KR102066812B1 - 증기폭발대처 성능이 향상된 원자력발전소 - Google Patents

증기폭발대처 성능이 향상된 원자력발전소 Download PDF

Info

Publication number
KR102066812B1
KR102066812B1 KR1020190079941A KR20190079941A KR102066812B1 KR 102066812 B1 KR102066812 B1 KR 102066812B1 KR 1020190079941 A KR1020190079941 A KR 1020190079941A KR 20190079941 A KR20190079941 A KR 20190079941A KR 102066812 B1 KR102066812 B1 KR 102066812B1
Authority
KR
South Korea
Prior art keywords
concrete
reactor
layer
power plant
nuclear power
Prior art date
Application number
KR1020190079941A
Other languages
English (en)
Inventor
배병환
Original Assignee
한국수력원자력 주식회사
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
Family has litigation
First worldwide family litigation filed litigation Critical https://patents.darts-ip.com/?family=69156658&utm_source=google_patent&utm_medium=platform_link&utm_campaign=public_patent_search&patent=KR102066812(B1) "Global patent litigation dataset” by Darts-ip is licensed under a Creative Commons Attribution 4.0 International License.
Application filed by 한국수력원자력 주식회사 filed Critical 한국수력원자력 주식회사
Priority to KR1020190079941A priority Critical patent/KR102066812B1/ko
Priority to PCT/KR2020/000189 priority patent/WO2021002551A1/ko
Application granted granted Critical
Publication of KR102066812B1 publication Critical patent/KR102066812B1/ko

Links

Images

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C13/00Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
    • G21C13/08Vessels characterised by the material; Selection of materials for pressure vessels
    • G21C13/093Concrete vessels
    • EFIXED CONSTRUCTIONS
    • E04BUILDING
    • E04BGENERAL BUILDING CONSTRUCTIONS; WALLS, e.g. PARTITIONS; ROOFS; FLOORS; CEILINGS; INSULATION OR OTHER PROTECTION OF BUILDINGS
    • E04B1/00Constructions in general; Structures which are not restricted either to walls, e.g. partitions, or floors or ceilings or roofs
    • E04B1/62Insulation or other protection; Elements or use of specified material therefor
    • E04B1/92Protection against other undesired influences or dangers
    • EFIXED CONSTRUCTIONS
    • E04BUILDING
    • E04HBUILDINGS OR LIKE STRUCTURES FOR PARTICULAR PURPOSES; SWIMMING OR SPLASH BATHS OR POOLS; MASTS; FENCING; TENTS OR CANOPIES, IN GENERAL
    • E04H9/00Buildings, groups of buildings or shelters adapted to withstand or provide protection against abnormal external influences, e.g. war-like action, earthquake or extreme climate
    • 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

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Architecture (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Structural Engineering (AREA)
  • Civil Engineering (AREA)
  • Electromagnetism (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • Business, Economics & Management (AREA)
  • Emergency Management (AREA)
  • Environmental & Geological Engineering (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

본 발명은 증기폭발대처 성능 및 콘크리트 침식방어가 향상된 원자력발전소에 관한 것으로, 원자로; 및 상기 원자로 하부에 위치하는 하부구조물을 포함하며, 상기 하부구조물은, 콘크리트층; 상기 콘크리트층의 하부에 위치하는 강재라이너층; 상기 강재라이너층의 하부에 위치하며 철근콘크리트로 이루어진 공동매트층을 포함한다.

