JP2015518148A - 原子力発電所用受動的格納容器空気冷却 - Google Patents

原子力発電所用受動的格納容器空気冷却 Download PDF

Info

Publication number
JP2015518148A
JP2015518148A JP2015505780A JP2015505780A JP2015518148A JP 2015518148 A JP2015518148 A JP 2015518148A JP 2015505780 A JP2015505780 A JP 2015505780A JP 2015505780 A JP2015505780 A JP 2015505780A JP 2015518148 A JP2015518148 A JP 2015518148A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
containment vessel
reactor containment
containment
path
pattern
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
JP2015505780A
Other languages
English (en)
Inventor
コンウェイ、ローレンス、イー
オフスタン、リチャード、ピー
ハークネス、アレックス、ダブリュ
シュルツ、テリー、エル
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.)
Westinghouse Electric Co LLC
Original Assignee
Westinghouse Electric Co LLC
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 Westinghouse Electric Co LLC filed Critical Westinghouse Electric Co LLC
Publication of JP2015518148A publication Critical patent/JP2015518148A/ja
Pending legal-status Critical Current

Links

Images

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21DNUCLEAR POWER PLANT
    • G21D3/00Control of nuclear power plant
    • G21D3/04Safety arrangements
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C13/00Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
    • G21C13/02Details
    • G21C13/022Ventilating arrangements
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C11/00Shielding structurally associated with the reactor
    • G21C11/08Thermal shields; Thermal linings, i.e. for dissipating heat from gamma radiation which would otherwise heat an outer biological shield ; Thermal insulation
    • G21C11/083Thermal shields; Thermal linings, i.e. for dissipating heat from gamma radiation which would otherwise heat an outer biological shield ; Thermal insulation consisting of one or more metallic layers
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/02Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices
    • G21C15/12Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices from pressure vessel; from containment vessel
    • 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
    • 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
    • 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

Abstract

原子力発電所の格納容器外側の伝熱面を増やす原子力発電所用受動的格納容器空気冷却増進装置。格納容器外面内またはその面上の少なくとも実質的な部分に蛇行路を形成することによって表面積を増やし、当該蛇行路に沿って当該面上を冷却流体が流れることを可能にする。当該蛇行路は、冷却流体が回り道をして流れるように、当該外面内部またはその面上の一連の凹部および凸部によって形成される。【選択図】図2

