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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：CN105427900B
公开(公告)日：2019-09-13
申请号：CN201510918964.9
申请日：2015-12-11
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 本发明涉及反应堆安全系统设计技术，具体涉及一种严重事故后反应堆熔融物堆外滞留系统。其结构包括熔融物滞留装置和冷却管线，作为关键设备的位于压力容器下方的熔融物滞留装置，包括可允许熔融物分层扩散及冷却剂通过的多孔牺牲层及耐高温坩埚结构组件，各层之间分布有耐高温支撑柱作为支撑；冷却管线可以持续补充堆坑中的冷却水，保证熔融物的完全淹没和持续冷却。在核电站发生堆芯融毁的严重事故时，本发明能够实现堆芯熔融物最大程度且快速有效的分散冷却，从而降低堆坑底部熔穿风险，提高反应堆严重事故下的安全性。
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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：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：CN207052304U
公开(公告)日：2018-02-27
申请号：CN201720652454.6
申请日：2017-06-07
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C17/00
Abstract: 本实用新型属于核安全监测技术领域，涉及一种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、水蒸汽浓度测量模块、氢气与氧气浓度测量模块、压缩机、返回管线，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依次连接水蒸汽浓度测量模块、氢气与氧气浓度测量模块；安全壳外的采样管线上设置有电磁阀组；通过与氢气与氧气浓度测量模块连接的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。利用本实用新型的监测系统，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：CN206601953U
公开(公告)日：2017-10-31
申请号：CN201621369272.X
申请日：2016-12-13
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C15/18
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本实用新型属于核安全技术领域，涉及一种非能动压力容器外部冷却系统。所述的系统在压力容器的外部包围有密封层，并在所述的压力容器与所述的密封层之间形成环形密封空间；冷却水注入箱通过冷却水注入管线连接所述的密封层，从而可在核事故时将冷却水注入所述的环形密封空间并将下封头淹没，其中所述的环形密封空间通过蒸汽轮机进汽管线和蒸汽轮机相连接，所述的蒸汽轮机通过传动装置与水泵连接，所述的水泵通过水泵出水管线与所述的环形密封空间连接。本实用新型的系统建立后，冷却水不断注入环形密封空间，持续冷却压力容器外壁，从而最终将堆芯熔融物衰变热导出，保持压力容器的完整性，防止放射性物质的外泄。
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公开(公告)号：CN217894942U
公开(公告)日：2022-11-25
申请号：CN202221984042.X
申请日：2022-07-29
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 本实用新型公开一种乏燃料操作转运装置，包括大车轨道、小车轨道、大车、小车、以及吊篮操作部件和组件操作部件，其中：大车轨道沿X方向设置；大车设于大车轨道上，用于在X方向上移动；小车轨道设于大车上，并沿Y方向延伸，Y方向与X方向垂直；小车设于小车轨道上，用于在Y方向上移动；吊篮操作部件和组件操作部件均设于小车上并能够沿Z方向移动，Z方向与X方向、Y方向均垂直，组件操作部件用于将乏燃料组件装载到贮运吊篮中和将乏燃料组件从贮运吊篮中卸载，吊篮操作部件用于转运所述贮运吊篮。本实用新型还公开一种后处理厂系统。本实用新型可对乏燃料组件和贮运吊篮进行整体转运，效率高，安全性高。
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公开(公告)号：CN206040217U
公开(公告)日：2017-03-22
申请号：CN201620934867.9
申请日：2016-08-24
Applicant: 中国核电工程有限公司
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本实用新型提供一种反应堆压力容器外部冷却系统，包括压力容器(1)、堆坑(3)及设置在堆坑(3)与压力容器(1)之间能够包围压力容器容器(1)之间形成用于盛放液态金属镓的狭窄空间(6)，该金属导热层(4)与堆坑(3)之间形成冷却水的流动通道；金属导热层(4)为圆柱形结构，在圆柱形结构的外壁上设置若干个散热部件(5)。采用本实用新型的冷却系统，在反应堆发生严重事故时，能够利用较少量的金属镓，达到防止堆外蒸汽爆炸和压力容器下封头熔穿的目的，提高了核电站的安全性；散热部件(5)的使用，增大了换热面积，提高了换热效果。(1)的金属导热层(4)，该金属导热层(4)与压力
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