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公开(公告)号：CN119827697A
公开(公告)日：2025-04-15
申请号：CN202510174273.6
申请日：2025-02-17
Applicant: 中国核电工程有限公司 , 哈尔滨工程大学
IPC: G01N31/10
Abstract: 本发明公开了一种验证氢气燃烧催化剂性能的试验系统，包括气体供应子系统、混合催化子系统和处理分析子系统，气体供应子系统包括氢气气源、氮气气源、空气气源、水蒸汽气源和连接管路，各个气源分别与对应的连接管路连通，至少部分连接管路可实现测量管路内气体的质量和浓度、控制气体流量、加热管路内气体的功能；混合催化子系统包括混合容器和催化装置，各个连接管路通入混合容器中，各路气体在混合容器中混合后通入催化装置中，在催化装置中的催化剂作用下进行氢气催化氧化反应，催化装置的出口与处理分析子系统连通；处理分析子系统对反应后的气体中的氢气和氧气的浓度进行检测，从而可结合气体供应子系统测得的气体浓度分析催化剂的性能。
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公开(公告)号：CN117409992A
公开(公告)日：2024-01-16
申请号：CN202311347998.8
申请日：2023-10-17
Applicant: 中国核电工程有限公司
Inventor： 宿昊 , 王艳苹 , 王春明 , 杨林民 , 毕勤成 , 刘诗华 , 宁庆坤 , 黄伟峰 , 弓振邦 , 张涛 , 王腾 , 赵金乐 , 陈丽 , 陆瑜滢 , 余顺利 , 郑修鹏 , 彭星铭 , 王骥骁 , 兰天宝 , 周航
IPC: G21C17/017 , G21C17/00
Abstract: 本申请提出了一种管道泄漏率模拟装置和系统，包括裂缝模拟体和进气管道，裂缝模拟体连接进气管道，模拟工质由进气管道进入裂缝模拟体，并由裂缝模拟体喷出，通过检测喷出的工质流量，建立裂缝尺寸与泄漏率的关系；还包括过渡管道，过渡管道介于裂缝模拟体和进气管道之间，并且过渡管道与裂缝模拟体、进气管道形成模拟工质的贯穿流道，过渡管道将进气管道末端形成的圆形工质流道转变为长方形流道，防止模拟工质在裂缝模拟体自身形成的的流道上游产生分层。本申请提出的管道泄漏率模拟装置提高了检测精度，便于加工和拆装，适用于核级管道泄漏率的精确模拟。
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公开(公告)号：CN113808764B
公开(公告)日：2023-09-19
申请号：CN202110885384.X
申请日：2021-08-03
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明公开了一种安全壳内堆芯余热导出方法和系统，所述方法包括：在设计基准事故工况下，将安全注入系统的低压安注子系统与余热排出系统的热交换器连通，低压安注子系统将吸收了堆芯余热的冷却剂导出至所述热交换器换热冷却，经过所述热交换器换热冷却后的冷却剂返回注入堆芯，所述冷却剂循环流动，持续导出堆芯余热直至所述堆芯处于安全状态；在设计基准事故工况下，且所述低压安注子系统投入使用的条件下，安全壳的容积满足至少24小时内不超过其设计压力，这种组合设计能够简化专设安全设施，保证纵深防御第二、三层次的独立性，提高安全性并降低建造和运行维护成本。
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公开(公告)号：CN116646105A
公开(公告)日：2023-08-25
申请号：CN202310323212.2
申请日：2023-03-29
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 本发明提供一种核废料等离子熔融处理的卸排灰系统、核废料处理系统，卸排灰系统包括：密闭的集灰系统和计量打包系统，集灰系统与等离子体熔融炉密封相连，二者连接处设有第一密封门，集灰系统用于收集等离子体熔融炉熔融放射性固体废物产生的炉灰，计量打包系统与集灰系统密封相连，二者连接处设有第二密封门，计量打包系统用于对炉灰进行计量和打包，以形成设定重量的灰包，集灰系统和计量打包系统均呈负压状态，集灰系统与等离子体熔融炉密封连通时，计量打包系统与集灰系统断开连通。本系统可有效对等离子体熔融炉熔融放射性固体废物产生的炉灰进行收集、计量和打包，以减少高温等离子熔融焚烧处理的二次废物对环境和人体的影响。
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公开(公告)号：CN113808764A
公开(公告)日：2021-12-17
申请号：CN202110885384.X
申请日：2021-08-03
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明公开了一种安全壳内堆芯余热导出方法和系统，所述方法包括：在设计基准事故工况下，将安全注入系统的低压安注子系统与余热排出系统的热交换器连通，低压安注子系统将吸收了堆芯余热的冷却剂导出至所述热交换器换热冷却，经过所述热交换器换热冷却后的冷却剂返回注入堆芯，所述冷却剂循环流动，持续导出堆芯余热直至所述堆芯处于安全状态；在设计基准事故工况下，且所述低压安注子系统投入使用的条件下，安全壳的容积满足至少24小时内不超过其设计压力，这种组合设计能够简化专设安全设施，保证纵深防御第二、三层次的独立性，提高安全性并降低建造和运行维护成本。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN104332189B
