CN104751907B - 核电站乏燃料池非能动补水*** - Google Patents
核电站乏燃料池非能动补水*** Download PDFInfo
- Publication number
- CN104751907B CN104751907B CN201310753107.9A CN201310753107A CN104751907B CN 104751907 B CN104751907 B CN 104751907B CN 201310753107 A CN201310753107 A CN 201310753107A CN 104751907 B CN104751907 B CN 104751907B
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- pond
- spentnuclear fuel
- nuclear power
- power station
- fuel pond
- 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
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
- G21C15/182—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat comprising powered means, e.g. pumps
-
- 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)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
本发明涉及核电站安全壳保护的技术领域,公开了核电站乏燃料池非能动补水***,包括乏燃料池以及补水管道,补水管道形成与外部水源连接的补水接头;乏燃料池的侧壁有取源口,取源口通过入口管路连接有液位监测机构;液位监测机构包括有将乏燃料池中冷却水的压力信息转换为液位信息的核级压力变送器,核级压力变送器连接有监测乏燃料池中冷却水液位信息且控制补水管道进行补水的仪控箱。乏燃料水池失去强制冷却时,补水管道与外部的水源连接,冷却水对乏燃料进行冷却,避免放射性物质释放;利用核级压力变送器可以将冷却水的压力信息转换为液位信息,利用连接在其上的仪控箱进行监测,仪控箱根据其监测的冷却水液位信息,控制补水管道进行补水。
Description
技术领域
本发明涉及核电站乏燃料池的技术领域,尤其涉及核电站乏燃料补水***。
背景技术
2013年3月11日,日本宫城县北部发生了里氏9.0级特大地震,并且引发了强烈海啸,造成了位于地震震中西南方方向的福岛第一核电站1-4号机组发生核泄漏事故。其中,1-3号机组由正常运行工况紧急停堆,而4号机组由于正处于维修停堆,且地震导致核电站失去厂外电力支持,紧接着,因为海啸导致核电站的应急电源(柴油发电机)失效,从而导致反应堆冷却***的功能全部丧失,并且引发了核电站事故。
地震前,由于4号机组处于维修停堆的工况,核电站中的乏燃料池中装有刚卸下的整个乏燃料,这样,整个乏燃料池中的热负荷比较大,而此时,核电站由于失电后,其失去了全部冷却手段以及补水手段,从而难以给乏燃料池中注入冷却水,导致乏燃料中的池水持续升温,乃至沸腾。
根据福岛核电站事故的经验反馈,核电站在全厂失电,以及丧失最终热阱等超设计基准的情况下,如果没有有效的冷却水注入乏燃料池中,乏燃料池将失去正常的冷却功能,乏燃料的余热则将加热冷却水,直至冷却水沸腾,并且,持续没有有效的冷却水补充注入,乏燃料池中的水位将随着冷却水的蒸发而不断下降,最后,导致乏燃料裸露在外,并且因丧失冷却,而导致乏燃料的包壳破损,从而引起放射性物质向环境大量释放,导致非常严重的核污染后果。
