CN104143361A - 无源安全壳喷淋*** - Google Patents
无源安全壳喷淋*** Download PDFInfo
- Publication number
- CN104143361A CN104143361A CN201410284800.0A CN201410284800A CN104143361A CN 104143361 A CN104143361 A CN 104143361A CN 201410284800 A CN201410284800 A CN 201410284800A CN 104143361 A CN104143361 A CN 104143361A
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- containment
- storage unit
- agent storage
- cooling agent
- cooling medium
- 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
Links
Classifications
-
- 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
-
- 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
- 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
- G21C15/24—Promoting flow of the coolant
- G21C15/243—Promoting flow of the coolant for liquids
- G21C15/25—Promoting flow of the coolant for liquids using jet 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
-
- 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
提供一种无源安全壳喷淋***,包括:喷淋冷却剂存储单元,其与容纳反应容器的安全壳连通,并且维持与所述安全壳的压力平衡;喷淋管,其以这样的方式安装在所述安全壳内,当事故发生时,由于所述安全壳内的压力增大,从所述喷淋冷却剂存储单元供应的冷却剂通过所述喷淋管喷淋至所述安全壳内;以及连接管,具有***到所述喷淋冷却剂存储单元用于提供所述冷却剂沿其流动的通路的一端,以及连接至所述喷淋管,当由于事故发生引起所述安全壳内的压力增大时,用于无源地提供冷却剂,并且其中发生所述冷却剂流动的另一端。
Description
技术领域
本发明涉及无源安全壳喷淋***,当核电站内发生事故时,该***无源地喷淋冷却剂至安全壳中、冷凝来自核电站的反应器冷却剂***或者次级***放出的蒸汽,并且降低容器内的压力。
背景技术
核反应堆根据配置安全***的方法分类,或者根据主设备的安装位置分类。首先,核反应堆根据配置安全***的方法被分为主动核反应堆和无源核反应堆,前者使用例如通过泵提供的有源动力,后者使用无源力,例如重力或者气体压力。然后,核反应堆根据主要部件的安装位置被分为环状类型核反应堆(例如,传统的高压水反应器)以及整合核反应堆(例如,SMART核反应堆),前者中主要部件(蒸汽发生器,加压设备,泵,或其它类似装置)安装在反应器容器的外面,后者中主要设备安装在反应器内。
安全壳喷淋***被用作一种***,当事故时抑制压力的升高,例如冷却剂流失或者蒸汽管线破裂事故,这些事故引起安全壳内(或者可代替安全壳的反应器建筑物、安全壳容器、安全容器或者类似物,安全壳建筑物或者反应器建筑物由加固的混凝土构成,安全壳容器或者安全容器由钢材建成)压力上升,这可发生在各种核反应堆中,包括整合反应器。使用喷淋泵喷淋冷却剂至容器内的应用主动容器喷淋***的示例为韩国的SMART核反应堆,传统的高压水反应器,以及类似物。
除了容器喷淋***,降压罐或者池(传统的沸水反应器,美国西屋电气(Westinghouse)IRIS),热交换器或者冷凝器(法国SWR1000以及印度AHWR),安全壳外部喷淋和冷却(美国WestinghouseAP1000)以及类似装置也用作抑制安全壳内压力升高的***。
如果由于水(蒸发了的)或者蒸汽泄漏引起的安全壳内压力升高,在降压罐的方法中,蒸汽或者空气通过压力差被引入降压罐内,并且蒸汽被冷凝,从而降低压力。在热交换方法中,使用交换器管的冷的外壁表面冷凝安全壳内的蒸汽,从而降低压力。在喷淋方法中,冷的冷却剂被喷出,安全壳内的蒸汽冷凝,从而降低压力。另外,在安全壳外部喷淋和冷却方法中,通过喷射冷却剂至钢安全壳容器的外壁(随后采用空气冷却),安全壳容器被冷却,且蒸汽在外壁上冷凝,从而降低安全壳容器内部的压力。
主动喷淋***(内部喷淋)通过喷淋泵来操作,用于很多传统的核反应堆中(主动核反应堆),无源安全壳喷淋***(外部喷淋)在打开隔离阀后通过重力操作,用于美国西屋电气(Westinghouse)AP1000(无源核反应堆)或者类似物。
然而,在相关技术中,无源安全壳喷淋***,尽管作为无源***具有很多优点,其中包括隔离阀,使用包括操作信号和电源的驱动电源来操作。因此,如果启动信号产生***或者电源***发生故障,相关技术中的无源安全壳喷淋***就有可能无法操作。
发明内容
因此,本说明书的一方面提供无源安全壳喷淋***,其基于例如当事故发生时容器内压力的升高的自然现象来操作。该无源安全壳喷淋***不需要用于打开隔离阀的启动信号发生***,或者电源来操作。
本说明书的另一方面提供一种无源安全壳喷淋***,其具有很大的可靠性,在核电站中安全地维持安全壳的完整性。
为了根据本发明的目的获得这些或者更多的优点,作为实施例并且在本文中宽泛地描述,这里提供了无源安全壳喷淋***,包括:喷淋冷却剂存储单元,其与容纳反应容器的安全壳连通,并且维持与所述安全壳内的压力平衡;喷淋管,其以这样的方式安装在所述安全壳内,当事故发生时,由于所述安全壳内的压力增大,从所述喷淋冷却剂存储单元供应的冷却剂通过所述喷淋管喷淋至所述安全壳内;以及连接管,具有***到所述喷淋冷却剂存储单元用于提供所述冷却剂沿其流动的通路的一端,以及连接至所述喷淋管,当由于事故发生引起所述安全壳内的压力增大时,用于无源地提供冷却剂,并且其中发生所述冷却剂流动的另一端。
在无源安全壳喷淋***中,连接管可包括:***喷淋冷却剂存储单元内的向上流动通路部分,当安全壳内压力升高时,提供流动通路,冷却剂沿其流动,该向上流动通路延伸至预定的高度,这样在安全壳的正常设备操作压力范围内,阻止产生从喷淋冷却剂存储单元至喷淋管的冷却剂流;以及向下流动通路部分,其从向上流动通路部分向下延伸,并且连接至喷淋管,这样当安全壳内的压力升高时,由于水的重力头差,冷却剂通过该部分连续地供应至喷淋管,并且冷却剂流在向上流动管路部分的高度或者更高处发生。
在无源安全壳喷淋***中,向上流动管路部分和向下流动管路部分被配置成具有不同的流动通路面积,以利于气体的排出。
