FR2980028A1 - Appareil de condensation auxiliaire passif de centrale nucleaire - Google Patents

Appareil de condensation auxiliaire passif de centrale nucleaire Download PDF

Info

Publication number
FR2980028A1
FR2980028A1 FR1258345A FR1258345A FR2980028A1 FR 2980028 A1 FR2980028 A1 FR 2980028A1 FR 1258345 A FR1258345 A FR 1258345A FR 1258345 A FR1258345 A FR 1258345A FR 2980028 A1 FR2980028 A1 FR 2980028A1
Authority
FR
France
Prior art keywords
water
steam
generating unit
separation tank
heat exchange
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Granted
Application number
FR1258345A
Other languages
English (en)
Other versions
FR2980028B1 (fr
Inventor
Sang Jong Lee
Sang Jung Park
Jae Don Choi
Jong Jin Kim
Seok Hee Ryu
Jung Won Sun
Ja Young Kim
Kyung Min Yoon
Geun Tae Park
Seoung Eun Chun
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Kepco Nuclear Fuel Co Ltd
Original Assignee
Kepco Nuclear Fuel Co Ltd
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Kepco Nuclear Fuel Co Ltd filed Critical Kepco Nuclear Fuel Co Ltd
Publication of FR2980028A1 publication Critical patent/FR2980028A1/fr
Application granted granted Critical
Publication of FR2980028B1 publication Critical patent/FR2980028B1/fr
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

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
    • G21C15/16—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants comprising means for separating liquid and steam
    • 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
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
    • G21C9/004—Pressure suppression
    • G21C9/012—Pressure suppression by thermal accumulation or by steam condensation, e.g. ice condensers
    • 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

  • 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)
  • Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)

Abstract

Un appareil de condensation auxiliaire passif d'une centrale nucléaire comprend une unité de génération de vapeur (110) configurée pour chauffer de l'eau (3) qui y est délivrée en une vapeur (5) par une chaleur produite lors du fonctionnement d'un réacteur nucléaire, une unité d'échange de chaleur refroidie par eau (120) reliée à l'unité de génération de vapeur (110) et configurée pour stocker une eau de refroidissement (1) afin de condenser la vapeur (5) délivrée par l'unité de génération de vapeur (110), et un réservoir de séparation vapeur-eau (140) comprenant un côté relié à l'unité d'échange de chaleur refroidie par eau (120) et l'autre côté relié à l'unité de génération de vapeur (110), un mélange d'eau (3) et de vapeur (5) délivré par l'unité d'échange de chaleur refroidie par eau (120) étant séparé en eau (3) et en vapeur (5) afin de délivrer seulement l'eau (3) à l'unité de génération de vapeur (110) .

