CN111540487B - 一种蒸汽发生器传热管破事故后反应堆冷却处理方法 - Google Patents
一种蒸汽发生器传热管破事故后反应堆冷却处理方法 Download PDFInfo
- Publication number
- CN111540487B CN111540487B CN202010362381.3A CN202010362381A CN111540487B CN 111540487 B CN111540487 B CN 111540487B CN 202010362381 A CN202010362381 A CN 202010362381A CN 111540487 B CN111540487 B CN 111540487B
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- steam generator
- loop
- reactor
- pressure
- primary
- 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
-
- 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)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
本方案公开了一种蒸汽发生器传热管破事故后反应堆冷却处理方法,该方法用于压水堆在发生蒸汽发生器传热管破裂事故后,实现反应堆降温降压至冷停堆状态,该方法包括顺序进行的以下步骤:S1、终止事故后一回路与二回路之间的流体泄漏;S2、利用正常工作的蒸汽发生器冷却一回路,利用一回路上的稳压器对一回路压力进行降压;S3、在一回路压力低于二回路压力时,将破损蒸汽发生器二次侧工质反注到蒸汽发生器的一次侧中,实现一回路压力和温度进一步降压和降温;S4、接入余热排出***,使得反应堆达到冷停堆工况。采用本方案,在实现SGTR事故后降温降压的同时,可将杜绝放射性释放或将放射性释放降到最小。
Description
技术领域
本发明涉及压水堆事故应对技术领域,特别是涉及一种蒸汽发生器传热管破事故后反应堆冷却处理方法。
背景技术
压水堆核电厂发生蒸汽发生器传热管破裂(SGTR、传热管破事故)后,由于一回路压力远大于破损蒸汽发生器(SG)压力(二次侧压力),导致一回路冷却剂泄漏至破损SG,造成一回路冷却剂丧失,同时导致二回路***放射性增加。
在此事故下,现有事故处理方式为:操纵员首先识别并隔离破损SG限制放射性释放,确保一回路过冷度和水装量之后,停止安注***以终止一次侧向二次侧泄漏。安注停止后,核电厂稳定在热停堆工况,仍需降温降压至冷停堆状态以确保没有进一步的放射性释放,并修理破损SG传热管。由于破损SG如同第二个稳压器抑制了一回路降压进程,因此SGTR事故后的降温和降压操作十分复杂。
现有核电厂通常采用蒸汽发生器排污或排汽方式进行后续的降温降压,但这两种方式均存在放射性释放范围扩大的潜在缺陷。
发明内容
针对上述提出的现有核电厂通常采用蒸汽发生器排污或排汽方式进行后续的降温降压,但这两种方式均存在放射性释放范围扩大的潜在缺陷的问题,本方案提供了一种蒸汽发生器传热管破事故后反应堆冷却处理方法,本方法针对现有核电厂反应堆降温降压过程中可能导致的不可接受的放射性后果,提供了一种新的反应堆冷却方式,以在实现SGTR事故后降温降压的同时,可将杜绝放射性释放或将放射性释放降到最小。
本方案的技术手段如下,一种蒸汽发生器传热管破事故后反应堆冷却处理方法,该方法用于压水堆在发生蒸汽发生器传热管破裂事故后,实现反应堆降温降压至冷停堆状态,该方法包括顺序进行的以下步骤:
S1、终止事故后一回路与二回路之间的流体泄漏;
S2、利用正常工作的蒸汽发生器冷却一回路,利用一回路上的稳压器对一回路压力进行降压;
S3、在一回路压力低于二回路压力时,将破损蒸汽发生器二次侧工质反注到蒸汽发生器的一次侧中,实现一回路压力和温度进一步降压和降温;
S4、接入余热排出***,使得反应堆达到冷停堆工况。
本发明旨在提供一种针对压水堆核电厂(站)的一种事故应对措施,提出在发生SGTR事故工况下以反注式冷却方式实现反应堆***降温降压,同时将放射性释放降到最小或避免放射性释放,从而顺利将一回路***冷却至冷停堆工况,以确保没有进一步的放射性释放,达到修理破损SG传热管的条件。
