UA24608U - Device for the thermal protection of the feedthrough connector of the shell of a nuclear reactor - Google Patents
Device for the thermal protection of the feedthrough connector of the shell of a nuclear reactor Download PDFInfo
- Publication number
- UA24608U UA24608U UAU200701135U UAU200701135U UA24608U UA 24608 U UA24608 U UA 24608U UA U200701135 U UAU200701135 U UA U200701135U UA U200701135 U UAU200701135 U UA U200701135U UA 24608 U UA24608 U UA 24608U
- Authority
- UA
- Ukraine
- Prior art keywords
- shell
- evaporator
- pipeline
- thermal protection
- hermetic
- Prior art date
Links
- 239000011150 reinforced concrete Substances 0.000 claims abstract description 11
- 238000009413 insulation Methods 0.000 claims abstract description 7
- 239000012528 membrane Substances 0.000 claims description 4
- 238000009423 ventilation Methods 0.000 abstract description 6
- 239000007788 liquid Substances 0.000 abstract description 4
- 238000001704 evaporation Methods 0.000 abstract description 2
- 239000012080 ambient air Substances 0.000 abstract 1
- 230000005484 gravity Effects 0.000 abstract 1
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 13
- 238000012546 transfer Methods 0.000 description 5
- 239000006096 absorbing agent Substances 0.000 description 4
- 230000005611 electricity Effects 0.000 description 4
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 3
- 238000012423 maintenance Methods 0.000 description 3
- 230000009471 action Effects 0.000 description 2
- 230000008901 benefit Effects 0.000 description 2
- 239000003990 capacitor Substances 0.000 description 2
- 238000009833 condensation Methods 0.000 description 2
- 238000011109 contamination Methods 0.000 description 2
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 2
- 238000005336 cracking Methods 0.000 description 2
- 230000008520 organization Effects 0.000 description 2
- 238000013021 overheating Methods 0.000 description 2
- 230000008439 repair process Effects 0.000 description 2
- 229910000831 Steel Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000005494 condensation Effects 0.000 description 1
- 238000010276 construction Methods 0.000 description 1
- 238000011161 development Methods 0.000 description 1
- 238000005265 energy consumption Methods 0.000 description 1
- 230000007613 environmental effect Effects 0.000 description 1
- 230000008020 evaporation Effects 0.000 description 1
- JEGUKCSWCFPDGT-UHFFFAOYSA-N h2o hydrate Chemical compound O.O JEGUKCSWCFPDGT-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000000034 method Methods 0.000 description 1
- 230000035515 penetration Effects 0.000 description 1
- 230000008092 positive effect Effects 0.000 description 1
- 230000008569 process Effects 0.000 description 1
- 230000002035 prolonged effect Effects 0.000 description 1
- 238000010926 purge Methods 0.000 description 1
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 1
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 description 1
- 238000007789 sealing Methods 0.000 description 1
- 239000010959 steel Substances 0.000 description 1
- 230000007704 transition Effects 0.000 description 1
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
Classifications
-
- 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
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Description
Опис винаходуDescription of the invention
Корисна модель належить до ядерної енергетики, конкретно, до пристроїв теплового захисту обладнання 2 атомних електростанцій (АЕС) з водо-водяними енергетичними реакторами і може бути використана для створення пристроїв теплового захисту гермопроходок гарячих трубопроводів другого контуру, що перетинають оболонку реакторного відділення АЕС.The useful model belongs to the nuclear power industry, specifically, to the thermal protection devices of the equipment of 2 nuclear power plants (NPP) with water-water power reactors and can be used to create thermal protection devices for the second circuit hot pipelines that cross the shell of the reactor compartment of the NPP.
