CN113593731B - 一种非能动安全壳降压过滤系统 - Google Patents

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Abstract

本发明属于核电站设计领域,具体涉及一种非能动安全壳降压过滤系统,设置在核电厂的核岛中,包括由内层安全壳(4)和外层安全壳(5)构成的双层安全壳(1),还包括换热系统(3)和贯穿外层安全壳(5)的降压过滤单元(2),内层安全壳(4)和外层安全壳(5)之间构成安全壳环形空间(6);换热系统(3)将双层安全壳(1)内的热量交换到双层安全壳(1)之外;降压过滤单元(2)能吸收换热系统(3)的热量,依靠内外密度差驱动,通过非能动的方式将安全壳环形空间(6)内的气体排出。本发明利用非能动的抽吸作用,将安全壳环形空间(6)内的不凝性气体过滤排放,消除了双层安全壳(1)的剩余超压风险,提高了核电厂的安全性。

Description

一种非能动安全壳降压过滤系统
技术领域
本发明属于核电站设计领域,具体涉及一种非能动安全壳降压过滤系统。
背景技术
核电厂安全壳是防止放射性产物释放到环境中的最后一道屏障。在发生严重事故后,假如安全壳内的压力不断升高,最终可能会破坏安全壳的完整性,造成放射性物质的外泄。在三里岛和福岛事故后,国际上很多国家的监管部门要求在运行和新建核电站要考虑超设计基准事故下的缓解措施,使在堆芯破损的情况下可以确保安全壳完整性,使释放到环境中的放射性尽可能低。我国大多数二代改进型核电机组都增设了一套过滤排放系统,目的是防止安全壳超压失效并且减少释放到环境中的放射性物质。
国内三代核电机组的设计中,采用了多种不同的形式的能动或非能动的安全壳降压冷却手段来防止安全壳超压破坏,例如安全壳喷淋系统、非能动安全壳冷却系统等,这些系统能够通过质能传递来减少安全壳内的蒸汽,很好地控制安全壳内的压力升高,但有由于一些不凝性气体的积聚,安全壳仍存在超压风险,为了应对“概率极低的事故运行工况”,大多数电厂还设置了安全壳过滤排放系统。该系统在超过安全壳设计压力时投入运行,手动打开释放管线的阀门,通过快速地质能释放迅速降低安全壳压力,为了减少排放过程中气溶胶和分子碘及有机碘的释放量,该系统设置了水洗过滤器和金属纤维过滤器两级过滤设备。由于该系统的特点是短时间、快速度的质能释放,系统内设备对排放气体的瞬态处理量非常大,因此设备结构复杂、体积较大,设备造价极高,并且占用专门的设备房间,使核电厂的经济性大受影响。如果能够采用其他方法既能预防剩余超压风险又可以将壳内事故后的不凝性气体安全排放,同时提高电厂经济性,该方法将对核电技术的后续发展大有助力。
发明内容
针对现有技术中存在的缺陷,本发明提出了一种用于预防剩余超压风险和不凝性气体排放的非能动安全壳降压过滤系统。利用非能动换热系统中高温介质引起的气体密度差,从安全壳环形空间中吸出不凝性气体使安全壳降压。利用安全壳上的贯穿缝隙及系统管道出口的碘过滤器对壳内的大小颗粒气溶胶和碘进行过滤。在事故工况下,利用缓慢的质能释放过程,辅助非能动换热系统的降温降压作用,彻底地避免事故后期安全壳超压风险,提高电厂的安全性和经济性。同时在失电工况下,不需要任何的人员干预自动投入运行,减少人员辐照。
为达到以上目的,本发明采用的技术方案是一种非能动安全壳降压过滤系统,设置在核电厂的核岛中,其中,包括由内层安全壳和外层安全壳构成的双层安全壳,还包括换热系统和贯穿所述外层安全壳的降压过滤单元;所述换热系统用于将所述双层安全壳内的热量交换到所述双层安全壳之外;所述降压过滤单元能够吸收所述换热系统的热量,依靠内外密度差驱动,通过非能动的方式将所述内层安全壳和所述外层安全壳之间的气体排出。
进一步,所述内层安全壳位于所述外层安全壳的内部,所述内层安全壳和所述外层安全壳之间构成安全壳环形空间;所述内层安全壳上有多道贯穿缝隙,所述贯穿缝隙用于安装贯穿件;当所述内层安全壳内的气体穿过所述贯穿缝隙时,所述贯穿缝隙能够对所述内层安全壳内的气体中的大颗粒气溶胶产生过滤和滞留作用,所述大颗粒气溶胶是指所含颗粒的粒径在1微米以上的气溶胶。
