CN112652413B - 安全壳系统的布置方法以及安全壳系统布置结构 - Google Patents
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Abstract
本发明公开了一种安全壳系统的布置方法以及安全壳系统布置结构,该方法包括以下步骤:将非能动设计的堆腔注水冷却水池布置于安全壳外壳的上方;将管道间布置于安全壳外壳外,且堆腔注水冷却水池的高度高于管道间的高度,堆腔注水冷却水池与管道间连通,管道间与安全壳夹层空间连通;在安全壳内壳上布置贯穿件。在一定程度上降低安全壳高度,避免堆腔注水冷却水池容量过大导致安全壳直径增加,缩减土建投资,提高其经济性。在保证冷却水量供应充足的前提下充分利用反应堆厂房空间,减小安全壳体积,提高其经济性,改善其结构强度,提高安全性。
Description
技术领域
本发明属于核电厂厂房布置技术领域,具体涉及一种安全壳系统的布置方法以及安全壳系统布置结构。
背景技术
我国第三代压水堆核电技术充分吸取了福岛核事故经验反馈,提高了核安全性,采用了能动与非能动结合的安全设计理念,非能动系统是能动系统的备用措施,为纵深防御各层次提供多样化的安全手段。在严重事故发生、全厂断电情况下,堆腔注水冷却系统、非能动安全壳热量导出系统、二次侧非能动余热导出系统均可投入使用,分别执行预防堆芯融毁及堆芯融毁后保证压力容器完整性、提供蒸汽发生器二次侧冷却、保证安全壳不超压等安全功能。现有技术下,堆腔注水冷却水池位于双层安全壳内壳堆芯一侧呈扇形布置,使得安全壳内空间利用率不高,且为保证冷却水量充足及非能动的要求,堆腔注水冷却水池布置较高,为壳内设备吊装带来困难。此外,非能动安全壳热量导出系统冷却水池外挂于双层安全壳外壳,该布置下需设计悬挑结构,悬挑受弯、剪、扭作用,施工难度大、结构安全性低。
发明内容
本发明所要解决的技术问题是针对现有技术中存在的上述不足,提供一种安全壳系统的布置方法以及安全壳系统布置结构,在保证冷却水量供应充足的前提下充分利用反应堆厂房空间,减小安全壳体积,提高其经济性,改善其结构强度,提高安全性。
解决本发明技术问题所采用的技术方案是提供一种安全壳系统的布置方法,安全壳系统包括安全壳,安全壳包括:安全壳内壳、设置于安全壳内壳外的安全壳外壳,安全壳内壳与安全壳外壳之间形成安全壳夹层空间,安全壳内壳内空间布置蒸汽发生器和堆腔压力容器,所述安全壳系统的布置方法包括:
将非能动设计的堆腔注水冷却水池布置于安全壳外壳的上方;
将管道间布置于安全壳外壳外,且堆腔注水冷却水池的高度高于管道间的高度,堆腔注水冷却水池与管道间连通,管道间与安全壳夹层空间连通;
在安全壳内壳上布置贯穿件,堆腔注水冷却水池用于严重事故发生时,堆腔注水冷却系统启动,堆腔注水冷却水池内的冷却水在重力作用下,通过管道间、贯穿件进入安全壳内壳,注入堆腔压力容器与安全壳内壳内壁的保温层之间的流道,冷却堆腔压力容器。
优选的是,所述的安全壳系统的布置方法,还包括以下步骤:
将非能动安全壳热量导出系统冷却水池布置于安全壳外壳外,且布置非能动安全壳热量导出系统冷却水池于管道间上方,非能动安全壳热量导出系统冷却水池与管道间连通,非能动安全壳热量导出系统换热器布置于安全壳内壳内,非能动安全壳热量导出系统冷却水池用于严重事故发生时,非能动安全壳热量导出系统启动,非能动安全壳热量导出系统冷却水池内冷却水在重力作用下流经管道间与安全壳夹层空间,通过贯穿件进入安全壳内壳内的非能动安全壳热量导出系统换热器,非能动安全壳热量导出系统换热器内冷却水与安全壳内水蒸气、混合气体进行换热后,利用水的温差造成的密度差,沿贯穿件穿出安全壳内壳外,流经安全壳夹层空间与管道间,回到非能动安全壳热量导出系统冷却水池,从而将安全壳内热量带出。
