CN202887747U - 一种能动与非能动相结合的堆腔注水冷却*** - Google Patents

一种能动与非能动相结合的堆腔注水冷却*** Download PDF

Info

Publication number
CN202887747U
CN202887747U CN201220503642XU CN201220503642U CN202887747U CN 202887747 U CN202887747 U CN 202887747U CN 201220503642X U CN201220503642X U CN 201220503642XU CN 201220503642 U CN201220503642 U CN 201220503642U CN 202887747 U CN202887747 U CN 202887747U
Authority
CN
China
Prior art keywords
reactor cavity
cavity flooding
active
reactor
actively
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.)
Expired - Fee Related
Application number
CN201220503642XU
Other languages
English (en)
Inventor
于勇
袁霞
赵侠
张国强
李京彦
宋代勇
万砺珂
赵斌
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.)
China Nuclear Power Engineering Co Ltd
Original Assignee
China Nuclear Power Engineering 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 China Nuclear Power Engineering Co Ltd filed Critical China Nuclear Power Engineering Co Ltd
Priority to CN201220503642XU priority Critical patent/CN202887747U/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN202887747U publication Critical patent/CN202887747U/zh
Anticipated expiration legal-status Critical
Expired - Fee Related legal-status Critical Current

Links

Images

Classifications

    • 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

  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

本实用新型属于反应堆设计技术，具体涉及一种能动与非能动相结合的堆腔注水冷却***。其结构包括非能动堆腔注水箱和堆腔注水冷却泵，所述的非能动堆腔注水箱通过非能动注入管线与反应堆堆腔连接，所述的堆腔注水冷却泵设置在安全壳外部，堆腔注水冷却泵的入口管连接换料水箱，堆腔注水冷却泵的出口管线贯穿安全壳与反应堆堆腔连接。本***作为严重事故对策，以能动和非能动相结合的多冗余及多样性的方式，在事故发生时实现带走堆芯熔融物、排出堆芯热量、防止熔穿的安全功能。

