CN101710495B - 乏燃料水池冷却和处理系统中乏燃料贮存池安装结构 - Google Patents

乏燃料水池冷却和处理系统中乏燃料贮存池安装结构 Download PDF

Info

Publication number
CN101710495B
CN101710495B CN200910188550A CN200910188550A CN101710495B CN 101710495 B CN101710495 B CN 101710495B CN 200910188550 A CN200910188550 A CN 200910188550A CN 200910188550 A CN200910188550 A CN 200910188550A CN 101710495 B CN101710495 B CN 101710495B
Authority
CN
China
Prior art keywords
pond
fuel
sensor
alarm threshold
cooling
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
CN200910188550A
Other languages
English (en)
Other versions
CN101710495A (zh
Inventor
董超群
陆秀生
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 General Nuclear Power Corp
China Nuclear Power Technology Research Institute Co Ltd
Daya Bay Nuclear Power Operations and Management Co Ltd
Lingao Nuclear Power Co Ltd
Original Assignee
China General Nuclear Power Corp
China Nuclear Power Technology Research Institute Co Ltd
Daya Bay Nuclear Power Operations and Management Co Ltd
Lingao Nuclear Power 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 General Nuclear Power Corp, China Nuclear Power Technology Research Institute Co Ltd, Daya Bay Nuclear Power Operations and Management Co Ltd, Lingao Nuclear Power Co Ltd filed Critical China General Nuclear Power Corp
Priority to CN200910188550A priority Critical patent/CN101710495B/zh
Publication of CN101710495A publication Critical patent/CN101710495A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN101710495B publication Critical patent/CN101710495B/zh
Expired - Fee Related legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

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

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

本发明适用于核电领域，提供了一种乏燃料水池冷却和处理系统中乏燃料贮存池安装结构，包括模拟量测量传感器、就地测量传感器、可设置报警阈值传感器以及仪表支架，仪表支架固定在乏燃料贮存池壁上，模拟量测量传感器、就地测量传感器和可设置报警阈值传感器一端分别固定在仪表支架上，就地测量传感器和可设置报警阈值传感器上分别套设有一仪表管，仪表管固定于仪表支架上。本发明的乏燃料水池冷却和处理系统安装结构，由于其就地测量传感器和可设置报警阈值传感器未设置水中固定点，而是在两传感器上分别套设一仪表管，这样，既可方便于出现传感器探头故障时进行更换，又可以避免10多米长的传感器因水池中位置不能固定而出现危险。

