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公开(公告)号：CN115240879A
公开(公告)日：2022-10-25
申请号：CN202210782871.8
申请日：2022-07-05
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
Abstract: 本发明涉及一种双层安全壳反应堆安全系统及反应堆系统，包括压力容器，压力容器内设有堆芯挡板，其特征在于，压力容器固定在内层安全壳内，内层安全壳顶部设有外层安全壳，内层安全壳顶部和外层安全壳均位于安全壳冷却水箱内部，且安全壳冷却水箱的箱壁上还固定有空气管道，堆芯挡板外侧的压力容器空间内设有蒸汽发生器，蒸汽发生器接入安装有阀门的余热排出循环管道中，余热排出循环管道安装有位于安全壳冷却水箱内的换热器，压力容器与安注水箱连通，压力容器还安装有第一卸压组件，堆芯挡板还具有自然循环口，自然循环口处设有旁通自然循环阀，采用本发明的安全系统结构简单，适用于小型反应堆。
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公开(公告)号：CN112923109A
公开(公告)日：2021-06-08
申请号：CN202110302346.7
申请日：2021-03-22
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
Abstract: 本发明涉及核反应堆领域，特别涉及一种安全泄压阀门系统，无需依赖安全级电源驱动，达到信号整定值即可自动开启，实现高压和低压容器的内外压力平衡，满足自动卸压要求，为反应堆专设系统注入提供成功条件；同时，为防止误动作，提出信号叠加阈值判断的设计方案，本发明相比于现有技术，依靠液压处于初始关闭状态，当满足信号后，依靠弹簧非能动开启，无需电源，具有很高的安全级；为防止误动作，本设计阀门可设计具有阈值特征，保护高压容器边界的完整性。
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公开(公告)号：CN112201372A
公开(公告)日：2021-01-08
申请号：CN202011109117.5
申请日：2020-10-16
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: G21C15/18 , G21C15/253
Abstract: 本发明提供一种核反应堆在发生严重事故情况下实现堆芯熔融物滞留的方法，所述方法具有如下特点：通过设置合理的安全壳可淹区域和冷却措施以及反应堆一回路冷却剂装量，在发生堆芯熔化的事故情况下，利用一回路的冷却剂将安全壳可淹区域淹没至特定高度，同时在安全壳内部形成冷却剂循环，保证衰变热的移出，从而保持压力容器完整性，实现熔融物压力容器内滞留。本发明提供的熔融物压力容器内滞留方法，采用一回路水源实现堆腔淹没，在不需要人工干预的情况下即可自动实现熔融物压力容器内滞留，可以有效提高反应堆的安全水平，避免大量放射性物质向环境的释放，保护公众健康。
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公开(公告)号：CN111710445A
公开(公告)日：2020-09-25
申请号：CN202010524064.7
申请日：2020-06-10
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: G21C13/024 , G21C15/18
Abstract: 本发明公开了一种压力容器顶部双层壳体设计的安全设施配置方案，包括安全壳。本发明通过设计一体化反应堆，消除大破口发生的可能性；在压力容器顶部设置第二层压力壳体，将稳压器、主回路管线等布置在双层壳体间，通过有效隔离破口，维持压力边界，有效缓解因小破口对反应堆安全性的挑战，保证反应堆的安全性，并简化系统设计，同时，减小双层压力容器壳体设计带来的不利经济性以及维修的复杂性；通过换料水池与利用主回路换热器与非能动余热排出热交换器之间的自然循环带出设计基准失水与非失水事故下的堆芯释热(两个系列)；通过壳外空气自然对流的方式，对安全壳进行冷却降温、降压，提供无限时冷却。
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公开(公告)号：CN111446013A
公开(公告)日：2020-07-24
申请号：CN202010333247.0
申请日：2020-04-24
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明公开了一种海洋环境二次侧非能动余热排出系统及使用方法，包括安全壳(1)、非能动二次侧余排入口管道(2)、入口隔离阀(3)、密闭水箱(4)、非能动二次侧余排出口管道(5)、出口隔离阀(6)和蒸汽发生器(7)；该系统采用非能动的安全设计理念，利用安全壳壁面高效地利用海水使密闭水箱内蒸汽冷凝，依靠密度差驱动流体在系统内形成自然循环，带出堆芯余热，将海水作为最终热阱，可提供无时限的堆芯冷却能力；使得系统设备得到简化，提高系统的安全性和经济性。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN110911020A
