抽风的烟道,这样,由于提高了热交换器四周的气流速度,就提高了散热的效率。但,这种现有技术采用了外部热交换器,热交换器牵涉到很大的传导面积,以便将意外事故初期产生的衰变热量传送到周围空气中去。因此,费用很高。此外,在用水作为载热体时,必须在烟道内装上闸阀以免热交换器内的水在外界温度很低时冻结。设置这种闸阀是违背以上所述无源操作的要求的。
本发明的目的是提供一种装置,用以使反应堆外壳结构内在发生事故时所产生的热量散发出去而克服现有技术中的缺点。
这一目的通过本发明所附权利要求书所述散热装置得以实现。
本发明散热装置的特点和优点通过以下对本发明的两个实施例所作说明及附图可以看出,附图绝无对本发明起限制的作用。
图中:
图1为一总图,简略地示出内部装有核反应堆的建筑和外壳结构,其中设有本发明事故散热装置;
图2为放大剖面图,简略地示出图1中装有备用散热装置的上部外壳建筑;
图3示出操作中的图2所示散热装置;
图4为槽内热交换器管束件纵剖视图;
图5为透视图,简略地示出槽内热交换器;
图6为图4中槽体和各部件平面简图;
图7为热交换器管束件的纵剖视图,热交换器装在外壳结构内与槽内热交换器作热量连通;
图8为反应堆外壳建筑顶部的简略剖面图,其中作为一种改型实施例的散热装置处于操作状态;
图9为图7所示槽内热交换器管束件的改型实施例纵向剖视图;
图10示出图3所示散热装置的改型,添设了有源装备并处于操作状态。
所有示图示出标号为1的反应堆外壳建筑。其内部设有标号为2的反应堆。
建筑1内设有大体上为圆筒形的外壳结构3,外壳结构具有基础70、侧壁71和顶壁4。其内表面5形成内部空间50。
反应堆的外壳结构3本身装在大体上也为圆筒形的外体结构6内,外体结构建在所述基础70上,具有侧壁73和带外表面8的顶壁7。外壳建筑1上装有散热装置10。
散热装置10具有充水到一定水位9的槽11,槽体支撑在顶壁7的外表面8上,具有槽底74。槽体沿整个顶壁7形成一环形槽(图6)。
槽11装在一组在建筑外壁上开有外界空气入口81的第一通道12和一组第二出口通道13之间,两组通道都通向带底壁80的烟道14。第一和第二组通道12、13以一位于槽11上面的盖体90为界。在图2、3、8、10中仅示出其中一对通道12、13,成对的通道沿整个槽11的环形体作规则间隔的重复布置。
以下按一对第一、第二通道12、13对散热装置10进行说明,可以理解,所涉及的每一构件除特别指出者外都适用于外壳建筑1上的每对通道12、13。
第一热交换器15具有一组完全浸在槽11内的管束件16。热交换器从靠近槽11底部74的基底75垂直向上延伸到顶部76。每一管束件16将槽体按几何形状分成两个分开的构件11a、11b。构体11a成为通道12的终点,而构体11b成为出口通道13的起点。
隔体17形成隔开第一通道12和第二通道13并与盖体90连成一体的壁体而位于烟道14底壁80和第一热交换器顶部76之间,从而使经由通道12、13和烟道14的环流空气在槽11充水到预定水位9时会受到水的阻断。
隔体17末端形成倒U字形凹槽,热交换器15的顶部76装入其中并与预定的水位9(图5)的水面相交。
第一热交换器15的管束件16对通道12、13作横向布置。这些管束件是由一些弯成U字形的管束20构成的,与垂直的圆形筒体77内的送入集管18和放出集管19连接,筒体对管束作悬臂状支撑。如管20的长度使这种支撑难以制造,还可采用靠在管束件16旁而支承在槽11底部74上的垂直支撑结构(未示出)。
在一种优选实施例中,管20带螺旋形翅片。
集管18、19分别具有入口段21和出口段22。送入管道23和放出管道24分别与之连接并分别在顶壁4、7上穿过外壳结构3、6。
这两管道分别在出口段26和入口段27上与第二或内部热交换器25连接。第二热交换器25具有成束光面或带翅片的管子,在外壳结构3的顶壁4内表面5上作悬挂安装。
这样,第二热交换器装在内部装有核反应堆2的外壳内层结构3以内的空间50中。
热交换器15、25和管道23、24构成闭环回路28,不难排空其中的非冷凝气体而充入载热流体如水或水和蒸汽的双相混合体。载热流体在闭环回路中作自然环流而不需泵这类强制环流装备。
这样,闭环回路28在槽11和反应堆2的外壳结构3内部空间50之间建立起热量连通。
第二内部热交换器25在本发明的一种优选实施例(图7)中具有一束40作多排布置的带翅片直管41。管束40位于下集管42和上集管43之间,两集管位于不同高度而分别与放出管道24和送入管道23连接。
集管42、43还通过另外的管44作流体连通,管44为光直的管,其管径大于管束40的管41。
现对这种热交换器的操作结合整个装置10的操作说明如下。
比较有利的是第二热交换器25是装在敞开的垂直通道29内的,通道从第二热交换器25向下延伸,作为示例是用金属板45制成的,支撑在内部顶壁4的内壁5上,从而形成内部空间50所含空气和蒸汽的自然流动通路,从而在所述敞开的垂直通道29内产生烟道效应。
现对本发明装置10的操作按图2、3说明如下。
如图2所示,在反应堆2外壳结构3内部空间50内无意外事故发生因而无热量产生的情况下,装置10处于备用状态。
在这种情况下,槽11会按其容量充水而到达水位9并与隔体17相交。因此,空气沿第一和第二通道12、13通路所进行的自然环流就会受到水头的阻断。
