CN105931680A - 一种堆熔物收集冷却系统 - Google Patents

一种堆熔物收集冷却系统 Download PDF

Info

Publication number
CN105931680A
CN105931680A CN201610442912.3A CN201610442912A CN105931680A CN 105931680 A CN105931680 A CN 105931680A CN 201610442912 A CN201610442912 A CN 201610442912A CN 105931680 A CN105931680 A CN 105931680A
Authority
CN
China
Prior art keywords
heap
fusant
collection device
cooling
cooling system
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.)
Granted
Application number
CN201610442912.3A
Other languages
English (en)
Other versions
CN105931680B (zh
Inventor
骆邦其
邹沫元
章旋
卢苇
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.)
Cgn Shanghai Simulation Technology Co ltd
China General Nuclear Power Corp
CGN Power Co Ltd
Original Assignee
CHINA NUCLEAR POWER (BEIJING) SIMULATION TECHNOLOGY Co Ltd
China General Nuclear Power Corp
CGN 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 NUCLEAR POWER (BEIJING) SIMULATION TECHNOLOGY Co Ltd, China General Nuclear Power Corp, CGN Power Co Ltd filed Critical CHINA NUCLEAR POWER (BEIJING) SIMULATION TECHNOLOGY Co Ltd
Priority to CN201610442912.3A priority Critical patent/CN105931680B/zh
Publication of CN105931680A publication Critical patent/CN105931680A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN105931680B publication Critical patent/CN105931680B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
    • G21C9/016—Core catchers
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C11/00—Shielding structurally associated with the reactor
    • G21C11/02—Biological shielding ; Neutron or gamma shielding
    • G21C11/04—Biological shielding ; Neutron or gamma shielding on waterborne craft
    • 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
    • G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
    • G21C9/001—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices against explosions, e.g. blast shields
    • 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

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Health & Medical Sciences (AREA)
  • Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
  • Biomedical Technology (AREA)
  • General Health & Medical Sciences (AREA)
  • Molecular Biology (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

本发明涉及一种堆熔物收集冷却系统，包括用于收集堆熔物的堆熔物收集装置、用于向所述堆熔物收集装置内喷淋冷却剂的喷淋冷却装置、用于从所述堆熔物收集装置的外部冷却堆熔物的冷却池以及用于支撑所述堆熔物收集装置的承重装置，所述承重装置安装在所述冷却池内的底部，所述堆熔物收集装置位于所述冷却池内且由所述承重装置支撑。本发明的堆熔物收集冷却系统中的堆熔物收集装置以及同时配制喷淋冷却装置、冷却池及承重装置，使其可快速冷却，有效的避免了堆熔物与冷却剂接触引起蒸汽爆炸，并且避免了堆熔物熔化安全壳地板危害环境居民的生命安全。

