KR20150108999A - 루프형 써모사이펀을 이용한 액체금속로 외벽냉각 장치 - Google Patents

루프형 써모사이펀을 이용한 액체금속로 외벽냉각 장치 Download PDF

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Abstract

본 발명은 원자로 중 액체금속로의 안전 계통에 관한 것으로서, 더욱 상세하게는 액체금속로 원자로 외벽에 루프형 써모사이펀 장치를 부착하여 피동적으로 원자로의 잔열을 제거하는 장치에 관한 것이며, 별도의 구동력 없이 완전 피동으로 원자로의 잔열을 제거할 수 있도록 하여 원자로 외벽의 건전성을 유지하며 용융 노심을 노내에 보존할 수 있고, 원자로 외벽 파손 등의 중대사고시에도 장시간 지속적인 잔열제거를 가능하게 하는 루프형 써모사이펀을 이용한 액체금속로 외벽냉각 장치에 관한 것이다.
본 발명에 의하면, 외부의 어떠한 개입이나 조작없이 완전피동으로 작동하는 액체금속로에서 원자로 노심의 잔열을 제거하여 노심 용융물을 노내에 안정적으로 보존하며, 원자로 외벽이 파손되어 노심 용융물이 분출되는 등의 중대사고시에도 지속적으로 구동될 수 있는 완전피동 잔열제거 계통을 제공할 수 있다.

Description

루프형 써모사이펀을 이용한 액체금속로 외벽냉각 장치 {Loop-type Thermosyphon system for Passive Decay Heat Removal of Liquid Metal Fast Reactor}
본 발명은 원자로 중 액체금속로의 안전 계통에 관한 것으로서, 더욱 상세하게는 액체금속로 원자로 외벽에 루프형 써모사이펀 장치를 부착하여 피동적으로 원자로의 잔열을 제거하는 장치에 관한 것이며, 별도의 구동력 없이 완전 피동으로 원자로의 잔열을 제거할 수 있도록 하여 원자로 외벽의 건전성을 유지하며 용융 노심을 노내에 보존할 수 있고, 원자로 외벽 파손 등의 중대사고시에도 장시간 지속적인 잔열제거를 가능하게 하는 루프형 써모사이펀을 이용한 액체금속로 외벽냉각 장치에 관한 것이다.
원자력 발전소는 20세기 중반에 도입된 이래로 전력 공급을 위한 핵심적인 역할을 해왔고, 현재까지 경제성, 안전성 및 환경 보존성 등의 측면에서 화력발전이나 수력발전 등 여타의 다른 전력 공급원에 비해 월등히 뛰어난 효과를 보이는 것으로 평가되고 있다. 이에, 점차 늘어가고 있으며 향후 폭발적으로 늘어날 것으로 예상되는 전력 수요에 맞추어 세계 여러 지역에서 다수의 원자로가 건설되고 있다.
종래에 건설된 원자로 및 현재 세워지고 있는 원자로는 열중성자(Thermal Neutron)를 이용한 경수로(Light Water Reactor: LWR)형이다. 경수로형 원자로는 3세대 원자로로서, 검증된 기술과 뛰어난 경제성 및 우수한 안정성을 갖고 있지만, 한편으로는 원자로를 구동한 후 발생하는 사용후 핵연료의 증가로 그 지속적인 사용에 대한 문제가 되고 있다.
이러한 상황에서 사용후 핵연료의 문제를 해결하며 기존의 경수로보다 향상된 안전성을 보장할 수 있는 다양한 원자로들이 제안되고 있는데, 이러한 원자로들은 4세대 원자로로 분류된다. 4세대 원자로로 제안되는 여러 가지 원자로 중에서, 특히 열중성자에 비해 고에너지를 갖는 고속중성자를 이용하여 연쇄 핵분열 반응을 기반으로 에너지를 생산하는 고속로(Fast Reactor)가 주목받고 있다. 물론, 고속로에도 다양한 종류가 있는데, 그 중에서도 높은 실현성을 갖고 있다고 판단되어 가장 활발한 연구가 진행되는 원자로로 액체금속 고속증식로(Liquid Metal Fast Breeder Reactor, 이하 액체금속로)가 있다. 액체금속로는 원자로 가동 중 노심 내에서 고속중성자에 의한 연쇄반응으로 인해 핵변환이 일어나는데, 사용된 핵연료보다 더 많은 양의 핵연료를 생산할 수 있으므로 증식로라고도 한다. 또한, 액체 금속로의 경우 기존 경수로에서 발생한 사용된 핵연료를 재활용하여 그 속에 존재하는 핵분열 생성물들을 연소시킴으로써 그 반감기와 독성을 대폭 감소시킬 수 있으므로, 사용후 핵연료 문제를 질적, 양적으로 해결할 수 있는 유력한 방안으로 그 중요성이 대두되고 있다.