本技术方案的基本原理为:在压水堆核电厂(站)发生SGTR时,通过反注式冷却方式实现反应堆***降温降压。如以上步骤S1中,当完成一回路向二回路通过破裂传热管进行泄漏的封堵后,实施以上步骤S2,利用完好蒸汽发生器以一定速率冷却主回路(一回路)***,在保证足够堆芯出口一回路介质过冷度情况下,如采用稳压器正常喷淋使主回路***压力不断下降,当一回路压力低于破损蒸汽发生器二次侧压力时,如直接利用压差作用,SG二次侧水装量通过破口反注至一回路***,以此实现一、二回路***降温降压,同时避免了带放射性的一回路***冷却剂通过破损蒸汽发生器排出,达到杜绝放射性释放或将放射性释放降到最小。当一回路中如温度降低至170℃以下、压力下降至4Mpa以下时,利用现有余热排出***,即可使得反应堆降温、降压至冷停堆工况。
更进一步的技术方案为:
为避免在步骤S3中,补入一回路的流体导致一回路含硼浓度降低,导致反应堆不具有足够的停堆深度,设置为:将破损蒸汽发生器二次侧工质反注到蒸汽发生器的一次侧之前,还包括硼浓度检测步骤,所述硼浓度检测步骤为:对反应堆一回路及破损蒸汽发生器二次侧进行硼浓度检测。以上硼浓度检测步骤获得的检测值用于指导如:在步骤S3中,补入一回路的流体的量或向一回路中进一步添加硼的量。
作为一种基于现有***及设备,即可实施步骤S3的技术方案,设置为:在步骤S3中,将堆芯冷却用介质经破损蒸汽发生器二次侧补入一回路中;
为保证对一回路的冷却效果和保证反应堆的停堆深度,设置为:所述硼浓度检测步骤获得的硼浓度值用于计算向一回路中添加的硼的量。作为本领域技术人员,以上蒸汽发生器二次侧补入一回路,通过蒸汽发生器二次与一次侧通过所述破口连通即可实现。
更为完整的,作为一种基于现有***及设备,即可实施步骤S3的技术方案,设置为:堆芯冷却用介质经破损蒸汽发生器二次侧补入一回路中通过破损蒸汽发生器一次侧与二次侧的压力差实现。
作为一种不仅可实现所述步骤S1中的终止泄漏,同时可尽可能避免放射性物质污染蒸汽发生器的进水侧和出气侧,设置为:所述步骤S1的具体实现方法为:关闭破损蒸汽发生器进水口和出气口上的阀门,通过破裂的传热管,实现传热管一次侧与二次侧均压。采用本方案,通过关闭以上阀门,即截断了破损蒸汽发生器与进水侧、出气侧的连通路径,如相较于截断破损蒸汽发生器与压力容器之间的一回路管路,可尽可能避免进入破损蒸汽发生器二次侧的放射性物质进一步扩散。
考虑降温过程中加载在反应堆***上的热应力,为保护反应堆***,设置为:在步骤S2中,利用正常工作的蒸汽发生器冷却一回路时,维持堆芯主***冷段降温速率小于55℃/h。
在实施步骤S3之前,对破损蒸汽发生器内的液位进行监测。本方案旨在针对如:如果破损SG水位低于5%窄量程,则有可能叠加发生了主蒸汽管道或者主给水管道破裂事故,故设置为包括液位监测,以引导操作员至相关规程进行处理。
作为一种具体的一回路降压方式,设置为:利用一回路上的稳压器对一回路压力进行降压的具体实现方式为:通过稳压器正常喷淋实现降压。更为具体的,降压过程中须保持堆芯出口过冷度大于27℃,以避免堆芯冷却剂发生整体沸腾。
为维持一回路中的液位,设置为:在实施步骤S3之前,对稳压器内水位进行维持控制。
作为一种具体的液位维持具体实施方式,设置为:所述维持控制的具体实现方式为:通过控制稳压器的上充和下泄流量实现。
本发明具有以下有益效果:
本发明旨在提供一种针对压水堆核电厂(站)的一种事故应对措施,提出在发生SGTR事故工况下以反注式冷却方式实现反应堆***降温降压,同时将放射性释放降到最小或避免放射性释放,从而顺利将一回路***冷却至冷停堆工况,以确保没有进一步的放射性释放,达到修理破损SG传热管的条件。
本技术方案的基本原理为:在压水堆核电厂(站)发生SGTR时,通过反注式冷却方式实现反应堆***降温降压。如以上步骤S1中,当完成一回路向二回路通过破裂传热管进行泄漏的封堵后,实施以上步骤S2,利用完好蒸汽发生器以一定速率冷却主回路(一回路)***,在保证足够堆芯出口一回路介质过冷度情况下,如采用稳压器正常喷淋使主回路***压力不断下降,当一回路压力低于破损蒸汽发生器二次侧压力时,如直接利用压差作用,SG二次侧水装量通过破口反注至一回路***,以此实现一、二回路***降温降压,同时避免了带放射性的一回路***冷却剂通过破损蒸汽发生器排出,达到杜绝放射性释放或将放射性释放降到最小。当一回路中如温度降低至170℃以下、压力下降至4Mpa以下时,利用现有余热排出***,即可使得反应堆降温、降压至冷停堆工况。
具体实施方式
下面结合实施例对本发明作进一步的详细说明,但是本发明的结构不仅限于以下实施例。
实施例1:
