KR20170001326A - 원자력발전시스템의 피동안전계통 - Google Patents

원자력발전시스템의 피동안전계통 Download PDF

Info

Publication number
KR20170001326A
KR20170001326A KR1020150091138A KR20150091138A KR20170001326A KR 20170001326 A KR20170001326 A KR 20170001326A KR 1020150091138 A KR1020150091138 A KR 1020150091138A KR 20150091138 A KR20150091138 A KR 20150091138A KR 20170001326 A KR20170001326 A KR 20170001326A
Authority
KR
South Korea
Prior art keywords
heat exchanger
steam
passive
stirling cycle
reactor
Prior art date
Application number
KR1020150091138A
Other languages
English (en)
Inventor
김영선
Original Assignee
김영선
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 김영선 filed Critical 김영선
Priority to KR1020150091138A priority Critical patent/KR20170001326A/ko
Publication of KR20170001326A publication Critical patent/KR20170001326A/ko

Links

Images

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/18Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
    • G21C15/182Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat comprising powered means, e.g. pumps
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/24Promoting flow of the coolant
    • G21C15/243Promoting flow of the coolant for liquids
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C9/00Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
    • G21C9/004Pressure suppression
    • G21C9/012Pressure suppression by thermal accumulation or by steam condensation, e.g. ice condensers
    • 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

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

본 발명은 원자력발전시스템에 있어서, 지진이나 해일 등과 같은 자연재해나, 인재, 혹은 의도된 테러에 의해 원자력발전소 전력계통에 문제가 생기는 비상사태에서도 안정적으로 원자로에서 발생하는 잔열을 제거할 수 있는 피동안전설비에 관한 것이다.