본 발명은 이와 같은 문제점을 해결하기 위하여 창안된 것으로서, 외부의 어떠한 개입이나 조작없이 완전피동으로 작동하는 액체금속로 잔열제거계통에 관한 발명이다. 본 발명에서는 액체금속로에서 원자로 노심의 잔열을 제거하여 노심 용융물을 노내에 안정적으로 보존하는 것을 목적으로 하며, 혹여 원자로 외벽이 파손되어 노심 용융물이 분출되는 등의 중대사고시에도 지속적으로 구동되어 분출된 노심용융물의 잔열을 효과적으로 제거할 수 있는 완전피동 잔열제거 계통을 제공하는 것을 그 목적으로 한다.
이와 같은 목적을 달성하기 위하여 본 발명에 따른 루프형 써모사이펀을 이용한 액체금속로 외벽냉각 장치의 일측면에 따르면,
고속중성자를 이용한 핵분열에 의해 발생된 열을 이용하고 액체금속을 냉각재로 하여 터빈을 구동함으로써 전기를 생산하는 액체금속로의 안전계통으로서, 원자로 외부에 장착되어 액체금속의 증발을 유도하는 액체금속로 외벽냉각 계통의 흡열부; 격납건물 외부에 구비되어 증발된 액체금속을 응축시켜 피동적으로 작동되는 방열부; 및 액체금속을 작동유체로 이용하여 피동 노심 냉각 및 피동 잔열 제거를 수행함으로써 노심 용융물의 노내 보존을 실행하는 써모사이펀; 을 포함하고, 설계기준 사고가 발생한 경우 사고대처를 위한 즉각적인 개입이 불가한 경우 또는 발전소 소외에서의 전력공급이 불가하여 발전소 가동이 불가한 경우에 사용된다.
상기 흡열부는, 그 내부에 열효율을 높이기 위하여 원자로 외벽과 닿는 면에 구비된 거친표면(Finned structure); 및 상기 흡열부의 증발성능을 향상하고 원자로 공동 외기순환 유로의 순환성능을 향상시키기 위한 복사열 흡수구조물(Radiation absorber); 을 포함한다.
소내 및 소외 전력공급 중단 또는 원자로 외벽 파단으로 인하여 냉각재인 액체금속 또는 노심 용융물이 원자로 공동에 방출되는 중대사고 발생시, 원자로 외벽 하단부에 구비된 써모사이펀의 흡열부를 이용하여 피동적이고 효과적으로 노심 용융물의 잔열을 제거할 수 있다.
본 발명에 의하면, 외부의 어떠한 개입이나 조작없이 완전피동으로 작동하는 액체 금속로에서 원자로 노심의 잔열을 제거하여 노심 요융물을 노내에 안정적으로 보존하며, 원자로 외벽이 파손되어 노심 용융물이 분출되는 등의 중대사고시에도 지속적으로 구동될 수 있는 완전피동 잔열 제거 장치를 제공하는 효과가 있다.
또한, 단순한 설계의 써모사이펀을 원자로의 외벽에 장착함으로써 간단한 방식으로 계통 설계를 가능하게 하며, 경제성에 있어 유리한 효과가 있다.
또, 설계 기준 사고시 원자로 외벽에서 직접적으로 잔열을 제거할 수 있으며, 원자로 외벽 공기유로에 온도차를 제공하여 외기 순환으로의 피동 잔열 제거 효율을 높여주는 효과가 있다.