优选的是,所述步骤将非能动安全壳热量导出系统冷却水池布置于安全壳外壳外具体为:
以堆腔注水冷却水池为中心,四周环绕布置非能动安全壳热量导出系统冷却水池,堆腔注水冷却水池布置于安全壳外壳顶部。
优选的是,所述步骤非能动安全壳热量导出系统换热器布置于安全壳内壳内具体为:
将非能动安全壳热量导出系统换热器悬挂于安全壳内壳内壁上。
优选的是,在安全壳内壳内,由上而下分别布置非能动安全壳热量导出系统换热器、贯穿件、蒸汽发生器、堆腔压力容器。
优选的是,所述的安全壳系统的布置方法,还包括以下步骤:
将二次侧非能动余热导出系统设备间布置于安全壳外壳的上方,且二次侧非能动余热导出系统设备间布置于非能动安全壳热量导出系统冷却水池下方,非能动安全壳热量导出系统冷却水池与二次侧非能动余热导出系统设备间连通。
优选的是,所述的安全壳系统的布置方法,还包括以下步骤:
在二次侧非能动余热导出系统设备间内布置二次侧非能动余热导出系统换热器、补水箱,二次侧非能动余热导出系统换热器用于严重事故发生时,二次侧非能动余热导出系统换热器内冷凝水经过管道间、安全壳夹层空间,通过贯穿件进入安全壳内蒸汽发生器二次侧,被蒸汽发生器一次侧反应堆冷却剂加热后变成蒸汽后在温差作用下流出蒸汽发生器二次侧,又经贯穿件、安全壳夹层空间与管道间回到二次侧非能动余热导出系统换热器内,被非能动安全壳热量导出系统冷却水池重新冷凝成水,完成自然循环;补水箱用于当蒸汽发生器二次侧水位降低到一定程度,补水箱的水进入蒸发器二次侧,补偿水位的降低。
优选的是,安全壳外壳包括:圆筒形外壳筒壁和设置于圆筒形外壳筒壁上的半椭球外壳穹顶,堆腔注水冷却水池布置于半椭球外壳穹顶的顶部,管道间、设备间、非能动安全壳热量导出系统冷却水池布置于半椭球外壳穹顶的肩部。
优选的是,管道间包括:第一管道间、与第一管道间连通的第二管道间,所述布置方法还包括以下步骤:将设备间布置于第一管道间与第二管道间之间,以安全壳为中心,第一管道间位于设备间的内侧,第二管道间位于设备间下方,第一管道间的高度高于第二管道间的高度。
本发明还提供一种安全壳系统布置结构,其由上述的布置方法布置而成。
本发明的安全壳系统的布置方法以及安全壳系统布置结构有益效果如下:
(1)堆腔注水冷却水池是影响安全壳内壳直径的关键设备,其由安全壳内壳壳内空间移至安全壳外壳顶部,不占用安全壳内空间,调整其他系统布置,可充分利用壳内空间,在一定程度上降低安全壳高度,避免堆腔注水冷却水池容量过大导致安全壳直径增加,缩减土建投资,提高其经济性。在保证冷却水量供应充足的前提下充分利用反应堆厂房空间,减小安全壳体积,提高其经济性,改善其结构强度,提高安全性。
(2)堆腔注水冷却水池顶置后,安全壳壳内空间增加,吊装裕量增加。
附图说明
图1是本发明实施例2中的安全壳系统布置结构的立面图;
图2是图1中的安全壳系统布置结构的A-A剖面图。
图中:1-堆腔注水冷却水池;2-非能动安全壳热量导出系统冷却水池;3-设备间;4-非能动安全壳热量导出系统换热器;5-贯穿件;6-堆腔压力容器;7-第一管道间;8-第二管道间;9-蒸汽发生器;10-安全壳内壳;11-安全壳外壳;12-安全壳夹层空间;13-二次侧非能动余热导出系统换热器;14-补水箱;15-圆筒形外壳筒壁;16-半椭球外壳穹顶。
具体实施方式
为使本领域技术人员更好地理解本发明的技术方案,下面结合附图和具体实施方式对本发明作进一步详细描述。
下面详细描述本专利的实施例,所述实施例的示例在附图中示出,其中自始至终相同或类似的标号表示相同或类似的元件或具有相同或类似功能的元件。下面通过参考附图描述的实施例是示例性的,仅用于解释本专利,而不能理解为对本专利的限制。
实施例1
