《鈉冷快堆核電站冷卻劑系統和部件的設計瞬態確定方法》是中國原子能科學研究院於2009年4月21日申請的發明專利，該專利申請號為2009101309454，公布號為CN101546612，專利公布日為2009年9月30日，發明人是楊紅義。
《鈉冷快堆核電站冷卻劑系統和部件的設計瞬態確定方法》屬於快裂變反應堆技術領域，它公開了一種鈉冷快堆核電站卻劑系統和部件的設計瞬態確定方法。該方法滿足鈉冷快堆總體設計需要。
2022年7月22日，《鈉冷快堆核電站冷卻劑系統和部件的設計瞬態確定方法》獲得第二十三屆中國專利金獎。
基本介紹
- 中文名：鈉冷快堆核電站冷卻劑系統和部件的設計瞬態確定方法
- 公布號：CN101546612
- 公布日：2009年9月30日
- 申請號：2009101309454
- 申請日：2009年4月21日
- 申請人：中國原子能科學研究院
- 地址：北京市275信箱65分箱
- 發明人：楊紅義
- Int.Cl.：G21C15/00(2006.01)I
專利背景,發明內容,技術方案,改善效果,權利要求,實施方式,榮譽表彰,
專利背景
設計是核電站建設所有工作的龍頭，而在電站設計工作中，總體設計是設計工作的核心內容。設計瞬態指核電站冷卻劑系統和部件在設計壽期內經受的各種瞬態情況，設計瞬態工況是設計瞬態按一定規則的分類，往往與冷卻劑系統和部件的力學評定規範有關，確定設計瞬態工況是反應堆總體設計的主要工作。
總體設計思路和方案隨著所設計核電站的反應堆堆型不同而不同，壓水堆核電站是2009年4月之前主流的核電站，其設計瞬態的確定方法和結果已經基本成熟，並在美國等有關法規和設計標準中固化下來，而鈉冷快堆的情況則不同。從20世紀四、五十年代開始，全世界建遙殼地成了21座鈉冷快堆，其中18座為鈉冷快堆，而且具有發電功能的有13座。但是由於這些快堆設計幾乎都在20世紀80年代之前完成，核安全法規和規範還沒有對電站的系統和設備的可靠性設計提出更高的管理要求。因此，已經建成的13座具有發電功能的鈉冷快堆，對於是否需要確定設計瞬態以及如何確定設計瞬態還沒有涉及到。2009年4月之前，由於中國還沒有針對快堆的核安全規範和導則，只能參考壓水堆適用的相關導則。但是，由於反應堆原理和冷卻劑的不同，壓水堆電站的設計瞬態確定方法和結果對鈉冷快堆顯然是不適合的。
發明內容
技術方案
《鈉冷快堆核電站冷卻劑系統和部件的設計瞬態確定方法》包括三個步驟，分別是明確冷卻劑系統和部件所採用的設計規範，確定設計瞬態的分類原則，確定設計瞬態工況及其循環次數，其中，所採用的設計規範是美國機械工程鍋爐與壓力容器規範（簡稱ASME）和法國的RCC—M規範，關鍵在於，鈉冷快堆的設計瞬態工況分為五類，分別是正常運行工況、中等頻率事故工況、稀有事故工況、極限事故工況、試驗工況。所述的確定某一個工況在反應堆壽期內的循環次數是一個冷卻劑系統和部件在反應堆壽期內預期所經受的瞬態衝擊的目標值。
改善效果
《鈉冷快堆核電站冷卻劑系統和部件的設計瞬態確定方法》給出了確定鈉冷快堆設計瞬態工況的方法以及鈉冷快堆設計瞬態工況在分析時需考慮的初始假設，滿足鈉冷快堆總體設計需要。
權利要求
1.《鈉冷快堆核電站冷卻劑系統和部件的設計瞬態確定方法》包括三個步驟，分別是明確冷卻劑系統和部件所採用的設計規範，確定設計瞬態的分類原則，確定設計瞬態工況及其堡嬸跨循環次數，其中，所採用的設計規範是ASME規範和RCC—M規範，其特徵在於：所述鈉冷快堆的設計瞬態工況訂棄朵分為五類，分別是正常運行工況、中等頻率事故工況、稀有事故工況、極限事故工況、試驗工況；所述的循環次數是冷卻劑系統和部件在反應堆壽期內預期所經受的瞬態衝擊的棕籃禁府目標值。