도 1은 본 발명에 따른 써모사이펀을 이용한 액체금속로 외벽냉각 장치가 적용된 정상운전 상황 하에서의 구성도
도 2는 본 발명에 따른 써모사이펀을 이용한 액체금속로 외벽냉각 장치가 적용되었을 때 원자로 용기 파손 등의 중대사고가 발생한 경우의 구성도
도 3은 본 발명에 따른 써모사이펀을 이용한 액체금속로 외벽냉각 장치가 부착된 원자로 외벽의 흡열부를 모사한 구성도
도 4는 본 발명에 따른 써모사이펀을 이용한 액체금속로 외벽냉각 장치가 원자로 용기 외벽 둘레에 부착된 구성도
이하 첨부된 도면을 참조로 본 발명의 바람직한 실시예를 상세히 설명하기로 한다. 이에 앞서, 본 명세서 및 청구범위에 사용된 용어나 단어는 통상적이거나 사전적인 의미로 한정해서 해석되어서는 아니되며, 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. 따라서, 본 명세서에 기재된 실시예와 도면에 도시된 구성은 본 발명의 가장 바람직한 일 실시예에 불과할 뿐이고 본 발명의 기술적 사상을 모두 대변하는 것은 아니므로, 본 출원시점에 있어서 이들을 대체할 수 있는 다양한 균등물과 변형예들이 있을 수 있음을 이해하여야 한다.
원자력 발전 중 발생할 수 있는 원자로 사고로 인한 원자로의 가동 중단에 대비하며, 이러한 경우에 안전 설비를 가동시키기 위해 비상 디젤 발전기 등이 구비되어 있다. 그러나 비상 디젤 발전기를 가동하기 위해서는 발전소로 들어오는 소외 전원으로부터의 전력 공급이 이루어져야 하며, 전력 공급이 이루어지지 않는 경우에는 원자로 노심이 용융되는 등 피해가 걷잡을 수 없이 커진다는 문제가 있다. 이에, 소외로부터 공급되는 전력을 이용하여 발전기를 가동하는 능동 방식의 안전설비는 2중, 3중으로 설치한다고 하더라도 무력화될 가능성이 있다는 문제가 대두되었다.
한편, 원자로 안전의 핵심은 장기적이고 지속적인 원자로 노심의 잔열 제거인데, 이를 위해 전력 공급이나 인력 등의 외부 요인이 없을 수밖에 없는 극한의 상황에서도 정상적으로 작동하여 안전을 보장할 수 있는 피동 잔열 계통에 대한 관심이 크게 증가하고 있다. 이러한 경향은 기존의 경수로에서 뿐만 아니라 현재 개발되고 있는 4세대 원전, 특히 액체금속로에 있어서도 그 중요성이 강조되고 있다. 따라서 이하에서는 어떠한 개입이나 조작이 없더라도 완전피동으로 작동하여 원자로 노심의 잔열을 제거하여 궁극적으로 노심 용융물을 노내에 안정적으로 보존하며 원자로 외벽이 파손되어 노심 용융물이 분출되는 중대사고시에도 지속적으로 가동될 수 있는 완전피동 잔열 제거 계통을 제안하도록 한다.
본 발명에 의하면, 외부에서 공급되는 구동력이 없더라도 작동이 가능한 써모사이펀(10)을 원자로 외벽에 부착함으로써 액체금속로에서 노심의 잔열을 피동적으로 제거한다. 즉, 액체원자로의 원자로 외벽에 써모사이펀(10)을 설치하고 격납건물 외부에 방열부를 설치한 후, 써모사이펀(10) 및 격납건물을 단열된 배관으로 연결한 하나의 피동 잔열 제거 계통으로 세 가지의 피동안전 개념을 성취할 수 있게 한다. 여기서, 세 가지 피동 안전 개념 중 첫째는 설계기준 사고 발생시 원자로 외벽에서 가열된 원자로 외벽의 열과 관련하여 써모사이펀(10)의 증발부에서 직접적으로 열을 흡수하여 격납건물 외부의 방열부로 잔열을 제거하는 것이다. 둘째는 가열된 증발부 및 증발부의 열효율을 높이기 위해 증발부 내부에 부착된 복사열 흡수구조물을 이용하여 원자로 공동의 외기 유로의 부가적인 온도차를 제공하여 외기 순환 잔열 제거의 효율을 높이는 것이다. 셋째는 원자로 외벽 파단 등의 중대사고 발생 시, 원자로 공동에 흘러내린 노심 용융물에 직접적으로 증발부가 접촉하여 직접적, 효과적 및 피동적으로 노심 용융물의 잔열을 제거하는 것이다.