Відома система теплового захисту від підвищеного теплового навантаження залізобетонних конструкцій гермооболонки реакторного відділення в місцях проходу гарячих трубопроводів пари, живильної води і продувки 70 парогенератора, при якій використовують примусове повітряне охолодження. Охолодження гермопроходок виробляється за допомогою примусової циркуляції повітря через кільцевий зазор між теплоізоляцією трубопроводу та залізобетоном (Інструкція з експлуатації локалізуючої системи безпеки блоків Мо1, 2. ІЕ.1. 0001.0029 - Міністерство палива і енергетики України, ДП "Національна атомна енергогенеруюча компанія "Енергоатом", ОП "Південно-Українська АЕС", Реакторний цех Мо11. 19 За сукупністю істотних ознак як найближчий аналог обрана система, призначена для охолодження технологічних проходок паропроводів гострої пари між реакторним відділенням і деаераторним відділеннямA well-known system of thermal protection against increased thermal load of reinforced concrete structures of the hermetic shell of the reactor compartment in the places of passage of hot pipelines of steam, feed water and purge 70 of the steam generator, in which forced air cooling is used. The cooling of the thermowells is carried out with the help of forced air circulation through the annular gap between the thermal insulation of the pipeline and the reinforced concrete (Instructions for the operation of the localizing safety system of blocks Мо1, 2. ИЕ.1. 0001.0029 - Ministry of Fuel and Energy of Ukraine, SE "National Atomic Power Generating Company "Energoatom", OP "Southern Ukrainian NPP", Reactor workshop Mo11. 19 Based on the set of essential characteristics, the system designed for cooling the technological passageways of hot steam pipelines between the reactor compartment and the deaerator compartment was chosen as the closest analogue
Інструкція з експлуатації системи вентиляції реакторного відділення блоку Мо1. ІЕ. 1.0001.021 - Міністерство палива і енергетики України, ДП "Національна атомна енергогенеруюча компанія "Енергоатом', ОП "Південно-Українська АЕС", Реакторний цех Мої) і (Інструкція для експлуатації системи вентиляції реакторного 20 відділення блоку Мо2. ИЗ.1. 0001.019 - Міністерство палива і енергетики України, ДП "Національна атомна енергогенеруюча компанія "Енергоатом', ОП "Південно-Українська АЕС", Реакторний цех Мо1). Припустима температура усередині гермопроходки, що забезпечує підтримку заданих міцнісних характеристик залізобетону, не повинна перевищувати 3522. Примусова циркуляція охолодного повітря здійснюється системою витяжної вентиляції, що є системою нормальної експлуатації, важливої для безпеки. Система охолодження містить три 25 вентилятори: з яких один перебуває в роботі і два - у резерві. Електроживлення системи охолодження 8 забезпечується від системи електропостачання власних потреб енергоблоку АЕС. При тривалому аварійному знеструмленні або порушенні електроживлення системи охолодження можливий перегрів заставних елементів гермопроходки, що стане причиною розтріскування залізобетонної стіни оболонки реакторного відділення з можливим порушенням Її герметичності. со 30 Найближчий аналог має низку істотних недоліків. Основним з них є те, що система вимагає постійного («3 електроживлення і в аварійних режимах знеструмлення секцій власних потреб енергоблоку втрачає свою працездатність. Крім того, безперервна робота електровентиляторів вимагає постійних витрат електроенергії, ї-оі що збільшує витрати енергоблоку на власні потреби і знижує ккд ядерної енергетичної установки АЕС. чЕInstructions for operation of the ventilation system of the reactor compartment of the Mo1 unit. IE. 1.0001.021 - Ministry of Fuel and Energy of Ukraine, SE "National Atomic Energy Generating Company "Energoatom", OP "Southern Ukrainian NPP", Moi reactor shop) and (Instructions for the operation of the ventilation system of the reactor compartment 20 of the Mo2 unit. IZ.1. 