KR101498697B1 - 원자력 발전 시스템 - Google Patents

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Abstract

자연재해나 부품 문제 등으로 발전 시스템에 고장이 발생하더라도 안전성을 확보할 수 있는 원자력 발전 시스템이 개시된다.
본 발명의 일 양상에 따른 원자력 발전 시스템은 원자로, 터빈발전기, 복수기, 급수펌프, 냉각수펌프를 구비한 원자력 발전 시스템이고, 급수펌프와 냉각수펌프는 원자로에서 생성된 증기로 구동되는 증기구동펌프일 수 있다.

Description

원자력 발전 시스템{Nuclear power generation system}
본 발명은 원자력 발전 시스템에 관한 것으로서, 더욱 상세하게는 자연재해나 부품 문제 등으로 발전 시스템에 고장이 발생하더라도 안전성을 확보할 수 있는 원자력 발전 시스템에 관한 것이다.
일반적으로 원자력발전소는 해일이나 지진 등의 자연재해나 운전자의 실수, 펌프의 오작동, 전력선 계통의 문제 등에 의해 발전이 중단될 수 있다. 이 때, 방사성 물질이 외부로 유출되면 그 피해가 엄청나게 된다.
따라서, 안정성을 담보하기 위한 설계를 하는데, 외부 동력에 의존하지 않고 중력과 응축, 비등 등의 자연현상을 활용하여 원자로의 안정성을 확보하려는 것이 일반적이다.
일 예로, 원자로 사고 시에 증기발생기의 이차측에서 발생하는 증기를 응축하여 원자로의 잔열을 피동적으로 냉각함으로써, 원자력발전소의 안정성과 경제성을 높일 수 있는 피동형 이차 응축 시스템이 개시되어 있다. 그러나, 이 시스템은 냉각수에 의해 냉각된 저온의 응축수가 증기발생기로 유입될 때, 열충격에 취약한 증기발생기 내부 구성품이 열충격을 받는 문제가 있다.
따라서, 이런 피동 보조급수계통에서 작동 초기 시 저온의 응축수 온도를 증가시키기 위한 장치가 개발되었다. 도 1에 도시된 시스템은 공개특허공보 2014-0032139호(주증기를 이용한 증기발생기 피동급수 계통의 열충격 방지 열교환장치)에 개시된 것으로서, 주증기관에서 분기된 분기관과 응축수회수관의 외부에 설치된 열교환장치(700)를 이용하여 주증기로 응축수의 온도를 높임으로써, 증기발생기(100)가 받는 열충격이 최소화되도록 한 시스템이다.
그런데, 이 시스템에서는 피동응축 냉각탱크(600) 내부의 냉각수가 주증기를 냉각하는 과정에서 증발되므로, 충분한 양의 냉각수가 공급되어야 한다. 만약 냉각수가 모두 증발하게 되면, 증기발생기(100)에 응축수를 전혀 보낼 수 없어 원자로가 녹아 내리는 재앙이 발생할 수도 있다.
국내공개특허 2014-0032139호(2014.03.14)
본 발명은 전술한 바와 같은 문제점을 해결하기 위해 창안된 것으로서, 자연재해나 부품 문제 등으로 발전 시스템에 고장이 발생하더라도 안전성을 확보할 수 있는 원자력 발전 시스템을 제공하는 데 그 목적이 있다.
본 발명의 일 양상에 따른 원자력 발전 시스템은 원자로, 터빈발전기, 제1 복수기, 급수펌프로 이루어진 발전사이클과 제1 복수기에 냉각수를 공급하는 냉각수펌프를 포함하는 원자력 발전 시스템으로서, 급수펌프와 냉각수펌프는 원자로에서 생성된 증기로 구동되고, 급수펌프와 냉각수펌프를 구동시킨 증기는 제2 복수기를 거친 후 급수펌프로 유입되어 반복 순환된다.
본 발명의 다른 양상에 따르면, 원자력 발전 시스템은 원자로, 터빈발전기, 제1 복수기, 급수펌프로 이루어진 발전사이클과, 제1 복수기에 냉각수를 공급하는 냉각수펌프를 포함하는 원자력 발전 시스템으로서, 공기압축기를 더 포함하여, 급수펌프와 냉각수펌프는 공기압축기에서 생성된 압축공기로 구동되고, 공기압축기는 원자로에서 발생된 증기로 구동되며, 공기압축기를 구동시킨 증기는 제2 복수기를 거친 후 급수펌프로 유입되어 반복 순환된다.