无源安全壳喷淋***可进一步包括安装在连接管另一端附近的中间腔室单元,以增强从喷淋冷却剂存储单元至连接管方向的冷却剂流动的发生,该中间腔室单元产生与喷淋冷却剂存储单元的压力差,并且连接至喷淋管,以提供流过连接管至喷淋管的冷却剂。
在无源安全壳喷淋***中,喷淋管连接至中间腔室单元的上部,这样当中间腔室单元内的冷却剂液面达到预定高度后,冷却剂喷淋开始。
无源安全壳喷淋***可进一步包括安装在连接至中间腔室单元的上部的管道上的止回阀,当由于冷却剂穿过连接管,引起中间腔室单元内的压力大于安全壳内的压力时,打开以排出中间腔室单元内的气体。
无源安全壳喷淋***可进一步包括安装在管道上的孔口,以限制通过止回阀排出的流体的量,这样供应至喷淋管的流动的冷却剂的量保证充足。
无源安全壳喷淋***可进一步包括安装在喷淋管上的止回阀,使得排放至安全壳内的蒸汽或者空气被阻止通过喷淋管引入连接管,该止回阀朝着喷淋管的方向打开,使得喷淋冷却剂存储单元内的冷却剂流动通过喷淋管。
在无源安全壳喷淋***中,安装在连接至所述中间腔室单元的上部的管子上的至少一个止回阀和安装在所述喷淋管上的止回阀设置成多个,以阻止无源安全壳喷淋***由于信号失误而发生故障。
无源安全壳喷淋***可进一步包括连接至喷淋管的至少一个喷嘴,用于将冷却剂通过该喷嘴喷淋至安全壳。
在无源安全壳喷淋***内,喷淋冷却剂存储单元安装在安全壳内预定的高度,允许由于水的重力头作用而喷淋冷却剂,并且维持在打开状态,以实现喷淋冷却剂存储单元和安全壳之间的压力平衡。
在无源安全壳喷淋***内,喷淋冷却剂存储单元安装在安全壳外预定的高度,使得冷却剂有可能由于水的重力头作用喷淋,并且喷淋冷却剂存储单元的上部通过管子连接至安全壳内部,以实现喷淋冷却剂存储单元和安全壳之间的压力平衡。
无源安全壳喷淋***可进一步包括安装在从连接管分支的管路上的管的隔离阀,当核电站在正常设备操作条件下时,当喷淋冷却剂存储单元被冷却剂充满时,或者当喷淋冷却剂存储单元在维护时,其基于虹吸断裂现象打开,或者闭合以阻止来自于喷淋冷却剂存储单元的冷却剂流的发生。
无源安全壳喷淋***可进一步包括配置成连接喷淋冷却剂存储单元和喷淋管的管道,隔离阀安装在该管道上,一旦事故发生而***没有操作时,该隔离阀打开。
根据本发明的另一方面,提供一种核电站,包括:反应堆容器;安装在反应容器外的安全壳,从而阻止放射性材料从反应容器泄漏至安全壳的外面;以及无源安全壳喷淋***,其中该无源安全壳喷淋***包括:喷淋冷却剂存储单元,其连通至用于反应容器的安全壳并且维持喷淋冷却剂存储单元和安全壳之间的压力平衡,安装在安全壳内的喷淋管,使得当事故发生时,由于安全壳建筑内压力的升高,由喷淋冷却剂存储单元供应的冷却剂通过喷淋管喷淋至安全壳内,以及连接管,具有***至喷淋冷却剂容器单元内用于使冷却剂沿其流动的一端,和连接至喷淋管,当由于事故发生,安全壳内的压力升高时,无源地提供冷却剂至喷淋管的另外一端,并且冷却剂在其中流动。
本应用的更大的应用范围将在下文更加详细的记载中变得更加清楚。然而,应当理解,该详细的说明书以及特定示例,虽然说明了本发明的优选实施例,其只是用于说明,因为对本领域技术人员来说,根据该详细的说明书,发明的范围和宗旨内的多种变化和修正都会变得显而易见。
附图说明
本发明的附图,提供用于对发明做出进一步的理解,并且与本说明书一起作为说明书的一部分,示出了实施例,并且与说明书一起用于解释本发明。
在附图中:
图1是示出了根据本发明的一个实施例的无源安全壳喷淋***以及安装该无源安全壳喷淋***的核电站的视图;
图2是示出了根据本发明的另外一个实施例的无源安全壳喷淋***以及安装该无源安全壳喷淋***的核电站的视图;
图3是示出了图2中示出的无源安全壳喷淋***在正常设备操作条件下以及安装有该无源安全壳喷淋***的核电厂的视图;
图4是用于描述图2中示出的核电站当冷却剂流失事故发生时,执行无源安全壳喷淋***的操作的视图;
图5是用于描述安装有图2中示出的无源安全壳喷淋***的核电站中,冷却剂流失事故发生时,使用冷却剂填充中间腔室单元的步骤的视图;
图6是用于描述由无源安全壳喷淋***实施的喷淋步骤的视图,该步骤在图5中记载的步骤之后;
图7是用于描述由中间腔室单元实施的气体排放操作步骤的视图,该步骤在图6中记载的步骤之后;
图8是用于描述由中间腔室单元实施的冷却剂排出操作步骤的视图,该步骤在图7中记载的步骤之后;
图9是示出了根据本发明的另外一个实施例的无源安全壳喷淋***,以及安装该无源安全壳喷淋***的核电站的视图;
图10是示出了根据本发明的另外一个实施例的无源安全壳喷淋***,以及安装该无源安全壳喷淋***的核电站的视图;
图11是示出了根据本发明的另外一个实施例的无源安全壳喷淋***,以及安装该无源安全壳喷淋***的核电站的视图。
具体实施方式
下面将参考附图具体描述示例性的实施例。为了参考附图进行简要描述,相同的或者等价的部件使用相同的附图标记,本文不再赘述。
根据本发明的无源安全壳喷淋***将参考附图记载在下文中。在该发明中,如果根据不同的实施例,构成要素是相同的,其将使用相同的附图标记,对该第一个构成要素的描述也用于对下一个的描述。在该发明中,尽管使用单数数字,名词也可以理解为复数,除非在文中特殊说明。
图1是示出了根据本发明的一个实施例的无源安全壳喷淋***100,以及安装该无源安全壳喷淋***100的核电站10的视图。
核电站10以这样的方式包括多个***,在布置在反应容器11内的反应堆芯11a产生的热量用于产生有用的能量。另外,核电厂10包括用于维持核电厂10的完整性的各个安全***,防御冷却剂损耗事故或者非冷却剂损耗。
与安全***一起,安全壳12以这样的方式安装在反应容器11外面,阻止放射性材料从反应容器11泄漏至安全壳12外面。无论该术语表示什么,安全壳12可无论如何阻止放射性材料泄露,并且可根据核电厂10的设计特点,由安全壳建筑、安全壳容器、反应器建筑或者安全容器代替。
在安全***中,安全注入***13是将冷却剂注入反应器容器11的***,并且因此维持反应器容器11内的冷却剂液位,残余热量移除***14是使冷却剂循环经过反应器容器11的***,并且因此移除反应器容器11的明显热量和反应堆芯11a的残余热量。
无源安全壳喷淋***100是安全***中的一个。当在核电厂10内发生事故时,无源安全壳喷淋***喷淋冷的冷却剂至安全壳12内,并且因此冷却和冷凝高温蒸汽,从而维持安全壳12的结构完整性。
无源安全壳喷淋***100以这样的方式包括喷淋冷却剂存储单元110,喷淋管120以及连接管130,其全部基于自然法则而不需要操作者操作地来实施操作。
将要喷淋至安全壳12中的冷却剂存储在喷淋冷却剂存储单元110内,并且喷淋冷却剂存储单元110安装在安全壳12内预定的高度。在该发明中,存储单元通指罐或者池。存储在喷淋冷却剂存储单元110中的冷却剂基于水的重力头差被喷淋至容器12中。因此,喷淋冷却剂存储单元110应当适于安装在反应堆容器11的上方,从而能够维持在喷淋冷却剂存储单元110和反应容器11之间的合适的高度差以方便地喷淋。
喷淋冷却剂存储单元110形成为与安全壳12连通,并且因此维持与安全壳12的压力平衡。为了实现喷淋冷却剂存储单元110与安全壳12之间的连通,例如,i)喷淋冷却剂存储单元在其至少一部分上具有开口,或者,ii)中空的管连接喷淋冷却剂存储单元110和安全壳12,从而蒸汽或者空气可在喷淋冷却剂存储单元110和安全壳12之间流动。
