CN215450910U - 一种一体化非能动先进小堆 - Google Patents

一种一体化非能动先进小堆 Download PDF

Info

Publication number
CN215450910U
CN215450910U CN202120550681.4U CN202120550681U CN215450910U CN 215450910 U CN215450910 U CN 215450910U CN 202120550681 U CN202120550681 U CN 202120550681U CN 215450910 U CN215450910 U CN 215450910U
Authority
CN
China
Prior art keywords
containment
pipeline
pressure
passive
heat exchanger
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.)
Withdrawn - After Issue
Application number
CN202120550681.4U
Other languages
English (en)
Inventor
刘展
王海涛
王国栋
杨波
曹克美
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.)
Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute Co Ltd
Original Assignee
Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute 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 Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute Co Ltd filed Critical Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute Co Ltd
Priority to CN202120550681.4U priority Critical patent/CN215450910U/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN215450910U publication Critical patent/CN215450910U/zh
Withdrawn - After Issue legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Images

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

本实用新型涉及非能动反应堆技术领域,具体地说是一种一体化非能动先进小堆,其主要包括了主要用于缓解安全壳内温度和压力超限的无限时非能动安全壳冷却系统、主要用于缓解非失水事故的无限时非能动余热排出系统、用于替换高压安注的非能动堆芯冷却系统三大系统。本实用新型与现有技术相比,简化了安全系统配置,取消安全级交流电源,简化支持系统设计,实现反应堆和安全壳的无限时冷却,事故期间无需操纵员干预,提升电厂的安全性和经济性。