Description

一种能动与非能动相结合的堆腔注水冷却***
技术领域
本实用新型属于反应堆设计技术，具体涉及一种能动与非能动相结合的堆腔注水冷却***。
背景技术
在世界各国核电站中，应对堆芯熔融物的措施分为两种类型：一种为堆内滞留（In-Vessel Retention，IVR），例如美国AP1000堆型，在严重事故条件下，当堆芯熔化不可避免时，可以通过淹没反应堆堆腔、冷却压力容器外壁的方式，保持压力容器下封头完整性，从而将熔融堆芯物质滞留在压力容器内。通过非能动的方式对堆芯熔融物进行冷却，优点是结构简单造价低（但是不适用于高功率的核电站），而且可以把熔融物限制在压力容器内，防止了放射性物质的泄漏，也保证了安全壳的完整性。但是由于目前对熔融物的冷却及层化现象还未充分理解，失效裕度难以确定，因此还存在一定的风险。而且AP1000的非能动***仅适用于非能动安全***核电厂，对于能动型专设安全设施的核电厂，上述***很难满足应对全厂断电事故的要求。
另外一种是堆外滞留（Ex-Vessel Retention，EVR），例如VVER-1000、EPR，法国的EPR堆型的设计理念是在堆芯熔融物熔穿压力容器后，引导至扩展空间，再通过非能动的方式将冷却水引至扩展空间，对摊薄的堆芯熔融物进行冷却，其优点是安全性高，熔融物固化快，但是所需空间大、固化熔融物面积大、熔融物冷却时压力高；而俄罗斯的WWER型核电机组，是通过专门的堆芯捕集器对堆芯熔融物收集并冷却，通过非能动的方式进行冷却。由于其特殊的熔融物捕集装置和冷却方式，熔融物固化后结构紧凑，利于后续的分解处理。而且由于熔融物一直被限制于热交换器中且与安全壳大气和冷却水的接触面积较小，因此减少了裂变产物的泄漏，安全壳内压力也较低。但是因为熔融物冷却速率较低，因此熔融物的固化时间也较长，长达数月。
实用新型内容
本实用新型的目的在于针对核电站安全设计的需要，提供一种能动与非能动相结合的堆腔注水冷却***，在核电站发生严重事故工况时，堆腔注水冷却***使含硼水流过堆腔，带走堆芯熔融物释放出的热量，降低反应堆压力容器的温度，以维持压力容器的完整性。
本实用新型的技术方案如下：一种能动与非能动相结合的堆腔注水冷却***，包括非能动堆腔注水箱和堆腔注水冷却泵，所述的非能动堆腔注水箱通过非能动注入管线与反应堆堆腔连接，所述的堆腔注水冷却泵设置在安全壳外部，堆腔注水冷却泵的入口管连接换料水箱，堆腔注水冷却泵的出口管线贯穿安全壳与反应堆堆腔连接。
进一步，如上所述的能动与非能动相结合的堆腔注水冷却***，其中，所述的非能动堆腔注水箱设置在安全壳内部，与非能动堆腔注水箱连接的非能动注入管线包括高、低两根不同管径的注入管线，两根注入管线合并为一根母管贯穿到堆腔内部与压力容器保温层相连接。
再进一步，所述的高、低两根不同管径的注入管线中，高位管线采用较大管径，用于在***投运初期提供大流量的堆腔淹没，低位管线采用较小管径，用于维持较长时期的堆腔注入流量；每根注入管线上分别设有由蓄电池供电的直流电动阀和逆止阀。
另外，非能动堆腔注水箱亦可设置在安全壳外部，所述的堆腔注水冷却泵有两台，与非能动堆腔注水箱连接的非能动注入管线分别与两台堆腔注水冷却泵的出口管线连接。
进一步，如上所述的能动与非能动相结合的堆腔注水冷却***，其中，所述的堆腔注水冷却泵有两台，两台堆腔注水冷却泵的出口管线分别经过安全壳隔离阀后贯穿安全壳，然后合并为一条母管与所述的非能动注入管线的母管相连接。
进一步，如上所述的能动与非能动相结合的堆腔注水冷却***，其中，所述的与堆腔注水冷却泵的入口管相连接的换料水箱设置在安全壳内部堆芯下方地坑位置。
进一步，如上所述的能动与非能动相结合的堆腔注水冷却***，其中，所述的堆腔注水冷却泵的入口管还与安全壳外消防水源***相连接。