喷淋冷却剂存储单元110,不像图中示出的,可以安装在安全壳12的外面。如果喷淋冷却剂存储单元110安装在安全壳的外面,则在喷淋冷却剂存储单元110上部具有开口的情况下,在喷淋冷却剂存储单元110和安全壳12之间的压力平衡不能维持。因此,喷淋冷却剂存储单元110保持气密,并且通过***到喷淋冷却剂存储单元110上部中的管子与安全壳12连接,来维持喷淋冷却剂存储单元110与安全壳12之间的压力平衡(参考图11)。
由于维持在喷淋冷却剂存储单元110和安全壳12之间的压力平衡,当安全壳12内压力上升时,则喷淋冷却剂存储单元110内压力上升。相反,当安全壳12内压力下降时,则喷淋冷却剂存储单元110内压力下降。
喷淋冷却剂存储单元110,其可被称作存储罐,冷却剂存储池,或者任何合适的名字,可无论如何以这样的方式形成,其适于容纳其中的冷却剂,并且装在安全壳12的内部或者外部安装成能够维持喷淋冷却剂存储单元110和反应堆容器11之间合适的高度差。
喷淋管120安装在安全壳12内,使得从喷淋冷却剂存储单元110供应的冷却剂喷淋至安全壳12内。喷淋管120应当适于安装得低于喷淋冷却剂存储单元110,以利于通过水的重力头便利地从喷淋冷却剂存储单元110供应冷却剂。
喷淋嘴121以这样的方式连接至喷淋管120,冷却剂通过嘴121注入至安全壳12内。多个喷淋嘴121可连接至喷淋管120。根据喷淋嘴121安装的位置和冷却剂通过喷淋嘴121注入的方向,冷却剂从喷淋管120喷淋的方向不同。因此,冷却剂通过喷淋嘴121注入的方向应当合适地以这样的方式设置,冷却剂以均匀分布的方式分散至安全壳12内。
止回阀122可安装在喷淋管120上。止回阀122通过一个方向发生的流动而打开,而阻止另外一个方向发生的流动。因此,止回阀122阻止排出至安全壳内的蒸汽被引入至喷淋管120,并且因此朝向喷淋冷却剂存储单元110移动。相反,当从喷淋冷却剂存储单元110至喷淋管120的冷却剂发生流动时,止回阀122打开,并且因此允许存储在喷淋冷却剂存储单元110的冷却剂通过。通过止回阀122的冷却剂通过喷淋嘴121喷淋至安全壳12内。
连接管130以这样的方式在喷淋冷却剂存储单元110和喷淋管120之间连接,其提供流动通路,沿着该通路,冷却剂从从喷淋冷却剂存储单元110提供至喷淋管120。连接管130的一端可***至喷淋冷却剂存储单元110,并且其另一端可连接至喷淋管120。
连接管130包括向上流动通路部分130a和向下流动通路部分130b,使得当事故发生时,采用与正常设备操作条件不同的方式实施操作。向上流动通路部分130a***到喷淋冷却剂存储单元110中并向上延伸,向下流动通路部分130b从向上流动通路部分130a向下延伸。
向上流动通路部分130a***到喷淋冷却剂存储单元110中,并且提供冷却剂沿其流动的向上流动通路。由于在喷淋冷却剂存储单元110和安全壳12之间维持着压力平衡,当安全壳12内压力升高时,喷淋冷却剂存储单元110内的压力也升高。当喷淋冷却剂存储单元110内的压力升高时,在喷淋冷却剂存储单元110内的冷却剂就沿着向上流动通路部分130a被推高。
当核电站10处于正常设备操作状态,安全壳12内的压力并不总是恒定的,而是在正常设备操作压力范围内连续地变化。即使安全壳12内的压力在正常设备操作压力范围内,当压力增加到一定的程度,喷淋冷却剂存储单元110内的冷却剂被加压,并且因此有可能无源安全壳喷淋***100***作。为了移除这样的可能性,向上流动通路部分130a延伸至高于冷却剂液面预定的高度。因此,在安全壳12的正常设备操作压力范围内,从喷淋冷却剂存储单元110至喷淋管120的冷却剂的流动被阻止发生。预定的高度根据安全壳12的正常压力范围而变化。如果正常压力范围增大,向上流动通路部分130a的高度增加。因此,只要安全壳12内的压力在正常设备操作压力范围内,即使压力增大到一定的程度,冷却剂也不会流动至高于向上流动通路部分130a的最高位置(向上流动通路部分130a和向下流动通路部分130b之间的连接点)。因此,在核电站10的正常设备操作压力条件下,从喷淋冷却剂存储单元110至喷淋管120之间的冷却剂的流动被阻止发生。
当由于事故,蒸气被排放至安全壳12内,安全壳12内的压力增大至超过正常压力范围的高压。由于安全壳12内压力增大,在向上流动通路部分130a的高度或者更高处发生冷却剂的流动时,向下流动通路部分130b从向上流动通路部分130a向下延伸,并且连接至喷淋管120,使得由于重力头差,冷却剂被连续地供应至喷淋管120。
包括向上流动通路部分130a和向下流动通路部分130b的连接管130是使用虹吸现象。当由于排放至安全壳12内的高压蒸汽引起在向上流动通路部分130a的高度或者更高处发生冷却剂的流动时,由于重力头差,冷却剂连续地从喷淋冷却剂存储单元110被供应至喷淋管120,直至冷却剂被用光。
安全壳12的正常设备操作压力范围以及向上流动通路部分130a的高度根据核电站10的设计特点而不同。因此,通过适当地调整向上流动通路部分130a的高度,无源安全壳喷淋***100可完全仅基于自然力喷淋冷却剂。
为了实施无源安全壳喷淋***100的维护或者使用冷却剂填充喷淋冷却剂存储单元110,隔离阀131可被安装在从连接管130分支的管子。当核电站10处于正常设备操作条件,隔离阀131关闭。当需要维护无源安全壳喷淋***100的时候,隔离阀131打开,以阻止由于虹吸断裂现象而从喷淋冷却剂存储单元110的流动发生。
当隔离阀131打开时,连接管130和安全壳12之间的压力达到平衡,并且因此从喷淋冷却剂存储单元110通过连接管130至喷淋管120的冷却剂的流动不会发生。因此,无源安全壳喷淋***100不会***作,这就可能使用冷却剂填充喷淋冷却剂存储单元110,或者实施喷淋冷却剂存储单元110的维护。
使用冷却剂填充喷淋冷却剂存储单元110,或者完成喷淋冷却剂存储单元110的维护后,当核电站10处于正常设备操作条件时,隔离阀131保持关闭。连接管130保持充满空气,其压力与安全壳内的空气压力相同,除了低于喷淋冷却剂存储单元110的冷却剂液面下的部分。
当事故发生,无源安全壳喷淋***100喷淋冷却剂至安全壳12内,并且因此冷凝排放至安全壳12内的蒸汽,抑制安全壳12内压力的增加。由于无源安全壳喷淋***100冷凝安全壳12内的蒸汽,安全壳12内放射性材料的浓度下降。
图2是示出了根据本发明的另外一个实施例的无源安全壳喷淋***200以及安装了该无源安全壳喷淋***200的核电站20的视图。
无源安全壳喷淋***200包括喷淋冷却剂存储单元210,喷淋管220,连接管230和中间腔室单元240。
中间腔室单元240安装在向下流动通路部分230a的端部附近,并且在中间腔室单元240和喷淋冷却剂存储单元210之间产生压力差,以这样的方式来增强从喷淋冷却剂存储单元210至连接管230方向发生的冷却剂的流动。从喷淋冷却剂存储单元210至喷淋管220之间流动的发生是基于虹吸现象。因此,在中间腔室单元240和喷淋冷却剂存储单元210之间产生的压力差越大,从喷淋冷却剂存储单元210至喷淋管220方向上产生的流动就越强。
