KR100266506B1 - 원자로공동을범람시키는시스템 - Google Patents

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KR100266506B1
KR100266506B1 KR1019970037689A KR19970037689A KR100266506B1 KR 100266506 B1 KR100266506 B1 KR 100266506B1 KR 1019970037689 A KR1019970037689 A KR 1019970037689A KR 19970037689 A KR19970037689 A KR 19970037689A KR 100266506 B1 KR100266506 B1 KR 100266506B1
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돈 엠. 매트슨
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벨 주니어 로버트 에스.
에이비비 컴버스쳔 엔지니어링 뉴클리어 파워 인코포레이티드
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    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
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    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Abstract

압력 용기의 파손 및 코리움(Corium)의 방출을 포함할 수 있는 사고 동안에 충분한 물이 원자로 공동에 공급되는 것을 보장하기 위하여, 원자로 공동에 인접한 풀(Pool)에 모이는 물은 두 개의 구조체를 상호 연결하는 도관을 통하여 격실로 공급될 수 있다. 부가적인 물의 필요성이 표시될 때까지, 원자로 공동과 원자로 압력 용기 하부에 위치한 격실 내에 축적되는 물의 깊이를 최소화하기 위하여 원격적으로 제어되는 밸브가 도관을 폐관시키는데 사용되어, 격실 및/또는 공동 내에 위치한 다양한 기기를 보호한다.

Description

원자로 공동을 범람시키는 시스템{REACTOR CAVITY FLOODING SYSTEM}
본 발명은 일반적으로 핵 원자로에 관한 것이다. 특히, 본 발명은, 핵 원자로에 관련되며, 소정의 사고(predetermined event)에 응답하여 원자로가 들어 있는 격납 건물을 범람(flood)시키는 장치에 관한 것이다.
발전소 설계 기준 사고(basis events)를 넘는 심각한 사고 중간에, 원자로 용기가 파손되어 열화된 원자로 용기 코어가 격납 건물 내로 방출될 가능성이 있다. 심각한 사고는 다음의 경우에 발생할 수 있다 즉, 1) 연료가 충분히 냉각되기 전에 안전 분사 시스템이 원자로 용기 내로 냉각수를 공급하는 것을 실패한 경우, 2) 원자로 용기가 파손되는 경우, 열화된 원자로 코어(degraded reactor core : Corium)는 원자로 용기 아래의 인-코어-기기(in core instrument: ICI) 격실 내로 방출되어 발생할 수 있다. ICI 격실로 냉각수를 제공하는 것은 코리움이 격납 건물로부터 빠져나가는 가능성을 경감시킬 수 있다.
특히, 원자로 냉각 시스템에서의 파이프 파손의 사고(즉, 설계 기준 사고)에 있어서, 안전 분사 탱크 내의 물은 원자로 코어를 냉각시키기 위하여 원자로 용기로 방출된다. 이 방출은, 안전 분사 펌프로 핵연료 재장전 용수 저장 탱크(RWST : refueling water storage tank) 내의 물을 원자로 용기 내로 펌핑하고 또 격납 건물 내에서 생성된 증기를 응축시키기 위한 격납 분무 시스템을 통해 격 건물 내로 물을 분무함으로써 일어난다. 일단 RWST 내의 물이 고갈되면, 원자로 냉각 시스템(RCS : reactor coolant system)으로부터 누수되는 물과 격납 분무 시스템으로부터 분무되는 물을 재순환시키기 위하여 격납 건물 내의 긴급 코어 냉각 공급 저수조(sump)로부터 물을 끌어들이기 위하여 펌프는 재배열된다.
몇몇 이유로 인하여 안전 분사 펌프가 물을 원자로 용기 내로 펌핑을 지속할 수 없게 되면, 코리움(corium)이 원자로 용기의 파손된 틈 외부로 나와 ICI 격실 내로 흐르게 되는 심각한 사고가 발생하기 쉽다. 대기 중으로 방사선의 방출을 야기할 수 있는 격납 건물이 파손되지 않는 것을 보장하기 위하여, 코리움은 적절한 양의 냉각수를 필요로 한다.
그러나, 격납 분무 시스템이 격납 건물의 횡단면을 통해 균일한 분무를 제공하기 때문에, 원자로 공동에 갇히는 분무된 물의 부분은 필연적으로 격납 횡단면적에 대한 원자로 용기의 면적의 비와 동일하다. 따라서 분무로 인한 물이 바로 그 위기에 처한 구역(in a very critical area)에 축적되어지는 비율은 제한된다.
