KR102455235B1 - 재해사고 원자로 냉각 시스템 및 이를 이용한 원자로 냉각 방법 - Google Patents

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Abstract

본 발명은 재해사고 원자로 냉각 시스템 및 이를 이용한 원자로 냉각 방법에 관한 것으로서, 더욱 상세하게는 중대사고 발생시 원자력 발전 시설로부터 발생된 고온의 오염수를 열교환하여 냉각수로 사용함으로써 바다로의 오염수 배출을 최대한 억제시킬 수 있는 원자로 냉각 시스템 및 이를 이용한 원자로 냉각 방법에 관한 것이다.
이를 위해, 원자력 발전 시설; 해수를 저수시킬 수 있도록 저수 공간을 제공하는 해수 저장탱크; 상기 해수 저장탱크의 일측과 타측에 각각 설치되며, 해수 저장탱크로 해수를 유입시킬 수 있는 관로를 제공하는 해수 유입 유로 및 해수 저장탱크로부터 해수를 바다로 배출시킬 수 있도록 관로를 제공하는 해수 배출 유로; 상기 해수 저장탱크의 수용공간에 설치된 열교환기; 중대사고 발생시 상기 원자력 발전 시설로부터 발생된 오염수가 열교환기로 이송될 수 있도록 관로를 제공하는 오염수 공급 유로; 및 상기 열교환기와 상기 원자력 발전 시설 사이에 설치되며, 열교환기를 통해 해수 저장 탱크의 해수와 열교환된 오염수가 원자력 발전 시설로 배출될 수 있도록 관로를 제공하는 오염수 배출 유로를 포함하는 재해사고 원자로 냉각 시스템을 제공한다.

Description

재해사고 원자로 냉각 시스템 및 이를 이용한 원자로 냉각 방법{Reactor cooling system to cope with disaster accident and reactor cooling method using the same system}
본 발명은 재해사고 원자로 냉각 시스템 및 이를 이용한 원자로 냉각 방법에 관한 것으로서, 더욱 상세하게는 중대사고시 원자로 냉각을 위한 냉각수원으로써 원자로에서 발생한 오염수를 활용한 재해사고 원자로 냉각 시스템 및 이를 이용한 원자로 냉각 방법에 관한 것이다.
일반적으로, 원자력발전소는 원자로를 중심으로 한 핵증기공급계통(NSSS:Nuclear Steam Supply System)과 증기를 공급받아 발전기를 돌리는 터빈, 발전기계통 그리고 기타 부수설비로 구분된다. 상기 원자로는 연쇄핵분열반응에 의해 발생되는 열에너지를 이용하여 스팀을 생성시키고 이 스팀을 이용해 터빈을 회전시켜 이를 통해 전기를 생산하는 데 사용된다. 이때 원자로를 이용한 발전시스템은 1986년 체르노빌 원전 사고나 2011년 후쿠시마 원전 사고 시 그 위험성이 노출된 바와 같이 핵연료의 연소 조절에 실패하거나 냉각시스템이 쓰나미 등에 의해 작동을 멈추는 경우, 원자로심이 과열로 인해 손상되고 원자로 내에서 폭발이 일어나 다량의 방사능 물질이 누출되는 등 외부환경에 피해를 줄 수 있다는 위험도 갖고 있다.
원자력발전소에서 중대사고가 발생하는 경우, 노심의 핵연료가 용융되고 원자로가 파손되어 방사능을 띤 초고온의 용융물이 방출될 수 있다. 이때, 방출되는 노심 용융물은 2000K가 넘는 초고온 방사성 물질로 지속적으로 열이 발생되는 특성을 갖는다. 따라서, 방출된 노심 용융물에 대한 적절한 냉각이 수행되지 않으면, 방출된 노심 용융물에 의하여 콘크리트 구조물로 지어진 원자로 격실을 파손시키게 되어 방사성 물질이 외부로 누출될 수 있다. 이와 같이 원자로의 격실로부터 누출되는 방사성 물질이 토양이나 대기에 방출되게 되는 경우, 원자력 발전소의 주변 환경을 오염시키는 것은 물론, 원자로의 격납건물의 안정성을 위협할 뿐만 아니라, 사람들의 건강에 심각한 위험을 초래하게 된다. 따라서, 중대사고로 인하여 원자로 용기로부터 방출되는 노심 용융물을 가두어 냉각시키기 위한 노력이 시도되고 있다.
