CN108346475A - 一种小型堆安全壳非能动抑压*** - Google Patents
一种小型堆安全壳非能动抑压*** Download PDFInfo
- Publication number
- CN108346475A CN108346475A CN201810069926.4A CN201810069926A CN108346475A CN 108346475 A CN108346475 A CN 108346475A CN 201810069926 A CN201810069926 A CN 201810069926A CN 108346475 A CN108346475 A CN 108346475A
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- containment
- suppression pool
- constrain
- water
- small
- 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.)
- Pending
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
-
- 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
本发明公开一种小型堆安全壳非能动抑压***,其包括安全壳、抑压池和抑压池冷却装置;所述安全壳和所述抑压池之间通过竖向连通管连接,所述竖向连通管上连接水平排放管,所述水平排放管用于引导安全壳内的气体、汽体和液体混合物进入抑压池进行冷凝;所述抑压池冷却装置两端通过管线与所述抑压池连接已形成循环回路,所述抑压池冷却装置用于对经过所述循环回路的抑压池池水进行冷却,为所述抑压池降温以控制抑压池水温的温度范围。本发明***的抑压池增设了冷却装置,可实现抑压池水温处于所要求的温度范围内,避免抑压池水温上升导致的抑压功能失效,解决了抑压池水无法冷却问题。
Description
技术领域
本发明涉及核电技术领域,具体涉及一种小型堆安全壳非能动抑压***。
背景技术
安全壳作为小型反应堆的最后一道屏障,其能够保护反应堆不受外部灾害的危害,事故后,安全壳是小型反应堆放射性包容的最后一道屏障,可以将放射性物质包容在安全壳内,保护环境及公众不受辐射影响。当反应堆出现LOCA事故后,大量的质能会释放到安全壳内,使得安全壳内的温度和压力迅速上升。为防止安全壳内短期内压力的峰值超过安全壳压力的设计值,必须设置抑压***及时对安全壳进行压力抑制。目前,世界各国常见的抑压方法大都采用能动的安全壳喷淋***进行降温降压,其需配置安全级的应急电源,当出现全厂断电时,能动***均无法启动。现有技术中安全壳内的压力抑制主要通过抑压池内设置的两级抑压管来实现,该压力抑制方式存在以下问题:
一是,抑压池水没有冷源,因抑压池靠近堆芯,正常工况下抑压池水温会上升,如抑压池水无法及时冷却保障初始水温,事故工况下抑压池的抑压效果会大大降低。
二是,抑压池未有保护措施,事故工况下抑压池内的压力逐渐升高,一旦抑压池气空间压力高于安全壳内压力,此时如果无保护措施,抑压池会因超压导致损坏。
发明内容
本发明的目的在于提出一种简单、可靠性高的小型堆安全壳非能动抑压***,以将抑压池水的水温控制在合理范围之内。
为了实现本发明目的,本发明实施例提供一种小型堆安全壳非能动抑压***,其包括安全壳、抑压池和抑压池冷却装置;所述安全壳和所述抑压池之间通过竖向连通管连接,所述竖向连通管上连接水平排放管,所述水平排放管用于引导安全壳内的气体、汽体和液体混合物进入抑压池进行冷凝;所述抑压池冷却装置两端通过管线与所述抑压池连接已形成循环回路,所述抑压池冷却装置用于对经过所述循环回路的抑压池池水进行冷却。
在某个实施例中,所述抑压池包括抑压池气空间和抑压池水空间,所述抑压池气空间与安全壳之间设置有真空破坏阀,所述真空破坏阀用于调节事故后抑压池与安全壳之间的压力平衡。
在某个实施例中,所述抑压池冷却装置包括过滤器、循环水泵和热交换器,所述过滤器、循环水泵和热交换器依次通过管线与所述安全壳内的抑压池连接,所述过滤器用于对抑压池水的过滤;所述循环水泵用于在对抑压池水进行冷却时,对抑压池水的循环输送;所述热交换器用于冷却抑压池水。