본 발명의 목적은, 필요시 격납 분무 시스템에 의한 분무 작용에 따라 축적되어지는 물 이외에 원자로 공동(reactor cavity)에 부가적인 물을 공급할 수 있는 비교적 간단한 장치를 제공하는데 있다.
간략히, 상기 목적은, 원자로 공동에 인접하여 위치된 핵연료 재장전 풀(refueling pool)과 같은 풀에 모아 있는 물이 두 개의 구조체를 상호 연결시키는 도관을 통해 부가적으로 ICI 격실로 공급될 수 있게 하는 장치에 의해 이루어진다. 부가적인 물의 요구가 표시될 때까지 격실 및/또는 공동 내에 위치한 다양한 기기를 보호하기 위하여, 원자로 공동과 원자로 압력 용기의 아래에 위치된 격실에 축적되는 물의 깊이를 최소화하기 위하여 도관이 정상적으로 닫혀진 상태를 유지하는데 원격 제어 밸브가 사용된다.
특히, 핵 원자로 공동 범람시키는 시스템에 존재하는 본 발명의 제 1의 양태는,
소정의 소스로부터 끌어 들여진 물을, 원자로 압력 용기를 수용하는 원자로 공동과 이 원자로 공동에 인접하게 위치되어 있는 풀 구조가 한정되어 있는 격납 건물의 내부로, 선택적으로 분무하기 위한 분무 수단과,
상기 풀과, 상기 원자로 공동과 연결되고 상기 원자로 압력 용기의 아래에 위치하고 있는 격실을 효과적으로 상호 연결하는 도관 수단, 및
상기 풀과 상기 원자로 압력 용기의 아래에 있는 상기 격실 사이의 유체 전달을 제어하기 위하여 선택적으로 동작 가능한 밸브 수단을 포함한다.
핵원자로 격납 건물을 위한 안전 장치 내에 존재하는 본 발명의 제 2의 양태는,
원자로 냉각 시스템의 고장인 제 1의 소정의 사고에 응답하여 격납 건물의 내부로 물을 분무하기 위한 저수조를 포함하는 분무 수단과,
상기 분무 수단으로부터의 물이 축적되는 위치에서, 격납 건물 내에 형성된 원자로 공동으로서, 원자로 압력 용기를 수용하도록 하기 위한, 상기 원자로 공동과,
상기 원자로 공동의 하부와 연결되고, 상기 원자로 압력 용기의 아래에 위치되어 있는 격실과,
상기 분무 수단으로부터의 물이 축적되는 위치에 위치한 풀로서, 공동의 하부에 한정되어 있는 격실보다 더 높은 바닥을 갖는, 상기 풀과,
상기 풀과 상기 격실을 유체 흐름상 상호 연결하는 수로, 및
상기 수로 내에 배치되어 있고, 열화된 원자로 코어가 격실로 배출되는 제 2의 소정의 사고에 응답하여 상기 풀에 모여진 물을 상기 격실로 배출하도록 하는 소정의 조건하에서 상기 수로를 선택적으로 개방하기 위한, 정상적으로 닫혀진 밸브 수단을 포함한다.
핵 원자로 압력 용기가 상기 공동 내부에 배치되어 있는 이 공동을 범람시키는 방법에 존재하는 본 발명의 제 3의 양태는,
원자로 냉각 시스템의 고장인 제 1의 사고에 응답하여 격납 건물의 내부로 물을 분무하는 단계와,
격납 건물의 내부에 분무된 물을 상기 원자로 용기를 수용하는 공동으로 모으는 단계와,
격납 건물의 내부로 분무된 물을 상기 원자로 압력 용기를 수용하는 공동에 인접하여 위치된 풀로 모으는 단계, 및
열화된 원자로 코어가 격실로 배출되는 제 2 소정의 사고에 응답하여 풀에 모여 있는 물을 원자로 압력 용기를 수용하는 공동의 아래에 있는 격실로 배출하는 단계를 포함한다.
