CN111883270B - 热量排出系统、池式反应堆以及池式反应堆热量排出方法 - Google Patents

热量排出系统、池式反应堆以及池式反应堆热量排出方法 Download PDF

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Abstract

本发明的实施例提出一种热量排出系统，包括：第一管路，用于与盛装冷却介质的工作池连通，承载热量的冷却介质从所述第一管路流出；动力装置，其一端与所述第一管路连接，用于抽取所述承载热量的冷却介质；换热装置，其与所述动力装置的另一端连接，用于对抽取的所述承载热量的冷却介质换热；第二管路，其与所述换热装置连接，用于使经换热的冷却介质流回所述工作池；其中，所述第二管路包括容器、与所述容器一侧面连通的第一支管以及与所述容器底部连通的第二支管，所述第二支管远离所述容器的一端浸入所述工作池的冷却介质中；经换热的冷却介质经由所述第一支管流入所述容器，再从所述第二支管流入所述工作池。

Description

热量排出系统、池式反应堆以及池式反应堆热量排出方法
技术领域
本发明涉及核系统技术领域，具体涉及一种热量排出系统、池式反应堆以及池式反应堆热量排出方法。
背景技术
热量排出系统分为能动热量排出系统和非能动热量排出系统，两者的区别在于是否需要外部电源。能动热量排出系统是指在外部电源供电的情况下，通过泵、电机等设备，驱动反应堆系统中冷却介质循环，从而使堆芯产生的热量不断排出，并送至最终热阱。然而，在断电情况下，能动热量排出系统失效，无法排出堆芯热量，造成反应堆事故隐患。非能动热量排出系统是指依靠冷却介质回路中存在的密度差、压强差等实现冷却介质自然循环，从而可将堆芯余热排出，并送至最终热阱。
相比而言，非能动热量排出系统可提高反应堆运行安全性。并且，在反应堆停堆后的一段时间内，堆芯剩余裂变以及裂变产物衰变会产生余热，为保证反应堆安全，需要对余热移除，否则会引起堆芯熔化、安全壳破损等事故。非能动热量排出系统能够保证反应堆停堆后的余热排出，提高反应堆安全系数。
发明内容
本发明实施例提供了涉及热量排出系统、池式反应堆以及池式反应堆热量排出方法。在一些实施方式中，本文描述的系统、方法可提高反应堆热量排出的非能动性，提高反应堆安全系数。
根据本发明的一个方面，提供了一种热量排出系统，包括：第一管路，用于与盛装冷却介质的工作池连通，承载热量的冷却介质从所述第一管路流出；动力装置，其一端与所述第一管路连接，用于抽取所述承载热量的冷却介质；换热装置，其与所述动力装置的另一端连接，用于对抽取的所述承载热量的冷却介质换热；第二管路，其与所述换热装置连接，用于使经换热的冷却介质流回所述工作池；其中，所述第二管路包括容器、与所述容器一侧面连通的第一支管以及与所述容器底部连通的第二支管，所述第二支管远离所述容器的一端浸入所述工作池的冷却介质中；经换热的冷却介质经由所述第一支管流入所述容器，再从所述第二支管流入所述工作池。
在一些实施方式中，所述容器顶部开口，所述第二支管的横截面小于所述第一支管的横截面。
在一些实施方式中，热量排出系统还包括第三管路，其与所述换热装置连接，所述第三管路与供热管网连接，将所述热量排出系统排出的热量向所述供热管网供热。
根据本发明的另一个方面，提供了一种池式反应堆，包括：反应堆水池和堆芯，所述堆芯置于所述反应堆水池中，所述堆芯发生核反应产生热量；上述实施方式的热量排出系统，用于对所述堆芯产生的热量排出。
在一些实施方式中，所述热量排出系统的第一支管的水平高度设置为高于所述反应堆水池中冷却介质的水平高度。
在一些实施方式中，池式反应堆还包括：堆芯容器，用于容纳所述堆芯；所述堆芯容器远离所述堆芯的一端开口，所述堆芯容器远离所述堆芯的一端，其水平高度设置为高于所述反应堆水池中冷却介质的水平高度。
在一些实施方式中，所述热量排出系统还包括第三管路，其与所述换热装置连接，所述第三管路与供热管网连接，将所述热量排出系统排出的热量向所述供热管网供热。
在一些实施方式中，所述第三管路的压力大于所述第一管路的压力。
