CN107978380A - 一种核电站安全壳喷淋***的钠离子控制装置 - Google Patents
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Abstract
本发明公开了一种核电站安全壳喷淋***的钠离子控制装置，包括碱注入回路和两列管线，碱注入回路包括碱液箱，碱液箱通过主管道与两列管线连接，碱液箱上设有循环管道，主管道上设有第一阀门，第一阀门将主管道分为第一管段和第二管段。由于在第一管段上设有排气管道，使得第一管段能够与大气联通，从而打破第一管段内密封，从而液封在第一管段内的碱液能够从支路管道排出，并且排气管道联通大气能够破坏第一管段的虹吸作用，阻止了虹吸跑水。故本核电站安全壳喷淋***的钠离子控制装置能够有效的将碱液排干净，根本上杜绝了碱液进入到第二管道内，使得核电站安全壳喷淋***更为安全稳定，从而解决了核电站多年来一直未解决的钠污染问题。
Description
技术领域
本发明涉及大型核电专项安全设备，具体涉及一种核电站安全壳喷淋***的钠离子控制装置。
背景技术
核电站(nuclear power plant)又称核电厂，是利用核裂变(Nuclear Fission)或核聚变(Nuclear Fusion)反应所释放的的能量产生电能的发电厂。目前商业运转中的核能发电厂都是利用核裂变反应而发电。核电站一般分为两部分：利用原子核裂变生产蒸汽的核岛(包括反应堆装置和一回路***)和利用蒸汽发电的常规岛(包括汽轮发电机***)，使用的燃料一般是放射性重金属：铀、钚。
核电站大体可分为两部分：一部分是利用核能产生蒸汽的核岛，包括反应堆装置和一回路***；另一部分是利用蒸汽发电的常规岛，包括汽轮发电机***。核燃料在反应堆内产生的裂变能，主要以热能的形式出现。它经过冷却剂的载带和转换，最终用蒸汽或气体驱动涡轮发电机组发电。核电厂所有带强放射性的关键设备都安装在反应堆安全壳厂房内，以便在失水事故或其他严重事故下限制放射性物质外溢。为了保证堆芯核燃料在任何情况下等到冷却而免于烧毁熔化，核电厂设置有多项安全***。
为了应付核电站一回路主管道破裂的极端失水事故(LOCA)的发生，近代核电站都设有危急冷却***。它是由安全注射***和安全壳喷淋***(EAS)组成。一旦接到极端失水事故的信号后，安全注射***向反应堆内注射高压含硼水，喷淋***向安全壳喷水和化学药剂。便可缓解事故后果，限制事故蔓延。注射***：当核电站一回路***的管道或设备发生破损事故后，安全注射***用来向堆芯紧急注入高硼冷却水，防止堆芯因失水而造成烧毁。
安全壳是阻挡来自燃料的裂变产物及一回路放射性物质进入环境的最后一道屏障。当发生安全壳内蒸汽管道破裂事故情况下，高温、高压的蒸汽喷放出来，使安全壳内压力和温度升高。而安全喷淋***的功能就是通过喷淋冷凝蒸汽，使安全壳内压力和温度降低到可接受的水平，确保安全壳的完整性。
在安全壳的上部设有相当数量的喷淋头，当安全壳内由于发生主管道破损事故而蒸汽压力升高时，安全壳喷淋***的泵就自动启动，将换料水箱内的硼水和NaOH贮箱内供除碘用的NaOH溶液一起汲入，以一定的比例混合，再由喷淋头喷入安全壳内。当换料水箱的水被用尽后，喷淋泵可改汲安全壳内的地坑水。此时，地坑水先由设备冷却水冷却后再重新喷淋至安全壳内。
如图1所示，安全壳喷淋***包括两列管线，每列管线包括一台喷淋水泵EAS001PO/002PO、一台化学添加剂喷射器EAS001EJ/002EJ、一个热交换器EAS001RF/002RF和两条位于安全壳顶部不同标高的喷淋集管以及共同的化学剂回路。两列管线共用的设备管线包括一个化学添加剂箱EAS001BA和一台搅浑泵EAS003PO，此外还有两列管线共用的连接换料水箱PTR001BA的喷淋泵试验管线。
