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公开(公告)号：CN101916595B
公开(公告)日：2013-01-02
申请号：CN201010239433.4
申请日：2010-07-28
申请人： 中国广东核电集团有限公司 , 大亚湾核电运营管理有限责任公司 , 中科华核电技术研究院有限公司
IPC分类号： G21C15/16 , G21C15/243
CPC分类号： Y02E30/32
摘要： 本发明公开了一种压水堆核电站反应堆一回路抽真空排气方法，所述压水堆核电站反应堆一回路包括由主管道连通的反应堆冷却剂系统主泵、蒸汽发生器、稳压器和反应堆压力容器；所述方法包括：抽取反应堆一回路中的气体，直至所述反应堆一回路中的气压达到预置的真空标准；向所述反应堆一回路中补水，至反应堆压力容器中的水位至少超过所述主管道的上表面。本发明提供的压水堆核电站反应堆一回路抽真空排气方法，具有更高的可控性和抽真空排气成功率，缩短压水堆核电站大修时间，有效减少了反应堆冷却剂系统主泵的磨损，降低反应堆冷却剂系统主泵的损坏风险和维护费用。
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公开(公告)号：CN101916595A
公开(公告)日：2010-12-15
申请号：CN201010239433.4
申请日：2010-07-28
申请人： 中国广东核电集团有限公司 , 大亚湾核电运营管理有限责任公司 , 中科华核电技术研究院有限公司
IPC分类号： G21C15/16 , G21C15/243
CPC分类号： Y02E30/32
摘要： 本发明公开了一种压水堆核电站反应堆一回路抽真空排气方法，所述压水堆核电站反应堆一回路包括由主管道连通的反应堆冷却剂系统主泵、蒸汽发生器、稳压器和反应堆压力容器；所述方法包括：抽取反应堆一回路中的气体，直至所述反应堆一回路中的气压达到预置的真空标准；向所述反应堆一回路中补水，至反应堆压力容器中的水位至少超过所述主管道的上表面。本发明提供的压水堆核电站反应堆一回路抽真空排气方法，具有更高的可控性和抽真空排气成功率，缩短压水堆核电站大修时间，有效减少了反应堆冷却剂系统主泵的摩损，降低反应堆冷却剂系统主泵的损坏风险和维护费用。
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公开(公告)号：CN103811084A
公开(公告)日：2014-05-21
申请号：CN201210457372.8
申请日：2012-11-14
申请人： 中国广东核电集团有限公司 , 大亚湾核电运营管理有限责任公司
IPC分类号： G21C15/18
CPC分类号： Y02E30/40
摘要： 为克服现有技术中余热排出系统投运前需要对硼浓度进行采样检测步骤的问题，本发明提供了一种核电站余热排出系统投运前准备方法。所述准备方法包括升压步骤、加热步骤以及调整硼浓度步骤。其中调整硼浓度步骤中是直接调节反应堆冷却剂系统内硼浓度，使反应堆冷却剂系统内硼浓度升高值为浓度变量ΔM，使得所述余热排出系统接入到反应堆冷却剂系统后，余热排出系统及反应堆冷却剂系统回路内的硼浓度大于或等于技术规范要求的硼浓度。克服现有技术中接入余热排出系统（RRA）前，还要等待余热排出系统（RRA）硼浓度取样检测的缺陷，由此可节约等待的时间，也即缩短了核电站停运检修的总时间，提高核电站的运营效益。
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公开(公告)号：CN103811082A
公开(公告)日：2014-05-21
申请号：CN201210457309.4
申请日：2012-11-14
申请人： 中国广东核电集团有限公司 , 大亚湾核电运营管理有限责任公司
IPC分类号： G21C15/02
CPC分类号： Y02E30/40
摘要： 本发明涉及一种核电站冷凝器系统的故障排除方法，用于排出冷凝水的氧含量异常上升的故障，该故障排除方法包括如下步骤：检测所述冷凝器中的蒸汽的温度；检测所述冷凝器中的蒸汽的压力；判断所述温度与所述压力是否对应；若对应，则表示所述冷凝器无异常泄露；若不对应，则表示所述冷凝器存在异常泄漏。本发明还涉及一种核电站冷凝器系统的故障排除装置及带有故障排除装置的核电站冷凝器系统。
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公开(公告)号：CN103811084B
公开(公告)日：2017-07-11
申请号：CN201210457372.8
申请日：2012-11-14
申请人： 中国广核集团有限公司 , 大亚湾核电运营管理有限责任公司
IPC分类号： G21C15/18
CPC分类号： Y02E30/40
摘要： 为克服现有技术中余热排出系统投运前需要对硼浓度进行采样检测步骤的问题，本发明提供了一种核电站余热排出系统投运前准备方法。所述准备方法包括升压步骤、加热步骤以及调整硼浓度步骤。其中调整硼浓度步骤中是直接调节反应堆冷却剂系统内硼浓度，使反应堆冷却剂系统内硼浓度升高值为浓度变量ΔM，使得所述余热排出系统接入到反应堆冷却剂系统后，余热排出系统及反应堆冷却剂系统回路内的硼浓度大于或等于技术规范要求的硼浓度。克服现有技术中接入余热排出系统（RRA）前，还要等待余热排出系统（RRA）硼浓度取样检测的缺陷，由此可节约等待的时间，也即缩短了核电站停运检修的总时间，提高核电站的运营效益。
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公开(公告)号：CN103811082B
公开(公告)日：2016-07-20
申请号：CN201210457309.4
申请日：2012-11-14
申请人： 中国广核集团有限公司 , 大亚湾核电运营管理有限责任公司
IPC分类号： G21C15/02
CPC分类号： Y02E30/40
摘要： 本发明涉及一种核电站冷凝器系统的故障排除方法，用于排出冷凝水的氧含量异常上升的故障，该故障排除方法包括如下步骤：检测所述冷凝器中的蒸汽的温度；检测所述冷凝器中的蒸汽的压力；判断所述温度与所述压力是否对应；若对应，则表示所述冷凝器无异常泄露；若不对应，则表示所述冷凝器存在异常泄漏。本发明还涉及一种核电站冷凝器系统的故障排除装置及带有故障排除装置的核电站冷凝器系统。
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