CN108281204A - 一种小型堆安注再循环系统 - Google Patents

一种小型堆安注再循环系统 Download PDF

Info

Publication number
CN108281204A
CN108281204A CN201810069944.2A CN201810069944A CN108281204A CN 108281204 A CN108281204 A CN 108281204A CN 201810069944 A CN201810069944 A CN 201810069944A CN 108281204 A CN108281204 A CN 108281204A
Authority
CN
China
Prior art keywords
suppression pool
containment
injection pump
safety injection
pipeline
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
CN201810069944.2A
Other languages
English (en)
Inventor
张明
谭璞
帅剑云
张立德
张守杰
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.)
China General Nuclear Power Corp
China Nuclear Power Technology Research Institute Co Ltd
CGN Power Co Ltd
China Nuclear Power Institute Co Ltd
Original Assignee
China General Nuclear Power Corp
China Nuclear Power Technology Research Institute Co Ltd
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 General Nuclear Power Corp, China Nuclear Power Technology Research Institute Co Ltd, CGN Power Co Ltd filed Critical China General Nuclear Power Corp
Priority to CN201810069944.2A priority Critical patent/CN108281204A/zh
Publication of CN108281204A publication Critical patent/CN108281204A/zh
Pending legal-status Critical Current

Links

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
    • G21C15/02—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices
    • 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
    • G21C15/24—Promoting flow of the coolant
    • G21C15/243—Promoting flow of the coolant for liquids
    • 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

本发明公开了一种小型堆安注再循环系统，包括：设置在安全壳的外部，且分别与抑压池相连的抑压池冷却回路和安注再循环回路；其中：安注再循环回路包括：安注泵，安注泵通过安注泵第一管线接入至安全壳内的抑压池，安注泵通过安注泵第二管线接入安全壳内的堆芯，其中：安注泵通过安注泵第一管线从抑压池抽取含硼水，通过安注泵第二管线注入安全壳内的堆芯，并带出堆芯余热。实施本发明的小型堆安注再循环系统，抑压池能够实现安全壳抑压和堆芯安注两个功能，解决小型堆中无地坑环境下再循环安注水源不足的问题，同步解决再循环安注时硼浓度稀释的问题；结构设计合理，安全可靠，易于维修和维护。