Description

원자력발전시스템의 피동안전계통 {Passive Safety System of Nuclear Power generation system}
본 발명은 자연재해나 인재에 의해 원자력발전시스템 격납부 내부 주증기관 파단사고나, 전력계통에 문제가 발생하여, 원자력발전시스템이 정지 되면서,원자로에서 발생되는 잔열을 제거하지 못해 발생하는 사고를 예방하기 위한 피동안전계통에 관한 것이다.
일반적으로 원자력발전소는 전력을 생산하는 과정에서 방사성 물질이 비정상적으로 누출되는 사고가 발생하면 그 피해가 엄청나기 때문에 안정성 설계가 매우 중요하다.
상기와 같은 사고는 해일이나 지진 등의 자연재해나 운전자의 실수, 펌프의 오작동, 전력선 계통에 문제 등에 의해 악화된다.
위와 같은 사고 발생시, 안정성 설계를 위해서는 외부 동력의 공급수단에 의존하지 않고 중력과 자연순환 응축, 비등 등의 자연현상을 활용하여 원자로의 안정성을 담보하려는 것이 일반적이다.
이러한 문제점을 해결하기 위해 원자로 사고시에 증기발생기의 이차측에서 발생하는 증기를 응축하여 원자로 잔열을 피동적으로 냉각하여 원자력발전소의 안정성과 경제성을 높일 수 있는 피동형 이차 응축계통의 개념이 제안되고 있다.
공개된 기술로는 “주증기를 이용한 증기발생기 피동급수 계통의 열중격방지 열교환장치” (국내공개특허 2014-0032139호)와, “피동보조 급수계통을 이용한 경수로의 응급잔열제거 및 격납용기 냉각계통”(국내특허 10-1224023), “원자력 발전소의 피동형 냉각시스템”(국내특허 10-1229954), “안전보호용기를 구비한 피동형 비상노심냉각설비 및 이를 이용한 열전달 증가방법”(국내공개특허 2013-0000572), “원자로의 다목적 냉각장치”(국내특허 10-1302749), “가압경수로의 피동형 원자로 및 격납용기 응축시스템”(국내공개특허 2013-0129606) 등이 개시되어 있다.
그러나, 상기 피동형 응축계통 기술들의 공통된 근본적인 문제점은 피동응축냉각탱크의 냉각수량에 의해 원자로 잔열제거 가능시간이 제한된다는 점과, 중력낙차에 의해 냉각수를 순환하기 위해 피동응축냉각탱크가 원자로나 증기발생기보다 높은 곳에 위치해야 하기 때문에 건설비용이 많이 들어 경제성에 문제가 발생한다.
피동형 응축계통을 갖춘 원자로 중 설계검증을 마치고 상용화(2015년 현재)에 들어간 원자로는 웨스팅하우스사의 가압경수로(AP1000)형 원자력발전소가 유일하나, 강철 격납 용기를 사용함으로써, 이 역시 경제성이 문제성이 있다.
(특허 1020147031692, 원전피동격납체공기냉각, 웨스팅하우스)
본 발명은 상기 기술한 바와 같이 중력낙차에 의해 자연순환 방식으로 주증기를 순환하는 방법은 피동응축냉각탱크를 증기발생기 보다 높은 위치에 설치해야 하기 때문에, 원자력발전소를 건설하는데 막대한 비용이 발생하고, 피동응축냉각탱크 내부의 냉각수 수량을 무제한 늘리기 어렵기 때문에 원자력발전소 사고 발생시, 원자로에서 발생하는 응급 잔열을 제거하는데 냉각수량에 의해 응급잔열 제거시간이 제한될 수 있다.
본 발명의 피동안전계통은 자연재해나 인재에 의하여 원자력발전시스템 전원상실 사고 발생시, 혹은 주증기관 파단사고로 격납부 내부 압력이 상승하는 사고 등에서 증기발생기 혹은 원자로에서 발생하는 주증기로 부터 주증기의 열을 일부 회수하여 동력을 생산, 이 동력으로 각종 펌프를 구동하여 주증기를 계속 순환 시키면서 원자로에서 발생되는 응급 잔열을 제거할 수 있다.
상기 본 발명의 피동안전계통은 스털링사이클엔진을 활용하여 원자로(혹은 증기발생기)에서 생성되는 주증기로 부터 열교환기를 통해 열을 공급받아 스털링사이클엔진이 구동되고, 1차 스털링사이클엔진에 의해 응축된 주증기는 피동응축수탱크 내부의 제2응축열교환기에서 응축되어 원자로냉각재계통으로 주입되거나, 증기발생기로 주입되어, 원자로에서 발생되는 잔열을 제거하거나, 격납부 내부로 유출된 증기에 의한 압력상승을 억제하는 피동안전계통을 제공한다.
중력낙차와 같은 자연순환 방식이 아닌, 격납부 내부로 유출된 증기나, 증기발생기에서 발생되는 증기로 부터 열을 흡수하여 방출하는 과정에서 발생한 동력으로 펌프를 구동시켜, 원자로에서 발생되는 응급 잔열을 제거할 수 있다.
중력낙차를 사용하지 않기 때문에, 피동응축냉각탱크는 지하는 지상에 설치가 가능하기 때문에 기존 원자력발전시스템도 크게 설계 변경 없이 본 발명의 피동안전계통을 설치하여 안정성을 높일 수 있다.
