KR102090059B1 - 핵 발전소의 연료 저장조 - Google Patents

핵 발전소의 연료 저장조 Download PDF

Info

Publication number
KR102090059B1
KR102090059B1 KR1020147033791A KR20147033791A KR102090059B1 KR 102090059 B1 KR102090059 B1 KR 102090059B1 KR 1020147033791 A KR1020147033791 A KR 1020147033791A KR 20147033791 A KR20147033791 A KR 20147033791A KR 102090059 B1 KR102090059 B1 KR 102090059B1
Authority
KR
South Korea
Prior art keywords
fuel
gate
power plant
nuclear power
water
Prior art date
Application number
KR1020147033791A
Other languages
English (en)
Other versions
KR20150004420A (ko
Inventor
마르쿠스 보르쉬
에르하르트 뮐러
미하엘 네메체크
노르베르트 야콥스
Original Assignee
프라마톰 게엠베하
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 프라마톰 게엠베하 filed Critical 프라마톰 게엠베하
Publication of KR20150004420A publication Critical patent/KR20150004420A/ko
Application granted granted Critical
Publication of KR102090059B1 publication Critical patent/KR102090059B1/ko

Links

Images

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
    • G21C13/10—Means for preventing contamination in the event of leakage, e.g. double wall
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/02—Devices or arrangements for monitoring coolant or moderator
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/02—Details of handling arrangements
    • G21C19/06—Magazines for holding fuel elements or control elements
    • G21C19/07—Storage racks; Storage pools
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/32—Apparatus for removing radioactive objects or materials from the reactor discharge area, e.g. to a storage place; Apparatus for handling radioactive objects or materials within a storage place or removing them therefrom
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/40—Arrangements for preventing occurrence of critical conditions, e.g. during storage
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/02—Details of handling arrangements
    • G21C19/08—Means for heating fuel elements before introduction into the core; Means for heating or cooling fuel elements after removal from the core
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/18—Apparatus for bringing fuel elements to the reactor charge area, e.g. from a storage place
    • Y—GENERAL 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
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
  • Other Liquid Machine Or Engine Such As Wave Power Use (AREA)

Abstract

본 발명은 연료 저장조(4)와 원자로 수조(2) 사이의 수문(10)에 로크 게이트(36)가 제공되는 핵 발전소에 관한 것이며, 로크 게이트에 의해서 수문(10)은 연료 저장조(4) 내의 수위(h)가 예정된 임계값(hG) 아래로 떨어질 때 자동으로 로크된다.