在安全壳喷淋***上还具有碱注入回路，如图2所示，碱注入回路主要包括一个碱液箱EAS001BA、一个循环泵EAS003PO和三个第二阀门141VR/125VR/158VR，碱液箱EAS001BA的上端通过主管道012与喷淋***连接，在主管道012的末端设有第一阀门125VR，第一阀门125VR将主管道012分为前后的A管段和B管段，在主管道012的末端及第一阀门125VR的前段设有用于排出碱液的支路管道024，第三阀门158VR安装在支路管道024上。碱液箱EAS001BA上还设有循环管道036，循环管道036的一端与碱液箱EAS001BA下端联通，另一端与上端的主管道012联通，第二阀门141VR安装在循环管道036上，并在碱液箱EAS001BA下端开口处，循环泵EAS003PO安装在循环管道036上，并在第二阀门141VR下游，循环泵EAS003PO用于驱动碱液箱EAS001BA的碱液循环。
在使用过程发现碱注入回路具有严重的泄漏导致钠污染，泄漏事故如下：1994年由于第一阀门125VR内漏和碱液喷射管线中存在残留物，造成换料水箱PTR001BA钠污染；1998年3月由于125VR内漏造成换料水箱PTR001BA钠污染；2002年由于125VR内漏，并且循环泵EAS003PO做周期性实验时造成换料水箱PTR001BA钠污染；2013年4月，D216大修“四池连通”之后的反应堆水池样品分析，发现换料水箱PTR001BA钠含量较以往大修存在明显异常上涨，使得一回路多个***受到钠污染。20多年来由于钠污染产生了一系列的IOER事件。
经过检修排查发现碱注入回路的钠污染原因为:换料水箱PTR001BA需要每8小时启动搅浑一次，防止碱液的结晶，换料水箱PTR001BA通过循环泵EAS003PO进行内循环搅浑，由于循环管道036和主管道012联通，在循环搅浑的过程比如导致部分碱液飞溅到主管道012的A管段中，而在循环泵EAS003PO进行循环实验时，由于流体的快速流动将在B管段产生一定的真空度，导致第二阀门141VR两侧的气压不对等，A管段中的压力大于B管段中压力，即使第二阀门141VR关闭在压力的驱动下，进入A管段中碱液也会渗透到B管段中，从而造成钠污染。并且在现有的管段设计中，无法将A管段中的碱液排干净，打开分支管道024上的第三阀门158VR，由于碱液形成了液封，并且换料水箱PTR001BA一端为封闭端，故碱液被吸附住，不能自由排出。
现有的碱注入回路还具有跑水现象，通过分支管道024对换料水箱PTR001BA进行排液时，容易出现分支管道024和主管道012中充满了液体，形成虹吸作用，从换料水箱PTR001BA中带跑更多的液体。
故现有技术中碱注入回路存在钠污染和跑水现象，将造成严重的污染和浪费。
发明内容
本申请提供一种能够防止污染保障安全的核电站安全壳喷淋***。
根据第一方面，一种实施例中提供一种核电站安全壳喷淋***的钠离子控制装置，包括碱注入回路和两列管线，碱注入回路包括碱液箱，碱液箱通过主管道与两列管线连接，碱液箱上设有循环管道，循环管道一端与碱液箱下端联通，另一端与碱液箱上端的主管道联通，主管道上设有第一阀门，第一阀门将主管道分为第一管段和第二管段，第一管段为碱液箱和第一阀门之间的管段，第一管段上靠近第一阀门的位置设有支路管道，第一管段为多处折弯管道，第一管段的最高一段整体高于碱液箱，在第一管段上设有排气管道，排气管道与主管道的连接点位于循环管道和分支管道分别与主管道的连接点之间。
进一步地，排气管道一端与主管道联通，另一端与大气联通。
进一步地，排气管道上设有排气阀。
在其他实施例中，排气管道与第一管段的连接点位于第一管段的最高一段上。
进一步地，第一管段的最高一段倾斜设置，靠近碱液箱的一端低于另一端。
进一步地，第一管段的最高一段倾斜5°～10°设置。
进一步地，第一管段的最高一段倾斜5°设置。
在其他实施例中，排气管道的最高一段上设有至少一个上凸的弧形管段。
进一步地，弧形管段具有两个，并间隔开设置。
