降低核电厂氢气风险的多隔间连通装置

    公开(公告)号:CN117524517A

    公开(公告)日:2024-02-06

    申请号:CN202311374623.0

    申请日:2023-10-23

    Abstract: 本发明公开了一种降低核电厂氢气风险的多隔间连通装置,涉及核电站安全系统配置技术领域。所述装置包括:位于核电厂安全壳中下部的卸压箱,所述卸压箱的外侧设置有卸压箱隔间,所述泄压箱隔间的上侧形成有稳压器隔间,所述稳压器隔间内设置有稳压器,通过在相应的隔间上设置不同的隔板,并在相应隔间的隔板上布置不同的连通口,使其形成事故后氢气扩散至安全壳大空间的主要通道,并针对性的布置PCS内置换热器以及若干个氢气复合器,使氢气在卸压箱隔间与环廊之间形成循环流动。所述装置能够避免氢气在卸压箱隔间聚集,防止局部氢气爆炸导致安全壳失效,提高核电厂安全性。

    一种降低核电厂安全壳泄漏物质温度与其中放射性核素含量的系统

    公开(公告)号:CN107170492A

    公开(公告)日:2017-09-15

    申请号:CN201710238463.5

    申请日:2017-04-13

    CPC classification number: Y02E30/40 G21C15/18 G21C13/10

    Abstract: 本发明属于核安全控制技术领域,涉及一种降低核电厂安全壳泄漏物质温度与其中放射性核素含量的系统。所述的系统包括泄压管路、泄压管路换热器、过滤水箱、过滤水箱换热器、过滤回路、回气管路,泄压管路一端连接安全壳的泄压阀,另一端连接过滤水箱,且在其中间连接有泄压管路换热器;泄压管路换热器用于降低从泄压管路中导出泄漏物质的温度;过滤水箱通过其中或其外设置的过滤回路过滤掉泄漏物质中携带的裂变产物放射性核素,通过其中或其外设置的过滤水箱换热器为其中装盛的水降温;回气管路一端连接过滤水箱的出气口,另一端连接安全壳。利用本发明的系统,可降低核电厂安全壳泄漏物质温度,并大大减少乃至杜绝其中放射性核素的排放。

    乏燃料转运通道屏蔽装置

    公开(公告)号:CN106531266A

    公开(公告)日:2017-03-22

    申请号:CN201610978898.9

    申请日:2016-11-08

    Abstract: 本发明涉及一种乏燃料转运通道屏蔽装置,设置在两个相邻厂房之间燃料转运通道(5)上,该屏蔽装置包括屏蔽体(1),所述屏蔽体(1)为口字形结构,所述屏蔽体(1)上设有伸缩缝(4),该伸缩缝(4)内外侧均采用挡板封堵,使之与屏蔽体之间形成一个空腔,该空腔内填充颗粒状的屏蔽材料。采用本发明的屏蔽装置,既能满足相邻厂房之间的相对运动,避免对燃料转运通道上屏蔽体造成破坏,又能够满足转运冷却时间较短的乏燃料组件的辐射屏蔽要求;结构简单,施工方便。

    一种防止核电厂安全壳喷淋系统误加药的方法及判断模块

    公开(公告)号:CN113707347B

    公开(公告)日:2024-12-13

    申请号:CN202110788866.3

    申请日:2021-07-12

    Abstract: 本发明属于核电厂专设安全设施技术领域,具体涉及一种防止核电厂安全壳喷淋系统误加药的方法及判断模块,该方法用于化学试剂添加箱的注入阀的开启允许逻辑,化学试剂添加箱用于向安全壳内的安全壳喷淋系统中注入NaOH溶液,将注入阀的开启允许逻辑设为“‘安全壳喷淋信号开启5min’信号&‘安全壳内空气γ剂量率高’信号&‘化学试剂添加箱非低液位’信号”。本发明既可以确保安全壳内二回路破口事故的安全壳喷淋动作,同时避免不必要的NaOH溶液喷淋带来的一系列问题,又能确保冷却剂丧失事故的安全壳喷淋动作和NaOH溶液喷淋。

    一种核设施短期释放情形下大气弥散预测评价方法

    公开(公告)号:CN112700088B

    公开(公告)日:2024-04-09

    申请号:CN202011464709.9

    申请日:2020-12-14

    Abstract: 本发明涉及一种核设施短期释放情形下大气弥散预测评价方法,通过计算全年逐时的大气弥散因子、干湿沉积因子,进一步计算关键居民组在考虑的短期释放时长下所受剂量,将各种气象条件序列下关键居民组所受剂量按照数值大小升序排列,每个剂量值对应一个百分位值,根据保守性考虑,选择某一百分位所对应的剂量作为关键居民组本次短期释放所受剂量的合理预测值,该百分位所对应的气象序列可作为评价本次短期释放的代表性天气条件。该方法能够更加合理保守地评价核设施短期释放的辐射影响,能够广泛地应用于不同释放时段的单一短期释放的辐射影响评价,从而对全年连续均匀排放的核设施运行状态下气载流出物的辐射影响评价方法进行合理的补充和完善。

    一种核电厂核岛厂房液体泄漏率测量装置

    公开(公告)号:CN108151967A

    公开(公告)日:2018-06-12

    申请号:CN201711154796.6

    申请日:2017-11-16

    CPC classification number: G01M3/02 G21C17/002

    Abstract: 本发明属于核电站核岛厂房内液体泄漏量测量技术领域,具体涉及一种核电厂核岛厂房液体泄漏率测量装置,包括垂直设置在核电厂的核岛厂房的房间地板(3)中的圆柱形的筒体,筒体顶端连接用于排放放射性液体的疏排水管线及沟槽(9),所述筒体底端连接设有液体排出控制阀(6)的液体排出管线(7),所述筒体内设有连接液位计和计时器(8)的液位计探头(10),通过所述液位计和计时器(8)能够对流入所述筒体内的所述放射性液体的泄漏率进行计算。该泄漏率测量装置的设置无需额外的空间要求,只需替换原来的地漏即可,具有体积小,更换方便,易于实现,构造简单的特点,通过液位信息及对应的计时信息即可计算得到任意时段的液体平均泄漏率。

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