公开(公告)号：WO2015102348A1

公开(公告)日：2015-07-09

申请号：PCT/KR2014/012995

申请日：2014-12-29

Applicant: 한국원자력연구원

Inventor： 김영인 ,  김긍구 ,  하재주 ,  윤주현 ,  배영민 ,  신수재 ,  한훈식 ,  강경준 ,  김태완

IPC: G21C15/00 ,  G21C9/00

CPC classification number: G21C15/18 ,  F22B1/023 ,  G21C1/322 ,  G21C9/012 ,  G21C15/08 ,  G21C15/243 ,  G21C15/26 ,  G21D1/006 ,  G21Y2002/104 ,  G21Y2004/302 ,  Y02E30/40 ,  Y02P80/154

Abstract: 본 발명은, 원자로냉각재계통의 현열과 노심의 잔열을 제거하도록 상기 현열과 잔열을 전달받은 일차계통유체 또는 이차계통유체를 격납부의 외부에서 유입된 냉각 유체와 열교환시키는 플레이트형 열교환기, 및 상기 일차계통유체의 순환유로를 형성하도록 상기 원자로냉각재계통을 상기 플레이트형 열교환기에 연결하거나 상기 이차계통유체의 순환유로를 형성하도록 일차계통과 이차계통의 경계에 배치된 증기발생기를 상기 플레이트형 열교환기에 연결하는 순환배관을 포함하는 피동잔열제거계통과 이를 구비하는 원전을 개시한다.

Abstract translation: 本发明提供了一种无源余热除去系统及其原子能发电设备，所述被动式除热系统包括：板式热交换器，用于在初级系统流体或次级系统流体之间进行热交换， 从原子反应堆冷却材料体系除去显热，从反应堆堆芯除去残余热，已经接收到显热和余热，以及从容纳单元的外部引入的冷却流体; 以及用于将原子反应堆冷却材料系统连接到板式热交换器的循环管道，从而形成初级系统流体的循环通道，或者将布置在主系统和辅助系统之间的边界处的蒸汽发生器连接到 板式热交换器，从而形成二次系统流体的循环通道。

公开(公告)号：WO2015089662A1

公开(公告)日：2015-06-25

申请号：PCT/CA2014/051224

申请日：2014-12-17

Applicant: HATCH LTD.

Inventor： SHAW, John Andrew Ferguson ,  JASTRZEBSKI, Maciej Urban ,  WASMUND, Bert Orland ,  WESTGATE, William Mark

IPC: G21C13/00 ,  G21C13/02

CPC classification number: G21C13/02 ,  G21C1/324 ,  G21C3/00 ,  G21C5/02 ,  G21C9/033 ,  G21C11/02 ,  G21C11/08 ,  G21C15/18 ,  G21C15/26 ,  Y02E30/40

Abstract: A nuclear reactor system is disclosed which provides an auxiliary cooling system and improved safety in the event of corrosion failure. The reactor comprises an inner reactor vessel containing a reactor core and a liquid fuel, and an outer containment vessel, with an intermediate space between the vessels being filled with a protective material. The protective material is at least partly in a solid state during normal operation of the reactor, and is liquefied by increasing temperatures within the reactor vessel due to abnormal operating conditions and provides enhanced cooling in the liquid state. The protective material and/or the coolant of a heat exchanger may dilute the liquid fuel during corrosive failure, and may optionally be provided with neutron absorbing material to prevent a fission chain reaction from occurring outside the reactor vessel.