进一步,所述换热系统包括设置在所述外层安全壳之外的外部换热装置和设置在所述内层安全壳之内的内部换热装置,所述内部换热装置将所述内层安全壳之内的热量交换到所述外部换热装置中,所述外部换热装置的顶部设有与外部环境连通的散热口,通过所述散热口将热量排放到外部环境中。
进一步,
所述降压过滤单元包括爆破膜、排放入口管线、非能动排放管道、过滤器和排放出口管线;
所述非能动排放管道位于所述换热系统的所述外部换热装置中,所述非能动排放管道的进气一端贯穿所述外层安全壳延伸至所述安全壳环形空间之内,所述非能动排放管道的排气一端设置排放出口管线,所述排放出口管线延伸至所述外部换热装置的所述散热口之外;
在所述非能动排放管道的排气一端和所述排放出口管线之间设置过滤器;
所述排放入口管线位于所述安全壳环形空间之内;
所述排放入口管线的进气一端位于所述内层安全壳的顶部,所述排放入口管线的排气一端的位置低于所述排放入口管线的进气一端的位置;
所述排放入口管线的排气一端与所述非能动排放管道的进气一端通过所述爆破膜连接在一起,所述爆破膜在所述核电厂正常运行时保持关闭状态,在所述安全壳环形空间的压力超过设定压力值时爆破开启,使得所述排放入口管线和所述非能动排放管道连通。
进一步,所述过滤器用于去除碘和小颗粒气溶胶,所述过滤器为金属过滤器或碘过滤器,或者采用多种过滤装置串联构成。
进一步,
所述换热系统为非能动水冷式安全壳热量导出系统,
所述外部换热装置包括换热水箱,位于所述换热水箱上部的导热通道,以及设置在所述导热通道顶端的所述散热口上的防尘帽;
所述内部换热装置包括壳内空气换热器,所述壳内空气换热器与所述换热水箱实现换热;
所述非能动排放管道设置在所述换热水箱和所述导热通道内,所述排放出口管线延伸至所述导热通道顶端的所述散热口之外。
进一步,
所述换热系统为非能动水冷式蒸汽发生器热量导出系统,
所述外部换热装置包括换热水箱,位于所述换热水箱上部的导热通道,以及设置在所述导热通道顶端的所述散热口上的防尘帽;
所述内部换热装置包括蒸汽发生器,所述蒸汽发生器通过壳内蒸汽管道和壳内给水管道与所述换热水箱实现换热;
所述非能动排放管道设置在所述换热水箱和所述导热通道内,所述排放出口管线延伸至所述导热通道顶端的所述散热口之外。
进一步,
所述换热系统为非能动空冷式安全壳热量导出系统,
所述外部换热装置包括风冷塔,位于所述风冷塔内部的壳外换热器;
所述内部换热装置包括壳内换热管,所述壳内换热管与所述壳外换热器实现换热;
所述非能动排放管道设置在所述风冷塔内,且高度高于所述壳外换热器,所述排放出口管线延伸至所述风冷塔顶端的所述散热口之外。
进一步,
所述换热系统为非能动空冷式蒸汽发生器热量导出系统,
所述外部换热装置包括风冷塔,位于所述风冷塔内部的壳外换热器;
所述内部换热装置包括蒸汽发生器,所述蒸汽发生器通过壳内蒸汽管道和壳内给水管道与所述壳外换热器实现换热;
所述非能动排放管道设置在所述风冷塔内,且高度高于所述壳外换热器,所述排放出口管线延伸至所述风冷塔顶端的所述散热口之外。
本发明的有益效果在于:
1.利用贯穿缝隙7及系统管道出口的过滤器11分别对安全壳环形空间6内的气溶胶和碘进行过滤,通过非能动的降压过滤单元2,将短时快速的质能释放转化为长效平稳的质能释放,大大降低了瞬时排放量,减小了过滤设备的体积,提高了核电厂的经济性。
2.在现有的排热手段上,利用非能动的抽吸作用,将安全壳环形空间6内的不凝性气体过滤排放,消除了双层安全壳1的剩余超压风险,提高了核电厂的安全性。
3.在事故工况下,利用缓慢的质能释放过程,辅助非能动的换热系统3的降温降压作用,彻底地避免了事故后期安全壳超压风险,也可以缓解事故早期的安全壳超压。
4.提供了非能动的安全壳降压手段,可在事故下非能动的持续的降低双层安全壳1的压力。
5.简化系统和设备数量,提高核电厂的经济性。
6.在失电工况下,不需要任何的人员干预非能动投入运行,减少了人员辐照。
附图说明