핵 원자로 압력 용기가 공동 내부에 배치되어 있는 이 공동을 범람시키기 위한 장치에 존재하는 본 발명의 또 다른 특성은,
원자로 냉각 시스템의 고장인 제 1의 사고에 응답하여 격납 건물의 내부로 물을 분무하기 위한 수단과,
격납 건물의 내부로 분무된 물을 원자로 용기를 수용하는 공동으로 모으기 위한 수단과,
격납 건물 내부로 분무된 물을 원자로 압력 용기를 수용하는 공동에 인접하게 위치되어 있는 풀로 모으기 위한 수단, 및
열화된 원자로 코어가 격실로 배출되는 제 2의 소정의 사고에 응답하여, 풀에 모여 있는 물을 원자로 압력 용기를 수용하는 공동의 아래에 있는 격실로 배출하기 위한 수단을 포함한다.
본 발명의 다양한 잇점과 장점은 다음의 도면에 관련하여 설명하는 양호한 실시예로부터 보다 명백해질 것이다.
도 1은 본 발명의 실시예를 도시하는 수직 단면도.
<도면의 주요 부분에 대한 부호의 설명>
100 : 핵연료 재장전 풀(pool) 102 : 원자로 용기 플랜지
104 : 격납 분무 시스템 106 : 격납 건물
108 : 격납 분무 펌프 110 : 도관
112 : 인-코어-기기(ICI) 격실 112A : 격실의 바닥
114 : 압력 용기 116 : 원격 동작 밸브
128 : 안전 분사 펌프 130 : 저수조
본 발명에 따라, 분무된 물의 일부는 도 1에 도시된 핵연료 재장전 풀(100)로 향하고, 여기에서 물은 원자로 용기 플랜지(102)보다 더 낮은 영역 내에 갇힌다. 이들 영역은 하부 원자로 인터널(lower reactor internals) 또는 코어 지지 통(CSB : core support barrel)과 상부 원자로 인터널 또는 상부 가이드 구조(UGS : upper guide structure)를 위한 저장 영역을 제공한다. 상술한 바와 같이 도 1에서 참조 번호 104로 일반적으로 표시되는 격납 분무 시스템은 격납 건물(106)의 횡단면을 통해 일정한 분무 량을 제공하기 때문에, 핵연료 재장전 풀(100) 내로 갇히게 되는 물의 부분은 필연적으로 격납 건물의 내부 횡단면적에 대한 상기 풀 면적의 비와 동일하다. 도시된 실시예에서의 면적비는 약 8% 이고, 격납 분무 펌프(108)의 유속의 최소 값은 대략 3,500 갤런/분(13,249리터/분)이다. 그러므로, 세 시간의 펌프 동작 후, 대략 50,000 갤런(대략 20만 리터)의 물이 핵연료 재장전 풀(100)의 CSB 영역 내에 모아지고 갇힌다. 대략 7 시간 후, CSB 영역은 자신의 용적인 대략 105,000 갤런(대략 40만 리터)의 물로 채워진다.
핵연료 재장전 풀(100)의 CSB 영역 내에 갇히는 물은, 만약 코리움이 ICI 격실(112)로 향하게 되는 경우에, 코리움을 냉각시키기 위하여 사용될 수 있다. 그러므로, 본 발명에 따라, 이 물을 사용하기 위하여, 핵연료 재장전 풀(100)의 CSB 영역의 바닥과, 상기 원자로 공동(113)과 연결되고 상기 원자로 압력 용기(114)의 아래에 위치되어 있는 ICI 격실(112)을 유체 흐름상 상호 연결하기 위하여 파이프 또는 도관(110)이 제공되어진다. 이 파이프(110)는 적절하게 연결 또는 정렬되어, 이 물의 전달을 가능케 한다. 이 파이프(110)에는, CSB 영역의 아래에 있는 설비실(118) 내에 위치한, 원격으로 동작하는 밸브(116)가 장착된다.
밸브(116)는 정상적으로 닫혀 있고 또 스위치(120)를 동작시킴으로써 제어되는데 이 스위치는 밸브(116)가 개방되기 전에 로크(lock )해제되어야만 한다. 로크된 밸브 특성은 최소한 두 가지 이유로 필요하다. 첫 번째는, 핵연료 재장전 풀(100)은, 원자로 인터널이 원자로 압력 용기(114)로부터 제거될 때 또는 연료가 처리되고 있을 때 만약 이 물이 없다면 높은 방사능 레벨이 될 가능성이 있기 때문에 핵연료 재장전 동작 동안 배출되는 것을 방지해야만 한다. 또한, 이 물은 압력 용기(114)로부터 사용후 연료 풀로 전달되고 있는 연료를 냉각시키기 위하여 유지되어야만 한다.
