用于保证核电站安全的安全系统

    公开(公告)号:CN203607107U

    公开(公告)日:2014-05-21

    申请号:CN201320678730.8

    申请日:2013-10-30

    CPC classification number: Y02E30/40

    Abstract: 一种用于保证核电站安全的安全系统包括反应堆冷却剂系统、非能动堆芯冷却系统、正常余热排出系统及信号处理器;反应堆冷却剂系统包括至少一测量通道,以及用于测量测量通道内压力值的压力计;正常余热排出系统包括用于测量流过正常余热排出系统的流体的流量的流量计;非能动堆芯冷却系统包括安全壳内置换料水箱,安全壳内置换料水箱通过至少一爆破阀与反应堆压力容器相连;压力计、流量计及爆破阀均电连接信号处理器;信号处理器在接收到的流量值及压力值同时满足预设条件的情况下,发送信号打开所述爆破阀中的至少一个,使安全壳内置换料水箱内的冷却剂注入反应堆压力容器内,降低了反应堆压力容器内的蒸汽产量,从而降低了由反应堆压力容器进入安全壳的蒸汽量,因此避免了因安全壳内部压力过高破裂而导致的安全问题。

    一种核电厂地坑爆破阀自动触发装置

    公开(公告)号:CN203607106U

    公开(公告)日:2014-05-21

    申请号:CN201320663967.9

    申请日:2013-10-25

    CPC classification number: Y02E30/40

    Abstract: 本实用新型涉及一种核电厂的地坑爆破阀自动触发装置,其结构包括压差传感器、信号处理器和信号传输线路,所述压差传感器的两端分别连接地坑循环爆破阀的进口端和出口端,所述压差传感器通过信号传输线路与信号处理器电连接,当所述压差传感器感测到的信号表明所述地坑循环爆破阀两端的压力相等时,所述信号处理器触发所述地坑循环爆破阀开启。本实用新型利用与地坑循环爆破阀并联的压差传感器感测安全壳地坑和安全壳内换料水箱内的液位之间的压差,可以降低因安全壳地坑和安全壳内换料水箱内存在气态物质而造成的感测不准确现象,保证地坑循环爆破阀开启时间点的准确性,提高了反应堆的安全性能。

    核电厂安全壳超压保护系统
    3.
    发明公开

    公开(公告)号:CN115662661A

    公开(公告)日:2023-01-31

    申请号:CN202211379045.5

    申请日:2022-11-04

    Inventor: 张恒明 李澍 秦娟

    Abstract: 本发明公开了一种核电厂安全壳超压保护系统,用于防止安全壳的压力超过保护阈值,包括:用于收纳冷却水的超压保护水箱,其位置高于安全壳的位置,以利用重力将冷却水传输至安全壳内的消防系统以为其提供消防喷淋用水,进而实现安全壳降压;卸压系统,其一端与超压保护水箱连接,另一端可与安全壳连接以使安全壳中的高温蒸汽以非能动的方式排入到超压保护水箱;冷却回流系统,其一端连接超压保护水箱底部,另一端可连接消防系统;本发明不仅增强了安全壳在严重事故后保持完整性的能力,提高核电厂的安全性,具有组成结构简单及非能动特性,提高了整体系统的可靠性和稳定性。

    一种核电厂非能动氢气复合器
    4.
    发明公开

    公开(公告)号:CN115641971A

    公开(公告)日:2023-01-24

    申请号:CN202211371627.9

    申请日:2022-11-03

    Inventor: 张恒明 李澍 秦娟

    Abstract: 本发明公开了一种核电厂非能动氢气复合器,包括框架、催化床、热电发电装置、循环组件;框架底部、顶部分别设置有进气口、出气口;催化床设置于框架底部,催化床内放置有催化剂;热电发电装置具有热端和冷端,热电发电装置的热端朝向催化床设置,且热电发电装置将催化床产生的热量转化为电能;循环组件与热电发电装置电连接,且设置于进气口与出气口之间;本发明的氢气复合器,结合氢氧复合释热这一物理特征,在框架内设置热电发电装置,热电发电装置将催化床产生的热量转化为电能,从而给循环组件提供能源,加快框架内的流体循环,提高氢气复合器的复合性能,降低安全壳内氢气燃烧或燃爆导致的超压风险,提升机组的安全性能。

