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公开(公告)号：CN107808028B
公开(公告)日：2022-11-18
申请号：CN201710833484.1
申请日：2017-09-15
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G06F30/20
Abstract: 本发明属于火灾损坏范围分析技术领域，具体涉及一种计算火灾影响范围的分析方法，用于房间内部火灾情况下对房间内的设备的损坏情况进行分析，包括：步骤S1，分析火灾所在的房间的情况；步骤S2，分析房间内的点燃源和目标设备；步骤S3，确定点燃源的热释放速率和目标设备的损坏准则；步骤S4，计算点燃源燃烧时的影响范围和房间内的热气层温度；步骤S5，判断是否存在二次可燃物；步骤S5.1，确定二次可燃物的起火时间；步骤S5.2，计算二次可燃物的热释放速率；步骤S5.3，判断是否所有二次可燃物均已考虑；步骤S6，计算总热释放速率以及最终火灾影响范围；步骤S7，分析目标设备损坏时间及损坏原因。该方法操作简单，无需复杂的建模即可快速得出分析结论。
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公开(公告)号：CN108122622B
公开(公告)日：2021-05-18
申请号：CN201711183712.1
申请日：2017-11-23
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C15/18 , G21C17/022 , G21C17/035
Abstract: 本发明公开了一种非能动安全壳冷却系统的冷却水箱，包括状态监测补水系统和设置在反应堆安全壳墙体外侧可实现自动热管理的封闭箱体；所述状态监测补水系统用于监测所述封闭箱体内的冷却水状态并根据该状态补水；所述封闭箱体与设置于所述反应堆安全壳墙体内侧的换热器通过循环管路连接；所述封闭箱体内部被水体隔板分隔为至少两个水体单元，各水体单元通过溢流出口和来流入口连接；所述封闭箱体出水的循环管路和所述封闭箱体回水的循环管路分别连接于两个不同的水体单元。本发明的有益效果为：通过水体单元将冷却回水分层进行热管理，能够在系统投入运行后始终为冷却系统提供低温的冷却水源，使得系统能够获得较高的自然循环能力和排热功率。
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公开(公告)号：CN107358982B
公开(公告)日：2020-12-18
申请号：CN201710438308.8
申请日：2017-06-12
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C17/00
Abstract: 本发明属于核电厂安全壳热工水力实验技术领域，具体涉及一种具有活动壳体的安全壳热工水力实验系统，包括底部的竖直壁面设置在环隙导轨(29)中并能上下调整水平高度的活动壳体(1)，固定设置地面上且位于活动壳体(1)内、与活动壳体(1)形成封闭的第一实验大空间的固定工作平台(8)，能够将活动壳体(1)吊起放下的天车(3)，还包括设置在第一实验大空间内的反应堆模拟结构，与贯穿设置在固定工作平台(8)上的喷放管路相连的、向第一实验大空间提供壳内质能释放过程的质能释放模拟设备。该系统能够提供可变的第一实验大空间，可用于不同型号核电厂安全壳热工水力特性研究及壳内设备研发，设备利用率高，避免了重复建设造成的浪费。
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公开(公告)号：CN108122622A
公开(公告)日：2018-06-05
申请号：CN201711183712.1
申请日：2017-11-23
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C15/18 , G21C17/022 , G21C17/035
CPC classification number: Y02E30/40 , G21C15/18 , G21C17/022 , G21C17/035
Abstract: 本发明公开了一种非能动安全壳冷却系统的冷却水箱，包括状态监测补水系统和设置在反应堆安全壳墙体外侧可实现自动热管理的封闭箱体；所述状态监测补水系统用于监测所述封闭箱体内的冷却水状态并根据该状态补水；所述封闭箱体与设置于所述反应堆安全壳墙体内侧的换热器通过循环管路连接；所述封闭箱体内部被水体隔板分隔为至少两个水体单元，各水体单元通过溢流出口和来流入口连接；所述封闭箱体出水的循环管路和所述封闭箱体回水的循环管路分别连接于两个不同的水体单元。本发明的有益效果为：通过水体单元将冷却回水分层进行热管理，能够在系统投入运行后始终为冷却系统提供低温的冷却水源，使得系统能够获得较高的自然循环能力和排热功率。
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公开(公告)号：CN107358982A
公开(公告)日：2017-11-17
申请号：CN201710438308.8
申请日：2017-06-12
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C17/00
CPC classification number: G21C17/001
