CN104285258A - 用于核电厂的非能动安全壳空气冷却 - Google Patents

用于核电厂的非能动安全壳空气冷却 Download PDF

Info

Publication number
CN104285258A
CN104285258A CN201380023450.6A CN201380023450A CN104285258A CN 104285258 A CN104285258 A CN 104285258A CN 201380023450 A CN201380023450 A CN 201380023450A CN 104285258 A CN104285258 A CN 104285258A
Authority
CN
China
Prior art keywords
outside surface
nuclear reactor
containment
reactor safety
pit
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
Application number
CN201380023450.6A
Other languages
English (en)
Inventor
L·E·康韦
R·P·奥夫斯滕
A·W·哈克尼斯
T·L·舒尔茨
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.)
Westinghouse Electric Co LLC
CBS Corp
Original Assignee
Westinghouse Electric Corp
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 Westinghouse Electric Corp filed Critical Westinghouse Electric Corp
Publication of CN104285258A publication Critical patent/CN104285258A/zh
Pending legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
    • G21C13/02—Details
    • G21C13/022—Ventilating arrangements
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C11/00—Shielding structurally associated with the reactor
    • G21C11/08—Thermal shields; Thermal linings, i.e. for dissipating heat from gamma radiation which would otherwise heat an outer biological shield ; Thermal insulation
    • G21C11/083—Thermal shields; Thermal linings, i.e. for dissipating heat from gamma radiation which would otherwise heat an outer biological shield ; Thermal insulation consisting of one or more metallic layers
    • 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
    • G21C15/02—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices
    • G21C15/12—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices from pressure vessel; from containment vessel
    • 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
    • G21D—NUCLEAR POWER PLANT
    • G21D3/00—Control of nuclear power plant
    • G21D3/04—Safety arrangements
    • 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
    • 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

Abstract

一种用于核电厂的增强的非能动安全壳空气冷却系统，其增加在核电厂的安全壳容器的外部上的热量传递表面。增加的表面区域通过在安全壳容器的外表面的至少大部分中或安全壳容器的外表面的至少大部分上形成曲折路径而形成，冷却流体可以经过安全壳容器的外表面的至少大部分的上方流动并且跟随曲折路径。曲折路径由在外表面中或外表面上的一系列凹坑和凸起形成，所述一系列凹坑和凸起形成用于冷却流体的迂回路径。