Description

一种小型堆安注再循环系统
技术领域
本发明涉及核电领域，尤其涉及一种小型堆安注再循环系统。
背景技术
在LOCA事故下，安注系统将会对堆芯进行硼水注入以带出堆芯热量，确保堆芯保持在淹没状态，以控制和缓解事故后果。安注系统的安注水源主要以安注水箱中水源为主，而在小型反应堆中，安注水箱的容积有限，要保持堆芯处于次临界状态并控制事故后，需要更多的含硼水源来带出堆芯余热并保持堆芯始终处于淹没状态。目前，大型反应堆中主要使用地坑中的喷淋水经过滤后再次进行安全注入，而在小型反应堆中，受制于空间问题，地坑再循环方法无法实现。
发明内容
本发明所要解决的技术问题在于，提供一种小型堆安注再循环系统，抑压池能够实现安全壳抑压和堆芯安注两个功能，解决小型堆中无地坑环境下再循环安注水源不足的问题，同步解决再循环安注时硼浓度稀释的问题；结构设计合理，安全可靠，易于维修和维护。
为了解决上述技术问题，本发明的实施例提供了一种小型堆安注再循环系统，包括：安全壳，安全壳内设有堆芯；设置在安全壳中的抑压池，抑压池通过抑压连通管与安全壳的内部设为连通；设置在安全壳的外部，且分别与抑压池相连的抑压池冷却回路和安注再循环回路；其中：安注再循环回路包括：安注泵，安注泵通过安注泵第一管线接入至安全壳内的抑压池，安注泵通过安注泵第二管线接入安全壳内的堆芯，其中：安注泵通过安注泵第一管线从抑压池抽取含硼水，通过安注泵第二管线注入安全壳内的堆芯，并带出堆芯余热。
其中，安注泵第一管线置于抑压池的端部连接有再循环过滤器。
其中，抑压连通管至于安全壳的端部连接有格栅防护罩。
其中，抑压池上设有用以平衡抑压池和安全壳内压力的真空破坏阀，其中：安注泵从抑压池抽取含硼水，抑压池内产生负压，当抑压池内负压差达到真空破坏阀的启动定值时，真空破坏阀打开，安全壳内的空气进入抑压池内；当抑压池与安全壳内压力达到平衡时，真空破坏阀关闭。
其中，抑压池冷却回路中至少接入依次相连的过滤器、循环泵以及热交换器，用以保持抑压池的水温，其中：过滤器、循环泵以及热交换器能够持续对抑压池内的水进行冷却，以带出堆芯内的余热，保持堆芯处于被淹没的状态。
其中，还包括：接入在抑压池冷却回路中的用以调整抑压池的硼浓度，并对抑压池进行补水的硼水补给箱。
其中，安全壳上设有安全壳贯穿件，安注泵第一管线穿过安全壳贯穿件接入至安全壳内的抑压池；安注泵第二管线穿过安全壳贯穿件接入至安全壳内的堆芯。
其中，安注泵第一管线和安注泵第二管线上分别设有安全壳隔离阀。
其中，抑压池冷却回路设为两条，安注再循环回路设为两条。
本发明所提供的小型堆安注再循环系统，具有如下有益效果：
第一、设置在安全壳的外部，且分别与抑压池相连的抑压池冷却回路和安注再循环回路；其中：安注再循环回路包括：安注泵，安注泵通过安注泵第一管线接入至安全壳内的抑压池，安注泵通过安注泵第二管线接入安全壳内的堆芯，其中：安注泵通过安注泵第一管线从抑压池抽取含硼水，通过安注泵第二管线注入安全壳内的堆芯，并带出堆芯余热，使用抑压池水作为事故下安注再循环水源，当安注水箱水量不足时，本发明可提供再循环安注能力，抑压池能够实现安全壳抑压和堆芯安注两个功能，解决小型堆中无地坑环境下再循环安注水源不足的问题。
第二、还包括接入在抑压池冷却回路中的用以调整抑压池的硼浓度，并对抑压池进行补水的硼水补给箱，可实现抑压池水的硼浓度调节，以满足再循环安注时水硼浓度的要求。
