CN113450933B - 反应堆余热排出系统及方法 - Google Patents

反应堆余热排出系统及方法 Download PDF

Info

Publication number
CN113450933B
CN113450933B CN202110955405.0A CN202110955405A CN113450933B CN 113450933 B CN113450933 B CN 113450933B CN 202110955405 A CN202110955405 A CN 202110955405A CN 113450933 B CN113450933 B CN 113450933B
Authority
CN
China
Prior art keywords
reactor
cooling
liquid
accommodating cavity
container
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.)
Active
Application number
CN202110955405.0A
Other languages
English (en)
Other versions
CN113450933A (zh
Inventor
周寅鹏
郭志家
张金山
杨红义
孙刚
刘兴民
彭朝晖
卫光仁
叶宇晨
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 Institute of Atomic of Energy
Original Assignee
China Institute of Atomic of Energy
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 Institute of Atomic of Energy filed Critical China Institute of Atomic of Energy
Priority to CN202110955405.0A priority Critical patent/CN113450933B/zh
Publication of CN113450933A publication Critical patent/CN113450933A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN113450933B publication Critical patent/CN113450933B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/18Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/18Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
    • G21C15/182Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat comprising powered means, e.g. pumps
    • 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

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

反应堆余热排出系统及方法。反应堆余热排出系统包括:冷却容器,其限定形成具有向上开口的容纳腔,所述反应堆的堆容器位于所述容纳腔中;和储液容器,其内容装冷却液,用于向所述容纳腔供应冷却液。本申请实施例可以在反应堆事故停堆时利用容纳腔中的冷却液对反应堆的堆容器进行散热。