Description

一种堆熔物收集冷却系统
技术领域
本发明涉及核电技术领域，更具体地说，涉及一种堆熔物收集冷却系统。
背景技术
反应堆燃料在堆芯熔化以后流入反应堆压力容器的下封头，堆熔物熔化反应堆压力容器的下封头并进入反应堆堆坑。如果在反应堆堆坑内没有特殊的冷却装置，2000多度的堆熔物将把反应堆堆坑内的水泥熔穿，放射性物质通过熔穿的水泥板进入环境，污染环境，给环境居民带来生命危害。
发明内容
本发明的目的在于提供一种堆熔物收集冷却系统，解决了现有技术中的堆熔物没有及时冷却进而外泄进入环境导致污染环境并带来生命危害的问题。
本发明解决技术问题所采用的技术方案是：一种堆熔物收集冷却系统，包括用于收集堆熔物的堆熔物收集装置、用于向所述堆熔物收集装置内喷淋冷却剂的喷淋冷却装置、用于从所述堆熔物收集装置的外部冷却堆熔物的冷却池以及用于支撑所述堆熔物收集装置的承重装置，所述承重装置安装在所述冷却池内的底部，所述堆熔物收集装置位于所述冷却池内且由所述承重装置支撑。
在本发明的堆熔物收集冷却系统中，所述堆熔物收集装置包括壳体，所述壳体包括底壁和侧壁，所述壳体远离所述底壁的一端开口，所述底壁上朝向开口的方向凸出有呈伞状的凸出面。
在本发明的堆熔物收集冷却系统中，所述底壁包括相互衔接的第一壁面和第二壁面，所述第一壁面与所述侧壁相接，所述第一壁面由第一线段绕中心轴旋转360°形成，所述第二壁面由第二线段绕中心轴旋转360°形成，所述第二线段与水平面之间的夹角大于所述第一线段与水平面之间的夹角。
在本发明的堆熔物收集冷却系统中，所述凸出面由第三线段绕中心轴旋转360°形成，所述第三线段与水平面之间的夹角大于所述第二线段与水平面之间的夹角。
在本发明的堆熔物收集冷却系统中，所述第三线段与水平面之间的夹角为25°-45°，所述第二线段与水平面之间的夹角为12°-20°，所述第一线段与水平面之间的夹角为5°-10°。
在本发明的堆熔物收集冷却系统中，在所述凸出面上安装有用于导出堆熔物产生的蒸汽的导汽管。
在本发明的堆熔物收集冷却系统中，所述喷淋冷却装置包括多根喷淋管，每一所述喷淋管配有阀门，所述喷淋管的阀门的开关与所述堆熔物收集装置相连接。
在本发明的堆熔物收集冷却系统中，所述冷却池的底部安装有多个用于补充导入冷却剂的导入管，每一所述导入管配有阀门。
在本发明的堆熔物收集冷却系统中，所述承重装置包括承重主体，所述承重主体的顶端安装有支撑棒，所述支撑棒的一端用于支撑所述堆熔物收集装置，所述支撑棒的另一端连接有弹簧，所述承重主体顶端开设有用于安装所述弹簧的盲孔，所述弹簧安装在盲孔内，所述盲孔的底端设置有用于触动所述导入管的阀门的触动开关。
在本发明的堆熔物收集冷却系统中，所述冷却池的底部开设有多个用于填充冷却剂进而从所述堆熔物收集装置外的底部为堆熔物冷却的凹槽，每一所述凹槽具有敞开的第一槽口和对应于所述堆熔物收集装置外的底部的第二槽口，所述第一槽口与所述第二槽口相连通。
实施本发明的堆熔物收集冷却系统，具有以下有益效果：本发明的堆熔物收集冷却系统中的堆熔物收集装置以及同时配制喷淋冷却装置、冷却池及承重装置，使堆熔物能够缓慢沉入冷却池的同时得到了上下两面的快速冷却，有效的避免了堆熔物与冷却剂接触引起蒸汽爆炸，并且避免了堆熔物熔化安全壳地板危害环境居民的生命安全。
附图说明
图1为本发明的堆熔物收集冷却系统的俯视示意图；
图2为本发明的堆熔物收集冷却系统在第一状态时的结构示意图；
图3为本发明的堆熔物收集冷却系统在第二状态时的结构示意图；
图4为发明的堆熔物收集冷却系统中的堆熔物收集装置的结构示意图。
具体实施方式
下面结合附图和实施例，对本发明的堆熔物收集冷却系统的结构和作用原理作进一步说明：
在本发明的描述中，需要理解的是，术语“中心”、“纵向”、“横向”、“上”、“下”、“前”、“后”、“左”、“右”、“竖直”、“水平”、“顶”、“底”、“内”、“外”、“顺时针”、“逆时针”等指示方位或位置关系为基于附图所示的方位或位置关系，仅是为了便于描述本发明和简化描述，而不是指示或暗示所指的装置或元件必须具有特定的方位、以特定的方位构造和操作，因此不能理解为对本发明的限制。