现有技术中,核电站的乏燃料池内的冷却水水位要求保持高于乏燃料且进行强制循环冷却,通过冷却水循环,将乏燃料池内的热量带出。但是,当核电站处于失电的状态时,乏燃料水池的冷却水强制循环冷却将丧失,乏燃料释放的热量会加热乏燃料池内的冷却水并使其蒸发,这样,乏燃料池内的冷却水会不断蒸发从而会导致凡燃料池内的水位下降,如果不能及时向乏燃料池内补充冷却水,就会造成由于乏燃料池内水位过低引发乏燃料组件裸露和熔毁的后果发生;并且,乏燃料池中现有的液位监测装置在失电事故工况下,将无法正常显示,乏燃料厂房由于通风丧失,环境恶化,也将造成人员无法靠近测量液位,从而难以在地震等全厂断电事故状态下,对乏燃料池中的液位做出准确检测。
发明内容
本发明的目的在于提供核电站乏燃料池补水***,旨在解决现有技术中,核电站处于失电状态下,难以向乏燃料池中补入冷却水,导致乏燃料失去冷却并造成乏燃料熔毁的严重事故,且解决核电站失电状态下,监测乏燃料池中冷却水液位无法监测的问题。
本发明是这样实现的,核电站乏燃料池非能动补水***,用于核电站停电且所述乏燃料池原有的冷却***无法正常工作时保证继续给所述乏燃料池补充冷却水,包括乏燃料池、蓄电池以及补水管道,所述补水管道的一端连接于所述乏燃料池,另一端朝外延伸,形成与外部水源连接的补水接头;
所述乏燃料池的侧壁有取源口,所述取源口的高度低于所述乏燃料池中冷却水的高度,所述取源口通过入口管路连接有能用于各种突发环境的液位监测机构;
所述液位监测机构包括有将所述乏燃料池中冷却水的压力信息转换为液位信息的核级压力变送器,所述核级压力变送器连接有监测乏燃料池中冷却水液位信息且控制所述补水管道进行补水的仪控箱;所述核级压力变送器和所述仪控箱均电连接于所述蓄电池。
进一步地,所述补水管道包括母管道及多个支管道,所述母管道的一端连接于所述乏燃料池,另一端朝外延伸,并连接于多个所述支管道,各所述支管道的末端形成所述补水接头。
进一步地,各所述支管道中连接有隔离阀。
进一步地,所述母管道连接于所述乏燃料池的上方,其管道口位于所述乏燃料池的上方。
进一步地,所述母管道穿过所述乏燃料池的外墙,沿所述外墙下行布置。
进一步地,所述液位监测机构包括冷却循环管路、冷却泵以及所述核级压力变送器,所述入口管路的一端连接于所述取源口,另一端连接于所述冷却泵的入口,所述冷却泵及所述核级压力变送器连接于所述冷却循环管路中。
进一步地,所述冷却循环管路中连接有压力表,所述压力表设于所述冷却泵入口的上游。
进一步地,所述核级压力变送器及所述压力表设于所述冷却泵入口上游的同一位置。
进一步地,所述冷却循环管路中设有三通阀,所述压力表的引压管线连接于所述三通阀,且所述三通阀引出有取压管线,所述核级压力变送器连接于所述取压管线。
进一步地,所述仪控箱中设有用于显示所述乏燃料池中冷却水液位信息的显示屏,所述显示屏电连接于所述蓄电池。
进一步地,所述仪控箱上设有当冷却水低于设定液位时则报警的低液位报警结构及当冷却水高于设定液位时则报警的高液位报警结构。
进一步地,所述冷却循环管路连通有乏燃料池注入管路,所述乏燃料池注入管路连通至乏燃料池。
进一步地,所述低液位报警结构设置为所述乏燃料池内标高16.5m的高度位置,所述高液位报警结构设置为所述乏燃料池内标高19.5m的高度位置。
进一步地,所述取源口位于所述乏燃料池0~15.5m的高度位置。
与现有技术相比,当核电站处于事故状况下,整个核电站处于失电状态,此时,可以将补水管道连接在乏燃料池上,并与外部的水源连接,使得外部的冷却水进入乏燃料池中,对乏燃料进行冷却,避免燃料熔毁和放射性物质释放,造成环境污染;且取源口上通过入口管路连接有安全级别的液位监测机构,其在地震等环境状况下,利用其中核级压力变送器可以将冷却水的压力信息转换为液位信息,并且利用连接在其上的仪控箱进行监测,仪控箱根据其监测的冷却水液位信息,对补水管道进行控制,控制补水管道进行补水。
附图说明
图1是本发明实施例提供的核电站乏燃料池补水***的主视示意图。
具体实施方式
为了使本发明的目的、技术方案及优点更加清楚明白,以下结合附图及实施例,对本发明进行进一步详细说明。应当理解,此处所描述的具体实施例仅仅用以解释本发明,并不用于限定本发明。
如图1所示,为本发明提供的较佳实施例。
以下结合具体附图对本发明的实现进行详细的描述。
本实施例提供的核电站乏燃料池补水***1,其运用在如下工况中,即当核电站全厂停电,无法正常给乏燃料池101中补充冷却水。