槽11内的水温由于闭环回路28和热交换器15、25之间热的传导作用保持在与内部空间50相同的范围内。
在发生事故的情况下,反应堆2外壳结构3内的空气会受到激烈的加热。特别是在核反应堆2属于沸水型的情况下,就会同时放出大量的蒸汽。
此时,外壳结构3的内部空间50和槽11内的水之间的温差就会引起回路28内载热体的自然环流。这样,热量就在所述内部空间50和槽11内的水之间进行传递,槽内的水开始沸腾而内部空间50内的蒸汽则凝结在热交换器25上。另一方面,载热体也部分地蒸发而部分地在第一热交换器15的管束16内凝结。
这里,整个运作的传热机制显示出很高的传热系数。这就使装置10在最需要散热时,也就是在事故刚发生后,马上散去大量的热。
槽11内沸腾的水使水位9降到隔体17以下(图3),因而使通道12、13所形成的自然空气环流通路开通。
这一自然的环流主要是由于烟道14为密度低于空气的蒸汽所充满引起的,这样,很大的自然抽力就迫使空气流经通道12、13。
流动的空气流经热交换器15上由于水位9下降(图3)而露出的部分15a。水位9同时使交换器15的一部分15b浸在槽11的水中。
在所述外露部分15a周围,外部的传热机制由沸腾改成强制的干燥空气的对流。
在一装置的优选实施例中,流动空气在流径热交换器15的所述外露部分15a后沿隔体17上整个形成第2通道13的延伸段30掠过槽11内水的自由表面。
这一应急办法可更有效地排去槽内产生的蒸汽,从而将槽体冷却到100℃以下,进一步改善了整个的散热效率。
随着意外事故的进展,在无向槽11充水的外来干预下,槽体会空无剩水。
即使在此情况下,仍然通过空气经由通道12、13的自然环流进行无限期的散热。这时,所述通道12、13内的自然通风来自此两通道内空气密度的差异,具由于烟道14的高度而得到加强。
第2热交换器25(图7)用以将蒸汽送往带有管束16的第一热交换器15。实际上,管41内的水会沸腾,但不会完全蒸发。由于上集管43高于下集管42、蒸汽只是通过通道23送出,而剩下的水随同交换器15中冷凝的水通过外加的管44流回下集管42。
这种应急办法使进入第二交换器25管44的水较冷。这样,外加的管44具有烟道的作用,只是在方向上是从上向下的,从而促成由于管41内沸腾造成的自然抽吸作用,从而提高流经管41的流体速度,使管束40内传热效率得到改善,管束内的沸腾也由于水压而受到制止。
现就本发明装置10的改型实施例按图8、9说明如下。
在此改型中,在闭环回路28中环流的载热流体是单相流体。这里,在图9所示第一热交换器15′结构上存在着某些差异。
送入集管18′和放出集管19′装在单个细长的圆筒形容器77′中,容器内部具有罩形隔体32,用以将容器77′分成所述集管18′、19′。这样,送入集管18′低于放出集管19′。
罩形隔体32在放出集管19′侧具有顶部33,顶部具有孔34而使两个集管18′、19′彼此连通。
此外,罩形隔体32装有送入集管18′的入口段21′,因此,入口段高于放出集管19′的出口段22′。
此外,容器77′并不满装载热流体而具有用以收集非凝结气体和蒸汽的顶端35,使气体和蒸汽在进入热交换器15′的管束16′之前可通过孔34从入口载热体气流中泄去。
这样,流经管束的载热体就会是单相的,也就是液体、流体。同时,载热流体经由闭环回路28的环流取决于入口段21′和出口段22′的相互位置,致使所述流体先经过浸入部分15b,再经过温度一般低于槽11内水温的空气中外露部分15a,因此,改善了整个的传热效率。
在此本发明的改型实施例中,第二热交换器25(图8)具有水平的带翅片U形管。
以上所述装置10的改型实施例在操作上与前面所述实施例无明显的差别。
本发明散热装置的主要优点是散热可无限期地进行,不存在需对槽11进行添水等任何外来的干预。
此外,本发明装置不需很大而昂贵的传热表面就可在以上所述意外事故发生后立即散去大量的热。
此外,反应堆外壳结构内的温度在发生意外事故后逐渐地降到100℃以下。
另一优点在装置处于备用状态下在闭环回路28和槽11内都可有效地防止任何结冰现象。
完全无源操作的本发明装置在适当的部位可以辅以某些有源操作的装备以改进其性能。
如图10所示,槽11具有带潜水泵61的喷淋装备60,潜水泵直接从槽11内进行抽汲并通过管62与面向管束16的喷淋器63连接。
在喷淋装备60的合理操作下,交换器15的外露部分15a可受到冷却而加强传热作用。
此外,可使空气流中带有过量的水,通过蒸发而受到冷却,再回落到槽内而使槽冷却。
另外,一些对本发明来说只是额外的有源装备可以包括槽11的充水回路和槽11的辅助冷却回路。
在适当控制这些有源装备下,在备有情况下,对反应堆2的外壳结构3内部空间50必要时可进行空气调节。
为防止第二热交换器25上的冷凝体落到反应堆2上,在图10所示交换器的一个改型实施例中采用了敝开的垂直通道29,垂直通道具有末端带有排水沟66的集水壁65。
装置10的再一种改型如与其他各图不全相同的图1所示具有为第二通道13设置而装在外壳建筑1上方的共用烟道14。
应该理解,对以上所述本发明散热装置及其操作情况就熟悉本专业的人来说还可作出多方面的更改来满足一些具体的和偶然的要求而仍不脱离本发明权利要求书的保护范围。

