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公开(公告)号：CN107367445B
公开(公告)日：2021-12-03
申请号：CN201710416822.1
申请日：2017-06-06
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G01N11/16
Abstract: 本发明属于液态流体物性测量技术领域，涉及一种高温流体粘度系数测量装置。所述的装置包括热防护外壳、高温流体容器、单摆组件、固定轴、加热系统、非接触式测温装置、计数器，热防护外壳的底部的上方设置用于盛放高温流体样品的高温流体容器；单摆组件、固定轴固定于热防护外壳的顶部，且单摆组件可绕固定轴转动；单摆组件包括摆动杆和摆动杆下方固定的摆球，摆动杆和摆球可在同一竖直平面运动，摆球在摆动过程中浸没在高温流体样品中；加热系统用于对高温流体样品进行加热；非接触式测温装置置于热防护外壳内，用于非接触的测量高温流体样品的温度；计数器用于对单摆组件的摆动周期进行测量。利用本发明的装置，能够非接触式的测温。
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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：CN105551538B
公开(公告)日：2020-04-03
申请号：CN201510909428.2
申请日：2015-12-10
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C9/016
Abstract: 本发明涉及反应堆安全系统设计技术，具体涉及一种具有引导熔融物分层扩展功能的堆芯熔融物捕集器。所述的堆芯熔融物捕集器设置在与反应堆堆坑底部竖直相连的竖井中，包括多层熔融物扩展滞留室，相邻的熔融物扩展滞留室之间通过多个熔融物灌注通道形成连通的空间。在严重事故工况下，本发明通过分层扩展手段实现熔融物的充分展开，从而使熔融物热量导出最大化，保证严重事故后核电厂的长期安全性。
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公开(公告)号：CN105551536B
公开(公告)日：2020-03-24
申请号：CN201510908224.7
申请日：2015-12-10
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 本发明涉及反应堆安全系统设计技术，具体涉及一种具有内部冷却能力的堆芯熔融物捕集器。其结构包括设置在与反应堆堆坑底部竖直相连的竖井中的熔融物滞留容器，在所述熔融物滞留容器内设有若干根可注入冷却剂的内部管束，在所述内部管束的外管壁以及熔融物滞留容器内设有牺牲材料。在严重事故工况下，本发明能够通过分布于堆芯捕集器内部的管束的换热，及后期内部管束烧毁形成的冷却水注入冷却，实现熔融物热量导出的最大化，保证严重事故后核电厂的长期安全性。
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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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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN105551536A
公开(公告)日：2016-05-04
申请号：CN201510908224.7
申请日：2015-12-10
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 本发明涉及反应堆安全系统设计技术，具体涉及一种具有内部冷却能力的堆芯熔融物捕集器。其结构包括设置在与反应堆堆坑底部竖直相连的竖井中的熔融物滞留容器，在所述熔融物滞留容器内设有若干根可注入冷却剂的内部管束，在所述内部管束的外管壁以及熔融物滞留容器内设有牺牲材料。在严重事故工况下，本发明能够通过分布于堆芯捕集器内部的管束的换热，及后期内部管束烧毁形成的冷却水注入冷却，实现熔融物热量导出的最大化，保证严重事故后核电厂的长期安全性。
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公开(公告)号：CN107367445A
公开(公告)日：2017-11-21
申请号：CN201710416822.1
申请日：2017-06-06
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G01N11/16
CPC classification number: G01N11/16
Abstract: 本发明属于液态流体物性测量技术领域，涉及一种高温流体粘度系数测量装置。所述的装置包括热防护外壳、高温流体容器、单摆组件、固定轴、加热系统、非接触式测温装置、计数器，热防护外壳的底部的上方设置用于盛放高温流体样品的高温流体容器；单摆组件、固定轴固定于热防护外壳的顶部，且单摆组件可绕固定轴转动；单摆组件包括摆动杆和摆动杆下方固定的摆球，摆动杆和摆球可在同一竖直平面运动，摆球在摆动过程中浸没在高温流体样品中；加热系统用于对高温流体样品进行加热；非接触式测温装置置于热防护外壳内，用于非接触的测量高温流体样品的温度；计数器用于对单摆组件的摆动周期进行测量。利用本发明的装置，能够非接触式的测温。
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公开(公告)号：CN105551538A
公开(公告)日：2016-05-04
申请号：CN201510909428.2
申请日：2015-12-10
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C9/016
Abstract: 本发明涉及反应堆安全系统设计技术，具体涉及一种具有引导熔融物分层扩展功能的堆芯熔融物捕集器。所述的堆芯熔融物捕集器设置在与反应堆堆坑底部竖直相连的竖井中，包括多层熔融物扩展滞留室，相邻的熔融物扩展滞留室之间通过多个熔融物灌注通道形成连通的空间。在严重事故工况下，本发明通过分层扩展手段实现熔融物的充分展开，从而使熔融物热量导出最大化，保证严重事故后核电厂的长期安全性。
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公开(公告)号：CN205451786U
公开(公告)日：2016-08-10
申请号：CN201521101383.8
申请日：2015-12-25
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C9/016
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本实用新型涉及一种具有肋结构水冷壁的堆芯熔融物捕集器，设置在反应堆堆坑的下方，通过输运通道(06)与反应堆堆坑相连接，所述堆芯捕集器包括熔融物拓展室(07)以及设置在熔融物拓展室(07)内的具有肋结构的水冷壁(08)，熔融物拓展室(07)上连接有冷却系统。本实用新型的堆芯熔融物捕集器，增大了堆芯熔融物与冷却水之间的换热面积，提高了熔融物衰变热导出功率，避免局部过热导致的防护屏障失效；能动结合非能动的堆芯熔融物冷却系统更为可靠，保证了严重事故后核电厂的安全性。
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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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