CN112863707A - 适用于严重安全事故下的三明治式安全壳结构 - Google Patents

适用于严重安全事故下的三明治式安全壳结构 Download PDF

Info

Publication number
CN112863707A
CN112863707A CN202110043242.9A CN202110043242A CN112863707A CN 112863707 A CN112863707 A CN 112863707A CN 202110043242 A CN202110043242 A CN 202110043242A CN 112863707 A CN112863707 A CN 112863707A
Authority
CN
China
Prior art keywords
layer
containment
space
shell layer
structure suitable
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.)
Granted
Application number
CN202110043242.9A
Other languages
English (en)
Other versions
CN112863707B (zh
Inventor
鲁正
范俏巧
谢孟宏
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.)
Tongji University
China Nuclear Power Engineering Co Ltd
Original Assignee
Tongji University
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 Tongji University filed Critical Tongji University
Priority to CN202110043242.9A priority Critical patent/CN112863707B/zh
Publication of CN112863707A publication Critical patent/CN112863707A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN112863707B publication Critical patent/CN112863707B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Images

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C13/00Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
    • G21C13/08Vessels characterised by the material; Selection of materials for pressure vessels
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C13/00Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
    • G21C13/02Details
    • G21C13/024Supporting constructions for pressure vessels or containment vessels
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/02Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices
    • G21C15/12Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices from pressure vessel; from containment vessel
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Abstract

本发明涉及一种适用于严重安全事故下的三明治式安全壳结构,用于核反应堆保护,包括依次嵌套设置的外壳层、中间层及内壳层;所述外壳层为加厚钢板,所述中间层及内壳层均由预应力混凝土层及其内外两侧的钢衬组成;所述内壳层内部形成密封的安全壳内部空间,用于放置核反应堆,所述内壳层与所述中间层之间形成密封的安全壳中间层空间,所述中间层与所述外壳层之间形成密封的安全壳最外层空间。在地震、飞机撞击等严重安全事故情形下,通过“钢衬+预应力混凝土+钢衬”的三层叠加方式确保核反应堆的泄漏率控制在最低允许范围内,通过隔震支座、摇摆支座、带不同粒径颗粒的粘弹性阻尼器以及摇摆支撑等多重手段,全方位提升安全壳结构抗震性能。

