CN104347124A - 核电厂安全壳及乏燃料水池事故后中长期冷却系统 - Google Patents

核电厂安全壳及乏燃料水池事故后中长期冷却系统 Download PDF

Info

Publication number
CN104347124A
CN104347124A CN201310319947.4A CN201310319947A CN104347124A CN 104347124 A CN104347124 A CN 104347124A CN 201310319947 A CN201310319947 A CN 201310319947A CN 104347124 A CN104347124 A CN 104347124A
Authority
CN
China
Prior art keywords
cooling
spent fuel
fuel pool
accident
heat
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
CN201310319947.4A
Other languages
English (en)
Inventor
杨廷
彭跃
李世光
魏颖娣
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 Engineering Co Ltd
Original Assignee
China General Nuclear Power Corp
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 General Nuclear Power Corp, China Nuclear Power Engineering Co Ltd filed Critical China General Nuclear Power Corp
Priority to CN201310319947.4A priority Critical patent/CN104347124A/zh
Priority to PCT/CN2013/087733 priority patent/WO2015010398A1/zh
Priority to GB1602110.7A priority patent/GB2531479B/en
Publication of CN104347124A publication Critical patent/CN104347124A/zh
Pending legal-status Critical Current

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
    • 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
    • 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
    • G21C15/182—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat comprising powered means, e.g. pumps
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/02—Details of handling arrangements
    • G21C19/06—Magazines for holding fuel elements or control elements
    • G21C19/07—Storage racks; Storage pools
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21D—NUCLEAR POWER PLANT
    • G21D1/00—Details of nuclear power plant
    • G21D1/02—Arrangements of auxiliary equipment
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21D—NUCLEAR POWER PLANT
    • G21D3/00—Control of nuclear power plant
    • G21D3/04—Safety arrangements
    • G21D3/06—Safety arrangements responsive to faults within the plant
    • 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

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Business, Economics & Management (AREA)
  • Emergency Management (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

本发明公开了一种核电厂安全壳及乏燃料水池事故后中长期冷却系统，其包括通过中间换热器连接的中间冷却回路和终端冷却回路，中间冷却回路对核岛上游用户群换热器进行冷却，终端冷却回路利用冷却塔将中间换热器的热量排入大气中。与现有技术相比，本发明核电厂安全壳及乏燃料水池事故后中长期冷却系统采用了与现有最终热阱不同的冷源，通过冷却塔将热量最终传导到大气中，对原有排热系统形成了有效的补充，可以在核电厂发生超设计基准事故导致常用的最终热阱系统失效时投入运行，以将堆芯和乏燃料水池的余热安全有效地排出到环境中。