0001.019 - Ministry of Fuel and Energy of Ukraine, SE "National Atomic Energy Generating Company "Energoatom", OP "Southern Ukrainian NPP", Reactor shop Mo1). The permissible temperature inside the hermetic tunnel, which ensures the maintenance of the specified strength characteristics of reinforced concrete, should not exceed 3522. Forced circulation of cooling air is carried out by the exhaust ventilation system, which is a system of normal operation, important for safety. The cooling system contains three 25 fans: one of which is in operation and two are in reserve. Power supply of cooling system 8 is provided from the power supply system of the NPP power unit's own needs. In the event of a prolonged emergency power outage or failure of the power supply of the cooling system, overheating of the sealing elements of the hermetic duct is possible, which will cause cracking of the reinforced concrete wall of the reactor compartment shell with a possible violation of its tightness. со 30 The closest analogue has a number of significant disadvantages. The main one of them is that the system requires a constant (3) power supply and in emergency modes of de-energization of self-needs sections of the power unit loses its efficiency. In addition, the continuous operation of electric fans requires constant electricity consumption, which increases the power unit's own needs costs and reduces ccd of the nuclear power plant of the NPP. chE
Наступним недоліком найближчого аналога є його низька надійність. Найближчий аналог включає велику 35 кількість активних елементів: вентилятори з електроприводами та електроприводну арматуру, що знижує його сч надійність. Підвищення надійності найближчого аналога забезпечується трикратним резервуванням каналів охолодження, що збільшує його будівельну вартість, вимагає підвищених витрат на ремонтне обслуговування та заміну обладнання, що відробило свій ресурс. «The next disadvantage of the closest analogue is its low reliability. The closest analogue includes a large number of active elements: fans with electric drives and electric fittings, which reduces its high reliability. The increase in reliability of the closest analogue is provided by three-fold redundancy of cooling channels, which increases its construction cost, requires increased costs for repair maintenance and replacement of equipment that has exhausted its life. "
Обладнання найближчий аналог має великі масу й габарити, займає значні обсяги приміщень на енергоблоці З 70 АЕС. с Суттю корисної моделі є розробка надійного пасивного пристрою теплового захисту гермопроходок "з трубопроводів другого контуру, що перетинають герметичну оболонку реакторного відділення.The closest analog equipment has a large mass and dimensions, occupies a significant amount of premises at the Z 70 NPP power unit. c The essence of the useful model is the development of a reliable passive device for thermal protection of hermetic ducts "from pipelines of the second circuit crossing the hermetic shell of the reactor compartment.
Рішення поставленого завдання забезпечується організацією відводу тепловиділень за рахунок використання випарно-конденсаційного пристрою замкнутого типу - двофазного термосифона (ДТС). Як кінцевий поглинач 79 теплоти використовується атмосферне повітря. о Сутність корисної моделі пояснюється кресленням. На Фіг.1 зображений загальний вид заявленого пристрою, т» на Фіг.2 - переріз його випарника, де 1 - залізобетонна стіна оболонки реакторного відділення; 2 - герметичне сталеве облицювання;The solution to the task is provided by the organization of the removal of heat emissions due to the use of a closed-type evaporation-condensation device - a two-phase thermosyphon (DTS). Atmospheric air is used as the final absorber 79 of heat. o The essence of a useful model is explained by a drawing. Fig. 1 shows the general view of the claimed device, and Fig. 2 shows a section of its evaporator, where 1 is a reinforced concrete wall of the shell of the reactor compartment; 2 - sealed steel lining;
Ф З - трубопровід другого контуру; («в 50 4 - кільцева теплоізоляція усередині гермопроходки; - випарник ДТС; со 6 - передня торцева кришка; 7 - задня торцева кришка; 8 - внутрішня обичайка випарника ДТС; 55 9 - зовнішня обичайка випарника ДТС; с 10 - гнотова структура; 11 - гнотова перетинка; 12 - конденсатор; 13 - зовнішнє оребрення; 60 14 - канал витяжної повітряної вентиляції; - потік охолодного повітря.F Z - pipeline of the second circuit; (in 50 4 - ring thermal insulation inside the hermetic tube; - DTS evaporator; c 6 - front end cover; 7 - rear end cover; 8 - internal sleeve of the DTS evaporator; 55 9 - outer sleeve of the DTS evaporator; c 10 - wick structure; 11 - wick membrane; 12 - condenser; 13 - external fins; 60 14 - exhaust air ventilation channel; - flow of cooling air.
