CN102930906A - 核反应堆夹心安全壳 - Google Patents
核反应堆夹心安全壳 Download PDFInfo
- Publication number
- CN102930906A CN102930906A CN2012104364296A CN201210436429A CN102930906A CN 102930906 A CN102930906 A CN 102930906A CN 2012104364296 A CN2012104364296 A CN 2012104364296A CN 201210436429 A CN201210436429 A CN 201210436429A CN 102930906 A CN102930906 A CN 102930906A
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- steel
- containment
- reinforced concrete
- outer cover
- concrete shell
- 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.)
- Pending
Links
- 229910000831 Steel Inorganic materials 0.000 claims abstract description 61
- 239000010959 steel Substances 0.000 claims abstract description 61
- 239000011150 reinforced concrete Substances 0.000 claims abstract description 23
- 230000035515 penetration Effects 0.000 claims description 5
- 238000013461 design Methods 0.000 abstract description 8
- 238000010276 construction Methods 0.000 abstract description 6
- 238000009415 formwork Methods 0.000 abstract 1
- 239000010410 layer Substances 0.000 description 9
- 239000000941 radioactive substance Substances 0.000 description 6
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 5
- 239000011513 prestressed concrete Substances 0.000 description 4
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 239000004567 concrete Substances 0.000 description 3
- 238000011161 development Methods 0.000 description 3
- 230000005611 electricity Effects 0.000 description 3
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 3
- 238000000034 method Methods 0.000 description 3
- 239000002356 single layer Substances 0.000 description 3
- 229910000975 Carbon steel Inorganic materials 0.000 description 2
- XLYOFNOQVPJJNP-ZSJDYOACSA-N Heavy water Chemical compound [2H]O[2H] XLYOFNOQVPJJNP-ZSJDYOACSA-N 0.000 description 2
- 238000009835 boiling Methods 0.000 description 2
- 239000010962 carbon steel Substances 0.000 description 2
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 2
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 2
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 2
- 238000007689 inspection Methods 0.000 description 2
- 239000000463 material Substances 0.000 description 2
