-
公开(公告)号：CN102867549A
公开(公告)日：2013-01-09
申请号：CN201210374597.7
申请日：2012-09-27
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C15/18
CPC classification number: G21C15/182 , G21C15/18 , G21D1/02 , Y02E30/40
Abstract: 本发明属于反应堆设计技术，具体涉及一种能动与非能动相结合的堆腔注水冷却系统。其结构包括非能动堆腔注水箱和堆腔注水冷却泵，所述的非能动堆腔注水箱通过非能动注入管线与反应堆堆腔连接，所述的堆腔注水冷却泵设置在安全壳外部，堆腔注水冷却泵的入口管连接换料水箱，堆腔注水冷却泵的出口管线贯穿安全壳与反应堆堆腔连接。本系统作为严重事故对策，以能动和非能动相结合的多冗余及多样性的方式，在事故发生时实现带走堆芯熔融物、排出堆芯热量、防止熔穿的安全功能。
-
公开(公告)号：CN202887749U
公开(公告)日：2013-04-17
申请号：CN201220503846.3
申请日：2012-09-27
Applicant: 中国核电工程有限公司
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本实用新型属于反应堆设计技术，具体涉及一种能动与非能动相结合的二次侧堆芯热量导出装置。其结构包括辅助给水系统和二次侧非能动余热排出系统，辅助给水系统包括两个冗余的供水系列，每个供水系列的一端连接辅助给水箱，另一端与蒸汽发生器的主给水管道相连接；二次侧非能动余热排出系统包括若干个非能动余热排出系列，每个非能动余热排出系列包括一台置于事故冷却水箱内的非能动余热排出冷却器，其上游蒸汽管线连接蒸汽发生器的主蒸汽管道，其下游凝水管线与蒸汽发生器的主给水管道连接，在非能动余热排出冷却器的上游蒸汽管线和下游凝水管线之间还设有非能动补水箱。本实用新型能够保证在事故情况下堆芯热量的长期导出，缓解严重事故后果。
-
公开(公告)号：CN203364649U
公开(公告)日：2013-12-25
申请号：CN201320254407.8
申请日：2013-05-10
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: F28F9/007
Abstract: 本实用新型涉及一种核电站安全壳内换热器的支撑结构，包括多根相互平行的下部横梁（1）、多根相互平行的上部横梁（2）和支架（3），所述支架（3）将多根相互平行的下部横梁（1）和多根相互平行上部横梁（2）相连接，形成一个长方体框架。所述长方体框架的一个前侧面上设有多根用于支撑换热器的相互平行的侧梁（4）；所述上部横梁和所述下部横梁上分别设有两个用于支撑换热器上、下联箱的支撑件（5）。采用本实用新型的技术方案，当地震发生时，能保证换热器的完整性，使其不会受到破坏。此结构简单，安装方便，性能可靠。
-
Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN202887746U
公开(公告)日：2013-04-17
申请号：CN201220503447.7
申请日：2012-09-27
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C15/18
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本实用新型涉及一种核电站能动与非能动结合的堆芯剩余热量排出系统，包括安全注入系统、安全壳喷淋系统、辅助给水系统、堆腔注水系统、二次侧非能动余热排出系统、非能动安全壳热量导出系统和相关的阀门与管道，该系统以能动和非能动相结合的多冗余及多样性的方式，在事故发生时实现控制反应性、排出堆芯热量、包容放射性物质的三大安全功能。本实用新型不仅能够完备的实现核电厂事故条件下安全注入、安全喷淋和严重事故工况下的堆腔注水等安全功能，而且有效地提高了安全系统可靠性，强化了安全系统在核电站事故工况下的应对能力，能够有效预防和缓解严重事故，降低堆芯融化概率和大规模放射性释放的风险概率，大大提高核电站安全性能。
-
公开(公告)号：CN202887745U
公开(公告)日：2013-04-17
申请号：CN201220503290.8
申请日：2012-09-27
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C15/18
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本实用新型属于反应堆设计技术，具体涉及一种能动与非能动相结合的安全壳排热装置。其结构包括安全壳喷淋系统和非能动安全壳热量导出系统，所述的安全壳喷淋系统的管线一端连接换料水箱，另一端经喷淋泵和热交换器后连接到安全壳顶部的喷淋集管；所述的非能动安全壳热量导出系统包括设置在安全壳内部的换热器或换热器组，所述的换热器或换热器组通过上升管线和下降管线与设置在安全壳外部的换热水箱相连接，换热水箱的高度高于换热器或换热器组的高度。本实用新型改进了传统能动安全系统核电站对安全级电源的依赖，提高核电站安全壳排热系统的固有安全性。
-
公开(公告)号：CN202976862U
公开(公告)日：2013-06-05
申请号：CN201220547986.0
申请日：2012-10-24
Applicant: 中国核电工程有限公司
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本实用新型属于反应堆设计技术，具体涉及一种安全壳外与安全壳内、能动与非能动结合的消氢系统。该系统包括安全壳氢气监测子系统、非能动安全壳消氢子系统和能动氢复合器子系统，通过安全壳内与安全壳外、非能动与能动相结合的消氢手段，增加了消氢措施的多样性，解决了现有消氢手段的设计缺陷，提高了消氢系统的可靠性，将消氢系统失效风险降至最低，从而在事故情况下将安全壳内的氢浓度控制在安全范围之内，避免发生氢气爆炸。
-
公开(公告)号：CN202887748U
公开(公告)日：2013-04-17
申请号：CN201220503675.4
申请日：2012-09-27
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C15/18
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本实用新型涉及反应堆设计技术，具体涉及一种应对全厂断电事故的非能动排热装置。其结构包括二次侧非能动余热排出系统和非能动安全壳热量导出系统，二次侧非能动余热排出系统用来导出堆芯余热和反应堆冷却剂系统各设备的显热，使反应堆维持在安全停堆状态；非能动安全壳热量导出系统用来导出堆芯释放到安全壳内的热量，维持安全壳的完整性。二次侧非能动余热排出系统和非能动安全壳热量导出系统共用换热水箱。本实用新型能够在全厂断电事故工况下导出堆芯衰变热及其释放到安全壳空间内的热量，显著降低堆芯融化概率和放射性物质向环境释放的概率。
-
公开(公告)号：CN202887747U
公开(公告)日：2013-04-17
申请号：CN201220503642.X
申请日：2012-09-27
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C15/18
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本实用新型属于反应堆设计技术，具体涉及一种能动与非能动相结合的堆腔注水冷却系统。其结构包括非能动堆腔注水箱和堆腔注水冷却泵，所述的非能动堆腔注水箱通过非能动注入管线与反应堆堆腔连接，所述的堆腔注水冷却泵设置在安全壳外部，堆腔注水冷却泵的入口管连接换料水箱，堆腔注水冷却泵的出口管线贯穿安全壳与反应堆堆腔连接。本系统作为严重事故对策，以能动和非能动相结合的多冗余及多样性的方式，在事故发生时实现带走堆芯熔融物、排出堆芯热量、防止熔穿的安全功能。
-
-
-
-
-
-
-
Search Results
38
records
(took 0.026 seconds)