图1是本发明具体实施方式中所述的一种非能动安全壳降压过滤系统的示意图(采用的换热系统3为非能动水冷式安全壳热量导出系统);
图2是本发明具体实施方式中所述的内层安全壳4上的贯穿件及闸门示意图(通过贯穿缝隙7进行设置);
图3是本发明具体实施方式中所述的一种非能动安全壳降压过滤系统的示意图(采用的换热系统3为非能动水冷式蒸汽发生器热量导出系统);
图4是本发明具体实施方式中所述的一种非能动安全壳降压过滤系统的示意图(采用的换热系统3为非能动空冷式安全壳热量导出系统);
图5是本发明具体实施方式中所述的一种非能动安全壳降压过滤系统的示意图(采用的换热系统3为非能动空冷式蒸汽发生器热量导出系统);
图中:1-双层安全壳,2-降压过滤单元,3-换热系统,4-内层安全壳,5-外层安全壳,6-安全壳环形空间,7-贯穿缝隙,8-爆破膜,9-排放入口管线,10-非能动排放管道,11-过滤器,12-排放出口管线,13-壳内空气换热器,14-换热水箱,15-导热通道,16-防尘帽,17-壳内蒸汽管道,18-壳内给水管道,19-壳外换热器,20-风冷塔,21-蒸汽发生器,22-壳内换热管。
实施方式
下面结合附图和实施例对本发明作进一步描述。
如图1至图5所示,本发明提供的一种非能动安全壳降压过滤系统,设置在核电厂的核岛中,其中,包括由内层安全壳4和外层安全壳5构成的双层安全壳1,还包括换热系统3,还包括贯穿外层安全壳5的降压过滤单元2;换热系统3用于将双层安全壳1内的热量交换到双层安全壳1之外;降压过滤单元2能够吸收换热系统3的热量,依靠内外密度差驱动,通过非能动的方式将内层安全壳4和外层安全壳5之间的不可凝气体排出。
内层安全壳4位于外层安全壳5的内部,内层安全壳4和外层安全壳5之间构成安全壳环形空间6;如图2所示,内层安全壳4上有多道贯穿缝隙7,贯穿缝隙7用于安装贯穿件(贯穿件包括安装闸门、电气贯穿件、机械贯穿件等设备)。核电厂正常运行时,安全壳环形空间6保持负压,将部分泄漏滞留在安全壳环形空间6内。事故工况下,当内层安全壳4内的气体穿过贯穿缝隙7时,贯穿缝隙7能够对所述内层安全壳4内的气体中的大颗粒气溶胶产生过滤和滞留作用,所述的大颗粒气溶胶是指所含颗粒的粒径在1微米以上的气溶胶。贯穿缝隙7的过滤作用可以使90%以上的气溶胶滞留在双层安全壳1内。
换热系统3包括设置在外层安全壳5之外的外部换热装置和设置在内层安全壳4之内的内部换热装置,内部换热装置将内层安全壳4之内的热量交换到外部换热装置中,外部换热装置的顶部设有与外部环境连通的散热口,通过散热口将热量排放到外部环境中。
降压过滤单元2包括爆破膜8、排放入口管线9、非能动排放管道10、过滤器11和排放出口管线12;
非能动排放管道10位于换热系统3的外部换热装置中,非能动排放管道10的进气一端贯穿外层安全壳5延伸至安全壳环形空间6之内,非能动排放管道10的排气一端设置排放出口管线12,排放出口管线12延伸至外部换热装置的散热口之外;非能动排放管道10中的气体由于受到换热系统3的外部换热装置的高温加热,在事故工况下处于热态,由于双层安全壳1的内外气体密度差驱动对安全壳环形空间6内气体特别是不可凝气体产生抽吸作用;
在非能动排放管道10的排气一端和排放出口管线12之间设置过滤器11;
排放入口管线9位于安全壳环形空间6之内;
排放入口管线9的进气一端位于内层安全壳4的顶部,排放入口管线9的排气一端的位置低于排放入口管线9的进气一端的位置;
排放入口管线9的排气一端与非能动排放管道10的进气一端通过爆破膜8连接在一起,爆破膜8在核电厂正常运行时保持关闭状态,此时安全壳环形空间6内的负压由能动系统维持;事故工况下,在安全壳环形空间6的压力超过设定的正常压力值时爆破膜8爆破开启,使得排放入口管线9和非能动排放管道10连通。此时,降压过滤单元2与非能动的换热系统3同时启动运行,非能动排放管道10中的气体由于外部高温工质加热,处于热态,因此产生壳内外气体密度差。在该密度差驱动下排放入口管线9抽吸安全壳环形空间6内气体并排放到双层安全壳1之外。降压过滤单元2与非能动的换热系统3配合运行,在设计基准事故下可以辅助换热系统3对双层安全壳1进行降压;在超设计基准事故下可以代替安全壳过滤排放系统进行缓慢的早期质能释放,防止双层安全壳1超压。
