CN103632736B - 一种核电站堆腔注水冷却*** - Google Patents

一种核电站堆腔注水冷却*** Download PDF

Info

Publication number
CN103632736B
CN103632736B CN201210295150.0A CN201210295150A CN103632736B CN 103632736 B CN103632736 B CN 103632736B CN 201210295150 A CN201210295150 A CN 201210295150A CN 103632736 B CN103632736 B CN 103632736B
Authority
CN
China
Prior art keywords
pipe
isolating valve
water
standby
reactor cavity
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.)
Active
Application number
CN201210295150.0A
Other languages
English (en)
Other versions
CN103632736A (zh
Inventor
黄伟
任云
赖建永
张玉龙
隋海明
曾畅
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.)
Nuclear Power Institute of China
Original Assignee
Nuclear Power Institute of China
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 Nuclear Power Institute of China filed Critical Nuclear Power Institute of China
Priority to CN201210295150.0A priority Critical patent/CN103632736B/zh
Priority to PCT/CN2013/081727 priority patent/WO2014029305A1/zh
Priority to GB1504123.9A priority patent/GB2520215B/en
Publication of CN103632736A publication Critical patent/CN103632736A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN103632736B publication Critical patent/CN103632736B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
    • G21C13/02—Details
    • 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
    • G21C15/02—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices
    • G21C15/12—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices from pressure vessel; from containment vessel
    • 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
    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
    • G21C15/182—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat comprising powered means, e.g. pumps
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21D—NUCLEAR POWER PLANT
    • G21D3/00—Control of nuclear power plant
    • G21D3/04—Safety arrangements
    • G21D3/06—Safety arrangements responsive to faults within the plant
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C11/00—Shielding structurally associated with the reactor
    • G21C11/08—Thermal shields; Thermal linings, i.e. for dissipating heat from gamma radiation which would otherwise heat an outer biological shield ; Thermal insulation
    • 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
    • G21C15/24—Promoting flow of the coolant
    • G21C15/243—Promoting flow of the coolant for liquids
    • 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
    • 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)
  • Business, Economics & Management (AREA)
  • Emergency Management (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

本发明涉及一种核电站堆腔注水冷却***，包括：设置在反应堆安全壳内的反应堆堆腔、设置在反应堆堆腔内的压力容器，位于反应堆堆腔与压力容器之间并包围压力容器的隔热屏障，还包括外部注水***和设置在安全壳内的高位注水***；外部注水***包括外部水源、与外部水源连接的外部注水管、在外部注水管上设置的堆腔注水泵、在堆腔注水泵上游和下游分别设置的第一隔离阀和第二隔离阀；该外部注水管穿过安全壳与隔热屏障底部连接；高位注水***包括高位注水箱、连接高位注水箱底部与外部注水管的高位注水管、设置在高位注水管上的第三隔离阀。本发明性能稳定可靠，可以有效地缓解严重事故后果，确保严重事故下反应堆压力容器的完整性。

