CN107210071B - 安全壳内部的非能动除热*** - Google Patents

安全壳内部的非能动除热*** Download PDF

Info

Publication number
CN107210071B
CN107210071B CN201580075448.2A CN201580075448A CN107210071B CN 107210071 B CN107210071 B CN 107210071B CN 201580075448 A CN201580075448 A CN 201580075448A CN 107210071 B CN107210071 B CN 107210071B
Authority
CN
China
Prior art keywords
heat exchanger
water
containment
section
steam
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
CN201580075448.2A
Other languages
English (en)
Other versions
CN107210071A (zh
Inventor
V·V·别兹列普金
S·E·谢马什科
I·M·伊夫科夫
S·B·阿列克谢耶夫
T·G·瓦尔达尼德泽
Y·Y·彼得罗夫
A·S·索洛多斯尼科夫
Y·V·克雷洛夫
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.)
Atomic Energy Science Research And Design Institute Stock Co
Original Assignee
Atomic Energy Science Research And Design Institute Stock Co
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 Atomic Energy Science Research And Design Institute Stock Co filed Critical Atomic Energy Science Research And Design Institute Stock Co
Publication of CN107210071A publication Critical patent/CN107210071A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN107210071B publication Critical patent/CN107210071B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/18Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00Reactor types
    • G21C1/02Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders
    • G21C1/028Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders cooled by a pressurised coolant
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C13/00Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
    • G21C13/02Details
    • G21C13/032Joints between tubes and vessel walls, e.g. taking into account thermal stresses
    • G21C13/036Joints between tubes and vessel walls, e.g. taking into account thermal stresses the tube passing through the vessel wall, i.e. continuing on both sides of the wall
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C9/00Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
    • G21C9/004Pressure suppression
    • FMECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F28HEAT EXCHANGE IN GENERAL
    • F28CHEAT-EXCHANGE APPARATUS, NOT PROVIDED FOR IN ANOTHER SUBCLASS, IN WHICH THE HEAT-EXCHANGE MEDIA COME INTO DIRECT CONTACT WITHOUT CHEMICAL INTERACTION
    • F28C3/00Other direct-contact heat-exchange apparatus
    • F28C3/04Other direct-contact heat-exchange apparatus the heat-exchange media both being liquids
    • FMECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F28HEAT EXCHANGE IN GENERAL
    • F28DHEAT-EXCHANGE APPARATUS, NOT PROVIDED FOR IN ANOTHER SUBCLASS, IN WHICH THE HEAT-EXCHANGE MEDIA DO NOT COME INTO DIRECT CONTACT
    • F28D1/00Heat-exchange apparatus having stationary conduit assemblies for one heat-exchange medium only, the media being in contact with different sides of the conduit wall, in which the other heat-exchange medium is a large body of fluid, e.g. domestic or motor car radiators
    • FMECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F28HEAT EXCHANGE IN GENERAL
    • F28DHEAT-EXCHANGE APPARATUS, NOT PROVIDED FOR IN ANOTHER SUBCLASS, IN WHICH THE HEAT-EXCHANGE MEDIA DO NOT COME INTO DIRECT CONTACT
    • F28D3/00Heat-exchange apparatus having stationary conduit assemblies for one heat-exchange medium only, the media being in contact with different sides of the conduit wall, in which the other heat-exchange medium flows in a continuous film, or trickles freely, over the conduits
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/02Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices
    • G21C15/14Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices from headers; from joints in ducts
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21DNUCLEAR POWER PLANT
    • G21D3/00Control of nuclear power plant
    • G21D3/02Manual control
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21DNUCLEAR POWER PLANT
    • G21D3/00Control of nuclear power plant
    • G21D3/04Safety arrangements
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear 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)
  • Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)

