CN102034559B - 一种核电站的快速互备系统及其互备方法 - Google Patents

一种核电站的快速互备系统及其互备方法 Download PDF

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Abstract

本发明涉及一种核电站的快速互备系统及其互备方法，用于实现核电站安全注入系统与安全壳喷淋系统的快速互备。其中快速互备系统包括与低压安全注入泵出口管线连接的第一管线，第一管线上安装的第一隔离阀组合第二隔离阀组；还包括与喷淋泵下游和低压安全注入泵出口管线连接的第二管线，第二管线上安装的第二隔离阀组。本发明可实现安全注入系统与安全壳喷淋系统的紧急快速互备，减少事故所带来的损失，同时更有利于保证核电厂安全。

Description

一种核电站的快速互备系统及其互备方法
技术领域
本发明涉及核电技术领域，更确切地说涉及一种核电站的快速互备系统及其互备方法。
背景技术
中国百万千瓦级改进型压水堆核电厂主要由压水反应堆、一回路系统和二回路系统三个主要部分组成。核裂变放出的热量由流经堆内的一回路系统的高压水带出堆外，热量传给二回路的水，水受热后产生的蒸汽推动汽轮机，汽轮机带动发电机发电。压水堆核电厂内一旦发生失水事故，堆芯失去冷却容易融化，从而可能发生重大安全事故。为此，在核电厂的设计中，除了正常的冷却手段外，还特别设置了专门应对失水事故的冷却系统，包括高压安全注入系统和低压安全注入系统(统称安全注入系统)，还包括安全壳喷淋系统。在安全注入系统和喷淋系统中所储存的水快用完时会切换到从安全壳的地坑中取水，进入再循环系统对堆芯进行继续冷却。
在法国CPY核电机组的事故缓解设计中，安全注入系统再循环时需要同时运行安全注入系统和安全壳喷淋系统以排出堆芯余热到最终热阱，最终热阱为当所有其他的排热手段已经丧失或不足以排出热量时，总能接受核设施所排出余热的一种介质。该设计对安全壳喷淋系统的依赖性很高，一旦安全壳喷淋系统失效，将导致堆芯余热不能排出到最终热阱，继而将导致堆芯损坏。基于三哩岛经验反馈，法国CPY机组增设了“H4管线”，该管线将安全注入系统和安全壳喷淋系统连接起来，可以实现安全注入泵和喷淋泵远期互为备用的目的，对应运行规程分别被称为“H4规程”，即在一回路破口事故发生较长时间后，全部丧失低压安全注入功能或者安全壳喷淋功能时的事故处理规程，当安全壳喷淋泵全部丧失功能时，利用低压安全注入泵和安全壳喷淋的热交换器来排去余热；当低压安全注入泵全部丧失功能时，利用安全壳喷淋泵代替低压安全注入泵。
安全注入系统和安全壳喷淋系统的设置都是冗余的，由两个系列A、B组成，两个系列可同时使用，以缩短事故处理的过程，其中一个系列失效时，另外的系列仍能实现本系统安全功能。以A列为例，如图1所示，中国百万千瓦级改进型压水堆核电厂现有H4管线是基于法国CPY机组的设计而来，图中虚线部分为现有H4管线，包括第一H4管线10和第二H4管线20，其中第一H4管线10从安全壳喷淋热交换器30出口连接到低压安全注入泵40的入口，第二H4管线20为安全壳喷淋泵50的旁路管线。但是现有的H4管线的设计仍然存在不足之处，主要有以下三个方面：
1)由于流程设计等方面的问题，现有H4管线一般在事故发生两周后才被允许投入使用，因此只能用于远期互备，基本不具备紧急互备的功能，不能在事故早期干预，对降低堆芯损坏概率贡献较小；
2)由于流程与布置设计的原因，启用H4管线前需操作员在现场对高放射性管道进行充水排气，人员受辐照风险较大；
3)在安全壳喷淋系统全部失效时，安全注入系统没有办法备用安全壳喷淋系统的功能，因此对安全壳的完整性非常不利。
发明内容
本发明要解决的技术问题在于，提供一种核电站的快速互备系统及其互备方法。
本发明解决其技术问题所采用的技术方案是：
提供一种核电站的快速互备系统，用于实现核电站安全注入系统与安全壳喷淋系统的快速互备，包括低压安全注入泵，所述低压安全注入泵下游管线与核电站的反应堆压力容器连接，所述低压安全注入泵上游管线与核电站的地坑连接；
