CN104952495A - 一种双堆核电站二次侧余热排出系统 - Google Patents

一种双堆核电站二次侧余热排出系统 Download PDF

Info

Publication number
CN104952495A
CN104952495A CN201510363877.1A CN201510363877A CN104952495A CN 104952495 A CN104952495 A CN 104952495A CN 201510363877 A CN201510363877 A CN 201510363877A CN 104952495 A CN104952495 A CN 104952495A
Authority
CN
China
Prior art keywords
unit
emergency feedwater
pipeline
isolation valve
recirculation line
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
CN201510363877.1A
Other languages
English (en)
Inventor
武心壮
夏栓
邱健
施伟
陈丽
黄秀杰
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.)
Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute Co Ltd
Original Assignee
Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute 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 Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute Co Ltd filed Critical Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute Co Ltd
Priority to CN201510363877.1A priority Critical patent/CN104952495A/zh
Publication of CN104952495A publication Critical patent/CN104952495A/zh
Pending legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/18Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
    • G21C15/182Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat comprising powered means, e.g. pumps
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Abstract

本发明涉及一种双堆核电站二次侧余热排出系统,第一机组和第二机组包括蒸汽排放管线和蒸汽排放阀,蒸汽排放管线连接于主蒸汽隔离阀与蒸汽发生器之间的主蒸汽管线上,第一机组和第二机组还包括应急给水管线和应急给水箱,应急给水管线连接蒸汽发生器和应急给水箱,应急给水泵出口共用管线的两端分别连接第一机组和第二机组的应急给水泵与应急给水隔离阀之间的应急给水管线上,所述应急给水泵入口共用管线的两端分别连接第一机组和第二机组的应急给水泵与应急给水箱之间的应急给水管线上。通过适当增设具有非能动特性的余热排出系统,供两个系统共用,不仅可以降低成本,还使现有设计具有多样性,可以使核电机组的安全性进一步提高。