Description

一种核电站堆腔注水冷却***
技术领域
本发明涉及一种冷却***，具体涉及一种应用于核电站事故情况下，进行事故应对及缓解的堆腔注水冷却***。
背景技术
针对压水堆核电站严重事故，目前国际上采取了很多缓解措施，在电厂发生堆芯融化的严重事故时，目前较新的技术为熔融物堆内滞留措施（IVR）。熔融物堆内滞留措施是一种核电站严重事故缓解措施，即在压水堆核电厂（站）发生堆芯熔化的严重事故时，通过反应堆压力容器外部冷却，将堆内热量导出，实现堆芯熔融物滞留，确保反应堆压力容器的完整性。在美国AP600/1000堆型中已经采用该技术缓解严重事故后果。其设计特点为：在严重事故发生后，安全壳内换料水箱中的水作为冷却水，依靠重力，以非能动的方式注入堆腔，淹没反应堆压力容器下封头及一定高度的筒体，冷却水在以反应堆压力容器及其保温层之间流道中流过并冷却反应堆压力容器外壁面，被加热形成蒸汽后通过保温层上部的开孔返回安全壳空间。这种设计的缺点是仅有一种“非能动”注入淹没的冷却手段，注入水流量较小，无法实现高效的换热；并且缺少有效的对冷却水的冷却，难以保证***运行后期的换热效果。
发明内容
本发明要解决的技术问题是提供一种在核电站发生堆芯融化的严重事故时，能够以能动与非能动相结合的冷却水注入方式冷却反应堆压力容器外壁面，从而将堆芯熔融物滞留在反应堆压力容器中，防止可能威胁安全壳完整性的堆腔注水冷却***。
为了解决上述技术问题，本发明的技术方案为，一种核电站堆腔注水冷却***，包括：设置在反应堆安全壳内的反应堆堆腔、设置在反应堆堆腔内的压力容器，位于反应堆堆腔与压力容器之间并包围压力容器的隔热屏障，还包括外部注水***和设置在安全壳内的高位注水***；
所述外部注水***包括外部水源、与所述外部水源连接的外部注水管、在所述外部注水管上设置的堆腔注水泵；该外部注水管穿过安全壳与隔热屏障底部连接；
所述高位注水***包括高位注水箱、连接所述高位注水箱底部与外部注水管的高位注水管。
进一步所述外部水源位于安全壳外侧的消防水源。
进一步还包括在所述堆腔注水泵上游和下游分别设置的第一隔离阀和第二隔离阀，以及设置在所述高位注水管上的第三隔离阀。
进一步还包括设置在安全壳外侧的换热器、设置在所述堆腔注水泵与第一隔离阀之间的第四隔离阀、连接在所述堆腔注水泵与该第四隔离阀之间的外部注水管上的换热出水管、连接在所述第一隔离阀与该第四隔离阀之间的外部注水管上的换热进水管，所述换热出水管和换热进水管分别与所述换热的进水口和出水口连接。
进一步还包括第一备用管路，所述第一备用管路上从上游至下游依次设置有第一备用隔离阀和备用堆腔注水泵，该第一备用管路与连接第一隔离阀和堆腔注水泵的外部注水管并联连接。
进一步还包括设置在安全壳外侧的备用换热器、设置在所述备用堆腔注水泵与第一隔备用离阀之间的第二备用隔离阀、连接在所述备用堆腔注水泵与该第二备用隔离阀之间的第一备用管路上的备用换热出水管、连接在所述第一备用隔离阀与该第二备用隔离阀之间的第一备用管路上的备用换热进水管，所述备用换热出水管和备用换热进水管分别与所述备用换热器的进水口和出水口连接。
进一步还包括低位注水***，所述低位注水***包括设置在安全壳内底部的低位注水箱、与所述低位注水箱底部连接的低位注水管、设置在所述低位注水管上的第五隔离阀，所述低位主水管连接到所述堆腔注水泵与第二隔离阀之间的外部注水管上。
进一步还包括第二备用管路，所述第二备用管路上设置有第三备用隔离阀，该第二备用管路一端连接到低位注水箱底部，另一端连接到备用堆腔注水泵上游的第一备用管路上。
进一步在第二隔离阀与低位注水管和外部注水管连接处之间的消防管上设置有止回阀，在安全壳内第一隔离阀与高位注水管和外部注水管连接处之间的外部注水管上设置有止回阀，在第四隔离阀与高位注水管和外部注水管连接处之间的高位注水管上设置有止回阀，在第五隔离阀与低位注水管和外部注水管连接处之间的低位注水管上设置有止回阀，在第二备用管路上第三备用隔离阀的下游设置有止回阀。
进一步所述隔热屏障支撑在堆腔内，该隔热屏障与压力容器之间形成一个空腔，所述空腔与堆腔顶部结合处设有排放窗口，所述排放窗口水平高度高于低位注水箱。
本发明的有益效果：该***采取能动与非能动相结合的注水方式，性能稳定可靠，可以有效地缓解严重事故后果，确保严重事故下反应堆压力容器的完整性。
附图说明
图1为本发明一种压水堆核电站堆腔注水冷却***示意图；
图中：1-压力容器，2-隔热屏障，3-低位注水箱，4-高位注水箱，5-第五隔离阀，501-第三备用隔离阀，6-止回阀，7-堆腔注水泵，8-第四隔离阀，801-第二备用隔离阀，9-第一隔离阀，901-第一备用隔离阀，10-第二隔离阀，11-第三隔离阀，12-反应堆安全壳，13-反应堆堆腔，14-外部水源，15-外部注水管，16-高位注水管，17-低位注水管，18-第一备用管路，19-第二备用管路，20-排放窗口。
具体实施方式
以下结合图1和实施例对本发明做进一步描述。