根据第二方面，一种实施例中提供一种碱注入回路，包括碱液箱，碱液箱通过主管道与两列管线连接，碱液箱上设有循环管道，循环管道一端与碱液箱下端联通，另一端与碱液箱上端的主管道联通，主管道上设有第一阀门，第一阀门将主管道分为第一管段和第二管段，第一管段为碱液箱和第一阀门之间的管段，第一管段上靠近第一阀门的位置设有支路管道，第一管段为多处折弯管道，第一管段的最高一段整体高于碱液箱，在第一管段上设有排气管道，排气管道与主管道的连接点位于循环管道和分支管道分别与主管道的连接点之间。
进一步地，排气管道一端与主管道联通，另一端与大气联通。
进一步地，排气管道上设有排气阀。
在其他实施例中，排气管道与第一管段的连接点位于第一管段的最高一段上。
进一步地，第一管段的最高一段倾斜设置，靠近碱液箱的一端低于另一端。
进一步地，第一管段的最高一段倾斜5°～10°设置。
进一步地，第一管段的最高一段倾斜5°设置。
在其他实施例中，排气管道的最高一段上设有至少一个上凸的弧形管段。
进一步地，弧形管段具有两个，并间隔开设置。
依据上述实施例的核电站安全壳喷淋***的钠离子控制装置，由于在第一管段上设有排气管道，使得第一管段能够与大气联通，从而打破第一管段内密封，从而液封在第一管段内的碱液能够从支路管道排出，并且排气管道联通大气能够破坏第一管段的虹吸作用，阻止了虹吸跑水。故本核电站安全壳喷淋***的钠离子控制装置能够有效的将碱液排干净，根本上杜绝了碱液进入到第二管道内，从而避免了钠污染，使得核电站安全壳喷淋***更为安全稳定。
附图说明
图1为现有技术中核电站安全壳喷淋***的结构框图；
图2为一种实施例中核电站安全壳喷淋***的钠离子控制装置的结构框图；
图3为一种实施例中碱注入回路的结构示意图；
图4为另一种实施例中碱注入回路的结构示意图；
图5为另一种实施例中第一管段的局部结构示意图。
具体实施方式
下面详细描述本发明的实施例，实施例的示例在附图中示出，其中自始至终相同或类似的标号表示相同或类似的元件或具有相同或类似功能的元件。下面通过参考附图描述的实施例是示例性的，旨在用于解释本发明，而不能理解为对本发明的限制。
在本发明的描述中，需要理解的是，术语“中心”、“纵向”、“横向”、“长度”、“宽度”、“厚度”、“上”、“下”、“前”、“后”、“左”、“右”、“竖直”、“水平”、“顶”、“底”“内”、“外”、“顺时针”、“逆时针”等指示的方位或位置关系为基于附图所示的方位或位置关系，仅是为了便于描述本发明和简化描述，而不是指示或暗示所指的装置或元件必须具有特定的方位、以特定的方位构造和操作，因此不能理解为对本发明的限制。
在本发明中，除非另有明确的规定和限定，术语“安装”、“相连”、“连接”、“固定”等术语应做广义理解，例如，可以是固定连接，也可以是可拆卸连接，或一体地连接；可以是机械连接，也可以是电连接；可以是直接相连，也可以通过中间媒介间接相连，可以是两个元件内部的连通。对于本领域的普通技术人员而言，可以根据具体情况理解上述术语在本发明中的具体含义。
实施例一：
在本发明实施例中提供了一种核电站安全壳喷淋***的钠离子控制装置。
如图2所示，本例中的核电站安全壳喷淋***包括一个碱注入回路和两列管线，碱注入回路分别与两列管线联通。
两列管线联通中每列管线包括一台喷淋水泵EAS001PO/002PO、一台化学添加剂喷射器EAS001EJ/002EJ、一个热交换器EAS001RF/002RF和两条位于安全壳顶部不同标高的喷淋集管以及共同的化学剂回路。两列管线共用的设备管线包括一个化学添加剂箱EAS001BA和一台搅浑泵EAS003PO，此外还有两列管线共用的连接换料水箱PTR001BA的喷淋泵试验管线。
如图3所示，碱注入回路主要包括碱液箱EAS001BA(即化学添加剂箱)、主管道012、分支管道024、循环管道036、第一阀门125VR、第二阀门141VR、第三阀门158VR和循环泵003PO。
