CN110010255B - 一种铅冷快堆余热排出系统及排出方法 - Google Patents
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Abstract
本发明公开了一种铅冷快堆余热排出系统及方法,所述余热排出系统由磁吸式换热器主动余热排出系统、余热驱动非能动堆芯冷却系统及非能动余热排出系统三个独立工作的子系统组成,本发明通过用气动泵向蒸汽发生器的二次侧供水,解决了因断电工况下主给水泵无法正常工作时,二回路释热功能丧失的问题;同时在主动余热排出系统中采用独立于主动余热排出系统的磁吸式热交换器自然循环冷却回路,解决了传统换热器在断电工况下无法对堆芯进行换热的缺点;从而大大提升了堆芯内冷却剂的换热流量,加快堆芯余热的排出,不仅为反应堆安全提供了保障,同时也为以铅冷快堆为动力的核潜艇研究提供了安全保障,达到了增强反应堆本质安全性的目的。
Description
技术领域
本发明属于核安全控制技术领域,具体涉及一种能动与非能动相结合的本质安全型一体化铅冷快堆余热排出系统及排出方法。
背景技术
近年来,铅冷快堆因其中子能谱硬、冷却剂载热及传热能力强、结构紧凑的特点在核潜艇动力装置领域应用前景广阔。我国也在大力推进以铅冷快堆为动力的核潜艇研制进程。新型核动力潜艇必须满足安全准则,首要问题之一就是在任何情况下保证核燃料释热的疏导。
目前堆芯停堆后核燃料释放的热能主要是依靠蒸汽发生器和余热排出系统导出,且增大冷却剂流量、提高热交换效率是加快堆芯余热导出的根本方式,但一旦出现断电工况,堆芯需进行停堆,此时堆芯余热排出系统的主泵、主给水泵及余热排出泵因断电将无法正常工作,因此会导致堆芯热量无法及时排出,从而存在反应堆安全隐患问题。
发明内容
本发明的目的是针对现有技术存在的断电工况下堆芯热量无法及时排出而存在安全隐患的问题,提供一种能动与非能动相结合的本质安全型一体化铅冷快堆余热排出系统及排出方法,通过采用气动泵向蒸汽发生器的二次侧供水,解决了断电工况下能动堆芯冷却系统中主给水泵无法正常工作时,二回路释热功能丧失的问题;同时在主动余热排出系统中采用独立于主动余热排出系统的磁吸式热交换器自然循环冷却回路,解决了传统换热器在断电工况下无法对堆芯进行换热的缺点,从而实现了断电工况下堆芯余热的及时排出。
为实现上述目的,本发明采用的技术方案是:
一种铅冷快堆余热排出系统,包括包含堆芯的反应堆压力容器、安全壳容器,所述安全壳容器上方设置有非能动余热排出系统,所述安全壳容器上方还设有独立工作的磁吸式换热器主动余热排出系统及余热驱动非能动堆芯冷却系统,
所述磁吸式换热器主动余热排出系统包括由水箱、余热排出泵和磁吸式热交换器构成的循环回路;所述磁吸式热交换器位于所述反应堆压力容器内部;
所述余热驱动非能动堆芯冷却系统包括由管路将主给水泵、蒸汽发生器、加热管及汽轮机连通构成的一回路,所述加热管位于所述反应堆压力容器内部;
作为上述方案的进一步优选,所述安全壳容器内部还设有用于驱动冷却剂流动的主泵,从而达到辅助排除堆芯热量的目的。
作为上述方案的进一步优选,所述非能动余热排出系统包括冷却水箱、出水管和蒸汽管,所述出水管的一端与所述冷却水箱的底部相连、另一端伸入所述反应堆压力容器;所述蒸汽管的集气口位于所述反应堆压力容器内、所述蒸汽管的末端设有逆止阀,所述逆止阀位于所述冷却水箱的液面以下。
作为上述方案的进一步优选,所述余热驱动非能动堆芯冷却系统还包括与所述一回路并联设置的由管路将供水箱、气动泵、所述蒸汽发生器、所述加热管连通构成的二回路。
当堆芯出现断电工况时,所述余热驱动非能动堆芯冷却系统将利用停堆后的余热驱动气动泵,将热能转换为机械能,气动泵代替主给水泵向蒸汽发生器的二次侧打水,保证二回路处于有水的可降温状态,解决了失电情况下堆芯冷却系统便会失效的缺点,防止出现装置管道破损导致的放射性物质外泄。
作为上述方案的进一步优选,所述蒸汽发生器的进水端并列连接有所述主给水泵及气动泵。
作为上述方案的进一步优选,所述非能动余热排出系统两侧对称设有两个所述磁吸式换热器主动余热排出系统。
