CN106531243B - 一种模块化小型压水堆事故下余热排出系统及厂房 - Google Patents
一种模块化小型压水堆事故下余热排出系统及厂房 Download PDFInfo
- Publication number
- CN106531243B CN106531243B CN201610954903.2A CN201610954903A CN106531243B CN 106531243 B CN106531243 B CN 106531243B CN 201610954903 A CN201610954903 A CN 201610954903A CN 106531243 B CN106531243 B CN 106531243B
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- pressurized water
- accident
- water reactor
- pressure vessel
- reactor
- 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.)
- Active
Links
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 title claims abstract description 91
- 239000002918 waste heat Substances 0.000 title claims abstract description 25
- ZOXJGFHDIHLPTG-UHFFFAOYSA-N Boron Chemical compound [B] ZOXJGFHDIHLPTG-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 33
- 229910052796 boron Inorganic materials 0.000 claims abstract description 33
- 238000002347 injection Methods 0.000 claims description 8
- 239000007924 injection Substances 0.000 claims description 8
- 239000011261 inert gas Substances 0.000 claims description 6
- 239000007788 liquid Substances 0.000 claims description 6
- 238000009413 insulation Methods 0.000 claims description 4
- 230000017525 heat dissipation Effects 0.000 claims description 3
- 239000012530 fluid Substances 0.000 abstract description 8
- 239000002826 coolant Substances 0.000 abstract description 7
- 239000000941 radioactive substance Substances 0.000 abstract description 5
- 238000013461 design Methods 0.000 description 7
- 238000012546 transfer Methods 0.000 description 6
- 238000012986 modification Methods 0.000 description 3
- 230000004048 modification Effects 0.000 description 3
- 238000005422 blasting Methods 0.000 description 2
- 230000007123 defense Effects 0.000 description 2
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 2
- 230000035515 penetration Effects 0.000 description 2
- 238000010923 batch production Methods 0.000 description 1
- 230000009286 beneficial effect Effects 0.000 description 1
- 239000000498 cooling water Substances 0.000 description 1
- 238000007599 discharging Methods 0.000 description 1
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 1
- 239000000463 material Substances 0.000 description 1
- 230000003020 moisturizing effect Effects 0.000 description 1
- 238000002360 preparation method Methods 0.000 description 1
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 1
- 238000012827 research and development Methods 0.000 description 1