본 발명의 또 다른 양상에 따르면, 원자력 발전 시스템은 원자로, 터빈발전기, 제1 복수기, 급수펌프로 이루어진 발전사이클과 제1 복수기에 냉각수를 공급하는 냉각수펌프를 포함하는 원자력 발전 시스템으로서, 원자로에서 배출되는 주증기를 회수하여 응축시키는 피동응축열교환기를 내장한 피동응축냉각탱크, 피동응축냉각탱크에 냉각수를 공급하는 냉각수공급펌프 및 공기압축기를 더 포함하며, 냉각수공급펌프는 공기압축기에서 생성된 압축공기로 구동되고, 공기압축기는 원자로에서 발생된 증기로 구동되며, 공기압축기를 구동시킨 증기는 열교환장치를 거친 후 원자로로 유입되어 반복 순환된다.
삭제
삭제
삭제
본 발명의 또 다른 양상에 따르면, 원자로, 터빈발전기, 제1 복수기, 급수펌프로 이루어진 발전사이클과, 제1 복수기에 냉각수를 공급하는 냉각수펌프를 구비한 원자력 발전 시스템으로서, 원자로에서 배출되는 주증기를 회수하여 응축시키는 피동응축열교환기를 내장한 피동응축냉각탱크, 피동응축냉각탱크에 냉각수를 공급하는 냉각수공급펌프를 더 포함하며, 냉각수공급펌프는 원자로에서 생성된 증기로 구동되고, 냉각수공급펌프를 구동시킨 증기는 열교환장치를 거친 후 원자로로 유입되어 반복 순환된다.
삭제
본 발명에 따르면, 원자력 발전 시스템에 고장이 발생하였을 때, 사고 조치를 위한 시간을 충분히 확보할 수 있게 된다.
또한, 원자력 발전 시스템의 안전성과 경제성이 확보된다.
도 1은 종래기술의 피동급수계통이 적용된 원자력 발전 시스템의 구성도이다.
도 2는 본 발명의 일 실시예에 따른 원자력 발전 시스템의 구성도이다.
도 3은 도 2의 원자력 발전 시스템에 문제가 발생하여, 비정상 운전될 때의 유체흐름을 나타낸 것이다.
도 4는 본 발명의 다른 실시예에 따른 원자력 발전 시스템의 구성도이다.
도 5는 도 4의 원자력 발전 시스템에 문제가 발생하여, 비정상 운전될 때의 유체흐름을 나타낸 것이다.
도 6은 본 발명의 또 다른 실시예에 따른 원자력 발전 시스템의 구성도이다.
도 7은 본 발명의 또 다른 실시예에 따른 원자력 발전 시스템의 구성도이다.
전술한, 그리고 추가적인 양상들은 첨부된 도면들을 참조하여 설명되는 실시 예들을 통해 명백해질 것이다. 본 명세서에서 각 도면의 대응되는 구성 요소들은 동일한 번호로 참조된다. 또한, 상세한 설명에서, 관련된 공지 기술에 대한 구체적인 설명이 본 발명의 요지를 불필요하게 흐릴 수 있다고 생각되는 경우 생략될 수 있다.
이하, 첨부된 도면을 참조하여 본 발명의 실시 예들을 상세히 설명하기로 한다.
도 2는 본 발명의 일 실시예에 따른 원자력 발전 시스템의 구성도이고, 도 3은 도 2의 원자력 발전 시스템에 문제가 발생하여, 비정상 운전될 때의 유체흐름을 나타낸 것이다.
도 2 내지 도 3에 도시된 원자력 발전 시스템은 증기발생기(100), 터빈발전기(200), 복수기(300, 320, 330), 급수펌프(400), 냉각수펌프(500) 및 비상용 복수기(310)를 포함한다. 급수펌프(400)와 냉각수펌프(500)는 증기발생기(100)에서 생성된 증기로 구동되는 증기구동펌프일 수 있다.
도 2 내지 도 3의 원자력 발전 시스템은 가압경수로형이다. 하지만, 본 발명은 비등경수로형에도 적용이 가능하다. 본 발명을 비등경수로형 원자력 발전 시스템에 적용하는 경우 증기는 증기발생기(100)가 아닌 원자로에서 생성된다. 따라서 비등경수로형 원자력 발전 시스템에서는 증기발생기(100) 대신에 원자로가 배치될 수 있다.
