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公开(公告)号：CN105551539B
公开(公告)日：2019-10-29
申请号：CN201510920405.1
申请日：2015-12-11
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 本发明涉及一种反应堆熔融物堆外滞留系统，包括设置在反应堆堆坑底部的收集和滞留装置，该收集和滞留装置与反应堆堆坑通过设置在收集和滞留装置顶部的熔融塞相连通，收集和滞留装置内设有扩展和冷却子系统，该扩展和冷却子系统包括扩展和冷却子系统主体，该扩展和冷却子系统主体为板状螺旋体，其内部设置多根冷却管道，多根所述冷却管道的两端分别与扩展和冷却子系统输水入口管线及扩展和冷却子系统输水出口管线相连接，所述扩展和冷却子系统输水入口管线及扩展和冷却子系统输水出口管线通过冷凝器连通。本发明的堆外滞留系统，在核电站发生堆芯熔毁的严重事故时，能够在小空间内将堆芯熔融物最大程度快速有效地扩展冷却，从而降低堆坑熔穿及放射性物质的释放风险，提高反应堆事故下的安全性。
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公开(公告)号：CN109102906A
公开(公告)日：2018-12-28
申请号：CN201810756604.7
申请日：2018-07-11
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C9/016
CPC classification number: G21C9/016
Abstract: 本发明属于反应堆堆芯熔融物堆外捕集系统设计领域，具体涉及一种基于内置换料水箱的堆芯捕集器系统，用于收集堆坑内的反应堆压力容器在事故情况下产生的堆芯熔融物，包括通过转运通道与堆坑的底部相连的、设置在内置换料水箱内的收集容器，收集容器的位置低于堆坑的底部，堆芯熔融物能够在重力作用下从堆坑的底部通过转运通道流入收集容器中。该系统为非能动系统，不依靠外部动力即可正常运转，提高了核电站事故后长期的安全性，实现堆芯熔融物滞留与冷却的收集容器直接位于内置换料水箱内部，系统简单可靠，换热效果大幅提高，能更好的导出堆芯熔融物的余热，同时降低了堆芯熔融物与冷却水接触发生蒸汽爆炸的风险。
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公开(公告)号：CN113837535B
公开(公告)日：2024-05-17
申请号：CN202110947643.7
申请日：2021-08-18
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G06Q10/0635 , G06Q50/06 , G06F18/2431 , G06N3/0442
Abstract: 本发明涉及一种用于核电厂严重事故进程回溯的方法。采用本发明所提供的方法，在核电厂发生严重事故时，可以快速诊断严重事故的始发事件类别、始发事件参数，以及系统响应信息。将回溯得到的严重事故进程诊断信息输入到严重事故一体化分析程序，获得事故进程进一步发展的预测信息，从而为操纵员的干预操作提供正负面影响评价。采用本发明所提供的方法，还实现了自动化诊断，无须人工干预。同时，本发明所述的方法还提供了事故序列的严重事故进程中题头事件时间诊断，即系统响应时间诊断，分析了事故序列各题头事件的延迟运行时间对严重事故进程的影响。
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公开(公告)号：CN112613158B
公开(公告)日：2024-02-23
申请号：CN202011351583.4
申请日：2020-11-26
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G06F30/20 , G06F119/08 , G06F119/12 , G06F119/14
Abstract: 本发明涉及一种严重事故下安全壳内控制体热力学响应综合分析方法，包括：1、获取热工水力计算初始参数并初始化；2、根据计算时间控制参数判断是否结束计算；3、更新时间步长并求解边界条件；4、计算控制体内部总质量和总能量；5、判断控制体内部流体类型并分工况求解控制体内部状态参数；6、计算不可凝气体的状态参数及气相的平均温度；7、计算饱和水的闪蒸以及过饱和蒸汽的析出；8、计算气液两相与相界面之间的传热传质；9、迭代计算并输出各时刻状态参数，直至计算结束。本发明能准确模拟计算严重事故下安全壳内控制体在受到扰动后从不平衡状态向平衡状态过渡过程中的瞬态变化规律，如(56)对比文件肖红;曹志伟;冯英杰;杨志义;朱建敏.基于MELCOR程序的AP1000核电厂安全壳瞬态事故分析.清华大学学报(自然科学版).2018,(11),全文.孔夏明;王苇;孟海波;刘现星;陈保同.蒸汽排放系统蒸汽冷凝器动态特性仿真研究.原子能科学技术.2013,(12),全文.
