WO2021137718A1 - System for retaining melt in reactor vessel - Google Patents
System for retaining melt in reactor vessel Download PDFInfo
- Publication number
- WO2021137718A1 WO2021137718A1 PCT/RU2020/000208 RU2020000208W WO2021137718A1 WO 2021137718 A1 WO2021137718 A1 WO 2021137718A1 RU 2020000208 W RU2020000208 W RU 2020000208W WO 2021137718 A1 WO2021137718 A1 WO 2021137718A1
- Authority
- WO
- WIPO (PCT)
- Prior art keywords
- reactor vessel
- reactor
- storage tank
- melt
- coolant
- Prior art date
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
-
- 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
Definitions
- the invention relates to the field of nuclear energy and safety devices for nuclear power plants (NPP) in severe accidents.
- NPP nuclear power plants
- the invention is intended for use at various types of nuclear power plants.
- Known nuclear reactor containing a tank in which the reactor core is located, a primary circuit for cooling the reactor, a tank well in which the tank is located, an annular channel surrounding the lower part of the tank in the well tank, means capable of filling the well of the tank with liquid, a sealed reactor vessel in which the well of the tank and the tank are located, the reactor contains means for collecting steam generated at the upper end of the well of the tank, located in a sealed casing and forming a volume separated from the volume of the sealed casing , providing the appearance of excess vapor pressure, means adapted to create forced convection of the liquid in the annular channel, and means for activating the means adapted to create forced convection using said collected steam.
- RF patent for invention 2496163, publ. 11/27/2011 containing a tank in which the reactor core is located, a primary circuit for cooling the reactor, a tank well in which the tank is located, an annular channel surrounding the lower part of the tank in the well tank, means capable of filling the well of the tank with liquid
- Such a reactor makes it possible to increase the safety of its autonomous operation, without supplying external energy. Its disadvantage, however, is the insufficient safety of its use in an autonomous mode in a severe accident due to the use of complex devices for converting thermal energy into mechanical energy and further transferring mechanical energy.
- the closest to the claimed invention is a system for removing heat from a nuclear reactor vessel (RF patent N ° 2649417 for invention, publ. 03.04.2018), containing at least one pump connected to a cooling water source, designed for forced pumping of cooling water from the outside housings for thermoelectric converters for direct conversion of thermal energy into electrical energy, installed on the outer surface of the reactor vessel, and at least at least one electric motor to drive the pump, powered by thermoelectric converters.
- RF patent N ° 2649417 for invention, publ. 03.04.2018 containing at least one pump connected to a cooling water source, designed for forced pumping of cooling water from the outside housings for thermoelectric converters for direct conversion of thermal energy into electrical energy, installed on the outer surface of the reactor vessel, and at least at least one electric motor to drive the pump, powered by thermoelectric converters.
- the objective of the present invention is to develop a system for keeping the melt in the reactor vessel, which makes it possible to provide the possibility of keeping the melt in the vessel of a nuclear reactor at different severity of the accident, both in passive and active modes.
- the technical result of the present invention is to improve the safety of nuclear power plants by ensuring the possibility of keeping the melt in the body of a nuclear reactor in an accident of various severity, both in passive and active modes.
- the technical result is achieved by the fact that in the known system of in-vessel retention of the melt, containing the reactor located in the shaft, the pump for circulation of the coolant outside the reactor vessel and the storage tank, the storage tank is located in the shaft under the bottom of the reactor vessel, above the bottom of the reactor vessel there are additional sump tanks with the possibility of collecting coolant in the event of an accident with a loss of coolant, while the storage tank is connected to the upper part of the sump tanks with coolant supply channels.
- the storage tank with a pipeline with a steam condensation system located above the reactor vessel, and the reactor shaft - with a steam condensation system with steam removal channels. It is rational to introduce a special storage tank into the pipeline connecting the steam condensation system and the storage tank.
- the advantage of the present invention is to improve the safety of nuclear power plants by ensuring the possibility of keeping the melt in the reactor vessel in an accident of various severity, both in passive and active modes.
- the location of the storage tank in the shaft under the bottom of the reactor vessel, connected by channels for the coolant supply with the upper part of the sump tanks located above the bottom of the reactor vessel with the possibility of collecting coolant in the event of an accident with a loss of coolant makes it possible to retain the melt in the reactor vessel in case of various accidents.
- gravity in both passive and active modes due to the possibility of accumulation of coolant in the tanks-pits in a situation when the pumps of the ECCS system do not function, with its subsequent supply to the storage tank for cooling the reactor.
- Installing a deflector in the reactor shaft affects the technical result by ensuring the equalization of heat fluxes during reactor cooling.
- the ribbing of the deflector increases its area, which makes it possible to increase the heat flux during cooling of the reactor vessel.
- the introduction of a filter into the storage tank makes it possible to purify the coolant, which increases the cooling capabilities of the reactor vessel.
- Connecting the storage tank with pipelines to external sources of coolant allows for more efficient cooling of the reactor vessel in the active mode, i.e. while maintaining the efficiency of the pumps of the ECCS system.
- Providing the connection of the storage tank with a pipeline with the steam condensation system located above the reactor vessel, and the reactor shaft with the steam condensation system with the steam removal channels allows to provide an additional coolant flow loop with heat transfer through the steam condensation system.
- the introduction of a special storage tank into the pipeline connecting the steam condensation system and the storage tank makes it possible to ensure the deposition of boric acid in it, initially contained in the cooling liquid (water), which makes it possible to avoid its deposition on the surfaces forming the cooling channel of the reactor vessel, which in turn would reduce the heat flux cooling the reactor vessel.
- FIG. 1 shows a general view of the containment of a nuclear power plant with a system for keeping the melt in the reactor loop.
- FIG. 2 is a schematic diagram of a preferred embodiment of a melt retention system in a reactor vessel.
- FIG. 3 shows a view of the lower part of the containment of a nuclear power plant with a system for keeping the melt in the reactor vessel.
- the system for keeping the melt in the reactor vessel preferably comprises a reactor 1 located in the shaft, one or more coolant circulation pumps (not shown in the figures) outside the reactor vessel, on the side of which, at the level of its middle part, there are pit tanks 2 of the emergency cooling system of the active zone (ECCS), below the reactor 1 there is a storage tank 3 connected through a filter 6 by a coolant supply channel 7 to the upper part of the sump tanks 2.