主管道012的一端连接到碱液箱EAS001BA的上端，另一端分别与两列管线连接，碱液箱EAS001BA通过主管道012与两列管线连接，将碱液添加到两列管道中，进行喷淋。第一阀门125VR安装在主管道012的下游后端，用于控制主管道012的开闭，第一阀门125VR将主管道012分为第一管段0121和第二管道0122，第一管段0121位于上游，第一管段0121处于碱液箱EAS001BA和第一阀门125VR之间，第二管段0122位于下游，第二管段0122处于第一阀门125VR和两列管线之间。
第一管段0121为多处折弯管道，本例中的第一管段0121共折弯三次，具有两段竖直管段和两段水平管段，并且两端水平管段中的上游的一端高于碱液箱EAS001BA，另一水平管段位于碱液箱EAS001BA中部位置高度。
分支管道024与第一管段0121下游的水平管段联通，并且连接点靠近第一阀门125VR。第三阀门158VR安装在分支管道024上，用于控制分支管道024的开闭。分支管道024的下方为收集池，用于收集从碱液箱EAS001BA排出的液体。
碱液箱EAS001BA用于存储碱性化学试剂NaOH溶液，碱液箱EAS001BA的上下两端分别设有用于与管道连接的管道口，碱液箱EAS001BA上端与主管道012连接，主管道012的竖直管道伸入到碱液箱EAS001BA的内部，并且伸入到碱液箱EAS001BA内腔体中部略下的位置。碱液箱EAS001BA下端与循环管道036连接，循环管道036的另一端向上延伸至与主管道012的第一管段0121连接，并且连接点位于靠近碱液箱EAS001BA的竖直管段上。
循环管道036上安装有第二阀门141VR和循环泵003PO，第二阀门141VR位于碱液箱EAS001BA的下方位置，控制循环管道036的开闭，循环泵003PO用于驱动碱液箱EAS001BA内的碱液从下端流出，经过循环管道036再从主管道012回到碱液箱EAS001BA中，形成循环回路，防止碱液箱EAS001BA内碱液的凝固结晶。
本例为了解决钠污染的问题，在第一管段0121上安装有排气管道048。本例优选的，排气管道048安装在第一管段0121的位置最高的水平管段上。排气管道048的一端与第一管段0121的位置最高的水平管段联通，另一端与大气联通，并且在排气管道048上安装有第四阀门908VR，第四阀门908VR的控制排气管道048的开闭，实现第一管段0121与大气的联通。
本例提供的核电站安全壳喷淋***的钠离子控制装置，由于在第一管段0121上设有排气管道048，使得第一管段0121能够与大气联通，从而打破第一管段0121内密封，从而液封在第一管段0121内的碱液能够从支路管道024排出，并且排气管道048联通大气能够破坏第一管段0121的虹吸作用，阻止了虹吸跑水。故本核电站安全壳喷淋***的钠离子控制装置能够有效的将碱液排干净，根本上杜绝了碱液进入到第二管道内，从而避免了钠污染，使得核电站安全壳喷淋***更为安全稳定。
本例的防污染的核电站安全壳喷淋经过多次试验后，化学分析冲洗水中钠含量结果如下：(单位ppb)
从上面试验结构可以看出，本例的核电站安全壳喷淋***与现有技术相比钠含量降低了80％～90％，符合核电站的化学控制标准，把钠含量降低到历史以来的最低值，采用本例的核电站安全壳喷淋***的钠离子控制装置解决了20多年来未解决的碱液污染问题，为核电站的安全稳定运行提供了有力的保证。
实施例二：
本例提供了一种碱注入回路，本例的碱注入回路用于科电子安全壳喷淋***中，在其他实施例中，本例的碱注入回路也可用于安装在其他***中，起到碱液注入的作用，并能有效防止碱液污染。
如图3所示，碱注入回路主要包括碱液箱EAS001BA(即化学添加剂箱)、主管道012、分支管道024、循环管道036、第一阀门125VR、第二阀门141VR、第三阀门158VR和循环泵003PO。
主管道012的一端连接到碱液箱EAS001BA的上端，另一端分别与两列管线连接，碱液箱EAS001BA通过主管道012与两列管线连接，将碱液添加到两列管道中，进行喷淋。第一阀门125VR安装在主管道012的下游后端，用于控制主管道012的开闭，第一阀门125VR将主管道012分为第一管段0121和第二管道0122，第一管段0121位于上游，第一管段0121处于碱液箱EAS001BA和第一阀门125VR之间，第二管段0122位于下游，第二管段0122处于第一阀门125VR和两列管线之间。
