JP2013104711A - Liquid metal cooled nuclear reactor - Google Patents

Liquid metal cooled nuclear reactor Download PDF

Info

Publication number
JP2013104711A
JP2013104711A JP2011247229A JP2011247229A JP2013104711A JP 2013104711 A JP2013104711 A JP 2013104711A JP 2011247229 A JP2011247229 A JP 2011247229A JP 2011247229 A JP2011247229 A JP 2011247229A JP 2013104711 A JP2013104711 A JP 2013104711A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
reactor
liquid metal
heat
vessel
cooling
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
JP2011247229A
Other languages
Japanese (ja)
Inventor
Nobuhisa Takezawa
伸久 竹澤
Hisato Matsumiya
壽人 松宮
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.)
Toshiba Corp
Original Assignee
Toshiba Corp
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 Toshiba Corp filed Critical Toshiba Corp
Priority to JP2011247229A priority Critical patent/JP2013104711A/en
Publication of JP2013104711A publication Critical patent/JP2013104711A/en
Pending legal-status Critical Current

Links

Images

Classifications

    • 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

  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

PROBLEM TO BE SOLVED: To maintain holding function of reactor coolant and stably suppress excessive rise in temperature of the reactor coolant even in the face of assumed events such as a double container leakage accident.SOLUTION: A liquid metal cooled nuclear reactor 1 includes a reactor vessel 4, a containment vessel 6 and a containment dome 7 which hermetically contain the reactor vessel 4, an outer concrete structure 17 which surrounds the containment vessel 6 with a storage space surrounding the containment vessel 6 in between, a liner 16 provided on the storage space side of the concrete portion of the outer concrete structure 17, and a temperature rise easing mechanism provided between the liner 16 and the outer concrete structure 17. The temperature rise easing mechanism includes a heat storage section 18 with a heat storage material whose melting point is lower than the temperature of the reactor coolant during the output operation of the liquid metal cooled nuclear reactor 1, and a cooling section 19 for removing heat from the reactor coolant that has leaked from the reactor vessel 4 through the containment vessel 6.

Description

本発明は、液体金属冷却原子炉に関する。   The present invention relates to a liquid metal cooled nuclear reactor.

図5は、従来の液体金属冷却原子炉の全体構成図である。同図に示すように、液体金属冷却原子炉は、原子炉冷却材のナトリウムまたはナトリウムカリウム合金等の液体金属3を満たした原子炉容器4内に核燃料炉心2を配置している。原子炉容器4は、格納容器6および格納ドーム7で構成される密閉構造内に格納されている。格納容器6は不活性ガスを満たした間隙部5をその内部に有する。格納容器6は、原子炉容器4から液体金属3が漏えいする事故を想定して、その場合でも漏えいした漏えい液体金属3aを格納容器6内に保持できるように設計されている。   FIG. 5 is an overall configuration diagram of a conventional liquid metal cooled nuclear reactor. As shown in the figure, the liquid metal cooled nuclear reactor has a nuclear fuel core 2 disposed in a reactor vessel 4 filled with a liquid metal 3 such as sodium or sodium potassium alloy as a reactor coolant. The nuclear reactor vessel 4 is stored in a sealed structure including a containment vessel 6 and a containment dome 7. The containment vessel 6 has a gap portion 5 filled with an inert gas therein. The containment vessel 6 is designed so that the leaked liquid metal 3a can be held in the containment vessel 6 even in such a case, assuming an accident in which the liquid metal 3 leaks from the reactor vessel 4.

格納容器6は、地表下に掘り下げた収納空間12内に収容されている。収納空間12はその周囲をコンクリート構築物17で囲まれており、格納容器6の周囲の環状空間および格納容器6の下側の空間を有する空間である。   The storage container 6 is accommodated in the storage space 12 dug down below the ground surface. The storage space 12 is surrounded by a concrete structure 17 and has an annular space around the storage container 6 and a space below the storage container 6.

また、コンクリート構築物17は収納空間12に面した部分にライナー16の内張りを有している。   Further, the concrete structure 17 has a liner 16 lining at a portion facing the storage space 12.

この液体金属冷却原子炉1では、原子炉運転中の緊急事態に対処するため、または保守点検を行うために、燃料の核分裂反応を停止する必要があるが、その際、停止操作を行った後にも残留崩壊熱が炉心から生じ続けるため、液体金属冷却原子炉1から発生する熱を除去する必要がある。   In this liquid metal cooled nuclear reactor 1, it is necessary to stop the nuclear fission reaction in order to cope with an emergency situation during the operation of the reactor or to perform maintenance and inspection. However, since the residual decay heat continues to be generated from the core, it is necessary to remove the heat generated from the liquid metal cooled reactor 1.

残留崩壊熱を除去する補助冷却系は、その重要性から高い信頼性が要求される。液体金属冷却原子炉1において、この熱除去方式としては、図示しない2次冷却系に設置し2次冷却材を冷却する方式、原子炉容器4内の冷却材を冷却する方式、原子炉容器4の外側から原子炉容器4を冷却する方式等がある。   The auxiliary cooling system that removes the residual decay heat is required to have high reliability because of its importance. In the liquid metal cooled nuclear reactor 1, this heat removal method includes a method of cooling the secondary coolant by installing in a secondary cooling system (not shown), a method of cooling the coolant in the reactor vessel 4, and the reactor vessel 4 There is a method of cooling the reactor vessel 4 from the outside.

図5は、これらの方式のうち、補助冷却系が、原子炉容器4の外側から原子炉容器4を冷却する原子炉容器補助冷却系(以下、「RVACS」という。)の場合を示している。   FIG. 5 shows a case where, among these methods, the auxiliary cooling system is a reactor vessel auxiliary cooling system (hereinafter referred to as “RVACS”) that cools the reactor vessel 4 from the outside of the reactor vessel 4. .

原子炉からの熱は原子炉容器4から格納容器6に熱輻射により伝えられ、格納容器6の温度が上昇し、格納容器6からの熱は外側のライナー16とコンクリート構築物17で形成したサイロ内等に向かって放射される。この格納容器6の熱を除去するために、格納容器6とサイロの間の環状空間にRVACSが設けられている。   Heat from the reactor is transferred from the reactor vessel 4 to the containment vessel 6 by thermal radiation, the temperature of the containment vessel 6 rises, and the heat from the containment vessel 6 is inside the silo formed by the outer liner 16 and the concrete structure 17. And so on. In order to remove the heat of the storage container 6, an RVACS is provided in the annular space between the storage container 6 and the silo.