- the storage tank 3 is also connected through pipelines 5 to external water sources shown in the diagram in FIG. 2.
- One of such sources is condensing heat exchangers 9, a special storage tank is installed in the pipeline 4 connecting them to the storage tank 3 8.
- a deflector is installed around the reactor vessel in the reactor shaft with a small gap 5. In the upper part of the reactor, above the deflector, drainage channels are made pair 10, connected to common containment areas.
- the cooling liquid water with some boric acid content
- special tanks such as the hydraulic accumulators of the ECCS system and the hydraulic accumulators of the second stage, revision shafts, as well as in sump tanks 2, while the water level in the sump tanks is at a level below the intake of the coolant intake channel 7 and therefore does not enter the storage tank 3.
- the ingress of water on the reactor vessel at its maximum operating temperature is unacceptable.
- the liquid is taken from the sump tanks 2 by standard means of this system and fed into the internal volume of the reactor 1, so that it does not reach the level of the intake hole of the coolant intake channel 7, despite on the flow of the coolant through the breaks in the pipelines with the coolant, and does not enter the storage tank 3.
- the circulation pumps of the pipelines 4 for supplying water from external sources also do not work, so that the water level in the storage tank 3 cannot reach the reactor vessel 1, which reduces the number of loading cycles of the reactor vessel 1, protecting it from unnecessary loads.
- water is supplied for filling the reactor shaft from the maximum number of different sources available (depending on the accident scenario) - from the main circulation loop, from the ECCS system hydraulic reservoirs and the second stage hydraulic reservoirs, from the revision shafts, from sources outside the containment ...
- the resulting steam-water mixture is discharged through the steam removal channels 10 in the reactor shaft equipment to the steam generator (SG) boxes and further to the space under the containment dome, where steam is condensed due to the operation of the passive heat removal system from the containment shell (SPOT 30) and then water it flows by gravity into the shaft of the reactor 1. At the same time, heat is removed from the containment shell to the atmospheric air for an unlimited time.
- the pipeline 4, connecting the SPOT 30 and the storage tank 3, a special storage tank 8 is introduced, designed for b collection of condensate from heat exchangers SPOT 30 and its further supply to the storage tank 3.
- a special storage tank 8 is introduced, designed for b collection of condensate from heat exchangers SPOT 30 and its further supply to the storage tank 3.
- the elements of the system for containing the melt in the reactor vessel, as well as the systems associated with them, can be equipped with instrumentation necessary for monitoring and managing a severe beyond design basis accident.
- melt retention system in the reactor vessel in the designs of the power unit and the reactor plant does not lead to a deterioration in operational characteristics (installed capacity utilization factor (ICUF), availability factor, time and dose costs during maintenance and repair), and an increase in heat losses from equipment.
- ICUF installed capacity utilization factor
- availability factor availability factor
- time and dose costs during maintenance and repair
- the system for keeping the melt in the reactor vessel does not interfere with the operation of ventilation ducts in the concrete of the mine and the passage of cooling air between the heat insulation of the vessel and the metal structure of the dry shield during normal operation, disruption of normal operation, in emergency modes (design basis accident and beyond design basis accident without core melting).
- the design of the elements of the melt retention system in the reactor vessel excludes the ingress of water onto the reactor vessel in all modes, except for a severe accident, in order to reduce the number of vessel loading cycles.
- the lower part of the deflector 5 also performs the function of thermal insulation of the reactor vessel. To provide personnel access to the bottom of the reactor 1, the lower part of the deflector 5 (with thermal insulation) can be made with the possibility of going down.
- Filter 6 which provides cleaning of the coolant from contamination, is located in the lower part of the reactor shaft around the storage tank 3. It is also possible to use standard ECCS filters to ensure the purity of the water supplied to the melt retention system in the reactor vessel.
- pipelines 4 for supplying water from external sources preferably include:
- the supply channel is located above the nominal water level in the sump tanks 2. In this case, water is supplied to the reactor shaft only after accidents with loss of coolant.
- the system for retention of the melt in the reactor vessel can be used in nuclear power plants of various types and can improve their safety by ensuring the retention of the melt in the reactor vessel during various types of accidents.
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
The invention relates to the field of nuclear power and is intended to increase the safety of nuclear power plants by making it possible to retain melt in a nuclear reactor vessel at different levels of accident severity in both passive and active mode. An in-vessel melt retention system comprises a reactor, which is arranged in a shaft, a pump for circulating coolant liquid outside the reactor vessel and an accumulating tank and is characterized in that the accumulating tank is arranged in the shaft underneath the bottom of the reactor vessel, and sump tanks that are able to collect the coolant liquid in the event of a loss-of-coolant accident are additionally arranged higher than the bottom of the reactor vessel, and the accumulating tank is connected to the top of the sump tanks by means of channels for the inflow of the coolant liquid. The system for retaining the melt in the reactor vessel may be used in different types of nuclear power plant and makes it possible to increase the safety thereof by providing for the retention of the melt in the reactor vessel during different types of accident.
Description
Система удержания расплава в корпусе реактора Melt retention system in the reactor vessel
Область техники Technology area
Изобретение относится к области ядерной энергетики и устройств обеспечения безопасности атомных электростанций (АЭС) при тяжёлых авариях. Изобретение предназначено для использования на АЭС различного типа. The invention relates to the field of nuclear energy and safety devices for nuclear power plants (NPP) in severe accidents. The invention is intended for use at various types of nuclear power plants.