第三、结构设计合理，可实现负压环境下的再循环安注功能，安全可靠，且易于维修和维护。
附图说明
为了更清楚地说明本发明实施例或现有技术中的技术方案，下面将对实施例或现有技术描述中所需要使用的附图作简单地介绍，显而易见地，下面描述中的附图仅仅是本发明的一些实施例，对于本领域普通技术人员来讲，在不付出创造性劳动的前提下，还可以根据这些附图获得其他的附图。
图1是本发明实施例小型堆安注再循环系统的结构示意图。
具体实施方式
下面将结合本发明实施例中的附图，对本发明实施例中的技术方案进行清楚、完整地描述，显然，所描述的实施例仅仅是本发明一部分实施例，而不是全部的实施例。基于本发明中的实施例，本领域普通技术人员在没有作出创造性劳动前提下所获得的所有其他实施例，都属于本发明保护的范围。
参见图1，为本发明小型堆安注再循环系统的实施例一。
本实施例中的小型堆安注再循环系统，包括：安全壳2；设置在安全壳2中的堆芯1和围绕堆芯1而设的抑压池3，抑压池3通过抑压连通管31与安全壳2的内部空间O设为连通，其中：抑压池3由水空间和气空间组成，抑压连通管31由多根管道组成，抑压连通管31将抑压池3与安全壳2连通。
进一步的，抑压池冷却回路A设置在安全壳2的外部，且与抑压池3相连；安注再循环回路B设置在安全壳2的外部，且与抑压池3相连。其中：安注再循环回路B包括：安注泵7，安注泵7通过安注泵第一管线7a接入至安全壳2内的抑压池3，安注泵7通过安注泵第二管线7b接入安全壳2内的堆芯1，其中：安注泵7通过安注泵第一管线7a从抑压池3抽取含硼水，通过安注泵第二管线7b注入安全壳2内的堆芯1，并带出堆芯1的余热。
具体实施时，安全壳2内设置了抑压池3，抑压池3内存储有一定硼浓度的水。安全壳2外设置了与抑压池3相连接的抑压池冷却回路A和安注再循环回路B。其中，安全壳2上设有安全壳贯穿件8，抑压池冷却回路A多根管线分别由安全壳贯穿件8连通至抑压池3，安注再循环回路B的多根管线分别由安全壳贯穿件8分别连通至堆芯1和抑压池3。如此，能够保证安全壳2的密封性和安全性。
进一步的，抑压池冷却回路A：包括：能够与抑压池3相连通的抑压池管线，抑压池管线通过抑压池隔离阀T与抑压池3相连，抑压池管线中至少接入依次相连的过滤器10、循环泵11以及热交换器12。热交换器12通过抑压池隔离阀T与抑压池3相连。
本实施例中的抑压池冷却回路A设为两条，也就是说，抑压池管线设为两条，如此满足单一故障准则。可以理解的是：上述任一条抑压池管线中均设有包含上述功能的结构件。例如：本实施例中的系统共有两台循环水泵11，当对抑压池水进行冷却时，用于对抑压池水进行循环输送。再如：系统设有两台热交换器12，用于冷却抑压池水，保持抑压池水温度处于正常运行温度区间。同样，过滤器10也设为两台。其中，每一路抑压池管线均能够独立完成对抑压池水过滤、冷却以及对抑压池水进行循环输送的功能。
优选的，抑压连通管31至于安全壳中的端部部分连接有格栅防护罩4。
进一步的，还包括：接入在抑压池冷却回路A中的用以调整抑压池的硼浓度，并对抑压池进行补水的硼水补给箱6。本实施例中硼水补给箱6为抑压池冷却回路A的一个旁路，当抑压池3内水量不足或者硼浓度不足时，由硼水补给箱6给予补给。
本实施例中的抑压池冷却回路A在具体实施时，抑压池3的初始水温需保持在15-40℃之间，抑压池3中水的冷却由抑压池冷却回路A的上述循环泵11、过滤器10及热交换器12进行调节。当抑压池3的水温度大于40℃时，抑压池冷却回路A中的抑压池隔离阀T打开，抑压池冷却回路A将会对抑压池3内的水进行冷却。