如图1-3所示，一种堆熔物收集冷却系统，包括用于收集堆熔物的堆熔物收集装置1、用于向堆熔物收集装置1内喷淋冷却剂的喷淋冷却装置2、用于从堆熔物收集装置1的外部冷却堆熔物的冷却池3以及用于支撑堆熔物收集装置1的承重装置4，承重装置4安装在冷却池3内的底部，堆熔物收集装置1位于冷却池3内且由承重装置4支撑。其中冷却池3可以从堆熔物收集装置1的外部冷却堆熔物，即指冷却池3可以从堆熔物收集装置1外的顶部、底部和侧面都可以冷却堆熔物。
如图1所示，喷淋冷却装置2包括多根喷淋管21，每一喷淋管21配有阀门，阀门的开关与堆熔物收集装置1相连接。在本实施例中，如图2所示，喷淋管21的阀门的开关与堆熔物收集装置1之间通过钢丝22相连接。当堆熔物收集装置1缓慢开始下沉时，喷淋管21的阀门连接的钢丝22带动阀门缓慢打开，开始喷淋冷却剂到堆熔物上部，对堆熔物进行喷淋冷却；当堆芯的堆熔物全部流入堆熔物收集装置1时，堆熔物收集装置1沉入冷却池3底部，喷淋管21的阀门全部打开。其中喷淋管21的数量优选为8个，可以达到较佳的冷却效果。在其它实施例中喷淋管21的数量也可以为6个或10个等。
冷却池3优选是由一个直径5.2m，高度3m的圆形水池。在冷却池3的内存有冷却剂，在冷却池3内的冷却剂有1m深度。在冷却池3外还设有补水池33，补水池33存有数百立方冷却剂并与换料水箱或者消防水等连接，当需要补水时，换料水箱或者消防水源源不断的流入补水池33。
冷却池3的底部安装有多个用于补充导入冷却剂的导入管31，每一导入管31配有阀门。其中导入管31的数量优选为四个，使得冷却剂补充注入的速度恰到好处，且可以从四个方向进行均匀补充冷却剂。在其它实施例中导入管31的数量也可以为两个或六个。
在冷却池3的底部还开设有多个用于填充冷却剂的凹槽32，当堆熔物收集装置1沉入冷却池3的底部时，冷却剂通过凹槽32进入堆熔物收集装置1外的底部，可以从堆熔物收集装置1外的底部为堆熔物冷却，即用于冷却剂流出或者流进入堆熔物收集装置1外的底部。优选地，凹槽32开设在冷却池3与堆熔物收集装置1底部的边缘位置相对应的位置。其中，每一凹槽32具有敞开的第一槽口321和对应于堆熔物收集装置1外的底部的第二槽口322，即凹槽32的一部分作为第一槽口321是裸露出来敞开的，凹槽32的另一部分第二槽口322埋于堆熔物收集装置1外的底部，第一槽口321与第二槽口322是相连通的。凹槽32的数量优选为四个，可以从四个方向从堆熔物收集装置1底部进行冷却，在其它实施例中也可以为两个或六个等。其中每一凹槽32的长为0.8m-1.2m，宽为0.3m-0.7m，深度为0.3m-0.7m。优选地，每一凹槽32的长为1m，宽为0.5m，深度为0.5m
如图2-3所示，承重装置4包括承重主体41，承重主体41的顶端安装有支撑棒42，支撑棒42的一端用于支撑堆熔物收集装置1，支撑棒42的另一端连接有弹簧43，承重主体41顶端开设有用于安装弹簧43的盲孔(图中未标示)，弹簧43安装在盲孔内，在盲孔的底端设置有用于触动导入管31阀门的触动开关(图中未标示)。当堆熔物收集装置1全部沉入冷却池3底部且冷却池3的水位低于2m时，支撑棒42便会压缩弹簧43至最底端，触动上述的触动开关，进而冷却池3底部的导入管31的阀门全部自动打开，补水池33向冷却池3补充冷却剂并淹没堆熔物收集装置1，对堆熔物进行淹没冷却。
其中，承重主体41的纵截面呈梯形，优选支撑棒42的数量为四个且分别安装在承重主体41的四个角上。截面呈梯形的承重主体41由于从上至下体积逐渐变大，有利于起支撑承重的作用。在其它实施例中，承重主体41也可以为简单的矩形体或圆柱体等，支撑棒42的数量也可以为两个或六个等。
当堆熔物收集装置1沉入冷却池3底部时，支撑棒42用于支撑堆熔物收集装置1并使堆熔物收集装置1与承重装置4和冷却池3底部之间保持适度空间，进而使冷却剂能够流动冷却堆熔物。
