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公开(公告)号：CN206961532U
公开(公告)日：2018-02-02
申请号：CN201720512807.2
申请日：2017-05-09
申请人： 中广核研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
摘要： 本实用新型公开一种变阻力式管道流速限制装置，用于限制管道中流体的流速，包括固定件、支撑件以及限流叶轮，固定件与管道固定，支撑件的一端固定于固定件，支撑件的另一端延伸至管道内，限流叶轮可转动地安装于支撑件的另一端。管道出现破裂时内部流体流速增加，流体产生的垂直于叶轮叶片的分力也增加，使限流叶轮转速增大，扰流作用增强，从而使管道通流面积减小，阻力增大，实现降低流体流速的目的。并且具有流速越大时流动阻力越大的特点。通过预先设置不同的限流叶轮重力或摩擦系数，能得到阻力增大值与流速增大值之间的关系，满足不同需求。并且本装置无需设置传动机构，结构简单、可靠性高，用于核电厂时能够产生较大的安全、经济效益。(ESM)同样的发明创造已同日申请发明专利
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公开(公告)号：CN209045171U
公开(公告)日：2019-06-28
申请号：CN201821437071.8
申请日：2018-09-03
申请人： 中广核研究院有限公司 , 广东核电合营有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
摘要： 本实用新型公开了一种基于ATF燃料的反应堆，包括堆芯采用ATF燃料组件的压力容器、至少一个蒸汽发生器以及至少一个非能动安注系统；蒸汽发生器的进口和出口分别通过热管和冷管连接压力容器，形成一个冷却剂流通回路；非能动安注系统包括一回路非能动安注单元和非能动硼酸注入单元；一回路非能动安注单元包括设置位置高于冷管的非能动安注水箱、连接在非能动安注水箱和压力容器之间的注入管道；非能动硼酸注入单元连接在所述注入管道和热管之间。本实用新型中压力容器的堆芯采用ATF燃料(事故容错燃料)，提高反应堆安全裕量，在增加安全性能的同时提高经济性。安注系统的简化减少了的核级设备的数量，降低造价，缩短了建设周期，提高经济性能。
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公开(公告)号：CN206849505U
公开(公告)日：2018-01-05
申请号：CN201720481426.2
申请日：2017-05-03
申请人： 中广核研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
IPC分类号： G21C15/14
CPC分类号： Y02E30/40
摘要： 本实用新型公开了一种限流式注入装置，包括连接压力容器的注入管道、至少一个设置在所述注入管道内的限流元件；所述注入管道连通至所述压力容器的下腔室；所述限流元件的外周侧面与所述注入管道的内壁面配合，所述限流元件的内部通道包括沿流体流动方向相连接的内径渐缩段和内径渐扩段，所述内径渐缩段和内径渐扩段的连接处形成通道喉部。本实用新型的限流式注入装置，通过在注入管道内设置限流元件，限制注入管道的破口流量，对限流式注入装置进行有效改进；当反应堆注入管道发生断裂时，能有效限制流体流速，减缓冷却剂丧失速率，达到缓解事故的目的，提高反应堆的安全性能。
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公开(公告)号：CN104658621A
公开(公告)日：2015-05-27
申请号：CN201510043771.3
申请日：2015-01-28
申请人： 中科华核电技术研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
IPC分类号： G21C15/18
摘要： 本发明公开一种核反应堆直接安注系统，用于直接对核反应堆的压力容器提供冷却液，压力容器内设置有吊篮，核反应堆芯设置于吊篮内，压力容器与吊篮之间形成环腔，其包括安注冷源及直接安注管，直接安注管具有入口和出口，所述入口与所述安注冷源连通，直接安注管穿入压力容器内并伸入环腔中，且所述出口位于核反应堆芯的正下方；由于直接安注管直接穿入压力容器内并伸入环腔中，且出口还位于核反应堆芯的正下方，因此当发生失水事故后，通过本发明可直接将冷却液通过直接安注管输入到核反应堆芯，从而对核反应堆芯进行及时、有效的冷却和硼化，大大提升控制和缓解事故的能力，有效的防止了失水事故扩展为超设计基准事故。
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公开(公告)号：CN104700222A
公开(公告)日：2015-06-10
申请号：CN201510119545.9
申请日：2015-03-18
申请人： 中科华核电技术研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
摘要： 本发明公开了一种核电厂大破口事故不确定性分析方法，包括：选择初始不确定性输入参数和输出参数；将初始不确定性输入参数进行第一次敏感性分析以得到第一次分析结果；通过预设的敏感性分析方法从初始不确定性输入参数中筛选出重要不确定性输入参数；将重要不确定性输入参数进行第二次敏感性分析以得到第二次分析结果；判断输出参数是否符合正态分布，若符合则根据欧文因子统计方法计算95％置信度下95％概率的输出参数的容许限值，若不符合，根据Wilks公式统计方法计算该容许限值。与现有技术相比，本发明具有如下优点：分析过程更加简洁高效；避免了响应面构建和蒙特卡洛抽样带来的偏差；对初始不确定性输入参数数量无限制；计算得到的容许限值更保守。
