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CN109564787A - 核电厂安全壳的密封内壳隔离系统 - Google Patents

核电厂安全壳的密封内壳隔离系统 Download PDF

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Abstract

核电厂安全壳的密封内壳隔离系统属于确保核电厂在各种工况下,包括紧急情况下的安全运行的领域,并旨在控制安全壳内气流的确保。把密封内壳隔成几个分隔间的隔离系统包装在安全壳墙壁与隔板之间的环状间隙中的密封内壳隔离装置、供气装置及与其连接的接到可在充满空气状态下使安全壳各房间内空气介质相隔及放气态下使其混合的充气式闸门的环形集管。紧急情况时,空气送入充气式闸门中的供应停止,充气式闸门放气并全部打开环形间隙,从而保证安全壳周边的对流。密封内壳隔离系统可应用于核电厂任何类型的安全壳中。

Description

核电厂安全壳的密封内壳隔离系统
技术领域
核电厂安全壳的密封内壳隔离系统属于核电厂在各种工况下,包括紧急情况下安全运行确保的技术领域,涉及安全壳内气流控制。
背景技术
有电离辐射源和/或有害排放物的建筑房间一般都设有送排风通风系统。通风系统的设计应保证空气由“干净”,服务房间向“污染”,无人维护的房间单向渗透。可造成服务房间内空气污染的回风形成是不允许的。以免其产生,房间之间的排气孔内都装有剩余压力阀,这样而来,其保证压力梯度传递的方向性。这一类建筑墙壁和盖板上的其他洞内都设置门、闸板和其他装置,且都必须关闭。
同时建筑外墙作为密封壳,防止放射性物质扩散污染周围环境。核电厂反应堆厂房采使用类似的结构进行建造。与此同时,当厂房内压力急速上升可能导致事故时,(比如,爆炸增压、压力容器、空气循环系统管道破裂等等)爆炸波应该传播到所有的房间内。在这种情况下,对门和盖板的总压力比事故只在一个房间里定位时要少一些。
反应堆厂房就用上述的原则进行建设:厂房墙壁与盖板之间留有个空隙,发生事故时爆炸波就通过它传播到厂房各个房间内;喷淋系统喷出的水通过它泄到集水坑,而严重事故时产生的氢气升到布置大量氢引燃器的穹顶下。
以顺利执行这些条件,空隙应以专用装置盖好。专用设置必须满足下列的要求:
当厂房内的设备正常运行及其有故障也不导致厂房内压力上升时,空隙都应该盖好,也就是说,专用装置必须关闭;
专用装置应该承住通风系统平时工况下形成的房间之间的压力差;
事故工况下,一个房间内的压力开始上升时,该装置须自动打开来降低对厂房外墙和盖板的荷载并把所有的内部房间接成一个容积;
如果实在发生了事故时,致使厂房压力增大,专用装置应空隙全截面打开,以便排除氢气积聚的可能性;
开放状态时不要挡住空隙截面,以免缩小它的面积。
加之,位于下层房间里的设备释热致使其环境空气的温度比上层高得多,产生附加的升力。因此,仅仅依靠吹排式负压保持系统的操作来解决各个室内空气介质在核电站正常工况下不关闭房间时实行可靠相隔的问题是不可能的。从而,核电站正常运行工况下能够确保安全壳室内空气介质的相隔以及其在一个房间中发生严重事故时的混合的核电厂安全壳的密封内壳隔离系统的建设为至关重要的任务。
为了完成该任务,到现在为止,已经使用了各种不同的技术方案。
已知先进反应堆冷却水系统(US 09502142号专利特许证,发表于2016年1月21日),以便把事故定位在一个区域中,其安全壳由隔板隔成几个区域。并且,这些隔板具有与安全壳区域相同的强度和隔热特性。当一个区域中发生事故的时候其余区域中保持安全放射性本底的保证为本技术方案的优势。但是可见,其缺点是对安全壳墙壁的附加压力,这是因为只在一个区域中的过大压力浓度及易爆炸的氢的积聚的原因。
还有包括爆炸隔膜使用的技术方案。已知核电站安全壳用的隔离装置(РCT/EР/2007/000572号申请书,发表于2007年9月13日),它是以气密隔板的形式制成,把安全壳分为两个房间,其中一个包容反应堆容器和一次冷却剂回路,另外一个包容人员正常工况下可进入的服务房间。同时,该气密隔板包括一系列旁路孔,它们由一个带有压力下降时会破裂的爆炸膜或膜片式保险器的元件关闭。
与所申请发明的最相近类似物为被动冷却系统核反应堆(EР0476563号专利特许证,发表于1992年3月25日),钢制安全壳被隔成两个房间:装有压水反应堆的下层房间和设有操作地板的上层房间由一个带有严重事故时一定压力差破坏的膜片式保险器的隔板相隔。因此,该隔板能够连接两个房间并降低总压力。