本实施例中,乏燃料池非能动补水***1包括乏燃料池101以及补水管道,其中,乏燃料池101中设置有容腔1011,乏燃料组件则放置在容腔1011中,其一般会低于容腔1011的上端,这样,注入乏燃料池101中的冷却水达到一定的液位后,则可以将乏燃料组件完全淹没,从而达到乏燃料冷却的效果;当然,乏燃料在向外散热的同时,使得冷却水被加热沸腾,从而导致容腔1011中冷却水的液位不断下降,从而,为了实现对乏燃料的持续冷却,当容腔1011中的冷却水的液位下降时,外部则需要向乏燃料池101的容腔1011中补注冷却水。
补水管道的一端连接在乏燃料池101上,且连通乏燃料池101的容腔1011,其另一端延伸之外,且形成有补水接头116,这样,当需要往乏燃料池101中补注冷却水时,可以直接将补水管道的另一端与外部的水源连接,如高位水箱及水车等等,从而,即使核电站处于失电的状态下,其无法正常给予乏燃料池101补充冷却水,此时,可直接利用该补水管道连通外部的水源,将外部水源中的冷却水注入乏燃料池101中,对乏燃料进行冷却。
另外,在乏燃料池101的侧壁有取源口,该取源口连通乏燃料池101中的容腔1011,其位置低于乏燃料池101中冷却水的水位;取源口处连接有入口管路103,入口管路103连接有液位监测机构,由于取源口的位置低于乏燃料池101中冷却水的水位,从而,乏燃料池101中的冷却水会进入在入口管路103中。
且液位监测机构包括有核级压力变送器110,该核级压力变送器110可以将乏燃料池101中的冷却水的压力信号转换为冷却水的液位信号,也就是说,通过取源口,冷却水进入入口管路103中,并形成压力信号,核级压力变送器110则将该压力信号转为容腔1011中冷却水的液位信号。
并且,核级压力变送器110还连接有仪控箱107,该仪控箱107可以对核级压力变送器110获得的冷却水液位信息进行监测,并且根据监测结果,控制补水管道注入冷却水至乏燃料池101中,对乏燃料进行强制冷却。
当核电站处于全厂断电事故状态,核电站的正常设备难以向乏燃料池101中补充冷却水,此时,直接将补水管道连接在乏燃料池101上,并且,与外部的水源连通,使得水源可以进入乏燃料池101中,对乏燃料进行冷却,避免乏燃料裸露出来,避免乏燃料的燃料包壳破损,使得乏燃料处于长时间的冷却状,从而,避免造成放射性物质释放在环境大气中,避免严重的核污染后果;并且,利用设置在乏燃料池101侧壁上的取源口,可以时刻利用液位监测机构中核级压力变送器110,将乏燃料池101中冷却水的压力信息转换为液位信息,仪控箱107对乏燃料池101中的冷却水的液位进行监测并反馈,控制补水管道对乏燃料池进行补水,并且该液位监测机构属于安全级别,可以在地震或多种突发环境中实现,使得操作人员可以实时掌握乏燃料池101中冷却水的水位状况。
本实施例中,补水管道包括母管道102及多个支管道104,母管道102的一端连接在乏燃料池101上,其另一端朝外延伸布置,且连接有多个所述支管道104,多个支管道104的外端分别形成补水接头116,这样,利用该多个支管道104,可以与外部多个水源点进行连接,从而可以实现多点补水,也就是说,当某一外部水源难以取水,或存在取水困难时,可以利用另一支管道104连接另一外部水源,使得外部水源的冷却水可以源源不断进行乏燃料池101中;或者,当需要较大量的冷却水时,此时,多个支管道104连接多个外部水源,从而也可以大大增加母管道102的水量。
具体地,上述的支管道104上设置有隔离阀105,利用该隔离阀105可以实现补水管道的打开或者关闭,从而限制外部水源可以进入乏燃料池101中,或者阻止外部水源的冷却水进入乏燃料池101中。
上述中的母管道102为一根独立设置的管线,其连接在乏燃料池101的上方,并且穿过乏燃料池101的外墙2,沿着乏燃料池101的外墙2布置,下行至一定位置后,分出多个支管道104,用于与外部的水源连接。
母管道102连接在乏燃料池101的上方,其管道口置于乏燃料池101中冷却水液面的上方,这样,当乏燃料池101中的冷却水的液位较高时,可避免乏燃料池101中的冷却水倒灌入补水管道中。
具体地,上述的支管道104为两个,分别用于与外部的高位水箱及消防车等外部水源连接。当然,支管道104也可以设置有多个,不仅仅限制于本实施例中的两个。
