CN107170492A - 一种降低核电厂安全壳泄漏物质温度与其中放射性核素含量的系统 - Google Patents
一种降低核电厂安全壳泄漏物质温度与其中放射性核素含量的系统 Download PDFInfo
- Publication number
- CN107170492A CN107170492A CN201710238463.5A CN201710238463A CN107170492A CN 107170492 A CN107170492 A CN 107170492A CN 201710238463 A CN201710238463 A CN 201710238463A CN 107170492 A CN107170492 A CN 107170492A
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- water tank
- pressure relief
- strainer
- relief pipe
- heat exchanger
- 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
Links
- 239000000463 material Substances 0.000 title claims abstract description 39
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 89
- 238000001914 filtration Methods 0.000 claims abstract description 40
- 238000001816 cooling Methods 0.000 claims abstract description 5
- 239000007788 liquid Substances 0.000 claims description 14
- 239000000047 product Substances 0.000 claims description 9
- 239000013505 freshwater Substances 0.000 claims description 5
- 239000000498 cooling water Substances 0.000 claims description 4
- 239000013535 sea water Substances 0.000 claims description 4
- 239000013589 supplement Substances 0.000 claims description 4
- 230000004888 barrier function Effects 0.000 claims description 3
- 230000001419 dependent effect Effects 0.000 claims description 3
- 238000012544 monitoring process Methods 0.000 claims description 3
- 230000008676 import Effects 0.000 claims description 2
- 238000002955 isolation Methods 0.000 claims description 2
- 230000009467 reduction Effects 0.000 abstract description 21
- 230000004992 fission Effects 0.000 abstract description 9
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 4
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 description 3
- 230000004048 modification Effects 0.000 description 3
- 238000012986 modification Methods 0.000 description 3
- 230000000149 penetrating effect Effects 0.000 description 2
- 239000000941 radioactive substance Substances 0.000 description 2
- 108010064245 urinary gonadotropin fragment Proteins 0.000 description 2
- UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N Hydrogen Chemical compound [H][H] UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000009825 accumulation Methods 0.000 description 1
