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公开(公告)号：CN116973277A
公开(公告)日：2023-10-31
申请号：CN202310886022.1
申请日：2023-07-18
申请人： 中国核电工程有限公司
IPC分类号： G01N15/00
摘要： 本发明提出了一种安全壳内气溶胶吸湿增长的测试系统及方法，包括依次连接气溶胶发生装置、气溶胶分配单元以及模拟装置，气溶胶通过气溶胶分配单元输送至模拟装置，还包括蒸气发生装置，蒸气发生装置连接模拟装置，向模拟装置提供具有不同温度、压力和饱和度的水蒸气，还包括连接气溶胶分配单元的初始压差装置，使得气溶胶分配单元与气溶胶发生装置之间形成初始压差；还包括减缓气压增长装置，减缓气压增长装置设置为在气溶胶发生装置向气溶胶分配单元输送气溶胶时，排出气溶胶中夹带的空气，减缓气溶胶分配单元的气压增长。本申请提出的安全壳内气溶胶吸湿增长的测试系统及方法可实现高浓度气溶胶的快速注入，增加模拟数据的准确性。
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公开(公告)号：CN115188510A
公开(公告)日：2022-10-14
申请号：CN202210833500.8
申请日：2022-07-15
申请人： 中国核电工程有限公司
摘要： 本发明公开了一种模拟换热试验系统及其使用方法，该系统包括：低位水箱；高位水箱；冷却通道包括：依次连接的第一管道、试验段管道、第二管道、第三管道、第四管道；第六管道与低位水箱、第四管道连接；第七管道与低位水箱、第一管道连接；热工水力调节装置设置于第四管道、第一管道上的任意位置；第八管道与第三管道连接、低位水箱连接；第九管道与高位水箱、第一管道连接；第十管道与高位水箱、第九管道连接；第十一管道与第三管道、高位水箱连接；第一热源与试验段管道接触，用于提供核电厂严重事故后内坩埚内部的堆芯熔融物向试验段管道内部传递的第一预设热流密度。该系统有效提高堆芯熔融物滞留成功率和冷却效率，为工程设计提供基础数据。
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公开(公告)号：CN107845434B
公开(公告)日：2022-03-04
申请号：CN201711023772.7
申请日：2017-10-27
申请人： 中国核电工程有限公司
IPC分类号： G21C15/18
摘要： 本发明属于核安全控制技术领域，涉及一种非能动反应堆堆芯辅助冷却系统。所述的非能动反应堆堆芯辅助冷却系统包括压力容器、保温层、环形空间、内置换料水箱、给水泵、汽轮机、给水管线、排水管线，所述的压力容器的外壁与其外围所述的保温层之间形成封闭的所述的环形空间；所述的内置换料水箱通过所述的给水管线向所述的给水泵供水，所述的给水泵在所述的汽轮机的带动下通过所述的排水管线向所述的环形空间注入冷却水。利用本发明的非能动反应堆堆芯辅助冷却系统，能够通过非能动手段加速反应堆堆腔淹没，提升堆内熔融物滞留装置的临界热流密度，从而避免压力容器壁面发生沸腾危机，确保IVR系统有效。
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公开(公告)号：CN113984958A
公开(公告)日：2022-01-28
申请号：CN202111114009.1
申请日：2021-09-23
申请人： 中国核电工程有限公司
摘要： 本发明公开了一种安全壳内气体可燃性分析系统，包括取样探头、取样阀、水蒸气传感器、水蒸气冷凝装置、压力传感器、冷凝水收集阀、冷凝水罐、测量前阀、第一循环真空泵、抽真空阀、真空泵、第一螺旋管入口阀、第一螺旋管、第一螺旋管压力传感器、第一螺旋管出口阀、第二循环真空泵和氧气分析仪；通过水蒸气冷凝装置收集水蒸气，并且通过水蒸气传感器测定水蒸气的量；通过第一螺旋管的内壁面涂有的钯基合金吸附氢气，并且能够通过氢气被吸附后的压力差值确定氢气的浓度，降低了氢气的浓度，减少了燃爆的风险，并且使用了氧气分析仪分析氧气的浓度，可以更准确判断气体是否具有可燃性，提高了该系统的安全性和可靠性。
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公开(公告)号：CN108986931B
公开(公告)日：2021-08-17
申请号：CN201810555010.X
申请日：2018-06-01
申请人： 中国核电工程有限公司
摘要： 本发明属于核安全控制技术领域，涉及一种抑制反应堆堆芯熔融物滞留过程中蒸汽爆炸的系统。所述的系统包括反应堆压力容器、反应堆堆腔固壁、保温层、堆腔外腔室、堆腔内腔室、蒸汽/水出口、安全壳内置换料水箱、堆腔注水管线、堆腔注水入口、支撑网板、水溶性微包。利用本发明的系统，能够实现对核电厂严重事故工况下可能发生蒸汽爆炸现象更好的抑制。
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公开(公告)号：CN107967952B
