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公开(公告)号：CN117790009A
公开(公告)日：2024-03-29
申请号：CN202311657099.8
申请日：2023-12-05
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C3/356
Abstract: 本发明提供一种气冷微堆棱柱式燃料组件固定机构，包括固定销和固定槽，所述固定槽分别开设在待固定的两个径向相邻燃料组件相对的表面上，所述固定销包括对称设置的两个卡条，两个卡条连为一体，通过将两个卡条分别嵌入两个所述固定槽中实现两个径向相邻燃料组件的固定，所述固定销的截面长度大于固定槽深度的两倍，从而使经过固定的两个径向相邻燃料组件之间存在间隙。本发明的气冷微堆棱柱式燃料组件固定机构具有良好的约束能力，能够适应反应堆运行温度，保证堆芯燃料组件完整性和稳定性。本发明还提供一种气冷微堆反应堆堆芯。
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公开(公告)号：CN116525153A
公开(公告)日：2023-08-01
申请号：CN202310281217.3
申请日：2023-03-20
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明公开一种非能动堆芯热量导出装置、卧式高温气冷堆以及冷却方法。该装置包括：冷却水箱、循环回路。冷却水箱容置有冷却水，其位置高于循环回路的位置。循环回路包括接入管段和回流管段，接入管段和回流管段均与冷却水箱连接。循环回路还包括多个吸热管段，吸热管段的两端分别与接入管段和回流管段连接，多个吸热管段均沿水平方向依次排列，并沿竖直方向延伸，吸热管段包括弧形段，弧形段环绕于压力容器的周围。冷却水箱中的冷却水由接入管段流入循环回路中，经吸热管段以吸收压力容器的散发的热量，吸热后的冷却水最后由回流管段流回冷却水箱中。该热量导出装置能够对气冷堆的堆芯进行冷却降温，且具有较高的降温效率。
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公开(公告)号：CN115547522A
公开(公告)日：2022-12-30
申请号：CN202211232955.0
申请日：2022-10-10
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C13/028 , G21C17/00 , G21C17/003
Abstract: 本发明公开了一种用于提高核电厂安全壳密封性的方法，包括以下步骤：1)确定安全壳可能存在缝隙的薄弱点；2)在薄弱点外建立独立罩体，使得薄弱点在独立罩体的独立空间内；3)通过空压机对独立罩体内加压到预设压力；4)将气溶胶源材料通入到气溶胶发生器内，通过气溶胶发生器向独立罩体内发射气溶胶粒子，气溶胶粒子在预设压力作用下使其渗入到缝隙内，气溶胶粒子在缝隙内沉积对缝隙进行封堵；5)实时监测独立罩体内压力变化，评估缝隙的封堵效果，完成对缝隙的封堵。本发明中的方法利用气溶胶在缝隙内的自然沉积现象，依赖于气溶胶颗粒本身的动力学特征，气溶胶粒子对安全壳可能会存在缝隙的薄弱点进行封堵，降低安全壳泄露率。
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公开(公告)号：CN115270390A
公开(公告)日：2022-11-01
申请号：CN202210640197.X
申请日：2022-06-08
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G06F30/20 , G06Q10/06 , G06Q50/06 , G06F119/14 , G06F119/08 , G06F113/08
Abstract: 本发明涉及一种安全壳卸压排气后氢气浓度的快速预测方法，包括：(1)进行t0时刻安全壳初始状态计算；(2)假设安全壳排气过程中大气为理想气体，且排气过程为等熵过程，忽略与外界的功量交换，计算安全壳排气的质量流量；(3)根据热力学第一定律，确定t1时刻安全壳内温度T1的值，进而计算t0‑t1时间段内安全壳排气体积，以及t1时刻安全壳内氢气的浓度；(4)得到安全壳内压力、氢气浓度随时间变化的关系。本发明可以快速预测安全壳卸压排气后安全壳内氢气浓度的变化，从而实现电厂实际运行过程中的快速预测和及时响应，提高核电厂运行的安全性。
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公开(公告)号：CN113704959A
公开(公告)日：2021-11-26
申请号：CN202110785696.3
申请日：2021-07-12
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G06F30/20 , G06F111/10 , G06F113/08 , G06F113/14 , G06F119/08
Abstract: 本发明公开了一种换热器式非能动安全壳冷却系统的模拟方法及系统，包括：S100、基于机理实验，确定换热器式非能动安全壳冷却系统的管内换热系数和管外换热系数，以及管道的导热系数；S200、基于确定的管内换热系数、管外换热系数和导热系数，以及热量平衡方程，确定总的热阻和总的换热系数；S300、基于确定的总的换热系数，修正管外换热系数、管内换热系数和管道的导热系数；S400、将修正后的管外换热系数、管内换热系数和导热系数嵌入压水堆核电站热工水力通用计算程序，完成换热器式非能动安全壳冷却系统模拟过程。本发明在保证准确性的前提下，明显提高计算速度。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN113593732A