在某个实施例中,所述过滤器为2个,分别设置在两个并联的管线中。
在某个实施例中,所述循环水泵为2个,分别设置在两个并联的管线中。
在某个实施例中,所述热交换器为2个,分别设置在两个并联的管线中。
在某个实施例中,每根所述竖向连通管上方均设有安全防护罩,所述安全防护罩用于防止事故后坠落物堵塞竖向连通管。
在某个实施例中,所述抑压***设有安全壳贯穿件和安全壳隔离阀,所述安全壳贯穿件设置在所述安全壳的一个侧壁上,所述安全壳隔离阀与安全壳贯穿件连接,所述安全壳隔离阀用于事故后的安全壳隔离。
在某个实施例中,所述冷却装置的抑压池取水管线一端连接所述过滤器,另一端通过一个安全壳隔离阀连接一管线,该管线穿过安全壳下方的安全壳贯穿件进入抑压池内;所述冷却装置的抑压池出水管线一端连接所述热交换器,另一端通过一个安全壳隔离阀连接一管线,该管线穿过安全壳上方的安全壳贯穿件进入抑压池内。
在某个实施例中,所述隔离阀为电动隔离阀。
与现有技术相比,实施本发明的一种小型堆安全壳非能动抑压***具有以下有益效果:
1)为抑压池增设了冷却装置,可实现抑压池水温处于所要求的温度范围内,避免抑压池水温上升导致的抑压功能失效,解决了抑压池水无法冷却问题。
2)可在事故下抑制安全壳内短期内的压力峰值,使安全壳内压力保持在设计值以下的小型堆安全壳非能动抑压***。
附图说明
为了更清楚地说明本发明实施例或现有技术中的技术方案,下面将对实施例或现有技术描述中所需要使用的附图作简单地介绍,显而易见地,下面描述中的附图仅仅是本发明的一些实施例,对于本领域普通技术人员来讲,在不付出创造性劳动的前提下,还可以根据这些附图获得其他的附图。
图1为本发明实施例所述小型堆安全壳非能动抑压***结构示意图。
图中,1安全壳,2真空破坏阀,3竖直连通管,4抑压池,5安全壳贯穿件,6热交换器,7循环泵,8过滤器,9安全壳隔离阀,10/11安全防护罩。
具体实施例
以下描述中,为了说明而不是为了限定,提出了诸如特定***结构、技术之类的具体细节,以便透切理解本发明实施例。然而,本领域的技术人员应当清楚,在没有这些具体细节的其它实施例中也可以实现本发明。在其它情况中,省略对众所周知的***、装置、电路以及方法的详细说明,以免不必要的细节妨碍本发明的描述。
为了说明本发明所述的技术方案,下面通过具体实施例结合附图来进行说明。
如图1所示为本发明实施例的一种小型堆安全壳1非能动抑压***,该***包括安全壳1、抑压池4和抑压池4冷却装置;本实施例中,所述安全壳1和所述抑压池4之间通过十根竖向连通管连接,一根所述竖向连通管连接三根水平排放管,所述三根水平排放管用于气体、汽体和液体的流通,引导安全壳1内的气体、汽体和液体混合物进入抑压池4进行冷凝;安全壳1内设置有堆芯燃料组件,所述抑压池4冷却装置至少用于为所述抑压池4降温以控制抑压池4水温的温度范围。可以理解的是,所述安全壳1和所述抑压池4之间连接的竖向连通管的数量可以根据实际情况进行选择,本发明的保护范围并不限于十根竖向连通管的选择。此外,本发明实施例为抑压池4设置了一个抑压池4冷却装置,使得抑压池4水温的温度范围能够被限制在一定范围内,用以保证抑压池4水的水温要求,在核电厂实际工作中,通常抑压池4初始水温要求保持在15-40℃之间。需要说明的是,图1所示的抑压池4示出了左边部分和右边部分,其中左边部分和右边部分是相通的,为同一抑压池4的不同部分,图中未示出抑压池4的下部。
进一步地,作为一个优选方案,一个实施例中抑压池4总体积为570m3,其中气空间体积为250m3,水空间的体积为320m3,抑压池4水深度为4.37m,竖直连通管3为十根,可以优选为由五根DN700mm STD和五根DN750mm STD的管线组成。
在某个实施例中,所述抑压池4冷却装置包括过滤器8、循环水泵和热交换器6,所述过滤器8、循环水泵和热交换器6依次通过管线与所述安全壳1内的抑压池4连接,具体地,抑压池4冷却装置设有抑压池取水管线、抑压池回水管线,所述过滤器8、循环水泵、热交换器6、抑压池取水管线和抑压池回水管线依次连接以形成抑压池4水冷却循环回路。其中,所述过滤器8用于对抑压池4水的过滤,清除抑压池4水中的杂质;所述循环水泵用于在对抑压池4水进行冷却时,对抑压池4水的循环输送,将抑压池4水中的水抽出,抑压池4中被抽出的水依次通过抑压池取水管线、热交换器6、循环水泵、热交换器6和抑压池回水管线,然后回流到抑压池4中;在水循环的过程中,被抽出的池水经过所述热交换器6,池水的热量被带走,被过滤和冷却后的池水重新回流抑压池4,从而实现了对抑压池4水的温度控制,使得其温度能够稳定在工作要求的范围内。