Предшествующий уровень техники Prior art
Важнейшей проблемой атомной энергетики является обеспечение безопасности АЭС при тяжёлых авариях с расплавлением активной зоны реактора. Целью современных систем безопасности на АЭС является недопущение проплавления корпуса реактора так называемым кориумом — смеси ядерного топлива с бетоном, металлическими частями и прочими результатами аварии. В случае аварии с потерей теплоносителя, охлаждающего ядерную установку, для этого применяются многочисленные системы безопасности, использующие насосы и ёмкости с заготовленным раствором борной кислоты для её подачи на корпус реактора и специальные баки-приямки, собирающие теплоноситель, стекающий из повреждённых трубопроводов, также для подачи на корпус реактора. В случае же тяжёлой аварии с потерей источников питания в современной практике широко применяются устройства локализации расплава (УЛР) — отдельные устройства, расположенные ниже днища реактора и заполненные специальным образом подготовленными материалами. Такие устройства локализуют и охлаждают кориум, однако являются весьма дорогими в производстве и строительстве, кроме того, ни одно из таких устройств пока ещё не было проверено на практике, поскольку на электростанциях, оснащённых УЛР, тяжёлых аварий пока не происходило. При этом системы, направленные на удержание расплава активной зоны реактора при тяжёлой аварии, могли бы даже в случае проплавления корпуса реактора отсрочить этот момент, частично охладить кориум и тем самым дать больше шансов для УЛР удержать кориум, а в случае надёжного обеспечения удержания расплава в корпусе реактора — дать возможность отказаться от дорогостоящего УЛР. Кроме того, применение такой системы удержания расплава в корпусе реактора в тех проектах, строящихся АЭС, в которых не предусмотрены УЛР, способно значительно повысить безопасность таких АЭС. The most important problem in nuclear power engineering is ensuring the safety of nuclear power plants in severe accidents with melting of the reactor core. The purpose of modern safety systems at nuclear power plants is to prevent the reactor vessel from melting by the so-called corium - a mixture of nuclear fuel with concrete, metal parts and other accident results. In the event of an accident with the loss of the coolant cooling the nuclear installation, numerous safety systems are used for this, using pumps and tanks with a prepared boric acid solution to supply it to the reactor vessel and special sump tanks that collect the coolant flowing from damaged pipelines, also for supply on the reactor vessel. In the event of a severe accident with the loss of power sources, in modern practice, melt localization devices (MRLs) are widely used - separate devices located below the bottom of the reactor and filled with specially prepared materials. Such devices localize and cool the corium, however, they are very expensive in production and construction, in addition, none of such devices has yet been tested in practice, since there have not yet been serious accidents at power plants equipped with HRM. At the same time, the systems aimed at keeping the reactor core melt in the event of a severe accident could, even in the event of the reactor vessel melting through, delay this moment, partially cool the corium and thereby give more chances for the CCM to keep the corium, and in the case of reliable retention of the melt in the vessel reactor - to give the opportunity to abandon the expensive HRM. In addition, the use of such a system for retaining the melt in the reactor vessel in those projects under construction of nuclear power plants, which do not provide for HRM, can significantly increase the safety of such nuclear power plants.
Как было сказано выше, в данной области техники применялись различные технические решения.
Известен ядерный реактор (патент РФ на изобретение 2496163, опубл. 27.11.2011), содержащий бак, в котором расположена активная зона реактора, первичный контур для охлаждения реактора, колодец бака, в котором находится бак, кольцевой канал, окружающий нижнюю часть бака в колодце бака, средства, выполненные с возможностью заполнения колодца бака жидкостью, герметичный корпус реактора, в котором расположены колодец бака и бак, реактор содержит средства сбора пара, генерируемого в верхнем конце колодца бака, расположенные в герметичном корпусе и образующие объем, отделенный от объема герметичного корпуса, обеспечивая появление избыточного давления пара, средства, выполненные с возможностью создания принудительной конвекции жидкости в кольцевом канале, и средства для приведения в действие средств, выполненных с возможностью создания принудительной конвекции, при помощи указанного собранного пара. As mentioned above, various technical solutions have been applied in the art. Known nuclear reactor (RF patent for invention 2496163, publ. 11/27/2011), containing a tank in which the reactor core is located, a primary circuit for cooling the reactor, a tank well in which the tank is located, an annular channel surrounding the lower part of the tank in the well tank, means capable of filling the well of the tank with liquid, a sealed reactor vessel in which the well of the tank and the tank are located, the reactor contains means for collecting steam generated at the upper end of the well of the tank, located in a sealed casing and forming a volume separated from the volume of the sealed casing , providing the appearance of excess vapor pressure, means adapted to create forced convection of the liquid in the annular channel, and means for activating the means adapted to create forced convection using said collected steam.
Такой реактор позволяет повысить безопасность его работы в автономном режиме, без подвода внешней энергии. Его недостатком, однако, является недостаточная безопасность его применения в автономном режиме при тяжёлой аварии из-за использования сложных устройств преобразования тепловой энергии в механическую и дальнейшей передачи механической энергии. Such a reactor makes it possible to increase the safety of its autonomous operation, without supplying external energy. Its disadvantage, however, is the insufficient safety of its use in an autonomous mode in a severe accident due to the use of complex devices for converting thermal energy into mechanical energy and further transferring mechanical energy.
Известна также система удержания расплава в корпусе реактора с теплопроводящей стеной шахты реактора для случая аварии (патент КНР на изобретение
104036833 , опубл. 10.09.2014), содержащая ядерный реактор, расположенный в шахте, расположенный выше шахты реактора бак с охлаждающей жидкостью, соединённый напорным трубопроводом с внешней стороной теплопроводящей стеной шахты реактора, при этом кольцеобразный водяной коридор соединён замкнутым трубопроводом с баком поддержания уровня воды. Такая система позволяет повысить безопасность АЭС за счёт охлаждения расплава в корпусе реактора, однако она не обеспечивает работы в пассивном режиме, так как требует открытия клапанов для начала работы системы. There is also known a system for keeping the melt in the reactor vessel with a heat-conducting wall of the reactor shaft for the event of an accident (PRC patent for invention 104036833, publ. 09/10/2014), containing a nuclear reactor, located in the shaft, a tank with a cooling liquid located above the reactor shaft, connected by a pressure pipeline to the outer side of the heat-conducting wall of the reactor shaft, while the annular water corridor is connected by a closed pipeline to the water level maintenance tank. Such a system makes it possible to increase the safety of nuclear power plants by cooling the melt in the reactor vessel; however, it does not provide operation in a passive mode, since it requires opening the valves to start the operation of the system.
Наиболее близким к заявленному изобретению является система отвода тепла от корпуса ядерного реактора (патент РФ N° 2649417 на изобретение, опубл. 03.04.2018), содержащая связанный с источником охлаждающей воды, по крайней мере, один насос, предназначенный для принудительной прокачки охлаждающей воды снаружи корпуса термоэлектрические преобразователи прямого преобразования тепловой энергии в электрическую, установленными на внешней поверхности корпуса реактора, и, по крайней
мере, одним электродвигатель для привода насоса, запитанным от термоэлектрических преобразователей. The closest to the claimed invention is a system for removing heat from a nuclear reactor vessel (RF patent N ° 2649417 for invention, publ. 03.04.2018), containing at least one pump connected to a cooling water source, designed for forced pumping of cooling water from the outside housings for thermoelectric converters for direct conversion of thermal energy into electrical energy, installed on the outer surface of the reactor vessel, and at least at least one electric motor to drive the pump, powered by thermoelectric converters.
