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公开(公告)号:CN106898392A
公开(公告)日:2017-06-27
申请号:CN201510958470.3
申请日:2015-12-18
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 一种全压设计的主蒸汽系统,蒸汽发生器1、蒸汽发生器传热管2、主蒸汽隔离阀3、超级管道4、汽轮机5、蒸汽管道6,其中蒸汽发生器1位于安全壳内,主蒸汽隔离阀3、汽轮机5位于安全壳外,蒸汽发生器传热管2位于蒸汽发生器1之中,而超级管道4一端与蒸汽发生器1连接,另一端与主蒸汽隔离阀3连接,且超级管道4采用全压设计,蒸汽发生器1、主蒸汽隔离阀3、超级管道4均可承受与反应堆冷却剂系统同等的压力,而主蒸汽隔离阀3与汽轮机5之间通过蒸汽管道6连接。
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公开(公告)号:CN113436760A
公开(公告)日:2021-09-24
申请号:CN202110697124.X
申请日:2021-06-23
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor: 陆雅哲 , 李峰 , 鲜麟 , 冉旭 , 吴清 , 刘昌文 , 冷贵君 , 李海颖 , 赖建永 , 任云 , 张玉龙 , 张晓华 , 喻娜 , 方红宇 , 陈宏霞 , 陈伟 , 习蒙蒙 , 杨帆 , 初晓 , 张舒 , 赵禹 , 叶竹
Abstract: 本发明公开了热态下非能动余热排出系统排热能力调试试验方法,包括:控制反应堆冷却剂系统和二回路系统应保持热停堆工况状态,三台主泵处于停运状态;提高蒸汽旁排系统的大气排放阀排放整定值;将稳压器水位及压力调至自动控制;关闭主给水系统给水泵出口调节阀,隔离主给水系统;投运蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统,并投入应急补水箱;监视热段平均温度的变化,记录蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统相关热工参数;当热段平均温度下降至预设温度后,停运蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统;利用得到的相关热工参数计算换热功率,对非能动余热排出系统的换热能力进行验证。本发明用于验证蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统的换热能力。
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公开(公告)号:CN113421671A
公开(公告)日:2021-09-21
申请号:CN202110697121.6
申请日:2021-06-23
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor: 李峰 , 鲜麟 , 吴清 , 刘昌文 , 冷贵君 , 李海颖 , 赖建永 , 任云 , 张玉龙 , 冉旭 , 喻娜 , 方红宇 , 叶竹 , 陈宏霞 , 陈伟 , 习蒙蒙 , 杨帆 , 初晓 , 陆雅哲 , 张舒 , 赵禹
Abstract: 本发明公开了一种热态下非能动余热排出系统排热能力调试试验方法,包括:设置试验初始条件;将蒸汽旁排系统3个系列大气排放阀排放整定值提高预设值;将稳压器水位及压力调至自动控制;关闭主给水系统给水泵出口调节阀;投运蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统;监视热段平均温度的变化,记录蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统凝水流量、蒸汽压力和凝水温度;当热段平均温度下降预设温度后,停运蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统;利用凝水流量、蒸汽压力和凝水温度计算换热功率,将计算得到的换热功率与验收准则进行比较,验证换热能力。本发明在热态时开展,适用于核电厂蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统的排热能力验证。
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公开(公告)号:CN205354667U
公开(公告)日:2016-06-29
申请号:CN201521039393.3
申请日:2015-12-15
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本实用新型属于小型压水堆核电厂事故应对技术领域,具体涉及一种核电厂快速安全停堆系统。包括两个相同的系列,每个系包括一台贮存箱,贮存箱底部通过管线与压力容器连接;两个系列之间通过桥管连接,桥管上设置有桥管连通阀。所述的贮存箱贮存高浓度中子毒物的溶液,上部由压缩氮气加压,贮存箱出口管线安装过滤器。本实用新型能够独立地向反应堆堆芯注入含高浓度中子毒物的溶液,将堆芯带入次临界状态并维持一定的次临界度。
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公开(公告)号:CN204229846U
公开(公告)日:2015-03-25
申请号:CN201420747203.2
申请日:2014-12-03
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C9/02
CPC classification number: Y02E30/32
