CN113744902B - 一种核电厂避免压力容器上封头产汽的自然循环冷却方法 - Google Patents
一种核电厂避免压力容器上封头产汽的自然循环冷却方法 Download PDFInfo
- Publication number
- CN113744902B CN113744902B CN202110831664.2A CN202110831664A CN113744902B CN 113744902 B CN113744902 B CN 113744902B CN 202110831664 A CN202110831664 A CN 202110831664A CN 113744902 B CN113744902 B CN 113744902B
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- main system
- pressure
- cooling
- pressure vessel
- temperature
- 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
Links
- 238000001816 cooling Methods 0.000 title claims abstract description 99
- 230000007246 mechanism Effects 0.000 claims abstract description 16
- ZOXJGFHDIHLPTG-UHFFFAOYSA-N Boron Chemical compound [B] ZOXJGFHDIHLPTG-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 5
- 229910052796 boron Inorganic materials 0.000 claims abstract description 5
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 23
- 239000003381 stabilizer Substances 0.000 claims description 18
- 239000007921 spray Substances 0.000 claims description 10
- 238000002347 injection Methods 0.000 claims description 9
- 239000007924 injection Substances 0.000 claims description 9
- 238000010586 diagram Methods 0.000 claims description 6
- 230000009467 reduction Effects 0.000 claims description 5
- 238000004781 supercooling Methods 0.000 claims description 4
- 238000000034 method Methods 0.000 abstract description 10
- 230000008569 process Effects 0.000 abstract description 5
- 238000001704 evaporation Methods 0.000 abstract description 4
- 230000008020 evaporation Effects 0.000 abstract description 4
- 239000012530 fluid Substances 0.000 abstract description 3
- 230000001010 compromised effect Effects 0.000 abstract description 2
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 abstract 1
- 239000002918 waste heat Substances 0.000 description 8
- 238000007599 discharging Methods 0.000 description 3
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 3
- 239000002904 solvent Substances 0.000 description 3
- 239000000126 substance Substances 0.000 description 3