最后两个技术方案在故障导致压力大差时提供下层和上层房间内的空气介质的瞬间混合,降低对安全壳墙壁的压力,减少氢气积聚的可能性并保证安全壳内的蒸汽燃气混合气的今后对流。但是,它们也有一些根本性缺陷。具体来说,当单向压力开始逐渐增加,这样的膜片装置长延时地开动起来,有时完全不开动。除此之外,膜片装置破裂时只能够提供相对小的空气介质从一个房间流入另外一个房间的截面。再加上,安全壳一个区域中发生压力大差的时候,只有靠近该区域的膜片装置打开,其余的会保持关闭状态。再其次,这会导致氢气积聚,蒸汽燃气混合气的对流中止和喷淋系统运行破坏。另外,膜片装置的缺点为它们的破裂压力取决于加压方向。上述类似物的说明中,假设超压在事故工况下自下而上,但是有可能发生超压从安全壳隔离系统上面,即从服务场所方向形成的事故。同时,目前已知超压在安全壳上房里产生的紧急情况。此外,膜片装置在其破裂之后不会重新使用,必须拆卸更换。所有的这些因素对核电厂使用的安全性施加消极影响。
发明内容
本发明的任务是核电厂密封内壳隔离系统的建设。该系统是由于核电站安全壳室内空气介质在事故工况下安全壳周边和全截面地混合的保证而能够提高核电厂在正常工况和紧急情况下的使用安全性。
本发明的技术效果:核电厂在正常工况和紧急情况下的使用安全性的提高是由于核电站安全壳室内空气介质在事故工况下安全壳周边和全截面地混合的保证来实现的。
技术效果达到途径:一种用于将核电站安全壳的密封内壳隔成几个分隔间的隔离系统具有装在房间之间的隔板上的密封内壳隔离装置及位于隔板与安全壳墙壁之间的环形间隙中并带有至少一个使各个室内空气介质相隔和压力大差时允许连接所有房间的隔离阀的密封内壳隔离装置,另外带有供气装置和与其连接的环状集管。环状集管接到每个隔离阀。隔离阀全部为充气式闸门,可以在充满空气的状态下隔离室内的空气介质及放气的状态下连接室内的空气介质。
充气式闸门最好做布匹的。
建议使用涂胶布制造充气式闸门。
建议把一切充气式闸门做相连接的。
建议给密封内壳隔离系统装上骨架构件,骨架构件设在用于隔开房间的隔板上,把充气式闸门安在骨架构件上。
更加合理地在某一些充气式闸门之间放置立式施工支洞。
建议选送风机或空气增压器用作供气庄子。
更加合理地给密封内壳隔离系统装上至少2个供气装置。
建议在供气装置空气排放孔上设置止回阀。
更加合理地给密封内壳隔离系统装上一些位于安全壳及连接着压力传感器和供气装置的控制单元不同位置的压力传感器。
最好给环状集管装上定压泄管。
本发明的长处为核电站在正常和紧急工况下运行安全性提高。供气装置及与其连接的接到可在充满空气状态下使安全壳各个室内环境空气相隔及在放气状态下使其相连的以充气式布质闸门形状做的隔离阀的形状集管的引入密封内壳隔离系统保证辐射安全性。这都是由于具有不同背景辐射的各房间在核电厂正常工况下的相隔,由于充气式布质闸门在发生事故时由爆炸波往压力更小的房间方向弯直并降低对安全壳墙壁的压力的可能性,由于发生事故之后充气式布质闸门开始放气而密封内科隔离装置全截面打开房间之间的环形间隙并保证事故易爆产物对流和均匀分散的可能性而实现的。涂胶布制造的充气式闸门就是由于其在正常条件下不沾污,也不加重而增加核电厂使用安全性的。相连接或连接着施工支洞的充气式闸门由于其改善不同背景辐射安全壳房间的互相隔离而提高核电厂正常运行安全性。送风机或空气增压器用作供气装置是由于其使供气装置的操作程序独立于安全壳内的过程而提供核电厂运行安全性的。至少两个供气装置的运用是由于供气装置工作后备而保证核电厂使用安全性的。设置于安全壳里各种位置的压力传感器和接着它们和供气装置的控制单元引入密封内壳隔离系统中是由于其保证供气装置在安全壳内压力上升时关闭并导致充气式闸门放弃,从而环状间隙全部打开的可能性而提高核电厂工作的安全性。给环状集管装上定压排气管是由于充气式闸门放弃,环状间隙打开的加速而增加核电厂运行的安全性。
附图说明
图1中示出最好设计方案中的原子能发电站密封内壳隔离系统的概示图。隔离系统包括安设于隔板3上装有的骨架构件上并连接着环装集管2的充气式闸门1。环装集管2是与设在隔板3的送风机6连接的。充气式闸门1充满空气并盖住隔板3和安全壳墙壁4之间的环状间隙5。
图2中示出设置于骨架构件并通过排气管与环装集管2连接的充气式闸门1的最好设计方案。充气式闸门1为关闭位置。
图3中示出正常工况下的密封内壳隔离装置截面图。密封内壳隔离装置安设于隔板3和安全壳墙壁4之间的环状间隙5中并带有接着环装集管2的充气式闸门1。环状间隙5由充气式闸门1全部关闭。
