CN105448357B - 一种浮动核电站的安全壳冷却*** - Google Patents

一种浮动核电站的安全壳冷却*** Download PDF

Info

Publication number
CN105448357B
CN105448357B CN201610003799.9A CN201610003799A CN105448357B CN 105448357 B CN105448357 B CN 105448357B CN 201610003799 A CN201610003799 A CN 201610003799A CN 105448357 B CN105448357 B CN 105448357B
Authority
CN
China
Prior art keywords
containment
cooling
cooling system
line
seawater
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
CN201610003799.9A
Other languages
English (en)
Other versions
CN105448357A (zh
Inventor
武心壮
夏栓
邱健
施伟
刘春丽
***
黄秀杰
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.)
Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute Co Ltd
Original Assignee
Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute 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 Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute Co Ltd filed Critical Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute Co Ltd
Priority to CN201610003799.9A priority Critical patent/CN105448357B/zh
Publication of CN105448357A publication Critical patent/CN105448357A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN105448357B publication Critical patent/CN105448357B/zh
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
    • G21C15/18—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)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

本发明提供的浮动核电站的安全壳冷却***包括：安全壳、设置于所述安全壳外部的包壳，以及在所述包壳和所述安全壳之间构成的冷却腔室，所述冷却***利用虹吸现象将海水引入所述冷却腔室对所述安全壳进行冷却。本发明以海水作为冷却水，以大气为最终热阱，利用虹吸现象将海水引入冷却腔室对安全壳进行冷却，保证安全壳不超压，维持安全壳的完整性，具有简单和可靠的优点。

