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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：CN110957055B
公开(公告)日：2022-11-25
申请号：CN201910954337.9
申请日：2019-10-09
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21D1/02 , G21C15/257
Abstract: 本发明涉及一种适用于压水堆核电站的分离式柔性热管冷却系统，包括由热管段、连接管段和冷却管段组成的闭合回路，热管段采用换热性能良好且能够弯曲变形的柔性管材，热管段设置在冷却对象内部或者缠绕在冷却对象周围，冷却工质在热管段内与冷却对象进行热交换，经连接管段进入冷却管段，在冷却管段内被换热装置冷却后，回流至热管段。该系统可以针对压水堆核电站的不同冷却对象、不同工况条件调整柔性热管段的几何形状，依据冷却对象需求进行高效冷却换热，该柔性热管冷却系统液相区局部区域设置有软管，可在一定程度上缓解振动、压迫、疲劳和冲击等载荷，因而具有更好的工程适用性、更广的应用范围和更强的灵活性。
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公开(公告)号：CN113053549A
公开(公告)日：2021-06-29
申请号：CN202110108671.X
申请日：2021-01-27
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 本发明涉及一种适用于压水堆核电站的纳米流体注射系统，包括干湿分离纳米流体储存罐，设置在干湿分离纳米流体储存罐内的电动隔板，与干湿分离纳米流体储存罐底部连通的纳米流体导出管，电动隔板将干湿分离纳米流体储存罐的内腔分隔为纳米流体基液储存腔以及纳米颗粒储存腔，纳米流体基液储存腔内储存纳米流体基液，纳米颗粒储存腔内储存纳米颗粒；纳米流体基液储存腔的顶部连接氮气动力组件，纳米颗粒储存腔内安装高频超声震荡器组。该系统适用性强，短时间可以快速导通并混合纳米流体基液、纳米颗粒，得到高浓度的纳米流体，借助纳米流体的优越特性达到强化换热或提高临界热流密度的目的。
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公开(公告)号：CN112201371B
公开(公告)日：2024-06-14
申请号：CN202010895571.1
申请日：2020-08-31
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 本发明涉及一种采用喷淋冷却的反应堆堆内熔融物滞留系统，在反应堆压力容器外壁面与保温层之间的堆外环腔内设置若干喷头，所述若干喷头围绕在反应堆压力容器的下封头外侧布置，喷头与喷淋注水管线连接，当发生严重事故后，根据事故信号开启喷淋注水管线阀门，将冷却水通过若干喷头以雾化液滴的形式喷向反应堆压力容器的下封头外表面，将反应堆压力容器的下封头外表面热量带走。利用本发明的系统，能够提升核电厂严重事故工况下对压力容器外壁的冷却能力，从而提高核电厂在严重事故下的安全性，亦能实现对高、超高功率反应堆堆型的堆内熔融物滞留。
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公开(公告)号：CN112201371A
公开(公告)日：2021-01-08
申请号：CN202010895571.1
申请日：2020-08-31
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 本发明涉及一种采用喷淋冷却的反应堆堆内熔融物滞留系统，在反应堆压力容器外壁面与保温层之间的堆外环腔内设置若干喷头，所述若干喷头围绕在反应堆压力容器的下封头外侧布置，喷头与喷淋注水管线连接，当发生严重事故后，根据事故信号开启喷淋注水管线阀门，将冷却水通过若干喷头以雾化液滴的形式喷向反应堆压力容器的下封头外表面，将反应堆压力容器的下封头外表面热量带走。利用本发明的系统，能够提升核电厂严重事故工况下对压力容器外壁的冷却能力，从而提高核电厂在严重事故下的安全性，亦能实现对高、超高功率反应堆堆型的堆内熔融物滞留。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN117438117A
公开(公告)日：2024-01-23
申请号：CN202311222271.7
申请日：2023-09-21
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 本发明公开了一种基于单体式热管换热器的乏燃料水池冷却装置，用于布置在乏燃料水池内，包括多个竖直单体式热管换热器和多个L形单体式热管换热器，多个竖直单体式热管换热器依次相间隔设置，竖直单体式热管换热器包括竖直换热管和第一散热肋片，多个L形单体式热管换热器分成两组，L形单体式热管换热器包括L形换热管和第二散热肋片，L形换热管包括竖管和横管，竖直单体式热管换热器和L形单体式热管换热器相互独立，互不影响，单根破损不影响整体运行，冷却系统寿命长，安全系数高，同时便于维修及更换，增加了乏燃料水池内部和底部冷却的方案，有效增加了换热面积，换热效率大大提高。
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公开(公告)号：CN112071452B
公开(公告)日：2023-02-21
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：CN112466484A
公开(公告)日：2021-03-09
申请号：CN202011094286.6
申请日：2020-10-14
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C15/18 , G21C15/253
Abstract: 本发明提供一种非能动安全壳冷却系统，包括安全壳、屏蔽壳、以及构型装置，所述屏蔽壳包围在所述安全壳外，在安全壳和屏蔽壳之间形成空气流道，所述屏蔽壳上设有空气入口和空气出口，所述空气流道分别通过所述空气入口和空气出口与外部大气环境连通；所述构型装置设于屏蔽壳的内侧，且沿屏蔽壳周向分布，用于控制所述空气流道的面积。本发明的非能动安全壳冷却系统，可提高换热效率和抗震性能，有利于提高核电厂的安全性。
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公开(公告)号：CN110957055A
公开(公告)日：2020-04-03
申请号：CN201910954337.9
申请日：2019-10-09
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21D1/02 , G21C15/257
Abstract: 本发明涉及一种适用于压水堆核电站的分离式柔性热管冷却系统，包括由热管段、连接管段和冷却管段组成的闭合回路，热管段采用换热性能良好且能够弯曲变形的柔性管材，热管段设置在冷却对象内部或者缠绕在冷却对象周围，冷却工质在热管段内与冷却对象进行热交换，经连接管段进入冷却管段，在冷却管段内被换热装置冷却后，回流至热管段。该系统可以针对压水堆核电站的不同冷却对象、不同工况条件调整柔性热管段的几何形状，依据冷却对象需求进行高效冷却换热，该柔性热管冷却系统液相区局部区域设置有软管，可在一定程度上缓解振动、压迫、疲劳和冲击等载荷，因而具有更好的工程适用性、更广的应用范围和更强的灵活性。
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公开(公告)号：CN112466484B
公开(公告)日：2024-01-23
申请号：CN202011094286.6
申请日：2020-10-14
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C15/18 , G21C15/253
Abstract: 本发明提供一种非能动安全壳冷却系统，包括安全壳、屏蔽壳、以及构型装置，所述屏蔽壳包围在所述安全壳外，在安全壳和屏蔽壳之间形成空气流道，所述屏蔽壳上设有空气入口和空气出口，所述空气流道分别通过所述空气入口和空气出口与外部大气环境连通；所述构型装置设于屏蔽壳的内侧，且沿屏蔽壳周向分布，用于控制所述空气流道的面积。本发明的非能动安全壳冷却系统，可提高换热效率和抗震性能，有利于提高核电厂的安全性。
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