Description

用于核电厂的非能动安全壳空气冷却
相关申请的交叉引用
本申请与与其同时提交的共同未决的专利申请序列No._____(代理人案号NPP2011-006)相关。
技术领域
本发明涉及用于核反应堆电厂的非能动安全壳冷却系统，并且更特别地涉及依靠在金属安全壳的表面上的自然空气流动的非能动安全壳空气冷却系统。
背景技术
核能在1950年代以来在发电中起着重要作用，并且由于其高效、安全以及保护环境而胜过热力和水力电厂。由放射性物料的核裂变实现通过核能发电。由于核反应的波动性，核电厂在实践中被要求设计成使得即使对于能够想到的最恶劣的事故，也要保障公众的健康和安全。对于利用轻水作为冷却剂的电厂，最恶劣的事故被认为是在反应堆冷却系统中的最大管道的双端断裂并且被称为失水事故(LOCA)。
为了防止事故，这些电厂利用安全壳系统，所述安全壳系统设计成物理地容纳水、蒸气以及可能从反应堆冷却系统逸出的任何夹带的裂变产物。安全壳系统通常被认为包含提供最大可靠性并且完全防止可能发生的任何事故的所有结构、系统和装置。工程化的保护系统被特别设计成减轻事故的后果。基本上，安全壳系统的设计目标是在发生事故的情况下无放射性物料从核电厂逸出，以使得周围密集人口的生命不受危险。
近来，反应堆制造商已经给出非能动电厂设计，即，在发生事故的情况下将关闭而无需操作员干预或厂外能量的电厂。西屋电气有限公司给出AP1000非能动电厂设计，所述AP1000非能动电厂设计采用使用大型钢壳的非能动安全壳冷却系统。安全壳冷却系统在不大可能的失水事故发生的情况下抑制很可能将在安全壳内发生的压力上升。非能动安全壳冷却系统是工程化的安全性能系统。其目的是在安全壳内发生失水事故或蒸气管道断裂事故之后通过从安全壳气氛中移除热能而降低安全壳温度和压力。非能动安全壳冷却系统也用作针对导致安全壳压力和温度显著增加的其他事件的传热装置。非能动安全壳冷却系统还通过降低安全壳气氛和外部环境之间的压差，由此减小用于裂变产物从安全壳泄漏到大气的驱动力，从而限制放射性释放(事故后)。为了实现前述目的，安全壳建筑物由钢制成，以提供高效的从安全壳内到安全壳外的热传递。在正常操作期间，通过持续的自然空气循环从安全壳容器移除热量。然而，在事故期间，需要更多的热量移除，并且通过由非能动安全壳冷却系统储水槽提供的水的蒸发来补充空气冷却。
包围AP1000反应堆系统的AP1000安全壳系统10在图1中示意性示出，所述AP1000反应堆系统包括反应堆容器12、蒸气发生器14、增压器16和一次冷却剂循环泵18；它们都通过管路20连接。安全壳系统10部分地包括被混凝土屏蔽建筑物24围绕的钢圆顶安全壳容器包封体22，所述混凝土屏蔽建筑物提供用于钢圆顶安全壳容器22的结构防护。
非能动安全壳冷却系统的主要部件是非能动安全壳冷却储水槽26、空气挡板28、空气入口30、空气出口32以及水分配系统34。非能动安全壳冷却储水槽26被结合到屏蔽建筑物结构24中，位于钢圆顶安全壳容器22上方。位于钢圆顶安全壳容器22和混凝土屏蔽建筑物24之间的空气挡板28限定冷却空气流动路径，所述冷却空气流动路径大约在钢圆顶安全壳容器22的顶部的高度处穿过屏蔽建筑物24中的开口进入。在进入屏蔽建筑物24之后，空气路径在空气挡板28的一侧向下行进并且在邻近于钢圆顶安全壳容器的较低部分的高度处围绕空气挡板反转方向，而后在挡板和钢圆顶安全壳容器22之间向上流动并且在屏蔽建筑物24的顶部中的排出开口32处离开。排出开口32被非能动安全壳冷却储水槽26围绕。
在不大可能的事故发生的情况下，非能动安全壳冷却系统提供由于重力而从非能动安全壳冷却储水槽排出并且在钢圆顶安全壳容器22上形成膜的水。水膜蒸发，从而从钢圆顶安全壳建筑物22移除热量。
