CN107873102B - 被动操作型堆外堆芯熔融物冷却装置 - Google Patents
被动操作型堆外堆芯熔融物冷却装置 Download PDFInfo
- Publication number
- CN107873102B CN107873102B CN201580079333.0A CN201580079333A CN107873102B CN 107873102 B CN107873102 B CN 107873102B CN 201580079333 A CN201580079333 A CN 201580079333A CN 107873102 B CN107873102 B CN 107873102B
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- cooling water
- core
- rope
- injection valve
- fusible plug
- 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
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
- 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
-
- 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)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
本发明涉及一种被动操作型堆外堆芯熔融物冷却装置,用于应对核反应堆压力容器破损的重大事故,在核反应堆腔体区域内于核反应堆压力容器下方设置有捕芯器;利用安全壳内换料水槽的水源,在打开冷却水注入阀门时通过重力注入用于冷却堆芯熔融物的冷却水。其中,冷却水注入阀门与绳子联动,根据超过设定值的温度打开阀门,并且利用绳子的张力机械地驱动阀门。
Description
技术领域
本发明涉及一种被动操作型堆外堆芯熔融物冷却装置,用于应对核反应堆压力容器破损的重大事故,在核反应堆腔体区域内于核反应堆压力容器2下方设置有捕芯器3;利用安全壳内换料水槽4的水源,在打开冷却水注入阀门5时通过重力注入用于冷却堆芯熔融物的冷却水。其中,冷却水注入阀门与绳子联动,根据超过设定值的温度打开阀门,并且利用绳子的张力机械地驱动阀门。
背景技术
当在核能发电厂的安全壳建筑物内部设置的核反应堆压力容器中发生堆芯熔融的重大事故时,堆芯熔融物通过核反应堆压力容器的破损部位排出至核反应堆腔体。为了应对此种情况而在安全壳建筑物腔体中收集、保持以及冷却堆芯熔融物的设备被称为堆外堆芯熔融物冷却装置(捕芯器)。
通常,在核反应堆压力容器中排出的堆芯熔融物在到达捕芯器之后,通过直接或间接地供给能够冷却堆芯熔融物的冷却水来消除堆芯熔融物的衰变热。此时稳定的冷却水供给是使高温的堆芯熔融物冷却所必须的因素。
现有的冷却水注入使用以下方式:当设置在捕芯器周边的腔体内的特定地点的温度测量器产生超过一定温度的信号时,使用由厂内外电源之外额外设置的直流电池驱动的电机驱动阀门(MOV),打开阀门,从而注入冷却水。
然而,如上所述的捕芯器冷却水注入方式,由于有源设备故障、重大事故条件下无法确保温度测量器的完善性以及温度信号的可靠性低下等原因,而存在冷却水注入失败的可能性。
作为与此相关的现有技术,韩国专利公报第10-2014-0139947号中公开了一种堆芯熔融物的被动顺序冷却装置,其包含有第一次冷却堆芯熔融物的堆内构造物,和将冷却水以及气体注入至收纳的堆芯熔融物中以第二次冷却堆芯熔融物的堆外构造物。韩国专利公报第10-2014-0051622号公开了利用液体金属层的堆芯熔融物冷却方法以及利用其的核反应堆冷却系统。然而与本发明提供的、将作为主要技术构成的冷却水注入阀门与绳子联动并且根据超过设定值的温度且利用绳子的张力打开阀门并且当打开阀门时通过重力供给冷却水的被动操作型堆外堆芯熔融物冷却装置相比,在技术构成以及作用效果上存在显著差异。
发明内容
解决的技术问题
本发明要解决的技术问题在于提供一种在冷却水注入过程中无需电源以及测量,利用绳子的张力机械地驱动的被动操作型堆外堆芯熔融物冷却装置。
技术方案