2.根據權利要求1所述的鈉冷快堆核電站冷卻劑系統和部件的設計瞬態確定方法，其特徵在於：分析設計瞬態工況的基本假設涉及控制系統運行、反應堆保護系統運行、專設安全設施運行、操縱員動作等方面。墓盼照
3.根據權利要求2所述的鈉冷快堆核電站冷卻劑系統和部件的設計瞬態確定方法，其特徵在於：所述的正常運行工況基本假設為，控制系統起作用；不需要保護系統動作；不需要專設安全設施動作；考慮操縱員的可能動作。
4.根據權利要求2所述的鈉冷快堆核電站冷卻劑系統和部件的設計瞬態確定方法，其特徵在於：所述的中等頻率事故工況基本假設為，大量反應堆控制系統未起作用或它們的動作被認為相當保守；反應堆保護系統正確地起作用；專設安全設施可能啟用。
5.根據權利要求2所述的鈉冷快堆核電站冷卻劑系統和部件的設計瞬態確定方法，其特徵在於：所述的稀有事故工況和極限事故工況基本假設為，事故出現的短期內不考慮調節系統，除非這些系統的功能會加劇瞬態過程，如果控制系統的功能對改變反應堆冷卻劑兵盛多愚溫度和壓力參數極為重要，則在長期中要考慮其作用；保護裝置運行，分析中所取的保護定值應偏保守地區別於其標稱值，兩者的偏差代表測量通道的誤差以及永糊整定值的校正誤差，對通道的滯後時間也應保守地取值，使瞬態偏於惡化；應考慮廠外電源喪失，此時所考慮的柴油發電機組啟動時間應使瞬態偏於惡化。
實施方式
熱功率65兆瓦熱功率、試驗發電功率20兆瓦電功率池式鈉冷快堆，通過三個步驟確定其設計瞬態的方法並得到普遍可用的設計瞬態工況。具體步驟如下：
步驟1：明確冷卻劑系統和部件所採用的設計規範
設計瞬態強烈地倚賴於所分析電站對冷卻劑系統和部件所採用設計規範。世界上最普遍的用於鈉冷快堆的規範是美國機械工程鍋爐與壓力容器規範（簡稱ASME）和法國的RCC—M規範。以ASME規範為例，其對機械設備和系統的失效模式劃分了若干極限許可準則，不同類別的分析結果通過對比是否滿足相應的極限許可準則而確定其設計是否滿足規範。這種分類進行結構完整性評價的許可準則就是確定設計瞬態的依據。
步驟2：確定設計瞬態的分類原則
基於通用的ASME規範，鈉冷快堆的設計瞬態可劃分為五類，起定義和分類原則如下：
a.正常運行工況（A類工況）
如：電廠啟動，功率運行，熱態零功率，熱停堆，冷停堆，換料，維修，運行試驗等。設計要求反應堆處於本工況時，各項參數與保護定值之間應留有適當裕量。
b.中等頻率事故工況（B類工況）
每年可能發生一次或幾次偏離正常運行工況的一般事故，如：操作或控制失誤、設備故障、甩負荷、失去廠外電源等。設計要求發生這種瞬態時最多只引起緊急停堆，採取校正措施後即可恢復運行，燃料棒不會額外破損，阻止放射性物質泄漏的任何屏障不應失效。
c.稀有事故工況（C類工況）
在電廠設計的壽命期內可能發生的大事故，如：二迴路管道泄漏、大型鈉水反應、反應堆冷卻劑系統全部失流等。設計要求發生這種瞬態時，燃料元件的額外破損只是少量的，對環境造成的放射性後果不應大到妨礙或限制居民使用禁止居住區以外的區域。
d.極限事故工況（D類工況）
極限事故是預期在壽期內不會發生，但設計中假想的重大事故，如：主管道破裂、主蒸汽管道破裂、給水管道破裂、主泵轉子卡住等。設計要求發生這種瞬態時，專設安全設施和有關的安全保護系統不能喪失功能，並能確保冷停堆，計算的對環境造成的放射性後果不得規定限值。
e.試驗工況
試驗瞬態是指系統、設備按設計規定進行的水壓試驗、氣壓試驗、檢漏試驗和汽輪機初始轉動試驗等。
步驟3：確定設計瞬態工況及其循環次數
確定了設計瞬態的分類及其原則後，就可根據電站的常見設計瞬態工況確定每一類設計瞬態所包括的工況及其循環次數。確定某一個工況屬於哪一個設計瞬態類別的主要方法是根據步驟2給出的分類原則並考慮該工況發展過程中反應堆的動態情況。