Description

증기폭발대처 성능이 향상된 원자력발전소{Nuclear power plant having improved capacity of mitigation for steam explosion}
본 발명은 원자력발전소 중대사고시 노심용융물이 분출되는 상황에서도 증기폭발에 대처하고 콘크리트침식을 최소화하여 원자로건물의 건전성을 유지하는 원자력발전소에 관한 것이다.
노심 용융물이란 중대사고 발생 시 원자로 압력용기 내부에 설치되어 있는 원자로노심의 핵연료인 농축우라늄과 피복재로 사용되는 지르코늄 및 압력용기 내부 다수의 물질이 혼합된 고온의 용융물질을 말한다.
종래의 코어캐처라 불리는 노심용융물 노외냉각장치는 노심용융물을 수집하는 프리 캐처, 노심용융물 이송채널, 노심용융물 퍼짐 및 냉각공간으로 구성되어 있어 복잡하다. 또한, 유로단면적이 작고 유로저항이 상대적으로 커서, 고온의 노심용융물을 냉각하기 위한 시간이 지연되어 신속하게 대처하기 어려운 단점이 있다.
다른 방법으로 노심물질이 용융하는 중대사고 발생 시 원자로용기 건전성을 확보하기 위하여 원자로용기 외벽냉각을 수행하여 노심용융물을 원자로용기 내에 가두어 두고 냉각하는 노심용융물 노내냉각 방법이 있다. 그러나 이 방법에서는 모든 노심용융물이 녹아 원자로 하부헤드로 재배치되는 시점에 노내냉각이 실패할 위험이 있다.
이와 같은 노심용융물의 노내냉각 실패 시 증기폭발이 발생할 수 있으며, 증기폭발에 대처가능하고 또한 노심용융물과 콘크리트 반응에 따른 원자로건물 하부구조물의 침식이 발생해도 원자로건물의 건전성을 유지하는 기술개발이 필요하다.
일본특허공개 제1999-337675호(1999년12월10일 공개)
따라서 본 발명의 목적은 노심용융물이 원자로 용기 밖으로 분출시 순간적인 증기폭발에도 효과적으로 대처하고 또한 노심용융물과 콘크리트 반응으로 침식식이 발생하여도 이를 효과적으로 방어하여 원자로건물의 건전성을 유지하는 원자력발전소를 제공하는 것이다.
상기 본 발명의 목적은 증기폭발대처 성능 및 콘크리트 침식방어가 향상된 원자력발전소에 있어서, 원자로; 및 상기 원자로 하부에 위치하는 하부구조물을 포함하며, 상기 하부구조물은, 콘크리트층; 상기 콘크리트층의 하부에 위치하는 강재라이너층; 상기 강재라이너층의 하부에 위치하며 철근콘크리트로 이루어진 공동매트층을 포함하는 것에 의해 달성된다.
상기 콘크리트층의 상부에 위치하며 석회암질 콘크리트로 이루어진 희생층을 더 포함할 수 있다.
상기 희생층의 두께는 20cm 내지 50cm이고, 상기 콘크리트층의 두께는 70 내지 140cm이고, 상기 강재라이너층의 두께는 4mm 내지 10mm이고, 상기 공동매트층의 두께는 3m 내지 7m일 수 있다.
본 발명에 따르면 종래의 원자력발전소에서 중대사고 대처에 대한 기술적 한계를 극복하고 증기폭발 및 콘크리트 침식에도 원자로건물의 건정성을 유지하여 대중으로의 방사선 피폭을 최소화할 수 있다.
도 1은 본 발명의 일 실시예에 따른 원자력발전소를 나타낸 것이고,
도 2는 본 발명의 일 실시예에 따른 원자력발전소에서 노심용융물의 대처를 나타낸 것이고,
도 3a 내지 도 3c는 본 발명의 일 실시예에 따른 원자력발전소에서의 원자로건물 내부구조물을 나타낸 것이고,
도 4a 내지 도 4c는 본 발명의 일 실시예에 따른 원자력발전소에서의 원자로건물 내부구조물의 철근배근 형상을 나타낸 것이다.
이하 도면을 참조하여 본 발명을 더욱 상세히 설명한다.