Description

一种双堆核电站二次侧余热排出系统
技术领域
本发明涉及核电站系统,特别是涉及一种双堆核电站二次侧余热排出系统。
背景技术
传统压水堆的应急给水系统作为主给水系统的备用系统在主给水失效时使用。在电站事故停堆工况下,应急给水系统用来维持电站热停堆工况以足够的时间,并且将反应堆冷却到余热排出系统能够投入运行的状态。应急给水系统属专设安全设施,应急给水系统被用来防止堆芯损坏,排出堆芯衰变热,直到余热排出系统投入运行。AP1000压水堆中设置了非安全有关的启动给水系统,该系统布置在常规岛,在丧失主给水和丧失正常交流电事件中,从凝结水贮箱吸水向蒸汽发生器提供给水,从而实现排出反应堆冷却剂系统热量的纵深防御功能,防止非能动安全系统动作。在上述过程中,反应堆冷却剂系统的热量通过蒸汽发生器传递给二回路系统,二回路系统通过向汽轮机旁路系统或大气排放把热量带出。
在现有的单堆核电站中,当丧失主给水时,主要通过应急给水系统或其它形式的专设安全设施带走堆芯热量,以实现正常停堆。如果能充分利用单堆核电站已有的系统配置,在不影响单堆机组功能的前提下,设计一种双堆运行的应急给水系统,使两个机组的应急给水系统功能互补,在某一机组丧失应急给水时,另一机组可以向丧失应急给水的蒸汽发生器继续供水,以实现安全停堆。此外,通过适当增设具有非能动特性的余热排出系统,供两个系统共用,不仅可以降低成本,还使现有设计具有多样性,可以使核电机组的安全性进一步提高。
发明内容
本发明就是为了解决上述问题,克服现有技术中存在的问题,本发明提供一种双堆核电站二次侧余热排出系统以满足需求。
为了实现上述目的,本发明的技术方案如下:
一种双堆核电站二次侧余热排出系统,包括第一机组和第二机组,所述第一机组和第二机组均包括蒸汽发生器、主蒸汽管线和主蒸汽隔离阀,蒸汽发生器连接主蒸汽管线,主蒸汽隔离阀设置于主蒸汽管线上,其特征在于,第一机组和第二机组还包括蒸汽排放管线和蒸汽排放阀,所述蒸汽排放管线连接于主蒸汽隔离阀与蒸汽发生器之间的主蒸汽管线上,第一机组和第二机组还包括应急给水管线和应急给水箱,应急给水管线连接蒸汽发生器和应急给水箱,所述应急给水管线上从蒸汽发生器至应急给水箱的方向上依次设置有应急给水隔离阀、应急给水泵,还包括应急给水泵出口共用管线和应急给水泵入口共用管线,所述应急给水泵出口共用管线的两端分别连接第一机组和第二机组的应急给水泵与应急给水隔离阀之间的应急给水管线上,所述应急给水泵入口共用管线的两端分别连接第一机组和第二机组的应急给水泵与应急给水箱之间的应急给水管线上,所述应急给水泵出口共用管线上设置有应急给水泵出口共用管线隔离阀,所述应急给水泵入口共用管线上设置有应急给水泵入口共用管线隔离阀。
上述一种双堆核电站二次侧余热排出系统,其特征在于,第一机组和第二机组还包括再循环管线和再循环出口管线,所述第一机组的再循环管线的两端连接第一机组的主蒸汽管线和第一机组的再循环出口管线,第一机组的在循环出口管线另一端连接第一机组的应急给水管线,第一机组的再循环管线上设置有再循环管线入口隔离阀、水箱、放置于水箱内的余热排出热交换器,再循环出口管线上设置有再循环管线出口隔离阀、再循环管线出口止回阀;所述第二机组的再循环管线的一端连接于第一机组的再循环管线入口隔离阀与余热排出热交换器之间的再循环管线上,另一端连接在第二机组的主蒸汽管线上,第二机组的再循环管线上还设置有再循环管线入口隔离阀;
第二机组的再循环出口管线的一端连接于第一机组的余热排出热交换器与再循环管线出口隔离阀之间的第一机组的再循环出口管线上,另一端连接于第二机组的应急给水管线上,所述第二机组的再循环出口管线上还设置有再循环管线出口隔离阀、再循环管线出口止回阀。
上述一种双堆核电站二次侧余热排出系统,其特征在于,所述第一机组和第二机组的应急给水隔离阀旁边的应急给水管线上还设置有应急给水调节阀。
上述一种双堆核电站二次侧余热排出系统,其特征在于,所述第一机组和第二机组的应急给水泵旁边的应急给水管线上还设置有应急给水止回阀。
本发明的有益效果是:本发明提供的增强双堆核电站安全性的二次侧余热排出系统,充分利用已有的系统配置,在不影响各自机组功能的前提下,在丧失主给水时,使两个机组的应急给水系统功能互补。同时,通过适当增设具有非能动特性的余热排出系统,供两个系统共用,不仅可以降低成本,还使现有设计具有多样性,可以使核电机组的安全性进一步提高。
附图说明
图1是本发明的结构示意图。
具体实施方式
为了使本发明实现的技术手段、创作特征、达成目的与功效易于明白了解,下面结合具体图示,进一步阐述本发明。
参看图1,一种双堆核电站二次侧余热排出系统,包括第一机组和第二机组。
第一机组包括蒸汽发生器1、主蒸汽管线2和主蒸汽隔离阀3,蒸汽发生器1连接主蒸汽管线2,主蒸汽隔离阀3设置于主蒸汽管线2上,第一机组还包括蒸汽排放管线4和蒸汽排放阀5,蒸汽排放管线4连接于主蒸汽隔离阀3与蒸汽发生器1之间的主蒸汽管线2上,第一机组还包括应急给水管线12和应急给水箱6,应急给水管线12连接蒸汽发生器1和应急给水箱6,应急给水管线12上从蒸汽发生器1至应急给水箱6的方向上依次设置有应急给水隔离阀11、应急给水泵8。
