KR20190102912A - 원자력 발전소 내 냉각수 저장수조의 수소 폭발 방지 장치 - Google Patents

원자력 발전소 내 냉각수 저장수조의 수소 폭발 방지 장치 Download PDF

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Abstract

본 발명의 일 실시예에 따르면, 본 발명의 원자력 발전소 내 냉각수 저장수조의 수소 폭발 방지 장치는, 원자로에서 방출되는 수증기 및 수소를 포함하는 기체를 냉각수 저장수조로 이송하는 이송 배관부; 상기 이송 배관부와 연결되어 상기 원자로로부터 이송된 수증기 및 수소를 포함하는 기체를 상기 냉각수 저장수조 내에 저장된 냉각수 내부로 배출하는 수중 배출부; 및 상기 이송 배관부와 연결되어 상기 원자로로부터 이송된 수증기를 포함하는 기체를 상기 냉각수 저장수조 내에 저장된 냉각수 수면 위의 공간으로 배출하는 수상 배출부;를 포함한다.

Description

원자력 발전소 내 냉각수 저장수조의 수소 폭발 방지 장치{Apparatus for Preventing Hydrogen Explosion in a Water Storage Tank in a Nuclear Power Plant}
본 발명은 원자력 발전소 내 냉각수 저장수조의 수소 폭발 방지 장치에 관한 것으로 더욱 상세하게는, 원자로에서 방출되는 수증기 및 수소를 포함하는 기체를 냉각수 저장수조로 이송하되 이송된 수증기 중 일부는 상기 냉각수 저장수조 내에 저장된 냉각수 수면 위의 공간으로 배출하도록 구성되어 중대 사고 발생 시 냉각수 저장수조 내의 수증기 농도를 일정 수준 이상으로 유지할 수 있게 해줌으로써 비가연 상태를 조성하여 수소의 농축에 따른 수소 폭발을 방지하는 원자력 발전소 내 냉각수 저장수조의 수소 폭발 방지 장치에 관한 것이다.
최근 설계된 대부분의 3세대 가압경수로에서는 사고 시 원자로에서 방출되는 수증기를 응축시키는 열침원(heat sink)으로 활용될 수 있는 냉각수 저장수조(water storage tank)를 원자로 격납 건물 내부에 설치하고 있다.
원자로 노심이 손상되는 중대 사고가 발생한 경우 원자로 내 냉각수가 비등하여 수증기가 발생한다. 사고 시 이와 같이 원자로에서 방출되는 다량의 수증기는 격납 건물의 압력 하중을 증가시켜 격납 건물을 파손에 이르게 할 수 있으므로 이를 방지하기 위해 원자로에서 방출되는 수증기를 냉각수 저장수조의 냉각수 내부로 방출하여 응축시킨다.
도 1에는 원자력 발전소 내의 원자로 및 냉각수 저장수조에 종래의 원자로 감압을 위한 수증기 방출 장치가 적용된 구성도가 도시되어 있다. 도 1을 참조하면, 종래 수증기 방출 장치는 원자로(100)에서 발생한 수증기를 냉각수 저장수조(300) 내로 이송하여 준다. 냉각수 저장수조(300)는 냉각수(W)를 저장하고 있으며, 냉각수(W) 수면 위의 수증기를 배기하기 위한 배기구(310)를 포함하고 있다.
상기 수증기 방출 장치는 원자로(100)에서 발생한 수증기를 냉각수 저장수조(300)로 이송하는 이송부(2) 및 상기 이송부(2)와 연결되어 상기 원자로(100)로부터 이송된 수증기를 냉각수 저장수조(300) 내에 저장된 냉각수(W) 내부로 배출하는 배출부(4)를 포함한다.
또한, 상기 배출부(4)는 상기 이송부(2)에 연결되되 냉각수(W) 내부로 배출 단부가 배치된 배출 배관(41) 및 상기 배출 배관(41)의 배출 단부에 형성 또는 결합된 노즐(43)을 포함한다.
상기 수증기 방출 장치는 원자로(100)에서 발생한 수증기를 냉각수 저장수조(300)에 저장된 냉각수(W) 내부로 배출시킴으로써 중대 사고 시 수증기로 인한 격납 건물 내 압력 증가를 방지하여 준다.