本实施例提供一种安全壳系统的布置方法,安全壳系统包括安全壳,安全壳包括:安全壳内壳、设置于安全壳内壳外的安全壳外壳,安全壳内壳与安全壳外壳之间形成安全壳夹层空间,安全壳内壳内空间布置蒸汽发生器和堆腔压力容器,所述安全壳系统的布置方法包括:
将非能动设计的堆腔注水冷却水池布置于安全壳外壳的上方;
将管道间布置于安全壳外壳外,且堆腔注水冷却水池的高度高于管道间的高度,堆腔注水冷却水池与管道间连通,管道间与安全壳夹层空间连通;
在安全壳内壳上布置贯穿件,堆腔注水冷却水池用于严重事故发生时,堆腔注水冷却系统启动,堆腔注水冷却水池内的冷却水在重力作用下,通过管道间、贯穿件进入安全壳内壳,注入堆腔压力容器与安全壳内壳内壁的保温层之间的流道,冷却堆腔压力容器。
本实施例还提供一种安全壳系统布置结构,其由上述的布置方法布置而成。
本实施例的安全壳系统的布置方法以及安全壳系统布置结构有益效果如下:
(1)堆腔注水冷却水池是影响安全壳内壳直径的关键设备,其由安全壳内壳壳内空间移至安全壳外壳顶部,不占用安全壳内空间,调整其他系统布置,可充分利用壳内空间,在一定程度上降低安全壳高度,避免堆腔注水冷却水池容量过大导致安全壳直径增加,缩减土建投资,提高其经济性。在保证冷却水量供应充足的前提下充分利用反应堆厂房空间,减小安全壳体积,提高其经济性,改善其结构强度,提高安全性。
(2)堆腔注水冷却水池顶置后,安全壳壳内空间增加,吊装裕量增加。
实施例2
本实施例提供一种安全壳系统的布置方法,如图1所示,安全壳系统包括安全壳,安全壳包括:安全壳内壳10、设置于安全壳内壳10外的安全壳外壳11,安全壳内壳10与安全壳外壳11之间形成安全壳夹层空间12,安全壳内壳10内空间布置蒸汽发生器9和堆腔压力容器6,所述安全壳系统的布置方法包括:
将非能动设计的堆腔注水冷却水池1布置于安全壳外壳11的上方;
将管道间布置于安全壳外壳11外,且堆腔注水冷却水池1的高度高于管道间的高度,堆腔注水冷却水池1与管道间连通,管道间与安全壳夹层空间12连通;
在安全壳内壳10上布置贯穿件5,堆腔注水冷却水池1用于严重事故发生时,堆腔注水冷却系统启动,堆腔注水冷却水池1内的冷却水在重力作用下,通过管道间、贯穿件5进入安全壳内壳10,注入堆腔压力容器6与安全壳内壳10内壁的保温层之间的流道,淹没堆腔压力容器6下封头,冷却堆腔压力容器6。
优选的是,所述的安全壳系统的布置方法,还包括以下步骤:
将非能动安全壳热量导出系统冷却水池2布置于安全壳外壳11外,且布置非能动安全壳热量导出系统冷却水池2于管道间上方,非能动安全壳热量导出系统冷却水池2与管道间连通,非能动安全壳热量导出系统换热器4布置于安全壳内壳10内,非能动安全壳热量导出系统冷却水池2用于严重事故发生时,非能动安全壳热量导出系统启动,非能动安全壳热量导出系统冷却水池2内冷却水在重力作用下流经管道间与安全壳夹层空间12,通过贯穿件5进入安全壳内壳10内的非能动安全壳热量导出系统换热器4,非能动安全壳热量导出系统换热器4内冷却水与安全壳内水蒸气、混合气体进行换热后,利用水的温差造成的密度差,沿贯穿件5穿出安全壳内壳10外,流经安全壳夹层空间12与管道间,回到非能动安全壳热量导出系统冷却水池2,从而将安全壳内热量带出。
非能动安全壳热量导出系统启动时,非能动安全壳热量导出系统冷却水池2与非能动安全壳热量导出系统换热器4的高度差,及非能动安全壳热量导出系统换热器4与非能动安全壳热量导出系统冷却水池2的温度差,是驱动非能动安全壳热量导出系统冷却水形成自然循环、带走安全壳壳内热量的驱动力。
优选的是,所述步骤将非能动安全壳热量导出系统冷却水池2布置于安全壳外壳11外具体为:
以堆腔注水冷却水池1为中心,四周环绕布置非能动安全壳热量导出系统冷却水池2,堆腔注水冷却水池1布置于安全壳外壳11顶部。非能动安全壳热量导出系统冷却水池2布置于安全壳外壳11顶部。