Description

乏燃料水池冷却和处理系统中乏燃料贮存池安装结构
技术领域
本发明属于核电领域，尤其涉及一种乏燃料水池冷却和处理系统中乏燃料贮存池安装结构。
背景技术
乏燃料(spent fuel)又称辐照核燃料，即在反应堆内烧过的核燃料。核燃料在堆内经中子轰击发生核反应，经一定时间从堆内卸出形成乏燃料，它含有大量未用完的可增殖材料238U或232Th，未烧完的和新生成的易裂变材料239Pu、235U或233U以及核燃料在辐照过程中产生的镎、镅、锔等超铀元素，另外还有裂变元素90Sr、137Cs、99Tc等。因此，目前一般将乏燃料经过乏燃料池水冷却后把有用核素提取出来，或把乏燃料直接存放在中间贮存设施或放入“最终处置库”进行最终解决。
将乏燃料经过乏燃料水池冷却和处理的系统称为PTR系统，该PTR系统由反应堆水池、乏燃料水池、换料水箱和他们所连接的冷却、净化、充水和排水回路组成。
上述乏燃料水池位于燃料产房内，池面标高是20m，总水容积为1800m3，它包括燃料输送池、乏燃料贮存池、乏燃料运输装罐池和燃料运输罐冲洗池四个部分。
其中，乏燃料贮存池水容积为1326m3。它一般可以存放13/3个堆芯的燃料组件，这些燃料组件一般被分放在20个格架内。其中，有5个格架各可存放30个燃料组件，有15个格架可存放36个燃料组件，总共可存放690个燃料组件。另外还备有一个可存放5个破损燃料组件的格架，该池只要有乏燃料就必须充满水，且维持正常水位。该乏燃料贮存池中，由于需要对水池进行监控，其中设有传感器、仪表支架和水中固定支架。
上述传感器包括模拟量测量传感器(编号为PTR032MT)、就地测量传感器(编号为PTR034LT)、可设置报警阈值传感器(编号为PTR037ST)。其中，模拟量测量传感器，可以传送数据到主控室；就地测量传感器主要供现场查看；可设置报警阈值传感器用以监控乏燃料贮存池的温度。
仪表支架位于水面之上，固定在乏燃料贮存池壁上，水中固定支架位于水面之下，也固定在储存池壁上。模拟量测量传感器固定在仪表支架上。就地测量传感器由于其长度一般超过10米，为将其固定住，其具有位于其一端的固定点和水中固定点，固定点固定于仪表支架上、水中固定点固定于水中固定支架上。同样，可设置报警阈值传感器其长度一般也超过10米，因此，为将其固定住，其也具有位于其一端的固定点和水中固定点，一端分别固定在仪表支架上，固定点固定于仪表支架上、水中固定点固定于水中固定支架上。
上述这种乏燃料贮存池安装结构中，由于模拟量测量传感器在水中无固定点，其损坏后的维修更换都比较方便。然而，对于就地测量传感器和可设置报警阈值传感器来说，由于其在水中分别都有固定点存在，虽然能很好地固定，但一旦出现探头故障，由于位于其探头上的敏感元件和传感器本体是一体的，将无法更换、校验和检修。
目前，中国专利局专利文献CN1041474A公开了一种从核反应堆燃料组件的可卸导向管中抽出阻塞套筒的装置及方法，CN1841569A专利文献中公开了一种更换核反应堆上部堆内构件中的至少一个热电偶柱的方法和装置，但是现有技术还未公开能解决乏燃料水池冷却和处理系统中乏燃料贮存池安装结构中，就地测量传感器和可设置报警阈值传感器出现探头故障，无法更换、校验和检修问题的技术。
发明内容
本发明实施例的目的在于提供一种乏燃料水池冷却和处理系统中乏燃料贮存池安装结构，旨在解决目前乏燃料水池冷却和处理系统中乏燃料贮存池安装结构中，就地测量传感器和可设置报警阈值传感器出现探头故障，无法更换、校验和检修的问题。
本发明实施例是这样实现的：
一种乏燃料水池冷却和处理系统中乏燃料贮存池安装结构，包括模拟量测量传感器、就地测量传感器、可设置报警阈值传感器以及仪表支架，仪表支架固定在乏燃料贮存池壁上，所述模拟量测量传感器固定在所述仪表支架上，所述就地测量传感器的一端和可设置报警阈值传感器的一端分别固定在所述仪表支架上，所述就地测量传感器和可设置报警阈值传感器上分别套设有一仪表管，所述仪表管固定于所述仪表支架上。
这样，由于其就地测量传感器和可设置报警阈值传感器未设置水中固定点，而是在两传感器上分别套设一仪表管，这样，既可方便于出现传感器探头故障时进行更换，又可以避免10多米长的传感器因水池中位置不能固定而出现危险。
更具体的，上述仪表管侧面具有开口。
更具体的，上述仪表管焊接于仪表支架上。
更具体的，上述仪表管为不锈钢管。
更具体的，上述仪表管为强度为M10的不锈钢管。
更具体的，上述仪表管焊接强度高于不锈钢管本身的强度。
附图说明
图1是本发明实施例提供的乏燃料水池冷却和处理系统中乏燃料贮存池安装结构。
图示中：
1乏燃料贮存池    11就地测量传感器    12可设置报警阈值传感器
13仪表支架       14乏燃料贮存池壁    15水面
111就地测量传感器一端的固定点
121可设置报警阈值传感器一端的固定点
21就地测量传感器上仪表管    22可设置报警阈值传感器上仪表管
具体实施方式
为了使本发明的目的、技术方案及优点更加清楚明白，以下结合实施例，对本发明进行进一步详细说明。应当理解，此处所描述的具体实施例仅仅用以解释本发明，并不用于限定本发明。