한편, 원자로에서 발생한 수증기는 고온의 핵연료 피복재와 화학반응을 하게 되고 그 결과 수소가 생성된다. 따라서 원자로 중대 사고 시 수증기와 함께 수소가 방출되며, 상기 수증기 방출 장치를 통해 수증기와 함께 수소도 냉각수 저장수조(300)의 냉각수(W) 속으로 방출되게 된다.
수소는 냉각수 내에서 응축되지 않기 때문에 냉각수의 수면 위로 상승하여 냉각수 저장수조의 수면 위 공간(S)의 공기와 혼합된다. 이때, 공기와 혼합된 수소는 그 농도가 10% 이상에 도달하게 되면 폭발하여 냉각수 저장수조(300)를 파손에 이르게 할 수 있다.
현재 국내에서 건설된 신고리3 호기에서는 이와 같이 중대 사고 시 수소가 냉각수 저장 수조(300)로 방출되어 수소 폭발이 일어나는 것을 방지하기 위하여 3방 밸브(3-way valve)를 설치하여 중대 사고로 진입할 경우 관리자가 밸브를 돌려 수증기 및 수소가 냉각수 저장수조(300)로 방출되지 못하도록 하고 있다.
그러나 이와 같은 방식은 중대사고 시 관리자에 의한 밸브 조작이 요구될 뿐만 아니라 밸브 조작 후 다량의 수증기가 응축되지 않고 원자로 격납 건물 내로 방출되기 때문에 격납 건물 내부에 또 다른 열침원을 설치해야 하는 문제가 있다.
대한민국 등록특허 10-1504605 “원자력발전소 폭발 충격파 저감장치”, 2015. 03. 16
본 발명은 전술한 종래기술의 문제점을 해결하기 위한 것으로,
본 발명의 목적은, 원자로에서 발생한 수증기를 냉각수 저장수조로 방출함에 있어서 중대 사고로 진입하여 원자로에서 수증기와 함께 수소가 냉각수 저장수조로 방출되는 경우에도 수소 폭발을 방지하는 원자력 발전소 내 냉각수 저장수조의 수소 폭발 방지 장치를 제공하는 것이다.
본 발명의 다른 목적은, 근래 도입된 원자력 발전소 격납 건물 내부 핵연료 재장전 수조(in-containment refueling water storage tank)를 이용한 원자로 안전 감압 시스템에서 설계기준 사고뿐만 아니라 중대 사고 시에도 수소 폭발 가능성을 배제하여 주는 원자력 발전소 내 냉각수 저장수조의 수소 폭발 방지 장치를 제공하는 것이다.
본 발명의 또 다른 목적은, 관리자의 판단과 작동이 요구되지 않는 피동형 시스템(passive system)의 구현을 가능하게 해주는 원자력 발전소 내 냉각수 저장수조의 수소 폭발 방지 장치를 제공하는 것이다.
본 발명은 앞서 본 목적을 달성하기 위해서 다음과 같은 구성을 가진 실시예에 의해서 구현된다.
본 발명의 일 실시예에 따르면, 본 발명의 원자력 발전소 내 냉각수 저장수조의 수소 폭발 방지 장치는, 원자로에서 방출되는 수증기 및 수소를 포함하는 기체를 냉각수 저장수조로 이송하는 이송 배관부; 상기 이송 배관부와 연결되어 상기 원자로로부터 이송된 수증기 및 수소를 포함하는 기체를 상기 냉각수 저장수조 내에 저장된 냉각수 내부로 배출하는 수중 배출부; 및 상기 이송 배관부와 연결되어 상기 원자로로부터 이송된 수증기를 포함하는 기체를 상기 냉각수 저장수조 내에 저장된 냉각수 수면 위의 공간으로 배출하는 수상 배출부;를 포함한다.
본 발명은 전술한 구성을 통해 다음과 같은 효과를 가진다.
본 발명은 원자로에서 발생한 수증기를 냉각수 저장수조로 방출함에 있어서 중대 사고로 진입하여 원자로에서 수증기와 함께 수소가 냉각수 저장수조로 방출되는 경우에도 수소 폭발을 방지하는 원자력 발전소 내 냉각수 저장수조의 수소 폭발 방지 장치를 제공한다.
본 발명은 근래 도입된 원자력 발전소 격납 건물 내부 핵연료 재장전 수조(in-containment refueling water storage tank)를 이용한 원자로 안전 감압 시스템에서 설계기준 사고뿐만 아니라 중대 사고 시에도 수소 폭발 가능성을 배제하여 주는 원자력 발전소 내 냉각수 저장수조의 수소 폭발 방지 장치를 제공한다.