Abstract translation: 公开了一种核反应堆系统，其提供辅助冷却系统并且在腐蚀失效的情况下提高安全性。 反应器包括含有反应堆芯和液体燃料的内部反应器容器和外部容纳容器，容器之间的中间空间填充有保护材料。 保护材料在反应器的正常操作期间至少部分处于固态，并且由于异常操作条件而在反应器容器内由于升高的温度而被液化，并且在液体状态下提供增强的冷却。 热交换器的保护材料和/或冷却剂可能在腐蚀性破坏期间稀释液体燃料，并且可任选地设置中子吸收材料，以防止裂变链反应发生在反应器容器外部。

公开(公告)号：WO2015061641A1

公开(公告)日：2015-04-30

申请号：PCT/US2014/062094

申请日：2014-10-24

Applicant: HOLTEC INTERNATIONAL

Inventor： SINGH, Krishna, P ,  RAJKUMAR, Joseph

IPC: G21C15/14

CPC classification number: G21C15/14 ,  F22B1/023 ,  F22B1/026 ,  G21C13/032 ,  G21C13/04 ,  G21C15/18 ,  G21C15/22 ,  G21C15/257 ,  G21C15/26 ,  G21D1/006 ,  Y02E30/40

Abstract: A nuclear steam supply system utilizing gravity-driven natural circulation for primary coolant flow through a fluidly interconnected reactor vessel and a steam generating vessel. In one embodiment, the steam generating vessel includes a plurality of vertically stacked heat exchangers operable to convert a secondary coolant from a saturated liquid to superheated steam by utilizing heat gained by the primary coolant from a nuclear fuel core in the reactor vessel. The secondary coolant, may be working fluid associated with a Rankine power cycle turbine-generator set in some embodiments. The steam generating vessel and reactor vessel may each be comprised of vertically elongated shells, which in one embodiment are arranged in lateral adjacent relationship. In one embodiment, the reactor vessel and steam generating vessel are physically discrete self-supporting structures which may be physically Iocated in the same containment vessel.

Abstract translation: 一种使用重力驱动的自然循环的初级冷却剂流经流体互连的反应堆容器和蒸汽发生容器的核蒸汽供应系统。 在一个实施例中，蒸汽发生容器包括多个垂直堆叠的热交换器，其可操作以通过利用来自反应堆容器中的核燃料芯的主要冷却剂所获得的热量将二次冷却剂从饱和液体转化为过热蒸汽。 在一些实施例中，二次冷却剂可以是与兰金动力循环涡轮发电机组相关联的工作流体。 蒸汽发生容器和反应堆容器可以各自包括垂直细长的外壳，在一个实施例中，它们以横向相邻的关系排列。 在一个实施例中，反应堆容器和蒸汽发生容器是物理上分离的自支撑结构，其可以物理地定位在相同的容纳容器中。

公开(公告)号：WO2013158350A1

公开(公告)日：2013-10-24

申请号：PCT/US2013/034258

申请日：2013-03-28

Applicant: WESTINGHOUSE ELECTRIC COMPANY LLC

Inventor： VEREB, Frank, T. ,  BROWN, William, L. ,  JOHNSON, Forrest, T.

IPC: G21C15/26

CPC classification number: G21C15/18 ,  F15D1/0015 ,  G21C13/022 ,  G21C15/12 ,  G21C15/26 ,  Y02E30/40

Abstract: A passive containment air cooling system for a nuclear power plant that enhances air flow over a metal containment that houses the reactor system to improve heat transfer out of the containment. The heat transfer is improved by employing swirl vanes to mix the air as it rises over the walls of the containment due to natural circulation and a vortex engine proximate an exit along the cooling air path to increase the quantity of air drawn along the containment.

Abstract translation: 一种用于核电厂的无源遏制空气冷却系统，其增强容纳反应堆系统的金属容器上的空气流动，以改善从密封件传热的热量。 通过采用旋流叶片来混合空气，由于其自​​然循环而在空气的壁上上升，并且沿着冷却空气路径靠近出口的涡流发动机来增加热传递，从而增加沿着容纳物吸入的空气量。

公开(公告)号：WO2017127937A1

公开(公告)日：2017-08-03

申请号：PCT/CA2017/050095

申请日：2017-01-27

Applicant: TERRESTRIAL ENERGY INC.