本发明的问题的解决手段在于提供一种被动操作型堆外堆芯熔融物冷却装置,包括:堆芯熔融物,其通过核反应堆压力容器的破损部位排出;易熔塞,其设置在隔热体的最下端,堆芯熔融物因重力而聚集于此;绳子,其填埋设置在易熔塞的下层,当金属材质的易熔塞破损时,绳子断开并且作为媒介将机械信号传送至冷却水注入阀门;捕芯器,其设置在易熔塞的正下方,使得堆芯熔融物在穿过易熔塞而掉落时能够被盛住;冷却水箱,其设置在核反应堆外侧以冷却堆芯熔融物;管道,其用于将冷却水箱内的冷却水运送至具有堆芯熔融物的捕芯器;以及冷却水注入阀门,其设置在管道的一侧并与绳子联动,其中,在堆芯熔融物落下时,随着固定填埋设置在易熔塞内的绳子断开,因两端连接易熔塞和冷却水注入阀门的绳子的张力而维持关闭的冷却水注入阀门转变为打开。
本发明的另一问题的解决手段在于提供一种被动操作型堆外堆芯熔融物冷却装置,其中,在固定填埋在易熔塞内的绳子的端部与在对端的冷却水注入阀门驱动装置之间设置有绳子张力控制器,并且能够用所述绳子张力控制器定期检查和调整支撑两个端部的绳子的张力。
本发明的另一问题的解决手段在于提供一种被动操作型堆外堆芯熔融物冷却装置,其中,绳子被配置为被易熔塞的面积最大限度地容纳,并且两个方向设置为两个系列,其中,针对每个系列,在一个冷却水注入阀门连接设置两个绳子;并且仅当所所设置的两个绳子都断开时,冷却水注入阀门才打开,从而能够最小化在正常状态下的机械误操作的可能性。
本发明的另一问题的解决手段在于提供一种被动操作型堆外堆芯熔融物冷却装置,其中,用于将冷却水箱内的冷却水运送至具有堆芯熔融物的捕芯器的管道被配置为:连接设置在与冷却水箱下端和捕芯器的下端相当的高度,从而使得能够利用水压迅速运送冷却水。
有益效果
根据本发明的捕芯器,因为在冷却水注入过程中采用了无需电源以及测量器的被动驱动方式,所以从根本上消除了因电源以及测量相关因素而造成操作失败的可能性,不仅可以在堆芯熔融物到达之前最小化由冷却水冲入引起的蒸汽爆发的可能性,还具有堆芯熔融物冷却装置的检查变得更容易的优势。
附图说明
图1是现有的捕芯器系统的截面构成的简要示意图。
图2是利用绳子的张力机械地驱动的被动操作型堆外堆芯熔融物冷却装置的具体构成以及作用的示意图。
图3是固定填埋在易熔塞内的绳子的配置示意图。
具体实施方式
本发明在于提供一种被动操作型堆外堆芯熔融物冷却装置,包括:堆芯熔融物,其通过核反应堆压力容器的破损部位排出;易熔塞,其设置在隔热体的最下端,堆芯熔融物因重力而聚集于此;绳子,其填埋设置在易熔塞的下层,并且当金属材质的易熔塞破损时,作为媒介将机械信号传送至冷却水注入阀门;捕芯器,其设置在易熔塞的正下方,使得堆芯熔融物在穿过易熔塞而掉落时可以被盛住;冷却水箱,其设置在核反应堆外侧以冷却堆芯熔融物;管道,其用于将冷却水箱内的冷却水运送至具有堆芯熔融物的捕芯器;以及冷却水注入阀门,其设置在管道的一侧并与绳子联动,其中,在堆芯熔融物落下时,随着固定填埋设置在易熔塞内的绳子断开,因两端连接易熔塞和冷却水注入阀门的绳子的张力而维持关闭的冷却水注入阀门转变为打开。
将描述用于实施本发明的具体内容。
本发明涉及一种被动操作型堆外堆芯熔融物冷却装置,用于应对核反应堆压力容器破损的重大事故,在核反应堆腔体区域内于核反应堆压力容器下方设置有捕芯器;利用安全壳内换料水槽的水源,在打开冷却水注入阀门时通过重力注入用于冷却堆芯熔融物的冷却水。其中,冷却水注入阀门与绳子联动,根据超过设定值的温度打开阀门,并且利用绳子的张力机械地驱动阀门。以下说明根据本发明的具体实施例。
<实施例>
基于附图描述根据本发明的具体实施例。
图1是现有的捕芯器系统的截面构成的简要示意图。为了应对核反应堆压力容器破损的重大事故,在核反应堆腔体1区域内于核反应堆压力容器2下方设置有捕芯器3;利用安全壳内换料水槽4的水源,在打开冷却水注入阀门5时通过重力注入用于冷却堆芯熔融物的冷却水,其中,冷却水注入阀门接收设置于核反应堆腔体区域内的温度测量器6的信号,并且根据超过设定值的温度信号打开阀门。
在图2中,对利用绳子的张力机械地驱动的被动操作型堆外堆芯熔融物冷却装置的具体构成以及作用进行了说明。通过机械地连接核反应堆隔热体的易熔塞部分与向捕芯器供给的冷却水注入阀门可以构成被动操作的冷却系统,从而使得在因堆芯熔融物而易熔塞破损时通过机械驱动力打开冷却水注入阀门。通过核反应堆压力容器7的破损部位排出的堆芯熔融物8,第一次被捕获在设置在核反应堆压力容器外部的隔热体9上,并最终通过重力聚集至隔热体最下端的易熔塞(fusible plug)10部分。