公开(公告)日：2021-11-02
申请号：CN202110752378.7
申请日：2021-07-02
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明属于核电厂反应堆安全系统技术领域，具体涉及一种用于反应堆熔融物碎片床的注水冷却系统，包括设置在安全壳(10)内部底端的堆坑内的集水底盘(4)，冷却水(8)能够由集水底盘(4)的内部向上方涌出至集水底盘(4)的上表面。本分明能够在核电厂发生严重事故时将熔融物碎片床内的衰变热量快速有效地导出，并在长期阶段维持熔融物碎片床的可冷却性，从而保持安全壳结构的完整性，缓解事故后果。
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公开(公告)号：CN108122622B
公开(公告)日：2021-05-18
申请号：CN201711183712.1
申请日：2017-11-23
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C15/18 , G21C17/022 , G21C17/035
Abstract: 本发明公开了一种非能动安全壳冷却系统的冷却水箱，包括状态监测补水系统和设置在反应堆安全壳墙体外侧可实现自动热管理的封闭箱体；所述状态监测补水系统用于监测所述封闭箱体内的冷却水状态并根据该状态补水；所述封闭箱体与设置于所述反应堆安全壳墙体内侧的换热器通过循环管路连接；所述封闭箱体内部被水体隔板分隔为至少两个水体单元，各水体单元通过溢流出口和来流入口连接；所述封闭箱体出水的循环管路和所述封闭箱体回水的循环管路分别连接于两个不同的水体单元。本发明的有益效果为：通过水体单元将冷却回水分层进行热管理，能够在系统投入运行后始终为冷却系统提供低温的冷却水源，使得系统能够获得较高的自然循环能力和排热功率。
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公开(公告)号：CN108122622A
公开(公告)日：2018-06-05
申请号：CN201711183712.1
申请日：2017-11-23
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C15/18 , G21C17/022 , G21C17/035
CPC classification number: Y02E30/40 , G21C15/18 , G21C17/022 , G21C17/035
Abstract: 本发明公开了一种非能动安全壳冷却系统的冷却水箱，包括状态监测补水系统和设置在反应堆安全壳墙体外侧可实现自动热管理的封闭箱体；所述状态监测补水系统用于监测所述封闭箱体内的冷却水状态并根据该状态补水；所述封闭箱体与设置于所述反应堆安全壳墙体内侧的换热器通过循环管路连接；所述封闭箱体内部被水体隔板分隔为至少两个水体单元，各水体单元通过溢流出口和来流入口连接；所述封闭箱体出水的循环管路和所述封闭箱体回水的循环管路分别连接于两个不同的水体单元。本发明的有益效果为：通过水体单元将冷却回水分层进行热管理，能够在系统投入运行后始终为冷却系统提供低温的冷却水源，使得系统能够获得较高的自然循环能力和排热功率。
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公开(公告)号：CN103956195B
公开(公告)日：2017-02-15
申请号：CN201410126426.1
申请日：2014-03-31
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C15/18
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明涉及一种能动与非能动相结合的安全壳热量导出系统，其结构包括设置在安全壳内部的换热器和外部的水箱，水箱高于所述换热器，水箱底部通过下降管段与换热器入口相连接，在水箱的上方设有具备冷却、集水和过滤功能的喷淋冷却和液态水收集系统，上升管段与喷淋冷却和液态水收集系统的冷凝器入口相连接，冷凝器的出口与水箱注水口连接，冷凝器上方设有喷淋装置，喷淋冷却和液态水收集系统包括设置在水箱上方的引流罩，引流罩的顶部设有风机，引流罩的底部设有引风口。本发明能够在非能动系统投入运行后始终为水箱提供高效的冷却手段，将水箱温度维持在较低水平，使得系统能够获得较高的自然循环能力和排热功率，实现安全壳的长期有效降温降压。
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公开(公告)号：CN103956194B
公开(公告)日：2016-10-19
申请号：CN201410126420.4
申请日：2014-03-31
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C15/18
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明涉及反应堆安全系统设计技术，具体涉及一种非能动安全壳热量导出系统的液态水回收和冷却装置。其结构包括风力强化装置、液态水收集和蒸发过滤装置以及风道，所述的风力强化装置设置在风道的顶端，液态水收集和蒸发过滤装置设置在风道内部，在风道的底部设置引风口，所述的液态水收集和蒸发过滤装置位于安全壳热量导出系统的热水排出口和水箱注水口之间。本发明采用非能动的方案强化了高温水回收过程中的蒸发冷却效果，提高了非能动安全壳热量导出系统的排热能力；能够最大限度的回收液态水，确保冷却水源的长期维持和充分利用，从而保证了在设计基准和超设计基准事故情况下安全壳的长期排热，保证了核电厂的安全性。
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