Abstract

本发明涉及核能领域,更具体地涉及用于从水冷却、水慢化反应堆的安全壳内部非能动地除热的***(C PHRS),并且旨在通过冷却剂(水)在***回路中的自然循环来进行反应堆安全壳冷却。本发明的技术成果是提高了散热效率,提高了回路中的冷却剂流量稳定性,以及由此提高了***运行的可靠性。该***包括至少一个冷却水循环回路,该冷却水循环回路包括热交换器、连接到热交换器的上升管路和下降管路、冷却水供应箱、蒸汽释放阀,该热交换器设置在安全壳内部并且包括通过热交换管连通的上集管和下集管,该冷却水供应箱设置在安全壳外部,位于热交换器上方,并且连接到下降管路,该蒸汽释放阀连接到上升管路并且设置在水供应箱中,并且液压连接到该水供应箱。此外,热交换器的上集管和下集管基于如下条件被分成各热交换管区段:L/D≤20,其中,L是集管区段长度,D是集管孔径。

Description

安全壳内部的非能动除热***
技术领域
本发明大体上涉及核能领域,更具体地涉及压水反应堆安全壳内部的非能动除热***(C PHRS),并且被设计成用于通过冷却剂(水)在***回路中的自然循环进行反应堆安全壳冷却。
背景技术
根据本发明的背景,存在多种基于自然热循环的反应堆安全壳除热***的设计。
日期为1999年1月27日的俄国专利RU2125744、G21C15/18公开了一种用于从核反应堆安全壳结构的内部体积中进行非能动除热的***,该***包括位于安全壳结构外侧的第一热交换器、位于反应堆安全壳结构内部的第二热交换器。第一热交换器和第二热交换器在闭合回路中通过管与冷却剂液压连接,所述冷却剂经过安全壳结构和上方与大气连通的排气管。该***还包括水箱,该水箱填充有设定高度的水,该水箱连接到安全壳结构,并且位于该安全壳结构的顶壁附近。第一热交换器浸入水箱中的水中,并且从邻近水箱底部的基板竖直延伸到将水箱分成两个液压连接的体积的上部区段。水箱装备有盖子,该盖子形成为第一通道和第二通道的形状,各通道覆盖其由竖直的热交换器构成的对应区域,并且仅连接到该对应区域。一个通道连接到外部进气口,另一通道连接到排气管,当水箱填充到设定高度时,水箱中的水阻止通道之间的连接。
日期为2007年7月10日的俄国专利RU2302674、G21C9/00公开了一种安全壳除热***,包括安装在安全壳下方的热交换器,该热交换器入口和出口穿过安全壳,并且连接到低沸点冷却剂的闭合循环回路,所述闭合循环回路包括具有发电机的涡轮机、具有位于安全壳下方的蒸汽发生器的动力单元和动力单元安全***,所述动力单元安全***中的一个具有液压单元和汽水轮机(steam water turbine)。热交换器安装在安全壳圆顶下方,并且被设计成两层的圆形管,所述圆形管通过C形翅片管连接,所述管的端部朝向安全壳壁部,并且封闭液压单元,以保证动力单元的安全。
本发明的最接近的类似***是日期为2009年7月20日的俄国实用新型专利RU85029、G21C15/18所公开的PHRS***,该PHRS***包括冷却剂循环回路,所述冷却剂循环回路包括至少一个位于安全壳内部的热交换器和具有冷却剂供应的水箱,该水箱在安全壳外部安装在热交换器上方,该热交换器和水箱通过入口管道和出口管道连通。该***还装备有蒸汽容器,该蒸汽容器安装在冷却剂供应箱中,并且液压连接到该冷却剂供应箱和连接到出口管道。
所述装置的缺点是***中存在潜在的水锤现象。
发明内容
本发明的目的是提供一种用于从反应堆安全壳中有效除热的***。
本发明的技术成果是提高除热效率、回路中的流量稳定性(没有水锤现象)以及由此***运行的可靠性。
所述技术成果的实现是由于这样的事实,即具有至少一个冷却水循环回路的压水反应堆安全壳内部的非能动除热***包括:热交换器、连接到热交换器的上升管路和下降管路、冷却水供应箱、蒸汽释放阀,该热交换器位于安全壳内部并且包括通过热交换管连通的上集管和下集管,该冷却水供应箱在安全壳外部位于热交换器上方并且连接到下降管路,该蒸汽释放阀连接到上升管路并且位于水供应箱中并且液压连接到该水供应箱。热交换器的上集管和下集管基于如下条件被分成各热交换管区段:
L/D≤20,
其中,L是集管区段长度,
D是集管孔径,
上升管路设计提供了最小的上升区段高度hrs,以满足下列标准:
ΔPc res=Δρrsghrs+Δρheghhe
hrs=(ΔPc res-Δρheghhe)/Δρrsg,