한편, 중대사고시에 원자로 및 원자로 건물을 냉각시키기 위해서는 막대한 냉각수원이 필요하고, 상기 냉각수원은 해수의 이용이 불가피하다. 하지만, 후쿠시마 사고 이후 일본의 대응처럼 해수를 이용해 원자로 및 원자로 건물을 직접 냉각시킬 경우, 방사능 물질이 포함된 오염수가 직접 바다에 방출될 수 있으므로, 환경 오염은 물론 주변국 정서에 위협 요인으로 작용하는 문제가 있다.
대한민국 등록번호 제10-1742290호
본 발명은 상기한 문제점을 해결하기 위하여 안출된 것으로서, 본 발명의 목적은 중대사고시 원자력 발전시설로부터 발생되는 고온의 오염수를 해수로 열교환하여, 열교환된 오염수를 냉각수로 활용할 수 있도록 함으로써 중대사고 수습시 오염수가 바다로 배출되는 것으로 억제시킬 수 있는 재해사고 원자로 냉각 시스템 및 이를 이용한 원자로 냉각 방법을 제공하고자 한 것이다.
본 발명은 상기한 목적을 달성하기 위하여, 원자력 발전 시설; 해수를 저수시킬 수 있도록 저수 공간을 제공하는 해수 저장탱크; 상기 해수 저장탱크의 일측과 타측에 각각 설치되며, 해수 저장탱크로 해수를 유입시킬 수 있는 관로를 제공하는 해수 유입 유로 및 해수 저장탱크로부터 해수를 바다로 배출시킬 수 있도록 관로를 제공하는 해수 배출 유로; 상기 해수 저장탱크의 수용공간에 설치된 열교환기; 중대사고 발생시 상기 원자력 발전 시설로부터 발생된 오염수가 열교환기로 이송될 수 있도록 관로를 제공하는 오염수 공급 유로; 및 상기 열교환기와 상기 원자력 발전 시설 사이에 설치되며, 열교환기를 통해 해수 저장 탱크의 해수와 열교환된 오염수가 원자력 발전 시설로 배출될 수 있도록 관로를 제공하는 오염수 배출 유로를 포함하며, 상기 열교환기는, 상기 해수 저장 탱크의 높이 방향으로 적층되어 열교환기를 지나는 오염수와 해수 상호 간의 접촉 면적을 늘릴 수 있도록 상기 오염수 공급유로와 상기 오염수 배출유로 사이의 열교환기 관로는 플레이트에 덮여 해수에 노출되지 않도록 구성되되, 상기 열교환기의 플레이트는 측면에서 ”f을때, 지그재그 방향으로 일체로 형성되고, 해수 저장 탱크 바닥에 대하여 경사지게 형성된 것을 특징으로 하는 재해사고 원자로 냉각 시스템을 제공한다.
이때, 상기 원자력 발전 시설로부터 발생된 오염수는 원자력 발전 시설과 열교환기를 순환하고, 해수는 바다와 해수 저장 탱크를 순환하는 것이 바람직하다.
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상기한 목적을 달성하기 위한 다른 예로써, 열교환기가 해수 저장 탱크의 수용 공간에 설치되고, 중대 사고시 원자력 발전시설로부터 발생된 오염수가 열교환기와 원자력 발전시설을 순환하는 단계; 해수가 바다와 해수 저장 탱크를 순환하는 단계; 열교환된 오염수가 원자력 발전 시설 내부로 분사되는 단계를 포함하되 상기 오염수는 적층된 열교환기의 맨상부에 연결된 오염수 공급유로로부터 열교환기의 맨하부로 자연 낙하되되 열교환기의 경사각을 따라 낙하되고, 맨하부로 낙하된 오염수는 펌프 및 오염수 배출유로를 통해 원자력 발전 시설을 향해 배출되고, 상기 열교환기는, 상기 해수 저장 탱크의 높이 방향으로 적층되어 열교환기를 지나는 오염수와 해수 상호 간의 접촉 면적을 늘릴 수 있도록 상기 오염수 공급유로와 상기 오염수 배출유로 사이의 열교환기 관로는 플레이트에 덮여 해수에 노출되지 않도록 구성되되, 상기 열교환기의 플레이트는 측면에서 ”f을때, 지그재그 방향으로 일체로 형성되고, 해수 저장 탱크 바닥에 대하여 경사지게 형성된 것을 특징으로 하는 재해사고 원자로 냉각 시스템을 이용한 원자로 냉각 방법을 제공한다.