乏燃料水池冷却和处理系统由反应堆水池、乏燃料水池、换料水箱和他们所连接的冷却、净化、充水和排水回路组成。乏燃料水池冷却和处理系统主要用于对反应堆水池和乏燃料水池进行冷却、净化、充水和排水。
其冷却功能主要包括：
(1)冷却乏燃料水池中的燃料元件，导出其剩余释热；
(2)机组在换料或停堆检修，RRA系统(核电站全厂断电事故序列和余热排出系统)不可用，且一回路已经打开的情况下，乏燃料水池冷却和处理系统作为RRA系统的应急备用，冷却堆芯，导出其余热。
其净化功能主要包括：
(1)净化去除乏燃料水池中的裂变产物和腐蚀产物，限制乏燃料水池的放射性水平；
(2)过滤清除反应堆水池和乏燃料水池中的悬浮物，以保持水中良好的能见度。
其充、排水功能主要包括：
(1)系统向反应堆水池和乏燃料水池以硼浓度为2100μg/g的硼水，使水池有足够的水层，为操作人员提供良好的生物防护；
(2)保证乏燃料处于临界状态；
(3)实施除乏燃料贮存池外其它水池的排水。
其中，乏燃料水池位于燃料产房内，池面标高是20m，总水容积为1800m3，它包括燃料输送池、乏燃料贮存池、乏燃料运输装罐池和燃料运输罐冲洗池四个部分。
燃料输送池水容积为235m3，池底标高为7.5m，池底有一个连接燃料厂房和反应堆厂房堆内构件贮存池的传递通道，乏燃料由换料机从反应堆内吊出后，由运输小车将其穿过传递通道，送入燃料输送池。通道在燃料输送池侧设有一个闸阀，可将通道隔离，在堆内构件贮存池侧由盲板法兰将其隔离。正常运行时，通道是隔离的，换料时才打开。
乏燃料贮存池水容积为1326m3。它一般可以存放13/3个堆芯的燃料组件，这些燃料组件一般被分放在20个格架内。其中，有5个格架各可存放30个燃料组件，有15个格架可存放36个燃料组件，总共可存放690个燃料组件。另外还备有一个可存放5个破损燃料组件的格架，该池只要有乏燃料就必须充满水，且维持正常水位。
乏燃料运输装罐池水容积为230m3，池底标高为7.26m，乏燃料在该池被装入运输用的铅罐内。
燃料输送池、乏燃料贮存池和乏燃料运输装罐池彼此相通，并用气密闸门隔离。三水池满水的水位标高为19.5m，燃料运输罐冲洗池与乏燃料运输装罐池相邻，但不相通，池底标高为14.25m，燃料运输罐在该池内进行冲洗。
上述四水池相互配合工作缺一不可，但现有乏燃料贮存池安装结构中，其就地测量传感器和可设置报警阈值传感器一旦出现探头故障，由于位于其探头上的敏感元件和传感器本体是一体的，将无法更换、校验和检修。为此，本发明提供一种与现有技术相比，方便于出现传感器探头故障时进行更换的PTR系统中乏燃料贮存池安装结构，该本发明的乏燃料水池冷却和处理系统中乏燃料贮存池安装结构中，就地测量传感器和可设置报警阈值传感器上分别套设有一仪表管。
具体而言，图1显示了本发明一实施例的乏燃料水池冷却和处理系统中乏燃料贮存池安装结构，包括乏燃料贮存池1、传感器和仪表支架13。乏燃料贮存池1水容积为1326m3。它一般可以存放13/3个堆芯的燃料组件，这些燃料组件一般被分放在20个格架内。其中，有5个格架各可存放30个燃料组件，有15个格架可存放36个燃料组件，总共可存放690个燃料组件。另外还备有一个可存放5个破损燃料组件的格架，该池只要有乏燃料就必须充满水，且维持正常水位。
上述传感器包括模拟量测量传感器(编号为PTR032MT，图中未示出)、就地测量传感器11(编号为PTR034LT)、可设置报警阈值传感器12(编号为PTR037ST)。其中，模拟量测量传感器，可以传送数据到主控室；就地测量传感器11主要供现场查看；可设置报警阈值传感器12可以设置报警阈值的传感器，以监控乏燃料贮存池的温度。
仪表支架13位于水面15之上，固定在乏燃料贮存池壁14上。模拟量测量传感器固定在仪表支架13上(图中未示出)。就地测量传感器11通过位于其一端的固定点111固定于仪表支架13上，可设置报警阈值传感器12通过位于其一端的固定点121固定于仪表支架13上，就地测量传感器11上套设有一就地测量传感器上仪表管21，可设置报警阈值传感器12上套设有一可设置报警阈值传感器仪表管22，两仪表管一端分别固定于仪表支架13上。这样，既可方便于出现传感器探头故障时进行更换、校验和检修，又可以避免10多米长的传感器因水池中位置不能固定而出现危险。
更具体的，上述就地测量传感器上仪表管21、可设置报警阈值传感器22侧面均具有开口，以保持管内外温度一致。
更具体的，上述就地测量传感器上仪表管21、可设置报警阈值传感器22为强度为M10的不锈钢管。就地测量传感器上仪表管21和可设置报警阈值传感器22焊接于仪表支架13上，焊接强度高于就地测量传感器上仪表管21和可设置报警阈值传感器22本身的强度。这样，就地测量传感器上仪表管21和可设置报警阈值传感器22不会轻易断调，而掉入水池中对乏燃料造成损害。
更具体的，上述乏燃料贮存池为具有硼浓度为2100μg/g～2300μg/g硼水的贮存池，优选硼浓度为2100μg/g～2150μg/g硼水的贮存池。
以上所述仅为本发明的较佳实施例而已，并不用以限制本发明，凡在本发明的精神和原则之内所作的任何修改、等同替换和改进等，均应包含在本发明的保护范围之内。