Description

핵 발전소의 연료 저장조 {FUEL POOL OF A NUCLEAR POWER PLANT}
본 발명은 핵 발전소의 연료 저장조에 관한 것이며, 상기 연료 저장조는 폐쇄가능한 수문를 통해서 연료 저장조 다음에 배열되는 원자로 수조(pit)에 연결된다.
핵 발전소에 있어서, 소모된 연료 요소들이 연료 저장조의 외부로 이송될 정도로 소모된 연료 요소들의 활성도가 감쇠될 때까지 소모된 연료 요소들이 연료 요소 저장 랙 내에 저장되고 연료 저장조 내에 함유된 저장조 물의 순환의 결과로써 냉각되는 저장조 수조 다음에 범람형 연료 저장조가 존재하는 것이 보통이다. 수문은 원자로 수조와 로크 게이트(look gate)에 의해 폐쇄될 수 있고 원자로 수조가 범람될 때 검사 작업 중에 개방될 수 있는 연료 저장조 사이에 위치되어서, 연료 요소 장전 기계의 도움으로 코어로부터 꺼내진 소모된 연료 요소들이 원자로 수조로부터 연료 저장조로 수중에서 이송되어 연료 요소 저장 랙 내에 비축될 수 있다.
예를 들어, 원자로 수조에 물을 공급하는 라인 내의 파이프라인의 파괴와 같은 원자로 수조에서 발생하는 누출의 경우에, 또는 비등수형 원자로의 범람 보상기에서 발생하는 누출의 경우에, 연료 저장조 내의 수위 하강을 피하기 위해서 개방 수문이 폐쇄되어야 한다. 로크 게이트의 개폐는 수동으로 시동된다.
원자로 수조 내의 수위의 하강이 누출의 경우에 저장조의 범람에 대응하여 더 높은 방사선 수치에 의해 달성될 수 없을 때, 그와 같은 누출이 발생 되자마자 즉시 경보가 발행되며, 그 순간에 저장조 바닥에서 활동하고 있는 공동 작업자들은 즉시 건물을 떠나야 한다. 로크 게이트의 개폐가 수동으로 시동되기 때문에, 수문의 폐쇄하는 로크 게이트가 개방 상태를 유지하는 상황이 발생할 수 있다. 이의 결과로, 연료 저장조 내의 수위가 적어도 수문 오리피스의 하부 에지까지 또한 떨어진다. 결과적으로, 연료 요소 저장 랙 내에 저장된 연료 요소들을 덮고 있는 물의 양이 감소하여서, 최악의 상황에서 연료 요소들의 상부 부분들이 수위 위로 돌출하며 방사선 수치는 연료 저장조의 주변들에 있는 영역에 더 이상 접근할 수 없으며 연료 요소들을 냉각시키기 위한 대책들이 더 이상 수행되지 못하거나 결국에는 커다란 곤경에 처하게 될 정도로 커지게 된다.
본 발명의 목적은 전술한 문제점들이 회피된, 원자로 수조에 대한 수문을 갖춘 핵 발전소의 연료 저장조를 명시하고자 하는 것이다.
본 발명에 따라서, 상기 목적은 제 1 항의 특징들을 갖는 연료 저장조에 의해서 달성된다. 이들 특징들에 따라서, 원자로 수조에 대한 수문에는 연료 저장조 내의 수위가 예정된 한계치 미만으로 하강할 때 수문을 자동으로 폐쇄하기 위한 로크 게이트가 제공된다. 이러한 대책은 원자로 수조 내의 수위가 사고의 결과로 예정된 한계치 미만으로 떨어질 때조차도 연료 저장조 내에 저장된 연료 요소들이 물로 충분히 덮이는 것을 보장한다.
게다가, 네트워크-독립형 에너지 저장소(network-independent energy storage)를 갖춘 피동형 드라이브 시스템이 자동 폐쇄 중에 로크 게이트를 구동하기 위해서 제공되면, 수문의 폐쇄는 핵 발전소 내의 공급 네트워크의 완전 고장의 경우에도 보장된다. 그와 같은 네트워크-독립형 에너지 저장소는 전기식 및 기계식 모두의 에너지 저장소, 예를 들어 상승된 추(weight) 또는 예비-압축된 스프링일 수 있거나, 전기식 드라이브 없이 로크 게이트에 직접적으로 커플링되는 공압식 에너지 저장소일 수 있다.
특히 높은 기능적 신뢰도는 한계치의 미도달 및 로크 게이트의 폐쇄 운동의 시동을 위한 신호 발생기가 플로트(float)를 포함할 때 달성될 수 있다.
본 발명은 도면들에 도시된 전형적인 실시예들을 참조하여 추가로 예시된다.
도 1은 본 발명에 따른 연료 저장조의 개략도를 도시하며, 상기 연료 저장조는 원자로 수조의 다음에 배열되고 수문을 통해서 원자로 수조와 유체 연통되며,
도 2는 신호 발생기가 플로트로서 배열되는 바람직한 실시예를 도시하며,
도 3 내지 도 6은 수문을 자동으로 폐쇄하는데 적합한 로크 게이트의 바람직한 실시예를 도시한다.