易熔塞10部分由两层构成,其中,上层由容易与堆芯熔融物反应并容易被侵蚀以及破损的牺牲材料构成,而下层配置为固定填埋绳子11,绳子11是当由金属材料制成的易熔塞10破损时将机械信号传送至冷却水注入阀门12的媒介。
通过高温的堆芯熔融物与易熔塞的牺牲材料的相互反应开始侵蚀牺牲材料;通过持续侵蚀,堆芯熔融物穿过易熔塞部分降落至设置在正下方的捕芯器16;并且在这时固定填埋设置在易熔塞10内的绳子11断开,因两端连接易熔塞10和冷却水注入阀门12的绳子11的张力而使维持关闭的冷却水注入阀门转变为打开,从而开始注入冷却水。
此外,在固定填埋在易熔塞10内的绳子11的端部与在对端的冷却水注入阀门12驱动装置之间设置有绳子张力控制器13,并能够用绳子张力控制器13定期检查和调整支撑两个端部的绳子11的张力。
绳子11配置为在未发生重大事故时,控制绳子不断开,以能够最小化冷却水注入失败的可能性。
图3是固定填埋在易熔塞10中的绳子11的配置示意图。
绳子被配置为被位于最下端的易熔塞的面积最大限度地容纳,排出到隔热体的堆芯熔融物最终聚集在此,并且绳子在两个方向设置为两个系列,以确保于冷却水供给的冗余性。
此外,绳子在两个方向设置为两个系列,其中,针对每个系列,在一个冷却水注入阀门连接设置两个绳子;并且仅当所设置的两个绳子都断开时,冷却水注入阀门才打开,从而可以最小化在正常状态下的机械误操作的可能性。
当然,考虑到可靠性和误操作的可能性等,绳子的数量也可以设置为两个以上。
混凝土材质的底座15设置在捕芯器下方。首先,在冷却水流入时,冷却水经过底座15与捕芯器之间并进行冷却。
在一定时间之后,当冷却水流入捕芯器上部时实现直接冷却,并且在直接冷却之后通过自然循环进行冷却。
优选地,用于将冷却水箱内的冷却水运送至堆芯熔融物所在的捕芯器的管道14被配置为:连接设置在与冷却水箱的下端和捕芯器的下端相当的高度,从而使得能够利用水压迅速运送冷却水。
对前面所描述的被动操作型堆外堆芯熔融物冷却装置的技术构成简单描述如下。
本发明包括:堆芯熔融物8,其通过核反应堆压力容器7的破损部位排出;易熔塞10,其设置在隔热体9的最下端,堆芯熔融物8因重力而聚集于此;绳子11,其填埋设置在易熔塞10的下层,当金属材质的易熔塞10破损时,绳子11断开并且作为媒介将机械信号传送至冷却水注入阀门12。
此外,本发明包括:捕芯器16,其设置在易熔塞的正下方,使得堆芯熔融物在穿过易熔塞而掉落时可以被盛住;冷却水箱,其设置在核反应堆外侧以冷却堆芯熔融物;管道14,其用于将冷却水箱内的冷却水运送至具有堆芯熔融物的捕芯器16。
冷却水注入阀门12设置在管道的一侧以与绳子联动。
冷却水注入阀门12被配置为:在所述堆芯熔融物落下时,随着固定填埋设置在易熔塞10内的绳子11断开,因两端连接易熔塞10和冷却水注入阀门12的绳子11的张力而维持关闭的冷却水注入阀门转变为打开。
工业上的可利用性
本发明提供一种被动操作型堆外堆芯熔融物冷却装置,用于应对核反应堆压力容器破损的重大事故,在核反应堆腔体区域内于核反应堆压力容器下方设置有捕芯器;利用安全壳内换料水槽的水源,在打开冷却水注入阀门时通过重力注入用于冷却堆芯熔融物的冷却水。其中,冷却水注入阀门与绳子联动,根据超过设定值的温度打开阀门,并且利用绳子的张力机械地驱动阀门,从而可以轻易冷却,因此工业上的可利用性非常高。
Claims (4)
1.一种被动操作型堆外堆芯熔融物冷却装置,包括:
易熔塞,其设置在隔热体的最下端,用于聚集通过核反应堆压力容器的破损部位排出的堆芯熔融物;
绳子,其填埋设置在易熔塞的下层,当金属材质的易熔塞破损时,绳子断开并且作为媒介将机械信号传送至冷却水注入阀门;
捕芯器,其设置在易熔塞的正下方,使得堆芯熔融物在穿过易熔塞而掉落时能够被盛住;
冷却水箱,其设置在核反应堆外侧以冷却堆芯熔融物;
管道,其用于将冷却水箱内的冷却水运送至具有堆芯熔融物的捕芯器;以及
冷却水注入阀门,其设置在管道的一侧并与绳子联动,
其中,在堆芯熔融物落下时,随着固定填埋设置在易熔塞内的绳子断开,因两端连接易熔塞和冷却水注入阀门的绳子的张力而维持关闭的冷却水注入阀门转变为打开。
2.根据权利要求1所述的被动操作型堆外堆芯熔融物冷却装置,其中,
在固定填埋在易熔塞内的绳子的端部与在对端的冷却水注入阀门驱动装置之间设置有绳子张力控制器,
并且能够用绳子张力控制器定期检查和调整支撑两个端部的绳子的张力。