- 230000007704 transition Effects 0.000 description 3
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 2
- 239000007788 liquid Substances 0.000 description 2
- 239000000243 solution Substances 0.000 description 2
- 238000005507 spraying Methods 0.000 description 2
- 230000009286 beneficial effect Effects 0.000 description 1
- 230000000903 blocking effect Effects 0.000 description 1
- 238000002955 isolation Methods 0.000 description 1
- 230000004048 modification Effects 0.000 description 1
- 238000012986 modification Methods 0.000 description 1
- 229920006395 saturated elastomer Polymers 0.000 description 1
- 239000013535 sea water Substances 0.000 description 1
- 238000007789 sealing Methods 0.000 description 1
- 230000001960 triggered effect Effects 0.000 description 1
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/02—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices
-
- Y—GENERAL 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
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear 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
为解决现有技术中存在的在将反应堆冷却至冷停堆状态过程中，自然循环冷却压力容器时，压力容器上封头流体温度达到饱和出现闪蒸现象导致冷却能力丧失危及安全的技术问题，本发明实施例提供一种避免核电站压力容器上封头产汽的自然循环冷却方法，包括：启动控制棒驱动机构风冷系统的冷却风机冷却压力容器上封头；主系统硼化至冷停堆硼浓度；主系统降温；检查热段温度，若热段温度小于284℃，则主系统第一次降压；维持主系统温度压力稳定；主系统第二次降压；主系统降温降压；主系统冷却至冷停堆；冷却主系统死区；检查主系统温度是否小于90℃，若是，则主系统完全卸压，若否，则主系统冷却至冷停堆。
Description
技术领域
本发明涉及一种核电厂避免压力容器上封头产汽的自然循环冷却方法。
背景技术
华龙一号压水堆核电厂发生非失水事故并触发反应堆紧急停堆后，操作员根据应急事故 规程控制和缓解事故后果，如果事故初因无法在热态状态下修复，需要将反应堆冷却至冷停 堆状态已进行故障处理。在此过程中，如果主泵不能运行，反应堆一回路系统将处于自然循 环状态。自然循环下冷却剂流动驱动压头较强迫循环低，导致冷却剂流量较低，反应堆进出 口温差较大。另外，在反应堆压力容器上封头区域存在流动死区，其降温速率可能与一回路 降温速率不同，冷却过程中可能出现上封头流体温度达到饱和，出现闪蒸现象。如果蒸汽产 量较大，将导致压力容器内液位低于热管段上表面，将终止一回路自然循环，从而，无法排 出堆芯余热，危及反应堆安全。
发明内容
为解决现有技术中存在的在将反应堆冷却至冷停堆状态过程中，自然循环冷却压力容器 时，压力容器上封头流体温度达到饱和出现闪蒸现象导致冷却能力丧失危及安全的技术问题， 本发明实施例提供一种避免核电站压力容器上封头产汽的自然循环冷却方法。
本发明实施例通过下述技术方案实现：
一种核电厂避免压力容器上封头产汽的自然循环冷却方法，包括：
启动控制棒驱动机构风冷系统的冷却风机冷却压力容器上封头；
主系统硼化至冷停堆硼浓度；
主系统降温；
检查热段温度是否小于284℃，若否，则主系统降温；若是，则
主系统第一次降压；
维持主系统温度压力稳定；
主系统第二次降压；
主系统降温降压；
主系统冷却至冷停堆；
冷却主系统死区；
检查主系统温度是否小于90℃，若是，则主系统完全卸压，若否，则主系统冷却至冷停 堆。