自然対流で熱除去を行い、冷却用の流体として空気すなわち大気を用いており、格納容器6の外側に空気が上昇する空気上昇流路11と、空気上昇流路11の外側に空気が下降する空気下降流路10とを形成するように、格納容器6とサイロの間の環状空間に筒状のコレクタ9を設ける構成となっている。   Heat is removed by natural convection and air, that is, the atmosphere, is used as a cooling fluid, and the air rises to the outside of the containment vessel 6 and the air descends to the outside of the air rise channel 11. A cylindrical collector 9 is provided in the annular space between the storage container 6 and the silo so as to form the air descending flow path 10.

これにより、空気上昇流路11中の空気は、格納容器6の熱で加熱されることで空気上昇流路11を上昇し、ダクト14を経由して空気排出口15から外部に放出される。   As a result, the air in the air ascending channel 11 is heated by the heat of the containment vessel 6, rises through the air ascending channel 11, and is discharged to the outside via the duct 14 from the air discharge port 15.

また、空気冷却流路の空気下降流路10へは空気取込口13から空気の取り込みが行われ、空気下降流路10に取り込まれた空気は、空気下降流路10を下方に流れてサイロの収納空間12に流れ込む。その後、流れ方向を変えてコレクタ9と格納容器6の間の空気上昇流路11に流れ込み、格納容器6の外壁に沿って上方に流れ、その間に加熱されて格納容器の熱を外部に放出する。   In addition, air is taken into the air descending passage 10 of the air cooling passage from the air intake port 13, and the air taken into the air descending passage 10 flows downward through the air descending passage 10 and becomes a silo. Into the storage space 12. Thereafter, the flow direction is changed to flow into the air ascending flow path 11 between the collector 9 and the storage container 6, to flow upward along the outer wall of the storage container 6, and during the heating, the heat of the storage container is released to the outside. .

このようにRVACSは、ポンプ等の能動的な機器を用いない受動的な補助冷却系であることから能動的な機器を用いる場合に比べさらに高い信頼性を有する。   As described above, RVACS is a passive auxiliary cooling system that does not use active equipment such as a pump, and thus has higher reliability than the case where active equipment is used.

特許文献1では、上記の流路を確保するための空気取込口についての技術が開示されている。   In patent document 1, the technique about the air intake port for ensuring said flow path is disclosed.

特開平6−174884号公報Japanese Patent Laid-Open No. 6-174848 特公昭62−2277号公報Japanese Examined Patent Publication No. 62-2277

上述した従来の液体金属冷却原子炉において、極端で起こりそうもない仮想事象、例えば原子炉容器が破損し原子炉容器内の高温の液体金属が格納容器に漏えいし、その上、格納容器も破損し格納容器からさらにサイロ内に高温の液体金属が漏出する事故(以下、「二重容器漏れ事故」という。)が仮に発生した場合を想定する。この場合は、漏えいした液体金属が格納容器とサイロの間の空気冷却流路に貯留する。   In the conventional liquid metal cooled nuclear reactor described above, a virtual event that is unlikely to occur at an extreme, for example, the reactor vessel is damaged, the high-temperature liquid metal in the reactor vessel leaks into the containment vessel, and the containment vessel is also damaged. It is assumed that an accident (hereinafter referred to as “double container leakage accident”) in which high-temperature liquid metal leaks from the containment vessel into the silo further occurs. In this case, the leaked liquid metal is stored in the air cooling channel between the storage container and the silo.

この貯留した液体金属が空気冷却流路の空気の流通を妨げることにより、RVACSの機能が阻害される。また、サイロ内に漏出した液体金属が除熱されず滞留することから、周囲のコンクリート構築物が過熱により劣化し、また、膨張してひび割れを生ずる恐れがある。   This stored liquid metal hinders the flow of air in the air cooling flow path, thereby inhibiting the function of RVACS. In addition, since the liquid metal leaked in the silo stays without being removed, the surrounding concrete structure may deteriorate due to overheating, and may expand and crack.

液体金属の沸点は、たとえばナトリウムの場合は998℃と大気圧においても十分高く、漏えい後も減圧沸騰することなく液状を保っている。したがって、二重容器漏れ事故のような仮想事象の発生の場合においても、原子炉内の核燃料炉心を浸漬するに必要な、原子炉内の液位は確保される。しかしながら、この状態が継続すれば、炉心燃料から発生される崩壊熱により、冷却材温度は次第に上昇することになる。この場合は、冷却材たる液体金属が貯留している空間の周囲のコンクリート構築物の温度も上昇することになる。コンクリート温度が上昇すれば、コンクリートが劣化する恐れがある。   For example, in the case of sodium, the boiling point of the liquid metal is sufficiently high even at atmospheric pressure of 998 ° C., and remains liquid without boiling under reduced pressure even after leakage. Therefore, even in the case of occurrence of a virtual event such as a double vessel leakage accident, the liquid level in the nuclear reactor necessary for immersing the nuclear fuel core in the nuclear reactor is secured. However, if this state continues, the coolant temperature will gradually increase due to the decay heat generated from the core fuel. In this case, the temperature of the concrete structure around the space where the liquid metal as the coolant is stored also rises. If the concrete temperature rises, the concrete may deteriorate.

特許文献2で開示された技術は、二重容器漏れ事故の場合ではないが、原子炉容器の外側にコンクリート格納容器が設置される型式の液体金属冷却原子炉において、ナトリウムが漏えいした場合のコンクリート格納容器の温度上昇に対する対策に関するものである。すなわち、冷却装置とライニングを備えたコンクリート格納容器の内壁に2種類の熱絶縁材料を設け、通常運転中はコンクリート温度の上昇防止のために断熱効果に期待し、ナトリウムの漏えい時には断熱材の断熱効果を低下させ熱除去のために熱伝達率を向上させようするものである。   The technology disclosed in Patent Document 2 is not a case of a double vessel leakage accident, but in a liquid metal cooled nuclear reactor of a type in which a concrete containment vessel is installed outside the reactor vessel, concrete in the case where sodium leaks It relates to measures against the temperature rise of the containment vessel. In other words, two types of thermal insulation materials are provided on the inner wall of a concrete containment vessel equipped with a cooling device and a lining. During normal operation, heat insulation is expected to prevent the concrete temperature from rising. It is intended to reduce the effect and improve the heat transfer coefficient for heat removal.

しかしながら、特許文献2で開示されたような冷却機能だけでは、漏えいの初期における高温のナトリウムからの入熱により、あるいは冷却継続中の冷却機能の一時的な喪失により、コンクリート温度が急激に上昇する可能性がある。   However, with only the cooling function as disclosed in Patent Document 2, the concrete temperature rapidly rises due to heat input from high-temperature sodium in the initial stage of leakage or due to temporary loss of the cooling function while cooling continues. there is a possibility.