Description

関連出願の相互参照
本出願は、同時に提出された同時係属中の米国特許出願第 号(Attorney Docket NPP 2011−006)に関連する。
本出願は、原子力発電所用受動的格納容器冷却装置に関連し、さらに詳説すると、金属製格納容器表面における自然空気流を利用した受動的格納容器空気冷却装置に関連する。
原子力発電は、1950年代以来、発電において重要な役割を果たしており、効率、安全性および環境保全の点で、火力および水力発電所に対して利点がある。原子力発電は、放射性物質の核分裂によって実現する。核反応は変動しやすいので、原子力発電所は、想定しうる最悪の事故に際しても、実践的に公衆の健康と安全を保証するような方法で設計する必要がある。軽水を冷却材に使用する発電所における最悪の事故は、原子炉冷却系の最大口径配管の両端破断であると考えられ、それは冷却材喪失事故(LOCA)と呼ばれる。
この種の発電所は、事故防護のために、原子炉冷却系から流出する可能性のある水、蒸気、および同伴する核分裂生成物を物理的に閉じ込めるように設計された格納容器システムを使用する。格納容器システムは通常、起こりうるあらゆる事故に対して究極的な信頼性と完全な防護を提供するすべての構造物、システム、および装置を取り囲むものと考えられる。工学的安全装置は、事故の影響を緩和するように特別に設計されている。基本的に、格納容器システムの設計目標は、事故が起きた際に原子力発電所から放射性物質が流出することを防ぎ、周辺住民の生命を危険に晒さないようにすることである。
原子炉製造業者は最近、運転員の介入や所外電源がなくても事故時にプラントが停止するような受動的プラント設計を提供している。ウェスチングハウス・エレクトリック・カンパニー・エルエルシーは、大型鋼製シェルを用いた受動的格納容器冷却装置を使用するAP1000受動的プラント設計を提供している。格納容器冷却系は、万一の冷却材喪失事故時に格納容器内で生じやすい圧力の上昇を抑える。受動的格納容器冷却装置は、工学的安全施設を構成するシステムである。その目的は、格納容器雰囲気から熱エネルギーを除去することによって、冷却材喪失事故または格納容器内の蒸気管破断事故後の格納容器の温度と圧力を下げることである。受動的格納容器冷却装置は、格納容器の圧力および温度の有意な上昇をもたらすその他の事象発生時に熱を移動させる手段としても利用できる。受動的格納容器冷却装置はまた、格納容器内の雰囲気と外部環境との圧力差を小さくして、核分裂生成物を格納容器から外部環境へ漏洩させる力を減少させることにより、(事故後の)放射能放出を制限する。前記の目的を達成するために、格納容器建屋を鋼製にして、格納容器の内部から外部へ熱が効率的に移動するようにする。通常運転時には、連続的な空気の自然循環によって格納容器から熱が除去される。しかし事故時には、より多くの熱を除去する必要があるので、空冷を受動的格納容器冷却装置貯水タンクから供給される水の蒸発により補う。
AP1000格納容器システム10を図1に略示する。当該格納容器システムは、いずれも配管20によって接続されている原子炉容器12、蒸気発生器14、加圧器16、および一次冷却材循環ポンプ18を含むAP1000原子炉システムを取り囲んでいる。格納容器システム10の一部分は、コンクリート遮蔽建屋24に取り囲まれた鋼製ドーム状格納容器エンクロージャ22から成り、当該コンクリート遮蔽建屋は当該鋼製ドーム状格納容器22を構造的に保護している。
受動的格納容器冷却装置の主要構成機器は、受動的格納容器冷却水貯蔵タンク26、空気バッフル28、空気取入口30、空気排出口32、および配水システム34である。受動的格納容器冷却水貯蔵タンク26は、鋼製ドーム状格納容器22の上方の遮蔽建屋構造体24に組み込まれている。鋼製ドーム状格納容器22とコンクリート遮蔽建屋24との間にある空気バッフル28は、高さが鋼製ドーム状格納容器22の最上部に近い遮蔽建屋24の開口部が入口である冷却空気流路を画定する。遮蔽建屋24に入った空気は、空気バッフル28の片側を流下し、鋼製ドーム状格納容器の下部に近いところで流れの向きを反転した後、当該バッフルと当該鋼製ドーム状格納容器22の間を上昇し、遮蔽建屋24最上部の排出口32から流出する。排出口32は、受動的格納容器冷却水貯蔵タンク26に取り囲まれている。
万一事故が発生した場合、受動的格納容器冷却装置は、水を受動的格納容器冷却水貯蔵タンクから重力によって排出することにより供給し、鋼製ドーム状格納容器22の表面に水膜を形成する。当該水膜が蒸発することによって、鋼製ドーム状格納容器建屋22が除熱される。