优选的，抑压池3上设有用以平衡抑压池3和安全壳2内压力的真空破坏阀13，真空破坏阀13的作用是：安注泵7从抑压池3抽取含硼水，抑压池3内产生负压，当抑压池3内负压差达到真空破坏阀13的启动定值时，真空破坏阀13打开，安全壳2内的空气进入抑压池3内；当抑压池3与安全壳2内压力达到平衡时，真空破坏阀13关闭。
进一步的，安注再循环回路B包括：安注泵7，安注泵7通过安注泵第一管线7a接入至安全壳2内的抑压池3，安注泵7通过安注泵第二管线7b接入安全壳2内的堆芯1，其中：安注泵7通过安注泵第一管线7a从抑压池3抽取含硼水，通过安注泵第二管线7b注入安全壳2内的堆芯1，并带出堆芯余热。
安注再循环回路B同样设为两条，安注泵第一管线7a和安注泵第二管线7b也相应的设为两条，如此满足单一故障准则。本实施例中，安注泵第一管线7a置于抑压池3的端部连接有再循环过滤器5。
其中：安注泵7的作用是： 当反应堆发生LOCA事故后，抑压池冷却回路A的一回路冷却剂丧失，安注再循环回路B开始运行，安注泵7开始从抑压池3经再循环过滤器5后抽取含硼水注入堆芯1，实现对堆芯1的淹没，并带出堆芯余热。
优选的，安注泵第一管线7a通过安全壳隔离阀9连接至安全壳2内的抑压池3，安注泵第二管线7b通过安全壳隔离阀9连接至安全壳2内的堆芯1。
本实施例中的小型堆安注再循环系统在具体实施时，当反应堆发生LOCA事故后，一回路冷却剂丧失，安注再循环回路B开始运行，当安注水箱内的含硼水使用完毕后，安注泵7开始从抑压池3经再循环过滤器5后抽取含硼水注入堆芯，实现对堆芯的淹没，并带出堆芯余热。在安注泵7从抑压池3内取水的过程中，抑压池3内产生负压，当抑压池3内负压差达到真空破坏阀13的启动定值时，真空破坏阀13打开，安全壳2内的空气进入抑压池3内，当抑压池3与安全壳2内压力达到平衡后真空破坏阀13关闭，从而保护抑压池避免因负压导致的结构破坏。
同时，一回路破口流出的冷却剂经冷却后流入抑压池3，抑压池3内收集的含硼水经再循环过滤器5过滤后，重新由安注泵送入堆芯进行冷却，从而实现安注再循环。
在此过程中，抑压池冷却回路A使抑压池3的初始水温需保持在15-40℃之间， 当反应堆发生LOCA事故后，抑压池冷却回路（包含循环泵11、过滤器10、热交换器12）可对抑压池3内的水进行持续冷却，以带出堆芯1内的余热，保持堆芯淹没。
实施本发明的小型堆安注再循环系统，具有如下有益效果：
第一、设置在安全壳的外部，且分别与抑压池相连的抑压池冷却回路和安注再循环回路；其中：安注再循环回路包括：安注泵，安注泵通过安注泵第一管线接入至安全壳内的抑压池，安注泵通过安注泵第二管线接入安全壳内的堆芯，其中：安注泵通过安注泵第一管线从抑压池抽取含硼水，通过安注泵第二管线注入安全壳内的堆芯，并带出堆芯余热，使用抑压池水作为事故下安注再循环水源，当安注水箱水量不足时，本发明可提供再循环安注能力，抑压池能够实现安全壳抑压和堆芯安注两个功能，解决小型堆中无地坑环境下再循环安注水源不足的问题。
第二、还包括接入在抑压池冷却回路中的用以调整抑压池的硼浓度，并对抑压池进行补水的硼水补给箱，可实现抑压池水的硼浓度调节，以满足再循环安注时水硼浓度的要求。
第三、结构设计合理，可实现负压环境下的再循环安注功能，安全可靠，且易于维修和维护。

