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公开(公告)号：CN117133488A
公开(公告)日：2023-11-28
申请号：CN202311089651.8
申请日：2023-08-28
Applicant: 中广核工程有限公司 , 深圳中广核工程设计有限公司
IPC: G21C17/00
Abstract: 本申请涉及一种安全壳整体泄漏率监测装置和安全壳整体泄漏率监测方法。上述监测装置包括：流量监测组件、压力监测组件、压力比对监测组件、仪表监测组件和处理器；流量监测组件、压力监测组件、压力比对监测组件和仪表监测组件分别与处理器连接；流量监测组件，用于监测安全壳壳内的卸压流量值；压力监测组件，用于监测安全壳壳内的压力值；压力比对监测组件，用于监测安全壳壳内和安全壳壳外的压力比对值；仪表监测组件，用于监测安全壳壳内的温湿度；处理器，用于根据卸压流量值、压力值、压力比对值、温湿度，获取安全壳的整体泄漏率。采用本方法能够解决核反应堆安全壳整体泄漏率试验仪表配置方法的缺失。
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公开(公告)号：CN119531644A
公开(公告)日：2025-02-28
申请号：CN202411673396.6
申请日：2024-11-21
Applicant: 中广核工程有限公司 , 深圳中广核工程设计有限公司
IPC: E04H5/02
Abstract: 本发明提供一种反应堆厂房及其布置方法、核电站；所述反应堆厂房布置方法包括：沿竖直方向对反应堆厂房立面空间划分层级，将反应堆堆坑和安全壳地坑布置在地下第三层，将一环路主设备隔间、二环路主设备隔间、三环路主设备隔间设置在地下第二层及以上。将非能动安全注入系统的高位换料水箱布置在地下第一层的高位换料水箱隔间中，以使高位换料水箱中的水能够在重力作用下淹没反应堆堆坑和反应堆冷却剂系统的主设备。通过在安全壳内布置了非能动专设安全系统的核心设备；使得与安全相关的专设安全系统能够依靠安全壳抵御外部灾害，同时系统的运行时无需在安全壳内外之间切换，从而极大地提升了系统的可靠性。
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公开(公告)号：CN119361198A
公开(公告)日：2025-01-24
申请号：CN202411438168.0
申请日：2024-10-15
Applicant: 中广核工程有限公司 , 深圳中广核工程设计有限公司
Abstract: 本发明的一种用于核电厂的三系列安全系统及其配置方法，包括安全注入系统、应急给水系统、应急硼化系统、蒸汽大气排放系统和一回路一一对应设置。安全注入系统、应急硼化系统、应急给水系统和蒸汽大气排放系统均采用独立冗余的配置方式设置为独立的三列。每列可以独立运行，任意一列的失效都不会影响其他两列执行预期的安全功能；同时相互之间互不影响，降低对设备的容量要求，有利于系统设备的设计，解决了目前的专设安全设施设置采用两列母管的配置方式带来的问题。对内外部灾害应对能力强，使核电厂的安全性满足三代核电的要求。较大的提高了核电厂的安全性，内、外部灾害应对能力强，使核电厂的安全性满足三代核电的要求。
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公开(公告)号：CN119321247A
公开(公告)日：2025-01-17
申请号：CN202411445619.3
申请日：2024-10-15
Applicant: 中广核工程有限公司 , 深圳中广核工程设计有限公司
Abstract: 本发明公开一种核电厂核岛主厂房结构，其包括反应堆厂房、电气厂房、核辅助厂房、燃料厂房、附属厂房以及模块化拼装场地及吊机占位区域，反应堆厂房位于中央，电气厂房、核辅助厂房、燃料厂房沿反应堆厂房的外围依次连接，电气厂房和核辅助厂房共同连接于附属厂房；反应堆厂房、电气厂房、核辅助厂房以及燃料厂房共同设置在抗震Ⅰ类筏基上，附属厂房设置在抗震Ⅱ类筏基上，模块化拼装场地及吊机占位区域位于反应堆厂房另一侧与核辅助厂房相对的位置，且与反应堆厂房相邻设置。该核电厂核岛主厂房结构能减少反应堆厂房以外的厂房楼层数量，同时在核岛主厂房总体布局中预留模块化拼装地和大吊机站位区域，为模块化大范围实施提供条件。
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公开(公告)号：CN108538414B
公开(公告)日：2019-10-08
申请号：CN201810344864.3
申请日：2018-04-17
Applicant: 中广核工程有限公司 , 中国广核集团有限公司
Abstract: 本发明公开了一种核电厂多样化冷链系统的传热性能试验方法和系统。所述系统包括：一回路、RHR系统、RRI系统、PTR系统、EHR系统、SFP水池、IRWST水箱、ECS系统、测试装置。本发明通过利用一回路产热来作为持续的热能来源，并利用RRI系统反传热的方式对IRWST水箱和SFP水池进行加热，采用加热后的IRWST水箱和SFP水池来作为冷链系统的测试热源，一次性完成多样化冷链系统换热器的性能试验，无需临时添加加热器对水池进行加热，试验热源稳定可靠，满足SG‑30的要求，又由于有IRWST水箱和SFP水池作为热量传递的缓冲环节，避免了试验过程中对一回路造成热冲击瞬态，保障了试验的安全稳定进行。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN103390435B
公开(公告)日：2016-08-24
申请号：CN201310326838.5
申请日：2013-07-30
Applicant: 中广核工程有限公司 , 中国广核集团有限公司
