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公开(公告)号：CN105957567A
公开(公告)日：2016-09-21
申请号：CN201610295311.4
申请日：2016-05-06
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明公开了一种蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统，所述系统包括：换热器，所述换热器放置在冷却水箱内，凝水管一端与所述换热器下封头连接，另一端与蒸汽发生器的主给水管连接；蒸汽管线一端与所述换热器的上封头连接，另一端与蒸汽发生器的蒸汽出口连接；N个补水箱，所述补水箱上部与所述蒸汽管线连通，所述补水箱下部与所述凝水管连通；M个空气冷却器，所述空气冷却器的蒸发段布置在冷却水箱中，所述空气冷却器的冷凝段布置在冷却水箱外的大气中；实现了蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统长期导出堆芯余热，维持反应堆在安全状态的技术效果。
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公开(公告)号：CN103632736B
公开(公告)日：2016-08-10
申请号：CN201210295150.0
申请日：2012-08-20
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
CPC classification number: G21C13/02 , G21C11/08 , G21C15/12 , G21C15/18 , G21C15/182 , G21C15/243 , G21D3/06 , Y02E30/40
Abstract: 本发明涉及一种核电站堆腔注水冷却系统，包括：设置在反应堆安全壳内的反应堆堆腔、设置在反应堆堆腔内的压力容器，位于反应堆堆腔与压力容器之间并包围压力容器的隔热屏障，还包括外部注水系统和设置在安全壳内的高位注水系统；外部注水系统包括外部水源、与外部水源连接的外部注水管、在外部注水管上设置的堆腔注水泵、在堆腔注水泵上游和下游分别设置的第一隔离阀和第二隔离阀；该外部注水管穿过安全壳与隔热屏障底部连接；高位注水系统包括高位注水箱、连接高位注水箱底部与外部注水管的高位注水管、设置在高位注水管上的第三隔离阀。本发明性能稳定可靠，可以有效地缓解严重事故后果，确保严重事故下反应堆压力容器的完整性。
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公开(公告)号：CN103871506A
公开(公告)日：2014-06-18
申请号：CN201210531614.3
申请日：2012-12-11
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: G21C9/033 , G21C15/182 , Y02E30/40
Abstract: 本发明涉及一种核电站高压安全注射系统，其配置在反应堆一回路系统的若干个环路上，包括至少一个硼酸注入单元和至少一个冷却剂注入单元；硼酸注入单元包括浓硼酸注入箱、一端与浓硼酸注入箱的连接的浓硼酸注入管路，浓硼酸注入管路的另一端穿入安全壳连接到反应堆一回路系统的一个环路的冷管段；冷却剂注入单元包括一个水源、与水源连接的冷却剂注入管路；冷却剂注入管路包括并联的冷管段注入管路和热管段注入管路；冷管段注入管路穿入安全壳并连接到反应堆一回路系统的一个环路的冷管段上；热管段注入管路穿入安全壳并连接到反应堆一回路的一个环路的热管段上。本发明多条管线之间互不干扰，便于流量调节；本发明具有较高的安全性。
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公开(公告)号：CN103632736A
公开(公告)日：2014-03-12
申请号：CN201210295150.0
申请日：2012-08-20
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
CPC classification number: G21C13/02 , G21C11/08 , G21C15/12 , G21C15/18 , G21C15/182 , G21C15/243 , G21D3/06 , Y02E30/40
Abstract: 本发明涉及一种核电站堆腔注水冷却系统，包括：设置在反应堆安全壳内的反应堆堆腔、设置在反应堆堆腔内的压力容器，位于反应堆堆腔与压力容器之间并包围压力容器的隔热屏障，还包括外部注水系统和设置在安全壳内的高位注水系统；外部注水系统包括外部水源、与外部水源连接的外部注水管、在外部注水管上设置的堆腔注水泵、在堆腔注水泵上游和下游分别设置的第一隔离阀和第二隔离阀；该外部注水管穿过安全壳与隔热屏障底部连接；高位注水系统包括高位注水箱、连接高位注水箱底部与外部注水管的高位注水管、设置在高位注水管上的第三隔离阀。本发明性能稳定可靠，可以有效地缓解严重事故后果，确保严重事故下反应堆压力容器的完整性。
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公开(公告)号：CN116498826A
公开(公告)日：2023-07-28
申请号：CN202310476328.X
申请日：2023-04-28
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: F16L55/035 , F16L3/10
Abstract: 本发明属于机械振动与减振降噪技术领域，具体涉及一种采用柔性铰链的管路多维动力吸振器。本发明包括三组相同的管夹、柔性基座、柔性双连杆、固定质量块、可调质量块，呈空间三对称分布；所述三个管夹连接成一个完整的圆形管夹，固定在管路系统上；所述柔性基座固定安装在管夹上，所述固定质量块通过柔性双连杆与柔性基座连接，所述可调质量块分别与相邻的两个固定质量块可拆卸连接。本发明具有机械结构紧凑、体积小、便于安装、可调频等优点，能够解决管路系统的多维线谱振动控制问题。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN113436760A
公开(公告)日：2021-09-24
申请号：CN202110697124.X
申请日：2021-06-23