確定某一個工況在反應堆壽期內的循環次數的主要方法是過去同類電站的經驗和對於本電站的工程判斷。實際上這是一個對冷卻劑系統和機械設備在反應堆壽期內預期所經受的瞬態衝擊的確定一個設計目標值。最終，這個瞬態次數要寫入電站的運行技術規格書中得到國家核安全監管部門的監管。
同時，對各類瞬態進行分析時，應考慮一定的保守假設。一般情況下，這些保守假設與事故分析用的保守假設是不同的，事故分析假設的著重點在於三道屏障的完整性，特別是燃料元件包殼的完整性和放射性物質向環境的釋放，而設計瞬態的假設是以能造成反應堆冷卻劑系統或部件的最大應力狀態為重點。
為鈉冷快堆冷卻劑系統和部件設計瞬態所做的基本假設涉及如下方面：
■控制系統運行；
■反應堆保護系統運行；
■專設安全設施運行；
■操縱員動作。
幾類主要工況的基本假設如下：
1）正常運行工況
●控制系統起作用；
●不需要保護系統動作；
●不需要專設安全設施動作；
●考慮操縱員的可能動作。
2）中等頻率事故工況
●大量反應堆控制系統未起作用或它們的動作被認為相當保守；
●反應堆保護系統正確地起作用；
●專設安全設施可能啟用。
3）稀有事故工況和極限事故工況
●事故出現的短期內不考慮調節系統，除非這些系統的功能會加劇瞬態過程。如果控制系統的功能對改變反應堆冷卻劑溫度和壓力參數極為重要，則在長期中要考慮其作用；
●保護裝置運行。分析中所取的保護定值應偏保守地區別於其標稱值兩者的偏差代表測量通道的誤差以及整定值的校正誤差。對通道的滯後時間也應保守地取值，使瞬態偏於惡化。
●應考慮廠外電源喪失，此時所考慮的柴油發電機組啟動時間應使瞬態偏於惡化。
在對不同的系統或部件進行瞬態工況分析時，還可根據部件在瞬態過程中的狀態，增加必要的補充假設條件，這些假設條件應詳細地列在各系統和部件的反應堆設計瞬態計算書中。
依據以上方法，確定的該鈉冷快堆的設計瞬態工況如下：
工況分類 | 編號 | 瞬態工況名稱 | 次數 | |
|---|---|---|---|---|
正常運行工況 (A類) | 1.1 | 反應堆裝置啟動和提 升功率到發電水平 | 從"冷態"啟動 | 700 |
從"熱態"啟動 | 50 | |||
1.2 | 工作在部分功率水平 | 100000 | ||
1.3 | 額定工況 | 750 | ||
1.4 | 計畫停堆 | 300 | ||
1.5 | 反應堆堆芯換料 | 150 | ||
1.6 | 更換設備和技術檢驗 | 40(對反應堆殼體 是20次) | ||
1.7 | 蒸汽發生器的化學清洗 | 40(每環路20次) | ||
1.8 | 穩態運行中的波動 | 1.5X10 | ||
1.9 | 熱停堆期間的波動 | 10 | ||
中等頻率事故工況 (B類) | 2.1 | 中間熱交換器泄漏 | 4(每環路2次) | |
2.2 | 在各種工況下調節棒意外提升 | 10 | ||
2.3 | 在堆各種狀態下補償棒意外提升 | 10 | ||
2.4 | 部分功率運行時一台一次鈉泵突然加速 | 15 | ||
2.5 | 控制棒意外落入堆內 | 16 | ||
2.6 | 各種工況下一台一次鈉泵停運 | 20 | ||
2.7 | 一台二次鈉泵停運 | 20 | ||
2.8 | 失去廠外電源 | 30 | ||
2.9 | 透平機停機 | 15 | ||
2.10 | 冷凝器失真空導致透平機停機 | 4 | ||
2.11 | 一台給水泵停止工作 | 30 | ||
2.12 | 主蒸汽管道上的安全閥誤開啟或透平機 旁路上的減壓閥打開 | 30 | ||
2.13 | 額定功率運行時給水流量降低 | 10 | ||
2.14 | 小的鈉水反應 | 13 | ||
2.15 | 換料工況下空冷器風門意外打開 | 20 | ||