作为上述方案的进一步优选,所述磁吸式热交换器包括换热器容器、上端盖、下端盖、磁吸式屏蔽盖及螺旋式换热管道,所述换热器容器与所述上端盖、下端盖过盈配合构成中空腔体;所述螺旋式换热管道的入水口、出水口分别穿过所述下端盖、上端盖的中心圆孔与所述余热排出泵、水箱分别连通;所述换热器容器的上下两端与所述磁吸式屏蔽盖通过磁吸方式相连接;所述换热器容器的上下两端侧壁各设有多个进液口,所述进液口下部均设有用于对所述磁吸式屏蔽盖进行限位的圆环。
作为上述方案的更进一步优选,所述进液口呈方形,且多个所述进液口沿所述换热器容器侧壁的同一圆周周向均匀分布。
本发明的另一目的是提供所述的铅冷快堆余热排出系统的余热排出方法,包括以下步骤:
S1、当反应堆正常工作时,堆芯内产生的热能传递给所述反应堆压力容器中的冷却剂,冷却剂吸热后上升与所述加热管内的水进行热量交换,所述加热管内的水受热蒸发后进入所述蒸汽发生器汽化,然后进入所述汽轮机;
S2、所述冷却剂经过步骤S1的热量交换后,在所述主泵的驱动作用下回流至所述堆芯下部;判断堆芯是否出现正常停堆工况,若是,在冷却剂和汽轮机进行换热的同时进行步骤S3,否则继续步骤S1、S2;
S3、余热排出泵开启,所述磁吸式热交换器参与热量交换过程,实现余热排出;判断堆芯是否存在断电工况,若是,进行步骤S4,否则继续步骤S3;
S4、所述磁吸式热交换器的磁吸式屏蔽盖下滑,同时所述非能动余热排出系统及所述气动泵阀门打开同时对堆芯进行余热排出。
作为上述方案的进一步优选,所述冷却剂为铅铋合金冷却剂。
作为上述方案的进一步优选,步骤S4具体为:
(1)所述磁吸式热交换器的磁吸式屏蔽盖下滑,冷却剂通过孔道进入热交换器内部,在自然循环的作用下维持部分余热排出能力;
(2)所述非能动余热排出系统的出水管和蒸汽管上的阀门打开,所述冷却水箱中的水在重力作用下从所述出水管流入堆芯,水直接与冷却剂接触后沸腾,水受热产生的蒸汽经所述蒸汽管回流至所述冷却水箱;
(3)受热上升的冷却剂与所述余热驱动非能动堆芯冷却系统的加热管进行热交换,使热管内的水受热蒸发后进入所述汽轮机;当监测到所述一回路内蒸汽压力过低时,汽轮机停止工作且所述气动泵打开以启动所述二回路,将所述供水箱中的水输送至所述加热管进行热量交换。
与现有技术相比,本发明的有益效果是:
(1)本发明余热排出系统由磁吸式换热器主动余热排出系统、余热驱动非能动堆芯冷却系统、铅铋-水直接接触非能动余热排出系统三个独立工作的子系统组成,有效避免了共模故障的发生。
(2)本发明在系统现有余热排出系统的基础上,又创新性地运用气动泵向能动余热排出系统中蒸汽发生器的二次侧供水,解决了断电工况下能动余热排出系统中主给水泵失效的情况下,二回路释热功能丧失的问题。
(3)基于“N+1”原则,在主动余热排出系统中采用磁吸式热交换器,创新性地设计了一个独立于主动余热排出系统的自然循环冷却回路,两套余热排出系统独立作用,解决了传统换热器在断电工况下无法对堆芯进行换热的缺点,满足纵深防御准则,符合国际标准。
(4)本发明气动泵的运用和磁吸式热交换器独立自然循环冷却回路的引入,大大增大了堆芯内冷却剂的流量,加快了断电工况下,堆芯余热的排出,不仅为反应堆安全提供了保障,同时也为以铅冷快堆为动力的核潜艇研究提供了安全保障,达到了增强反应堆本质安全性的目的。
附图说明
图1为本发明一种铅冷快堆余热排出系统的结构示意图。
图2为本发明磁吸式换热器主动余热排出系统的结构示意图。
图3为本发明磁吸式热交换器的爆炸结构示意图。
图4为本发明磁吸式热交换器通电关闭状态下的结构示意图。
图5为本发明磁吸式热交换器断电开启状态下的结构示意图。
图6为反应堆正常工作下铅冷快堆余热排出系统的余热排出方法流程图。
图7为堆芯正常停堆工况下铅冷快堆余热排出系统的余热排出方法流程图。
图8为堆芯断电工况下铅冷快堆余热排出系统的余热排出方法流程图。