Description

La présente invention se rapporte à un appareil de condensation auxiliaire passif d'une centrale nucléaire, et plus particulièrement à un appareil de condensation auxiliaire passif, qui est un système d'alimentation en eau auxiliaire destiné à refroidir un coeur nucléaire d'une centrale nucléaire dans le cas d'un accident. Un système d'alimentation en eau auxiliaire est prévu dans une centrale nucléaire afin d'assurer la sécurité dans la mise en oeuvre d'un réacteur nucléaire. Un tel système d'alimentation en eau auxiliaire comprend un système d'alimentation en eau auxiliaire (PAPS), qui est un système de refroidissement auxiliaire passif bien connu dans lequel un tuyau de vapeur est relié à la sortie d'un générateur de vapeur et le tuyau de vapeur est configuré pour passer à travers un réservoir d'eau de refroidissement, qui est prévu séparément, afin de condenser une vapeur sortant du tuyau de vapeur, en délivrant ainsi une eau d'alimentation.
Par ailleurs, un système de refroidissement de coeur de secours de l'art antérieur est décrit dans la publication de brevet Coréen N°. 202-0037105, qui est publiée le 18 mai 2002. Afin d'assurer la sécurité dans la centrale 25 nucléaire, un procédé de refroidissement d'un système secondaire du réacteur nucléaire peut être utilisé. Cependant, un tel système de refroidissement conventionnel est d'un type actif, qui peut être actionné seulement par une alimentation en électricité. Ainsi, le 30 système de refroidissement conventionnel a un problème tel qu'il ne peut pas être mis en oeuvre quand un accident se produit dans lequel l'alimentation en électricité est interrompue.
Afin de résoudre le problème ci-dessus décrit, comme cela est représenté dans la figure 1, un système auxiliaire d'alimentation en eau passif conventionnel (PAPS) 10 comprend un générateur de vapeur 30 relié à une cuve de réacteur 20 et à un réservoir de refroidissement 50 comprenant un échangeur de chaleur 40 installé dans ce réservoir, l'échangeur de chaleur 40 étant relié au générateur de vapeur 30. La vapeur qui sort d'une partie supérieure du 10 générateur de vapeur 30 est introduite dans l'échangeur de chaleur 40 et passe à travers le réservoir de refroidissement 50 de telle sorte que la vapeur est condensée de sorte que de l'eau liquide revient dans une partie inférieure du générateur de vapeur 30. 15 Cependant, dans le système d'alimentation en eau passif conventionnel 10 décrit ci-dessus, de l'eau, qui est générée par la vapeur passant à travers l'échangeur de chaleur 40 et le réservoir de refroidissement 50 et est récupérée par le générateur de vapeur 30 n'est pas une eau 20 liquide à 100% mais est un mélange d'eau et de vapeur. Par conséquent, une vibration peut être provoquée quand le mélange d'eau et de vapeur est réintroduit dans le générateur de vapeur 30 et une onde de choc peut être générée quand une vapeur restante est condensée dans l'eau, 75 en endommageant ainsi le système. De même, une qualité d'une eau de refroidissement réintroduite dans le générateur de vapeur 30 peut être abaissée. Par conséquent, la présente invention a été faite 30 en gardant à l'esprit les problèmes mentionnés ci-dessus qui se posent dans l'art antérieur, et un but de la présente invention est de procurer un appareil de condensation auxiliaire passif, qui peut éviter la génération d'une vibration ou d'une onde de choc en empêchant une vapeur d'être mélangée dans une eau devant être réintroduite dans un générateur de vapeur lors de l'évacuation d'une chaleur de désintégration de coeur (ou une chaleur résiduelle) d'une manière passive, même dans un cas où une alimentation en électricité est interrompue du fait d'un accident. Ainsi, l'invention concerne un appareil de condensation auxiliaire passif d'une centrale nucléaire, l'appareil de condensation auxiliaire passif étant caractérisé en ce qu'il comporte : une unité de génération de vapeur configurée pour chauffer de l'eau qui y est délivrée en une vapeur par une chaleur produite lors du fonctionnement d'un réacteur nucléaire ; une unité d'échange de chaleur refroidie par eau reliée à l'unité de génération de vapeur et configurée pour stocker une eau de refroidissement afin de condenser la vapeur délivrée par l'unité de génération de vapeur; et un réservoir de séparation vapeur-eau comprenant un côté relié à l'unité d'échange de chaleur refroidie par eau et l'autre côté relié à l'unité de génération de vapeur, un mélange d'eau et de vapeur délivré par l'unité d'échange de chaleur refroidie par eau étant séparé en eau et en vapeur afin de délivrer seulement l'eau à l'unité de génération de vapeur. Ici, le réservoir de séparation vapeur-eau comprend de préférence un tuyau d'entrée de vapeur-eau positionné sur une partie latérale inférieure du réservoir de séparation vapeur-eau et relié à l'unité d'échange de chaleur refroidie par eau, et un tuyau d'évacuation d'eau positionné sur une surface inférieure du réservoir de séparation vapeur-eau et relié à l'unité de génération de vapeur.