公开(公告)日：2020-03-24
申请号：CN201911227935.2
申请日：2019-12-04
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: G21C13/024 , G21C13/028 , G21C15/18
Abstract: 本发明公开了一种压力容器顶部双层壳体设计的先进专设安全设施配置方案，包括固定在安全壳内的压力容器，所述压力容器由压力容器第一层壳体、压力容器顶部第二层壳体组成，且压力容器第二层壳体固定在压力容器第一层壳体的顶部。优点在于：本发明通过设计一体化反应堆，消除大破口的可能性，可最大限度缓解设计基准小LOCA事故和非LOCA事故，压力容器采用顶部部分双层壳体设计，将稳压器、主回路管线等布置在双层壳体间，通过有效隔离破口，维持压力边界，有效缓解因小破口对反应堆安全性的挑战，保证反应堆安全性，并简化系统设计，同时，减小全双层压力容器壳体设计带来的不利经济性以及维修的复杂性。
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公开(公告)号：CN110265158A
公开(公告)日：2019-09-20
申请号：CN201910548388.1
申请日：2019-06-24
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: G21C15/12
Abstract: 本发明提出了一种多功率尺度一体化反应堆及其使用方法，在反应堆压力容器内至少布置两列及以上换热器序列，所述每个换热器序列上布置有至少2级换热器，所述换热器序列布置在贴近所述压力容器内壁面，所述每个换热器序列中的每级换热器通过之间的连接管线上的隔离阀串联并隔离；所述每个换热器序列由一条给水管线和对应于不同功率等级热负荷需求的蒸汽/热水输出管线组成，所述给水管线和汽/热水输出管线上均设置隔离阀。取消主泵，并通过非能动的自然循环实现热量移出；一体化反应堆消除大破口发生的可能性；多级串联换热器实现多功率等级能量输出的目的。
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公开(公告)号：CN103377720A
公开(公告)日：2013-10-30
申请号：CN201210127012.1
申请日：2012-04-27
Applicant: 上海核工程研究设计院
Abstract: 本发明涉及一种核电站事故后IV型堆外熔融物滞留装置，包括内墙、固定于内墙内侧的底部开口的蒸汽通道壁、置于蒸汽通道壁之内的压力容器，还包括围于内墙之外的外墙、固定于内墙底部的堆芯熔融物滞留装置、以及与内墙、堆芯熔融物滞留装置保持一定间隙的导流板；外墙与导流板之间形成冷却剂下降通道，导流板底部设有冷却剂入口，内墙与堆芯熔融物滞留装置之间设有冷却剂通道；堆芯熔融物滞留装置上设有堆芯熔融物滞留凹槽，堆芯熔融物滞留装置下表面为拱形；堆芯熔融物滞留装置由无机非金属耐火材料构成。本发明采用堆外的熔融物滞留设计，用不同的材料包容熔融物，应用冷却剂环路和导流板的结构对熔融物进行冷却，提高了核电站的高全性。
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公开(公告)号：CN103177779A
公开(公告)日：2013-06-26
申请号：CN201310005342.8
申请日：2013-01-08
Applicant: 上海核工程研究设计院
IPC: G21C9/016
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明公开了一种大型非能动压水堆核电厂坩埚型堆芯捕集器，包括堆腔混凝土底板（4）、坩埚冷却系统注水口（6）、坩埚冷却系统水蒸汽出口（7）、坩埚组件（8）、坩埚冷却系统腔室（9）和熔融物收集器（10）。本发明与IVR系统进行有机结合，可进一步提高核电厂安全性，且坩埚设计使系统可靠性更高。
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公开(公告)号：CN103177778A
公开(公告)日：2013-06-26
申请号：CN201310005308.0
申请日：2013-01-08
Applicant: 上海核工程研究设计院
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明提供一种底部注水叠加外部冷却的大型非能动压水堆核电厂堆芯捕集器，其包括包覆反应堆压力容器中下部的堆腔，堆腔的底部为堆腔混凝土底板；难熔层设置在堆腔的侧面和堆腔混凝土底板的底部，难熔层外部套有一个钢制圆筒；钢制圆筒的底部为外部冷却通道，外部冷却通道的向外延伸两端分别为冷却通道入口和冷却通道出口；数十个喷嘴被固定在钢制圆筒底部，喷嘴的上端伸入堆腔混凝土底板，喷嘴的下端伸入外部冷却通道。本发明利用堆腔混凝土底板充当牺牲材料，通过混凝土的消融，实现熔融物的稀释和降低熔融物的温度。堆腔混凝土底板熔穿后，堆芯熔融物被收集在难熔层内，进一步提高核电厂安全性、可靠性高。
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