图4中示出爆炸波经过时的密封内壳隔离装置截面图。密封内壳隔离装置安设于隔板3和安全壳墙壁4之间的环状间隙5中并带有接着环装集管2的充气式闸门1。环状间隙5是由上向压力差形成的爆炸波部分打开的。
图5中示出充气式闸门1放弃之后的密封内壳隔离装置截面图。密封内壳隔离装置安设于隔板3和安全壳墙壁4之间的环状间隙5中并带有接着环装集管2的充气式闸门1。环状间隙5是全部打开的。
具体实施方式
优选实施方案中的密封内壳隔离系统包括设置于隔板3和安全壳墙壁4之间的环状间隙5中的密封内壳隔离装置。密封内壳隔离装置由相切的充气式闸门1而组成,因此正常运行时可以把环状间隙5全部盖好。充气式闸门1装在骨架上,骨架固定在把安全壳房间分隔的隔板3上。此时,充气式闸门1是通过泄压管连接着接到供气装置的环装集管2的,优选实施方案中的供气装置为两个送风机6,其中一个送风机将空气吹入环装集管2,另一个作后备。同时,这两个送风机都配有止回阀,以防止空气通过备用的送风机回流。密封内壳还包括与位于安全壳各种位置的压力传感器(图中未示出)连接的控制单元(图中未示出)。
一个发明实施方案中,可以把环装集管2接入核电站安全壳正常通风系统,用以代替自动操纵的送风机。
核电站密封内壳隔离系统按照优选实施方案的工作程序如下。正常工况下,送风机6当中一个通过止回阀将压力注入环装集管2中。因此,充气式闸门1充满空气并全部关闭隔板3与安全壳墙壁4之间的环状间隙5,如图3中所示。从而,上部房间与具有高辐射背景的下部房间完全隔开,这允许核电站人员进入它以服务其内的机组和装置。据测算,以实现上部房间与下部房间的可靠隔离,只要盖住环状间隙的95%。这种情况下,送排风通风系统形成房间之间的压力差,足以排除空气从下房向上房流动的可能性。隔离系统控制单元监控安全壳设有的压力传感器数据。当送风机6当中一个发生故障时,控制单元开启第二个送风机6以确保环状间隙5的全部关闭,这允许核电站人员在没有辐射危害的情况下对故障送风机进行就地维修。
发生严重事故时,比如,由安全壳下部内的压水管道破裂所造成的含有氢气的蒸汽燃气混合气高压力产生冲击波,该冲击波则通常冲破充气式闸门1并穿过环状间隙5的一段,如图4所示,主要是因为充气式闸门1用布匹制造б,因而是柔软且易受冲击波扰动作用。这样而来,冲击波分布于安全壳两个房间中,且减少对安全壳墙壁4的荷载。同时,压力传感器显示由控制单元记录的压力急速增大,并停送风机6。实践中,当安全壳内的压力超过0.129兆帕时,所有的电气系统都会停止工作,导致送风机6自动关闭。核电站安全壳正常通风系统用作供气装置的实施方案中,通风系统在压力超过上述数值时同样关闭。结果,安全壳周边的充气式闸门1放气,呈现垂直状态并全部打开环状间隙5,如图5所示。优选实施方案中的充气式闸门1是布匹的,这可确保其在没有来自送风机6的空气供应的情况下快速放气。这使氢气浓度和蒸汽燃气混合气压力均匀地分布于安全壳周边,从而确保其墙壁4的完整性。再者,位于安全壳穹顶下方的喷淋系统喷出的水通过开口环状间隙5流入集水坑。
严重事故定位及其后果消除之后,送风机6可以开启来快速盖上环状间隙5,这使得安全壳上部服务房间与放射源相隔,并安排核电站在最短时间内恢复正常运行条件。
本发明的一个实施方案中,可以把环装集管装上定压泄管,用以将空气排到安全壳内的环境空气中。这下,由送风机6形成的压力仍然足以使充气式闸门1保持空气充满状态。同时,在送风机6因严重事故而停工之后,来自充气式闸门1的空气将通过定压泄管被释放。定压泄管的使用,虽然对发明实施是不必要的,显著地加速空气从充气式闸门1中的排放。另外一个实施方案中,当安全壳内压力降或其达到设定值时,可以利用按控制单元指令接通的泄压管。
增压器或送风机6为供气系统的使用比正常通风系统的使用更为理想,因为它保证该系统的操作独立于安全壳内介质因子的可能性。
优选实施方案中的密封内壳隔离系统配有置于某些充气式闸门1之间的立式施工支洞。
有可能使用充气式金属闸门1来代替充气式布质闸门1,然而,这一方案存在一些缺点。具体来说,金属的充气式闸门1相当重,并且为了确保冲击波和压力经过它的可能性,它必须具有复杂的结构,包括可掀式快门。这会影响它的可靠性。
对充气式布质闸门1的寿命有可能小于核电厂运营寿期的假设来说,充气式闸门1的设计已规定其尽可能快的更换。出厂构造形式为固定在骨架上的充气式布质闸门1,借助于它整个组合件安装在支撑部上并用两个螺桩固定。
工业应用
核电厂安全壳密封内壳隔离系统可即在核电厂正常工况下也在严重事故工况下提高其安全性,并且可应用于核电厂任何类型的安全壳中。