根据本发明的另一个方面，提供了一种池式反应堆热量排出方法，所述方法包括：反应堆正常运行时，抽取堆芯内承载热量的冷却介质，使所述承载热量的冷却介质经由第一管路到达换热装置；对所述承载热量的冷却介质进行换热；将经换热的冷却介质经由第二管路流回反应堆水池；其中，所述第二管路包括容器、与所述容器一侧面连通的第一支管以及与所述容器底部连通的第二支管，所述第二支管远离所述容器的一端浸入所述反应堆水池的冷却介质中。
在一些实施方式中，当经换热的冷却介质从所述第一支管流入所述容器时，所述冷却介质从所述第二支管的一端和所述容器的顶部开口流入所述反应堆水池。
在一些实施方式中，所述方法还包括：所述反应堆在事故工况时，所述容器中的冷却介质经由所述第二支管流入所述反应堆水池，使所述反应堆水池中冷却介质的水平高度高于堆芯容器开口的一端；所述堆芯内承载热量的冷却介质沿所述堆芯容器的轴向方向，从所述堆芯容器开口的一端流出至所述反应堆水池中；所述反应堆水池中的冷却介质从所述堆芯底部流入所述堆芯，实现对所述堆芯产生的热量排出。
根据本发明实施方式的池式反应堆，通过热量排出系统实现事故工况或反应堆停堆后的堆芯热量排出，提高了反应堆热量排出的非能动性；其中，热量排出系统具有简化的结构，无需引入额外的部件，提高了运行可靠性。
附图说明
通过下文中参照附图对本发明所作的描述，本发明的其它目的和优点将显而易见，并可帮助对本发明有全面的理解。
构成本申请的一部分的附图用来提供对本发明的进一步理解，本发明的示意性实施例及其说明用于解释本发明，并不构成对本发明的不当限定。在附图中：
图1示出了根据本发明实施方式的热量排出系统的结构示意图；
图2示出了根据本发明另一实施方式的热量排出系统的结构示意图；
图3示出了根据本发明实施方式的池式反应堆的结构示意图；
图4示出了根据本发明另一实施方式的池式反应堆的结构示意图。
需要说明的是，附图并不一定按比例来绘制，而是仅以不影响读者理解的示意性方式示出。
具体实施方式
为了使本技术领域的人员更好地理解本发明方案，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的实施例，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做出创造性劳动前提下所获得的所有其他实施例，均应当属于本发明保护的范围。
除非另外定义，本发明使用的技术术语或者科学术语应当为本发明所属领域内具有一般技能的人士所理解的通常意义。
本发明实施方式的热量排出系统、以及包括该热量排出系统的池式反应堆，支持非能动情况下的热量导出，因而适用于核系统的非能动安全系统。该热量排出系统无需使用额外的部件(例如非能动阀门)，利用管路布置产生的水位差、压强差、不同温度冷却介质之间的密度差可实现冷却介质的自然循环，具有较高可靠性。
参照图1-2，根据本发明实施方式的热量排出系统100，包括：第一管路10，用于与盛装冷却介质的工作池20连通，承载热量的冷却介质从第一管路10流出；动力装置11，其一端与第一管路10连接，用于抽取承载热量的冷却介质；换热装置12，其与动力装置11的另一端连接，用于对抽取的承载热量的冷却介质换热；第二管路13，其与换热装置12连接，用于使经换热的冷却介质流回工作池20；其中，第二管路13包括容器131、与容器一侧面连通的第一支管132以及与容器底部连通的第二支管133，第二支管133远离容器131的一端浸入工作池20的冷却介质中；经换热的冷却介质经由第一支管132流入容器131，再从第二支管133流入工作池20。
具体的，热量排出系统100适用于需要进行热量交换的工作池20，反应设备可设置在工作池20内，并且工作池20为反应设备提供冷却介质，工作池20可作为中间热阱，可将热量送至最终热阱；冷却介质用于对反应设备产生的热量承载、并将热量导出。热量排出系统100可与工作池20连通，形成冷却介质流动的循环回路，保证冷却介质在正常工况和事故工况下均能循环流动，从而进行热量导出，保证反应设备运行安全。
以下结合热量排出系统100的工作原理对其结构进行介绍。
