反应堆严重事故状态下熔融物滞留非能动冷却系统

    公开(公告)号:CN105047236B

    公开(公告)日:2017-03-08

    申请号:CN201510310146.0

    申请日:2015-06-09

    CPC classification number: Y02E30/40

    Abstract: 本发明提供了一种反应堆严重事故状态下熔融物滞留非能动冷却系统,包括压力容器壁面与环腔壁面之间的压力容器环腔,该环腔顶部有排汽孔、底部有进水孔,围绕环腔壁面设置环腔水池,水池环腔壁面未被环腔水池包围的部分设置坩埚将其包围,形成坩埚腔室,坩埚向上延伸形成水池环腔,该环腔顶部有排气孔,与坩埚腔室相连通,在坩埚外围有坩埚冷却水池,水池顶部有开口,水池外围是钢安全壳,围绕着钢安全壳上半部有上部水池;环腔水池通过管线与坩埚冷却水池连通;再循环地坑设置在钢安全壳内,通过管线与坩埚冷却水池连通;坩埚腔室通过管线与坩埚冷却水池连通;本发明技术方案根据事故序列中不同衰变热能够实现堆芯熔融物三种层次的冷却和滞留。

    用于浮动核电站的熔融物堆内滞留非能动冷却系统及方法

    公开(公告)号:CN111883269B

    公开(公告)日:2022-04-22

    申请号:CN202010807325.6

    申请日:2020-08-12

    Abstract: 本发明公开了用于浮动核电站的熔融物堆内滞留非能动冷却系统及其操作方法,系统包括船体、堆舱壁、压力容器、压力容器外部冷却系统和应急冷却器系统;压力容器和压力容器外部系统的主要部分设置于堆舱内,应急冷却器系统设置于堆舱壁和船体之间;当压力容器发生严重事故时,压力容器外部冷却系统淹没冷却压力容器的外壁面,应急冷却器系统通过传热管外侧流动的船体外部海水对传热管内侧循环流动的压力容器外部冷却系统冷却流体进行冷却。本发明实现压力容器外壁面快速非能动淹没冷却,将压力容器内熔融物热量有效导出,实现堆芯熔融物在压力容器内冷却与滞留,避免压力容器熔穿失效,极大缓解严重事故后果。

    一种全自然循环的模块式小型反应堆

    公开(公告)号:CN108648837B

    公开(公告)日:2020-08-11

    申请号:CN201810460631.X

    申请日:2018-05-15

    Abstract: 本发明公开了一种全自然循环的模块式小型反应堆,包括反应堆本体、安全壳、水池和非能动安全系统,所述反应堆本体包括压力容器,压力容器内由下到上依次设置有堆芯、直流蒸汽发生器和稳压器,与堆芯配合的控制棒驱动机构一端布置在压力容器的顶盖上,压力容器设置在安全壳内,安全壳浸没在水池内,非能动安全系统包括非能动余热排出系统和非能动安全壳热量导出系统。本发明所述反应堆不需要主泵驱动一回路冷却剂强迫循环,而是通过直流蒸汽发生器与反应堆堆芯之间的冷却剂密度差和冷热芯位差驱动冷却剂在压力容器内全自然循环,提高了反应堆的安全性,而且采用非能动安全系统,实现堆芯始终处于淹没状态,带出堆芯余热以避免堆芯损坏。

    核反应堆严重事故状态下熔融物堆内滞留非能动冷却系统

    公开(公告)号:CN105047235B

    公开(公告)日:2017-12-29

    申请号:CN201510309669.3

    申请日:2015-06-09

    CPC classification number: Y02E30/40

    Abstract: 本发明提供了一种核反应堆严重事故状态下熔融物堆内滞留非能动冷却系统,包括保温层流道、保温层、抑压水池、上部水池、抑压水池堆腔注水管线、再循环地坑、再循环管线,其中,保温层流道是反应堆压力容器外壁和保温层间的流体流道,流道顶部设置有排气孔,底部设置有进水孔;抑压水池设置在钢安全壳内,通过抑压水池堆腔注水管线与堆腔相通;再循环地坑设置在安全壳内,通过再循环管线与堆腔相通,抑压水池堆腔注水管线设置有控制阀门,再循环管线设置有控制阀门和止回阀;上部水池设置为包围在钢安全壳的上部。本发明技术方案采用熔融物滞留纵深防御理念,能够实现堆芯衰变热较小和最大两种情况下的堆芯熔融物冷却和滞留以及安全壳的长期冷却。

