CN205177415U - 核电厂乏燃料水池非能动热管冷却系统 - Google Patents

核电厂乏燃料水池非能动热管冷却系统 Download PDF

Info

Publication number
CN205177415U
CN205177415U CN201520881510.4U CN201520881510U CN205177415U CN 205177415 U CN205177415 U CN 205177415U CN 201520881510 U CN201520881510 U CN 201520881510U CN 205177415 U CN205177415 U CN 205177415U
Authority
CN
China
Prior art keywords
liquid
power plant
spent
cooling system
heat pipe
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.)
Expired - Fee Related
Application number
CN201520881510.4U
Other languages
English (en)
Inventor
王一恒
佟莉
欧国勇
张建普
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 General Nuclear Power Corp
China Nuclear Power Engineering Co Ltd
Shenzhen China Guangdong Nuclear Engineering Design Co Ltd
Original Assignee
China General Nuclear Power Corp
China Nuclear Power Engineering Co Ltd
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 General Nuclear Power Corp, China Nuclear Power Engineering Co Ltd filed Critical China General Nuclear Power Corp
Priority to CN201520881510.4U priority Critical patent/CN205177415U/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN205177415U publication Critical patent/CN205177415U/zh
Expired - Fee Related legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Classifications

    • 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

  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

本实用新型公开了一种核电厂乏燃料水池非能动热管冷却系统,其包括蒸发器、气体上升管、冷凝器、液体下降管和冷却介质;所述蒸发器浸入乏燃料水池的水中,冷凝器设于乏燃料水池所在厂房外部,蒸发器、气体上升管、冷凝器、液体下降管依次连接而形成闭式冷却回路;冷却介质收容在闭式冷却回路中并存在气液两种状态,其由液态和气态的密度差驱动而在闭式冷却回路中进行非能动循环,通过蒸发和冷凝对乏燃料水池进行持续冷却。与现有技术相比,本实用新型核电厂乏燃料水池非能动热管冷却系统既无需外部电源或应急电源的支持,又无需持续补水,就能在事故后有效地排出乏燃料组件的衰变热,完美地解决了事故后长期的乏燃料组件余热排出问题。

