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公开(公告)号：CN101950588B
公开(公告)日：2012-08-08
申请号：CN201010263780.0
申请日：2006-08-18
Applicant: 株式会社东芝
Abstract: 核反应堆安全壳冷却设备及核能发电设备，在紧急时可利用干井冷却单元降低核反应堆安全壳内的蒸汽压。其具有：传热管，配设在上述核反应堆安全壳内，在内部流通有冷却水；冷却水强制循环系统，从上述核反应堆安全壳的外侧通过泵将冷却水向上述传热管内输送；外部池容器，在上述核反应堆安全壳外被配置在上述传热管上方，并积存有冷却水；重力利用冷却系统，其被构成为以重力为驱动力、将积存在上述外部池容器中的冷却水供给到上述传热管内；至少1个三通阀，将上述传热管有选择地连接到上述冷却水强制循环系统和重力利用冷却系统中的一个上。
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公开(公告)号：CN108461163B
公开(公告)日：2022-04-15
申请号：CN201810150116.1
申请日：2018-02-13
Applicant: 株式会社东芝 , 东芝能源系统株式会社
IPC: G21C15/18
Abstract: 根据实施方式，应急堆芯冷却系统具有：分别包括仅一个电机驱动能动安全系统的三个能动安全分区；包括非能动安全系统的一个非能动安全分区；设置在能动安全分区中的每一个能动安全分区中以向电机驱动能动安全系统提供电能的应急电源；以及设置在非能动安全分区中的先进非能动安全壳冷却系统。仅两个能动安全分区分别包括作为仅一个电机驱动能动安全系统与余热排出系统共用的低压灌水系统。另一个能动安全分区包括作为仅一个电机驱动能动安全系统的空气冷却注入系统。
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公开(公告)号：CN101950588A
公开(公告)日：2011-01-19
申请号：CN201010263780.0
申请日：2006-08-18
Applicant: 株式会社东芝
Abstract: 核反应堆安全壳冷却设备及核能发电设备，在紧急时可利用干井冷却单元降低核反应堆安全壳内的蒸汽压。其具有：传热管，配设在上述核反应堆安全壳内，在内部流通有冷却水；冷却水强制循环系统，从上述核反应堆安全壳的外侧通过泵将冷却水向上述传热管内输送；外部池容器，在上述核反应堆安全壳外被配置在上述传热管上方，并积存有冷却水；重力利用冷却系统，其被构成为以重力为驱动力、将积存在上述外部池容器中的冷却水供给到上述传热管内；至少1个三通阀，将上述传热管有选择地连接到上述冷却水强制循环系统和重力利用冷却系统中的一个上。
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公开(公告)号：CN101390170A
公开(公告)日：2009-03-18
申请号：CN200780006486.8
申请日：2007-02-22
Applicant: 株式会社东芝
IPC: G21C9/016
CPC classification number: Y02E30/31
Abstract: 本发明涉及堆芯收集器及其制造方法、以及核反应堆外壳及其制造方法，其目的是提高将核反应堆容器内的堆芯熔融而贯通核反应堆容器时产生的堆芯碎片冷却的效率。通过具有位于核反应堆容器的下方、在其内部形成有由以放射状延伸的冷却翅片(31)包围的第一段冷却通道(21a)及第二段冷却通道(21b)的钢制主体(20)的堆芯收集器接住在核反应堆容器内的堆芯熔融而贯通核反应堆容器时产生的堆芯碎片。第二段冷却通道(21b)的条数比第一段冷却通道(21a)的条数多。冷却水被从冷却水注入口(22)供给，由分配器(10)分配给第一段冷却通道(21a)。在第一段与第二段冷却通道(21a、21b)之间，形成有中间集管(24)，对第二段冷却通道(21b)也均匀地供给冷却水。
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公开(公告)号：CN1917096A
公开(公告)日：2007-02-21
申请号：CN200610115533.X
申请日：2006-08-18
Applicant: 株式会社东芝
Abstract: 核反应堆安全壳冷却设备及核能发电设备，在紧急时可利用干井冷却单元降低核反应堆安全壳内的蒸汽压。具有：干井冷却器箱(14)，配设在核反应堆安全壳(1)内，在上表面有开口，在下部有开闭机构(38)；传热管(13)，配置在干井冷却器箱(14)的上部，在内部流通有冷却水；冷却水强制循环系统(32a)，从核反应堆安全壳(1)的外侧通过泵(32)将冷却水向传热管内输送；鼓风机(16)，在核反应堆安全壳内使传热管(13)周边的气体流动到干井冷却器箱(14)内外；外部池容器(35)，在核反应堆安全壳(1)外配置在传热管(13)的上方，并积存有冷却水；重力利用冷却系统(36)，其被构成为以重力为驱动力、将积存在外部池容器(35)中的冷却水供给到传热管(13)内。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN108461163A