受動的格納容器冷却装置は、格納容器の加圧を伴う設計基準事象後に、72時間以上にわたって運転員が操作しなくても格納容器圧力が設計値を下回るように、引き続き発生する崩壊熱を含めた熱エネルギーを格納容器雰囲気から十分に除去することができる。
鋼製ドーム状格納容器22を取り囲む遮蔽建屋24と空気バッフル28との間に形成される空気流路によって、格納容器の外側鋼材表面に沿って上昇する空気の自然循環が生じる。この空気の自然循環の駆動力は、流動する空気が格納容器の鋼材表面によって加熱され、加熱された空気が格納容器表面に供給された水を蒸発させるとき発生する浮力である。流動する空気も、水面での蒸発を促進させる。事故が起きた場合、加熱された格納容器鋼材表面から空気へ対流により移動する熱量は、必要とされる全移動熱量の小さな割合でしかない。そのような全移動熱量は主として、格納容器鋼材表面の湿った領域での水の蒸発によって移動するが、この蒸発によって表面水が冷却され、さらに格納容器鋼材が冷却され、さらに格納容器内の雰囲気が冷却され、格納容器内で蒸気が凝縮する。
鋼製ドーム状格納容器22からの十分な熱の移動を維持し、格納容器の圧力を制限および低減するために、想定される設計基準事象が起きてから最初の3日後に、AP1000受動的格納容器冷却装置は格納容器外部鋼材表面に対して連続的な水の供給を必要とする。この水は当初、前記のように受動的な重力流によって供給される。3日経過後に水は、能動的な手段により、最初は所内の貯留水から、その後は所内または所外の給水源から供給される。
本発明の目的は、最初の3日が経過した後に格納容器を許容可能な低い圧力に保つために、空冷のみによって十分な除熱を達成することである。
さらに、本発明の目的は、能動的機器、運転員による操作、または所内もしくは所外の非安全系給水に頼らずに空冷によって十分な除熱を可能にすることである。
さらに、本発明の目的は、必要な受動的格納容器冷却水貯蔵タンクの小型化が可能になるような十分な空冷を提供することである。
上記および他の目的は、原子炉プラントの少なくとも一次系を取り囲む大きさの堅固な金属製シェルの外面の面積を拡張する本発明により達成できる。堅固な金属製シェルは内面と外面を有し、当該外面内またはその面上の少なくとも実質的な部分には蛇行路が形成されており、冷却流体は当該外面上を当該蛇行路に沿って流れることができる。堅固な金属製シェルの内面は平滑で、前記蛇行路は、前記外面内またはその面上の一連の凹部および凸部によって形成され、冷却流体が回り道をして流れるようにするのが好ましい。凹部と凸部の形成をモジュール化してもよい。各モジュールは複数の凹部および凸部がパターンを形成したものであり、伝熱経路を介して堅固な金属製シェルの外面に取り付けられる。蛇行路を拡張するために、各モジュールは垂直方向に関し、隣接モジュールに対して側方にずらしてもよい。
一実施態様において、前記外面内またはその面上には、凸部を成すフィン間に凹部が形成される複数フィンのパターンを有する蛇行路が形成され、前記蛇行路が前記外面と熱交換関係にある。別の一実施態様において、前記外面内またはその面上には、凸部を成すトリップ間に凹部が形成される複数の水平トリップのパターンを有する蛇行路が形成され、前記蛇行路が前記外面と熱交換関係にある。さらに別の実施態様において、凸部と凹部は堅固な金属製シェルの外面上の表面構造または組織によって形成されるが、組織の一形態としてワッフル模様がある。
本明細書に記載する実施態様の詳細を、添付の図面を参照して以下に説明する。
AP1000型原子力発電所の単純化した概略図である。
一実施態様による格納容器の円周方向に延びる鋼板の一部を示す平面図である。
第二の実施態様による格納容器の円周方向に延びる鋼板の一部を示す断面図である。
格納容器の円周方向に延びる鋼板の一部に取り付けられたさらに別の実施態様のモジュールを示す斜視図である。
別の実施態様による鋼製格納容器の一部の表面組織を示す斜視図である。
さらに別の実施態様による格納容器の鋼板の一部を示す斜視図である。
別の実施態様における突起したトリップを使用した鋼板の一部を示す斜視図である。
前述のように、AP1000受動的格納容器冷却装置において、加熱された格納容器の鋼材表面から空気への対流による熱の移動は、移動する全熱量のうちで小さな割合でしかない。熱の移動は主に、格納容器の鋼材表面の湿った領域での水の蒸発によるものであり、この蒸発によって表面水が冷却され、さらに格納容器鋼材が冷却され、さらに格納容器内の雰囲気が冷却されて蒸気が凝縮する。本発明は、最初の3日が経過して、受動的格納容器冷却水貯蔵タンク26中の初期水量を使い果たした後に、能動的機器、運転員による操作、または補助給水に頼らずに格納容器を許容可能な低い圧力に保つべく、空冷のみによって十分な除熱を達成することが可能である。