작동 스위치(120)를 로크해야 하는 두 번째 이유는, 핵연료 재장전 풀(100)의 CSB 영역 내의 물을 ICI 격실(112)로 미리 방출하는 것을 방지하기 위한 것이다. 격납 분무 시스템의 의도되지 않은 동작 사고에 있어서, ICI 격실(112)로 흐르는 물의 양은, 구조적인 이유로 인해 원자로 압력 용기(114)의 외부면과 ICI 가이드 튜브를 넘어 물의 레벨이 불필요하게 상승하는 것을 예방하기 위하여, 제한되어야만 한다. 또한, 만약 안전 분사 시스템과 격납 분무 시스템으로 이 사고가 제어되면(즉, 원자로 용기(114)의 파손이 발생하지 않으면), ICI 가이드 튜브와 원자로 압력 용기(114)의 외부 표면은, 동일한 구조적인 이유로 인해, ICI 격실(112)을 완전히 범람시키는 것에 의하여 침수되지 않아야만 한다.
보다 상세하게, 원자로 냉각 시스템(RCS)의 압력 경계(pressure boundary)의 파손 이후에 심각한 사고가 일어난다. 이 사고는 "냉각재 손실 사고"(LOCA : loss of coolant accident)로 언급된다. 원자로 공동(113)을 범람시키는 것은 이러한 사고의 영향을 경감시키기 위한 전반적인 전략으로의 몇 가지 목적에 기여한다. 이들은, (1) 코리움의-콘크리트 어택(attack)의 최소화 또는 제거와, (2) 가연성 가스(수소 또는 일산화탄소) 발생의 최소화 또는 제거와, (3) 코리움-콘크리트 상호 작용으로 인하여 방출된 핵분열 생성물(fission product)의 감소, 및 (4) 갇혀진 코어 파편으로부터 방출되는 핵분열 생성물의 제거를 포함한다. 도시된 실시예에 있어서, 격실(112)의 바닥(112A)은, 코리움이 충분히 넓은 면적에 걸쳐 분산되어 물이 격실(112)로 유입되는 것에 의해 코리움이 냉각될 수 있도록, 배열된다.
공동 범람(cavity flooding)은 일반적으로 긴급 코어 냉각수(ECC water: emergency core cooling water)의 현존 소스를 사용하여 이루어진다. 도시를 쉽게 하기 위하여 개략적으로 도시된 이들 소스는, (1) 개략적으로 도시되고 참조 번호 122로 지시되고, 원자로 냉각 시스템 압력 경계에서의 파손을 통해 누출되는, 원자로 냉각 시스템(RCS)으로부터 나오는 물과, (2) 안전 분사 탱크(124)로부터 원자로 냉각 시스템(122)으로 방출되는 물과, (3) 안전 분사 펌프(128)와 격납 분무 시스템 펌프(108)에 의해 RWST(126)으로부터 원자로 냉각 시스템 및 격납 건물(106)로 공급되는 물이다.
안전 분사 펌프가 RWST(126)로부터 원자로 냉각 시스템(122)으로 물을 펌프하지 못하는 사고에 있어서, 원자로 냉각 시스템에서의 파손은 짧은 기간 내에 심각한 사고로 전개될 수 있다. 이 경우에 있어서, RWST(126)로부터의 물은 격납 건물(106)에 있는 긴급 코어 냉각 공급(ECCS)의 저수조(sump)(130)로 배출되어진다. 이 저수조로부터의 연결은 코리움을 냉각시키기 위하여 물이 ICI 격실(112)로 흐르게 한다.
안전 분사 펌프(128)와 격납 분무 시스템(104)은 RWST(126)로부터 물을, 탱크(126) 내의 물이 고갈될 때까지, 원자로 냉각 시스템(122)과 격납 건물(106)로 펌프한다. 이 시점에서, 격납 건물(106)에 있는 긴급 코어 냉각 시스템 저수조(130)로부터 물을 유도하기 위하여, 시스템은 재정렬된다. 이들 저수조(130)에 모아진 물은 원자로 코어를 냉각시키고 격납 건물 대기를 분무하기 위하여 재순환된다. 안전 분사 시스템과 격납 분무 시스템은 LOCA 동안에 동작하도록 설계되어 있기 때문에, 핵연료 재장전 용수 저장 탱크 내의 물은 이들 시스템의 고장에 앞서 고갈되기 쉽다.