- 230000009286 beneficial effect Effects 0.000 description 1
- 238000009835 boiling Methods 0.000 description 1
- 230000008859 change Effects 0.000 description 1
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 1
- 230000006378 damage Effects 0.000 description 1
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 1
- 238000009792 diffusion process Methods 0.000 description 1
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 1
- 239000012634 fragment Substances 0.000 description 1
- JEGUKCSWCFPDGT-UHFFFAOYSA-N h2o hydrate Chemical compound O.O JEGUKCSWCFPDGT-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000001257 hydrogen Substances 0.000 description 1
- 229910052739 hydrogen Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000011261 inert gas Substances 0.000 description 1
- 238000002347 injection Methods 0.000 description 1
- 239000007924 injection Substances 0.000 description 1
- 238000005259 measurement Methods 0.000 description 1
- 230000000116 mitigating effect Effects 0.000 description 1
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 1
- 230000003647 oxidation Effects 0.000 description 1
- 238000007254 oxidation reaction Methods 0.000 description 1
- 230000002265 prevention Effects 0.000 description 1
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 1
- 239000007921 spray Substances 0.000 description 1
- 239000000126 substance Substances 0.000 description 1
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
- G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
- G21C13/10—Means for preventing contamination in the event of leakage, e.g. double wall
-
- 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)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
本发明属于核安全控制技术领域，涉及一种降低核电厂安全壳泄漏物质温度与其中放射性核素含量的系统。所述的系统包括泄压管路、泄压管路换热器、过滤水箱、过滤水箱换热器、过滤回路、回气管路，泄压管路一端连接安全壳的泄压阀，另一端连接过滤水箱，且在其中间连接有泄压管路换热器；泄压管路换热器用于降低从泄压管路中导出泄漏物质的温度；过滤水箱通过其中或其外设置的过滤回路过滤掉泄漏物质中携带的裂变产物放射性核素，通过其中或其外设置的过滤水箱换热器为其中装盛的水降温；回气管路一端连接过滤水箱的出气口，另一端连接安全壳。利用本发明的系统，可降低核电厂安全壳泄漏物质温度，并大大减少乃至杜绝其中放射性核素的排放。
Description
技术领域
本发明属于核安全控制技术领域，涉及一种降低核电厂安全壳泄漏物质温度与其中放射性核素含量的系统。
背景技术