向下流动通路部分230a***中间腔室单元240内,并且中间腔室单元240以这样的方式连接至喷淋管220,通过连接管230的冷却剂被供应之喷淋管220。
随着冷却剂被引入至中间腔室单元240,中间腔室单元240中冷却剂液面上升,并且压力上升。止回阀241以这样的方式安装在中间腔室单元240上方的管子上,当由于冷却剂通过连接管230被引入,中间腔室单元240内的压力大于安全壳22内的压力时,中间腔室240内的气体被排出。
在冷却剂液面到达充满的冷却剂液面之前,通过止回阀241从中间腔室单元240排出的流体维持气相,但是当冷却剂液面到达充满的冷却剂液面,排出的流体就是液相。从止回阀排出的液体的量很小。当流体是以气相排出时,在喷淋冷却剂存储单元210、中间腔室单元240和喷淋管220之间维持单一的液相流动状态。由于维持单一相的流动状态,即使安全壳内22的压力上升或者下降,也可维持由于虹吸现象引起的喷淋功能。
示出在图2中的核电站20的正常设备操作条件将在下文中结合图3描述。当事故发生时所实施的无源安全壳喷淋***200的操作在下文中结合图4至8逐步进行描述。
图3是示出了图2中的无源安全壳喷淋***200在正常设备操作条件下以及安装了该无源安全壳喷淋***200的核电站20的视图。
多个管子21b连接至反应堆容器21。管子21b是在核电站20的正常设备操作条件下操作所需要的。安装在管子21b上的隔离阀21b’是打开的。
冷却剂存储在喷淋冷却剂存储单元210内,但是在连接管230的向上流动通路部分230a和喷淋冷却剂存储单元210的冷却剂液面之间存在高度差H。因此,即使安全壳22内的压力在正常设备操作压力范围内变化,该压力不能增大到足够克服该高度差H。因此,无源安全壳喷淋***200不会运作。因此,现有技术中的喷淋***中,在核电站20在正常设备操作条件下而隔离阀故障的情况下,喷淋***启动的操作被从根本上排除。
只要冷却剂没有从喷淋冷却剂存储单元210供应,中间腔室单元240是空的。因此,维持着喷淋冷却剂存储单元210和安全壳22之间的压力平衡,并且中间腔室单元240充满空气,在正常的设备操作条件下,其压力与安全壳22内空气的压力相等。因此,在核电站20的正常设备操作条件下,喷淋冷却剂存储单元210、中间腔室单元240和安全壳22之间的压力平衡被维持。
图4是用于描述当图2中示出的核电站20内发生冷却剂流失事故时,无源安全壳喷淋***200的操作的视图。
在事故时,例如核电站20内发生蒸汽线破裂或者冷却剂流失事故,根据相应***的启动信号,安全注入***23和残余热量移除***24运作。
如果事故时,例如蒸汽线破裂或者冷却剂流失事故发生,冷却剂(蒸发的)或者蒸汽通过破裂部分排出至安全壳22内,安全壳22内的温度或者压力上升。由于安全壳22内压力的上升,冷却剂被引入连接管230,因此向上流动通路部分230a中冷却剂液面逐渐升高。
与核电站20的正常设备操作条件不同,当安全壳22内的压力超过正常设备操作压力范围,向上流动通路部分230a中的冷却剂液面越过连接管230的弯曲部分,因此通过连接管230的向下流动通路部分230b的冷却剂的流动就发生了。
中间腔室单元240逐步充满从喷淋冷却剂存储单元210引入至连接管230的冷却剂。当由于充满中间腔室单元240的冷却剂的作用,在喷淋管220的方向的流动发生时,安装在喷淋管220上的止回阀222打开。穿过喷淋管220的冷却剂被通过喷淋嘴221注入至安全壳22。
由于中间腔室单元240中冷却剂液面逐渐升高,中间腔室单元240和安全壳22之间的压力差逐步下降。当中间腔室单元240中的压力增加至高于安全壳22内的压力时,安装在中间腔室单元240上方的管子上的止回阀241打开,因此中间腔室单元240中的气体被排出。当中间腔室单元240中的气体被排出,喷淋冷却剂存储单元210、中间腔室单元240和喷淋管220之间的单相流动状态被维持。由于维持着单向流动状态,即使安全壳22内的压力变化(升高或者下降),由于虹吸现象产生的冷却剂的流动可以被维持。用于限定流体的量的孔(图中未示出)可安装在中间腔室单元240上部安装止回阀241的管子上,因此,通过止回阀241排出的流体的量就被限定,并确通过喷淋管220的喷淋的流体的量就有效地形成了。
图5是用于描述当安装有图2中的无源安全壳喷淋***200的核电站20中发生冷却剂流失事故时,使用冷却剂填充中间腔室单元240的步骤的视图。
当安全壳22内的压力P1增加,并且因此冷却剂被从喷淋冷却剂存储单元210通过连接管230引入至中间腔室单元240时,中间腔室单元240中的压力P2增加。则,中间腔室单元240中的冷却剂液面逐渐增加,并且因此形成重力水头PH。
然而,当安全壳22内的压力P1大于中间腔室单元240中的压力P2和中间腔室单元240中的重力水头PH(P1>PT)的和PT(=P2+PH),止回阀222不打开。
即使止回阀222不打开,通过连接管230的冷却剂也连续地被引入中间腔室单元240,并确中间腔室单元240内的压力P2和中间腔室单元240内的重力水头PH逐渐增加。
图6是用于描述无源安全壳喷淋***200所实施的喷淋步骤的视图,该步骤接在图5中描述的步骤之后。
冷却剂通过连接管230从喷淋冷却剂存储单元210被逐渐地引入中间腔室单元240。中间腔室单元240中的压力P2和中间腔室单元240中的重力水头PH的和PT(P2+PH)大于安全壳22内的压力P1(P1<PT),安装在喷淋管220上的止回阀222打开。因此,冷却剂流经喷淋管220,并且冷却剂通过喷淋嘴221至安全壳22内的喷淋开始。
由于无源安全壳喷淋***200的操作,排入在安全壳22内的蒸汽被冷凝,并且因此安全壳22内压力的上升被抑制。
图7是用于描述中间腔室单元240实施的气体排出步骤的操作的视图,该步骤接在图6中描述的步骤之后。图8是用于描述中间腔室单元240实施的冷却剂排出操作步骤的视图,该步骤接在图7中描述的步骤之后。
来自喷淋管220的冷却剂连续地被喷淋,并且通过连接管230引入的冷却剂增大了中间腔室单元240中的压力P2,升高了中间腔室单元240中的冷却剂液面。当中间腔室单元240中的压力P2大于安全壳22内的压力P1时,安装在中间腔室单元240上面的管子上的止回阀241打开。
参考图7,中间腔室单元240中的气体(空气)通过止回阀241被排出,一直到中间腔室单元240达到最高液面为止。参考图8,中间腔室单元240中的冷却剂液面达到充满冷却剂液面,并确中间腔室单元240中的液体(冷却剂)通过止回阀241被排出。孔以这样的方式安装在止回阀241安装的那个管子上,通过止回阀241排出的流体的量被节流,并且因此通过喷淋管220排出的流体的量能保证充足。
当绝大多数的气体从中间腔室单元240排出,在喷淋冷却剂存储单元210、中间腔室单元240和喷淋管220之间维持着充满了液体(冷却剂)的单相流动状态。由于维持着单相流动状态,即使安全壳22中的压力变化(上升或者下降),由于虹吸引起的冷却剂的流动可被维持。因此,无源安全壳喷淋***200可连续地喷淋冷却剂至安全壳22内。
无源安全壳喷淋***200执行的冷却剂的喷淋连续地进行,直到喷淋冷却剂存储单元210中和中间腔室单元240中的冷却剂基本上用光。安全壳22中的压力的上升被抑制,直到由于冷却剂被用尽,无源安全壳喷淋***200的操作停止。