3.根据权利要求2所述的被动操作型堆外堆芯熔融物冷却装置,其中,
绳子被配置为被易熔塞的面积最大限度地容纳,并且在两个方向设置为两个系列,
其中,针对每个系列,在一个冷却水注入阀门连接设置两个绳子;并且仅当所设置的两个绳子都断开时,冷却水注入阀门才打开,从而能够最小化在正常状态下的机械误操作的可能性。
4.根据权利要求2所述的被动操作型堆外堆芯熔融物冷却装置,其中,
用于将冷却水箱内的冷却水运送至具有堆芯熔融物的捕芯器的管道被配置为:连接设置在与冷却水箱下端和捕芯器的下端相当的高度,从而使得能够利用水压迅速运送冷却水。
Applications Claiming Priority (3)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
KR10-2015-0058933 | 2015-04-27 | ||
KR1020150058933A KR101665248B1 (ko) | 2015-04-27 | 2015-04-27 | 피동 작동형 노외 노심 용융물 냉각장치 |
PCT/KR2015/004751 WO2016175363A1 (ko) | 2015-04-27 | 2015-05-13 | 피동 작동형 노외 노심 용융물 냉각장치 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
CN107873102A CN107873102A (zh) | 2018-04-03 |
CN107873102B true CN107873102B (zh) | 2020-03-27 |
Family
ID=57173347
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
CN201580079333.0A Active CN107873102B (zh) | 2015-04-27 | 2015-05-13 | 被动操作型堆外堆芯熔融物冷却装置 |
Country Status (5)
Country | Link |
---|---|
EP (1) | EP3291242B1 (zh) |
KR (1) | KR101665248B1 (zh) |
CN (1) | CN107873102B (zh) |
PL (1) | PL3291242T3 (zh) |
WO (1) | WO2016175363A1 (zh) |
Families Citing this family (8)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
KR101657580B1 (ko) * | 2015-08-11 | 2016-09-21 | 한국수력원자력 주식회사 | 노심용융물의 포집기능을 갖는 원자로 단열체 |
KR101988265B1 (ko) | 2017-05-24 | 2019-06-12 | 한국원자력연구원 | 원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템 |
CN108053895B (zh) * | 2017-11-06 | 2021-06-25 | 中国核电工程有限公司 | 一种分装强化冷却的反应堆堆芯熔融物捕集装置 |
CN109346197B (zh) * | 2018-11-13 | 2020-01-31 | 中国核动力研究设计院 | 一种双重屏障熔融物包容防护系统 |
CN111810707B (zh) * | 2020-08-26 | 2021-09-03 | 中国原子能科学研究院 | 阀门 |
KR102512170B1 (ko) | 2020-12-15 | 2023-03-20 | 한국수력원자력 주식회사 | 냉각수 공급 안전성이 향상된 코어캐처 장치 |
KR102514705B1 (ko) | 2020-12-29 | 2023-03-27 | 한국수력원자력 주식회사 | 운전안전성이 향상된 코어캐처 장치 |
CN113450933B (zh) * | 2021-08-19 | 2024-05-14 | 中国原子能科学研究院 | 反应堆余热排出系统及方法 |
