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公开(公告)号：CN106931194A
公开(公告)日：2017-07-07
申请号：CN201511027583.8
申请日：2015-12-31
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: F16K15/03
CPC classification number: F16K15/03
Abstract: 本发明属于止回阀技术领域，具体涉及一种带低压差开启阀瓣结构的止回阀。本发明的一种带低压差开启阀瓣结构的止回阀，包括阀体和阀瓣，其特征在于：所述阀体具有依次连通的流体入口通道、阀腔和流体出口通道，阀腔内设置有阀瓣，阀瓣能够阻断或开启流体入口通道与流体出口通道之间的连通关系。本发明解决了现有的旋转式止回阀阀瓣的开启压差较大，导致开启时间较长，降低了反应堆冷却剂系统的安全性的技术问题，本发明的止回阀开启压差不大于0.003MPa，全开时流阻系数不大于0.8，关闭时在浮动重锤作用下可快速有效关闭，同时不影响关闭状态的密封效果，提高阀门实现系统安全指标的可靠性。
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公开(公告)号：CN103871506B
公开(公告)日：2016-12-21
申请号：CN201210531614.3
申请日：2012-12-11
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: G21C9/033 , G21C15/182 , Y02E30/40
Abstract: 本发明涉及一种核电站高压安全注射系统，其配置在反应堆一回路系统的若干个环路上，包括至少一个硼酸注入单元和至少一个冷却剂注入单元；硼酸注入单元包括浓硼酸注入箱、一端与浓硼酸注入箱的连接的浓硼酸注入管路，浓硼酸注入管路的另一端穿入安全壳连接到反应堆一回路系统的一个环路的冷管段；冷却剂注入单元包括一个水源、与水源连接的冷却剂注入管路；冷却剂注入管路包括并联的冷管段注入管路和热管段注入管路；冷管段注入管路穿入安全壳并连接到反应堆一回路系统的一个环路的冷管段上；热管段注入管路穿入安全壳并连接到反应堆一回路的一个环路的热管段上。本发明多条管线之间互不干扰，便于流量调节；本发明具有较高的安全性。
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公开(公告)号：CN105957567A
公开(公告)日：2016-09-21
申请号：CN201610295311.4
申请日：2016-05-06
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明公开了一种蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统，所述系统包括：换热器，所述换热器放置在冷却水箱内，凝水管一端与所述换热器下封头连接，另一端与蒸汽发生器的主给水管连接；蒸汽管线一端与所述换热器的上封头连接，另一端与蒸汽发生器的蒸汽出口连接；N个补水箱，所述补水箱上部与所述蒸汽管线连通，所述补水箱下部与所述凝水管连通；M个空气冷却器，所述空气冷却器的蒸发段布置在冷却水箱中，所述空气冷却器的冷凝段布置在冷却水箱外的大气中；实现了蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统长期导出堆芯余热，维持反应堆在安全状态的技术效果。
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公开(公告)号：CN105957564A
公开(公告)日：2016-09-21
申请号：CN201610295310.X
申请日：2016-05-06
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种抑压及安全注射系统，所述系统包括：安全壳，所述安全壳内设有：抑压水池、堆芯补水箱、安注箱、压力容器集水坑、一回路卸压装置、反应堆压力容器；其中，所述抑压水池用于吸收事故下反应堆系统释放出的热量，并且所述抑压水池中的水依靠重力注入堆芯，实现低压注射功能；所述堆芯补水箱用于为非能动高压安全注射提供水源；所述安注箱用于为非能动中压安全注射提供水源；所述压力容器集水坑用于收集由安全壳冷却系统冷凝的凝结水，为再循环长期冷却提供水源，并实现压力容器内熔融物滞留，实现了反应堆安全系统设计合理，系统配置简单，安全壳尺寸较小，经济性较好，且满足压力容器内熔融物滞留的要求的技术效果。
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公开(公告)号：CN104064238B
公开(公告)日：2016-09-14
申请号：CN201410264164.5
申请日：2014-06-13
Applicant: 长江勘测规划设计研究有限责任公司 , 中国核动力研究设计院
IPC: G21F9/02
Abstract: 本发明公开了一种地下核电站气载放射性流出物非能动水洗过滤系统，包括设置于地下洞室内的金属罐，金属罐内盛装有一定量的滤碘溶液，金属罐的侧壁下方设置有与安全壳连通的气体入口管，气体入口管在金属罐内与若干个支管连通，支管上密集布置文丘里管，文丘里管的顶部低于滤碘溶液的液面，金属罐顶部设置有与烟囱连通的气体出口管，气体出口管的下方设置有金属纤维过滤器，文丘里管与金属罐内壁之间设置有热交换管，热交换管与地面冷却水池连通，金属罐侧壁上还布置有注液管和排液管。本发明结合地下核电站的特点和文丘里管的工作原理，设计出一种非能动、自我调节泄压、能长期有效运行且反复使用的水洗过滤系统。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN103632736B
公开(公告)日：2016-08-10
申请号：CN201210295150.0
申请日：2012-08-20
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