其中,ΔPc res是回路总液压阻力,
hhe是热交换器高度,
g是重力因子,
Δρrs=ρcw-(ρ′(1-x)+ρ”x),
Δρhe=ρcwhw
其中,ρcw是下降管路水密度,
ρhw是在热交换器高度范围内的上升管路水密度,
ρ′、ρ”是水饱和密度和蒸汽饱和密度,
х是上升区段中的两相混合物的平均质量蒸汽干度。
由于下列事实,在本发明的特定选项中实现上述技术成果:
-该***包括四个通道,每个通道包括四个冷却水循环回路,
-从热交换器区段的上集管到蒸汽释放阀的上升管路的至少一部分关于水平线具有为至少10°的角度的向上倾斜,
-上升管路包括关于水平线具有小于10°的倾斜角的区段,所述区段的长度是Lsec1,孔径是Dsec1,满足下列标准:Lsec1/Dsec1≤10,
-下降管路的至少一部分关于水平线具有为至少10°的角度的向下倾斜,
-下降管路包括关于水平线具有小于10°的倾斜角的区段,所述区段的长度是Lsec2,孔径是Dsec2,满足下列标准:Lsec2/Dsec2≤10,
-热交换管高度确保满足热交换器外表面上的紊流对流的标准,即:
Ra>4·1012
其中,
Ra是瑞利数,
g是重力因子,
l是典型结构尺寸——热交换器管高度,
ν是蒸汽-空气动态粘度系数,
ρw是热交换器管的外壁上的蒸汽-空气介质密度,
ρ30是安全壳中的蒸汽-水介质密度,
是施密特数
是蒸汽扩散因子。
-热交换器位于安全壳圆顶下方,
-热交换器区段具有单列竖直管束,
-各热交换器区段中任何相邻的管之间的间距满足等效平直壁标准。
出于本申请的目的,上升区段指的是上升管路中冷却剂为具有平均质量蒸汽干度x的蒸汽-水(两相)混合物的部分。该区段被称作“上升部”,因为它对于回路中的自然循环的进行起到了主要作用,并且确定了其强度。
所执行的实验表明,由于选择了最好的***几何结构,上述***参数相关性提供了最有效的除热,而没有水锤现象或冷却剂质量-流量率的扰动,所述最好的***几何结构包括:热交换器集管区段的长度和孔径之间的相关性、循环回路上升区段的长度、热交换管的高度和该***的热交换器在安全壳中的最优布置。
热交换器集管的区段长度和孔径的相关性被选择成使热交换器管之间的冷却剂流量分布的非均匀性最小,即,减少所谓的“集管效应”。管中流量的均匀分布是提高热交换器的能量效率和性能的主要条件之一。用于改善集管热交换器通道之间的冷却剂分布的一种方法是减少集管中介质流量的压力损失。这通过在装置制造加工能力和其它设计特征中减小集管长度和增大其孔径来实现。对于满足L/D≤20标准的集管,沿着集管长度的压力损失最小,热交换器管之间的冷却剂流量分布最均匀。当超出所述标准时,热交换器通道之间的介质分布的均匀性降低,这导致冷却剂质量流的不稳定和扰动,以及由此减少热交换器的热输出。
附图说明
附图示出本发明的设计,其中:
图1示出冷却水循环回路设计,
图2示出基于实验的C PHRS冷却回路输出与水箱中的蒸汽-气体流体压力的依赖关系。
图3示出基于计算的在事故期间,压力和温度与时间的依赖关系。
具体实施方式
所要求的***是冷却水循环回路的组合。在本发明的优选实施例中,所要求的***包括四个完全独立的通道,每个通道包括四个这种循环回路。
循环回路(图1)包括热交换器1,热交换器1位于安全壳内部(圆顶下方)并且包括上集管2和下集管3,该上集管2和下集管3通过热交换管4连通,该热交换管4构成单列竖直热交换管束。上升管路5和下降管路6连接到热交换器1。连接到下降管路6的冷却水供应箱(应急除热箱(EHRT))7在安全壳外部位于热交换器上方。连接到上升管路5的蒸汽释放阀8位于冷却水供应箱7中,并且液压连接到该冷却水供应箱7。蒸汽释放阀8设计成用于消除冷凝导致的水锤现象和在***上升管路5中增强的振动等级。蒸汽释放阀8的上升管路具有连接孔,该连接孔使其能够实现这些功能。
热交换器的上集管2和下集管3基于如下条件被分成各热交换管区段:
L/D≤20,
其中,L是集管区段长度,
D是集管孔径,
上升管路设计提供了最小的上升区段高度hrs,以满足下列标准:
ΔPc res=Δρrsghrs+Δρheghhe
hrs=(ΔPc res-Δρheghhe)/Δρrsg,
其中,ΔPc res是回路总液压阻力,
hhe是热交换器高度,
g是重力因子,
Δρrs=ρcw-(ρ′(1-x)+ρ”x),
Δρhe=ρcwhw
ρcw是下降管路水密度,