Inventor： LEBLANC, David ,  RODENBURG, Anthonius, C.

IPC: G21C15/18 ,  G21C15/26 ,  G21C15/28 ,  G21C19/08

CPC classification number: G21C15/18 ,  G21C15/26 ,  G21C19/08 ,  Y02E30/40

Abstract: A cooling system to remove decay heat removal from a nuclear core of a nuclear reactor when the nuclear reactor cesses to operate due to unforeseen conditions such as, for example, loss of electrical power to pumps circulating the primary coolant in the nuclear reactor. The cooling has a conduit structure that defines a sealed closed circuit through which a cooling fluid circulates through natural convection. In some embodiments, the cooling system of the present disclosure is always functioning. That is, the cooling system continuously extracts heat from the nuclear core. In these embodiments, the cooling system does not need to be actuated in any way when the nuclear reactor shuts down unexpectedly. In other embodiments, the cooling system can be turned on automatically upon loss of electrical power.

Abstract translation: 当核反应堆由于不可预见的情况而停止运行时，例如失去向循环至主循环的泵的电力，冷却系统从核反应堆的核心去除衰变热 核反应堆中的冷却剂。 冷却装置具有管道结构，该管道结构限定了冷却流体通过自然对流循环的密封闭合回路。 在一些实施例中，本公开的冷却系统始终运行。 也就是说，冷却系统不断从核心中提取热量。 在这些实施例中，当核反应堆意外关闭时，不需要以任何方式致动冷却系统。 在其他实施例中，冷却系统可以在电力丧失时自动打开。

公开(公告)号：WO2014031767A3

公开(公告)日：2014-04-24

申请号：PCT/US2013056023

申请日：2013-08-21

Applicant: HOLTEC INTERNATIONAL INC

Inventor： SINGH KRISHNA P ,  RAJKUMAR JOSEPH

IPC: G21C15/12

CPC classification number: G21C11/088 ,  G21C11/00 ,  G21C13/02 ,  G21C15/12 ,  G21C15/18 ,  G21C15/26 ,  G21C19/07 ,  Y02E30/40

Abstract: A component cooling water system for a nuclear power plant. In one embodiment, the system includes an inner containment vessel housing a nuclear reactor and an outer containment enclosure structure. An annular water reservoir is formed between the containment vessel and containment enclosure structure which provides a heat sink for dissipating thermal energy. A shell-less heat exchanger is provided having an exposed tube bundle immersed in water held within the annular water reservoir. Component cooling water from the plant flows through the tube bundle and is cooled by transferring heat to the annular water reservoir. In one non-limiting embodiment, the tube bundle may be U-shaped

Abstract translation: 核电厂组件冷却水系统。 在一个实施例中，系统包括容纳核反应堆和外部容纳外壳结构的内部容纳容器。 在容纳容器和容纳外壳结构之间形成环形储水器，其提供用于耗散热能的散热器。 提供了一种无壳式热交换器，其具有浸没在保持在环形储水器内的水中的暴露的管束。 来自植物的部件冷却水流过管束，并通过将热量传递给环形储水器来冷却。 在一个非限制性实施例中，管束可以是U形的

公开(公告)号：WO2014031767A2

公开(公告)日：2014-02-27

申请号：PCT/US2013/056023

申请日：2013-08-21

Applicant: HOLTEC INTERNATIONAL, INC.