其中支撑棒42优选高于承重主体41顶部10cm-30cm，更优选高于承重主体41顶部20cm，弹簧43嵌入进承重主体41内，在堆熔物未大量进入堆熔物收集装置1前，堆熔物收集装置1被支撑并保持在水面处，此时通过底部冷却剂和上部喷淋冷却剂用于冷却堆熔物，预防堆熔物收集装置1直接沉入冷却池3发生蒸汽爆炸。
如图4所示，堆熔物收集装置1包括具有容纳空间的壳体(图中未标示)，壳体包括底壁11和侧壁12，且由底壁11和侧壁12围合形成容纳空间，壳体远离底壁11的一端开口，在底壁11上朝向开口的方向凸出有呈伞状的凸出面14。底壁11包括相互衔接的第一壁面111和第二壁面112，第一壁面111与侧壁12相接。其中，壳体为直径5m，高度1.5m圆形体，在其它实施例中，壳体也可以为椭圆形体。底壁11上凸出的凸出面14部分为抗高温陶瓷，第一壁面111和第二壁面112部分为抗高温钢材。
其中，第一壁面111由第一线段绕中心轴旋转360°形成，第二壁面112由第二线段绕中心轴旋转360°形成，凸出面14由第三线段绕中心轴旋转360°形成，且第二线段为弯曲的线段，第三线段与水平面之间的夹角大于第二线段与水平面之间的夹角，第二线段与水平面之间的夹角大于第一线段与水平面之间的夹角。优选地，第三线段与水平面之间的夹角为25°-45°，第二线段与水平面之间的夹角为12°-20°，第一线段与水平面之间的夹角为5°-10°。更优选地，第三线段与水平面之间的夹角为30°，第二线段与水平面之间的夹角为15°，第一线段与水平面之间的夹角为10°。需要说明的是，第三线段与水平面之间的夹角也就相当于凸出面14与水平面之间的夹角，第二线段与水平面之间的夹角也就相当于第二壁面112与水平面之间的夹角，第一线段与水平面之间的夹角也就相当于第一壁面111与水平面之间的夹角。
前述喷淋管21具有喷淋头，喷淋头基本上是位于凸出面14的上方。
堆熔物收集装置1中底壁11的凸出面14的设计，可以便于使进入堆熔物收集装置1的堆熔物快速迁移到堆熔物收集装置1的四周被冷却并不累积在堆熔物收集装置1的中部。
在凸出面14上安装有用于导出堆熔物底部产生的蒸汽的导汽管13。导汽管13的直径优选为15cm-25cm，进而可以使蒸汽均匀快速的排出，导汽管13的直径更优选为20cm。
为了预防蒸汽爆炸，堆熔物未进入堆熔物收集装置1前，堆熔物收集装置1由梯形承重装置4上部四个角上的支撑棒42支撑，象船一样浮在冷却池3的水面上。当反应堆堆芯的燃料熔化并把压力容器底部熔化以后，堆熔物从压力容器底部流入堆熔物收集装置1底壁的凸出面14，并快速被迁移到堆熔物收集装置1的第二壁面112和第一壁面111，初始流入堆熔物收集装置1的堆熔物被堆熔物收集装置1底部的冷却剂冷却并且产生的蒸汽通过顶部的导汽管13流出。随着流入堆熔物收集装置1的堆熔物增加，在堆熔物的重力作用下，梯形承重装置4上部的支撑棒42缓慢进入承重装置4的承重主体41的盲孔内，堆熔物收集装置1缓慢开始下沉，同时与喷淋管21的阀门连接的钢丝22带动阀门缓慢打开，喷淋管21开始喷淋冷却剂到顶部的堆熔物，对堆熔物进行喷淋冷却。当堆芯的堆熔物全部流入堆熔物收集装置1时，堆熔物收集装置1沉入冷却池3底部，喷淋管21的阀门全部打开。当堆熔物收集装置1全部沉入冷却池3底部且冷却池3的水位低于2m时，冷却池3底部的四个导入管31的阀门被触动全部自动打开，补水池33向冷却池3内补充冷却剂并淹没堆熔物收集装置1，对堆熔物进行淹没冷却。
本发明的堆熔物收集冷却系统中的堆熔物收集装置底壁设置凸出面形成的坡度可以使堆熔物进行快速迁移，同时配制喷淋冷却装置、冷却池及承重装置使其可双面快速冷却，有效的避免了堆熔物与冷却剂接触引起蒸汽爆炸，并且避免了堆熔物熔化安全壳地板危害环境居民的生命安全。
应当理解的是，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，所有这些改进或变换都应属于本发明所附权利要求的保护范围之内。