Description

反应堆余热排出系统及方法
技术领域
本申请涉及反应堆领域,更具体地涉及一种反应堆余热排出系统及方法。
背景技术
在某池式铅铋反应堆的设计中,一回路铅铋介质全部被包容在池体内,堆容器及堆顶盖构成包容一回路铅铋介质的池体边界,一回路铅铋介质在堆容器内部完成循环过程。堆本体整体固定在外部混凝土地坑内,在事故停堆工况下,反应堆堆芯释放的余热需要及时排出,否则会使堆芯局部温度过高,引发安全事故。
发明内容
鉴于上述问题,提出了一种克服上述问题或者至少部分地解决上述问题的一种反应堆余热排出系统及方法。
根据本申请的第一方面,提供了一种反应堆余热排出系统,包括:
冷却容器,其限定形成具有向上开口的容纳腔,所述反应堆的堆容器位于所述容纳腔中;和
储液容器,其内容装冷却液,用于向所述容纳腔供应冷却液。
根据本申请的第二方面,提供了一种利用反应堆余热排出系统将反应堆余热排出的方法,所述系统包括:限定有容纳腔的冷却容器,所述反应堆的堆容器位于所述容纳腔中;
所述方法包括:在事故停堆时,向所述容纳腔供应冷却液。
附图说明
通过下文中参照附图对本申请所作的描述,本申请的其它目的和优点将显而易见,并可帮助对本申请有全面的理解。其中:
图1是根据本申请实施例的反应堆余热排出系统的示意性结构图;
图2是根据本申请实施例的反应堆余热排出系统在事故停堆后的示意性结构图;
图3是根据本申请实施例的反应堆余热排出系统的示意性结构图,图中示出了一回路介质液位;
图4至图7分别示出了根据本申请不同实施例的反应堆余热排出方法的流程图。
图中:
10、反应堆;11、堆容器;111、凸缘;12、顶盖;13、堆芯;14、一回路介质液位;
20、地坑;21、冷却容器、22、容纳腔;23、出液管;24、排液管;25、排液阀;26、开口周缘;27、流体切换件;
30、储液容器;31、冷却器;32、冷却液;33、进液管;34、进液阀;35、循环管;36、泵;
40、保温壳;41、真空保温层;42、爆破件;43、开口。
应该注意的是,附图只是为了便于描述优选实施例,而不是本申请本身。附图没有示出所描述的实施例的每个方面,并且不限制本申请的范围。
具体实施方式
下面详细描述本申请的实施方式,实施方式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方式是示例性的,仅用于解释本申请,而不能理解为对本申请的限制。
下文的公开提供了多个不同的实施方式或例子用来实现本申请。为了简化本申请的公开,下文中对特定例子的部件和方法进行描述。当然,它们仅仅为示例,并且目的不在于限制本申请。
图1是根据本申请实施例的反应堆余热排出系统的示意性结构图。如图1所示,反应堆10可包括堆容器11和顶盖12,顶盖12可通过螺栓等紧固件与堆容器11固定连接。两者密闭形成压力容器。反应堆10的堆芯13位于压力容器内部。压力容器内部还设有冷却介质,用于将堆芯13的热量通过冷却介质回路向外传递。
对于反应堆10而言,目前有回路式反应堆和池式反应堆。回路式结构就是用管路把各个独立的设备连接成回路系统。中间热交换器位于压力容器外部。
池式反应堆将堆芯、一回路的冷却介质循环泵、中间热交换器,浸泡在冷却介质池(即堆容器)内。通过循环泵使池内的冷却介质在堆芯与中间热交换器之间流动。
本申请实施例的反应堆余热排出系统适用于对两种反应堆10进行余热排出。进一步地,本申请实施例特别适合于对池式反应堆,如池式铅铋反应堆进行余热排出。
参见图1,本申请实施例的余热排出系统包括冷却容器21。冷却容器21限定形成具有向上开口的容纳腔22,反应堆10的堆容器11位于容纳腔22中。容纳腔22用于容置冷却液32,以在反应堆10事故停堆时利用容纳腔22中的冷却液32对反应堆10的堆容器11进行散热。
冷却液32也可称为蓄冷液或制冷液,可选择为水,或者相变温度点低或者比热容大的物质,例如盐水。当然,也可为在制冷技术领域常见的其他冷却液32。
在事故工况下,堆芯13的燃料组件为热源,冷却液32围绕在堆容器11外围,在堆容器11壁面处形成冷源,堆容器11内部的冷却介质在冷源和热源之间形成自然循环,及时将堆芯13的余热排出至外部。
在一些实施例中,容纳腔22内除了堆容器11之外,可以是空置的,即内部并无冷却液32。在这样的实施例中,可以在反应堆10事故停堆时,再向容纳腔22中注入冷却液32。
在另一些实施例中,容纳腔22内可以容装有冷却液32。反应堆10的堆容器11由冷却液32环绕。在这样的实施例中,为了对正常工况下的反应堆10的堆容器11进行保温,避免反应堆10热量过多的散失至外部冷却液32中,余热排出系统还可包括保温壳40,设置在反应堆10的堆容器11外部,保温壳40与堆容器11之间形成真空保温层41。