过滤器11用于去除碘和小颗粒气溶胶,过滤器11为金属过滤器或碘过滤器,或者采用多种过滤装置串联构成。
换热系统3可以有多种方式,包括“非能动水冷式安全壳热量导出系统”、“非能动水冷式蒸汽发生器热量导出系统”、“非能动空冷式安全壳热量导出系统”和“非能动空冷式蒸汽发生器热量导出系统”。
如图1所示,换热系统3为非能动水冷式安全壳热量导出系统,
外部换热装置包括换热水箱14,位于换热水箱14上部的导热通道15,以及设置在导热通道15顶端的散热口上的防尘帽16;
内部换热装置包括壳内空气换热器13,壳内空气换热器13与换热水箱14实现换热;
非能动排放管道10设置在换热水箱14和导热通道15内,排放出口管线12延伸至导热通道15顶端的散热口之外。
在事故工况下,换热水箱14将壳内空气换热器13内的热量导出,换热水箱14中的冷却水沸腾产生蒸汽,通过导热通道15将蒸汽排出,排出的蒸汽使非能动排放管道10中的气体加热,产生驱动力,对安全壳环形空间6内气体产生抽吸作用。该驱动力可以在事故失电工况下,将蒸汽和气体混合物从安全壳环形空间6中排出,排放容量可达到1.5%-2.8%的安全壳总容积。
如图3所示,换热系统3为非能动水冷式蒸汽发生器热量导出系统,
外部换热装置包括换热水箱14,位于换热水箱14上部的导热通道15,以及设置在导热通道15顶端的散热口上的防尘帽16;
内部换热装置包括蒸汽发生器21,蒸汽发生器21通过壳内蒸汽管道17和壳内给水管道18与换热水箱14实现换热;
非能动排放管道10设置在换热水箱14和导热通道15内,排放出口管线12延伸至导热通道15顶端的散热口之外。
在事故工况下,换热水箱14依靠蒸汽和水的循环将蒸汽发生器21内的热量导出,换热水箱14中的冷却水沸腾产生蒸汽,通过导热通道15将蒸汽排出,排出的蒸汽使非能动排放管道10中的气体加热,产生驱动力,对安全壳环形空间6内气体产生抽吸作用。
如图4所示,换热系统3为非能动空冷式安全壳热量导出系统,
外部换热装置包括风冷塔20,位于风冷塔20内部的壳外换热器19;
内部换热装置包括换壳内换热管22,壳内换热管22与壳外换热器19实现换热;
非能动排放管道10设置在风冷塔20内,且高度高于壳外换热器19,排放出口管线12延伸至风冷塔20顶端的散热口之外。
在事故工况下,壳外换热器19将壳内换热管22内的热量导出,冷空气从风冷塔20下方进入,被壳外换热器19加热形成热空气,风冷塔20中的热空气使非能动排放管道10中的气体加热,产生驱动力,对安全壳环形空间6内气体产生抽吸作用。
如图5所示,换热系统3为非能动空冷式蒸汽发生器热量导出系统,
外部换热装置包括风冷塔20,位于风冷塔20内部的壳外换热器19;
内部换热装置包括蒸汽发生器21,蒸汽发生器21通过壳内蒸汽管道17和壳内给水管道18与壳外换热器19实现换热;
非能动排放管道10设置在风冷塔20内,且高度高于壳外换热器19,排放出口管线12延伸至风冷塔20顶端的散热口之外。
在事故工况下,壳外换热器19依靠蒸汽和水的循环将蒸汽发生器21内的热量导出,冷空气从风冷塔20下方进入,被壳外换热器19加热形成热空气,风冷塔20中的热空气使非能动排放管道10中的气体加热,产生驱动力,对安全壳环形空间6内气体产生抽吸作用。
本发明所述的装置并不限于具体实施方式中所述的实施例,本领域技术人员根据本发明的技术方案得出其他的实施方式,同样属于本发明的技术创新范围。

Claims (7)

1.一种非能动安全壳降压过滤系统,设置在核电厂的核岛中,其特征是:包括由内层安全壳(4)和外层安全壳(5)构成的双层安全壳(1),还包括换热系统(3)和贯穿所述外层安全壳(5)的降压过滤单元(2);所述换热系统(3)用于将所述双层安全壳(1)内的热量交换到所述双层安全壳(1)之外;所述降压过滤单元(2)能够吸收所述换热系统(3)的热量,依靠内外密度差驱动,通过非能动的方式将所述内层安全壳(4)和所述外层安全壳(5)之间的气体排出;