따라서, 기존 원자력발전시스템이나 신규 원자력발전시스템의 안전성을 높이는 데, 종래의 피동안전계통 보다, 상대적으로 아주 적은 비용을 소요되어 원자력발전시스템의 경제성을 높일 수 있다.
종래기술에 본 발명의 일부 기술을 적용하는 것으로도 피동응축냉각 탱크의 냉각수 용량 제한 및 응축수를 증기발생기에 공급하기 위한 중력낙차를 고려한 높은 위치에 탱크를 설치하는 문제 등을 해결하여 원자력발전시스템의 전원상실 사고등
의 비상 사태에 대응할 수 있을 뿐 아니라,
신규 원자력발전시스템 뿐아니라, 기 가동하고 있는 원자력발전시스템에도 쉽게 적용가능하여 안전성을 확보할 수 있고, 높은 비용이 소요되는 피동응축냉각계통을 적용한 원자력발전시스템 보다 훨씬 경제적인 원자력발전시스템을 건설할 수
있다.
도1. 일반적인 스털링사이클 설명도
도2. 본 발명 원전 피동격납냉각계통 및 피동잔열제거계통의 피동응축시스템 구성도
도3. 본 발명 원전 피동격납냉각계통 및 피동잔열제거계통의 피동응축시스템 또 다른 구성예
도4. 본 발명 원전 피동격납냉각계통 및 피동잔열제거계통의 피동응축시스템 또 다른 구성예
도5. 본 발명의 피동응축시스템을 활용한 원전안전시스템 실시예
본 발명은 원자력발전시스템 전력계통 문제 발생시, 원자로에서 발생되는 잔열을 제거하여 후쿠시마와 같이 원자로가 녹아 내리는 재앙을 방지하기 위한 피동안전계통에 관한 것이다.
도1은 일반적인 스털링사이클에 대한 설명도 이다.
도1의 (1)은 스털링사이클 구성이고 (2)는 이상적인 스털링사이클엔진의 P-V곡선이고, (3)은 이상적인 냉각스털링사이클의 P-V곡선이다.
도1의 세로측 (a),(b),(c ), (d)는 스털링사이클 각각의 상태를 설명하기 위한 것이다.
여기서, 스털링사이클엔진을 감마타입 스털링사이클엔진(100)으로 예를 들었다.
스털링사이클엔진의 주요 부분은 변위실린더(101), 변위피스톤(102), 열흡수열교환기(103), 열방출열교환기(104), 리제너레이터(105), 파워실린더(106), 파워피스톤(106) 등이다.
도1의 (1)과(2)의(a)는 변위실린더(101) 내부의 변위피스톤(102)이 등적가열되면서 위치④에서 ①로 움직임을 보여준다.
이때 변위실린더(101) 내부의 가스는 이동하면서 리제너레이터(105)에 저장된 열원에 의해 가열된다.
파워실린더(106) 내부의 파워피스톤(106)이 등온팽창 하면서 열흡수용 열교환기(103)에서 열을 흡수하고, 파워피스톤(106)의 위치는 ①에서 ②로 변한다.
도1의 (1)과(2)의 (c )는 등적냉각 되면서, 변위피스톤(106)은 위치 ②에서 ③으로 변하고, 변위실린더(101) 내부의 가스는 이동하면서, 리제너레이터(105)와 열교환을 통해 리제너레이터(105)로 열을 전달하여 저장한다.
도1의 (1)과(2)의 (d)는 파워피스톤(107)의 위치가 ③에서 ④로 이동하면서 등온압축 과정에서, 열방출용 열교환기(104)에서 열이 방출된다.
상기와 같은 사이클이 반복되면서 흡수한 열량과 방출한 열량차 만큼의 일이 발생한다. 이 일의 힘으로 발전기를 돌리거나 펌프를 구동할 수 있다.
도1의(3)의 (a),(b),(c ),(d)는 스털링사이클엔진(100)을 외부 동력으로 구동하여 냉각스털링사이클로 작동시킬 경우의 P-V곡선이다.
본 발명에서는 스털링사이클엔진(100)의 동력으로 냉각스털링사이클을 작동시켜 냉각수를 냉각시키는데 활용된다.
도2는 본 발명 원전 피동격납냉각계통 및 피동잔열제거계통의 피동응축시스템 구성도 이다.
본 발명의 피동응축시스템(200)은 스털링사이클엔진(100)의 열방출열교환기(104) 부분이 피동응축탱크(201) 내부에 위치되어 있고, 제1응축열교환기(203)는 스털링사이클엔진(100)의 열흡수열교환기(103)와 결합되어 있다. 증기입구관(202)으로 유입된 증기는 제1응축열교환기(203)에서 스털링사이클엔진(100)의 열흡수열교환기(103)를 통해 열교환 되고, 제2응축열교환기(206)에서 피동응축탱크(201) 내부의 냉각수와 열교환을 통해 응축된다. 이 응축수는 스털링사이클엔진(100)에 의해서 생성된 동력으로 구동되는 응축수펌프(209)에 의해 응축수출구관(210)으로 배출된다.
본 발명의 도2에서는 스털링사이클엔진(100)에 의해 생성되는 동력에 의해 구동되는 급수펌프(207)과 배수펌프(208), 응축수펌프(209) 등을 보여준다.
도3는 본 발명 원전 피동격납냉각계통 및 피동잔열제거계통의 피동응축시스템(200’) 또 다른 구성예 이다.
본 발명은 도2에서 설명된 피동응축시스템(200)과 기본적으로 같은 구성이나, 팽창터빈(211)과 스털링사이클엔진(100)에 의해 생성되는 동력으로 구동되는 냉각스털링사이클엔진(100)을 보여준다.