如图1或2所示，当反应设备工作时产生热量，该热量可经由冷却介质导出，载有热量的冷却介质流入第一管路10中；正常情况下，可使用动力装置11对载有热量的冷却介质进行抽取，以提高冷却介质循环效率。动力装置11例如可以是泵。进一步，载有热量的冷却介质到达换热装置12发生换热，将热量导出后，冷却介质的温度降低，可通过第二管路13流回工作池20中继续使用。换热装置12例如可以是换热器。
当发生事故工况时，例如发生断电故障，动力装置11停止工作，此时，容器131中储存的冷却介质可流入工作池20中；进一步，当容器131中的冷却介质不断流入工作池20中，冷却介质的液位201升高，从反应设备中流出的冷却介质由于承载了热量，温度高、密度低，这部分冷却介质与工作池20中温度较低的冷却介质之间形成密度差，从而承载热量的冷却介质可沿反应设备向上流动、流出反应设备，同时温度较低的冷却介质向下流动、流入反应设备，实现冷却介质自然循环流动，从而可将反应设备的余热导出。
其中，容器131可具有足量的容积，以便暂时储存一部分冷却介质。容器131与第一支管132连通的侧面，容器131沿竖直方向的高度大于第一支管132的管径，以及容器131与第二支管133连通的底部，容器131沿水平方向的长度大于第二支管133的管径。
其中，第一支管132的水平高度设置为高于工作池20中冷却介质的水平高度(即液位)。当发生断电故障时，基于第一支管132与工作池20中冷却介质的液位之间的水位差形成压强差，可实现第一支管132以及容器131中的冷却介质继续流入工作池20中。
因此，无论是正常工况下利用动力装置驱动冷却介质循环，或是事故工况下，利用压强差、密度差实现冷却介质循环，本发明实施方式的热量排出系统均可保证热量排出，提高了对反应设备的保护，可降低因热量无法排出导致的事故率。
在一些实施方式中，容器131的顶部开口，第二支管133的横截面小于第一支管132的横截面。
当第二支管133的管径小于第一支管132的管径时，从第二支管133流出的冷却介质的流量与从第一支管132流入的冷却介质的流量不平衡，随时间积累，容器131中的冷却介质的液位将逐渐升高，直至冷却介质从容器131顶部开口溢出，从而可实现流入第一支管132的冷却介质与流出第二支管133的冷却介质的流量平衡。
在一些实施方式中，热量排出系统100还包括第三管路14，其与换热装置12连接，第三管路14与供热管网连接，将热量排出系统排出的热量向供热管网供热。
本发明实施方式可提供一种对热量排出系统排出的热量的利用方式。如图1或2所示，第三管路14例如为与换热装置12连接的中间回路，其与供热管网连接，可将热量排出系统排出的热量向供热管网供热，以提供城市供热。具体的，第三管路14也可进一步设置动力装置、换热装置等，以提高热传递效率。
本发明还提供对上述热量排出系统的应用。
核能供热是一种以核裂变产生的热量为热源向周边城市集中供热的方式，与传统热源相比可显著减少污染排放，且供热安全可靠，可有效改善能源结构，缓解日趋严重的能源供应紧张局面。其中，池式反应堆供热系统具有固有安全性高、系统简单和运行稳定等优点，其应用十分广泛。
对池式反应堆的热量排出系统进行优化，例如当反应堆停堆或发生事故工况时，需保证堆芯余热及时排出，这对反应堆结构、运行效果提出了更高的要求。
参照图3-4，根据本发明实施方式的池式反应堆200，包括：反应堆水池20和堆芯21，堆芯21置于反应堆水池20中，堆芯21发生核反应产生热量；以及热量排出系统，用于对堆芯21产生的热量排出。
其中，热量排出系统可以是上述实施方式提供的热量排出系统100，也可以是其他的热量排出系统。
对于池式反应堆，冷却介质构成的主循环回路至关重要，为反应堆堆芯提供冷却介质循环，保证堆芯热量能够及时排出，从而可保证反应堆安全、稳定运行。
如图3所示，反应堆运行时，堆芯21产生热量，堆芯21内的冷却介质可承载热量，以便将热量导出。其中，热量排出系统100可构成冷却介质循环的主循环回路，用于直接将堆芯21产生的热量导出，并维持冷却介质循环流动。冷却介质例如为轻水，其使用前可经过净化系统净化。