Claims (8)

1.一种乏燃料水池冷却和处理系统中乏燃料贮存池安装结构，包括模拟量测量传感器、就地测量传感器、可设置报警阈值传感器以及仪表支架，所述仪表支架固定在乏燃料贮存池壁上，所述模拟量测量传感器固定在所述仪表支架上，所述就地测量传感器的一端和可设置报警阈值传感器的一端分别固定在所述仪表支架上，其特征在于，所述就地测量传感器和可设置报警阈值传感器上分别套设有一仪表管，所述仪表管固定于所述仪表支架上。
2.如权利要求1所述的乏燃料水池冷却和处理系统中乏燃料贮存池安装结构，其特征在于，所述仪表管侧面具有开口。
3.如权利要求1所述的乏燃料水池冷却和处理系统中乏燃料贮存池安装结构，其特征在于，所述仪表管焊接于所述仪表支架上。
4.如权利要求3所述的乏燃料水池冷却和处理系统中乏燃料贮存池安装结构，其特征在于，所述仪表管为不锈钢管。
5.如权利要求4所述的乏燃料水池冷却和处理系统中乏燃料贮存池安装结构，其特征在于，所述仪表管为强度为M10的不锈钢管。
6.如权利要求5所述的乏燃料水池冷却和处理系统中乏燃料贮存池安装结构，其特征在于，所述仪表管焊接强度高于不锈钢管本身的强度。
7.如权利要求1所述的乏燃料水池冷却和处理系统中乏燃料贮存池安装结构，其特征在于，所述乏燃料贮存池为具有硼浓度为2100μg/g～2300μg/g硼水的贮存池。
8.如权利要求7所述的乏燃料水池冷却和处理系统中乏燃料贮存池安装结构，其特征在于，所述乏燃料贮存池为具有硼浓度为2100μg/g～2150μg/g硼水的贮存池。
CN200910188550A 2009-12-02 2009-12-02 乏燃料水池冷却和处理系统中乏燃料贮存池安装结构 Expired - Fee Related CN101710495B (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN200910188550A CN101710495B (zh) 2009-12-02 2009-12-02 乏燃料水池冷却和处理系统中乏燃料贮存池安装结构

