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公开(公告)号：CN103956193A
公开(公告)日：2014-07-30
申请号：CN201410126253.3
申请日：2014-03-31
申请人： 中国核电工程有限公司
IPC分类号： G21C15/18 , G21C15/14 , G21C15/253
CPC分类号： Y02E30/40
摘要： 本发明涉及反应堆安全系统设计技术，具体涉及一种非能动安全壳热量导出系统。包括设置在安全壳内部的换热器，换热器的换热管通过壁面冷凝和对流传热，将安全壳内高温湿空气的热量带出，借助自然循环驱动力（下降管段与上升管段之间的密度差），将被加热的管内冷却水排向安全壳外。产生的高温冷却水，一部分以蒸汽形式散往大气，另一部分以液态水的形式被重新收集，汇入水箱。在所述的水箱顶部，设置有具备汽水分离功能和蒸发、集水、过滤功能的液态水收集和冷却系统。本发明能够在核电站发生存在安全壳内升温升压现象的事故工况（包括设计基准事故和严重事故）时，将安全壳压力和温度降低至可接受的水平，以保持安全壳的完整性。
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公开(公告)号：CN102881340A
公开(公告)日：2013-01-16
申请号：CN201210374796.8
申请日：2012-09-27
申请人： 中国核电工程有限公司
摘要： 本发明属于反应堆设计技术，具体涉及一种能动与非能动相结合的应急停堆系统及方法。该系统包括控制棒应急停堆子系统和应急硼注入子系统。控制棒应急停堆子系统的停堆断路器与反应堆保护系统相连接，接收反应堆保护系统发出的紧急停堆信号并实现控制棒下落；应急硼注入子系统包括浓硼储罐和注入管线上的注入泵，浓硼储罐通过注入管线连接反应堆压力容器及堆芯，注入泵控制系统与反应堆保护系统相连接，接收反应堆保护系统发出的未能实现紧急停堆信号或堆芯中子通量高信号并将浓硼注入反应堆压力容器及堆芯。本发明增强了事故情况下反应堆应急停堆系统的可靠性，提高了反应堆的安全性。
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公开(公告)号：CN115400478A
公开(公告)日：2022-11-29
申请号：CN202210852590.5
申请日：2022-07-20
申请人： 中国核电工程有限公司 , 河南核净洁净技术有限公司
摘要： 本发明公开了一种用于获取核电厂冷却剂杂质的过滤装置，上法兰与下法兰可拆卸式连接形成空腔，上下法兰对夹安装，拆装方便，承压能力强；滤膜位于所述空腔中，过滤后的冷却剂经出口型塔嘴流出，滤膜在这个过程中过滤收集冷却剂中的杂质，有效地收集了杂质；排气泄压阀与所述上法兰可拆卸式连接，在装置内腔体达到一定压力时可自动泄压保护装置安全，同时也可手动进行排气和泄压调节；所述入口型塔嘴与上法兰连接，所述出口型塔嘴与下法兰连接。在开始引入冷却剂时为了使冷却剂可以充满法兰夹层内的空腔，手动打开排气泄压阀排出空气，待空气排完后再手动关闭排气泄压阀，提高过滤装置的可操作性及安全性。
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公开(公告)号：CN114627075A
公开(公告)日：2022-06-14
申请号：CN202210248899.3
申请日：2022-03-14
申请人： 中国核电工程有限公司
摘要： 本发明提供一种核电厂安全壳外表面缺陷自动识别方法和装置，所述方法包括：获取安全壳外表面的待检测图像；对所述待检测图像进行处理，以获得所述安全壳外表面的阴影去除图像；对所述阴影去除图像中的缺陷特征进行增强，并获得缺陷特征增强的局部图像；识别所述局部图像中的缺陷像素点，并根据每个缺陷像素点的位置绘制获得缺陷像素点坐标图；根据所述缺陷像素点坐标图，获得所述安全壳外表面的缺陷的识别结果。本发明用以解决传统人工检测核电厂安全壳外表面缺陷，工业危险高，易漏检、误检等问题，能够及时发现安全壳外表面缺陷，进而提高安全壳的安全性能。
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公开(公告)号：CN114060979A
公开(公告)日：2022-02-18
申请号：CN202111248275.3
申请日：2021-10-26
申请人： 中国核电工程有限公司
摘要： 本发明公开一种非能动通风冷却系统，用于对主控室供气，包括管道组件、换热组件、压缩空气供气口，管道组件包括供气管道，供气管道用于向主控室提供压缩气体，换热组件包括蓄冷箱、热管、冷却器，冷却器设于所述供气管道上，蓄冷箱用于提供冷源，蓄冷箱与冷却器连接传热，蓄冷箱内部冷源产生的冷量通过所述热管传递至冷却器内，从所述压缩空气供气口进入供气管道的压缩空气在所述冷却器内与所述热管的蒸发段发生热交换，从而将降温后的压缩空气输送至主控室。所述非能动通风冷却系统无需能源供应，能自动在核污染事故下或核电厂停电状况下维持对主控室供气。