Пристрій теплового захисту гермопроходок гарячих трубопроводів другого контуру являє собою ДТС, що складається з наступних елементів: горизонтального циліндричного випарника 5 і вертикальних трубчастих конденсаторів 12. Циліндричний випарник 5 розташований у залізобетонній стіні 1 оболонки реакторного бо відділення коаксіально гарячому трубопроводу З другого контуру (джерелу тепловиділень) і формується таким чином, що є проміжним елементом між гарячим трубопроводом З і залізобетонною стіною 1. На зовнішній стороні трубопроводу З для зменшення теплових втрат встановлюється кільце теплоізоляції 4, навколо якої розміщується випарник 5 ДТС. Випарник 5 ДТС являє собою горизонтальний циліндр, утворений внутрішньої 8 і зовнішньої 9 обичайками, а також торцевими кришками: передньої 6 і задньої 7. Циліндр є несучою конструкцією гермопроходки. Внутрішня поверхня стінок випарника ДТС покрита капілярно-пористою гнотовою структурою 10 із готовими перетинками 11. До задньої торцевої кришки 7 приєднані г-образні трубчасті конденсатори з вертикальними ділянками тепловідведення 12, винесеними в зовнішній канал витяжної вентиляції 14, у якій організована природна тяга охолодного повітря 15 (кінцевого поглинача). Для інтенсифікації тепловіддачі 7/0 Кінцевому поглиначу конденсатори 12 оснащені зовнішнім оребренням 13.The device for thermal protection of the heat pipes of the hot pipelines of the second circuit is a DTS consisting of the following elements: a horizontal cylindrical evaporator 5 and vertical tubular condensers 12. The cylindrical evaporator 5 is located in the reinforced concrete wall 1 of the reactor shell, which separates the coaxially hot pipeline from the second circuit (source of heat emissions) and is formed in such a way that it is an intermediate element between the hot pipeline C and the reinforced concrete wall 1. On the outside of the pipeline C, to reduce heat losses, a thermal insulation ring 4 is installed, around which the evaporator 5 of the DTS is placed. Evaporator 5 DTS is a horizontal cylinder formed by the inner 8 and outer 9 bushings, as well as end caps: front 6 and rear 7. The cylinder is the supporting structure of the hermetic tube. The inner surface of the walls of the DTS evaporator is covered with a capillary-porous wick structure 10 with ready-made membranes 11. L-shaped tubular condensers with vertical sections of heat removal 12 are attached to the rear end cover 7, carried out into the external exhaust ventilation channel 14, which organizes the natural draft of cooling air 15 (of the final absorber). To intensify heat transfer 7/0 to the final absorber, capacitors 12 are equipped with external fins 13.
Пристрій теплового захисту гермопроходки оболонки реакторного відділення працює в такий спосіб.The thermal protection device of the hermetic passage of the reactor compartment shell works in the following way.
Тепловий потік від гарячого трубопроводу З через теплоізоляцію 4 сприймається внутрішньою обичайкою 8 випарника ДТС. Під дією теплового потоку рідкий теплоносій ДТС, що перебуває в зоні випару 5, випаровується.The heat flow from the hot pipeline C through the thermal insulation 4 is received by the internal coil 8 of the DTS evaporator. Under the action of the heat flow, the liquid coolant of DTS, which is in the evaporation zone 5, evaporates.
Пара піднімається нагору в конденсатори 12, де конденсується за рахунок охолодження зовнішнім потоком /5 повітря 15. Утворений при конденсації пари конденсат, під дією масових сил повертається у випарник 5.The steam rises to the top in the condensers 12, where it condenses due to cooling by the external flow /5 of air 15. The condensate formed during the condensation of the steam returns to the evaporator 5 under the action of mass forces.
Рівномірна подача рідкого теплоносія до всієї поверхні внутрішньої обичайки 8 випарника 5 забезпечується за гнотовою структурою 10 за рахунок капілярних сил. Для з'єднання гнотових структур внутрішньої 8 і зовнішньої 9 обичайок випарника ДТС застосовуються гнотові перетинки 11.Uniform supply of the liquid coolant to the entire surface of the inner tube 8 of the evaporator 5 is ensured by the wick structure 10 due to capillary forces. Wick membranes 11 are used to connect the wick structures of the inner 8 and outer 9 tubes of the DTS evaporator.
Заявлений пристрій, порівняно з найближчим аналогом відрізняється тим, що має низку істотних переваг.Compared to the nearest analogue, the claimed device differs in that it has a number of significant advantages.
Основна перевага пропонованого пристрою - підвищена надійність з можливістю забезпечення теплового захисту гермопроходки у будь-яких умовах роботи енергоблоку, включаючи аварійне знеструмлення АЕС з втратою резервних джерел електроенергії. Внаслідок відсутності обладнання з рухомими елементами, такими як вентилятори з електродвигунами, арматури з електроприводами, підвищується надійність теплового захисту гермопроходки. Відпадає необхідність використання резервних каналів системи охолодження гермопроходки.The main advantage of the proposed device is increased reliability with the possibility of providing thermal protection of the hermetic tube in any operating conditions of the power unit, including emergency shutdown of the nuclear power plant with the loss of backup sources of electricity. As a result of the absence of equipment with moving elements, such as fans with electric motors, valves with electric drives, the reliability of thermal protection of the hermetic roller increases. There is no need to use reserve channels of the hermetic cooling system.