Le réservoir de séparation vapeur-eau est de préférence prévu avec une forme cylindrique plus longue dans une direction longitudinale. L'appareil comprend avantageusement un tuyau de vapeur positionné entre l'unité de génération de vapeur et l'unité d'échange de chaleur refroidie par eau afin de les raccorder. Un tuyau de dérivation positionné entre le tuyau de vapeur et le réservoir de séparation vapeur-eau est de préférence prévu. Le tuyau de dérivation comprend de préférence une soupape de commande et un clapet anti-retour. Les buts, caractéristiques et avantages ci-dessus ainsi que d'autres de la présente invention seront mieux compris grâce à la description détaillée suivante faite en liaison avec les dessins annexés, dans lesquels : La figure 1 est une vue de configuration d'un système d'alimentation en eau auxiliaire passif conventionnel d'une centrale nucléaire 90 La figure 2 est une vue de configuration d'un système d'alimentation en eau auxiliaire passif d'une centrale nucléaire La figure 3 est une vue agrandie d'un réservoir de séparation vapeur-eau de la figure 2 ; et 25 La figure 4 est une vue de configuration d'un système d'alimentation en eau auxiliaire passif d'une centrale nucléaire selon une autre forme de réalisation d'exemple de la présente invention. Des formes de réalisation la 30 présente référant d'exemple de ci-dessous en aux dessins annexés. Comme cela est représenté dans les figures 2 et invention vont être décrites se 3, un appareil de condensation auxiliaire passif 100 d'une centrale nucléaire selon une forme de réalisation d'exemple de la présente invention peut s'appliquer à un système d'alimentation en eau auxiliaire passif (PAPS) qui est utilisé pour assurer la sécurité d'un réacteur nucléaire. L'appareil de condensation auxiliaire passif 100 comprend une unité de génération de vapeur 110 reliée à une cuve de réacteur 105, dans laquelle une eau délivrée par un réservoir de séparation vapeur-eau 140, qui sera décrit dans la suite, est chauffée afin de se transformer en vapeur grâce à de la chaleur générée pendant le fonctionnement d'un réacteur nucléaire, une unité d'échange de chaleur refroidie par eau 120 reliée à l'unité de génération de vapeur 110, l'unité d'échange de chaleur refroidie par eau 120 comprenant une eau de refroidissement 1 stockée dedans afin de condenser de la vapeur délivrée par l'unité de génération de vapeur 110, et le réservoir de séparation vapeur-eau 140 ayant un côté relié à l'unité d'échange de chaleur refroidie par eau 120 et l'autre côté relié à l'unité de génération de vapeur 110 de telle sorte que de l'eau 3 et de la vapeur 5 peuvent être séparées afin de délivrer seulement l'eau 3 à l'unité de génération de vapeur 110 quand un mélange d'eau 3 et de vapeur 5 est introduit dans le réservoir 140 à partir de l'unité d'échange de chaleur refroidie par eau 120. Par conséquent, une vapeur est générée par l'unité de génération de vapeur 110 par un échange de chaleur parmi les systèmes principaux (réacteur - tuyau de branche chaude - unité de génération de vapeur - pompe à agent de refroidissement - tuyau de branche froide réacteur nucléaire). La vapeur générée passe à travers l'unité d'échange de chaleur refroidie par eau 120 du système d'alimentation en eau auxiliaire passif (PAFS) afin d'être condensée en eau, qui est introduite dans le réservoir de séparation vapeur-eau 140. Par conséquent, l'appareil de condensation auxiliaire passif 100 de la centrale nucléaire peut être mis en oeuvre d'une manière passive dans un système d'alimentation en eau auxiliaire de telle sorte qu'une chaleur de désintégration de coeur nucléaire (ou chaleur résiduelle) peut être refroidie même lorsqu'une alimentation en électricité est interrompue du fait d'un accident. De plus, la vapeur est empêchée d'être mélangée dans l'eau réintroduite dans l'unité de génération de vapeur 110 de l'appareil de condensation auxiliaire passif 100 en utilisant le réservoir de séparation vapeur- eau 140, en évitant ainsi la génération d'une vibration ou d'une onde de choc. En outre, la qualité de l'eau de refroidissement réintroduite dans l'unité de génération de vapeur 110 peut être améliorée. Comme cela est représenté dans la figure 3, selon un forme de réalisation d'exemple de la présente invention, le réservoir de séparation vapeur-eau 140 est prévu avec une forme cylindrique plus longue dans une direction longitudinale de telle sorte que, quand le mélange d'eau 3 et de vapeur 5 est reçu en provenance de l'unité d'échange de chaleur refroidie par eau 120, l'eau 3 et la vapeur 5 peuvent être séparées afin de délivrer seulement l'eau 3 à l'unité de génération de vapeur 110. L'unité d'échange de chaleur refroidie par eau 120, comme cela est représenté dans la figure 2, comprend un réservoir de refroidissement 121 destiné à stocker l'eau de refroidissement 1 et un échangeur de chaleur 123 installé dans le réservoir de refroidissement 121, l'échangeur de chaleur 123 étant immergé dans l'eau de refroidissement 1 et relié à l'unité de génération de vapeur 110, en condensant ainsi la vapeur délivrée par l'unité de génération de vapeur 110. Le réservoir de séparation vapeur-eau 140, comme cela est représenté dans les figures 2 et 3, comprend un tuyau d'entrée de vapeur-eau 141, qui est prévu