在某个实施例中,所述过滤器8为2个,分别设置在两个并联的管线中,两个管线呈上下位置分布,使得任一管线的一端与抑压池取水管线连接,另一端与循环水泵通过管线连接,使得从抑压池4抽出的池水进入该两个管线,可以分两路对抽出的池水进行过滤,进一步提高过滤效果,防止杂物碎片等对泵的损害。
在某个实施例中,所述循环水泵为2个,分别设置在两个并联的管线中,该两个并联的管线呈上下位置分布,使得任一管线的一端与所述过滤器8通过管线连接,另一端与热交换器6通过管线连接,当对抑压池4水进行冷却时,其用于对抑压池4水的循环输送,使得抽出的池水可以分两路循环输送,提供泵送能力和效率。
在某个实施例中,所述热交换器6为2个,分别设置在两个并联的管线中,该两个并联的管线呈上下位置分布,使得任一管线的一端与循环水泵通过管线连接,另一端连接抑压池回水管线,使得抽出的池水可以分两路冷却抑压池4水,提高冷却能力和效率,保持抑压池4水温介于15℃至40℃之间。
在某个实施例中,每根所述竖向连通管上方均设有安全防护罩10,11,所述安全防护罩10,11将竖向连通管的上方管口遮蔽,有效地防止事故后坠落物堵塞竖向连通管的上方管口。
在某个实施例中,所述抑压***还设有安全壳贯穿件5和安全壳隔离阀9,所述安全壳贯穿件5设置在所述安全壳1的一个侧壁上,用于贯穿安全壳1,使得抑压池取水管线和抑压池回水管线可以顺利进入所述安全壳1内,对应抑压池取水管线和抑压池回水管线的设置,安全壳1上设置两个开口,该两个开口上分别设置一个安全壳贯穿件5,所述本发明实施例中还设置了安全壳隔离阀9,具体地,抑压池取水管线和抑压池回水管线上均设置一个安全壳隔离阀9,两个所述安全壳隔离阀9分别与对应的安全壳贯穿件5连接,所述安全壳隔离阀9用于事故后的安全壳1隔离。
具体地,在一较佳实施例中,所述冷却装置的抑压池取水管线一端连接所述过滤器8,另一端通过一个安全壳隔离阀9连接一管线,该管线穿过安全壳1下方的安全壳贯穿件5进入抑压池4内;所述冷却装置的抑压池4回水管线一端连接所述热交换器6,另一端通过一个安全壳隔离阀9连接一管线,该管线穿过安全壳1上方的安全壳贯穿件5进入抑压池4内。
在某个实施例中,所述安全壳隔离阀9为电动隔离阀,该电动隔离阀与一控制装置电连接,通过控制装置控制电动隔离阀的动作,闭合或开启。进一步地,所述控制装置还与循环泵7电连接,通过控制装置控制循环泵7的开启或关闭。
进一步地,设置在两个并联的管线中的任一循环泵7的一端与过滤器8之间的连接管线设置有隔离阀,该隔离阀用于控制循环泵7的一端与过滤器8之间的连接管线的通断,另一端与热交换器6之间的连接管线设置有逆止阀,该用于控制循环泵7的另一端与热交换器6之间的连接管线,防止抑压池4水倒流和泵反转。
下面详细介绍本发明实施例的实施过程:当反应堆发生失水事故或主蒸汽管线破裂事故后,大量的质能释放至安全壳1内,引起安全壳1内的压力迅速升高,安全壳1内的气、汽、水混合物通过抑压连通管进入抑压池4冷凝,不可凝气体进入抑压池4气空间,安全壳1内的压力得到抑制,抑压池4内的压力随之升高。当抑压池4内的压力达到真空破坏阀2的开启定值时,真空破坏阀2开启,抑压池4气空间的压力释放到安全壳1内,安全壳1与抑压池4之间的压力达到平衡,缓解了因抑压池4内压力高于安全壳1内压力而造成的负压差导致的抑压池4结构受到破坏。抑压池4初始水温需保持在15-40℃之间,抑压池4水的冷却由抑压池4冷却装置(包含循环泵7、过滤器8、热交换器6)实现。当抑压池4水温度大于40℃时,安全壳1电动隔离阀打开,抑压池4冷却装置将会对抑压池4内的水进行冷却。当反应堆发生失水事故或主蒸汽管破裂事故后,抑压池4冷却装置(包含循环泵7、过滤器8、热交换器6)可对抑压池4内的水进行持续冷却,以导出安全壳1内的热量,抑制安全壳1内的压力,提供多样性纵深防御。在反应堆发生失水事故或主蒸汽管破裂事故后,初期安全壳1质能释放量大,安全壳1升温升压迅速,安全壳1非能动抑压***通过抑压池4可实现安全壳1内压力峰值的快速抑制,抑压冷却装置可为安全壳1抑压提供纵深防御功能。
