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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：CN118197662A
公开(公告)日：2024-06-14
申请号：CN202410316839.X
申请日：2024-03-20
申请人： 中国核电工程有限公司
发明人： 谷振杰 , 白冰鹤 , 樊彦芳 , 王振中 , 陆松 , 贾小攀 , 赵斌 , 王付军 , 徐国飞 , 丁亮 , 曲昌明 , 赵晓山 , 贝晨 , 郝冬 , 褚松良 , 苏锦成 , 吴巧英 , 薛静 , 王广飞 , 陈彦霖 , 朱芸芸 , 康健 , 刘玉林 , 吴茜婷 , 崔怀明 , 杨敏 , 卢毅力 , 黄代顺 , 罗跃建 , 王霜
IPC分类号： G21C13/02 , G21C13/024 , G21C15/14
摘要： 本发明公开了一种安全壳内通道结构，开设在支撑件内，支撑件设置在安全壳底部，位于堆坑外围，支撑件的表面用于支撑各设备，通道结构包括主通道和分支通道，分支通道设有多个，各分支通道一端开口均连通主通道，其中一个分支通道的另一端开口连通堆坑，另有至少一个分支通道另一端开口连通送风设备，其余分支通道的另一端开口开设在支撑件表面上各设备所处空间位置处，主通道在正常运行状态下通过分支通道向其余设备送风，以及，在事故期间通过分支通道将支撑件表面上的冷却水输送至堆坑。本发明的安全壳内通道结构功能多样，布置合理，节省壳内布局空间，大大降低了壳内布局设计的难度。本发明还提供一种核工业设施以及流质输送方法。
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公开(公告)号：CN117690609A
公开(公告)日：2024-03-12
申请号：CN202311790826.8
申请日：2023-12-25
申请人： 中国核电工程有限公司
摘要： 本发明属于大型压水堆核电厂技术领域，具体涉及优化的能动与非能动安全系统及其核电厂。包括非能动安全系统及能动安全系统。所述的非能动安全系统包括非能动应急堆芯冷却系统，非能动余热排出系统，非能动安全壳热量导出系统，非能动堆腔冷却系统和非能动消氢系统，非能动应急堆芯冷却系统连接反应堆压力容器，非能动余热排出系统连接蒸汽发生器和最终热阱，所述的非能动余热排出系统采用非能动方式由二次侧或一次侧排出余热，非能动安全壳热量导出系统连接安全壳和最终热阱，非能动堆腔冷却系统反应堆压力容器，非能动消氢系统安装在安全壳内侧。有益效果在于：本发明能够最大程度发挥非能动及能动技术的潜力，使二者的组合优势最大化。
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公开(公告)号：CN115615748A
公开(公告)日：2023-01-17
申请号：CN202211267725.8
申请日：2022-10-17
申请人： 中国核电工程有限公司
IPC分类号： G01N1/10
摘要： 本发明公开一种取样接头以及包括该取样接头的事故后取样专用设施，所述取样接头包括桥体、取样部件以及释放部件，所述桥体内部设有用于存储液体样本的第一流道，所述取样部件包括取样阀与取样管，所述取样管的一端通过取样阀与所述第一流道连通，另一端用于吸取液体样本；所述取样阀设置在桥体上并处于第一流道的入口端，用于控制所述取样管与第一流道的导通与闭合，所述释放部件与所述桥体连通，并设置在第一流道的出口端，用于控制第一流道的出口端的启闭。所述取样接头可以有效地控制液体样本的流速。
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公开(公告)号：CN112820424A
公开(公告)日：2021-05-18
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：CN113421661A
公开(公告)日：2021-09-21
申请号：CN202110538581.4
申请日：2021-05-18
申请人： 中国核电工程有限公司
摘要： 本发明属于核电厂事故分析技术领域，具体涉及一种防止蒸汽发生器满溢的系统，该系统包括：压力容器、蒸汽发生器、主泵、辅助给水步进调节子系统、快速冷却子系统、中压安注子系统和排污子系统；辅助给水步进调节子系统通过第一注入管线与蒸汽发生器的主给水管道连接，快速冷却子系统通过第一排放管线与蒸汽发生器的主蒸汽管道连接，中压安注子系统通过第二注入管线与压力容器的冷管段连接，排污子系统通过第二排放管线与蒸汽发生器连接。本发明通过设置辅助给水步进调节子系统、快速冷却子系统、中压安注子系统和排污子系统进行配合运行，能够在SGTR事故后防止破损蒸汽发生器发生满溢，确保事故后放射性物质释放满足法规要求。