이때, 써모사이펀(10) 및 히트파이프는 증발과 응축을 통해 발생하는 증기압의 차이를 이용하여 열교환을 수행하는 장치이다. 써모사이펀(10)과 히트파이프는 증기압의 차이를 이용하여 열교환을 한다는 점에서 유사하나 유체가 이동하는데 있어서 모세관 현상을 이용하는지 또는 중력을 이용하는지에 따라 차이가 있다. 즉, 써모사이펀(10)은 중력을 이용하여 응축된 유체가 증발부로 이동하며, 히트파이프는 작동유체의 모세관 현상이나 원심력, 자기력 등을 이용하여 응축된 유체의 이동이 이루어지도록 하여 열전달 순환 사이클을 형성한다.
이러한 방법으로 써모사이펀(10)을 이용한 액체금속로 외벽냉각 피동 잔열 제거 계통을 설계함으로써, 특별한 신기술의 적용 없이 기존에 존재하는 써모사이펀(10)을 원자로 외벽에 부착하는 것과 같은 단순한 설계에 의해 획기적으로 액체금속로의 안전성을 향상시킬 수 있으며, 이는 기존의 액체금속로 뿐 아니라 새롭게 설계되고 건설되는 액체금속로에도 큰 설계변경 없이 용이하게 적용될 수 있다는 장점이 있다.
도 1은 본 발명에 따른 써모사이펀(10)을 이용한 액체금속로 외벽냉각 장치가 적용된 정상운전 상황 하에서의 구성도이다. 도 2는 본 발명에 따른 써모사이펀(10)을 이용한 액체 금속로 외벽냉각 장치가 적용되었을 때 원자로 용기 파손 등의 중대사고가 발생한 경우의 구성도이다. 도 3은 본 발명에 따른 써모사이펀(10)을 이용한 액체금속로 외벽냉각 장치가 부착된 원자로 외벽의 흡열부를 모사한 구성도이다. 도 4는 본 발명에 따른 써모사이펀(10)을 이용한 액체금속로 외벽냉각 장치가 원자로 용기 외벽 둘레에 부착된 구성도이다.
원자로에 이상적인 폐쇄 써모사이펀(10)을 부착한 경우의 모습은 도 1에 도시된 바와 같다. 이때, 원자로는 흡열부, 단열부, 증발부, 응축부, 방열부 및 써모사이펀(10) 등을 구비하며 이하에서는 그 구조 및 기능에 대하여 간략히 설명한다.
흡열부는 원자로 외벽에 부착되는데, 원자로 노심에서 발생하는 잔열이 전달되어 증발부에서 작동유체가 증발하고, 증발된 작동유체 증기는 증기압의 차이에 의해 단열부를 통과하여 응축부로 이동하도록 한다.
방열부는 대기중에 노출되어 있으며 기화된 작동유체는 공기의 자연순환만을 통해 냉각응축하게 된다. 냉각되어 응축된 작동유체는 중력에 의해 단열부를 지나 다시 증발부로 돌아가 열교환 사이클을 이룬다. 이때, 종래 사용되던 써모사이펀(10)과 비교하여 열효율을 높이기 위해 도 3에 도시된 바와 같이 설계하여, 흡열부 내부에서 열효율을 높일 수 있다. 즉, 원자로 외벽에 닿는 면에 거친 구조물(Finned structure)을 설치하고, 외기 순환로와 닿는 면에는 복사열 흡수구조물(Radiation absorber)를 마련하였다. 이를 통해 원자로 외벽에서 증발부로 전해지는 열전달에 열전도와 열복사가 복합적으로 작용하여 그 효율을 높이게 되며, 원자로 공동의 외기순환유로를 통해 순환하는 외기의 흐름을 도와주게 된다.