图中:1、反应堆压力容器;2、堆芯;3、主泵;4、蒸汽发生器;5、磁吸式热交换器;501、换热器容器;502、上端盖;503、下端盖;504、磁吸式屏蔽盖;505、螺旋式换热管道;506、圆环;507、进液口;508、圆孔;509、入水口;510、出水口;6、供水箱;7、气动泵;8、余热排出泵;9、主给水泵;10、逆止阀;11、冷却水箱;12、集气口;13、出水管;14、安全壳容器;15、汽轮机;16、水箱。
具体实施方式
为了使本发明的目的、技术方案及优点更加清楚明白,以下结合实施例,对本发明进行进一步详细说明;应当理解,此处所描述的具体实施例仅仅用以解释本发明,并不用于限定本发明;除非特别说明,本发明采用的试剂、方法和设备为本技术领域常规试剂、方法和设备。
实施例1
参见图1~5,一种铅冷快堆余热排出系统,包括包含堆芯2的反应堆压力容器1、安全壳容器14,所述安全壳容器14上方设置有非能动余热排出系统,所述安全壳容器14上方还设有独立工作的磁吸式换热器主动余热排出系统及余热驱动非能动堆芯2冷却系统,
所述磁吸式换热器主动余热排出系统包括由水箱16、余热排出泵8和磁吸式热交换器5构成的循环回路;所述磁吸式热交换器5位于所述反应堆压力容器1内部;
所述余热驱动非能动堆芯冷却系统包括由管路将主给水泵9、蒸汽发生器4、加热管及汽轮机连通构成的一回路,所述加热管位于所述反应堆压力容器1内部;
所述余热驱动非能动堆芯冷却系统通过主给水泵9向加热管中注水,水在加热管中与堆芯铅铋合金冷却剂进行热交换,然后经蒸汽发生器4气化带走堆芯2热量,可以使铅铋合金冷却剂换热效率更高,同时整个系统的冷却水气化后可回到水箱16冷凝,实现闭式循环,防止放射性物质外泄,从而保证反应堆边界完整性,增强反应堆固有安全性;此外,由于堆芯2上部和下部铅铋合金冷却剂温差加大,因此铅铋合金冷却剂密度差也更大,导致上下部铅铋合金冷却剂压强差加大,能够进一步提升反应堆铅铋合金冷却剂的自然循环能力及与加热管中水的热交换速率,从而加快堆芯2热量的散失。
所述非能动余热排出系统包括冷却水箱11、出水管13和蒸汽管,所述出水管13的一端与所述冷却水箱11的底部相连、另一端伸入所述反应堆压力容器1;所述蒸汽管的集气口12位于所述反应堆压力容器1内、所述蒸汽管的末端设有逆止阀10,所述逆止阀10位于所述冷却水箱11的液面以下。
在接到断电信号后,所述非能动余热排出系统的出水管13和蒸汽管的上行路和下行路阀门打开,在重力的作用下,冷却水箱11中的水由出水管13流入堆芯2,直接与铅铋合金冷却剂接触,受热后沸腾蒸发,通过蒸汽管的集气口12由上行路回到冷却水箱11内,冷却后可循环使用,而堆芯2上部铅铋合金冷却剂由于水沸腾蒸发吸收热量,导致堆芯2上部铅铋合金冷却剂温度下降,密度差增大,使其自然循环效果显著提升,加速堆芯2的热量排出。
进一步的,所述安全壳容器14内部还设有用于驱动铅铋合金冷却剂流动的主泵3,从而达到辅助排除堆芯热量的目的。
具体的,参见图3,所述磁吸式热交换器5包括换热器容器501、上端盖502、下端盖503、磁吸式屏蔽盖504及螺旋式换热管道505,所述换热器容器501与所述上端盖502、下端盖503过盈配合构成中空腔体;所述螺旋式换热管道505的入水口509、出水口510分别穿过所述下端盖503、上端盖502的中心圆孔508与所述余热排出泵8、水箱16分别连通;所述换热器容器501的上下两端与所述磁吸式屏蔽盖504通过磁吸方式相连接;所述换热器容器501的上下两端侧壁各设有多个进液口507,所述进液口507下部均设有用于对所述磁吸式屏蔽盖504进行限位的圆环506。
正常停堆时,所述磁吸式换热器主动余热排出系统的水箱16、余热排出泵8接入对所述螺旋式换热管道505进行供水,然后对所述磁吸式热交换器5断电,所述磁吸式屏蔽盖504磁力消失,磁吸式屏蔽盖504在重力作用下下滑打开,且所述磁吸式屏蔽盖504的上边缘在所述圆环506限位作用下停止下滑,堆芯2内的铅冷却剂通过所述进液口507进入磁吸式热交换器5的中空腔体并与螺旋式换热管道505内的水进行热交换,使堆芯2内的余热排出。