Description

核电厂安全壳及乏燃料水池事故后中长期冷却系统
技术领域
本发明属于核电厂安全领域，更具体地说，本发明涉及一种在超设计基准事故工况下投入使用的核电厂安全壳及乏燃料水池事故后中长期冷却系统。
背景技术
2011年3月11日，日本宫城县北部发生里氏9.0级特大地震，并引发强烈海啸，造成位于震中西南方向的福岛第一核电厂1-4号机组发生核泄漏事故。其中，1-3号机组由正常运行工况紧急停堆，而4号机组正处于维修停堆。地震导致失去厂外电，紧接着因海啸导致应急电源(柴油发电机)失效，从而导致反应堆冷却系统的功能全部丧失并引发事故。
福岛核事故引发了关于最终热阱设计的思考，除了SBO(Station Black Out，全厂断电事故)之外，类似福岛强地震引发的海啸可能将大量杂物堆向海边，使得重要厂用水系统取水口堵塞，从而发生LUHS(Loss of Ultimate Heat Sink，丧失最终热阱)事故。因此，必须提供多样化的热阱，并考虑在所有电厂状态下都以极高的可靠性将余热从核电厂的安全重要物项传输到最终热阱。
一种已知机组利用RRI系统(Component Cooling Water System，设备冷却水系统)冷却包括安全壳喷淋系统换热器、乏燃料水池换热器、余热排出换热器等换热器以及泵等机械设备在内的上游用户，并通过RRI换热器将热量传递给SEC系统(Essential Service Water System，重要厂用水系统)；SEC系统从厂址水域取水冷却RRI换热器，并将水送出到环境水域中，从而使得热量被海水吸收。上述RRI/SEC传热系统通常采用冗余设计，即采用两个安全系列，当其中一个系列失效时，另一个系列可以将核电厂反应堆及乏燃料水池的余热排出到环境中，从而保证反应堆的安全。
上述RRI/SEC传热系统设计虽然非常成熟，并且充分考虑了在第二代核电厂技术(包括二代加)设计基准范围内的事故工况设计要求，但是，福岛核事故证明：存在着超出第二代(包括二代加)核电厂技术设计基准的外部事件序列的可能性。在SBO叠加LUHS事故情况下，RRI/SEC传热系统完全失效，使得事故无法得到有效的缓解和控制，最终导致放射性物质大量外泄到环境中。
为了保证传热系统在事故工况下的有效性，另外一些已知机组配置了包括两个大列/四个小列的RRI/SEC传热系统，并设有SRU系统(Dedicated CoolingWater System，专设重要冷却水系统)。其中，RRI系统的第1列和第2列耦合为一个大列；第3列和第4列耦合为另外一个大列；SEC系统分别冷却RRI系统第1～4列的换热器，从而将核岛用户的热负荷移出到大海。当发生SBO叠加LUHS，致使RRI/SEC系统失去其功能时，通过SRU系统抽取海水冷却EVU系统(Containment Heat Remove System，安全壳热量导出系统)的第1列或第4列，并通过EVU/SRU的第1列冷却PTR系统(Fuel Pool Cooling and PurificationSystem,燃料水池冷却和净化系统)的第3列。由于RRI/SEC系统与EVU/SRU系统是解耦的，因此RRI/SEC系统的失效不会影响到EVU/SRU系统的功能。
但是，SRU系统用来冷却换热器的热阱依然是大海，当发生福岛类似的核事故时，强烈地震叠加海啸导致大量垃圾堆积到整个泵房取水口后，SRU系统会因共因故障导致对应列的海水滤网堵塞失效，最终因厂区内无可用的其他水源而导致事故后堆芯和乏燃料水池的余热无法排出。
可见，已知核电厂的最终热阱系统在福岛核事故后的评价标准下都是不满足多样性要求的。有鉴于此，确有必要开发一种能够克服上述问题的核电厂安全壳及乏燃料水池事故后中长期冷却系统。
发明内容
本发明的目的在于：提供一种核电厂安全壳及乏燃料水池事故后中长期冷却系统，以使核电厂的最终热阱满足多样性要求，避免SBO叠加LUHS事故情况下因传热失效而导致核泄漏。
为了实现上述发明目的，本发明提供了一种核电厂安全壳及乏燃料水池事故后中长期冷却系统，其包括通过中间换热器连接的中间冷却回路和终端冷却回路，中间冷却回路对核岛上游用户群换热器进行冷却，终端冷却回路利用冷却塔将中间换热器的热量排入大气中。
作为本发明核电厂安全壳及乏燃料水池事故后中长期冷却系统的一种改进，所述中间冷却回路以与RRI系统并联的方式经RRI系统管路与核岛上游用户群换热器连接。
作为本发明核电厂安全壳及乏燃料水池事故后中长期冷却系统的一种改进，所述中间冷却回路与RRI系统原有管路之间用双重手动隔离阀隔离，RRI系统与核岛上游用户群换热器连接管路的两端也分别设有手动隔离阀。