优选的是,所述步骤非能动安全壳热量导出系统换热器4布置于安全壳内壳10内具体为:
将非能动安全壳热量导出系统换热器4悬挂于安全壳内壳10内壁上。
优选的是,在安全壳内壳10内,由上而下分别布置非能动安全壳热量导出系统换热器4、贯穿件5、蒸汽发生器9、堆腔压力容器6。
优选的是,所述的安全壳系统的布置方法,还包括以下步骤:
将二次侧非能动余热导出系统设备间3布置于安全壳外壳11的上方,且二次侧非能动余热导出系统设备间3布置于非能动安全壳热量导出系统冷却水池2下方,非能动安全壳热量导出系统冷却水池2与二次侧非能动余热导出系统设备间3连通。
根据非能动安全壳热量导出系统序列数目来设置非能动安全壳热量导出系统冷却水池2数目,非能动安全壳热量导出系统冷却水池2间相互独立,实现非能动安全设施的实体隔离,本实施例按照3个非能动安全壳热量导出系统序列来实施,如图2所示。
优选的是,所述的安全壳系统的布置方法,还包括以下步骤:
在二次侧非能动余热导出系统设备间3内布置二次侧非能动余热导出系统换热器13、补水箱14,二次侧非能动余热导出系统换热器13用于严重事故发生时,二次侧非能动余热导出系统换热器13内冷凝水经过管道间、安全壳夹层空间12,通过贯穿件5进入安全壳内蒸汽发生器9二次侧,被蒸汽发生器9一次侧反应堆冷却剂加热后变成蒸汽后在温差作用下流出蒸汽发生器9二次侧,又经贯穿件5、安全壳夹层空间12与管道间回到二次侧非能动余热导出系统换热器13内,被非能动安全壳热量导出系统冷却水池2重新冷凝成水,完成自然循环;补水箱14用于当蒸汽发生器9二次侧水位降低到一定程度,位于设备间3的二次侧非能动余热导出系统补水箱14的隔离阀启动,补水箱14的水进入蒸发器二次侧,补偿水位的降低。
非能动安全壳热量导出系统与二次侧非能动余热导出系统共用一套非能动安全壳热量导出系统冷却水池2,位于设备间3的二次侧非能动余热导出系统换热器13与蒸汽发生器9的高度差,及蒸汽发生器9与二次侧非能动余热导出系统换热器13的温度差,是驱动二次侧非能动余热导出系统冷却水形成自然循环的驱动力。二次侧非能动余热导出系统换热器13内的蒸汽混合物被非能动安全壳热量导出系统冷却水池2重新冷凝成水,从而将蒸汽发生器9二次侧的热量带出壳外。
优选的是,安全壳外壳11包括:圆筒形外壳筒壁15和设置于圆筒形外壳筒壁15上的半椭球外壳穹顶16,堆腔注水冷却水池1布置于半椭球外壳穹顶16的顶部,管道间、设备间3、非能动安全壳热量导出系统冷却水池2布置于半椭球外壳穹顶16的肩部。
优选的是,管道间包括:第一管道间7、与第一管道间7连通的第二管道间8,所述布置方法还包括以下步骤:将设备间3布置于第一管道间7与第二管道间8之间,以安全壳为中心,第一管道间7位于设备间3的内侧,第二管道间8位于设备间3下方,第一管道间7的高度高于第二管道间8的高度。
本实施例还提供一种安全壳系统布置结构,其由上述的布置方法布置而成。
本实施例的安全壳系统的布置方法以及安全壳系统布置结构有益效果如下:
(1)堆腔注水冷却水池1是影响安全壳内壳10直径的关键设备,其由安全壳内壳10壳内空间移至安全壳外壳11顶部,不占用安全壳内空间,增加了吊装裕量,调整安全壳内其他系统布置后,可充分利用壳内空间,在一定程度上降低安全壳高度,压缩安全壳直径,避免堆腔注水冷却水池1容量过大导致安全壳直径增加,缩减土建投资,提高其经济性。在保证冷却水量供应充足的前提下充分利用反应堆厂房空间,减小安全壳体积,提高其经济性,改善其结构强度,提高安全性。
(2)堆腔注水冷却水池1顶置后,安全壳壳内空间增加,吊装裕量增加。