进一步，如上所述的能动与非能动相结合的堆腔注水冷却***，其中，当换料水箱连接低压安注泵时，所述的堆腔注水冷却泵的入口管与低压安注泵的入口管相连接。
进一步，如上所述的能动与非能动相结合的堆腔注水冷却***，其中，所述的非能动堆腔注水箱为封闭的钢筋混凝土结构，并设有不锈钢衬里。
进一步，如上所述的能动与非能动相结合的堆腔注水冷却***，其中，***的管道及管件的材料均为奥氏体不锈钢。
本实用新型的有益效果如下：本实用新型的能动部分主要是在恶劣的条件下，可以将冷却水强制注入堆腔，实现强制堆芯熔融物的快速、长期循环冷却；非能动部分在全厂断电的情况下，依旧可以将冷却水导入堆腔，实现长期冷却。通过本实用新型所提供的堆腔注水冷却***，可以在核电厂发生严重事故后，防止堆芯熔融物熔穿压力容器，最终防止安全壳失效，有效地降低LERF值。本实用新型具有冗余性、多样性、占用空间小、熔融物固化时间短、可靠性高等特点。
附图说明
图1为堆腔注水冷却***的非能动堆腔注水箱置于安全壳内部的实施例结构示意图。
具体实施方式
本实用新型提供了一种能动与非能动相结合的方式将冷却水注入堆腔，对压力容器内的堆芯熔融物进行冷却，既可以通过能动、长期循环的方式将堆芯熔融物的热量导出，又可以在全厂断电的情况下，以非能动的方式实现堆芯熔融物的长期冷却。从而防止堆芯熔融物熔穿安全壳底板，造成核电站最后一道屏障的失效
该能动与非能动相结合的堆腔注水冷却***（CIS）包含堆腔注水冷却泵、非能动堆腔注水箱，以及附属阀门和管道设施。通常情况下，堆腔注水冷却泵设置两台，但不局限于两台；非能动堆腔注水箱设置一台，可以设在安全壳内或安全壳外。
CIS***的非能动部分包括设在安全壳内（或外）的非能动堆腔注水箱。为满足初始的大流量淹没要求及后期的冷却水注入流量要求，在非能动堆腔注水箱内设置高、低两个不同管径的注入管线，高位管线采用较大管径，用于在***投运初期提供大流量的堆腔淹没，低位的较小管径的管线用于维持较长时期的堆腔注入流量，具体管径的大小可根据反应堆功率以及工程实际情况进行设计。为保证非能动堆腔注水的可靠性，设置了四台并联的直流电动阀和两台逆止阀作为隔离部件，在经过上述阀门后，两根非能动堆腔注水管线再次合并为一根母管贯穿到堆腔内部与压力容器保温层相连接。四台并联的电动阀为由蓄电池供电的直流电机驱动的阀门。
CIS***的能动部分主要设备设置在安全壳外，两台堆腔注水冷却泵的入口管连接换料水箱。当换料水箱连接低压安注泵时，堆腔注水冷却泵的入口管分别与两列低压安注泵的入口管相连，以减少安全壳贯穿件的数量，均从内置（或外置）换料水箱取水，优选的方案中，换料水箱设置在安全壳内部堆芯下方地坑位置。两台堆腔注水冷却泵出口管线在经过安全壳隔离阀后贯穿安全壳，再合并为一条母管与堆腔注水非能动部分母管相连接，此种设计的目的是减少堆腔混凝土结构的开洞数量，以保证堆腔土建结构稳定。每台堆腔注水冷却泵的入口管还可以与安全壳外消防水源相连。
CIS***的正常运行是指在发生核电站堆芯严重损毁事故时，CIS投入运行。核电站正常运行时，CIS***处在停运备用状态。
下面结合附图和实施例对本实用新型进行详细的描述。
实施例1
如图1所示，能动与非能动相结合的堆腔注水冷却***（CIS），包括一台非能动堆腔注水箱1和两台堆腔注水冷却泵3，所述的非能动堆腔注水箱1通过非能动注入管线与反应堆堆腔2连接，所述的堆腔注水冷却泵3设置在安全壳5外部，堆腔注水冷却泵3的入口管连接换料水箱4，堆腔注水冷却泵3的出口管线贯穿安全壳5与反应堆堆腔2连接。换料水箱4可以设置在安全壳外或安全壳内，优选的方案是将换料水箱设置在堆芯下方地坑位置，换料水箱位于最低处，方便汇集来自安全壳喷淋、管道破口所带来的水源。