Claims (10)

1.一种堆熔物收集冷却系统，其特征在于，包括用于收集堆熔物的堆熔物收集装置(1)、用于向所述堆熔物收集装置(1)内喷淋冷却剂的喷淋冷却装置(2)、用于从所述堆熔物收集装置(1)的外部冷却堆熔物的冷却池(3)以及用于支撑所述堆熔物收集装置(1)的承重装置(4)，所述承重装置(4)安装在所述冷却池(3)内的底部，所述堆熔物收集装置(1)位于所述冷却池(3)内且由所述承重装置(4)支撑。
2.根据权利要求1所述的堆熔物收集冷却系统，其特征在于，所述堆熔物收集装置(1)包括壳体，所述壳体包括底壁(11)和侧壁(12)，所述壳体远离所述底壁(11)的一端开口，所述底壁(11)上朝向开口的方向凸出有呈伞状的凸出面(14)。
3.根据权利要求2所述的堆熔物收集冷却系统，其特征在于，所述底壁(11)包括相互衔接的第一壁面(111)和第二壁面(112)，所述第一壁面(111)与所述侧壁(12)相接，所述第一壁面(111)由第一线段绕中心轴旋转360°形成，所述第二壁面(112)由第二线段绕中心轴旋转360°形成，所述第二线段与水平面之间的夹角大于所述第一线段与水平面之间的夹角。
4.根据权利要求3所述的堆熔物收集冷却系统，其特征在于，所述凸出面(14)由第三线段绕中心轴旋转360°形成，所述第三线段与水平面之间的夹角大于所述第二线段与水平面之间的夹角。
5.根据权利要求4所述的堆熔物收集冷却系统，其特征在于，所述第三线段与水平面之间的夹角为25°-45°，所述第二线段与水平面之间的夹角为12°-20°，所述第一线段与水平面之间的夹角为5°-10°。
6.根据权利要求2所述的堆熔物收集冷却系统，其特征在于，在所述凸出面(14)上安装有用于导出堆熔物产生的蒸汽的导汽管(13)。
7.根据权利要求1所述的堆熔物收集冷却系统，其特征在于，所述喷淋冷却装置(2)包括多根喷淋管(21)，每一所述喷淋管(21)配有阀门，所述喷淋管(21)的阀门的开关与所述堆熔物收集装置(1)相连接。
8.根据权利要求1所述的堆熔物收集冷却系统，其特征在于，所述冷却池(3)的底部安装有多个用于补充导入冷却剂的导入管(31)，每一所述导入管(31)配有阀门。
9.根据权利要求8所述的堆熔物收集冷却系统，其特征在于，所述承重装置(4)包括承重主体(41)，所述承重主体(41)的顶端安装有支撑棒(42)，所述支撑棒(42)的一端用于支撑所述堆熔物收集装置(1)，所述支撑棒(42)的另一端连接有弹簧(43)，所述承重主体(41)顶端开设有用于安装所述弹簧(43)的盲孔，所述弹簧(43)安装在盲孔内，所述盲孔的底端设置有用于触动所述导入管(31)的阀门的触动开关。
10.根据权利要求1所述的堆熔物收集冷却系统，其特征在于，所述冷却池(3)的底部开设有多个用于填充冷却剂进而从所述堆熔物收集装置(1)外的底部为堆熔物冷却的凹槽(32)，每一所述凹槽(32)具有敞开的第一槽口(321)和对应于所述堆熔物收集装置(1)外的底部的第二槽口(322)，所述第一槽口(321)与所述第二槽口(322)相连通。
CN201610442912.3A 2016-06-20 2016-06-20 一种堆熔物收集冷却系统 Active CN105931680B (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201610442912.3A CN105931680B (zh) 2016-06-20 2016-06-20 一种堆熔物收集冷却系统

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201610442912.3A CN105931680B (zh) 2016-06-20 2016-06-20 一种堆熔物收集冷却系统

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN105931680A true CN105931680A (zh) 2016-09-07
CN105931680B CN105931680B (zh) 2018-04-06

Family

ID=56830387

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201610442912.3A Active CN105931680B (zh) 2016-06-20 2016-06-20 一种堆熔物收集冷却系统

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN105931680B (zh)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN108986931A (zh) * 2018-06-01 2018-12-11 中国核电工程有限公司 一种抑制反应堆堆芯熔融物滞留过程中蒸汽爆炸的系统