作为本发明核电厂安全壳及乏燃料水池事故后中长期冷却系统的一种改进，所述中间冷却回路中的核岛上游用户群换热器包括整个机组中由RRI系统的多个安全系列冷却的全部换热器系列。
作为本发明核电厂安全壳及乏燃料水池事故后中长期冷却系统的一种改进，所述双重手动隔离阀隔离包括设在中间冷却回路与核岛上游用户群换热器连接的主管路上的手动隔离阀，以及设在中间冷却回路与不同系列的核岛上游用户群换热器连接的各支管路上的手动隔离阀。
作为本发明核电厂安全壳及乏燃料水池事故后中长期冷却系统的一种改进，所述中间冷却回路是由中间换热器的热侧、中间波动箱、中间循环泵依次串联后，接入核岛上游用户群换热器而形成。
作为本发明核电厂安全壳及乏燃料水池事故后中长期冷却系统的一种改进，所述终端冷却回路是由终端循环泵、中间换热器的冷侧、冷却塔和安全水池依次串联而形成。
作为本发明核电厂安全壳及乏燃料水池事故后中长期冷却系统的一种改进，所述冷却塔为风机驱动强制循环的抗震机械通风冷却塔或核级机械通风冷却塔，或是非能动自然循环空气冷却塔。
作为本发明核电厂安全壳及乏燃料水池事故后中长期冷却系统的一种改进，所述中长期冷却系统中所有能动设备的动作均由就地手动或远程手动控制，所有远程手动控制均在辅助泵房内的就地控制室或就地控制柜实现。
作为本发明核电厂安全壳及乏燃料水池事故后中长期冷却系统的一种改进，所述中长期冷却系统与原有热阱系统布置在不同厂区内，且采用了独立后备电源以应对全厂断电(SBO)工况。
与现有技术相比，本发明核电厂安全壳及乏燃料水池事故后中长期冷却系统采用了与现有最终热阱不同的冷源，通过冷却塔将热量最终传导到大气中，对原有排热系统形成了有效的补充，可以在核电厂发生超设计基准事故导致常用的最终热阱系统失效时投入运行，以将堆芯和乏燃料水池的余热安全有效地排出到环境中。
附图说明
下面结合附图和具体实施方式，对本发明核电厂安全壳及乏燃料水池事故后中长期冷却系统进行详细说明，其中：
图1为本发明安全壳及乏燃料水池事故后中长期冷却系统的结构示意图。
具体实施方式
为了使本发明的发明目的、技术方案及其有益技术效果更加清晰，以下结合附图和具体实施方式，对本发明进行进一步详细说明。应当理解的是，本说明书中描述的具体实施方式仅仅是为了解释本发明，并非为了限定本发明。
请参阅图1所示，本发明安全壳及乏燃料水池事故后中长期冷却系统(SEU系统)包括中间换热器10、中间波动箱12、中间循环泵14、终端循环泵16、机械通风冷却塔18、安全水池20以及连接上述设备的管道、管件和阀门等。其中，中间换热器10的热侧、中间波动箱12、中间循环泵14依次串联后，接入核岛上游用户群换热器60(包括安全壳喷淋换热器、乏燃料水池冷却换热器、余热排出换热器、安全壳喷淋泵电机、低压安注泵电机等)而形成用于冷却核岛上游用户群换热器60的中间冷却回路；终端循环泵14、中间换热器10的冷侧、机械通风冷却塔18和安全水池20依次串联后形成将中间换热器10的热量排入环境的终端冷却回路。
中间冷却回路通过RRI系统50的管路与核岛上游用户群换热器60连接，由于每一机组仅设置一个中间冷却回路，因此，每一中间冷却回路中的核岛上游用户群换热器60包括整个机组中由RRI系统的多个安全系列冷却的全部换热器系列60。中间冷却回路以与RRI系统50并联的方式与核岛上游用户群换热器60连接，为了避免对原系统造成不利影响，中间冷却回路与RRI系统50的原有管路之间用双重手动隔离阀隔离，包括在与核岛上游用户群换热器60连接的主管路两端设置手动隔离阀21，在分别与不同系列的核岛上游用户群换热器60连接的支管路两端设置手动隔离阀22。由于RRI系统50与核岛上游用户群换热器60连接管路的两端也分别设有手动隔离阀52，因此通过手动隔离阀21、22、52的开闭，可以选择使用中间冷却回路或是RRI系统50对核岛上游用户群换热器60进行冷却。
在终端冷却回路中，终端循环泵16从安全水池20取水，为中间换热器10提供冷却，并通过机械通风冷却塔18将热量移出到环境大气中。其中，机械通风冷却塔18采用标准化、模块化设计，对于不同的厂址，可以通过改变塔的数量和塔内风机的数量来变更整个系统向环境传输热量的能力，从而适应厂址参数条件的变化。
SEU系统所有能动设备的动作均由就地手动或远程手动控制，所有远程手动控制均在辅助泵房内的就地控制室或就地控制柜实现。
为了避免发生SBO叠加LUHS等严重事故时，SEU系统与原有的最终热阱系统之间发生共因失效，本发明采用了以下措施：1)采用了不同的冷源，通过冷却塔18将热量最终传导到大气中；2)采用了独立后备电源，避免了全场断电事故引起的不可用；3)布置在不同的厂区，避免了飞射物、飞机撞击等灾害导致新系统与原有最终热阱同时失效；4)采取了适当的水淹和火灾防范措施；5)新增加的构筑物均为抗震I类构筑物，且有较大抗震余量。