Claims (10)

1.一种无源散热装置(10),用以从一核反应堆(2)外壳结构(3、6)的内部空间(50)中散除特别是在发生事故时产生的任何热量,其中,所述外壳结构(3、6)具有一基础(70)、侧壁(71、73)和至少一个顶壁(4、77),此装置具有:第一热交换器(15、15′),装在外壳结构(3、6)的外部;第2热交换器(25),装在所述反应堆外壳结构(3、6)的内部,所述第一和第二热交换器(15、25)通过装有载热流体并穿过所述外壳结构(3、6)的管子(23、24)在闭环回路(28)内彼此作流体连接;一烟道(14),其顶部与外界大气连通,其特征是:
所述装置(10)的一槽(11)可充水到一预定水位(9),与所述外壳结构(3、6)相联,靠近其顶壁(4、7)设置;
所述第一热交换器(15、15′)浸在槽(11)内水中,从靠近槽(11)底(74)的一基底(75)垂直延伸到一顶部(76)而将槽体分成两个互通的区域(11a、11b);
所述槽体具有一构成第一通道(12)和第2通道(13)的盖体(90),各通道位于由第一垂直热交换器(15、15′)分成的相应区域(11a、11b)连通;
其中一个通道(12)与一外界空气的入口(81)连通,另一通道(13)与所述烟道(14)连通;
所述两通道(12、13)的互通部分在槽(11)内充水到所述预定水位(9)时为槽中的水所阻断。
2.按权利要求1所述装置(10),其中:所述盖体(90)至少具有一隔体(17),隔体位于所述烟道(14)的一底壁(80)和第一热交换器(15、15′)的所述顶部(76)之间。
3.按权利要求2所述装置(10),其中:所述隔体(17)具有一延伸部分(30),延伸部分在槽(11)内一区域(11b)上面作部分延伸而使该区域与所述导向烟道(14)的第二通道(13)连通。
4.按权利要求1所述装置(10),其中:所述与所述外界空气入口(81)连通的第一通道(12)延伸到槽(11)的外侧所述预定水位(9)以下。
5.按权利要求1所述装置(10),其中,隔体(17)具有一朝向槽(11)底(74)的U形凹槽(91),用以装入第一热交换器(15、15′)的顶部(76)。
6.按权利要求1所述装置(10),其中:所述第二热交换器(25)具有一带翅片的管(41)束(40),管束位于一下集管(42)和一上集管(43)之间,两集管位于不同的高度上而通过至少一个光管(44)作流体连通。
7.按权利要求1所述装置(10),其中,所述第一热交换器(15、15′)具有由带螺旋形翅片的管(20、20′)构成的管束(16、16′)。
8.按权利要求7所述装置(10),其中:第一热交换器(15′)具有一位于一放出集管(19′)以下的送入集管(18′),两集管(18′、19′)装在一共同的圆筒形容器(77′)内而通过一罩形隔体(32)彼此隔开,隔体具有一带一孔(34)的顶部(33),所述筒形容器(77′)具有一集气顶端(35),所述送入集管(18′)和放出集管(19′)分别具有一入口段(21′)和一出口段(22′),所述入口段(21′)装在罩形隔体(32)内位于所述出口段(22′)以上。
9.一热交换器(25),装在一核反应堆(2)外壳结构(3、6)内部,用以对内部产生的热量作无源散热,交换器具有一管(41)束(40),所述管束(40)位于一下集管(42)和一上集管(43)之间,两集管位于不同高度,其特征是:所述上下集管(43、42)通过一外加光而直的管(44)作流体连通,管子的直径大于所述管束(40)的所述管子(41)。
10.按权利要求9所述热交换器(25),位于一敞开的垂直通道(29)内,通道从所述热交换器(25)向下延伸。
CN95191597A 1994-02-14 1995-02-08 从核反应堆外壳结构内作无源散热的装置 Pending CN1140507A (zh)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
EP94830056.1 1994-02-14
EP94830056A EP0667623A1 (en) 1994-02-14 1994-02-14 A system for passively dissipating heat from the interior of a nuclear reactor containment structure