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公开(公告)号：CN112613240A
公开(公告)日：2021-04-06
申请号：CN202011346210.8
申请日：2020-11-26
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G06F30/28 , G06F111/10 , G06F113/08 , G06F119/14 , G06F119/08
Abstract: 本发明涉及一种用于严重事故下安全壳内流动分析的计算方法，包括如下步骤：1、获取安全壳流动分析计算所需参数并初始化；2、根据参数建立流动方程；3、计算重力压头；4、进行压力线性化；5、利用准Newton迭代法求解动量方程；6、根据预测的新时刻速度求解流道空泡数；7、根据空泡数修正预测速度以得到新时刻速度；8、根据新时刻速度确定流道上、下游；9、根据新时刻速度求解质量、能量增量。本发明为针对严重事故下安全壳内流动分析问题，提出了一种基于集总参数法的动量方程计算方法，可准确并且快速的求解安全壳内流动情况，进而得到安全壳内由流动引起的质量能量变化情况，为安全壳内其他严重事故现象的分析打下基础。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN110767333A
公开(公告)日：2020-02-07
申请号：CN201910995023.3
申请日：2019-10-18
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 本发明公开了一种用于铅基冷却剂反应堆的氧控装置、方法、反应堆系统，该装置包括：氧浓度检测器、热电偶、第一贮存罐、第一管道、第一阀门、第二贮存罐、加热器、第二管道、第二阀门、控制器，控制器用于根据接收到的氧浓度检测器发送的氧气浓度信号，和热电偶测得的铅基冷却剂温度信号来控制第一阀门、第二阀门，调节反应堆主容器内的铅基冷却剂的氧气浓度。本发明同时利用固相氧控技术和气相氧控技术进行氧浓度控制，气相氧控技术用于降低铅基冷却剂中的氧浓度，工程易实现，同时可以净化铅基冷却剂，固相氧控技术用于提升铅基冷却剂中的氧浓度，响应速度快，不会产生额外的氧化物杂质，两种技术同时使用扬长避短。
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公开(公告)号：CN116251313A
公开(公告)日：2023-06-13
申请号：CN202111508750.6
申请日：2021-12-10
Applicant: 西安核设备有限公司 , 中国核电工程有限公司
Abstract: 本发明属于控火系统，具体涉及核化工厂房设备室专用气体控火系统。一种核化工厂房设备室专用气体控火系统，包括n个设备室和2个专用集成控火装置，其中1个专用集成控火装置为主用设备，另一个专用集成控火装置为备用设备，2个专用集成控火装置通过控制器控制切换，每个专用集成控火装置均通过管道与设备室连接。本发明的显著效果是：本发明涉及的专用气体控火系统，采用计算机模拟技术，进行了后处理厂设备室火灾事故工况模拟验证，结果表明：采用密闭空间窒息灭火，同时辅以CO2控火，可以保证设备室内泄漏的可燃物在要求的时间内熄灭。
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公开(公告)号：CN112613158A
公开(公告)日：2021-04-06
申请号：CN202011351583.4
申请日：2020-11-26
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G06F30/20 , G06F119/08 , G06F119/12 , G06F119/14
Abstract: 本发明涉及一种严重事故下安全壳内控制体热力学响应综合分析方法，包括：1、获取热工水力计算初始参数并初始化；2、根据计算时间控制参数判断是否结束计算；3、更新时间步长并求解边界条件；4、计算控制体内部总质量和总能量；5、判断控制体内部流体类型并分工况求解控制体内部状态参数；6、计算不可凝气体的状态参数及气相的平均温度；7、计算饱和水的闪蒸以及过饱和蒸汽的析出；8、计算气液两相与相界面之间的传热传质；9、迭代计算并输出各时刻状态参数，直至计算结束。本发明能准确模拟计算严重事故下安全壳内控制体在受到扰动后从不平衡状态向平衡状态过渡过程中的瞬态变化规律，如实再现实际相关的物理过程并反映系统的物理现象。
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公开(公告)号：CN107358984A
公开(公告)日：2017-11-17
申请号：CN201710425110.6
申请日：2017-06-07
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C17/003 , G21C17/017
CPC classification number: G21C17/017 , G21C17/003
Abstract: 本发明属于核安全监测技术领域，涉及反应堆严重事故后安全壳内气体浓度监测系统。所述的监测系统包括安全壳、采样头、采样管线、电磁阀组、压缩机、返回管线、气体浓度传感器，采样头为多个，设置在安全壳内的不同位置；采样管线连接每个采样头并在穿出安全壳后连接气体浓度传感器；安全壳外的采样管线上设置有电磁阀组，以轮流开启其中的电磁阀实现轮流采样测量气体浓度；通过与气体浓度传感器连接的返回管线，利用返回管线上设置的压缩机的作用，将测量完浓度的安全壳内气体输送回安全壳内。利用本发明的监测系统，能够更加方便、准确的对严重事故下安全壳内气体的浓度进行监测，并防止监测过程带来的放射性物质外泄。
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公开(公告)号：CN105551539A
公开(公告)日：2016-05-04
申请号：CN201510920405.1
申请日：2015-12-11
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 本发明涉及一种反应堆熔融物堆外滞留系统，包括设置在反应堆堆坑底部的收集和滞留装置，该收集和滞留装置与反应堆堆坑通过设置在收集和滞留装置顶部的熔融塞相连通，收集和滞留装置内设有扩展和冷却子系统，该扩展和冷却子系统包括扩展和冷却子系统主体，该扩展和冷却子系统主体为板状螺旋体，其内部设置多根冷却管道，多根所述冷却管道的两端分别与扩展和冷却子系统输水入口管线及扩展和冷却子系统输水出口管线相连接，所述扩展和冷却子系统输水入口管线及扩展和冷却子系统输水出口管线通过冷凝器连通。本发明的堆外滞留系统，在核电站发生堆芯熔毁的严重事故时，能够在小空间内将堆芯熔融物最大程度快速有效地扩展冷却，从而降低堆坑熔穿及放射性物质的释放风险，提高反应堆事故下的安全性。
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