本発明は上記課題を解決するためになされたもので、二重容器漏れ事故のような仮想事象の発生を仮定しても、原子炉冷却材の保持機能を維持し、原子炉冷却材の過度の温度上昇を安定に抑制できることを目的とする。   The present invention has been made to solve the above-described problems. Even if a virtual event such as a double vessel leakage accident is assumed, the reactor coolant retention function is maintained and the reactor coolant is excessively excessive. The purpose is to be able to stably suppress the temperature rise.

上述の目的を達成するため、本発明に係る液体金属冷却原子炉は、液体金属からなる原子炉冷却材が内部に満たされた原子炉容器と、前記原子炉容器の周囲および底部を包囲するように設けられた格納容器と、前記原子炉容器の上部を包囲し前記格納容器とともに原子炉容器を密閉格納する格納ドームと、前記格納容器を囲む収納空間を介して前記格納容器を包囲する外周コンクリート構築物と、前記収納空間に対向する位置で前記外周コンクリート構築物の内側を覆うように設けられたライナーと、を備える液体金属冷却原子炉において、前記ライナーと前記外周コンクリート構築物の間に設けられた温度上昇緩和機構を備え、前記温度上昇緩和機構は、当該液体金属冷却原子炉の通常運転時の前記ライナーの温度より高く、かつ当該液体金属冷却原子炉の通常運転時の前記原子炉冷却材の温度より低い融点をもつ蓄熱材を有する蓄熱部と、前記原子炉容器から前記格納容器を通って漏えいした前記原子炉冷却材から熱を除去するための冷却部と、を有することを特徴とする。   In order to achieve the above-described object, a liquid metal cooled nuclear reactor according to the present invention surrounds a reactor vessel filled with a reactor coolant made of liquid metal, and the periphery and bottom of the reactor vessel. A containment vessel that surrounds an upper part of the reactor vessel and seals and stores the reactor vessel together with the containment vessel, and outer peripheral concrete that surrounds the containment vessel via a storage space surrounding the containment vessel In a liquid metal cooled nuclear reactor comprising a structure and a liner provided to cover the inside of the outer peripheral concrete structure at a position facing the storage space, a temperature provided between the liner and the outer peripheral concrete structure The temperature rise mitigating mechanism is higher than the temperature of the liner during normal operation of the liquid metal cooling reactor, and the liquid A heat storage part having a heat storage material having a melting point lower than the temperature of the reactor coolant during normal operation of the metal-cooled reactor, and heat from the reactor coolant leaked from the reactor vessel through the containment vessel And a cooling part for removing.

本発明によれば、二重容器漏れ事故のような仮想事象の発生を仮定しても、原子炉冷却材の保持機能を維持し、原子炉冷却材の過度の温度上昇を安定に抑制することができる。   According to the present invention, even if the occurrence of a virtual event such as a double vessel leak accident is assumed, the retention function of the reactor coolant is maintained, and the excessive temperature rise of the reactor coolant is stably suppressed. Can do.

本発明に係る液体金属冷却原子炉の第1の実施形態の全体構成を示す立断面図である。1 is an elevational sectional view showing the overall configuration of a first embodiment of a liquid metal cooled nuclear reactor according to the present invention. 本発明に係る液体金属冷却原子炉の第1の実施形態において仮想の二重容器漏れ事故が発生した後の液体金属冷却原子炉の全体の状況を示す立断面図である。1 is an elevational cross-sectional view showing an overall state of a liquid metal cooled nuclear reactor after a virtual double vessel leakage accident has occurred in a first embodiment of a liquid metal cooled nuclear reactor according to the present invention. 本発明に係る液体金属冷却原子炉の第2の実施形態の全体構成を示す立断面図である。It is an elevation sectional view showing the whole composition of a 2nd embodiment of a liquid metal cooling reactor concerning the present invention. 本発明に係る液体金属冷却原子炉の第2の実施形態において仮想の二重容器漏れ事故が発生した後の液体金属冷却原子炉の全体の状況を示す立断面図である。It is an elevation sectional view showing the whole situation of a liquid metal cooling reactor after a virtual double vessel leak accident has occurred in the second embodiment of the liquid metal cooling reactor according to the present invention. 従来の液体金属冷却原子炉の全体を示す立断面構成図である。It is a vertical section lineblock diagram showing the whole conventional liquid metal cooling nuclear reactor.

以下、図面を参照して本発明に係る液体金属冷却原子炉の実施形態について説明する。ここで、同一または類似の部分には、共通の符号を付して、重複説明は省略する。   Hereinafter, embodiments of a liquid metal cooled nuclear reactor according to the present invention will be described with reference to the drawings. Here, the same or similar parts are denoted by common reference numerals, and redundant description is omitted.

[第1の実施形態]
図1は、本発明に係る液体金属冷却原子炉の第1の実施形態の全体構成を示す立断面図である。
[First Embodiment]
FIG. 1 is an elevational sectional view showing the overall configuration of a first embodiment of a liquid metal cooled nuclear reactor according to the present invention.

液体金属冷却原子炉1は、冷却材のナトリウムまたはナトリウムカリウム合金等の液体金属3を満たした原子炉容器4内に核燃料炉心2を配置している。原子炉容器4は、格納容器6および格納ドーム7で構成される密閉構造内に格納されている。格納ドーム7は路上部室8内に設けられている。   In a liquid metal cooled nuclear reactor 1, a nuclear fuel core 2 is disposed in a nuclear reactor vessel 4 filled with a liquid metal 3 such as sodium or sodium potassium alloy as a coolant. The nuclear reactor vessel 4 is stored in a sealed structure including a containment vessel 6 and a containment dome 7. The storage dome 7 is provided in the road upper chamber 8.

格納容器6は窒素等の不活性ガスを満たした間隙部5をその内部に有する。格納容器6は、原子炉容器4から冷却材が漏えいする事故を想定して、その場合でも漏えいした冷却材を格納容器6内に保持できるように設計されている。   The containment vessel 6 has a gap portion 5 filled with an inert gas such as nitrogen therein. The containment vessel 6 is designed so that the leaked coolant can be held in the containment vessel 6 even in the event of an accident in which the coolant leaks from the reactor vessel 4.

格納容器6は、地表下に掘り下げた収納空間12内に収容されている。収納空間12はその周囲をコンクリート構築物17で囲まれており、コンクリート構築物17の収納空間12に面した部分にライナー16の内張りが設けられている。   The storage container 6 is accommodated in the storage space 12 dug down below the ground surface. The storage space 12 is surrounded by a concrete structure 17, and a liner 16 lining is provided on a portion of the concrete structure 17 facing the storage space 12.