Publications (1)

Publication Number Publication Date
CN1140507A true CN1140507A (zh) 1997-01-15

Family

ID=8218377

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN95191597A Pending CN1140507A (zh) 1994-02-14 1995-02-08 从核反应堆外壳结构内作无源散热的装置

Country Status (12)

Country Link
US (1) US5694442A (zh)
EP (2) EP0667623A1 (zh)
JP (1) JPH09508700A (zh)
CN (1) CN1140507A (zh)
AU (1) AU1808195A (zh)
CA (1) CA2183159A1 (zh)
CZ (1) CZ285241B6 (zh)
DE (1) DE69503606T2 (zh)
ES (1) ES2120730T3 (zh)
RU (1) RU2125744C1 (zh)
SK (1) SK105796A3 (zh)
WO (1) WO1995022147A2 (zh)

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN102667954A (zh) * 2009-09-25 2012-09-12 希尔莱特有限责任公司 热交换器、为此的方法以及核裂变反应堆系统
CN104167231A (zh) * 2014-07-30 2014-11-26 中科华核电技术研究院有限公司 混凝土安全壳非动能冷却系统
US9221093B2 (en) 2009-09-25 2015-12-29 Terrapower, Llc Heat exchanger, methods therefor and a nuclear fission reactor system
US9275760B2 (en) 2009-09-25 2016-03-01 Terrapower, Llc Heat exchanger, methods therefor and a nuclear fission reactor system