无源安全壳喷淋***200在安全壳22内的压力相对突然地增加的事故早期阶段运作,例如蒸汽线破裂或者冷却剂流失事故,并且因此来保护安全壳22。然而,在排出的蒸汽的量减少的中间或者后续阶段,冷却剂被用尽,无源安全壳喷淋***停止运作。
然而,由于在安全壳22的上部存在大的可用空间,根据喷淋冷却剂存储单元210的设计容量,操作时间可延长。
图9是示出了根据本发明的另一个实施例的无源安全壳喷淋***300和安装了无源安全壳喷淋***300的核电站30的示意图。
喷淋管320以这样的方式连接至中间腔室单元340的上部,中间腔室单元340中的冷却剂达到预定的液面,并且于是冷却剂的喷淋开始。如图9所示,当喷淋管320连接至中间空腔单元340的几乎最上部分,中间空腔单元340中的冷却剂液面上升,因此中间空腔单元340中的气体(空气)首选穿过喷淋管320,并确被排放至安全壳32。于是,中间腔室单元340达到满的冷却剂液面后,冷却剂穿过喷淋管320,并且喷淋至安全壳32内。
当喷淋管320连接至中间腔室单元340的上部,气体首先从中间腔室单元340排出,并且因此无源安全壳喷淋***300可被连续地操作,而不需要提供分离的止回阀,用于排出中间腔室单元340中的气体。
图10是示出了根据本发明的另一个实施例的无源安全壳喷淋***400和安装了无源安全壳喷淋***400的核电站40的示意图。
无源安全壳喷淋***400包括在喷淋冷却剂存储单元410的下部和喷淋管420之间连接的管450,以及安装在管450上的隔离阀451。
由于无源安全壳喷淋***400完全基于自然现象来操作,就不可能完全地排出非预期的故障或者不操作发生的可能性。为了处理非预期的不操作,无源安全壳喷淋***400包括隔离阀451,其可在事故发生时,***不操作的情况下打开。
当隔离阀451打开,由于重力水头的作用,冷却剂可直接被从喷淋冷却剂存储单元410供应至喷淋管420,并且通过喷淋嘴421喷淋至安全壳42中。
图11是示出了根据本发明的另一个实施例的无源安全壳喷淋***500和安装了无源安全壳喷淋***500的核电站50的示意图。
喷淋冷却剂存储单元510以这样的方式安装在安全壳52外预定的高度,由于重力水头的作用,冷却剂可被喷淋,并且通过管511以达到压力平衡的方式连接至安全壳52内部。
隔离阀512可位于在喷淋冷却剂存储单元510和安全壳52之间连接的管511上。隔离阀512通常是打开的,但是如果当无源安全壳喷淋***500实施维护,或者当事故以及用于喷淋***的管511破裂同时发生而有截断的需求时,也可以关闭。
中间腔室单元540,如图所示,同样安装在安全壳52的外面,但是中间腔室单元540也可安装在安全壳52内。在这种情况下,为了连接位于安全壳52外面的喷淋冷却剂存储单元510和位于安全壳52内的中间腔室单元540,连接管530可穿过安全壳52。
隔离阀523和542同样可分别安装在连接至中间腔室单元540的管子上,并且当实施维护或者当事故和与喷淋有关的管子破裂同时发生而需要关闭时可关闭。
喷淋冷却剂存储单元510或中间腔室单元540安装于根据核电站50的设计特征确定的不同位置和高度上。
如本文所述的无源安全壳喷淋***和安装了无源安全壳喷淋***的核电站,不限于上文记载的实施例的配置和方式,并且所有的或者一些实施例可选择性地互相结合,以获得实施例的多种修正。
根据具有上述记载的配置的该发明,当事故发生时,如果安全壳内的压力增大到预定的值或者更高,无源安全壳喷淋***可完全仅基于自然力来操作,而不接收任何启动信号。这可以提高***的可靠性。
根据该发明,无源安全壳喷淋***操作的可能性增加了。因此,安全壳的完整性可被更加安全地维持,并且核电站的安全性提高了。
上述实施例和优点仅仅是示例性的,不能陂看作是限定本发明。该教导可容易地用于其它类型的设备。本说明书的目的是为了说明,而不限定权利要求保护的范围。很多的替代、修正和改变对本领域技术人员来说都是显而易见的。这里记载的示例性的实施例的特征、结构、方法和其它的特征可以多种方式结合,以获得附加的和/或替代的示例性实施例。
由于本发明的特征可以多个形式实施而不背离其特点,应当理解上述的实施例不由上述记载的任何细节所限定,除非另外特别指明,而应当被看作广泛地包括在权利要求限定的范围内,并且因此落入权利要求的边界和范围内的所有的改变和修正,或者这些边界和范围的等价物也因此意指包含在权利要求中。
Claims (15)
1.一种无源安全壳喷淋***,包括:
喷淋冷却剂存储单元,所述喷淋冷却剂存储单元与容纳反应堆容器的安全壳连通,并且维持与所述安全壳内的压力平衡;
喷淋管,所述喷淋管安装在所述安全壳内,使得当事故发生时,由于所述安全壳内的压力增大,从所述喷淋冷却剂存储单元供应的冷却剂通过所述喷淋管喷淋至所述安全壳内;以及
连接管,所述连接管具有***到所述喷淋冷却剂存储单元用于提供所述冷却剂沿其流动的通路的一端,以及连接至所述喷淋管、当由于事故发生引起所述安全壳内的压力增大时,用于无源地提供冷却剂,并且其中发生所述冷却剂流动的另一端。
2.如权利要求1所述的无源安全壳喷淋***,其中所述连接管包括:
向上流动通路部分,所述向上流动通路部分***到所述喷淋冷却剂存储单元内的并且当所述安全壳内的压力增大时,提供所述冷却剂沿其流动的流动通路,所述向上流动通路向上延伸至预定的高度,这样在所述安全壳的正常设备操作压力范围内,从所述喷淋冷却剂存储单元至所述喷淋管的所述冷却剂的流动被阻止发生;以及
向下流动通路部分,所述向下流动通路部分从所述向上流动通路部分向下延伸,并且连接至所述喷淋管,这样当所述安全壳内的压力增大时,由于水的重力头差作用,所述冷却剂连续地供应至所述喷淋管,并且所述冷却剂的流动在所述向上流动通路部分或者更高处发生。
3.如权利要求2所述的无源安全壳喷淋***,其中所述向上流动通路部分和所述向下流动通路部分被配置成具有不同的流动通路面积,以利于气体的排出。
4.如权利要求1所述的无源安全壳喷淋***,进一步包括安装在所述连接管的另一端周围的中间腔室单元,以加强从所述喷淋冷却剂存储单元至所述连接管方向发生的所述冷却剂的流动,所述中间腔室单元产生与所述喷淋冷却剂存储单元之间的压力差,并且连接至所述喷淋管,以通过所述连接管供应所述冷却剂至所述喷淋管。
5.如权利要求4所述的无源安全壳喷淋***,其中所述喷淋管连接至所述中间腔室单元的上部,这样当所述中间腔室单元内的冷却剂液面达到预定的高度后,开始所述冷却剂的喷淋。
6.如权利要求4所述的无源安全壳喷淋***,进一步包括安装在连接至所述中间腔室单元的上部的管子上的止回阀,并且当由于穿过所述连接管的冷却剂引起所述中间腔室单元内的压力大于所述安全壳内的压力时,打开以排出所述中间腔室单元内的气体。
7.如权利要求6所述的无源安全壳喷淋***,进一步包括安装在管子上的孔,用于限定通过所述止回阀排出的流动的流体的量,使得供应至所述喷淋管的所述流动的冷却剂的量保证充足。
8.如权利要求1所述的无源安全壳喷淋***,进一步包括安装在所述喷淋管上的止回阀,使得排放至所述安全壳内的蒸汽或者空气被阻止通过所述喷淋管引入至所述连接管,所述止回阀在朝向所述喷淋管的方向是打开的,使得所述喷淋冷却剂存储单元内的冷却剂通过所述喷淋管流动。