Такая система позволяет повысить эффективность теплообмена за счет принудительной циркуляции теплоносителя при обеспечении требования пассивности образа работы системы (т.е. без внешнего источника и управляющего воздействия). Его недостатком, однако, является недостаточная безопасность его применения в автономном режиме при тяжёлой аварии из-за использования сложных устройств преобразования тепловой энергии в электрическую и необходимостью использования электродвигателя для привода насоса. Such a system makes it possible to increase the efficiency of heat exchange due to the forced circulation of the coolant while ensuring the requirement of passivity of the image of the system's operation (i.e., without an external source and control action). Its disadvantage, however, is the insufficient safety of its use in an autonomous mode in a severe accident due to the use of complex devices for converting thermal energy into electrical energy and the need to use an electric motor to drive the pump.
Задачей настоящего изобретения является разработка системы удержания расплава в корпусе реактора, позволяющей обеспечить возможности удержания расплава в корпусе ядерного ректора при различной тяжести аварии как в пассивном, так и в активном режиме. The objective of the present invention is to develop a system for keeping the melt in the reactor vessel, which makes it possible to provide the possibility of keeping the melt in the vessel of a nuclear reactor at different severity of the accident, both in passive and active modes.
Технический результат настоящего изобретения заключается в повышении безопасности АЭС за счёт обеспечения возможности удержания расплава в корпусе ядерного ректора при аварии различной тяжести как в пассивном, так и в активном режиме. The technical result of the present invention is to improve the safety of nuclear power plants by ensuring the possibility of keeping the melt in the body of a nuclear reactor in an accident of various severity, both in passive and active modes.
Технический результат достигается тем, что в известной системе внутрикорпусного удержания расплава, содержащей реактор, расположенный в шахте, насос циркуляции охлаждающей жидкости снаружи корпуса реактора и накопительный бак, накопительный бак расположен в шахте под днищем корпуса реактора, выше днища корпуса реактора дополнительно расположены баки-приямки с возможностью сбора охлаждающей жидкости в случае аварии с потерей теплоносителя, при этом накопительный бак соединён с верхней частью баков-приямков каналами поступления охлаждающей жидкости. The technical result is achieved by the fact that in the known system of in-vessel retention of the melt, containing the reactor located in the shaft, the pump for circulation of the coolant outside the reactor vessel and the storage tank, the storage tank is located in the shaft under the bottom of the reactor vessel, above the bottom of the reactor vessel there are additional sump tanks with the possibility of collecting coolant in the event of an accident with a loss of coolant, while the storage tank is connected to the upper part of the sump tanks with coolant supply channels.
Предпочтительно снабдить шахту реактора дефлектором для выравнивания тепловых потоков. It is preferable to equip the reactor shaft with a deflector to equalize the heat fluxes.
Рационально выполнить дефлектор с оребрением. It is rational to make a deflector with ribbing.
Рекомендуется снабдить накопительный бак фильтром. It is recommended to equip the storage tank with a filter.
Оптимально связать накопительный бак трубопроводами с внешними источниками охлаждающей жидкости. It is optimal to connect the storage tank with pipelines to external sources of coolant.
Предпочтительно связать накопительный бак трубопроводом с системой конденсации пара, расположенной выше корпуса реактора, а шахту реактора — с системой конденсации пара каналами отвода пара.
Рационально ввести специальную накопительную ёмкость в трубопровод, связывающий систему конденсации пара и накопительный бак. It is preferable to connect the storage tank with a pipeline with a steam condensation system located above the reactor vessel, and the reactor shaft - with a steam condensation system with steam removal channels. It is rational to introduce a special storage tank into the pipeline connecting the steam condensation system and the storage tank.
Преимуществом настоящего изобретения заключается в повышении безопасности АЭС за счёт обеспечения возможности удержания расплава в корпусе ядерного ректора при аварии различной тяжести как в пассивном, так и в активном режиме. Расположение накопительного бака в шахте под днищем корпуса реактора, соединённого каналами поступления охлаждающей жидкости с верхней частью баков-приямков, расположенных выше днища корпуса реактора с возможностью сбора охлаждающей жидкости в случае аварии с потерей теплоносителя позволяет обеспечивает возможность удержания расплава в корпусе ядерного реактора при аварии различной тяжести как в пассивном, так и в активном режимах за счёт возможности накопления охлаждающей жидкости в баках- приямках в ситуации, когда насосы системы САОЗ не функционируют, с последующей подачей её в накопительный бак для охлаждения реактора. Установка дефлектора в шахту реактора влияет на технический результат за счёт обеспечения выравнивания тепловых потоков при охлаждении реактора. Оребрение дефлектора увеличивает его площадь, что позволяет увеличить тепловой поток при охлаждении корпуса реактора. Введение в накопительный бак фильтра позволяет обеспечить очистку охлаждающей жидкости, что повышает возможности охлаждения корпуса реактора. Обеспечение связи накопительного бака трубопроводами с внешними источниками охлаждающей жидкости позволяет обеспечить более эффективное охлаждение корпуса реактора в активном режиме, т.е. при сохранении работоспособности насосов системы САОЗ. Обеспечение связи накопительного бака трубопроводом с системой конденсации пара, расположенной выше корпуса реактора, а шахты реактора — с системой конденсации пара каналами отвода пара позволяет обеспечить дополнительный контур движения охлаждающей жидкости с отдачей тепла через систему конденсации пара. Введение в трубопровод, связывающий систему конденсации пара и накопительный бак, специальной накопительной ёмкости позволяет обеспечить осаждение в ней борной кислоты, изначально содержащейся в охлаждающей жидкости (воде), что позволяет избежать её осаждения на поверхностях, формирующих канал охлаждения корпуса реактора, что в свою очередь снизило бы тепловой поток, охлаждающий корпус реактора. The advantage of the present invention is to improve the safety of nuclear power plants by ensuring the possibility of keeping the melt in the reactor vessel in an accident of various severity, both in passive and active modes. The location of the storage tank in the shaft under the bottom of the reactor vessel, connected by channels for the coolant supply with the upper part of the sump tanks located above the bottom of the reactor vessel with the possibility of collecting coolant in the event of an accident with a loss of coolant makes it possible to retain the melt in the reactor vessel in case of various accidents. gravity in both passive and active modes due to the possibility of accumulation of coolant in the tanks-pits in a situation when the pumps of the ECCS system do not function, with its subsequent supply to the storage tank for cooling the reactor. Installing a deflector in the reactor shaft affects the technical result by ensuring the equalization of heat fluxes during reactor cooling. The ribbing of the deflector increases its area, which makes it possible to increase the heat flux during cooling of the reactor vessel. The introduction of a filter into the storage tank makes it possible to purify the coolant, which increases the cooling capabilities of the reactor vessel. Connecting the storage tank with pipelines to external sources of coolant allows for more efficient cooling of the reactor vessel in the active mode, i.e. while maintaining the efficiency of the pumps of the ECCS system. Providing the connection of the storage tank with a pipeline with the steam condensation system located above the reactor vessel, and the reactor shaft with the steam condensation system with the steam removal channels allows to provide an additional coolant flow loop with heat transfer through the steam condensation system. The introduction of a special storage tank into the pipeline connecting the steam condensation system and the storage tank makes it possible to ensure the deposition of boric acid in it, initially contained in the cooling liquid (water), which makes it possible to avoid its deposition on the surfaces forming the cooling channel of the reactor vessel, which in turn would reduce the heat flux cooling the reactor vessel.