不同堆型的核电厂为应对严重事故，设置不同的预防及缓解措施，保证核电厂的安全可靠，以及电厂工作人员及场外公众的辐射安全。如果事故后反应堆一回路系统处于持续高压状态，当压力容器下封头熔穿时，熔融物可能从压力容器下封头喷放到堆腔而发生高压熔堆喷射。后续喷放的饱和水、蒸汽、氢气可能挟带堆芯碎片离开堆腔，到达安全壳的不同隔间，扩散的高温堆芯碎片挟带着热能和化学能(碎片氧化)，可能直接迅速地加热安全壳内气体，甚至破坏安全壳完整性，导致非常严重的放射性释放后果，发生“安全壳直接加热”，并可能引起安全壳的早期失效。因此，采取相应的一回路卸压措施防止高压熔堆事故的发生是非常必要的。
目前压水堆核电厂的稳压器连接有泄压箱，但是无法在事故工况下持续使用。压水堆核电厂有安全壳喷淋系统和安全壳外冷却系统，一方面降低安全壳内压力和温度，另一方面可以去除安全壳内释放的裂变产物。但是该措施应对的放射性核素已经释放到安全壳大气中，不可避免会产生环境释放(包括但不限于惰性气体)。因此降低安全壳内放射性核素泄漏到大气的系统设计是很有必要的。
发明内容
本发明的目的提供一种降低核电厂安全壳泄漏物质温度与其中放射性核素含量的系统，以降低核电厂安全壳泄漏物质温度，并大大减少乃至杜绝其中放射性核素的排放。
为实现此目的，在基础的实施方案中，本发明提供一种降低核电厂安全壳泄漏物质温度与其中放射性核素含量的系统，所述的系统包括泄压管路、泄压管路换热器、过滤水箱、过滤水箱换热器、过滤回路、回气管路，
所述的泄压管路一端连接所述的安全壳的泄压阀，另一端连接所述的过滤水箱，且在其中间连接有所述的泄压管路换热器；
所述的泄压管路换热器用于降低从所述的泄压管路中导出泄漏物质的温度；
所述的过滤水箱通过其中或其外设置的所述的过滤回路过滤掉泄漏物质中携带的裂变产物放射性核素，通过其中或其外设置的所述的过滤水箱换热器为其中装盛的水降温；
所述的回气管路一端连接所述的过滤水箱的出气口，另一端连接所述的安全壳，用于将经过降温与过滤放射性核素的泄漏物质输送回所述的安全壳。
在一种优选的实施方案中，本发明提供一种降低核电厂安全壳泄漏物质温度与其中放射性核素含量的系统，其中所述的系统还包括设置在所述的泄压管路上，位于所述的泄压管路换热器之前的泄压管路隔离阀和/或设置在所述的回气管路上的回气管路隔离阀。
在一种优选的实施方案中，本发明提供一种降低核电厂安全壳泄漏物质温度与其中放射性核素含量的系统，其中所述的泄压管路隔离阀和/或所述的回气管路隔离阀上设置有远距离操作手轮和限位开关，所述的远距离操作手轮设置在所述的泄压管路隔离阀和/或所述的回气管路隔离阀所在厂房的屏蔽墙后面，用于保证事故后人员的可接近性；所述的限位开关用于向主控制室提供隔离阀的开关状态。
在一种优选的实施方案中，本发明提供一种降低核电厂安全壳泄漏物质温度与其中放射性核素含量的系统，其中所述的系统还包括设置在所述的泄压管路上，位于所述的泄压管路隔离阀之后，所述的泄压管路换热器之前的孔板，用于稳定泄漏物质的流速，减少流速随压力变化的波动。
在一种优选的实施方案中，本发明提供一种降低核电厂安全壳泄漏物质温度与其中放射性核素含量的系统，其中所述的泄压管路换热器为管壳式换热器。
在一种优选的实施方案中，本发明提供一种降低核电厂安全壳泄漏物质温度与其中放射性核素含量的系统，其中所述的过滤回路为多组并联，设置在所述的过滤水箱的侧壁上，每组所述的过滤回路上至少设置一个过滤器。
在一种优选的实施方案中，本发明提供一种降低核电厂安全壳泄漏物质温度与其中放射性核素含量的系统，其中每组所述的过滤回路上设置有报警监测仪，用于当该组过滤回路上设置的过滤器达到阈值报警时关闭该组过滤回路两端的阀门，隔离该组过滤回路中的过滤器，并开启新的一组或多组过滤回路。
在一种优选的实施方案中，本发明提供一种降低核电厂安全壳泄漏物质温度与其中放射性核素含量的系统，其中所述的系统还包括设置在所述的过滤水箱上的液位计，用于监测所述的过滤水箱中的液位。
在一种优选的实施方案中，本发明提供一种降低核电厂安全壳泄漏物质温度与其中放射性核素含量的系统，其中所述的系统还包括换热水箱，用于给所述的泄压管路换热器、过滤水箱换热器提供冷却用水和补充所述的过滤水箱中的水使达到所需的液位。
在一种优选的实施方案中，本发明提供一种降低核电厂安全壳泄漏物质温度与其中放射性核素含量的系统，其中所述的换热水箱给所述的泄压管路换热器、过滤水箱换热器提供冷却用水和补充所述的过滤水箱中的水使达到所需的液位通过能动系统和/或非能动系统实现，所述的能动系统包括泵。
在一种优选的实施方案中，本发明提供一种降低核电厂安全壳泄漏物质温度与其中放射性核素含量的系统，其中所述的系统还包括设置在所述的换热水箱内部或外部的泵，用于将所述的换热水箱中储存的水导入所述的泄压管路换热器、过滤水箱换热器和/或过滤水箱。
在一种优选的实施方案中，本发明提供一种降低核电厂安全壳泄漏物质温度与其中放射性核素含量的系统，其中设置在所述的换热水箱内部的泵为潜水泵。
在一种优选的实施方案中，本发明提供一种降低核电厂安全壳泄漏物质温度与其中放射性核素含量的系统，其中所述的换热水箱储存的水为由从外界导入的淡水和/或海水。
本发明的有益效果在于，利用本发明的降低核电厂安全壳泄漏物质温度与其中放射性核素含量的系统，可降低核电厂安全壳泄漏物质温度，并大大减少乃至杜绝其中放射性核素的排放，从而提高核电站的安全性，同时降低大量放射性核素释放的风险。本发明的系统与安全壳一回路系统的稳压器的泄压阀连接，在事故后开启本发明的系统的隔离阀，高温高压蒸汽和液体通过孔板和管壳式换热器，进入过滤水箱过滤后通过回气管线返回安全壳。因此，安全壳泄露物质在通过过滤水箱时得到净化和过滤，同时过滤水箱中的过滤器积累裂变产物，过滤水箱中的换热器避免衰变热加热过滤水箱中的水从而降低其过滤效率。本发明可对核电站发生的严重事故进行缓解，防止一回路的高压熔堆，同时减少释放到安全壳中的放射性物质，保护电厂工作人员和场外公众的安全，大大提高了核电站的安全性。