삭제
본 발명에 따른 재해사고 원자로 냉각 시스템 및 이를 이용한 원자로 냉각 방법은 중대 사고 발생시, 원자로를 냉각 시키는 것에 있어서 원자로로부터 발생된 고온의 오염수를 해수로 열교환하여 상기 오염수를 냉각수원으로 사용할 수 있도록 하였다. 즉, 본 발명은 오염수를 바다에 방출하지 않고 열교환기를 통해 해수와 지속적으로 열교환시키면서 냉각수로 활용할 수 있는 것이다. 이에 따라, 본 발명은 중대 사고 발생에 따른 원자로 냉각 작업시, 오염수가 바다로 방출되는 것을 최대한 억제시킬 수 있는 효과가 있다.
도 1은 본 발명의 바람직한 실시예에 따른 재해사고 원자로 냉각 시스템을 개략적으로 나타낸 구성도이다.
도 2는 본 발명의 바람직한 실시예에 따른 재해사고 원자로 냉각 시스템의 열교환기를 나타낸 도면이다.
도 3은 본 발명의 바람직한 실시예에 따른 재해사고 원자로 냉각 시스템을 이용한 원자로 냉각 방법을 나타낸 순서도이다.
본 명세서 및 청구범위에 사용된 용어나 단어는 통상적이거나 사전적인 의미로 한정 해석되지 아니하며, 발명자는 그 자신의 발명을 가장 최선의 방법으로 설명하기 위해 용어의 개념을 적절하게 정의할 수 있다는 원칙에 입각하여 본 발명의 기술적 사상에 부합하는 의미와 개념으로 해석되어야만 한다.
이하, 첨부된 도 1 내지 도 3을 참조하여 본 발명의 바람직한 실시예에 따른 재해사고 원자로 냉각 시스템 및 이를 이용한 원자로 냉각 방법에 대하여 설명하도록 한다. 먼저, 도 1 및 도 2를 참조하여 본 발명의 바람직한 실시예에 따른 재해사고 원자로 냉각 시스템에 대하여 살펴보도록 한다.
재해사고 원자로 냉각 시스템은 도 1에 도시된 바와 같이, 원자력 발전 시설(100)과, 해수 저장탱크(200)와, 해수 유로(300)와, 열교환기(400)와, 오염수 유로(500)를 포함한다.
원자력 발전 시설(100)은 원자로(110) 및 원자로(110)가 설치된 원자로 격납시설 등을 총칭하며, 상세한 설명은 생략하도록 한다.
해수 저장탱크(200)는 해수를 저수하는 구성으로써, 해수가 수용될 수 있는 저수 공간(210)을 형성한다. 해수 저장탱크(200)의 일측에는 해수가 저수 공간(210)으로 유입될 수 있는 통로인 유입부(미도시)가 마련되고, 해수 저장탱크(20))의 타측에는 저수공간(210)의 해수가 바다로 배출될 수 있는 통로인 배출부(미도시)가 마련된다.
해수 유로(300)는 바다의 해수와 해수 저장탱크(200)의 해수를 순환시키기 위한 유로로써, 유입부와 배출부 각각에 설치된다. 해수 유로(300)는 해수 저장탱크(200)의 유입부에 설치되어 바다의 해수를 해수 저장탱크(200)로 유입시키는 관로를 제공하는 해수 유입유로(310)와, 해수 저장탱크(200)의 배출부에 설치되어 해수를 바다로 배출시키는 관로를 제공하는 해수 배출유로(320)로 구성된다. 이때, 해수 유로(300)에는 해수 펌프(300a)가 설치되어 해수 유입 및 해수 배출을 동작시킨다.
열교환기(400)는 중대사고(극한재해사고) 발생시, 원자력 발전시설(100)로부터 발생된 고온의 오염수와 해수를 열교환시키는 역할을 하며, 해수 저장탱크(200)의 저수공간(210)에 설치된다. 열교환기(400)는 해수 저장탱크(200)의 저수공간(210)에서 고온의 오염수를 열교환하여 원자력 발전시설(100)로 내보낼 수 있도록 한 구성으로써, 본 발명은 원자력 발전시설(100) 냉각을 위한 냉각수원으로써 오염수가 사용될 수 있도록 한 것이다. 열교환기(400)는 해수 저장탱크(200)의 저수공간(210)에 잠기도록 설치됨이 바람직하며, 복수로 적층 구성됨이 바람직하다.