在核电厂机组正常运行期间，核岛上游用户群换热器60由RRI系统冷却，SEU系统处于备用状态，此时，SEU侧的手动隔离阀21、22处于关闭状态，RRI侧的手动隔离阀52处于打开状态；备用时的中间冷却回路充满除盐水，并需要定期检验水质和换水，备用中的终端冷却回路内部充满生产用水，机械通风冷却塔18的上塔管路为空管。
在发生SBO叠加LUHS事故时，SEU系统应保证在事故发生72小时内完成启动而投入运行，因此，SEU系统启动的所有步骤应在事故发生后72h内完成。SEU系统投用时的启动步骤为：1)打开中间冷却回路中的手动隔离阀21、22，确认相关用户所在管路处于连接状态，确认机械通风冷却塔18上塔管路中的阀门处于开启状态，并关闭手动隔离阀52以隔离RRI系统50中的不必要管路；2)依次启动中间循环泵14和终端循环泵16，使SEU系统处于运行状态，并确认中间冷却回路和终端冷却回路的运行参数是否正常，完成对回路的检视，并启动机械通风冷却塔18的风机电机；3)当中间冷却回路和终端冷却回路两个回路都进入正常运行状态时，SEU系统的启动即已完成。
在事故发生、SEU系统投运之后，一般情况下不需要再执行任何改变SEU系统状态的操作，只需维持SEU系统的运行即可，包括维持中间循环泵14和终端循环泵16的持续运行、通过补水保持安全水池20内的水量始终高于最低水位、保持机械通风冷却塔18持续运行以实现对终端冷却回路的循环水进行冷却等。但是，由于事故发生后需要SEU系统导出的热量主要来自于堆芯以及乏燃料水池中燃料的衰变热，而这部分热负荷是随时间持续降低的，尤其是在冬季气温极低的厂址，当超设计基准事故发生在冬季严寒条件下时，随着时间延长，上游热负荷逐渐减小，可能会出现SEU系统对上游用户供水温度过低的情况。因此，当中间换热器10的热侧出口温度接近于用户可接受温度的最低限值、且上游用户热负荷较小时，需要隔离机械通风冷却塔18的上塔管道，让原本通过机械通风冷却塔18的终端冷却回路流体直接回到安全水池20，也就是使机械通风冷却塔18进入间断运行状态，以保证中间换热器10的热侧出口温度始终维持在用户可接受范围内。
另外，在SEU系统运行过程中，由于水分蒸发损失以及风吹损失等原因，冷却水的持续循环中会逐步消耗安全水池20中的存水，而且会使存水的盐度逐步升高而需要排污和稀释，因此需要向安全水池20持续补水：在具备条件的情况下，向安全水池20补充生产用水或其他干净的淡水；在不具备条件的情况下，可以向安全水池20补充海水或其他公开水域提供的冷却水。
根据以上描述可知，本发明SEU系统至少具有以下优点：
1)不影响接口系统的原有功能：SEU系统新增的构筑物、设备和管道对现有二代加机组而言，不需要实施大规模修改；SEU系统在机组没有进入到严重事故状态下时均处于备用状态，并与原有管系之间用双重手动隔离阀隔离；因此，SEU系统对现有系统设计及运行方式的影响可以忽略不计；
2)提高了核电厂的安全性：采用了与现有最终热阱不同的冷源，通过冷却塔18将热量最终传导到大气中，对原有排热系统形成了有效的补充；在核电厂发生超设计基准事故导致常用的最终热阱系统失效时，SEU系统新增加的最终热阱系统投入运行，可以将堆芯和乏燃料水池的余热安全有效地排出到环境中，从而防止堆芯熔毁，避免放射性物质泄漏到环境中，增强机组在中长期丧失最终热阱工况下的安全性；
3)操作简便：新增的SEU系统在核电厂正常运行和设计基准事故下均不需要投入使用，核电厂运行人员只要对SEU系统进行定期检测和更换水质，检查泵、风机、冷却塔填料等设备的状态即可，对核电厂运行操作的影响较小；当需要投入使用时，只需开启相关阀门、并将用电设备(泵、风机)启动即可。
根据本发明的其他实施方式，可对图1中的SEU系统进行以下改进中的一种或几种，以进一步提高系统的可靠性：
1)可以将每个机组配备一套SEU系统，升级为每个RRI/SEC系列配备一套，从而提高多样化最终热阱的冗余度；
2)可以将抗震机械通风冷却塔18提高为核级机械通风冷却塔，从而提高关键设备应对内外部灾害的防护能力；
3)可以将通过风机驱动的强制循环机械通风冷却塔18替换为非能动自然循环空气冷却塔。
根据上述说明书的揭示和教导，本发明所属领域的技术人员还可以对上述实施方式进行适当的变更和修改。因此，本发明并不局限于上面揭示和描述的具体实施方式，对本发明的一些修改和变更也应当落入本发明的权利要求的保护范围内。此外，尽管本说明书中使用了一些特定的术语，但这些术语只是为了方便说明，并不对本发明构成任何限制。