써모사이펀(10)의 성능은 용기내부에 사용되는 작동유체의 성능에 의해 결정되는데, 작동유체의 열적물성 및 안정성의 정도가 써모사이펀(10)의 성능을 결정하는데 있어서 중요하다. 써모사이펀(10)이 작동되는 시스템에 의해 다양한 종류의 작동유체를 이용할 수 있는데, 작동유체의 작동 가능 범위는 아래 [표 1]과 같다.
Figure pat00001
일반적인 써모사이펀(10)의 작동 온도 범위는 -200˚C ~ 2500˚C 이며, 작동유체로는 헬륨, 질소, 메탄올, 물, 수은, 칼륨, 소듐 또는 은 등으로 다양하다. 다만, 본 발명에 적용될 액체금속로 외벽냉각에 부착될 서모사이펀(10)의 경우에는 작동온도를 250˚C ~ 1000˚C 범위에서 상정하는 것이 바람직하고, 이에 해당하는 작동유체로는 수은, 세슘, 칼륨 등이 있다. 이러한 써모사이펀(10)이 원자로 외벽을 둘러싸는 형식으로 장착될 경우의 지면에 대한 평면도를 도시한 도면이 도 4이다.
도 4에 도시된 바와 같이, 원자로의 외벽 둘레를 6등분하여 설치함으로써 설계의 용이함과 경제성 및 안정성을 보장할 수 있다. 다만, 본 발명에 따른 일실시예로 원자로의 외벽둘레를 6등분한 경우를 도시하였으나 이에 한정되지 아니하고 2등분 내지 10등분 하는 방법 등을 이용하여 다양하게 써모사이펀(10)을 부착할 수 있다.
상기한 바와 같이 본 발명에 의하여 써모사이펀(10)을 이용한 액체금속로 외벽냉각 장치를 형성함으로써 액체금속로의 피동 안전성을 높이게 되고 이로써 방사성 물질의 외부 방출 가능성을 획기적으로 감소시킬 수 있다. 또한, 써모사이펀(10)을 원자로의 외벽에 장착하는 것과 같은 단순한 설계 방식을 사용함으로써 계통의 설계 과정을 간단히 하며, 경제성에 있어 유리한 효과를 얻을 수 있다는 장점이 있다. 또, 사람에 의한 판단이나 외부 전원으로부터의 전력 공급이 필요하지 않은 완전 피동 방식으로 구동력을 제공하는 계통이므로, 인적 오류로 인하여 사고가 확산되는 것을 원천적으로 방지하며 발전소에 전력공급이 중단되는 사고 발생시에도 효과적으로 안전성을 확보할 수 있게 된다. 또한, 설계 기준 사고의 경우 원자로 외벽에서 직접적으로 잔열을 제거할 수 있으며 원자로 외벽 공기유로에 온도차를 제공함으로써 외기 순환으로의 피동 잔열 제거 효율 또한 높여준다. 나아가 원자로 외벽 파단 등으로 인한 노심 용융물 분출 등의 중대사고시에도 캐비티에 위치한 써모사이펀(10)의 증발부에 의해 원자로 잔열을 피동적 및 장기적으로 제거할 수 있게 된다.
이상과 같이, 본 발명은 비록 한정된 실시예와 도면에 의해 설명되었으나, 본 발명은 이것에 의해 한정되지 않으며 본 발명이 속하는 기술분야에서 통상의 지식을 가진 자에 의해 본 발명의 기술사상과 아래에 기재될 특허청구범위의 균등범위 내에서 다양한 수정 및 변형이 가능함은 물론이다.
10: 써모사이펀

Claims (3)

  1. 고속중성자를 이용한 핵분열에 의해 발생된 열을 이용하고 액체금속을 냉각재로 하여 터빈을 구동함으로써 전기를 생산하는 액체금속로의 안전계통으로서,
    원자로 외부에 장착되어 액체금속의 증발을 유도하는 액체금속로 외벽냉각 계통의 흡열부;
    격납건물 외부에 구비되어 증발된 액체금속을 응축시켜 피동적으로 작동되는 방열부; 및
    액체금속을 작동유체로 이용하여 피동 노심 냉각 및 피동 잔열 제거를 수행함으로써 노심 용융물의 노내 보존을 실행하는 써모사이펀; 을 포함하고,
    설계기준 사고가 발생한 경우, 사고대처를 위한 즉각적인 개입이 불가한 경우 또는 발전소 소외에서의 전력공급이 불가하여 발전소 가동이 불가한 경우에 사용되는 루프형 써모사이펀을 이용한 액체금속로 외벽냉각 장치.