본 발명은 관리자의 판단과 작동이 요구되지 않는 피동형 시스템(Passive System)의 구현을 가능하게 해주는 원자력 발전소 내 냉각수 저장수조의 수소 폭발 방지 장치를 제공한다.
도 1은 원자력 발전소 내의 냉각수 저장수조에 종래의 원자로 감압을 위한 수증기 방출 장치가 적용된 구성도이다.
도 2는 원자력 발전소 내의 냉각수 저장수조에 본 발명의 일 실시예에 따른 원자력 발전소 내 냉각수 저장수조의 수소 폭발 방지 장치가 적용된 구성도이다.
도 3은 원자력 발전소 내의 냉각수 저장수조에 본 발명의 다른 일 실시예에 따른 원자력 발전소 내 냉각수 저장수조의 수소 폭발 방지 장치가 적용된 구성도이다.
이하, 첨부한 도면을 참고로 하여 본 발명의 실시예에 대하여 본 발명이 속하는 기술분야에서 통상의 지식을 가진 자가 용이하게 실시할 수 있도록 상세히 설명한다. 본 발명은 여러 가지 상이한 형태로 구현될 수 있으며 여기에서 설명하는 실시예에 한정되지 않는다. 본 발명을 명확하게 설명하기 위해서 도면에서 설명과 관계없는 부분은 생략하였으며, 명세서 전체를 통하여 동일 또는 유사한 구성요소에 대해서는 동일한 참조부호를 붙였다.
본 명세서에서, "포함하다" 또는 "가지다" 등의 용어는 명세서상에 기재된 특징, 숫자, 단계, 동작, 구성 요소, 부품 또는 이들을 조합한 것이 존재함을 지정하려는 것이지, 하나 또는 그 이상의 다른 특징들이나 숫자, 단계, 동작, 구성 요소, 부품 또는 이들을 조합한 것들의 존재 또는 부가 가능성을 미리 배제하지 않는 것으로 이해되어야 한다.
도 2에는 원자력 발전소 내의 냉각수 저장수조에 본 발명의 일 실시예에 따른 원자력 발전소 내 냉각수 저장수조의 수소 폭발 방지 장치가 적용된 구성도가 도시되어 있다.
도 2를 참조하면, 본 발명의 일 실시예에 따른 원자력 발전소 내 냉각수 저장수조의 수소 폭발 방지 장치는 수소가 공기와 혼합될 때, 수소의 농도가 일정 수준 이상인 경우 구조물에 심각한 위해를 줄 수 있는 폭발이 발생할 수 있으나 수증기의 농도가 소정 수준 이상이 되면 수소의 연소가 이루어지지 않는 비가연 상태가 조성되는 물리적 현상을 이용한 것으로, 이송 배관부(1), 수중 배출부(3) 및 수상 배출부(5)를 포함한다.
상기 이송 배관부(1)는 원자로(100)에서 방출되는 수증기 및 수소를 포함하는 기체를 냉각수 저장수조(300)로 이송하는 부분이다. 앞서 살펴본 바와 같이 최근 설계된 대부분의 3세대 가압경수로에서는 사고 시 원자로에서 방출되는 수증기를 응축시키는 열침원으로 활용될 수 있는 냉각수 저장수조(water storage tank, 300)를 원자로 격납 건물 내부에 설치하고 있다. 냉각수 저장수조(300)는 냉각수(W)를 저장하고 있으며, 냉각수(W) 수면 위 공간(S)의 수증기를 배기하기 위한 배기구(310)를 포함하고 있다. 이때, 냉각수 저장수조(300)는 사용 전후의 핵연료봉을 보관하는 핵연료 재장전수조(refueling water storage tank)일 수 있다.
상기 이송 배관부(1)는 원자로(100)에서 발생하는 수증기를 냉각수 저장수조(300)로 이송하여 줌으로써 원자로(100)에서 발생한 수증기로 인해 격납 건물 내 압력이 증대되는 것을 방지하여 준다.
상기 수중 배출부(3)는 이송 배관부(1)와 연결되어 원자로(100)로부터 이송된 수증기 및 수소를 포함하는 기체를 냉각수 저장수조(300) 내에 저장된 냉각수(W) 내부로 배출한다. 상기 수중 배출부(3)는 수중 배출 배관(31) 및 스파저 노즐(33)을 포함할 수 있다.