Description

一种浮动核电站的安全壳冷却***
技术领域
本发明涉及一种浮动核电站的安全保护***，尤其涉及一种安全壳冷却***。
背景技术
传统压水堆在失水事故或安全壳内蒸汽管道破裂事故时，利用安全壳喷淋***排出安全壳内热量，降低安全壳压力和温度，以达到维持安全壳的完整性。在发生上述事故时，第三代非能动压水堆核电站利用钢制安全壳作为一个传热表面，蒸汽在安全壳内表面冷凝并加热内表面，然后通过导热将热量传递至钢壳体。受热的钢壳外表面通过对流、辐射和蒸发等热传递机制，由水和空气冷却。水由安全壳顶部水箱提供，热量以显热和水蒸气的形式通过自然循环的空气带出，来自环境的空气通过一个常开流道进入，沿安全壳外壁上升，最终通过一个高位排气口返回环境，实现带走安全壳内热量的目的。
在传统压水堆中，最终热阱功能的实现需依赖旋转机械，第三代非能动压水堆核电站的安全壳冷却***中，安全壳顶部水箱的容量是有限的。对于海上浮动核电站而言，海水是取之不竭，用之不尽的。海上浮动核电站可以以海水作为冷却水，若能设计一种具有长期冷却功能的安全壳冷却***，使热量排入大气，将使浮动核电站的安全保护***更加安全可靠。
发明内容
本发明针对现有技术的不足，提出一种利用虹吸现象将海水引入冷却腔室对安全壳进行冷却的安全壳冷却***。
本发明提供的浮动核电站的安全壳冷却***包括安全壳、设置于所述安全壳外部的包壳，以及在所述包壳和所述安全壳之间构成的冷却腔室，所述冷却***利用虹吸现象将海水引入所述冷却腔室对所述安全壳进行冷却；其中，在海水和所述冷却腔室之间设置虹吸管道；其中，在所述冷却腔室与大气之间设置排气管线；所述冷却腔室内还设置有冷却水集管、冷却水注水管以及抽真空装置；当发生事故且需要所述安全壳作为最终热阱时，通过所述抽真空装置中的真空喷射器驱动海水流入所述虹吸管道并通过所述冷却水集管分配到所述冷却水注水管中，使得海水流到所述安全壳表面并使所述安全壳保持淹没深度，通过换热使海水转变为蒸汽带走所述安全壳中的热量，最终通过所述排汽管线将热量排向大气；其中，所述冷却水集管设置在所述真空喷射器出口处，并且，所述冷却水注水管围绕所述安全壳周向布置，以使得海水流到所述安全壳表面并使所述安全壳保持淹没深度；其中，所述排汽管线设置在所述冷却腔室的顶部；其中，所述冷却***还包括疏水管线和疏水泵，其设置在所述冷却腔室底部，用于当无需安全壳冷却***运行时排出冷却腔室中的海水；其中，所述抽真空装置还包括高压气瓶作为驱动气体。
优选地，所述冷却***还包括：虹吸破坏阀门，其设置在与所述虹吸管道相连的虹吸破坏管线上；驱动气体隔离阀，其设置在与所述高压气瓶相连的驱动气体管线上；以及疏水管线隔离阀，其设置在所述疏水管线上。
优选地，所述疏水管线包括疏水进口管线和疏水出口管线，所述疏水进口管线、所述疏水管线隔离阀、所述疏水泵和所述疏水出口管线依次连接。
优选地，所述高压气瓶、驱动气体止回阀、所述驱动气体隔离阀、所述驱动气体管线与所述真空喷射器依次连接。
优选地，在所述虹吸管道入口处设置滤网。
优选地，所述冷却***包括至少两个虹吸环路。
与现有技术相比，本发明具有以下有益效果：
1.本发明在安全壳外设计了包壳，包壳和安全壳之间构成冷却腔室，通过冷却腔室的设置，以海水作为冷却水，以大气为最终热阱，利用虹吸现象将海水引入冷却腔室对安全壳进行冷却，保证安全壳不超压，维持安全壳的完整性，具有简单和可靠的优点。
2.在海水和冷却腔室之间设置了虹吸管道并通过抽真空装置驱动海水流入虹吸管，可避免在海平面液位以下开孔引起海水泄漏。
3.设置了冷却水集管和围绕安全壳周向布置的冷却水注水管，通过冷却水集管分配到周向布置的冷却水注水管中，使得冷却水流到安全壳表面并使安全壳保持的一定的淹没深度。
4.基于冗余性考虑，设置了两个虹吸环路，用于保证***的可用性。
附图说明
图1为浮动核电站的安全壳冷却***流程简图的主视图。
图2为浮动核电站的安全壳冷却***流程简图的局部俯视图。
具体实施方式
为使本发明的上述目的、特征和优点能够更加明显易懂，下面结合附图和具体实施方式对本发明作进一步详细的说明。
为了更清晰的理解本发明，下面以安全壳***运行为例，结合图1和图2对本发明的浮动核电站的安全壳冷却***作进一步说明。
如图1和图2所示，本发明的实施例的浮动核电站的安全壳冷却***，包括安全壳1、设置于安全壳外部的包壳2，以及在包壳1和安全壳2之间构成的冷却腔室3，所述冷却***利用虹吸现象将海水引入冷却腔室3对安全壳1进行冷却。本发明以海水作为冷却水，以大气为最终热阱，利用虹吸现象将海水引入冷却腔室对安全壳进行冷却，保证安全壳不超压，维持安全壳的完整性，具有简单和可靠的优点。