도 1에 따르면, 연료 저장조(4)는 핵 발전소의 원자로 수조(2)의 다음에 위치된다. 단지 하나만이 상징적으로 예시된 소모된 연료 요소(6)들은 연료 저장조(4) 내에 위치된 연료 요소 저장 랙(8) 내에 직립 상태로 저장된다. 저장 랙(8)도 유사하게 단지 개략적으로만 예시된다. 원자로 수조(2) 및 연료 저장조(4)는 폐쇄가능한 수문(10)을 통해서 서로 유체 연통된다. 도 1은 원자로 수조(2)가 물로 범람되는 상황을 예시하며, 높이(h)에서의 수위(12)는 저장조 바닥 평면(14)의 단지 조금 아래에 있다.
도 1은 검사 작업 중에, 예를 들어 연료 요소들의 교환 중에 발생하는 것과 같은 핵 발전소의 상태를 도시한다. 원자로 수조(4) 내에 위치되는 원자로 압력 용기(16)는 개방되고 또한 물로 범람된다. 예시된 전형적인 실시예에서, 비등수형 원자로의 상황이 도시되며, 여기서 원자로 압력 용기(16)와 원자로 수조(2)의 벽(18) 사이에 위치된 공간(20)은 물로 범람되지 않는다. 물이 공간(20)으로 들어가는 것을 방지하기 위해서, 소위 범람 보상기(24)들이 검사 작업의 시작 이전에 원자로 압력 용기(16)와 그 다음에 위치되는 퇴적 표면(22)들 사이에 도입된다.
수문(10)의 바닥(26)이 연료 요소(6)의 상부 에지(28) 아래에 위치되며 전형적인 실시예의 연료 요소 저장 랙(8)이 예시되어 있음을 도 1에서 볼 수 있다. 따라서, 연료 저장조(4)는 예를 들어, 범람 보상기(24)의 파괴의 경우에 수문(10)의 개방으로 원자로 수조(2)가 비워지는 경우에, 이러한 바닥(26)의 수위까지 또한 비워지게 될 것이다. 이런 경우에, 연료 요소 저장 랙(8) 내에 저장된 연료 요소(6)들은 수위(12)의 설정 높이(hmin)보다 위로 △h 양만큼 돌출할 것이다.
이를 피하기 위해서, 신호 발생기(30)가 연료 저장조(4) 내에 배열되어 수위(12)의 높이(h)가 한계치(hG) 미만으로 떨어질 때 신호(S)를 발생한다. 이러한 신호(S)의 도움으로, 드라이브(34)에는 개방된 로크 게이트(35)를 구동시키며 그에 의해서 수문(10)을 폐쇄시키는 네트워크-독립형 에너지 저장소(32), 예를 들어 배터리 또는 기계식, 공압식 또는 유압식 에너지저장소를 통해서 에너지가 공급된다. 환언하면, 수위(12)가 한계치(hG) 미만으로 떨어질 때 수문(10)은 자동으로 (즉 수동 시동(manual triggering)을 요구함이 없이) 그리고 피동적으로 (즉 외부 네트워크에 의한 공급과 무관하게) 폐쇄됨으로써, 연료 저장조 내의 수위의 추가 하강이 방지되고 물로 충분한 덮임 및 저장 랙(8) 내에 저장된 연료 요소(6)들의 냉각이 보장된다.
도 2에 따른 전형적인 실시예에서, 신호 발생기(30)는 스위치(40)를 가동시키는 플로트(38)를 포함하며, 그에 의해서 에너지 저장소(32)가 드라이브(34)에 연결된다.
도 3의 전형적인 실시예에서, 수문(10)이 예시되며, 로크 게이트(36)는 연료 저장조(2)의 벽에 배열되는 수평 연장 레일(50)에 장착되는 판(52)에 의해 형성된다. 로크 게이트(52)는 수문(10)이 개방된 위치와 수문(10)이 폐쇄된, 점선으로 그려진 위치 사이에서 유압 실린더(54)들의 도움으로 교대로 이동될 수 있다. 연료 저장조(2)의 벽에 또한 배열되는 프로파일(56)은 수문(10)이 신뢰성 있게 폐쇄되는 것을 보장하도록 로크 게이트(52)용 상부 가이드로서의 역할을 한다.
도 4에 예시된 대체 실시예에서, 로크 게이트(36)는 피봇 운동의 결과로써 유압식, 공압식 또는 전기식 드라이브에 의해 수문(10)을 폐쇄하는 (로크 게이트를 피봇시키는)피봇가능하게 장착된 판(52)으로서 배열된다.
로크 게이트(36)가 본질적으로 판에 의해 형성되는 도 3 및 도 4에 예시된 실시예들의 대안으로서, 도 5 및 도 6의 로크 게이트(36)는 수문(10)의 바닥(26) 아래에 장착되는 롤러(62)에 감기고 수문(10)을 폐쇄하기 위해서 당김 코드(64)에 의해 풀릴 수 있는 롤러 블라인드(60)의 형태로 제공된다. 롤러 블라인드(60)는 롤러(62)의 회전 축선(66)에 평행하게 배열되고 또한, 수문(10)의 다음에 배열되는 가이드 레일(70) 내에 롤러 블라인드(60)를 가이드하는 역할을 하는 프로파일(68)들에 의해 강화된 탄성 고무-형 박막으로 구성된다.
그와 같은 롤러 블라인드(60)는 예를 들어, 도 3에 예시된 변위가능한 로크 게이트에 부가하여 또한 제공될 수 있다.