스털링사이클엔진(100)에 의해 생성되는 동력으로 펌프(212)를 구동하여 피동응축탱크(201) 내부의 냉각수를 메인급수관(213)을 통해 냉각스털링사이클엔진(100)의 열흡수열교환기(103)와 결합되어 있는 열교환기(215)로 보내 냉각시킨 후에 피동응축탱크(201) 내부 상부 위치에서 급수관(214)을 통해 분사하게 된다.
본 발명의 도2에서 팽창터빈(211)은 제1응축열교환기(203)에서 열교환된 증기를 압력을 낮추워 제2응축열교환기(206)으로 보내어 피동응축탱크(201) 내부 냉각수와 열교환을 통해 응축시키게 함으로서 제2응축열교환기(206) 크기를 줄이는데 활용된다. 또한 팽창터빈(211)에서 생성된 동력으로 급수펌프(218)을 구동함을 보여준다.
도4는 본 발명 원전 피동격납냉각계통 및 피동잔열제거계통의 피동응축시스템(200”) 또 다른 구성예 이다.
본 발명의 도4는 도3에서 추가 구비된 팽창터빈(211)을 스털링사이클엔진(100)의 구동축인 크랭크샤프트(214)와 팽창터빈(211)의 구동축을 연결하여, 팽창터빈(211)의 회전력을 축으로 전달하여, 스털링사이클엔진(100) 시동시 토크를 제공해 주어 시동시키고, 스털링사이클엔진(100)이 작동중에는 추가의 토크를 전달한다.
도5는 본 발명의 피동응축시스템을 활용한 원전안전시스템 실시 예이다.
본 발명의 도5는 본 발명의 피동응축시스템(200)으로 원전 피동격납냉각계통 및 피동잔열제거계통을 구성한 원전 피동안전설비를 구비한 원전안전시스템이다.
원전의 중대 사고 중 전원상실 사고와 같은 경우, 기존 AC전력으로 구동되는 펌프가 작동이 정지되어, 발전사이클이 멈추게 됨으로 원자로(500)로 부터 발생되는 붕괴열에 의해 증기발생기(504)에서 증기가 발생되는데, 이 증기를 응축시켜 순환시켜야 증기발생기(504)를 통해서 원자로(500)의 잔열을 제거할 수 있다.
본 발명에서는 피동응축시스템(200)으로 피동잔열제거계통을 구성하고 있다.
피동응축시스템(200)에 의해서 증기발생기(504)에서 원자로 붕괴열에 의해 생성되는 증기를 응축시켜 순환시키는 피동잔열제거계통을 구성하여 원자로(500)의 잔열을 제거한다.
피동응축시스템(200)의 증기입구관(202)과 터빈계통(512)로 연결된 주증기관 상에 제1압력밸브(514)가 설치되어 있고, 증기입구관(202)와 격납부(511) 내부로 분기된 배관상에는 제2압력밸브(515)가 설치되어 있다.
격납부(511) 내 주증기관 파단 사고에 의해 주증기가 격납부(511) 내부로 유출되는 경우, 제1압력밸브(514)로 유입되는 증기의 압력이 줄어 들어 제1압력밸브(514)가 닫히게 되고, 유출된 증기로 인해 격납부(511) 내부의 압력이 상승하면 제2압력밸브(515)가 열려, 격납부(511) 내부 증기가 피동응축시스템(200)으로 유입되어 응축된 뒤, 증기발생기(504)로 순환되어 간접적으로 원자로(500)의 잔열을 제거할 뿐 만아니라, 격납부(511) 내부의 압력상승을 억제하는 피동격납부냉각계통으로 작동하게 된다.
피동응축시스템(200) 내부의 스털링사이클엔진(100)의 동력에 의해 구동되는 펌프를 구동하여, 피동응축시스템(200)의 피동냉각탱크(201)에 저장되어 있는 냉각수를 원자로(500)의 비상냉각수 주입구를 통해 원자로(500)내부로 주입하거나, 살수기(516)를 통해 격납부(511) 내부, 원자로(500) 상단에서 뿌려 줌으로서 격납부(511) 내부의 압력상승을 억제하는 피동격납부냉각계통으로 작동한다.
100 : 스털링사이클엔진
101 : 변위실린더
102 : 변위피스톤
103 : 열흡수열교환기
104 : 열방출열교환기
105 : 리제너레이터
106 : 파워실린더
107 : 파워피스톤
200,200’,200” : 피동응축시스템
201 : 피동응축수탱크
202 : 증기입구관
203 : 제1응축열교환기
204 : 크랭크샤프트
205 : 플라이휠
206 : 제2응축열교환기
207 : 급수펌프
208 : 배수펌프
209 : 응축수펌프
210 : 응축수출구관
211 : 팽창터빈
212,218 : 급수펌프
213 : 메인급수관
214 : 급수관
215 : 열교환기
216 : 배수관
500 : 원자로
501 : 노심
503 : 집수조
504 : 증기발생기
505 : 가압기
506 : 비상노심냉각탱크
507 : 냉각재펌프
511 : 격납부
512 : 터빈계통
513 : 급수계통
514 : 제1압력밸브
515 : 제2압력밸브
516 : 살수기

