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公开(公告)号:CN110444300A
公开(公告)日:2019-11-12
申请号:CN201910598174.5
申请日:2019-07-04
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 本发明涉及一种基于征兆的核电厂堆芯冷却功能控制策略的设计方法,包括(1)进行堆芯冷却征兆限值分析,确定表征堆芯冷却不足的仪表组合θ,得到堆芯冷却表征征兆仪表组合θ中仪表读数的限值要求;(2)确定堆芯冷却受挑战的事故清单;(3)分析核电厂的堆芯冷却方式,确定堆芯冷却方式集Ω,根据堆芯冷却方式的综合冷却能力排序,确定最优的堆芯冷却方式序列;(4)对堆芯冷却方式序列进行验证和调整;(5)得到针对不同技术特点核电机组设计的堆芯冷却功能控制策略。本发明能够根据不同的核电机组设计特点,得到最优的征兆导向关键安全功能堆芯冷却不足恢复策略,更好地体现其先进性和安全性。
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公开(公告)号:CN102915776A
公开(公告)日:2013-02-06
申请号:CN201210369284.2
申请日:2012-09-27
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C17/00
Abstract: 本发明属于反应堆设计技术,具体涉及一种非能动安全壳热量导出系统试验方法。该方法通过模拟事故后安全壳内环境,测量非能动安全壳热量导出系统的运行参数,计算非能动安全壳热量导出系统的换热能力,验证非能动安全壳热量导出系统是否满足设计要求。本发明可以为非能动安全壳热量导出系统的工程应用提供可靠的试验依据。
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公开(公告)号:CN102881342A
公开(公告)日:2013-01-16
申请号:CN201210370296.7
申请日:2012-09-27
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C15/18
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。本发明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。
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公开(公告)号:CN101800085B
公开(公告)日:2012-06-27
申请号:CN200910008675.X
申请日:2009-02-11
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C15/18
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明属于核电站辅助给水系统,具体涉及一种核电站单堆使用的执行安全功能的辅助给水系统。它包括辅助给水箱,连接辅助给水箱与蒸发器的两条给水系列。每条给水系列包括并联的一台电动泵和一台汽动泵,每台泵都安装有调节阀,在调节阀与孔板之间的管道上设有隔离阀,蒸发器通过汽轮机为汽动泵提供汽动力,在两条给水系列之间安装有联接阀和连接管,连接管与给水管系之间的连接点设在调节阀与隔离阀之间的管道上。由于两个给水管系中每个给水管系都由一台100%的电动泵和一台100%的汽动泵并联组成,提高了系统的安全性。本发明非常适于压水堆核电站的辅助给水系统,能有效地提升核电站的安全性。
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公开(公告)号:CN101800085A
公开(公告)日:2010-08-11
申请号:CN200910008675.X
申请日:2009-02-11
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C15/18
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明属于核电站辅助给水系统,具体涉及一种核电站单堆使用的执行安全功能的辅助给水系统。它包括辅助给水箱,连接辅助给水箱与蒸发器的两条给水系列。每条给水系列包括并联的一台电动泵和一台汽动泵,每台泵都安装有调节阀,在调节阀与孔板之间的管道上设有隔离阀,蒸发器通过汽轮机为汽动泵提供汽动力,在两条给水系列之间安装有联接阀和连接管,连接管与给水管系之间的连接点设在调节阀与隔离阀之间的管道上。由于两个给水管系中每个给水管系都由一台100%的电动泵和一台100%的汽动泵并联组成,提高了系统的安全性。本发明非常适于压水堆核电站的辅助给水系统,能有效地提升核电站的安全性。
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公开(公告)号:CN203882628U
公开(公告)日:2014-10-15
申请号:CN201420152078.0
申请日:2014-03-31
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能动与非能动相结合的安全壳热量导出系统,其结构包括设置在安全壳内部的换热器和外部的水箱,水箱高于所述换热器,水箱底部通过下降管段与换热器入口相连接,在水箱的上方设有具备冷却、集水和过滤功能的喷淋冷却和液态水收集系统,上升管段与喷淋冷却和液态水收集系统的冷凝器入口相连接,冷凝器的出口与水箱注水口连接,冷凝器上方设有喷淋装置,喷淋冷却和液态水收集系统包括设置在水箱上方的引流罩,引流罩的顶部设有风机,引流罩的底部设有引风口。本实用新型能够在非能动系统投入运行后始终为水箱提供高效的冷却手段,将水箱温度维持在较低水平,使得系统能够获得较高的自然循环能力和排热功率,实现安全壳的长期有效降温降压。
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公开(公告)号:CN203746436U
公开(公告)日:2014-07-30
申请号:CN201320825142.2
申请日:2013-12-13
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C15/00
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 一种乏燃料水池设备冷却水系统,包括第一冷却系列、第二冷却系列及公用热载荷模块。第一冷却系列依次包括第一冷却泵模块、第一冷却热交换器模块及第一冷却热载荷模块;第二冷却系列依次包括第二冷却泵模块、第二冷却热交换器模块及第二冷却热载荷模块。第一冷却泵模块、第一冷却热交换器模块和公用热载荷模块形成第一冷却水回路;第一冷却泵模块、第一冷却热交换器模块和第一冷却热载荷模块形成第二冷却水回路;第二冷却泵模块、第二冷却热交换器模块及公用热载荷模块形成第三冷却水回路,第二冷却泵模块、第二冷却热交换器模块和第二冷却热载荷模块形成第四冷却水回路。本实用新型的技术方案,能够为乏燃料水池冷却系统的至少两台热交换器供水。
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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。
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公开(公告)号:CN203250543U
公开(公告)日:2013-10-23
申请号:CN201220698458.5
申请日:2012-12-17
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21D3/04
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本实用新型公开了一种用于拦截并贮存碎渣的装置(5),由不锈钢框架和不锈钢制多孔板组成,整体为顶端开口、底部封闭、四周为滤网的箱式结构,装置(5)的顶端开口面积大于或等于内置换料水箱的上层楼板孔洞面积,顶部开口处周围设有碎渣收集板(6),装置(5)的中部侧壁上设有柱状滤筒(7)或板状滤网,装置(5)的内部设有加强筋(8)。本实用新型能够减少进入内置换料水箱的微小颗粒和纤维,进而降低下游管道以及反应堆堆芯组件发生堵塞的可能性,保证了事故后内置换料水箱的水质,并能确保反应堆余热导出的能力。
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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。
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