在这样的实施例中,保温壳40位于容纳腔22中,由冷却液32围绕。由于保温壳40的存在,冷却液32与堆容器11不直接接触,并且由于保温壳40与堆容器11之间形成真空保温层41,有效地阻止了热量在堆容器11和冷却液32之间的传导。
此外,由于堆容器11内部具有冷却介质,堆容器11及顶盖12形成堆内冷却介质的压力边界。在设置保温壳40之后,相当于形成堆内冷却介质的外侧保护屏障,提高了堆容器11的安全性。
在一些实施例中,余热排出系统还可包括真空破坏件,设置在保温壳40处,用于在反应堆10事故停堆时使真空保温层41与容纳腔22连通,从而使容纳腔22内的空气能够进入真空保温层41。从而,真空保温层41不再保持为真空环境,失去保温作用,堆内热量即可通过堆容器11及保温壳40排出至外部冷却液32。
在一些实施例中,真空破坏件可设置在保温壳40的高于冷却液32的表面。真空破坏件可以为真空破坏阀,在反应堆10事故停堆时开启,以使冷却容器21内的空气经由真空破坏阀流入真空保温层41。
在一些实施例中,真空破坏件可以为爆破件42(如爆破片),用于在事故停堆时开启,以将保温壳40爆破。保温壳40被爆破后在保温壳40上形成开口43,参见图2,如此,冷却容器21内的空气可经由开口43流入真空保温层41。
在一些实施例中,余热排出系统还可包括储液容器30,其内容装冷却液32,用于向容纳腔22供应冷却液32。
储液容器30内部可容装有冷却器31,以对储液容器30内的冷却液32进行冷却。冷却器31例如可为常见的用于冰箱制冷的蒸发器,或者为半导体制冷片。冷却器31能够将冷却液32的温度保持在恒定温度范围内。
在一些实施例中,冷却器31也可以贴设在储液容器30的器壁外表面,以通过器壁向储液容器30内部的冷却液32传递冷量。
储液容器30可设置在保温壳40的上方,以使储液容器30中的冷却液32能够在重力作用下流入容纳腔22。例如,储液容器30可设置于顶盖12上。
余热排出系统还包括:进液管33,其连通储液容器30与容纳腔22,进液管33设置有进液阀34,用于导通或断开进液管33。容易理解,当进液阀34开启时,进液管33被导通,储液容器30内的冷却液32在重力作用下流入容纳腔22;当进液阀34关闭时,进液管33被断开,储液容器30内的冷却液32不能流入容纳腔22。
在替代性实施例中,也可在进液管33上设置泵,以将储液容器30内的冷却液32泵送至容纳腔22。
在一些实施例中,余热排出系统还包括:泵36,配置成受控地提供动力以使冷却液32从容纳腔22流入储液容器30。容易理解,由于储液容器30内或器壁处设有冷却器31,因此进入储液容器30内的冷却液32被重新冷却。
余热排出系统还包括:循环管35,连通储液容器30与容纳腔22,泵36设置在循环管35上。在这样的实施例中,储液容器30中的冷却液32经过进液管33流入容纳腔22,容纳腔22内的冷却液32通过泵36循环回储液容器30中进行冷却,由此,可保证温度较低的冷却液32循环流入容纳腔22中,从而更为有效地将反应堆10的热量带出。
余热排出系统还包括:排液管24和设置在排液管24上的排液阀25。排液管24与容纳腔22直接或间接地连通,用于向外排出冷却液32。由此,在根据需要将排液阀25打开时,可将容纳腔22中的冷却液32全部排出至外部。
在一些实施例中,排液管24和循环管35均直接与容纳腔22连通。在另一些实施例中,容纳腔22设有出液管23和流体切换件27,流体切换件27配置成将出液管23选择性地与排液管24或循环管35连通。在这样的实施例中,排液管24和循环管35通过出液管23间接地与容纳腔22连通。流体切换件27例如可为三通阀。
在一些实施例中,当反应堆10的一回路介质设置在压力容器内部,即反应堆10为池式反应堆时,堆容器11可固定支承在具有向上开口的混凝土地坑20中。冷却容器21可由设置在混凝土地坑20表面的不锈钢板形成。
优选地,容纳腔22中冷却液32的液位高于一回路介质液位14。参见图3,由此,冷却液32除了可以起到排出余热的作用,还可起到放射性屏蔽作用,防止外侧混凝土因辐射作用温度过高。
在一些实施例中,堆容器11的上端沿径向向外延伸形成凸缘111,凸缘111的下表面与混凝土地坑20的向上开口周缘26抵接,以将堆容器11悬置于冷却容器21内。换言之,堆容器11与冷却容器21底部之间存在间隙,从而使得容纳腔22内的冷却液32与堆容器11的接触面积更大,散热效果更好。
基于上述反应堆余热排出系统,本申请还提供了一种反应堆余热排出方法,利用如前任一实施例的反应堆余热排出系统将反应堆10事故停堆时的热量排出。
图4示出了根据本申请一个实施例的反应堆余热排出方法的流程图。参见图4,对于包括冷却容器21的反应堆10余热排出系统,所述方法包括:
步骤S402,在事故停堆时,向容纳腔22供应冷却液32。
在一些实施例中,储液容器30中的冷却液32能够在重力作用下流入容纳腔22,此时,在步骤S402中,只需打开进液阀34即可。