Claims (10)

1.一种核电厂安全壳及乏燃料水池事故后中长期冷却系统，其特征在于：包括通过中间换热器连接的中间冷却回路和终端冷却回路，中间冷却回路对核岛上游用户群换热器进行冷却，终端冷却回路利用冷却塔将中间换热器的热量排入大气中。
2.根据权利要求1所述的核电厂安全壳及乏燃料水池事故后中长期冷却系统，其特征在于：所述中间冷却回路以与RRI系统并联的方式经RRI系统管路与核岛上游用户群换热器连接。
3.根据权利要求2所述的核电厂安全壳及乏燃料水池事故后中长期冷却系统，其特征在于：所述中间冷却回路与RRI系统原有管路之间用双重手动隔离阀隔离，RRI系统与核岛上游用户群换热器连接管路的两端也分别设有手动隔离阀。
4.根据权利要求3所述的核电厂安全壳及乏燃料水池事故后中长期冷却系统，其特征在于：所述中间冷却回路中的核岛上游用户群换热器包括整个机组中由RRI系统的多个安全系列冷却的全部换热器系列。
5.根据权利要求4所述的核电厂安全壳及乏燃料水池事故后中长期冷却系统，其特征在于：所述双重手动隔离阀隔离包括设在中间冷却回路与核岛上游用户群换热器连接的主管路上的手动隔离阀，以及设在中间冷却回路与不同系列的核岛上游用户群换热器连接的各支管路上的手动隔离阀。
6.根据权利要求1所述的核电厂安全壳及乏燃料水池事故后中长期冷却系统，其特征在于：所述中间冷却回路是由中间换热器的热侧、中间波动箱、中间循环泵依次串联后，接入核岛上游用户群换热器而形成。
7.根据权利要求1所述的核电厂安全壳及乏燃料水池事故后中长期冷却系统，其特征在于：所述终端冷却回路是由终端循环泵、中间换热器的冷侧、冷却塔和安全水池依次串联而形成。
8.根据权利要求1所述的核电厂安全壳及乏燃料水池事故后中长期冷却系统，其特征在于：所述冷却塔为风机驱动强制循环的抗震机械通风冷却塔或核级机械通风冷却塔，或是非能动自然循环空气冷却塔。
9.根据权利要求1至8中任一项所述的核电厂安全壳及乏燃料水池事故后中长期冷却系统，其特征在于：所述中长期冷却系统中所有能动设备的动作均由就地手动或远程手动控制，所有远程手动控制均在辅助泵房内的就地控制室或就地控制柜实现。
10.根据权利要求1至8中任一项所述的核电厂安全壳及乏燃料水池事故后中长期冷却系统，其特征在于：所述中长期冷却系统与原有热阱系统布置在不同厂区内，且采用了独立后备电源以应对全厂断电工况。
CN201310319947.4A 2013-07-26 2013-07-26 核电厂安全壳及乏燃料水池事故后中长期冷却系统 Pending CN104347124A (zh)