상기 수중 배출 배관(31)은 이송 배관부(1)에서 분지되어 상기 냉각수(W) 내부로 배출 단부가 배치된 배관이다. 도 2에 나타난 바와 같이 상기 수중 배출 배관(31)은 2 이상이 소정 간격으로 배치된 것을 특징으로 할 수 있는데, 이와 같은 배치를 통해 냉각수 저장수조(300) 내의 냉각수(W)에 수증기 및 수소를 분산시켜 배출할 수 있게 된다.
상기 스파저 노즐(33)은 상기 수중 배출 배관(31)의 배출 단부에 형성 또는 결합되어 이송 배관부(1)를 통해 이송된 수증기 및 수소를 포함하는 기체를 냉각수(W) 내부로 배출하는 노즐이다. 상기 스파저 노즐(33)은 냉각수(W)로 방출되는 수증기의 응축률을 높이기 위한 노즐로서 노즐관 표면에 수증기 기포의 크기를 수 밀리미터에서 수십 밀리미터로 줄이기 위한 다수의 작은 구멍을 포함할 수 있다.
상기 스파저 노즐(33)은 수증기 방출의 주된 노즐 역할을 수행하며, 원자로(100)로부터 이송된 수증기가 냉각수(W) 내부로 배출되어 냉각수(W)와 혼합되게 한다.
상기 스파저 노즐(33)을 통하여 방출되는 수증기는 냉각수(W) 내부에서 응축되는 반면, 수소는 냉각수(W) 수면 위의 공간(S)으로 상승하여 공기와 혼합된다. 이와 같은 상황에서 중대 사고로 진입하여 다량의 수소가 수증기와 함께 냉각수 저장수조(300)로 방출되는 경우 냉각수 저장수조(300)는 상기 배기구(310)를 제외하면 거의 밀폐된 구조를 가지고 있어 상기 공간(S) 내의 수소 농도가 증가하게 되며, 수소 농도가 일정 수준 이상(약 10% 이상)이 되면 수소 폭발이 발생할 수 있다. 본 발명에 따른 원자력 발전소 내 냉각수 저장수조의 수소 폭발 방지 장치는 후술되는 수상 배출부(5)를 통해 이와 같은 위험을 방지하여 준다.
상기 수상 배출부(5)는 이송 배관부(1)와 연결되어 원자로(100)로부터 이송된 수증기를 포함하는 기체를 냉각수 저장수조(300) 내에 저장된 냉각수(W) 수면 위의 공간(S)으로 배출한다. 상기 수상 배출부(5)는 상기 공간(S) 내의 수증기 농도를 수소의 농축에도 불구하고 수소 폭발을 방지하기에 충분한 농도가 되도록 하여 냉각수 저장수조(300) 내의 수소 폭발을 방지한다. 상기 수상 배출부(5)는 수상 배출 배관(51) 및 다공성 매질 노즐(53)을 포함할 수 있다.
상기 수상 배출 배관(51)은 이송 배관부(1)에서 분지되어 냉각수(W) 수면 위의 공간(S)으로 배출 단부가 배치된 배관이다. 도 2를 통해 확인할 수 있는 것처럼, 상기 수상 배출 배관(51)은 2 이상이 소정 간격으로 배치된 것을 특징으로 할 수 있는데, 이와 같은 배치를 통해 냉각수 저장수조(300) 내의 냉각수(W) 수면 위의 공간(S)에 수증기를 분산시켜 배출할 수 있게 된다.
상기 다공성 매질 노즐(53)은 상기 수상 배출 배관(51)의 배출 단부에 형성 또는 결합된 노즐이다. 다공성 매질 노즐(53)을 통하여 방출된 수증기는 냉각수(W) 위의 공간(S) 내의 공기와 혼합되면서 공간(S) 내 수증기의 농도를 증가시켜 수소의 연소가 일어날 수 없는 비가연 상태를 조성하여 주며, 동시에 냉각수 저장수조(300)에 설치된 배기구(310)를 통하여 공기를 밀어내는 역할을 한다.
상기 다공성 매질 노즐(53)의 압력저항계수는 상기 스파저 노즐(33)에 비하여 큰 것을 특징으로 하는 것이 바람직하며, 이를 통해 상기 스파저 노즐(33)에 비하여 상대적으로 적은 양의 수증기가 다공성 매질 노즐(53)을 통해 배출되도록 할 수 있다. 상세하게는 상기 다공성 매질 노즐(53)의 노즐관 내부에는 다공성 매질(porous media)가 배치되어 상대적으로 미량의 수증기를 공기 중으로 방출하여 공기와 혼합되도록 해준다.
