一种核电厂全压非能动重力注入系统

    公开(公告)号:CN108597630A

    公开(公告)日:2018-09-28

    申请号:CN201810386663.X

    申请日:2018-04-26

    Abstract: 本发明公开了一种核电厂全压非能动重力注入系统,用于对反应堆的一回路进行非能动重力注水,该注水系统包括中转水箱及蓄水水箱,所述中转水箱与反应堆的一回路之间、所述中转水箱与蓄水水箱之间均设置有连通管道,且所述连通管道上均设置有截断阀;在高度方向上,所述反应堆的位置低于中转水箱的位置、所述中转水箱的位置低于蓄水水箱的位置。采用该注入系统,事故后电厂一回路无需卸压,一回路无需以低压注入为目的实施主动排放,不依靠外部的动力源,以非能动方式将外部水源重力注入一回路。

    一种压力管式压水反应堆系统

    公开(公告)号:CN108231220A

    公开(公告)日:2018-06-29

    申请号:CN201810031779.1

    申请日:2018-01-12

    CPC classification number: Y02E30/32 G21C15/18

    Abstract: 本发明公开了一种压力管式压水反应堆系统,所述压力管式压水反应堆系统中设有非能动安全系统,所述非能动安全系统包括:冷却水池、非能动空气冷却系统,其中,压力管式反应堆浸泡在冷却水池中,非能动空气冷却系统中的换热器浸泡在冷却水池中;一方面可以继承目前压水堆成熟的技术,另一方面可以使压水堆具有固有安全性,提高压水堆的安全性;第三,保持压水堆的堆芯功率密度和反应堆的功率,从而保证具有较高的经济性的技术效果。

    浮动核电站非能动降压注水冷却系统及其运行方法

    公开(公告)号:CN104979024B

    公开(公告)日:2017-04-05

    申请号:CN201510257719.8

    申请日:2015-05-20

    CPC classification number: Y02E30/40

    Abstract: 本发明公开了浮动核电站非能动降压注水冷却系统及其运行方法,壳体内设置有堆舱,堆舱内设置有压力容器,压力容器内设置有堆芯和稳压器,压力容器的下封头与堆舱的堆舱底部之间形成外流道;还设置有降压水箱,隔板将降压水箱分为喷洒区和注水区,喷洒区和注水区在降压水箱的底部区域连通;还包括设置在壳体外部的冷水侧换热器,冷水侧换热器的换热器进水管与喷洒区的顶部区域连通,冷水侧换热器的换热器出水管与注水区连通;稳压器依次通过卸压管A、公共管X连通到喷洒区,卸压管A上设置有控制阀A,公共管X上设置有止回阀X,压力容器下降区依次通过注水管C、公共管Y连通到注水区,注水管C上设置有止回阀C和控制阀C。

    核电厂安全壳主动排放的决策评价方法

    公开(公告)号:CN104504259B

    公开(公告)日:2017-03-08

    申请号:CN201410776028.4

    申请日:2014-12-15

    Abstract: 核电厂安全壳主动排放的决策评价方法,包括超压威胁缓解决策评价步骤,还进一步包括氢气威胁缓解决策评价步骤、排放终止决策评价步骤、放射性裂变产物释放缓解评价步骤,超压威胁缓解决策评价步骤包括:计算主动排放的放射性剂量后果期望值M1;先计算M1和不排放的放射性剂量后果期望值N1相等时的安全壳超压临界失效概率;再确定安全壳超压临界失效压力F1;考虑一定裕量后计算安全壳压力推荐整定值F0;安全壳的压力达到F0时请求执行主动排放。本发明为严重事故下安全壳主动排放的决策提供了评价方法,为应急指挥提供决策依据,主动实施安全壳排放,缓解安全壳超压或氢气威胁,缓解裂变产物释放,减少严重事故后的放射性污染。

    一种传热管破裂事故工况下防止蒸汽发生器满溢的方法

    公开(公告)号:CN104538068A

    公开(公告)日:2015-04-22

    申请号:CN201310306912.7

    申请日:2013-07-22

    CPC classification number: G21C17/017

    Abstract: 本发明涉及一种传热管破裂事故工况下防止蒸汽发生器满溢的方法,包括:步骤一、核电站发生蒸汽发生器传热管破裂事故后,触发紧急停堆;步骤二、判断出是否发生传热管破裂事故以及确定破损蒸汽发生器;并隔离破损蒸汽发生器所在环路的蒸汽管线;步骤三、操纵员通过蒸汽发生器排污管线上的排放系统手动调节破损蒸汽发生器的水位到蒸汽发生器高高水位;同时控制未发生传热管破裂事故环路的大气排放系统对一回路进行降温、降压,以平衡破损蒸汽发生器一次侧、二次侧的压力。本发明的方法实现了防止SGTR事故工况下破损SG二次侧的满溢,大大降低了放射性物质向环境的释放量。

    安全壳再循环系统
    38.
    发明公开

    公开(公告)号:CN104409112A

    公开(公告)日:2015-03-11

    申请号:CN201410717919.2

    申请日:2014-12-03

    CPC classification number: Y02E30/40 G21C13/02 G21C9/004 G21F9/02

    Abstract: 本发明涉及核设备安全技术领域,公开了一种安全壳再循环系统,包括依次连接的安全壳、安全壳过滤排放系统、对空排放机构、用于暂存安全壳过滤排放系统出口排放气体的滞留管线、用于将安全壳过滤排放系统出口排放的气体或滞留暂存的气体回流至安全壳的回流管线、用于将安全壳中的气体抽气排放到安全壳过滤排放系统的卸压管线。本发明在严重事故工况下,不仅能够缓解安全壳超压和氢气的威胁,维持安全壳的完整性,而且能够缓解裂变产物的释放,减少排放气体的放射性;在严重事故的预防和缓解阶段,可以冷凝水蒸汽实现安全壳热阱功能,可以有效执行指定速率的安全壳卸压,准确维持安全壳压力稳定在给定的目标值,维持安全壳微小负压。

    一种核电厂蒸汽排放系统自动快速冷却方法

    公开(公告)号:CN103871505A

    公开(公告)日:2014-06-18

    申请号:CN201210530187.7

    申请日:2012-12-11

    CPC classification number: Y02E30/40

    Abstract: 本发明属于一种压水堆核电厂事故应对方法,具体涉及一种用于压水堆核电厂的蒸汽发生器蒸汽排放系统提供自动快速冷却方法。一种核电厂蒸汽排放系统自动快速冷却方法,它包括如下步骤,第一步:触发信号;第二步:持续监测;第三步:分析判断;第四步:蒸汽排放速率调节;第五步:快速冷却终止判断。本发明的优点是,它对现有的蒸汽发生器蒸汽排放系统进行改进,在确保其常规保护功能不受影响的前提下,使其能实现对RCS的自动冷却降压,从而可使应急堆芯冷却水更快的注入反应堆冷却剂系统,从而提高核电站在事故工况下的安全裕量。

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