具体地,根据本实施例中乏燃料池101的设置,取源口设置在乏燃料池10的15.5m,也可以置于乏燃料池101池壁的其它低于液面的位置。
本实施例中,液位监测机构包括冷却循环管路108、冷却泵109以及上述的核级压力变送器110,上述的入口管路103一端连接在取源口处,另一端则连接在该冷却泵109入口;冷却泵109及核级压力变送器110都连接在冷却循环管路108中,该冷却泵109用于将进入入口管路103中的被加热的冷却水经冷却循环管路108送到热交换器进行冷却,全厂断电事故工况下,冷却泵109因失电而停运,冷却泵109入口的压力为乏燃料池101内冷却水的液位静压,核级压力变送器110则可以将冷却水的压力信号转换为冷却水的液位信号,从而利用入口管路103及核级压力变送器110,可以将乏燃料池101中的冷却水的压力转换为冷却水的液位信息,便于操作人员可以实时得知乏燃料池101中冷却水的液位。
上述的冷却循环管路108有两列,两列冷却循环管路108中分别设置了冷却泵109及两个核级压力变送器110,当然,作为其它的实施例,在冷却循环管路108中,根据实际需要,也可以设置两个以上的核级压力变送器110。
冷却循环管路108中还设置有压力表112,利用该压力表,可以直接得到进入冷却循环管路108中的冷却水的压力信号。在本实施例中,压力表112设置在冷却泵109的入口的上游,并且,核级压力变送器110与压力表112连接在冷却泵109入口上游的同一位置。
具体地,上述的冷却循环管路108中设置有三通阀111,压力表112的引压管线连接在该三通阀111上,且三通阀111引出有取压管线,上述的核级压力变送器110则连接在该取压管线上,从而,可以直接利用该连接在取压管线上的核级压力变送器110,将冷却水的压力信号转换为冷却水的液位信号。
本实施例中,冷却循环管路108还连通有乏燃料池注入管路100,乏燃料池注入管路100连通至乏燃料池101,这样,乏燃料池101中的水进入冷却循环管路108中进行冷却后,通过乏燃料池注入管路100注入乏燃料池101中,也就是入口管路103、冷却循环管路108、乏燃料池注入管路100以及乏燃料池101之间形成了循环回路。
为了避免乏燃料池101中的冷却水过低或过高,本实施例中,核计压力变送器110连接的仪控箱107上设置有高液位报警结构以及低液位报警结构,当容腔1011中冷却水的液位低于低液位报警结构时,该低液位报警结构则会发出警报提醒操作人员,往乏燃料池101中加入冷却水;当容腔1011中的冷却水的液位高于高液位报警结构时,该高液位报警结构则会发出警报提醒操作人员,停止往乏燃料池101中加入冷却水。
具体地,根据实际乏燃料池101的设计,本实施例中的低液位报警结构设置为乏燃料池101内标高16.5m高度位置,高液位报警结构则设置为乏燃料池101内标高19.5高度位置。当然,根据实际需要,低液位报警结构和高液位报警结构的高度位置设置也可以有所变化,例如低液位报警结构的高度位置范围可以16m~16.5m之间,高液位报警结构的高度位置范围可以是19m~19.5m之间。
本实施例中,为了便于操作人员查看乏燃料池101中冷却水的液位,仪控箱107中设有显示屏,其用于显示乏燃料池101中冷却水液位等信息,其通过电缆线电性连接核级压力变送器110,从而便于操作人员直接明了的掌握乏燃料池101中冷却水的信息。
本实施例中,仪控箱设置在乏燃料池101的外墙2外,其距离地面高度的范围为1.1m~1.4m,从而便于操作人员进行正常操作及维护,当然,其也可以设置在其它位置,并不仅限制于本实施例中的设置位置。
上述的仪控箱107中也可以设置控制元件,其电性连接隔离阀105以及液位监测机构,这样,控制元件可以根据液位监测机构的信息,得到乏燃料池101中冷却水的液位信息,进而控制隔离阀105是否打开或者关闭,实现全自动化操作,利用该仪控箱107,根据乏燃料池101中冷却水的液位,可以控制补水管道进行强制补水。
上述的控制元件也可以电性连接低液位报警结构及高液位报警结构,当低液位报警结构及高液位报警结构出现报警情况时,此时,操作人员则可以控制隔离阀105的打开或关闭,从而可以实现向乏燃料池101中补充冷却水或停止补充冷却水。