Краткое описание фигур чертежей Brief Description of the Figures of the Drawings
Изобретение поясняется чертежами, где: на Фиг. 1 представлен общий вид контайнмента АЭС с системой удержания расплава в контуре реактора.
на Фиг. 2 представлена схема системы удержания расплава в корпусе реактора в предпочтительном варианте. на Фиг. 3 представлен вид нижней части контайнмента АЭС с системой удержания расплава в корпусе реактора. The invention is illustrated by drawings, where: FIG. 1 shows a general view of the containment of a nuclear power plant with a system for keeping the melt in the reactor loop. in FIG. 2 is a schematic diagram of a preferred embodiment of a melt retention system in a reactor vessel. in FIG. 3 shows a view of the lower part of the containment of a nuclear power plant with a system for keeping the melt in the reactor vessel.
Система удержания расплава в корпусе реактора в предпочтительном варианте содержит реактор 1, расположенный в шахте, один или несколько насосов циркуляции охлаждающей жидкости (на фигурах не показаны) снаружи корпуса реактора сбоку от которого на уровне его средней части расположены баки-приямки 2 системы аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ), снизу от реактора 1 расположен накопительный бак 3, соединённый через фильтр 6 каналом поступления охлаждающей жидкости 7 с верхней частью баков-приямков 2. Накопительный бак 3 через трубопроводы 5 соединён также с внешними источниками воды, показанными в схеме на фиг. 2. Одним из таких источников является конденсирующие теплообменники 9, в трубопроводе 4, соединяющем их с накопительным баком 3, установлена специальная накопительная ёмкость 8. Вокруг корпуса реактора в шахте реактора с небольшим зазором установлен дефлектор 5. В верхней части реактора выше дефлектора выполнены каналы отвода пара 10, соединённые с общими помещениями контайнмента. The system for keeping the melt in the reactor vessel preferably comprises a reactor 1 located in the shaft, one or more coolant circulation pumps (not shown in the figures) outside the reactor vessel, on the side of which, at the level of its middle part, there are pit tanks 2 of the emergency cooling system of the active zone (ECCS), below the reactor 1 there is a storage tank 3 connected through a filter 6 by a coolant supply channel 7 to the upper part of the sump tanks 2. The storage tank 3 is also connected through pipelines 5 to external water sources shown in the diagram in FIG. 2. One of such sources is condensing heat exchangers 9, a special storage tank is installed in the pipeline 4 connecting them to the storage tank 3 8. A deflector is installed around the reactor vessel in the reactor shaft with a small gap 5. In the upper part of the reactor, above the deflector, drainage channels are made pair 10, connected to common containment areas.
Предпочтительный вариант осуществления изобретенияPreferred embodiment of the invention
Описание и прилагаемые чертежи представляют собой иллюстрации изобретения, которые не должны рассматриваться как ограничивающие его объем. The description and accompanying drawings are illustrations of the invention, which should not be construed as limiting its scope.
Различные конкретные детали описываются для того, чтобы содействовать всестороннему пониманию изобретения. Однако в некоторых случаях хорошо известные или традиционно используемые детали не описываются, чтобы не загромождать описание. Various specific details are described in order to facilitate a comprehensive understanding of the invention. However, in some cases, well-known or conventionally used details are not described so as not to obscure the description.
Если не указано иное, все технические и научные термины, используемые в настоящем описании, имеют значения, принятые среди специалистов в области техники, к которой относится настоящее изобретение. Unless otherwise indicated, all technical and scientific terms used in this description have the meanings accepted by those skilled in the art to which the present invention belongs.
При работе АЭС на мощности охлаждающая жидкость (вода с некоторым содержанием борной кислоты) содержится в специальных баках, таких как гидроёмкости системы САОЗ и гидроемкости второй ступени, шахты ревизии, а также в баках-приямках 2, при этом уровень воды в баках-приямках находится на уровне ниже забора канала поступления охлаждающей жидкости 7 и поэтому не поступает в накопительный бак 3. Попадание воды на корпус реактора при его максимальной рабочей температуре недопустимо.