- 239000000243 solution Substances 0.000 description 1
- 230000003068 static effect Effects 0.000 description 1
- 239000013589 supplement Substances 0.000 description 1
Images
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
- G21D—NUCLEAR POWER PLANT
- G21D1/00—Details of nuclear power plant
- G21D1/02—Arrangements of auxiliary equipment
-
- 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
本发明公开了一种新型模块化小型压水堆事故下余热排出系统,包括安全壳和设置在所述安全壳内的压力容器;所述压力容器内设置有蒸汽发生器、堆芯和热交换器;所述热交换器的换热管有部分处于压力容器外;压力容器和安全壳之间空间设置有含硼水;所述热交换器处于压力容器外的换热管部分被所述含硼水浸没;所述热交换器与设置在所述压力容器上的控制阀组控制连接。本发明通过控制阀门控制热交换器的启动,也可通过非能动的方式如温升自动打开或者失电开启(故障安全)保证反应堆处于安全停堆的状态;热交换器中间流体可以隔离主系统中含有放射性物质的冷却剂与安全壳内部含硼水,保证放射性物质释放满足合理可行尽量低(ALARA)的要求。
Description
技术领域
本发明涉及核电站安全领域,特别涉及一种模块化小型压水堆事故下余热排出系统及安装有该系统的厂房。
背景技术
目前国际上先进的模块化小型压水堆余热排出系统都是独立的管道、热交换器以及相关冷却水池设计,在设计基准事故工况下通过非能动的方式排出堆芯的衰变热。余热排出系统作为安全级的专设安全设施,在核电厂系统设计中占据着重要的位置,系统运行的可靠性和稳定性对电厂的安全至关重要。
目前国际上模块化小型压水堆(例如NuScale)余热排出系统的设计增加了安全壳流体管道贯穿件的数量,同时增加了安全壳内放射性物质通过贯穿件泄漏的风险,并且蒸汽发生器既要在正常运行情况下排出堆芯衰变热,又要在设计基准事故工况下作为余热排出系统的一部分非能动地导出堆芯热量,没有达到终深防御独立性的设计理念,安全性不是很好。
发明内容
针对现有技术中所存在的问题,本发明的目的在于提供一种模块化小型压水堆事故下余热排出系统及厂房,通过该方案能够实现独立性防御,在基准事故下非能动地排出堆芯衰变热,维持堆芯在安全停堆的状态。
为了实现上述发明目的,本发明的技术方案如下:
一种模块化小型压水堆事故下余热排出系统,包括安全壳和设置在所述安全壳内的压力容器;所述压力容器内设置有蒸汽发生器、堆芯和热交换器;所述热交换器的换热管有部分处于压力容器外;压力容器和安全壳之间空间设置有含硼水;所述热交换器处于压力容器外的换热管部分被所述含硼水浸没;所述热交换器与设置在所述压力容器上的控制阀组控制连接。
进一步地,上述模块化小型压水堆事故下余热排出系统,所述控制阀组包括相互串联的至少两个,所述控制阀组在所述压力容器的内外壁上至少分别设置一个。
进一步地,上述模块化小型压水堆事故下余热排出系统,所述热交换器为至少两台相互并联的壁挂式热交换器。
进一步地,上述模块化小型压水堆事故下余热排出系统,所述压力容器表面设置有热绝缘层。
进一步地,上述模块化小型压水堆事故下余热排出系统,所述安全壳内还设置有加热器;所述加热器浸没在所述含硼水中。
进一步地,上述模块化小型压水堆事故下余热排出系统,所述蒸汽发生器的入口处的压力容器上设置有使得含硼水进入反应堆堆芯的快速注入阀门,所述含硼水的液面没过所述快速注入阀门。
进一步地,上述模块化小型压水堆事故下余热排出系统,所述安全壳与所述压力容器之间的含硼水液面上方填充有惰性气体。
进一步地,本发明还提供了安装有上述模块化小型压水堆事故下余热排出系统的厂房,所述厂房设置有压水堆容纳空间、冷风通道和排气口,所述模块化小型压水堆事故下余热排出系统安装在所述容纳空间内,所述排气口设置在所述压水堆容纳空间上方;所述冷风通道为设置在所述厂房侧壁的竖直通道,该冷风通道底部与所述压水堆容纳空间导通,所述冷风通道上部与大气导通。
进一步地,上述厂房中,每个厂房内设置至少两个模块化小型压水堆事故下余热排出系统。
进一步地,上述厂房中,相邻的所述模块化小型压水堆事故下余热排出的系统之间留有散热通道。
本发明的有益效果如下:
1、本发明通过控制阀门控制热交换器的启动,也可通过非能动的方式如温升自动打开或者失电开启(故障安全)保证反应堆处于安全停堆的状态;热交换器中间流体可以隔离主系统中含有放射性物质的冷却剂与安全壳内部含硼水,保证放射性物质释放满足合理可行尽量低(ALARA)的要求;
2、安全壳与压力容器之间充满含硼水并且留有一定的气空间(充满惰性气体),优化了安全壳布置,节约了内部空间,省略了二代或者三代反应堆设计中安全壳内安全系统的管道、设备和阀门等,减少了这些系统和设备失效带来的反应堆安全问题,大大提高了模块化小型压水堆的安全性和经济性;
3、作为正常运行工况下导出堆芯热量的蒸汽发生器不参与在事故工况下的余热导出,满足安全独立性需求。
4、压力容器与安全壳内充满了适当惰性气体加压的含硼水,这样可以在事故下快速地达到平衡,保证反应堆安全,保证了压力容器内外部压力差比传统大型压水堆小很多,在发生反应堆冷却剂丧失事故(LOCA)的情况下,内外部压力能在短时间内趋于平衡,终止冷却剂的流失,保证堆芯处于冷却剂淹没水位以下,并且降低对压力容器结构承载力的要求;