Citations (18)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4072561A (en) * 1975-08-11 1978-02-07 Interatom, Internationale Atomreaktorbau Gmbh Bottom cooler for nuclear reactors
US4113560A (en) * 1975-07-14 1978-09-12 Massachusetts Institute Of Technology Core catcher for nuclear reactor core meltdown containment
US4280872A (en) * 1977-06-23 1981-07-28 Commissariat A L'energie Atomique Core catcher device
DE2622050C2 (de) * 1976-05-18 1985-04-25 Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim Verdampfungskühlung für die Schmelze eines Reaktorkerns
CN1062806A (zh) * 1990-12-21 1992-07-15 西门子公司 核反应堆、堆芯阻挡装置、急冷方法及产生湍流的三角叶片
CN1067132A (zh) * 1991-05-17 1992-12-16 法玛通公司 回收和冷却事故后熔化的核反应堆堆芯的装置
EP0563739A1 (de) * 1992-04-02 1993-10-06 Siemens Aktiengesellschaft Kernreaktoranlage mit Auffangseinrichtung für einen abschmelzenden Reaktorkern und Verfahren zum Betrieb einer solchen Kernreaktoranlage
CN1166888A (zh) * 1994-12-23 1997-12-03 西门子公司 用于冷却为容纳核料熔体而设置的滞留室的冷却系统
CN1186563A (zh) * 1995-06-27 1998-07-01 西门子公司 带有核熔融芯堆扩展室的核反应堆
CN201242874Y (zh) * 2008-08-06 2009-05-20 中国原子能科学研究院 堆芯熔化物收集装置
US7558360B1 (en) * 2003-12-31 2009-07-07 General Electric Company Core catcher cooling
JP2009257929A (ja) * 2008-04-16 2009-11-05 Toshiba Corp 炉心溶融物保持装置および原子炉格納容器
JP2009257918A (ja) * 2008-04-16 2009-11-05 Toshiba Corp 炉心溶融物冷却装置
CN201638577U (zh) * 2010-04-26 2010-11-17 王镭 一种反应堆熔堆事故下压力容器底部冷却装置
JP2010271261A (ja) * 2009-05-25 2010-12-02 Toshiba Corp 炉心溶融物保持装置および格納容器
CN105047235A (zh) * 2015-06-09 2015-11-11 中国核动力研究设计院 核反应堆严重事故状态下熔融物堆内滞留非能动冷却系统
CN105551536A (zh) * 2015-12-10 2016-05-04 中国核电工程有限公司 一种具有内部冷却能力的堆芯熔融物捕集器
CN205900104U (zh) * 2016-06-20 2017-01-18 中广核（北京）仿真技术有限公司 一种堆熔物收集冷却系统

Patent Citations (18)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4113560A (en) * 1975-07-14 1978-09-12 Massachusetts Institute Of Technology Core catcher for nuclear reactor core meltdown containment
US4072561A (en) * 1975-08-11 1978-02-07 Interatom, Internationale Atomreaktorbau Gmbh Bottom cooler for nuclear reactors
DE2622050C2 (de) * 1976-05-18 1985-04-25 Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim Verdampfungskühlung für die Schmelze eines Reaktorkerns
US4280872A (en) * 1977-06-23 1981-07-28 Commissariat A L'energie Atomique Core catcher device
CN1062806A (zh) * 1990-12-21 1992-07-15 西门子公司 核反应堆、堆芯阻挡装置、急冷方法及产生湍流的三角叶片
CN1067132A (zh) * 1991-05-17 1992-12-16 法玛通公司 回收和冷却事故后熔化的核反应堆堆芯的装置
EP0563739A1 (de) * 1992-04-02 1993-10-06 Siemens Aktiengesellschaft Kernreaktoranlage mit Auffangseinrichtung für einen abschmelzenden Reaktorkern und Verfahren zum Betrieb einer solchen Kernreaktoranlage
CN1166888A (zh) * 1994-12-23 1997-12-03 西门子公司 用于冷却为容纳核料熔体而设置的滞留室的冷却系统
CN1186563A (zh) * 1995-06-27 1998-07-01 西门子公司 带有核熔融芯堆扩展室的核反应堆
US7558360B1 (en) * 2003-12-31 2009-07-07 General Electric Company Core catcher cooling
JP2009257929A (ja) * 2008-04-16 2009-11-05 Toshiba Corp 炉心溶融物保持装置および原子炉格納容器
JP2009257918A (ja) * 2008-04-16 2009-11-05 Toshiba Corp 炉心溶融物冷却装置
CN201242874Y (zh) * 2008-08-06 2009-05-20 中国原子能科学研究院 堆芯熔化物收集装置
JP2010271261A (ja) * 2009-05-25 2010-12-02 Toshiba Corp 炉心溶融物保持装置および格納容器
CN201638577U (zh) * 2010-04-26 2010-11-17 王镭 一种反应堆熔堆事故下压力容器底部冷却装置
CN105047235A (zh) * 2015-06-09 2015-11-11 中国核动力研究设计院 核反应堆严重事故状态下熔融物堆内滞留非能动冷却系统
CN105551536A (zh) * 2015-12-10 2016-05-04 中国核电工程有限公司 一种具有内部冷却能力的堆芯熔融物捕集器
CN205900104U (zh) * 2016-06-20 2017-01-18 中广核（北京）仿真技术有限公司 一种堆熔物收集冷却系统