在一些实施例中,所述方法还可包括:步骤S404,将容纳腔22内的冷却液32排出至外部。在步骤S404中,只需打开排液阀25即可将容纳腔22内的冷却液32排出至外部。
对于图4所示的方法,在事故停堆工况下,可以开启进液阀34,将储液容器30内的冷却液32在重力作用下非能动排入至冷却容器21中,同时开启排液阀25,冷却容器21中的冷却液32能够在重力作用下通过排液管24非能动排放至外部,从而形成冷却液32的一次循环过程。通过调整储液容器30内冷却水的容积及排放速度,能够保证堆芯13余热在既定时间内的安全排出。
容易理解,步骤S404和步骤S402可同时进行,例如,可同时打开进液阀34和排液阀25。或者,也可先打开进液阀34再打开排液阀25。或者,也可先打开排液阀25,再打开进液阀34。
容易理解,在事故停堆之前,容纳腔22内可容装有冷却液32,也可为空置。具体地,在事故停堆之前,若容纳腔22空置,即容纳腔22内尚未容装冷却液32,在事故停堆时,可直接向容纳腔22供应冷却液32以快速地对反应堆10的堆容器11进行降温。此时,可先不打开排液阀25,而是当容纳腔22内的冷却液32达到预设液位时,再打开排液阀25。在事故停堆之前,若容纳腔22内容装冷却液32,则可同时将排液阀25和进液阀34打开。
在一些实施例中,所述系统还包括:连通储液容器30与容纳腔22的循环管35和设置在循环管35上的泵36。
在事故停堆工况下,若外电源已丧失,对于具有泵36的系统,只能采取如图4所示的非能动的方法将堆芯13余热排出。即,所述方法包括:步骤S402和步骤S404;在步骤S404中,在事故停堆时,由于泵36断电,因此将容纳腔22内的冷却液32排出至外部。
在事故停堆工况下,若未丧失外电源,即泵36可正常运转,则可采用图5所示的方法对反应堆10余热进行排出。
参见图5,所述方法包括步骤S502和步骤S504。
步骤S502与步骤S402相同,在此不予赘述。
步骤S504,在事故停堆时,若泵36通电,利用泵36将容纳腔22内的冷却液32泵送回储液容器30,以使冷却液32在储液容器30和容纳腔22之间循环。
即,在事故停堆工况下,若未丧失外电源,则可以开启进液阀34,将储液容器30内的冷却液32在重力作用下排入至冷却容器21中,并开启泵36,将冷却容器21中的冷却液32通过出液管23及循环管35返回至储液容器30中,实现冷却液32在冷却容器21和储液容器30之间的循环。通过上述循环过程,将堆芯13余热在容器壁面处导出至循环冷却液32中,并通过冷却器31将循环冷却液32的温度保持在恒定温度范围内。
在事故停堆之前,若容纳腔22空置,即容纳腔22内尚未容装冷却液32,在事故停堆时,可直接向容纳腔22供应冷却液32对反应堆10堆容器11进行降温。此时,可先不开启泵36,而是当容纳腔22内的冷却液32达到预设液位时,再开启泵36。在事故停堆之前,若容纳腔22内容装冷却液32,可在打开进液阀34的同时开启泵36。
在一些实施例中,容纳腔22中容装有冷却液32,所述系统还包括保温壳40。在事故停堆时,若泵36通电,则所述方法包括步骤S602至步骤S604。
步骤S602,与步骤S402、步骤S502相同,在此不予赘述。
步骤S603,在事故停堆时,使真空保温层41与容纳腔22连通。
步骤S604与步骤S504相同,在此不予赘述。
在这样的实施例中,在步骤S603中,可通过真空破坏件如真空破坏阀或爆破片,使真空保温层41与容纳腔22连通,从而空气能够进入反应堆10的堆容器11与保温壳40之间的空间。从而,真空保温层41不再保持为真空环境,失去保温作用,堆内热量即可通过堆容器11及保温壳40排出至外部冷却液32。
容易理解,步骤S603与步骤S602可以同时进行,也可先于步骤S602和步骤S604进行。例如,在真空破坏件为爆破片的实施例中,在事故停堆时,爆破片可自动开启。
在事故停堆时,若泵36断电或者并未设置泵36,则所述方法包括步骤S702至步骤S704。
步骤S702,与步骤S402、步骤S502、步骤S602相同,在此不予赘述。
步骤S703,与步骤S603相同,在此不予赘述。
步骤S704与步骤S404相同,在此不予赘述。
由此可见,本申请实施例的余热排出系统和方法能够采用能动或非能动的方式利用堆容器壁面将堆芯的余热排出,具有更好的安全性和稳定性。
对于本申请的实施例,还需要说明的是,在不冲突的情况下,本申请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。
以上所述仅为本申请的优选实施例而已,并不用于限制本申请,对于本领域的技术人员来说,本申请可以有各种更改和变化。凡在本申请的精神和原则之内,所作的任何修改、等同替换、改进等,均应包含在本申请的保护范围之内。