9.如权利要求6或者8所述的无源安全壳喷淋***,其中安装在连接至所述中间腔室单元的上部的管子上的至少一个止回阀和安装在所述喷淋管上的止回阀设置成多个,用于阻止所述无源安全壳喷淋***由于信号失效引起的故障。
10.如权利要求1所述的无源安全壳喷淋***,进一步包括连接至所述喷淋管用于通过其喷淋冷却剂至所述安全壳内的至少一个喷淋嘴。
11.根据权利要求1所述的无源安全壳喷淋***,其中所述喷淋冷却剂存储单元安装在所述安全壳内预定的高度,允许由于水的重力头作用引起的所述冷却剂的喷淋,并且保持开放状态,以实现所述喷淋冷却剂存储单元和所述安全壳之间的压力平衡。
12.如权利要求1所述的无源安全壳喷淋***,其中所述喷淋冷却剂存储单元安装在所述安全壳外预定的高度,使得所述冷却剂能由于水的重力头作用喷淋,并且所述喷淋冷却剂存储单元的上部通过管子连接至所述安全壳内部,以实现所述喷淋冷却剂存储单元和所述安全壳之间的压力平衡。
13.如权利要求1所述的无源安全壳喷淋***,进一步包括安装在从所述连接管分支的管的隔离阀,并且当核电站处于正常设备操作条件时,当所述喷淋冷却剂存储单元被所述冷却剂充满时,或者当所述喷淋冷却剂存储单元被维护时,根据虹吸断裂现象打开和关闭以阻止来自所述喷淋冷却剂存储单元的所述冷却剂的流动。
14.如权利要求1所述的无源安全壳喷淋***,进一步包括:
配置成将所述喷淋冷却剂存储单元的下部和所述喷淋管连接的管子;以及
安装在所述管子上的隔离阀,所述隔离阀当事故发生而所述***无操作的情况下打开。
15.一种核电站,包括:
反应堆容器;
安装在所述反应堆容器外的安全壳,从而阻止放射性材料从所述反应容器泄漏至所述安全壳外;以及
无源安全壳喷淋***,
其中所述无源安全壳喷淋***包括:
喷淋冷却剂存储单元,所述喷淋冷却剂存储单元与容纳所述反应堆容器的安全壳连通,并且维持所述喷淋冷却剂存储单元与所述安全壳之间的压力平衡;
喷淋管,所述喷淋管安装在所述安全壳内,使得当事故发生时,由于所述安全壳建筑内的压力增大,从所述喷淋冷却剂存储单元供应的冷却剂通过所述喷淋管喷淋至所述安全壳内;以及
连接管,所述连接管具有***到所述喷淋冷却剂存储单元用于提供所述冷却剂沿其流动的通路的一端,以及连接至所述喷淋管、当由于事故发生引起所述安全壳内的压力增大时,用于无源地提供冷却剂,并且其中发生所述冷却剂流动的另一端。
Applications Claiming Priority (2)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
KR1020130052663A KR101473377B1 (ko) | 2013-05-09 | 2013-05-09 | 피동격납건물살수계통 |
KR10-2013-0052663 | 2013-05-09 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
CN104143361A true CN104143361A (zh) | 2014-11-12 |
CN104143361B CN104143361B (zh) | 2018-03-27 |
Family
ID=51830033
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
CN201410284800.0A Active CN104143361B (zh) | 2013-05-09 | 2014-05-07 | 无源安全壳喷淋*** |
Country Status (4)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US10319481B2 (zh) |
KR (1) | KR101473377B1 (zh) |
CN (1) | CN104143361B (zh) |
FR (1) | FR3005522B1 (zh) |
Cited By (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN105448357A (zh) * | 2016-01-04 | 2016-03-30 | 上海核工程研究设计院 | 一种浮动核电站的安全壳冷却*** |
CN106158056A (zh) * | 2015-04-17 | 2016-11-23 | 国核(北京)科学技术研究院有限公司 | 用于核电站安全壳的冷却***和冷却方法 |
CN110991010A (zh) * | 2019-11-13 | 2020-04-10 | 中国辐射防护研究院 | 一种安全壳气溶胶喷淋和自然沉降的减弱系数估算方法 |
CN112700898A (zh) * | 2020-12-18 | 2021-04-23 | 中国核电工程有限公司 | 一种先进压水堆核电厂事故后停运安全壳喷淋的方法 |
CN113856937A (zh) * | 2021-08-17 | 2021-12-31 | 中国核电工程有限公司 | 一种压力控制装置及安全壳非能动自动喷淋控制装置 |
Families Citing this family (7)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN105469845B (zh) * | 2015-11-25 | 2017-09-19 | 中广核工程有限公司 | 一种核电站安全壳喷淋***启动装置及方法 |
WO2018062916A1 (ko) * | 2016-09-30 | 2018-04-05 | 한국수력원자력 주식회사 | 냉각수 저장조 및 이를 포함하는 원자로건물 피동 냉각시스템 |
CN107808701A (zh) * | 2017-10-30 | 2018-03-16 | 上海核工程研究设计院有限公司 | 一种非能动安全壳内喷淋和壳壁排热*** |
CN108922639A (zh) * | 2018-06-27 | 2018-11-30 | 中广核研究院有限公司 | 核电厂安全壳内的气液喷嘴 |
KR102274079B1 (ko) * | 2019-12-09 | 2021-07-07 | 한국원자력연구원 | 원자로의 피동무한냉각 구조체 및 그 작동방법 |
KR102348091B1 (ko) | 2020-04-01 | 2022-01-10 | 한국원자력연구원 | 증기 발생기 사고 대처 시스템 |
KR102458247B1 (ko) * | 2020-09-02 | 2022-10-24 | 한국원자력연구원 | 원자로의 피동냉각 설비 및 그의 피동냉각 방법 |
Citations (7)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3168445A (en) * | 1961-06-14 | 1965-02-02 | Siemens Ag | Safety equipment for nuclear powerreactor plants |