Abstract: 本实用新型公开了一种用于小型钢制安全壳的消氢系统。所述消氢系统,包括设置于安全壳外部且与安全壳内部相连通的若干气体循环管,任一气体循环管上设有氢气复合器以及抽气风机,所述抽气风机设于所述氢气复合器的下游。本实用新型所述的消氢系统,在核电厂正常运行时,运用抽真空风机使安全壳内处于真空状态,在核电厂发生设计基准事故或严重事故时,由于安全壳内不具有能够与氢气发生反应的氧气而不具有燃烧的风险,当氢气浓度超过安全限值时,通过氢气复合器消除氢气,控制安全壳内的氢气浓度保持在安全限值以内,从而实现核电厂维持长期安全稳定的状态。
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公开(公告)号:CN203376984U
公开(公告)日:2014-01-01
申请号:CN201320448546.4
申请日:2013-07-25
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/22
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本实用新型属于核电站事故工况处理技术,具体公开了一种用于冷却剂泵轴密封泄漏管线的隔离系统。包括低压泄漏并联管路和高压泄漏并联管路;所述的低压泄漏并联管路包括并联的第二汽动隔离阀和第四电动阀;所述的高压泄漏并联管路包括并联的第一汽动隔离阀和第二电动阀;低压泄漏并联管路一端连接RPE系统,另一端连接第三电动阀和主泵轴密封系统;高压泄漏并联管路的一端连接RCV系统,一端连接第一电动阀和主泵轴密封系统。在失去电源的事故工况下,对轴密封系统实施了有效隔离,使一回路冷却剂不会通过轴密封泄漏管线泄漏,保持了一回路边界的完整,避免了由于轴密封泄漏而发生一回路失水。
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公开(公告)号:CN205282105U
公开(公告)日:2016-06-01
申请号:CN201520907244.8
申请日:2015-11-13
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C7/32
Abstract: 本实用新型属于压水堆核电技术,具体公开了一种反应堆冷却剂化容控制系统,包括净化泵、再生式热交换器、下泄热交换器;下泄热交换器的出口管道依次安装混床离子交换器、阳床除盐器和反应堆冷却剂过滤器;提高反应堆冷却剂的压力,利用流出反应堆冷却剂系统的净化流量来加热返回反应堆的冷却剂系统流体,使裂变气体反馈到主系统中。反应堆冷却剂的压力能够满足一体化小型堆,例如ACP100+中关于阀门、管道、主设备的压降及位差要求。
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公开(公告)号:CN204010710U
公开(公告)日:2014-12-10
申请号:CN201420317804.X
申请日:2014-06-13
Applicant: 长江勘测规划设计研究有限责任公司 , 中国核动力研究设计院
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本实用新型公开了一种阶地下埋型地下核电站,包括核岛和常规岛,核岛涉核建筑物置于山体核岛洞室群内,常规岛置于山体边坡上部的阶地平台上,核岛洞室群相对常规岛下埋于山体内。本实用新型适用于山体边坡外侧无合适平台、边坡上部有较大阶地平台或者边坡上部人工开挖容易形成较大平台的地形环境,为地下核电站的建设提供了一种可行的总体布置;主要工艺系统较地面核电站无需重大调整,降低了地下核电站技术研发难度;通过将核岛厂房布置于不同的地下洞室内,可确保现有的地下工程技术满足核电站涉核建筑物布置于地下的要求。
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公开(公告)号:CN217280045U
公开(公告)日:2022-08-23
申请号:CN202221132453.6
申请日:2022-05-12
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/032
Abstract: 本实用新型公开了一种适用于一体化反应堆的一回路流量测量系统,包括主泵接管和压差变送器,所述主泵接管包括与反应堆压力容器连接的连接段a、与主泵连接的连接段b和测量段,所述测量段包括平缓段a、平缓段b和中间段,所述中间段的管道截面大于所述平缓段a和平缓段b的管道截面;所述压差变送器设置于所述中间段,且所述压差变送器的探头设置于中间段管道截面最大处。为解决上述技术问题,本实用新型提供的一种适用于一体化反应堆的一回路流量测量系统,通过设置于主泵接管测量段的压差变送器获取此处弯管内外侧压力差值,处理压力差值后便可得主泵接管内冷却剂流速,从而实现一体化反应堆的一回路流量的测量。
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公开(公告)号:CN208673735U
公开(公告)日:2019-03-29
申请号:CN201821500943.0
申请日:2018-09-13
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/022
Abstract: 本实用新型公开了一种反应堆压力容器密封泄漏收集系统,包括压力容器,所述压力容器通过泄漏管线连接有收集罐,所述收集罐的出口端通过管道连接至疏水排气系统,所述泄漏管线上设置有翅片管。所述压力容器和翅片管之间的泄漏管线上还设置有第一阀门和温度计。所述收集罐包括筒体,所述筒体上设置有进水管和排水管,所述筒体内部设置有第一液位监测器、以及位于第一液位监测器上方的第二液位监测器。本实用新型实现在线实时监测反应堆压力容器的冷却剂泄漏量,同时具备降温降压并收集、安全排放冷却剂的能力,大幅提高了核电厂运行的安全性和稳定性。
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