本实施例中，所述的非能动堆腔注水箱设置在安全壳内部，与非能动堆腔注水箱连接的非能动注入管线包括高、低两根不同管径的注入管线，两根注入管线合并为一根母管贯穿到堆腔内部与压力容器保温层相连接。所述的高、低两根不同管径的注入管线中，高位管线采用较大管径，用于在***投运初期提供大流量的堆腔淹没，低位管线采用较小管径，用于维持较长时期的堆腔注入流量；每根注入管线上分别设有由蓄电池供电的直流电动阀和逆止阀。
两台堆腔注水冷却泵3的出口管线分别经过安全壳隔离阀后贯穿安全壳5，然后合并为一条母管与所述的非能动注入管线的母管相连接。当换料水箱连接低压安注泵时，堆腔注水冷却泵的入口管分别与两列低压安注泵的入口管相连，以减少安全壳贯穿件的数量，均从内置（或外置）换料水箱取水。堆腔注水冷却泵3的入口管同时与安全壳外消防水源***6相连接。
所述的非能动堆腔注水箱为封闭的钢筋混凝土结构，并设有不锈钢衬里。***的管道及管件的材料均为奥氏体不锈钢。
在发生堆芯损毁事故后，堆芯出口温度达到650℃时接到报警，需要CIS***投入时，先启动CIS***能动部分，启动两台堆腔注水冷却泵中的一台，从下部的内置（或外置）换料水箱取水，形成持续的堆腔注入冷却。在内置（或外置）换料水箱水位暂时不可用时，则通过临时接管与安全壳厂房内的消防水管道相连，作为CIS***的冷却水源。当内置换料水箱恢复使用时，可以将与消防管道的连接断开，再恢复使用换料水箱内的水源。
在CIS***能动部分投入后，注入堆腔内的冷却剂流经压力容器表面，带走压力容器内堆芯熔融物产生的热量，从主管道与堆腔之间缝隙流出，最终汇至换料水箱，由堆腔注水冷却泵重新再将冷却剂注入堆腔，形成可持续的循环冷却。
如果CIS***能动部分不可用（例如全厂断电，应急柴油机也不可用），操纵员可以在主控室或者安全壳外就地手动打开由蓄电池供电的直流电动阀，非能动堆腔注水箱将冷却水注入到保温层与压力容器之间，根据堆芯熔融物释热的变化，依靠重力保持非能动的堆腔注入。首先高位大管径管线和低位小管径管线同时作用将堆腔淹没，随后低位小管径管线对堆腔进行持续补水，使压力容器外壁始终保持淹没在冷却剂中，防止堆芯熔融物熔穿压力容器。随着缓解事故的时间进展，熔融物释热逐渐降低，所需冷却水量也逐渐减小，非能动水箱液位不断下降，能够提供的冷却水流量也在逐渐降低，为满足冷却水流量和堆腔内冷却水液位的要求，可能需要为水箱提供额外补水。由于发生严重事故后，安全壳非能动热量导出***（PCS）也将启动将热量导出安全壳传到最终热阱大气，进行降温降压，PCS***的结构可参见中国专利申请201210090809.9。与此同时，PCS***将安全壳大气中的蒸汽冷凝后，通过重力非能动地沿PCS***安全壳内热交换器的壁面向下流动收集至非能动堆腔注水箱，在全厂断电的情况下可以为水箱非能动的提供补水。同时维修人员应恢复CIS***能动部分和安喷***，以便形成堆芯熔融物的长期冷却和安全壳内环境的长期降压和冷却。CIS***的能动部分恢复后，由堆腔注水冷却泵继续将冷却水注入堆腔，即使由蓄电池供电的电动阀无法关闭，但逆止阀可以保证非能动堆腔注水箱不会被污染。
当严重事故得到缓解，运行人员判断不再会发生压力容器下封头失效的危险时，由运行人员将上述设备关闭和停运。
实施例2
本实用新型还提供了另一种能动与非能动相结合的堆腔注水冷却***（CIS）的结构，与实施例1的主要区别在于，非能动堆腔注水箱设置在安全壳外部，与非能动堆腔注水箱连接的非能动注入管线分别与两台堆腔注水冷却泵的出口管线连接。作为冷却水源的换料水箱，也可以采取外置于安全壳的形式。
实施例2的CIS***的投运方式和工作过程与实施例1中的CIS***类似。但是，由于非能动堆腔注水箱置于安全壳外，无法再通过PCS***的蒸汽冷凝水对非能动堆腔注水箱进行补水，因此，可以考虑增加外部的补水管线。
显然，本领域的技术人员可以对本实用新型进行各种改动和变型而不脱离本实用新型的精神和范围。这样，倘若对本实用新型的这些修改和变型属于本实用新型权利要求及其同等技术的范围之内，则本实用新型也意图包含这些改动和变型在内。