为了对核电站提供电源支持,本实施例中,仪控箱107连接有蓄电池,这样,利用该蓄电池可以提供给核级压力变送器110和显示屏提供电力支持。当然,该蓄电池还电性连接于仪控箱107的控制元件及显示屏。
本实施例中,核电站乏燃料池非能动补水***1的工作原理如下:在乏燃料池101沸腾前,打开乏燃料池101房间的对外通道,进行排放蒸汽泄压,保证乏燃料池101房间的内压力与外界压力相近。当乏燃料池101中的水温逐渐升高时,但是在其内冷却水达到沸腾之前,水位将不会出现明显下降,反而在升温至大量蒸发前,乏燃料池101中,则会由于冷却水密度变小,而出现暂时的水位升高,水温继续升高至乏燃料池101中冷却水沸腾,乏燃料池101中释放的能量将依靠冷却水的蒸发带走,在此过程中,乏燃料池101中的水位不断下降,这样,操作人员则可以通过仪控箱107的显示屏查看到冷却水水位的变化,当水位低于19.5m时,则开启隔离阀105,给乏燃料池101中注入冷却水,当冷却水的水位高于19.5m时,则关闭隔离阀105,停止给乏燃料池101中注入冷却水,在此过程中,乏燃料池101中的冷却水可能一直处于沸腾状态。
补水管道在对乏燃料池101中进行补充冷却水时,连接在取源口上的入口管路103的水流相对静止,对流无法建立,同时,由于乏燃料池101内的热流体在上,入口管路103内的冷流体在下,仅依靠热传导对入口管路103里的冷却水的加热能力有限,故垂直下降段的冷却水取常温(40°)进行计算。
以上所述仅为本发明的较佳实施例而已,并不用以限制本发明,凡在本发明的精神和原则之内所作的任何修改、等同替换和改进等,均应包含在本发明的保护范围之内。
Claims (14)
1.核电站乏燃料池非能动补水***,用于核电站停电且所述乏燃料池原有的冷却***无法正常工作时保证继续给所述乏燃料池补充冷却水,其特征在于,包括乏燃料池、蓄电池以及补水管道,所述补水管道的一端连接于所述乏燃料池,另一端朝外延伸,形成当需往所述乏燃料池中补充所述冷却水时能实时与外部水源连接的补水接头,所述外部水源为高位水箱及水车;
所述乏燃料池的侧壁有利于形成所述乏燃料池中冷却水的压力信息的取源口,所述取源口的高度低于所述乏燃料池中冷却水的高度,所述取源口通过入口管路连接有能用于各种突发环境的液位监测机构;
所述液位监测机构包括有将所述乏燃料池中冷却水的压力信息转换为液位信息的核级压力变送器,所述核级压力变送器连接有监测乏燃料池中冷却水液位信息且控制所述补水管道进行补水的仪控箱;所述核级压力变送器和所述仪控箱均电连接于所述蓄电池。
2.如权利要求1所述的核电站乏燃料池非能动补水***,其特征在于,所述补水管道包括母管道及多个支管道,所述母管道的一端连接于所述乏燃料池,另一端朝外延伸,并连接于多个所述支管道,各所述支管道的末端形成所述补水接头。
3.如权利要求2所述的核电站乏燃料池非能动补水***,其特征在于,各所述支管道中连接有隔离阀。
4.如权利要求2所述的核电站乏燃料池非能动补水***,其特征在于,所述母管道连接于所述乏燃料池的上方,其管道口位于所述乏燃料池的上方。
5.如权利要求2所述的核电站乏燃料池非能动补水***,其特征在于,所述母管道穿过所述乏燃料池的外墙,沿所述外墙下行布置。
6.如权利要求1至5任一项所述的核电站乏燃料池非能动补水***,其特征在于,所述液位监测机构包括冷却循环管路、冷却泵以及所述核级压力变送器,所述入口管路的一端连接于所述取源口,另一端连接于所述冷却泵的入口,所述冷却泵及所述核级压力变送器连接于所述冷却循环管路中。
7.如权利要求6所述的核电站乏燃料池非能动补水***,其特征在于,所述冷却循环管路中连接有压力表,所述压力表设于所述冷却泵入口的上游。
8.如权利要求7所述的核电站乏燃料池非能动补水***,其特征在于,所述核级压力变送器及所述压力表设于所述冷却泵入口上游的同一位置。
9.如权利要求8所述的核电站乏燃料池非能动补水***,其特征在于,所述冷却循环管路中设有三通阀,所述压力表的引压管线连接于所述三通阀,且所述三通阀引出有取压管线,所述核级压力变送器连接于所述取压管线。
10.如权利要求1至5任一项所述的核电站乏燃料池非能动补水***,其特征在于,所述仪控箱中设有用于显示所述乏燃料池中冷却水液位信息的显示屏,所述显示屏电连接于所述蓄电池。