Description

适用于严重安全事故下的三明治式安全壳结构
技术领域
本发明涉及土木结构振动控制技术领域,具体涉及一种适用于严重安全事故下的三明治式安全壳结构。
背景技术
随着人类的进步和社会的发展,能源的需求变的越来越大,传统的能源已日趋匮乏,迫切需要大力开发新型能源。核电作为诸多清洁能源之一,由于其污染小、运行比较稳定、技术相对成熟等优势,现今被广泛运用。但随着核电站建设的发展,它的安全运行受到越来越多的重视:1986年前苏联切尔诺贝利核电站泄露,造成了环境的长期污染;2011在日本本州岛仙台港东发生了9.0级大地震,日本的多座核电站发生了核泄漏,世界的许多地区受到了核辐射的污染。核工业史上的几次严重核事故充分验证了安全壳系统对于防止严重事故下放射性物质大规模外泄的重要作用,世界各国都开始重新审视核电站的安全性,确保安全壳结构在灾害下的安全性具有重要意义。混凝土安全壳作为核电工程最后一道安全屏障,它具有良好密封性能,并能承受龙卷风、地震等自然灾害作用和承受外来飞击物的冲击,也能承受极限事故引起的内压和温度剧增而引起的内压。通过核反应堆的安全壳屏障保护,其安全性得到了很大的保障。
然而,安全壳也有自身的不足,如目前工程界对于安全壳结构的常用设计方法是在已建成的安全壳基础上做些许修改,在整体安全壳结构的造型和外形特点上并没有很好地突破传统设计的限制,除此之外,在遭遇严重事故(如强大罕遇地震、飞机撞击等)情形下如何能够保证安全壳内部的核反应堆依旧具有足够的安全性、一定的工作性能并不对外界环境造成影响,并没有在当下的安全壳结构中很好地得以实现。
发明内容
本发明的目的就是为了解决上述问题而提供一种适用于严重安全事故下的三明治式安全壳结构。
本发明的目的通过以下技术方案实现:
一种适用于严重安全事故下的三明治式安全壳结构,用于核反应堆保护,包括依次嵌套设置的外壳层、中间层及内壳层;
所述外壳层为加厚钢板,所述中间层及内壳层均由预应力混凝土层及其内外两侧的钢衬组成;
所述内壳层内部形成密封的安全壳内部空间,用于放置核反应堆,所述内壳层与所述中间层之间形成密封的安全壳中间层空间,所述中间层与所述外壳层之间形成密封的安全壳最外层空间。
进一步地,所述内壳层通过多个隔震支座和地面相连。
进一步地,所述隔震支座采用橡胶隔震支座以棋盘式规律排列,形成一道道隔振沟,用于过滤高频率地震波,具体数量可根据实际工程需要进行设置。
进一步地,所述内壳层的外侧预应力混凝土钢衬上按照相等间隙设置了多道预应力混凝土环梁,混凝土环梁和“三层叠加”的隔绝保护层共同构成安全壳结构安全性的第一层屏障。
进一步地,所述安全壳中间层空间内在底部设有可回流的冷凝剂储液箱,内嵌排气管、排液管,并连通所述安全壳内层空间。
进一步地,所述冷凝剂储液箱的液面高度为整个储液箱高度的2/3~3/4,储液箱设有自动开关,当安全壳中间层空间内气压因安全壳内部空间产生核泄漏而增大时,储液箱的开关自动打开。
进一步地,所述中间层通过多个均匀分布的摇摆支座和地面相连,所述外壳层嵌入地面。
进一步地,所述安全壳中间层空间内设置了多个摇摆支撑,所述摇摆支撑连接于所述中间层与内壳层之间,所述摇摆支撑多排环向布置在中间位置以及顶部。摇摆支座以及多个不同位置的摇摆支撑的设置使得在水平倾覆力矩作用下,上部结构被允许在与地面交界面处发生一定的抬升,以达到抗倾覆力矩并增加耗散的效果,具体数量可根据实际工程需要进行设置。
进一步地,所述安全壳最外层空间内设置多排环向的带颗粒的粘弹性阻尼器,并在中间位置以及顶部设置多排环向布置的多个摇摆支撑。
进一步地,所述粘弹性阻尼器内部装有粘性液体,并在液体内部放置不同粒径的颗粒小球,所述粘弹性阻尼器以单层不少于4个、累计值不少于5层的方式环状均匀排布。该结构充分结合颗粒阻尼器及粘弹性阻尼器的优势,以增加耗能,从而达到提升结构抗震性能的目的。