Inventor： SINGH, Krishna, P. ,  RAJKUMAR, Joseph

IPC: G21C15/24

CPC classification number: G21C11/088 ,  G21C11/00 ,  G21C13/02 ,  G21C15/12 ,  G21C15/18 ,  G21C15/26 ,  G21C19/07 ,  Y02E30/40

Abstract: A component cooling water system for a nuclear power plant. In one embodiment, the system includes an inner containment vessel housing a nuclear reactor and an outer containment enclosure structure. An annular water reservoir is formed between the containment vessel and containment enclosure structure which provides a heat sink for dissipating thermal energy. A shell-less heat exchanger is provided having an exposed tube bundle immersed in water held within the annular water reservoir. Component cooling water from the plant flows through the tube bundle and is cooled by transferring heat to the annular water reservoir. In one non-limiting embodiment, the tube bundle may be U-shaped

Abstract translation:

核电站的组件冷却水系统。 在一个实施例中，该系统包括容纳核反应堆的内部安全壳和外部安全壳围护结构。 在安全壳和安全壳外壳结构之间形成一个环形蓄水池，该安全壳提供散热器以散发热能。 提供无壳式热交换器，其具有浸没在环形蓄水池内的水中的暴露的管束。 来自工厂的组件冷却水流经管束并通过将热量传递到环形水库而被冷却。 在一个非限制性实施例中，管束可以是U形的

公开(公告)号：WO2013188128A1

公开(公告)日：2013-12-19

申请号：PCT/US2013/043551

申请日：2013-05-31

Applicant: WESTINGHOUSE ELECTRIC COMPANY LLC

Inventor： CRONJE, Johan, M. ,  HARKNESS, Alexander, W. ,  CUMMINS, William, E. ,  MEMMOTT, Matthew, J. ,  SMITH, Matthew, C.

IPC: G21C9/00 ,  G21C15/18

CPC classification number: G21C1/322 ,  G21C15/18 ,  G21C15/26 ,  Y02E30/32

Abstract: An integral pressurized water reactor that combines all of the components typically associated with a nuclear steam supply system, such as the steam generator, reactor coolant pumps, pressurizer and the reactor, into a single reactor pressure vessel. The reactor pressure vessel is itself enclosed in a containment pressure vessel that also houses a number of safety systems, such as the core make-up tanks, the primary side of residual heat removal heat exchangers, an automatic depressurization system and a recirculation system that enables continuous core cooling through natural circulation over an extended period of time. Actuation of the passive systems is done by single actuation of valves, powered from redundant batteries.

Abstract translation: 将通常与诸如蒸汽发生器，反应堆冷却剂泵，加压器和反应器的核蒸汽供应系统相关联的所有部件组合成单个反应堆压力容器的整体式压水反应堆。 反应堆压力容器本身封闭在容纳压力容器中，该容器还容纳许多安全系统，例如核心化妆池，剩余除热热交换器的初级侧，自动减压系统和再循环系统，其使能 连续的核心冷却通过自然循环延长的时间。 被动系统的启动是通过单个由阀门驱动的，由冗余电池供电的。

公开(公告)号：WO2013107790A1

公开(公告)日：2013-07-25

申请号：PCT/EP2013/050781

申请日：2013-01-17

Applicant: SOCIETE TECHNIQUE POUR L'ENERGIE ATOMIQUE TECHNICATOME

Inventor： FRIBOURG, Charles

IPC: G21C15/18

CPC classification number: G21C15/18 ,  G21C1/322 ,  G21C15/26 ,  Y02E30/40

Abstract: La présente invention concerne un système pour assurer l'évacuation de la puissance résiduelle d'un réacteur nucléaire (100) à eau pressurisée. Le système comporte une réserve d'eau (102), au moins un générateur de vapeur, dit module GV (119), dans lequel l'eau primaire chauffée par le cœur (113) circule soit de façon forcée lors du fonctionnement en puissance, soit en circulation naturelle en situation d'arrêt de la pompe primaire, au moins un condenseur (105) logé dans l'enceinte de confinement (101). Le condenseur inclut un récupérateur (106) apte à récupérer l'eau condensée et une liaison condenseur (110, 107, 111) pour assurer la circulation d'eau en circuit fermé entre la réserve (102) et le condenseur (105). Le système comporte aussi des moyens (112) pour la mise en circulation de l'eau secondaire entre le module GV (119) et le condenseur (105), lesdits moyens s'activant sans apport extérieur d'énergie électrique, lorsqu'un paramètre de fonctionnement caractéristique d'un échauffement excessif de l'eau primaire atteint un certain seuil, de sorte que l'eau primaire chauffée par le cœur (113) et circulant dans le module GV vaporise l'eau secondaire, une liaison chaude (123) assurant la circulation naturelle de la vapeur issue du module GV (119) vers le condenseur (105), le condenseur (105) étant apte à condenser la vapeur d'eau circulant dans la liaison chaude (123) par contact thermique avec l'eau de la liaison condenseur (110, 107, 111) en circulation naturelle et une liaison froide (124) assurant la circulation par gravité de l'eau issue du récupérateur (106) vers le module GV (119).