第一管段0121为多处折弯管道，本例中的第一管段0121共折弯三次，具有两段竖直管段和两段水平管段，并且两端水平管段中的上游的一端高于碱液箱EAS001BA，另一水平管段位于碱液箱EAS001BA中部位置高度。
分支管道024与第一管段0121的下游的水平管段联通，并且连接点靠近第一阀门125VR。第三阀门158VR安装在分支管道024上，用于控制分支管道024的开闭。分支管道024的下方为收集池，用于收集从碱液箱EAS001BA排出的液体。
碱液箱EAS001BA用于存储碱性化学试剂NaOH溶液，碱液箱EAS001BA的上下两端分别设有用于与管道连接的管道口，碱液箱EAS001BA上端与主管道012连接，主管道012的竖直管道伸入到碱液箱EAS001BA的内部，并且伸入到碱液箱EAS001BA内腔体中部略下的位置。碱液箱EAS001BA下端与循环管道036连接，循环管道036的另一端向上延伸至与主管道012的第一管段0121连接，并且连接点位于靠近碱液箱EAS001BA的竖直管段上。
循环管道036上安装有第二阀门141VR和循环泵003PO，第二阀门141VR位于碱液箱EAS001BA的下方位置，控制循环管道036的开闭，循环泵003PO用于驱动碱液箱EAS001BA内的碱液从下端流出，经过循环管道036再从主管道012回到碱液箱EAS001BA中，形成循环回路，防止碱液箱EAS001BA内碱液的凝固结晶。
本例为了解决钠污染的问题，在第一管段0121上安装有排气管道048。本例优选的，排气管道048安装在第一管段0121的位置最高的水平管段上。排气管道048的一端与第一管段0121的位置最高的水平管段联通，另一端与大气联通，并且在排气管道048上安装有第四阀门908VR，第四阀门908VR的控制排气管道048的开闭，实现第一管段0121与大气的联通。
本例提供的核电站安全壳喷淋***的钠离子控制装置，由于在第一管段0121上设有排气管道048，使得第一管段0121能够与大气联通，从而打破第一管段0121内密封，从而液封在第一管段0121内的碱液能够从支路管道024排出，并且排气管道048联通大气能够破坏第一管段0121的虹吸作用，阻止了虹吸跑水。故本核电站安全壳喷淋***的钠离子控制装置能够有效的将碱液排干净，根本上杜绝了碱液进入到第二管道内，从而避免了钠污染，使得核电站安全壳喷淋***更为安全稳定。
实施例三：
本例提供一种碱注入回路及核电站安全壳喷淋***，对实施例一和实施例二中的碱注入回路进行进一步改造，进一步消除了钠污染。
如图4所示，本例中的碱注入回路，将第一管段0121最高处的管段设置成倾斜状态，此段的管段设置成上游低于下游，即靠近碱液箱EAS001BA的那端低于另一端。并且，此管段的倾角设置为5°～10°，优选为倾斜5°设置。
本例的碱注入回路的最高处的管段设置成倾斜的状态，使得飞溅到第一管段0121内的碱液能够在倾斜的管道内自动流回碱液箱EAS001BA中，其排出碱液效果明显，并且只需将现有的管道倾斜安装即可，改造成本低，并极大提高了碱液的排出效果，进一步给碱注入回路的防泄漏提供了保障。
实施例四：
本例提供一种碱注入回路及核电站安全壳喷淋***，对实施例一和实施例二中的碱注入回路进行进一步改造，进一步消除了钠污染。
如图5所示，本例中的碱注入回路，将第一管段0121最高处的管段上设有多个上凸的弧形管段，本例优选为两个，两个弧形管段间隔开设置，两个弧形管段形成迷宫式管路能够有效的防止碱液进入到第二管段0122内。
本例在第一管段0121上增加弧形管段，同样起到防止碱液的泄漏，进一步给碱注入回路的防泄漏提供了保障。