なお、ライナーとしては、鋼製のほかに、高温の液体金属を収納でき、必要な強度が確保されれば、たとえば、セラミックスなどでもよい。   The liner may be made of, for example, ceramics as long as it can store a high-temperature liquid metal in addition to steel and can secure a necessary strength.

格納容器6の外側に、空気が上昇する環状の空気上昇流路11と、空気上昇流路11の外側に空気が下降する環状の空気下降流路10とを形成するように、格納容器6とライナー16の間に筒状のコレクタ9が設けられている。   The storage container 6 is formed so as to form an annular air ascending channel 11 in which air rises and an annular air descending channel 10 in which air descends outside the air ascending channel 11 on the outside of the containment vessel 6. A cylindrical collector 9 is provided between the liners 16.

空気上昇流路11の下流側は、ダクト14に接続され、ダクト14の上端は空気排出口15において大気に開放されている。また、ダクト14には液体金属冷却原子炉1の通常運転時に開状態で、二重容器漏れ事故の発生時には閉止する空気排出閉止弁22が設けられている。   The downstream side of the air ascending channel 11 is connected to the duct 14, and the upper end of the duct 14 is opened to the atmosphere at the air outlet 15. The duct 14 is provided with an air discharge shut-off valve 22 that is open during normal operation of the liquid metal cooling reactor 1 and is closed when a double vessel leakage accident occurs.

空気下降流路10には、空気取込口13から流入した空気が流れる。空気取込口13には、空気取込閉止弁21が設けられている。   The air that flows in from the air intake port 13 flows through the air descending flow path 10. The air intake port 13 is provided with an air intake stop valve 21.

ライナー16の外側でかつコンクリート構築物17の内側の、ライナー16とコンクリート構築物17に挟まれた領域には、まず、ライナー16の外側に蓄熱部18が、蓄熱部18の外側には断熱材からなる断熱部20が設けられている。また、断熱部20に囲まれ、かつ蓄熱部18に接する状態で冷却媒体流路19が設けられている。   In a region sandwiched between the liner 16 and the concrete structure 17 outside the liner 16 and inside the concrete structure 17, first, a heat storage unit 18 is formed outside the liner 16, and a heat insulating material is formed outside the heat storage unit 18. A heat insulating part 20 is provided. A cooling medium flow path 19 is provided in a state surrounded by the heat insulating section 20 and in contact with the heat storage section 18.

蓄熱部18にはコンクリートが劣化し始める温度である約100℃よりも低い融点を持つ蓄熱材が封入されている。このような蓄熱材としては、例えば、水和塩としては、NHAl(SO・12HO、KAl(SO・12HO、Sr(OH)・8HO、Ba(OH)・8HO、NaCHCOO・3HOなどが使用できる。また、有機物としては、n−Triacontane C3062、n−Octacosan C2858、Propionamide、ナフタレン、ステアリン酸、ビフェニルなどでよい。 A heat storage material having a melting point lower than about 100 ° C., which is a temperature at which concrete starts to deteriorate, is enclosed in the heat storage unit 18. As such a heat storage material, for example, as hydrated salts, NH 4 Al (SO 4 ) 2 · 12H 2 O, KAl (SO 4 ) 2 · 12H 2 O, Sr (OH) 2 · 8H 2 O, Ba (OH) 2 · 8H 2 O, NaCH 3 COO · 3H 2 O , etc. can be used. As the organic material, n-Triacontane C 30 H 62 , n-Octacosan C 28 H 58, Propionamide, naphthalene, stearic acid, good in biphenyl.

(作用)
以上のように構成された液体金属冷却原子炉1は、通常時は、原子炉容器4内に液体金属3が所定の通常時液面位置Lnになるように満たされ、核燃料炉心2での核分裂による発生熱は、冷却材である液体金属3を循環させることにより取り出され、この熱エネルギーは最終的に発電等に供される。
(Function)
In the liquid metal cooled nuclear reactor 1 configured as described above, normally, the nuclear reactor vessel 4 is filled with the liquid metal 3 at a predetermined normal liquid level Ln, and the nuclear fission in the nuclear fuel core 2 is performed. The generated heat is taken out by circulating the liquid metal 3 as a coolant, and this thermal energy is finally supplied to power generation or the like.

空気取込口13から取り込まれた冷却用の空気は、空気下降流路10を下方向に流れ、収納空間12に開放され方向を反転させた後、空気上昇流路11に入り上方向に流れる。空気上昇流路11で格納容器6とコレクタ9の間を上昇する空気は、この間に格納容器6の表面から熱を奪うことにより温度が上昇し、空気をダクト14を通じて空気排出口15から外部に排出する。ここで、冷却用の空気の流れは、空気が格納容器6の外壁面で熱せられて空気上昇流路11を上方向に流れる自然対流によっている。   The cooling air taken in from the air intake port 13 flows downward in the air descending flow path 10, opens to the storage space 12, reverses the direction, and then enters the air rising flow path 11 and flows upward. . The air rising between the containment vessel 6 and the collector 9 in the air ascending flow path 11 rises in temperature by taking heat from the surface of the containment vessel 6 during this time, and the air is discharged from the air discharge port 15 to the outside through the duct 14. Discharge. Here, the flow of cooling air is based on natural convection in which air is heated on the outer wall surface of the containment vessel 6 and flows upward in the air ascending flow path 11.

図2は、本実施形態において仮想の二重容器漏れ事故が発生した後の液体金属冷却原子炉の全体の状況を示す立断面図である。   FIG. 2 is an elevational sectional view showing the entire state of the liquid metal cooled nuclear reactor after a virtual double vessel leakage accident has occurred in the present embodiment.

この場合、原子炉容器4内に通常時液面位置Lnまで満たされていた液体金属3は、原子炉容器4および格納容器6から収納空間12に漏れ出て、原子炉容器4、格納容器6および収納空間12内に溜まる。この結果、液体金属3の液位は、通常時より低い漏出時液面位置Lcまで下がる。   In this case, the liquid metal 3 filled in the reactor vessel 4 up to the normal liquid level Ln leaks from the reactor vessel 4 and the containment vessel 6 into the storage space 12, and the reactor vessel 4 and the containment vessel 6. And accumulates in the storage space 12. As a result, the liquid level of the liquid metal 3 is lowered to the leakage level Lc that is lower than normal.

一方、収納空間12内に溜まった漏えい液体金属3aの液位がコレクタ9の下端よりも上に来ると、空気下降流路10から空気上昇流路11への冷却用の空気の流路が遮断されてしまい、格納容器6を外部から冷却する能力が喪失する。   On the other hand, when the liquid level of the leaking liquid metal 3a accumulated in the storage space 12 comes above the lower end of the collector 9, the cooling air flow path from the air descending flow path 10 to the air rising flow path 11 is blocked. As a result, the ability to cool the containment vessel 6 from the outside is lost.