Пристрій теплового захисту є пасивним, функціонує автономно без споживання електроенергії і не вимагає втручання персоналу для керування його роботою. Це забезпечує підвищення безпеки АЕС в аварійних т ситуаціях зі знеструмленням. При повній втраті електропостачання власних потреб АЕС тепловий захист гермопроходок працездатності не втрачає, функціонує автономно. Отже, в аварійних умовах зі знеструмленням перегріву залізобетонної стіни оболонки реакторного відділення в районі гермопроходки з наступним со зо розтріскуванням і можливою розгерметизацією, не відбудеться. Це виключить проникнення радіоактивних забруднень за межі оболонки реакторного відділення і у подібній аварійній ситуації не приведе до радіаційного о забруднення навколишнього АЕС простору. ГеThe thermal protection device is passive, functions autonomously without electricity consumption and does not require personnel intervention to control its operation. This ensures increased safety of the NPP in emergency and blackout situations. In the event of a complete loss of power supply for the NPP's own needs, the thermal protection of the hermetic ducts does not lose its efficiency and functions autonomously. Therefore, in emergency conditions with de-energization, overheating of the reinforced concrete wall of the shell of the reactor compartment in the area of the hermetic passage with subsequent cracking and possible depressurization will not occur. This will exclude the penetration of radioactive contamination beyond the envelope of the reactor compartment and, in a similar emergency situation, will not lead to radiation contamination of the space surrounding the NPP. Ge
Ефективність тепловідведення від гермопроходки забезпечується високою інтенсивністю процесів теплоперенесення в ДТС з фазовими переходами. Інтенсивність тепловіддачі кінцевому поглиначу досягається « зв за рахунок розвиненого зовнішнього оребрення конденсаторів ДТС при відносно високій (8...10м/с) швидкості с охолодного повітря.The efficiency of heat removal from the thermowell is ensured by the high intensity of heat transfer processes in DTS with phase transitions. The intensity of heat transfer to the final absorber is achieved due to the developed external finning of the DTS capacitors at a relatively high (8...10 m/s) speed of the cooling air.
Застосування теплового захисту гермопроходки на основі ДТС підвищує економічність експлуатації АЕС.The application of thermal protection of the thermowell on the basis of DTS increases the efficiency of NPP operation.
Відсутність енергоспоживання на тепловий захист гермопроходок скорочує витрати енергоблоку на власні потреби, підвищує ККД ядерної енергетичної установки, знижує собівартість виробленої АЕС електроенергії. «The absence of energy consumption for the thermal protection of the hermetic tubes reduces the costs of the power unit for its own needs, increases the efficiency of the nuclear power plant, and lowers the cost price of the electricity produced by the NPP. "
Завдяки простоті пристрою, спрощується схема його технічного обслуговування, скорочуються витрати на в с ремонт АЕС і заміну обладнання з обмеженим ресурсом роботи, такого як вентилятори, арматура, електроприводи. ;» Технічне рішення, пов'язане з використанням автономного теплопередавального пристрою замкнутого типу - двофазного термосифона як тепловий захист гермопроходки оболонки реакторного відділення, є суттєвим, тому що заявлене рішення забезпечує появу нових, відмінних від найближчий аналогу властивостей: пасивності, ко підвищеної безпеки, у тому числі і екологічної, надійності, ефективності і економічності.Due to the simplicity of the device, the scheme of its maintenance is simplified, the costs for the repair of the NPP and the replacement of equipment with a limited service life, such as fans, fittings, electric drives, are reduced. ;" The technical solution associated with the use of an autonomous heat transfer device of a closed type - a two-phase thermosyphon as thermal protection of the hermetic passage of the reactor compartment shell is essential, because the declared solution ensures the appearance of new properties different from the closest analogue: passivity, increased safety, including and environmental, reliability, efficiency and economy.