(3)现有技术中非能动安全壳热量导出系统冷却水池2外挂于安全壳外壳11的布置,需设计悬挑结构,悬挑受弯、剪、扭作用,不仅对材料要求高,且安全性较差。本实施例中非能动安全壳热量导出系统冷却水池2顶置后,可省去悬挑结构,结构安全性增加。
(4)堆腔注水冷却水池1与非能动安全壳热量导出系统冷却水池2顶置后,上述两个水池蓄水量均增加,可更大程度保证严重事故下核岛厂房需用水量,且该水量下无需利用其他系统来补偿蒸发损失,可简化系统。
(5)堆腔注水冷却水池1与非能动安全壳热量导出系统冷却水池2顶置后,安全壳顶部结构功能与材料相似,可考虑将安全壳穹顶模块化制造与安装,为减少现场施工量、降低安全隐患、缩短建造工期和降低工程造价提供可能。
可以理解的是,以上实施方式仅仅是为了说明本发明的原理而采用的示例性实施方式,然而本发明并不局限于此。对于本领域内的普通技术人员而言,在不脱离本发明的精神和实质的情况下,可以做出各种变型和改进,这些变型和改进也视为本发明的保护范围。
Claims (10)
1.一种安全壳系统的布置方法,安全壳系统包括安全壳,安全壳包括:安全壳内壳、设置于安全壳内壳外的安全壳外壳,安全壳内壳与安全壳外壳之间形成安全壳夹层空间,安全壳内壳内空间布置蒸汽发生器和堆腔压力容器,其特征在于,所述安全壳系统的布置方法包括:
将非能动设计的堆腔注水冷却水池布置于安全壳外壳的上方;
将管道间布置于安全壳外壳外,且堆腔注水冷却水池的高度高于管道间的高度,堆腔注水冷却水池与管道间连通,管道间与安全壳夹层空间连通;
在安全壳内壳上布置贯穿件,堆腔注水冷却水池用于严重事故发生时,堆腔注水冷却系统启动,堆腔注水冷却水池内的冷却水在重力作用下,通过管道间、贯穿件进入安全壳内壳,注入堆腔压力容器与安全壳内壳内壁的保温层之间的流道,冷却堆腔压力容器。
2.根据权利要求1所述的安全壳系统的布置方法,其特征在于,还包括以下步骤:
将非能动安全壳热量导出系统冷却水池布置于安全壳外壳外,且布置非能动安全壳热量导出系统冷却水池于管道间上方,非能动安全壳热量导出系统冷却水池与管道间连通,非能动安全壳热量导出系统换热器布置于安全壳内壳内,非能动安全壳热量导出系统冷却水池用于严重事故发生时,非能动安全壳热量导出系统启动,非能动安全壳热量导出系统冷却水池内冷却水在重力作用下流经管道间与安全壳夹层空间,通过贯穿件进入安全壳内壳内的非能动安全壳热量导出系统换热器,非能动安全壳热量导出系统换热器内冷却水与安全壳内水蒸气、混合气体进行换热后,利用水的温差造成的密度差,沿贯穿件穿出安全壳内壳外,流经安全壳夹层空间与管道间,回到非能动安全壳热量导出系统冷却水池,从而将安全壳内热量带出。
3.根据权利要求2所述的安全壳系统的布置方法,其特征在于,所述步骤将非能动安全壳热量导出系统冷却水池布置于安全壳外壳外具体为:
以堆腔注水冷却水池为中心,四周环绕布置非能动安全壳热量导出系统冷却水池,堆腔注水冷却水池布置于安全壳外壳顶部。
4.根据权利要求2所述的安全壳系统的布置方法,其特征在于,所述步骤非能动安全壳热量导出系统换热器布置于安全壳内壳内具体为:
将非能动安全壳热量导出系统换热器悬挂于安全壳内壳内壁上。
5.根据权利要求2所述的安全壳系统的布置方法,其特征在于,在安全壳内壳内,由上而下分别布置非能动安全壳热量导出系统换热器、贯穿件、蒸汽发生器、堆腔压力容器。
6.根据权利要求2所述的安全壳系统的布置方法,其特征在于,还包括以下步骤:
将二次侧非能动余热导出系统设备间布置于安全壳外壳的上方,且二次侧非能动余热导出系统设备间布置于非能动安全壳热量导出系统冷却水池下方,非能动安全壳热量导出系统冷却水池与二次侧非能动余热导出系统设备间连通。
7.根据权利要求6所述的安全壳系统的布置方法,其特征在于,还包括以下步骤:
在二次侧非能动余热导出系统设备间内布置二次侧非能动余热导出系统换热器、补水箱,二次侧非能动余热导出系统换热器用于严重事故发生时,二次侧非能动余热导出系统换热器内冷凝水经过管道间、安全壳夹层空间,通过贯穿件进入安全壳内蒸汽发生器二次侧,被蒸汽发生器一次侧反应堆冷却剂加热后变成蒸汽后在温差作用下流出蒸汽发生器二次侧,又经贯穿件、安全壳夹层空间与管道间回到二次侧非能动余热导出系统换热器内,被非能动安全壳热量导出系统冷却水池重新冷凝成水,完成自然循环;补水箱用于当蒸汽发生器二次侧水位降低到一定程度,补水箱的水进入蒸发器二次侧,补偿水位的降低。
8.根据权利要求6所述的安全壳系统的布置方法,其特征在于,安全壳外壳包括:圆筒形外壳筒壁和设置于圆筒形外壳筒壁上的半椭球外壳穹顶,堆腔注水冷却水池布置于半椭球外壳穹顶的顶部,管道间、设备间、非能动安全壳热量导出系统冷却水池布置于半椭球外壳穹顶的肩部。
9.根据权利要求6~8任意一项所述的安全壳系统的布置方法,其特征在于,管道间包括:第一管道间、与第一管道间连通的第二管道间,所述布置方法还包括以下步骤:将设备间布置于第一管道间与第二管道间之间,以安全壳为中心,第一管道间位于设备间的内侧,第二管道间位于设备间下方,第一管道间的高度高于第二管道间的高度。
10.一种安全壳系统布置结构,其特征在于,其由权利要求1~8任意一项所述的布置方法布置而成。
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Citations (5)
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---|---|---|---|---|
JP2013145208A (ja) * | 2012-01-16 | 2013-07-25 | Toshiba Corp | 原子炉圧力容器冷却装置及び原子炉 |
CN104361914A (zh) * | 2014-11-19 | 2015-02-18 | 中科华核电技术研究院有限公司 | 非能动安全冷却系统 |
WO2016011569A1 (zh) * | 2014-07-24 | 2016-01-28 | 哈尔滨工程大学 | 安全壳冷却系统及安全壳与反应堆压力容器联合冷却系统 |
CN106251916A (zh) * | 2016-08-31 | 2016-12-21 | 长江勘测规划设计研究有限责任公司 | 一种地下核电站洞室型双层安全壳 |
CN211455310U (zh) * | 2019-11-18 | 2020-09-08 | 中广核研究院有限公司 | 安全壳冷却系统 |
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Patent Citations (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2013145208A (ja) * | 2012-01-16 | 2013-07-25 | Toshiba Corp | 原子炉圧力容器冷却装置及び原子炉 |
WO2016011569A1 (zh) * | 2014-07-24 | 2016-01-28 | 哈尔滨工程大学 | 安全壳冷却系统及安全壳与反应堆压力容器联合冷却系统 |
CN104361914A (zh) * | 2014-11-19 | 2015-02-18 | 中科华核电技术研究院有限公司 | 非能动安全冷却系统 |
CN106251916A (zh) * | 2016-08-31 | 2016-12-21 | 长江勘测规划设计研究有限责任公司 | 一种地下核电站洞室型双层安全壳 |
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