- 238000010248 power generation Methods 0.000 description 2
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 description 2
- 239000012857 radioactive material Substances 0.000 description 2
- 210000002435 tendon Anatomy 0.000 description 2
- 230000002411 adverse Effects 0.000 description 1
- 230000004888 barrier function Effects 0.000 description 1
- 230000009286 beneficial effect Effects 0.000 description 1
- 230000002457 bidirectional effect Effects 0.000 description 1
- 238000004364 calculation method Methods 0.000 description 1
- 230000008859 change Effects 0.000 description 1
- 238000005260 corrosion Methods 0.000 description 1
- 238000004880 explosion Methods 0.000 description 1
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 description 1
- 230000008676 import Effects 0.000 description 1
- 230000004048 modification Effects 0.000 description 1
- 238000012986 modification Methods 0.000 description 1
- 230000008569 process Effects 0.000 description 1
- 230000001681 protective effect Effects 0.000 description 1
- 238000003908 quality control method Methods 0.000 description 1
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 1
- 230000002787 reinforcement Effects 0.000 description 1
- 238000011160 research Methods 0.000 description 1
- 238000007789 sealing Methods 0.000 description 1
- 239000000126 substance Substances 0.000 description 1
- 230000001960 triggered effect Effects 0.000 description 1
- 238000003466 welding Methods 0.000 description 1
Images
Classifications
-
- Y—GENERAL 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
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
本发明公开一种核反应堆夹心安全壳。包括：钢内衬板、钢筋混凝土壳体、钢外罩板以及拉结件，其截面为上部呈球拱形的封闭筒形结构的安全壳，其内、外壁分别为钢内衬板和钢外罩板；在钢内衬板和钢外罩板之间设有钢筋混凝土壳体，钢筋混凝土壳体的适配位置设有贯穿件预留孔；采用拉结件拉结钢内衬板和钢外罩板，且不同排或层的拉结件相互交错布置。本发明造价低，钢内衬板和钢外罩板可以作为钢筋混凝土壳体浇筑施工的模板，使施工简单、经济、快捷。钢内衬板、钢筋混凝土壳体和钢外罩板能够协同作用，能够保证设计基准事故以及严重事故工况下核反应堆安全壳的结构完整性，并保证其泄漏率不超过规定的最大泄漏率。
Description
技术领域
本发明涉及一种为防止核反应堆在运行或发生事故时放射性物质外逸的密闭容器，特别是涉及一种反应堆厂房的围护结构用核反应堆夹心安全壳。
背景技术
自1951年12月美国首次利用核能发电，1954年6月苏联第一座核电厂首次向电网送电以来，核电已走过半个多世纪的历程。在经过最初十几年的试验性发展阶段之后，核电技术趋于成熟，发电成本大幅下降，有些国家的核电成本己经低于常规火电。随着世界石油危机引发的全球经济衰退，使人们更加认识到核电在保障能源供应和平抑能源市场价格波动方面的重要作用，核电由此进入迅速发展阶段。