以上应用了具体个例对本发明进行阐述，只是用于帮助理解本发明，并不用以限制本发明。对于本发明所属技术领域的技术人员，依据本发明的思想，还可以做出若干简单推演、变形或替换。
Claims (18)
1.一种核电站安全壳喷淋***的钠离子控制装置，包括碱注入回路和两列管线，所述碱注入回路包括碱液箱，所述碱液箱通过主管道与两列管线连接，所述碱液箱上设有循环管道，所述循环管道一端与碱液箱下端联通，另一端与碱液箱上端的主管道联通，所述主管道上设有第一阀门，所述第一阀门将主管道分为第一管段和第二管段，所述第一管段为碱液箱和第一阀门之间的管段，所述第一管段上靠近第一阀门的位置设有支路管道，所述第一管段为多处折弯管道，所述第一管段的最高一段整体高于所述碱液箱，其特征在于，在所述第一管段上设有排气管道，所述排气管道与主管道的连接点位于所述循环管道和分支管道分别与主管道的连接点之间。
2.如权利要求1所述的核电站安全壳喷淋***的钠离子控制装置，其特征在于，所述排气管道一端与主管道联通，另一端与大气联通。
3.如权利要求2所述的核电站安全壳喷淋***的钠离子控制装置，其特征在于，所述排气管道上设有排气阀。
4.如权利要求1或3所述的核电站安全壳喷淋***的钠离子控制装置，其特征在于，所述排气管道与所述第一管段的连接点位于所述第一管段的最高一段上。
5.如权利要求4所述的核电站安全壳喷淋***的钠离子控制装置，其特征在于，所述第一管段的最高一段倾斜设置，靠近所述碱液箱的一端低于另一端。
6.如权利要求5所述的核电站安全壳喷淋***的钠离子控制装置，其特征在于，所述第一管段的最高一段倾斜5°～10°设置。
7.如权利要求6所述的核电站安全壳喷淋***的钠离子控制装置，其特征在于，所述第一管段的最高一段倾斜5°设置。
8.如权利要求1或3所述的核电站安全壳喷淋***的钠离子控制装置，其特征在于，所述排气管道的最高一段上设有至少一个上凸的弧形管段。
9.如权利要求8所述的核电站安全壳喷淋***的钠离子控制装置，其特征在于，所述弧形管段具有两个，并间隔开设置。
10.一种碱注入回路，包括碱液箱，所述碱液箱通过主管道与两列管线连接，所述碱液箱上设有循环管道，所述循环管道一端与碱液箱下端联通，另一端与碱液箱上端的主管道联通，所述主管道上设有第一阀门，所述第一阀门将主管道分为第一管段和第二管段，所述第一管段为碱液箱和第一阀门之间的管段，所述第一管段上靠近第一阀门的位置设有支路管道，所述第一管段为多处折弯管道，所述第一管段的最高一段整体高于所述碱液箱，其特征在于，在所述第一管段上设有排气管道，所述排气管道与主管道的连接点位于所述循环管道和分支管道分别与主管道的连接点之间。
11.如权利要求10所述的碱注入回路，其特征在于，所述排气管道一端与主管道联通，另一端与大气联通。
12.如权利要求11所述的碱注入回路，其特征在于，所述排气管道上设有排气阀。
13.如权利要求10或12所述的碱注入回路，其特征在于，所述排气管道与所述第一管段的连接点位于所述第一管段的最高一段上。
14.如权利要求13所述的碱注入回路，其特征在于，所述第一管段的最高一段倾斜设置，靠近所述碱液箱的一端低于另一端。
15.如权利要求14所述的碱注入回路，其特征在于，所述第一管段的最高一段倾斜5°～10°设置。
16.如权利要求15所述的碱注入回路，其特征在于，所述第一管段的最高一段倾斜5°设置。
17.如权利要求10或12所述的碱注入回路，其特征在于，所述排气管道的最高一段上设有至少一个上凸的弧形管段。
18.如权利要求17所述的碱注入回路，其特征在于，所述弧形管段具有两个，并间隔开设置。
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Citations (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5295170A (en) * | 1993-06-07 | 1994-03-15 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear reactor with passive means of adjusting the pH of post accident water |