一种蒸汽发生器传热管破事故后反应堆冷却处理方法,该方法用于压水堆在发生蒸汽发生器传热管破裂事故后,实现反应堆降温降压至冷停堆状态,该方法包括顺序进行的以下步骤:
S1、终止事故后一回路与二回路之间的流体泄漏;
S2、利用正常工作的蒸汽发生器冷却一回路,利用一回路上的稳压器对一回路压力进行降压;
S3、在一回路压力低于二回路压力时,将破损蒸汽发生器二次侧工质反注到蒸汽发生器的一次侧中,实现一回路压力和温度进一步降压和降温;
S4、接入余热排出***,使得反应堆达到冷停堆工况。
本发明旨在提供一种针对压水堆核电厂(站)的一种事故应对措施,提出在发生SGTR事故工况下以反注式冷却方式实现反应堆***降温降压,同时将放射性释放降到最小或避免放射性释放,从而顺利将一回路***冷却至冷停堆工况,以确保没有进一步的放射性释放,达到修理破损SG传热管的条件。
本技术方案的基本原理为:在压水堆核电厂(站)发生SGTR时,通过反注式冷却方式实现反应堆***降温降压。如以上步骤S1中,当完成一回路向二回路通过破裂传热管进行泄漏的封堵后,实施以上步骤S2,利用完好蒸汽发生器以一定速率冷却主回路(一回路)***,在保证足够堆芯出口一回路介质过冷度情况下,如采用稳压器正常喷淋使主回路***压力不断下降,当一回路压力低于破损蒸汽发生器二次侧压力时,如直接利用压差作用,SG二次侧水装量通过破口反注至一回路***,以此实现一、二回路***降温降压,同时避免了带放射性的一回路***冷却剂通过破损蒸汽发生器排出,达到杜绝放射性释放或将放射性释放降到最小。当一回路中如温度降低至170℃以下、压力下降至4Mpa以下时,利用现有余热排出***,即可使得反应堆降温、降压至冷停堆工况。
实施例2:
本实施例在实施例1的基础上作进一步限定:
为避免在步骤S3中,补入一回路的流体导致一回路含硼浓度降低,导致反应堆不具有足够的停堆深度,设置为:将破损蒸汽发生器二次侧工质反注到蒸汽发生器的一次侧之前,还包括硼浓度检测步骤,所述硼浓度检测步骤为:对反应堆一回路及破损蒸汽发生器二次侧进行硼浓度检测。以上硼浓度检测步骤获得的检测值用于指导如:在步骤S3中,补入一回路的流体的量或向一回路中进一步添加硼的量。
作为一种基于现有***及设备,即可实施步骤S3的技术方案,设置为:在步骤S3中,将堆芯冷却用介质经破损蒸汽发生器二次侧补入一回路中;
为保证对一回路的冷却效果和保证反应堆的停堆深度,设置为:所述硼浓度检测步骤获得的硼浓度值用于计算向一回路中添加的硼的量。作为本领域技术人员,以上蒸汽发生器二次侧补入一回路,通过蒸汽发生器二次与一次侧通过所述破口连通即可实现。
更为完整的,作为一种基于现有***及设备,即可实施步骤S3的技术方案,设置为:堆芯冷却用介质经破损蒸汽发生器二次侧补入一回路中通过破损蒸汽发生器一次侧与二次侧的压力差实现。
作为一种不仅可实现所述步骤S1中的终止泄漏,同时可尽可能避免放射性物质污染蒸汽发生器的进水侧和出气侧,设置为:所述步骤S1的具体实现方法为:关闭破损蒸汽发生器进水口和出气口上的阀门,通过破裂的传热管,实现传热管一次侧与二次侧均压。采用本方案,通过关闭以上阀门,即截断了破损蒸汽发生器与进水侧、出气侧的连通路径,如相较于截断破损蒸汽发生器与压力容器之间的一回路管路,可尽可能避免进入破损蒸汽发生器二次侧的放射性物质进一步扩散。
考虑降温过程中加载在反应堆***上的热应力,为保护反应堆***,设置为:在步骤S2中,利用正常工作的蒸汽发生器冷却一回路时,维持堆芯主***冷段降温速率小于55℃/h。
在实施步骤S3之前,对破损蒸汽发生器内的液位进行监测。
作为一种具体的一回路降压方式,设置为:利用一回路上的稳压器对一回路压力进行降压的具体实现方式为:通过稳压器正常喷淋实现降压。
为维持一回路中的液位,设置为:在实施步骤S3之前,对稳压器内水位进行维持控制。
作为一种具体的液位维持具体实施方式,设置为:所述维持控制的具体实现方式为:通过控制稳压器的上充和下泄流量实现。
以上内容是结合具体的优选实施方式对本发明作的进一步详细说明,不能认定本发明的具体实施方式只局限于这些说明。对于本发明所属技术领域的普通技术人员来说,在不脱离本发明的技术方案下得出的其他实施方式,均应包含在对应发明的保护范围内。
Claims (10)
1.一种蒸汽发生器传热管破裂事故后反应堆冷却处理方法,该方法用于压水堆在发生蒸汽发生器传热管破裂事故后,实现反应堆降温降压至冷停堆状态,其特征在于,该方法包括顺序进行的以下步骤:
S1、终止事故后一回路与二回路之间的流体泄漏;
