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公开(公告)号:CN115060106A
公开(公告)日:2022-09-16
申请号:CN202210673961.3
申请日:2022-06-15
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: F28D21/00
Abstract: 本发明涉及一种高温高压介质排放装置,包括一根排放主管以及至少一个排放扩容外围板,在排放主管和排放扩容外围板的侧壁均布设有筛孔。通过将同一高度上的筛孔在圆周方向对称布置,同一高度筛孔与其相邻高度筛孔交错布置,设置环形区域盖板和底板对装置进行密封,能够平衡径向各个方向的喷放作用力,避免喷放力造成装置振动,避免轴向喷放给环境带来的潜在的危险。通过设置排放主管以及排放主管与排放扩容外围板之间的环形区域进行扩容降压,能够减少由于高温高压介质中大量液体排放对排放装置底部造成的冲击力。采用本发明公开的高温高压介质排放装置,具有安全可靠、排放稳定、流体冲击力小、使用寿命长、性能优越,对排放水箱影响小的优势。
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公开(公告)号:CN114604926A
公开(公告)日:2022-06-10
申请号:CN202210125138.9
申请日:2022-02-10
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: C02F1/20
Abstract: 本发明涉及一种核电站乏燃料水池浮动巡航撇沫装置。采用本发明所提供的撇沫装置,通过设置承载撇沫装置的撇沫装置船体,使撇沫装置船体以预设的淹没深度漂浮于水池表面;通过驱动马达为撇沫装置提供滑行动力,通过浮沫导向喷头喷淋出的水将靠近撇沫装置的浮沫推送至消沫装置附近;通过带负压、汽水分离器的消沫装置和排放滤网实现了对浮沫的清除;通过撇沫控制单元控制所述撇沫装置进行自动巡航撇沫作业或手动控制撇沫作业;可以用于正常乏燃料水池贮存、吊装工况及反应堆换料水池换料时去除水池表面的浮沫,以保证水体的透明度。同时,本发明提供的撇沫装置简化了现有核电机组撇沫回路,简化了系统配置、提高了撇沫效率、降低了系统运行成本。
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公开(公告)号:CN113418744A
公开(公告)日:2021-09-21
申请号:CN202110679658.X
申请日:2021-06-18
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 本发明公开一种取样装置,用于事故后样品的取样检测,包括TMI板、屏蔽桥、升降滑动耦合机构、手套箱,所述TMI板、所述屏蔽桥、所述升降滑动耦合机构均安装在所述手套箱内,所述TMI板包括面板,所述面板上设有取样管线接头与测量仪表接头,所述升降滑动耦合机构设置在所述TMI板下方,其包括升降组件与滑轨组件,在所述升降组件和所述滑轨组件的作用下,屏蔽桥提升至与所述TMI板平齐的高度,以使得两个所述连接接口能够分别与所述取样管线接头和所述测量仪表接头相连接,以连通取样管线与测量仪表。所述取样装置操作简单、有效地降低了屏蔽桥与TMI的连接难度,并且加快了连接速度。
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公开(公告)号:CN112820424A
公开(公告)日:2021-05-18
申请号:CN202011540809.5
申请日:2020-12-23
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 本发明公开了一种优化母管设计的安全注入系统,包括:子系统,子系统包括:中压安注泵注入回路,包括:用于通入注入水的第一连接管路、设置于第一连接管路上的中压安注泵,第一连接管路、中压安注泵设置于安全壳外,低压安注泵注入回路,包括:用于通入注入水的第二连接管路、设置于第二连接管路上的低压安注泵,第二连接管路、低压安注泵设置于安全壳外,第一连接管路与第二连接管路在安全壳外连接合并后接入安全壳内延伸为第三连接管路,第三连接管路与压力容器连接或与反应堆冷却剂系统冷管段连接。在反应堆发生事故时保证核电厂的安全,解决了系统中管道破裂导致系统失效的问题,在系统中的任意管道破裂,仍能保证系统正常工作。
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公开(公告)号:CN102881340B
公开(公告)日:2015-09-23
申请号:CN201210374796.8
申请日:2012-09-27
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 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:CN102867550A
公开(公告)日:2013-01-09
申请号:CN201210375119.8
申请日:2012-09-27
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C15/18