进一步的，还包括：启动主泵；若主泵无法正常启动或无法正常工作，则回到启动控制 棒驱动机构风冷系统的冷却风机冷却压力容器上封头步骤。
进一步的，所述主系统降温，包括：主系统的降温速率小于14℃/h；维持稳压器水位为 零负荷水位；维持主系统温度压力在自然循环压力-温度图限值内；维持蒸汽发生器水位为 34％-50％。
进一步的，主系统第一次降压，包括：利用辅助喷淋或安全阀将主系统降压至13.56MPa a。
进一步的，维持主系统温度压力稳定，包括：维持主系统的主系统压力为13.56MPaa， 主系统的降温速率为小于14℃/h；维持稳压器水位为零负荷水位；维持主系统温度压力在自 然循环压力-温度图限值内。
进一步的，主系统第二次降压，包括：主系统降压至7MPa a。
进一步的，主系统降压至7MPa a，包括：维持堆芯出口过冷度大于20℃；维持冷段降温 速率小于14℃/h；采用喷雾或安全阀降低稳压器压力。
进一步的，主系统降温降压，包括：主系统冷段降温速率小于14℃/h；主系统温度和压 力在降温降压曲线限值之内。
进一步的，主系统冷却至冷停堆，包括：利用余排系统冷却反应堆主系统至冷停堆。
进一步的，冷却主系统死区，包括：用控制棒驱动机构冷却风机冷却压力容器上封头， 通过蒸汽排放冷却蒸汽发生器U型管区域。
本发明与现有技术相比，具有如下的优点和有益效果：
本发明实施例的一种核电厂避免压力容器上封头产汽的自然循环冷却方法，通过对主系 统一系列的降温降压操作，避免了在降温降压过程中压力容器上封头水汽的产生；从而，利 于压力容器中的堆芯排出余热，保障了反应堆的安全使用。
附图说明
此处所说明的附图用来提供对本发明实施例的进一步理解，构成本申请的一部分，并不 构成对本发明实施例的限定。在附图中：
图1为压力容器冷却系统示意图。
图2为核电厂避免压力容器上封头产汽的自然循环冷却方法流程示意图。
附图中标记及对应的零部件名称：
1-压力容器；2-控制棒驱动机构；3-稳压器；4-蒸汽发生器；5-主泵；6-稳压器安全阀；7-卸 压箱；8-辅助喷淋系统来水；9-喷淋阀；10-余热排出泵；11-余热排出热交换器；12-给水通 道；13-蒸汽通道；14-化学和溶剂控制系统；15-冷段；16-过渡段；17-安注箱；18-热段；19- 上封头；20-死区；21-热气区。
具体实施方式
为使本发明的目的、技术方案和优点更加清楚明白，下面结合实施例和附图，对本发明 作进一步的详细说明，本发明的示意性实施方式及其说明仅用于解释本发明，并不作为对本 发明的限定。
实施例
参考图1所示的，压力容器冷却系统，包括压力容器1、控制棒驱动机构2、稳压器3、蒸汽发生器4、主泵5、稳压器安全阀6、卸压箱7、辅助喷淋8、喷淋阀9、余热排出泵10、 余热排出热交换器11、化学和溶剂控制系统14和安注箱17。
主系统包括压力容器1、控制棒驱动机构2、稳压器3和蒸汽发生器4；压力容器1通过 热段18分别与稳压器3连通；压力容器通过热段与蒸汽发生器4连通；蒸汽发生器通过过渡 段16连接主泵5后与冷段15连通；冷段回到压力容器中。
热段18上还连有安注箱17。
主系统压力指的是压力容器1、控制棒驱动机构2、稳压器3、蒸汽发生器4和主泵5以 及热段、过渡段和冷段组成的系统的内部压力。
余排系统包括余热排出泵10和余热排出热交换器11，热段18依次通过余热排出泵、余 热排出热交换器11与冷段15连通。
稳压器3通过稳压器安全阀6与卸压箱7连通。
其中，热段，冷段和过渡段均为管道。
冷段15还通过喷淋阀9与稳压器3中的热气区21连通；热气区21还通过辅助喷淋系统 来水8辅助喷淋。
压力容器1的上部具有上封头19，即死区20部分。化学和溶剂控制系统用于向压力容 器和稳压器3内部输送硼化液对压力容器和稳压器降温。
蒸汽发生器4通过其U型管对主系统进行降温，蒸汽发生器通过蒸汽通道13排出蒸汽； 蒸汽发生器通过给水通道12向蒸汽发生器注入水。
当需要对整个系统冷却时，上封头内存在蒸汽引发闪蒸容易引发安全事故。为了避免上 封头内产生蒸汽，发明人从避免上封头产生水汽的构思出发，给出如下方法。
如下方法是在主泵无法正常启动或无法正常工作的情况下进行的，当主泵可以正常使用 时，优先采用主泵进行循环降温。
参考图2所示，一种核电厂避免压力容器上封头产汽的自然循环冷却方法，包括：
启动控制棒驱动机构风冷系统的冷却风机冷却压力容器上封头；
主系统硼化至冷停堆硼浓度；
主系统降温；
检查热段温度是否小于284℃，若否，则主系统降温；若是，则继续向下执行；
主系统第一次降压；
闭锁稳压器压力低安注信号；维持主系统温度压力稳定；
主系统第二次降压；
隔离安注箱；
主系统降温降压；
主系统冷却至冷停堆；
冷却主系统死区；
检查主系统温度是否小于90℃，若是，则主系统完全卸压，若否，则主系统冷却至冷停 堆。
进一步的，还包括：启动主泵；若主泵无法正常启动或无法正常工作，则回到启动控制 棒驱动机构风冷系统的冷却风机冷却压力容器上封头步骤。