Claims (9)

1.一种小型堆安注再循环系统，其特征在于，包括：
安全壳，所述安全壳内设有堆芯；
设置在安全壳中的抑压池，所述抑压池通过抑压连通管与所述安全壳的内部设为连通；
设置在所述安全壳的外部，且分别与所述抑压池相连的抑压池冷却回路和安注再循环回路；其中：所述安注再循环回路包括：安注泵，所述安注泵通过安注泵第一管线接入至安全壳内的所述抑压池，所述安注泵通过安注泵第二管线接入安全壳内的所述堆芯，其中：所述安注泵通过所述安注泵第一管线从所述抑压池抽取含硼水，通过所述安注泵第二管线注入安全壳内的所述堆芯，并带出所述堆芯余热。
2.如权利要求1所述的小型堆安注再循环系统，其特征在于，所述安注泵第一管线置于所述抑压池的端部连接有再循环过滤器。
3.如权利要求1或2所述的小型堆安注再循环系统，其特征在于，所述抑压连通管至于所述安全壳的端部连接有格栅防护罩。
4.如权利要求1或2所述的小型堆安注再循环系统，其特征在于，所述抑压池上设有用以平衡所述抑压池和所述安全壳内压力的真空破坏阀，其中：
所述安注泵从所述抑压池抽取含硼水，所述抑压池内产生负压，当所述抑压池内负压差达到所述真空破坏阀的启动定值时，所述真空破坏阀打开，所述安全壳内的空气进入所述抑压池内；当所述抑压池与所述安全壳内压力达到平衡时，所述真空破坏阀关闭。
5.如权利要求1所述的小型堆安注再循环系统，其特征在于，所述抑压池冷却回路中至少接入依次相连的过滤器、循环泵以及热交换器，用以保持所述抑压池的水温，其中：
所述过滤器、循环泵以及热交换器能够持续对所述抑压池内的水进行冷却，以带出所述堆芯内的余热，保持堆芯处于被淹没的状态。
6.如权利要求5所述的小型堆安注再循环系统，其特征在于，还包括：接入在所述抑压池冷却回路中的用以调整所述抑压池的硼浓度，并对所述抑压池进行补水的硼水补给箱。
7.如权利要求1所述的小型堆安注再循环系统，其特征在于，所述安全壳上设有安全壳贯穿件，所述安注泵第一管线穿过所述安全壳贯穿件接入至安全壳内的所述抑压池；所述安注泵第二管线穿过所述安全壳贯穿件接入至安全壳内的所述堆芯。
8.如权利要求7所述的小型堆安注再循环系统，其特征在于，所述安注泵第一管线和所述安注泵第二管线上分别设有安全壳隔离阀。
9.如权利要求1所述的小型堆安注再循环系统，其特征在于，所述抑压池冷却回路设为两条，所述安注再循环回路设为两条。
CN201810069944.2A 2018-01-24 2018-01-24 一种小型堆安注再循环系统 Pending CN108281204A (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201810069944.2A CN108281204A (zh) 2018-01-24 2018-01-24 一种小型堆安注再循环系统

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201810069944.2A CN108281204A (zh) 2018-01-24 2018-01-24 一种小型堆安注再循环系统

Publications (1)

Publication Number Publication Date
CN108281204A true CN108281204A (zh) 2018-07-13

Family

ID=62805036

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201810069944.2A Pending CN108281204A (zh) 2018-01-24 2018-01-24 一种小型堆安注再循环系统

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN108281204A (zh)

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN111540486A (zh) * 2020-04-16 2020-08-14 中国核动力研究设计院 一种小型压水反应堆及安全壳长期非能动热量排出系统
CN112053791A (zh) * 2020-09-15 2020-12-08 哈尔滨工程大学 一种具有集成释热阱的无时限非能动联合排热系统
CN112071454A (zh) * 2020-09-15 2020-12-11 哈尔滨工程大学 一种具有集成释热阱的非能动联合排热系统
CN113345608A (zh) * 2021-04-28 2021-09-03 中广核研究院有限公司 乏燃料水池冷却和净化系统

Citations (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH01207697A (ja) * 1988-02-16 1989-08-21 Toshiba Corp 非常用炉心冷却装置
JPH0271193A (ja) * 1988-09-06 1990-03-09 Toshiba Corp 原子炉格納容器
JP2003270374A (ja) * 2002-03-19 2003-09-25 Hitachi Ltd 格納容器スプレイ制御装置
JP2007101371A (ja) * 2005-10-05 2007-04-19 Hitachi Ltd 異物捕獲設備を内蔵した原子炉格納容器
JP2013079844A (ja) * 2011-10-03 2013-05-02 Toshiba Corp 原子炉格納容器及び原子炉格納容器の耐食被覆方法
CA2887741A1 (en) * 2014-04-10 2015-10-10 Hitachi-Ge Nuclear Energy, Ltd. Reactor containment cooling system and nuclear power plant
JP2016105058A (ja) * 2014-12-01 2016-06-09 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 原子炉隔離時冷却系
CN105719706A (zh) * 2014-12-01 2016-06-29 上海核工程研究设计院 小型反应堆的非能动堆芯冷却系统
CN105957564A (zh) * 2016-05-06 2016-09-21 中国核动力研究设计院 一种抑压及安全注射系统