상술한 바와 같이, 격납 분무 시스템(104)은 격납 건물(106)의 횡단면적에 걸쳐 균일하게 분무를 분배하고, 또 이 분무의 대부분은 긴급 코어 냉각 공급 저수조로 되돌아 흐르고 재순환됨에도 불구하고, 그래도 분무량의 상당량이 핵연료 재장전 풀에 모이게 된다. 본 발명에 따르면, 달리 재순환 루프에서 벗어나서 가두어진 이 물은 ICI 격실(112)에 있는 코리움을 냉각시키는데 특히 유용하고, 밸브(116)의 개방시 중력으로 인해 ICI 격실(112)로 간단히 흐르게 될 수 있다.
본 발명의 오직 한 실시예만이 개시되었지만, 본 발명의 범주로부터 벗어남이 없이 다양한 개선과 변경이 일어날 수 있고, 이들은 첨부된 청구범위에 의해서만 한정되며, 당업자에게는, 이러한 변경이 자명할 것이다.

Claims (8)

  1. 핵 원자로에서 원자로 코어를 냉각시키기 위하여 핵 원자로 공동을 범람시키는 시스템에 있어서,
    소정의 소스로부터 끌어 들여진 물을, 원자로 압력 용기를 수용하는 원자로 공동(reactor cavity)(113) 및 상기 원자로 공동(113)에 인접하게 위치된 핵연료 재장전 풀(100)의 영역이 한정되어 있는 격납 건물의 내부로, 선택적으로 분무하기 위한 분무 수단과,
    상기 풀과, 상기 원자로 공동과 연결되고 상기 원자로 압력 용기의 아래에 위치되어 있는 격실을, 효과적으로 상호 연결하는 도관 수단, 및
    상기 풀과 상기 원자로 압력 용기의 아래에 있는 상기 격실 사이의 유체 연결을 제어하기 위한 선택적으로 동작 가능한 밸브 수단을 포함하는 것을 특징으로 하는 핵 원자로 공동을 범람시키는 시스템(reactor cavity flooding system).
  2. 핵 원자로 격납 건물에 사용하기 위한 안전 시스템에 있어서,
    원자로 냉각 시스템의 고장으로 정의되는 제 1의 소정의 사고에 응답하여, 상기 격납 건물의 내부로 물을 분무하기 위한, 저수조를 포함하는 분무 수단과,
    상기 분무 수단으로부터의 물이 축적되는 위치에서, 상기 격납 건물 내에 형성된 원자로 공동으로서, 원자로 압력 용기를 수용하도록 적응되는, 상기 원자로 공동과,
    상기 원자로 공동의 하부와 연결되고 상기 원자로 압력 용기의 아래에 위치되어 있는 격실과,
    상기 분무 수단으로부터의 물이 축적되는 위치에 위치된 핵연료 재장전 풀(pool)로서, 상기 공동의 상기 하부로 영역이 한정되어 있으며 상기 격실보다 더 높은 바닥을 갖는, 상기 핵연료 재장전 풀과,
    상기 풀과 상기 격실을 유체흐름상 상호 연결하는 수로, 및
    상기 수로 내에 배치되고, 열화된 원자로 코어(degraded reactor core)가 상기 격실로 방출되는 것으로 정의되는 제 2의 소정의 사고에 응답하여 상기 풀에 모인 물을 상기 격실로 배출하도록 하는 소정의 조건 하에서 상기 수로를 선택적으로 개방하기 위한, 정상적으로 닫혀진 밸브 수단을 포함하는 것을 특징으로 하는 핵 원자로 격납 건물에 사용하기 위한 안전 시스템.
  3. 제 2 항에 있어서, 상기 제 1의 소정의 사고는, 상기 원자로 압력 용기 내의 연료가 냉각되기 전에 상기 원자로 압력 용기로 물을 공급하는 장치의 고장인 것을 특징으로 하는 핵 원자로 격납 건물에 사용하기 위한 안전 시스템.
  4. 제 2 항에 있어서, 상기 밸브 수단은, 정상적으로 로크(Lock)되고 상기 제 2의 소정의 사고에 응답하여 로크 해제되는 스위치를 포함하는 것을 특징으로 하는 핵 원자로 격납 건물에 사용하기 위한 안전 시스템.