CPC classification number: G21C13/02 , G21C11/08 , G21C15/12 , G21C15/18 , G21C15/182 , G21C15/243 , G21D3/06 , Y02E30/40
Abstract: 本发明涉及一种核电站堆腔注水冷却系统，包括：设置在反应堆安全壳内的反应堆堆腔、设置在反应堆堆腔内的压力容器，位于反应堆堆腔与压力容器之间并包围压力容器的隔热屏障，还包括外部注水系统和设置在安全壳内的高位注水系统；外部注水系统包括外部水源、与外部水源连接的外部注水管、在外部注水管上设置的堆腔注水泵、在堆腔注水泵上游和下游分别设置的第一隔离阀和第二隔离阀；该外部注水管穿过安全壳与隔热屏障底部连接；高位注水系统包括高位注水箱、连接高位注水箱底部与外部注水管的高位注水管、设置在高位注水管上的第三隔离阀。本发明性能稳定可靠，可以有效地缓解严重事故后果，确保严重事故下反应堆压力容器的完整性。
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公开(公告)号：CN104064236A
公开(公告)日：2014-09-24
申请号：CN201410264763.7
申请日：2014-06-13
Applicant: 长江勘测规划设计研究有限责任公司 , 中国核动力研究设计院
IPC: G21D1/02
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明公开了一种阶地平埋型地下核电站，包括核岛和常规岛，核岛涉核建筑物置于山体核岛洞室群内，常规岛置于第一常规岛区域和第二常规岛区域上，第一常规岛区域位于山体边坡上部的阶地平台，第二常规岛区域位于边坡外侧的地面平台，核岛洞室群相对第二常规岛平埋于山体边坡内。本发明适用于山体边坡外侧和上部均有较大平台的地形环境、或者边坡外侧和上部人工开挖均容易形成较大平台的地形环境，为地下核电站建设提供了一种可行的总体布置；主要工艺系统较地面核电站无需重大调整，降低了地下核电站技术研发难度；通过将核岛厂房布置于不同的地下洞室内，可确保现有的地下工程技术满足核电站涉核建筑物布置于地下的要求。
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公开(公告)号：CN103871506A
公开(公告)日：2014-06-18
申请号：CN201210531614.3
申请日：2012-12-11
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: G21C9/033 , G21C15/182 , Y02E30/40
Abstract: 本发明涉及一种核电站高压安全注射系统，其配置在反应堆一回路系统的若干个环路上，包括至少一个硼酸注入单元和至少一个冷却剂注入单元；硼酸注入单元包括浓硼酸注入箱、一端与浓硼酸注入箱的连接的浓硼酸注入管路，浓硼酸注入管路的另一端穿入安全壳连接到反应堆一回路系统的一个环路的冷管段；冷却剂注入单元包括一个水源、与水源连接的冷却剂注入管路；冷却剂注入管路包括并联的冷管段注入管路和热管段注入管路；冷管段注入管路穿入安全壳并连接到反应堆一回路系统的一个环路的冷管段上；热管段注入管路穿入安全壳并连接到反应堆一回路的一个环路的热管段上。本发明多条管线之间互不干扰，便于流量调节；本发明具有较高的安全性。
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公开(公告)号：CN103867835A
公开(公告)日：2014-06-18
申请号：CN201210538763.2
申请日：2012-12-13
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: F16L41/03 , F16L43/001
Abstract: 本发明涉及压水堆核电厂主管道设计技术领域，具体公开了一种一体化锻造的主管道。该主管道包括直管和与直管一体锻造的等直径弯管，在主管道上的直管上通过一体锻造有若干个接管嘴A和接管嘴B；直管和弯管的内径在698.5mm～787.4mm之间，管壁厚度在69mm～76mm之间；弯管为圆弧状管道，其弯曲半径在1300mm～1450mm之间；接管嘴A和接管嘴B可以分别与不同的辅助设备相连接。该一体化锻造的主管道，减少了主管道工厂预制环焊缝以及较大的接管嘴焊缝。由于主管道的薄弱环节主要在焊缝，因此，主管道上焊缝的减少相应地减少了主管道在使用过程中的潜在风险。同时，由于焊缝的减少，电厂运行期间也减少了相应焊缝的在役检查工作，为核电站的运行节约了成本，也为整个在役检查节约了时间。
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公开(公告)号：CN103632736A
公开(公告)日：2014-03-12
申请号：CN201210295150.0
申请日：2012-08-20
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
CPC classification number: G21C13/02 , G21C11/08 , G21C15/12 , G21C15/18 , G21C15/182 , G21C15/243 , G21D3/06 , Y02E30/40
Abstract: 本发明涉及一种核电站堆腔注水冷却系统，包括：设置在反应堆安全壳内的反应堆堆腔、设置在反应堆堆腔内的压力容器，位于反应堆堆腔与压力容器之间并包围压力容器的隔热屏障，还包括外部注水系统和设置在安全壳内的高位注水系统；外部注水系统包括外部水源、与外部水源连接的外部注水管、在外部注水管上设置的堆腔注水泵、在堆腔注水泵上游和下游分别设置的第一隔离阀和第二隔离阀；该外部注水管穿过安全壳与隔热屏障底部连接；高位注水系统包括高位注水箱、连接高位注水箱底部与外部注水管的高位注水管、设置在高位注水管上的第三隔离阀。本发明性能稳定可靠，可以有效地缓解严重事故后果，确保严重事故下反应堆压力容器的完整性。
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