Description

一种一体化非能动先进小堆
技术领域
本实用新型涉及非能动反应堆技术领域,具体地说是一种一体化非能动先进小堆。
背景技术
通常电功率小于300MW的一体化小型堆将堆芯、稳压器、换热器和相关管道阀门部件设计在压力容器内,其具有安全性高、经济性好和应用灵活性的优点。安全性方面,一体化小型堆将所有设备设计在压力容器内,从设计上防止了反应堆回路大中破口失水事故的发生,降低了发生严重事故几率和堆芯熔化概率。同时一体化反应堆的设计缩短了一回路流程、降低了流动阻力,所以具有较强的自然循环能力,提高了反应堆固有安全性。经济性方面,一体化反应堆减少了回路管线建造材料,同时减少了反应堆中一些冗余安全设施的成本,大幅降低了反应堆建造及组装时间,节约了大量人力成本。此外,由于体积小、移动方便,一体化小型堆除可被用于核电站发电外,还可用于城市区域供热、海水淡化、海底勘探、工业用汽和制氢、移动核动力及其他热能利用等。
传统核电厂中采用能动的专设系统配置缓解事故,这一类能动系统严重依赖于外部动力,而一旦外部动力不可用,堆芯余热将无法持续被带出,如无后备措施,电厂最终将发展为严重事故,甚至造成大量放射性释放危害。
福岛事故发生后,非能动技术以其安全性、可靠性、经济性受到越来越多的关注,该技术不依靠力、功率或者信号、人工操作等外部输入,它们的效果取决于例如重力、自然对流、热传导等的自然物理规律、如材料属性等的固有特性,或者如化学反应、衰变热等的系统内的能量。非能动系统的应用,使系统处于失效安全状态,提高了系统的安全性,使堆芯熔化的概率降低1至2个数量级。
大型非能动压水堆电厂主设备及专设系统配置通常具有如下特点:
内置换料水箱布置在安全壳内,导致安全壳较大,给安全壳环境条件增加了负担;
非能动堆芯冷却系统相对较为复杂,需要设置高、中、低压安注,且未能有效地实现反应堆堆芯或安全壳的无限时冷却。
实用新型内容
本实用新型的目的是克服现有技术的不足,采用一体化的堆型设计以及非能动安全的理念,通过堆型流程设计,降低环路阻力;提出整体性非能动安全系统设计和失水事故辅助循环装置创新设计,简化安全系统配置方案,取消安全级交流电源,简化支持系统设计,实现反应堆和安全壳的无限时冷却,事故期间无需操纵员干预,提升电厂的安全性和经济性。
为实现上述目的,设计一种一体化非能动先进小堆,包括反应堆主回路,所述反应堆主回路包括安全壳、设在安全壳内的压力容器、设在压力容器内的堆芯、稳压器,所述压力容器连接延伸至安全壳外的主蒸汽管线,其特征在于,
所述稳压器的底部设置在压力容器内的顶部,位于稳压器下方与堆芯上方的上升段之间的压力容器内设有底部呈喇叭口的围筒状的导流装置,导流装置的外壁由上至下螺旋盘绕有盘管直流蒸汽发生器,导流装置的底部边缘与堆芯的顶部边缘之间设有若干失水事故辅助循环装置;在压力容器的外壁上采用注射管线连接蓄压安注箱;在安全壳内还设有安全壳内冷却换热器;安全壳的局部外壁上近上顶部处设有壳外冷却水箱;位于壳外冷却水箱外的空冷引流装置的引流端伸入壳外冷却水箱内近底部;
所述安全壳内冷却换热器分别采用安全壳内冷却换热器出口管线、安全壳内冷却换热器进口管线贯穿安全壳接通壳外冷却水箱;
所述压力容器的外壁近顶部处连接延伸至安全壳外的给水管线;给水管线外的压力容器的外壁近顶部处还采用非能动余热排出系统进口管线和非能动余热排出系统出口管线对应连接位于壳外冷却水箱内的非能动余热排出系统换热器的进、出口;
所述壳外冷却水箱的底部采用重力注射管线贯穿安全壳后贯通连接对应导流装置中部处的压力容器,重力注射管线还连接地坑再循环管线的一端,地坑再循环管线的另一端连接位于安全壳内的地坑滤网。
进一步的,所述失水事故辅助循环装置采用信号驱动的阀门或压差驱动的阀门或压差驱动的挡板或信号驱动的闭锁挡板或弹簧闭锁单向流动装置或弹簧浮球单向流动装置。
进一步的,位于所述稳压器周边的压力容器内的顶部设有若干电机驱动的主泵。
进一步的,所述主蒸汽管线上沿输出方向依次设有蒸汽发生器安全阀、主蒸汽隔离阀。
进一步的,所述稳压器顶部设有稳压安全阀;所述压力容器的侧顶部还设有安全级卸压管线,其上设有安全级卸压阀。
进一步的,所述安全壳内冷却换热器出口管线上设有安全壳内冷却换热器出口管线隔离阀;所述安全壳内冷却换热器进口管线上设有安全壳内冷却换热器进口管线隔离阀。
进一步的,所述非能动余热排出系统进口管线上设有非能动余热排出系统进口管线隔离阀;所述非能动余热排出系统出口管线上设有非能动余热排出系统出口管线隔离阀。
进一步的,所述壳外冷却水箱与地坑再循环管线之间的重力注射管线上设有重力注射管线出口隔离阀;地坑再循环管线上设有地坑再循环隔离阀。
进一步的,所述给水管线上沿进水方向依次设有给水管线隔离阀、给水管线调节阀。
进一步的,所述注射管线上设有注射管线止回阀、注射管线隔离阀。