この結果、漏えいした漏えい液体金属3aからの熱によってライナー16は高温になり、さらに、その熱は蓄熱部18に伝導する。このため蓄熱部18の蓄熱材の温度が上昇し、融点に達すると固体から液体への相転移(融解)が起る。相転移の間は、伝導した熱は融解熱として蓄熱材に吸収されるため蓄熱材の温度は融点の温度に維持される。   As a result, the liner 16 becomes hot due to the heat from the leaked liquid metal 3 a, and the heat is conducted to the heat storage unit 18. For this reason, when the temperature of the heat storage material of the heat storage unit 18 rises and reaches the melting point, a phase transition (melting) from solid to liquid occurs. During the phase transition, the conducted heat is absorbed by the heat storage material as heat of fusion, so that the temperature of the heat storage material is maintained at the melting point.

蓄熱部18の蓄熱材がすべて液体になった後にさらに入熱があると、伝導した熱によって蓄熱部18の温度が上昇し始めるが、蓄熱部18に密着して設けられた冷却媒体流路19を通って流れる冷却媒体によって除熱される。   If there is further heat input after all of the heat storage material of the heat storage unit 18 becomes liquid, the temperature of the heat storage unit 18 starts to rise due to the conducted heat, but the cooling medium flow path 19 provided in close contact with the heat storage unit 18. Heat is removed by the cooling medium flowing through it.

冷却媒体流路19を流れる冷却媒体により除熱され蓄熱部18の蓄熱材から融解熱が放出され蓄熱材は液体から固体に変化すなわち凝固する。この融解と凝固を繰り返すことにより、蓄熱部18の温度は蓄熱材の融点近傍の温度を維持することができる。   The heat is removed by the cooling medium flowing through the cooling medium flow path 19 and the heat of fusion is released from the heat storage material of the heat storage unit 18 so that the heat storage material changes from liquid to solid, that is, solidifies. By repeating this melting and solidification, the temperature of the heat storage unit 18 can be maintained near the melting point of the heat storage material.

このように、蓄熱部18の温度は封入された蓄熱材の融点近傍に維持されるとともに、蓄熱部18と冷却媒体流路19を覆った断熱材20とによってコンクリート構築物17に伝わる熱を遮断し、コンクリート構築物17が劣化し始める温度まで加熱されることを防ぐことができる。   As described above, the temperature of the heat storage unit 18 is maintained near the melting point of the enclosed heat storage material, and the heat transmitted to the concrete structure 17 is blocked by the heat storage unit 18 and the heat insulating material 20 covering the cooling medium flow path 19. The concrete structure 17 can be prevented from being heated to a temperature at which it begins to deteriorate.

また、このとき、空気取込閉止弁21及び空気排出閉止弁22を閉じることにより、空気下降流路10と空気上昇流路11への酸素の流入が絶たれる。これによって、ナトリウム火災が継続することを阻止するとともに、原子炉容器4から漏れ出た放射性の核分裂生成物等が大気中に直接漏れ出ることを防止する。   At this time, by closing the air intake shut-off valve 21 and the air discharge shut-off valve 22, the inflow of oxygen into the air descending flow path 10 and the air ascending flow path 11 is cut off. This prevents the sodium fire from continuing and prevents radioactive fission products and the like leaking from the reactor vessel 4 from leaking directly into the atmosphere.

以上説明したように、本実施形態によれば、二重容器漏れ事故のような仮想事象が発生したとしても、新たに構成された冷却媒体流路を流れる冷却媒体により、液体金属冷却原子炉1から確実に熱を除去することができ、かつ蓄熱部18の温度が蓄熱材の融点近傍に維持されるとともに断熱部20の断熱材によってコンクリート構築物17に伝わる熱を遮断することによってコンクリート構築物17の温度上昇を抑制することができる。   As described above, according to the present embodiment, even if a virtual event such as a double vessel leakage accident occurs, the liquid metal cooling reactor 1 is cooled by the cooling medium flowing through the newly configured cooling medium flow path. The heat of the concrete structure 17 can be removed by reliably removing heat from the heat storage part 18 and maintaining the temperature of the heat storage part 18 in the vicinity of the melting point of the heat storage material and blocking heat transmitted to the concrete structure 17 by the heat insulating material of the heat insulating part 20. Temperature rise can be suppressed.

この結果、収納空間12内の漏えい液体金属3aの保持機能を維持することができ、また漏えい液体金属3aおよび原子炉容器4内の液体金属3の温度上昇を抑制することができる。   As a result, the function of holding the leaking liquid metal 3a in the storage space 12 can be maintained, and the temperature rise of the leaking liquid metal 3a and the liquid metal 3 in the reactor vessel 4 can be suppressed.

[第2の実施形態]
図3は、本発明に係る液体金属冷却原子炉の第2の実施形態の全体構成を示す立断面図である。
[Second Embodiment]
FIG. 3 is an elevational sectional view showing the overall configuration of the second embodiment of the liquid metal cooled nuclear reactor according to the present invention.

本実施形態は、第1の実施形態の変形であり、第1の実施形態においては蓄熱部18に冷却媒体流路19が密着して設けられているのに対し、本実施形態においては、蓄熱部18の外周上に密着してヒートパイプ30が配列されている。   The present embodiment is a modification of the first embodiment. In the first embodiment, the cooling medium flow path 19 is provided in close contact with the heat storage section 18, whereas in the present embodiment, the heat storage is performed. The heat pipes 30 are arranged in close contact with the outer periphery of the portion 18.

また、蓄熱部18とヒートパイプ30を覆うように断熱部20が設けられており、蓄熱部18とヒートパイプ30がコンクリート構築物17に直接接触しないようにしている。ヒートパイプ30の上端の冷却部は、屋外に露出して設けられている。   Moreover, the heat insulation part 20 is provided so that the heat storage part 18 and the heat pipe 30 may be covered, and the heat storage part 18 and the heat pipe 30 are prevented from contacting the concrete structure 17 directly. The cooling part at the upper end of the heat pipe 30 is provided to be exposed outdoors.

ヒートパイプ30に封入された作動流体は、蓄熱部18内の蓄熱材の融点以下で、かつ屋外に露出して冷却される温度より高い沸点を有する。このような作動流体としては、例えば、作動温度が0℃〜200℃の水、作動温度が−10℃〜130℃のエタノール、作動温度が−20℃〜130℃のメタノールなどがある。   The working fluid sealed in the heat pipe 30 has a boiling point that is lower than the melting point of the heat storage material in the heat storage unit 18 and higher than the temperature at which it is exposed and cooled outdoors. Examples of such a working fluid include water having an operating temperature of 0 ° C. to 200 ° C., ethanol having an operating temperature of −10 ° C. to 130 ° C., and methanol having an operating temperature of −20 ° C. to 130 ° C.

