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公开(公告)号：CN110931141B
公开(公告)日：2024-10-22
申请号：CN201911106718.8
申请日：2019-11-13
申请人： 中国核电工程有限公司
IPC分类号： G21C17/00
摘要： 本发明涉及一种非能动安全壳热量导出系统调试方法，该方法根据非能动安全壳热量导出系统的功能构成和部件构成，制定系统调试试验项目；结合试验执行的先决条件和核电现场可创造的外部条件，制定系统调试试验方式；根据非能动安全壳热量导出系统设计的功能、实现功能的方式及其表征的重要指标和参数，制定系统调试试验内容；按照非能动安全壳热量导出系统部件的固态物理联系，并结合各部件所构成功能之间的包络关系，制定系统调试试验的逻辑。本发明能够全面、高效地验证非能动安全壳热量导出系统的功能以及与系统设计目标的符合性，为确保非能动安全壳热量导出系统在核电厂发生超设计基准事故和严重事故时充分发挥其固有作用提供有力保障。
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公开(公告)号：CN114060979B
公开(公告)日：2024-02-20
申请号：CN202111248275.3
申请日：2021-10-26
申请人： 中国核电工程有限公司
摘要： 本发明公开一种非能动通风冷却系统，用于对主控室供气，包括管道组件、换热组件、压缩空气供气口，管道组件包括供气管道，供气管道用于向主控室提供压缩气体，换热组件包括蓄冷箱、热管、冷却器，冷却器设于所述供气管道上，蓄冷箱用于提供冷源，蓄冷箱与冷却器连接传热，蓄冷箱内部冷源产生的冷量通过所述热管传递至冷却器内，从所述压缩空气供气口进入供气管道的压缩空气在所述冷却器内与所述热管的蒸发段发生热交换，从而将降温后的压缩空气输送至主控室。所述非能动通风冷却系统无需能源供应，能自动在核污染事故下或核电厂停电状况下维持对主控室供气。
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公开(公告)号：CN112820424B
公开(公告)日：2023-02-17
申请号：CN202011540809.5
申请日：2020-12-23
申请人： 中国核电工程有限公司
摘要： 本发明公开了一种优化母管设计的安全注入系统，包括：子系统，子系统包括：中压安注泵注入回路，包括：用于通入注入水的第一连接管路、设置于第一连接管路上的中压安注泵，第一连接管路、中压安注泵设置于安全壳外，低压安注泵注入回路，包括：用于通入注入水的第二连接管路、设置于第二连接管路上的低压安注泵，第二连接管路、低压安注泵设置于安全壳外，第一连接管路与第二连接管路在安全壳外连接合并后接入安全壳内延伸为第三连接管路，第三连接管路与压力容器连接或与反应堆冷却剂系统冷管段连接。在反应堆发生事故时保证核电厂的安全，解决了系统中管道破裂导致系统失效的问题，在系统中的任意管道破裂，仍能保证系统正常工作。
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公开(公告)号：CN114354078A
公开(公告)日：2022-04-15
申请号：CN202111411470.3
申请日：2021-11-25
申请人： 中国核电工程有限公司
摘要： 本发明属于核设施重要可居留区可居留性测试与评价技术领域，具体涉及一种核电站重要可居留区密封性测试与评价方法，包括如下步骤：步骤S1，重要可居留区的边界密封性测试；步骤S2，重要可居留区的区域密封性测试及评价；步骤S2包括：步骤S2.1，在重要可居留区布置示踪气体的取样点；步骤S2.2，使用示踪气体法测量重要可居留区的自由容积及评价；步骤S2.3，采用浓度衰减法进行重要可居留区的区域密封性测试及评价；步骤S2.4，采用恒流量注入法进行重要可居留区的区域密封性测试及评价。本发明涵盖了重要可居留区边界密封性测试和区域密封性测试与评价所需的设备研发、测点布置、方法应用等一套完整的技术体系，可直接进行工程应用。
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公开(公告)号：CN114295300A
公开(公告)日：2022-04-08
申请号：CN202111411075.5
申请日：2021-11-25
申请人： 中国核电工程有限公司
摘要： 本发明属于核设施重要可居留区可居留性测试与评价技术领域，具体涉及核电站主控室可居留区自由容积和内漏量测量系统及方法。其中的核电站主控室可居留区自由容积和内漏量测量系统，用于通过主控室可居留区通风系统对核电站的主控室可居留区的自由容积和内漏量进行测量，包括向主控室可居留区注入示踪气体的示踪气体注入装置，还包括对主控室可居留区内的示踪气体进行收集和分析的示踪气体自动取样装置。本发明能够对核电站主控室可居留区的自由容积进行测试并试验结果进行评价，还能够对核电站主控室可居留区的内漏量进行测试并对试验结果进行评价，为事故工况下主控室可居留区的气密性设计提供参考依据。