第二机组包括蒸汽发生器1’、主蒸汽管线2’和主蒸汽隔离阀3’,蒸汽发生器’1连接主蒸汽管线2’,主蒸汽隔离阀3’设置于主蒸汽管线2’上,第二机组还包括蒸汽排放管线4’和蒸汽排放阀5’,蒸汽排放管线4’连接于主蒸汽隔离阀3’与蒸汽发生器1’之间的主蒸汽管线2’上,第二机组还包括应急给水管线12’和应急给水箱6’,应急给水管线12’连接蒸汽发生器1’和应急给水箱6’,应急给水管线12’上从蒸汽发生器1’至应急给水箱6’的方向上依次设置有应急给水隔离阀11’、应急给水泵8’。
还包括应急给水泵出口共用管线22和应急给水泵入口共用管线21,应急给水泵出口共用管线22的两端分别连接第一机组的应急给水泵8与应急给水隔离阀11之间的应急给水管线12上和第二机组的应急给水泵8’与应急给水隔离阀11’之间的应急给水管线12’上;应急给水泵入口共用管线21的两端分别连接第一机组的应急给水泵8与应急给水箱6之间的应急给水管线12上和第二机组的应急给水泵8’与应急给水箱6’之间的应急给水管线12’上;应急给水泵出口共用管线22上设置有应急给水泵出口共用管线隔离阀14和应急给水泵出口共用管线隔离阀14’,应急给水泵入口共用管线21上设置有应急给水泵入口共用管线隔离阀13’。
第一机组还包括再循环管线16和再循环出口管线,第二机组还包括再循环管线16’和再循环出口管线,第一机组的再循环管线16的两端连接第一机组的主蒸汽管线2和第一机组的再循环出口管线,第一机组的在循环出口管线另一端连接第一机组的应急给水管线12,第一机组的再循环管线16上设置有再循环管线入口隔离阀15、水箱19、放置于水箱19内的余热排出热交换器20,再循环出口管线上设置有再循环管线出口隔离阀17、再循环管线出口止回阀18;第二机组的再循环管线16’的一端连接于第一机组的再循环管线入口隔离阀15与余热排出热交换器20之间的再循环管线16上,另一端连接在第二机组的主蒸汽管线2’上,第二机组的再循环管线16’上还设置有再循环管线入口隔离阀15’。
第二机组的再循环出口管线的一端连接于第一机组的余热排出热交换器20与再循环管线出口隔离阀17之间的第一机组的再循环出口管线上,另一端连接于第二机组的应急给水管线12’上,第二机组的再循环出口管线上还设置有再循环管线出口隔离阀17’、再循环管线出口止回阀18’。
第一机组的应急给水隔离阀11旁边的应急给水管线12上还设置有应急给水调节阀10;第二机组的应急给水隔离阀11’旁边的应急给水管线12’上还设置有应急给水调节阀10’。
第一机组的应急给水泵8旁边的应急给水管线12上还设置有应急给水止回阀9;第二机组的应急给水泵8’旁边的应急给水管线12’上还设置有应急给水止回阀9’。
正常运行时,第一机组的应急给水泵8和二次侧余热排出系统处于备用状态,通过应急给水隔离阀11、再循环管线入口隔离阀15、再循环管线出口隔离阀17和再循环管线出口止回阀18与蒸汽发生器1和主蒸汽管线2隔离。
第二机组的急给水泵8’和二次侧余热排出系统处于备用状态,通过应急给水隔离阀11’、再循环管线入口隔离阀15’、再循环管线出口隔离阀17’和再循环管线出口止回阀18’与蒸汽发生器1’和主蒸汽管线2’隔离。
第一机组和第二机组通过应急给水泵入口共用管线隔离阀13、应急给水泵出口共用管线隔离阀14、再循环管线入口隔离阀15和再循环管线出口隔离阀17隔离,互不干涉。
当第一机组发生丧失主给水事故时,主蒸汽隔离阀3关闭,蒸汽排放阀5开启,应急给水隔离阀11打开,应急给水泵入口管线隔离阀7为常开阀,应急给水泵8启动,将第一机组应急给水箱6中的应急给水打入蒸汽发生器1,给水转变成蒸汽后通过蒸汽排放管线4排往大气,带走堆芯衰变热。若第一机组的应急给水泵8丧失了电源,打开应急给水泵入口共用管线隔离阀13和应急给水泵入口共用管线隔离阀13’、应急给水泵出口共用管线隔离阀14和应急给水泵出口共用管线隔离阀14’,关闭应急给水泵入口管线隔离阀7’,启动第二机组应急给水泵8’,从第一机组的应急给水箱6吸水打入第一机组的蒸汽发生器1。此时余热排出热交换器20处于备用状态。若第二机组的应急给水泵8’也丧失电源,则关闭第一机组应急给水隔离阀11,打开第一机组的再循环管线入口隔离阀15和再循环管线出口隔离阀17,蒸汽进入余热排出热交换器20,将热量传递给水箱19,冷凝水经应急给水管线12返回蒸汽发生器1,实现自然循环。
当第二机组发生丧失主给水事故时,实现堆芯衰变热带出的过程与上述操作类似。充分利用已有的系统配置,在不影响各自机组功能的前提下,在丧失主给水时,使两个机组的应急给水系统功能互补。同时,通过适当增设具有非能动特性的余热排出系统,供两个系统共用,不仅可以降低成本,还使现有设计具有多样性,可以使核电机组的安全性进一步提高。
发明的有益效果是:本发明提供的增强双堆核电站安全性的二次侧余热排出系统,充分利用已有的系统配置,在不影响各自机组功能的前提下,在丧失主给水时,使两个机组的应急给水系统功能互补。同时,通过适当增设具有非能动特性的余热排出系统,供两个系统共用,不仅可以降低成本,还使现有设计具有多样性,可以使核电机组的安全性进一步提高。
以上显示和描述了本发明的基本原理、主要特征和本发明的优点。本行业的技术人员应该了解,本发明不受上述实施例的限制,上述实施例和说明书中描述的只是说明本发明的原理,在不脱离本发明精神和范围的前提下本发明还会有各种变化和改进,这些变化和改进都落入要求保护的本发明范围内。本发明要求保护范围由所附的权利要求书及其等同物界定。