本实用新型与现有技术相比,通过堆型流程设计,降低环路阻力,在上升段上方设置导流装置,降低环路阻力,通过收缩上升段,提升了换热器布置空间,进一步优化系统阻力;通过设置空冷引流装置,实现无限时非能动余热排出系统、无限时安全壳非能动冷却系统的设计;通过合理配置卸压系统、安注系统,取消高压安注,简化非能动堆芯冷却系统;
进一步的,通过设置失水事故辅助循环装置的设计,可增强失水事故堆芯安全性;余热排出系统进、出口管线隔离阀和安全壳冷却用的安全壳内冷却换热器进、出口管线隔离阀分别为常关阀门,常关阀门采用失效开启的汽动阀;安全级卸压阀和地坑再循环隔离阀采用安全级直流驱动爆破阀,从而取消对安全级交流电源的依赖;
本实用新型简化了安全系统配置,取消安全级交流电源,简化支持系统设计,实现反应堆和安全壳的无限时冷却,事故期间无需操纵员干预,提升电厂的安全性和经济性。
附图说明
图1为本实用新型的结构示意图。
具体实施方式
现结合附图对本实用新型作进一步地说明。
本实用新型反应堆中根据反应堆的功率大小采用两种循环方案,一种方案针对小功率水平的小堆,在主回路设计中无主泵,采用自然循环实现主回路热输出需要;另一种方案在主回路设计中设有主泵 32。
实施例1
本例中以不设主泵32为例。
参见图1,一种一体化非能动先进小堆,包括反应堆主回路,所述反应堆主回路包括安全壳3、设在安全壳内的压力容器23、设在压力容器内的堆芯24、稳压器5,所述压力容器23连接延伸至安全壳 3外的主蒸汽管线2,其特征在于,
所述稳压器5的底部设置在压力容器23内的顶部,且稳压器5 顶部设有稳压安全阀4;位于稳压器5下方与堆芯24上方的上升段之间的压力容器23内设有底部呈喇叭口的围筒状的导流装置26,导流装置26的外壁由上至下螺旋盘绕有盘管直流蒸汽发生器27,导流装置26的底部边缘与堆芯24的顶部边缘之间设有若干水流辅助循环装置25;在压力容器23的外壁上采用注射管线28连接蓄压安注箱 31,注射管线28上设有注射管线止回阀29、注射管线隔离阀30,且压力容器23的侧顶部还设有安全级卸压管线37,其上设有安全级卸压阀36;在安全壳3内还设有安全壳内冷却换热器15;安全壳3的局部外壁上近上顶部处设有壳外冷却水箱9;位于壳外冷却水箱9外的空冷引流装置8的引流端伸入壳外冷却水箱9内近底部;
所述主蒸汽管线2上沿输出方向依次设有蒸汽发生器安全阀1、主蒸汽隔离阀38;
所述安全壳内冷却换热器15分别采用安全壳内冷却换热器出口管线7、安全壳内冷却换热器进口管线14贯穿安全壳3接通壳外冷却水箱9;安全壳内冷却换热器出口管线7上设有安全壳内冷却换热器出口管线隔离阀6;安全壳内冷却换热器进口管线14上设有安全壳内冷却换热器进口管线隔离阀13;
所述压力容器23的外壁近顶部处连接延伸至安全壳3外的给水管线34,给水管线34上沿进水方向依次设有给水管线隔离阀35、给水管线调节阀33;给水管线34外的压力容器23的外壁近顶部处还采用余热排出系统进口管线11和余热排出系统出口管线17对应连接位于壳外冷却水箱9内的非能动余热排出系统换热器10的进、出口;余热排出系统进口管线11上设有余热排出系统进口管线隔离阀12;所述余热排出系统出口管线17上设有余热排出系统出口管线隔离阀 16;
所述壳外冷却水箱9的底部采用重力注射管线181贯穿安全壳3 后贯通连接对应导流装置26中部处的压力容器23,重力注射管线181 还连接地坑再循环管线20的一端,地坑再循环管线20的另一端连接位于安全壳3内的地坑滤网21。壳外冷却水箱9与地坑再循环管线 20之间的重力注射管线181上设有重力注射管线出口隔离阀18;地坑再循环管线20上设有地坑再循环隔离阀22。
其中,非能动余热排出系统进、出口管线隔离阀12、16和安全壳冷却用的安全壳内冷却换热器进、出口管线隔离阀6、13分别为常关阀门,常关阀门采用失效开启的汽动阀;安全级卸压阀36和地坑再循环隔离阀22采用安全级直流驱动爆破阀,从而取消对安全级交流电源的依赖。
所述失水事故辅助循环装置采用信号驱动的阀门或压差驱动的阀门或压差驱动的挡板或信号驱动的闭锁挡板或弹簧闭锁单向流动装置或弹簧浮球单向流动装置。
也即,本实用新型中主要包括了无限时非能动安全壳冷却系统、无限时非能动余热排出系统、非能动堆芯冷却系统三大系统,其中,
一、无限时非能动安全壳冷却系统包括了:安全壳内冷却换热器出口管线隔离阀6;安全壳内冷却换热器出口管线7;空冷引流装置 8;壳外冷却水箱9;安全壳内冷却换热器进口管线隔离阀13;安全壳内冷却换热器进口管线14;安全壳内冷却换热器15。无限时非能动安全壳冷却系统主要用于缓解安全壳内温度和压力超限,该系统的设计可以实现水冷和空冷的衔接,保证事故后余热的无限时导出。
二、无限时非能动余热排出系统包括了:非能动余热排出系统换热器10;非能动余热排出系统进口管线11;非能动余热排出系统进口管线隔离阀12;非能动余热排出系统出口管线隔离阀16;非能动余热排出系统出口管线17。其主要用于缓解非失水事故,简称“非LOCA事故”,同时在LOCA事故后反应堆的压力容器23液位未降低到导流装置26以下前缓解LOCA事故。