2.16 | 一台蒸發器給水流量升高 | 30 | ||
稀有事故工況 (C類) | 3.1 | 二迴路主管道泄漏 | 4(每環路2次) | |
3.2 | 蒸發器中水泄漏入鈉中的大的鈉水反應 | 4(每環路2次) | ||
3.3 | 蒸汽發生器給水中斷 | 4 | ||
3.4 | 全廠斷電 | 4 | ||
3.5 | 除氧器水位降到危險水位 | 10 | ||
極限事故工況 (D類) | 4.1 | 二迴路主管道斷裂 | 1 | |
4.2 | 主蒸汽管道斷裂 | 1 | ||
4.3 | 一台一迴路主循環泵卡軸 | 1 | ||
4.4 | 一台二次泵卡軸 | 1 | ||
4.5 | 主給水管道斷裂 | 1 | ||
4.6 | 一迴路主管道斷裂 | 1 | ||
試驗 | 5.1 | 汽輪機初始轉動試驗 | 1 | |
5.2 | 主熱傳輸系統一迴路壓力試驗 | 1 | ||
5.3 | 主熱傳輸系統二迴路壓力試驗 | 1 | ||
5.4 | 水-蒸汽迴路壓力試驗 | 1 | ||
5.5 | 主熱傳輸系統一迴路檢漏試驗 | 1 | ||
5.6 | 主熱傳輸系統二迴路檢漏試驗 | 1 | ||
5.7 | 水-蒸汽迴路檢漏試驗 | 1 | ||
5.8 | 中間熱交換器傳熱管檢漏試驗 | 1 | ||
5.9 | 蒸汽發生器傳熱管檢漏試驗 | 1 | ||
5.10 | 事故餘熱排出系統壓力試驗 | 1 | ||
5.11 | 事故餘熱排出系統檢漏試驗 | 1 | ||
5.12 | 獨立熱交換器檢漏試驗 | 1 | ||
5.13 | 空冷器檢漏試驗 | 1 | ||
參考資料來自：
榮譽表彰
2022年7月22日，《鈉冷快堆核電站冷卻劑系統和部件的設計瞬態確定方法》獲得第二十三屆中國專利金獎。
2.根據權利要求1所述的鈉冷快堆核電站冷卻劑系統和部件的設計瞬態確定方法，其特徵在於：分析設計瞬態工況的基本假設涉及控制系統運行、反應堆保護系統運行、專設安全設施運行、操縱員動作等方面。
3.根據權利要求2所述的鈉冷快堆核電站冷卻劑系統和部件的設計瞬態確定方法，其特徵在於：所述的正常運行工況基本假設為，控制系統起作用；不需要保護系統動作；不需要專設安全設施動作；考慮操縱員的可能動作。
4.根據權利要求2所述的鈉冷快堆核電站冷卻劑系統和部件的設計瞬態確定方法，其特徵在於：所述的中等頻率事故工況基本假設為，大量反應堆控制系統未起作用或它們的動作被認為相當保守；反應堆保護系統正確地起作用；專設安全設施可能啟用。
5.根據權利要求2所述的鈉冷快堆核電站冷卻劑系統和部件的設計瞬態確定方法，其特徵在於：所述的稀有事故工況和極限事故工況基本假設為，事故出現的短期內不考慮調節系統，除非這些系統的功能會加劇瞬態過程，如果控制系統的功能對改變反應堆冷卻劑溫度和壓力參數極為重要，則在長期中要考慮其作用；保護裝置運行，分析中所取的保護定值應偏保守地區別於其標稱值，兩者的偏差代表測量通道的誤差以及整定值的校正誤差，對通道的滯後時間也應保守地取值，使瞬態偏於惡化；應考慮廠外電源喪失，此時所考慮的柴油發電機組啟動時間應使瞬態偏於惡化。
實施方式
熱功率65兆瓦熱功率、試驗發電功率20兆瓦電功率池式鈉冷快堆，通過三個步驟確定其設計瞬態的方法並得到普遍可用的設計瞬態工況。具體步驟如下：
步驟1：明確冷卻劑系統和部件所採用的設計規範
設計瞬態強烈地倚賴於所分析電站對冷卻劑系統和部件所採用設計規範。世界上最普遍的用於鈉冷快堆的規範是美國機械工程鍋爐與壓力容器規範（簡稱ASME）和法國的RCC—M規範。以ASME規範為例，其對機械設備和系統的失效模式劃分了若干極限許可準則，不同類別的分析結果通過對比是否滿足相應的極限許可準則而確定其設計是否滿足規範。這種分類進行結構完整性評價的許可準則就是確定設計瞬態的依據。