상기 다공성 매질 노즐(53)이 이와 같이 구성될 경우 원자로(100) 사고 시 냉각수 저장수조(300)로 이송되는 수증기의 대부분은 냉각수 저장수조(300)에 설치된 스파저 노즐(31)을 통하여 방출되고 일부는 냉각수 저장수조(300)의 냉각수(W) 위의 공간(S)으로 방출되도록 할 수 있다.
한편, 상기 수상 배출부(5)는 상기 냉각수 저장수조(300)의 냉각수(W) 수면 위 공간(S)의 수증기 농도를 55% 이상으로 유지할 수 있도록 설계된 것을 특징으로 하는 것이 바람직하다. 이것은 수증기의 농도가 55% 이상이 되면 수소의 연소가 이루어지지 않는 비가연 상태가 조성되기 때문이다.
이와 같이 본 발명에 따른 원자력 발전소 내 냉각수 저장수조의 수소 폭발 방지 장치에 의할 경우 원자로(100)에서 발생한 수증기를 냉각수 저장수조(300)로 방출함에 있어서 중대 사고로 진입하여 원자로(100)에서 수증기와 함께 수소가 냉각수 저장수조(300)로 방출되는 경우에도 수소 폭발을 방지할 수 있게 되며, 그 작동에 관리자의 판단과 작동이 요구되지 않는 피동형 시스템(Passive System)의 구현을 가능하게 해준다.
도 3에는 원자력 발전소 내의 냉각수 저장수조에 본 발명의 다른 일 실시예에 따른 원자력 발전소 내 냉각수 저장수조의 수소 폭발 방지 장치가 적용된 구성도가 도시되어 있다.
도 3에 나타난 본 발명의 다른 일 실시예에 따른 원자력 발전소 내 냉각수 저장수조의 수소 폭발 방지 장치는 도 2에 나타난 본 발명의 일 실시예와 비교할 때, 상기 이송 배관부(1) 중 상기 냉각수 저장수조(300)의 냉각수 수면 위 공간(S)에 배치된 구간의 적어도 일부에 열교환 면적을 확대하여 주는 열교환 촉진수단(11)이 구비된 것을 특징으로 하며, 나머지 구성들은 동일하다.
상기 열교환 촉진수단(11)은 상기 이송 배관부(1) 중 상기 냉각수 저장수조(300)의 냉각수 수면 위 공간(S)에 배치된 구간의 외주면에 결합 또는 형성된 열교환 핀(fin) 등으로 이루어질 수 있다.
상기 열교환 촉진수단(11)은 냉각수 저장수조(300)의 냉각수(W) 위의 공간(S) 내의 공기와 이송 배관부(1)와의 접촉 면적을 늘려줌으로써 이송 배관부(1)의 내의 열이 상기 공간(S) 내로 효율적으로 전달되도록 해준다. 이를 통하여 상기 공간(S) 내 공기를 가열하여 포화수증기압을 높여줌으로써 다습한 상태를 효율적으로 형성할 수 있게 해준다.
본 발명의 일 실시예들에 대하여 설명하였으나, 본 발명의 사상은 본 명세서에 제시되는 실시예에 의해 제한되지 아니하며, 본 발명의 사상을 이해하는 당업자는 동일한 사상의 범위 내에서, 구성요소의 부가, 변경, 삭제, 추가 등에 의해서 다른 실시 예를 용이하게 제안할 수 있을 것이나, 이 또한 본 발명의 사상범위 내에 든다고 할 것이다.
100: 원자로 300: 냉각수 저장수조
1: 이송 배관부
11: 열교환 촉진수단
3: 수중 배출부
31: 수중 배출 배관 33: 스파저 노즐
5: 수상 배출부
51: 수상 배출 배관 53: 다공성 매질 노즐

Claims (8)

  1. 원자로에서 방출되는 수증기 및 수소를 포함하는 기체를 냉각수 저장수조로 이송하는 이송 배관부;
    상기 이송 배관부와 연결되어 상기 원자로로부터 이송된 수증기 및 수소를 포함하는 기체를 상기 냉각수 저장수조 내에 저장된 냉각수 내부로 배출하는 수중 배출부; 및
    상기 이송 배관부와 연결되어 상기 원자로로부터 이송된 수증기를 포함하는 기체를 상기 냉각수 저장수조 내에 저장된 냉각수 수면 위의 공간으로 배출하는 수상 배출부;
    를 포함하는 원자력 발전소 내 냉각수 저장수조의 수소 폭발 방지 장치.