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明涉及反应堆设计技术,具体涉及一种应对全厂断电事故的非能动排热装置。其结构包括二次侧非能动余热排出系统和非能动安全壳热量导出系统,二次侧非能动余热排出系统用来导出堆芯余热和反应堆冷却剂系统各设备的显热,使反应堆维持在安全停堆状态;非能动安全壳热量导出系统用来导出堆芯释放到安全壳内的热量,维持安全壳的完整性。二次侧非能动余热排出系统和非能动安全壳热量导出系统共用换热水箱。本发明能够在全厂断电事故工况下导出堆芯衰变热及其释放到安全壳空间内的热量,显著降低堆芯融化概率和放射性物质向环境释放的概率。
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公开(公告)号:CN102867549A
公开(公告)日:2013-01-09
申请号:CN201210374597.7
申请日:2012-09-27
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C15/18
CPC classification number: G21C15/182 , G21C15/18 , G21D1/02 , Y02E30/40
Abstract: 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堆腔注水冷却系统。其结构包括非能动堆腔注水箱和堆腔注水冷却泵,所述的非能动堆腔注水箱通过非能动注入管线与反应堆堆腔连接,所述的堆腔注水冷却泵设置在安全壳外部,堆腔注水冷却泵的入口管连接换料水箱,堆腔注水冷却泵的出口管线贯穿安全壳与反应堆堆腔连接。本系统作为严重事故对策,以能动和非能动相结合的多冗余及多样性的方式,在事故发生时实现带走堆芯熔融物、排出堆芯热量、防止熔穿的安全功能。
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公开(公告)号:CN119321927A
公开(公告)日:2025-01-17
申请号:CN202411588787.8
申请日:2024-11-07
Applicant: 中国核电工程有限公司 , 河南核净洁净技术有限公司
Abstract: 本发明公开了一种放射性物质的吸附取样装置,包括依次连接的入口壳体、中间壳体与出口壳体,入口壳体和出口壳体均具有两端贯通的空腔结构,使得入口壳体具有第一气流通道,出口壳体具有第二气流通道;中间壳体上设置有多孔状的第三气流通道,入口壳体与中间壳体之间设置有气溶胶过滤层,出口壳体的第二气流通道内设置有放射性碘吸附容器;气体流入入口壳体的第一气流通道内,依次经过气溶胶过滤层、第三气流通道和放射性碘吸附容器后,从第二气流通道流出出口壳体。本发明的吸附取样装置用于核电站放射性气体取样系统中,使用方便且性能较好。
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公开(公告)号:CN118919118A
公开(公告)日:2024-11-08
申请号:CN202410992932.2
申请日:2024-07-23
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21F9/12 , G21C17/022
Abstract: 本发明提供一种除盐系统,其第一除盐子系统和第二除盐子系统分别位于核岛内和常规岛内,第一检测单元用于获取除盐系统运行情况信息;第一控制单元用于根据运行情况信息判断是否发生异常情况,以及在未发生异常情况时,控制位于常规岛内的第二除盐子系统对蒸汽发生器的排污水进行除盐处理;在发生异常情况时,控制位于核岛内的第一除盐子系统对蒸汽发生器的排污水进行除盐处理。本发明的除盐系统布局设置合理,极大的减少了系统维护频率,提高自动化水平,在不突破核安全法规、避免放射性物质潜在扩散的同时能够有效降低系统运行经济成本和人力成本。本发明还提供一种除盐系统控制方法以及核电厂蒸汽发生器排污系统。
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公开(公告)号:CN118297001A
公开(公告)日:2024-07-05
申请号:CN202410534610.3
申请日:2024-04-29
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G06F30/28 , G06F119/14 , G06F113/08 , G06F113/14
Abstract: 本发明公开了一种核电厂管线内相变水锤的模拟方法及装置,该方法包括以下步骤:首先,建立核电厂管道的计算域模型;随后对计算域模型进行网格划分,生成网格;根据水锤现象设置边界条件,边界条件包括入口边界条件、出口边界条件和壁面边界条件;建立Lee‑HTC混合模型;最终基于网格、边界条件,利用SST k‑ω湍流模型、VOF多相流模型和建立好的Lee‑HTC混合模型,对相变水锤现象进行模拟,得到模拟结果。本发明结合了Lee模型和HTC模型的优点,同时考虑了两相界面处的传热传质及液体内部的相变,能够拓展传统冷凝模型的适用范围,实现对闪蒸和冷凝复杂相变过程中的水锤效应的准确模拟及分析。
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