所述安全壳喷淋系统包括喷淋泵、喷淋热交换器和喷淋环，所述喷淋泵上游管线与所述地坑相连接，所述喷淋热交换器与所述喷淋泵的出口管线连接，所述喷淋环与所述喷淋热交换器下游管线连接；
所述快速互备系统包括第一管线，所述第一管线一端连接所述低压安全注入泵出口管线，另一端连接所述喷淋泵和所述喷淋热交换器相连的中间管线，所述第一管线上安装有第一隔离阀组；
所述快速互备系统还包括第二管线，所述第二管线一端连接所述喷淋热交换器出口管线，另一端与所述高压安全注入泵上游管线和所述低压安全注入泵下游管线的交接处连接，所述第二管线上安装有第二隔离阀组。
本发明所述的快速互备系统中，所述第一隔离阀组和所述第二隔离阀组各包括至少两个串联的电动隔离阀。
本发明还提供了一种对所述核电站的快速互备系统进行快速互备的方法，包括：
当喷淋泵失效时，利用安全注入系统来作为安全壳喷淋系统的快速备用时，开启第一隔离阀组，关闭第二隔离阀组，由低压安全注入泵将安全注入系统水箱中的水或者核电站地坑中的水抽出来，经由第一管线、喷淋热交换器和喷淋环冷却安全壳，实现安全注入系统快速备用安全壳喷淋系统；
当低压安全注入泵失效时，利用安全壳喷淋系统来作为安全注入系统的快速备用时，关闭所述第一隔离阀组，开启所述第二隔离阀组，由所述喷淋泵将所述安全壳喷淋系统水箱中的水或者核电站地坑中的水抽出来，经由所述喷淋热交换器和第二管线冷却核电站反应堆压力容器的堆芯，实现所述安全壳喷淋系统快速备用所述安全注入系统。
本发明所述的快速互备方法中，还包括事故前对所述第一管线和所述第二管线冲水排气。
本发明所述的快速互备方法中，当所述喷淋泵失效时，利用所述安全注入系统来作为所述安全壳喷淋系统的快速备用时，同时关闭所述安全注入系统的第一阀门，开启所述安全注入系统的第二阀门，用于保持所述第一阀门以较小的流量旁通注入所述反应堆压力容器内部的堆芯。
本发明所述的快速互备方法中，进一步包括，在事故发生后的长期再循环冷却中，将所述喷淋热交换器串入所述安全注入系统，利用所述喷淋热交换器冷却水流，开启所述第一隔离阀组和所述第二隔离阀组，由所述低压安全泵将所述安全注入系统水箱中的水或者所述核电站地坑中的水抽出来，经由所述第一管线、所述喷淋热交换器和所述第二管线冷却所述核电站反应堆压力容器的堆芯。
本发明所述的快速互备方法中，同时关闭所述安全注入系统的第一阀门，开启所述安全注入系统的第二阀门，用于保持所述第一阀门以较小的流量旁通注入所述反应堆压力容器内部的堆芯。
本发明所述的快速互备方法中，进一步包括，在事故发生后的长期再循环冷却中，利用所述安全壳喷淋系统来作为所述安全注入系统的备用时，关闭所述第一隔离阀组，开启第二隔离阀组，由所述喷淋泵将所述安全壳喷淋系统水箱中的水或者所述核电站地坑中的水抽出来，经由所述喷淋热交换器和所述第二管线冷却所述核电站反应堆压力容器的堆芯。
本发明通过对增加第一管线和第二管线，以及第一隔离阀组和第二隔离阀组，可实现安全注入系统与安全壳喷淋系统的紧急快速互备，减少事故所带来的损失，同时更有利于保证核电厂安全。
进一步地，由于事故前对第一管线和第二管线冲水排气，发生事故时可以快速投入使用，由于采用了电动隔离阀，操作人员无需在事故现场，可以避免辐射。可实现安全注入系统备用安全壳喷淋系统的功能，因此对安全壳的完整性非常有利。
附图说明
下面将结合附图及实施例对本发明作进一步说明，附图中：
图1是核电站现有管线设计示意图；
图2是本发明实施例一的核电站的快速互备系统示意图，其中包括相连接的安全注入系统和安全壳喷淋系统；
图3是利用安全注入系统来作为安全壳喷淋系统的快速备用时，图2中所示系统的状态示意图；
图4是利用安全壳喷淋系统来作为安全注入系统的快速备用时，图2中所示系统的状态示意图；
图5是在事故发生后的长期再循环冷却中，将喷淋热交换器串入安全注入系统时，图2中所示系统的状态示意图；
图6是在事故发生后的长期再循环冷却中，利用安全壳喷淋系统来作为安全注入系统的备用时，图2中所示系统的状态示意图。
具体实施方式
下面结合图示，对本发明的优选实施例作详细介绍。