Description

核电厂乏燃料水池非能动热管冷却系统
技术领域
本实用新型属于核电厂乏燃料水池冷却领域,更具体地说,本实用新型涉及一种核电厂乏燃料水池非能动热管冷却系统。
背景技术
在核电厂中,乏燃料组件通常存放在辅助厂房放射性控制区的燃料贮存格架上,燃料贮存格架则浸没在乏燃料水池的水中;乏燃料水池中的水由乏燃料水池冷却系统进行冷却,温度维持在48.9℃以下。
已公开的乏燃料水池冷却系统大多是通过板式换热器对乏燃料水池中的水进行冷却,因此需要借助水泵来维持系统中冷却水的循环运行。水泵由厂外电源提供动力,在丧失厂外电源的情况下,则依靠应急柴油发电机提供电力。如果发生丧失应急电源事故工况,那么乏燃料水池冷却系统将失效,乏燃料组件的冷却就只能依靠乏燃料水池中水的热容来承担。此情况下,池水会沸腾并且不断蒸发,如果长时间得不到补水,那么乏燃料水池中的水最终会被蒸干而导致乏燃料组件升温损坏。
目前,乏燃料水池中的水装量一般可以保证乏燃料组件7天内不会裸露,如果乏燃料水池中水位的继续下降,操作员就需要通过安全壳冷却水箱对其进行补水。但是,在上述多重事故叠加的情况下,安全壳冷却水箱的水是需要用来冷却钢制安全壳的,因此,用保守的思路考虑,乏燃料水池的持续补水是得不到保障的。
有鉴于此,确有必要一种提供能够解决上述问题的核电厂乏燃料水池非能动热管冷却系统。
实用新型内容
本实用新型的目的在于:提供一种核电厂乏燃料水池非能动热管冷却系统,以便在全厂断电工况下有效地排出乏燃料组件的衰变热,解决事故后长期的乏燃料组件余热排出问题。
为了实现上述实用新型目的,本实用新型提供了一种核电厂乏燃料水池非能动热管冷却系统,其包括蒸发器、气体上升管、冷凝器、液体下降管和冷却介质;所述蒸发器浸入乏燃料水池的水中,冷凝器设于乏燃料水池所在厂房外部,蒸发器、气体上升管、冷凝器、液体下降管依次连接而形成闭式冷却回路;冷却介质收容在闭式冷却回路中并存在气液两种状态,其由液态和气态的密度差驱动而在闭式冷却回路中进行非能动循环,通过蒸发和冷凝对乏燃料水池进行持续冷却。
作为本实用新型核电厂乏燃料水池非能动热管冷却系统的一种改进,所述气体上升管上设置有控制冷却系统启停的气动隔离阀,气动隔离阀为常闭阀门,在断电时开启。
作为本实用新型核电厂乏燃料水池非能动热管冷却系统的一种改进,所述蒸发器包括与气体上升管连接的上部联箱、与液体下降管连接的下部联箱以及连接在上部联箱和下部联箱之间的多根蒸发管。
作为本实用新型核电厂乏燃料水池非能动热管冷却系统的一种改进,所述上部联箱和下部联箱均为不锈钢筒体,蒸发管为不锈钢无缝钢管。
作为本实用新型核电厂乏燃料水池非能动热管冷却系统的一种改进,所述蒸发管的顶端均连接至上部联箱的底部,上部联箱的顶部则与气体上升管相连,使得各个蒸发管内液态冷却介质汽化产生的气体通过上部联箱汇流进入气体上升管中。
作为本实用新型核电厂乏燃料水池非能动热管冷却系统的一种改进,所述蒸发管的底端均连接至下部联箱的顶部,下部联箱的侧下部与液体下降管相连,使得液体下降管中回流的液态冷却介质通过下部联箱进入各个蒸发管。
作为本实用新型核电厂乏燃料水池非能动热管冷却系统的一种改进,所述蒸发管、上部联箱和下部联箱均完全浸没在乏燃料水池的水中。
作为本实用新型核电厂乏燃料水池非能动热管冷却系统的一种改进,所述冷却介质为氨、水、甲醇或正戊烷,其在蒸发器中由液态蒸发为气态,在冷凝器中由气态冷凝成液态。
作为本实用新型核电厂乏燃料水池非能动热管冷却系统的一种改进,所述冷凝器设置在大气中,其包括一组并联的带翅片的不锈钢传热管;冷凝器的入口与气体上升管连接,出口与液体下降管连接。
作为本实用新型核电厂乏燃料水池非能动热管冷却系统的一种改进,所述气体上升管在气态冷却介质的流动方向上布置有向上的坡度,液体下降管在液态冷却介质的流动方向上布置有向下的坡度。
作为本实用新型核电厂乏燃料水池非能动热管冷却系统的一种改进,所述气体上升管和液体下降管均为穿过乏燃料水池所在厂房的不锈钢无缝钢管。
作为本实用新型核电厂乏燃料水池非能动热管冷却系统的一种改进,所述蒸发器在乏燃料水池中的安装位置靠近池壁,且正下方未布置乏燃料组件。
与现有技术相比,本实用新型核电厂乏燃料水池非能动热管冷却系统既无需外部电源或应急电源的支持,又无需持续补水,就能在事故后有效地排出乏燃料组件的衰变热,完美地解决了事故后长期的乏燃料组件余热排出问题。
附图说明
下面结合附图和具体实施方式,对本实用新型核电厂乏燃料水池非能动热管冷却系统及其有益效果进行详细说明。
图1为本实用新型核电厂乏燃料水池非能动热管冷却系统的结构示意图。
具体实施方式
为了使本实用新型的目的、技术方案及其有益技术效果更加清晰,以下结合附图和具体实施方式,对本实用新型进行进一步详细说明。应当理解的是,本说明书中描述的具体实施方式仅仅是为了解释本实用新型,并非为了限定本实用新型。