Inventor： 许晨德
IPC: G21C9/004
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明公开了一种核电站反应堆冷却剂系统压力容器的排气装置，设置于反应堆冷却剂泵、压力容器、稳压器和蒸汽发生器通过管路连接形成的回路中，其中，反应堆冷却剂泵的下游通过管路与稳压器相连，管路上设有稳压器喷淋阀，压力容器的顶盖设有排气管线，排气管线连接至稳压器。此外，本发明还公开了一种核电站反应堆冷却剂系统压力容器的排气方法。本发明核电站反应堆冷却剂系统压力容器的排气装置和方法可有效排除压力容器顶部的不可凝气体，避免在稳压器筒体上直接开孔，减少堆顶排气管线的长度，避免现有的堆顶排气方案中出现的水锤问题。
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公开(公告)号：CN105280249A
公开(公告)日：2016-01-27
申请号：CN201510586928.7
申请日：2015-09-16
Applicant: 中广核工程有限公司 , 中国广核集团有限公司
IPC: G21C15/18
CPC classification number: G21C15/18 , G21C9/016 , G21C13/024 , Y02E30/40
Abstract: 本发明提供了一种核电站反应堆压力容器与屏蔽墙的组合结构，其包括堆坑屏蔽墙、由堆坑屏蔽墙围成的堆坑、设置在堆坑内的反应堆压力容器和设置在反应堆压力容器外的保温层，保温层与反应堆压力容器之间、保温层与堆坑屏蔽墙之间均存在上下贯通的流道；堆坑屏蔽墙的下部穿设有堆坑注水管线；所述堆坑屏蔽墙的上部内壁开设有容留空间，堆坑屏蔽墙中设置有将容留空间与堆坑底部空间连通的回流流道。与现有技术相比，本发明通过在堆坑屏蔽墙中设置回流流道，确保了蒸汽夹带的饱和水能够顺利流回堆坑，因此能够在堆坑内的上升流道和回流流道之间形成稳定自然循环，确保反应堆压力容器在严重事故工况下得到快速持续地冷却。
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公开(公告)号：CN103400607B
公开(公告)日：2016-01-06
申请号：CN201310329545.2
申请日：2013-07-31
Applicant: 中广核工程有限公司 , 中国广核集团有限公司
Inventor： 许晨德
IPC: G21C15/16 , G21C15/243
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明公开了一种核电站反应堆冷却剂系统抽真空方法，其包括以下步骤：步骤(一)：在机组维修期间，先将稳压器卸压箱内排空，利用真空泵将稳压器卸压箱抽成真空态；以及步骤(二)：在机组抽真空排气开始时，将反应堆冷却剂系统与稳压器卸压箱之间连接管线上的阀门打开，与此同时，利用真空泵对反应堆冷却剂系统进行抽气。本发明核电站反应堆冷却剂系统抽真空方法通过提前排空稳压器卸压箱，使得利用真空泵对反应堆冷却剂系统进行抽真空时，稳压器卸压箱能够容纳部分气体而缩短真空泵的抽真空时间，实现了在不改变原有系统配置的情况下，减少抽气时间、提高核电站经济性的目的。
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公开(公告)号：CN108538414A
公开(公告)日：2018-09-14
申请号：CN201810344864.3
申请日：2018-04-17
Applicant: 中广核工程有限公司 , 中国广核集团有限公司
Abstract: 本发明公开了一种核电厂多样化冷链系统的传热性能试验方法和系统。所述系统包括：一回路、RHR系统、RRI系统、PTR系统、EHR系统、SFP水池、IRWST水箱、ECS系统、测试装置。本发明通过利用一回路产热来作为持续的热能来源，并利用RRI系统反传热的方式对IRWST水箱和SFP水池进行加热，采用加热后的IRWST水箱和SFP水池来作为冷链系统的测试热源，一次性完成多样化冷链系统换热器的性能试验，无需临时添加加热器对水池进行加热，试验热源稳定可靠，满足SG-30的要求，又由于有IRWST水箱和SFP水池作为热量传递的缓冲环节，避免了试验过程中对一回路造成热冲击瞬态，保障了试验的安全稳定进行。
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公开(公告)号：CN105280249B
公开(公告)日：2018-04-27
申请号：CN201510586928.7
申请日：2015-09-16
Applicant: 中广核工程有限公司 , 中国广核集团有限公司
IPC: G21C15/18
CPC classification number: G21C15/18 , G21C9/016 , G21C13/024 , Y02E30/40
Abstract: 本发明提供了一种核电站反应堆压力容器与屏蔽墙的组合结构，其包括堆坑屏蔽墙、由堆坑屏蔽墙围成的堆坑、设置在堆坑内的反应堆压力容器和设置在反应堆压力容器外的保温层，保温层与反应堆压力容器之间、保温层与堆坑屏蔽墙之间均存在上下贯通的流道；堆坑屏蔽墙的下部穿设有堆坑注水管线；所述堆坑屏蔽墙的上部内壁开设有容留空间，堆坑屏蔽墙中设置有将容留空间与堆坑底部空间连通的回流流道。与现有技术相比，本发明通过在堆坑屏蔽墙中设置回流流道，确保了蒸汽夹带的饱和水能够顺利流回堆坑，因此能够在堆坑内的上升流道和回流流道之间形成稳定自然循环，确保反应堆压力容器在严重事故工况下得到快速持续地冷却。
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