Claims (3)

  1. 핵 발전소의 연료 저장조(4)로서,
    원자로 수조(2)에 대한 수문(10)을 포함하며,
    상기 수문(10)에는 연료 저장조(4)의 수위(h)가 예정된 한계치(hG) 미만으로 떨어질 때 수문(10)을 자동 폐쇄하기 위해 수평 방향으로 또는 위를 향해 움직일 수 있도록 구성되는 로크 게이트(36)가 제공되고,
    자동 폐쇄 중에 상기 로크 게이트(36)를 구동하기 위해, 네트워크-독립형 에너지 저장소(32)를 갖춘 피동형 드라이브 시스템(34)이 제공되며,
    신호 발생기(30)는 상기 연료 저장조(4) 내에 배열되고, 연료 저장조(4)의 수위(h)가 상기 한계치(hG) 미만으로 떨어질 때 자동 폐쇄를 유발시키는 신호(S)를 발생시키는,
    핵 발전소의 연료 저장조.
  2. 삭제
  3. 제 1 항에 있어서,
    상기 한계치의 언더슈팅(undershooting)에 대하여 로크 게이트(36)의 폐쇄 운동을 유발하기 위한 상기 신호 발생기(30)는 플로트(38)를 포함하는,
    핵 발전소의 연료 저장조.
KR1020147033791A 2012-05-04 2013-04-08 핵 발전소의 연료 저장조 KR102090059B1 (ko)

Applications Claiming Priority (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
DE102012207473A DE102012207473A1 (de) 2012-05-04 2012-05-04 Brennelementlagerbecken eines Kernkraftwerks
DE102012207473.2 2012-05-04
PCT/EP2013/057289 WO2013164158A1 (de) 2012-05-04 2013-04-08 Brennelementlagerbecken eines kernkraftwerks

Publications (2)

Publication Number Publication Date
KR20150004420A KR20150004420A (ko) 2015-01-12
KR102090059B1 true KR102090059B1 (ko) 2020-03-17

Family

ID=48143261

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
KR1020147033791A KR102090059B1 (ko) 2012-05-04 2013-04-08 핵 발전소의 연료 저장조

Country Status (9)