US4362693A (en) * | 1979-10-03 | 1982-12-07 | Bukrinsky Anatoly M | System for mitigating consequences of loss of coolant accident at nuclear power station |
US4816210A (en) * | 1987-08-03 | 1989-03-28 | Westinghouse Electric Corp. | Passive filtered containment vent |
US5211906A (en) * | 1989-11-22 | 1993-05-18 | Hitachi, Ltd. | Reactor containment vessel |
US5943384A (en) * | 1995-07-20 | 1999-08-24 | Finmeccanica S.P.A. Azienda Ansaldo | Depressurization system for pressurized steam operated plant |
KR100856501B1 (ko) * | 2007-04-06 | 2008-09-04 | 한국원자력연구원 | 피동살수계통을 이용한 일체형원자로 안전설비 |
CN202102728U (zh) * | 2011-05-06 | 2012-01-04 | 中科华核电技术研究院有限公司 | 一种用于保证核电站安全的安全*** |
Family Cites Families (12)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3060110A (en) * | 1957-08-13 | 1962-10-23 | Westinghouse Electric Corp | Pressure controlling system |
FR2468188A1 (fr) | 1979-10-19 | 1981-04-30 | Teplotekhnichesky Inst Im | Systeme de limitation des consequences d'une avarie liee a une perte de caloporteur, dans une centrale electrique atomique |
FR2473774B1 (fr) * | 1980-01-15 | 1986-01-10 | Commissariat Energie Atomique | Dispositif d'aspersion automatique de l'enceinte de confinement d'un reacteur a eau pressurisee |
US4694693A (en) * | 1985-05-15 | 1987-09-22 | Westinghouse Electric Corp. | Check valve test method using truncated accumulator blowdown |
US4717532A (en) * | 1985-06-26 | 1988-01-05 | Westinghouse Electric Corp. | Pressure control system for a pressurized water nuclear reactor plant |
US4753771A (en) * | 1986-02-07 | 1988-06-28 | Westinghouse Electric Corp. | Passive safety system for a pressurized water nuclear reactor |
JPH0792515B2 (ja) | 1988-11-16 | 1995-10-09 | 株式会社日立製作所 | 原子炉格納容器 |
KR930003059B1 (ko) * | 1990-03-21 | 1993-04-17 | 정근모 | 원자력발전소 격납건물 건전성 확보장치 |
US5132076A (en) * | 1990-12-18 | 1992-07-21 | Westinghouse Electric Corp. | In-containment chemical decontamination system for nuclear rector primary systems |
KR950012227B1 (ko) | 1991-07-08 | 1995-10-16 | 삼성전자주식회사 | 리모콘을 이용한 정전 복귀방법 |
KR100238459B1 (ko) * | 1995-08-02 | 2000-01-15 | 윤덕용 | 가압경수로의콘크리트격납용기용피동격납용기냉각시스템 |
KR101242743B1 (ko) * | 2011-12-14 | 2013-03-13 | 한국과학기술원 | 일체형 피동안전탱크를 이용한 일체형 원자력 발전 시스템 |
-
2013
- 2013-05-09 KR KR1020130052663A patent/KR101473377B1/ko active IP Right Grant
-
2014
- 2014-05-07 US US14/272,421 patent/US10319481B2/en not_active Expired - Fee Related
- 2014-05-07 CN CN201410284800.0A patent/CN104143361B/zh active Active
- 2014-05-09 FR FR1454179A patent/FR3005522B1/fr active Active
Patent Citations (7)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3168445A (en) * | 1961-06-14 | 1965-02-02 | Siemens Ag | Safety equipment for nuclear powerreactor plants |
US4362693A (en) * | 1979-10-03 | 1982-12-07 | Bukrinsky Anatoly M | System for mitigating consequences of loss of coolant accident at nuclear power station |
US4816210A (en) * | 1987-08-03 | 1989-03-28 | Westinghouse Electric Corp. | Passive filtered containment vent |
US5211906A (en) * | 1989-11-22 | 1993-05-18 | Hitachi, Ltd. | Reactor containment vessel |