如图1所示本发明一种压水堆核电站堆腔注水冷却***，在反应堆安全壳12内设置反应堆堆腔13，压力容器1设置在反应堆堆腔13内，隔热屏障2位于反应堆堆腔13与压力容器1之间并包围压力容器1，高位注水***设置在安全壳12内；隔热屏障2的结构可以采用目前公知的AP1000的设计方案，隔热屏障2支撑在反应堆堆腔13内，其与压力容器之间形成一个空腔，该空腔与堆腔顶部结合处设有排放窗口20。
本发明的堆腔注水冷却***中还设置有外部注水***，该外部注水***包括外部水源14、与所述外部水源14连接的外部注水管15、在所述外部注水管15上设置的堆腔注水泵7、在所述堆腔注水泵7上游和下游分别设置的第一隔离阀9和第二隔离阀10；该外部注水管15穿过安全壳12并进入反应堆堆腔13内与隔热屏障2底部连接；上述的外部水源14可以是设置在安全壳外的消防水源。
高位注水***包括高于堆芯高度设置的高位注水箱4、连接所述高位注水箱4底部与进入安全壳12内的外部注水管15的高位注水管16、设置在所述高位注水管16上的第三隔离阀11。所述第三隔离阀11可以是由两个或多个并联的隔离阀构成的隔离阀组。
换热器设置在安全壳12外侧，第四隔离阀8设置在所述堆腔注水泵7与第一隔离阀9之间的外部注水管15的管段上，换热出水管一端连接在所述堆腔注水泵7与该第四隔离阀8之间的外部注水管15上，换热进水管一端连接在所述第一隔离阀9与该第四隔离阀8之间的外部注水管15上，所述换热出水管和换热进水管的另一端分别与所述换热的进水口和出水口连接。
本发明的堆腔注水冷却***中还设置有低位注水***，所述低位注水***包括设置在安全壳内底部的低位注水箱3、与所述低位注水箱3底部连接的低位注水管17、设置在所述低位注水管17上的第五隔离阀5，所述低位注水管17连接到所述堆腔注水泵7与第二隔离阀10之间的外部注水管15上。
在第二隔离阀10与低位注水管17和外部注水管15连接处之间的外部注水管15上设置有止回阀6，在安全壳12内第一隔离阀9与高位注水管16和外部注水管15连接处之间的外部注水管15上设置有止回阀6，在第四隔离阀11与高位注水管16和外部注水管15连接处之间的高位注水管16上设置有止回阀6，在第五隔离阀5与低位注水管17和外部注水管15连接处之间的低位注水管17上设置有止回阀6。
在第一备用管路18上从上游至下游依次设置有第一备用隔离阀901和备用堆腔注水泵701，该第一备用管路18与连接第一隔离阀9和堆腔注水泵7的外部注水管15并联连接，即其一端连接到第一隔离阀9的下游，另一端连接到堆腔注水泵7和第二隔离阀10下游的止回阀6之间。
在安全壳12外侧还设置有备用换热器；第二备用隔离阀801设置在所述备用堆腔注水泵701与第一备有隔离阀901之间，备用换热出水管一端连接在所述备用堆腔注水泵701与该第二备用隔离阀801之间的第一备用管路上，备用换热进水管一端连接在所述第一备用隔离阀901与该第二备用隔离阀801之间的第一备用管路18上，所述备用换热出水管和备用换热进水管的另一端分别与所述备用换热器的进水口和出水口连接。
第二备用管路19一端连接到低位注水箱3底部，另一端连接到备用堆腔注水泵701上游的第一备用管路18上，第二备用管路19上设置有第三备用隔离阀501。在第二备用管路19上第三备用隔离阀501的下游设置有止回阀。
在低位注水管17上第五隔离阀5下游连接有喷淋管路，该喷淋管路另一端与安全壳喷淋***连接，该喷淋管路作为旁路在事故工况下对安全壳进行喷淋；同时，在备第二备用管路19上第三备用隔离阀501下游连接有备用喷淋管路，该备用喷淋管路另一端与安全壳喷淋***连接，该备用喷淋管路作为备用；
本发明中排放窗口20水平高度高于低位注水箱3。
在机组正常运行和设计基准事故下本发明的堆腔注水冷却***被隔离，级不投入运行。在严重事故发生导致堆芯熔化时由操作员手动投入该***。
在严重事故发生导致堆芯熔化时，本发明堆腔注水冷却***投入运行。操纵员根据堆芯出口温度信号，手动打开第一隔离阀9、第四隔离阀8和第五隔离阀5，启动堆腔注水泵7，从低位注水箱3取水并注入反应堆压力容器1外壁和隔热屏障2之间，对反应堆压力容器1外壁进行冷却，冷却后的水通过所述排放窗口20流回至低位注水箱3中，进行循环运行。
***运行过程中，冷却水由于被加热而温度持续升高，可由操作员手动开启该堆腔注水冷却***中的与换热器相连的换热出水管和换热进水管，该换热器可以是安全壳喷淋***的换热器；关闭外部注水管15上的第四隔离阀8，由低位注水箱3吸入的水经过换热器的冷却后再注入反应堆堆腔13中；外部水源14可以配合低位注水箱3一起对反应堆堆腔13进行注水；具体地，当低位注水箱3失效或低位注水管17或第二备用管路19失效时，关闭第五隔离阀5和第三备用隔离阀501，打开第二隔离阀10，利用外部水源14对反应堆堆腔13进行注水。
当机组丧失全部电源，可开启安全壳内高位注水箱4下端的高位注水管16的第三隔离阀11，高位注水箱4内的水依靠重力通过外部注水管15注入反应堆堆腔13，并淹没反应堆堆腔13到一定高度，实现对反应堆堆腔13的持续淹没和反应堆压力容器1外壁的持续冷却。