Priority Applications (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201310319947.4A CN104347124A (zh) 2013-07-26 2013-07-26 核电厂安全壳及乏燃料水池事故后中长期冷却系统
PCT/CN2013/087733 WO2015010398A1 (zh) 2013-07-26 2013-11-23 核电厂安全壳及乏燃料水池事故后中长期冷却方法及系统
GB1602110.7A GB2531479B (en) 2013-07-26 2013-11-23 Mid-long term cooling method and system for containment and spent fuel pool in nuclear power plant after occurring accident

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201310319947.4A CN104347124A (zh) 2013-07-26 2013-07-26 核电厂安全壳及乏燃料水池事故后中长期冷却系统

Publications (1)

Publication Number Publication Date
CN104347124A true CN104347124A (zh) 2015-02-11

Family

ID=52392655

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201310319947.4A Pending CN104347124A (zh) 2013-07-26 2013-07-26 核电厂安全壳及乏燃料水池事故后中长期冷却系统

Country Status (3)

Country Link
CN (1) CN104347124A (zh)
GB (1) GB2531479B (zh)
WO (1) WO2015010398A1 (zh)

Cited By (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN105469841A (zh) * 2016-01-04 2016-04-06 上海核工程研究设计院 一种浮动核电站的设备冷却水系统
CN107767973A (zh) * 2016-08-19 2018-03-06 中广核工程有限公司 核电厂乏燃料水池补充冷却装置
WO2018108068A1 (zh) * 2016-12-12 2018-06-21 中广核工程有限公司 核电厂最终热阱系统
CN108335764A (zh) * 2018-01-24 2018-07-27 中广核研究院有限公司 一种小型堆乏燃料冷却和净化系统
CN109253090A (zh) * 2017-07-12 2019-01-22 何巨堂 具有主电机冷却液应急循环功能的高温流体屏蔽电泵系统
CN109801722A (zh) * 2019-01-25 2019-05-24 中广核工程有限公司 核电厂seu系统板式换热器的换热试验方法及系统
CN110534222A (zh) * 2019-08-26 2019-12-03 中广核陆丰核电有限公司 一种核电机组完全卸料后的核安全控制方法
CN113177287A (zh) * 2021-03-12 2021-07-27 中国核电工程有限公司 压水堆核电厂事故后中长期排热厂用水系统调试设计方法
CN113345608A (zh) * 2021-04-28 2021-09-03 中广核研究院有限公司 乏燃料水池冷却和净化系统
CN113409968A (zh) * 2021-05-18 2021-09-17 中国核电工程有限公司 一种用于核电厂丧失热阱工况下的制冷系统
CN113871044A (zh) * 2021-08-12 2021-12-31 中广核研究院有限公司 冷却控制方法及其相关设备