5、通过快速注入阀组使安全壳内含硼水作为第二种停堆手段,保证反应堆事故下能够有效地停堆,基本消除了反应堆冷却剂丧失事故的发生,在蒸汽发生器传热管破裂,并且叠加二回路主蒸汽或者主给水管道大破口的事故工况下,安全壳内的含硼水还可以为堆芯提供应急补水。
附图说明
图1为本发明一种模块化小型压水堆事故下余热排出系统的结构示意图。
图2为本发明安装有模块化小型压水堆事故下余热排出系统的厂房的结构示意图。
上述附图中,1、堆芯;2、蒸汽发生器;3、热交换器;4、压力容器;5、安全壳;6、含硼水;7、控制阀组;8、冷风通道;9、排气口;10、惰性气体。
具体实施方式
下面结合附图和实施例对本发明进行详细的描述。
实施例1
如图1所示,本发明提供了一种模块化小型压水堆事故下余热排出系统,包括安全壳5和设置在所述安全壳5内的压力容器4;所述压力容器4内设置有蒸汽发生器2、堆芯1和热交换器3;所述热交换器3的换热管有部分处于压力容器4外;压力容器4和安全壳5之间空间设置有含硼水6;所述热交换器3处于压力容器4外的换热管部分被所述含硼水6浸没;所述热交换器3与设置在所述压力容器4上的控制阀组7控制连接。所述控制阀组7包括相互串联的至少两个,设置在所述压力容器4的外壁上,保证阀门处于相对于压力容器内较好的外部环境(温度、压力等)中,保证功能的可用性。所述控制阀组7包括一个常开的电动阀和一个常关的爆破阀,保证事故工况下能够非能动地开启,建立起堆芯余热导出途径,并且能在爆破阀误开启的正常情况下,关闭常开电动阀,防止堆芯热量丧失。所述热交换器3为至少两台壁挂式热交换器,以增大热交换速率,这两热交换器3相互并联。所述压力容器4表面设置有热绝缘层。热绝缘层的厚度由本领域技术人员根据热量损失效率确定,保证正常运行工况下热量通过压力容器壁面的流失率满足限值要求即可。所述安全壳5内还设置有加热器(图中未示出);所述加热器浸没在所述含硼水6中,用以保证含硼水6保持适宜温度,避免其对堆芯1产生影响。
所述蒸汽发生器2的入口处的压力容器4上设置有使得含硼水6进入反应堆堆芯1的快速注入阀门,所述含硼水6的液面没过所述快速注入阀门,以便在一回路失水事故(LOCA)的情况下含硼水6通过快速注入阀门注入压力容器4,为堆芯1提供应急补水,保障堆芯1处于淹没状态,保持堆芯1的完整性。所述安全壳5与所述压力容器4之间的含硼水6液面上方填充有惰性气体10。
正常运行工况下,控制阀组7关闭,热交换器3不工作,热交换器3内流体静止,反应堆压力容器4产生的热量通过直流蒸汽发生器2导出。
事故工况且蒸汽发生器2不工作的情况下,通过启动信号启动控制阀组7,使得热交换器3开启,压力容器4内的热量首先传递给压力容器4内壁侧热交换器3传热管内的流体,然后通过自然循环,热交换器3内高温的流体经过压力容器4壁流到外壁侧传热管,而处于安全壳5内含硼水6淹没状态下的外壁侧传热管,其内部流体温度高于含硼水6温度,热量传递给安全壳5内含硼水6,然后冷却了的热交换器3传热管内流体再次回到压力容器4内,如此循环往复可以将反应堆内余热和设备显热排放到安全壳5内含硼水6中。热量通过含硼水6传递给安全壳5。
实施例2
如图2所示,本发明还提供了一种安装有上述模块化小型压水堆事故下余热排出系统的厂房。该厂房中的模块化小型压水堆事故下余热排出系统如实施例1中所述,厂房设置有压水堆容纳空间、冷风通道8和排气口9,所述模块化小型压水堆事故下余热排出系统安装在所述容纳空间内,所述排气口9设置在所述压水堆容纳空间上方;所述冷风通道8为设置在所述厂房侧壁的竖直通道,该冷风通道底部与所述压水堆容纳空间导通,所述冷风通道上部与大气导通。每个厂房内设置至少两个模块化小型压水堆事故下余热排出系统。相邻的所述模块化小型压水堆事故下余热排出的系统之间留有散热通道。
事故工况下,实施例1中记载的模块化小型压水堆事故下余热排出系统将热量排出至安全壳5内含硼水6中,这些热量导出通过辐射、传热等途径导出,传递到厂房压水堆容纳空间(反应堆大厅)中的空气,热空气比冷空气轻,通过位于厂房压水堆容纳空间上方排气口排至最终热阱--大气中,而由于热空气排出而产生负压从位于下部的冷风通道的入口吸取较冷的空气,使厂房内气体得到补充,如此,通过自然循环非能动地将热量排放到大气中,无需任何能动设备和电源的支持,即可保证反应堆长期处于安全停堆状态。
模块化小型压水堆事故下余热排出系统是集成在反应堆压力容器4上的一体化设施,通过材料、设备和系统的创新性研发和设计,彻底地简化了模块化小型压水堆专设安全设施的系统配置和构造,从安全性和经济性上解决了小型堆一直面临的问题,为今后SMR的标准化和批量化做好准备。
显然,本领域的技术人员可以对本发明进行各种改动和变型而不脱离本发明的精神和范围。这样,倘若对本发明的这些修改和变型属于本发明权利要求及其同等技术的范围之内,则本发明也意图包含这些改动和变型在内。
Claims (10)
1.一种模块化小型压水堆事故下余热排出系统,包括安全壳(5)和设置在所述安全壳(5)内的压力容器(4);其特征在于,所述压力容器(4)内设置有蒸汽发生器(2)、堆芯(1)和热交换器(3);所述热交换器(3)的换热管有部分处于压力容器(4)外;压力容器(4)和安全壳(5)之间空间设置有含硼水(6);所述热交换器(3)处于压力容器(4)外的换热管部分被所述含硼水(6)浸没;所述热交换器(3)与设置在所述压力容器(4)上的控制阀组(7)控制连接。
2.如权利要求1所述的模块化小型压水堆事故下余热排出系统,其特征在于,所述控制阀组(7)包括相互串联的至少两个,所述控制阀组(7)在所述压力容器(4)的内外壁上至少分别设置一个。
3.如权利要求1所述的模块化小型压水堆事故下余热排出系统,其特征在于,所述热交换器(3)为至少两台相互并联的壁挂式热交换器。
4.如权利要求1所述的模块化小型压水堆事故下余热排出系统,其特征在于,所述压力容器(4)表面设置有热绝缘层。