据统计，目前全世界有201家核电厂，共有442座正在运作的核反应堆机组，分布在31个国家。其中，排在前三位的美国、法国、日本就分别拥有104、58和55座反应堆机组，占了全球反应堆机组总数的半壁江山。从核电占电力供应的比重来看，全球范围占16%，在欧洲，核电的比重可达到34%。法国作为核能发展和运用大国，核电占总发电量的80%，使法国不会再重蹈上世纪两次石油危机时期因严重依赖石油进口而导致本国经济受到严重打击的覆辙。
为防止核反应堆在运行或发生事故时放射性物质外逸的密闭容器，也称反应堆保护外壳。核电站反应堆发生事故时会大量释放放射性物质，安全壳作为最后一道核安全屏障，能防止放射性物质扩散污染周围环境。同时，也常兼作反应堆厂房的围护结构，保护反应堆设备系统免受外界的不利影响，它是一种体态庞大的特种容器结构。
安全壳按结构分为单层和双层壳。双层壳的内层称为主安全壳，主要承受事故压力，外层称为次级安全壳，起生物屏蔽及保护作用；两层之间留有环形空腔，可保持一定的负压，使核电站内部的放射性物质不易向外界泄漏。安全壳按材料可分成钢、钢筋混凝土及预应力混凝土三种。
钢安全壳：世界上第一个安全壳是1953年在美国西米尔顿的诺尔斯核动力试验室建成的。但供工程实用的安全壳则是在50年代后期，世界上第一批核电站投入商业运行而出现的球形及圆筒形钢安全壳，尺寸较小。从60年代开始，随着反应堆功率的提高，出现了内径超过30米的圆筒形安全壳。70年代，为了适应大功率核电站的工艺布置,出现了球径达60米左右的钢球壳。为了尽量避免焊后热处理，壁厚通常都控制在38毫米以内。钢安全壳一般用作主安全壳，建造在与其相脱离的混凝土次级安全壳里面。沸水堆的钢安全壳尺寸比压水堆的稍小，多为球壳加上一小段筒壳，呈“烧瓶”型。由于工艺比较成熟，目前钢安全壳仍被大量采用。
钢筋混凝土安全壳：为了降低钢安全壳的造价，60年代初美国首先采用了带有薄的碳钢衬里的钢筋混凝土单层安全壳，它由内径超过30米的圆筒壳和半球顶组成。沸水堆核电站的安全壳尺寸较小，形状较为复杂，筒壁多为锥壳与圆筒壳的组合结构。为了能承受事故压力和温度作用，钢筋混凝土安全壳必须采用排列很密的粗钢筋。这种壳的表面虽易开裂，但由于它比较经济，目前仍被采用。
预应力混凝土安全壳：60年代中期首先应用于法国的EL4 核电站,其后在美国、加拿大等国迅速推广并有所发展。大致经历了三个阶段：①第一代预应力混凝土安全壳的特点是采用扁穹顶，筒壁环向预应力钢束由六个扶壁锚固，所用钢束的极限承载力较低，筒壁施加的预压应力较高。②第二代也采用扁穹顶，但筒壁扶壁减少到三个，单根钢束的承载力增大一倍，由于充分发挥普通钢筋的作用，筒壁的预压应力有所降低。③第三代则把扁穹顶改为半球顶，省去了传统的环梁，改善了安全壳结构的受力性能。穹顶的预应力钢束也与筒壁的竖向钢束合而为一，因而比第二代更经济合理。目前有的国家还在探索比第三代预应力安全壳更为先进的结构形式，把环向锚固扶壁减少到两个，以改善受力性能和减少总钢束数。有的国家在加紧研究无衬里的预应力双层安全壳等新形式，以求得更加经济合理的效果。 在预应力安全壳中，事故压力荷载是由大量的双向预应力钢束承受的，因此，安全壳结构不会出现脆性破坏，设计压力也可不受限制，受力比较安全可靠。此外，不少的安全壳还采用不灌浆无粘接的预应力配筋，便于对预应力钢束作定期的检查和补张拉以及作必要的更换。因此自70年代以后，在世界各国的轻水堆和重水堆核电站建设中普遍采用
安全壳的主要功能是防止和控制放射性物质的泄漏。设计首先应考虑反应堆发生事故时，冷却剂逃逸所造成的内压和温度变化。此外，还应计及恒载、活荷载、雪荷载、施工荷载以及各种外界的不利因素如地震、龙卷风及其他飞射物的冲击、飞机失事冲撞或化工厂爆炸等偶然影响。
由于反应堆冷却剂带有极强的放射性，故对通过安全壳的泄漏率也须严格限制。一般规定24小时内在设计事故压力下的泄漏量不超过安全壳自由容积空气总重的0.1～0.5％。因此，对于安全壳上数以百计的各种贯穿件以及壳体结构的本身，必须有良好的密封措施。对钢筋混凝土或预应力混凝土单层安全壳，均需采用整体性完好的衬里板以保证安全壳的气密性。大多数衬里采用薄的碳钢板。衬里板应可靠地锚固在混凝土壳体壁上，内表面应涂有防腐层。
为了满足放射性屏蔽的要求,安全壳的筒壁较厚,整个反应堆厂房作用在地基上的压力可达0.5兆帕以上,因而必须选择良好的地基。
根据安全要求，在安全壳设计中必须注意壳体结构的完整性和可靠性。除了采用严格可靠的计算手段外，对安全壳的材料、制作和检验等方面也都要有严格的质量控制。
目前研究开发的反应堆安全壳有中国专利号03143620.X公开了一种名称为“核反应堆安全壳”发明专利；中国专利号200810178083.8公开了一种名称为“核反应堆安全壳及使用了其的核能发电设备”的发明专利；中国专利号201080037657.5公开了一种名称为“反应堆安全壳及使用其的核设施”的发明专利。
核电厂反应堆发生事故时会释放大量放射性物质，核反应堆安全壳能有效包容放射性物质并屏蔽辐射。因此在任何设计基准事故以及严重事故工况下，都必须保证核反应堆安全壳的结构完整性，并保证其泄漏率不超过规定的最大泄漏率。
发明内容