本发明安全壳结构在传统安全壳结构设计的基础上加以改进,设计成三明治式的带有三层屏障保护及多道预应力混凝土环梁的安全壳结构,结合阻尼器、隔震支座、摇摆支座、摇摆支撑以及安全壳结构本身的性能特点,实现混合式的耗能,在提升安全壳结构安全系数的基础上,最大程度地增强安全壳在严重安全事故下的承载能力、抗震性能并保有使用性能,从而形成一种具有耗能效果好、耐久性好、安全性高的新型安全壳结构,这对于实际核反应堆工程具有重大的意义。
与现有技术相比,本发明的有益效果体现在以下几方面:
(1)从内部核泄漏安全性而言,整体安全壳结构可分为三层,分别是安全壳最内层空间(采用“钢衬+预应力混凝土+钢衬”三层叠加的加强方式作为第一道屏障)、安全壳中间层空间(采用“钢衬+预应力混凝土+钢衬”三层叠加的加强方式作为第二道屏障)以及安全壳最外层空间(采用加厚钢板作为最后一道屏障),因此命名为“三明治式结构”,三层屏障在目前工程上常用的安全壳对核反应堆进行保护的基础上,最大程度地增加了安全壳结构的整体安全系数,确保在严重安全事故下安全壳能将核泄漏、意外核爆等极端危急情况造成的外部影响降到最低。除此之外,安全壳最内层空间外设了3道预应力混凝土环梁,很好地起到了环向约束的作用,若安全壳内部发生了爆炸、外部撞击等严重安全事故,可以最大程度地提升安全壳内层空间的承载能力和抗冲击能力。
(2)为进一步降低安全壳发生核泄漏事故以及突发性的爆炸等严重安全事故对外部环境的影响,在安全壳中间层空间底端设置了带有排液管和排气管的可回流冷凝剂储液箱。当安全壳最内层空间发生核爆等极端情况时,安全壳中间层空间气压增大,储液箱的开关自动打开,结合排气管内压出的气压,二者共同将冷凝剂通过排液管压入安全壳内部,对安全壳内部核反应堆起到冷却降温的作用。
(3)从外部撞击安全性而言,最外层采用的是加厚钢板。加厚钢板一方面是为了保证将核泄漏隔绝在最后一道屏障内部,另一方面是为了利用钢材良好的延展性和变形性能,若最外层受到普通撞击,加厚钢板变形但不影响安全壳内部结构的承载能力,对安全壳中间层空间及内部不产生任何影响,核反应堆依旧具有完整的使用性能,若最外层遭受的是强烈撞击,加厚钢板可以作为第一承受方缓解冲击力,可极大缓解冲击力对安全壳内部的影响。除此之外,中间层空间和内层空间采用的均为“钢衬+预应力混凝土层+钢衬”的三重保护模式,对外部撞击的承载能力要强于当下实际核电工程中的安全壳双层或单层的围护结构。
(4)从减/隔震能力而言,安全壳内部采用的是均布棋盘式隔震支座,安全壳中间层采用的是多个均布的摇摆支座。棋盘式隔震支座一方面可以很好地利用隔震支座的抗震性能,增强安全壳内部空间的抗震、抗扭性能,另一方面采用棋盘式的分布在几何造型上人为形成了一道又一道的隔振沟,将较高频率的地震波直接过滤,直接从地震波的输入层面最大程度地降低对安全壳主体结构的影响;摇摆支座以及各个不同位置摇摆支撑的设置允许结构发生一定的摇摆而不产生变形和强度破坏,一方面满足安全壳结构在地震作用下的强度要求,另一方面可以很好地增强安全壳的变形性能、抗扭性能以及抗倾覆性能,从而达到充分提升整体结构抗震性能的目的。除此之外,结构设置了多个带颗粒的粘弹性阻尼器,一方面阻尼器在安全壳受到地震力作用时可以很好地参与结构整体进行耗能,另一方面该阻尼器将颗粒阻尼器的优势和粘弹性阻尼器很好地结合了起来,能够起到1+1>2的耗能效果,全方位提升安全壳结构的抗震性能。
附图说明
图1为安全壳剖面图;
图2为安全壳中间层空间摇摆支撑分布示意图;
图3为隔震支座、摇摆支座分布示意图;
图4为预应力混凝土环梁分布示意图;
其中,1为加厚钢板,2为预应力混凝土钢衬,3为隔震支座,4为预应力混凝土层,5为冷凝剂储液箱,6为摇摆支座,7为粘弹性阻尼器,8为预应力混凝土环梁,9为安全壳最外层空间,10为安全壳中间层空间,11为安全壳最内层空间,12为摇摆支撑。
具体实施方式
下面结合附图和具体实施例对本发明进行详细说明。
