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公开(公告)号：CN113539529B
公开(公告)日：2023-11-14
申请号：CN202110671114.9
申请日：2021-06-17
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明涉及一种池式反应堆余热排出系统及方法，该系统包括设置在反应堆容器内的独立余热排出换热器，所述独立余热排出换热器通过换热回路管线与设置在反应堆容器外部高位水箱内的堆外冷凝器连接，构成非能动余热排出系统的闭合循环回路，反应堆容器通过绝热围板分割为热池和冷池，其中，所述独立余热排出换热器设置在隔间内，隔间上部的隔间围板高于正常运行工况下热池的冷却剂液位高度，在所述隔间下部设有自动压紧/开启装置，可实现与冷池的隔离以及事故工况下隔间与冷池和热池的连通。该系统采用密度差、压强差等固有特性，在严重事故工况下导出堆芯余热，提高系统运行可靠性。
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公开(公告)号：CN110767333B
公开(公告)日：2022-05-03
申请号：CN201910995023.3
申请日：2019-10-18
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 本发明公开了一种用于铅基冷却剂反应堆的氧控装置、方法、反应堆系统，该装置包括：氧浓度检测器、热电偶、第一贮存罐、第一管道、第一阀门、第二贮存罐、加热器、第二管道、第二阀门、控制器，控制器用于根据接收到的氧浓度检测器发送的氧气浓度信号，和热电偶测得的铅基冷却剂温度信号来控制第一阀门、第二阀门，调节反应堆主容器内的铅基冷却剂的氧气浓度。本发明同时利用固相氧控技术和气相氧控技术进行氧浓度控制，气相氧控技术用于降低铅基冷却剂中的氧浓度，工程易实现，同时可以净化铅基冷却剂，固相氧控技术用于提升铅基冷却剂中的氧浓度，响应速度快，不会产生额外的氧化物杂质，两种技术同时使用扬长避短。
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公开(公告)号：CN109102906B
公开(公告)日：2021-11-16
申请号：CN201810756604.7
申请日：2018-07-11
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C9/016
Abstract: 本发明属于反应堆堆芯熔融物堆外捕集系统设计领域，具体涉及一种基于内置换料水箱的堆芯捕集器系统，用于收集堆坑内的反应堆压力容器在事故情况下产生的堆芯熔融物，包括通过转运通道与堆坑的底部相连的、设置在内置换料水箱内的收集容器，收集容器的位置低于堆坑的底部，堆芯熔融物能够在重力作用下从堆坑的底部通过转运通道流入收集容器中。该系统为非能动系统，不依靠外部动力即可正常运转，提高了核电站事故后长期的安全性，实现堆芯熔融物滞留与冷却的收集容器直接位于内置换料水箱内部，系统简单可靠，换热效果大幅提高，能更好的导出堆芯熔融物的余热，同时降低了堆芯熔融物与冷却水接触发生蒸汽爆炸的风险。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN114993893A
公开(公告)日：2022-09-02
申请号：CN202210408301.2
申请日：2022-04-19
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 本发明涉及一种安全壳内气溶胶行为研究实验装置,所述的安全壳内气溶胶行为实验装置包括安全壳模拟体、气溶胶注入系统、蒸汽注入系统、喷淋系统、去离子水注入系统、凝液收集系统、壁温控制系统、抽真空系统、气溶胶采样及测量系统、控制及辅助系统。通过精确控制安全壳模拟体内热工环境参数(温度、湿度、压力)、注入气溶胶粒子浓度及粒径，可获得多种工况下预期可控的实验边界条件；且通过不同测量手段获取气溶胶演变过程数据、不同区域冷凝液数据、喷淋数据等实验数据；从而确保整个安全壳内气溶胶行为实验的可用性及实验数据的精确度。
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公开(公告)号：CN110767333A
公开(公告)日：2020-02-07
申请号：CN201910995023.3
申请日：2019-10-18
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 本发明公开了一种用于铅基冷却剂反应堆的氧控装置、方法、反应堆系统，该装置包括：氧浓度检测器、热电偶、第一贮存罐、第一管道、第一阀门、第二贮存罐、加热器、第二管道、第二阀门、控制器，控制器用于根据接收到的氧浓度检测器发送的氧气浓度信号，和热电偶测得的铅基冷却剂温度信号来控制第一阀门、第二阀门，调节反应堆主容器内的铅基冷却剂的氧气浓度。本发明同时利用固相氧控技术和气相氧控技术进行氧浓度控制，气相氧控技术用于降低铅基冷却剂中的氧浓度，工程易实现，同时可以净化铅基冷却剂，固相氧控技术用于提升铅基冷却剂中的氧浓度，响应速度快，不会产生额外的氧化物杂质，两种技术同时使用扬长避短。
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公开(公告)号：CN113539529A
公开(公告)日：2021-10-22
申请号：CN202110671114.9
申请日：2021-06-17
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明涉及一种池式反应堆余热排出系统及方法，该系统包括设置在反应堆容器内的独立余热排出换热器，所述独立余热排出换热器通过换热回路管线与设置在反应堆容器外部高位水箱内的堆外冷凝器连接，构成非能动余热排出系统的闭合循环回路，反应堆容器通过绝热围板分割为热池和冷池，其中，所述独立余热排出换热器设置在隔间内，隔间上部的隔间围板高于正常运行工况下热池的冷却剂液位高度，在所述隔间下部设有自动压紧/开启装置，可实现与冷池的隔离以及事故工况下隔间与冷池和热池的连通。该系统采用密度差、压强差等固有特性，在严重事故工况下导出堆芯余热，提高系统运行可靠性。
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公开(公告)号：CN109102906A
公开(公告)日：2018-12-28
申请号：CN201810756604.7
申请日：2018-07-11
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C9/016
CPC classification number: G21C9/016
Abstract: 本发明属于反应堆堆芯熔融物堆外捕集系统设计领域，具体涉及一种基于内置换料水箱的堆芯捕集器系统，用于收集堆坑内的反应堆压力容器在事故情况下产生的堆芯熔融物，包括通过转运通道与堆坑的底部相连的、设置在内置换料水箱内的收集容器，收集容器的位置低于堆坑的底部，堆芯熔融物能够在重力作用下从堆坑的底部通过转运通道流入收集容器中。该系统为非能动系统，不依靠外部动力即可正常运转，提高了核电站事故后长期的安全性，实现堆芯熔融物滞留与冷却的收集容器直接位于内置换料水箱内部，系统简单可靠，换热效果大幅提高，能更好的导出堆芯熔融物的余热，同时降低了堆芯熔融物与冷却水接触发生蒸汽爆炸的风险。
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公开(公告)号：CN207052304U
公开(公告)日：2018-02-27
申请号：CN201720652454.6
申请日：2017-06-07
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C17/00
Abstract: 本实用新型属于核安全监测技术领域，涉及一种反应堆严重事故后安全壳内气体浓度监测系统。所述的监测系统包括安全壳、采样头、采样管线、电磁阀组、水蒸汽浓度测量模块、氢气与氧气浓度测量模块、压缩机、返回管线，采样头为多个，设置在安全壳内的不同位置；采样管线连接每个采样头并在穿出安全壳后依次连接水蒸汽浓度测量模块、氢气与氧气浓度测量模块；安全壳外的采样管线上设置有电磁阀组；通过与氢气与氧气浓度测量模块连接的返回管线上设置的压缩机的作用，将测量完浓度的安全壳内气体输送回安全壳内。利用本实用新型的监测系统，能够更加方便、准确的对严重事故下安全壳内气体的浓度进行监测，并防止监测过程带来的放射性物质外泄。
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