断电工况下,余热排出泵8停止工作,磁吸式屏蔽盖504磁力消失并在重力作用下打开,堆芯2内的铅铋合金冷却剂通过所述进液口507进入磁吸式热交换器5的中空腔体内,保证磁吸式热交换器5正常工作,并利用自然循环,维持所述磁吸式换热器主动余热排出系统的部分功能,为堆芯2冷却提供余热排出保障,避免主动余热排出系统在断电工况下就会失效的缺点。
进一步的,所述进液口507呈方形,且多个所述进液口507沿所述换热器容器501侧壁的同一圆周周向均匀分布。
当反应堆正常工作时,所述铅冷快堆余热排出系统的余热排出方法,参见图6,包括以下步骤:
S1、堆芯2内产生的热能传递给所述反应堆压力容器1中的铅铋合金冷却剂,铅铋合金冷却剂吸热后上升与所述加热管内的水进行热量交换,所述加热管内的水受热蒸发后进入所述蒸汽发生器4汽化,然后进入所述汽轮机15发电;
S2、所述铅铋合金冷却剂经过步骤S1的热量交换后,温度下降,导致其密度增大,在所述主泵3的驱动作用下回流至所述堆芯2下部,实现铅铋合金冷却剂的循环;
当堆芯2出现正常停堆工况时,所述铅冷快堆余热排出系统的余热排出方法,参见图7,包括以下步骤:
S1、堆芯2内产生的热能传递给所述反应堆压力容器1中的铅铋合金冷却剂,铅铋合金冷却剂吸热后上升与所述加热管内的水进行热量交换,所述加热管内的水受热蒸发后进入所述蒸汽发生器4汽化,然后进入所述汽轮机15发电;
S2、所述铅铋合金冷却剂经过步骤S1的热量交换后,温度下降,导致其密度增大,在所述主泵3的驱动作用下回流至所述堆芯2下部,堆芯2热功率进一步下降,铅铋合金冷却剂温度明显下降,蒸汽发生器4退出工作;
S3、余热排出泵8开启,所述磁吸式热交换器5参与热量交换过程,带走堆芯2衰变热和显热,将反应堆维持在正常停堆状态实现余热排出;
当堆芯2出现断电工况时,所述铅冷快堆余热排出系统的余热排出方法,参见图8,步骤S4,具体步骤如下:
主泵3、主给水泵9和余热排出泵8由于失电将无法正常工作,在惰转一分钟之后失效,断电瞬间,主动余热排出系统的磁吸式热交换器5由于失电,所述磁吸式热交换器5的磁吸式屏蔽盖下滑,铅铋合金冷却剂通过所述进液口507进入磁吸式热交换器5的中空腔体内,在自然循环的作用下维持堆芯2的部分余热排出能力;同时所述非能动余热排出系统的出水管13和蒸汽管上的阀门打开,所述冷却水箱11中的水在重力作用下从所述出水管13流入堆芯2,水直接与铅铋合金冷却剂接触后沸腾,水受热产生的蒸汽经所述蒸汽管回流至所述冷却水箱11;且受热上升的铅铋合金冷却剂与所述余热驱动非能动堆芯2冷却系统的加热管进行热交换,使热管内的水受热蒸发后进入所述汽轮机15,当监测到所述一回路内蒸汽压力过低时,汽轮机15停止工作。
实施例2
本实施例提供一种铅冷快堆余热排出系统,在实施例1的基础上,所述余热驱动非能动堆芯冷却系统还包括与所述一回路并联设置的由管路将供水箱6、气动泵7、所述蒸汽发生器4、所述加热管连通构成的二回路;所述蒸汽发生器4的进水端并列连接有所述主给水泵9及气动泵7。
当堆芯2出现断电工况时,步骤S4中,在所述磁吸式热交换器5、所述非能动余热排出系统对堆芯2进行余热排出的同时,所述气动泵7阀门打开对堆芯2进行余热排出,具体步骤如下:
受热上升的铅铋合金冷却剂与所述余热驱动非能动堆芯2冷却系统的加热管进行热交换,使热管内的水受热蒸发后进入所述汽轮机15,当监测到所述一回路内蒸汽压力过低时,气动泵7阀门全开,至汽轮机15管路封闭,剩余蒸汽驱动气动泵7将供水箱6内的水打入二回路的加热管,并与反应堆压力容器1中的铅铋合金冷却剂进行热量交换,进一步加快铅铋合金冷却剂的继续冷却循环。
实施例3
本实施例提供一种铅冷快堆余热排出系统,在实施例2的基础上,所述非能动余热排出系统两侧对称设有两个所述磁吸式换热器主动余热排出系统,能够确保堆芯2在正常停堆工况及断电工况下,通过设置两个所述磁吸式换热器主动余热排出系统同时运行,可进一步加快堆芯2余热的排出。
实施例4
本实施例提供一种铅冷快堆余热排出系统,在实施例3的基础上,所述非能动余热排出系统两侧对称设有两个所述余热驱动非能动堆芯冷却系统,通过设置两个所述余热驱动非能动堆芯冷却系统,能够提升堆芯2在任意工况下的余热排出能力。