附图说明
图1为示例性的本发明的降低核电厂安全壳泄漏物质温度与其中放射性核素含量的系统的组成示意图。
具体实施方式
以下结合附图对本发明的具体实施方式作出进一步的说明。
示例性的本发明的降低核电厂安全壳泄漏物质温度与其中放射性核素含量的系统如图1所示，包括泄压管路隔离阀1、泄压管路换热器2、换热水箱3、潜水泵4、淡水或海水5、过滤水箱换热器6、过滤水箱7、液位计8、过滤回路9、孔板10、回气管路隔离阀11、泄压管路12和回气管路13。
泄压管路12一端连接安全壳的泄压阀，另一端连接过滤水箱7，且在其中间依次连接泄压管路隔离阀1、孔板10、泄压管路换热器2。
孔板10用于稳定泄漏物质在泄压管路12中的流速，减少流速随压力变化的波动。
泄压管路换热器2为管壳式换热器，用于降低泄压管路12中导出泄漏物质的温度。
过滤水箱7通过其侧壁上设置的过滤回路9过滤掉泄漏物质中携带的裂变产物放射性核素，通过其中设置的过滤水箱换热器6为其中装盛的水降温。
过滤回路9为多组并联，每组过滤回路9上设置一个过滤器。每组过滤回路9上设置有报警监测仪，用于当该组过滤回路9上设置的过滤器达到阈值报警时关闭该组过滤回路9的过滤器两端的阀门，隔离该组过滤回路9中的过滤器，并开启新的一组或多组过滤回路9。这样一方面可保证过滤回路9对裂变产物放射性核素的过滤效率，另一方面可以防止过滤水箱7中裂变产物产生的衰变热导致过滤水箱7中水沸腾，从而降低过滤效率。
过滤水箱7上设置有液位计8，用于监测过滤水箱7中的液位。
回气管路13一端连接过滤水箱7的出气口，另一端连接安全壳。泄漏物质通过过滤水箱7、过滤回路9的过滤与降温，主要是排除裂变产物放射性核素后的气体通过回气管路13返回安全壳内进行衰变。回气管路13上设置有回气管路隔离阀11。
通过能动系统和非能动系统将换热水箱3中储存的淡水或海水5提供给泄压管路换热器2、过滤水箱换热器6作为冷却用水，并提供给过滤水箱7使补充其中的水达到所需的液位(过滤水箱7中的液位会因过滤水箱7中温度升高而降低)。其中能动系统包括设置在换热水箱3内部的潜水泵4。淡水或海水5可从外界导入，尤其可从厂外移动水源导入。
泄压管路隔离阀1和回气管路隔离阀11上设置有远距离操作手轮和限位开关。远距离操作手轮设置在泄压管路隔离阀1和回气管路隔离阀11所在厂房的屏蔽墙后面(反应堆厂房外)，用于保证事故后人员的可接近性。限位开关用于向主控制室提供隔离阀的开关状态。
此外，该示例性的本发明的系统还可以将液位测量和剂量率的测量结果送到机组的主控制室和应急指挥中心内。
本发明的系统与安全壳一回路系统的稳压器的泄压阀连接，在事故后开启本发明的系统的隔离阀，高温高压蒸汽和液体通过孔板和管壳式换热器，进入过滤水箱过滤后通过回气管线返回安全壳。因此，安全壳泄漏物质在通过过滤水箱时得到净化和过滤，同时过滤水箱中的过滤器积累裂变产物，过滤水箱中的换热器避免衰变热加热过滤水箱中的水从而降低其过滤效率。本发明可对核电站发生的严重事故进行缓解，防止一回路的高压熔堆，同时减少释放到安全壳中的放射性物质，保护电厂工作人员和场外公众的安全，大大提高了核电站的安全性。
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。上述实施例或实施方式只是对本发明的举例说明，本发明也可以以其它的特定方式或其它的特定形式实施，而不偏离本发明的要旨或本质特征。因此，描述的实施方式从任何方面来看均应视为说明性而非限定性的。本发明的范围应由附加的权利要求说明，任何与权利要求的意图和范围等效的变化也应包含在本发明的范围内。
Claims (10)
1.一种降低核电厂安全壳泄漏物质温度与其中放射性核素含量的系统，其特征在于：所述的系统包括泄压管路、泄压管路换热器、过滤水箱、过滤水箱换热器、过滤回路、回气管路，
所述的泄压管路一端连接所述的安全壳的泄压阀，另一端连接所述的过滤水箱，且在其中间连接有所述的泄压管路换热器；
所述的泄压管路换热器用于降低从所述的泄压管路中导出泄漏物质的温度；
所述的过滤水箱通过其中或其外设置的所述的过滤回路过滤掉泄漏物质中携带的裂变产物放射性核素，通过其中或其外设置的所述的过滤水箱换热器为其中装盛的水降温；
所述的回气管路一端连接所述的过滤水箱的出气口，另一端连接所述的安全壳，用于将经过降温与过滤放射性核素的泄漏物质输送回所述的安全壳。
2.根据权利要求1所述的系统，其特征在于：所述的系统还包括设置在所述的泄压管路上，位于所述的泄压管路换热器之前的泄压管路隔离阀和/或设置在所述的回气管路上的回气管路隔离阀。
3.根据权利要求2所述的系统，其特征在于：所述的泄压管路隔离阀和/或所述的回气管路隔离阀上设置有远距离操作手轮和限位开关，所述的远距离操作手轮设置在所述的泄压管路隔离阀和/或所述的回气管路隔离阀所在厂房的屏蔽墙后面，用于保证事故后人员的可接近性；所述的限位开关用于向主控制室提供隔离阀的开关状态。