열교환기(400)에 대하여 도 2를 참조하여 상세하게 살펴보도록 한다. 열교환기(400)는 상기한 바와 같이 복수로 적층 구성되되, 해수 저장탱크(200) 바닥에 대하여 경사진 경사각을 이루도록 설치된다. 즉, 열교환기(400)는 도 2를 통해 알 수 있듯이, 측면에서 봤을 때, 지그재그의 일체형으로 구성되되 열교환기(400)는 서로 경사각을 이루도록 구성된 것이다. 열교환기(400)가 복수로 적층 구성됨에 따라 , 한정된 크기의 저수공간(210)에 열교환기(400)가 설치되더라도, 열교환기 유로(410) 길이는 최대화될 수 있으므로 고온의 오염수가 해수와 열교환되는 시간을 늘릴 수 있다. 또한, 열교환기(400)가 경사지게 구성됨에 따라, 열교환기(400) 내부를 흐르는 오염수는 열교환기(400)의 상부에서 하부로 원활하게 흐를 수 있다. 즉, 본 발명은 오염수의 열교환 효율성을 높이고, 오염수가 열교환기(400)의 맨 상부에서 하부로 자연 낙하되어 이송될 수 있도록 한 것으로써, 상기와 같이 열교환기(400)를 복수로 적층하고 경사지게 구성함에 따라, 열교환기(400)를 효과적으로 활용할 수 있는 것이다.
한편 열교환기 유로(410)는 열교환기(400)의 내부에 복수의 관로를 제공함이 바람직하며. 하나의 관로에서 분기된 매니폴드(manifold) 형태로 제공됨이 바람직하다. 열교환기(400)의 맨 상부측의 열교환기 유로(410)는 후술하는 오염수 공급유로에 연결되어 분기되며, 열교환기(400)의 맨 하부측에서 분기되어 있는 열교환기 유로(410)는 후술하는 오염수 배출유로에 하나의 관로로 연결된다. 이러한 구성의 열교환기(400)는 도 2에 도시된 바와 같이, 오염수가 흐르는 복수의 관로(410)가 플레이트(401)에 덮여 외부로 노출되지 않게 구성됨으로써, 복수의 관로(410)는 해수에 직접 노출되지 않은 상태가 된다. 즉, 해수는 열교환기(400)의 플레이트(401)에 접촉되어 플레이트(401) 자체를 냉각시키며, 플레이트(401)는 해수와의 접촉 면적이 넓기 때문에, 관로를 흐르는 오염수에 대한 열교환 효율성을 높일 수 있다.
열교환기 유로(410)는 각각 직선의 관로로 제공된다. 이에 따라, 열교환기 유로(410)는 오염수 흐름 효율성을 높일 수 있으며, 열교환 효율성을 높일 수 있다.
오염수 유로(500)는 중대사고 발생시 원자력 발전시설(100)로부터 발생된 고온의 오염수가 열교환기(400)로 유입되는 관로 및 열교환기(400)를 통해 열교환된 오염수가 원자력 발전 시설로 배출되는 관로를 제공하는데, 즉, 오염수 유로(500)는 원자력 발전시설(100)과 열교환기(400) 사이에 순환 유로를 구성하는 것이다. 오염수 유로(500)는 원자력 발전시설(100)과 열교환기(400)의 맨 상부측 열교환 유로(410)에 설치되어 오염수를 열교환기(400)로 공급하는 오염수 공급유로(510)와 열교환기(400)의 맨 하부측 열교환 유로(410)와 원자력 발전시설(100)에 설치되어 열교환된 오염수를 원자력 발전시설(100)로 배출시키는 오염수 배출 유로(520)로 구성된다. 이때, 오염수 배출 유로(520)에는 열교환기(400)의 오염수를 원자력 발전시설(100)로 배출시키는 펌핑력을 제공하기 위한 펌핑수단(521)이 설치된다. 펌핑수단(521)은 오염수 배출 유로(520)에 고정식으로 설치된 펌프일 수 있으며, 이동이 가능한 이동식 펌프일 수도 있다. 또한, 오염수 배출 유로(520)에는 스프링클러(미도시)가 설치되어 원자력 발전시설(100)에 오염수 분사시 효과적인 냉각이 이루어질 수 있도록 할 수 있다. 또한, 오염수 공급 유로(500)에도 원자력 발전시설(100)로부터 발생된 오염수를 열교환기(400)로 원활하게 공급하기 위한 펌핑수단(511)이 설치됨이 바람직하다.