  5. 제 4 항에 있어서, 상기 제 2의 소정의 사고는, 뜨거운 연료를 포함하는 코리움(Corium)을 상기 원자로 압력 용기로부터 방출되게 하고 상기 원자로 압력 용기의 아래에 있는 상기 격실로 들어가게 하는 상기 원자로 압력 용기의 파손인 것을 특징으로 하는 핵 원자로 격납 건물에 사용하기 위한 안전 시스템.
  6. 제 5항에 있어서, 상기 격실은, 상기 코리움이 분산되게 하고 상기 격실에 유입된 물에 의해 냉각되도록 하기에 충분한 바닥 면적을 갖도록, 구성되고 배열되는 것을 특징으로 하는 핵 원자로 격납 건물에 사용하기 위한 안전 시스템.
  7. 핵 원자로 압력 용기가 배치되어 있는 공동을 범람시키는 방법에 있어서,
    원자로 냉각 시스템의 고장으로 정의되는 제 1의 사고에 응답하여 격납 건물의 내부로 물을 분무하는 단계와,
    상기 격납 용기 내부로 분무된 물을 상기 원자로 용기(114)를 수용하는 상기 공동(113) 내에 모으는 단계와,
    상기 격납 건물의 내부로 분무된 물을, 상기 원자로 압력 용기를 수용하는 상기 공동에 인접하여 위치한 풀 내에 모으는 단계와,
    열화된 원자로 코어가 격실(112)로 방출되는 것으로 정의되는 제 2 소정의 사고에 응답하여, 상기 풀에 모아진 물을 상기 원자로 압력 용기를 수용하는 공동(113)의 아래에 위치되어 있는 상기 격실(112)로 배출하는 단계를 포함하는 것을 특징으로 하는 핵 원자로 압력 용기가 배치되어 있는 공동을 범람시키는 방법.
  8. 핵 원자로 압력 용기가 배치되어 있는 공동을 범람시키기 위한 장치에 있어서,
    원자로 냉각 시스템의 고장으로 정의되는 제 1의 사고에 응답하여 격납 건물의 내부로 물을 분무하기 위한 수단과,
    상기 격납 건물의 내부로 분무된 물을 상기 원자로 압력 용기를 수용하는 상기 공동 내로 모으기 위한 수단과,
    상기 격납 건물 내부로 분무된 물을 상기 원자로 압력 용기를 수용하는 상기 공동에 인접하여 위치한 풀로 모으기 위한 수단과,
    열화된 원자로 코어가 격실로 방출되는 것으로 정의되는 제 2의 소정의 사고에 응답하여, 상기 풀에 모아진 물을 상기 원자로 압력 용기를 수용하는 공동(113)의 아래에 위치되어 있는 상기 격실(112)로 배출하기 위한 수단을 포함하는 것을 특징으로 하는 핵 원자로 압력 용기가 배치되어 있는 공동을 범람시키기 위한 장치.
KR1019970037689A 1996-08-21 1997-08-07 원자로공동을범람시키는시스템 KR100266506B1 (ko)

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US8/700,851 1996-08-21

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KR19980018453A KR19980018453A (ko) 1998-06-05
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KR101404646B1 (ko) * 2012-08-29 2014-06-09 한국과학기술원 열담수화를 위한 고유안전 수냉각형 원자로 계통
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KR101942915B1 (ko) 2018-07-02 2019-04-17 (주)엠큐더블유 비타민을 공급하는 유수 절수 장치
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CN102034559B (zh) * 2010-09-19 2012-08-01 中广核工程有限公司 一种核电站的快速互备系统及其互备方法

Cited By (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR101404646B1 (ko) * 2012-08-29 2014-06-09 한국과학기술원 열담수화를 위한 고유안전 수냉각형 원자로 계통
CN104008690A (zh) * 2013-02-26 2014-08-27 江苏核电有限公司 一种核电站用反应堆压力容器模拟试验平台
WO2019036242A1 (en) * 2017-08-15 2019-02-21 Westinghouse Electric Company Llc DETECTION APPARATUS AND METHOD FOR DETECTING THE NEUTRON ABSORPTION CAPACITY OF A CONTROL MEMBER OF A NUCLEAR FACILITY
KR20190097435A (ko) 2018-02-12 2019-08-21 (주)엠큐더블유 유수 절수 장치
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