核反应堆安全壳冷却设备

    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

    CPC classification number: G21C9/004 G21C15/18 Y02E30/40

    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。

    压水反应堆
    2.
    发明公开

    公开(公告)号:CN103329211A

    公开(公告)日:2013-09-25

    申请号:CN201280005704.7

    申请日:2012-01-18

    CPC classification number: G21C15/02 G21C1/086 Y02E30/32

    Abstract: 压水反应堆具有反应堆压力容器(11)、圆筒状的堆芯槽(13)、配置在堆芯槽(13)内的堆芯、下部堆芯支承板(17)以及圆筒状多孔板(31)。堆芯槽(13)设置在反应堆压力容器(11)内且在与反应堆压力容器(11)的内侧面之间形成有环状的下降管(14)。下部堆芯支承板(17)在堆芯的下方以沿水平方向扩展的方式设置,且形成有多个向上流通孔(80)。圆筒状多孔板(31)划分下部腔室(16)和下降管(14)的底部,且形成有作为从下降管(14)的底部朝向下部腔室(16)的流路的多个向内流通孔(83)。向内流通孔(83)在朝下部腔室(16)开口的一侧朝趋向下部腔室(16)而上升的方向倾斜。

    核反应堆安全壳冷却设备及核能发电设备

    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

    CPC classification number: G21C9/004 G21C15/18 Y02E30/40

    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。

    核反应堆安全壳冷却设备及核能发电设备

    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

    CPC classification number: G21C9/004 G21C15/18 Y02E30/40

    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。

    核反应堆安全壳冷却设备及核能发电设备

    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

    CPC classification number: G21C9/004 G21C15/18 Y02E30/40

    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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