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公开(公告)号：CN109634215B
公开(公告)日：2021-03-19
申请号：CN201811252790.7
申请日：2018-10-25
申请人： 中国核电工程有限公司
IPC分类号： G05B19/4093
摘要： 本发明涉及一种基于平面图形编码技术的核电厂操作规程设计方法，包括：(1)进行规程的运行功能分析，形成对应的功能分析清单；(2)进行CODE规程系统数据组态，形成“CODE规程生成程序”和“CODE规程平面图形编码识别程序”；(3)提取CODE规程各类功能，设计CODE规程转换程序输入文件，生成包含完整平面图形编码的CODE规程；(4)验证CODE规程上所有平面图形编码及其它相关信息的正确性。本发明根据CODE规程系统的特点，在保留便携介质规程的基础上，对规程本身的功能及人机接口进行设计，使用简便且通用性好。
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公开(公告)号：CN103956195B
公开(公告)日：2017-02-15
申请号：CN201410126426.1
申请日：2014-03-31
申请人： 中国核电工程有限公司
IPC分类号： G21C15/18
CPC分类号： Y02E30/40
摘要： 本发明涉及一种能动与非能动相结合的安全壳热量导出系统，其结构包括设置在安全壳内部的换热器和外部的水箱，水箱高于所述换热器，水箱底部通过下降管段与换热器入口相连接，在水箱的上方设有具备冷却、集水和过滤功能的喷淋冷却和液态水收集系统，上升管段与喷淋冷却和液态水收集系统的冷凝器入口相连接，冷凝器的出口与水箱注水口连接，冷凝器上方设有喷淋装置，喷淋冷却和液态水收集系统包括设置在水箱上方的引流罩，引流罩的顶部设有风机，引流罩的底部设有引风口。本发明能够在非能动系统投入运行后始终为水箱提供高效的冷却手段，将水箱温度维持在较低水平，使得系统能够获得较高的自然循环能力和排热功率，实现安全壳的长期有效降温降压。
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公开(公告)号：CN104021822B
公开(公告)日：2016-11-30
申请号：CN201410200715.1
申请日：2014-05-13
申请人： 中国核电工程有限公司
IPC分类号： G21C15/18
摘要： 本发明属于核电设计技术，具体涉及一种非能动安全壳喷淋与排热系统。其结构包括设置在安全壳外的若干个蓄压水箱，蓄压水箱的出水管连接至集管，集管通过安全壳贯穿件与安全壳内的喷淋环管连接，在安全壳外的集管上设有电动隔离阀，安全壳内的集管上设有止回阀。本发明可以在发生严重事故的情况下，向安全壳内提供喷淋流量，有效地降低安全壳的温度和压力，在72小时内保证安全壳内温度和压力在可接受的范围内；还可以将安全壳内气体排到钢制水箱，通过水箱外表面与外界空气的换热，在一定程度上降低安全壳内的温度和压力，保持安全壳的完整性。
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公开(公告)号：CN106093616A
公开(公告)日：2016-11-09
申请号：CN201610368048.7
申请日：2016-05-30
申请人： 中国核电工程有限公司
CPC分类号： G01R31/00 , G01R31/3627 , G01R31/40
摘要： 本发明属于核电站设计技术，具体涉及一种用于先进压水堆核电站调试阶段首堆试验项目的制定方法，包括新概念设计和新设计特性物项的梳理和归类，物项的配置分解和性能分析，调试试验项目和内容的确定，调试试验项目和内容的特性评价，可执行性预判和替代方案分析，制定试验方法和选取试验窗口等几个步骤。该方法不仅可确保新系列核电堆型首台机组调试计划准确的制定和调试工作顺利有效的开展，还能使新概念设计和具有新特性物项的性能得到充分和完整的验证，从而保证该堆型核电站后期安全稳定的运行。
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公开(公告)号：CN103021479B
公开(公告)日：2015-07-08
申请号：CN201210491113.7
申请日：2012-11-27
申请人： 中国核电工程有限公司
IPC分类号： G21C7/08
CPC分类号： Y02E30/39
摘要： 本发明属于核材料反应性抑制系统设计，具体涉及一种适用于事故工况的移动式核材料反应性抑制系统。该系统包括毒物贮存子系统，用于贮存可溶性钆盐、非附着性含钆颗粒及附着性含钆颗粒；毒物注入子系统，用于实现毒物的溶解及向目标的高压或常压注入；移动子系统，用于将系统转移至合适地点，提高系统在事故工况下的可用性和有效性。本发明能够在事故工况下为系统提供大量的有效中子毒物，保证系统具有足够的次临界深度。
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