通过以上实施例描述可知,本发明为抑压池增设了冷却回路,可实现抑压池水温处于所要求的温度范围内,避免抑压池水温上升导致的抑压功能失效,解决了抑压池水无法冷却问题。其次,本发明在抑压池上方增设了真空破坏阀2,可实现抑压池的超压保护,解决了抑压池4超压破坏的问题。
本发明实施例中***中未展开的部分,可参考以上实施例的***的对应部分,在此不再详细展开。
在本说明书的描述中,参考术语“一个实施例”、“一些实施例”、“示意性实施例”、“示例”、“具体示例”或“一些示例”等的描述意指结合所述实施例或示例描述的具体特征、结构、材料或者特点包含于本发明的至少一个实施例或示例中。在本说明书中,对上述术语的示意性表述不一定指的是相同的实施例或示例。而且,描述的具体特征、结构、材料或者特点可以在任何的一个或多个实施例或示例中以合适的方式结合。
尽管上面已经示出和描述了本发明的实施例,可以理解的是,上述实施例是示例性的,不能理解为对本发明的限制,本领域的普通技术人员在本发明的范围内可以对上述实施例进行变化、修改、替换和变型。
Claims (10)
1.一种小型堆安全壳非能动抑压***,其特征在于,其包括安全壳、抑压池和抑压池冷却装置;所述安全壳和所述抑压池之间通过竖向连通管连接,所述竖向连通管上连接水平排放管,所述水平排放管用于引导安全壳内的气体、汽体和液体混合物进入抑压池进行冷凝;所述抑压池冷却装置两端通过管线与所述抑压池连接已形成循环回路,所述抑压池冷却装置用于对经过所述循环回路的抑压池池水进行冷却。
2.根据权利要求1所述的一种小型堆安全壳非能动抑压***,其特征在于,所述抑压池包括抑压池气空间和抑压池水空间,所述抑压池气空间与安全壳之间设置有真空破坏阀,所述真空破坏阀用于调节事故后抑压池与安全壳之间的压力平衡。
3.根据权利要求2所述的一种小型堆安全壳非能动抑压***,其特征在于,所述抑压池冷却装置包括过滤器、循环水泵和热交换器,所述过滤器、循环水泵和热交换器依次通过管线与所述安全壳内的抑压池连接,所述过滤器用于对抑压池水的过滤;所述循环水泵用于在对抑压池水进行冷却时,对抑压池水的循环输送;所述热交换器用于冷却抑压池水。
4.根据权利要求3所述的一种小型堆安全壳非能动抑压***,其特征在于,所述过滤器为2个,分别设置在两个并联的管线中。
5.根据权利要求3所述的一种小型堆安全壳非能动抑压***,其特征在于,所述循环水泵为2个,分别设置在两个并联的管线中。
6.根据权利要求3所述的一种小型堆安全壳非能动抑压***,其特征在于,所述热交换器为2个,分别设置在两个并联的管线中。
7.根据权利要求1-6任一项所述的一种小型堆安全壳非能动抑压***,其特征在于,所述竖向连通管上方均设有安全防护罩,所述安全防护罩用于防止事故后坠落物堵塞竖向连通管。
8.根据权利要求7所述的一种小型堆安全壳非能动抑压***,其特征在于,所述抑压***设有安全壳贯穿件和安全壳隔离阀,所述安全壳贯穿件设置在所述安全壳的一个侧壁上,所述安全壳隔离阀与安全壳贯穿件连接,所述安全壳隔离阀用于事故后的安全壳隔离。
9.根据权利要求8所述的一种小型堆安全壳非能动抑压***,其特征在于,所述冷却装置的抑压池取水管线一端连接所述过滤器,另一端通过一个安全壳隔离阀连接一管线,该管线穿过安全壳下方的安全壳贯穿件进入抑压池内;所述冷却装置的抑压池出水管线一端连接所述热交换器,另一端通过一个安全壳隔离阀连接一管线,该管线穿过安全壳上方的安全壳贯穿件进入抑压池内。
10.根据权利要求8所述的一种小型堆安全壳非能动抑压***,其特征在于,所述隔离阀为电动隔离阀。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
CN201810069926.4A CN108346475A (zh) | 2018-01-24 | 2018-01-24 | 一种小型堆安全壳非能动抑压*** |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
CN201810069926.4A CN108346475A (zh) | 2018-01-24 | 2018-01-24 | 一种小型堆安全壳非能动抑压*** |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
CN108346475A true CN108346475A (zh) | 2018-07-31 |
Family
ID=62961683