请参阅图1,本实用新型核电厂乏燃料水池非能动热管冷却系统包括蒸发器10、气体上升管12、冷凝器14、液体下降管16和冷却介质。蒸发器10浸入乏燃料水池50的水52中,冷凝器14设于乏燃料水池50所在厂房60外部的大气中,蒸发器10、气体上升管12、冷凝器14和液体下降管16依次连接而形成闭式冷却回路。冷却介质优选为氨,其在蒸发器10中蒸发,在冷凝器14中冷凝,并由液态和气态的密度差驱动而在闭式冷却回路中进行非能动循环,实现对乏燃料水池50的持续冷却。
蒸发器10包括蒸发管100、上部联箱102和下部联箱104。上部联箱102和下部联箱104均为不锈钢筒体,优选为圆柱形。蒸发管100为连接在上部联箱102和下部联箱104之间的管束,包括多根不锈钢无缝钢管,是蒸发器10的热管蒸发段。所有蒸发管100的顶端均连接至上部联箱102的底部,上部联箱102的顶部则与气体上升管12相连,因此各个蒸发管100内液氨汽化产生的氨气能够通过上部联箱102汇流进入气体上升管12中。所有蒸发管100的底端均连接至下部联箱104的顶部,下部联箱104的侧下部与液体下降管16相连,因此液体下降管16中回流的液氨能够通过下部联箱104进入各个蒸发管100。为了增强冷却效果,蒸发管100、上部联箱102和下部联箱104均完全浸没在乏燃料水池50的水52中。蒸发器10在乏燃料水池50中的安装位置靠近池壁,且正下方未布置乏燃料组件54,以免影响乏燃料组件54的转运。
冷凝器14包括一组并联的带翅片的不锈钢传热管,其入口与气体上升管12连接,出口与液体下降管16连接。来自气体上升管12的氨气通过冷凝器14的不锈钢传热管将热量传递给周围的大气,同时自身被冷凝成液氨,液氨自位于低点的出口流入液体下降管16。冷凝器14的不锈钢传热管使用翅片是为了增加传热面积。
气体上升管12和液体下降管16均为穿过乏燃料水池50所在厂房60的不锈钢无缝钢管。气体上升管12在气体介质的流动方向上布置有一定的向上坡度,以便于密度较低的氨气向上流动。液体下降管16在液体介质的流动方向上布置有一定的向下坡度,以便于密度较大的液氨向下流动。气体上升管12上还设置有一个控制冷却系统启停的气动隔离阀120,气动隔离阀120为常闭阀门,在断电时失效开启。
蒸发管100、气体上升管12和液体下降管16均选择不锈钢无缝钢管的原因,一是为了保证冷却回路的密封,二是因为不锈钢材料耐腐蚀,与冷却介质氨相容,能够保证冷却系统长期运行的可靠性。
在核电厂正常工况下,本实用新型核电厂乏燃料水池非能动热管冷却系统的气动隔离阀120关闭,使得氨气不能通过气体上升管12上升,因此当冷却介质在闭式冷却回路中达到气液平衡状态时,液氨就基本不再吸热,整个冷却系统处于停运状态。当事故后全厂断电工况发生后,气动隔离阀120因断电而失效开启,冷却系统开始进入运行状态。
本实用新型核电厂乏燃料水池非能动热管冷却系统运行时,蒸发管100与乏燃料水池50中的水52热交换,蒸发管100内的液氨吸热蒸发形成氨气,实现对乏燃料水池50中水52的冷却,将水52的温度保持在沸点以下;氨气沿蒸发管100上升并汇流到上部联箱102内,通过气体上升管12穿过厂房60,进入室外的冷凝器14;由于冷凝器14的温度为常温,因此氨气会在冷凝器14内凝结为液氨并放热(氨气的逐渐增多使得冷却回路中的压力增大,直至达到氨气的凝结气压才逐渐达到新的气液平衡),放出的热量通过冷凝器14传递到周围空气中,液氨则依靠重力通过液体下降管16回流到下部联箱104内,然后再次进入蒸发管100,形成一个闭式冷却循环。在整个循环过程中,冷却介质由液态和气态的密度差驱动,依靠重力实现了非能动循环,使乏燃料水池50中的水52得到了持续冷却。
易于理解的是,在不同的实施方式中,本实用新型核电厂乏燃料水池非能动热管冷却系统可以有以下一种或几种变化:1)蒸发器10和冷凝器14的结构形式可以有所变化,例如蒸发管100的数量以及汇流方式、冷凝器14的翅片等;2)冷却介质不一定是氨,还可以是其他各种可用的中温热管用介质,如水、甲醇、正戊烷等,只要冷却介质的工作温度范围能涵盖48.9℃~100℃,并且冷却介质本身与不锈钢相容即可。
综上所述,本实用新型核电厂乏燃料水池非能动热管冷却系统能在事故后全厂断电的情况下,通过系统内冷却介质的蒸发和冷凝对乏燃料水池50进行持续冷却,从而将乏燃料组件54的余热非能动地传递给厂房60外部的大气,将乏燃料水池50的水52温度维持在沸点以下,避免乏燃料水池50因沸腾而失水,保证乏燃料组件54能够得到长期可靠地冷却。
与现有技术相比,本实用新型核电厂乏燃料水池非能动热管冷却系统既无需外部电源或应急电源的支持,又无需持续补水,就能在事故后有效地排出乏燃料组件54的衰变热,完美地解决了事故后长期的乏燃料组件54余热排出问题。
根据上述说明书的揭示和教导,本实用新型所属领域的技术人员还可以对上述实施方式进行适当的变更和修改。因此,本实用新型并不局限于上面揭示和描述的具体实施方式,对本实用新型的一些修改和变更也应当落入本实用新型的权利要求的保护范围内。此外,尽管本说明书中使用了一些特定的术语,但这些术语只是为了方便说明,并不对本实用新型构成任何限制。