  2. 청구항 1에 있어서,
    상기 흡열부는,
    그 내부에 열효율을 높이기 위하여 원자로 외벽과 닿는 면에 구비된 거친표면(Finned structure); 및
    상기 흡열부의 증발성능을 향상하고 원자로 공동 외기순환 유로의 순환성능을 향상시키기 위한 복사열 흡수구조물(Radiation absorber);
    을 포함하는 루프형 써모사이펀을 이용한 액체금속로 외벽냉각 장치.
  3. 청구항 2에 있어서,
    소내 및 소외 전력공급 중단 또는 원자로 외벽 파단으로 인하여 냉각재인 액체금속 또는 노심 용융물이 원자로 공동에 방출되는 중대사고 발생시,
    원자로 외벽 하단부에 구비된 써모사이펀의 흡열부를 이용하여 피동적이고 효과적으로 노심 용융물의 잔열을 제거할 수 있는 것을 특징으로 하는 루프형 써모사이펀을 이용한 액체금속로 외벽냉각 장치.
KR1020140031796A 2014-03-18 2014-03-18 루프형 써모사이펀을 이용한 액체금속로 외벽냉각 장치 KR20150108999A (ko)

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Cited By (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN106935284A (zh) * 2015-12-30 2017-07-07 核工业西南物理研究院 一种聚变反应堆冷却系统
KR20190106559A (ko) * 2018-03-09 2019-09-18 한국원자력연구원 피동 원자로 공동 냉각장치
FR3127840A1 (fr) 2021-10-05 2023-04-07 Commissariat A L'energie Atomique Et Aux Energies Alternatives Réacteur nucléaire refroidi au métal liquide intégrant un système complètement passif d’évacuation de la puissance résiduelle (EPUR) à source froide modulaire.
US11636956B2 (en) 2019-12-09 2023-04-25 Commissariat A L'energie Atomique Et Aux Energies Alternatives Liquid metal-cooled nuclear reactor incorporating a completely passive residual power removal (DHR) system
FR3131060A1 (fr) 2021-12-16 2023-06-23 Commissariat A L'energie Atomique Et Aux Energies Alternatives Réacteur nucléaire refroidi au métal liquide intégrant un système passif d’évacuation de la puissance résiduelle (EPUR) à source froide avec réservoir thermique à matériau à changement de phase (MCP) et couche isolante thermique amovible autour du réservoir à MCP.

Cited By (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN106935284A (zh) * 2015-12-30 2017-07-07 核工业西南物理研究院 一种聚变反应堆冷却系统
CN106935284B (zh) * 2015-12-30 2019-05-17 核工业西南物理研究院 一种聚变反应堆冷却系统
KR20190106559A (ko) * 2018-03-09 2019-09-18 한국원자력연구원 피동 원자로 공동 냉각장치
US11289220B2 (en) 2018-03-09 2022-03-29 Korea Atomic Energy Research Institute Passive reactor cavity cooling system
US11636956B2 (en) 2019-12-09 2023-04-25 Commissariat A L'energie Atomique Et Aux Energies Alternatives Liquid metal-cooled nuclear reactor incorporating a completely passive residual power removal (DHR) system
FR3127840A1 (fr) 2021-10-05 2023-04-07 Commissariat A L'energie Atomique Et Aux Energies Alternatives Réacteur nucléaire refroidi au métal liquide intégrant un système complètement passif d’évacuation de la puissance résiduelle (EPUR) à source froide modulaire.
FR3131060A1 (fr) 2021-12-16 2023-06-23 Commissariat A L'energie Atomique Et Aux Energies Alternatives Réacteur nucléaire refroidi au métal liquide intégrant un système passif d’évacuation de la puissance résiduelle (EPUR) à source froide avec réservoir thermique à matériau à changement de phase (MCP) et couche isolante thermique amovible autour du réservoir à MCP.

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