如图1,一种适用于严重安全事故下的三明治式安全壳结构,包括用于防止核泄漏的最外层加厚钢板1、设置在预应力混凝土层内外两侧的钢衬2、隔震支座3、预应力混凝土层4、可回流的冷凝剂储液箱5、摇摆支座6、粘弹性阻尼器7、预应力混凝土环梁8、安全壳最外层空间9、安全壳中间层空间10、安全壳最内层空间/安全壳内部11以及摇摆支撑12。
本实施例中,三明治式安全壳结构主要分为安全壳最外层空间9、安全壳中间层空间10以及安全壳最内层空间/安全壳内部11,三层空间分别通过不同的方式与地面及外界环境形成接触:
安全壳最内层空间11通过棋盘式均匀排列的隔震支座3和地面相连,通过外侧的预应力混凝土钢衬2+预应力混凝土层4+内侧的预应力混凝土钢衬2“三层叠加”的方式作为安全壳内层空间11和中间层空间10的加强版隔绝保护层,形成核反应堆安全壳的第一层屏障。为更进一步增强核反应堆安全壳第一层屏障的安全性,安全壳内部空间11的外侧预应力混凝土钢衬2上按相等间隙设置了多圈预应力混凝土环梁8从而起到环向约束、提升安全壳结构承载力能力的作用。
安全壳中间层空间10通过多个环向均匀分布的摇摆支座6和地面相连,通过外侧的预应力混凝土钢衬2+预应力混凝土层4+内侧的预应力混凝土钢衬2“三层叠加”的方式形成核反应堆安全壳的第二层屏障,摇摆支座6的设置使得在水平倾覆力矩作用下上部结构被允许在与地面交界面处发生一定的抬升,从而很好地起到保护主体结构、增加耗能的目的。
如图2,为进一步增强安全壳结构抵抗水平倾覆力矩的能力,在安全壳中间层空间10分别设置顶部摇摆支撑12和中间位置中部的摇摆支撑12,顶部摇摆支撑总数应不少于2个,中部摇摆支撑以环向多层均布的方式排列,通过摇摆支座+摇摆支撑的双重保障,充分发挥结构的耗能能力、抗倾覆能力和抗扭能力。为保证安全壳在严重事故下外部空间不会受到内部突发的爆炸事故的影响,安全壳中间层空间10底部设置了可回流的冷凝剂储液箱5,内嵌排气管、排液管通入安全壳内层空间11,当安全壳内部发生核泄漏时,中间层空间10气压增大,使得冷凝剂通过排液管进入内部空间11,从而达到内部空间快速冷却的目的。
安全壳最外层空间9直接嵌入地面,设置加厚钢板1作为隔绝整个安全壳结构和外部空间的保护层,形成核反应堆安全壳的最后一层屏障,为更进一步增强安全壳结构的抗震性能和耗能能力,安全壳最外层空间9内设置多排环向的粘弹性阻尼器7、环向布置的多个摇摆支撑以及顶部摇摆支撑12,环向布置的摇摆支撑应不少于一排,顶部摇摆支撑总数应不少于2个。
本实施例中,粘弹性阻尼器7设置在安全壳最外层空间9,采用带颗粒的粘弹性阻尼器,以单层不少于4个环形分布、累计值不少于5层的方式均匀排布。
本实施例中,如图3所示,隔震支座3采用橡胶隔震支座并以棋盘式规律整齐排列,具体数量可根据实际工程需要进行设置,隔震支座3能够很好地保证上部结构的小变形性能,从而更进一步保证安全壳结构第一道屏障的泄漏率保持在最低范围内,并极大地提高了结构的抗震性能和变形能力。
本实施例中,如图3所示,安全壳中间层空间10通过4个均匀排列的摇摆支座6和地面相连,具体数量可根据实际工程需要进行设置,摇摆支座6以及不同位置的摇摆支撑12的设置使得在水平倾覆力矩作用下,上部结构被允许在与地面交界面处发生一定的抬升,从而起到消耗地震能量、提升抗倾覆性能的目的。
本实施例中,可回流的冷凝剂储液箱5分别设有排气口和排液口,液面高度为整个储液箱高度的2/3~3/4,储液箱设有自动开关,当安全壳中间层空间10内气压因安全壳内部空间11产生核泄漏而增大时,储液箱的开关自动打开。
本实施例中,如图4所示,多道预应力混凝土环梁8沿着安全壳第一道屏障均匀分布,环梁具体数量和间距可根据实际工程需要进行设置,数量总数应大于等于3,环梁的设置对安全壳内部11起到环向约束的作用。
上述的对实施例的描述是为便于该技术领域的普通技术人员能理解和使用发明。熟悉本领域技术的人员显然可以容易地对这些实施例做出各种修改,并把在此说明的一般原理应用到其他实施例中而不必经过创造性的劳动。因此,本发明不限于上述实施例,本领域技术人员根据本发明的揭示,不脱离本发明范畴所做出的改进和修改都应该在本发明的保护范围之内。