Families Citing this family (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CZ308670B6 (cs) * 2019-09-11 2021-02-03 CENTRUM HYDRAULICKÉHO VÝZKUMU spol. s r.o. Systém dlouhodobého odvodu tepla z hermetické zóny
CN111933321B (zh) * 2020-07-17 2024-06-07 中核核电运行管理有限公司 一种重水堆放射性废液排放回路系统及方法
CN113865904B (zh) * 2021-09-24 2024-07-19 哈尔滨工程大学 一种多功能流动换热的试验装置
CN115274150B (zh) * 2022-08-05 2024-05-07 中国核动力研究设计院 一种基于集中海水冷却的二回路余热排出系统及方法

Citations (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2001033577A (ja) * 1999-06-11 2001-02-09 General Electric Co <Ge> 受動崩壊熱除去システムを具備した液体金属原子炉用の腐食軽減システム
JP2004239817A (ja) * 2003-02-07 2004-08-26 Japan Atom Energy Res Inst 格納容器圧力抑制系
JP4546426B2 (ja) * 2006-07-11 2010-09-15 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 非常用炉心冷却設備
CN101840739A (zh) * 2009-06-29 2010-09-22 中广核工程有限公司 一种核电厂重要厂用水系统
CN101976589A (zh) * 2010-09-14 2011-02-16 中广核工程有限公司 一种双反应堆机组的核岛冷却系统及其冷却方法
CN202332313U (zh) * 2011-11-29 2012-07-11 中广核工程有限公司 核电站重要厂用水系统
CN102842349A (zh) * 2011-06-22 2012-12-26 上海核工程研究设计院 核电厂冷却水系统的检修备用系统
JP5540362B2 (ja) * 2011-09-29 2014-07-02 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 原子炉冷却システム

Family Cites Families (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN201689688U (zh) * 2010-06-04 2010-12-29 中科华核电技术研究院有限公司 堆芯冷却、堆腔充水及安全壳热量导出的系统
JP5683912B2 (ja) * 2010-11-16 2015-03-11 株式会社東芝 非常用炉心冷却系および沸騰水型原子力プラント
CN102737738B (zh) * 2012-06-25 2015-01-07 中国核电工程有限公司 双层混凝土安全壳非能动直接蒸发式冷却系统

Patent Citations (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2001033577A (ja) * 1999-06-11 2001-02-09 General Electric Co <Ge> 受動崩壊熱除去システムを具備した液体金属原子炉用の腐食軽減システム
JP2004239817A (ja) * 2003-02-07 2004-08-26 Japan Atom Energy Res Inst 格納容器圧力抑制系
JP4546426B2 (ja) * 2006-07-11 2010-09-15 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 非常用炉心冷却設備
CN101840739A (zh) * 2009-06-29 2010-09-22 中广核工程有限公司 一种核电厂重要厂用水系统
CN101976589A (zh) * 2010-09-14 2011-02-16 中广核工程有限公司 一种双反应堆机组的核岛冷却系统及其冷却方法
CN102842349A (zh) * 2011-06-22 2012-12-26 上海核工程研究设计院 核电厂冷却水系统的检修备用系统
JP5540362B2 (ja) * 2011-09-29 2014-07-02 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 原子炉冷却システム
CN202332313U (zh) * 2011-11-29 2012-07-11 中广核工程有限公司 核电站重要厂用水系统

Non-Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
徐韧涛 等: "台山核电站二期工程消防供水设施配置分析", 《中国电力》 *
苏夏: "AP1000乏燃料池非能动冷却系统事故后冷却能力分析", 《中国核电》 *