(作用)
図4は、本実施形態において仮想の二重容器漏れ事故が発生した後の液体金属冷却原子炉の全体の状況を示す立断面図である。
(Function)
FIG. 4 is an elevational sectional view showing the entire state of the liquid metal cooled nuclear reactor after a virtual double vessel leakage accident has occurred in the present embodiment.

二重容器漏れ事故が発生した場合に、原子炉容器4内の液体金属3の液位が通常時より低い漏出時液面位置Lcまで下がり、また、コレクタ9の下端より高い液位が収納空間12内に形成され格納容器6外部の空気流路が遮断されて冷却機能が喪失する。   When a double vessel leakage accident occurs, the liquid level of the liquid metal 3 in the reactor vessel 4 drops to a leakage level Lc that is lower than normal and the liquid level higher than the lower end of the collector 9 is stored in the storage space. 12 and the air flow path outside the storage container 6 is blocked, and the cooling function is lost.

この結果、漏えいした漏えい液体金属3aからの熱によってライナー16は高温になり、さらに、その熱は蓄熱部18に伝導する。このため蓄熱部18の蓄熱材の温度が上昇し、融点に達すると固体から液体に相転移(融解)が起る。相転移の間は、伝導した熱は融解熱として蓄熱材に吸収されるため蓄熱材の温度は融点の温度に維持される。   As a result, the liner 16 becomes hot due to the heat from the leaked liquid metal 3 a, and the heat is conducted to the heat storage unit 18. For this reason, when the temperature of the heat storage material of the heat storage unit 18 rises and reaches the melting point, a phase transition (melting) occurs from the solid to the liquid. During the phase transition, the conducted heat is absorbed by the heat storage material as heat of fusion, so that the temperature of the heat storage material is maintained at the melting point.

蓄熱部18の蓄熱材がすべて液体になった後にさらに入熱があると、伝導した熱によって蓄熱部18の温度が上昇し始めるが、蓄熱部18に密着して設けられたヒートパイプ30内の作動流体が蒸発し、蒸発した作動媒体はヒートパイプ30が屋外に露出された部分で熱を放出し冷却され液体となって戻ってくるというサイクルの発生により、蓄熱部18は除熱される。   If there is further heat input after all of the heat storage material of the heat storage unit 18 has become liquid, the temperature of the heat storage unit 18 begins to rise due to the conducted heat, but the heat in the heat pipe 30 provided in close contact with the heat storage unit 18 The heat storage unit 18 is deheated by the occurrence of a cycle in which the working fluid evaporates and the evaporated working medium releases heat at a portion where the heat pipe 30 is exposed to the outside and is cooled and returned to liquid.

除熱されることにより蓄熱部18の蓄熱材から融解熱が放出され蓄熱材は凝固する。この融解と凝固のサイクルにより蓄熱部18の温度は封入された蓄熱材の融点近傍に維持される。このように、蓄熱部18とヒートパイプ30とによって断熱部20の内側の温度上昇が抑制される。さらにヒートパイプ30の外側に設置された断熱部20によってコンクリート構築物17に伝わる熱を低減させることにより、コンクリート構築物17が劣化し始める温度まで加熱されることを防ぐことができる。   By removing heat, heat of fusion is released from the heat storage material of the heat storage unit 18 and the heat storage material is solidified. By this melting and solidification cycle, the temperature of the heat storage unit 18 is maintained near the melting point of the enclosed heat storage material. Thus, the temperature increase inside the heat insulation part 20 is suppressed by the heat storage part 18 and the heat pipe 30. Furthermore, by reducing the heat transmitted to the concrete structure 17 by the heat insulating portion 20 installed outside the heat pipe 30, it is possible to prevent the concrete structure 17 from being heated to a temperature at which it begins to deteriorate.

また、空気取込閉止弁21及び空気排出閉止弁22を閉じる結果、原子炉容器4から漏れ出た放射性の核分裂生成物等が大気中に直接漏れ出ることを防止する。   Moreover, as a result of closing the air intake shutoff valve 21 and the air discharge shutoff valve 22, radioactive fission products and the like leaking from the reactor vessel 4 are prevented from leaking directly into the atmosphere.

以上説明したように、本実施形態によれば、二重容器漏れ事故のような仮想事象が発生したとしても、新たに構成された冷却媒体流路を流れる冷却媒体により、液体金属冷却原子炉から確実に熱を除去することができ、かつ蓄熱部の温度が蓄熱材の融点近傍に維持されるとともに断熱部20の断熱材によってコンクリート構築物17に伝わる熱を遮断することによってコンクリート構築物17の過熱による劣化を防ぐことができる。   As described above, according to the present embodiment, even if a virtual event such as a double vessel leakage accident occurs, the cooling medium flowing through the newly configured cooling medium flow path causes the liquid metal cooling reactor to Heat can be reliably removed, and the temperature of the heat storage part is maintained near the melting point of the heat storage material, and heat transmitted to the concrete structure 17 is blocked by the heat insulating material of the heat insulating part 20, thereby overheating the concrete structure 17 Deterioration can be prevented.

この結果、収納空間12内の漏えい液体金属3aの保持機能を維持することができ、また漏えい液体金属3aおよび原子炉容器4内の液体金属3の温度上昇を抑制することができる。   As a result, the function of holding the leaking liquid metal 3a in the storage space 12 can be maintained, and the temperature rise of the leaking liquid metal 3a and the liquid metal 3 in the reactor vessel 4 can be suppressed.

[その他の実施形態]
以上、本発明のいくつかの実施形態を説明したが、これらの実施形態は、例として提示したものであり、発明の範囲を限定することは意図していない。
[Other Embodiments]
As mentioned above, although some embodiment of this invention was described, these embodiment is shown as an example and is not intending limiting the range of invention.

例えば、コレクタ9により仕切られる空気下降流路10および空気上昇流路11に接続する空気の流路の方式が異なっていたり、空気でなく別の気体を使用する原子炉に適用してもよい。また、収納空間自体は環状空間ではなく平面的形状が矩形等でもよい。   For example, the air flow paths connected to the air descending flow path 10 and the air rising flow path 11 partitioned by the collector 9 may be different, or may be applied to a nuclear reactor that uses another gas instead of air. Further, the storage space itself may not be an annular space but may have a planar shape such as a rectangle.

ヒートパイプ30の冷却場所は、屋外に限らないし、また、冷却方法は空冷でなくともたとえば外部の貯水池などでもよい。   The cooling place of the heat pipe 30 is not limited to the outdoors, and the cooling method may not be air cooling but may be an external reservoir, for example.