步驟2：確定設計瞬態的分類原則
基於通用的ASME規範，鈉冷快堆的設計瞬態可劃分為五類，起定義和分類原則如下：
a.正常運行工況（A類工況）
如：電廠啟動，功率運行，熱態零功率，熱停堆，冷停堆，換料，維修，運行試驗等。設計要求反應堆處於本工況時，各項參數與保護定值之間應留有適當裕量。
b.中等頻率事故工況（B類工況）
每年可能發生一次或幾次偏離正常運行工況的一般事故，如：操作或控制失誤、設備故障、甩負荷、失去廠外電源等。設計要求發生這種瞬態時最多只引起緊急停堆，採取校正措施後即可恢復運行，燃料棒不會額外破損，阻止放射性物質泄漏的任何屏障不應失效。
c.稀有事故工況（C類工況）
在電廠設計的壽命期內可能發生的大事故，如：二迴路管道泄漏、大型鈉水反應、反應堆冷卻劑系統全部失流等。設計要求發生這種瞬態時，燃料元件的額外破損只是少量的，對環境造成的放射性後果不應大到妨礙或限制居民使用禁止居住區以外的區域。
d.極限事故工況（D類工況）
極限事故是預期在壽期內不會發生，但設計中假想的重大事故，如：主管道破裂、主蒸汽管道破裂、給水管道破裂、主泵轉子卡住等。設計要求發生這種瞬態時，專設安全設施和有關的安全保護系統不能喪失功能，並能確保冷停堆，計算的對環境造成的放射性後果不得規定限值。
e.試驗工況
試驗瞬態是指系統、設備按設計規定進行的水壓試驗、氣壓試驗、檢漏試驗和汽輪機初始轉動試驗等。
步驟3：確定設計瞬態工況及其循環次數
確定了設計瞬態的分類及其原則後，就可根據電站的常見設計瞬態工況確定每一類設計瞬態所包括的工況及其循環次數。確定某一個工況屬於哪一個設計瞬態類別的主要方法是根據步驟2給出的分類原則並考慮該工況發展過程中反應堆的動態情況。
確定某一個工況在反應堆壽期內的循環次數的主要方法是過去同類電站的經驗和對於本電站的工程判斷。實際上這是一個對冷卻劑系統和機械設備在反應堆壽期內預期所經受的瞬態衝擊的確定一個設計目標值。最終，這個瞬態次數要寫入電站的運行技術規格書中得到國家核安全監管部門的監管。
同時，對各類瞬態進行分析時，應考慮一定的保守假設。一般情況下，這些保守假設與事故分析用的保守假設是不同的，事故分析假設的著重點在於三道屏障的完整性，特別是燃料元件包殼的完整性和放射性物質向環境的釋放，而設計瞬態的假設是以能造成反應堆冷卻劑系統或部件的最大應力狀態為重點。
為鈉冷快堆冷卻劑系統和部件設計瞬態所做的基本假設涉及如下方面：
■控制系統運行；
■反應堆保護系統運行；
■專設安全設施運行；
■操縱員動作。
幾類主要工況的基本假設如下：
1）正常運行工況
●控制系統起作用；
●不需要保護系統動作；
●不需要專設安全設施動作；
●考慮操縱員的可能動作。
2）中等頻率事故工況
●大量反應堆控制系統未起作用或它們的動作被認為相當保守；
●反應堆保護系統正確地起作用；
●專設安全設施可能啟用。
3）稀有事故工況和極限事故工況
●事故出現的短期內不考慮調節系統，除非這些系統的功能會加劇瞬態過程。如果控制系統的功能對改變反應堆冷卻劑溫度和壓力參數極為重要，則在長期中要考慮其作用；
●保護裝置運行。分析中所取的保護定值應偏保守地區別於其標稱值兩者的偏差代表測量通道的誤差以及整定值的校正誤差。對通道的滯後時間也應保守地取值，使瞬態偏於惡化。
●應考慮廠外電源喪失，此時所考慮的柴油發電機組啟動時間應使瞬態偏於惡化。
在對不同的系統或部件進行瞬態工況分析時，還可根據部件在瞬態過程中的狀態，增加必要的補充假設條件，這些假設條件應詳細地列在各系統和部件的反應堆設計瞬態計算書中。
依據以上方法，確定的該鈉冷快堆的設計瞬態工況如下：