Claims (10)

1.一种适用于严重安全事故下的三明治式安全壳结构,用于核反应堆保护,其特征在于,包括依次嵌套设置的外壳层、中间层及内壳层;
所述外壳层为加厚钢板(1),所述中间层及内壳层均由预应力混凝土层(4)及其内外两侧的钢衬(2)组成;
所述内壳层内部形成密封的安全壳内部空间(11),用于放置核反应堆,所述内壳层与所述中间层之间形成密封的安全壳中间层空间(10),所述中间层与所述外壳层之间形成密封的安全壳最外层空间(9)。
2.根据权利要求1所述的一种适用于严重安全事故下的三明治式安全壳结构,其特征在于,所述内壳层通过多个隔震支座(3)和地面相连。
3.根据权利要求2所述的一种适用于严重安全事故下的三明治式安全壳结构,其特征在于,所述隔震支座(3)采用橡胶隔震支座以棋盘式规律排列,形成一道道隔振沟,用于过滤高频率地震波。
4.根据权利要求1所述的一种适用于严重安全事故下的三明治式安全壳结构,其特征在于,所述内壳层的外侧预应力混凝土钢衬(2)上按照相等间隙设置了多道预应力混凝土环梁(8)。
5.根据权利要求1所述的一种适用于严重安全事故下的三明治式安全壳结构,其特征在于,所述安全壳中间层空间(10)内在底部设有可回流的冷凝剂储液箱(5),内嵌排气管、排液管,并连通所述安全壳内层空间(11)。
6.根据权利要求5所述的一种适用于严重安全事故下的三明治式安全壳结构,其特征在于,所述冷凝剂储液箱(5)的液面高度为整个储液箱高度的2/3~3/4,储液箱设有自动开关,当安全壳中间层空间(10)内气压因安全壳内部空间(11)产生核泄漏而增大时,储液箱的开关自动打开。
7.根据权利要求1所述的一种适用于严重安全事故下的三明治式安全壳结构,其特征在于,所述中间层通过多个均匀分布的摇摆支座(6)和地面相连,所述外壳层嵌入地面。
8.根据权利要求7所述的一种适用于严重安全事故下的三明治式安全壳结构,其特征在于,所述安全壳中间层空间(10)内设置了多个摇摆支撑(12),所述摇摆支撑(12)连接于所述中间层与内壳层之间,所述摇摆支撑(12)多排环向布置在中间位置以及顶部。
9.根据权利要求1所述的一种适用于严重安全事故下的三明治式安全壳结构,其特征在于,所述安全壳最外层空间(9)内设置多排环向的带颗粒的粘弹性阻尼器(7),并在中间位置以及顶部设置多排环向布置的多个摇摆支撑(12)。
10.根据权利要求9所述的一种适用于严重安全事故下的三明治式安全壳结构,其特征在于,所述粘弹性阻尼器(7)内部装有粘性液体,并在液体内部放置不同粒径的颗粒小球,所述粘弹性阻尼器(7)以单层不少于4个、累计值不少于5层的方式环状均匀排布。
CN202110043242.9A 2021-01-13 2021-01-13 适用于严重安全事故下的三明治式安全壳结构 Active CN112863707B (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN202110043242.9A CN112863707B (zh) 2021-01-13 2021-01-13 适用于严重安全事故下的三明治式安全壳结构

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN202110043242.9A CN112863707B (zh) 2021-01-13 2021-01-13 适用于严重安全事故下的三明治式安全壳结构

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN112863707A true CN112863707A (zh) 2021-05-28
CN112863707B CN112863707B (zh) 2022-10-25

Family

ID=76003431

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN202110043242.9A Active CN112863707B (zh) 2021-01-13 2021-01-13 适用于严重安全事故下的三明治式安全壳结构

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN112863707B (zh)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2022257312A1 (zh) * 2021-06-11 2022-12-15 上海核工程研究设计院有限公司 核岛结构复合隔震减震系统

Citations (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4555098A (en) * 1983-11-25 1985-11-26 Imperial Clevite Inc. Self-stabilizing dry viscous spring damper
JP2010223970A (ja) * 2010-06-07 2010-10-07 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd 原子炉格納容器
US20120121056A1 (en) * 2009-09-08 2012-05-17 Kabushiki Kaisha Toshiba Reactor containment vessel and nuclear power plant using the same
CN102930906A (zh) * 2012-11-06 2013-02-13 沈阳建筑大学 核反应堆夹心安全壳
CN103255850A (zh) * 2013-03-15 2013-08-21 北京工业大学 一种颗粒调谐质量式圆底形全向减震阻尼器
CN104847153A (zh) * 2015-03-27 2015-08-19 哈尔滨工程大学 一种自复位摇摆内筒减震水箱
CN104916333A (zh) * 2014-03-12 2015-09-16 上海核工程研究设计院 应对严重事故的新型三重安全壳
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
CN108877963A (zh) * 2018-07-09 2018-11-23 哈尔滨工程大学 双层安全壳大型核电站三维隔震结构
CN109594831A (zh) * 2018-11-27 2019-04-09 同济大学 一种摇摆式自复位阻尼器