sur une partie latérale inférieure du réservoir de séparation vapeur-eau 140 et relié à une sortie de l'échangeur de chaleur 123 de l'unité d'échange de chaleur refroidie par eau 120 afin de permettre une entrée de l'eau produite en condensant la vapeur passant à travers l'échangeur de chaleur 123, et un tuyau d'évacuation d'eau 143, qui est prévu sur une surface inférieure du réservoir de séparation vapeur-eau 140 et relié à une partie inférieure de l'unité de génération de vapeur 110 afin de délivrer seulement l'eau 3 à l'unité de génération de vapeur 110. Par conséquent, même lorsque le mélange de la vapeur 5 et de l'eau 3 est introduit depuis l'échangeur de chaleur 123 dans le réservoir de séparation vapeur-eau 140 par le tuyau d'entrée de vapeur-eau 141, la vapeur 5, qui a un densité relativement plus faible, est transportée vers le haut dans le réservoir de séparation vapeur-eau 140 et l'eau 3, qui a un poids relativement plus grand, est transportée vers le bas du fait de la convection, de telle sorte que seulement l'eau 3 peut être évacuée par le tuyau d'évacuation d'eau 143 prévu sur la surface inférieure du réservoir de séparation vapeur-eau 140. Ici, la vapeur 5 transportée vers le haut dans le réservoir de séparation vapeur-eau 140 peut être lentement condensée en eau 3 à une limite entre la vapeur 5 et l'eau 3, en facilitant ainsi /5 une alimentation en eau vers l'unité de génération de vapeur 110. Plus spécialement, il est préférable que le réservoir de séparation vapeur-eau 140 ait un diamètre qui est égal ou inférieur à un dixième d'un diamètre du 30 réservoir de refroidissement 121. De plus, comme cela est représenté dans la figure 2, le système de refroidissement de réacteur nucléaire 100 selon la présente invention comprend en outre un tuyau de vapeur 130, qui est positionné entre l'unité de génération de vapeur 110 et l'échangeur de chaleur 123 de l'unité d'échange de chaleur refroidie par eau 120 de telle sorte que l'unité de génération de vapeur 110 est reliée à l'échangeur de chaleur 123 de l'unité d'échange de chaleur refroidie par eau 120. Par ailleurs, comme cela est représenté dans la figure 4, selon une autre forme de réalisation de la présente invention, le système de refroidissement de réacteur nucléaire 100 peut comprendre en outre un tuyau de dérivation 150, qui est séparé du tuyau de vapeur 130 et relié au réservoir de séparation vapeur-eau 140. Ici, le tuyau de dérivation 150 comprend de préférence une soupape de commande 160 et un clapet anti-retour 170. De plus, le tuyau de dérivation 150 est de préférence relié à une partie supérieure du réservoir de séparation vapeur-eau 140. Par conséquent, il est possible que la vapeur 5 recueillie dans le réservoir de séparation vapeur-eau 140 soit réintroduite dans le tuyau de vapeur 130 afin d'être récupérée par l'unité d'échange de chaleur refroidie par eau 120. Un procédé de mise en oeuvre de l'appareil de condensation auxiliaire passif 100 de la centrale nucléaire selon la présente invention ayant la configuration décrite ci-dessus va être décrit en se référant aux figures 2 à 4. Tout d'abord, la vapeur 5 générée dans l'unité de génération de vapeur 110 a une densité relativement plus faible de sorte que la vapeur monte vers le haut du fait de la convection et est introduite dans l'échangeur de chaleur 30 123 de l'unité d'échange de chaleur refroidie par eau 120 par le tuyau de vapeur 130. Ensuite, la vapeur introduite dans l'échangeur de chaleur 123 passe à travers l'échangeur de chaleur 123 et permet l'extraction de la chaleur par l'agent de refroidissement 1 stocké dans le réservoir de refroidissement 121 de telle sorte que la vapeur est condensée dans l'eau, qui est tirée vers le bas par gravité. Ensuite, l'eau condensée 3 est introduite dans le réservoir d'eau et de vapeur 140 par le tuyau d'admission de vapeur d'eau 141. Ici, puisque l'eau 3 introduite dans le réservoir de séparation vapeur-eau 140 n'est habituellement pas complètement condensée, le mélange d'eau 10 3 et de vapeur 5 est ainsi introduit dans le réservoir d'eau et de vapeur 140. La vapeur 5 monte vers le haut dans le réservoir de séparation vapeur-eau 140 et l'eau 3 est déplacée vers le bas afin d'être évacuée par l'intermédiaire du tuyau 15 d'évacuation d'eau 143 prévu sur la surface inférieure du réservoir de séparation vapeur-eau 140 de façon à être réintroduite dans l'unité de génération de vapeur 110. Selon la présente invention, la vapeur 5 est empêchée de se mélanger avec l'eau 3, qui est réintroduite 20 dans l'unité de génération de vapeur 110 de l'appareil de condensation auxiliaire passif 100, en utilisant le réservoir de séparation vapeur-eau 140, en évitant ainsi la génération de la vibration ou de l'onde de choc. De plus, la qualité de l'eau de refroidissement réintroduite dans 25 l'unité de génération de vapeur 110 peut être améliorée. Bien que la forme de réalisation préférée de la présente invention ait été décrite à des fins d'illustration, les hommes de l'art apprécieront que différentes modifications, additions et substitutions sont 30 possibles, sans s'écarter de la portée et de l'esprit de l'invention.