Claims (7)

1.一种核电站堆腔注水冷却***，包括：设置在反应堆安全壳内的反应堆堆腔、设置在反应堆堆腔内的压力容器，位于反应堆堆腔与压力容器之间并包围压力容器的隔热屏障，其特征在于：还包括外部注水***和设置在安全壳内的高位注水***；
所述外部注水***包括外部水源、与所述外部水源连接的外部注水管、在所述外部注水管上设置的堆腔注水泵、在所述堆腔注水泵上游和下游分别设置的第一隔离阀和第二隔离阀；该外部注水管穿过安全壳与隔热屏障底部连接；
所述高位注水***包括高位注水箱、连接所述高位注水箱底部与外部注水管的高位注水管、设置在所述高位注水管上的第三隔离阀；
还包括第一备用管路，所述第一备用管路上从上游至下游依次设置有第一备用隔离阀和备用堆腔注水泵，该第一备用管路与连接第一隔离阀和堆腔注水泵的外部注水管并联连接；
还包括设置在安全壳外侧的备用换热器、设置在所述备用堆腔注水泵与第一备用隔离阀之间的第二备用隔离阀、连接在所述备用堆腔注水泵与该第二备用隔离阀之间的第一备用管路上的备用换热出水管、连接在所述第一备用隔离阀与该第二备用隔离阀之间的第一备用管路上的备用换热进水管，所述备用换热出水管和备用换热进水管分别与所述备用换热器的进水口和出水口连接。
2.按照权利要求1所述的核电站堆腔注水冷却***，其特征在于：所述外部水源为位于安全壳外侧的消防水源。
3.按照权利要求1所述的核电站堆腔注水冷却***，其特征在于：还包括设置在安全壳外侧的换热器、设置在所述堆腔注水泵与第一隔离阀之间的第四隔离阀、连接在所述堆腔注水泵与该第四隔离阀之间的外部注水管上的换热出水管、连接在所述第一隔离阀与该第四隔离阀之间的外部注水管上的换热进水管，所述换热出水管和换热进水管分别与所述换热器的进水口和出水口连接。
4.按照权利要求1所述的核电站堆腔注水冷却***，其特征在于：还包括低位注水***，所述低位注水***包括设置在安全壳内底部的低位注水箱、与所述低位注水箱底部连接的低位注水管、设置在所述低位注水管上的第五隔离阀，所述低位注水管连接到所述堆腔注水泵与第二隔离阀之间的外部注水管上。
5.按照权利要求4所述的核电站堆腔注水冷却***，其特征在于：还包括第二备用管路，所述第二备用管路上设置有第三备用隔离阀，该第二备用管路一端连接到低位注水箱底部，另一端连接到备用堆腔注水泵上游的第一备用管路上。
6.按照权利要求5所述的核电站堆腔注水冷却***，其特征在于：在第二隔离阀与低位注水管和外部注水管连接处之间的消防管上设置有止回阀，在安全壳内第一隔离阀与高位注水管和外部注水管连接处之间的外部注水管上设置有止回阀，在第四隔离阀与高位注水管和外部注水管连接处之间的高位注水管上设置有止回阀，在第五隔离阀与低位注水管和外部注水管连接处之间的低位注水管上设置有止回阀，在第二备用管路上第三备用隔离阀的下游设置有止回阀。
7.按照权利要求1所述的核电站堆腔注水冷却***，其特征在于：所述隔热屏障支撑在堆腔内，该隔热屏障与压力容器之间形成一个空腔，所述空腔与堆腔顶部结合处设有排放窗口，所述排放窗口水平高度低于低位注水箱。
CN201210295150.0A 2012-08-20 2012-08-20 一种核电站堆腔注水冷却*** Active CN103632736B (zh)