Claims (10)

1.一种反应堆余热排出系统,其特征在于,包括:
冷却容器,其限定形成具有向上开口的容纳腔,所述反应堆的堆容器位于所述容纳腔中;和
储液容器,其内容装冷却液,用于向所述容纳腔供应冷却液;
所述容纳腔中容装有冷却液,所述系统还包括:
保温壳,设置在所述反应堆的堆容器外部,所述保温壳与所述堆容器之间形成真空保温层;所述保温壳位于所述容纳腔中;
真空破坏件,设置在所述保温壳处,用于在事故停堆时使所述真空保温层与所述容纳腔连通;
排液管,与所述容纳腔直接或间接地连通,用于向外排出所述冷却液;
排液阀,设置在所述排液管上,用于导通或断开所述排液管;
泵,配置成受控地提供动力以使所述冷却液从所述容纳腔流入所述储液容器;
循环管,连通所述储液容器与所述容纳腔,所述泵设置在所述循环管上;
其中,所述储液容器内部还容装有冷却器,以对所述储液容器内的冷却液进行冷却。
2.根据权利要求1所述的系统,其特征在于,所述真空破坏件为爆破件,用于在事故停堆时将所述保温壳爆破。
3.根据权利要求1所述的系统,其特征在于,所述储液容器设置于所述冷却容器的上方,以使所述储液容器中的冷却液能够在重力作用下流入所述容纳腔。
4.根据权利要求3所述的系统,其特征在于,所述反应堆的堆容器和顶盖形成压力容器,所述储液容器设置于所述顶盖上。
5.根据权利要求3所述的系统,其特征在于,还包括:
进液管,连通所述储液容器与所述容纳腔;和
进液阀,设置在所述进液管上,用于导通或断开所述进液管。
6.根据权利要求1所述的系统,其特征在于,所述容纳腔设有出液管和流体切换件,所述流体切换件配置成将所述出液管选择性地与所述排液管或所述循环管连通。
7.根据权利要求4所述的系统,其特征在于,所述反应堆的一回路介质设置在所述压力容器内部;
所述容纳腔中冷却液的液位高于所述一回路介质的液位。
8.根据权利要求7所述的系统,其特征在于,所述冷却容器由设置在具有向上开口的混凝土地坑表面的不锈钢板形成。
9.根据权利要求8所述的系统,其特征在于,所述堆容器的上端沿径向向外延伸形成凸缘,所述凸缘的下表面与所述混凝土地坑的向上开口周缘抵接,以将所述堆容器悬置于所述冷却容器内。
10.一种利用反应堆余热排出系统将反应堆余热排出的方法,其特征在于,所述系统包括:限定有容纳腔的冷却容器,所述反应堆的堆容器位于所述容纳腔中;
所述方法包括:在事故停堆时,向所述容纳腔供应冷却液;
其中,所述容纳腔中容装有冷却液,所述系统还包括:保温壳,位于所述容纳腔中,所述保温壳设置在所述反应堆的堆容器外部,所述保温壳与所述堆容器之间形成真空保温层;
所述方法还包括:在事故停堆时,使所述真空保温层与所述容纳腔连通;
所述系统还包括:用于向所述容纳腔供应冷却液的储液容器;连通所述储液容器与所述容纳腔的循环管,以及设置在所述循环管上的泵;
所述方法还包括:在事故停堆时,若所述泵通电,利用所述泵将所述容纳腔内的冷却液泵送回所述储液容器,以使冷却液在储液容器和容纳腔之间循环;
在事故停堆时,若所述泵断电,将所述容纳腔内的冷却液排出至外部;
其中,所述储液容器内部还容装有冷却器,以对所述储液容器内的冷却液进行冷却。
CN202110955405.0A 2021-08-19 2021-08-19 反应堆余热排出系统及方法 Active CN113450933B (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN202110955405.0A CN113450933B (zh) 2021-08-19 2021-08-19 反应堆余热排出系统及方法