上記の目的は、冷却空気が流れる鋼製格納容器22の外面内またはその面上の少なくとも実質的な部分に空気の蛇行路を形成することで達成される。格納容器は鋼製であるとされているが、当然ながら、比較的良好な熱伝導率と必要な健全性および強度を有する他の材料によって格納容器を建造することができる。また、当然のことながら、受動的格納容器冷却水貯蔵タンク26からの排水時の水膜は、空気の流路と部分的ではあるが同じ流路を同一方向に移動する。
蛇行路は、冷却流体が回り道をして流れるようにする、格納容器22の外面内またはその面上の一連の凹部および凸部によって画定されることが好ましい。さらに、この回り道は、実質的に格納容器の外面全体を覆うようにしてもよいし、または格納容器の重要な部分のみを覆うようにしてもよい。
図2に示すのは格納容器の円周方向に延びる鋼板の一部であり、内側の平滑な壁面を36で、外側の垂直フィンを38で示す。当然ながらフィンは、格納容器の外面を連続的に覆うようにしてもよいし、重要な部分のみを覆うようにしてもよい。一実施態様において、鋼板22を機械加工して隣り合うフィン38の間の母材を取り除くことによって、凹部40を形成することができる。典型的な鋼板は、奥行き約1.75インチ(4.45センチメートル)、長さ約30フィート(7.62メートル)であり、隣り合う部分を互いに溶接して建造される格納容器の一部を成す。フィンの間隔は約5/16インチ(0.79センチメートル)である。母材に貫入する凹部40の深さは約3/8インチ(0.85センチメートル)である。
図3に示す、図2とは別の実施態様は、格納容器22の一部を成す鋼板に別個の鋼板をそれぞれ溶接してフィン38を形成したものである。フィンの高さ、厚さ、および間隔は、望ましい伝熱を実現するように選択されるが、図2に関して述べた寸法はAP1000プラント設計に適応するように設計されたものである。
図4に示す、図2、3とはまた別の実施態様は、フィン38と凹部40とをモジュール42として形成し、鋼板44を圧延またはプレス加工によって格納容器22の一部となるように形成したのちに、当該モジュールを鋼板44に接合したものである。当然のことながら、隣接する複数のモジュール42は、整列させてもよいし、図4に示すようにずらして空気の蛇行路を増やしてもよい。
別の実施態様を図5に示す。図5において、鋼板44の外面に、ワッフル模様46のような組織が形成されている。「ワッフル型」表面や「ディンプル型」表面は濡れ表面積を増やすので、最も効果的には、かかる表面を、凹部すなわちポケットに水が溜まる格納容器のドーム領域に形成すると、格納容器のドーム領域から側壁へ水が流れないように水の流れを制御できるため、格納容器の側壁を空冷しながら、格納容器のドーム領域を、水を蒸発させることによって冷却し、蒸気が側壁の乾燥面によって加熱された空気中へ流れるようにすると、水の使用を管理することができる。水量は、タンク26の出口口径によって、または熱作動弁もしくは感圧弁によって調節可能である。
図6は、フィンの代わりにトリップ48を使用するさらに別の実施態様を示す。トリップ48がフィン38と異なる点は、フィンは一般に冷却流体の流れ方向に延びるが、「トリップ」は一般に冷却材の流れを乱して対流伝熱を促進する方向に延びる。「トリップ」は「フィン」と同様に、凸部48と凹部40が交互に周期的に現れるように離隔配置されている。図7は、空気流を乱すだけでなく空気流路を延伸するために、「トリップ」を異なる対角方向に交互に配置した別の実施態様を示す。
また当然ながら、冷却材流路を乱すことおよび/または冷却材流路の全長または表面積を拡張することを意図したこれらの設計のいくつかを、格納容器の異なる領域に対して同時に使用してもよい。例えば、フィンまたはトリップを格納容器の側面に使用し、ワッフル模様をドーム領域に使用することができる。また、空気の蛇行路を形成するような案内装置付き空気バッフル28を設計することによって空気流路を増やすことも可能であるが、前記の実施態様による伝熱面積の増加ほど効率的ではないであろう。
本発明の特定の実施態様について詳しく説明してきたが、当業者は、本開示書全体の教示するところに照らして、これら詳述した実施態様に対する種々の変更および代替への展開が可能である。したがって、ここに開示した特定の実施態様は説明目的だけのものであり、本発明の範囲を何らも制約せず、本発明の範囲は添付の特許請求の範囲に記載の全範囲およびその全ての均等物である。