所述内层安全壳(4)位于所述外层安全壳(5)的内部,所述内层安全壳(4)和所述外层安全壳(5)之间构成安全壳环形空间(6);
所述换热系统(3)包括设置在所述外层安全壳(5)之外的外部换热装置和设置在所述内层安全壳(4)之内的内部换热装置;所述内部换热装置将所述内层安全壳(4)之内的热量交换到所述外部换热装置中,所述外部换热装置的顶部设有与外部环境连通的散热口,通过所述散热口将热量排放到外部环境中;
所述降压过滤单元(2)包括爆破膜(8)、排放入口管线(9)、非能动排放管道(10)、过滤器(11)和排放出口管线(12);
所述非能动排放管道(10)位于所述换热系统(3)的所述外部换热装置中,所述非能动排放管道(10)的进气一端贯穿所述外层安全壳(5)延伸至所述安全壳环形空间(6)之内,所述非能动排放管道(10)的排气一端设置排放出口管线(12),所述排放出口管线(12)延伸至所述外部换热装置的所述散热口之外;
在所述非能动排放管道(10)的排气一端 和所述排放出口管线(12)之间设置过滤器(11);
所述排放入口管线(9)位于所述安全壳环形空间(6)之内;
所述排放入口管线(9)的进气一端位于所述内层安全壳(4)的顶部,所述排放入口管线(9)的排气一端的位置低于所述排放入口管线(9)的进气一端的位置;
所述排放入口管线(9)的排气一端与所述非能动排放管道(10)的进气一端通过所述爆破膜(8)连接在一起,所述爆破膜(8)在所述核电厂正常运行时保持关闭状态,在所述安全壳环形空间(6)的压力超过设定压力值时爆破开启,使得所述排放入口管线(9)和所述非能动排放管道(10)连通。
2.如权利要求1所述的一种非能动安全壳降压过滤系统,其特征是:所述内层安全壳(4)上有多道贯穿缝隙(7),所述贯穿缝隙(7)用于安装贯穿件;当所述内层安全壳(4)内的气体穿过所述贯穿缝隙(7)时,所述贯穿缝隙(7)能够对所述内层安全壳(4)内的气体中的大颗粒气溶胶产生过滤和滞留作用,所述大颗粒气溶胶是指所含颗粒的粒径在1微米以上的气溶胶。
3.如权利要求1所述的一种非能动安全壳降压过滤系统,其特征是:所述过滤器(11)用于去除碘和小颗粒气溶胶,所述过滤器(11)为金属过滤器或碘过滤器,或者采用多种过滤装置串联构成。
4.如权利要求3所述的一种非能动安全壳降压过滤系统,其特征是:
所述换热系统(3)为非能动水冷式安全壳热量导出系统,
所述外部换热装置包括换热水箱(14),位于所述换热水箱(14)上部的导热通道(15),以及设置在所述导热通道(15)顶端的所述散热口上的防尘帽(16);
所述内部换热装置包括壳内空气换热器(13),所述壳内空气换热器(13)与所述换热水箱(14)实现换热;
所述非能动排放管道(10)设置在所述换热水箱(14)和所述导热通道(15)内,所述排放出口管线(12)延伸至所述导热通道(15)顶端的所述散热口之外。
5.如权利要求3所述的一种非能动安全壳降压过滤系统,其特征是:
所述换热系统(3)为非能动水冷式蒸汽发生器热量导出系统,
所述外部换热装置包括换热水箱(14),位于所述换热水箱(14)上部的导热通道(15),以及设置在所述导热通道(15)顶端的所述散热口上的防尘帽(16);
所述内部换热装置包括蒸汽发生器(21),所述蒸汽发生器(21)通过壳内蒸汽管道(17)和壳内给水管道(18)与所述换热水箱(14)实现换热;
所述非能动排放管道(10)设置在所述换热水箱(14)和所述导热通道(15)内,所述排放出口管线(12)延伸至所述导热通道(15)顶端的所述散热口之外。
6.如权利要求3所述的一种非能动安全壳降压过滤系统,其特征是:
所述换热系统(3)为非能动空冷式安全壳热量导出系统,
所述外部换热装置包括风冷塔(20),位于所述风冷塔(20)内部的壳外换热器(19);
所述内部换热装置包括壳内换热管(22),所述壳内换热管(22)与所述壳外换热器(19)实现换热;