Cited By (13)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN105469841A (zh) * 2016-01-04 2016-04-06 上海核工程研究设计院 一种浮动核电站的设备冷却水系统
CN107767973A (zh) * 2016-08-19 2018-03-06 中广核工程有限公司 核电厂乏燃料水池补充冷却装置
WO2018108068A1 (zh) * 2016-12-12 2018-06-21 中广核工程有限公司 核电厂最终热阱系统
CN109253090A (zh) * 2017-07-12 2019-01-22 何巨堂 具有主电机冷却液应急循环功能的高温流体屏蔽电泵系统
CN108335764A (zh) * 2018-01-24 2018-07-27 中广核研究院有限公司 一种小型堆乏燃料冷却和净化系统
CN109801722B (zh) * 2019-01-25 2020-08-11 中广核工程有限公司 核电厂seu系统板式换热器的换热试验方法及系统
CN109801722A (zh) * 2019-01-25 2019-05-24 中广核工程有限公司 核电厂seu系统板式换热器的换热试验方法及系统
CN110534222A (zh) * 2019-08-26 2019-12-03 中广核陆丰核电有限公司 一种核电机组完全卸料后的核安全控制方法
CN110534222B (zh) * 2019-08-26 2021-03-30 中广核陆丰核电有限公司 一种核电机组完全卸料后的核安全控制方法
CN113177287A (zh) * 2021-03-12 2021-07-27 中国核电工程有限公司 压水堆核电厂事故后中长期排热厂用水系统调试设计方法
CN113345608A (zh) * 2021-04-28 2021-09-03 中广核研究院有限公司 乏燃料水池冷却和净化系统
CN113409968A (zh) * 2021-05-18 2021-09-17 中国核电工程有限公司 一种用于核电厂丧失热阱工况下的制冷系统
CN113871044A (zh) * 2021-08-12 2021-12-31 中广核研究院有限公司 冷却控制方法及其相关设备

Also Published As

Publication number Publication date
GB201602110D0 (en) 2016-03-23
GB2531479A (en) 2016-04-20
GB2531479B (en) 2020-10-14
WO2015010398A1 (zh) 2015-01-29

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN104347124A (zh) 核电厂安全壳及乏燃料水池事故后中长期冷却系统
Asmolov et al. New generation first-of-the kind unit–VVER-1200 design features
US5426681A (en) Boiling water reactor with combined active and passive safety systems
CN102831942B (zh) 核电站乏燃料水池应急冷却系统
US8817941B2 (en) Pressurized water reactor plant
US9984777B2 (en) Passive emergency feedwater system
GB2521549A (en) Combined active and passive secondary-side reactor core heat removal apparatus
CN109545401A (zh) 一种铅基快堆堆外非能动余热排出系统
CN107767973B (zh) 核电厂乏燃料水池补充冷却装置
KR102660913B1 (ko) 전용 전력망을 포함하는 다중-모듈 전력 플랜트
Kim The Design Characteristics of Advanced Power Reactor 1400
CN209641364U (zh) 一种铅基快堆堆外非能动余热排出系统
CN209591543U (zh) 一种乏燃料水池冷却系统
CN103413578A (zh) 安全壳过滤排放系统双机组交替排放方法
Sato et al. The iBR: A Generation III. 7 Reactor After the Fukushima Daiichi Accident
Sato et al. iB1350: A Generation III. 7 Reactor After the Fukushima Daiichi Accident
CN111446012A (zh) 一种乏燃料水池冷却系统
Morozov et al. Passive core cooling systems for next generation NPPs: characteristics and state of the art
Luckas et al. Assessment of candidate accident management strategies
Tianqi et al. THE ANALYSIS ON THE MINIMUM COPING DURATION FOR A STATION BLACKOUT EVENT FOR THE PWR NUCLEAR POWER PLANTS
Mitenkov et al. New generation medium power nuclear station with VPBER-600 passive safety reactor plant
Yiquan et al. Probabilistic Safety Assessment for CAP Nuclear Power Plant Spent Fuel Pool
Doh et al. Design Characteristics of the APR+ Containment Spray System
CN104021822B (zh) 一种非能动安全壳喷淋与排热系统
Rogov et al. Passive safety systems in the design of WWER type nuclear power plants

Legal Events

Date Code Title Description
C06 Publication
PB01 Publication
C10 Entry into substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
RJ01 Rejection of invention patent application after publication

Application publication date: 20150211

RJ01 Rejection of invention patent application after publication