以上所述,仅为本发明的说明实施例,并非对本发明任何形式上和实质上的限制,应当指出,对于本技术领域的普通技术人员,在不脱离本发明方法的前提下,做出的若干改进和补充也应视为本发明的保护范围;凡熟悉本专业的技术人员,在不脱离本发明精神和范围的情况下,利用以上所揭示的技术内容做出的些许更改、修饰与演变的等同变化,均为本发明的等效实施例;同时,凡依据本发明的实质技术对上述实施例所做的任何等同变化的更改、修饰与演变,均仍属于本发明的保护范围。
Claims (7)
1.一种铅冷快堆余热排出系统,包括包含堆芯(2)的反应堆压力容器(1)、安全壳容器(14),所述安全壳容器(14)上方设置有非能动余热排出系统,其特征在于,所述非能动余热排出系统包括冷却水箱(11)、出水管(13)和蒸汽管,所述出水管(13)的一端与所述冷却水箱(11)的底部相连、另一端伸入所述反应堆压力容器(1);所述蒸汽管的集气口(12)位于所述反应堆压力容器(1)内、所述蒸汽管的末端设有逆止阀(10),所述逆止阀(10)位于所述冷却水箱(11)的液面以下;
所述安全壳容器(14)上方还设有独立工作的磁吸式换热器主动余热排出系统及余热驱动非能动堆芯冷却系统;
所述磁吸式换热器主动余热排出系统包括由水箱(16)、余热排出泵(8)和磁吸式热交换器(5)构成的循环回路;所述磁吸式热交换器(5)位于所述反应堆压力容器(1)内部;
所述余热驱动非能动堆芯冷却系统包括由管路将主给水泵(9)、蒸汽发生器、加热管及汽轮机(15)连通构成的一回路以及与所述一回路并联设置的由管路将供水箱(6)、气动泵(7)、所述蒸汽发生器(4)、所述加热管连通构成的二回路,所述加热管位于所述反应堆压力容器(1)内部;
所述磁吸式热交换器(5)包括换热器容器(501)、上端盖(502)、下端盖(503)、磁吸式屏蔽盖(504)及螺旋式换热管道(505),所述换热器容器(501)与所述上端盖(502)、下端盖(503)过盈配合构成中空腔体;所述螺旋式换热管道(505)的入水口(509)、出水口(510)分别穿过所述下端盖(503)、上端盖(502)的中心圆孔(508)与所述余热排出泵(8)、水箱(16)分别连通;所述换热器容器(501)的上下两端口与所述磁吸式屏蔽盖(504)通过磁吸方式相连接;所述换热器容器(501)的上下两端侧壁各设有多个进液口(507),所述进液口(507)下部均设有用于对所述磁吸式屏蔽盖(504)进行限位的圆环(506);所述安全壳容器(14)内部还设有用于驱动冷却剂流动的主泵(3)。
2.根据权利要求1所述的一种铅冷快堆余热排出系统,其特征在于,所述蒸汽发生器(4)的进水端并列连接有所述主给水泵(9)及气动泵。
3.根据权利要求1所述的一种铅冷快堆余热排出系统,其特征在于,所述非能动余热排出系统两侧对称设有两个所述磁吸式热交换器(5)主动余热排出系统。
4.根据权利要求1所述的一种铅冷快堆余热排出系统,其特征在于,所述进液口(507)呈方形,且多个所述进液口(507)沿所述换热器容器(501)侧壁周向均匀分布。
5.一种权利要求1-4任一项所述的铅冷快堆余热排出系统的余热排出方法,其特征在于,包括以下步骤:
S1、当反应堆正常工作时,堆芯内产生的热能传递给所述反应堆压力容器中的冷却剂,冷却剂吸热后上升与所述加热管内的水进行热量交换,所述加热管内的水受热后进入所述蒸汽发生器汽化,然后进入所述汽轮机;
S2、所述冷却剂经过步骤S1的热量交换后,在所述主泵的驱动作用下回流至所述堆芯下部;判断堆芯是否出现正常停堆工况,若是,在冷却剂和汽轮机进行换热的同时进行步骤S3,否则继续步骤S1、S2;
S3、余热排出泵开启,所述磁吸式热交换器参与热量交换过程,实现余热排出;判断堆芯是否存在断电工况,若是,进行步骤S4,否则继续步骤S3;
S4、所述磁吸式热交换器的磁吸式屏蔽盖下滑,同时所述非能动余热排出系统及所述气动泵阀门打开同时对堆芯进行余热排出。
6.根据权利要求5所述的一种铅冷快堆余热排出系统的余热排出方法,其特征在于,所述冷却剂为铅铋合金冷却剂。