Claims (11)

  1. 原子炉システムの一次冷却材ループの少なくとも最上部および側面を取り囲む大きさの、内面(36)と外面を備える堅固な金属製シェル(22)、および
    当該外面内またはその面上の少なくとも実質的な部分に形成された蛇行路であって、冷却流体が当該外面上を実質的に当該蛇行路に沿って流れることができる蛇行路を具備することを特徴とする
    原子炉格納容器(10)。
  2. 前記内面(36)が実質的に平滑である請求項1の原子炉格納容器(10)。
  3. 前記蛇行路が、冷却流体が回り道をして流れるように、前記外面内またはその面上の一連の凹部(40)および凸部(38)によって形成されている請求項1の原子炉格納容器(10)。
  4. 前記外面内またはその面上には、凸部を成すフィン間に凹部(40)が形成された複数のフィン(38)のパターンを有する蛇行路が形成され、前記蛇行路が前記外面と熱交換関係にあることを特徴とする、請求項3の原子炉格納容器(10)。
  5. フィン(40)がモジュール(42)として形成され、各モジュールがパターンを形成する複数のフィン(40)より成り、伝熱経路を介して前記外面に取り付けられていることを特徴とする、請求項4の原子炉格納容器(10)。
  6. 凹部(40)と凸部(38)がモジュール(42)として形成され、各モジュールがパターンを形成する複数の凹部(40)と凸部(38)とより成り、伝熱経路を介して前記外面に取り付けられていることを特徴とする、請求項3の原子炉格納容器(10)。
  7. 各モジュール(42)が垂直方向に関し、隣接モジュールに対して側方にずれている請求項6の原子炉格納容器(10)。
  8. 前記外面内またはその面上には、凸部(38)を成すトリップ間に凹部(40)が形成された複数のトリップ(48)のパターン有する蛇行路が形成され、前記蛇行路が前記外面と熱交換関係にあることを特徴とする、請求項3の原子炉格納容器(10)。
  9. 外面上の組織によって凸部(38)と凹部(40)が形成されている請求項3の原子炉格納容器(10)。
  10. 組織の形状がワッフル模様(46)である請求項9の原子炉格納容器(10)。
  11. 堅固な金属製シェル(22)に最上部と側壁部があり、当該最上部の少なくとも一部にある凸部(38)および凹部(40)が冷却流体を集めることのできるポケットを形成し、冷却流体の大部分が当該最上部を流れて当該側壁部に流下する前に蒸発するように当該最上部を流れる冷却流体の量を受動的に制御する手段を含むことを特徴とする、請求項9の原子炉格納容器(10)。
JP2015505780A 2012-04-12 2013-03-28 原子力発電所用受動的格納容器空気冷却 Pending JP2015518148A (ja)

Applications Claiming Priority (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US13/444,932 US20130272474A1 (en) 2012-04-12 2012-04-12 Passive containment air cooling for nuclear power plants
US13/444,932 2012-04-12
PCT/US2013/034257 WO2013158349A1 (en) 2012-04-12 2013-03-28 Passive containment air cooling for nuclear power plants

Publications (1)

Publication Number Publication Date
JP2015518148A true JP2015518148A (ja) 2015-06-25

Family

ID=49325094

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP2015505780A Pending JP2015518148A (ja) 2012-04-12 2013-03-28 原子力発電所用受動的格納容器空気冷却

Country Status (9)

Country Link
US (1) US20130272474A1 (ja)
EP (1) EP2837003A4 (ja)
JP (1) JP2015518148A (ja)
KR (1) KR20140146187A (ja)
CN (1) CN104285258A (ja)
BR (1) BR112014025152A2 (ja)
CA (1) CA2869584A1 (ja)
WO (1) WO2013158349A1 (ja)
ZA (1) ZA201407277B (ja)

