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公开(公告)号：CN108550406A
公开(公告)日：2018-09-18
申请号：CN201810220118.3
申请日：2018-03-16
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C9/016
Abstract: 本发明公开了一种堆芯熔融物捕集装置，包括用于捕集堆芯熔融物的坩埚形式的捕集筒体，位于反应堆的压力容器的下方，反应堆的压力容器设置于反应堆的堆坑内，反应堆的堆坑底部与捕集筒体的开口通过连通通道连接，堆芯熔融物捕集装置还包括第一分隔组件，第一分隔组件将捕集筒体分隔出由外到内依次套置的至少两个捕集腔室，捕集腔室的入口与捕集筒体的开口连通。旨在严重核事故工况下，通过第一分隔组件将捕集筒体分隔出由外到内依次套置的至少两个捕集腔室，增强了熔融物的可冷却性，提高熔融物的冷却效率，可有效应降低捕集装置的容积，熔融物分区冷却，反应堆的事故后处理将大为简化，有效降低工作人员所受的辐照剂量。
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公开(公告)号：CN106531243A
公开(公告)日：2017-03-22
申请号：CN201610954903.2
申请日：2016-11-03
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 本发明公开了一种新型模块化小型压水堆事故下余热排出系统，包括安全壳和设置在所述安全壳内的压力容器；所述压力容器内设置有蒸汽发生器、堆芯和热交换器；所述热交换器的换热管有部分处于压力容器外；压力容器和安全壳之间空间设置有含硼水；所述热交换器处于压力容器外的换热管部分被所述含硼水浸没；所述热交换器与设置在所述压力容器上的控制阀组控制连接。本发明通过控制阀门控制热交换器的启动，也可通过非能动的方式如温升自动打开或者失电开启(故障安全)保证反应堆处于安全停堆的状态；热交换器中间流体可以隔离主系统中含有放射性物质的冷却剂与安全壳内部含硼水，保证放射性物质释放满足合理可行尽量低(ALARA)的要求。
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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：CN103324676A
公开(公告)日：2013-09-25
申请号：CN201310199746.5
申请日：2013-05-27
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G06F17/30
Abstract: 本发明属于核电设计技术领域，具体涉及一种核电厂定期试验上游文件设计方法。该方法从系统和设备所提供的功能（安全功能或辅助功能）来判断某个系统或设备编写定期试验上游文件并进行定期试验的必要性，以便在定期试验上游文件中给出合适的试验周期、试验验收准则、试验方法和注意事项等方面内容，方便核电厂编写并执行具体的定期试验规程。该设计方法可以为核电厂的定期试验完整性和必要性提供重要依据，可以指导定期试验上游设计文件的编写。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN106531243B
公开(公告)日：2021-08-17
申请号：CN201610954903.2
申请日：2016-11-03
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 本发明公开了一种新型模块化小型压水堆事故下余热排出系统，包括安全壳和设置在所述安全壳内的压力容器；所述压力容器内设置有蒸汽发生器、堆芯和热交换器；所述热交换器的换热管有部分处于压力容器外；压力容器和安全壳之间空间设置有含硼水；所述热交换器处于压力容器外的换热管部分被所述含硼水浸没；所述热交换器与设置在所述压力容器上的控制阀组控制连接。本发明通过控制阀门控制热交换器的启动，也可通过非能动的方式如温升自动打开或者失电开启(故障安全)保证反应堆处于安全停堆的状态；热交换器中间流体可以隔离主系统中含有放射性物质的冷却剂与安全壳内部含硼水，保证放射性物质释放满足合理可行尽量低(ALARA)的要求。
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公开(公告)号：CN108550406B
公开(公告)日：2020-05-05
申请号：CN201810220118.3
申请日：2018-03-16
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C9/016
Abstract: 本发明公开了一种堆芯熔融物捕集装置，包括用于捕集堆芯熔融物的坩埚形式的捕集筒体，位于反应堆的压力容器的下方，反应堆的压力容器设置于反应堆的堆坑内，反应堆的堆坑底部与捕集筒体的开口通过连通通道连接，堆芯熔融物捕集装置还包括第一分隔组件，第一分隔组件将捕集筒体分隔出由外到内依次套置的至少两个捕集腔室，捕集腔室的入口与捕集筒体的开口连通。旨在严重核事故工况下，通过第一分隔组件将捕集筒体分隔出由外到内依次套置的至少两个捕集腔室，增强了熔融物的可冷却性，提高熔融物的冷却效率，可有效应降低捕集装置的容积，熔融物分区冷却，反应堆的事故后处理将大为简化，有效降低工作人员所受的辐照剂量。
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公开(公告)号：CN110594899A
公开(公告)日：2019-12-20
申请号：CN201910755954.6
申请日：2019-08-15
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: F24F5/00 , F24F11/89 , F24F13/30 , F24F110/10
Abstract: 本发明涉及一种可用于房间内温度控制的非能动应急降温系统，包括设置在房间内的换热器，所述换热器通过保温管道与设置在房间外的低温流体储罐连接，所述低温流体储罐内存储有低温液态流体，在环境常温下可汽化为气态，通过在绝热密闭的低温流体储罐内以固定压力下低温的方式维持为液态；所述换热器连接供低温流体汽化后外排的专设管道；低温流体储罐内的低温流体借助自然驱动力，通过保温绝热管道输送至换热器中进行汽化、吸热，产生的气体通过专设管道排放至室外大气。本发明能够保证在核电站进入设计扩展工况时，自动维持某些重要房间的环境温度不超过设计限值，为核电厂严重事故的缓解和应对争取时间，进一步保证核电厂的安全性、可靠性。
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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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