进一步的，所述主系统降温，包括：主系统的降温速率小于14℃/h；维持稳压器水位为 零负荷水位；维持主系统温度压力在自然循环压力-温度图限值内；维持蒸汽发生器水位为 34％-50％。
进一步的，主系统第一次降压，包括：利用辅助喷淋或安全阀将主系统降压至13.56MPa a。
进一步的，闭锁稳压器压力低安注信号，包括：在P11允许信号出现后闭锁稳压器压力 低安注信号。
进一步的，维持主系统温度压力稳定，包括：维持主系统的主系统压力为13.56MPaa， 主系统的降温速率为小于14℃/h；维持稳压器水位为零负荷水位；维持主系统温度压力在自 然循环压力-温度图限值内。
进一步的，主系统第二次降压，包括：主系统降压至7MPaa。
进一步的，主系统降压至7MPa a，包括：维持堆芯出口过冷度大于20℃；维持冷段降温 速率小于14℃/h；采用喷雾或安全阀降低稳压器压力。
进一步的，隔离安注箱，包括：关闭安注箱出口隔离阀。
进一步的，主系统降温降压，包括：主系统冷段降温速率小于14℃/h；主系统温度和压 力在降温降压曲线限值之内。
进一步的，主系统冷却至冷停堆，包括：利用余排系统冷却反应堆主系统至冷停堆。
进一步的，冷却主系统死区，包括：用控制棒驱动机构冷却风机冷却压力容器上封头， 通过蒸汽排放冷却蒸汽发生器U型管区域。
具体可采用如下方式进行操作：
步骤1：设法启动一台主泵。如果主泵不能启动,则继续步骤2；
步骤2：启动控制棒驱动机构风冷系统的冷却风机；
步骤3：主系统硼化至冷停堆硼浓度；
步骤4：按下列操作开始主系统降温：
a.主系统降温速率-小于14℃/h；
b.维持稳压器水位-零负荷水位；
c.维持主系统温度压力在自然循环压力-温度图限值内；
d.维持蒸汽发生器水位34％-50％；
步骤5：检查热段温度—小于284℃；
步骤6：利用辅助喷淋或安全阀将主系统降压至13.56MPa a；
步骤7：P-11允许后，闭锁低稳压器压力安注信号；
步骤8：维持主系统稳定在以下状态：
□a.主系统压力---13.56MPa a；
□b.稳压器水位---零负荷水位；
□c.主系统冷段降温速率—小于14℃/h；
□d.主系统温度和压力在自然循环压力-温度图限值之内。
步骤9：按下列限制条件对主系统降压至7MPa a；
a.维持堆芯出口过冷度大于20℃；
b.维持冷段降温速率小于14℃/h；
c.采用喷雾或安全阀降低稳压器压力；
步骤10：隔离安注箱；
步骤11：按下列限制条件继续对主系统降温降压；
a.主系统冷段降温速率小于14℃/h；
b.主系统温度和压力—在降温降压曲线限值之内；
步骤12：检查余热排出系统是否可投入运行；
a.冷水及海水系统运行正常；
b.投入余热排出系统；
步骤13：主系统继续冷却至冷停堆工况；
步骤14：检查低温超压保护LTOP投入；
步骤15：继续冷却主系统死区，用控制棒驱动机构冷却风机冷却压力容器上封头，通过 蒸汽排放冷却蒸汽发生器U型管区域；
步骤16：确定主系统是否需要完全卸压。
本发明实施例避免了采用自然循环冷却压力容器上封头时，上封头出现蒸汽进而导致冷 却能力丧失的问题，处理步骤清晰明了，操作简便，对操作员的操作负担小，有效降低误操 作概率。
以上所述的具体实施方式，对本发明的目的、技术方案和有益效果进行了进一步详细说 明，所应理解的是，以上所述仅为本发明的具体实施方式而已，并不用于限定本发明的保护 范围，凡在本发明的精神和原则之内，所做的任何修改、等同替换、改进等，均应包含在本 发明的保护范围之内。
Claims (10)
1.一种核电厂避免压力容器上封头产汽的自然循环冷却方法，其特征在于，包括：
依次执行以下步骤：
启动控制棒驱动机构风冷系统的冷却风机冷却压力容器上封头；
主系统硼化至冷停堆硼浓度；
主系统降温；
检查热段温度是否小于284℃，若否，则主系统降温；若是，则
主系统第一次降压；
维持主系统温度压力稳定；
主系统第二次降压；
隔离安注箱;
主系统降温降压；
主系统冷却至冷停堆；
冷却主系统死区；
检查主系统温度是否小于90℃，若是，则主系统完全卸压，若否，则主系统冷却至冷停堆。
2.如权利要求1所述核电厂避免压力容器上封头产汽的自然循环冷却方法，其特征在于，还包括：启动主泵；若主泵无法正常启动或无法正常工作，则回到启动控制棒驱动机构风冷系统的冷却风机冷却压力容器上封头步骤。
3.如权利要求1所述核电厂避免压力容器上封头产汽的自然循环冷却方法，其特征在于，所述主系统降温，包括：主系统的降温速率小于14℃/h;维持稳压器水位为零负荷水位；维持主系统温度压力在自然循环压力-温度图限值内；维持蒸汽发生器水位为34%-50%。
4.如权利要求1所述核电厂避免压力容器上封头产汽的自然循环冷却方法，其特征在于，主系统第一次降压，包括：利用辅助喷淋或安全阀将主系统降压至13.56MPa a。
