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公开(公告)号：CN115274151A
公开(公告)日：2022-11-01
申请号：CN202210950218.8
申请日：2022-08-09
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 本发明公开一种非能动流量自适应安注箱，包括安注箱壳体和流道组件，安注箱壳体用于装冷却水，安注箱壳体的底部设有出水管线，流道组件设于安注箱内壳体，其包括管道、移动轴、以及浮动塞，管道竖立在安注箱壳体内，管道的底端出口与出水管线连通，管道的底端管壁上设有通孔，浮动塞设于安注箱壳体内，并漂浮在冷却水水面上，移动轴插设于管道中，并与浮动塞相连。本发明还公开一种核电厂安全系统。本发明的安注箱能够让注入流量自动适应需求，在发生LOCA事故后实现短期快速注水、长期慢速注水的功能，减小能动安全系统失效风险，降低核电厂全厂断电事故风险，延长备用应急电源系统接入时间，提高核电厂对事故缓解的能力和核电厂的整体安全性。
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公开(公告)号：CN115015027A
公开(公告)日：2022-09-06
申请号：CN202210703121.7
申请日：2022-06-21
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 本发明涉及一种安全壳喷淋开启后氢气浓度的快速计算方法，包括：(1)进行安全壳喷淋开启前t0时刻安全壳初始状态计算，包括计算安全壳内水蒸气分压、氢气分压、空气分压，安全壳内水蒸气、空气、氢气的质量；(2)根据安全壳大气压力预测关系式，计算得到喷淋开启t时间后安全壳大气压力Pt；(3)进行喷淋开启t时间后安全壳大气状态计算，得到安全壳大气压力和氢气浓度随时间变化的关系。本发明能够以数据拟合得到的安全壳压力预测公式为工具，快速计算得到安全壳喷淋开启后安全壳内氢气浓度变化，从而实现氢气风险快速预测，为操纵员缓解核电厂事故后果提供技术支持。
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公开(公告)号：CN107170493B
公开(公告)日：2020-12-18
申请号：CN201710285748.4
申请日：2017-04-27
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明属于核安全控制技术领域，涉及一种非能动安全壳热量导出系统。所述的热量导出系统包括安全壳和热量导出组件，热量导出组件包括安全壳外置冷却液箱、循环管路、换热器组、混合气体导流管、空气滞留箱；换热器组设置在安全壳内，包括换热管、换热器组冷却液入口、换热器组冷却液出口；循环管路分两段；安全壳外置冷却液箱设置在安全壳外，且设置位置高于换热器组；混合气体导流管设置在安全壳内，两端开口，其至少一段与换热管的至少一段通过接触面相接触；空气滞留箱设置在安全壳的下部空间，其上设置有开孔。利用本发明的热量导出系统，可以通过提高冷凝传热效率而提高非能动安全壳热量导出系统的热量导出效率。
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公开(公告)号：CN107093470A
公开(公告)日：2017-08-25
申请号：CN201710140185.X
申请日：2017-03-10
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，涉及一种加强冷却的安全壳抑压系统。所述的系统包括大容积密闭水箱、通风管道、冷凝回流管、废液池，大容积密闭水箱设置在安全壳内，其上部留有气体空间，下部空间装盛水；通风管道设置在安全壳内并穿过大容积密闭水箱，用于向大容积密闭水箱中导出安全壳内气体；冷凝回流管浸没在大容积密闭水箱中装盛的水中，用于连通通风管道和大容积密闭水箱内部空间，并用于对流经通风管道的安全壳内气体进行冷凝回流；废液池设置在通风管道的安全壳内气体出口前，用于接收经通风管道导出的冷凝的液体。利用本发明的系统，能够强化安全壳抑压水池的冷却效果和抑压能力，并防止水蒸气冷凝后在抑压水池位置发生氢气爆炸。
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公开(公告)号：CN113704959B
公开(公告)日：2024-04-09
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：CN116499936A
公开(公告)日：2023-07-28
申请号：CN202310286631.3
申请日：2023-03-22
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G01N15/06
Abstract: 本发明提供一种测量缝隙内气溶胶滞留效率的装置及方法，粒径谱仪和反应容器之间连接有上游管和下游管，缝隙试验结构和均气结构设于下游管上；控制模块用于控制上游管上的隔离阀开启及控制其开度，以使上游管进入粒径谱仪的气体满足其采样流量要求，还用于控制上游隔离阀关闭且控制下游隔离阀开启，并控制均气结构向下游管补入空气的流量或排出下游管内部分气体的流量，以使下游管进入粒径谱仪的气体满足其采样流量要求，根据粒径谱仪分别检测得到的上下游管进入其内的气体中的气溶胶浓度计算获得缝隙试验结构内气溶胶的滞留效率。本发明能够减小上游气溶胶浓度空间分布不均带来的误差，以及规避不同粒径谱仪探头之间的测量误差。
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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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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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