工況分類 | 編號 | 瞬態工況名稱 | 次數 | |
|---|---|---|---|---|
正常運行工況 (A類) | 1.1 | 反應堆裝置啟動和提 升功率到發電水平 | 從"冷態"啟動 | 700 |
從"熱態"啟動 | 50 | |||
1.2 | 工作在部分功率水平 | 100000 | ||
1.3 | 額定工況 | 750 | ||
1.4 | 計畫停堆 | 300 | ||
1.5 | 反應堆堆芯換料 | 150 | ||
1.6 | 更換設備和技術檢驗 | 40(對反應堆殼體 是20次) | ||
1.7 | 蒸汽發生器的化學清洗 | 40(每環路20次) | ||
1.8 | 穩態運行中的波動 | 1.5X10 | ||
1.9 | 熱停堆期間的波動 | 10 | ||
中等頻率事故工況 (B類) | 2.1 | 中間熱交換器泄漏 | 4(每環路2次) | |
2.2 | 在各種工況下調節棒意外提升 | 10 | ||
2.3 | 在堆各種狀態下補償棒意外提升 | 10 | ||
2.4 | 部分功率運行時一台一次鈉泵突然加速 | 15 | ||
2.5 | 控制棒意外落入堆內 | 16 | ||
2.6 | 各種工況下一台一次鈉泵停運 | 20 | ||
2.7 | 一台二次鈉泵停運 | 20 | ||
2.8 | 失去廠外電源 | 30 | ||
2.9 | 透平機停機 | 15 | ||
2.10 | 冷凝器失真空導致透平機停機 | 4 | ||
2.11 | 一台給水泵停止工作 | 30 | ||
2.12 | 主蒸汽管道上的安全閥誤開啟或透平機 旁路上的減壓閥打開 | 30 | ||
2.13 | 額定功率運行時給水流量降低 | 10 | ||
2.14 | 小的鈉水反應 | 13 | ||
2.15 | 換料工況下空冷器風門意外打開 | 20 | ||
2.16 | 一台蒸發器給水流量升高 | 30 | ||
稀有事故工況 (C類) | 3.1 | 二迴路主管道泄漏 | 4(每環路2次) | |
3.2 | 蒸發器中水泄漏入鈉中的大的鈉水反應 | 4(每環路2次) | ||
3.3 | 蒸汽發生器給水中斷 | 4 | ||
3.4 | 全廠斷電 | 4 | ||
3.5 | 除氧器水位降到危險水位 | 10 | ||
極限事故工況 (D類) | 4.1 | 二迴路主管道斷裂 | 1 | |
4.2 | 主蒸汽管道斷裂 | 1 | ||
4.3 | 一台一迴路主循環泵卡軸 | 1 | ||
4.4 | 一台二次泵卡軸 | 1 | ||
4.5 | 主給水管道斷裂 | 1 | ||
4.6 | 一迴路主管道斷裂 | 1 | ||
試驗 | 5.1 | 汽輪機初始轉動試驗 | 1 | |
5.2 | 主熱傳輸系統一迴路壓力試驗 | 1 | ||
5.3 | 主熱傳輸系統二迴路壓力試驗 | 1 | ||
5.4 | 水-蒸汽迴路壓力試驗 | 1 | ||
5.5 | 主熱傳輸系統一迴路檢漏試驗 | 1 | ||
5.6 | 主熱傳輸系統二迴路檢漏試驗 | 1 | ||
5.7 | 水-蒸汽迴路檢漏試驗 | 1 | ||
5.8 | 中間熱交換器傳熱管檢漏試驗 | 1 | ||
5.9 | 蒸汽發生器傳熱管檢漏試驗 | 1 | ||
5.10 | 事故餘熱排出系統壓力試驗 | 1 | ||
5.11 | 事故餘熱排出系統檢漏試驗 | 1 | ||
5.12 | 獨立熱交換器檢漏試驗 | 1 | ||
5.13 | 空冷器檢漏試驗 | 1 | ||
參考資料來自：
榮譽表彰
2022年7月22日，《鈉冷快堆核電站冷卻劑系統和部件的設計瞬態確定方法》獲得第二十三屆中國專利金獎。