ρhw是在热交换器高度范围内的上升管路水密度,
ρ′、ρ”是水饱和密度和蒸汽饱和密度,
х是上升区段中的两相混合物的平均质量蒸汽干度。
热交换器区段具有单列竖直管束。优选地,任何相邻的区段管之间的间距满足等效平直壁标准(equivalent plane wall criterion)。
在本发明的优选实施例中,热交换管高度保证满足热交换器外表面上的紊流对流的标准,即:
Ra>4·1012
其中,
Ra是瑞利数,
g是重力因子,
l是典型的结构尺寸——热交换器管高度,
ν是蒸汽-空气动态粘度系数,
ρw是热交换器管的外壁上的蒸汽-空气介质密度,
ρ30是安全壳中的蒸汽-水介质密度,
是施密特数,
是蒸汽扩散因子。
从热交换器区段的上集管到蒸汽释放阀的上升管路关于水平线具有为至少10°的角度的向上倾斜,除了特定区段的倾斜角小于10°之外,所述特定区段具有满足下列标准的长度Lsec1和孔径Dsec1:Lsec1/Dsec1≤10。
下降管路关于水平线具有为至少10°的角度的向下倾斜,除了特定区段的倾斜角小于10°之外,所述特定区段具有满足下列标准的长度Lsec2和孔径Dsec2:Lsec2/Dsec2≤10。
在本发明的用于Leningrad-2NPP反应堆设备的特别实施例中,回路的热交换器1沿着周长位于安全壳内壁上,在海拔49.3m之上。各热交换器具有75m2的热交换面积。热交换管束高度是5m,并且由38×3mm的竖直管构成。各通道的总热交换面积总计为300m2。热交换器集管的上部和下部区段的长度L等于2,755mm。上集管的外/内径D是219/195mm,下集管的外/内径是194/174mm。
***热输出被选择成在超过反应堆的设计基准事故(包括严重的堆芯损坏)期间,将安全壳内部压力中的压力降低和维持在设计限制以内。
被设计成用于在热交换器1泄漏的情况下隔离热交换器1的隔离阀9和10安装在上升管路5和下降管路6中。为了在隔离阀关闭的紧急情况下防止C PHRS回路超压,在水箱7位置下方安装有安全阀(未示出)以排放流体。
隔离阀和安全阀在海拔+54.45m处位于反应堆建筑外壳环形隔间中。
所要求的***运行是基于冷却剂自然循环,不需要启动动作。通过由蒸汽-空气混合物在热交换器1的外表面上形成蒸汽冷凝物,来从安全壳移除热能,蒸汽冷凝物从所述热交换器1的外表面通过自然循环转移到水供应箱7。热量最终通过水箱中的水的蒸发从水供应箱移除至最终的热沉。将冷却剂从蒸汽释放阀8供应到冷却水供应箱7,然后,经冷却的冷却剂(水)通过下降管路6返回热交换器1。因此,借助利用循环回路使水箱7中的水蒸发,将热能从安全壳内部体积传递到最终的热沉、环境。
为了实验论证所提出的***的设计效率,已经在多个实验装置上进行了大量的实验工作。
已经在安装于JSC“Afrikantov OKBM”试验台上的C PHRS冷却回路的全尺寸模型上进行了研究。C PHRS回路模型包括热交换器-冷凝器模型、位于安全壳模型水箱中的作业管和位于水供应箱中的作业蒸汽释放阀。
被测试的冷却回路的除热能力和水箱中的蒸汽-气体介质的参数在最大程度上接近于作业***的实际的反应堆事故条件。因此,在C PHRS冷却回路的几何结构和参数与全尺寸冷却回路设计几乎相当的情况下,针对C PHRS冷却回路模型得到的研究结果是有代表性的,并且可以应用于作业中的C PHRS冷却回路。
在全尺寸C PHRS冷却回路上进行的测试表明,在冷却水箱中的100℃的最大冷却水温度和每个冷却回路具有规定的设计容量的情况下,水箱中的压力将不超过500kPa的设计限制压力。
图2示出基于实验的C PHRS冷却回路输出与水箱中的蒸汽-气体流体压力的依赖关系。
图3示出在超过设计基准事故的情况下,C PHRS的工作如何影响安全壳内部的参数,该情况包括反应堆设备初级回路的减压(严重泄漏)和安全***故障(曲线I示出PHRS不工作时的参数,曲线II示出PHRS工作时的参数)。
所进行的全尺寸C PHRS冷却回路模型测试表明,在除热效率和回路流量稳定性方面都满足回路设计参数。在冷却回路工作(从最初状态到水沸腾的动力操作)全程中,没有观察到可能影响其可运行性的水箱中的水锤现象或测试回路的元件和结构的振动。
因此,在长达很长一段时间并且在超过设计基准事故(包括安全壳下面/内的质量和能量的释放)的全程中,所要求的***允许将安全壳下面的压力维持在设计水平以下,而不需要操作员介入。