첨부된 도면은 본 발명의 기술적 사상을 더욱 구체적으로 설명하기 위하여 도시한 일 예에 불과하므로 본 발명의 사상이 첨부된 도면에 한정되는 것은 아니다. 또한 첨부된 도면은 각 구성요소 간의 관계를 설명하기 위해 크기와 간격 등이 실제와 달리 과장되어 있을 수 있다.
중대사고 현상은 원자로용기 파손 전과 후로 크게 나눌 수 있다.
전반적인 사고관리 측면에서 원자로용기 파손 전을 중대사고 관리 진입 이전과 이후로 세분할 수 있으며 중대사고 관리 진입 이전을 RCS 환경조건 측면에서 노심 노출 여부에 따라 다시 구분할 수 있다. 따라서 총 4개의 시간대 즉 사고 발생 후에서 노심 노출까지, 노심 노출에서 중대사고 진입까지, 중대사고 진입에서 원자로용기 파손까지 그리고 원자로용기 파손에서 원자로건물파손까지의 시간대로 구분할 수 있다.
즉, 중대사고 진행에 따른 시간대 정의는 다음과 같다.
○ 시간대 0 : 사고시작 ∼ 노심노출
○ 시간대 1(중대사고 진입단계) : 노심노출 ∼ 급격한 수소산화(노심출구온도 1,200 ℉ 초과)
○ 시간대 2(중대사고 진행단계) : 급격한 수소산화(노심출구온도 1,200 ℉ 초과) ∼ 안정된 정지상태 혹은 원자로용기 파손
원자로공동 냉각수 주입은 원자로용기 외벽냉각(노내냉각방식) 전략 수행을 위해서 정지냉각계통 및 화학 및 체적제어계통을 사용할 수 있고, 노외 냉각방식으로 원자로공동 침수를 위해 원자로공동 침수계통을 사용할 수 있다. 또한 비상원자로건물 살수보조계통 등을 이용하여 원자로건물 외부 수원을 이용하여 원자로공동에 냉각수를 주입할 수 있다.
○ 시간대 3(중대사고 종료단계) : 원자로용기 파손 ∼ 발전소가 제어되고 안정된 안전정지 상태
중대사고를 종료하기 위하여는 발전소가 제어되고 안정된 상태에 있다는 것은 다음과 같은 변수로 알 수 있다.
① 노심 온도가 안정되어 더 이상의 노심의 이동이 없을 것이 예상됨.
② 핵분열생성물 방출이 제어되어 심각하게 방출되고 있는 핵분열생성물이 없음.
③ 원자로건물 압력이 제어되어 심각한 핵분열생성물 누설이 없을 것이 예상되고, 원자로건물 위협까지 여유도가 충분함.
도 1은 본 발명의 제1실시예에 따른 원자력발전소를 나타낸 것이고, 도 2는 본 발명의 일 실시예에 따른 원자력발전소에서 노심용융물의 대처를 나타낸 것이다.
원자력발전소(1)는 원자로(10), 단열체(20), 하부구조물(30), 원자로건물(40), 보조건물(50), 내부구조물(60) 및 수조(70)를 포함한다.
사고 발생 시 냉각수는 하부구조물(30) 상의 원자로공동에 공급되어 원자로(10)와 단열체(20) 사이까지 채워진다. 채워진 냉각수에 의해 원자로(10)가 냉각된다.
하부구조물(30)은 콘크리트층(31), 강재라이너층(32), 공동매트층(33) 및 희생층(34)으로 이루어져 있다. 공동매트층(33)은 원자로건물(40) 및 보조건물(50)의 기초콘크리트이다. 콘크리트층(31)의 두께는 70 내지 140cm이고, 강재라이너층(32)의 두께는 4mm 내지 10mm이고, 공동매트층(33)의 두께는 3m 내지 7m일 수 있으며, 희생층(34)의 두께는 20cm 내지 50cm일 수 있다. 희생층(34)은 석회암질 콘크리트로 이루어질 수 있다.
본 발명에 따르면 노심용융물이 냉각수와 접촉하면서 발생하는 증기폭발 시에도 원자로건물 구조물의 건전성이 유지되는데 이에 대해 설명하면 다음과 같다.
노내냉각에서 냉각수에 의해 냉각이 충분하지 않아 노심용융물이 낙하하게 되면 증기폭발이 발생할 수 있다.
보수적인 방법으로, 내부구조물(60) 및 하부구조물(30)에 대해 증기폭발 영향 평가를 수행하였다.