Families Citing this family (21)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US9200870B1 (en) * 2011-06-06 2015-12-01 Travis B. Theel Virtual environment hunting systems and methods
US9589685B2 (en) 2012-05-21 2017-03-07 Smr Inventec, Llc Passive reactor cooling system
US10008296B2 (en) 2012-05-21 2018-06-26 Smr Inventec, Llc Passively-cooled spent nuclear fuel pool system
US11901088B2 (en) 2012-05-04 2024-02-13 Smr Inventec, Llc Method of heating primary coolant outside of primary coolant loop during a reactor startup operation
CN104508752B (zh) * 2012-05-21 2017-04-05 Smr发明技术有限公司 无源反应堆安全壳保护系统
US11935663B2 (en) 2012-05-21 2024-03-19 Smr Inventec, Llc Control rod drive system for nuclear reactor
US9786394B2 (en) 2012-05-21 2017-10-10 Smr Inventec, Llc Component cooling water system for nuclear power plant
US10096389B2 (en) 2012-05-21 2018-10-09 Smr Inventec, Llc Loss-of-coolant accident reactor cooling system
JP2015529324A (ja) 2012-08-14 2015-10-05 エスエムアール・インベンテック・エルエルシー 受動的に冷却される使用済み核燃料プールシステム
US10522257B1 (en) 2013-03-14 2019-12-31 Westinghouse Electric Company Llc In-containment spent fuel storage to limit spent fuel pool water makeup
CN103594126B (zh) * 2013-11-18 2016-04-13 国核(北京)科学技术研究院有限公司 环境风冷却系统以及具有该系统的非能动安全壳
WO2015175878A1 (en) * 2014-05-15 2015-11-19 Holtec International An improved passively-cooled spent nuclear fuel pool system
CN104064232A (zh) * 2014-06-13 2014-09-24 长江勘测规划设计研究有限责任公司 地下核电站安全壳热管非能动冷却系统
CN104867526B (zh) * 2015-05-20 2017-09-22 华北电力大学 一种具有热管导液装置的非能动安全壳冷却系统
GB2545032A (en) * 2015-12-06 2017-06-07 Richard Scott Ian Passive cooling of a molten salt reactor by radiation onto fins
EP3513409A4 (en) * 2016-09-13 2020-03-04 Westinghouse Electric Company Llc FAST REACTOR WITH MOLTEN SALT IN HEAT PIPES WITH STAGNANT LIQUID C UR
CN107274938B (zh) * 2017-06-09 2019-05-21 安徽科创智慧知识产权服务有限公司 一种安全壳冷却装置
CN107256727B (zh) * 2017-06-09 2019-04-09 安徽科创智慧知识产权服务有限公司 一种核反应堆冷却系统
CN107123448B (zh) * 2017-06-09 2019-05-21 安徽科创智慧知识产权服务有限公司 一种可提高冷却剂利用率的安全壳冷却系统
CN108682461B (zh) * 2018-05-15 2023-08-15 中国核电工程有限公司 一种用于小型堆的安全壳非能动空气冷却系统
CN111785398B (zh) * 2020-07-01 2023-03-14 武汉第二船舶设计研究所(中国船舶重工集团公司第七一九研究所) 一种适用于安全壳的非能动余热排出系统

Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH02296196A (ja) * 1989-04-21 1990-12-06 Westinghouse Electric Corp <We> 格納容器の受動的冷却方法及び装置
JPH11173786A (ja) * 1997-12-15 1999-07-02 Daikin Ind Ltd ワッフルフィン付き熱交換器
JP2009260037A (ja) * 2008-04-16 2009-11-05 Toyota Motor Corp 熱交換器
JP2010236885A (ja) * 2009-03-30 2010-10-21 Toshiba Corp 原子炉格納容器の冷却構造
JP2012049407A (ja) * 2010-08-28 2012-03-08 Awa Paper Mfg Co Ltd 紙シートの放熱器