如图1所示，在海水和所述冷却腔室之间设置虹吸管道5，避免在海平面液位以下开孔引起海水泄漏。在冷却腔室3与大气之间设置排气管线15；冷却腔室3内还设置有冷却水集管9、冷却水注水管10以及抽真空装置。当发生事故且需要所述安全壳作为最终热阱时，通过所述抽真空装置中的真空喷射器8驱动海水流入虹吸管道5并通过所述冷却水集管9分配到冷却水注水管10中，使得海水流到安全壳1表面并使安全壳1保持淹没深度，通过换热使海水转变为蒸汽带走所述安全壳中的热量，最终通过排汽管线15将热量排向大气。
如图1和图2所示，冷却水集管9设置在所述真空喷射器出口处；其中，冷却水注水管10围绕安全壳1周向布置，以使得海水流到安全壳1表面并使安全壳1保持淹没深度。例如，冷却水集管9围绕安全壳1周向布置，冷却水注水管10分布在冷却水集管9上周向均匀布置，以达到向安全壳1注入冷却水。
如图1所示，所述排汽管线设置在所述冷却腔室的顶部；所述冷却***还包括疏水管线和疏水泵18，其设置在冷却腔室3底部，用于当无需安全壳冷却***运行时排出冷却腔室3中的海水。
如图1所示，所述抽真空装置还包括高压气瓶14作为驱动气体。
优选地，如图1所示，所述冷却***还包括：虹吸破坏阀门7，其设置在与虹吸管道5相连的虹吸破坏管线6上；驱动气体隔离阀12，其设置在与所述高压气瓶相连的驱动气体管线11上；以及疏水管线隔离阀17，其设置在所述疏水管线上。所述浮动核电站的安全壳冷却***设置在浮动核电站隔板内，电站正常运行时，安全壳***处于备用状态，虹吸破坏阀门7关闭，驱动气体隔离阀12关闭，疏水管线隔离阀17关闭，冷却腔室3与大气连通。
优选地，如图1所示，所述疏水管线包括疏水进口管线16和疏水出口管线19。其中，疏水进口管线16、疏水管线隔离阀17、疏水泵18和疏水出口管线19依次连接。当无需安全壳冷却***运行时，可打开虹吸破坏阀门7终止海水流入冷却腔室3，再打开疏水管线隔离阀17，利用疏水泵18将海水经疏水出口管线19排出。
优选地，如图1所示，高压气瓶14、驱动气体止回阀13、驱动气体隔离阀12、驱动气体管线11与真空喷射器8依次连接。
优选地，如图1所示，在虹吸管道5入口处设置滤网4。
优选地，如图1和图2所示，当发生事故且需要安全壳***作为最终热阱时，打开驱动气体隔离阀12，高压气瓶14中的气体经过驱动气体管线11进入真空喷射器8,将虹吸管5中的空气抽出，在海水和虹吸管5之间形成压差，从而海水经过虹吸管入口滤网4进入虹吸管5，经过真空喷射器8进入冷却水集管9，再经过冷却水注水管10流到安全壳表面吸收热量，最终维持冷却腔室中的海水淹没高度。海水经过吸热后转换为蒸汽，蒸汽经过排汽管线15排入大气，从而带走安全壳内的热量。
优选地，所述冷却***包括至少两个虹吸环路，此处至少两个虹吸环路的设计是基于冗余性考虑，用于保证***的可用性。其中，4～8、10～14为虹吸环路1的管线和设备，4’～8’、10’～14’为虹吸环路2的管线和设备，其与虹吸环路1的标记一一对应。
参照图1和图2，上述结构和工作过程同样适用于虹吸环路2的相应管线和设备。
与现有技术相比，本发明具有以下有益效果：
1.本发明在安全壳外设计了包壳，包壳和安全壳之间构成冷却腔室，通过冷却腔室的设置，以海水作为冷却水，以大气为最终热阱，利用虹吸现象将海水引入冷却腔室对安全壳进行冷却，保证安全壳不超压，维持安全壳的完整性，具有简单和可靠的优点。
2.在海水和冷却腔室之间设置了虹吸管道并通过抽真空装置驱动海水流入虹吸管，可避免在海平面液位以下开孔引起海水泄漏。
3.设置了冷却水集管和围绕安全壳周向布置的冷却水注水管，通过冷却水集管分配到周向布置的冷却水注水管中，使得冷却水流到安全壳表面并使安全壳保持的一定的淹没深度。
基于冗余性考虑，设置了两个虹吸环路，用于保证***的可用性。
本说明书中各个实施例采用递进的方式描述，每个实施例重点说明的都是与其他实施例的不同之处，各个实施例之间相同相似部分互相参见即可。对于实施例公开的***而言，由于与实施例公开的方法相对应，所以描述的比较简单，相关之处参见方法部分说明即可。
本领域技术人员可以对每个特定的应用来使用不同方法来实现所描述的功能，但是这种实现不应认为超出本发明的范围。
显然，本领域的技术人员可以对发明进行各种改动和变型而不脱离本发明的精神和范围。这样，倘若本发明的这些修改和变型属于本发明权利要求及其等同技术的范围之内，则本发明也意图包括这些改动和变型在内。