Claims (10)

1.一种压水反应堆安全壳内部的非能动除热***,所述***具有至少一个冷却水循环回路,所述至少一个冷却水循环回路包括:
-位于所述安全壳内部的热交换器,所述热交换器包括通过热交换管连通的上集管和下集管,
-连接到所述热交换器的上升管路和下降管路,
-冷却水供应箱,该冷却水供应箱在安全壳外部位于所述热交换器上方,并且连接到所述下降管路,
-蒸汽释放阀,该蒸汽释放阀连接到所述上升管路,位于冷却水供应箱中,并且液压连接到该冷却水供应箱,其中,所述上集管和所述下集管基于如下条件被分成各热交换管区段:
L/D≤20,
其中,L是集管区段长度,
D是集管孔径,
上升管路设计提供了最小的上升区段高度hrs,以满足下列标准:
ΔPc res=Δρrsghrs+Δρheghhe
hrs=(ΔPc res-Δρheghhe)/Δρrsg,
其中,ΔPc res是回路总液压阻力,
hhe是热交换器高度,
g是重力因子,
Δρrs=ρcw-(ρ′(1-x)+ρ”x),
Δρhe=ρcwhw
ρcw是下降管路水密度,
ρhw是在热交换器高度范围内的上升管路水密度,
ρ′、ρ”是水饱和密度和蒸汽饱和密度,
х是上升区段中的两相混合物的平均质量蒸汽干度。
2.根据权利要求1所述的***,其中,该***包括四个通道,每个通道包括四个冷却水循环回路。
3.根据权利要求1所述的***,其中,从所述热交换器的上集管到所述蒸汽释放阀的所述上升管路的至少一部分关于水平线具有为至少10°的向上倾斜。
4.根据权利要求3所述的***,其中,所述上升管路包括关于水平线具有小于10°的倾斜角的区段,所述区段的长度是Lsec1,孔径是Dsec1,满足下列标准:Lsec1/Dsec1≤10。
5.根据权利要求1所述的***,其中,所述下降管路的至少一部分关于水平线具有为至少10°的向下倾斜。
6.根据权利要求5所述的***,其中,所述下降管路包括关于水平线具有小于10°的倾斜角的区段,所述区段的长度是Lsec2,孔径是Dsec2,满足下列标准:Lsec2/Dsec2≤10。
7.根据权利要求1所述的***,其中,热交换管具有满足热交换器外表面上的紊流对流的标准的高度,即:
Ra>4·1012
其中,
Ra是瑞利数,
g是重力因子,
l是典型的结构尺寸——热交换器管高度,
ν是蒸汽-空气动态粘度系数,
ρw是热交换器管的外壁上的蒸汽-空气介质密度,
ρ30是安全壳中的蒸汽-水介质密度,
是施密特数,
Dòuφ是蒸汽扩散因子。
8.根据权利要求1所述的***,其中,所述热交换器位于安全壳圆顶下方。
9.根据权利要求1所述的***,其中,热交换管区段具有单列竖直管束。
10.根据权利要求1所述的***,其中,热交换管区段中任何相邻的管之间的间距满足等效平直壁标准。
CN201580075448.2A 2014-12-04 2015-11-16 安全壳内部的非能动除热*** Active CN107210071B (zh)