S2、利用正常工作的蒸汽发生器冷却一回路,利用一回路上的稳压器对一回路压力进行降压;
S3、在一回路压力低于二回路压力时,将破损蒸汽发生器二次侧工质反注到蒸汽发生器的一次侧中,实现一回路压力和温度进一步降压和降温;
S4、接入余热排出***,使得反应堆达到冷停堆工况。
2.根据权利要求1所述的一种蒸汽发生器传热管破裂事故后反应堆冷却处理方法,其特征在于,在将破损蒸汽发生器二次侧工质反注到蒸汽发生器的一次侧之前,还包括硼浓度检测步骤,所述硼浓度检测步骤为:对反应堆一回路及破损蒸汽发生器二次侧进行硼浓度检测。
3.根据权利要求2所述的一种蒸汽发生器传热管破裂事故后反应堆冷却处理方法,其特征在于,在步骤S3中,将堆芯冷却用介质经破损蒸汽发生器二次侧补入一回路中;
所述硼浓度检测步骤获得的硼浓度值用于计算向一回路中添加的硼的量。
4.根据权利要求3所述的一种蒸汽发生器传热管破裂事故后反应堆冷却处理方法,其特征在于,堆芯冷却用介质经破损蒸汽发生器二次侧补入一回路中通过破损蒸汽发生器一次侧与二次侧的压力差实现。
5.根据权利要求1所述的一种蒸汽发生器传热管破裂事故后反应堆冷却处理方法,其特征在于,所述步骤S1的具体实现方法为:关闭破损蒸汽发生器进水口和出气口上的阀门,通过破裂的传热管,实现传热管一次侧与二次侧均压。
6.根据权利要求1所述的一种蒸汽发生器传热管破裂事故后反应堆冷却处理方法,其特征在于,在步骤S2中,利用正常工作的蒸汽发生器冷却一回路时,维持堆芯主***冷段降温速率小于55℃/h。
7.根据权利要求1所述的一种蒸汽发生器传热管破裂事故后反应堆冷却处理方法,其特征在于,在实施步骤S3之前,对破损蒸汽发生器内的液位进行监测。
8.根据权利要求1所述的一种蒸汽发生器传热管破裂事故后反应堆冷却处理方法,其特征在于,利用一回路上的稳压器对一回路压力进行降压的具体实现方式为:通过稳压器正常喷淋实现降压。
9.根据权利要求1所述的一种蒸汽发生器传热管破裂事故后反应堆冷却处理方法,其特征在于,在实施步骤S3之前,对稳压器内水位进行维持控制。
10.根据权利要求9所述的一种蒸汽发生器传热管破裂事故后反应堆冷却处理方法,其特征在于,所述维持控制的具体实现方式为:通过控制稳压器的上充和下泄流量实现。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
CN202010362381.3A CN111540487B (zh) | 2020-04-30 | 2020-04-30 | 一种蒸汽发生器传热管破事故后反应堆冷却处理方法 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
CN202010362381.3A CN111540487B (zh) | 2020-04-30 | 2020-04-30 | 一种蒸汽发生器传热管破事故后反应堆冷却处理方法 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
CN111540487A CN111540487A (zh) | 2020-08-14 |
CN111540487B true CN111540487B (zh) | 2022-03-01 |
Family
ID=71978984
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
CN202010362381.3A Active CN111540487B (zh) | 2020-04-30 | 2020-04-30 | 一种蒸汽发生器传热管破事故后反应堆冷却处理方法 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
CN (1) | CN111540487B (zh) |
Families Citing this family (9)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
FR3113172B1 (fr) * | 2020-07-29 | 2022-07-29 | Commissariat Energie Atomique | Réacteur et Procédé de sécurité pour réacteur en cas de fusion du cœur |
CN113421662B (zh) * | 2021-06-18 | 2022-04-15 | 中国核动力研究设计院 | 一种核电厂压力容器液位指示失效下的自然循环冷却方法 |