Priority Applications (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201210295150.0A CN103632736B (zh) 2012-08-20 2012-08-20 一种核电站堆腔注水冷却***
PCT/CN2013/081727 WO2014029305A1 (zh) 2012-08-20 2013-08-19 一种核电站堆腔注水冷却***
GB1504123.9A GB2520215B (en) 2012-08-20 2013-08-19 A water flooding system for cooling a nuclear power plant reactor cavity

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201210295150.0A CN103632736B (zh) 2012-08-20 2012-08-20 一种核电站堆腔注水冷却***

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN103632736A CN103632736A (zh) 2014-03-12
CN103632736B true CN103632736B (zh) 2016-08-10

Family

ID=50149432

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201210295150.0A Active CN103632736B (zh) 2012-08-20 2012-08-20 一种核电站堆腔注水冷却***

Country Status (3)

Country Link
CN (1) CN103632736B (zh)
GB (1) GB2520215B (zh)
WO (1) WO2014029305A1 (zh)

Families Citing this family (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN104183285B (zh) * 2014-08-12 2017-11-24 中国核电工程有限公司 一种反应堆压力容器外部冷却***
CN105741887B (zh) * 2014-12-11 2017-11-14 中广核工程有限公司 核电站非能动堆腔注水***及方法
CN105895172A (zh) * 2014-12-26 2016-08-24 姚明勤 压水堆非能动安全的快速有效设计措施
CN104766637B (zh) * 2015-04-01 2017-03-29 中广核研究院有限公司 安全注入成套***
CN105047235B (zh) * 2015-06-09 2017-12-29 中国核动力研究设计院 核反应堆严重事故状态下熔融物堆内滞留非能动冷却***
CN106803436B (zh) * 2015-11-26 2018-08-17 大亚湾核电运营管理有限责任公司 核电厂后备事故缓解电源事故应用功能的验证方法及装置
CN107945891B (zh) * 2017-10-19 2021-01-19 中国核电工程有限公司 一种具有反应堆堆芯熔融物堆内滞留和堆外滞留功能的***
CN111720201B (zh) * 2020-07-23 2023-09-01 中船动力有限公司 柴油发电机冷却水供水***
WO2022047622A1 (zh) * 2020-09-01 2022-03-10 中广核研究院有限公司 一种核电站熔融物堆内滞留***
CN112489842A (zh) * 2020-11-04 2021-03-12 中国核电工程有限公司 一种堆腔注水冷却***能动执行机构的组合报警方法
CN113205893B (zh) * 2021-04-02 2022-03-22 中国核电工程有限公司 一种核电站堆芯淹没水池的布置方法及***

Citations (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN1351355A (zh) * 2000-10-17 2002-05-29 株式会社东芝 沸水型原子能发电站
JP4385218B2 (ja) * 2003-12-09 2009-12-16 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 原子炉注水設備
CN201570286U (zh) * 2009-11-25 2010-09-01 中科华核电技术研究院有限公司 一种用于核电***的堆腔注水***
CN201689688U (zh) * 2010-06-04 2010-12-29 中科华核电技术研究院有限公司 堆芯冷却、堆腔充水及安全壳热量导出的***
CN201698776U (zh) * 2010-06-04 2011-01-05 中科华核电技术研究院有限公司 用于核电站的可连续运行的安注及喷淋***
CN102034559A (zh) * 2010-09-19 2011-04-27 中广核工程有限公司 一种核电站的快速互备***及其互备方法
CN102169733A (zh) * 2011-02-14 2011-08-31 中国核电工程有限公司 一种核电站非能动与能动相结合的专设安全***
CN202102729U (zh) * 2011-05-06 2012-01-04 中科华核电技术研究院有限公司 备用堆芯冷却与堆腔充水***
CN202217513U (zh) * 2011-08-18 2012-05-09 中广核工程有限公司 核电站压力容器保温层的预埋支撑装置

