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公开(公告)号：CN114060979B
公开(公告)日：2024-02-20
申请号：CN202111248275.3
申请日：2021-10-26
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 本发明公开一种非能动通风冷却系统，用于对主控室供气，包括管道组件、换热组件、压缩空气供气口，管道组件包括供气管道，供气管道用于向主控室提供压缩气体，换热组件包括蓄冷箱、热管、冷却器，冷却器设于所述供气管道上，蓄冷箱用于提供冷源，蓄冷箱与冷却器连接传热，蓄冷箱内部冷源产生的冷量通过所述热管传递至冷却器内，从所述压缩空气供气口进入供气管道的压缩空气在所述冷却器内与所述热管的蒸发段发生热交换，从而将降温后的压缩空气输送至主控室。所述非能动通风冷却系统无需能源供应，能自动在核污染事故下或核电厂停电状况下维持对主控室供气。
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公开(公告)号：CN112071452A
公开(公告)日：2020-12-11
申请号：CN202010898032.3
申请日：2020-08-31
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 本发明提供一种核电厂事故后安全壳热量导出系统，其包括：若干浸湿体，其设置在通风通道竖向中段的安全壳外壳内壁上，所述浸湿体上设有雾气出口且内部含水；以及，若干组半浸式超声波振荡器，每组半浸式超声波振荡器均与一浸湿体对应，并被对应的浸湿体包覆，用于将来自对应浸湿体的水雾化。本发明所述热量导出系统通过自然通风通道内由半浸式超声波振荡器产生的微液滴的投放及其直接蒸发，使安全壳获得更大的热量导出功率。
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公开(公告)号：CN107945891A
公开(公告)日：2018-04-20
申请号：CN201710979061.0
申请日：2017-10-19
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 本发明属于核安全控制技术领域，涉及一种具有反应堆堆芯熔融物堆内滞留和堆外滞留功能的系统。所述的系统包括反应堆压力容器、保温层、冷却水入口组件、蒸汽出口组件、分隔混凝土层、环形阀门、坩埚、IVR供水管线、EVR供水管线、温度传感器、低熔点熔融塞,所述的反应堆压力容器中置有反应堆堆芯。利用本发明的系统，能够在反应堆发生严重事故，堆芯熔融时降低熔融物外泄的风险，增加熔融物被捕获的几率，从而提高反应堆的安全性。
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公开(公告)号：CN104934085A
公开(公告)日：2015-09-23
申请号：CN201510157991.9
申请日：2015-04-03
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21D1/02 , G21C17/017
CPC classification number: Y02E30/40 , G21D1/02 , G21C17/017
Abstract: 本发明涉及一种用于核电厂液态流出物排放的气态途径排放系统，包括厂房烟囱排放系统及空气冷却塔排放系统，所述的厂房烟囱排放系统包括厂房烟囱排放管线，所述厂房烟囱排放管线两端分别连接监测排放槽和厂房烟囱，中间连接有排放蒸发器，所述的空气冷却塔排放系统包括空气冷却塔排放管线，所述的空气冷却塔排放管线两端分别连接有监测排放槽和空气冷却塔；本发明通过蒸发的方式，将核电厂运行产生的不复用的液态流出物通过气态途径向环境排放，实现无液态流出物受纳水体及受纳水体稀释能力不足地区核电厂液态流出物的排放。
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公开(公告)号：CN103956193A
公开(公告)日：2014-07-30
申请号：CN201410126253.3
申请日：2014-03-31
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C15/18 , G21C15/14 , G21C15/253
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。包括设置在安全壳内部的换热器，换热器的换热管通过壁面冷凝和对流传热，将安全壳内高温湿空气的热量带出，借助自然循环驱动力（下降管段与上升管段之间的密度差），将被加热的管内冷却水排向安全壳外。产生的高温冷却水，一部分以蒸汽形式散往大气，另一部分以液态水的形式被重新收集，汇入水箱。在所述的水箱顶部，设置有具备汽水分离功能和蒸发、集水、过滤功能的液态水收集和冷却系统。本发明能够在核电站发生存在安全壳内升温升压现象的事故工况（包括设计基准事故和严重事故）时，将安全壳压力和温度降低至可接受的水平，以保持安全壳的完整性。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN115282704B