При запроектной аварии с потерей теплоносителя, не приводящей к прекращению работы системы САОЗ, жидкость забирается из баков-приямков 2 стандартными средствами этой системы и подаётся во внутренний объём реактора 1, так что она не доходит до уровня заборного отверстия канала поступления охлаждающей жидкости 7, несмотря на поступление теплоносителя через разрывы в трубопроводах с теплоносителем, и не попадает в накопительный бак 3. При этом циркуляционные насосы трубопроводов 4 подачи воды из внешних источников также не работают, так что уровень воды в накопительном баке 3 не может достигать корпуса реактора 1, что снижает количество циклов нагружения корпуса реактора 1 , предохраняя его от излишних нагрузок. When the NPP is operating at power, the cooling liquid (water with some boric acid content) is contained in special tanks, such as the hydraulic accumulators of the ECCS system and the hydraulic accumulators of the second stage, revision shafts, as well as in sump tanks 2, while the water level in the sump tanks is at a level below the intake of the coolant intake channel 7 and therefore does not enter the storage tank 3. The ingress of water on the reactor vessel at its maximum operating temperature is unacceptable. In case of a beyond design basis accident with a loss of coolant that does not lead to the termination of the ECCS system, the liquid is taken from the sump tanks 2 by standard means of this system and fed into the internal volume of the reactor 1, so that it does not reach the level of the intake hole of the coolant intake channel 7, despite on the flow of the coolant through the breaks in the pipelines with the coolant, and does not enter the storage tank 3. At the same time, the circulation pumps of the pipelines 4 for supplying water from external sources also do not work, so that the water level in the storage tank 3 cannot reach the reactor vessel 1, which reduces the number of loading cycles of the reactor vessel 1, protecting it from unnecessary loads.
При тяжёлой аварии, характеризуемой потерей источников энергии для насосов системы САОЗ, вода из баков-приямков перестаёт поступать внутрь реактора 1, из-за чего уровень воды в баках-приямках 2 с какого-то момента превышает уровень заборного отверстия канала поступления охлаждающей жидкости 7, вследствие чего она поступает в накопительный бак 3 и постепенно достигает уровня корпуса реактора 1 , охлаждая его через дефлектор 5, что позволяет предотвратить проплавление корпуса реактора 1 за счёт удержания расплава активной зоны и внутрикорпусных устройств внутри корпуса реактора. In a severe accident, characterized by the loss of energy sources for the pumps of the ECCS system, water from the sump tanks ceases to flow into the reactor 1, due to which the water level in the sump tanks 2 at some point exceeds the level of the intake opening of the coolant intake channel 7, as a result, it enters the storage tank 3 and gradually reaches the level of the reactor vessel 1, cooling it through the deflector 5, which makes it possible to prevent the penetration of the reactor vessel 1 by retaining the core melt and internals inside the reactor vessel.
Кроме вышеописанного способа охлаждения реактора 1, основанного на пассивных принципах, возможно также введение системы в действие по команде оператора на основании анализа фактического состояния активной зоны. Это возможно в том случае, если соответствующие насосы сохраняют свою работоспособность. In addition to the above-described method of cooling the reactor 1, based on passive principles, it is also possible to put the system into operation at the command of the operator based on the analysis of the actual state of the core. This is possible if the respective pumps remain functional.
В этом случае обеспечивается поступление воды для залива шахты реактора из максимального количества различных источников, имеющихся в наличии (в зависимости от сценария аварии) — из главного циркуляционного контура, из гидроёмкостей системы САОЗ и гидроемкостей второй ступени, из шахт ревизии, от источников за пределами контайнмента. In this case, water is supplied for filling the reactor shaft from the maximum number of different sources available (depending on the accident scenario) - from the main circulation loop, from the ECCS system hydraulic reservoirs and the second stage hydraulic reservoirs, from the revision shafts, from sources outside the containment ...
В обоих случаях образующаяся пароводяная смесь отводится через каналы отвода пара 10 в оборудовании шахты реактора в боксы парогенератора (ПГ) и далее в пространство под куполом контайнмента, где пар конденсируется за счёт работы системы пассивного отвода тепла из защитной оболочки (СПОТ 30) и далее вода самотеком поступает в шахту реактора 1. При этом обеспечивается отвод тепла от гермооболочки контайнмента к атмосферному воздуху в течение неограниченного времени. In both cases, the resulting steam-water mixture is discharged through the steam removal channels 10 in the reactor shaft equipment to the steam generator (SG) boxes and further to the space under the containment dome, where steam is condensed due to the operation of the passive heat removal system from the containment shell (SPOT 30) and then water it flows by gravity into the shaft of the reactor 1. At the same time, heat is removed from the containment shell to the atmospheric air for an unlimited time.
В предпочтительном варианте трубопровод 4, соединяющий СПОТ 30 и накопительный бак 3 введена специальная накопительная емкость 8, предназначенная для б
сбора конденсата от теплообменников СПОТ 30 и дальнейшей подачи его в накопительный бак 3. Это позволяет снизить загрязненность теплоносителя, поступающего в накопительный бак 3 и способствует решению проблемы накопления бора за счет подачи конденсата с низким содержанием примесей. Это, в свою очередь, позволяет решить важную задачу ограничения осаждения борной кислоты, содержащейся в воде, на поверхностях, формирующих канал охлаждения корпуса реактора 1 и на поверхности корпуса реактора 1, поскольку налёт борной кислоты уменьшает тепловой поток, охлаждающий корпус реактора 1. In a preferred embodiment, the pipeline 4, connecting the SPOT 30 and the storage tank 3, a special storage tank 8 is introduced, designed for b collection of condensate from heat exchangers SPOT 30 and its further supply to the storage tank 3. This makes it possible to reduce the contamination of the coolant entering the storage tank 3 and helps to solve the problem of boron accumulation by supplying condensate with a low content of impurities. This, in turn, makes it possible to solve the important problem of limiting the deposition of boric acid contained in water on the surfaces forming the cooling channel of the reactor vessel 1 and on the surface of the reactor vessel 1, since boric acid deposits reduce the heat flux cooling the reactor vessel 1.
Элементы системы удержания расплава в корпусе реактора, а также связанные с ними системы могут быть оснащены контрольно-измерительными приборами, необходимыми для контроля и управления тяжелой запроектной аварией. The elements of the system for containing the melt in the reactor vessel, as well as the systems associated with them, can be equipped with instrumentation necessary for monitoring and managing a severe beyond design basis accident.
Возможно также применение в системе удержания расплава в корпусе реактора таких средств интенсификации теплообмена между корпусом реактора и охлаждающей водой, как оребрение дефлектора 5. It is also possible to use in the system for keeping the melt in the reactor vessel such means for intensifying heat transfer between the reactor vessel and cooling water, such as deflector fins 5.
Применение системы удержания расплава в корпусе реактора в проектах энергоблока и реакторной установки не приводит к ухудшению эксплуатационных характеристик (коэффициента использования установленной мощности (КИУМ), коэффициент готовности, затраты времени и дозозатраты при техническом обслуживании и ремонте), и увеличению тепловых потерь от оборудования. The use of the melt retention system in the reactor vessel in the designs of the power unit and the reactor plant does not lead to a deterioration in operational characteristics (installed capacity utilization factor (ICUF), availability factor, time and dose costs during maintenance and repair), and an increase in heat losses from equipment.