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN202110955405.0A CN113450933B (zh) 2021-08-19 2021-08-19 反应堆余热排出系统及方法

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN113450933A CN113450933A (zh) 2021-09-28
CN113450933B true CN113450933B (zh) 2024-05-14

Family

ID=77818754

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN202110955405.0A Active CN113450933B (zh) 2021-08-19 2021-08-19 反应堆余热排出系统及方法

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN113450933B (zh)

Families Citing this family (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN113945109B (zh) * 2021-10-22 2023-05-23 中国原子能科学研究院 用于反应堆内热交换器的支承结构
CN113983854B (zh) * 2021-10-22 2022-10-28 中国原子能科学研究院 用于反应堆内热交换器的支承结构

Citations (13)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5130999A (en) * 1989-12-06 1992-07-14 Mitsui Petrochemical Industries, Ltd. Laser device
CN101836262A (zh) * 2007-10-22 2010-09-15 法国原子能及替代能源委员会 在事故状态下改进冷却的核反应堆
CN203366760U (zh) * 2013-07-26 2013-12-25 中广核工程有限公司 核电站堆腔注水系统
CN104269194A (zh) * 2014-10-13 2015-01-07 中国科学院合肥物质科学研究院 一种温度触发的池式反应堆非能动事故余热排出系统
KR20150069421A (ko) * 2013-12-13 2015-06-23 한국해양대학교 산학협력단 원자로 냉각재 상실 사고시 증기 폭발 및 수소 폭발 저감을 위한 시스템
CN105845187A (zh) * 2016-05-18 2016-08-10 中广核研究院有限公司 核电站严重事故缓解系统
CN107873102A (zh) * 2015-04-27 2018-04-03 韩国水力原子力株式会社 被动操作型堆外堆芯熔融物冷却装置
KR20180126317A (ko) * 2017-05-17 2018-11-27 울산과학기술원 원자로 용기 외벽 단열체 및 이를 포함하는 냉각 시스템
CN208444609U (zh) * 2018-06-21 2019-01-29 中国船舶重工集团公司第七一九研究所 一种基于真空腔室的压力容器冷却系统
CN109545401A (zh) * 2018-12-19 2019-03-29 岭东核电有限公司 一种铅基快堆堆外非能动余热排出系统
CN110246598A (zh) * 2018-03-09 2019-09-17 韩国原子力研究院 被动反应堆腔冷却系统
CN111386577A (zh) * 2018-11-01 2020-07-07 原子能设计股份公司 核反应堆堆芯熔化物冷却方法及核反应堆堆芯熔化物冷却控制系统
CN111899902A (zh) * 2020-09-08 2020-11-06 中国科学院合肥物质科学研究院 一种利用浮球阀控制的池式反应堆余热排出系统