本发明针对上述存在的技术问题，目的在于提供一种能够有效降低核反应堆安全壳的造价，并且能够保证在任何设计基准事故以及严重事故工况下核反应堆安全壳的结构完整性，并保证其泄漏率不超过规定的最大泄漏率的核反应堆夹心安全壳。
为了实现上述目的本发明解决技术问题的技术方案是：
核反应堆夹心安全壳，包括：钢内衬板、钢筋混凝土壳体、钢外罩板以及拉结件，其截面为上部呈球拱形的封闭筒形结构的安全壳，其内、外壁分别为钢内衬板和钢外罩板；在钢内衬板和钢外罩板之间设有钢筋混凝土壳体，钢筋混凝土壳体的适配位置设有贯穿件预留孔；采用拉结件拉结钢内衬板和钢外罩板，且不同排或层的拉结件相互交错布置。
本发明与现有技术相比具有下列优点和效果：
本发明由于采用壳体设置贯穿件预留孔。这样能够显著降低核反应堆安全壳的造价，并能够保证核反应堆安全壳的结构整体性和气密性。采用拉结件拉结钢内衬板和钢外罩板，核反应堆夹心安全壳的筒壁上的拉结件不同排的拉结件相互交错，形成梅花状布局；核反应堆夹心安全壳的球冠壁拉结件每一排均相互交错。能够有效保证钢内衬板、钢筋混凝土壳体和钢外罩板三者协同工作，有利于保证核反应堆安全壳的整体性和气密性。
本发明核反应堆夹心安全壳的造价低，钢内衬板和钢外罩板可以作为钢筋混凝土壳体浇筑施工的模板，使施工简单、经济、快捷。钢内衬板、钢筋混凝土壳体和钢外罩板能够协同作用，能够保证设计基准事故以及严重事故工况下核反应堆安全壳的结构完整性，并保证其泄漏率不超过规定的最大泄漏率。
附图说明
图1为本发明核反应堆夹心安全壳示半剖结构示意图；
图2为本发明核反应堆夹心安全壳筒壁拉结件布置展开示意图；
图3为本发明核反应堆夹心安全壳球冠壁拉结件布置展开示意图。
图中，钢内衬板1、钢筋混凝土壳体2、钢外罩板3、拉结件4、贯穿件预留孔5。
具体实施方式
下面结合具体实施例对本发明进行进一步详细说明，但本发明的保护范围不受具体的实施例所限制，以权利要求书为准。另外，以不违背本发明技术方案的前提下，对本发明所作的本领域普通技术人员容易实现的任何改动或改变都将落入本发明的权利要求范围之内。
实施例1：
如图1所示的核反应堆夹心安全壳，钢内衬板1、钢筋混凝土壳体2、钢外罩板3、拉结件4和贯穿件预留孔5。截面为上部呈球拱形的封闭筒形结构的安全壳，其内、外壁分别为钢内衬板1和钢外罩板3；在钢内衬板1和钢外罩板3之间设有钢筋混凝土壳体2，钢筋混凝土壳体2的适配位置设有贯穿件预留孔5；采用拉结件4拉结钢内衬板1和钢外罩板3。如图2所示的本发明核反应堆夹心安全壳筒壁拉结件布置展开示意图，其不同排的拉结件4相互交错布置；如图3所示的本发明核反应堆夹心安全壳球冠壁拉结件布置展开示意图，其拉结件4成梅花状布置，且每层的拉结件4相互交错布置。
具体制作钢内衬板，在贯穿件预留孔位置开孔，并焊接拉结件。架立钢筋，制作钢外罩板，焊接拉结件，并预留一定数量的浇筑口、排气口和振捣操作口。浇筑混凝土，根据浇筑高度逐步焊接封闭浇筑口、排气口和振捣操作口。
Claims (1)
1.核反应堆夹心安全壳，包括：钢内衬板（1）、钢筋混凝土壳体（2）、钢外罩板（3）以及拉结件（4），其特征在于：截面为上部呈球拱形的封闭筒形结构的安全壳，其内、外壁分别为钢内衬板（1）和钢外罩板（3）；在钢内衬板（1）和钢外罩板（3）之间设有钢筋混凝土壳体（2），钢筋混凝土壳体（2）的适配位置设有贯穿件预留孔（5）；采用拉结件（4）拉结钢内衬板（1）和钢外罩板（3），且不同排或层的拉结件（4）相互交错布置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CN2012104364296A CN102930906A (zh) | 2012-11-06 | 2012-11-06 | 核反应堆夹心安全壳 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CN2012104364296A CN102930906A (zh) | 2012-11-06 | 2012-11-06 | 核反应堆夹心安全壳 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| CN102930906A true CN102930906A (zh) | 2013-02-13 |
Family
ID=47645685
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| CN2012104364296A Pending CN102930906A (zh) | 2012-11-06 | 2012-11-06 | 核反应堆夹心安全壳 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| CN (1) | CN102930906A (zh) |
Cited By (9)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN104916333A (zh) * | 2014-03-12 | 2015-09-16 | 上海核工程研究设计院 | 应对严重事故的新型三重安全壳 |
| CN107170489A (zh) * | 2017-05-24 | 2017-09-15 | 四川行之智汇知识产权运营有限公司 | 反应堆混凝土安全壳的预应力管道排布结构 |
