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公开(公告)号：CN103377722B
公开(公告)日：2017-05-31
申请号：CN201210127011.7
申请日：2012-04-27
Applicant: 上海核工程研究设计院
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明涉及一种核电站事故后V型堆外熔融物滞留装置，包括内墙、固定于内墙内侧的蒸汽通道壁、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、及与堆芯熔融物滞留装置底部紧密接触的固定于外墙的堆芯熔融物冷却装置；内墙与外墙之间形成冷却剂下降通道，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表面位于压力容器正下方的位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平面；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，用冷却剂环路和堆芯熔融物冷却装置对熔融物进行冷却，提高了核电站的高全性。
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公开(公告)号：CN103375862B
公开(公告)日：2016-03-02
申请号：CN201210127020.6
申请日：2012-04-27
Applicant: 上海核工程研究设计院
CPC classification number: Y02A30/274
Abstract: 本发明涉及核电站专设安全系统领域，特别涉及一种用于核电站主控室的非能动空调系统。解决主控室在事故后72h后的、长期的可居住性的问题。本发明采用双吸附式制冷装置，左制冷装置与右制冷装置之间借助于连通阀连通，并由乏燃料池余热驱动左制冷装置与右制冷装置，并由乏燃料池余热驱动吸附式制冷装置，从而产生四种工作模式，运行时，从左制冷装置输出冷量模式开始，然后回质过程、回热过程、接着右制冷装置输出冷量模式、再是回质过程，吸附床冷却过程、最后回到开始的左制冷装置输出冷量模式，如此循环进行，能有效控制主控室内温度，确保主控室工作人员的工作效率，具有非能动、安全、可靠性高的特点。
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公开(公告)号：CN103377728B
公开(公告)日：2015-09-30
申请号：CN201210127319.1
申请日：2012-04-27
Applicant: 上海核工程研究设计院
IPC: G21C15/18
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明涉及核电站反应堆专设安全系统领域，特别涉及一种用于事故后具有最终热阱的水淹式安全壳非能动余热导出系统。解决核电站事故后，冷却水全部蒸发水淹式安全壳丧失绝大部分的最终热阱问题。导流板为四周封闭的框架结构，并且在导流板的下部开设若干通水孔，导流板放置于水池底部，导流板环绕安全壳并浸在冷却水中，导流板外侧区域的冷却水中放置分离式冷却装置的蒸发端，分离式冷却装置的冷凝端布置于烟囱中。通过冷却液的自然循环将安全壳散发出的热量传递给分离式冷却装置，分离式冷却装置再通过烟囱将热量导出。本系统采用成熟的设备，非能动驱动，保证了系统运行可靠性和安全性，从而显著增加核电站的安全性。
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公开(公告)号：CN103377734B
公开(公告)日：2015-08-26
申请号：CN201210127378.9
申请日：2012-04-27
Applicant: 上海核工程研究设计院
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明涉及一种带有分离式空气冷却热阱的下沉式安全壳。所述的安全壳位于地下；其在安全壳的竖直段以及穹顶的外壁周围布置多根蒸发端热管，这些蒸发端热管被分成若干组；每组蒸发端热管的出口均连通一路上升连接管的入口，该路上升连接管的出口连通包括多根冷凝端热管的一组冷凝端热管的顶部入口，该组冷凝端热管的底部出口连通一路下降连接管的入口，该路下降连接管的出口连通一组蒸发端热管的入口。本发明为安全壳提供分离式热阱，使安全壳具备有最终热阱的功能，对于预应力混凝土安全壳，可以使原本不具备最终热阱的安全壳，具备一定的最终热阱能力；对于有最终热阱能力的钢制安全壳，也可以通过分离式热阱增加冷却能力。
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公开(公告)号：CN103378767A
公开(公告)日：2013-10-30
申请号：CN201210127034.8
申请日：2012-04-27
Applicant: 上海核工程研究设计院
IPC: H02N11/00
Abstract: 本发明提供一种基于热电直接转换的核电站事故后供电装置。第一吸热端布置在安全壳内的堆内水箱侧壁；第一吸热端通过第一连接部件连接布置在安全壳外的第一散热端；第一散热端内设置第一冷端电极，第一吸热端内设置第一热端电极；第一热端电极通过导线连接第一电控装置。第二吸热端布置在安全壳内的压力容器堆腔的四周，以及压力容器下方的熔融物滞留槽的下部；第二吸热端通过第二连接部件连接布置在安全壳外的第二散热端；第二散热端内设置第二冷端电极，第二吸热端内设置第二热端电极；第二热端电极通过导线连接第二电控装置。本发明利用堆芯余热，可为氢气点火器持续供电，也可为安全监测和安全控制系统长时间供电。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN103377730A