反应堆正常运行时，从堆芯21流出的载有热量的冷却介质通过动力装置11驱动流入第一管路10中，并随后到达换热装置12发生换热，将热量导出后，冷却介质的温度降低，可通过第二管路13流回反应堆水池20中继续使用。
当发生事故工况时，例如发生断电故障，动力装置11停止工作，此时，容器131中储存的冷却介质可流入反应堆水池20中；进一步，当容器131中的冷却介质不断流入反应堆水池20中，冷却介质的液位201逐渐升高，从堆芯21流出的载有热量的冷却介质由于温度高、密度低，这部分冷却介质与反应堆水池20中温度较低的冷却介质之间形成密度差，从而载有热量的冷却介质可沿堆芯21轴向向上流动、流出堆芯，同时堆芯外部的温度较低的冷却介质向下流动，从堆芯21底部流入堆芯21，由此实现冷却介质循环流动，实现堆芯21的余热导出。
根据本发明实施方式的池式反应堆，可实现堆芯热量非能动排出，具有较高安全系数。
在一些实施方式中，热量排出系统的第一支管132的水平高度设置为高于反应堆水池20中冷却介质的水平高度201(即冷却介质液位)。
可以理解，本发明实施方式的热量排出系统，正是对管路布置进行优化，以实现非能动状况下冷却介质自然循环。利用第一支管132与反应堆水池中冷却介质液位201之间的水位差，当动力装置11无法正常运行时，可保证第二管路13中的冷却介质仍能够自动流入反应堆水池20中。
由于容器131具有一定容积，其储存一部分冷却介质，在事故工况下，容器131中的冷却介质可全部流入反应堆水池20中。
通过第一支管132与容器131配合的结构，第一支管132的水平高度无需设置过高，通过使容器131具有较大的容积，来储存足量的冷却介质，以满足事故工况下，驱动冷却介质自然循环。
可以理解，第一支管132的水平高度以及容器131的容积大小，可根据实际情况设置，在此不作限定。
如图3或4所示，池式反应堆200可进一步包括：堆芯容器22，用于容纳所述堆芯21；堆芯容器22远离堆芯的一端221开口，堆芯容器远离堆芯的一端221，其水平高度设置为高于反应堆水池中冷却介质的水平高度201。
反应堆正常运行时，使反应堆水池中冷却介质液位201低于堆芯容器22的上端面221，可保证反应堆水池中的冷却介质沿堆芯容器22外部向下流动，流入堆芯，换而言之，可避免冷却介质直接从堆芯容器22顶部开口流入堆芯容器22，在对堆芯21的热量未充分交换的情况下直接被动力装置11抽出，造成堆芯传热效率降低。
进一步，参照图4，当反应堆停堆或者发生断电故障时，容器131中的冷却介质流入反应堆水池20中，冷却介质液位201升高，直至液位201超过堆芯容器22的上端面221，此时，堆芯21内载有热量的冷却介质因其温度高、密度低，与堆芯外部的冷却介质之间形成密度差，堆芯21内载有热量的冷却介质将沿堆芯容器22的轴向方向向上流动，并从堆芯容器22顶部开口流出至反应堆水池20中，同时，堆芯外部的冷却介质再从堆芯21底部流入堆芯21，进行新一轮热量交换，从而实现冷却介质非能动循环，保证堆芯21余热排出，避免发生堆芯烧毁等事故。
在一些实施方式中，池式反应堆200还包括堆芯支撑座23，其设置于反应堆水池20底部，用于支撑堆芯21。
如图3或4所示，热量排出系统还包括第三管路14，其与所述换热装置12连接，第三管路14与供热管网15连接，将热量排出系统排出的热量向供热管网15供热。
其中，第三管路14例如为与换热装置12连接的中间回路，其与供热管网15连接，可将热量排出系统排出的热量向供热管网15供热，以提供城市供热。具体的，第三管路14也可进一步设置动力装置、换热装置等，以提高热传递效率。
在一些实施方式中，第三管路14的压力大于第一管路10的压力。
使用中间回路将冷却介质主循环回路与城市供热管网隔开，将第三管路14的压力设置为大于第一管路10的压力，可避免第一管路10中具有高放射性的冷却介质进入城市供热管网，从而提高放射性屏蔽和保护功能。
根据本发明实施方式的池式反应堆，通过对冷却介质主循环回路的管路布置优化，使其与反应堆水池中冷却介质液位之间形成水位差、压强差，同时利用容器对冷却介质存储，利用不同温度的冷却介质之间产生的密度差，可保证在事故工况下，冷却介质自然循环流动，从而将堆芯余热排出，提高反应堆运行安全。