5.如权利要求1所述核电厂避免压力容器上封头产汽的自然循环冷却方法，其特征在于，维持主系统温度压力稳定，包括：维持主系统的主系统压力为13.56MPa a，主系统的降温速率为小于14℃/h;维持稳压器水位为零负荷水位；维持主系统温度压力在自然循环压力-温度图限值内。
6.如权利要求1所述核电厂避免压力容器上封头产汽的自然循环冷却方法，其特征在于，主系统第二次降压，包括：主系统降压至7MPa a。
7.如权利要求6所述核电厂避免压力容器上封头产汽的自然循环冷却方法，其特征在于，主系统降压至7MPa a，包括：维持堆芯出口过冷度大于20℃；维持冷段降温速率小于14℃/h；采用喷雾或安全阀降低稳压器压力。
8.如权利要求1所述核电厂避免压力容器上封头产汽的自然循环冷却方法，其特征在于，主系统降温降压，包括：主系统冷段降温速率小于14℃/h；主系统温度和压力在降温降压曲线限值之内。
9.如权利要求1所述核电厂避免压力容器上封头产汽的自然循环冷却方法，其特征在于，主系统冷却至冷停堆，包括：利用余排系统冷却反应堆主系统至冷停堆。
10.如权利要求1所述核电厂避免压力容器上封头产汽的自然循环冷却方法，其特征在于，冷却主系统死区，包括：用控制棒驱动机构冷却风机冷却压力容器上封头，通过蒸汽排放冷却蒸汽发生器U型管区域。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CN202110831664.2A CN113744902B (zh) | 2021-07-22 | 2021-07-22 | 一种核电厂避免压力容器上封头产汽的自然循环冷却方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CN202110831664.2A CN113744902B (zh) | 2021-07-22 | 2021-07-22 | 一种核电厂避免压力容器上封头产汽的自然循环冷却方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| CN113744902A CN113744902A (zh) | 2021-12-03 |
| CN113744902B true CN113744902B (zh) | 2023-11-24 |
Family
ID=78728982
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| CN202110831664.2A Active CN113744902B (zh) | 2021-07-22 | 2021-07-22 | 一种核电厂避免压力容器上封头产汽的自然循环冷却方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| CN (1) | CN113744902B (zh) |
Citations (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH06230177A (ja) * | 1993-02-03 | 1994-08-19 | Toshiba Corp | 沸騰水型原子炉 |
| JP2002006084A (ja) * | 2000-06-23 | 2002-01-09 | Toshiba Corp | 原子力発電所の気体処理設備および気体処理方法 |
| JP2011099772A (ja) * | 2009-11-06 | 2011-05-19 | Toshiba Corp | 自然循環沸騰水型原子炉およびその起動方法 |
| CN108648837A (zh) * | 2018-05-15 | 2018-10-12 | 中国核动力研究设计院 | 一种全自然循环的模块式小型反应堆 |
| CN111540483A (zh) * | 2020-05-15 | 2020-08-14 | 中国核动力研究设计院 | 一种压水堆核电厂中小破口失水事故应对方法 |
| CN111540487A (zh) * | 2020-04-30 | 2020-08-14 | 中国核动力研究设计院 | 一种蒸汽发生器传热管破事故后反应堆冷却处理方法 |
-
2021
- 2021-07-22 CN CN202110831664.2A patent/CN113744902B/zh active Active
Patent Citations (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH06230177A (ja) * | 1993-02-03 | 1994-08-19 | Toshiba Corp | 沸騰水型原子炉 |
| JP2002006084A (ja) * | 2000-06-23 | 2002-01-09 | Toshiba Corp | 原子力発電所の気体処理設備および気体処理方法 |