安全注入系统和安全壳喷淋系统的设置都是冗余的，由两个系列A、B组成，本发明的优选实施例以A列为例。附图中，无阴影的阀门表示阀门处于开启状态，有阴影的阀门表示阀门处于关闭状态。
本发明实施例一核电站的快速互备系统的设计方案原理图如图2所示，包括核电站的反应堆压力容器101、核电站的地坑102、高压安全注入泵300、低压安全注入泵200、安全壳喷淋系统第一隔离阀120、安全壳喷淋系统第二隔离阀121、喷淋环130、安全注入系统第一阀门210、安全注入系统第二阀门211、喷淋泵100和喷淋热交换器110；其中反应堆压力容器101和高压安全注入泵300下游管线相连接；地坑102连接低压安全注入泵200的上游进口管线，安全注入系统的第一阀门210连接在低压安全注入泵出口管线200和高压安全注入泵300上游管线之间，安全注入系统的第二阀门211与安全注入系统的第一阀门210并联连接；喷淋泵100的上游管线与地坑102连接、喷淋热交换器110连接喷淋泵100的出口管线，喷淋环130与喷淋热交换器110的下游管线连接，安全壳喷淋系统第一隔离阀120和安全壳喷淋系统第二隔离阀121连接喷淋环130和喷淋热交换器110的下游管线。
本发明实施例一是基于核电站现有管线设计而进行的改进，取消了原有设计中两个系列A和B上各两条管线，在两个系列A和B上都新增了两条管线。其中，以A系列为例，如图2所示，图中打叉的虚线部分为现有技术中的管线，新增了第一管线400，第一管线400一端连接低压安全注入泵200出口管线，另一端连接喷淋泵100和喷淋热交换器110相连的中间管线；新增的第二管线500，第二管线500一端连接喷淋热交换器110出口管线，另一端与高压安全注入泵300上游管线和低压安全注入泵200下游管线的交接处相连接。
在第一管线400上安装有第一隔离阀组，第一隔离阀组包括串联的第一隔离阀410和第二隔离阀420；在第二管线500上安装有第二隔离阀组，第二隔离阀组包括串联的第三隔离阀510和第四隔离阀520，在两条管线上各串联安装两个隔离阀是为了保证隔离效果，当然也可以各安装两个以上的阀门。其中，第一隔离阀410、第二隔离阀420、第三隔离阀510和第四隔离阀520均优选采用电动隔离阀。由于采用电动隔离阀，无需人员在现场操作，因此避免了高剂量的辐照，保证了运行人员的安全。
在核电机组正常运行时，第一隔离阀410、第二隔离阀420、第三隔离阀510和第四隔离阀520均关闭，安全注入系统和安全壳喷淋系统相互隔离；第一管线400和第二管线500内都充满水置于喷淋泵100和低压安全注入泵200的两个泵口，从而无气蚀风险，第一管线400和第二管线500在投入使用前无需再进行冲水排气操作，因此可快速投入使用。
本发明的优选实施例二是基于新增的管线和隔离阀来进行的，本实施例二中的系统组成部分与实施例一中相同，在此不再赘述，实施例二也是以A列为例。
本发明实施例二核电站的快速互备系统，利用安全注入系统来作为安全壳喷淋系统的快速备用时，如图3所示，当事故发生时，针对两列喷淋泵100都失效且两列低压安全注入泵200都有效，安全壳无法得到有效冷却的事件序列的情况下，将一列冗余的低压安全注入泵200用于安全壳喷淋系统，以防止安全壳超压以及地坑102水体超温。
如图3所示，以系列A为例，开启安全壳喷淋系统第一隔离阀120和安全壳喷淋系统第二隔离阀121，关闭安全注入系统第一阀门210，维持安全注入系统第二阀门211开启以保持安全注入系统第一阀门210较小的流量旁通并注入堆芯；开启喷淋热交换器110上游第一管线400上的第一隔离阀410和第二隔离阀420，并维持喷淋热交换器110下游第二管线500上的第三隔离阀510和第四隔离阀520处于关闭状态；由低压安全注入泵200提供驱动将水箱中的水或者地坑102中的水抽出，使地坑水以较大的流量流经喷淋热交换器110冷却后通过安全壳喷淋管线上的喷淋环130喷入安全壳，由于第一管线400使用前都已经充满水，无需现场再充水排气，所以可以快速进入工作状态，从而实现了冗余的安全注入系列快速备用安全壳喷淋功能。