Claims (12)

1.把密封内壳隔成几个分隔间的隔离系统,包括设置于隔板上及位于安全壳墙壁与隔板之间的环状间隙中并配有至少一个使各房间内空气介质相隔及压力差时把其连成一个容积的隔离阀的密封内壳隔离装置,其特征在于,其另外带有供气装置和与其连接的环状集管,环状集管接到各个密封内壳隔离装置的隔离阀,同时每个隔离阀是以可在充满空气状态下使安全壳各房间内空气介质相隔及放气态下使其混合的充气式闸门形式制造的。
2.根据权利要求1所述的密封内壳隔离系统,以充气式布质闸门为特点。
3.根据权利要求2所述的密封内壳隔离系统,以充气式涂胶布制闸门为特点。
4.根据权利要求1所述的密封内壳隔离系统,以装在隔板上的骨架构件,充气式闸门固定在骨架构件上为特点。
5.根据权利要求1所述的密封内壳隔离系统,以相连接的充气式闸门为特点。
6.根据权利要求1所述的密封内壳隔离系统,其特征在于,某些充气式闸门之间设有立式施工支洞。
7.根据权利要求1所述的密封内壳隔离系统,其特征在于,送风机或增压器用作供气装置。
8.根据权利要求1所述的密封内壳隔离系统,其特征在于,其至少带有两个供气装置。
9.根据权利要求1所述的密封内壳隔离系统,其特征在于,供气装置空气排放孔上设置止回阀。
10.根据权利要求1所述的密封内壳隔离系统,其特征在于,还具有设在安全壳不同位置上的压力传感器及与它们连接的接到供气装置的控制单元。
11.根据权利要求1所述的密封内壳隔离系统,其特征在于,环状集管用通过泄压管与每个隔离阀连接的环形管道形式进行制造。
12.根据权利要求1所述的密封内壳隔离系统,其特征在于,环状集管装有定压泄管。
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WO (1) WO2018124914A1 (zh)
ZA (1) ZA201808637B (zh)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN112802617A (zh) * 2019-10-28 2021-05-14 中核核电运行管理有限公司 一种提高空气闸门承压能力的装置