三、非能动堆芯冷却系统包括了:重力注射管线出口隔离阀18;重力注射管线19;地坑再循环管线20;地坑滤网21;地坑再循环隔离阀22;失水事故辅助循环装置25;注射管线28;注射管线止回阀 29;注射管线隔离阀30;蓄压安注箱31;安全级卸压阀36;安全级卸压管线37。非能动堆芯冷却系统取消了高压安注。
具体为:当电厂正常运行时,反应堆冷却剂流体在堆芯24加热后,经压力容器23的上腔室流入上腔室顶部,经导流装置26后流体向下横掠盘管直流蒸汽发生器27,将一回路热量传递给盘管直流蒸汽发生器27内的流体,被冷却后的一回路流体流经下降段后再次进入堆芯24,完成主回路循环流动。盘管直流蒸汽发生器27给水经一回路流体加热后,经历单相液到单相汽的转变,成为过热蒸汽,经主蒸汽管道通往用汽设施,如:汽轮机等。稳压器5主要为缓解一回路系统超压而设计,其顶部配置稳压器安全阀4。
非LOCA事故后,非能动余热排出系统将触发。非能动余热排出热交换器进、出口管线11、17上的非能动余热排出系统进口管线隔离阀12、非能动余热排出系统出口管线隔离阀16自动打开,同时给水管线隔离阀35和主蒸汽隔离阀38关闭,建立完整的余热排出系统流体流道。由盘管直流蒸汽发生器27内产生的蒸汽通过非能动余热排出系统进口管线11进入非能动余热排出系统换热器10进行冷却,冷却后的流体流经非能动余热排出系统出口管线17流入给水管线34 并最终流回盘管直流蒸汽发生器管27内,形成完整的自然循环流动。非能动余热排出系统换热器10通过导热和对流换热,将热量传递至壳外冷却水箱9,将壳外冷却水箱9的水持续加热。当壳外冷却水箱 9中的水被加热至沸腾后,壳外冷却水箱9液位逐渐下降直至排空。长期将通过空冷引流装置8引流空气对非能动余热排出系统换热器 10进行冷却,实现反应堆24余热的无限时带出。
LOCA事故发生的短期内,由于LOCA事故进行的特点,该系统将和非能动余热排出系统配合共同用于缓解事故进程。在LOCA事故后,压力容器23液位降至其导流装置26顶部前,非能动余热排出系统启动移除堆芯24余热;当液位进一步降低至导流装置26顶部以下,安全级卸压阀36开启对系统卸压以使系统压力降低至蓄压安注箱31投运压力,蓄压安注箱31投运后向堆芯24持续注入冷却水,此过程为蓄压安注箱31子充排冷却过程,由于压力容器23液位已经降低至导流装置26以下,此过程中将开启失水事故辅助循环装置25,使流体在堆芯24和下降段之间建立自然循环流道,保证堆芯24持续冷却,减少反应堆热量的积聚和避免堆芯产生局部高温,蓄压安注箱31的投运保证了堆芯24有效淹没液位。
LOCA事故后期,系统压力进一步降低,重力注射管线出口隔离阀18开启,向堆芯24持续注入冷却水;当压力容器23液位持续降低、安全壳3的地坑水位持续上涨,在壳外冷却水箱9的水位接近排空时,开启地坑再循环隔离阀22,保证地坑水注入压力容器23,实现无限时充排冷却。
当发生安全壳3内质能释放,如:LOCA或蒸汽管道破口等事故后,无限时非能动安全壳冷却系统可在安全壳3的压力或温度等信号的驱动下投运。安全壳内冷却换热器出口管线隔离阀6自动打开,靠自然循环驱动力的驱动,安全壳内冷却换热器15中的热流体经由安全壳内冷却换热器出口管线7流入壳外冷却水箱9,将安全壳3内热量传递到壳外冷却水箱9内;壳外水箱9中的冷却水则经由安全壳内冷却换热器进口管线14再次流回安全壳内冷却换热器15。由于壳外冷却水箱9的水因为安全壳内热量以及可能存在的非能动余热排出系统传递的热量被不断加热,当壳外冷却水箱9中的水被加热至沸腾后,壳外冷却水箱9的液位逐渐下降直至排空;后续将通过引入空气引流装置8对非能动余热排出系统换热器10进行冷却,实现反应堆和安全壳内余热的无限时移出。
当无限时非能动安全壳冷却系统触发后,安全壳内冷却换热器进口管线隔离阀13自动打开,靠自然循环驱动力的驱动,安全壳内冷却换热器15中的热流体经由安全壳内冷却换热器进口管线14流入壳外冷却水箱9,将安全壳3内热量传递到壳外冷却水箱9内;壳外冷却水箱9中的冷却水则经由安全壳内冷却换热器进口管线14再次流回安全壳内冷却换热器15。由于壳外冷却水箱9内的水因为安全壳3 内热量以及可能存在的非能动余热排出系统传递的热量被不断加热,当壳外冷却水箱9中的水被加热至沸腾后,壳外冷却水箱9的液位逐渐下降直至排空;后续将通过安全壳3内空气流道引入空气引流装置 8对换热器进行冷却,实现余热的无限时带出。
实施例2
本例是针对功率相对大的反应堆为例,其与实施例1的区别在于:位于所述稳压器5周边的压力容器23内的顶部设有若干由电机驱动的主泵32进行辅助循环。
本实用新型并不严格地局限于所述实例,本实用新型提出的方案适用于任何采用一体化设计、非能动安全理念及无限时冷却的小堆方案。