本发明实施例二核电站的快速互备系统，利用安全壳喷淋系统来作为安全注入系统的快速备用时，如图4所示，针对两列低压安全注入泵失效且两列喷淋泵有效，堆芯无法得到有效冷却的事件序列的情况下，将一列冗余的安全壳喷淋系列用于安全注入系统，实现保持堆芯淹没，防止堆芯融化。
如图4所示，以系列A为例，关闭安全壳喷淋系统第一隔离阀120和安全壳喷淋系统第二隔离阀121，开启喷淋热交换器110下游第二管线500上的第三隔离阀510和第四隔离阀520，并维持喷淋热交换器上游第一管线400上的第一隔离阀410和第二隔离阀420处于关闭状态；由喷淋泵100提供驱动将水箱中的水或者地坑102中的水抽出，使水以较大的流量流经喷淋热交换器110冷却后通过第二管线500直接注入反应堆压力容器101中的堆芯，由于第二管线500使用前都已经充满水，无需现场再充水排气，所以可以快速进入工作状态，从而实现了冗余的安全壳喷淋系列快速备用安全注入功能。
本发明实施例二核电站的快速互备系统，在事故发生后的长期再循环冷却中，如图5所示，将所述喷淋热交换器串入安全注入系统，利用所述喷淋热交换器冷却水流，关闭安全壳喷淋系统第一隔离阀120和安全壳喷淋系统第二隔离阀121，同时关闭安全注入系统第一阀门210，此时开启安全注入系统第二阀门211，以保持安全注入系统第一阀门210较小的流量旁通，以防止低压安全注入泵损坏或过热；同时开启第一管线400上的第一隔离阀410和第二隔离阀420，以及开启第二管线500上的第三隔离阀510和第四隔离阀520；由低压安全注入泵200提供驱动将安全注入水箱中的水或者地坑102中的水抽出，使水以较大的流量流经第一管线400，经过喷淋热交换器110冷却，再流经第二管线500注入反应堆压力容器101的堆芯，从而直接对堆芯冷却。由于第一管线400和第二管线500使用前都已经充满水，无需现场再充水排气，所以可以快速进入工作状态，实现了将喷淋热交换器110串在安全注入系统管线中，为安全注入系统所用，充分发挥安全喷淋壳系统的喷淋热交换器110的冷却作用。
本发明实施例二核电站的快速互备系统，在事故发生后的长期再循环冷却中，利用安全壳喷淋系统来作为安全注入系统的备用时，如图6所示，关闭安全注入系统第一阀门210和安全注入系统第二阀门211，关闭安全壳喷淋系统第一隔离阀120和安全壳喷淋系统第二隔离阀121；同时关闭喷淋热交换器110上游第一管线400上的第一隔离阀410和第二隔离阀420；开启喷淋热交换器110下游第二管线500上的第三隔离阀510和第四隔离阀520；关闭低压安全注入泵200，仅由喷淋泵100提供驱动将水箱中的水或者地坑102中的水抽出，使较大流量的水流经喷淋热交换器110冷却，再经过第二管线500后注入反应堆压力容器101的堆芯，从而直接对堆芯冷却，也实现了将喷淋热交换器110串在安全注入系统管线中，为安全注入系统所用，充分发挥安全喷淋壳系统的喷淋热交换器110的冷却作用。
如图5和图6所示的本发明实施例二核电站的快速互备系统均充分利用了失效几率较小的安全壳喷淋系统的喷淋热交换器110来实现事故后的长期再循环冷却，事故后可以快速投入使用，实现了安全壳喷淋系统快速备用于安全注入系统，同时均实现了改进前原有管线的所有功能。第一隔离阀410、第二隔离阀420、第三隔离阀510和第四隔离阀520都采用电动隔离阀，工作人员可以在控制室直接操作，避免了现场辐射风险。
本发明中第一隔离阀410、第二隔离阀420、第三隔离阀510和第四隔离阀520也可用气动阀替换，第一和第二管线也可由其他管径管道替换。
本发明通过对增加第一管线和第二管线，以及第一隔离阀组和第二隔离阀组，可实现安全注入系统与安全壳喷淋系统的紧急快速互备，减少事故所带来的损失，同时更有利于保证核电厂安全。
进一步地，由于事故前对第一管线和第二管线冲水排气，发生事故时可以快速投入使用，由于采用了电动隔离阀，操作人员无需在事故现场，可以避免辐射。可实现安全注入系统备用安全壳喷淋系统的功能，因此对安全壳的完整性非常有利。
应该理解的是，对本领域普通技术人员来说，可以根据上述说明加以改进或变换，而所有这些改进和变换都应属于本发明所附权利要求的保护范围。