CN113421663B (zh) * | 2021-06-18 | 2022-04-15 | 中国核动力研究设计院 | 一种适用于压水堆核电厂的自然循环冷却方法 |
CN113744902B (zh) * | 2021-07-22 | 2023-11-24 | 中国核动力研究设计院 | 一种核电厂避免压力容器上封头产汽的自然循环冷却方法 |
CN113488214B (zh) * | 2021-07-22 | 2024-01-23 | 中国核动力研究设计院 | 一种核电厂压力容器上封头有汽时的自然循环冷却方法 |
CN113963822B (zh) * | 2021-09-29 | 2024-04-30 | 深圳中广核工程设计有限公司 | 一回路放射性异常监测方法、装置及存储介质、电子设备 |
CN114440206B (zh) * | 2022-02-10 | 2023-06-02 | 华能山东石岛湾核电有限公司 | 一种高温气冷堆蒸汽发生器反向承压防护*** |
CN115083646B (zh) * | 2022-06-23 | 2023-06-27 | 华能核能技术研究院有限公司 | 一种高温气冷堆紧急停堆后蒸汽发生器快速冷却的方法 |
CN115331858A (zh) * | 2022-08-16 | 2022-11-11 | 中国核动力研究设计院 | 一种压水堆核电厂sgtr事故处理方法及控制*** |
Family Cites Families (14)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN201946323U (zh) * | 2011-01-05 | 2011-08-24 | 中科华核电技术研究院有限公司 | 一种用于核电站的应急给水*** |
US20120180873A1 (en) * | 2011-01-14 | 2012-07-19 | General Electric Company | Method for replicating a pressure control valve with adjustable response characteristic |
CN102169733B (zh) * | 2011-02-14 | 2013-10-23 | 中国核电工程有限公司 | 一种核电站非能动与能动相结合的专设安全*** |
JP5916584B2 (ja) * | 2012-10-24 | 2016-05-11 | 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 | 静的崩壊熱除去システム及び原子力発電プラント設備 |
CN103366047B (zh) * | 2013-06-24 | 2016-01-06 | 中国核电工程有限公司 | 核电厂严重事故对策计算分析方法 |
CN104538068B (zh) * | 2013-07-22 | 2017-06-20 | 中国核动力研究设计院 | 一种传热管破裂事故工况下防止蒸汽发生器满溢的方法 |
CN203366766U (zh) * | 2013-07-31 | 2013-12-25 | 中科华核电技术研究院有限公司 | 用于蒸汽发生器传热管破裂事故缓解的二次侧排放*** |
CN206595042U (zh) * | 2017-03-09 | 2017-10-27 | 中广核工程有限公司 | 核电站蒸汽发生器冷却及循环装置 |
CN107068214B (zh) * | 2017-05-09 | 2024-03-26 | 中广核研究院有限公司 | 核电厂蒸汽大气排放装置与二回路压力释放方法 |
KR102020908B1 (ko) * | 2017-12-19 | 2019-09-11 | 한국원자력연구원 | 원자력발전소 중대사고 발생시 방사성 물질의 대기방출을 저감시키는 주증기 계통 |
CN109994230A (zh) * | 2019-04-12 | 2019-07-09 | 西安热工研究院有限公司 | 一种核电站蒸汽发生器非能动事故排放与冷却***及方法 |
CN110148480B (zh) * | 2019-05-28 | 2021-01-12 | 中广核研究院有限公司 | 一种核电二回路*** |