Claims (10)

1.一种能动与非能动相结合的堆腔注水冷却***，其特征在于：包括非能动堆腔注水箱（1）和堆腔注水冷却泵（3），所述的非能动堆腔注水箱（1）通过非能动注入管线与反应堆堆腔（2）连接，所述的堆腔注水冷却泵（3）设置在安全壳（5）外部，堆腔注水冷却泵（3）的入口管连接换料水箱（4），堆腔注水冷却泵（3）的出口管线贯穿安全壳（5）与反应堆堆腔（2）连接。
2.如权利要求1所述的能动与非能动相结合的堆腔注水冷却***，其特征在于：所述的非能动堆腔注水箱（1）设置在安全壳（5）内部，与非能动堆腔注水箱（1）连接的非能动注入管线包括高、低两根不同管径的注入管线，两根注入管线合并为一根母管贯穿到堆腔内部与压力容器保温层相连接。
3.如权利要求1所述的能动与非能动相结合的堆腔注水冷却***，其特征在于：非能动堆腔注水箱设置在安全壳外部，所述的堆腔注水冷却泵有两台，与非能动堆腔注水箱连接的非能动注入管线分别与两台堆腔注水冷却泵的出口管线连接。
4.如权利要求2所述的能动与非能动相结合的堆腔注水冷却***，其特征在于：所述的高、低两根不同管径的注入管线中，高位管线采用较大管径，用于在***投运初期提供大流量的堆腔淹没，低位管线采用较小管径，用于维持较长时期的堆腔注入流量，每根注入管线上分别设有由蓄电池供电的直流电动阀和逆止阀。
5.如权利要求2所述的能动与非能动相结合的堆腔注水冷却***，其特征在于：所述的堆腔注水冷却泵（3）有两台，两台堆腔注水冷却泵的出口管线分别经过安全壳隔离阀后贯穿安全壳，然后合并为一条母管与所述的非能动注入管线的母管相连接。
6.如权利要求1所述的能动与非能动相结合的堆腔注水冷却***，其特征在于：所述的与堆腔注水冷却泵的入口管相连接的换料水箱设置在安全壳内部堆芯下方地坑位置。
7.如权利要求1或5所述的能动与非能动相结合的堆腔注水冷却***，其特征在于：所述的堆腔注水冷却泵（3）的入口管还与安全壳外消防水源***（6）相连接。
8.如权利要求7所述的能动与非能动相结合的堆腔注水冷却***，其特征在于：当换料水箱连接低压安注泵时，所述的堆腔注水冷却泵的入口管与低压安注泵的入口管相连接。
9.如权利要求1所述的能动与非能动相结合的堆腔注水冷却***，其特征在于：所述的非能动堆腔注水箱为封闭的钢筋混凝土结构，并设有不锈钢衬里。
10.如权利要求1所述的能动与非能动相结合的堆腔注水冷却***，其特征在于：***的管道及管件的材料均为奥氏体不锈钢。
CN201220503642XU 2012-09-27 2012-09-27 一种能动与非能动相结合的堆腔注水冷却*** Expired - Fee Related CN202887747U (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201220503642XU CN202887747U (zh) 2012-09-27 2012-09-27 一种能动与非能动相结合的堆腔注水冷却***

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201220503642XU CN202887747U (zh) 2012-09-27 2012-09-27 一种能动与非能动相结合的堆腔注水冷却***

Publications (1)

Publication Number Publication Date
CN202887747U true CN202887747U (zh) 2013-04-17

Family

ID=48079147

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201220503642XU Expired - Fee Related CN202887747U (zh) 2012-09-27 2012-09-27 一种能动与非能动相结合的堆腔注水冷却***

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN202887747U (zh)

Cited By (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN102867549A (zh) * 2012-09-27 2013-01-09 中国核电工程有限公司 一种能动与非能动相结合的堆腔注水冷却***
WO2015010399A1 (zh) * 2013-07-26 2015-01-29 中广核工程有限公司 核电站堆腔注水***及方法
CN104766637A (zh) * 2015-04-01 2015-07-08 中科华核电技术研究院有限公司 安全注入成套***
CN104992733A (zh) * 2015-05-25 2015-10-21 中国核电工程有限公司 一种安全注入***
CN108389635A (zh) * 2017-11-15 2018-08-10 岭东核电有限公司 一种反应堆堆腔注水***三维模拟实验装置及实验方法
CN109346196A (zh) * 2018-11-13 2019-02-15 中国核动力研究设计院 一种能动和非能动冷却相结合的熔融物堆内滞留***
CN109961857A (zh) * 2017-12-25 2019-07-02 核工业西南物理研究院 适用于屏蔽带电冷却水管的双层屏蔽层结构