Claims (8)

1.一种核电站的快速互备系统，用于实现核电站安全注入系统与安全壳喷淋系统的快速互备，包括低压安全注入泵，所述低压安全注入泵下游管线与核电站的反应堆压力容器连接，所述低压安全注入泵上游管线与核电站的地坑连接；
所述安全壳喷淋系统包括喷淋泵、喷淋热交换器和喷淋环，所述喷淋泵上游管线与所述地坑相连接，所述喷淋热交换器与所述喷淋泵的出口管线连接，所述喷淋环与所述喷淋热交换器下游管线连接；其特征在于，
所述快速互备系统包括第一管线，所述第一管线一端连接所述低压安全注入泵出口管线，另一端连接所述喷淋泵和所述喷淋热交换器相连的中间管线，所述第一管线上安装有第一隔离阀组；
所述快速互备系统还包括第二管线，所述第二管线一端连接所述喷淋热交换器出口管线，另一端与所述高压安全注入泵上游管线和所述低压安全注入泵下游管线的交接处连接，所述第二管线上安装有第二隔离阀组。
2.根据权利要求1所述的快速互备系统，其特征在于，所述第一隔离阀组和所述第二隔离阀组各包括至少两个串联的电动隔离阀。
3.一种利用权利要求1所述的核电站的快速互备系统进行快速互备的方法，其特征在于，包括：
当喷淋泵失效时，利用安全注入系统来作为安全壳喷淋系统的快速备用时，开启第一隔离阀组，关闭第二隔离阀组，由低压安全注入泵将安全注入系统水箱中的水或者核电站地坑中的水抽出来，经由第一管线、喷淋热交换器和喷淋环冷却安全壳，实现安全注入系统快速备用安全壳喷淋系统；
当低压安全注入泵失效时，利用安全壳喷淋系统来作为安全注入系统的快速备用时，关闭所述第一隔离阀组，开启所述第二隔离阀组，由所述喷淋泵将所述安全壳喷淋系统水箱中的水或者核电站地坑中的水抽出来，经由所述喷淋热交换器和第二管线冷却核电站反应堆压力容器的堆芯，实现所述安全壳喷淋系统快速备用所述安全注入系统。
4.根据权利要求3所述的快速互备方法，其特征在于，还包括事故前对所述第一管线和所述第二管线冲水排气。
5.根据权利要求3所述的快速互备方法，其特征在于，当所述喷淋泵失效时，利用所述安全注入系统来作为所述安全壳喷淋系统的快速备用时，同时关闭所述安全注入系统的第一阀门，开启所述安全注入系统的第二阀门，用于保持所述第一阀门以较小的流量旁通注入所述反应堆压力容器内部的堆芯。
6.根据权利要求3所述的快速互备方法，其特征在于，进一步包括，在事故发生后的长期再循环冷却中，将所述喷淋热交换器串入所述安全注入系统，利用所述喷淋热交换器冷却水流，开启所述第一隔离阀组和所述第二隔离阀组，由所述低压安全泵将所述安全注入系统水箱中的水或者所述核电站地坑中的水抽出来，经由所述第一管线、所述喷淋热交换器和所述第二管线冷却所述核电站反应堆压力容器的堆芯。
7.根据权利要求6所述的快速互备方法，其特征在于，同时关闭所述安全注入系统的第一阀门，开启所述安全注入系统的第二阀门，用于保持所述第一阀门以较小的流量旁通注入所述反应堆压力容器内部的堆芯。
8.根据权利要求3所述的快速互备方法，其特征在于，进一步包括，在事故发生后的长期再循环冷却中，利用所述安全壳喷淋系统来作为所述安全注入系统的备用时，关闭所述第一隔离阀组，开启第二隔离阀组，由所述喷淋泵将所述安全壳喷淋系统水箱中的水或者所述核电站地坑中的水抽出来，经由所述喷淋热交换器和所述第二管线冷却所述核电站反应堆压力容器的堆芯。
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Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2015014047A1 (zh) * 2013-08-01 2015-02-05 中广核工程有限公司 核电站热段安全注入系统

