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公开(公告)号：CN104409112A
公开(公告)日：2015-03-11
申请号：CN201410717919.2
申请日：2014-12-03
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明涉及核设备安全技术领域，公开了一种安全壳再循环系统，包括依次连接的安全壳、安全壳过滤排放系统、对空排放机构、用于暂存安全壳过滤排放系统出口排放气体的滞留管线、用于将安全壳过滤排放系统出口排放的气体或滞留暂存的气体回流至安全壳的回流管线、用于将安全壳中的气体抽气排放到安全壳过滤排放系统的卸压管线。本发明在严重事故工况下，不仅能够缓解安全壳超压和氢气的威胁，维持安全壳的完整性，而且能够缓解裂变产物的释放，减少排放气体的放射性；在严重事故的预防和缓解阶段，可以冷凝水蒸汽实现安全壳热阱功能，可以有效执行指定速率的安全壳卸压，准确维持安全壳压力稳定在给定的目标值，维持安全壳微小负压。
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公开(公告)号：CN108766600A
公开(公告)日：2018-11-06
申请号：CN201810549971.X
申请日：2018-05-31
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
CPC classification number: G21C15/182
Abstract: 本发明公开了一种一回路注水系统，包括安注水箱、用于连接安注水箱与反应堆一回路的连通管道及串联于连通管道上的安注泵，其特征在于，还包括串联在连通管道上的中间水箱；还包括加热装置，所述加热装置用于对中间水箱内的流体进行加热。采用该注入系统的结构设计，在实现含硼水向反应堆一回路注入时，可有效缓解一回路上的热应力，同时，对安全壳喷淋降压效果无影响。
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公开(公告)号：CN105047235B
公开(公告)日：2017-12-29
申请号：CN201510309669.3
申请日：2015-06-09
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明提供了一种核反应堆严重事故状态下熔融物堆内滞留非能动冷却系统，包括保温层流道、保温层、抑压水池、上部水池、抑压水池堆腔注水管线、再循环地坑、再循环管线，其中，保温层流道是反应堆压力容器外壁和保温层间的流体流道，流道顶部设置有排气孔，底部设置有进水孔；抑压水池设置在钢安全壳内，通过抑压水池堆腔注水管线与堆腔相通；再循环地坑设置在安全壳内，通过再循环管线与堆腔相通，抑压水池堆腔注水管线设置有控制阀门，再循环管线设置有控制阀门和止回阀；上部水池设置为包围在钢安全壳的上部。本发明技术方案采用熔融物滞留纵深防御理念，能够实现堆芯衰变热较小和最大两种情况下的堆芯熔融物冷却和滞留以及安全壳的长期冷却。
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公开(公告)号：CN104409112B
公开(公告)日：2017-07-04
申请号：CN201410717919.2
申请日：2014-12-03
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明涉及核设备安全技术领域，公开了一种安全壳再循环系统，包括依次连接的安全壳、安全壳过滤排放系统、对空排放机构、用于暂存安全壳过滤排放系统出口排放气体的滞留管线、用于将安全壳过滤排放系统出口排放的气体或滞留暂存的气体回流至安全壳的回流管线、用于将安全壳中的气体抽气排放到安全壳过滤排放系统的卸压管线。本发明在严重事故工况下，不仅能够缓解安全壳超压和氢气的威胁，维持安全壳的完整性，而且能够缓解裂变产物的释放，减少排放气体的放射性；在严重事故的预防和缓解阶段，可以冷凝水蒸汽实现安全壳热阱功能，可以有效执行指定速率的安全壳卸压，准确维持安全壳压力稳定在给定的目标值，维持安全壳微小负压。
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公开(公告)号：CN104979020A
公开(公告)日：2015-10-14
申请号：CN201510257178.9
申请日：2015-05-20
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了小功率核反应堆安全壳氢气风险控制系统及其控制方法，包括非能动惰性气供应系统和钢安全壳系统，钢安全壳系统包括钢制承压安全壳，在钢制承压安全壳内设置有非能动除氢装置，非能动惰性气供应系统包括与钢制承压安全壳内部连通的惰性气储存箱；钢制承压安全壳还连通有排气系统，此外，还包括监测安全壳内氢氧浓度的监测系统。本发明的优点在于：本发明提供了一套适用于小功率核反应堆的氢气控制系统设计新方法，通过向小功率核反应堆的小型钢制安全壳内注入惰性气，并结合非能动氢气消除装置，保证安全壳内的气体混合物处于不可燃状态，从而消除了氢气燃烧爆炸的风险。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN104658623A