Claims (7)

  1. 피동응축수탱크, 스털링사이클엔진, 제1응축열교환기, 제2응축열교환기, 다수의 펌프를 구비하여 피동응축시스템을 구성하고,

    증기발생기에서 발생한 주증기를 제1응축열교환기에서 스털링사이클엔진의 열원으로 공급하고, 제2응축열교환기에서 피동응축수탱크 내부의 냉각수에 의해 2차 응축시켜 스털링사이클엔진의 동력으로 구동되는 펌프로 응축수를 증기발생기로 순환시켜 원자로의 잔열을 제거함을 특징으로 하는 피동안전설비.
  2. 청구항 1항에 있어서,

    스털링사이클엔진에 의해 구동되는 냉각스털링사이클을 더 구비하여 피동응축수탱크 내부의 냉각수를 냉각시키는 피동응축시스템을 활용함을 특징으로 하는 피동안전설비.
  3. 청구항 1항에 있어서,

    배수펌프와 축으로 연결된 팽창터빈을 더 구비하여, 제1응축열교환기와 제2응축열교환기 사이에 설치하여, 제1응축열교환기를 통해 열교환 된 후 배출되는 주증기를 팽창터빈을 통해 압력을 낮추어 제2응축열교환기의 크기를 줄이면서, 팽창터빈을 통해 생성된 동력으로 배수펌프를 가동함을 특징으로 하는 응축시스템을 구비한 피동안전설비.
  4. 청구항 1항에 있어서,

    스털링사이클엔진의 구동축과 팽창터빈의 구동축을 연결하고, 제1응축열교환기를 통해 배출되는 주증기 배관을 팽창터빈 입구에 연결하고, 팽창터빈 출구 쪽과 제2응축열교환기를 연결 함으로서 팽창터빈을 통해 주증기의 압력을 낮추어 제2응축열교환기의 크기를 줄이면서, 팽창터빈을 통해 생성된 동력을 스털링사이클엔진 구동축에 전달하여 스털링사이클엔진의 스타트를 용이하게 함을 특징으로 하는 응축시스템을 구비한 피동안전설비.
  5. 청구항 1항에 있어서,

    피동응축시스템의 증기입구관과 증기발생기 사이의 배관상에 제1압력밸브를 설치하고, 증기입구관과 격납부 내부로 분기된 배관상에 제2압력밸브를 설치하여, 제1압력밸브로 유입되는 주증기의 압력에 따라 제1압력밸브를 ON/OFF되게 함으로서, 파단사고 발생시 격납부 내부로 유출된 증기에 의한 격납부 압력 상승시 제2압력밸브가 ON되어 격납부 내부 증기가 피동응축시스템을 통해 응축되어 증기발생기로 순환되게 함을 특징으로 하는 피동안전설비.
  6. 청구항 5항에 있어서,