Patent Citations (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH01207697A (ja) * 1988-02-16 1989-08-21 Toshiba Corp 非常用炉心冷却装置
JPH0271193A (ja) * 1988-09-06 1990-03-09 Toshiba Corp 原子炉格納容器
JP2003270374A (ja) * 2002-03-19 2003-09-25 Hitachi Ltd 格納容器スプレイ制御装置
JP2007101371A (ja) * 2005-10-05 2007-04-19 Hitachi Ltd 異物捕獲設備を内蔵した原子炉格納容器
JP2013079844A (ja) * 2011-10-03 2013-05-02 Toshiba Corp 原子炉格納容器及び原子炉格納容器の耐食被覆方法
CA2887741A1 (en) * 2014-04-10 2015-10-10 Hitachi-Ge Nuclear Energy, Ltd. Reactor containment cooling system and nuclear power plant
JP2016105058A (ja) * 2014-12-01 2016-06-09 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 原子炉隔離時冷却系
CN105719706A (zh) * 2014-12-01 2016-06-29 上海核工程研究设计院 小型反应堆的非能动堆芯冷却系统
CN105957564A (zh) * 2016-05-06 2016-09-21 中国核动力研究设计院 一种抑压及安全注射系统

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN111540486A (zh) * 2020-04-16 2020-08-14 中国核动力研究设计院 一种小型压水反应堆及安全壳长期非能动热量排出系统
CN112053791A (zh) * 2020-09-15 2020-12-08 哈尔滨工程大学 一种具有集成释热阱的无时限非能动联合排热系统
CN112071454A (zh) * 2020-09-15 2020-12-11 哈尔滨工程大学 一种具有集成释热阱的非能动联合排热系统
CN113345608A (zh) * 2021-04-28 2021-09-03 中广核研究院有限公司 乏燃料水池冷却和净化系统

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN108281204A (zh) 一种小型堆安注再循环系统
EP2096644B1 (en) Passive cooling and depressurization system and pressurized water nuclear power plant
CN202102728U (zh) 一种用于保证核电站安全的安全系统
CN102169733B (zh) 一种核电站非能动与能动相结合的专设安全系统
US8731130B2 (en) Passive emergency feedwater system
KR101242746B1 (ko) 원자력 발전소의 격납건물 외부 통합피동안전계통 시스템
CN202887748U (zh) 一种应对全厂断电事故的非能动排热装置
KR101242743B1 (ko) 일체형 피동안전탱크를 이용한 일체형 원자력 발전 시스템
US9984777B2 (en) Passive emergency feedwater system
CA2870859C (en) Defense in depth safety paradigm for nuclear reactor
KR101665059B1 (ko) 코어캐쳐를 구비한 원자로용기 내외 노심용융물 냉각 시스템 및 방법
WO2014090106A1 (zh) 一种核电站高压安全注射系统
US9728281B2 (en) Auxiliary condenser system for decay heat removal in a nuclear reactor
CN105719706A (zh) 小型反应堆的非能动堆芯冷却系统
CN107093473B (zh) 一种核反应堆用余热排出系统
CN204496934U (zh) 小型反应堆的非能动堆芯冷却系统
CN113808764B (zh) 安全壳内堆芯余热导出方法和系统
CN205751540U (zh) 核电站严重事故缓解系统
CN103928069B (zh) 安全壳内置乏燃料池
CN106328223A (zh) 一种新型非能动安全壳能量控制系统
CN109994230A (zh) 一种核电站蒸汽发生器非能动事故排放与冷却系统及方法
CN207529679U (zh) 一种安全注入系统及核电系统
CN108335764A (zh) 一种小型堆乏燃料冷却和净化系统
CN202102729U (zh) 备用堆芯冷却与堆腔充水系统
CN205751539U (zh) 一种核电站的非能动专设安全设施

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: 20180713

RJ01 Rejection of invention patent application after publication