    应急运行规程与严重事故管理导则的过渡接口方法

    公开(公告)号:CN104658623A

    公开(公告)日:2015-05-27

    申请号:CN201510071548.X

    申请日:2015-02-11

    CPC classification number: Y02E30/40 G21D3/06

    Abstract: 本发明公开了一种应急运行规程与严重事故管理导则的接口管理方法,要求在严重事故前的过渡阶段同时执行应急运行规程和严重事故管理导则。过渡阶段主控室执行严重事故过渡期主控室导则(ICRG),ICRG中只包括严重事故相关的事故管理操作。本发明提出的接口管理方法明确了事故管理的性质归属,将严重事故管理的所有相关对策归入SAMG,应急运行规程中不包含严重事故的相关操作。本发明特别适用于配置了严重事故缓解设备的新型电厂,为了保证严重事故阶段设备的有效运行,有些严重事故缓解设备必须在堆芯损坏前开始执行相关的准备操作。

    一种丧失正常给水-ATWS事故下缓解一回路超压的方法

    公开(公告)号:CN104332188A

    公开(公告)日:2015-02-04

    申请号:CN201310307164.4

    申请日:2013-07-22

    CPC classification number: Y02E30/39 G21D3/06

    Abstract: 本发明涉及一种丧失正常给水-ATWS事故下缓解一回路超压的方法,包括以下步骤:1核电站发生丧失正常给水-ATWS事故后,核电站保护系统发出ATWS缓解信号,并由该ATWS缓解信号触发核电站紧急停堆;2果ATWS缓解信号出现时堆芯功率为P1,延迟时间长度△t后,堆芯功率为P2,如果P2大于P1的10%,作出ATWS缓解信号触发紧急停堆失效的判断信号;3根据步骤2获取的紧急停堆失效的判断信号,触发自动停运反应堆冷却剂泵的信号,进而避免一回路压力超过限制压力。本发明的方法在丧失正常给水-ATWS事故进程中通过一系列方法步骤实现自动停运主泵,进而影响一回路冷却剂从堆芯导出热量和堆芯的反应性反馈,从而限制一回路的压力上升幅度,避免了一回路压力超过限值。

    一种非能动与能动相结合的熔融物堆内滞留冷却系统

    公开(公告)号:CN111899901A

    公开(公告)日:2020-11-06

    申请号:CN202010808337.0

    申请日:2020-08-12

    Abstract: 本发明涉及核冷却系统技术领域,具体涉及一种非能动与能动相结合的熔融物堆内滞留冷却系统,所采用的技术方案是:包括压力容器外部冷却结构、非能动冷却子系统和能动冷却子系统,所述压力容器外部冷却结构包括一次侧屏蔽水箱;所述非能动冷却子系统包括第一冷却器,所述第一冷却器与保温层流道相连;所述能动冷却子系统包括第二冷却器、二回路备用水箱和注水泵,所述第二冷却器、二回路备用水箱和注水泵依次串接在保温层流道出口和进口之间。能够实现快速淹没保温层流道、冷却压力容器外部,并且降低一次侧屏蔽水箱或二回路备用水箱对水装量、水位高度的要求,非常适合于空间、水源受限制的浮动核电站等核反应堆。

    用于浮动核电站的熔融物堆内滞留非能动冷却系统及方法

    公开(公告)号:CN111883269A

    公开(公告)日:2020-11-03

    申请号:CN202010807325.6

    申请日:2020-08-12

    Abstract: 本发明公开了用于浮动核电站的熔融物堆内滞留非能动冷却系统及其操作方法,系统包括船体、堆舱壁、压力容器、压力容器外部冷却系统和应急冷却器系统;压力容器和压力容器外部系统的主要部分设置于堆舱内,应急冷却器系统设置于堆舱壁和船体之间;当压力容器发生严重事故时,压力容器外部冷却系统淹没冷却压力容器的外壁面,应急冷却器系统通过传热管外侧流动的船体外部海水对传热管内侧循环流动的压力容器外部冷却系统冷却流体进行冷却。本发明实现压力容器外壁面快速非能动淹没冷却,将压力容器内熔融物热量有效导出,实现堆芯熔融物在压力容器内冷却与滞留,避免压力容器熔穿失效,极大缓解严重事故后果。

Patent Agency Ranking