7.根据权利要求5所述的一种铅冷快堆余热排出系统的余热排出方法,其特征在于,步骤S4具体为:
(1)所述磁吸式热交换器的磁吸式屏蔽盖下滑,冷却剂通过孔道进入热交换器内部,在自然循环的作用下维持部分余热排出能力;
(2)所述非能动余热排出系统的出水管和蒸汽管上的阀门打开,所述冷却水箱中的水在重力作用下从所述出水管流入堆芯,水直接与冷却剂接触后沸腾,水受热产生的蒸汽经所述蒸汽管回流至所述冷却水箱;
(3)受热上升的冷却剂与所述余热驱动非能动堆芯冷却系统的加热管进行热交换,使热管内的水受热蒸发后进入所述汽轮机;当监测到所述一回路内蒸汽压力过低时,汽轮机停止工作且所述气动泵打开以启动所述二回路,将所述供水箱中的水输送至所述加热管进行热量交换。
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---|---|---|---|---|
CN111128414B (zh) * | 2019-12-31 | 2022-07-26 | 中国核动力研究设计院 | 一种核电厂能动与非能动相结合的安全系统及其方法 |
CN111430050B (zh) * | 2020-04-24 | 2024-06-18 | 上海核工程研究设计院股份有限公司 | 一种反应堆二次侧非能动余热排出系统及使用方法 |
CN113744899B (zh) * | 2021-06-02 | 2024-06-18 | 上海核工程研究设计院股份有限公司 | 一种核反应堆的启动加热系统 |
Citations (10)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
GB1448071A (en) * | 1973-03-30 | 1976-09-02 | Siemens Ag | Nuclear reactor installations |
EP0418701A1 (en) * | 1989-09-19 | 1991-03-27 | Mitsubishi Jukogyo Kabushiki Kaisha | Reactor core decay heat removing system in a pressurized water reactor |
UA81419C2 (ru) * | 2005-01-17 | 2008-01-10 | Севастопольский Национальный Технический Университет | Пассивная система отвода остаточных тепловыделений |
CN103295656A (zh) * | 2012-02-29 | 2013-09-11 | 上海核工程研究设计院 | 用于核反应堆的多样化专设安全系统 |
WO2014029306A1 (zh) * | 2012-08-20 | 2014-02-27 | 中国核动力研究设计院 | 一种核电站蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统 |
KR20160044621A (ko) * | 2014-10-15 | 2016-04-26 | 한국원자력연구원 | 증기압을 이용하는 안전계통을 가지는 원자로 및 그 동작 방법 |
KR20170000601A (ko) * | 2015-06-24 | 2017-01-03 | 김영선 | 원자력발전시스템의 피동안전계통 |
CN106409353A (zh) * | 2016-09-26 | 2017-02-15 | 南华大学 | 一种基于气举的液态金属冷却池式反应堆多功能堆内热分隔系统 |
CN107507654A (zh) * | 2017-08-03 | 2017-12-22 | 中国核工业第五建设有限公司 | 空气导流装置及其安装方法 |
CN209859630U (zh) * | 2019-04-08 | 2019-12-27 | 南华大学 | 一种铅冷快堆余热排出系统 |