11.如权利要求1至5任一项所述的核电站乏燃料池非能动补水***,其特征在于,所述仪控箱上设有当冷却水低于设定液位时则报警的低液位报警结构及当冷却水高于设定液位时则报警的高液位报警结构。
12.如权利要求6所述的核电站乏燃料池非能动补水***,其特征在于,所述冷却循环管路连通有乏燃料池注入管路,所述乏燃料池注入管路连通至乏燃料池。
13.如权利要求11所述的核电站乏燃料池非能动补水***,其特征在于,所述低液位报警结构设置为所述乏燃料池内标高16.5m的高度位置,所述高液位报警结构设置为所述乏燃料池内标高19.5m的高度位置。
14.如权利要求1至5任一项所述的核电站乏燃料池非能动补水***,其特征在于,所述取源口位于所述乏燃料池0~15.5m的高度位置。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
CN201310753107.9A CN104751907B (zh) | 2013-12-31 | 2013-12-31 | 核电站乏燃料池非能动补水*** |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
CN201310753107.9A CN104751907B (zh) | 2013-12-31 | 2013-12-31 | 核电站乏燃料池非能动补水*** |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
CN104751907A CN104751907A (zh) | 2015-07-01 |
CN104751907B true CN104751907B (zh) | 2018-06-22 |
Family
ID=53591455
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
CN201310753107.9A Active CN104751907B (zh) | 2013-12-31 | 2013-12-31 | 核电站乏燃料池非能动补水*** |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
CN (1) | CN104751907B (zh) |
Families Citing this family (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2643785C1 (ru) * | 2016-09-29 | 2018-02-06 | Общество с ограниченной ответственностью Научно-производственная фирма "МКТ-АСДМ" | Блок управления системой пассивной защиты трубопроводов |
CN109974808B (zh) * | 2017-12-27 | 2024-03-19 | 核动力运行研究所 | 一种乏燃料水池自补偿式液位测量*** |
CN110354645B (zh) * | 2019-06-21 | 2022-06-07 | 中广核工程有限公司 | 一种安全壳过滤排放***非能动在线补液装置及方法 |
Family Cites Families (8)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS6058595A (ja) * | 1983-09-12 | 1985-04-04 | 株式会社日立製作所 | 使用済燃料プ−ル補給水装置 |
JP2009180526A (ja) * | 2008-01-29 | 2009-08-13 | Toshiba Corp | 燃料プール水補給システム |
KR101250750B1 (ko) * | 2011-09-08 | 2013-04-04 | 한전원자력연료 주식회사 | 사용후핵연료 저장조 실시간 감시시스템 및 그 방법 |