Claims (6)

  1. REVENDICATIONS1. Appareil de condensation auxiliaire passif d'une centrale nucléaire, l'appareil de condensation auxiliaire passif étant caractérisé en ce qu'il comporte : une unité de génération de vapeur (110) configurée pour chauffer de l'eau (3) qui y est délivrée en une vapeur (5) par une chaleur produite lors du fonctionnement d'un réacteur nucléaire une unité d'échange de chaleur refroidie par eau (120) reliée à l'unité de génération de vapeur (110) et configurée pour stocker une eau de refroidissement afin de condenser la vapeur (5) délivrée par l'unité de génération de vapeur (110) ; et un réservoir de séparation vapeur-eau (140) comprenant un côté relié à l'unité d'échange de chaleur refroidie par eau (120) et l'autre côté relié à l'unité de génération de vapeur (110), un mélange d'eau (3) et de vapeur (5) délivré par l'unité d'échange de chaleur refroidie par eau (120) étant séparé en eau (3) et en vapeur (5) afin de délivrer seulement l'eau (3) à l'unité de génération de vapeur (110).
  2. 2. Appareil de condensation auxiliaire passif selon la revendication i, caractérisé en ce que le réservoir de séparation vapeur-eau (140) comporte : un tuyau d'entrée de vapeur-eau (141) positionné sur une partie latérale inférieure du réservoir de séparation vapeur-eau (140) et relié à l'unité d'échange de chaleur refroidie par eau (120) ; etun tuyau d'évacuation d'eau (143) positionné sur une surface inférieure du réservoir de séparation vapeur- eau (140) et relié à l'unité de génération de vapeur (110).
  3. 3. Appareil de condensation auxiliaire passif selon la revendication 1 ou 2, caractérisé en ce que le réservoir de séparation vapeur-eau (140) est prévu avec une forme cylindrique plus longue dans une direction longitudinale.
  4. 4. Appareil de condensation auxiliaire passif selon l'une quelconque des revendications 1 à 3, caractérisé en ce qu'il comporte en outre : un tuyau de vapeur (130) positionné entre l'unité de génération de vapeur (110) et l'unité d'échange de chaleur refroidie par eau (120) afin de les raccorder.
  5. 5. Appareil de condensation auxiliaire passif selon la revendication 4, caractérisé en ce qu'il comporte en outre : un tuyau de dérivation (150) positionné entre le tuyau de vapeur (130) et le réservoir de séparation vapeur-eau (140).
  6. 6. Appareil de condensation auxiliaire passif selon la revendication 5, caractérisé en ce que le tuyau de dérivation (150) comprend une soupape de commande (160) et un clapet anti-retour (170).
FR1258345A 2011-09-08 2012-09-06 Appareil de condensation auxiliaire passif de centrale nucleaire Active FR2980028B1 (fr)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
KR1020110091160A KR101250516B1 (ko) 2011-09-08 2011-09-08 원자력 발전소의 피동형 보조응축장치