所述非能动排放管道(10)设置在所述风冷塔(20)内,且高度高于所述壳外换热器(19),所述排放出口管线(12)延伸至所述风冷塔(20)顶端的所述散热口之外。
7.如权利要求3所述的一种非能动安全壳降压过滤系统,其特征是:
所述换热系统(3)为非能动空冷式蒸汽发生器热量导出系统,
所述外部换热装置包括风冷塔(20),位于所述风冷塔(20)内部的壳外换热器(19);
所述内部换热装置包括蒸汽发生器(21),所述蒸汽发生器(21)通过壳内蒸汽管道(17)和壳内给水管道(18)与所述壳外换热器(19)实现换热;
所述非能动排放管道(10)设置在所述风冷塔(20)内,且高度高于所述壳外换热器(19),所述排放出口管线(12)延伸至所述风冷塔(20)顶端的所述散热口之外。
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Citations (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN101719386A (zh) * 2009-12-21 2010-06-02 肖宏才 先进压水堆核电站中完全非能动停堆安全冷却装置及其运行程序
CN102723114A (zh) * 2012-05-30 2012-10-10 中国核电工程有限公司 一种安全壳过滤排放系统
CN104681107A (zh) * 2015-02-12 2015-06-03 中国核电工程有限公司 一种防止双层安全壳的内壳失效及放射性释放的系统及方法
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
CN108022659A (zh) * 2017-12-06 2018-05-11 哈尔滨工程大学 一种可高效去除有机碘的安全壳过滤排放系统
CN111128414A (zh) * 2019-12-31 2020-05-08 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
CN112053791A (zh) * 2020-09-15 2020-12-08 哈尔滨工程大学 一种具有集成释热阱的无时限非能动联合排热系统
CN112071451A (zh) * 2020-09-15 2020-12-11 哈尔滨工程大学 一种压水堆多功能双层混凝土安全壳系统

Patent Citations (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN101719386A (zh) * 2009-12-21 2010-06-02 肖宏才 先进压水堆核电站中完全非能动停堆安全冷却装置及其运行程序
CN102723114A (zh) * 2012-05-30 2012-10-10 中国核电工程有限公司 一种安全壳过滤排放系统
CN104681107A (zh) * 2015-02-12 2015-06-03 中国核电工程有限公司 一种防止双层安全壳的内壳失效及放射性释放的系统及方法
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
CN108022659A (zh) * 2017-12-06 2018-05-11 哈尔滨工程大学 一种可高效去除有机碘的安全壳过滤排放系统
CN111128414A (zh) * 2019-12-31 2020-05-08 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
CN112053791A (zh) * 2020-09-15 2020-12-08 哈尔滨工程大学 一种具有集成释热阱的无时限非能动联合排热系统
CN112071451A (zh) * 2020-09-15 2020-12-11 哈尔滨工程大学 一种压水堆多功能双层混凝土安全壳系统

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