Cited By (13)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB2519919B (en) * 2012-09-27 2018-02-28 China Nuclear Power Eng Co Ltd Combined active and passive reactor cavity water injection cooling system
WO2014048290A1 (zh) * 2012-09-27 2014-04-03 中国核电工程有限公司 一种能动与非能动相结合的堆腔注水冷却***
GB2519919A (en) * 2012-09-27 2015-05-06 China Nuclear Power Eng Co Ltd Combined active and passive reactor cavity water injection cooling system
CN102867549A (zh) * 2012-09-27 2013-01-09 中国核电工程有限公司 一种能动与非能动相结合的堆腔注水冷却***
WO2015010399A1 (zh) * 2013-07-26 2015-01-29 中广核工程有限公司 核电站堆腔注水***及方法
CN104766637A (zh) * 2015-04-01 2015-07-08 中科华核电技术研究院有限公司 安全注入成套***
CN104992733A (zh) * 2015-05-25 2015-10-21 中国核电工程有限公司 一种安全注入***
CN104992733B (zh) * 2015-05-25 2019-01-04 中国核电工程有限公司 一种安全注入***
CN108389635A (zh) * 2017-11-15 2018-08-10 岭东核电有限公司 一种反应堆堆腔注水***三维模拟实验装置及实验方法
CN109961857A (zh) * 2017-12-25 2019-07-02 核工业西南物理研究院 适用于屏蔽带电冷却水管的双层屏蔽层结构
CN109961857B (zh) * 2017-12-25 2024-02-09 核工业西南物理研究院 适用于屏蔽带电冷却水管的双层屏蔽层结构
CN109346196A (zh) * 2018-11-13 2019-02-15 中国核动力研究设计院 一种能动和非能动冷却相结合的熔融物堆内滞留***
CN109346196B (zh) * 2018-11-13 2022-04-15 中国核动力研究设计院 一种能动和非能动冷却相结合的熔融物堆内滞留***

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN102867549A (zh) 一种能动与非能动相结合的堆腔注水冷却***
CN202887747U (zh) 一种能动与非能动相结合的堆腔注水冷却***
CN202887746U (zh) 一种核电站能动与非能动结合的堆芯剩余热量排出***
CN102169733B (zh) 一种核电站非能动与能动相结合的专设安全***
CN201689688U (zh) 堆芯冷却、堆腔充水及安全壳热量导出的***
US8817941B2 (en) Pressurized water reactor plant
KR101242746B1 (ko) 원자력 발전소의 격납건물 외부 통합피동안전계통 시스템
CN202102728U (zh) 一种用于保证核电站安全的安全***
US10134493B2 (en) Reactor and operating method for the reactor
US20120263268A1 (en) Passive high pressure safety injection tank system (hpsit) for responding to station blackout (sbo) and loss-of-coolant accidents (loca)
CN102163469A (zh) 一种核电站非能动专设安全***
CN201570286U (zh) 一种用于核电***的堆腔注水***
CN202948738U (zh) 一种能动和非能动相结合的余热排出***
KR101404647B1 (ko) 가압경수로의 피동형 원자로 및 격납용기 응축시스템
US20130070887A1 (en) Reactor adapted for mitigating loss-of-coolant accident and mitigation method thereof
CN201698776U (zh) 用于核电站的可连续运行的安注及喷淋***
CN103903657B (zh) 核电厂非能动最终热阱冷却***及方法
CN205751540U (zh) 核电站严重事故缓解***
MX2013003220A (es) Sistemas y metodos de seguridad de reactor de baja presion.
CN102194533A (zh) 一种反应堆安全***
CN101720488A (zh) 在应急***的闭合回路中使用纳米颗粒的核电设备及相关方法
CN106409353B (zh) 一种基于气举的液态金属冷却池式反应堆多功能堆内热分隔***
KR101463441B1 (ko) 고농축 붕산 주입 설비 및 이를 구비하는 안전주입계통
CN202855317U (zh) 一种非能动启动冷却***
CN202102729U (zh) 备用堆芯冷却与堆腔充水***

Legal Events

Date Code Title Description
C14 Grant of patent or utility model
GR01 Patent grant
CF01 Termination of patent right due to non-payment of annual fee
CF01 Termination of patent right due to non-payment of annual fee

Granted publication date: 20130417

Termination date: 20200927