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公开(公告)号：CN216528053U
公开(公告)日：2022-05-13
申请号：CN202122728542.9
申请日：2021-11-09
申请人： 中国核电工程有限公司
IPC分类号： G21D1/02
摘要： 本实用新型公开一种分流降温系统及包含该分流降温系统的冷却水系统，其包括驱动装置、分流换热单元、管道组件、控制组件。管道组件包括供水管道，驱动装置包括压力控制箱与变频电机泵，压力控制箱用于维持供水管道的水压，分流换热单元为三个以上，各个分流换热单元彼此并联，分流换热单元包括换热管道、换热器与第一阀门，控制组件包括控制器与第一阀门监测器，第一阀门监测器的数量与分流换热单元的数量相同，各个第一阀门监测器均与控制器电连接，各个第一阀门监测器监测到第一阀门开启时，发送第一信号给控制器，控制器根据接收到的第一信号的数量来调整变频电机泵的频率，以使供水管道的供水流量与换热管道开启的数量的比值保持为定值。
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公开(公告)号：CN215908875U
公开(公告)日：2022-02-25
申请号：CN202121764459.0
申请日：2021-07-30
申请人： 中国核电工程有限公司
摘要： 本实用新型公开一种核电厂二回路给水系统，包括主给水泵、主给水流量管线、应急给水流量管线，主给水流量管线包括主路给水管、主给水止回阀、主给水调节阀、主给水隔离阀、流量测量装置、手动隔离阀，主路给水管与主给水泵、蒸汽发生器相连，手动隔离阀、流量测量装置、主给水调节阀、主给水隔离阀、主给水止回阀依次设于主路给水管上，手动隔离阀处于非抗震厂房内，流量测量装置处于抗震厂房内；应急给水流量管线包括辅助给水管、辅助给水控制阀、辅助给水止回阀，辅助给水管与蒸汽发生器相连，辅助给水控制阀、辅助给水止回阀均设于辅助给水管上，且辅助给水止回阀处于安全壳内。本实用新型可提高系统的可靠性、安全性、以及经济性。
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公开(公告)号：CN219321061U
公开(公告)日：2023-07-07
申请号：CN202222603402.3
申请日：2022-09-30
申请人： 中国核电工程有限公司
摘要： 本实用新型属于核电安全技术领域，具体涉及一种核电厂硼水注入系统，包括位于安全壳(70)之外的硼酸储罐，硼酸储罐通过输送管网(10)向安全壳(70)之内的注入管网(11)供应硼酸溶液，将硼酸溶液注入反应堆内的反应堆冷却剂系统，控制堆芯的反应性。本实用新型在反应堆在事故下紧急停堆后，可以持续为反应堆注入浓硼酸控制反应性，恢复一回路水装量，控制一回路压力，将反应堆带入更加安全的停堆状态，保证放射性释放的可控，提高了核电厂的安全性，同时极大程度上减少了核电厂硼酸储罐的数量，节约了电厂的硼注泵的数量。
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公开(公告)号：CN216212362U
公开(公告)日：2022-04-05
申请号：CN202121909363.9
申请日：2021-08-16
申请人： 中国核电工程有限公司
IPC分类号： G21C9/02
摘要： 本实用新型公开一种硼注入系统，包括储罐、注入泵、注入管线、以及降压管线，所述储罐用于盛放含硼溶液；所述注入管线的一端通过所述注入泵与所述储罐相连，其另一端所述反应堆冷却剂系统相连，用于将储罐内的含硼溶液输送至反应堆冷却剂系统进行硼化、补水；所述降压管线的一端通过所述注入泵与所述储罐相连，其另一端核电厂一回路中的稳压器相连，用于将储罐内的含硼溶液输送至稳压器，以对一回路进行降压。本实用新型可实现对一回路进行硼化、补水、以及降压，保证核电厂在事故状态下紧急停堆，并在反应堆堆芯达到可控状态后为反应堆控制反应性、恢复水装量、降低一回路压力，使反应堆达到安全停堆状态，确保放射性释放处于可控范围。
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