公开(公告)日：2017-02-15
申请号：CN201410479639.2
申请日：2014-09-18
Applicant: 中国核电工程有限公司
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明属于核电厂设计技术，具体涉及一种最终保障安全壳功能和防止大规模放射性释放的系统及方法。该系统包括设置在安全壳以外的包容空间，所述的包容空间通过设置在地下管廊内的管线与安全壳连接，管线上设有隔离阀，在安全壳内设有与所述管线相连接的卸压进气口，在包容空间内设有与所述管线相连接的止回阀、过滤装置和抽风机。本发明在核电厂发生严重事故并丧失安全壳排热降压能力的情况下，可有效降低安全壳的压力，防止安全壳超温超压失效以及由此导致的大规模放射性释放，或在安全壳已失效时，减少放射性物质向环境释放。
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公开(公告)号：CN104021822B
公开(公告)日：2016-11-30
申请号：CN201410200715.1
申请日：2014-05-13
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C15/18
Abstract: 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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公开(公告)号：CN116364323A
公开(公告)日：2023-06-30
申请号：CN202310323927.8
申请日：2023-03-29
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 本发明提供一种放射性废物玻璃体整备装置、放射性固体废物处理系统及方法，整备装置包括：吊车、输送轨道、接收容器和保温容器，接收容器位于保温容器中，保温容器设于输送轨道上，其能够在输送轨道的带动下在输送轨道上的吊装、退火和接收工位之间流转，当保温容器位于接收工位时，接收容器与等离子体高温热解熔融炉的出渣口对应，输送轨道包括升降段，升降段与接收工位对应，升降段带动保温容器升降，以使保温容器与等离子体高温热解熔融炉的出渣口密封相接，吊车用于将接收容器在水泥固化工位和吊装工位之间流转。该整备装置能将经过等离子体高温熔融处理的玻璃体整备后达到后续进行水泥固定处理的要求，提高核电厂的放射性废物最小化水平。
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公开(公告)号：CN104681107B
公开(公告)日：2017-06-06
申请号：CN201510075276.0
申请日：2015-02-12
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C13/02 , G21C13/10 , G21C13/028 , G21F9/22
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明属于核电厂设计技术，具体涉及一种防止双层安全壳的内壳失效及放射性释放的系统及方法。该系统包括贯穿安全壳内壳的卸压管路，所述卸压管路位于内壳内部的一端设有进气口，卸压管路的排气口位于内壳与外壳之间的环形空间内，在位于所述内壳内的卸压管路上依次设有文丘里水洗过滤器和金属过滤器，在位于所述环形空间内的卸压管路上设有隔离阀和爆破阀；在所述环形空间上设有与废物处理系统连接的接口；在所述环形空间的底部设有废液收集坑。采用本发明所述的系统能在严重事故下有效保障安全壳的放射性物质包容功能，防止大规模放射性向环境释放。
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公开(公告)号：CN104332189A
公开(公告)日：2015-02-04
申请号：CN201410479639.2
申请日：2014-09-18
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 本发明属于核电厂设计技术，具体涉及一种最终保障安全壳功能和防止大规模放射性释放的系统及方法。该系统包括设置在安全壳以外的包容空间，所述的包容空间通过设置在地下管廊内的管线与安全壳连接，管线上设有隔离阀，在安全壳内设有与所述管线相连接的卸压进气口，在包容空间内设有与所述管线相连接的止回阀、过滤装置和抽风机。本发明在核电厂发生严重事故并丧失安全壳排热降压能力的情况下，可有效降低安全壳的压力，防止安全壳超温超压失效以及由此导致的大规模放射性释放，或在安全壳已失效时，减少放射性物质向环境释放。
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