| CN201851889U (zh) * | 2010-09-08 | 2011-06-01 | 鞍钢股份有限公司 | 一种带压管道低点排污的装置 |
| CN102881342A (zh) * | 2012-09-27 | 2013-01-16 | 中国核电工程有限公司 | 一种能动与非能动相结合的安全壳排热装置 |
| CN202876648U (zh) * | 2012-10-23 | 2013-04-17 | 合肥丰德科技股份有限公司 | 一种脱硝工艺*** |
| WO2015079075A1 (es) * | 2013-11-26 | 2015-06-04 | Ingenieria Y Marketing, S.A. | Equipo portátil de boración de aguas en flujo continuo |
| WO2015141067A1 (ja) * | 2014-03-17 | 2015-09-24 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 原子炉格納容器用ｐＨ調整システム |
-
2016
- 2016-10-25 CN CN201610937809.6A patent/CN107978380A/zh active Pending
Patent Citations (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5295170A (en) * | 1993-06-07 | 1994-03-15 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear reactor with passive means of adjusting the pH of post accident water |
| CN201851889U (zh) * | 2010-09-08 | 2011-06-01 | 鞍钢股份有限公司 | 一种带压管道低点排污的装置 |
| CN102881342A (zh) * | 2012-09-27 | 2013-01-16 | 中国核电工程有限公司 | 一种能动与非能动相结合的安全壳排热装置 |
| CN202876648U (zh) * | 2012-10-23 | 2013-04-17 | 合肥丰德科技股份有限公司 | 一种脱硝工艺*** |
| WO2015079075A1 (es) * | 2013-11-26 | 2015-06-04 | Ingenieria Y Marketing, S.A. | Equipo portátil de boración de aguas en flujo continuo |
| WO2015141067A1 (ja) * | 2014-03-17 | 2015-09-24 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 原子炉格納容器用ｐＨ調整システム |
Non-Patent Citations (3)
| Title |
|---|
| 国家医药管理局上海医药设计院: "《化工工艺设计手册（第二版） 下册》", 30 June 1996, 化学工业出版社 * |
| 杨兰和等: "《CNP600 压水堆核电厂运行(中级)(上册)》", 31 December 2009, 原子能出版社 * |
| 樊鹏飞等: "虹吸原理在秦山第二核电厂的应用分析", 《科技视界》 * |
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