Patent Citations (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4555098A (en) * 1983-11-25 1985-11-26 Imperial Clevite Inc. Self-stabilizing dry viscous spring damper
US20120121056A1 (en) * 2009-09-08 2012-05-17 Kabushiki Kaisha Toshiba Reactor containment vessel and nuclear power plant using the same
JP2010223970A (ja) * 2010-06-07 2010-10-07 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd 原子炉格納容器
CN102930906A (zh) * 2012-11-06 2013-02-13 沈阳建筑大学 核反应堆夹心安全壳
CN103255850A (zh) * 2013-03-15 2013-08-21 北京工业大学 一种颗粒调谐质量式圆底形全向减震阻尼器
CN104916333A (zh) * 2014-03-12 2015-09-16 上海核工程研究设计院 应对严重事故的新型三重安全壳
CN104847153A (zh) * 2015-03-27 2015-08-19 哈尔滨工程大学 一种自复位摇摆内筒减震水箱
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
CN108877963A (zh) * 2018-07-09 2018-11-23 哈尔滨工程大学 双层安全壳大型核电站三维隔震结构
CN109594831A (zh) * 2018-11-27 2019-04-09 同济大学 一种摇摆式自复位阻尼器

Non-Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
俞洁勤,沈小白,杨明学: "核电厂安全壳在三向六自由度地震激励下的动力响应", 《同济大学学报(自然科学版)》 *
鲁正等: "消能减震伸臂桁架在超高层结构中的风振控制研究", 《结构工程师》 *

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2022257312A1 (zh) * 2021-06-11 2022-12-15 上海核工程研究设计院有限公司 核岛结构复合隔震减震系统

Also Published As

Publication number Publication date
CN112863707B (zh) 2022-10-25

Similar Documents

Publication Publication Date Title
Dusi Seismic isolation of nuclear power plants
CN107369483B (zh) 一种空间减震核电厂结构体系
US4080256A (en) Nuclear reactor apparatus
CN103229246A (zh) 反应堆安全壳及核设施
US4277309A (en) Nuclear reactor installation
CN112863707B (zh) 适用于严重安全事故下的三明治式安全壳结构
JP2014529079A (ja) 高レベル放射性廃棄物を貯蔵するための換気システム
CN109826091A (zh) 一种跨断层桥梁的隔震基础
CN112663683A (zh) 一种宽带隙多级地震超颖结构
CN112523579B (zh) 一种附加阻尼器和隔震支座的地下结构韧性抗震体系
Tajirian Base isolation design for civil components and civil structures
CN112281643A (zh) 一种复合型隔震耗能支座
CN110494927B (zh) 用于运输乏核燃料的容器的冲击限制器
JP2592514B2 (ja) 地震から建物を保護するための流体緩衝装置
US4297167A (en) Nuclear reactor installation
US4151689A (en) Nuclear engineering installation
CN110725437B (zh) 一种波纹钢防爆墙体结构
CN202073180U (zh) 一种水平位移隔震支座
US4851184A (en) Building made from concrete walls, in particular for nuclear plants
CN210956181U (zh) 地下核电站钢制安全壳非能动外置管网冷却系统
CN205047734U (zh) 一种核岛布置结构
CN105114521A (zh) 一种核岛布置结构
KR101445937B1 (ko) 노외 증기 폭발 충격 하중 감소 구조물
CN208107467U (zh) 非均匀多孔状记忆合金橡胶隔震支座
CN111564231A (zh) 核电厂乏燃料立式贮存干井及乏燃料贮罐堆码和回取方法

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
TR01 Transfer of patent right

Effective date of registration: 20230425

Address after: 200092 Siping Road 1239, Shanghai, Yangpu District

Patentee after: TONGJI University

Patentee after: CHINA NUCLEAR POWER ENGINEERING Co.,Ltd.

Address before: 200092 Siping Road 1239, Shanghai, Yangpu District

Patentee before: TONGJI University

TR01 Transfer of patent right