Citations (22)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB789022A (en) * 1955-06-10 1958-01-15 Gen Electric Co Ltd Improvements in or relating to nuclear reactors
FR1232756A (fr) * 1958-08-15 1960-10-11 Atomic Energy Authority Uk Réacteur nucléaire
DE1464626B1 (de) * 1961-08-02 1970-09-24 Gulf General Atomic Inc Vorrichtung zum Einfuehren und Entnehmen von radioaktiven Gegenstaenden in einen bzw. aus einem abgedichteten,abgeschirmten Behaelter
US4080254A (en) * 1976-04-28 1978-03-21 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Plug-to-plug gas transfer system
DE3206369A1 (de) * 1982-02-22 1983-09-01 Interatom Internationale Atomreaktorbau Gmbh, 5060 Bergisch Gladbach "aufblasbare schlauchdichtung"
EP0150369A2 (de) * 1984-01-26 1985-08-07 Siemens Aktiengesellschaft Kernreaktoranlage
CN85109562A (zh) * 1984-10-31 1986-07-23 西屋电气公司 废燃料贮存容器用的封闭系统
EP0476563A2 (en) * 1990-09-17 1992-03-25 Hitachi, Ltd. Nuclear reactor installation with passive cooling
JPH0498198A (ja) * 1990-08-16 1992-03-30 Toshiba Corp 原子力プラントの炉心冷却設備
RU2059306C1 (ru) * 1991-05-28 1996-04-27 Свердловский научно-исследовательский институт химического машиностроения Фильтр для очистки газообразных продуктов аварии атомных электростанций
US5706320A (en) * 1996-01-16 1998-01-06 General Electric Company Containment pressure suppression system for liquid metal cooled reactors
RU2197762C2 (ru) * 2001-03-28 2003-01-27 Открытое акционерное общество "Свердловский научно-исследовательский институт химического машиностроения" Устройство для очистки потоков парогазовых смесей, образующихся при сбросе избыточного давления из-под защитных оболочек атомных электростанций
CN1500274A (zh) * 2001-04-02 2004-05-26 伊罗拉原子系统股份有限公司 用于核反应堆熔化衬层阱的氧化物材料
CN201057285Y (zh) * 2007-07-12 2008-05-07 中核苏阀科技实业股份有限公司 安全壳空气隔离阀
CN201326166Y (zh) * 2008-11-05 2009-10-14 江苏核电有限公司 核反应堆厂房水闸门充气式密封胶条
JP2010032526A (ja) * 2009-08-31 2010-02-12 Toshiba Corp 原子炉格納容器及びこれを用いた原子力プラント
US20120027153A1 (en) * 2009-07-10 2012-02-02 Mitsubishi Heavy Industries, Ltd. Opening and closing device for access port that opens to working platform of reactor vessel
CN103151081A (zh) * 2013-02-21 2013-06-12 中国核电工程有限公司 人员闸门密封性检查及泄漏率实时检测系统和方法
US20150243379A1 (en) * 2012-07-09 2015-08-27 Areva Gmbh Nuclear plant with a containment shell and with a pressure relief system
US20150239065A1 (en) * 2014-02-20 2015-08-27 Kabushiki Kaisha Toshiba Laser processing apparatus and laser processing method
US20160019988A1 (en) * 2014-07-17 2016-01-21 Nico M. Bonhomme Containment for a water cooled and moderated Nuclear Reactor
US20160343459A1 (en) * 2015-05-18 2016-11-24 Nexceris, Llc Gas monitoring system and method for nuclear reactor

Family Cites Families (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE2633113C2 (de) * 1976-07-23 1984-08-30 Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe Verfahren zur Vermeidung von Gefahren, die bei Störfällen an wassergekühlten Kernreaktoren entstehen
US4908179A (en) * 1985-06-26 1990-03-13 Combustion Engineering, Inc. Reinforced inflatable seal
US4758402A (en) * 1985-12-20 1988-07-19 Combustion Engineering, Inc. Refueling seal arrangement for nuclear reactor vessel
DE3927958A1 (de) * 1988-09-17 1990-03-22 Gemeinschaftskernkraftwerk Nec Verfahren zur vermeidung von gefahren bei stoerfaellen wassergekuehlter kernreaktoren und einrichtung hierzu
RU2236715C1 (ru) * 2003-06-09 2004-09-20 Министерство Российской Федерации по атомной энергии Локализующая система безопасности атомной электростанции
DE102006010826A1 (de) * 2006-03-07 2007-09-13 Framatome Anp Gmbh Kerntechnische Anlage sowie Verschlussvorrichtung für deren Sicherheitsbehälter
US9773574B2 (en) * 2013-11-04 2017-09-26 The Regents Of The University Of California Systems and methods for enhancing isolation of high-temperature reactor containments
US9852819B2 (en) * 2014-01-22 2017-12-26 Willard Harvey Wattenburg Passive nuclear reactor cooling system using compressed gas energy and coolant storage outside nuclear plant
JP6571982B2 (ja) * 2015-05-15 2019-09-04 株式会社東芝 運転床閉じ込め区画および原子力プラント
JP6861161B2 (ja) * 2015-09-30 2021-04-21 セーレン株式会社 エアバッグ用基布、エアバッグ、及びエアバッグ用基布の製造方法
FR3044068B1 (fr) * 2015-11-20 2017-12-22 Electricite De France Dispositif d'etancheite entre un tube et une colonne le traversant, son procede de montage