また、各実施形態の特徴を組み合わせてもよい。例えば、第1の実施形態と第2の実施形態を組み合わせて、冷却媒体流路とヒートパイプの両冷却手段を備えてもよい。   Moreover, you may combine the characteristic of each embodiment. For example, the first embodiment and the second embodiment may be combined to include both cooling means for the cooling medium flow path and the heat pipe.

さらに、これらの実施形態は、その他の様々な形態で実施されることが可能であり、発明の要旨を逸脱しない範囲で、種々の省略、置き換え、変更を行うことができる。これら実施形態やその変形は、発明の範囲や要旨に含まれると同様に、特許請求の範囲に記載された発明とその均等の範囲に含まれるものである。   Furthermore, these embodiments can be implemented in various other forms, and various omissions, replacements, and changes can be made without departing from the scope of the invention. These embodiments and their modifications are included in the scope and gist of the invention, and are also included in the invention described in the claims and the equivalents thereof.

1・・・液体金属冷却原子炉
2・・・核燃料炉心
3・・・液体金属
3a・・・漏えい液体金属
4・・・原子炉容器
5・・・間隙部
6・・・格納容器
7・・・格納ドーム
8・・・炉上部室
9・・・コレクタ
10・・・空気下降流路
11・・・空気上昇流路
12・・・収納空間
13・・・空気取込口
14・・・ダクト
15・・・空気排出口
16・・・ライナー
17・・・コンクリート構築物
18・・・蓄熱部
19・・・冷却媒体流路(冷却部)
20・・・断熱部
21・・・空気取込閉止弁
22・・・空気排出閉止弁
30・・・ヒートパイプ(冷却部)
Ln・・・通常時液面位置
Lc・・・漏出時液面位置
DESCRIPTION OF SYMBOLS 1 ... Liquid metal cooling reactor 2 ... Nuclear fuel core 3 ... Liquid metal 3a ... Leakage liquid metal 4 ... Reactor vessel 5 ... Gap part 6 ... Containment vessel 7 ... -Storage dome 8 ... Furnace upper chamber 9 ... Collector 10 ... Air descending flow path 11 ... Air rising flow path 12 ... Storage space 13 ... Air intake 14 ... Duct DESCRIPTION OF SYMBOLS 15 ... Air exhaust port 16 ... Liner 17 ... Concrete structure 18 ... Heat storage part 19 ... Coolant flow path (cooling part)
DESCRIPTION OF SYMBOLS 20 ... Heat insulation part 21 ... Air intake shut-off valve 22 ... Air discharge shut-off valve 30 ... Heat pipe (cooling part)
Ln ... Normal liquid level position Lc ... Leak liquid level position

Claims (8)

液体金属からなる原子炉冷却材が内部に満たされた原子炉容器と、
前記原子炉容器の周囲および底部を包囲するように設けられた格納容器と、
前記原子炉容器の上部を包囲し前記格納容器とともに原子炉容器を密閉格納する格納ドームと、
前記格納容器を囲む収納空間を介して前記格納容器を包囲する外周コンクリート構築物と、
前記収納空間に対向する位置で前記外周コンクリート構築物の内側を覆うように設けられたライナーと、
を備える液体金属冷却原子炉において、
前記ライナーと前記外周コンクリート構築物の間に設けられた温度上昇緩和機構を備え、
前記温度上昇緩和機構は、
当該液体金属冷却原子炉の通常運転時の前記ライナーの温度より高く、かつ当該液体金属冷却原子炉の通常運転時の前記原子炉冷却材の温度より低い融点をもつ蓄熱材を有する蓄熱部と、
前記原子炉容器から前記格納容器を通って漏えいした前記原子炉冷却材から熱を除去するための冷却部と、
を有することを特徴とする液体金属冷却原子炉。
A reactor vessel filled with a reactor coolant made of liquid metal;
A containment vessel provided to surround the periphery and bottom of the reactor vessel;
A containment dome that surrounds an upper portion of the reactor vessel and hermetically stores the reactor vessel together with the containment vessel;
A peripheral concrete structure surrounding the containment vessel via a storage space surrounding the containment vessel;
A liner provided to cover the inside of the outer peripheral concrete structure at a position facing the storage space;
In a liquid metal cooled nuclear reactor comprising:
Comprising a temperature rise mitigating mechanism provided between the liner and the peripheral concrete structure;
The temperature rise mitigation mechanism is
A heat storage part having a heat storage material having a melting point higher than the temperature of the liner during normal operation of the liquid metal cooling reactor and lower than the temperature of the reactor coolant during normal operation of the liquid metal cooling reactor;
A cooling section for removing heat from the reactor coolant leaked from the reactor vessel through the containment vessel;
A liquid metal cooled nuclear reactor.
前記温度上昇緩和機構は、前記蓄熱部および前記冷却部と前記外周コンクリート構築物との間に断熱部を有することを特徴とする請求項1に記載の液体金属冷却原子炉。   2. The liquid metal cooled nuclear reactor according to claim 1, wherein the temperature increase mitigation mechanism includes a heat insulating portion between the heat storage portion and the cooling portion and the outer peripheral concrete structure. 前記冷却部は、外部から供給され前記原子炉冷却材からの熱を吸収後に、外部に戻る冷却媒体を内包する冷却媒体流路を有することを特徴とする請求項1または請求項2に記載の液体金属冷却原子炉。   3. The cooling unit according to claim 1, wherein the cooling unit includes a cooling medium flow path that contains a cooling medium that is supplied from outside and absorbs heat from the reactor coolant and then returns to the outside. Liquid metal cooled reactor. 前記冷却部は、前記原子炉冷却材からの熱吸収と外気雰囲気での熱放出により作動するように配設されたヒートパイプを有することを特徴とする請求項1ないし請求項3のいずれか一項に記載の液体金属冷却原子炉。   The said cooling part has a heat pipe arrange | positioned so that it may operate | move by the heat absorption from the said reactor coolant, and the heat discharge | release in external air atmosphere, The one of Claim 1 thru | or 3 characterized by the above-mentioned. The liquid metal cooled nuclear reactor according to the item. 前記ヒートパイプは、その一部が前記蓄熱部に密着して設置され、その密着した部分から上方に延びて、上端が屋外に露出していることを特徴とする請求項4に記載の液体金属冷却原子炉。   5. The liquid metal according to claim 4, wherein a part of the heat pipe is installed in close contact with the heat storage part, extends upward from the contacted part, and has an upper end exposed to the outdoors. Cooling reactor. 前記ヒートパイプには、沸点が前記蓄熱材の融点以下ある作動流体が封入されていることを特徴とする請求項4または請求項5に記載の液体金属冷却原子炉。   The liquid metal cooled nuclear reactor according to claim 4 or 5, wherein a working fluid having a boiling point equal to or lower than a melting point of the heat storage material is enclosed in the heat pipe. 前記蓄熱材は、前記外周コンクリート構築物を形成するコンクリートの劣化温度より低い融点をもつことを特徴とする請求項1ないし請求項6のいずれか一項に記載の液体金属冷却原子炉。   The liquid metal cooled nuclear reactor according to any one of claims 1 to 6, wherein the heat storage material has a melting point lower than a deterioration temperature of the concrete forming the outer peripheral concrete structure. 前記収納空間と外部とを連通する流路にあって、前記原子炉冷却材の漏えい時を除き開状態にあり前記原子炉冷却材の漏えい時には閉止し前記収納空間を密閉状態とする空気取込閉止弁および空気排出閉止弁を備えることを特徴とする請求項1から請求項7に記載の液体金属冷却原子炉。   An air intake that is in a flow path that communicates between the storage space and the outside, is open except when the reactor coolant leaks, and is closed when the reactor coolant leaks to close the storage space The liquid metal cooled nuclear reactor according to any one of claims 1 to 7, further comprising a shut-off valve and an air discharge shut-off valve.
JP2011247229A 2011-11-11 2011-11-11 Liquid metal cooled nuclear reactor Pending JP2013104711A (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP2011247229A JP2013104711A (en) 2011-11-11 2011-11-11 Liquid metal cooled nuclear reactor