非能动安全壳冷却系统能够在发生导致安全壳增压的设计基准事件之后从安全壳气氛移除足够的热能(包括随后的衰变热量)，以使得安全壳压力在所需的至少72小时维持低于设计值而无需操作员行动。
在围绕钢圆顶安全壳容器22的屏蔽建筑物24和空气挡板28之间形成的空气流动路径导致自然空气循环沿安全壳容器的外侧钢表面向上。当流动空气被安全壳钢表面加热时，并且当空气被加热并蒸发被施加到安全壳表面的水时，这种自然空气循环被浮力驱动。流动空气也增强自水表面发生的蒸发。在发生事故的情况下，被加热的安全壳钢表面传递到空气的对流热量仅占所需总热量传递的小部分，所述总热量传递主要由来自安全壳钢表面的湿润区域的水的蒸发实现，这样冷却在表面上的水、然后冷却安全壳钢、然后冷却内侧安全壳气氛以及冷凝在安全壳内的蒸气。
为了维持自钢圆顶安全壳容器22的充足的热量传递以限制和降低安全壳压力，在假定设计基准事件后的最初三天之后，AP1000非能动安全壳冷却系统要求水持续被施加到安全壳外侧钢表面。水最初由以上描述的非能动重力流动提供。在三天之后，水由能动装置最初从厂内水储器提供、而后从其他厂内或厂外源头提供。
本发明的目的在于使得空气冷却能够独自提供充足的热量移除，以在最初三天之后维持可接受的低安全壳压力。
此外，本发明的目的在于使得空气冷却能够提供充足的热量移除而不依靠能动部件、操作员行动、或非安全的厂内或厂外水源。
附加地，本发明的目的在于提供使得所需非能动安全壳冷却储水槽的尺寸能够减小的充足空气冷却。
发明内容
这些和其他目的依据本发明由具有增强的外表面区域的固体金属壳实现，所述固体金属壳尺寸定为至少围绕核反应堆电厂的主系统。固体金属壳具有内表面和外表面，其中曲折路径形成在外表面的至少大部分中或外表面的至少大部分上，冷却流体可以经过所述外表面的至少大部分流动并且基本跟随曲折路径。优选地，固体金属壳的内表面是平滑的，并且曲折路径由在外表面中或在外表面上的一系列凹坑和凸起形成，所述一系列凹坑和凸起形成用于冷却流体的迂回路径。凹坑和凸起可以形成模块，其中每个模块具有设置成图案的多个凹坑和凸起的图案，并且每个模块通过导热路径附接到固体金属壳的外表面。每个模块可以在竖直方向上与相邻模块横向偏离，以延长曲折路径。
在一个实施方式中，曲折路径以多个翅片的图案形成在外表面中或外表面上，并且与外表面是热交换关系，其中，凸起是翅片而凹坑是翅片之间的区域。在另一实施方式中，曲折路径以多个水平突片的图案形成在外表面中或外表面上并且与外表面是热交换关系，其中，凸起是突片而凹坑是突片之间的区域。在又一实施方式中，凸起和凹坑由在固体金属壳的外表面上的纹理形成，并且在一种形式中纹理是华夫饼图案的形状。
附图说明
通过结合附图阅读以下说明可以得到对在此描述的实施方式的进一步的理解，在附图中：
图1是AP1000核电厂的简化示意图；
图2是与此后描述的一个实施方式结合的安全壳容器的钢板的周向区段的横截面的平面图；
图3是与第二实施方式结合的安全壳容器的钢板的周向区段的截面图；
图4是与安全壳容器的钢板的周向区段附接的另一实施方式的模块的透视图；
图5是采用另一实施方式的钢安全壳容器的区段的表面纹理的透视图；
图6是与又一实施方式结合的安全壳容器的钢板的区段的透视图；以及
图7是依据另一实施方式采用升起突片的钢板的区段的透视图。
具体实施方式
如前所述，在AP1000非能动冷却安全壳系统中，由被加热的安全壳钢表面传递到空气的对流热量仅占小部分的总热量传递；所述总热量传递主要由来自安全壳钢表面的湿润区域的水的蒸发实现，这样冷却在表面上的水，而后冷却安全壳钢，而后冷却内侧安全壳气氛并且冷凝蒸气。本发明使得在最初三天之后，当在非能动安全壳冷却储水槽26中的初始水量已经排出时，空气冷却能够独自提供充足的热量移除，以维持可接受的低安全壳压力而不依靠能动部件、操作员行动、或辅助水源。