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN200910188550A CN101710495B (zh) 2009-12-02 2009-12-02 乏燃料水池冷却和处理系统中乏燃料贮存池安装结构

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN101710495A CN101710495A (zh) 2010-05-19
CN101710495B true CN101710495B (zh) 2012-10-03

Family

ID=42403277

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN200910188550A Expired - Fee Related CN101710495B (zh) 2009-12-02 2009-12-02 乏燃料水池冷却和处理系统中乏燃料贮存池安装结构

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN101710495B (zh)

Families Citing this family (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN103377737B (zh) * 2012-04-27 2015-12-02 上海核工程研究设计院 一种湿式乏燃料贮存系统
CN104831947B (zh) * 2015-03-15 2017-02-22 青岛东卡环保工程技术有限公司 一种游泳池堆退役的池内物项拆除工艺
CN104947952B (zh) * 2015-03-15 2017-02-22 青岛东卡环保工程技术有限公司 一种游泳池堆退役的生物屏蔽体拆除工艺
CN106158057B (zh) * 2016-08-17 2019-12-13 中国核电工程有限公司 乏燃料水池的模拟装置

Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4497769A (en) * 1982-05-13 1985-02-05 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Portable instrument for inspecting irradiated nuclear fuel assemblies
JP2968361B2 (ja) * 1991-03-14 1999-10-25 株式会社日立製作所 使用済燃料貯蔵ラック固定用組立式共通ベース

Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4497769A (en) * 1982-05-13 1985-02-05 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Portable instrument for inspecting irradiated nuclear fuel assemblies
JP2968361B2 (ja) * 1991-03-14 1999-10-25 株式会社日立製作所 使用済燃料貯蔵ラック固定用組立式共通ベース

Non-Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
JP昭57-84393A 1982.05.26
JP特开2005-345397A 2005.12.15
JP特开平8-68890A 1996.03.12

Also Published As

Publication number Publication date
CN101710495A (zh) 2010-05-19

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US11355254B2 (en) Leakage testing device for seal verification by penetrant inspection of a nuclear fuel assembly located in a cell of a storage rack
US9773575B2 (en) Passive filtration of air egressing from nuclear containment
CN101710495B (zh) 乏燃料水池冷却和处理系统中乏燃料贮存池安装结构
JP4901737B2 (ja) 原子力プラントの原子炉稼働方法
JP2010175322A (ja) 水位追従式温度検出装置
Kumano Integrity inspection of dry storage casks and spent fuels at Fukushima Daiichi nuclear power station
CN207489491U (zh) 一种应用于核电厂乏燃料水池的冷却和过滤泵系统
Ashida et al. Experimental reactor Joyo
Kulkarni et al. Spent fuel storage in India
Baklanov Determining the propagation of impurity in the atmosphere of a pit on the basis of mathematical modeling
Jussofie et al. German Approach to Spent Fuel Management
Fabbri et al. Managing Ageing in Spent Nuclear Fuel Storage Facilities
Daniel Sr Investigation of Releases From Santa Susana Sodium Reactor Experiment
Sartipi et al. Fuel handling and refuelling concept of the Canadian SCWR
Tabor et al. Problems Encountered During Four Years of ORR Operation
Ooms et al. Management of the Decommissioning of the Thetis Reactor
Phillips et al. The use of passive, secure cells for processing of highly active nuclear wastes
Boeck Operating experience and maintenance of the 250 kW TRIGA Mark II reactor Vienna in the period July 1980 to July 1982
White et al. Results on Technical and Consultants Service Meetings on Lessons Learned from Operating Experience in Wet and Dry Spent Fuel Storage
Ranjan et al. Ageing Management and Refurbishment of Research Reactor Cirus
Sinha et al. Plant life management (PLiM) practices for pressurised heavy water nuclear reactors (PHWR)
Marik et al. Refurbishment and safety upgradation of research reactor Cirus
Turner The WR-1 reactor
Board STABILIZATION OF DETERIORATING MARK 16 AND MARK 22 ALUNIINUM-ALLOY SPENT NUCLEAR FUEL AT THE SAVANNAH RIVER SITE
Shukla Development of Surveillance and In-Service Inspection Programme for Indian Research Reactors Cirus and Dhruva