上述池式反应堆，结构简单，无需增添额外部件以实现堆芯热量的非能动排出(现有技术中使用的例如非能动阀门，反复使用会导致密封效果差，因而可靠性低)，提高了热量排出系统的可靠性。
本发明实施方式还提供了一种池式反应堆热量排出方法，所述方法包括：反应堆正常运行时，抽取堆芯内承载热量的冷却介质，使所述承载热量的冷却介质经由第一管路到达换热装置；对所述承载热量的冷却介质进行换热；将经换热的冷却介质经由第二管路流回反应堆水池；其中，所述第二管路包括容器、与所述容器一侧面连通的第一支管以及与所述容器底部连通的第二支管，所述第二支管远离所述容器的一端浸入所述反应堆水池的冷却介质中。
在一些实施方式中，当经换热的冷却介质从所述第一支管流入所述容器时，所述冷却介质从所述第二支管的一端和所述容器的顶部开口流入所述反应堆水池。
在一些实施方式中，所述方法还包括：所述反应堆在事故工况时，所述容器中的冷却介质经由所述第二支管流入所述反应堆水池，使所述反应堆水池中冷却介质的水平高度高于堆芯容器开口的一端；所述堆芯内承载热量的冷却介质沿所述堆芯容器的轴向方向，从所述堆芯容器开口的一端流出至所述反应堆水池中；所述反应堆水池中的冷却介质从所述堆芯底部流入所述堆芯，实现对所述堆芯产生的热量排出。
池式反应堆热量排出方法可以是基于上述实施方式中的池式反应堆的结构来实现的。对于具有相同结构、功能和效果的描述在此不再赘述。
对于本发明的实施例，还需要说明的是，在不冲突的情况下，本发明的实施例及实施例中的特征可以相互组合以得到新的实施例。
以上，仅为本发明的具体实施方式，但本发明的保护范围并不局限于此，本发明的保护范围应以权利要求的保护范围为准。

Claims (4)

1.一种池式反应堆，包括：
反应堆水池(20)和堆芯(21)，所述堆芯(21)置于所述反应堆水池(20)中，所述堆芯(21)发生核反应产生热量；
热量排出系统(100)，用于对所述堆芯(21)产生的热量排出，所述热量排出系统(100)包括：
第一管路(10)，用于与盛装冷却介质的工作池(20)连通，承载热量的冷却介质从所述第一管路(10)流出；
动力装置(11)，其一端与所述第一管路(10)连接，用于抽取所述承载热量的冷却介质；
换热装置(12)，其与所述动力装置(11)的另一端连接，用于对抽取的所述承载热量的冷却介质换热；
第二管路(13)，其与所述换热装置(12)连接，用于使经换热的冷却介质流回所述反应堆水池(20)；
其中，所述第二管路(13)包括容器(131)、与所述容器一侧面连通的第一支管(132)以及与所述容器底部连通的第二支管(133)，所述第二支管(133)远离所述容器(131)的一端浸入所述反应堆水池(20)的冷却介质中；经换热的冷却介质经由所述第一支管(132)流入所述容器(131)，再从所述第二支管(133)流入所述反应堆水池(20)；
所述第一支管(132)的水平高度设置为高于所述反应堆水池(20)中冷却介质的水平高度(201)，所述容器(131)具有足以暂时储存一部分所述冷却介质的容积，所述容器(131)顶部开口，所述第二支管(133)的横截面小于所述第一支管(132)的横截面，所述反应堆(200)在事故工况时，所述第一支管(132)与所述反应堆水池(20)中冷却介质的液位之间成压强差，使所述第一支管(132)以及容器(131)中的冷却介质继续流入所述反应堆水池(20)中；
所述池式反应堆还包括：堆芯容器(22)，用于容纳所述堆芯(21)；
所述堆芯容器(22)远离所述堆芯的一端(221)开口，所述堆芯容器(22)远离所述堆芯的一端(221)，其水平高度设置为高于所述反应堆水池中冷却介质的水平高度(201)，当所述反应堆(200)正常运行时，所述冷却介质沿所述堆芯容器(22)外部向下流动，流入所述堆芯；
所述反应堆在事故工况时，所述堆芯(21)中载有热量的冷却介质沿所述堆芯(21)轴向向上流动，同时所述堆芯(21)外部的冷却介质从所述堆芯(21)的底部流入所述堆芯(21)。
2.根据权利要求1中任一项所述的池式反应堆，其中，
所述热量排出系统还包括第三管路(14)，其与所述换热装置(12)连接，