4.根据权利要求2所述的系统，其特征在于：所述的系统还包括设置在所述的泄压管路上，位于所述的泄压管路隔离阀之后，所述的泄压管路换热器之前的孔板，用于稳定泄漏物质的流速，减少流速随压力变化的波动。
5.根据权利要求1所述的系统，其特征在于：所述的过滤回路为多组并联，设置在所述的过滤水箱的侧壁上，每组所述的过滤回路上至少设置一个过滤器。
6.根据权利要求5所述的系统，其特征在于：每组所述的过滤回路上设置有报警监测仪，用于当该组过滤回路上设置的过滤器达到阈值报警时关闭该组过滤回路两端的阀门，隔离该组过滤回路中的过滤器，并开启新的一组或多组过滤回路。
7.根据权利要求1所述的系统，其特征在于：所述的系统还包括设置在所述的过滤水箱上的液位计，用于监测所述的过滤水箱中的液位。
8.根据权利要求1所述的系统，其特征在于：所述的系统还包括换热水箱，用于给所述的泄压管路换热器、过滤水箱换热器提供冷却用水和补充所述的过滤水箱中的水使达到所需的液位。
9.根据权利要求8所述的系统，其特征在于：所述的系统还包括设置在所述的换热水箱内部或外部的泵，用于将所述的换热水箱中储存的水导入所述的泄压管路换热器、过滤水箱换热器和/或过滤水箱。
10.根据权利要求1所述的系统，其特征在于：所述的换热水箱储存的水为由从外界导入的淡水和/或海水。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CN201710155768X | 2017-03-16 | ||
| CN201710155768 | 2017-03-16 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| CN107170492A true CN107170492A (zh) | 2017-09-15 |
Family
ID=59849225
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| CN201710238463.5A Pending CN107170492A (zh) | 2017-03-16 | 2017-04-13 | 一种降低核电厂安全壳泄漏物质温度与其中放射性核素含量的系统 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| CN (1) | CN107170492A (zh) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN109215286A (zh) * | 2018-08-27 | 2019-01-15 | 中广核工程有限公司 | 核电站的火灾监控装置及其火灾监控电路 |
| CN112768094A (zh) * | 2020-12-28 | 2021-05-07 | 日照方乐精密机械有限公司 | 一种海上核电平台稳压器泄压管线布置结构 |
| CN113113160A (zh) * | 2021-04-02 | 2021-07-13 | 上海核工程研究设计院有限公司 | 一种安全壳顶部闸门泄露过滤系统 |
Citations (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN102723114A (zh) * | 2012-05-30 | 2012-10-10 | 中国核电工程有限公司 | 一种安全壳过滤排放系统 |
| CN204242599U (zh) * | 2014-12-03 | 2015-04-01 | 中国核动力研究设计院 | 具有循环过滤功能的安全壳排放系统 |
| JP2015072151A (ja) * | 2013-10-02 | 2015-04-16 | 株式会社東芝 | 現地試験システムおよび現地試験方法 |
| CN204407019U (zh) * | 2015-01-28 | 2015-06-17 | 中科华核电技术研究院有限公司 | 一种核电站的卸压系统 |
| CN105830167A (zh) * | 2014-03-03 | 2016-08-03 | 未来与挑战株式会社 | 使用于核电站的过滤排放系统 |
| CN106297931A (zh) * | 2016-08-20 | 2017-01-04 | 中国船舶重工集团公司第七〇九研究所 | 一种放射性气溶胶高效净化回收装置及其工作方法 |
-
2017
- 2017-04-13 CN CN201710238463.5A patent/CN107170492A/zh active Pending
Patent Citations (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN102723114A (zh) * | 2012-05-30 | 2012-10-10 | 中国核电工程有限公司 | 一种安全壳过滤排放系统 |
| JP2015072151A (ja) * | 2013-10-02 | 2015-04-16 | 株式会社東芝 | 現地試験システムおよび現地試験方法 |
| CN105830167A (zh) * | 2014-03-03 | 2016-08-03 | 未来与挑战株式会社 | 使用于核电站的过滤排放系统 |