영향 평가에서 사용한 원자로공동 및 내부구조물(60)을 도 3a 내지 도 4c에 나타내었다.
도 3a 내지 도 3c는 본 발명의 일 실시예에 따른 원자력발전소에서의 원자로건물 내부구조물을 나타낸 것이다. 도 3a는 원자로건물 내부구조물의 콘크리트, 철근 및 라이너의 전체 모델이고, 도 3b는 원자로건물 내부구조물의 콘크리트 단면 및 철근 배근이며 도 3c는 원자로건물 내부구조물의 라이너 플레이트 전체 모델이다.
도 4a 내지 도 4c는 본 발명의 일 실시예에 따른 원자력발전소에서의 원자로건물 내부구조물의 철근배근 형상을 나타낸 것이다. 도 4a는 수평철근을 나타낸 것이고, 도 4b는 수직철근을 나타낸 것이고, 도 4c는 전체(수평+수직) 철근배근 형상을 나타낸 것이다.
평가결과 원자로공동지역의 최대 증기하중은 170psia인 반면에 설계하중은 최소 900psia로 기준치의 20%이하로 충분한 설계여유도가 있다. 즉, 콘크리트와 원자로공동 벽체는 손상을 입을 가능성이 있지만, 수조 내 라이너 플레이트와 수평 및 수직철근이 건전성을 유지하고 있기 때문에 외벽 증기폭발에서 발생된 폭발하중에 의한 원자로건물의 건전성은 유지된다.
또한 가장 보수적인 조건에서 분석한 결과, 증기폭발이 원자로공동벽체와 원자로공동바닥 콘크리트 사이에서 일어난다. 이 경우에도 0.1초에 원자로공동벽체의 최대변위는 4인치 이내 정도이며, 콘크리트에서 발생하는 균열이 발생하고, 철근에 유도된 유효소성 변형율은 5%이내이며, 라이너 플레이트에 가해지는 최대 유효소성 변형율은 5% 이내로 파단기준을 넘기지 않아 원자로건물의 건전성을 위협하지는 않는다.
노심용융물이 원자로공동 바닥에 닿을 때, 노심용융물과 콘크리트 반응 현상이 일어나더라도 원자로건물 건전성을 유지하는데 이에 대해 설명하면 다음과 같다.
노심용융물이 원자로 용기에서 노외 원자로공동으로 방출된 후 노심용융물 상부에서는 복사 열전달에 의해 상부에 크러스트(crust)가 형성되고 하부는 희생층(34)으로의 열전도에 의해 크러스트가 형성된다. 노심용융물에 의해 크러스트가 녹기 시작하면 노심용융물의 온도는 발열반응으로 인해 올라가고 이로 인해, 상, 하부의 크러스트가 다시 용융되기 때문에 두께는 줄어들게 된다.
희생층(34)이 완전히 노심용융물로 녹아들어간 후에는 노심용융물이 서서히 냉각되기 시작하는 관계로 상, 하부 크러스트의 두께는 다시 증가하게 된다. 노심용융물이 완전히 고화된 후에는 상/하부 크러스트의 두께는 각각 노심용융물의 깊이에 해당하는 두께의 절반 정도 된다.
노심 용융물-콘크리트 침식실험 및 해석결과, 열출력이 크면 클수록 더 빠른 침식이 이루어진다. 노심용융물 풀의 상부가 냉각수에 의해 침수된 경우는 콘크리트 물질의 침식률이 초기에는 2cm/hr 정도로 예상되나 시간이 지날수록 점점 낮아지며 노심용융물이 급냉하고 고화된다.
또한 산화 용융물과 콘크리트 물질 간 침식률이 금속 용융물과 콘크리트 간의 침식률보다 높게 나타났다. 산화용융물의 열전도도가 금속 용융물보다 낮기 때문으로 판단된다. 즉, 금속용융물의 경우 열전도도가 높기 때문에 액상연소반응 등으로 발생한 열을 상부 노심용융물층으로 전달하여 결과적으로 콘크리트 물질의 침식률을 줄이는 역할을 한다.