Claims (5)

1.一种浮动核电站的安全壳冷却***，其特征在于，所述冷却***包括安全壳、设置于所述安全壳外部的包壳，以及在所述包壳和所述安全壳之间构成的冷却腔室，所述冷却***利用虹吸现象将海水引入所述冷却腔室对所述安全壳进行冷却；
其中，在所述冷却腔室与大气之间设置排汽管线；
所述冷却腔室内还设置有冷却水集管、冷却水注水管以及抽真空装置；
当发生事故且需要所述安全壳作为最终热阱时，通过所述抽真空装置中的真空喷射器驱动海水流入虹吸管道并通过所述冷却水集管分配到所述冷却水注水管中，使得海水流到所述安全壳表面并使所述安全壳保持淹没深度，通过换热使海水转变为蒸汽带走所述安全壳中的热量，最终通过排汽管线将热量排向大气；
其中，所述冷却水集管设置在所述真空喷射器出口处，并且，所述冷却水注水管围绕所述安全壳周向布置，以使得海水流到所述安全壳表面并使所述安全壳保持淹没深度；
其中，所述排汽管线设置在所述冷却腔室的顶部；
其中，所述冷却***还包括疏水管线和疏水泵，其设置在所述冷却腔室底部，用于当无需安全壳冷却***运行时排出冷却腔室中的海水；
其中，所述抽真空装置还包括高压气瓶作为驱动气体。
2.如权利要求1所述的浮动核电站的安全壳冷却***，其特征在于，所述冷却***还包括：虹吸破坏阀门，其设置在与所述虹吸管道相连的虹吸破坏管线上；驱动气体隔离阀，其设置在与所述高压气瓶相连的驱动气体管线上；以及疏水管线隔离阀，其设置在所述疏水管线上。
3.如权利要求2所述的浮动核电站的安全壳冷却***，其特征在于，所述疏水管线包括疏水进口管线和疏水出口管线，所述疏水进口管线、所述疏水管线隔离阀、所述疏水泵和所述疏水出口管线依次连接。
4.如权利要求2所述的浮动核电站的安全壳冷却***，其特征在于，所述高压气瓶、驱动气体止回阀、所述驱动气体隔离阀、所述驱动气体管线与所述真空喷射器依次连接。
5.如权利要求1所述的浮动核电站的安全壳冷却***，其特征在于，在所述虹吸管道入口处设置滤网。
CN201610003799.9A 2016-01-04 2016-01-04 一种浮动核电站的安全壳冷却*** Active CN105448357B (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201610003799.9A CN105448357B (zh) 2016-01-04 2016-01-04 一种浮动核电站的安全壳冷却***

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201610003799.9A CN105448357B (zh) 2016-01-04 2016-01-04 一种浮动核电站的安全壳冷却***

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN105448357A CN105448357A (zh) 2016-03-30
CN105448357B true CN105448357B (zh) 2024-05-14

Family

ID=55558454

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201610003799.9A Active CN105448357B (zh) 2016-01-04 2016-01-04 一种浮动核电站的安全壳冷却***

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN105448357B (zh)

Families Citing this family (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN105825899A (zh) * 2016-05-06 2016-08-03 上海核工程研究设计院 一种核电站的安全壳冷却***
CN106875988A (zh) * 2017-02-15 2017-06-20 中广核研究院有限公司 带有余热排除装置的海洋反应堆***平台
CN111446013A (zh) * 2020-04-24 2020-07-24 上海核工程研究设计院有限公司 一种海洋环境二次侧非能动余热排出***及使用方法