| CN107170488A (zh) * | 2017-05-24 | 2017-09-15 | 四川行之智汇知识产权运营有限公司 | 一种混凝土安全壳的待浇筑骨架 |
| CN108766595A (zh) * | 2018-05-25 | 2018-11-06 | 哈尔滨工程大学 | 体外预应力—钢混凝土组合结构核安全壳新型结构 |
| CN109344428A (zh) * | 2018-08-23 | 2019-02-15 | 中电投电力工程有限公司 | 一种先进小型核反应堆电厂选址源项模型计算方法 |
| CN110148479A (zh) * | 2019-05-17 | 2019-08-20 | 张延林 | 核电站反应堆防爆装置 |
| CN111576950A (zh) * | 2020-04-09 | 2020-08-25 | 中核能源科技有限公司 | 一种反应堆单层安全壳及其施工方法 |
| CN112863707A (zh) * | 2021-01-13 | 2021-05-28 | 同济大学 | 适用于严重安全事故下的三明治式安全壳结构 |
| CN116905813A (zh) * | 2023-07-17 | 2023-10-20 | 中冶检测认证有限公司 | 一种用于核电站安全壳倒u型预应力钢束灌注系统及方法 |
Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN1773630A (zh) * | 1998-05-25 | 2006-05-17 | 东芝株式会社 | 核反应堆密封外壳及其建设方法 |
| US7684535B2 (en) * | 2006-02-28 | 2010-03-23 | Hitachi-Ge Nuclear Energy, Ltd. | Reactor containment vessel |
| CN101884073A (zh) * | 2007-11-15 | 2010-11-10 | 由俄勒冈州高等教育管理委员会代表的俄勒冈州立大学 | 用于核反应堆的浸没式安全壳 |
| JP2011043439A (ja) * | 2009-08-21 | 2011-03-03 | Toshiba Corp | 原子力プラント建屋の構造及びその建設工法 |
| CN102605951A (zh) * | 2012-02-28 | 2012-07-25 | 中核能源科技有限公司 | 高温气冷核反应堆一回路舱室钢板混凝土墙体的建造方法 |
-
2012
- 2012-11-06 CN CN2012104364296A patent/CN102930906A/zh active Pending
Patent Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN1773630A (zh) * | 1998-05-25 | 2006-05-17 | 东芝株式会社 | 核反应堆密封外壳及其建设方法 |
| US7684535B2 (en) * | 2006-02-28 | 2010-03-23 | Hitachi-Ge Nuclear Energy, Ltd. | Reactor containment vessel |
| CN101884073A (zh) * | 2007-11-15 | 2010-11-10 | 由俄勒冈州高等教育管理委员会代表的俄勒冈州立大学 | 用于核反应堆的浸没式安全壳 |
| JP2011043439A (ja) * | 2009-08-21 | 2011-03-03 | Toshiba Corp | 原子力プラント建屋の構造及びその建設工法 |
| CN102605951A (zh) * | 2012-02-28 | 2012-07-25 | 中核能源科技有限公司 | 高温气冷核反应堆一回路舱室钢板混凝土墙体的建造方法 |
Cited By (11)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN104916333A (zh) * | 2014-03-12 | 2015-09-16 | 上海核工程研究设计院 | 应对严重事故的新型三重安全壳 |
| CN104916333B (zh) * | 2014-03-12 | 2017-05-17 | 上海核工程研究设计院 | 应对严重事故的新型三重安全壳 |
| CN107170489A (zh) * | 2017-05-24 | 2017-09-15 | 四川行之智汇知识产权运营有限公司 | 反应堆混凝土安全壳的预应力管道排布结构 |
| CN107170488A (zh) * | 2017-05-24 | 2017-09-15 | 四川行之智汇知识产权运营有限公司 | 一种混凝土安全壳的待浇筑骨架 |
| CN108766595A (zh) * | 2018-05-25 | 2018-11-06 | 哈尔滨工程大学 | 体外预应力—钢混凝土组合结构核安全壳新型结构 |