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP2011247229A JP2013104711A (en) 2011-11-11 2011-11-11 Liquid metal cooled nuclear reactor

Publications (1)

Publication Number Publication Date
JP2013104711A true JP2013104711A (en) 2013-05-30

Family

ID=48624366

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP2011247229A Pending JP2013104711A (en) 2011-11-11 2011-11-11 Liquid metal cooled nuclear reactor

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JP2013104711A (en)

Cited By (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR101498587B1 (en) * 2013-08-23 2015-03-04 한국원자력연구원 Passive cooling device of reactor cavity
KR101517449B1 (en) 2013-07-05 2015-05-04 국립대학법인 울산과학기술대학교 산학협력단 Liquid Metal Cooling System For Cooling A External Reactor Vessel
WO2015089662A1 (en) * 2013-12-17 2015-06-25 Hatch Ltd. Nuclear reactor safety system
KR101718111B1 (en) * 2016-01-25 2017-03-22 한국원자력연구원 Reactor cavity cooling system for nuclear reactor
JP2021092566A (en) * 2019-12-09 2021-06-17 コミッサリア ア レネルジー アトミーク エ オ ゼネルジ ザルタナテイヴ Liquid metal cooling reactor with fully passive residual force removal (dhr) system
US11289220B2 (en) 2018-03-09 2022-03-29 Korea Atomic Energy Research Institute Passive reactor cavity cooling system

Cited By (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR101517449B1 (en) 2013-07-05 2015-05-04 국립대학법인 울산과학기술대학교 산학협력단 Liquid Metal Cooling System For Cooling A External Reactor Vessel
KR101498587B1 (en) * 2013-08-23 2015-03-04 한국원자력연구원 Passive cooling device of reactor cavity
WO2015089662A1 (en) * 2013-12-17 2015-06-25 Hatch Ltd. Nuclear reactor safety system
KR101718111B1 (en) * 2016-01-25 2017-03-22 한국원자력연구원 Reactor cavity cooling system for nuclear reactor
US11289220B2 (en) 2018-03-09 2022-03-29 Korea Atomic Energy Research Institute Passive reactor cavity cooling system
JP2021092566A (en) * 2019-12-09 2021-06-17 コミッサリア ア レネルジー アトミーク エ オ ゼネルジ ザルタナテイヴ Liquid metal cooling reactor with fully passive residual force removal (dhr) system
JP7050886B2 (en) 2019-12-09 2022-04-08 コミッサリア ア レネルジー アトミーク エ オ ゼネルジ ザルタナテイヴ Liquid metal cold reactor with fully passive residual force removal (DHR) system
US11636956B2 (en) * 2019-12-09 2023-04-25 Commissariat A L'energie Atomique Et Aux Energies Alternatives Liquid metal-cooled nuclear reactor incorporating a completely passive residual power removal (DHR) system

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP2634738B2 (en) Passive cooling system for liquid metal-cooled reactors with back-up cooling channels
JP2013104711A (en) Liquid metal cooled nuclear reactor
RU2489758C1 (en) Reactor containment and nuclear power plant that applies it
US10290379B2 (en) Passive containment cooling and filtered venting system, and nuclear power plant
US9818495B2 (en) Containment vessel and nuclear power plant
GB2542442B (en) Composite construction of nuclear reactor pressure vessel and barrier shield
JP2014010080A (en) Nuclear power plant and static containment vessel cooling system
KR100366322B1 (en) Passive air-cooled liquid metal-cooled reactor with double vessel leakage adaptability
JP2634739B2 (en) Liquid metal cooled reactor plant
JP6071404B2 (en) Nuclear plant and static containment cooling system
JP2013007574A (en) Nuclear power plant
JP2021092566A (en) Liquid metal cooling reactor with fully passive residual force removal (dhr) system
CN103474107A (en) Comprehensive protection device of nuclear reactor container
KR20130000572A (en) Apparatus for safety improvement of passive type emergency core cooling system with a safeguard vessel and method for heat transfer-function improvement using thereof
WO2013159439A1 (en) Retention apparatus for post-nuclear power plant incident molten material outside of generation iv reactor
EP2955719B1 (en) Nuclear power plant and reactor building gas treatment system
CN202650568U (en) Comprehensive protection device of nuclear reactor container
JP2011252837A (en) Heat removal system and method for reactor container
KR20150069421A (en) a system for reducing steam and hydrogen exploision at LOCA(loos-Of-Coolant Accident)
JP2015078948A (en) Fast reactor nuclear reactor facilities
KR101404954B1 (en) Method Of Nuclear Corium Cooling Using Liquid Metal Layer, And Nuclear Corium Cooling System Using The Same
KR101404955B1 (en) Method Of Nuclear Corium Cooling Using Liquid Metal in External Reactor Vessel Cooling System, And Nuclear Corium Cooling System Using The Same
US10079076B2 (en) Emergency core cooling system for a water-cooled reactor system
WO2024009716A1 (en) Nuclear power plant
JP6878203B2 (en) Core melt receiver and its installation method, heat-resistant parts, and nuclear facilities

Legal Events

Date Code Title Description
RD01 Notification of change of attorney

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A7421

Effective date: 20140110