前述目的通过在钢安全壳容器22的外表面的至少大部分中或至少大部分上形成曲折空气路径而实现，冷却空气经过所述钢安全壳容器的外表面的至少大部分流动。虽然安全壳容器被确定为由钢构造，但是应该理解的是，安全壳容器可以由具有相对良好的导热性以及必要的整体性和强度的其他材料构造。也应该理解的是，在非能动安全壳冷却储水槽26的排放期间的水膜将跟随与空气路径相同的一些路径，但沿并行方向。
优选地，曲折路径被定义为在安全壳容器22的外表面中或安全壳容器的外表面上的一系列凹坑和凸起，所述一系列凹坑和凸起形成用于冷却流体的流动的迂回路径。此外，应该注意到，迂回路径可能覆盖安全壳容器的基本整个外表面或仅安全壳容器的关键部分。
图2示出安全壳容器的钢板的周向区段，其中在内侧上示出平滑壁36并在外侧上示出竖直翅片38。应该理解的是，翅片可以遍及安全壳的外部地持续延伸或可以仅覆盖关键区段。在一个实施方式中，可以通过加工钢板移除翅片38之间的材料以形成凹坑40而制造钢板22。典型钢板将形成由区段构成的安全壳容器的一部分，其中每个区段被焊接到相邻区段，所述典型钢板具有大约1.75英寸(4.45厘米)的深度和大约30英尺(7.62米)的长度。期望地，翅片之间的间距大约是5/16英寸(0.79厘米)。凹坑40将延伸进入材料大约3/8英寸(0.85厘米)。
图3中示出的实施方式是图2中示出的实施方式的替换方案，使用由单独的钢片形成的翅片38，所述翅片被分别焊接到形成安全壳容器22的区段的钢板。翅片高度、厚度以及间距被选定为以设计成适应AP1000电厂设计的图2中标注的尺寸实现理想热量传递。
图4示出图2和3中的实施方式的另一替换实施方式，在所述替换实施方式中，翅片38和凹坑40被制造成模块42，在钢板44被轧制或压制成型以形成安全壳容器22的节段之后，所述模块被结合到钢板44。应该理解的是，相邻模块42可以对齐设置、或可以如图4所示地偏移设置以增加曲折空气路径。
另一替换实施方式在图5中示出。在图5中，钢板44的外表面形成有纹理，诸如图5中示出的华夫饼设计46。"华夫饼"表面或"微凹"表面增强湿润的表面区域并且能够在水最有效地施加到安全壳容器22的圆顶区时管理用水量，在安全壳容器的圆顶区，凹坑或穴部部分将被水填充，以使得水流动能够被控制以便不会从安全壳圆顶排到安全壳侧壁上，从而侧壁将被空气冷却，而安全壳的圆顶区域将通过将水蒸发到被侧壁干燥表面加热的空气中而被冷却。水可以通过槽26的出口处的孔径的尺寸或通过使用热操作阀或压力敏感阀而被控制。
图6示出采用代替翅片的突片48的又一实施方式。突片48与翅片38的不同之处在于，翅片大致沿冷却流体流动的方向延伸，而"突片"大致沿妨碍冷却剂流动并且增强对流热量传递的方向延伸。类似于"翅片"，"突片"周期性间隔以形成交替的一系列凸起48和凹坑40。图7示出另一实施方式，其中"突片"在交替方向上沿斜线地设置以妨碍空气流动以及延长空气流动路径。
还应该理解的是，用于妨碍冷却剂流动路径和/或增加冷却剂流动路径的长度或表面积的多个这些设计可以同时被用在安全壳容器的不同区域上方。例如，翅片或突片可以被用在安全壳容器的侧部上，而华夫饼图案可以被用在圆顶区上方。此外，虽然空气流动路径的增加可以通过给空气挡板28设计引导件以形成迂回空气路径而实现，但是其不如由前述实施方式提供的增加的热量传递表面积高效。
虽然已经详细描述本发明的特定实施方式，但本领域技术人员理解的是，对这些细节的各种修改和替换可以依据公开内容的全部教导形成。因此，所公开的具体实施方式仅意味着示意性而非限制由所附权利要求的全部宽度及其任何所有等同方案给出的本发明的范围。