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
CN201810069926.4A Pending CN108346475A (zh) | 2018-01-24 | 2018-01-24 | 一种小型堆安全壳非能动抑压*** |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
CN (1) | CN108346475A (zh) |
Cited By (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN112053791A (zh) * | 2020-09-15 | 2020-12-08 | 哈尔滨工程大学 | 一种具有集成释热阱的无时限非能动联合排热*** |
CN112071451A (zh) * | 2020-09-15 | 2020-12-11 | 哈尔滨工程大学 | 一种压水堆多功能双层混凝土安全壳*** |
CN113345608A (zh) * | 2021-04-28 | 2021-09-03 | 中广核研究院有限公司 | 乏燃料水池冷却和净化*** |
Citations (6)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPH0271193A (ja) * | 1988-09-06 | 1990-03-09 | Toshiba Corp | 原子炉格納容器 |
CN101465167A (zh) * | 2007-12-21 | 2009-06-24 | 株式会社东芝 | 核反应堆安全壳及使用了其的核能发电设备 |
CN104376880A (zh) * | 2014-11-20 | 2015-02-25 | 中科华核电技术研究院有限公司 | 钢制安全壳能量控制*** |
CA2887741A1 (en) * | 2014-04-10 | 2015-10-10 | Hitachi-Ge Nuclear Energy, Ltd. | Reactor containment cooling system and nuclear power plant |
CN106328223A (zh) * | 2016-09-05 | 2017-01-11 | 中广核研究院有限公司 | 一种新型非能动安全壳能量控制*** |
CN107293335A (zh) * | 2016-04-12 | 2017-10-24 | 中广核研究院有限公司 | 安全壳非能动抑压*** |
-
2018
- 2018-01-24 CN CN201810069926.4A patent/CN108346475A/zh active Pending
Patent Citations (6)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPH0271193A (ja) * | 1988-09-06 | 1990-03-09 | Toshiba Corp | 原子炉格納容器 |
CN101465167A (zh) * | 2007-12-21 | 2009-06-24 | 株式会社东芝 | 核反应堆安全壳及使用了其的核能发电设备 |
CA2887741A1 (en) * | 2014-04-10 | 2015-10-10 | Hitachi-Ge Nuclear Energy, Ltd. | Reactor containment cooling system and nuclear power plant |
CN104376880A (zh) * | 2014-11-20 | 2015-02-25 | 中科华核电技术研究院有限公司 | 钢制安全壳能量控制*** |
CN107293335A (zh) * | 2016-04-12 | 2017-10-24 | 中广核研究院有限公司 | 安全壳非能动抑压*** |
CN106328223A (zh) * | 2016-09-05 | 2017-01-11 | 中广核研究院有限公司 | 一种新型非能动安全壳能量控制*** |
Cited By (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN112053791A (zh) * | 2020-09-15 | 2020-12-08 | 哈尔滨工程大学 | 一种具有集成释热阱的无时限非能动联合排热*** |