급수펌프(400)는 터빈(401)과 펌프(402)가 한 축으로 연결된 것일 수 있다. 또한 냉각수펌프(500)도 터빈(501)과 펌프(502)가 한 축으로 연결된 것일 수 있다. 냉각수펌프(500)는 증기발생기(100)에서 생성된 증기를 동력원으로 하여, 냉각수가 냉각수 유입구(510)에서 흡입되어 복수기(300, 320, 330)를 거친 후 냉각수 배출구(520)로 배출되게 한다. 그리하여 복수기(300, 320, 330) 내의 증기가 응축하여 응축수가 된 후, 증기발생기(100)로 공급되게 된다.
비상용 복수기(310)는 터빈발전기(200)에 병렬로 연결될 수 있다. 비상용 복수기(310)는 일반적인 복수기와 동일한 것일 수 있다. 비상용 복수기(310)를 구비함으로써, 터빈발전기(200)에 이상이 발생하였을 때, 증기발생기(100), 비상용 복수기(310), 복수기(300), 급수펌프(400)로 이루어진 폐회로를 형성할 수 있다. 그리함으로써, 증기발생기의 열충격을 방지하여 시스템의 안전성을 확보할 수 있다.
전술한 바와 같이 구성된 원자력 발전 시스템은 증기발생기(100)에서 생성된 증기를 이용하여 급수펌프(400)와 냉각수펌프(500)를 구동함으로써, 전기계통에 이상이 발생하더라도 안정적으로 발전을 한다. 또한, 급수펌프(400)와 냉각수펌프(500)를 구동하는 데에 별도의 전력을 요하지 않으므로 경제적이다.
한편, 급수펌프(400)와 냉각수펌프(500)를 구동시킨 증기는 복수기(330)를 거친 후, 급수펌프(400)로 유입되어 반복 순환된다.
도 4는 본 발명의 다른 실시예에 따른 원자력 발전 시스템의 구성도이고, 도 5는 도 4의 원자력 발전 시스템에 문제가 발생하여, 비정상 운전될 때의 유체흐름을 나타낸 것이다.
도 4 내지 도 5에 도시된 바와 같이, 원자력 발전 시스템은 증기발생기(100), 터빈발전기(200), 복수기(300, 320), 급수펌프(400), 냉각수펌프(500), 공기압축기(420) 및 비상용 복수기(310)를 포함할 수 있다. 급수펌프(400)와 냉각수펌프(500)는 공기압축기(420)에서 생성된 압축공기로 구동될 수 있다. 공기압축기(420)는 증기발생기(100)에서 발생된 증기로 구동될 수 있다. 공기압축기(420)는 터빈(421)과 압축펌프(422)가 한 축으로 연결되어 있는 증기터빈공기압축기일 수 있다.
도 4 내지 도 5의 원자력 발전 시스템은 가압경수로형이다. 하지만, 본 발명은 비등경수로형에도 적용이 가능하다. 본 발명을 비등경수로형 원자력 발전 시스템에 적용하는 경우 증기는 증기발생기(100)가 아닌 원자로에서 생성된다. 따라서 비등경수로형 원자력 발전 시스템에서는 증기발생기(100) 대신에 원자로가 배치될 수 있다.
급수펌프(400)는 터빈(401)과 펌프(402)가 한 축으로 연결된 것일 수 있다. 또한 냉각수펌프(500)도 터빈(501)과 펌프(502)가 한 축으로 연결된 것일 수 있다. 냉각수펌프(500)는 공기압축기(420)에서 생성된 압축공기를 동력원으로 하여, 냉각수가 냉각수 유입구(510)에서 흡입되어, 복수기(300, 320)를 거친 후 냉각수 배출구(520)로 배출되게 한다. 그리하여 복수기(300, 320) 내의 증기가 응축하여 응축수가 된 후, 증기발생기(100)로 공급되게 된다.
비상용 복수기(310)는 터빈발전기(200)에 병렬로 연결될 수 있다. 비상용 복수기(310)는 일반적인 복수기와 동일한 것일 수 있다. 비상용 복수기(310)를 구비하여 터빈발전기(200)에 이상이 발생하였을 때, 증기발생기(100), 비상용 복수기(310), 복수기(300), 급수펌프(400)로 이루어진 폐회로를 형성할 수 있다. 그리함으로써, 증기발생기의 열충격을 방지하여 시스템의 안전성을 확보할 수 있다.