Citations (18)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2683375A1 (fr) * 1991-11-06 1993-05-07 Commissariat Energie Atomique Reacteur nucleaire equipe d'un dispositif de recuperation du cóoeur, apres sa fusion accidentelle.
JPH05232278A (ja) * 1992-02-24 1993-09-07 Hitachi Ltd 格納容器冷却系
CN201461310U (zh) * 2009-08-05 2010-05-12 商城县开源环保设备有限公司 吸泥机虹吸装置
CN202219421U (zh) * 2011-07-26 2012-05-16 南京众得利自动化机械有限公司 一种气雾冷却装置
CN102637465A (zh) * 2012-05-02 2012-08-15 哈尔滨工程大学 一种非能动安全壳冷却***
KR20140012817A (ko) * 2012-07-23 2014-02-04 삼성중공업 주식회사 해상용 원자력 발전소의 비상 냉각 시스템
KR20140053732A (ko) * 2012-10-26 2014-05-08 한국과학기술원 해수를 이용한 원전 비상냉각 시스템
CN103903659A (zh) * 2014-03-28 2014-07-02 哈尔滨工程大学 浮动核电站非能动余热排出***
CN104021823A (zh) * 2014-05-23 2014-09-03 中国核动力研究设计院 一种浮动式核电站的余热长期非能动导出***
KR20140112198A (ko) * 2013-03-13 2014-09-23 대우조선해양 주식회사 해상 소형 원전용 안전 시스템
CN104143361A (zh) * 2013-05-09 2014-11-12 韩国原子力研究院 无源安全壳喷淋***
CN104321825A (zh) * 2012-06-13 2015-01-28 西屋电气有限责任公司 压水反应堆的紧凑型蒸气发生器
KR101505475B1 (ko) * 2014-05-21 2015-03-26 한국원자력연구원 피동격납부냉각계통 및 이를 구비하는 원전
CN204242601U (zh) * 2014-11-19 2015-04-01 中科华核电技术研究院有限公司 非能动安全冷却***
CN204558037U (zh) * 2015-04-17 2015-08-12 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***
WO2015147952A2 (en) * 2014-01-29 2015-10-01 Palvannanathan Ganesan Floating nuclear power reactor with a self-cooling containment structure and an emergency heat exchange system
JP2015203565A (ja) * 2014-04-10 2015-11-16 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 静的原子炉格納容器冷却系および原子力発電プラント
CN205582506U (zh) * 2016-01-04 2016-09-14 上海核工程研究设计院 一种浮动核电站的安全壳冷却***

Family Cites Families (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5377242A (en) * 1993-11-15 1994-12-27 B&W Nuclear Service Company Method and system for emergency core cooling
CA2409004C (en) * 2000-12-14 2009-10-06 Eskom Cooling system
FR2985844B1 (fr) * 2012-01-18 2014-03-14 Dcns Module immerge de production d'energie
US20140140466A1 (en) * 2012-07-02 2014-05-22 David W. Richardson Semi Submersible Nuclear Power Plant and Multipurpose Platform

Patent Citations (18)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2683375A1 (fr) * 1991-11-06 1993-05-07 Commissariat Energie Atomique Reacteur nucleaire equipe d'un dispositif de recuperation du cóoeur, apres sa fusion accidentelle.
JPH05232278A (ja) * 1992-02-24 1993-09-07 Hitachi Ltd 格納容器冷却系
CN201461310U (zh) * 2009-08-05 2010-05-12 商城县开源环保设备有限公司 吸泥机虹吸装置
CN202219421U (zh) * 2011-07-26 2012-05-16 南京众得利自动化机械有限公司 一种气雾冷却装置
CN102637465A (zh) * 2012-05-02 2012-08-15 哈尔滨工程大学 一种非能动安全壳冷却***
CN104321825A (zh) * 2012-06-13 2015-01-28 西屋电气有限责任公司 压水反应堆的紧凑型蒸气发生器
KR20140012817A (ko) * 2012-07-23 2014-02-04 삼성중공업 주식회사 해상용 원자력 발전소의 비상 냉각 시스템
KR20140053732A (ko) * 2012-10-26 2014-05-08 한국과학기술원 해수를 이용한 원전 비상냉각 시스템
KR20140112198A (ko) * 2013-03-13 2014-09-23 대우조선해양 주식회사 해상 소형 원전용 안전 시스템
CN104143361A (zh) * 2013-05-09 2014-11-12 韩国原子力研究院 无源安全壳喷淋***
WO2015147952A2 (en) * 2014-01-29 2015-10-01 Palvannanathan Ganesan Floating nuclear power reactor with a self-cooling containment structure and an emergency heat exchange system
CN103903659A (zh) * 2014-03-28 2014-07-02 哈尔滨工程大学 浮动核电站非能动余热排出***
JP2015203565A (ja) * 2014-04-10 2015-11-16 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 静的原子炉格納容器冷却系および原子力発電プラント
KR101505475B1 (ko) * 2014-05-21 2015-03-26 한국원자력연구원 피동격납부냉각계통 및 이를 구비하는 원전
CN104021823A (zh) * 2014-05-23 2014-09-03 中国核动力研究设计院 一种浮动式核电站的余热长期非能动导出***
CN204242601U (zh) * 2014-11-19 2015-04-01 中科华核电技术研究院有限公司 非能动安全冷却***
CN204558037U (zh) * 2015-04-17 2015-08-12 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***
CN205582506U (zh) * 2016-01-04 2016-09-14 上海核工程研究设计院 一种浮动核电站的安全壳冷却***

