核电厂安全壳超压保护系统
    1.
    发明公开

    公开(公告)号:CN115662661A

    公开(公告)日:2023-01-31

    申请号:CN202211379045.5

    申请日:2022-11-04

    Inventor: 张恒明 李澍 秦娟

    Abstract: 本发明公开了一种核电厂安全壳超压保护系统,用于防止安全壳的压力超过保护阈值,包括:用于收纳冷却水的超压保护水箱,其位置高于安全壳的位置,以利用重力将冷却水传输至安全壳内的消防系统以为其提供消防喷淋用水,进而实现安全壳降压;卸压系统,其一端与超压保护水箱连接,另一端可与安全壳连接以使安全壳中的高温蒸汽以非能动的方式排入到超压保护水箱;冷却回流系统,其一端连接超压保护水箱底部,另一端可连接消防系统;本发明不仅增强了安全壳在严重事故后保持完整性的能力,提高核电厂的安全性,具有组成结构简单及非能动特性,提高了整体系统的可靠性和稳定性。

    一种核电厂非能动氢气复合器
    2.
    发明公开

    公开(公告)号:CN115641971A

    公开(公告)日:2023-01-24

    申请号:CN202211371627.9

    申请日:2022-11-03

    Inventor: 张恒明 李澍 秦娟

    Abstract: 本发明公开了一种核电厂非能动氢气复合器,包括框架、催化床、热电发电装置、循环组件;框架底部、顶部分别设置有进气口、出气口;催化床设置于框架底部,催化床内放置有催化剂;热电发电装置具有热端和冷端,热电发电装置的热端朝向催化床设置,且热电发电装置将催化床产生的热量转化为电能;循环组件与热电发电装置电连接,且设置于进气口与出气口之间;本发明的氢气复合器,结合氢氧复合释热这一物理特征,在框架内设置热电发电装置,热电发电装置将催化床产生的热量转化为电能,从而给循环组件提供能源,加快框架内的流体循环,提高氢气复合器的复合性能,降低安全壳内氢气燃烧或燃爆导致的超压风险,提升机组的安全性能。

    一种核电厂放射性废气中碳14处理工艺、系统及其应用

    公开(公告)号:CN119480196A

    公开(公告)日:2025-02-18

    申请号:CN202411342253.7

    申请日:2024-09-25

    Abstract: 本发明属于放射性废物处理技术领域,具体公开了一种核电厂放射性废气中碳14处理工艺、系统及其应用。所述工艺包括:对经过衰变处理的核电厂放射性废气进行催化氧化,将有机态碳14转为无机态14CO2;将气态14CO2转为液态14CO2并分离出来,又加热使其汽化,得到第三气态流出物;通过逆流水洗得到溶解吸收了第三气态流出物中的气态14CO2的第二液态流出物;将第二液态流出物经离子交换树脂处理得到含碳14的废树脂。所述系统包括碳14分离单元和碳14固定单元。本发明可降低核电厂气载碳14向环境的排放量并实现达标排放,提高处理效率,不产生其他二次废物,减少设备投入和投资成本,实现工业化应用。

    小型堆核动力模块
    4.
    发明公开

    公开(公告)号:CN117976259A

    公开(公告)日:2024-05-03

    申请号:CN202410131388.2

    申请日:2024-01-31

    Abstract: 本发明提供一种小型堆核动力模块,其包括:水池;以及安全壳,放置于水池内,安全壳内设有小型反应堆,其中,安全壳内填充有惰性气体。相对于现有技术,本发明小型堆核动力模块包括水池和放置于水池内的安全壳,安全壳内设有小型反应堆,安全壳内填充有惰性气体。正常运行期间,安全壳内填充有惰性气体,惰性气体使得安全壳内的压力维持大气压或略高于大气压,因此,可以防止空气泄漏进安全壳引发安全事故。

    一种安全注入系统
    6.
    发明授权

    公开(公告)号:CN101847451B

    公开(公告)日:2012-10-31

    申请号:CN200910108230.9

    申请日:2009-06-19

    Inventor: 张恒明

    CPC classification number: Y02E30/40

    Abstract: 本发明涉及一种安全注入系统,用于缓解事故、保护核电厂堆芯的安全,包括高压安注泵、低压安注泵和安注箱,还包括用于容纳安注水的换料水箱。其中,所述换料水箱位于核电厂的安全壳内;所述安注箱通过设置有控制阀门的管道连接在直接压力容器注射管线上;所述高压安注泵通过设置有控制阀门的管道连接在所述换料水箱和直接压力容器注射管线之间;所述低压安注泵通过设置有控制阀门的管道连接在所述换料水箱和直接压力容器注射管线之间。本发明的有益效果在于,减少了系统交叉管道,实现连续运行,系统运行操作简化,同时增强系统严重事故缓解能力,提高了核电厂的安全性。