Family Cites Families (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH0242393A (ja) * 1988-08-03 1990-02-13 Toshiba Corp 原子炉の非常用炉心冷却装置
US4950448A (en) * 1989-05-11 1990-08-21 General Electric Company Passive heat removal from containment
JPH03274493A (ja) * 1990-03-26 1991-12-05 Toshiba Corp 原子炉非常時冷却装置
JPH05307094A (ja) * 1992-04-30 1993-11-19 Hitachi Ltd 沸騰水型原子炉の原子炉冷却系
JP2004061192A (ja) * 2002-07-25 2004-02-26 Toshiba Corp 原子力発電設備

Patent Citations (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN1351355A (zh) * 2000-10-17 2002-05-29 株式会社东芝 沸水型原子能发电站
JP4385218B2 (ja) * 2003-12-09 2009-12-16 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 原子炉注水設備
CN201570286U (zh) * 2009-11-25 2010-09-01 中科华核电技术研究院有限公司 一种用于核电***的堆腔注水***
CN201689688U (zh) * 2010-06-04 2010-12-29 中科华核电技术研究院有限公司 堆芯冷却、堆腔充水及安全壳热量导出的***
CN201698776U (zh) * 2010-06-04 2011-01-05 中科华核电技术研究院有限公司 用于核电站的可连续运行的安注及喷淋***
CN102034559A (zh) * 2010-09-19 2011-04-27 中广核工程有限公司 一种核电站的快速互备***及其互备方法
CN102169733A (zh) * 2011-02-14 2011-08-31 中国核电工程有限公司 一种核电站非能动与能动相结合的专设安全***
CN202102729U (zh) * 2011-05-06 2012-01-04 中科华核电技术研究院有限公司 备用堆芯冷却与堆腔充水***
CN202217513U (zh) * 2011-08-18 2012-05-09 中广核工程有限公司 核电站压力容器保温层的预埋支撑装置

Also Published As

Publication number Publication date
WO2014029305A1 (zh) 2014-02-27
GB2520215A (en) 2015-05-13
CN103632736A (zh) 2014-03-12
GB201504123D0 (en) 2015-04-22
GB2520215B (en) 2018-04-18

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN103632736B (zh) 一种核电站堆腔注水冷却***
CN102169733B (zh) 一种核电站非能动与能动相结合的专设安全***
CN102163469B (zh) 一种核电站非能动专设安全***
CN102903404B (zh) 一种核电站能动与非能动结合的堆芯剩余热量排出***
CN201689688U (zh) 堆芯冷却、堆腔充水及安全壳热量导出的***
CN104979022B (zh) 非能动安全壳热量导出***和压水反应堆
CN103985422B (zh) 基于177堆芯的能动加非能动核蒸汽供应***及其核电站
CN102194533B (zh) 一种反应堆安全***
KR101242743B1 (ko) 일체형 피동안전탱크를 이용한 일체형 원자력 발전 시스템
CN202549319U (zh) 用于核反应堆的多样化专设安全***
CN202102728U (zh) 一种用于保证核电站安全的安全***
CN202948738U (zh) 一种能动和非能动相结合的余热排出***
CN201570286U (zh) 一种用于核电***的堆腔注水***
CN103295656A (zh) 用于核反应堆的多样化专设安全***
CN104021824B (zh) 核电站事故后堆内熔融物滞留***
CN201788707U (zh) 一种用于保证核电站安全的安全***
GB2519919A (en) Combined active and passive reactor cavity water injection cooling system
CN205751540U (zh) 核电站严重事故缓解***
CN106328223B (zh) 一种新型非能动安全壳能量控制***
WO2014090106A1 (zh) 一种核电站高压安全注射***
CN201698776U (zh) 用于核电站的可连续运行的安注及喷淋***
CN104134474B (zh) 非能动冷却***
GB2539988A (en) Safety injection system
CN103778974A (zh) 一种能动和非能动相结合的余热排出***
CN202102729U (zh) 备用堆芯冷却与堆腔充水***

Legal Events

Date Code Title Description
PB01 Publication
PB01 Publication
C10 Entry into substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
C14 Grant of patent or utility model
GR01 Patent grant