Applications Claiming Priority (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2014148910/07A RU2595639C2 (ru) 2014-12-04 2014-12-04 Система пассивного отвода тепла из внутреннего объема защитной оболочки
RU2014148910 2014-12-04
PCT/RU2015/000784 WO2016089250A1 (ru) 2014-12-04 2015-11-16 Система пассивного отвода тепла из внутреннего объема защитной оболочки

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN107210071A CN107210071A (zh) 2017-09-26
CN107210071B true CN107210071B (zh) 2019-06-21

Family

ID=56092074

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201580075448.2A Active CN107210071B (zh) 2014-12-04 2015-11-16 安全壳内部的非能动除热***

Country Status (15)

Country Link
US (1) US10720250B2 (zh)
EP (1) EP3229239B1 (zh)
JP (1) JP6692827B2 (zh)
KR (1) KR102198440B1 (zh)
CN (1) CN107210071B (zh)
AR (1) AR102873A1 (zh)
CA (1) CA2969827C (zh)
EA (1) EA201650101A1 (zh)
HU (1) HUE046234T2 (zh)
JO (1) JO3696B1 (zh)
MY (1) MY189838A (zh)
RU (1) RU2595639C2 (zh)
UA (1) UA119890C2 (zh)
WO (1) WO2016089250A1 (zh)
ZA (1) ZA201704490B (zh)

Families Citing this family (15)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN108630327B (zh) * 2017-03-24 2023-08-25 国核示范电站有限责任公司 非能动安全壳换热器***
CN111033824B (zh) 2017-08-18 2022-09-06 株式会社Lg新能源 锂二次电池用负极和包含其的锂二次电池
RU2670430C1 (ru) 2017-11-30 2018-10-23 Акционерное Общество "Российский Концерн По Производству Электрической И Тепловой Энергии На Атомных Станциях" (Ао "Концерн Росэнергоатом") Способ обеспечения водородной взрывобезопасности атомной электростанции
CN110116189A (zh) * 2018-02-06 2019-08-13 中国科学院金属研究所 一种核主泵壳体铸造过程中冒口的高效补缩方法
RU2687288C1 (ru) * 2018-08-16 2019-05-13 Акционерное общество "Государственный научный центр Российской Федерации - Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского" Активная зона ядерного реактора
CN109387089B (zh) * 2018-10-17 2020-06-26 中广核工程有限公司 核电厂非能动冷凝器
CN109545401B (zh) * 2018-12-19 2024-07-23 岭东核电有限公司 一种铅基快堆堆外非能动余热排出***
RU2725161C1 (ru) * 2019-11-29 2020-06-30 федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Национальный исследовательский университет "МЭИ" (ФГБОУ ВО "НИУ "МЭИ") Охлаждаемая стенка токамака
CN112595135A (zh) * 2020-12-09 2021-04-02 哈尔滨工程大学 一种消除蒸汽冷凝诱发水锤的非能动安全***
RU2761866C1 (ru) * 2020-12-30 2021-12-13 Акционерное Общество "Атомэнергопроект" Способ мониторинга системы пассивного отвода тепла из внутреннего объема защитной оболочки и устройство для его осуществления
CN113035393B (zh) * 2021-03-05 2022-11-18 哈尔滨工程大学 一种自驱动抽气式非能动安全壳排热***
CN113237447B (zh) * 2021-04-21 2023-05-26 武汉钢铁有限公司 高炉炉缸侧壁碳砖厚度估算方法
CN113283189B (zh) * 2021-04-30 2022-07-26 西安交通大学 安全壳与非能动安全壳空气冷却***跨维度耦合分析方法
CN114220573A (zh) * 2021-11-02 2022-03-22 中国核电工程有限公司 一种基于二次蒸发冷却的增强型非能动安全壳热量排出***
CN116313175A (zh) * 2023-01-10 2023-06-23 中国核电工程有限公司 安全壳热量导出***

Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN86104482A (zh) * 1985-07-02 1987-01-07 法玛通公司 用于核电站的带给水分配器的蒸汽发生器
RU85029U1 (ru) * 2009-02-26 2009-07-20 Открытое акционерное общество "Санкт-Петербургский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт "АТОМЭНЕРГОПРОЕКТ" (ОАО "СПбАЭП") Система пассивного отвода тепла из внутреннего объема защитной оболочки
CN102903403A (zh) * 2012-09-27 2013-01-30 中国核电工程有限公司 一种能动与非能动相结合的堆芯注水热量导出装置
CN202855317U (zh) * 2012-09-04 2013-04-03 中科华核电技术研究院有限公司 一种非能动启动冷却***
CN103267423A (zh) * 2013-05-10 2013-08-28 中国核电工程有限公司 核电站安全壳内的热交换器

Family Cites Families (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4502419A (en) * 1984-05-14 1985-03-05 Westinghouse Electric Corp. Discharge tube for inhibiting stratification in feedwater headers of a steam generator
US5126099A (en) * 1991-02-25 1992-06-30 General Electric Company Boiling water reactor plant with hybrid pressure containment cooling system
US5303274A (en) * 1993-01-21 1994-04-12 General Electric Company Retrofittable passive containment cooling system
US5612982A (en) * 1995-07-31 1997-03-18 Westinghouse Electric Corporation Nuclear power plant with containment cooling
RU2294503C1 (ru) * 2005-07-25 2007-02-27 Борис Ергазович Байгалиев Многосекционный теплообменник
JP4834349B2 (ja) * 2005-08-18 2011-12-14 株式会社東芝 原子炉格納容器冷却設備
CN101539287B (zh) * 2009-05-06 2011-01-05 清华大学 一种蒸汽发生器
US8702013B2 (en) * 2010-02-18 2014-04-22 Igor Zhadanovsky Vapor vacuum heating systems and integration with condensing vacuum boilers
RU98060U1 (ru) * 2010-05-31 2010-09-27 Негосударственное научно-образовательное учреждение "Саранский Дом науки и техники Российского Союза научных и инженерных общественных организаций" (ННОУ "Саранский Дом науки и техники РСНИИОО") Система теплоснабжения
JP2013088158A (ja) * 2011-10-14 2013-05-13 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd 原子力プラントの非常用復水システムとその運用方法

Patent Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN86104482A (zh) * 1985-07-02 1987-01-07 法玛通公司 用于核电站的带给水分配器的蒸汽发生器
RU85029U1 (ru) * 2009-02-26 2009-07-20 Открытое акционерное общество "Санкт-Петербургский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт "АТОМЭНЕРГОПРОЕКТ" (ОАО "СПбАЭП") Система пассивного отвода тепла из внутреннего объема защитной оболочки
CN202855317U (zh) * 2012-09-04 2013-04-03 中科华核电技术研究院有限公司 一种非能动启动冷却***
CN102903403A (zh) * 2012-09-27 2013-01-30 中国核电工程有限公司 一种能动与非能动相结合的堆芯注水热量导出装置
CN103267423A (zh) * 2013-05-10 2013-08-28 中国核电工程有限公司 核电站安全壳内的热交换器