Abstract translation: 本发明涉及一种用于排出加压水核反应堆（100）的剩余电力的系统。 该系统包括储备水（102），称为GV模块（119）的至少一个蒸汽发生器，其中由芯部（113）加热的初级水在动力运行期间以强制方式循环，或者当 主泵停止，并且容纳在容纳容器（101）中的至少一个冷凝器（105）。 冷凝器包括适于回收冷凝水的回收单元（106）和冷凝器连杆（110,107,111），以确保水在储备（102）和冷凝器（105）之间的闭合回路中循环。 所述系统还包括在所述GV模块（119）和所述冷凝器（105）之间循环所述次级水的装置（112），当所述主要过程加热的特征的操作参数特征在于，所述装置在没有外部电力供应的情况下被激活 水达到一定的阈值，使得由核心（113）加热并在GV模块中循环的初级水分蒸发二次水，热链路（123）确保蒸汽从GV模块（119）自然循环到 冷凝器（105），冷凝器（105）被设计成通过与在冷凝器连杆（110,107,111）中自然循环的水的热接触来冷凝在热连接件（123）中循环的蒸汽，以及冷 连杆（124）确保通过重力将水从回收单元（106）循环到GV模块（119）。

公开(公告)号：WO2016022445A1

公开(公告)日：2016-02-11

申请号：PCT/US2015/043351

申请日：2015-08-03

Applicant: GE-HITACHI NUCLEAR ENERGY AMERICAS LLC

Inventor： SPRAGUE, Robin, D. ,  KECK, David, Jonathan

IPC: G21C15/26 ,  G21C1/08

CPC classification number: G21C19/32 ,  G21C1/084 ,  G21C1/322 ,  G21C15/26 ,  Y02E30/31

Abstract: A method of storing a chimney assembly of a reactor pressure vessel during a nuclear reactor outage may include detaching a chimney barrel with upper chimney partitions therein from a top guide assembly of the reactor pressure vessel. A height of the upper chimney partitions is less than a height of the chimney barrel so as to leave a plenum region in a top section of the chimney barrel. The top guide assembly includes lower chimney partitions therein. The lower chimney partitions are removed from the top guide assembly and inserted into the plenum region of the chimney barrel so as to be on the upper chimney partitions. As a result, the chimney assembly can be stored in a relatively compact form during a reactor outage. The chimney assembly may be a combination of at least the chimney barrel, the upper chimney partitions, and the lower chimney partitions.

Abstract translation: 在核反应堆中断期间存储反应堆压力容器的烟囱组件的方法可以包括从反应堆压力容器的顶部引导组件将具有上部烟囱分隔件的烟囱筒分离。 上烟囱隔板的高度小于烟囱筒的高度，以便在烟囱筒的顶部部分中留下增压室。 顶部导向组件包括其中的下部烟囱分隔件。 下部烟囱分隔件从顶部引导组件移除并插入到烟囱筒的增压室区域中，以便在上部烟囱分隔壁上。 结果，烟囱组件可以在反应堆中断期间以相对紧凑的形式存储。 烟囱组件可以是至少烟囱筒，上部烟囱分隔件和下部烟囱分隔件的组合。