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Patent Citations (10)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
GB1448071A (en) * | 1973-03-30 | 1976-09-02 | Siemens Ag | Nuclear reactor installations |
EP0418701A1 (en) * | 1989-09-19 | 1991-03-27 | Mitsubishi Jukogyo Kabushiki Kaisha | Reactor core decay heat removing system in a pressurized water reactor |
UA81419C2 (ru) * | 2005-01-17 | 2008-01-10 | Севастопольский Национальный Технический Университет | Пассивная система отвода остаточных тепловыделений |
CN103295656A (zh) * | 2012-02-29 | 2013-09-11 | 上海核工程研究设计院 | 用于核反应堆的多样化专设安全系统 |
WO2014029306A1 (zh) * | 2012-08-20 | 2014-02-27 | 中国核动力研究设计院 | 一种核电站蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统 |
KR20160044621A (ko) * | 2014-10-15 | 2016-04-26 | 한국원자력연구원 | 증기압을 이용하는 안전계통을 가지는 원자로 및 그 동작 방법 |
KR20170000601A (ko) * | 2015-06-24 | 2017-01-03 | 김영선 | 원자력발전시스템의 피동안전계통 |
CN106409353A (zh) * | 2016-09-26 | 2017-02-15 | 南华大学 | 一种基于气举的液态金属冷却池式反应堆多功能堆内热分隔系统 |
CN107507654A (zh) * | 2017-08-03 | 2017-12-22 | 中国核工业第五建设有限公司 | 空气导流装置及其安装方法 |
CN209859630U (zh) * | 2019-04-08 | 2019-12-27 | 南华大学 | 一种铅冷快堆余热排出系统 |
Non-Patent Citations (6)
Title |
---|
A review of graphene based transparent conducting films for use in solar photovoltaic applications;Nurul Nazli Rosli et al.;《Renewable and Sustainable Energy Reviews》;第99卷(第2019期);83-99 * |
CGL卧式退火炉余热回收实践;喻之昂;陈中;张大宝;陈林波;;节能(第03期);64-67 * |
一种反应堆非能动余热排出系统的方案设计;俞冀阳, 贾宝山;核科学与工程(第01期);32-38 * |
全厂断电事故下模块化小堆非能动余热排出系统实验研究;张妍;鲁晓东;彭传新;白雪松;昝元锋;卓文彬;闫晓;;核动力工程(第S2期);129-134 * |
非能动余热排出系统安全分析程序SAC-PREARS的功能与应用;廖义香;核科学与工程(第01期);63-68 * |
非能动余热排出系统敏感性分析;张往锁;曹夏昕;曹建华;;原子能科学技术(第03期);95-101 * |
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