| CN109344428A (zh) * | 2018-08-23 | 2019-02-15 | 中电投电力工程有限公司 | 一种先进小型核反应堆电厂选址源项模型计算方法 |
| CN109344428B (zh) * | 2018-08-23 | 2023-08-15 | 上海能源科技发展有限公司 | 一种先进小型核反应堆电厂选址源项模型计算方法 |
| CN110148479A (zh) * | 2019-05-17 | 2019-08-20 | 张延林 | 核电站反应堆防爆装置 |
| CN111576950A (zh) * | 2020-04-09 | 2020-08-25 | 中核能源科技有限公司 | 一种反应堆单层安全壳及其施工方法 |
| CN112863707A (zh) * | 2021-01-13 | 2021-05-28 | 同济大学 | 适用于严重安全事故下的三明治式安全壳结构 |
| CN116905813A (zh) * | 2023-07-17 | 2023-10-20 | 中冶检测认证有限公司 | 一种用于核电站安全壳倒u型预应力钢束灌注系统及方法 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| CN102930906A (zh) | 核反应堆夹心安全壳 | |
| Xing et al. | HPR1000: advanced pressurized water reactor with active and passive safety | |
| Zheng et al. | The general design and technology innovations of CAP1400 | |
| CN104916333B (zh) | 应对严重事故的新型三重安全壳 | |
| CN203931515U (zh) | 基于177堆芯的能动加非能动核蒸汽供应系统及其核电站 | |
| CN103985422A (zh) | 基于177堆芯的能动加非能动核蒸汽供应系统及其核电站 | |
| CN103377729A (zh) | 大型压水堆核电站事故后堆芯完全非能动冷却系统 | |
| CN105513649B (zh) | 一种堆芯熔融物分组滞留及冷却系统 | |
| WO2003058642A1 (en) | A nuclear plant spent fuel low temperature reactor | |
| Song | Small modular reactors (SMRs): The case of China | |
| CN103928063B (zh) | 带蓄水钢管柱的非能动双层安全壳 | |
| CN105551541B (zh) | 一种堆芯熔融物分组捕集和冷却系统 | |
| CN202126851U (zh) | 辅助蓄水型非能动双层安全壳 | |
| CN202126850U (zh) | 蓄水型非能动双层安全壳 | |
| CN205810388U (zh) | 一种深井式常压供热核反应堆 | |
| Hannerz | Towards intrinsically safe light-water reactors | |
| CN105551540B (zh) | 一种堆芯熔融物分组捕集容器 | |
| CN205230602U (zh) | 一种用于核电厂三重安全壳的空气平衡装置 | |
| CN104183283A (zh) | 一种基于“外部干预”设计的非能动安全壳冷却水储水箱 | |
| CN207676666U (zh) | 一种带上下连通侧向水箱的非能动双层安全壳 | |
| CN218038586U (zh) | 一种屏蔽体结构及含其的反应堆 | |
| CN105336381A (zh) | 一种用于核电厂三重安全壳的空气平衡装置 | |
| CN114550954A (zh) | 一种核电站安全壳结构 | |
| CN106469578B (zh) | 核电站反应堆冷却剂系统主回路的布置结构 | |
| CN104157312A (zh) | 模块式基于z箍缩驱动的聚变裂变混合堆包层燃料区 |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| C06 | Publication | ||
| PB01 | Publication | ||
| C10 | Entry into substantive examination | ||
| SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
| C02 | Deemed withdrawal of patent application after publication (patent law 2001) | ||
| WD01 | Invention patent application deemed withdrawn after publication |
Application publication date: 20130213 |