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN108986931A (zh) * 2018-06-01 2018-12-11 中国核电工程有限公司 一种抑制反应堆堆芯熔融物滞留过程中蒸汽爆炸的系统
CN108986931B (zh) * 2018-06-01 2021-08-17 中国核电工程有限公司 一种抑制反应堆堆芯熔融物滞留过程中蒸汽爆炸的系统

Also Published As

Publication number Publication date
CN105931680B (zh) 2018-04-06

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN105551536B (zh) 一种具有内部冷却能力的堆芯熔融物捕集器
CN107945891B (zh) 一种具有反应堆堆芯熔融物堆内滞留和堆外滞留功能的系统
CN110176316B (zh) 一种u型管内部换热式堆芯熔融物捕集装置
CN105047235A (zh) 核反应堆严重事故状态下熔融物堆内滞留非能动冷却系统
CN102867549B (zh) 一种能动与非能动相结合的堆腔注水冷却系统
CN105047236A (zh) 反应堆严重事故状态下熔融物滞留非能动冷却系统
CN110459333B (zh) 一种带有内部冷却管的双层坩埚堆芯熔融物捕集装置
CN106710645B (zh) 一种用于核能系统的主回路循环装置
CN110391030B (zh) 一种分区坩埚熔融物堆外捕集器
CN109273109A (zh) 一种熔融物安全壳滞留系统
CN102637465A (zh) 一种非能动安全壳冷却系统
CN103578575B (zh) 球形燃料反应堆
CN103928069B (zh) 安全壳内置乏燃料池
CN104021824A (zh) 核电站事故后堆内熔融物滞留系统
CN106328223A (zh) 一种新型非能动安全壳能量控制系统
CN103310855A (zh) 一种液态重金属冷却反应堆燃料组件
CN105118534B (zh) 非能动乏燃料水池冷却及补水系统
CN105551539A (zh) 一种反应堆熔融物堆外滞留系统
CN102306507B (zh) 一种预防反应堆压力容器熔穿的应急保护系统
CN104867526B (zh) 一种具有热管导液装置的非能动安全壳冷却系统
CN105931680A (zh) 一种堆熔物收集冷却系统
CN103377720A (zh) 一种核电站事故后ⅳ型堆外熔融物滞留装置
CN109585044A (zh) 一种地下核电站洞室型安全壳非能动冷却系统
CN105551540B (zh) 一种堆芯熔融物分组捕集容器
CN205900104U (zh) 一种堆熔物收集冷却系统

Legal Events

Date Code Title Description
C06 Publication
PB01 Publication
C10 Entry into substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
GR01 Patent grant
GR01 Patent grant
CP03 Change of name, title or address

Address after: 201100 floor 10, building 5, No. 525, Yuanjiang Road, Minhang District, Shanghai

Patentee after: CGN (Shanghai) Simulation Technology Co.,Ltd.

Country or region after: China

Patentee after: CHINA GENERAL NUCLEAR POWER Corp.

Patentee after: CGN POWER Co.,Ltd.

Address before: 518000 709, science and technology building, 1001 Shangbu Middle Road, Futian District, Shenzhen City, Guangdong Province

Patentee before: CGN (BEIJING) SIMULATION TECHNOLOGY CO.,LTD.

Country or region before: China

Patentee before: CHINA GENERAL NUCLEAR POWER Corp.

Patentee before: CGN POWER Co.,Ltd.

CP03 Change of name, title or address