US5943384A (en) * | 1995-07-20 | 1999-08-24 | Finmeccanica S.P.A. Azienda Ansaldo | Depressurization system for pressurized steam operated plant |
KR100856501B1 (ko) * | 2007-04-06 | 2008-09-04 | 한국원자력연구원 | 피동살수계통을 이용한 일체형원자로 안전설비 |
CN202102728U (zh) * | 2011-05-06 | 2012-01-04 | 中科华核电技术研究院有限公司 | 一种用于保证核电站安全的安全*** |
Cited By (7)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN106158056A (zh) * | 2015-04-17 | 2016-11-23 | 国核(北京)科学技术研究院有限公司 | 用于核电站安全壳的冷却***和冷却方法 |
CN105448357A (zh) * | 2016-01-04 | 2016-03-30 | 上海核工程研究设计院 | 一种浮动核电站的安全壳冷却*** |
CN105448357B (zh) * | 2016-01-04 | 2024-05-14 | 上海核工程研究设计院股份有限公司 | 一种浮动核电站的安全壳冷却*** |
CN110991010A (zh) * | 2019-11-13 | 2020-04-10 | 中国辐射防护研究院 | 一种安全壳气溶胶喷淋和自然沉降的减弱系数估算方法 |
CN110991010B (zh) * | 2019-11-13 | 2023-07-14 | 中国辐射防护研究院 | 一种安全壳气溶胶喷淋和自然沉降的减弱系数估算方法 |
CN112700898A (zh) * | 2020-12-18 | 2021-04-23 | 中国核电工程有限公司 | 一种先进压水堆核电厂事故后停运安全壳喷淋的方法 |
CN113856937A (zh) * | 2021-08-17 | 2021-12-31 | 中国核电工程有限公司 | 一种压力控制装置及安全壳非能动自动喷淋控制装置 |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
FR3005522B1 (fr) | 2019-06-21 |
CN104143361B (zh) | 2018-03-27 |
KR20140133087A (ko) | 2014-11-19 |
KR101473377B1 (ko) | 2014-12-24 |
US10319481B2 (en) | 2019-06-11 |
FR3005522A1 (fr) | 2014-11-14 |
US20140334591A1 (en) | 2014-11-13 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
CN104143361A (zh) | 无源安全壳喷淋*** | |
KR100856501B1 (ko) | 피동살수계통을 이용한 일체형원자로 안전설비 | |
CN102169733B (zh) | 一种核电站非能动与能动相结合的专设安全*** | |
US9583224B2 (en) | Passive safety system of integral reactor | |
CN102163469B (zh) | 一种核电站非能动专设安全*** | |
CN201689688U (zh) | 堆芯冷却、堆腔充水及安全壳热量导出的*** | |
US20180350472A1 (en) | Passive safe cooling system | |
RU2153201C2 (ru) | Ядерный реактор, содержащий запасную систему охлаждения, и способ охлаждения | |
KR101242743B1 (ko) | 일체형 피동안전탱크를 이용한 일체형 원자력 발전 시스템 | |
KR101463440B1 (ko) | 피동안전설비 및 이를 구비하는 원전 | |
KR101447029B1 (ko) | 다단 안전주입 장치 및 이를 구비하는 피동안전주입계통 | |
US10134493B2 (en) | Reactor and operating method for the reactor | |
US20140219409A1 (en) | Multi stage safety injection device and passive safety injection system having the same | |
CN108461163A (zh) | 应急堆芯冷却***和使用该应急堆芯冷却***的沸水反应堆装置 | |
KR100813939B1 (ko) | 안전보호용기를 구비한 일체형원자로의 피동형비상노심냉각설비 | |
GB2519919A (en) | Combined active and passive reactor cavity water injection cooling system | |
KR101538932B1 (ko) | 방사성 물질 저감 설비 및 이를 구비하는 원전 | |
KR101364646B1 (ko) | 소형 안전보호용기를 적용한 피동안전 시스템 및 이를 구비하는 일체형 원자로 | |
US20140016733A1 (en) | Passive safety injection system using safety injection tank | |
GB2531840A (en) | In-containment refueling water tank having rinsing function | |
GB2520215A (en) | Water flooding system for cooling nuclear power plant reactor cavity | |
KR101505475B1 (ko) | 피동격납부냉각계통 및 이를 구비하는 원전 | |
KR101250479B1 (ko) | 안전보호용기를 구비한 피동형 비상노심냉각설비 및 이를 이용한 열 전달량 증가 방법 | |
KR101937206B1 (ko) | 방사성 물질 저감 설비 및 이를 구비하는 원전 | |
KR101473378B1 (ko) | 피동안전설비 및 이를 구비하는 원전 |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
C06 | Publication | ||
PB01 | Publication | ||
C10 | Entry into substantive examination | ||
SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
GR01 | Patent grant | ||
GR01 | Patent grant |