이하, 상기한 구성으로 이루어진 재해사고 원자로 냉각 시스템을 이용한 원자로 냉각 방법에 대하여 첨부된 도 3을 참조하여 설명하도록 한다.
관리자는 해수 펌프(300a)를 작동하여 열교환기(400)가 설치된 해수 저장탱크(200)에 해수를 저수시킨다.(S100) 이때, 열교환기(400)는 저수공간(210)에서 해수에 잠긴 상태가 된다.
이러한 상태에서, 원자력 발전 시설에 극한재해사고를 포함하는 중대사고가 발생하면, 관리자는 원자력 발전시설(100)로부터 발생한 고온의 오염수를 원자력 발전 시설(100)로부터 배출시킨다.(S200) 즉, 관리자는 원자력 발전시설(100)로부터 발생한 오염수를 오염수 공급 유로(510)를 통해 열교환기(400)로 공급하는 것이다. 고온의 오염수는 맨 상부의 열교환 유로(410)를 통해 열교환기로 유입된 후, 경사진 직관의 열교환 유로(410)를 따라 자연 낙하된다. 이때, 고온의 오염수는 지그재그 유로를 따라 낙하되면서 저수공간(210)의 해수와 열교환이 이루어진다.(S300) 지그재그의 열교환 유로(410)는 오염수의 열교환 시간을 늘려 오염수에 대한 열교환 효율성을 높일 수 있다. 이때, 열교환기에서 오염수의 열교환이 이루어지는 과정에서, 저수공간(210)의 해수는 해수 펌프(300a)를 통해 바다의 해수와 순환이 지속적으로 이루어진다.
이후, 해수와 열교환되어 온도가 내려간 오염수(냉각수)는 펌핑수단(521)을 통해 오염수 배출 유로(520)로 배출된 후, 원자력 발전 시설(100)에 토출된다.(S400) 이때, 상기 열교환된 원자력 발전시설(100)의 오염수는 냉각수로써의 기능을 하며, 스프링클러를 통해 원자로에 분사된다.
이후, 원자력 발전 시설(100)은 오염수를 통한 냉각 작용이 실시된다.(S500)
이때, 냉각수로써의 오염수는 고온의 원자력 발전 시설을 냉각시키는 과정에서 온도가 상승하고,(S600) 이 고온의 오염수는 원자력 발전시설(100)로부터 지속적으로 발생되는 고온의 오염수와 섞여 다시 열교환기(400)로 공급된다.(S200)
이러한 일련의 순환 과정을 거치면서 원자력 발전 시설의 냉각 작용은 지속적으로 이루어진다.
지금까지 설명한 바와 같이 본 발명에 따른 재해사고 원자로 냉각 시스템 및 이를 이용한 원자로 냉각 방법은 중대사고 발생시 원자력 발전 시설을 냉각시키기 위한 냉각수원으로써 오염수를 재활용 하였다. 즉, 본 발명은 해수 저장 탱크에 설치된 열교환기를 통해 원자력 발전 시설로부터 발생된 고온의 오염수와 해수 저장탱크 해수의 경계를 분리한 상태에서 오염수를 열교환하여 원자력 발전시설과 열교환기를 순환시킴으로써 원자력 발전 시설 냉각 작용이 이루어질 수 있도록 한 것이다, 이에 따라, 본 발명은 오염수가 바다로 방출되는 것을 최대한 억제하여 환경 오염을 방지하고 주변 국가와의 마찰 발생을 방지할 수 있다.
이상에서 본 발명은 기재된 구체예에 대하여 상세히 설명되었지만 본 발명의 기술사상 범위 내에서 다양한 변형 및 수정이 가능함은 당업자에게 있어서 명백한 것이며, 이러한 변형 및 수정은 첨부된 특허 청구범위에 속함은 당연한 것이다.