Family Cites Families (14)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2856340A (en) * 1945-06-15 1958-10-14 Eugene P Wigner Shaped fissionable metal bodies
DE3011282C2 (de) * 1980-03-24 1985-08-08 Kernforschungsanlage Juelich Gmbh, 5170 Juelich Wärmeabsorber, insbesondere Plasmastrahlenabsorber
DE3114480A1 (de) * 1981-04-10 1982-10-28 Hochtemperatur-Reaktorbau GmbH, 5000 Köln Gasgekuehlter hochtemperatur-reaktor mit bodenschild
GB2122032B (en) * 1982-06-19 1985-12-18 Ferranti Plc Electrical circuit assemblies
US4678626A (en) * 1985-12-02 1987-07-07 General Electric Company Radiant vessel auxiliary cooling system
US4995500A (en) * 1986-09-16 1991-02-26 Borg-Warner Corporation Groove pattern for high thermal capacity wet clutch
US5043135A (en) * 1989-05-18 1991-08-27 General Electric Company Method for passive cooling liquid metal cooled nuclear reactors, and system thereof
US5345482A (en) * 1993-05-06 1994-09-06 Westinghouse Electric Corporation Passive containment cooling water distribution device
US5499277A (en) * 1994-08-19 1996-03-12 General Electric Company Method and apparatus for enhancing reactor air-cooling system performance
US6530225B1 (en) * 2001-09-21 2003-03-11 Honeywell International, Inc. Waffle cooling
EP1452821A1 (de) * 2003-02-27 2004-09-01 Balcke-Dürr GmbH Einbauten in Kühltürmen
US9214618B2 (en) * 2008-09-18 2015-12-15 University Of Florida Research Foundation, Inc. Miniature thermoelectric power generator
JP2010085282A (ja) * 2008-09-30 2010-04-15 Toshiba Corp 加圧水型原子力プラント
US9334741B2 (en) * 2010-04-22 2016-05-10 Siemens Energy, Inc. Discreetly defined porous wall structure for transpirational cooling

Patent Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH02296196A (ja) * 1989-04-21 1990-12-06 Westinghouse Electric Corp <We> 格納容器の受動的冷却方法及び装置
JPH11173786A (ja) * 1997-12-15 1999-07-02 Daikin Ind Ltd ワッフルフィン付き熱交換器
JP2009260037A (ja) * 2008-04-16 2009-11-05 Toyota Motor Corp 熱交換器
JP2010236885A (ja) * 2009-03-30 2010-10-21 Toshiba Corp 原子炉格納容器の冷却構造
JP2012049407A (ja) * 2010-08-28 2012-03-08 Awa Paper Mfg Co Ltd 紙シートの放熱器

Also Published As

Publication number Publication date
ZA201407277B (en) 2015-05-27
BR112014025152A2 (pt) 2017-07-11
WO2013158349A1 (en) 2013-10-24
CN104285258A (zh) 2015-01-14
KR20140146187A (ko) 2014-12-24
US20130272474A1 (en) 2013-10-17
EP2837003A1 (en) 2015-02-18
CA2869584A1 (en) 2013-10-24
EP2837003A4 (en) 2015-11-18

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP2015518148A (ja) 原子力発電所用受動的格納容器空気冷却
KR101665353B1 (ko) 수동형 원자로 격납보호시스템
EP3005373B1 (en) Passive reactor cooling system
JP6315618B2 (ja) 使用済燃料プールの代替受動的冷却システムおよび方法
EP2837004B1 (en) Passive containment air cooling for nuclear power plants
US10665354B2 (en) Loss-of-coolant accident reactor cooling system
WO2014028634A1 (en) Passively-cooled spent nuclear fuel pool system
JP6402171B2 (ja) 原子力発電所の冷却材貯蔵域の受動的冷却装置
JP5829465B2 (ja) 核燃料の冷却装置
US10720249B2 (en) Passive reactor cooling system
KR101743911B1 (ko) 냉각재 분실 사고 원자로 냉각시스템
KR20130000572A (ko) 안전보호용기를 구비한 피동형 비상노심냉각설비 및 이를 이용한 열 전달량 증가 방법
US20180277264A1 (en) Passively-cooled spent nuclear fuel pool system
KR101628170B1 (ko) 피동격납부냉각계통 및 이를 구비하는 원전
KR20170042511A (ko) 폐연료 저장 래크
JP6670005B2 (ja) ヒートパイプを利用した使用後核燃料受動冷却システム
CN112420226B (zh) 一种基于环形气冷器的非能动余热排出系统

Legal Events

Date Code Title Description
A621 Written request for application examination

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A621

Effective date: 20160108

A977 Report on retrieval

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A971007

Effective date: 20161108

A131 Notification of reasons for refusal

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131

Effective date: 20161117

A02 Decision of refusal

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A02

Effective date: 20170630