노심용융물이 콘크리트층(31)에 닿으면 콘크리트 물질의 온도가 용융온도에 도달하면서 침식이 시작되고, 콘크리트 물질이 모두 침식된 후에는 강재라이너층(32)이 노심용융물에 노출된다. 콘크리트의 열전도도가 매우 높기 때문에 노심용융물의 온도는 800K까지 떨어지게 된다. 이 시점에서는 노심용융물과 스틸 사이에 크러스트가 발생하기 전까지는 노심용융물의 온도가 외부로 많이 빠져 나가게 되고, 스틸의 용융온도는 콘크리트 물질의 용융온도보다 높기 때문에 일정시간 이후에는 노심용융물의 온도는 스틸의 용융온도까지 상승하여 강재라이너층(32)을 침식시키게 된다. 강재라이너층(32)이 모두 침식되고 나면 노심용융물의 온도는 콘크리트 물질의 용융온도까지 점차 떨어진다. 콘크리트 물질이 모두 침식되고 노심용융물이 강재 라이너층(32)까지 도달하면 원자로공동충수 방식을 사용하여 냉각수를 이용하여 노심용용융물을 급냉각하여 침식은 종료된다.
노심용융물의 온도감소 및 퍼짐을 향상시키는 희생물질이 침식률이 가장 낮기에 콘크리트 상부에 석회암등으로 희생물질을 사용할 경우 보다 효과적으로 침식을 방어하여 콘크리트를 보호할 수 있다.
희생물질과 노심용융물 간의 발열반응으로 인해 초기부터 노심용융물의 온도는 증가되었고, 모든 희생물질이 용융된 후에는 노심용융물의 온도는 서서히 냉각되어 일정시간이 지난 시점에는 노심용융물이 완전히 고화된다.
일예로, 원자로용기가 실패하기 이전에 원자로공동이 침수되는 조기 충수가 수행되는 경우에는 침식의 깊이가 1ft이내이며, 가장 보수적으로 사고하에서도 최대 콘크리트 침식깊이가 원자로건물 라이너 위치까지는 침식되지 않는다. 이는 노심용융물-콘크리트 반응 현상에 의한 콘크리트 침식이 미미하다. 그러나 지진으로 인한 발전소정전사고가 발생하여 축전지 방전으로 인해 보조급수를 사용할 수 없게 되어 노심손상이 발생하고 원자로용기가 실패한 이후 원자로공동의 충수가 실패하는 최악의 중대사고 경우에는 사고후 24시간 이내에 2m정도의 원자로공동 바닥 콘크리트가 침식된다. 이는 원자로건물의 강재라이너층(32) 위치이상 침식이 되더라도, 예를 들어, 11ft두께의 기초철근콘크리트 공동매트층(33)을 노심용융물이 관통할 수 없을 정도이며, 원자로건물의 건전성은 유지된다. 최악의 중대사고가 일어난 후 24시간 이내에 외부수원을 활용하거나 외부전원을 이용하여 원자로공동에 충수하면 원자로건물의 파손을 예방할 수 있다.
노심용융물이 노외로 방출되어 원자로공동 바닥에 용융물이 퍼지면 용융물 상부에 거북이 등껍질처럼 크러스트가 생성되고, 용융물과 콘크리트가 반응하여 내부에서 발생하는 가스가 흩어져 빠져나가면서 크러스트에 많은 구멍이 생기거나 갈라져서 이 틈새로 물이 주입되면서 용융물이 수시간 내에 냉각되어 고화된다.
반면에, 물이 주입되지 못한 상태인 건식냉각이 수일간 된 후 물을 주입하더라고 용융물이 콘크리트와 반응하여 냉각되어 용융물이 고화되어 원자력건물이 파손되는 것을 막을 수 있도록 원자로건물 하부구조물이 고안되었다.
본 발명은 중대사고 발생 시 노심용융물 냉각과정에서 원자로공동 내의 물과 고온의 노심용융물이 반응하여 발생하는 노외증기폭발 하중에도 견디고 콘크리트 침식이 일어나더라도 원자로건물을 안전하게 지지할 수 있도록 희생층, 콘크리트층, 강재 라이너층 및 공동매트층으로 구성된 원자로건물 하부구조물을 제안하여 원자로건물 건전성을 확보하여 원자로건물 밖으로 배출되는 방사선량을 최소화하여 중대사고에 효과적으로 대처할 수 있다.
전술한 실시예들은 본 발명을 설명하기 위한 예시로서, 본 발명이 이에 한정되는 것은 아니다. 본 발명이 속하는 기술분야에서 통상의 지식을 가진 자라면 이로부터 다양하게 변형하여 본 발명을 실시하는 것이 가능할 것이므로, 본 발명의 기술적 보호범위는 첨부된 특허청구범위에 의해 정해져야 할 것이다.