Claims (4)

1.一种双堆核电站二次侧余热排出系统,包括第一机组和第二机组,所述第一机组和第二机组均包括蒸汽发生器、主蒸汽管线和主蒸汽隔离阀,蒸汽发生器连接主蒸汽管线,主蒸汽隔离阀设置于主蒸汽管线上,其特征在于,第一机组和第二机组还包括蒸汽排放管线和蒸汽排放阀,所述蒸汽排放管线连接于主蒸汽隔离阀与蒸汽发生器之间的主蒸汽管线上,第一机组和第二机组还包括应急给水管线和应急给水箱,应急给水管线连接蒸汽发生器和应急给水箱,所述应急给水管线上从蒸汽发生器至应急给水箱的方向上依次设置有应急给水隔离阀、应急给水泵,还包括应急给水泵出口共用管线和应急给水泵入口共用管线,所述应急给水泵出口共用管线的两端分别连接第一机组和第二机组的应急给水泵与应急给水隔离阀之间的应急给水管线上,所述应急给水泵入口共用管线的两端分别连接第一机组和第二机组的应急给水泵与应急给水箱之间的应急给水管线上,所述应急给水泵出口共用管线上设置有应急给水泵出口共用管线隔离阀,所述应急给水泵入口共用管线上设置有应急给水泵入口共用管线隔离阀。
2.根据权利要求1所述一种双堆核电站二次侧余热排出系统,其特征在于,第一机组和第二机组还包括再循环管线和再循环出口管线,所述第一机组的再循环管线的两端连接第一机组的主蒸汽管线和第一机组的再循环出口管线,第一机组的在循环出口管线另一端连接第一机组的应急给水管线,第一机组的再循环管线上设置有再循环管线入口隔离阀、水箱、放置于水箱内的余热排出热交换器,再循环出口管线上设置有再循环管线出口隔离阀、再循环管线出口止回阀;所述第二机组的再循环管线的一端连接于第一机组的再循环管线入口隔离阀与余热排出热交换器之间的再循环管线上,另一端连接在第二机组的主蒸汽管线上,第二机组的再循环管线上还设置有再循环管线入口隔离阀;
第二机组的再循环出口管线的一端连接于第一机组的余热排出热交换器与再循环管线出口隔离阀之间的第一机组的再循环出口管线上,另一端连接于第二机组的应急给水管线上,所述第二机组的再循环出口管线上还设置有再循环管线出口隔离阀、再循环管线出口止回阀。
3.根据权利要求1或2所述一种双堆核电站二次侧余热排出系统,其特征在于,所述第一机组和第二机组的应急给水隔离阀旁边的应急给水管线上还设置有应急给水调节阀。
4.根据权利要求3所述一种双堆核电站二次侧余热排出系统,其特征在于,所述第一机组和第二机组的应急给水泵旁边的应急给水管线上还设置有应急给水止回阀。
CN201510363877.1A 2015-06-26 2015-06-26 一种双堆核电站二次侧余热排出系统 Pending CN104952495A (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201510363877.1A CN104952495A (zh) 2015-06-26 2015-06-26 一种双堆核电站二次侧余热排出系统

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201510363877.1A CN104952495A (zh) 2015-06-26 2015-06-26 一种双堆核电站二次侧余热排出系统

Publications (1)

Publication Number Publication Date
CN104952495A true CN104952495A (zh) 2015-09-30

Family

ID=54167099

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201510363877.1A Pending CN104952495A (zh) 2015-06-26 2015-06-26 一种双堆核电站二次侧余热排出系统

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN104952495A (zh)

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN109727688A (zh) * 2018-12-29 2019-05-07 福建福清核电有限公司 核电厂重要厂用水泵和循泵应急轴封水供应系统及方法
EP3907743A4 (en) * 2020-03-09 2022-03-30 Suzhou Nuclear Power Research Institute Co., Ltd PASSIVE PULSE COOLING METHOD AND SYSTEM FOR NUCLEAR POWER PLANT
WO2023231358A1 (zh) * 2022-06-02 2023-12-07 中广核研究院有限公司 双环路小型压水堆应急余热排出系统

Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB1525020A (en) * 1974-12-14 1978-09-20 Babcock Brown Boveri Reaktor Removal of decay heat on failure of a pressurised-water reactor
JPS5469695A (en) * 1977-11-14 1979-06-04 Japan Atom Energy Res Inst Feeding method of emergency core coolant system of pressurized water reactor
DD230377A3 (de) * 1982-03-18 1985-11-27 Energoprojekt Sicherheitsvorrichtung fuer druckwasserreaktoren
CN102194534A (zh) * 2010-03-11 2011-09-21 中国核动力研究设计院 蒸汽发生器二次侧役前水压试验高精度升降压工艺
CN104505130A (zh) * 2014-11-18 2015-04-08 上海核工程研究设计院 一种核电站非能动应急给水系统
CN204760044U (zh) * 2015-06-26 2015-11-11 上海核工程研究设计院 一种双堆核电站二次侧余热排出系统

Patent Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB1525020A (en) * 1974-12-14 1978-09-20 Babcock Brown Boveri Reaktor Removal of decay heat on failure of a pressurised-water reactor
JPS5469695A (en) * 1977-11-14 1979-06-04 Japan Atom Energy Res Inst Feeding method of emergency core coolant system of pressurized water reactor
DD230377A3 (de) * 1982-03-18 1985-11-27 Energoprojekt Sicherheitsvorrichtung fuer druckwasserreaktoren
CN102194534A (zh) * 2010-03-11 2011-09-21 中国核动力研究设计院 蒸汽发生器二次侧役前水压试验高精度升降压工艺
CN104505130A (zh) * 2014-11-18 2015-04-08 上海核工程研究设计院 一种核电站非能动应急给水系统
CN204760044U (zh) * 2015-06-26 2015-11-11 上海核工程研究设计院 一种双堆核电站二次侧余热排出系统

Cited By (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN109727688A (zh) * 2018-12-29 2019-05-07 福建福清核电有限公司 核电厂重要厂用水泵和循泵应急轴封水供应系统及方法
CN109727688B (zh) * 2018-12-29 2022-11-22 福建福清核电有限公司 核电厂重要厂用水泵和循泵应急轴封水供应系统及方法
EP3907743A4 (en) * 2020-03-09 2022-03-30 Suzhou Nuclear Power Research Institute Co., Ltd PASSIVE PULSE COOLING METHOD AND SYSTEM FOR NUCLEAR POWER PLANT
JP2022540271A (ja) * 2020-03-09 2022-09-15 蘇州熱工研究院有限公司 原子力発電所の受動的パルス冷却方法及びシステム
JP7161065B2 (ja) 2020-03-09 2022-10-25 蘇州熱工研究院有限公司 原子力発電所の受動的パルス冷却方法及びシステム
WO2023231358A1 (zh) * 2022-06-02 2023-12-07 中广核研究院有限公司 双环路小型压水堆应急余热排出系统

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN204229849U (zh) 一种核电站非能动应急给水系统
CN104505130B (zh) 一种核电站非能动应急给水系统
CN105070329A (zh) 一种核电站二次侧非能动余热排出系统
CN102867548A (zh) 一种能动与非能动相结合的二次侧堆芯热量导出装置
CN103925021A (zh) 高低压旁路系统
CN106678770A (zh) 一种加热核电机组蒸发器给水的系统和方法
CN104361913A (zh) 二次侧非能动余热导出系统
CN106887265B (zh) 一种球床模块式高温气冷堆的启停堆系统
CN113808764B (zh) 安全壳内堆芯余热导出方法和系统
CN104952495A (zh) 一种双堆核电站二次侧余热排出系统
CN102903402A (zh) 一种先进的二次侧堆芯热量导出装置
CN105957567A (zh) 一种蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统
CN105070326A (zh) 核电站的一回路充排系统
CN204760044U (zh) 一种双堆核电站二次侧余热排出系统
CN207776920U (zh) 一种核电机组自供汽的系统
CN105276564A (zh) 超(超)临界机组无除氧器回热系统
CN104934080A (zh) 一种双堆核电站的主给水系统
CN205038971U (zh) 一种核电站二次侧的长期余热排出系统
CN205038972U (zh) 一种核电站二次侧非能动余热排出系统
CN204760046U (zh) 一种浮动核电站的长期非能动应急给水系统
CN202887750U (zh) 一种先进的二次侧堆芯热量导出装置
CN104456519A (zh) 一种用于二次再热机组的新型高效给水回热系统
CN105070327A (zh) 一种核电站二次侧的长期余热排出系统
CN104934079A (zh) 一种浮动核电站的长期非能动应急给水系统
CN104952496A (zh) 一种浮动核电站的应急给水系统

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
WD01 Invention patent application deemed withdrawn after publication

Application publication date: 20150930