公开(公告)日：2018-08-28
申请号：CN201810150116.1
申请日：2018-02-13
Applicant: 株式会社东芝 , 东芝能源系统株式会社
IPC: G21C15/18
CPC classification number: G21C15/18 , G21C13/02 , G21C15/182 , G21D1/02 , G21D3/04
Abstract: 根据实施方式，应急堆芯冷却系统具有：分别包括仅一个电机驱动能动安全系统的三个能动安全分区；包括非能动安全系统的一个非能动安全分区；设置在能动安全分区中的每一个能动安全分区中以向电机驱动能动安全系统提供电能的应急电源；以及设置在非能动安全分区中的先进非能动安全壳冷却系统。仅两个能动安全分区分别包括作为仅一个电机驱动能动安全系统与余热排出系统共用的低压灌水系统。另一个能动安全分区包括作为仅一个电机驱动能动安全系统的空气冷却注入系统。
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公开(公告)号：CN102483963B
公开(公告)日：2015-04-29
申请号：CN201080037657.5
申请日：2010-07-21
Applicant: 株式会社东芝
Abstract: 反应堆安全壳(8)具有：反应堆一次安全壳(3)，收纳反应堆压力容器(2)；反应堆二次安全壳(4)，设置在反应堆一次安全壳(3)的外部，具有与反应堆一次安全壳(3)同等的耐压性和气密性；气囊(5)，设置在反应堆二次安全壳(4)内，在反应堆一次安全壳(3)内的事故时，能够一边将从反应堆一次安全壳(3)内释放的高压气体接纳并封闭一边膨胀；以及气相排放管(6)，将反应堆一次安全壳(3)与气囊(5)连结。
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公开(公告)号：CN101390170B
公开(公告)日：2012-07-18
申请号：CN200780006486.8
申请日：2007-02-22
Applicant: 株式会社东芝
IPC: G21C9/016
CPC classification number: Y02E30/31
Abstract: 本发明涉及堆芯收集器及其制造方法、以及核反应堆外壳及其制造方法，其目的是提高将核反应堆容器内的堆芯熔融而贯通核反应堆容器时产生的堆芯碎片冷却的效率。通过具有位于核反应堆容器的下方、在其内部形成有由以放射状延伸的冷却翅片(31)包围的第一段冷却通道(21a)及第二段冷却通道(21b)的钢制主体(20)的堆芯收集器接住在核反应堆容器内的堆芯熔融而贯通核反应堆容器时产生的堆芯碎片。第二段冷却通道(21b)的条数比第一段冷却通道(21a)的条数多。冷却水被从冷却水注入口(22)供给，由分配器(10)分配给第一段冷却通道(21a)。在第一段与第二段冷却通道(21a、21b)之间，形成有中间集管(24)，对第二段冷却通道(21b)也均匀地供给冷却水。
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公开(公告)号：CN102483963A
公开(公告)日：2012-05-30
申请号：CN201080037657.5
申请日：2010-07-21
Applicant: 株式会社东芝
Abstract: 反应堆安全壳(8)具有：反应堆一次安全壳(3)，收纳反应堆压力容器(2)；反应堆二次安全壳(4)，设置在反应堆一次安全壳(3)的外部，具有与反应堆一次安全壳(3)同等的耐压性和气密性；气囊(5)，设置在反应堆二次安全壳(4)内，在反应堆一次安全壳(3)内的事故时，能够一边将从反应堆一次安全壳(3)内释放的高压气体接纳并封闭一边膨胀；以及气相排放管(6)，将反应堆一次安全壳(3)与气囊(5)连结。
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公开(公告)号：CN1917096B
公开(公告)日：2010-11-10
申请号：CN200610115533.X
申请日：2006-08-18
Applicant: 株式会社东芝
Abstract: 核反应堆安全壳冷却设备及核能发电设备，在紧急时可利用干井冷却单元降低核反应堆安全壳内的蒸汽压。具有：干井冷却器箱(14)，配设在核反应堆安全壳(1)内，在上表面有开口，在下部有开闭机构(38)；传热管(13)，配置在干井冷却器箱(14)的上部，在内部流通有冷却水；冷却水强制循环系统(32a)，从核反应堆安全壳(1)的外侧通过泵(32)将冷却水向传热管内输送；鼓风机(16)，在核反应堆安全壳内使传热管(13)周边的气体流动到干井冷却器箱(14)内外；外部池容器(35)，在核反应堆安全壳(1)外配置在传热管(13)的上方，并积存有冷却水；重力利用冷却系统(36)，其被构成为以重力为驱动力、将积存在外部池容器(35)中的冷却水供给到传热管(13)内。
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