Claims (11)

1.一种核反应堆安全壳(10)，包括：
固体金属壳(22)，其尺寸定为至少围绕核反应堆系统的一次冷却剂环路的顶部和侧部，所述固体金属壳具有内表面(36)和外表面；和
曲折路径，其形成在所述外表面的至少大部分中或所述外表面的至少大部分上，冷却流体能够经过所述外表面的至少大部分流动并且基本跟随曲折路径。
2.如权利要求1所述的核反应堆安全壳(10)，其中，内表面(36)是基本平滑的。
3.如权利要求1所述的核反应堆安全壳(10)，其中，曲折路径由在外表面中或外表面上的一系列凹坑(40)和凸起(38)形成，所述一系列凹坑和凸起形成用于冷却流体的迂回路径。
4.如权利要求3所述的核反应堆安全壳(10)，其中，曲折路径以多个翅片(38)的图案形成在外表面中或外表面上，并且与外表面是热交换关系，其中，凸起是翅片而凹坑(40)是翅片之间的区域。
5.如权利要求4所述的核反应堆安全壳(10)，其中，翅片(40)被形成为模块(42)，每个模块包括设置成图案的多个翅片并且每个模块通过导热路径附接到外表面。
6.如权利要求3所述的核反应堆安全壳(10)，其中，凹坑(40)和凸起(38)被形成为模块(42)，其中每个模块具有设置成图案的多个凹坑和凸起的图案，并且每个模块通过导热路径附接到外表面。
7.如权利要求6所述的核反应堆安全壳(10)，其中，每个模块(42)在竖直方向上与相邻模块横向偏移。
8.如权利要求3所述的核反应堆安全壳(10)，其中，曲折路径以多个突片(48)的图案形成在外表面中或外表面上，并且与外表面是热交换关系，其中，凸起(38)是突片而凹坑(40)是突片之间的区域。
9.如权利要求3所述的核反应堆安全壳(10)，其中，凸起(38)和凹坑(40)由在外表面上的纹理形成。
10.如权利要求9所述的核反应堆安全壳(10)，其中，纹理被形成为华夫饼图案(46)的形状。
11.如权利要求9所述的核反应堆安全壳(10)，其中，固体金属壳(22)包括顶部部分和侧壁部分，并且在顶部部分的至少一部分中的凸起(38)和凹坑(40)形成穴部，冷却流体能够收集在所述穴部中，所述核反应堆安全壳包括非能动地控制流动到顶部部分上的冷却流体的量的装置，以使得大多数冷却流体在从顶部部分上方流动到侧壁部分上之前蒸发。
CN201380023450.6A 2012-04-12 2013-03-28 用于核电厂的非能动安全壳空气冷却 Pending CN104285258A (zh)

Applications Claiming Priority (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US13/444,932 US20130272474A1 (en) 2012-04-12 2012-04-12 Passive containment air cooling for nuclear power plants
US13/444,932 2012-04-12
PCT/US2013/034257 WO2013158349A1 (en) 2012-04-12 2013-03-28 Passive containment air cooling for nuclear power plants

Publications (1)

Publication Number Publication Date
CN104285258A true CN104285258A (zh) 2015-01-14

Family

ID=49325094

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201380023450.6A Pending CN104285258A (zh) 2012-04-12 2013-03-28 用于核电厂的非能动安全壳空气冷却

Country Status (9)

Country Link
US (1) US20130272474A1 (zh)
EP (1) EP2837003A4 (zh)
JP (1) JP2015518148A (zh)
KR (1) KR20140146187A (zh)
CN (1) CN104285258A (zh)
BR (1) BR112014025152A2 (zh)
CA (1) CA2869584A1 (zh)
WO (1) WO2013158349A1 (zh)
ZA (1) ZA201407277B (zh)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN104867526A (zh) * 2015-05-20 2015-08-26 华北电力大学 一种具有热管导液装置的非能动安全壳冷却系统
CN111785398A (zh) * 2020-07-01 2020-10-16 武汉第二船舶设计研究所(中国船舶重工集团公司第七一九研究所) 一种适用于安全壳的非能动余热排出系统