公开(公告)日：2024-09-13
申请号：CN202210852592.4
申请日：2022-07-20
Applicant: 中国核电工程有限公司 , 河南核净洁净技术有限公司
Abstract: 本发明公开了一种适用于放射性压缩空气取样试验的过滤装置，包括主壳体、过滤管道，所述过滤管道位于所述主壳体正下方，与所述主壳体连接；本发明的进气盲孔、衔接环槽、外夹腔、滤芯、内夹腔、竖直盲孔、出气盲孔前后依次连通形成过滤装置的气流通道，气流通道以滤芯为分界划分为进气通道和出气通道，取样气源沿着进气盲孔、衔接环槽、外夹腔形成的进气通道达到滤芯，经滤芯及过滤组合件的过滤净化能够去除放射性微颗粒、气溶胶和水汽，过滤净化后的高纯洁度气流进入内夹腔、竖直盲孔、出气盲孔形成的出气通道排出，可得到纯净的放射性气体，可精确地测量和分析系统中的气体成分，即准确获知放射性压缩气体中氮气、氢气和惰性气体的含量。
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公开(公告)号：CN112053792B
公开(公告)日：2023-02-17
申请号：CN202010896533.8
申请日：2020-08-31
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 本发明提供一种核电厂事故后安全壳热量导出系统，安全壳包括内壳、外壳和底座，且安全壳内壳与安全壳外壳之间，以及安全壳外壳与安全壳底座之间形成有通风通道，所述热量导出系统包括：若干加湿水池，其设置在通风通道底部的安全壳底座上，所述加湿水池顶部开口且内部容纳有水；以及，若干组浸没式超声振荡器，每组浸没式超声振荡器均与一加湿水池对应，并设置在对应的加湿水池内，用于将对应加湿水池内的水雾化。本发明所述热量导出系统通过自然通风通道内由浸没式超声波振荡器产生的微液滴的投放及其直接蒸发，使安全壳获得更大的热量导出功率。
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公开(公告)号：CN115282704A
公开(公告)日：2022-11-04
申请号：CN202210852592.4
申请日：2022-07-20
Applicant: 中国核电工程有限公司 , 河南核净洁净技术有限公司
Abstract: 本发明公开了一种适用于放射性压缩空气取样试验的过滤装置，包括主壳体、过滤管道，所述过滤管道位于所述主壳体正下方，与所述主壳体连接；本发明的进气盲孔、衔接环槽、外夹腔、滤芯、内夹腔、竖直盲孔、出气盲孔前后依次连通形成过滤装置的气流通道，气流通道以滤芯为分界划分为进气通道和出气通道，取样气源沿着进气盲孔、衔接环槽、外夹腔形成的进气通道达到滤芯，经滤芯及过滤组合件的过滤净化能够去除放射性微颗粒、气溶胶和水汽，过滤净化后的高纯洁度气流进入内夹腔、竖直盲孔、出气盲孔形成的出气通道排出，可得到纯净的放射性气体，可精确地测量和分析系统中的气体成分，即准确获知放射性压缩气体中氮气、氢气和惰性气体的含量。
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公开(公告)号：CN107945891B
公开(公告)日：2021-01-19
申请号：CN201710979061.0
申请日：2017-10-19
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 本发明属于核安全控制技术领域，涉及一种具有反应堆堆芯熔融物堆内滞留和堆外滞留功能的系统。所述的系统包括反应堆压力容器、保温层、冷却水入口组件、蒸汽出口组件、分隔混凝土层、环形阀门、坩埚、IVR供水管线、EVR供水管线、温度传感器、低熔点熔融塞,所述的反应堆压力容器中置有反应堆堆芯。利用本发明的系统，能够在反应堆发生严重事故，堆芯熔融时降低熔融物外泄的风险，增加熔融物被捕获的几率，从而提高反应堆的安全性。
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公开(公告)号：CN103203204B
公开(公告)日：2016-08-03
申请号：CN201310068796.X
申请日：2013-03-05
Applicant: 中国核电工程有限公司 , 西安交通大学
IPC: B01F13/10 , G21C17/017
Abstract: 本发明公开了一种用于核电站管道泄漏率试验的混合器，包括前部混合器与后部混合器，前部混合器内部设嵌套管，嵌套管与过热蒸汽管道相连通，前部混合器外部周向与过冷水管道相连通，过冷水经前部混合器的外部周向通道进入前部混合器内部与蒸汽混合；后部混合器内设置前部混流板及后部混流板，所述前部混流板和后部混流板上分别沿周向设有若干通孔，通孔的轴向方向与所在混流板的轴向方向成一定角度依次倾斜设置。本发明所提供的试验装置使过热蒸汽和过冷水经过两次混合就可实现过热蒸汽和过冷水充分混合，提高了实验系统试验过程的稳定性和可操作性。
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