Claims (12)

1.一种核电厂乏燃料水池非能动热管冷却系统,其特征在于:包括蒸发器、气体上升管、冷凝器、液体下降管和冷却介质;所述蒸发器浸入乏燃料水池的水中,冷凝器设于乏燃料水池所在厂房外部,蒸发器、气体上升管、冷凝器、液体下降管依次连接而形成闭式冷却回路;冷却介质收容在闭式冷却回路中并存在气液两种状态,其由液态和气态的密度差驱动而在闭式冷却回路中进行非能动循环,通过蒸发和冷凝对乏燃料水池进行持续冷却。
2.根据权利要求1所述的核电厂乏燃料水池非能动热管冷却系统,其特征在于:所述气体上升管上设置有控制冷却系统启停的气动隔离阀,气动隔离阀为常闭阀门,在断电时开启。
3.根据权利要求1所述的核电厂乏燃料水池非能动热管冷却系统,其特征在于:所述蒸发器包括与气体上升管连接的上部联箱、与液体下降管连接的下部联箱以及连接在上部联箱和下部联箱之间的多根蒸发管。
4.根据权利要求3所述的核电厂乏燃料水池非能动热管冷却系统,其特征在于:所述上部联箱和下部联箱均为不锈钢筒体,蒸发管为不锈钢无缝钢管。
5.根据权利要求3所述的核电厂乏燃料水池非能动热管冷却系统,其特征在于:所述蒸发管的顶端均连接至上部联箱的底部,上部联箱的顶部则与气体上升管相连,使得各个蒸发管内液态冷却介质汽化产生的气体通过上部联箱汇流进入气体上升管中。
6.根据权利要求3所述的核电厂乏燃料水池非能动热管冷却系统,其特征在于:所述蒸发管的底端均连接至下部联箱的顶部,下部联箱的侧下部与液体下降管相连,使得液体下降管中回流的液态冷却介质通过下部联箱进入各个蒸发管。
7.根据权利要求3所述的核电厂乏燃料水池非能动热管冷却系统,其特征在于:所述蒸发管、上部联箱和下部联箱均完全浸没在乏燃料水池的水中。
8.根据权利要求1所述的核电厂乏燃料水池非能动热管冷却系统,其特征在于:所述冷却介质为氨、水、甲醇或正戊烷,其在蒸发器中由液态蒸发为气态,在冷凝器中由气态冷凝成液态。
9.根据权利要求1所述的核电厂乏燃料水池非能动热管冷却系统,其特征在于:所述冷凝器设置在大气中,其包括一组并联的带翅片的不锈钢传热管;冷凝器的入口与气体上升管连接,出口与液体下降管连接。
10.根据权利要求1所述的核电厂乏燃料水池非能动热管冷却系统,其特征在于:所述气体上升管在气态冷却介质的流动方向上布置有向上的坡度,液体下降管在液态冷却介质的流动方向上布置有向下的坡度。
11.根据权利要求1所述的核电厂乏燃料水池非能动热管冷却系统,其特征在于:所述气体上升管和液体下降管均为穿过乏燃料水池所在厂房的不锈钢无缝钢管。
12.根据权利要求1所述的核电厂乏燃料水池非能动热管冷却系统,其特征在于:所述蒸发器在乏燃料水池中的安装位置靠近池壁,且正下方未布置乏燃料组件。
CN201520881510.4U 2015-11-06 2015-11-06 核电厂乏燃料水池非能动热管冷却系统 Expired - Fee Related CN205177415U (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201520881510.4U CN205177415U (zh) 2015-11-06 2015-11-06 核电厂乏燃料水池非能动热管冷却系统