    一种安全注入系统
    7.
    发明公开

    公开(公告)号:CN101847451A

    公开(公告)日:2010-09-29

    申请号:CN200910108230.9

    申请日:2009-06-19

    Inventor: 张恒明

    CPC classification number: Y02E30/40

    Abstract: 本发明涉及一种安全注入系统,用于缓解事故、保护核电厂堆芯的安全,包括高压安注泵、低压安注泵和安注箱,还包括用于容纳安注水的换料水箱。其中,所述换料水箱位于核电厂的安全壳内;所述安注箱通过设置有控制阀门的管道连接在直接压力容器注射管线上;所述高压安注泵通过设置有控制阀门的管道连接在所述换料水箱和直接压力容器注射管线之间;所述低压安注泵通过设置有控制阀门的管道连接在所述换料水箱和直接压力容器注射管线之间。本发明的有益效果在于,减少了系统交叉管道,实现连续运行,系统运行操作简化,同时增强系统严重事故缓解能力,提高了核电厂的安全性。

    模块化堆装换料系统及反应堆水池冷却净化系统

    公开(公告)号:CN118280613A

    公开(公告)日:2024-07-02

    申请号:CN202410373466.X

    申请日:2024-03-29

    Inventor: 张恒明 李澍 秦娟

    Abstract: 本申请涉及一种模块化堆装换料系统及反应堆水池冷却净化系统。包括:反应堆水池、多个反应堆模块、厂房行车组件、转运车以及反应堆水池冷却净化系统。上述的模块化堆装换料系统及反应堆水池冷却净化系统在运行过程中,通过厂房行车组件与反应堆模块的顶部连接,转运车与反应堆模块的底部连接,带动反应堆模块在反应堆厂房中移动,从而实现了拆卸,更换以及维修的流程或操作甚至同步操作,反应堆模块下部拆分方式降低了对装卸料组件的精度要求,缩短了燃料转运行程,并且实现了反应堆模块能够在更高温度下开盖,提高了换料效率。反应堆水池冷却和净化系统可以实现多个反应堆模块共用,机组的经济性更高。

    安全壳超压保护系统
    9.
    实用新型

    公开(公告)号:CN208400502U

    公开(公告)日:2019-01-18

    申请号:CN201820891679.1

    申请日:2018-06-08

    Abstract: 本实用新型公开了一种安全壳超压保护系统,其包括:安全壳;以及盛有液体的密封箱,位于安全壳的上方,密封箱顶部设有入口管线与安全壳连接,密封箱底部设有出口管线与安全壳连接;其中,密封箱顶部设有安全阀,入口管线位于密封箱内的一端置于密封箱的液面以下。相对于现有技术,本实用新型安全壳超压保护系统具有以下优点:1)事故后通过增设密封箱与安全壳相连通,降低了安全壳的压力,保证了事故后安全壳不会因为超压受损,提高了整个系统的安全可靠性;2)增强了安全壳在严重事故后保持完整性的能力,降低了放射性产物释放到周围环境的可能性。

    核电站加速余热排出系统

    公开(公告)号:CN206271431U

    公开(公告)日:2017-06-20

    申请号:CN201621332327.X

    申请日:2016-12-06

    CPC classification number: Y02E30/40

    Abstract: 本实用新型公开了一种核电站加速余热排出系统,其包括:余热排出系统换热器、设备冷却水系统泵、设备冷却水系统换热器、设备冷却水系统的其他用户的换热器和设备冷却水系统泵入口管线上的膨胀箱连接形成的回路,以及连接在余热排出系统换热器热侧入口的余热排出系统泵及其余排系统,其中,余热排出系统换热器与设备冷却水系统换热器之间设有再冷换热系统。相对于现有技术,本实用新型核电站加速余热排出系统1)通过利用或调整现有风冷冷水机组,增加小容量的再冷换热器,即可实现加速余热排出,加快停堆进程,提高电厂经济效益;2)通过加速冷却,根据需要安排停堆进程,操作灵活,解决了因降温速率慢而影响停堆换料工作的问题。

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