KR101229953B1 (ko) * | 2011-09-08 | 2013-02-06 | 한전원자력연료 주식회사 | 사용후핵연료 저장조 피동형 냉각장치 |
CN102831942B (zh) * | 2012-08-28 | 2015-09-30 | 中广核工程有限公司 | 核电站乏燃料水池应急冷却*** |
CN202853689U (zh) * | 2012-10-31 | 2013-04-03 | 邢台钢铁有限责任公司 | 一种水箱液位测量装置 |
CN102945686B (zh) * | 2012-11-02 | 2016-12-21 | 中国核电工程有限公司 | 一种乏燃料水池状态连续监测方法及*** |
CN103413583B (zh) * | 2013-08-28 | 2017-09-19 | 中广核工程有限公司 | 核电厂应急注水*** |
-
2013
- 2013-12-31 CN CN201310753107.9A patent/CN104751907B/zh active Active
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
CN104751907A (zh) | 2015-07-01 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
CN103985422B (zh) | 基于177堆芯的能动加非能动核蒸汽供应***及其核电站 | |
CN204596431U (zh) | 非能动安全壳热量导出***和具有它的压水反应堆 | |
CN102169733B (zh) | 一种核电站非能动与能动相结合的专设安全*** | |
CN202855316U (zh) | 压水堆核电厂安全壳冷却*** | |
CN202887748U (zh) | 一种应对全厂断电事故的非能动排热装置 | |
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*** | |
CN202102728U (zh) | 一种用于保证核电站安全的安全*** | |
CN104361914A (zh) | 非能动安全冷却*** | |
CN102867549B (zh) | 一种能动与非能动相结合的堆腔注水冷却*** | |
CN102194533B (zh) | 一种反应堆安全*** | |
CN202887745U (zh) | 一种能动与非能动相结合的安全壳排热装置 | |
CN104103325B (zh) | 一种长期非能动安全壳热量导出*** | |
CN102412000B (zh) | 一种核电站乏燃料贮存竖井*** | |
CN202887747U (zh) | 一种能动与非能动相结合的堆腔注水冷却*** | |
CN103903657B (zh) | 核电厂非能动最终热阱冷却***及方法 | |
CN102881342A (zh) | 一种能动与非能动相结合的安全壳排热装置 | |
CN104021824B (zh) | 核电站事故后堆内熔融物滞留*** | |
CN103440891B (zh) | 乏燃料水池非能动补水喷淋*** | |
CN104751907B (zh) | 核电站乏燃料池非能动补水*** | |
CN106328223A (zh) | 一种新型非能动安全壳能量控制*** | |
CN103928069A (zh) | 安全壳内置乏燃料池 | |
CN103531256B (zh) | 压水堆预应力混凝土安全壳非能动冷却*** | |
US10354770B2 (en) | Residual heat removal ventilation system for spent fuel dry storage facility of nuclear power plant | |
CN105590659A (zh) | 一种核电站干式贮存乏燃料的余热排出通风*** |
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 |