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公开(公告)号：CN111126755A
公开(公告)日：2020-05-08
申请号：CN201911106675.3
申请日：2019-11-13
申请人： 中国核电工程有限公司
摘要： 本发明涉及一种基于征兆的事故核电厂关键安全功能恢复策略的设计方法，包括(1)确定关键安全功能对应的事故工况类；(2)确定缓解和控制关键安全功能的子功能集；(3)确定子功能集中的系统和设备，进行子功能集中系统和设备的特性分析；(4)进行关键路径分析，确定关键安全功能缓解关键路径优先序列；(5)根据关键安全功能缓解关键路径优先序列，得到对应的关键安全功能缓解策略，并验证策略的可行性。根据本发明设计的关键安全功能缓解策略为操纵员提供了在事故处理时的最佳操作序列，避免了操纵员在事故处理过程中由于执行可靠性较低的缓解序列而导致的事故处理延误，更好地体现了策略设计的先进性和安全性。
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公开(公告)号：CN106918101A
公开(公告)日：2017-07-04
申请号：CN201710137271.5
申请日：2017-03-09
申请人： 中国核电工程有限公司
摘要： 本发明涉及核电主控室通风空调系统，包括正常通风空调系统、应急过滤通风空调系统和被服务区域；应急过滤通风空调系统与辐射监测系统控制连接；正常通风空调系统包括并联设置的两组空调机组；空调机组间实体隔离；空调机组的进风端均与正常新风口连接，出风端均与被服务区域连接；应急过滤通风系统的进风端与应急新风口连接，出风端与空调机组的进风端连接；正常通风空调系统的进风端管路与应急过滤通风系统的进风端管路上均设置电动隔离阀；每个空调机组的进风端管路和排风端的管路上均设置有防火阀。本发明满足了正常工况和事故工况下主控室可居留性的要求，使主控室通风空调系统的结构设计更加合理，提高核电站运行的安全性，可靠性。
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公开(公告)号：CN104217773B
公开(公告)日：2017-01-04
申请号：CN201410371100.5
申请日：2014-07-30
申请人： 中国核电工程有限公司
IPC分类号： G21C15/18
摘要： 本发明涉及一种核电厂钢制安全壳导热装置，属于核电厂钢制安全壳非能动导热领域。现有的主流解决方案分为能动型系统和非能动系统，能动型过分依赖外部电源，断电后不可用，设备复杂，保养维修难；非能动系统，换热功率偏低，换热时间长，存在系统自然循环无法建立及安全壳贯穿导致的放射性泄露等风险。本发明所述的一种核电厂钢制安全壳导热装置，包括钢制安全壳，在所述的钢制安全壳外设置有混凝土水池，在混凝土水池顶部连接有补水管线，在混凝土水池上方设有蒸汽排热装置，所述的钢制安全壳固定在混凝土水池中。本发明所述的装置可以更安全、更有效的对核电厂钢制安全壳排热，彻底解决核电厂事故后安全壳排热问题。
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公开(公告)号：CN104217773A
公开(公告)日：2014-12-17
申请号：CN201410371100.5
申请日：2014-07-30
申请人： 中国核电工程有限公司
IPC分类号： G21C15/18
CPC分类号： Y02E30/40
摘要： 本发明涉及一种核电厂钢制安全壳导热装置，属于核电厂钢制安全壳非能动导热领域。现有的主流解决方案分为能动型系统和非能动系统，能动型过分依赖外部电源，断电后不可用，设备复杂，保养维修难；非能动系统，换热功率偏低，换热时间长，存在系统自然循环无法建立及安全壳贯穿导致的放射性泄露等风险。本发明所述的一种核电厂钢制安全壳导热装置，包括钢制安全壳，在所述的钢制安全壳外设置有混凝土水池，在混凝土水池顶部连接有补水管线，在混凝土水池上方设有蒸汽排热装置，所述的钢制安全壳固定在混凝土水池中。本发明所述的装置可以更安全、更有效的对核电厂钢制安全壳排热，彻底解决核电厂事故后安全壳排热问题。
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公开(公告)号：CN104021822A
公开(公告)日：2014-09-03
申请号：CN201410200715.1
申请日：2014-05-13
申请人： 中国核电工程有限公司
IPC分类号： G21C15/18
CPC分类号： Y02E30/40
摘要： 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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