被动冷却减压系统以及加压水型原子能发电厂

    公开(公告)号:CN101521049B

    公开(公告)日:2012-07-18

    申请号:CN200910126613.9

    申请日:2009-02-27

    Abstract: 一种被动冷却减压系统,在低温停止了加压水型原子反应堆时减小对原子反应堆储藏容器内部设备的影响。其用于加压水型原子能发电厂,该发电厂具有:收纳由1次冷却剂冷却的堆芯的原子反应堆压力容器;对1次冷却剂压力边界进行加压的加压器;和储藏原子反应堆压力容器及加压器的原子反应堆储藏容器,该被动冷却减压系统具有:作为冷却水池的内部燃料交换用水箱;来自加压器的气相部的蒸汽供给配管;使蓄积在冷却水池中的水与在蒸汽供给配管中流动的蒸汽进行热交换的被动RHR热交换器;设置在蒸汽供给配管上的蒸汽供给阀;从被动RHR热交换器延伸到1次冷却剂压力边界的液相部即冷段配管的冷却剂返回配管;和设置在冷却剂返回配管上的出口阀。

    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

    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

    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。

    反应堆安全壳和沸水反应堆发电站

    公开(公告)号:CN1892922A

    公开(公告)日:2007-01-10

    申请号:CN200610095702.8

    申请日:2006-06-29

    Inventor: 佐藤崇

    Abstract: 一种安全壳包括容纳反应堆压力容器的主安全壳、设置在主安全壳上方的上部副安全壳、以及通过隔离和连通切换系统连接主安全壳和上部副安全壳的气相通气管。气相通气管可设置在主安全壳和上部副安全壳的内部或外部。可替换的是,它可以嵌入壁中。点火器可以设置在上部副安全壳中。上部副安全壳中的空气可由氮气代替。重力驱动的灌注系统池可以设置在上部副安全壳中,并且冷却水可以从所述池的内部引导到主安全壳的内部。

    堆芯事故冷却系统以及沸水型原子能设备

    公开(公告)号:CN103222008B

    公开(公告)日:2016-03-02

    申请号:CN201180054764.3

    申请日:2011-09-14

    Inventor: 佐藤崇

    CPC classification number: G21C15/18 G21D1/02 G21D3/06 Y02E30/40

    Abstract: 堆芯事故冷却系统具有:分别具备电动驱动的动态安全系统的至少四个动态安全分区;以及具备不需要电动驱动的静态安全系统的至少一个静态安全分区。动态安全分区的数量比发生设计基准事故时所需要的数量多两个以上,在动态安全分区的各个中设置有一个系统的电动驱动的动态安全系统。静态安全系统为,在假想当一个系统进行在线维修时发生事故的情况下,在作为在线维修对象的动态安全系统的恢复所需要的时间,即便不从外部进行冷却水的补给也能够进行堆芯的冷却。在沸水型原子能设备的堆芯事故冷却系统中,能够使备用电源小型化、使电动驱动的系统数量最小化、能够避免因辅助设备冷却系统丧失功能而导致多个系统丧失功能。

    反应堆安全壳及核设施
    8.
    发明公开

    公开(公告)号:CN103229246A

    公开(公告)日:2013-07-31

    申请号:CN201180057324.3

    申请日:2011-09-14

    Inventor: 佐藤崇

    Abstract: 反应堆安全壳(3)具有:内壳(17),覆盖反应堆压力容器(2);以及外壳(18),形成覆盖内壳(17)的水平方向外周的气密的空间、即外井(19)。内壳(17)具有:第一圆筒状侧壁(4a),包围反应堆压力容器3的水平方向周围;上盖(6),覆盖反应堆压力容器(2)的上部;以及第一顶板(5a),将上盖(6)的周围与第一圆筒状侧壁(4a)的上端部气密地连接。外壳(18)具有:第二圆筒状侧壁(4b),包围第一圆筒状侧壁(4a)的外周;以及第二顶板(5b),将第二圆筒状侧壁(4b)的上端部附近与第一圆筒状侧壁(4a)气密地连接。能够在反应堆事故时,不依赖外部动力电源地抑制粒子状放射性物质向环境的释放,并且将反应堆安全壳的压力限制在设计压力以下。

    被动冷却减压系统以及加压水型原子能发电厂

    公开(公告)号:CN101521049A

    公开(公告)日:2009-09-02

    申请号:CN200910126613.9

    申请日:2009-02-27

    Abstract: 一种被动冷却减压系统,在低温停止了加压水型原子反应堆时减小对原子反应堆储藏容器内部设备的影响。其用于加压水型原子能发电厂,该发电厂具有:收纳由1次冷却剂冷却的堆芯的原子反应堆压力容器;对1次冷却剂压力边界进行加压的加压器;和储藏原子反应堆压力容器及加压器的原子反应堆储藏容器,该被动冷却减压系统具有:作为冷却水池的内部燃料交换用水箱;来自加压器的气相部的蒸汽供给配管;使蓄积在冷却水池中的水与在蒸汽供给配管中流动的蒸汽进行热交换的被动RHR热交换器;设置在蒸汽供给配管上的蒸汽供给阀;从被动RHR热交换器延伸到1次冷却剂压力边界的液相部即冷段配管的冷却剂返回配管;和设置在冷却剂返回配管上的出口阀。

    紧急堆芯冷却系统
    10.
    发明授权

    公开(公告)号:CN1328731C

    公开(公告)日:2007-07-25

    申请号:CN200510003925.2

    申请日:2005-01-12

    CPC classification number: G21C15/18 Y02E30/31

    Abstract: 本发明提供一种紧急堆芯冷却系统,其是针对ABWR的紧急堆芯冷却系统中提出的需要有一个最佳设计的要求,提供一种最适合第二代BWR成套设备的能将成本影响和配置影响进一步降低的最合适的紧急堆芯冷却系统。它是用2个分区构成能动紧急堆芯冷却系统的安全分区,上述各个安全分区分别设有1个高压堆芯冷却系统、1个与余热去除系统共同使用的低压堆芯冷却系统。

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