Publications (2)

Publication Number Publication Date
FR2980028A1 true FR2980028A1 (fr) 2013-03-15
FR2980028B1 FR2980028B1 (fr) 2016-07-29

Family

ID=47748281

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
FR1258345A Active FR2980028B1 (fr) 2011-09-08 2012-09-06 Appareil de condensation auxiliaire passif de centrale nucleaire

Country Status (6)

Country Link
US (1) US9761333B2 (fr)
JP (1) JP5603851B2 (fr)
KR (1) KR101250516B1 (fr)
CN (1) CN103000234B (fr)
FR (1) FR2980028B1 (fr)
WO (1) WO2013035920A1 (fr)

Families Citing this family (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN105427910B (zh) * 2015-12-28 2018-07-06 中国核动力研究设计院 一种基于山体深埋式核电站的集成冷却水源系统
EP3522175B1 (fr) * 2016-09-30 2021-03-03 Korea Hydro & Nuclear Power Co., Ltd Système de refroidissement de confinement passif comprenant un réservoir de liquide de refroidissement
FR3062235B1 (fr) * 2017-01-26 2019-06-07 Societe Technique Pour L'energie Atomique Reacteur nucleaire integrant un echangeur de chaleur primaire de securite
FR3090083B1 (fr) * 2018-12-13 2020-12-04 Commissariat A L Energie Atomique Et Aux Energies Alternatives Condenseur de secours pour générateur de vapeur
KR102314119B1 (ko) * 2020-05-13 2021-10-19 한국원자력연구원 이동형 증기 공동 냉각장치

Family Cites Families (12)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2584228B1 (fr) * 1985-07-01 1987-12-24 Framatome Sa Dispositif de refroidissement de secours a surete intrinseque d'un reacteur nucleaire a eau sous pression.
US5398267A (en) * 1993-10-12 1995-03-14 Reinsch; Arnold O. W. Passive decay heat removal and internal depressurization system for nuclear reactors
US5426681A (en) * 1994-01-04 1995-06-20 General Electric Company Boiling water reactor with combined active and passive safety systems
TW353753B (en) * 1997-07-18 1999-03-01 Toshiba Corp Reactor internal equipment hoisting apparatus
JP2000064813A (ja) * 1998-08-25 2000-02-29 Toshiba Corp 冷熱貯蔵型負荷平準化発電システムおよびそのシステムを用いた発電方法
KR100419194B1 (ko) * 2000-11-13 2004-02-19 한국전력공사 원자로보호용기와 압축탱크를 이용한 비상노심냉각 방법과장치
FR2827997B1 (fr) * 2001-07-24 2005-10-07 Framatome Anp Procede et dispositif d'alimentation d'au moins un generateur de vapeur d'un reacteur nucleaire a eau sous pression pendant les periodes d'arret du reacteur
JP2006138744A (ja) * 2004-11-12 2006-06-01 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 原子炉の冷却装置
US7608938B2 (en) * 2006-10-12 2009-10-27 General Electric Company Methods and apparatus for electric power grid frequency stabilization
KR101022164B1 (ko) * 2009-06-15 2011-03-17 한국수력원자력 주식회사 경수로의 피동형 이차측 응축계통
CN101719386B (zh) * 2009-12-21 2012-07-04 肖宏才 先进压水堆核电站中完全非能动停堆安全冷却装置及其运行程序
CN201946323U (zh) * 2011-01-05 2011-08-24 中科华核电技术研究院有限公司 一种用于核电站的应急给水系统