5.如权利要求1所述的模块化小型压水堆事故下余热排出系统,其特征在于,所述安全壳(5)内还设置有加热器;所述加热器浸没在所述含硼水(6)中。
6.如权利要求1所述的模块化小型压水堆事故下余热排出系统,其特征在于,所述蒸汽发生器(2)的入口处的压力容器(4)上设置有使得含硼水(6)进入反应堆堆芯(1)的快速注入阀门,所述含硼水(6)的液面没过所述快速注入阀门。
7.如权利要求1-6任一所述的模块化小型压水堆事故下余热排出系统,其特征在于,所述安全壳(5)与所述压力容器(4)之间的含硼水(6)液面上方填充有惰性气体。
8.安装有权利要求1-7任一所述模块化小型压水堆事故下余热排出系统的厂房,其特征在于,所述厂房设置有压水堆容纳空间、冷风通道(8)和排气口(9),所述模块化小型压水堆事故下余热排出系统安装在所述容纳空间内,所述排气口(9)设置在所述压水堆容纳空间上方;所述冷风通道(8)为设置在所述厂房侧壁的竖直通道,该冷风通道(8)底部与所述压水堆容纳空间导通,所述冷风通道(8)上部与大气导通。
9.如权利要求8所述的厂房,其特征在于,每个厂房内设置至少两个模块化小型压水堆事故下余热排出系统。
10.如权利要求9所述的厂房,其特征在于,相邻的所述模块化小型压水堆事故下余热排出系统之间留有散热通道。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
CN201610954903.2A CN106531243B (zh) | 2016-11-03 | 2016-11-03 | 一种模块化小型压水堆事故下余热排出系统及厂房 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
CN201610954903.2A CN106531243B (zh) | 2016-11-03 | 2016-11-03 | 一种模块化小型压水堆事故下余热排出系统及厂房 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
CN106531243A CN106531243A (zh) | 2017-03-22 |
CN106531243B true CN106531243B (zh) | 2021-08-17 |
Family
ID=58325675
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
CN201610954903.2A Active CN106531243B (zh) | 2016-11-03 | 2016-11-03 | 一种模块化小型压水堆事故下余热排出系统及厂房 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
CN (1) | CN106531243B (zh) |
Families Citing this family (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN108320822A (zh) * | 2018-01-04 | 2018-07-24 | 中国核电工程有限公司 | 一种蒸汽发生器集成的模块化小型压水堆 |
CN108648837B (zh) * | 2018-05-15 | 2020-08-11 | 中国核动力研究设计院 | 一种全自然循环的模块式小型反应堆 |
CN109344428B (zh) * | 2018-08-23 | 2023-08-15 | 上海能源科技发展有限公司 | 一种先进小型核反应堆电厂选址源项模型计算方法 |
KR102485225B1 (ko) * | 2020-12-22 | 2023-01-06 | 한국원자력연구원 | 원자로 |
Citations (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4302291A (en) * | 1979-05-03 | 1981-11-24 | Severs Stephen B | Underwater nuclear power plant structure |
CN103477394A (zh) * | 2011-02-15 | 2013-12-25 | 纽斯高动力有限责任公司 | 用于核反应堆的排热系统和方法 |
KR101436497B1 (ko) * | 2012-12-11 | 2014-09-01 | 한국원자력연구원 | 나선형 소듐대-소듐 열교환기를 이용하여 자연순환 냉각 성능을 강화한 소듐냉각 원자로의 완전 피동형 잔열제거 시스템 |
CN104520939A (zh) * | 2012-06-13 | 2015-04-15 | 西屋电气有限责任公司 | 小模块化反应堆安全系统 |
Family Cites Families (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US9945704B2 (en) * | 2014-07-07 | 2018-04-17 | Nuscale Power, Llc | Flow rate measurement in a volume |
-
2016
- 2016-11-03 CN CN201610954903.2A patent/CN106531243B/zh active Active
Patent Citations (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4302291A (en) * | 1979-05-03 | 1981-11-24 | Severs Stephen B | Underwater nuclear power plant structure |