CN112071451A (zh) * | 2020-09-15 | 2020-12-11 | 哈尔滨工程大学 | 一种压水堆多功能双层混凝土安全壳*** |
CN113345608A (zh) * | 2021-04-28 | 2021-09-03 | 中广核研究院有限公司 | 乏燃料水池冷却和净化*** |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US10115488B2 (en) | Passive safety equipment for a nuclear power plant | |
US20180350472A1 (en) | Passive safe cooling system | |
JP5006178B2 (ja) | 原子炉格納容器およびそれを用いた原子力プラント | |
CN111128414B (zh) | 一种核电厂能动与非能动相结合的安全***及其方法 | |
CN108346475A (zh) | 一种小型堆安全壳非能动抑压*** | |
JP6716479B2 (ja) | 非常用炉心冷却系およびそれを用いた沸騰水型原子力プラント | |
US10062462B2 (en) | Facility for reducing radioactive material and nuclear power plant having the same | |
CN103617815A (zh) | 压水堆核电站非能动余热排出*** | |
KR20140126187A (ko) | 피동안전설비 및 이를 구비하는 원전 | |
CN106328223B (zh) | 一种新型非能动安全壳能量控制*** | |
CN107293341A (zh) | 池式反应堆 | |
CN105719706A (zh) | 小型反应堆的非能动堆芯冷却*** | |
JPH04125495A (ja) | 原子炉設備 | |
CN113808764B (zh) | 安全壳内堆芯余热导出方法和*** | |
CN104508753A (zh) | 用于核反应堆的深度防御安全范例 | |
KR101250479B1 (ko) | 안전보호용기를 구비한 피동형 비상노심냉각설비 및 이를 이용한 열 전달량 증가 방법 | |
CN109243634B (zh) | 反应堆安全*** | |
KR101505475B1 (ko) | 피동격납부냉각계통 및 이를 구비하는 원전 | |
CN109994230A (zh) | 一种核电站蒸汽发生器非能动事故排放与冷却***及方法 | |
US20140241484A1 (en) | Pressurized water reactor depressurization system | |
CN108281204A (zh) | 一种小型堆安注再循环*** | |
CN209729520U (zh) | 一种核电站蒸汽发生器非能动事故排放与冷却*** | |
JP2017067725A (ja) | 非常用炉心冷却系の代替循環冷却方法および原子力発電所 | |
CN204680390U (zh) | 压水堆核电站分离式热管式非能动余热排出*** | |
KR101658476B1 (ko) | 원자로냉각재계통 감압 시스템 및 이를 구비하는 원전 |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
PB01 | Publication | ||
PB01 | Publication | ||
SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
RJ01 | Rejection of invention patent application after publication | ||
RJ01 | Rejection of invention patent application after publication |
Application publication date: 20180731 |