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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：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：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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公开(公告)号：CN104183284B
公开(公告)日：2016-12-28
申请号：CN201310192446.4
申请日：2013-05-22
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C15/18
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明涉及反应堆设计技术，具体涉及一种非能动受迫循环”热量导出系统。该系统包括设置在热源与冷源之间的非能动热量导出回路，非能动热量导出回路位于冷源的一侧设有热交换器，在非能动热量导出回路中设有引射管，所述引射管与蓄压箱相连接。本发明克服了传统设计中自然循环建立的脆弱性，通过蓄压箱在非能动热量导出管线中引入附加的驱动压头能够帮助在事故工况下建立和维持冷却剂受迫循环。
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公开(公告)号：CN104183284A
公开(公告)日：2014-12-03
申请号：CN201310192446.4
申请日：2013-05-22
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C15/18
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明涉及反应堆设计技术，具体涉及一种“非能动受迫循环”热量导出系统。该系统包括设置在热源与冷源之间的非能动热量导出回路，非能动热量导出回路位于冷源的一侧设有热交换器，在非能动热量导出回路中设有引射管，所述引射管与蓄压箱相连接。本发明克服了传统设计中自然循环建立的脆弱性，通过蓄压箱在非能动热量导出管线中引入附加的驱动压头能够帮助在事故工况下建立和维持冷却剂受迫循环。
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