Автономність і пасивність пропонованого рішення є істотними відмінностями, а підвищення безпеки, ве надійності, ефективності і економічності організації теплового захисту гермопроходок гарячих трубопроводів б дозволяє досягти позитивного ефекту.The autonomy and passivity of the proposed solution are significant differences, and the increase in safety, reliability, efficiency and economy of the organization of thermal protection of hermetic ducts of hot pipelines allows to achieve a positive effect.
Техніко-економічна ефективність пропонованої корисної моделі полягає в можливості істотного підвищення о показників надійності, ефективності та економічності теплового захисту гермопроходок гарячих трубопроводів с другого контуру, що перетинають оболонку реакторного відділення, а також надійності і безпеки енергоблокуThe technical and economic efficiency of the proposed useful model consists in the possibility of significantly increasing the reliability, efficiency and cost-effectiveness of thermal protection of the thermal protection of hot pipelines from the second circuit that cross the shell of the reactor compartment, as well as the reliability and safety of the power unit
АЕС у цілому, за рахунок використання автономних тепло передавальних пристроїв на основі ДТО.NPP as a whole, due to the use of autonomous heat transfer devices based on DTO.
Claims (1)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| UAU200701135U UA24608U (en) | 2007-02-05 | 2007-02-05 | Device for the thermal protection of the feedthrough connector of the shell of a nuclear reactor |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| UAU200701135U UA24608U (en) | 2007-02-05 | 2007-02-05 | Device for the thermal protection of the feedthrough connector of the shell of a nuclear reactor |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| UA24608U true UA24608U (en) | 2007-07-10 |
Family
ID=38469471
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| UAU200701135U UA24608U (en) | 2007-02-05 | 2007-02-05 | Device for the thermal protection of the feedthrough connector of the shell of a nuclear reactor |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| UA (1) | UA24608U (en) |
-
2007
- 2007-02-05 UA UAU200701135U patent/UA24608U/en unknown
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| ES2704057T3 (en) | Source of electricity derived from a spent fuel armored barrel | |
| ES2734201T3 (en) | Cooling tower for cooling an industrial fluid and method for cooling an industrial fluid using the latter | |
| CN205177415U (en) | Active heat pipe cooling system of spent fuel pool of nuclear power plant non - | |
| RU197487U1 (en) | TEE NODE FOR MIXING THE FLOWS OF THE NUCLEAR REACTOR BLOWING AND SUPPLY SYSTEM | |
| WO2015149718A1 (en) | Passive containment heat removal system, control method thereof and pressurized water reactor | |
| WO2016015475A1 (en) | Passive cooling system for concrete containment vessel | |
| CN102881342A (en) | Active and passive combined heat removal device for containment | |
| WO2016093736A2 (en) | Horizontal steam generator for a reactor plant with a water-cooled, water-moderated reactor, and reactor plant with such a steam generator | |
| US20150013953A1 (en) | Fluid conduit systems | |
| US4487742A (en) | Fast neutron nuclear reactor with internal capillary structure piping | |
| EA037574B1 (en) | System for the passive removal of heat from a water-cooled, water-moderated reactor via a steam generator | |
| ZA202305604B (en) | Passive cold storage heat exchanger | |
| WO2022111428A1 (en) | Heat-pipe heat exchanger, and mounting method therefor | |
| US4705662A (en) | Fast neutron nuclear reactor with a steam generator integrated into the vessel | |
| CN203550645U (en) | Evaporative cooler | |
| CN211903867U (en) | Waste heat discharge heat exchanger device using heat pipe as heat conducting element | |
| UA24608U (en) | Device for the thermal protection of the feedthrough connector of the shell of a nuclear reactor | |
| CN105571154A (en) | Novel leakage-proof vacuum tube solar heat collector | |
| CN1964613A (en) | Heat radiation method for transformer chamber | |
| JP2013096928A (en) | Reactor facilities and reactor containment vessel cooling system | |
| JP2012230030A (en) | Static water supply device for spent fuel pool | |
| KR101070427B1 (en) | Cooling apparatus of generator | |
| CN114121326B (en) | Supercritical or ultra supercritical nuclear power generation system | |
| CN204792340U (en) | Bottom heat dissipation type transformer cooling device | |
| UA23401U (en) | Method for passive heat protection of the thermal cover of the reactor compartment of a nuclear power station |