公开(公告)日：2015-05-27
申请号：CN201510071548.X
申请日：2015-02-11
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种应急运行规程与严重事故管理导则的接口管理方法，要求在严重事故前的过渡阶段同时执行应急运行规程和严重事故管理导则。过渡阶段主控室执行严重事故过渡期主控室导则（ICRG），ICRG中只包括严重事故相关的事故管理操作。本发明提出的接口管理方法明确了事故管理的性质归属，将严重事故管理的所有相关对策归入SAMG，应急运行规程中不包含严重事故的相关操作。本发明特别适用于配置了严重事故缓解设备的新型电厂，为了保证严重事故阶段设备的有效运行，有些严重事故缓解设备必须在堆芯损坏前开始执行相关的准备操作。
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公开(公告)号：CN108597630B
公开(公告)日：2021-05-28
申请号：CN201810386663.X
申请日：2018-04-26
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种核电厂全压非能动重力注入系统，用于对反应堆的一回路进行非能动重力注水，该注水系统包括中转水箱及蓄水水箱，所述中转水箱与反应堆的一回路之间、所述中转水箱与蓄水水箱之间均设置有连通管道，且所述连通管道上均设置有截断阀；在高度方向上，所述反应堆的位置低于中转水箱的位置、所述中转水箱的位置低于蓄水水箱的位置。采用该注入系统，事故后电厂一回路无需卸压，一回路无需以低压注入为目的实施主动排放，不依靠外部的动力源，以非能动方式将外部水源重力注入一回路。
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公开(公告)号：CN106898399A
公开(公告)日：2017-06-27
申请号：CN201710201201.1
申请日：2017-03-30
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21D3/06
Abstract: 本发明公开了一种乏燃料水池严重事故处理方法包括：步骤1：获得乏燃料水池水位信息，判断乏燃料水池事故等级；步骤2：在乏燃料水池运行控制单元设置数据接口，通过数据接口修改乏燃料水池的运行规程；监控中心对乏燃料水池运行进行监控和控制；步骤3：当乏燃料水池事故等级为严重事故时，基于诊断模块，诊断出乏燃料水池严重事故的事故现象；步骤4：基于乏燃料水池严重事故的事故现象，生成相应的事故缓解策略；步骤5：基于生成的事故缓解策略，对乏燃料水池进行相应的处理，实现了事故处理效率较高，且事故的缓解效果较好的技术效果。
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公开(公告)号：CN104979020B
公开(公告)日：2017-05-03
申请号：CN201510257178.9
申请日：2015-05-20
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明公开了小功率核反应堆安全壳氢气风险控制系统及其控制方法，包括非能动惰性气供应系统和钢安全壳系统，钢安全壳系统包括钢制承压安全壳，在钢制承压安全壳内设置有非能动除氢装置，非能动惰性气供应系统包括与钢制承压安全壳内部连通的惰性气储存箱；钢制承压安全壳还连通有排气系统，此外，还包括监测安全壳内氢氧浓度的监测系统。本发明的优点在于：本发明提供了一套适用于小功率核反应堆的氢气控制系统设计新方法，通过向小功率核反应堆的小型钢制安全壳内注入惰性气，并结合非能动氢气消除装置，保证安全壳内的气体混合物处于不可燃状态，从而消除了氢气燃烧爆炸的风险。
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公开(公告)号：CN105047236B
公开(公告)日：2017-03-08
申请号：CN201510310146.0
申请日：2015-06-09
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明提供了一种反应堆严重事故状态下熔融物滞留非能动冷却系统，包括压力容器壁面与环腔壁面之间的压力容器环腔，该环腔顶部有排汽孔、底部有进水孔，围绕环腔壁面设置环腔水池，水池环腔壁面未被环腔水池包围的部分设置坩埚将其包围，形成坩埚腔室，坩埚向上延伸形成水池环腔，该环腔顶部有排气孔，与坩埚腔室相连通，在坩埚外围有坩埚冷却水池，水池顶部有开口，水池外围是钢安全壳，围绕着钢安全壳上半部有上部水池；环腔水池通过管线与坩埚冷却水池连通；再循环地坑设置在钢安全壳内，通过管线与坩埚冷却水池连通；坩埚腔室通过管线与坩埚冷却水池连通；本发明技术方案根据事故序列中不同衰变热能够实现堆芯熔融物三种层次的冷却和滞留。
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