100 :원자력 발전시설 110 : 원자로
200 : 해수 저장탱크 210 : 저수공간
300 : 해수 유로 300a : 해수 펌프
310 : 해수 유입유로 320 : 해수 배출유로
400 : 열교환기 410 : 열교환 유로
500 : 오염수 유로 510 : 오염수 공급 유로
520 : 오염수 배출 유로 511,521 : 펌핑수단

Claims (6)

  1. 원자력 발전 시설;
    해수를 저수시킬 수 있도록 저수 공간을 제공하는 해수 저장탱크;
    상기 해수 저장탱크의 일측과 타측에 각각 설치되며, 해수 저장탱크로 해수를 유입시킬 수 있는 관로를 제공하는 해수 유입 유로 및 해수 저장탱크로부터 해수를 바다로 배출시킬 수 있도록 관로를 제공하는 해수 배출 유로;
    상기 해수 저장탱크의 수용공간에 설치된 열교환기;
    중대사고 발생시 상기 원자력 발전 시설로부터 발생된 오염수가 열교환기로 이송될 수 있도록 관로를 제공하는 오염수 공급 유로; 및
    상기 열교환기와 상기 원자력 발전 시설 사이에 설치되며, 열교환기를 통해 해수 저장 탱크의 해수와 열교환된 오염수가 원자력 발전 시설로 배출될 수 있도록 관로를 제공하는 오염수 배출 유로를 포함하며,
    상기 열교환기는,
    상기 해수 저장 탱크의 높이 방향으로 적층되어 열교환기를 지나는 오염수와 해수 상호 간의 접촉 면적을 늘릴 수 있도록 상기 오염수 공급유로와 상기 오염수 배출유로 사이의 열교환기 관로는 플레이트에 덮여 해수에 노출되지 않도록 구성되되, 상기 열교환기의 플레이트는 측면에서 ”f을때, 지그재그 방향으로 일체로 형성되고, 해수 저장 탱크 바닥에 대하여 경사지게 형성된 것을 특징으로 하는 재해사고 원자로 냉각 시스템.
  2. 제1항에 있어서,
    상기 원자력 발전 시설로부터 발생된 오염수는 원자력 발전 시설과 열교환기를 순환하고, 해수는 바다와 해수 저장 탱크를 순환하는 것을 특징으로 하는 재해사고 원자로 냉각 시스템.
  3. 삭제
  4. 삭제
  5. 열교환기가 해수 저장 탱크의 수용 공간에 설치되고,
    중대 사고시 원자력 발전시설로부터 발생된 오염수가 열교환기와 원자력 발전시설을 순환하는 단계;
    해수가 바다와 해수 저장 탱크를 순환하는 단계;
    열교환된 오염수가 원자력 발전 시설 내부로 분사되는 단계를 포함하되
    상기 오염수는 적층된 열교환기의 맨상부에 연결된 오염수 공급유로로부터 열교환기의 맨하부로 자연 낙하되되 열교환기의 경사각을 따라 낙하되고, 맨하부로 낙하된 오염수는 펌프 및 오염수 배출유로를 통해 원자력 발전 시설을 향해 배출되고,
    상기 열교환기는,
    상기 해수 저장 탱크의 높이 방향으로 적층되어 열교환기를 지나는 오염수와 해수 상호 간의 접촉 면적을 늘릴 수 있도록 상기 오염수 공급유로와 상기 오염수 배출유로 사이의 열교환기 관로는 플레이트에 덮여 해수에 노출되지 않도록 구성되되, 상기 열교환기의 플레이트는 측면에서 ”f을때, 지그재그 방향으로 일체로 형성되고, 해수 저장 탱크 바닥에 대하여 경사지게 형성된 것을 특징으로 하는 재해사고 원자로 냉각 시스템을 이용한 원자로 냉각 방법.
  6. 삭제
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JPH1020081A (ja) * 1996-07-09 1998-01-23 Toshiba Corp 原子力発電所の海水冷却系設備
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KR101241142B1 (ko) * 2011-09-09 2013-03-19 세화엠피(주) 원자로 비상냉각용 해수담수화시스템
JP2013096927A (ja) 2011-11-04 2013-05-20 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd 原子力発電プラントの非常用復水器
KR101405666B1 (ko) * 2012-11-14 2014-06-10 한국수력원자력 주식회사 원자력 발전소의 피동이차응축시스템
KR101742290B1 (ko) 2016-01-28 2017-05-30 삼성중공업 주식회사 원자로 비상냉각 시스템
KR102051573B1 (ko) * 2018-04-05 2019-12-05 한국원자력연구원 통합 기기냉각 계통 및 통합 기기냉각 계통의 냉각 방법

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