公开(公告)日：2013-10-30
申请号：CN201210127335.0
申请日：2012-04-27
Applicant: 上海核工程研究设计院
IPC: G21C15/18 , G21C15/257
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明涉及一种用于核电站安全壳内的以安全壳内水箱为热源的分离式空气冷却热阱。其在安全壳内水箱内设置多根蒸发端热管，这些蒸发端热管分成若干组；每组蒸发端热管的顶部出口连通一路上升连接管的入口，该路上升连接管延伸出安全壳并且出口连通包括多根冷凝端热管的一组冷凝端热管的顶部入口，该组冷凝端热管的底部出口连通一路下降连接管的入口，该路下降连接管延伸进入安全壳并且出口连通一组蒸发端热管的底部入口。本发明为安全壳提供分离式热阱，使安全壳具备最终热阱的功能，对于预应力混凝土安全壳，可使原本不具备最终热阱的安全壳，具备一定最终热阱能力；对于有最终热阱能力的钢制安全壳，也可通过分离式热阱增加冷却能力。
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公开(公告)号：CN103377729A
公开(公告)日：2013-10-30
申请号：CN201210127332.7
申请日：2012-04-27
Applicant: 上海核工程研究设计院
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明涉及压水堆核电站专设安全系统领域，具体地说是一种大型压水堆核电站事故后堆芯完全非能动冷却系统。解决大型压水堆核电站事故后堆芯余热长期完全非能动余热排出问题。堆芯完全非能动冷却装置。屏蔽厂房的顶部采用双层结构，在圆筒状钢混凝土组合结构的上端形成双层的钢混凝土组合结构顶部，同时在顶部形成圆筒状的钢制混凝土中间通道，双层的钢制混凝土顶部构成水箱。不仅扩大了水箱的容积，承载了可以延长72小时后、15天-40天余热排出所需要的1500吨至12000吨冷却水，实现堆芯余热的长期完全非能动余热排出；而且实现了屏蔽厂房与水箱的一体化设计，有利于屏蔽厂房的模块化施工建造。
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公开(公告)号：CN103377721A
公开(公告)日：2013-10-30
申请号：CN201210127014.0
申请日：2012-04-27
Applicant: 上海核工程研究设计院
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明涉及一种核电站事故后II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、以及固定于内墙底部的堆芯熔融物滞留装置；堆芯熔融物滞留装置上表面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一个斜面，倾斜角度为15度～80度，斜面上靠近外墙底部的位置为圆弧形；内墙与外墙之间形成冷却剂下降通道与蒸汽上升第二通道；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：CN103375862A
公开(公告)日：2013-10-30
申请号：CN201210127020.6
申请日：2012-04-27
Applicant: 上海核工程研究设计院
CPC classification number: Y02A30/274
Abstract: 本发明涉及核电站专设安全系统领域，特别涉及一种用于核电站主控室的非能动空调系统。解决主控室在事故后72h后的、长期的可居住性的问题。本发明采用双吸附式制冷装置，左制冷装置与右制冷装置之间借助于连通阀连通，并由乏燃料池余热驱动左制冷装置与右制冷装置，并由乏燃料池余热驱动吸附式制冷装置，从而产生四种工作模式，运行时，从左制冷装置输出冷量模式开始，然后回质过程、回热过程、接着右制冷装置输出冷量模式、再是回质过程，吸附床冷却过程、最后回到开始的左制冷装置输出冷量模式，如此循环进行，能有效控制主控室内温度，确保主控室工作人员的工作效率，具有非能动、安全、可靠性高的特点。
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公开(公告)号：CN219591133U
公开(公告)日：2023-08-25
申请号：CN202223566769.9
申请日：2022-12-21
Applicant: 山东核电有限公司 , 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G21C19/31 , G21C15/257 , G21C15/18
Abstract: 本实用新型公开了核电站事故后采用热管强化传热的堆外熔融物导热装置，涉及导热装置技术领域。包括外墙，外墙内部设置有内墙，内墙内侧设置有蒸汽通道壁，蒸汽通道壁内侧设置有压力容器，内墙的底部与外墙之间设置有堆芯熔融物滞留装置，内墙和外墙之间设置有冷却剂下降通道和蒸汽上升第二通道，蒸汽上升第二通道内设置有热管，热管内封装有冷却工质，热管自上而下设置有粗段、过渡段和细段，粗段的管径大于细段的管径，细段的外表面设置有螺纹。本实用新型设置热管，热管内封装冷却工质，同时热管上粗下细，粗段加大换热面积，便于气相冷却；细段车螺纹，便于蒸汽遇到热管之后水分的积聚，积聚之后再蒸发，起到强化传热的作用。
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