CN110415849B (zh) * | 2019-08-05 | 2020-11-24 | 中国核动力研究设计院 | 一种应对排热增加叠加swccf事故的保护*** |
CN110689973B (zh) * | 2019-09-18 | 2023-04-28 | 上海电力大学 | 一种传热管破裂事故下核电站一回路降压控制方法 |
-
2020
- 2020-04-30 CN CN202010362381.3A patent/CN111540487B/zh active Active
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
CN111540487A (zh) | 2020-08-14 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
CN111540487B (zh) | 一种蒸汽发生器传热管破事故后反应堆冷却处理方法 | |
CN104538068B (zh) | 一种传热管破裂事故工况下防止蒸汽发生器满溢的方法 | |
US20130070887A1 (en) | Reactor adapted for mitigating loss-of-coolant accident and mitigation method thereof | |
CZ124293A3 (en) | Pressurized-water reactor and method of moderating effects of leakages | |
CN111540483A (zh) | 一种压水堆核电厂中小破口失水事故应对方法 | |
EP3907743A1 (en) | Passive pulse cooling method and system for nuclear power plant | |
US11011279B2 (en) | Alternative circulation cooling method for emergency core cooling system, and nuclear power plant | |
CN111681794B (zh) | 一种压水堆核电厂全范围sgtr事故处理方法及*** | |
CN111561690B (zh) | 应对所有蒸汽发生器二次侧卸压事故的控制方法 | |
KR102214119B1 (ko) | 원자로냉각재 재순환 시스템 | |
US11355255B2 (en) | System and method for reducing atmospheric release of radioactive materials caused by severe accident | |
KR20160044621A (ko) | 증기압을 이용하는 안전계통을 가지는 원자로 및 그 동작 방법 | |
CN110752046B (zh) | 安全装置、核电厂***以及核电厂的安全运行方法 | |
CN113972016A (zh) | 核电厂安全壳外失水事故应对方法、装置、设备及介质 | |
CN113436760A (zh) | 热态下非能动余热排出***排热能力调试试验方法 | |
CN215988120U (zh) | 安全壳冷却水冷却装置及非能动安全壳冷却*** | |
CN110970139B (zh) | 稳压器防满溢***、压水堆核电厂及稳压器防满溢方法 | |
RU2102800C1 (ru) | Энергетическая установка | |
CN115331858A (zh) | 一种压水堆核电厂sgtr事故处理方法及控制*** | |
JPH08201561A (ja) | 原子炉格納容器の安全系 | |
KR102629816B1 (ko) | 가압수형 원자로용 수소화 시스템 및 그 방법 | |
CN113744902B (zh) | 一种核电厂避免压力容器上封头产汽的自然循环冷却方法 | |
CN113421663B (zh) | 一种适用于压水堆核电厂的自然循环冷却方法 | |
CN114360751A (zh) | 一种提升封闭管段可靠性的浮动堆安注*** | |
KR20010076566A (ko) | 원자로의 정지냉각 시스템 |
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 | ||
GR01 | Patent grant | ||
GR01 | Patent grant |