Families Citing this family (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2983336B1 (fr) * 2011-11-30 2014-01-31 Areva Np Ensemble et procede d'injection d'eau d'un element absorbeur de neutrons pour le refroidissement d'un coeur d'un reacteur nucleaire en situation de crise.
CN102820065B (zh) * 2012-08-16 2015-08-19 中国核电工程有限公司 一种防止核电站旁通型loca的方法
CN103632736B (zh) * 2012-08-20 2016-08-10 中国核动力研究设计院 一种核电站堆腔注水冷却系统
CN103778978B (zh) * 2012-10-25 2016-08-10 中国核动力研究设计院 一体化反应堆主泵检修排水及余热排出方法
CN103474117B (zh) * 2013-09-03 2016-08-17 中国核电工程有限公司 一种增加旁通管线的辅助给水系统安全补给方法
CN105139902B (zh) * 2015-07-01 2018-10-12 中国核电工程有限公司 一种核电厂改进型中压安注系统
CN108665982A (zh) * 2018-04-24 2018-10-16 中广核工程有限公司 一种核电站安注安喷互为备用的管线系统及其验证方法

Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5180543A (en) * 1989-06-26 1993-01-19 Westinghouse Electric Corp. Passive safety injection system using borated water
CN1148721A (zh) * 1996-08-05 1997-04-30 王守川 核电厂安注系统和安全壳喷淋系统的再循环控制
EP0779626A1 (fr) * 1995-12-12 1997-06-18 Framatome Dispositif d'aspersion d'un pressuriseur d'un réacteur nucléaire à eau sous pression
CN1174381A (zh) * 1996-08-21 1998-02-25 燃烧工程有限公司 反应堆装载腔注水系统
JP2003270374A (ja) * 2002-03-19 2003-09-25 Hitachi Ltd 格納容器スプレイ制御装置
CN101127251A (zh) * 2007-09-27 2008-02-20 华北电力大学 一种核电站的温度感应式安全注射系统

Patent Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5180543A (en) * 1989-06-26 1993-01-19 Westinghouse Electric Corp. Passive safety injection system using borated water
EP0779626A1 (fr) * 1995-12-12 1997-06-18 Framatome Dispositif d'aspersion d'un pressuriseur d'un réacteur nucléaire à eau sous pression
CN1148721A (zh) * 1996-08-05 1997-04-30 王守川 核电厂安注系统和安全壳喷淋系统的再循环控制
CN1174381A (zh) * 1996-08-21 1998-02-25 燃烧工程有限公司 反应堆装载腔注水系统
JP2003270374A (ja) * 2002-03-19 2003-09-25 Hitachi Ltd 格納容器スプレイ制御装置
CN101127251A (zh) * 2007-09-27 2008-02-20 华北电力大学 一种核电站的温度感应式安全注射系统

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2015014047A1 (zh) * 2013-08-01 2015-02-05 中广核工程有限公司 核电站热段安全注入系统
GB2524453A (en) * 2013-08-01 2015-09-23 China Nuclear Power Eng Co Ltd Safety injection system of hot leg of nuclear power station

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