    一种核电厂蒸汽发生器排污热量回收系统

    公开(公告)号:CN204301034U

    公开(公告)日:2015-04-29

    申请号:CN201420589869.X

    申请日:2014-10-13

    Abstract: 本实用新型公开了一种核电厂蒸汽发生器排污热量回收系统,用于解决现有技术中蒸汽发生器排污水的热量利用率低的技术问题,所述系统包括:通过排污管道(10)与蒸汽发生器连接的用于将污水热量传递给载热介质的排污热交换器(20);通过传热管道(11)与排污热交换器(20)连通的用于对传热管道(11)中的载热介质的热量进行回收利用的热回收装置(30);设置在传热管道(11)上用于在需要时将传热管道(11)中的载热介质分流到传热管道(12)的分流装置(40);通过传热管道(12)与分流装置(40)连接的用于对分流到传热管道(12)的载热介质的热量进行回收利用的热回收装置(50)。

    核电站设备冷却水系统
    7.
    实用新型

    公开(公告)号:CN205722808U

    公开(公告)日:2016-11-23

    申请号:CN201620569946.4

    申请日:2016-06-14

    CPC classification number: Y02E30/40

    Abstract: 本实用新型公开了一种核电站设备冷却水系统,其包括两个并联的冷却系列、一根供水母管和一根回水母管;每个冷却系列包括一个水泵和一个与水泵串联的换热器;所述两个冷却系列共用供水母管和回水母管;供水母管与回水母管之间至少设有两个并联支路,这些并联支路为至少两个安全壳内的用户提供冷却水。与现有技术相比,本实用新型核电站设备冷却水系统能同时向多个核电站安全壳内的用户提供冷却水,既满足核电站安全壳内用户冷却水的需求,又能满足电厂的安全运行。

    一种核电厂的具有自动卸压结构的管道

    公开(公告)号:CN205331711U

    公开(公告)日:2016-06-22

    申请号:CN201520923835.4

    申请日:2015-11-18

    Abstract: 本实用新型公开了一种核电厂的具有自动卸压结构的管道,所述管道含有流经高温流体的热段,所述热段上连接有卸压管道,所述卸压管道包括与所述热段相连通的主管及至少一列与所述主管相连通的支管,每一所述支管远离所述热段的端部设置有爆破阀,所述主管形成有供流体向下流动的第一坡段,每一所述支管形成有供流体向下流动的第二坡段,所述卸压管道靠近所述热段的一端具有保温层。本实用新型的有益效果:通过两段高度差的布置,及保温层的设置,可以在卸压管道处形成稳定的热分层现象,不仅保证了热段中热量损失尽可能的少,而且热段对支管的传热产生的温度在热分层处迅速下降到环境温度,不会对爆破阀的存在和功能产生影响。

    安全壳超压保护系统
    9.
    实用新型

    公开(公告)号:CN208400502U

    公开(公告)日:2019-01-18

    申请号:CN201820891679.1

    申请日:2018-06-08

    Abstract: 本实用新型公开了一种安全壳超压保护系统,其包括:安全壳;以及盛有液体的密封箱,位于安全壳的上方,密封箱顶部设有入口管线与安全壳连接,密封箱底部设有出口管线与安全壳连接;其中,密封箱顶部设有安全阀,入口管线位于密封箱内的一端置于密封箱的液面以下。相对于现有技术,本实用新型安全壳超压保护系统具有以下优点:1)事故后通过增设密封箱与安全壳相连通,降低了安全壳的压力,保证了事故后安全壳不会因为超压受损,提高了整个系统的安全可靠性;2)增强了安全壳在严重事故后保持完整性的能力,降低了放射性产物释放到周围环境的可能性。

    核电站加速余热排出系统

    公开(公告)号:CN206271431U

    公开(公告)日:2017-06-20

    申请号:CN201621332327.X

    申请日:2016-12-06

    CPC classification number: Y02E30/40

    Abstract: 本实用新型公开了一种核电站加速余热排出系统,其包括:余热排出系统换热器、设备冷却水系统泵、设备冷却水系统换热器、设备冷却水系统的其他用户的换热器和设备冷却水系统泵入口管线上的膨胀箱连接形成的回路,以及连接在余热排出系统换热器热侧入口的余热排出系统泵及其余排系统,其中,余热排出系统换热器与设备冷却水系统换热器之间设有再冷换热系统。相对于现有技术,本实用新型核电站加速余热排出系统1)通过利用或调整现有风冷冷水机组,增加小容量的再冷换热器,即可实现加速余热排出,加快停堆进程,提高电厂经济效益;2)通过加速冷却,根据需要安排停堆进程,操作灵活,解决了因降温速率慢而影响停堆换料工作的问题。

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