CN103477394A (zh) * | 2011-02-15 | 2013-12-25 | 纽斯高动力有限责任公司 | 用于核反应堆的排热系统和方法 |
CN104520939A (zh) * | 2012-06-13 | 2015-04-15 | 西屋电气有限责任公司 | 小模块化反应堆安全系统 |
KR101436497B1 (ko) * | 2012-12-11 | 2014-09-01 | 한국원자력연구원 | 나선형 소듐대-소듐 열교환기를 이용하여 자연순환 냉각 성능을 강화한 소듐냉각 원자로의 완전 피동형 잔열제거 시스템 |
Non-Patent Citations (3)
Title |
---|
an overview of the westinghouse small modular reactor;Robert J.Fetterman et al.;《Proceedings of the ASME 2011 small modular reactors sumposium》;20110930;第1-8页 * |
concept of passive safe small reactor for distributed energy supply system;Toshihisa Ishida et al.;《11th international conference on nuclear engineering》;20030423;第1-11页 * |
模块化压水堆非能动余热排出技术应用概述;汪宇 等;《科技视界》;20160229(第5期);第7-9页 * |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
CN106531243A (zh) | 2017-03-22 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
CN106531243B (zh) | 一种模块化小型压水堆事故下余热排出系统及厂房 | |
US11756698B2 (en) | Passive emergency feedwater system | |
CN103460299B (zh) | 自包含的应急废核燃料池冷却系统 | |
CN206210405U (zh) | 核反应堆安全系统 | |
KR101242743B1 (ko) | 일체형 피동안전탱크를 이용한 일체형 원자력 발전 시스템 | |
CN104361913A (zh) | 二次侧非能动余热导出系统 | |
KR20140112198A (ko) | 해상 소형 원전용 안전 시스템 | |
CN113808764B (zh) | 安全壳内堆芯余热导出方法和系统 | |
WO2015115930A1 (ru) | Реакторная установка с реактором на быстрых нейтронах и свинцовым теплоносителем | |
US11830631B2 (en) | Nuclear reactor cooling system that can discharge steam into refueling water | |
US20230197300A1 (en) | Passive waste heat removal system on secondary side of marine environmental reactor | |
CN210837199U (zh) | 余热排出系统与核电系统 | |
CN109243634B (zh) | 反应堆安全系统 | |
CN102820067A (zh) | 一种用于超临界水堆余热排出的自然循环换热器 | |
JP2011252837A (ja) | 原子炉格納容器除熱装置及び除熱方法 | |
CN112700893A (zh) | 余热排出系统与方法及核电系统 | |
FI73535C (fi) | Kylanordning foer en tryckvattenreaktors primaerkrets. | |
CN204242602U (zh) | 二次侧非能动余热导出系统 | |
US20210210227A1 (en) | Long-term cooling system in nuclear plant and method using the same | |
CN111383782B (zh) | 非能动安全系统及具有其的压水反应堆 | |
EP0389712A2 (en) | Multiple use of water in safety system for nuclear reactor plants | |
KR20170017699A (ko) | 상변환물질을 이용한 원자력발전소 피동 냉각시스템 | |
CN214279617U (zh) | 一种核电站安全系统 | |
KR20130083187A (ko) | 원자로 외벽 공동 충수 시스템 | |
CN215988120U (zh) | 安全壳冷却水冷却装置及非能动安全壳冷却系统 |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
C06 | Publication | ||
PB01 | Publication | ||
SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
GR01 | Patent grant | ||
GR01 | Patent grant |