Family Cites Families (14)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPH0762717B2 (ja) * | 1988-09-21 | 1995-07-05 | 株式会社日立製作所 | 高温高圧容器への注液装置 |
RU2063071C1 (ru) * | 1994-05-30 | 1996-06-27 | Опытное Конструкторское Бюро "Гидропресс" | Система аварийного охлаждения активной зоны ядерного реактора при ее разрушении |
KR100549862B1 (ko) * | 2004-02-10 | 2006-02-08 | 한국원자력연구소 | 원자로 용기를 관통한 노심용융물 냉각장치 및 그 방법 |
KR100873647B1 (ko) * | 2007-06-29 | 2008-12-12 | 한국원자력연구원 | 노외 증기 폭발 방지 장치 및 그 방법 |
JP4987681B2 (ja) * | 2007-12-12 | 2012-07-25 | 株式会社東芝 | 原子炉格納容器及び漏水検知床 |
JP5235614B2 (ja) * | 2008-11-05 | 2013-07-10 | 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 | 原子力プラント及び制御方法 |
KR101106456B1 (ko) * | 2010-04-16 | 2012-01-20 | 국립대학법인 울산과학기술대학교 산학협력단 | 그라핀/그라핀-산화물 분산 냉각재의 이용방법 및 이를 이용한 원자로 노심용융물 냉각 시스템 |
KR101233314B1 (ko) * | 2011-09-20 | 2013-02-14 | 한국수력원자력 주식회사 | 다단식 피동형 원자로 노심 용융물 냉각장치 |
KR101389276B1 (ko) * | 2012-07-13 | 2014-04-25 | 한국원자력연구원 | 원자로의 피동안전계통 |
EP2747087A1 (de) * | 2012-12-22 | 2014-06-25 | AREVA GmbH | Rohrabsperreinrichtung und Vorrichtung zur Notversorgung der in einem Reaktorbehälter eines Kernkraftwerks angeordneten Brennstäbe mit Kühlflüssigkeit mit einer solchen Rohrabsperreinrichtung |
US11373768B2 (en) * | 2013-03-12 | 2022-06-28 | Bwxt Mpower, Inc. | Refueling water storage tank (RWST) with tailored passive emergency core cooling (ECC) flow |
KR101504217B1 (ko) * | 2013-05-28 | 2015-03-20 | 한국원자력연구원 | 노심용융물의 피동 순차 냉각 장치 및 이를 구비하는 원전 |
US20140376680A1 (en) * | 2013-06-25 | 2014-12-25 | Areva Inc. | Containment Sump Ceramic Drain Plug |
KR101445494B1 (ko) * | 2013-07-18 | 2014-09-26 | 한국원자력연구원 | 중력노심냉각탱크를 활용한 연구용 원자로 피동잔열제거시스템 |
-
2015
- 2015-04-27 KR KR1020150058933A patent/KR101665248B1/ko active IP Right Grant
- 2015-05-13 WO PCT/KR2015/004751 patent/WO2016175363A1/ko unknown
- 2015-05-13 EP EP15890804.6A patent/EP3291242B1/en active Active