Families Citing this family (19)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US9200870B1 (en) * 2011-06-06 2015-12-01 Travis B. Theel Virtual environment hunting systems and methods
US10008296B2 (en) 2012-05-21 2018-06-26 Smr Inventec, Llc Passively-cooled spent nuclear fuel pool system
US9589685B2 (en) 2012-05-21 2017-03-07 Smr Inventec, Llc Passive reactor cooling system
US11901088B2 (en) 2012-05-04 2024-02-13 Smr Inventec, Llc Method of heating primary coolant outside of primary coolant loop during a reactor startup operation
RU2014151737A (ru) * 2012-05-21 2016-07-10 СМР ИНВЕНТЕК, ЭлЭлСи Пассивная система обеспечения безопасности защиты реактора
US10096389B2 (en) 2012-05-21 2018-10-09 Smr Inventec, Llc Loss-of-coolant accident reactor cooling system
US11935663B2 (en) 2012-05-21 2024-03-19 Smr Inventec, Llc Control rod drive system for nuclear reactor
US9786394B2 (en) 2012-05-21 2017-10-10 Smr Inventec, Llc Component cooling water system for nuclear power plant
JP2015529324A (ja) 2012-08-14 2015-10-05 エスエムアール・インベンテック・エルエルシー 受動的に冷却される使用済み核燃料プールシステム
US10522257B1 (en) 2013-03-14 2019-12-31 Westinghouse Electric Company Llc In-containment spent fuel storage to limit spent fuel pool water makeup
CN103594126B (zh) * 2013-11-18 2016-04-13 国核（北京）科学技术研究院有限公司 环境风冷却系统以及具有该系统的非能动安全壳
WO2015175878A1 (en) * 2014-05-15 2015-11-19 Holtec International An improved passively-cooled spent nuclear fuel pool system
CN104064232A (zh) * 2014-06-13 2014-09-24 长江勘测规划设计研究有限责任公司 地下核电站安全壳热管非能动冷却系统
GB2545032A (en) * 2015-12-06 2017-06-07 Richard Scott Ian Passive cooling of a molten salt reactor by radiation onto fins
US10510450B2 (en) * 2016-09-13 2019-12-17 Westinghouse Electric Company Llc Heat pipe molten salt fast reactor with stagnant liquid core
CN107274938B (zh) * 2017-06-09 2019-05-21 安徽科创智慧知识产权服务有限公司 一种安全壳冷却装置
CN107256727B (zh) * 2017-06-09 2019-04-09 安徽科创智慧知识产权服务有限公司 一种核反应堆冷却系统
CN107123448B (zh) * 2017-06-09 2019-05-21 安徽科创智慧知识产权服务有限公司 一种可提高冷却剂利用率的安全壳冷却系统
CN108682461B (zh) * 2018-05-15 2023-08-15 中国核电工程有限公司 一种用于小型堆的安全壳非能动空气冷却系统

Citations (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2856340A (en) * 1945-06-15 1958-10-14 Eugene P Wigner Shaped fissionable metal bodies
US4490328A (en) * 1981-04-10 1984-12-25 Hochtemperatur-Reaktorbau Gmbh. Bottom shield for a gas cooled high temperature nuclear reactor
US4678626A (en) * 1985-12-02 1987-07-07 General Electric Company Radiant vessel auxiliary cooling system
US4995500A (en) * 1986-09-16 1991-02-26 Borg-Warner Corporation Groove pattern for high thermal capacity wet clutch
US5043135A (en) * 1989-05-18 1991-08-27 General Electric Company Method for passive cooling liquid metal cooled nuclear reactors, and system thereof
US5049353A (en) * 1989-04-21 1991-09-17 Westinghouse Electric Corp. Passive containment cooling system
US5345482A (en) * 1993-05-06 1994-09-06 Westinghouse Electric Corporation Passive containment cooling water distribution device
US5499277A (en) * 1994-08-19 1996-03-12 General Electric Company Method and apparatus for enhancing reactor air-cooling system performance

Family Cites Families (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE3011282C2 (de) * 1980-03-24 1985-08-08 Kernforschungsanlage Juelich Gmbh, 5170 Juelich Wärmeabsorber, insbesondere Plasmastrahlenabsorber
GB2122032B (en) * 1982-06-19 1985-12-18 Ferranti Plc Electrical circuit assemblies
JPH11173786A (ja) * 1997-12-15 1999-07-02 Daikin Ind Ltd ワッフルフィン付き熱交換器
US6530225B1 (en) * 2001-09-21 2003-03-11 Honeywell International, Inc. Waffle cooling
EP1452821A1 (de) * 2003-02-27 2004-09-01 Balcke-Dürr GmbH Einbauten in Kühltürmen
JP2009260037A (ja) * 2008-04-16 2009-11-05 Toyota Motor Corp 熱交換器
WO2010033428A2 (en) * 2008-09-18 2010-03-25 University Of Florida Research Foundation, Inc. Miniature thermoelectric power generator
JP2010085282A (ja) * 2008-09-30 2010-04-15 Toshiba Corp 加圧水型原子力プラント
JP2010236885A (ja) * 2009-03-30 2010-10-21 Toshiba Corp 原子炉格納容器の冷却構造
JP5165738B2 (ja) * 2010-08-28 2013-03-21 阿波製紙株式会社 紙シートの放熱器
US9334741B2 (en) * 2010-04-22 2016-05-10 Siemens Energy, Inc. Discreetly defined porous wall structure for transpirational cooling