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201520881510.4U CN205177415U (zh) 2015-11-06 2015-11-06 核电厂乏燃料水池非能动热管冷却系统

Publications (1)

Publication Number Publication Date
CN205177415U true CN205177415U (zh) 2016-04-20

Family

ID=55741373

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201520881510.4U Expired - Fee Related CN205177415U (zh) 2015-11-06 2015-11-06 核电厂乏燃料水池非能动热管冷却系统

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN205177415U (zh)

Cited By (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN106653106A (zh) * 2017-01-19 2017-05-10 华南理工大学 一种核电站乏燃料水池多级长距离非能动热管冷却系统
CN107767973A (zh) * 2016-08-19 2018-03-06 中广核工程有限公司 核电厂乏燃料水池补充冷却装置
CN108847294A (zh) * 2018-07-23 2018-11-20 上海核工程研究设计院有限公司 一种长期非能动冷却乏燃料池的分离式热管换热器结构
CN109065191A (zh) * 2018-07-23 2018-12-21 上海核工程研究设计院有限公司 一种乏燃料池内非能动冷却分离式热管布置结构
CN109102910A (zh) * 2018-09-21 2018-12-28 上海核工程研究设计院有限公司 一种确定乏燃料棒束最小喷淋流量密度的试验装置和方法
CN110030859A (zh) * 2019-05-09 2019-07-19 南京工业大学 用于乏燃料池的非能动旗型热管交换器及乏燃料池装置
CN110491529A (zh) * 2018-05-15 2019-11-22 华龙国际核电技术有限公司 一种冷却系统
CN110890163A (zh) * 2018-09-07 2020-03-17 中广核(北京)仿真技术有限公司 乏燃料冷却系统
CN112309593A (zh) * 2019-08-01 2021-02-02 北京化工大学 一种乏燃料水池非能动余热导出热管换热系统
CN114220568A (zh) * 2021-11-02 2022-03-22 中国核电工程有限公司 一种非能动及能动乏燃料水池空冷系统
WO2022111428A1 (zh) * 2020-11-27 2022-06-02 中国核电工程有限公司 一种热管换热器及其安装方法