Families Citing this family (24)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5612982A (en) * 1995-07-31 1997-03-18 Westinghouse Electric Corporation Nuclear power plant with containment cooling
DE19751171C1 (de) * 1997-11-19 1999-07-15 Forschungszentrum Juelich Gmbh Vorrichtung zur Kühlung inertisierter Störfallatmosphären und zur Abtrennung und Beseitigung von Wasserstoff
DE19809000C1 (de) 1998-03-03 1999-07-22 Siemens Ag Sicherheitsbehälter und Verfahren zum Betrieb eines Kondensators in einer Kernkraftanlage
JP2002156485A (ja) * 2000-11-15 2002-05-31 Hitachi Ltd 原子炉
FR2847707A1 (fr) * 2002-11-25 2004-05-28 Technicatome Enceinte d'installation nucleaire et son procede palliatif a une fuite ou une perte d'eau dans le circuit primaire
US20050050892A1 (en) * 2003-09-08 2005-03-10 Len Gould Gravity condensate and coolant pressurizing system
US9803510B2 (en) 2011-04-18 2017-10-31 Holtec International Autonomous self-powered system for removing thermal energy from pools of liquid heated by radioactive materials, and method of the same
US11569001B2 (en) 2008-04-29 2023-01-31 Holtec International Autonomous self-powered system for removing thermal energy from pools of liquid heated by radioactive materials
US9847148B2 (en) * 2011-03-30 2017-12-19 Westinghouse Electric Company Llc Self-contained emergency spent nuclear fuel pool cooling system
WO2012149057A1 (en) 2011-04-25 2012-11-01 Holtec International, Inc. Air-cooled heat exchanger and system and method of using the same to remove waste thermal energy from radioactive materials
US11504814B2 (en) 2011-04-25 2022-11-22 Holtec International Air cooled condenser and related methods
US9583221B2 (en) 2011-06-15 2017-02-28 Bwxt Nuclear Energy, Inc. Integrated emergency core cooling system condenser for pressurized water reactor
RU2504031C1 (ru) * 2012-10-24 2014-01-10 Открытое акционерное общество "Атомэнергопроект" Устройство для отвода избыточной тепловой энергии из внутреннего объема защитной оболочки атомной электростанции
CN105026087A (zh) 2012-12-03 2015-11-04 霍尔泰克国际股份有限公司 钎焊组合物及其用途
US11373768B2 (en) 2013-03-12 2022-06-28 Bwxt Mpower, Inc. Refueling water storage tank (RWST) with tailored passive emergency core cooling (ECC) flow
CA2907375C (en) 2013-03-15 2021-05-04 Babcock & Wilcox Mpower, Inc. Passive techniques for long-term reactor cooling
KR101480046B1 (ko) * 2013-05-08 2015-01-09 한국원자력연구원 비상냉각탱크 냉각설비 및 이를 구비하는 원전
US9779840B2 (en) 2013-10-28 2017-10-03 Bwxt Mpower, Inc. PWR decay heat removal system in which steam from the pressurizer drives a turbine which drives a pump to inject water into the reactor pressure vessel
US9875817B2 (en) 2014-06-09 2018-01-23 Bwxt Mpower, Inc. Nuclear reactor support and seismic restraint with in-vessel core retention cooling features
US10529458B2 (en) 2014-07-22 2020-01-07 Bwxt Mpower, Inc. Integral isolation valve systems for loss of coolant accident protection
CA2954136C (en) * 2014-07-24 2018-02-13 Harbin Engineering University Containment cooling system and containment and reactor pressure vessel joint cooling system
JP6533750B2 (ja) * 2016-01-26 2019-06-19 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 原子炉格納容器の冷却設備
KR101780599B1 (ko) 2016-08-29 2017-09-21 한국수력원자력 주식회사 냉각수 저장조 및 이를 포함하는 원자로건물 피동 냉각시스템
FR3062235B1 (fr) * 2017-01-26 2019-06-07 Societe Technique Pour L'energie Atomique Reacteur nucleaire integrant un echangeur de chaleur primaire de securite