Система удержания расплава в корпусе реактора не препятствует работе вентиляционных каналов в бетоне шахты и проходу охлаждающего воздуха между теплоизоляцией корпуса и металлоконструкцией сухой защиты в режимах нормальной эксплуатации, нарушения нормальной эксплуатации, в аварийных режимах (проектная авария и запроектная авария без плавления активной зоны). The system for keeping the melt in the reactor vessel does not interfere with the operation of ventilation ducts in the concrete of the mine and the passage of cooling air between the heat insulation of the vessel and the metal structure of the dry shield during normal operation, disruption of normal operation, in emergency modes (design basis accident and beyond design basis accident without core melting).
Как было показано выше, конструкция элементов системы удержания расплава в корпусе реактора исключает попадание воды на корпус реактора при всех режимах, кроме тяжёлой аварии, для снижения количества циклов нагружения корпуса. As shown above, the design of the elements of the melt retention system in the reactor vessel excludes the ingress of water onto the reactor vessel in all modes, except for a severe accident, in order to reduce the number of vessel loading cycles.
Нижняя часть дефлектора 5 также выполняет функцию теплоизоляции корпуса реактора. Для обеспечения доступа персонала к днищу реактора 1 нижняя часть дефлектора 5 (с теплоизоляцией) может быть выполнена с возможностью спуска вниз. The lower part of the deflector 5 also performs the function of thermal insulation of the reactor vessel. To provide personnel access to the bottom of the reactor 1, the lower part of the deflector 5 (with thermal insulation) can be made with the possibility of going down.
Фильтр 6, обеспечивающий очистку теплоносителя от загрязнений, размещен в нижней части шахты реактора вокруг накопительного бака 3.
Возможно также использование стандартных фильтров САОЗ для обеспечения чистоты воды, подаваемой в систему удержания расплава в корпусе реактора. Filter 6, which provides cleaning of the coolant from contamination, is located in the lower part of the reactor shaft around the storage tank 3. It is also possible to use standard ECCS filters to ensure the purity of the water supplied to the melt retention system in the reactor vessel.
Как показано на фиг. 2, трубопроводы 4 подачи воды из внешних источников в предпочтительном варианте включают: As shown in FIG. 2, pipelines 4 for supplying water from external sources preferably include:
- трубопроводы подачи воды из баков-приямков 2 САОЗ. Канал подачи находится выше номинального уровня воды в баков-приямков 2. При этом подача воды в шахту реактора осуществляется только после аварий с потерей теплоносителя. - pipelines for supplying water from tanks-pits 2 ECCS. The supply channel is located above the nominal water level in the sump tanks 2. In this case, water is supplied to the reactor shaft only after accidents with loss of coolant.
- трубопроводы подачи воды из шахт ревизии внутрикорпусных устройств. - pipelines for supplying water from the mines of the revision of the internals.
- трубопроводы подачи воды из внешних источников. - pipelines for supplying water from external sources.
Промышленная применимость Industrial applicability
Система удержания расплава в корпусе реактора может быть применена в атомных электростанциях различного типа и позволяет повысить их безопасность за счёт обеспечения удержания расплава в корпусе реактора при различных типах аварий.
The system for retention of the melt in the reactor vessel can be used in nuclear power plants of various types and can improve their safety by ensuring the retention of the melt in the reactor vessel during various types of accidents.
Claims
1. Система внутрикорпусного удержания расплава, содержащая реактор, расположенный в шахте, насос циркуляции охлаждающей жидкости снаружи корпуса реактора и накопительный бак, отличающаяся тем, что накопительный бак расположен в шахте под днищем корпуса реактора, выше днища корпуса реактора дополнительно расположены баки-приямки с возможностью сбора охлаждающей жидкости в случае аварии с потерей теплоносителя, накопительный бак соединён с верхней частью баков- приямков каналом поступления охлаждающей жидкости. 1. The system of in-vessel retention of the melt, comprising a reactor located in the shaft, a coolant circulation pump outside the reactor vessel and a storage tank, characterized in that the storage tank is located in the shaft under the bottom of the reactor vessel; collection of coolant in the event of an accident with loss of coolant, the storage tank is connected to the upper part of the sump tanks by a coolant supply channel.
2. Система по п. 1, отличающаяся тем, что шахта реактора дополнительно содержит дефлектор для выравнивания тепловых потоков. 2. The system according to claim 1, characterized in that the reactor shaft additionally contains a deflector for equalizing heat fluxes.
3. Система по п. 2, отличающаяся тем, что дефлектор выполнен с оребрением. 3. The system of claim. 2, characterized in that the deflector is made with ribbing.
4. Система по п. 1, отличающаяся тем, что накопительный бак снабжён фильтром. 4. The system of claim. 1, characterized in that the storage tank is equipped with a filter.
5. Система по п. 1, отличающаяся тем, накопительный бак связан трубопроводами с внешними источниками охлаждающей жидкости. 5. The system of claim. 1, characterized in that the storage tank is connected by pipelines with external sources of coolant.
6. Система по п. 1 , отличающаяся тем, что накопительный бак связан трубопроводом с системой конденсации пара, расположенной выше корпуса реактора, а шахта реактора с системой конденсации пара каналами отвода пара. 6. The system according to claim. 1, characterized in that the storage tank is connected by a pipeline to the steam condensation system located above the reactor vessel, and the reactor shaft is connected to the steam condensation system by the steam removal channels.
7. Система по п. 6, отличающаяся тем, что в трубопровод, связывающий систему конденсации пара и накопительный бак, введена специальная накопительная ёмкость.