- 2015-05-13 PL PL15890804T patent/PL3291242T3/pl unknown
- 2015-05-13 CN CN201580079333.0A patent/CN107873102B/zh active Active
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
PL3291242T3 (pl) | 2020-04-30 |
KR101665248B1 (ko) | 2016-10-12 |
EP3291242A4 (en) | 2018-12-26 |
EP3291242A1 (en) | 2018-03-07 |
WO2016175363A1 (ko) | 2016-11-03 |
EP3291242B1 (en) | 2019-12-18 |
CN107873102A (zh) | 2018-04-03 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
CN107873102B (zh) | 被动操作型堆外堆芯熔融物冷却装置 | |
CN102163469B (zh) | 一种核电站非能动专设安全系统 | |
CN104299661B (zh) | 一种核电站调试启动过程中的瞬态试验控制方法及系统 | |
KR20170104476A (ko) | 핵원자로 코어 용해물의 저장 및 냉각 | |
KR20170104475A (ko) | 원자로 코어로부터의 용해물을 저장하여 냉각하는 시스템 | |
CN101896688A (zh) | 清除蜡和测量蜡厚度的方法 | |
KR101606872B1 (ko) | 노심 용융물 냉각용 다공성 냉각블록 및 이를 구비하는 노심 용융물 냉각장치 및 이들을 이용한 노심 용융물 냉각방법 | |
NO20131534A1 (no) | Undersjøisk prosessering av brønnfluider | |
CN203101036U (zh) | 用于蒸汽校验安全阀的校验装置 | |
CN102087883B (zh) | 堆芯核测系统中子通量测量指套管更换工艺及其专用设备 | |
CN111768883A (zh) | 一种高温气冷堆核电站冷试期间一回路舱室加热系统及方法 | |
CN105427911A (zh) | 压水堆核电厂厂用电源切换试验的控制方法及控制系统 | |
CN102620895A (zh) | 浮球式气体继电器密封试验装置 | |
CN203397707U (zh) | 一种核电站安全防护系统 | |
KR100873647B1 (ko) | 노외 증기 폭발 방지 장치 및 그 방법 | |
CN103426484A (zh) | 一种防止反应堆堆内熔融物熔损压力容器的方法以及用于实施这种方法的系统 | |
JP6489903B2 (ja) | 非常時における原子炉水位計測方法及びその装置並びに原子炉への注水方法 | |
KR20140139947A (ko) | 노심용융물의 피동 순차 냉각 장치 및 이를 구비하는 원전 | |
CN209625811U (zh) | 一种安全注入系统及核电站 | |
RU2186429C2 (ru) | Способ перегрузки и контроля герметичности тепловыделяющей сборки реактора с жидким теплоносителем и устройство для его осуществления | |
CN110610770A (zh) | 一种压水堆核电厂安注箱自动隔离系统以及方法 | |
KR101198991B1 (ko) | 가압 중수형 원자로의 개폐가능 후비 비상노심 냉각수 주입장치 | |
JP2016145726A (ja) | 原子力発電所の非常用炉心冷却系 | |
CN203133208U (zh) | 一种干式电抗器故障在线监测装置 | |
KR102557539B1 (ko) | 원자로격납건물의 냉각수 직접충수시스템 |
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 | ||
GR01 | Patent grant | ||
GR01 | Patent grant |