Family Cites Families (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB906096A (en) * 1960-06-01 1962-09-19 Atomic Energy Authority Uk Improvements in or relating to nuclear reactor powered steam generating systems
US4050983A (en) * 1970-08-05 1977-09-27 Nucledyne Engineering Corporation Passive containment system
US4950448A (en) * 1989-05-11 1990-08-21 General Electric Company Passive heat removal from containment
FR2651568A1 (fr) * 1989-09-07 1991-03-08 Galmes Alain Echangeur a ailettes perfectionne.
JPH03260501A (ja) * 1990-03-09 1991-11-20 Hirakawa Tekkosho:Kk モジユラー型ボイラ
US5076999A (en) * 1990-10-10 1991-12-31 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Passive decay heat removal system for water-cooled nuclear reactors

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN102667954A (zh) * 2009-09-25 2012-09-12 希尔莱特有限责任公司 热交换器、为此的方法以及核裂变反应堆系统
US9221093B2 (en) 2009-09-25 2015-12-29 Terrapower, Llc Heat exchanger, methods therefor and a nuclear fission reactor system
US9275760B2 (en) 2009-09-25 2016-03-01 Terrapower, Llc Heat exchanger, methods therefor and a nuclear fission reactor system
CN104167231A (zh) * 2014-07-30 2014-11-26 中科华核电技术研究院有限公司 混凝土安全壳非动能冷却系统

Also Published As

Publication number Publication date
US5694442A (en) 1997-12-02
DE69503606D1 (de) 1998-08-27
DE69503606T2 (de) 1999-03-04
CA2183159A1 (en) 1995-08-17
CZ232396A3 (en) 1996-11-13
WO1995022147A2 (en) 1995-08-17
EP0667623A1 (en) 1995-08-16
ES2120730T3 (es) 1998-11-01
RU2125744C1 (ru) 1999-01-27
AU1808195A (en) 1995-08-29
SK105796A3 (en) 1997-04-09
CZ285241B6 (cs) 1999-06-16
EP0745259A1 (en) 1996-12-04
WO1995022147A3 (en) 1995-09-21
JPH09508700A (ja) 1997-09-02
EP0745259B1 (en) 1998-07-22

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN1140507A (zh) 从核反应堆外壳结构内作无源散热的装置
CN106782698B (zh) 一种采用喷射技术的长期高效非能动安全壳冷却系统
CN103377728B (zh) 一种水淹式安全壳完全非能动余热导出系统
ES2390940T3 (es) Reactor nuclear con refrigeración mejorada en caso de accidente
CN104979023B (zh) 非能动安全壳热量导出系统及其控制方法和压水反应堆
JP5871951B2 (ja) 流体冷却装置、流体冷却装置を備えた原子力プラント
JP2002156485A (ja) 原子炉
CN102956275A (zh) 具有紧凑的非能动安全系统的压水反应堆
WO2013159440A1 (zh) 一种基于热管的乏燃料池非能动余热导出系统
CN104143360A (zh) 紧急冷却罐的冷却系统以及具有该系统的核电厂
GB2531489A (en) Passive cooling system for concrete containment vessel
RU2670425C1 (ru) Пассивная система охлаждения с естественной циркуляцией и способ
US10706974B2 (en) Passive cooling system of containment building and nuclear power plant comprising same
JPH06242279A (ja) 原子炉格納設備
JPH0216496A (ja) 停止冷却系熱交換器付き隔離復水器
CN113035387B (zh) 一种高效运行的pcs长期冷却水箱
CN105427902B (zh) 直接蒸发式非能动自冷却导流板
JP2001228280A (ja) 原子炉
CN218849088U (zh) 一种基于热管的乏燃料池非能动余热导出系统
CN214426478U (zh) 一种热动力型超导冷却装置
CN113035393B (zh) 一种自驱动抽气式非能动安全壳排热系统
CN114914003A (zh) 一种无时限非能动余热排出系统
CN213583135U (zh) 小型反应堆安全壳系统
CN217640667U (zh) 一种应用于安全壳换热水箱的非能动空气冷却系统
CN116994783A (zh) 非能动余热导出装置及方法

Legal Events

Date Code Title Description
C06 Publication
PB01 Publication
C10 Entry into substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
C01 Deemed withdrawal of patent application (patent law 1993)
WD01 Invention patent application deemed withdrawn after publication