  2. 제1항에 있어서,
    상기 수중 배출부는,
    상기 이송 배관부에서 분지되어 상기 냉각수 내부로 배출 단부가 배치된 수중 배출 배관; 및
    상기 수중 배출 배관의 배출 단부에 형성 또는 결합된 스파저 노즐;을 포함하는 것을 특징으로 하는 원자력 발전소 내 냉각수 저장수조의 수소 폭발 방지 장치.
  3. 제2항에 있어서,
    상기 수중 배출 배관은 2 이상이 소정 간격으로 배치된 것을 특징으로 하는 원자력 발전소 내 냉각수 저장수조의 수소 폭발 방지 장치.
  4. 제2항에 있어서,
    상기 수상 배출부는,
    상기 이송 배관부에서 분지되어 상기 냉각수 수면 위의 공간으로 배출 단부가 배치된 수상 배출 배관; 및
    상기 수상 배출 배관의 배출 단부에 형성 또는 결합된 다공성 매질 노즐;을 포함하는 것을 특징으로 하는 원자력 발전소 내 냉각수 저장수조의 수소 폭발 방지 장치.
  5. 제4항에 있어서,
    상기 수상 배출 배관은 2 이상이 소정 간격으로 배치된 것을 특징으로 하는 원자력 발전소 내 냉각수 저장수조의 수소 폭발 방지 장치.
  6. 제4항에 있어서,
    상기 다공성 매질 노즐의 압력저항계수는 상기 스파저 노즐에 비하여 큰 것을 특징으로 하는 원자력 발전소 내 냉각수 저장수조의 수소 폭발 방지 장치.
  7. 제4항에 있어서,
    상기 수상 배출부는 상기 냉각수 저장수조의 냉각수 수면 위 공간의 수증기 농도를 55% 이상으로 유지할 수 있도록 설계된 것을 특징으로 하는 원자력 발전소 내 냉각수 저장수조의 수소 폭발 방지 장치.
  8. 제1항에 있어서,
    상기 이송 배관부 중 상기 냉각수 저장수조의 냉각수 수면 위 공간에 배치된 구간의 적어도 일부에는 열교환 면적을 확대하여 주는 열교환 촉진수단이 구비된 것을 특징으로 하는 원자력 발전소 내 냉각수 저장수조의 수소 폭발 방지 장치.
KR1020180024000A 2018-02-27 2018-02-27 원자력 발전소 내 냉각수 저장수조의 수소 폭발 방지 장치 KR102098326B1 (ko)

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Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH07318679A (ja) * 1994-05-30 1995-12-08 Toshiba Corp 建屋排気装置
JPH11166996A (ja) * 1997-12-04 1999-06-22 Toshiba Corp 原子炉格納容器の水素除去装置
JP2000111692A (ja) * 1998-10-07 2000-04-21 Forschungszentrum Juelich Gmbh 水素除去装置
KR20140148292A (ko) * 2013-06-19 2014-12-31 한국원자력연구원 원자로 격납구조물 장기 냉각 시스템
KR101504605B1 (ko) 2013-12-05 2015-03-24 동국대학교 경주캠퍼스 산학협력단 원자력발전소 폭발 충격파 저감장치
KR101694253B1 (ko) * 2015-12-01 2017-01-11 한국원자력연구원 가열부를 포함하는 격납건물의 여과배기장치

Patent Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH07318679A (ja) * 1994-05-30 1995-12-08 Toshiba Corp 建屋排気装置
JPH11166996A (ja) * 1997-12-04 1999-06-22 Toshiba Corp 原子炉格納容器の水素除去装置
JP2000111692A (ja) * 1998-10-07 2000-04-21 Forschungszentrum Juelich Gmbh 水素除去装置
KR20140148292A (ko) * 2013-06-19 2014-12-31 한국원자력연구원 원자로 격납구조물 장기 냉각 시스템
KR101504605B1 (ko) 2013-12-05 2015-03-24 동국대학교 경주캠퍼스 산학협력단 원자력발전소 폭발 충격파 저감장치
KR101694253B1 (ko) * 2015-12-01 2017-01-11 한국원자력연구원 가열부를 포함하는 격납건물의 여과배기장치

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