    격납부 내부에서 주증기관 파단사고 발생시, 피동응축시스템의 스털링사이클엔진의 동력에 의해 구동되는 펌프에 의해 피동응축탱크 내부의 냉각수를 원자로 상부 위치에 살수기를 통해 분사시켜 격납부 내부 압력상승을 억제함을 특징으로 하는 피동안전설비.
  7. 청구항 5항에 있어서,

    격납부 내부에서 주증기관 파단사고 발생시, 피동응축시스템의 스털링사이클엔진의 동력에 의해 구동되는 펌프에 의해 피동응축탱크 내부의 냉각수를 원자로의 비상냉각수 주입구로 주입시켜 원자로를 냉각시킴을 특징으로 하는 피동안전설비.
KR1020150091138A 2015-06-26 2015-06-26 원자력발전시스템의 피동안전계통 KR20170001326A (ko)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
KR1020150091138A KR20170001326A (ko) 2015-06-26 2015-06-26 원자력발전시스템의 피동안전계통

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
KR1020150091138A KR20170001326A (ko) 2015-06-26 2015-06-26 원자력발전시스템의 피동안전계통

Publications (1)

Publication Number Publication Date
KR20170001326A true KR20170001326A (ko) 2017-01-04

Family

ID=57832169

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
KR1020150091138A KR20170001326A (ko) 2015-06-26 2015-06-26 원자력발전시스템의 피동안전계통

Country Status (1)

Country Link
KR (1) KR20170001326A (ko)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2018212522A1 (en) * 2017-05-15 2018-11-22 Korea Atomic Energy Research Institute External reactor vessel cooling and electric power generation system
WO2018230897A1 (en) * 2017-06-13 2018-12-20 Korea Atomic Energy Research Institute Cooling facility in a reactor and electric power generation system

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2018212522A1 (en) * 2017-05-15 2018-11-22 Korea Atomic Energy Research Institute External reactor vessel cooling and electric power generation system
US11391182B2 (en) 2017-05-15 2022-07-19 Korea Atomic Energy Research Institute External reactor vessel cooling and electric power generation system
WO2018230897A1 (en) * 2017-06-13 2018-12-20 Korea Atomic Energy Research Institute Cooling facility in a reactor and electric power generation system
US11302452B2 (en) 2017-06-13 2022-04-12 Korea Atomic Energy Research Institute Nuclear reactor cooling arrangement having a stirling engine

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US20180350472A1 (en) Passive safe cooling system
CN102903404B (zh) 一种核电站能动与非能动结合的堆芯剩余热量排出系统
Asmolov et al. New generation first-of-the kind unit–VVER-1200 design features
KR101242746B1 (ko) 원자력 발전소의 격납건물 외부 통합피동안전계통 시스템
KR101229954B1 (ko) 원자력 발전소의 피동형 냉각 시스템
KR101654096B1 (ko) 자가진단 사고대처 무인 원자로
KR101973996B1 (ko) 원자로용기 외벽 냉각 및 발전 시스템
US20150060018A1 (en) Heat pipe based passive residual heat removal system for spent fuel pool
CN101154472A (zh) 一体化低温核供热堆
KR101988265B1 (ko) 원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템
GB2521549A (en) Combined active and passive secondary-side reactor core heat removal apparatus
CN113808764B (zh) 安全壳内堆芯余热导出方法和系统
CN102831942A (zh) 核电站乏燃料水池应急冷却系统
CN104508753A (zh) 用于核反应堆的深度防御安全范例
CN102903402A (zh) 一种先进的二次侧堆芯热量导出装置
CN109166637A (zh) 一种基于orc的压水堆核电站核安全系统及方法
KR20170000601A (ko) 원자력발전시스템의 피동안전계통
KR101977814B1 (ko) 원자로 냉각 및 발전 시스템
KR20170001326A (ko) 원자력발전시스템의 피동안전계통
KR101502393B1 (ko) 피동안전계통 및 이를 구비하는 원전
KR101405666B1 (ko) 원자력 발전소의 피동이차응축시스템
CN103295657A (zh) 核反应堆余热排出系统
KR101629657B1 (ko) 초소형 발전 모듈
KR101925704B1 (ko) 발전소 정전시 피동 노심냉각 기능을 구비한 원자력 발전소
KR20170011416A (ko) 원자력발전시스템의 피동안전계통