Patent Citations (22)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB789022A (en) * 1955-06-10 1958-01-15 Gen Electric Co Ltd Improvements in or relating to nuclear reactors
FR1232756A (fr) * 1958-08-15 1960-10-11 Atomic Energy Authority Uk Réacteur nucléaire
DE1464626B1 (de) * 1961-08-02 1970-09-24 Gulf General Atomic Inc Vorrichtung zum Einfuehren und Entnehmen von radioaktiven Gegenstaenden in einen bzw. aus einem abgedichteten,abgeschirmten Behaelter
US4080254A (en) * 1976-04-28 1978-03-21 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Plug-to-plug gas transfer system
DE3206369A1 (de) * 1982-02-22 1983-09-01 Interatom Internationale Atomreaktorbau Gmbh, 5060 Bergisch Gladbach "aufblasbare schlauchdichtung"
EP0150369A2 (de) * 1984-01-26 1985-08-07 Siemens Aktiengesellschaft Kernreaktoranlage
CN85109562A (zh) * 1984-10-31 1986-07-23 西屋电气公司 废燃料贮存容器用的封闭系统
JPH0498198A (ja) * 1990-08-16 1992-03-30 Toshiba Corp 原子力プラントの炉心冷却設備
EP0476563A2 (en) * 1990-09-17 1992-03-25 Hitachi, Ltd. Nuclear reactor installation with passive cooling
RU2059306C1 (ru) * 1991-05-28 1996-04-27 Свердловский научно-исследовательский институт химического машиностроения Фильтр для очистки газообразных продуктов аварии атомных электростанций
US5706320A (en) * 1996-01-16 1998-01-06 General Electric Company Containment pressure suppression system for liquid metal cooled reactors
RU2197762C2 (ru) * 2001-03-28 2003-01-27 Открытое акционерное общество "Свердловский научно-исследовательский институт химического машиностроения" Устройство для очистки потоков парогазовых смесей, образующихся при сбросе избыточного давления из-под защитных оболочек атомных электростанций
CN1500274A (zh) * 2001-04-02 2004-05-26 伊罗拉原子系统股份有限公司 用于核反应堆熔化衬层阱的氧化物材料
CN201057285Y (zh) * 2007-07-12 2008-05-07 中核苏阀科技实业股份有限公司 安全壳空气隔离阀
CN201326166Y (zh) * 2008-11-05 2009-10-14 江苏核电有限公司 核反应堆厂房水闸门充气式密封胶条
US20120027153A1 (en) * 2009-07-10 2012-02-02 Mitsubishi Heavy Industries, Ltd. Opening and closing device for access port that opens to working platform of reactor vessel
JP2010032526A (ja) * 2009-08-31 2010-02-12 Toshiba Corp 原子炉格納容器及びこれを用いた原子力プラント
US20150243379A1 (en) * 2012-07-09 2015-08-27 Areva Gmbh Nuclear plant with a containment shell and with a pressure relief system
CN103151081A (zh) * 2013-02-21 2013-06-12 中国核电工程有限公司 人员闸门密封性检查及泄漏率实时检测系统和方法
US20150239065A1 (en) * 2014-02-20 2015-08-27 Kabushiki Kaisha Toshiba Laser processing apparatus and laser processing method
US20160019988A1 (en) * 2014-07-17 2016-01-21 Nico M. Bonhomme Containment for a water cooled and moderated Nuclear Reactor
US20160343459A1 (en) * 2015-05-18 2016-11-24 Nexceris, Llc Gas monitoring system and method for nuclear reactor

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
李晓庚 等: ""核电厂电气贯穿件密封性监测方法及分析"", 《科技视界》 *

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN112802617A (zh) * 2019-10-28 2021-05-14 中核核电运行管理有限公司 一种提高空气闸门承压能力的装置

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