전술한 바와 같이 구성된 원자력 발전 시스템에서는 증기발생기(100)에서 생성된 증기로 공기압축기(420)가 구동되고, 공기압축기(420)에서 생성된 압축공기로 급수펌프(400)와 냉각수펌프(500)가 동작한다. 따라서, 전기계통에 이상이 발생하더라도 안정적으로 발전이 된다. 또한, 급수펌프(400)와 냉각수펌프(500)를 구동하는 데에 별도의 전력이 필요치 않으므로 경제적이다.
한편, 공기압축기(420)를 구동시킨 증기는 복수기(320)를 거친 후, 급수펌프(400)로 유입되어 반복 순환된다.
다른 양상에 따르면, 원자력 발전 시스템은 공기펌프유닛(430)을 포함할 수 있다. 공기펌프유닛(430)은 압축공기를 저장하고 배분한다. 또한, 공기펌프유닛(430)은 압축공기로부터 불순물 및 수분을 제거한다. 따라서, 압축공기에 불순물이나 수분이 혼재하여 시스템의 성능이 떨어지는 문제를 방지할 수 있다.
도 6은 본 발명의 또 다른 실시예에 따른 원자력 발전 시스템의 구성도이다.
도 6을 참조하면, 원자력 발전 시스템은 분산발전사이클(210), 열충격방지사이클(220), 동력공급사이클(230)을 포함할 수 있다. 분산발전사이클(210)은 터빈발전기(200), 복수기(300), 급수펌프(400)로 이루어진다. 열충격방지사이클(220)은 복수기(310), 급수펌프(410)로 이루어진다. 동력공급사이클(230)은 증기터빈공기압축기(440), 복수기(330), 급수펌프(500)로 이루어진다. 또한, 원자력 발전 시스템은 분산발전사이클(210), 열충격방지사이클(220), 동력공급사이클(220)이 병렬로 연결되어 증기 발생기(100)와 함께 폐회로를 형성할 수 있다.
도 6의 원자력 발전 시스템은 가압경수로형이다. 하지만, 본 발명은 비등경수로형에도 적용이 가능하다. 본 발명을 비등경수로형 원자력 발전 시스템에 적용하는 경우 증기는 증기발생기(100)가 아닌 원자로에서 생성된다. 따라서 비등경수로형 원자력 발전 시스템에서는 증기발생기(100) 대신에 원자로가 배치될 수 있다.
여기서, 급수펌프(400)는 터빈과 펌프가 한 축으로 연결된 증기구동펌프일 수 있다. 급수펌프를 증기구동펌프로 구성함으로써, 전력계통에 이상이 발생한 경우에도 증기발생기에서 생성된 증기만을 가지고 증기발생기(100)에 냉각수를 공급하여 안전성을 확보할 수 있게 된다.
이와 같이 이루어진 원자력 발전 시스템은 대형 증기터빈발전기 대신 소형 증기터빈발전기를 병렬로 구성하여 발전사이클내의 일부 구성요소에 문제가 발생하더라도 전력을 안정적으로 생산할 수 있다.
도 7는 본 발명의 또 다른 실시예에 따른 원자력 발전 시스템의 구성도이다.
도 7 참조하면, 원자력 발전 시스템은 증기발생기(100), 터빈발전기(미도시), 복수기(미도시), 급수펌프(미도시), 냉각수펌프(미도시), 피동응축냉각탱크(600), 냉각수공급펌프(900), 공기압축기(950)를 포함할 수 있다.
피동응축냉각탱크(600)는 증기발생기(100)에서 배출되는 주증기를 회수하여 응축시키는 피동응축열교환기를 내장하고 있다. 응축수회수관은 피동응축냉각탱크에서 응축된 응축수를 증기발생기(100)로 회수 공급한다.
냉각수공급펌프(900)는 압축공기에 의해 구동되어, 피동응축냉각탱크(600)에 냉각수를 공급할 수 있다. 냉각수공급펌프(900)는 터빈(901)과 펌프(902)가 한 축으로 연결된 것일 수 있다.