Non-Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
AC600 非能动安全壳冷却***的概率安全分析;王建瑜 等;核动力工程;19980430;第19卷(第2期);第149-153+161页 *
Experimental study on a steam-driven turbulent jet in subcooled water;Xin-Zhuang Wu 等;Nuclear Engineering and Design;20110125;第240卷(第10期);第3259-3266页 *
核电厂半管运行主管道临界液位研究;武心壮 等;第十四届全国反应堆热工流体学术会议;20151231;第1-5页 *
虹吸原理在秦山第二核电厂的应用分析;樊鹏飞 等;科技视界;20150331;第208-210页 *

Also Published As

Publication number Publication date
CN105448357A (zh) 2016-03-30

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US8170173B2 (en) Passive emergency feedwater system
US20180350472A1 (en) Passive safe cooling system
CN103617815A (zh) 压水堆核电站非能动余热排出***
US20180261343A1 (en) Passive emergency feedwater system
US9881704B2 (en) Containment vessel drain system
GB2531190A (en) Passive concrete containment cooling system
WO2017074507A1 (en) Passive cooling to cold shutdown
CN104916334A (zh) 压水堆核电站分离式热管式非能动余热排出***
CN105448357B (zh) 一种浮动核电站的安全壳冷却***
CN107403650A (zh) 海上浮动核电站的二次侧非能动余热排出***
CN204680390U (zh) 压水堆核电站分离式热管式非能动余热排出***
CN201277537Y (zh) 高温冷凝水回收装置
CN214377694U (zh) 反应堆的应急余热排出***
CN104134474A (zh) 非能动冷却***
CN103531256A (zh) 压水堆预应力混凝土安全壳非能动冷却***
JP6359318B2 (ja) 静的原子炉格納容器冷却系および原子力発電プラント
KR101224024B1 (ko) 피동보조 급수계통 및 재장전 수조탱크를 이용한 경수로의 피동 격납용기 냉각계통
CN205582506U (zh) 一种浮动核电站的安全壳冷却***
RU153270U1 (ru) Ядерная энергетическая установка
CN207250149U (zh) 海上浮动核电站的二次侧非能动余热排出***
CN109712726B (zh) 一种海洋核动力平台反应堆余热排出***
CN110289110B (zh) 一种核动力船舶安全壳排热***
KR101224026B1 (ko) 피동보조 급수계통을 이용한 경수로의 피동 잔열제거계통
RU2697652C1 (ru) Способ и система приведения атомной электростанции в безопасное состояние после экстремального воздействия
CN113593733A (zh) 一种非能动钢制安全壳热量导出***

Legal Events

Date Code Title Description
C06 Publication
PB01 Publication
SE01 Entry into force of request for substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
CB02 Change of applicant information

Address after: No. 29 Hong Cao Road, Xuhui District, Shanghai

Applicant after: Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute Co.,Ltd.

Address before: No. 29 Hong Cao Road, Xuhui District, Shanghai

Applicant before: SHANGHAI NUCLEAR ENGINEERING RESEARCH & DESIGN INSTITUTE

CB02 Change of applicant information
GR01 Patent grant
GR01 Patent grant