Patent Citations (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2856340A (en) * 1945-06-15 1958-10-14 Eugene P Wigner Shaped fissionable metal bodies
US4490328A (en) * 1981-04-10 1984-12-25 Hochtemperatur-Reaktorbau Gmbh. Bottom shield for a gas cooled high temperature nuclear reactor
US4678626A (en) * 1985-12-02 1987-07-07 General Electric Company Radiant vessel auxiliary cooling system
US4995500A (en) * 1986-09-16 1991-02-26 Borg-Warner Corporation Groove pattern for high thermal capacity wet clutch
US5049353A (en) * 1989-04-21 1991-09-17 Westinghouse Electric Corp. Passive containment cooling system
US5043135A (en) * 1989-05-18 1991-08-27 General Electric Company Method for passive cooling liquid metal cooled nuclear reactors, and system thereof
US5345482A (en) * 1993-05-06 1994-09-06 Westinghouse Electric Corporation Passive containment cooling water distribution device
US5499277A (en) * 1994-08-19 1996-03-12 General Electric Company Method and apparatus for enhancing reactor air-cooling system performance

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN104867526A (zh) * 2015-05-20 2015-08-26 华北电力大学 一种具有热管导液装置的非能动安全壳冷却系统
CN111785398A (zh) * 2020-07-01 2020-10-16 武汉第二船舶设计研究所(中国船舶重工集团公司第七一九研究所) 一种适用于安全壳的非能动余热排出系统
CN111785398B (zh) * 2020-07-01 2023-03-14 武汉第二船舶设计研究所(中国船舶重工集团公司第七一九研究所) 一种适用于安全壳的非能动余热排出系统

Also Published As

Publication number Publication date
KR20140146187A (ko) 2014-12-24
EP2837003A4 (en) 2015-11-18
EP2837003A1 (en) 2015-02-18
CA2869584A1 (en) 2013-10-24
ZA201407277B (en) 2015-05-27
US20130272474A1 (en) 2013-10-17
JP2015518148A (ja) 2015-06-25
BR112014025152A2 (pt) 2017-07-11
WO2013158349A1 (en) 2013-10-24

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN104285258A (zh) 用于核电厂的非能动安全壳空气冷却
CN104979023B (zh) 非能动安全壳热量导出系统及其控制方法和压水反应堆
JP5616322B2 (ja) 原子力発電所の被動型冷却システム
WO2016015474A1 (zh) 非能动混凝土安全壳冷却系统
EP2837004B1 (en) Passive containment air cooling for nuclear power plants
CN104167231A (zh) 混凝土安全壳非动能冷却系统
CN103377728A (zh) 一种水淹式安全壳完全非能动余热导出系统
CN202549316U (zh) 水淹和风冷相结合的非能动安全壳冷却系统
CN102623072A (zh) 一种复合型的加速器驱动次临界堆事故余热排出系统
CN104269194A (zh) 一种温度触发的池式反应堆非能动事故余热排出系统
CN204029396U (zh) 非能动混凝土安全壳冷却系统
CN103295655A (zh) 水淹和风冷相结合的非能动安全壳冷却系统和方法
CN110517796A (zh) 一种改进的非能动余热排出系统
CN107093473B (zh) 一种核反应堆用余热排出系统
CN105551541A (zh) 一种堆芯熔融物分组捕集和冷却系统
CN103474107A (zh) 一种核反应堆容器综合保护装置
CN111599498B (zh) 一种非能动安全壳空气-水长期冷却系统
KR101405666B1 (ko) 원자력 발전소의 피동이차응축시스템
JP7199634B2 (ja) 原子力発電所
CN205230605U (zh) 核电站非能动安全壳冷却系统
KR101502393B1 (ko) 피동안전계통 및 이를 구비하는 원전
CN104078086A (zh) 一种能动、非能动结合的安全壳地坑水冷却系统
CN204242600U (zh) 外部常淹的钢制安全壳能量控制系统
CN208111094U (zh) 一种冷却系统
KR101278906B1 (ko) 응축수 혼합 저장탱크를 갖는 열충격 방지장치

Legal Events

Date Code Title Description
C06 Publication
PB01 Publication
C10 Entry into substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
WD01 Invention patent application deemed withdrawn after publication

Application publication date: 20150114

WD01 Invention patent application deemed withdrawn after publication