Claims (10)

1.一种一体化非能动先进小堆,包括反应堆主回路,所述反应堆主回路包括安全壳(3)、设在安全壳内的压力容器(23)、设在压力容器内的堆芯(24)、稳压器(5),所述压力容器(23)连接延伸至安全壳(3)外的主蒸汽管线(2),其特征在于,
所述稳压器(5)的底部设置在压力容器(23)内的顶部,位于稳压器(5)下方与堆芯(24)上方的上升段之间的压力容器(23)内设有底部呈喇叭口的围筒状的导流装置(26),导流装置(26)的外壁由上至下螺旋盘绕有盘管直流蒸汽发生器(27),导流装置(26)的底部边缘与堆芯(24)的顶部边缘之间设有若干失水事故辅助循环装置(25);在压力容器(23)的外壁上采用注射管线(28)连接蓄压安注箱(31);在安全壳(3)内还设有安全壳内冷却换热器(15);安全壳(3)的局部外壁上近上顶部处设有壳外冷却水箱(9);位于壳外冷却水箱(9)外的空冷引流装置(8)的引流端伸入壳外冷却水箱(9)内近底部;
所述安全壳内冷却换热器(15)分别采用安全壳内冷却换热器出口管线(7)、安全壳内冷却换热器进口管线(14)贯穿安全壳(3)接通壳外冷却水箱(9);
所述压力容器(23)的外壁近顶部处连接延伸至安全壳(3)外的给水管线(34);给水管线(34)外的压力容器(23)的外壁近顶部处还采用非能动余热排出系统进口管线(11)和非能动余热排出系统出口管线(17)对应连接位于壳外冷却水箱(9)内的非能动余热排出系统换热器(10)的进、出口;
所述壳外冷却水箱(9)的底部采用重力注射管线(181)贯穿安全壳(3)后贯通连接对应导流装置(26)中部处的压力容器(23),重力注射管线(181)还连接地坑再循环管线(20)的一端,地坑再循环管线(20)的另一端连接位于安全壳(3)内的地坑滤网(21)。
2.如权利要求1所述的一种一体化非能动先进小堆,其特征在于,所述失水事故辅助循环装置(25)采用信号驱动的阀门或压差驱动的阀门或压差驱动的挡板或信号驱动的闭锁挡板或弹簧闭锁单向流动装置或弹簧浮球单向流动装置。
3.如权利要求1所述的一种一体化非能动先进小堆,其特征在于,位于所述稳压器(5)周边的压力容器(23)内的顶部设有若干电机驱动的主泵(32)。
4.如权利要求1所述的一种一体化非能动先进小堆,其特征在于,所述主蒸汽管线(2)上沿输出方向依次设有蒸汽发生器安全阀(1)、主蒸汽隔离阀(38)。
5.如权利要求1所述的一种一体化非能动先进小堆,其特征在于,所述稳压器(5)顶部设有稳压安全阀(4);所述压力容器(23)的侧顶部还设有安全级卸压管线(37),其上设有安全级卸压阀(36)。
6.如权利要求1所述的一种一体化非能动先进小堆,其特征在于,所述安全壳内冷却换热器出口管线(7)上设有安全壳内冷却换热器出口管线隔离阀(6);所述安全壳内冷却换热器进口管线(14) 上设有安全壳内冷却换热器进口管线隔离阀(13)。
7.如权利要求1所述的一种一体化非能动先进小堆,其特征在于,所述非能动余热排出系统进口管线(11)上设有非能动余热排出系统进口管线隔离阀(12);所述非能动余热排出系统出口管线(17)上设有非能动余热排出系统出口管线隔离阀(16)。
8.如权利要求1所述的一种一体化非能动先进小堆,其特征在于,所述壳外冷却水箱(9)与地坑再循环管线(20)之间的重力注射管线(181)上设有重力注射管线出口隔离阀(18);地坑再循环管线(20)上设有地坑再循环隔离阀(22)。
9.如权利要求1所述的一种一体化非能动先进小堆,其特征在于,所述给水管线(34)上沿进水方向依次设有给水管线隔离阀(35)、给水管线调节阀(33)。
10.如权利要求1所述的一种一体化非能动先进小堆,其特征在于,所述注射管线(28)上设有注射管线止回阀(29)、注射管线隔离阀(30)。
CN202120550681.4U 2021-03-17 2021-03-17 一种一体化非能动先进小堆 Withdrawn - After Issue CN215450910U (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN202120550681.4U CN215450910U (zh) 2021-03-17 2021-03-17 一种一体化非能动先进小堆