Abstract: 本发明属于核电厂安全壳热工水力实验技术领域，具体涉及一种具有活动壳体的安全壳热工水力实验系统，包括底部的竖直壁面设置在环隙导轨(29)中并能上下调整水平高度的活动壳体(1)，固定设置地面上且位于活动壳体(1)内、与活动壳体(1)形成封闭的第一实验大空间的固定工作平台(8)，能够将活动壳体(1)吊起放下的天车(3)，还包括设置在第一实验大空间内的反应堆模拟结构，与贯穿设置在固定工作平台(8)上的喷放管路相连的、向第一实验大空间提供壳内质能释放过程的质能释放模拟设备。该系统能够提供可变的第一实验大空间，可用于不同型号核电厂安全壳热工水力特性研究及壳内设备研发，设备利用率高，避免了重复建设造成的浪费。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN106531243A
公开(公告)日：2017-03-22
申请号：CN201610954903.2
申请日：2016-11-03
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 本发明公开了一种新型模块化小型压水堆事故下余热排出系统，包括安全壳和设置在所述安全壳内的压力容器；所述压力容器内设置有蒸汽发生器、堆芯和热交换器；所述热交换器的换热管有部分处于压力容器外；压力容器和安全壳之间空间设置有含硼水；所述热交换器处于压力容器外的换热管部分被所述含硼水浸没；所述热交换器与设置在所述压力容器上的控制阀组控制连接。本发明通过控制阀门控制热交换器的启动，也可通过非能动的方式如温升自动打开或者失电开启(故障安全)保证反应堆处于安全停堆的状态；热交换器中间流体可以隔离主系统中含有放射性物质的冷却剂与安全壳内部含硼水，保证放射性物质释放满足合理可行尽量低(ALARA)的要求。
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公开(公告)号：CN104021822B
公开(公告)日：2016-11-30
申请号：CN201410200715.1
申请日：2014-05-13
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明属于核电设计技术，具体涉及一种非能动安全壳喷淋与排热系统。其结构包括设置在安全壳外的若干个蓄压水箱，蓄压水箱的出水管连接至集管，集管通过安全壳贯穿件与安全壳内的喷淋环管连接，在安全壳外的集管上设有电动隔离阀，安全壳内的集管上设有止回阀。本发明可以在发生严重事故的情况下，向安全壳内提供喷淋流量，有效地降低安全壳的温度和压力，在72小时内保证安全壳内温度和压力在可接受的范围内；还可以将安全壳内气体排到钢制水箱，通过水箱外表面与外界空气的换热，在一定程度上降低安全壳内的温度和压力，保持安全壳的完整性。
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公开(公告)号：CN105157923A
公开(公告)日：2015-12-16
申请号：CN201510418761.3
申请日：2015-07-16
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G01M3/02
Abstract: 本发明涉及一种安全壳进出口隔离阀组密封性试验方法，包括如下步骤：确认需进行密封性试验的进出口隔离阀组；在安全壳内封闭回路上设置加压接口；从加压接口对进出口隔离阀组的一侧进行打压；在安全壳内回路上设置支路泄漏途径；在支路上依次设置对空接口和支路隔离阀；执行密封性试验，进行泄漏率计算。本发明的试验方法，能够检测安全壳进出口隔离阀组的密封性是否满足要求；结构简单，实用性强。
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公开(公告)号：CN103953746A
公开(公告)日：2014-07-30
申请号：CN201410133216.5
申请日：2014-04-03
Applicant: 中国核电工程有限公司
CPC classification number: F16K7/20 , F16K31/002
Abstract: 本发明提供一种非能动温控流体路径通断开关，该通断开关设在流体管道管壁上，流体管道管壁上具有通流孔；该通断开关包括筒形侧壁及端盖，筒形侧壁固定在流体管道管壁上，端盖扣合在筒形侧壁顶端；筒形侧壁、端盖及流体管道管壁之间形成限位空间，限位空间内填充热形变填料，热形变填料内设有加热器；端盖上设有中心通孔，热形变填料上设有截断孔，热形变填料上的截断孔、端盖上的中心通孔及流体管道管壁上的流通孔形成所述的流体路径。本发明提供的非能动温控流体路径通断开关，利用截断孔的开启及关闭，实现了流体路径的通断切换；该通断切换的实现不需要外界干预，具有非能动特性；可靠性高，结构简单，无需巡检和日常维护。
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公开(公告)号：CN103850483A
公开(公告)日：2014-06-11
申请号：CN201410050631.4
申请日：2014-02-14
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: E04H5/02
Abstract: 本发明公开了一种核电厂的主厂房群布置方法，涉及核电技术领域，解决了现有技术缺乏一种紧凑高效且同时满足能动与非能动安全设施布置要求的布置方法，使核岛厂房中的设备合理布置的问题。本发明提供的方案为：一种核电厂的主厂房群布置方法，所述主厂房群包括核岛和常规岛，核岛厂房群包含了采用双层安全壳的反应堆厂房、电气厂房、安全厂房、燃料厂房、核辅助厂房、核废物厂房、运行服务厂房、应急柴油发电机厂房以及核岛消防水厂房。核岛厂房群布置方法是一种新型的核电厂单堆布置结构，包容能动与非能动相结合的安全系统，具备更强抵御严重外部事件的能力，满足三代核电技术的要求，有利于提高整个核电厂的安全性，增强民众对核安全的接受度。
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