| JP2011099772A (ja) * | 2009-11-06 | 2011-05-19 | Toshiba Corp | 自然循環沸騰水型原子炉およびその起動方法 |
| CN108648837A (zh) * | 2018-05-15 | 2018-10-12 | 中国核动力研究设计院 | 一种全自然循环的模块式小型反应堆 |
| CN111540487A (zh) * | 2020-04-30 | 2020-08-14 | 中国核动力研究设计院 | 一种蒸汽发生器传热管破事故后反应堆冷却处理方法 |
| CN111540483A (zh) * | 2020-05-15 | 2020-08-14 | 中国核动力研究设计院 | 一种压水堆核电厂中小破口失水事故应对方法 |
Non-Patent Citations (2)
| Title |
|---|
| 秦山核电厂主系统的降温降压试验;俞忠德;核动力工程(第05期);全文 * |
| 秦山核电厂自然循环冷却运行工况研究;王日清;核动力工程(第05期);全文 * |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| CN113744902A (zh) | 2021-12-03 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US20180350472A1 (en) | Passive safe cooling system | |
| CN111540487B (zh) | 一种蒸汽发生器传热管破事故后反应堆冷却处理方法 | |
| CN111128414B (zh) | 一种核电厂能动与非能动相结合的安全系统及其方法 | |
| KR101200216B1 (ko) | 원자력 발전소의 물분사 잔열제거 시스템 | |
| CN111540483B (zh) | 一种压水堆核电厂中小破口失水事故应对方法 | |
| US11894151B2 (en) | Integrated reactor system having passive removal of residual heat | |
| JP7161065B2 (ja) | 原子力発電所の受動的パルス冷却方法及びシステム | |
| US20210151208A1 (en) | Alternative circulation cooling method for emergency core cooling system, and nuclear power plant | |
| KR101594440B1 (ko) | 정지냉각계통 및 이를 구비하는 원전 | |
| CN109903863B (zh) | 一种安全注入系统及核电系统 | |
| CN104508753A (zh) | 用于核反应堆的深度防御安全范例 | |
| CN113744902B (zh) | 一种核电厂避免压力容器上封头产汽的自然循环冷却方法 | |
| JP5738665B2 (ja) | 原子炉の除熱システム | |
| US20130077730A1 (en) | Nuclear Power Plant | |
| CN104854661A (zh) | 核电站被动辅助给水系统的充水装置 | |
| US20200234835A1 (en) | Coolant recirculation system of nuclear power plant | |
| CN206541632U (zh) | 一种二次侧余热排出系统 | |
| CN113488214B (zh) | 一种核电厂压力容器上封头有汽时的自然循环冷却方法 | |
| CN115240880B (zh) | 一种可实现持续排热的非能动余热排出系统及方法 | |
| KR101695363B1 (ko) | 피동안전계통 및 이를 구비하는 원전 | |
| CN113421662B (zh) | 一种核电厂压力容器液位指示失效下的自然循环冷却方法 | |
| RU2650504C2 (ru) | Аварийная система охлаждения ядерного реактора | |
| CN214279616U (zh) | 一种防止蒸汽发生器满溢的核电站保护系统 | |
| CN215718993U (zh) | 用于核电站汽轮机主给水泵检修前的快速冷却装置 | |
| KR102572242B1 (ko) | 증기발생기의 냉각재 계통 및 원자력 발전소의 중대 사고 시 증기발생기에 냉각재를 공급하는 방법 |
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 |