공기압축기(950)는 터빈(951)과 압축펌프(952)가 한 축으로 연결되어 있는 증기터빈공기압축기일 수 있다. 공기압축기(950)는 공기를 흡입하여 송출한다.
전술한 바와 같이 구성된 원자력 발전 시스템은 증기발생기(100)에서 배출되는 주증기를 응축하여 얻은 응축수를 증기발생기(100)로 공급한다. 여기서, 주증기를 응축하기 위한 피동응축냉각탱크(600)에 공기구동펌프(900)를 이용하여 냉각수를 공급하게 된다. 공기구동펌프(900)가 냉각수 유입구로부터 냉각수를 흡입하여 냉각수급수관으로 토출하여 냉각수를 공급한다.
이와 같이 공기구동펌프(900)로 냉각수를 공급하므로, 원자력 발전 시스템의 전기계통에 이상이 발생하여 전기동력이 없는 상황에서도 압축공기로 공기구동펌프(900)를 구동시켜 피동응축냉각탱크(600)에 지속적으로 냉각수를 공급할 수 있다. 따라서, 피동응축냉각탱크(600)의 용량을 작게 설계하여도 된다. 따라서, 경제성이 확보된다. 또한, 전력계통에 이상이 발생하여 전기동력이 공급되지 않아도 냉각수가 계속적으로 공급될 수 있으므로, 안전성이 확보된다.
한편, 공기압축기(950)를 구동시킨 증기는 열교환장치(700)을 거친 후, 증기발생기(100)로 유입되어 반복 순환된다.
삭제
도 7의 원자력 발전 시스템은 가압경수로형이다. 하지만, 본 발명은 비등경수로형에도 적용이 가능하다. 본 발명을 비등경수로형 원자력 발전 시스템에 적용하는 경우 증기는 증기발생기(100)가 아닌 원자로에서 생성된다. 따라서 비등경수로형 원자력 발전 시스템에서는 증기발생기(100) 대신에 원자로가 배치될 수 있다.
또한, 원자력 발전 시스템은 공기펌프유닛(920)을 더 포함할 수 있다. 공기펌프유닛(920)은 압축공기를 저장 및 배분한다. 또한, 압축공기로부터 불순물 및 수분을 제거한다. 따라서, 압축공기에 불순물이나 수분이 혼재하여 시스템의 성능이 떨어지는 문제를 방지할 수 있다.
이상 본 발명을 구체적인 실시 형태들을 가지고 상세히 설명하였으나, 이는 예시적인 것에 불과하므로, 당해 기술분야에서 통상의 지식을 가진 자라면 이로부터 다양한 변형 및 균등한 타 실시예가 가능하다는 점은 명백하다고 할 것이다. 따라서, 본 발명의 구체적인 보호 범위는 첨부된 특허청구범위에 의해서만 정해져야 할 것이다.
100 : 증기발생기 200 : 터빈발전기
210 : 분산발전사이클 220 : 열충격방지사이클
300, 310, 320, 330 : 복수기 400 : 급수펌프
500 : 냉각수펌프 401, 501 : 터빈
402, 502 : 펌프 421 : 터빈
422 : 압축펌프 510 : 냉각수 유입구
520 : 냉각수 배출구 600 : 피동응축냉각탱크
700 : 열교환장치 900 : 냉각수공급펌프
901 : 터빈 902 : 펌프
920 : 공기펌프유닛 950 : 공기압축기
951 : 터빈 952 : 압축펌프

Claims (8)

  1. 원자로, 터빈발전기, 제1 복수기, 급수펌프로 이루어진 발전사이클과 상기 제1 복수기에 냉각수를 공급하는 냉각수펌프를 구비한 원자력 발전 시스템에 있어서,
    상기 냉각수펌프에 의해 냉각수가 공급되며 상기 급수펌프와 연결된 제2복수기를 더 포함하여,
    상기 급수펌프와 냉각수펌프는 상기 원자로에서 생성된 증기로 각각 구동되며, 상기 급수펌프와 상기 냉각수펌프를 구동시킨 증기는 각각 제2 복수기를 거친 후 상기 급수펌프로 유입되어 순환되는 것을 특징으로 하는 원자력 발전 시스템.