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN202120550681.4U CN215450910U (zh) 2021-03-17 2021-03-17 一种一体化非能动先进小堆

Publications (1)

Publication Number Publication Date
CN215450910U true CN215450910U (zh) 2022-01-07

Family

ID=79702908

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN202120550681.4U Withdrawn - After Issue CN215450910U (zh) 2021-03-17 2021-03-17 一种一体化非能动先进小堆

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN215450910U (zh)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN112885490A (zh) * 2021-03-17 2021-06-01 上海核工程研究设计院有限公司 一种一体化非能动先进小堆

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN112885490A (zh) * 2021-03-17 2021-06-01 上海核工程研究设计院有限公司 一种一体化非能动先进小堆
CN112885490B (zh) * 2021-03-17 2024-06-18 上海核工程研究设计院股份有限公司 一种一体化非能动先进小堆

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN112885490B (zh) 一种一体化非能动先进小堆
EP2689426B1 (en) Emergency core cooling systems for pressurized water reactor
CN107293341B (zh) 池式反应堆
EP0389231B1 (en) Containment heat removal system
CN103460299B (zh) 自包含的应急废核燃料池冷却系统
US4587079A (en) System for the emergency cooling of a pressurized water nuclear reactor core
US9728281B2 (en) Auxiliary condenser system for decay heat removal in a nuclear reactor
CN103489488A (zh) 模块式压水堆
KR101988265B1 (ko) 원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템
CN104508753A (zh) 用于核反应堆的深度防御安全范例
CN113808764B (zh) 安全壳内堆芯余热导出方法和系统
CN114121313B (zh) 一种紧凑式反应堆的非能动安全系统
CN215450910U (zh) 一种一体化非能动先进小堆
CN202770265U (zh) 一种用于超临界水堆余热排出的自然循环换热器
CN102820067A (zh) 一种用于超临界水堆余热排出的自然循环换热器
JPH032277B2 (zh)
CN216623785U (zh) 一种紧凑式反应堆的非能动安全系统
US3211623A (en) Neutronic reactor and fuel element therefor
CN203026169U (zh) 一种压水堆核电厂反应堆冷却剂系统
Conway et al. Simplified safety and containment systems for the IRIS reactor
Chang et al. Advanced design features adopted in SMART
CN214897643U (zh) 一体化小型反应堆的非能动余热排出装置
CN113808768B (zh) 一种双堆共用反应堆厂房的核能供热堆布置方法
CN220895201U (zh) 小型铅冷海洋池式自然循环反应堆非能动余热排出系统
CN115240879B (zh) 一种双层安全壳反应堆安全系统及反应堆系统

Legal Events

Date Code Title Description
GR01 Patent grant
GR01 Patent grant
CP01 Change in the name or title of a patent holder
CP01 Change in the name or title of a patent holder

Address after: No. 29 Hong Cao Road, Xuhui District, Shanghai

Patentee after: Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute Co.,Ltd.

Address before: No. 29 Hong Cao Road, Xuhui District, Shanghai

Patentee before: SHANGHAI NUCLEAR ENGINEERING RESEARCH & DESIGN INSTITUTE Co.,Ltd.

AV01 Patent right actively abandoned
AV01 Patent right actively abandoned
AV01 Patent right actively abandoned

Granted publication date: 20220107

Effective date of abandoning: 20240618

AV01 Patent right actively abandoned

Granted publication date: 20220107

Effective date of abandoning: 20240618