Non-Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
The Simulation of Passive Water Hammer in pipes;Murat Erenturk;《https://dspace.mit.edu/bitstream/handle/1721.1/38146/35651617-MIT.pdf?sequenc》;19960127;第1-105页
核反应堆一回路***水锤数值模拟;左巧林 等;《核动力工程》;20120831;第33卷(第4期);第85-90页
水锤反问题与水锤控制;何三昱;《水动力学研究与进展》;19890331;第4卷(第1期);第65-73页

Also Published As

Publication number Publication date
US20170372805A1 (en) 2017-12-28
KR20170105004A (ko) 2017-09-18
UA119890C2 (uk) 2019-08-27
EP3229239B1 (en) 2019-07-31
KR102198440B1 (ko) 2021-01-07
ZA201704490B (en) 2022-03-30
WO2016089250A1 (ru) 2016-06-09
HUE046234T2 (hu) 2020-02-28
RU2014148910A (ru) 2016-06-27
AR102873A1 (es) 2017-03-29
JO3696B1 (ar) 2020-08-27
JP6692827B2 (ja) 2020-05-13
CA2969827A1 (en) 2016-06-09
EA201650101A1 (ru) 2017-03-31
US10720250B2 (en) 2020-07-21
BR112017011934A2 (pt) 2017-12-26
CA2969827C (en) 2023-03-07
CN107210071A (zh) 2017-09-26
MY189838A (en) 2022-03-11
RU2595639C2 (ru) 2016-08-27
JP2017537332A (ja) 2017-12-14
EP3229239A4 (en) 2018-05-30
EP3229239A1 (en) 2017-10-11

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN107210071B (zh) 安全壳内部的非能动除热***
JP6487290B2 (ja) 凝縮器および冷却システムと運転方法
KR101743910B1 (ko) 수동형 원자로 냉각시스템
US10854344B2 (en) Air-cooled heat exchanger and system and method of using the same to remove waste thermal energy from radioactive materials
CN104143360B (zh) 紧急冷却罐的冷却***以及具有该***的核电厂
JP5463196B2 (ja) 原子炉格納容器冷却設備を備えた原子力プラント
KR101557317B1 (ko) 응축열전달 실험장치
JP6802801B2 (ja) 加圧水型原子炉から蒸気発生器を通して受動的に除熱するシステム
US11901088B2 (en) Method of heating primary coolant outside of primary coolant loop during a reactor startup operation
JP2018506724A (ja) 加圧水型原子炉施設用の横置蒸気発生器、及びそれを有する原子炉施設
KR101250479B1 (ko) 안전보호용기를 구비한 피동형 비상노심냉각설비 및 이를 이용한 열 전달량 증가 방법
JP2007170832A (ja) 格納容器冷却装置および冷却方法
CN211929059U (zh) 一种压水堆非能动换热器
KR20220098791A (ko) 일체형 원자로(실시예)
JP2016003961A (ja) 原子力発電プラントの冷却システムおよび冷却方法
JP2022502626A (ja) 極端な影響後に原子力発電所を安全な状態にする方法とシステム
RU2806815C1 (ru) Система пассивного отвода тепла из внутреннего объема защитной оболочки водо-водяного энергетического реактора
JP2013127465A (ja) 沸騰水型原子炉用の代替的なサプレッションプール冷却のための方法及び装置
US11387008B2 (en) Passive containment cooling system for boiling water reactor and method of installation
BR112017011934B1 (pt) Sistema de remoção passiva de calor interno de confinamento
JP2016080301A (ja) 冷却システム
JP2013195396A (ja) 冷却装置

Legal Events

Date Code Title Description
PB01 Publication
PB01 Publication
SE01 Entry into force of request for substantive examination
GR01 Patent grant
GR01 Patent grant