Country Link
US (1) US20150294746A1 (ko)
EP (1) EP2845199B1 (ko)
JP (1) JP2015517648A (ko)
KR (1) KR102090059B1 (ko)
CN (1) CN104335288A (ko)
DE (1) DE102012207473A1 (ko)
ES (1) ES2575853T3 (ko)
RU (1) RU2633701C2 (ko)
WO (1) WO2013164158A1 (ko)

Families Citing this family (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE102013222280A1 (de) * 2013-11-01 2014-11-20 Areva Gmbh Brennelementlagerbecken eines Kernkraftwerks
JP2016017819A (ja) * 2014-07-08 2016-02-01 株式会社東芝 原子力プラントおよびその改造方法
KR102499160B1 (ko) 2019-11-12 2023-02-10 박승호 가죽 제품용 클리너 장치

Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2013104675A (ja) 2011-11-10 2013-05-30 Toshiba Corp 使用済み燃料貯蔵プールの水位検出装置、方法及びプログラム
JP2014206519A (ja) 2013-04-16 2014-10-30 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 原子炉水位計測装置

Family Cites Families (25)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2192963A (en) * 1937-05-22 1940-03-12 Atlas Valve Company Compensated valve
BE555442A (ko) * 1956-03-01
US3984282A (en) * 1970-08-05 1976-10-05 Nucledyne Engineering Corporation Passive containment system for a nuclear reactor
US4210614A (en) * 1970-08-05 1980-07-01 Nucledyne Engineering Corp. Passive containment system
US3744593A (en) * 1971-04-13 1973-07-10 Transfer Systems Elevator for a reactor well and equipment storage area
JPS488046U (ko) * 1971-06-09 1973-01-29
DE2258727A1 (de) * 1972-11-30 1974-06-06 Siemens Ag Verfahren fuer das zonenweise umsetzen von kernreaktorbrennelementen
JPS5829367B2 (ja) * 1973-11-29 1983-06-22 日本軽金属 （株） 自動開閉水門扉
DE7610898U1 (de) * 1976-04-08 1978-01-26 Interatom Internationale Atemreaktorbau Gmbh, 5060 Bensberg Gas- und strahlendichter verschluss
CA1121094A (en) * 1977-10-04 1982-03-30 Walter Brodowski Zinc chelates of terephthaloyl-terephthal/oxal copolyhydrazide
US4502245A (en) * 1981-05-18 1985-03-05 Gg. Noell Gmbh Means for controlling pivotal doors in nuclear plants
EP0117386B1 (fr) * 1983-03-01 1987-11-04 ATELIERS DE CONSTRUCTIONS ELECTRIQUES DE CHARLEROI (ACEC) Société Anonyme Détecteur de fuite pour batardeau de piscine nucléaire
US4690795A (en) * 1985-10-07 1987-09-01 Westinghouse Electric Corp. Emergency transfer tube closure and process for sealing transfer tube under emergency conditions
US4649016A (en) * 1985-10-09 1987-03-10 Westinghouse Electric Corp. Remotely operable fuel transfer system for nuclear reactor
JPS62245192A (ja) * 1986-04-16 1987-10-26 株式会社東芝 核燃料プ−ル用ゲ−ト装置
SU1497350A1 (ru) * 1987-08-03 1989-07-30 Украинский Филиал Центрального Научно-Исследовательского Института Комплексного Использования Водных Ресурсов Осушительно-увлажнительна система
US5268942A (en) * 1992-09-10 1993-12-07 Pacific Nuclear Systems, Inc. Temporary cooling system and method for removing decay heat from a nuclear reactor
JPH08304586A (ja) * 1995-05-12 1996-11-22 Toshiba Corp 使用済燃料貯蔵プール及び原子炉ウェルプール
JPH09138294A (ja) * 1995-11-14 1997-05-27 Toshiba Corp 使用済燃料貯蔵プール
RU2180764C2 (ru) * 1996-09-18 2002-03-20 Владимир Федотович Русинов Устройство для перегрузки топлива реакторов атомной станции
US6885718B1 (en) * 1998-03-19 2005-04-26 Framatome Anp Gmbh Method and apparatus for transferring an article between fluid-filled vessels
JP2002318296A (ja) * 2001-04-23 2002-10-31 Toshiba Plant Kensetsu Co Ltd 機器仮置きプールの間仕切りカーテン
DE102007033376B4 (de) * 2007-07-18 2012-04-26 Areva Np Gmbh Verfahren zum Rückbau einer nukleartechnischen Anlage
JP4922146B2 (ja) * 2007-12-19 2012-04-25 株式会社東芝 使用済燃料プール水監視装置
CN102280155A (zh) * 2011-06-24 2011-12-14 华北电力大学 一种非能动乏燃料贮存池水位控制及余热排出装置

Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2013104675A (ja) 2011-11-10 2013-05-30 Toshiba Corp 使用済み燃料貯蔵プールの水位検出装置、方法及びプログラム
JP2014206519A (ja) 2013-04-16 2014-10-30 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 原子炉水位計測装置

Also Published As

Publication number Publication date
WO2013164158A1 (de) 2013-11-07
US20150294746A1 (en) 2015-10-15
KR20150004420A (ko) 2015-01-12
JP2015517648A (ja) 2015-06-22
CN104335288A (zh) 2015-02-04
DE102012207473A1 (de) 2013-11-07
RU2014148917A (ru) 2016-06-27
EP2845199B1 (de) 2016-03-30
EP2845199A1 (de) 2015-03-11
RU2633701C2 (ru) 2017-10-17
ES2575853T3 (es) 2016-07-01

Similar Documents

Publication Publication Date Title
KR101229953B1 (ko) 사용후핵연료 저장조 피동형 냉각장치
JP4592773B2 (ja) 静的冷却減圧系および加圧水型原子力プラント
US9318225B2 (en) Reactor containment vessel and boiling water reactor power plant
KR102090059B1 (ko) 핵 발전소의 연료 저장조
JP6309972B2 (ja) 原子力発電施設並びにその冷却材の液位を維持する方法
JP2010085282A (ja) 加圧水型原子力プラント
KR20160057546A (ko) 코어캐쳐를 구비한 원자로용기 내외 노심용융물 냉각 시스템 및 방법
JP4908561B2 (ja) 原子炉格納容器及びこれを用いた原子力プラント
JP2014081219A (ja) 原子力プラントおよび静的格納容器冷却系
KR101020785B1 (ko) 원자로용 비상노심냉각수 안전주입탱크
EP2966651B1 (en) Nuclear power plant and remodeling method therefor
JP5279325B2 (ja) 沸騰水型原子炉のハイブリッド安全系
CN107845434B (zh) 一种非能动反应堆堆芯辅助冷却系统
KR20180011201A (ko) 원자력 발전 플랜트의 취수 설비
KR20130083187A (ko) 원자로 외벽 공동 충수 시스템
Song et al. Improvement of molten core cooling strategy in a severe accident management guideline
KR101711579B1 (ko) 잠수식원자로탑재설비
KR20240013328A (ko) 사용후연료저장조의 부유식 붕산 주입장치, 및 이를 포함하는 사용후연료저장조 설비
JP6242690B2 (ja) 原子力発電プラントの取水設備
JP2021117128A (ja) 格納容器冷却システム及びその運転方法
JP5901017B2 (ja) 水害防止構造
CN112037949A (zh) Ap1000安全壳整体泄漏率试验装料后扣盖执行方法
KR20220082392A (ko) 원자로격납건물의 냉각수 직접충수시스템
Gorgemans The Westinghouse AP1000® plant, a Safe, Simple and Proven solution for the Czech Republic
At-Power 7. Development of BWR Severe Accident Management Guidance (SSAMG)

Legal Events

Date Code Title Description
A201 Request for examination
E902 Notification of reason for refusal
E701 Decision to grant or registration of patent right
GRNT Written decision to grant