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 陆雅哲 , 李峰 , 鲜麟 , 冉旭 , 吴清 , 刘昌文 , 冷贵君 , 李海颖 , 赖建永 , 任云 , 张玉龙 , 张晓华 , 喻娜 , 方红宇 , 陈宏霞 , 陈伟 , 习蒙蒙 , 杨帆 , 初晓 , 张舒 , 赵禹 , 叶竹
Abstract: 本发明公开了热态下非能动余热排出系统排热能力调试试验方法，包括：控制反应堆冷却剂系统和二回路系统应保持热停堆工况状态，三台主泵处于停运状态；提高蒸汽旁排系统的大气排放阀排放整定值；将稳压器水位及压力调至自动控制；关闭主给水系统给水泵出口调节阀，隔离主给水系统；投运蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统，并投入应急补水箱；监视热段平均温度的变化，记录蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统相关热工参数；当热段平均温度下降至预设温度后，停运蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统；利用得到的相关热工参数计算换热功率，对非能动余热排出系统的换热能力进行验证。本发明用于验证蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统的换热能力。
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公开(公告)号：CN113421671A
公开(公告)日：2021-09-21
申请号：CN202110697121.6
申请日：2021-06-23
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 李峰 , 鲜麟 , 吴清 , 刘昌文 , 冷贵君 , 李海颖 , 赖建永 , 任云 , 张玉龙 , 冉旭 , 喻娜 , 方红宇 , 叶竹 , 陈宏霞 , 陈伟 , 习蒙蒙 , 杨帆 , 初晓 , 陆雅哲 , 张舒 , 赵禹
Abstract: 本发明公开了一种热态下非能动余热排出系统排热能力调试试验方法，包括：设置试验初始条件；将蒸汽旁排系统3个系列大气排放阀排放整定值提高预设值；将稳压器水位及压力调至自动控制；关闭主给水系统给水泵出口调节阀；投运蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统；监视热段平均温度的变化，记录蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统凝水流量、蒸汽压力和凝水温度；当热段平均温度下降预设温度后，停运蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统；利用凝水流量、蒸汽压力和凝水温度计算换热功率，将计算得到的换热功率与验收准则进行比较，验证换热能力。本发明在热态时开展，适用于核电厂蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统的排热能力验证。
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公开(公告)号：CN106609850A
公开(公告)日：2017-05-03
申请号：CN201510688853.3
申请日：2015-10-22
Applicant: 中核苏阀科技实业股份有限公司 , 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明属于阀门，尤其涉及稳压器快速卸压截止阀。一种稳压器快速卸压截止阀，其特征在于：包括阀体和阀盖，阀盖设置在阀体上方，在阀盖上设置支架，在支架上设置与阀体连通的压板，同时在阀盖上还设置防转板，在阀盖上设置转接盘，阀盖通过该接盘与电装连接，在支架上还设置位置指示器。本发明具有如下优点：最大限度地简化了结构，使整体结构紧凑，并减少了部件之间的连接，有效地降低了重量，提高了整体的抗震性能。同时，结构简单，失效的可能性降低。
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公开(公告)号：CN103871498A
公开(公告)日：2014-06-18
申请号：CN201210527855.0
申请日：2012-12-10
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明涉及一种能够避免“死管道”现象的余热排出系统入口管道结构，其设置在反应堆热管段和冷管段之间，包括连接热管段和冷管段的余热排出系统管段、设置在余热排出系统管段上的死管道阀门组管段；死管道阀门组管段包括第一隔离阀和第二隔离阀，第一隔离阀和第二隔离阀串连设置在余热排出系统管道上；第一隔离阀和第二隔离阀之间的余热排出系统管道的管段为死管道管段；死管道阀门组管段还包括旁通管线、设置在旁通管线上的手动隔离阀，旁通管线一端连接到余热排出系统管道靠近热管段的管段上，另一端连接到死管道管段上。本发明可以有效地解决“死管道”问题，并不会威胁到核电厂的安全，不会威胁到余热排出系统的完整性。
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公开(公告)号：CN103632737A
公开(公告)日：2014-03-12
申请号：CN201210295360.X
申请日：2012-08-20
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明涉及一种核电站蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统，包括设置在反应堆安全壳外围并充有水的冷却水箱、浸没在冷却水箱底部的换热器、一端穿出安全壳与换热器进口连接的第一余热排出管线、设置在第一余热排出管线上的蒸汽管线隔离阀、一端穿出安全壳与换热器出口连接的第二余热排出管线、设置在第二余热排出管线上的第一隔离阀组；第一余热排出管线的另一端连接到蒸汽发生器上端的蒸汽管线上；第二余热排出管线的另一端连接的蒸汽发生器的给水管线上。本发明能够在发生全厂断电，同时电厂丧失全部能动堆芯余热排出能力的事故工况下，利用蒸汽/水的密度差为驱动力，以“非能动”的方式运行，长期导出堆芯余热，维持反应堆在安全状态。
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