Claims (3)

  1. 증기폭발대처 성능 및 콘크리트 침식방어가 향상된 원자력발전소에 있어서,
    원자로; 및
    상기 원자로 하부에 위치하는 하부구조물을 포함하며,
    상기 하부구조물은,
    콘크리트층;
    상기 콘크리트층의 하부에 위치하는 강재라이너층;
    상기 강재라이너층의 하부에 위치하며 철근콘크리트로 이루어진 공동매트층을 포함하며,
    상기 콘크리트층의 상부에 위치하며 석회암질 콘크리트로 이루어진 희생층을 더 포함하며,
    상기 희생층의 두께는 20cm 내지 50cm이고,
    상기 콘크리트층의 두께는 70 내지 140cm이고,
    상기 강재라이너층의 두께는 4mm 내지 10mm이고,
    상기 공동매트층의 두께는 3m 내지 7m인 원자력발전소.
  2. 삭제
  3. 삭제
KR1020190079941A 2019-07-03 2019-07-03 증기폭발대처 성능이 향상된 원자력발전소 KR102066812B1 (ko)

Priority Applications (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
KR1020190079941A KR102066812B1 (ko) 2019-07-03 2019-07-03 증기폭발대처 성능이 향상된 원자력발전소
PCT/KR2020/000189 WO2021002551A1 (ko) 2019-07-03 2020-01-06 증기폭발대처 성능이 향상된 원자력발전소

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
KR1020190079941A KR102066812B1 (ko) 2019-07-03 2019-07-03 증기폭발대처 성능이 향상된 원자력발전소

Publications (1)

Publication Number Publication Date
KR102066812B1 true KR102066812B1 (ko) 2020-01-15

Family

ID=69156658

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
KR1020190079941A KR102066812B1 (ko) 2019-07-03 2019-07-03 증기폭발대처 성능이 향상된 원자력발전소

Country Status (2)

Country Link
KR (1) KR102066812B1 (ko)
WO (1) WO2021002551A1 (ko)

Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH06222177A (ja) * 1992-11-25 1994-08-12 General Electric Co <Ge> コリウム防護用アセンブリ
JPH11337675A (ja) 1998-05-25 1999-12-10 Toshiba Corp 原子炉格納容器およびその建設方法
JP2014106041A (ja) * 2012-11-26 2014-06-09 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd 原子炉格納容器及びその施工方法
KR101532865B1 (ko) * 2014-01-16 2015-06-30 한국수력원자력 주식회사 원자로 노심용융물 노외 냉각장치
KR20170104475A (ko) * 2014-12-16 2017-09-15 조인트 스탁 컴퍼니 “아톰에네르고프로엑트” 원자로 코어로부터의 용해물을 저장하여 냉각하는 시스템
JP2019045340A (ja) * 2017-09-04 2019-03-22 三菱重工業株式会社 炉心溶融物保持構造および原子炉格納容器