Also Published As

Publication number Publication date
US20130064341A1 (en) 2013-03-14
FR2980028B1 (fr) 2016-07-29
WO2013035920A1 (fr) 2013-03-14
KR101250516B1 (ko) 2013-04-03
CN103000234B (zh) 2015-09-02
US9761333B2 (en) 2017-09-12
JP2013057656A (ja) 2013-03-28
CN103000234A (zh) 2013-03-27
KR20130027749A (ko) 2013-03-18
JP5603851B2 (ja) 2014-10-08

Similar Documents

Publication Publication Date Title
FR2980028A1 (fr) Appareil de condensation auxiliaire passif de centrale nucleaire
WO2000060609A1 (fr) Installation d'entreposage de tres longue duree de produits degageant de la chaleur tels que des dechets nucleaires
KR100884720B1 (ko) 폐플라스틱의 오일 환원 장치
KR101741834B1 (ko) 휘발성유기화합물 회수장치
US10168104B2 (en) Filling pipe for use in high-temperature heat pipe filling operation
FR3059758A1 (fr) Reservoir de transport de fluide cryogenique
EP2873916A1 (fr) Procédé et dispositif pour prévenir l'assèchement dans une chaudière de centrale solaire à concentration de type tour
EP0026705B1 (fr) Dispositif de refroidissement de secours du coeur d'un réacteur à eau pressurisée
FR3007567A1 (fr) Systeme de refroidissement de structure de confinement de reacteur nucleaire
FR2619950A1 (fr) Procede de protection d'un reacteur nucleaire a eau pressurisee contre les defaillances du dispositif d'arret d'urgence
LT4442B (lt) Išdegusiais šiluminiais elementais pakrauto šiluminių elementų transportavimo ir/arba laikymo rezervuaro atbulinio aušinimo būdas
EP0258131B1 (fr) Dispositif de refroidissement de secours d'un réacteur nulcléaire à neutrons rapides
EP2336745B1 (fr) Procédé pour la préparation d'échantillons métalliques et autoclave pour la mise en oeuvre du procédé
WO2015091553A1 (fr) Cuve de traitement thermique d'un liquide contaminé par des agents pathogènes, installation de décontamination comprenant une telle cuve et procédé de décontamination associé
KR101716441B1 (ko) 외부 냉각수 공급수단이 구비된 피동보조급수계통
FR2688145A1 (fr) Procede et installation pour separer un effluent sous forme de vapeur d'un courant de gaz vecteur.
JP3534591B2 (ja) 使用済み燃料輸送容器内の流体の置換方法及び装置
WO2009000994A2 (fr) Procede de demantelement pour la reutilisation des elements de l'enveloppe de pression d'un generateur de vapeur usage d'une centrale nucleaire
FR2987487A1 (fr) Systeme d'evacuation de la puissance residuelle d'un reacteur nucleaire a neutrons rapides, utilisant une convection forcee dans l'espace intercuve
Arendt et al. A Brief Guide to UF6 Handling
SU1008159A1 (ru) Способ наполнени емкости легкокип щей жидкостью
KR20250109986A (ko) 메탄올연료추진선박
CN102036727A (zh) 反升华系统的结霜容器的操作
KR20250110416A (ko) 암모니아연료추진선박
FR3112189A1 (fr) Système de réparation d’un tore d’eau alimentaire et méthode de réparation associée

Legal Events

Date Code Title Description
PLFP Fee payment

Year of fee payment: 4

PLFP Fee payment

Year of fee payment: 5

PLFP Fee payment

Year of fee payment: 6

PLFP Fee payment

Year of fee payment: 7

PLFP Fee payment

Year of fee payment: 8

PLFP Fee payment

Year of fee payment: 9

PLFP Fee payment

Year of fee payment: 10

PLFP Fee payment

Year of fee payment: 11

PLFP Fee payment

Year of fee payment: 12

PLFP Fee payment

Year of fee payment: 13

PLFP Fee payment

Year of fee payment: 14