| CN204242599U (zh) * | 2014-12-03 | 2015-04-01 | 中国核动力研究设计院 | 具有循环过滤功能的安全壳排放系统 |
| CN204407019U (zh) * | 2015-01-28 | 2015-06-17 | 中科华核电技术研究院有限公司 | 一种核电站的卸压系统 |
| CN106297931A (zh) * | 2016-08-20 | 2017-01-04 | 中国船舶重工集团公司第七〇九研究所 | 一种放射性气溶胶高效净化回收装置及其工作方法 |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN109215286A (zh) * | 2018-08-27 | 2019-01-15 | 中广核工程有限公司 | 核电站的火灾监控装置及其火灾监控电路 |
| CN112768094A (zh) * | 2020-12-28 | 2021-05-07 | 日照方乐精密机械有限公司 | 一种海上核电平台稳压器泄压管线布置结构 |
| CN113113160A (zh) * | 2021-04-02 | 2021-07-13 | 上海核工程研究设计院有限公司 | 一种安全壳顶部闸门泄露过滤系统 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| CN203931515U (zh) | 基于177堆芯的能动加非能动核蒸汽供应系统及其核电站 | |
| CN104412328B (zh) | 用于核反应堆安全壳通风系统的过滤器 | |
| CN202887746U (zh) | 一种核电站能动与非能动结合的堆芯剩余热量排出系统 | |
| EP2689426B1 (en) | Emergency core cooling systems for pressurized water reactor | |
| KR101242743B1 (ko) | 일체형 피동안전탱크를 이용한 일체형 원자력 발전 시스템 | |
| CN202855316U (zh) | 压水堆核电厂安全壳冷却系统 | |
| CN103985422A (zh) | 基于177堆芯的能动加非能动核蒸汽供应系统及其核电站 | |
| US9984777B2 (en) | Passive emergency feedwater system | |
| CN202102728U (zh) | 一种用于保证核电站安全的安全系统 | |
| CN107170492A (zh) | 一种降低核电厂安全壳泄漏物质温度与其中放射性核素含量的系统 | |
| CN207337938U (zh) | 用于核商船的安全壳系统 | |
| CN106297931B (zh) | 一种放射性气溶胶高效净化回收装置及其工作方法 | |
| KR20190073829A (ko) | 원자력발전소 중대사고 발생시 방사성 물질의 대기방출을 저감시키는 주증기 계통 | |
| CN109243634B (zh) | 反应堆安全系统 | |
| CN108062984A (zh) | 安全壳卸压过滤排放综合性系统 | |
| CN202770265U (zh) | 一种用于超临界水堆余热排出的自然循环换热器 | |
| CN107093473B (zh) | 一种核反应堆用余热排出系统 | |
| CN106531243B (zh) | 一种模块化小型压水堆事故下余热排出系统及厂房 | |
| CN102820067A (zh) | 一种用于超临界水堆余热排出的自然循环换热器 | |
| CN105374408A (zh) | 一种深井式常压供热核反应堆 | |
| CN103531256A (zh) | 压水堆预应力混凝土安全壳非能动冷却系统 | |
| CN110911024A (zh) | 用于蒸汽发生器传热管破裂事故的缓释装置 | |
| JP2011252837A (ja) | 原子炉格納容器除熱装置及び除熱方法 | |
| CN105575449A (zh) | 一种深井式常压核供热系统 | |
| CN104269193B (zh) | 次临界能源包层事故缓解系统 |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| PB01 | Publication | ||
| PB01 | Publication | ||
| SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
| SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
| RJ01 | Rejection of invention patent application after publication |
Application publication date: 20170915 |
|
| RJ01 | Rejection of invention patent application after publication |