所述第三管路(14)与供热管网(15)连接，将所述热量排出系统排出的热量向所述供热管网(15)供热。
3.根据权利要求2所述的池式反应堆，其中，
所述第三管路(14)的压力大于所述第一管路(10)的压力。
4.一种池式反应堆热量排出方法，所述方法包括：
反应堆正常运行时，抽取堆芯内承载热量的冷却介质，使所述承载热量的冷却介质经由第一管路到达换热装置；
对所述承载热量的冷却介质进行换热；
将经换热的冷却介质经由第二管路流回反应堆水池；
其中，所述第二管路包括容器、与所述容器一侧面连通的第一支管以及与所述容器底部连通的第二支管，所述第二支管远离所述容器的一端浸入所述反应堆水池的冷却介质中，所述第一支管的水平高度高于所述反应堆水池中冷却介质的水平高度，所述容器具有足以暂时储存一部分所述冷却介质的容积，所述第二支管的横截面小于所述第一支管的横截面，所述反应堆在事故工况时，所述第一支管与所述反应堆水池中冷却介质的液位之间形成压强差，使所述第一支管以及容器中的冷却介质继续流入所述反应堆水池中；
容纳所述堆芯的堆芯容器远离所述堆芯的一端开口，所述堆芯容器开口的一端，其水平高度设置为高于所述反应堆水池中冷却介质的水平高度，当所述反应堆正常运行时，所述冷却介质沿所述堆芯容器外部向下流动，流入所述堆芯；
所述反应堆在事故工况时，所述堆芯中载有热量的冷却介质沿所述堆芯轴向向上流动，同时所述堆芯外部的冷却介质从所述堆芯的底部流入所述堆芯。
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* Cited by examiner, † Cited by third party
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Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN107293341A (zh) * 2016-04-12 2017-10-24 国家电投集团科学技术研究院有限公司 池式反应堆

Family Cites Families (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR1364645A (fr) * 1963-04-05 1964-06-26 Grenobloise Etude Appl Perfectionnements aux réacteurs nucléaires du type piscine
JPS5810689A (ja) * 1981-07-14 1983-01-21 日本鋼管株式会社 プ−ル型原子炉
KR100597722B1 (ko) * 2004-01-02 2006-07-10 한국원자력연구소 액체금속로의 안정적인 피동 잔열제거 계통
CN100578683C (zh) * 2007-11-09 2010-01-06 中国核动力研究设计院 非能动的固有安全的管池式反应堆
CN201638576U (zh) * 2010-03-09 2010-11-17 中国原子能科学研究院 一种池式反应堆应急堆芯冷却系统
KR101603084B1 (ko) * 2014-11-18 2016-03-15 한국원자력연구원 개방수조형 원자로의 비상 전원 발생 장치
CN109461506B (zh) * 2018-11-12 2023-08-18 中国原子能科学研究院 一种泳池式区域低温供热堆
CN109659046A (zh) * 2019-02-01 2019-04-19 中国原子能科学研究院 耦合的反应堆余热导出系统

Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN107293341A (zh) * 2016-04-12 2017-10-24 国家电投集团科学技术研究院有限公司 池式反应堆

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