Patent Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH06222177A (ja) * 1992-11-25 1994-08-12 General Electric Co <Ge> コリウム防護用アセンブリ
JPH11337675A (ja) 1998-05-25 1999-12-10 Toshiba Corp 原子炉格納容器およびその建設方法
JP2014106041A (ja) * 2012-11-26 2014-06-09 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd 原子炉格納容器及びその施工方法
KR101532865B1 (ko) * 2014-01-16 2015-06-30 한국수력원자력 주식회사 원자로 노심용융물 노외 냉각장치
KR20170104475A (ko) * 2014-12-16 2017-09-15 조인트 스탁 컴퍼니 “아톰에네르고프로엑트” 원자로 코어로부터의 용해물을 저장하여 냉각하는 시스템
JP2019045340A (ja) * 2017-09-04 2019-03-22 三菱重工業株式会社 炉心溶融物保持構造および原子炉格納容器

Also Published As

Publication number Publication date
WO2021002551A1 (ko) 2021-01-07

Similar Documents

Publication Publication Date Title
EP3236472B1 (en) System for confining and cooling melt from the core of a water cooled and moderated reactor
JP6676053B2 (ja) 加圧水型原子炉の溶融炉心を冷却して閉じ込めるシステム
Fischer The severe accident mitigation concept and the design measures for core melt retention of the European Pressurized Reactor (EPR)
US20170323694A1 (en) Water-Cooled Water-Moderated Nuclear Reactor Core Melt Cooling and Confinement System
US11476010B2 (en) Cooling method for reactor molten core melt and cooling control system for reactor molten core
RU100327U1 (ru) Устройство локализации расплава
EP0928488B1 (en) Gap forming and cooling structure for a nuclear reactor
JP2011163829A (ja) 炉心溶融物冷却構造
JPH01503732A (ja) 原子炉の溶融炉心の地中への浸透を阻止する装置
KR102066812B1 (ko) 증기폭발대처 성능이 향상된 원자력발전소
US4113560A (en) Core catcher for nuclear reactor core meltdown containment
WO2015191453A1 (en) Nuclear reactor cavity floor passive heat removal system
CA3145777C (en) System for confining and cooling melt from the core of a nuclear reactor
WO2020009308A1 (ko) 노심용융물의 노외냉각장치
KR102066813B1 (ko) 다양성을 갖춘 노심용융물 냉각방법
JP7082253B1 (ja) 放射能の放出防止を目的とした、炉心溶融事故に対応可能な原子炉
Frano et al. Innovative engineering safeguards to cope with corium relocation: identification of loads and failure modes
US20060269035A1 (en) Ex-vessel core melt retention device preventing molten core concrete interaction
KR0169864B1 (ko) 원자로심 용융사고시 원자로용기 하반부 천공방어용 간극 구조물
CA3066230A1 (en) Cooling method for reactor molten core melt and cooling control system for reactor molten core
KR101287629B1 (ko) 용융된 원자로 연료봉을 처리하는 장치
Lee et al. Corium Retention and Cooling by an Ex-vessel Core-catcher for Nuclear Power Plants
Zdarek The IN Vessel Retention Strategy to Mitigate the Severe Accidents for the VVER 1000/320 Type NPPs
JPH055795A (ja) 原子炉格納容器
Verpoorten et al. Ex-Vessel Coolability Analysis for a Belgian NPP

Legal Events

Date Code Title Description
E701 Decision to grant or registration of patent right
GRNT Written decision to grant