  2. 제1항에 있어서,
    원자로, 상기 냉각수펌프에 의해 냉각수가 공급되는 비상용 복수기, 제1복수기, 급수펌프로 이루어진 비상사이클을 더 포함하여,
    상기 터빈발전기가 작동 불능 시, 발전사이클을 순환하던 증기는 비상사이클을 순환하는 것을 특징으로 하는 원자력 발전 시스템.
  3. 원자로, 터빈발전기, 제1 복수기, 급수펌프로 이루어진 발전사이클과, 상기 제1 복수기에 냉각수를 공급하는 냉각수펌프를 포함하는 원자력 발전 시스템에 있어서,
    터빈이 축으로 연결된 공기압축기와, 상기 냉각수펌프에 의해 냉각수가 공급되는 제2복수기를 더 포함하여,
    상기 공기압축기는 상기 원자로에서 생성된 증기에 의해 터빈이 회전됨으로써 압축공기를 생성하고,
    상기 급수펌프와 냉각수펌프는 상기 공기압축기에서 생성된 압축공기로 구동되며,
    상기 공기압축기를 구동시킨 증기는 제2 복수기를 거친 후 상기 급수펌프로 유입되어 반복 순환되는 것을 특징으로 하는 원자력 발전 시스템.
  4. 제3항에 있어서,
    압축공기로부터 불순물 및 수분을 제거하고, 압축공기를 저장 및 배분하는 공기펌프유닛을 더 포함하는 것을 특징으로 하는 원자력 발전 시스템.
  5. 제3항에 있어서,
    비상용 복수기를 더 포함하여, 상기 터빈발전기에 이상 발생 시, 원자로, 비상용 복수기, 제1 복수기, 급수펌프가 비상 사이클을 형성하는 것을 특징으로 하는 원자력 발전 시스템.
  6. 원자로, 터빈발전기, 제1 복수기, 급수펌프로 이루어진 발전사이클과, 상기 제1 복수기에 냉각수를 공급하는 냉각수펌프를 포함하는 원자력 발전 시스템에 있어서,
    원자로에서 배출되는 주증기를 회수하여 응축시키는 피동응축열교환기를 내장한 피동응축냉각탱크;
    상기 피동응축냉각탱크에 냉각수를 공급하는 냉각수공급펌프; 및
    공기압축기;를 더 포함하며,
    상기 냉각수공급펌프는 상기 공기압축기에서 생성된 압축공기로 구동되고,
    상기 공기압축기는 상기 원자로에서 생성된 증기로 구동되며,
    상기 공기압축기를 구동시킨 증기는 열교환장치를 거친 후 상기 원자로로 유입되어 반복 순환되는 것을 특징으로 하는 원자력 발전 시스템.
  7. 원자로, 터빈발전기, 제1 복수기, 급수펌프로 이루어진 발전사이클과, 상기 제1 복수기에 냉각수를 공급하는 냉각수펌프를 포함하는 원자력 발전 시스템에 있어서,
    원자로에서 배출되는 주증기를 회수하여 응축시키는 피동응축열교환기를 내장한 피동응축냉각탱크;
    상기 피동응축냉각탱크에 냉각수를 공급하는 냉각수공급펌프;를 더 포함하며,
    상기 냉각수공급펌프는 원자로에서 생성된 증기로 구동되고, 상기 냉각수공급펌프를 구동시킨 증기는 열교환장치를 거친 후 상기 원자로로 유입되어 반복 순환되는 것을 특징으로 하는 원자력 발전 시스템.
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* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US20230258327A1 (en) * 2022-02-16 2023-08-17 Constellation Energy Generation, Llc Steam Hammer Pump and Electrical Power Facility

Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2013019879A (ja) * 2011-07-13 2013-01-31 Gunji Haga 自動停止源発の原子炉冷却方式
JP2013199912A (ja) * 2012-03-26 2013-10-03 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 潤滑油供給システムおよび仮設給油ポンプ

Family Cites Families (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2004317170A (ja) * 2003-04-11 2004-11-11 Toshiba Corp 圧縮ガス供給システム
KR20140047452A (ko) * 2012-10-12 2014-04-22 한국수력원자력 주식회사 원자력 발전소 피동보조급수계통의 충수 장치

Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2013019879A (ja) * 2011-07-13 2013-01-31 Gunji Haga 自動停止源発の原子炉冷却方式
JP2013199912A (ja) * 2012-03-26 2013-10-03 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 潤滑油供給システムおよび仮設給油ポンプ

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