Cited By (12)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN107767973A (zh) * 2016-08-19 2018-03-06 中广核工程有限公司 核电厂乏燃料水池补充冷却装置
CN106653106A (zh) * 2017-01-19 2017-05-10 华南理工大学 一种核电站乏燃料水池多级长距离非能动热管冷却系统
CN110491529A (zh) * 2018-05-15 2019-11-22 华龙国际核电技术有限公司 一种冷却系统
CN108847294A (zh) * 2018-07-23 2018-11-20 上海核工程研究设计院有限公司 一种长期非能动冷却乏燃料池的分离式热管换热器结构
CN109065191A (zh) * 2018-07-23 2018-12-21 上海核工程研究设计院有限公司 一种乏燃料池内非能动冷却分离式热管布置结构
CN108847294B (zh) * 2018-07-23 2024-09-24 上海核工程研究设计院股份有限公司 一种长期非能动冷却乏燃料池的分离式热管换热器结构
CN110890163A (zh) * 2018-09-07 2020-03-17 中广核(北京)仿真技术有限公司 乏燃料冷却系统
CN109102910A (zh) * 2018-09-21 2018-12-28 上海核工程研究设计院有限公司 一种确定乏燃料棒束最小喷淋流量密度的试验装置和方法
CN110030859A (zh) * 2019-05-09 2019-07-19 南京工业大学 用于乏燃料池的非能动旗型热管交换器及乏燃料池装置
CN112309593A (zh) * 2019-08-01 2021-02-02 北京化工大学 一种乏燃料水池非能动余热导出热管换热系统
WO2022111428A1 (zh) * 2020-11-27 2022-06-02 中国核电工程有限公司 一种热管换热器及其安装方法
CN114220568A (zh) * 2021-11-02 2022-03-22 中国核电工程有限公司 一种非能动及能动乏燃料水池空冷系统

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN205177415U (zh) 核电厂乏燃料水池非能动热管冷却系统
CN201946323U (zh) 一种用于核电站的应急给水系统
US20120294407A1 (en) Nuclear Power Plant, Fuel Pool Water Cooling Facility and Method Thereof
US5011652A (en) Nuclear power facilities
US20180350472A1 (en) Passive safe cooling system
JP2507694B2 (ja) 原子炉設備
US4560533A (en) Fast reactor power plant design having heat pipe heat exchanger
CN102956275A (zh) 具有紧凑的非能动安全系统的压水反应堆
US20130272474A1 (en) Passive containment air cooling for nuclear power plants
CN109545401B (zh) 一种铅基快堆堆外非能动余热排出系统
GB2531190A (en) Passive concrete containment cooling system
CN204480678U (zh) 一种核电站非能动余热排出系统
JP6402171B2 (ja) 原子力発電所の冷却材貯蔵域の受動的冷却装置
KR101505475B1 (ko) 피동격납부냉각계통 및 이를 구비하는 원전
CN109545400A (zh) 一种非能动安全壳冷却系统
CN105118534B (zh) 非能动乏燃料水池冷却及补水系统
CN103928069A (zh) 安全壳内置乏燃料池
CN106024077A (zh) 核电厂非能动安全壳热量导出系统
RU85029U1 (ru) Система пассивного отвода тепла из внутреннего объема защитной оболочки
CN205230605U (zh) 核电站非能动安全壳冷却系统
RU96283U1 (ru) Система пассивного отвода тепла через парогенератор
CN103440887A (zh) 乏燃料水池的低温负压热管
CN207676666U (zh) 一种带上下连通侧向水箱的非能动双层安全壳
CN205028666U (zh) 非能动乏燃料水池冷却及补水系统
CN203070791U (zh) 安全壳内置乏燃料池

Legal Events

Date Code Title Description
C14 Grant of patent or utility model
GR01 Patent grant
TR01 Transfer of patent right

Effective date of registration: 20181228

Address after: 518124 Office Building of Daya Bay Nuclear Power Base Engineering Company, Pengfei Road, Dapeng New District, Shenzhen City, Guangdong Province

Co-patentee after: CHINA NUCLEAR POWER DESIGN COMPANY Ltd. (SHENZHEN)

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

Co-patentee after: CHINA GENERAL NUCLEAR POWER Corp.

Address before: 518023 No. 69 Shennan Middle Road, Futian District, Shenzhen City, Guangdong Province

Co-patentee before: CHINA GENERAL NUCLEAR POWER Corp.

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

TR01 Transfer of patent right
CF01 Termination of patent right due to non-payment of annual fee

Granted publication date: 20160420

CF01 Termination of patent right due to non-payment of annual fee