Patent Citations (13)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5130999A (en) * 1989-12-06 1992-07-14 Mitsui Petrochemical Industries, Ltd. Laser device
CN101836262A (zh) * 2007-10-22 2010-09-15 法国原子能及替代能源委员会 在事故状态下改进冷却的核反应堆
CN203366760U (zh) * 2013-07-26 2013-12-25 中广核工程有限公司 核电站堆腔注水系统
KR20150069421A (ko) * 2013-12-13 2015-06-23 한국해양대학교 산학협력단 원자로 냉각재 상실 사고시 증기 폭발 및 수소 폭발 저감을 위한 시스템
CN104269194A (zh) * 2014-10-13 2015-01-07 中国科学院合肥物质科学研究院 一种温度触发的池式反应堆非能动事故余热排出系统
CN107873102A (zh) * 2015-04-27 2018-04-03 韩国水力原子力株式会社 被动操作型堆外堆芯熔融物冷却装置
CN105845187A (zh) * 2016-05-18 2016-08-10 中广核研究院有限公司 核电站严重事故缓解系统
KR20180126317A (ko) * 2017-05-17 2018-11-27 울산과학기술원 원자로 용기 외벽 단열체 및 이를 포함하는 냉각 시스템
CN110246598A (zh) * 2018-03-09 2019-09-17 韩国原子力研究院 被动反应堆腔冷却系统
CN208444609U (zh) * 2018-06-21 2019-01-29 中国船舶重工集团公司第七一九研究所 一种基于真空腔室的压力容器冷却系统
CN111386577A (zh) * 2018-11-01 2020-07-07 原子能设计股份公司 核反应堆堆芯熔化物冷却方法及核反应堆堆芯熔化物冷却控制系统
CN109545401A (zh) * 2018-12-19 2019-03-29 岭东核电有限公司 一种铅基快堆堆外非能动余热排出系统
CN111899902A (zh) * 2020-09-08 2020-11-06 中国科学院合肥物质科学研究院 一种利用浮球阀控制的池式反应堆余热排出系统

Also Published As

Publication number Publication date
CN113450933A (zh) 2021-09-28

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN113450933B (zh) 反应堆余热排出系统及方法
US7665325B2 (en) Multi-fluid cooling system and method with freeze protection for cooling an electronic device
JP4650577B2 (ja) 燃料電池コージェネレーションシステム
US20160293281A1 (en) Nuclear Power Plant
US20210010758A1 (en) Thermal device with safe discharging
US8302675B2 (en) Safety heat exchanger for combining a heat pump with a device of a public drinking water supply facility
CN110061323A (zh) 一种热管理装置、热管理系统及新能源汽车
CN116683093A (zh) 浸没式液冷系统及储能系统
CN108520785B (zh) 用于熔盐堆的非能动余热排出系统及余热排出方法
US20200096262A1 (en) Latent heat accumulator system comprising a latent heat accumulator and method for operating a latent heat accumulator system
EP3886224A1 (en) Fuel cell system comprising plurality of fuel cells
CN109301386B (zh) 一种汽车动力电池的加热冷却系统
JPH0762717B2 (ja) 高温高圧容器への注液装置
CN110544807A (zh) 动力电池的液冷系统及其控制方法
CN209843904U (zh) 温控系统及储能电池柜
CN220253336U (zh) 浸没式液冷系统及储能系统
EP1846969A2 (en) Fuel cell demineralizers integrated with coolant accumulator
JPS6148875B2 (zh)
CN216085698U (zh) 一种针对便携式大功率激光器的蓄冷式散热系统
CN217825748U (zh) 热管理装置
US20080202727A1 (en) Evaporator Protection
CN112382420B (zh) 一种基于水冷器的非能动余热排出系统
CN214254532U (zh) 一种用于集装箱式储能系统的热管理机组
CN217358183U (zh) 热管理装置
CN218603839U (zh) 冷却系统及数据中心

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