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公开(公告)号：CN104637553A
公开(公告)日：2015-05-20
申请号：CN201510043660.2
申请日：2015-01-28
申请人： 中科华核电技术研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
IPC分类号： G21C15/12
摘要： 本发明公开一种流量分配装置，其包括呈凹陷结构的流量分配件，凹陷结构形成具有开口的流量分配腔，流量分配件呈悬空的设置于压力容器内且位于核反应堆芯的正下方，流量分配件的开口朝向核反应堆芯，流量分配件的底部的中心处还贯穿开设有中心孔，所述中心孔位于核反应堆芯的正下方，流量分配件上还贯穿开设有若干分流孔；冷却剂在中心孔及分流孔的作用下均匀且稳定的流入核反应堆芯中，并且冷却剂在中心孔的作用下有效的防止了漩涡的产生，进一步的提高了冷却剂流量分配的均匀性和稳定性，同时由于无漩涡产生使得核反应堆的安全性和可靠性得到保障，减少了核安全事故的发生；另，本发明还公开了一种具有该流量分配装置的核反应堆组件。
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公开(公告)号：CN105006258A
公开(公告)日：2015-10-28
申请号：CN201510335997.0
申请日：2015-06-17
申请人： 中科华核电技术研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
IPC分类号： G21C15/18
摘要： 本发明公开了一种核电厂浮动式乏燃料水池非能动冷却装置，至少包括：换热管组件，换热管组件包括：多根内部填装有一定量冷却工质的换热管，换热管的内部保持一定的负压；格架，多根换热管在格架上等距均匀布置，格架可在乏燃料水池的液体中产生一定的浮力以使换热管组件能够浮动在乏燃料水池的液面上，换热管置放在乏燃料水池液面以下的部分为吸热端，换热管置放在乏燃料水池液面以上的部分为放热端；冷却工质为低沸点工质。本发明还公开了一种核电厂乏燃料水池浮动式非能动冷却系统。实施本发明的核电厂浮动式乏燃料水池非能动冷却装置及系统，实现完全非能动的方式进行运转，提高安全性；进一步增大散热面积，大幅提高热移除能力；可重复利用传热工质，环保稳定。
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公开(公告)号：CN105118534B
公开(公告)日：2018-02-02
申请号：CN201510608859.5
申请日：2015-09-23
申请人： 中科华核电技术研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
IPC分类号： G21C15/18
CPC分类号： Y02E30/40
摘要： 本发明公开一种非能动乏燃料水池冷却及补水系统，包括至少一组热管回路及至少一组补水管线，热管回路的一端容置于乏燃料水池内，另一端容置于乏燃料水池外的海水或河水中，热管回路内形成导热循环通道；补水管线的一端密封地贯穿乏燃料水池，另一端连通所述乏燃料水池外的海水或河水。热管回路能够非能动地将乏燃料水池内的热量传递到海水或河水中，实现乏燃料水池的长期余热导出，而事故工况导致乏燃料水池内的水位下降时，补水管线能够非能动地进行补水。因此，本发明无需动力维持，不会因失电事故而导致不可用，系统可靠性高，尤其对于全场断电工况的防护能力强，从而提高核电厂的安全性和经济性，且系统结构简单。
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公开(公告)号：CN104766637A
公开(公告)日：2015-07-08
申请号：CN201510151363.X
申请日：2015-04-01
申请人： 中科华核电技术研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
摘要： 本发明公开一种安全注入成套系统，包括安注系统及先进安注箱，先进安注箱设于安全壳内并连通压力容器，用于向压力容器注入冷却剂；安注系统密封地贯穿安全壳且两端分别连通压力容器及设于安全壳外的换料水箱，用于将换料水箱中的冷却剂注入压力容器。本发明通过安注系统及先进安注箱的配合，可满足事故分析所需的安注流量，同时单安注泵与单先进安注箱相配合形成的成套系统，使设备数量大为减少，系统结构简化，由此使系统及部件的维修保养难度大为降低，并减少设备购买、安装、运行和维修等费用，相应降低核电厂的建造成本和运维成本。
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公开(公告)号：CN105118534A
公开(公告)日：2015-12-02
申请号：CN201510608859.5
申请日：2015-09-23
申请人： 中科华核电技术研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
IPC分类号： G21C15/18
CPC分类号： Y02E30/40
摘要： 本发明公开一种非能动乏燃料水池冷却及补水系统，包括至少一组热管回路及至少一组补水管线，热管回路的一端容置于乏燃料水池内，另一端容置于乏燃料水池外的海水或河水中，热管回路内形成导热循环通道；补水管线的一端密封地贯穿乏燃料水池，另一端连通所述乏燃料水池外的海水或河水。热管回路能够非能动地将乏燃料水池内的热量传递到海水或河水中，实现乏燃料水池的长期余热导出，而事故工况导致乏燃料水池内的水位下降时，补水管线能够非能动地进行补水。因此，本发明无需动力维持，不会因失电事故而导致不可用，系统可靠性高，尤其对于全场断电工况的防护能力强，从而提高核电厂的安全性和经济性，且系统结构简单。
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