7. The system according to claim 6, characterized in that a special storage tank is introduced into the pipeline connecting the steam condensation system and the storage tank.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CN202080047834.1A CN114730641A (en) | 2019-12-30 | 2020-04-30 | Melt retention system in a reactor vessel |
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2019145006 | 2019-12-30 | ||
| RU2019145006A RU2726226C1 (en) | 2019-12-30 | 2019-12-30 | Melt retention system in reactor housing |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| WO2021137718A1 true WO2021137718A1 (en) | 2021-07-08 |
Family
ID=71510157
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| PCT/RU2020/000208 WO2021137718A1 (en) | 2019-12-30 | 2020-04-30 | System for retaining melt in reactor vessel |
Country Status (3)
| Country | Link |
|---|---|
| CN (1) | CN114730641A (en) |
| RU (1) | RU2726226C1 (en) |
| WO (1) | WO2021137718A1 (en) |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN112191287B (en) * | 2020-09-30 | 2021-11-02 | 中国核动力研究设计院 | Full-automatic release mechanism for high-temperature melt and control method thereof |
Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2187852C1 (en) * | 2001-05-11 | 2002-08-20 | Российский научный центр "Курчатовский институт" | Nuclear reactor molten core catcher |
| RU2496163C2 (en) | 2007-10-22 | 2013-10-20 | Коммиссариат А Л'Энержи Атомик Э Оз Энержи Альтернатив | Nuclear reactor with improved cooling in emergency situation |
| CN104036833A (en) | 2014-05-23 | 2014-09-10 | 中国核电工程有限公司 | In-pile melt retention system with thermal-conductive pile pit outer wall after nuclear power station accident |
| RU2649417C1 (en) | 2017-01-24 | 2018-04-03 | Общество с ограниченной ответственностью "Научно-технический центр инноваций" | System and method of removing heat from nuclear reactor case |
| CN108550406A (en) * | 2018-03-16 | 2018-09-18 | 中国核电工程有限公司 | Reactor core fusant capturing device |
Family Cites Families (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2169953C2 (en) * | 1999-08-12 | 2001-06-27 | Российский научный центр "Курчатовский институт" | Nuclear-reactor core melt trap |
| RU35463U1 (en) * | 2003-08-18 | 2004-01-10 | Хабенский Владимир Бенцианович | The device for localization and cooling of the corium of an emergency nuclear water-type reactor |
| RU2700925C1 (en) * | 2018-09-25 | 2019-09-24 | Акционерное Общество "Атомэнергопроект" | Nuclear reactor core melt localization device |
| RU2696012C1 (en) * | 2018-11-08 | 2019-07-30 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова" | Device for localization of corium of nuclear reactor of pressurized water type |
| RU2696612C1 (en) * | 2018-12-26 | 2019-08-05 | Акционерное Общество "Атомэнергопроект" | Melt localization device |
-
2019
- 2019-12-30 RU RU2019145006A patent/RU2726226C1/en active
-
2020
- 2020-04-30 CN CN202080047834.1A patent/CN114730641A/en active Pending
- 2020-04-30 WO PCT/RU2020/000208 patent/WO2021137718A1/en unknown
Patent Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2187852C1 (en) * | 2001-05-11 | 2002-08-20 | Российский научный центр "Курчатовский институт" | Nuclear reactor molten core catcher |
| RU2496163C2 (en) | 2007-10-22 | 2013-10-20 | Коммиссариат А Л'Энержи Атомик Э Оз Энержи Альтернатив | Nuclear reactor with improved cooling in emergency situation |
| CN104036833A (en) | 2014-05-23 | 2014-09-10 | 中国核电工程有限公司 | In-pile melt retention system with thermal-conductive pile pit outer wall after nuclear power station accident |
| RU2649417C1 (en) | 2017-01-24 | 2018-04-03 | Общество с ограниченной ответственностью "Научно-технический центр инноваций" | System and method of removing heat from nuclear reactor case |
| CN108550406A (en) * | 2018-03-16 | 2018-09-18 | 中国核电工程有限公司 | Reactor core fusant capturing device |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| RU2726226C1 (en) | 2020-07-10 |
| CN114730641A (en) | 2022-07-08 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US10726959B2 (en) | Nuclear power plant | |
| EP3166114B1 (en) | Passive containment cooling and filtered venting system for a nuclear power plant | |
| CN103377728B (en) | A kind of Flooded-type containment complete passive after-heat removal system | |
| US10115488B2 (en) | Passive safety equipment for a nuclear power plant | |
| US20180350472A1 (en) | Passive safe cooling system | |
| WO2015149718A1 (en) | Passive containment heat removal system, control method thereof and pressurized water reactor | |
| CN102956275A (en) | Pressurized water reactor with compact passive safety systems | |
| KR101463440B1 (en) | Passive safety system and nuclear power plant having the same | |
| KR101973996B1 (en) | External Reactor Vessel Cooling and Electric Power Generation System | |
| KR20180137805A (en) | Cooling Facility in a Reactor and Electric Power Generation System | |
| EP0397509B1 (en) | Indirect passive cooling system for liquid metal cooled nuclear reactors | |
| JPH0216496A (en) | Isolation condenser with stop cooling system heat exchanger | |
| JP2010256322A (en) | Emergency core cooling system and nuclear reactor facility | |
| CN105118534B (en) | Passive Spent Fuel Pool cooling and water charging system | |
| WO2021137718A1 (en) | System for retaining melt in reactor vessel | |
| KR101502393B1 (en) | Passive safety system and nuclear reactor having the same | |
| CN111599498B (en) | Passive containment air-water long-term cooling system | |
| US4698201A (en) | Heat exchanger equipped with emergency cooling means and fast neutron nuclear reactor incorporating such an exchanger | |
| US20230215589A1 (en) | Self-cleaning liquid purification system | |
| US4175001A (en) | Gas turbine power plant with closed gas circuit | |
| EP2500908A1 (en) | Emergency reactor core cooling device and nuclear reactor facility | |
| JP4031259B2 (en) | Reactor containment cooling equipment | |
| CN1322516C (en) | Intermediate storage system for fuel elements from a nuclear facility, and method for operating one such intermediate storage system | |
| US5078959A (en) | Reactor block of a fast reactor, with an inner cylindrical vessel for removing the residual power of the core by natural circulation | |
| JPH02281191A (en) | Water cooled fission reactor |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| 121 | Ep: the epo has been informed by wipo that ep was designated in this application |
Ref document number: 20909258 Country of ref document: EP Kind code of ref document: A1 |
|
| NENP | Non-entry into the national phase |
Ref country code: DE |
|
| ENP | Entry into the national phase |
Ref document number: 2020909258 Country of ref document: EP Effective date: 20220801 |
|
| ENP | Entry into the national phase |
Ref document number: 2020909258 Country of ref document: EP Effective date: 20220801 |