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Patent Agency Ranking
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
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C15/18
Abstract: 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：CN106531243B
公开(公告)日：2021-08-17
申请号：CN201610954903.2
申请日：2016-11-03
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 本发明公开了一种新型模块化小型压水堆事故下余热排出系统，包括安全壳和设置在所述安全壳内的压力容器；所述压力容器内设置有蒸汽发生器、堆芯和热交换器；所述热交换器的换热管有部分处于压力容器外；压力容器和安全壳之间空间设置有含硼水；所述热交换器处于压力容器外的换热管部分被所述含硼水浸没；所述热交换器与设置在所述压力容器上的控制阀组控制连接。本发明通过控制阀门控制热交换器的启动，也可通过非能动的方式如温升自动打开或者失电开启(故障安全)保证反应堆处于安全停堆的状态；热交换器中间流体可以隔离主系统中含有放射性物质的冷却剂与安全壳内部含硼水，保证放射性物质释放满足合理可行尽量低(ALARA)的要求。
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公开(公告)号：CN104332189A
公开(公告)日：2015-02-04
申请号：CN201410479639.2
申请日：2014-09-18
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 本发明属于核电厂设计技术，具体涉及一种最终保障安全壳功能和防止大规模放射性释放的系统及方法。该系统包括设置在安全壳以外的包容空间，所述的包容空间通过设置在地下管廊内的管线与安全壳连接，管线上设有隔离阀，在安全壳内设有与所述管线相连接的卸压进气口，在包容空间内设有与所述管线相连接的止回阀、过滤装置和抽风机。本发明在核电厂发生严重事故并丧失安全壳排热降压能力的情况下，可有效降低安全壳的压力，防止安全壳超温超压失效以及由此导致的大规模放射性释放，或在安全壳已失效时，减少放射性物质向环境释放。
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公开(公告)号：CN213301401U
公开(公告)日：2021-05-28
申请号：CN202021588346.5
申请日：2020-08-04
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G01F23/44
Abstract: 本实用新型属于液位测量技术领域，涉及一种分压式核电站乏燃料水池液位测量计。其包括滑动变阻器、配重、配重定滑轮、配重线、小定滑轮、大定滑轮、浮球传动细线、浮球定滑轮、乏燃料水池、浮球、电回路，浮球置于乏燃料水池中，并漂浮在乏燃料水池的液面上；浮球通过浮球传动细线依次连接浮球定滑轮与大定滑轮；大定滑轮与小定滑轮同轴固定，小定滑轮通过配重线连接配重定滑轮后分别连接配重与滑动变阻器的指针；滑动变阻器接入电回路中，以能够将滑动变阻器的阻值变化转变为电压变化，从而显示出乏燃料水池液位。利用本实用新型的液位测量计，能够采用安全、准确、简单、实际的方式对高辐射、水不能排空的乏燃料水池液位进行监测。
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公开(公告)号：CN202976862U
公开(公告)日：2013-06-05
申请号：CN201220547986.0
申请日：2012-10-24
Applicant: 中国核电工程有限公司
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本实用新型属于反应堆设计技术，具体涉及一种安全壳外与安全壳内、能动与非能动结合的消氢系统。该系统包括安全壳氢气监测子系统、非能动安全壳消氢子系统和能动氢复合器子系统，通过安全壳内与安全壳外、非能动与能动相结合的消氢手段，增加了消氢措施的多样性，解决了现有消氢手段的设计缺陷，提高了消氢系统的可靠性，将消氢系统失效风险降至最低，从而在事故情况下将安全壳内的氢浓度控制在安全范围之内，避免发生氢气爆炸。
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