Legal Events

Date Code Title Description
C06 Publication
PB01 Publication
C10 Entry into substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
ASS Succession or assignment of patent right

Owner name: LING'AO NUCLEAR POWER CO., LTD.

Free format text: FORMER OWNER: CHINA GUANGDONG NUCLEAR POWER GROUP CO., LTD.

Effective date: 20120803

Owner name: CHINA GUANGDONG NUCLEAR POWER GROUP CO., LTD. DAYA

Free format text: FORMER OWNER: DAYAWAN NUCLEAR POWER RUNNING MANAGEMENT CO., LTD. ZHONGKEHUA NUCLEAR POWER TECHNOLOGY INSTITUTE CO., LTD.

Effective date: 20120803

C41 Transfer of patent application or patent right or utility model
TA01 Transfer of patent application right

Effective date of registration: 20120803

Address after: 518031 Guangdong city of Shenzhen province Futian District science and technology building, Shangbu Road 15

Applicant after: LING'AO NUCLEAR POWER Co.,Ltd.

Co-applicant after: CHINA GUANGDONG NUCLEAR POWER GROUP Co.,Ltd.

Co-applicant after: DAYABAY NUCLEAR POWER OPERATIONS AND MANAGEMENT Co.,Ltd.

Co-applicant after: CHINA NUCLEAR POWER TECHNOLOGY RESEARCH INSTITUTE Co.,Ltd.

Address before: Shenzhen science and technology building, No. 1001 Futian District Road, Shenzhen city in Guangdong province 518031 17-19 floor

Applicant before: CHINA GUANGDONG NUCLEAR POWER GROUP Co.,Ltd.

Co-applicant before: DAYABAY NUCLEAR POWER OPERATIONS AND MANAGEMENT Co.,Ltd.

Co-applicant before: CHINA NUCLEAR POWER TECHNOLOGY RESEARCH INSTITUTE Co.,Ltd.

C14 Grant of patent or utility model
GR01 Patent grant
C56 Change in the name or address of the patentee
CP01 Change in the name or title of a patent holder

Address after: 518031 Guangdong city of Shenzhen province Futian District science and technology building, Shangbu Road 15

Patentee after: LING'AO NUCLEAR POWER Co.,Ltd.

Patentee after: CHINA GENERAL NUCLEAR POWER Corp.

Patentee after: DAYABAY NUCLEAR POWER OPERATIONS AND MANAGEMENT Co.,Ltd.

Patentee after: CHINA NUCLEAR POWER TECHNOLOGY RESEARCH INSTITUTE Co.,Ltd.

Address before: 518031 Guangdong city of Shenzhen province Futian District science and technology building, Shangbu Road 15

Patentee before: LING'AO NUCLEAR POWER Co.,Ltd.

Patentee before: CHINA GUANGDONG NUCLEAR POWER GROUP Co.,Ltd.

Patentee before: DAYABAY NUCLEAR POWER OPERATIONS AND MANAGEMENT Co.,Ltd.

Patentee before: CHINA NUCLEAR POWER TECHNOLOGY RESEARCH INSTITUTE Co.,Ltd.

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: 20121003

Termination date: 20211202