公开(公告)日：2021-01-19
申请号：CN201711023725.2
申请日：2017-10-27
申请人： 中国核电工程有限公司
IPC分类号： G21C17/003 , G21C17/017
摘要： 本发明属于核安全控制技术领域，涉及反应堆严重事故后安全壳内气体浓度监测系统及监测方法。所述的监测系统包括置于安全壳内的取样探头，置于安全壳外的灵敏电磁阀、第一储气罐、第二储气罐、气体参数测量系统、高压惰性气罐控制系统、高压惰性气罐、气体冷凝系统、氢气浓度测量分析仪、氧气浓度测量分析仪，以及各连接管线。利用本发明的监测系统及监测方法，能够更有效、精确、安全、便捷的进行反应堆严重事故后安全壳内气体浓度的实时监测。
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公开(公告)号：CN108053895A
公开(公告)日：2018-05-18
申请号：CN201711077169.7
申请日：2017-11-06
申请人： 中国核电工程有限公司
IPC分类号： G21C9/016
摘要： 本发明属于核安全控制技术领域，涉及一种分装强化冷却的反应堆堆芯熔融物捕集装置。所述的捕集装置包括堆坑、反应堆压力容器、熔融物滞留容器、坩埚、滞留水箱、冷却水箱和各连接管线,顶部敞口的熔融物滞留容器位于堆坑内，并使反应堆压力容器的下部和底部置于其中，堆坑内位于熔融物滞留容器的下方的空间形成冷却空间；堆坑内，熔融物滞留容器的底板下方设置有坩埚；滞留水箱位于堆坑外，并通过连接管线与堆坑连接；冷却水箱位于堆坑外，并通过连接管线与冷却空间连接。利用本发明的捕集装置，能够通过布置紧凑、冷却效率高的堆芯捕集器方案，籍由熔融物的临时滞留、分装强化冷却实现堆芯熔融物的有效捕集和包容，应对核电站严重事故工况。
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公开(公告)号：CN110957055B
公开(公告)日：2022-11-25
申请号：CN201910954337.9
申请日：2019-10-09
申请人： 中国核电工程有限公司
IPC分类号： G21D1/02 , G21C15/257
摘要： 本发明涉及一种适用于压水堆核电站的分离式柔性热管冷却系统，包括由热管段、连接管段和冷却管段组成的闭合回路，热管段采用换热性能良好且能够弯曲变形的柔性管材，热管段设置在冷却对象内部或者缠绕在冷却对象周围，冷却工质在热管段内与冷却对象进行热交换，经连接管段进入冷却管段，在冷却管段内被换热装置冷却后，回流至热管段。该系统可以针对压水堆核电站的不同冷却对象、不同工况条件调整柔性热管段的几何形状，依据冷却对象需求进行高效冷却换热，该柔性热管冷却系统液相区局部区域设置有软管，可在一定程度上缓解振动、压迫、疲劳和冲击等载荷，因而具有更好的工程适用性、更广的应用范围和更强的灵活性。
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公开(公告)号：CN114995528A
公开(公告)日：2022-09-02
申请号：CN202210408559.2
申请日：2022-04-19
申请人： 中国核电工程有限公司
IPC分类号： G05D7/06
摘要： 本发明公开了一种非能动流量控制设备，包括进水组件、过渡腔和排水管，进水组件连通过渡腔的侧壁，水平转换管的一端连通过渡腔的侧壁，水平转换管的另一端连通竖直进水管的底端，水平进水管的一端连通过渡腔的侧壁与水平转换管的一端连接处；从竖直进水管流入的水和从水平进水管流入的水形成对冲，水流总动量的切向分量抵消，水流竖直流入排水管；实现大流量进水，而当水位下降，竖直进水管的内部安装有浮球会下落遮蔽球座上形成的开口，从而使水流只能从水平进水管流入，瞬时切断竖直进水管的水流可以实现高低流量瞬时切换，满足安注箱用于一回路紧急冷却剂注入时，安注之初额定流量较大，几十秒后注入流量陡降，并长时间维持于较低水平的要求。
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公开(公告)号：CN109505829B
公开(公告)日：2021-12-03
申请号：CN201811434433.2
申请日：2018-11-28
申请人： 中国核电工程有限公司
IPC分类号： F15D1/00 , F15D1/02 , F16L55/027
摘要： 本发明涉及一种非能动模块化流体阻力元件，包括多个相互连接的空间节点。本发明的有益效果如下：(1)该类型阻力元件采用多个空间节点连接，使其具有加工、安装及调试难度明显降低；(2)该类型阻力元件采用框架结构及模块化节点，可使其设计工作更有效利用数值模拟及机器学习技术；(3)该类型阻力元件具有的框架结构易于实现各种空间形态，使阻力元件的使用范围提高；(4)该类型阻力元件具有非能动特性，与能动的流量或流阻调节装置相比，具有更高的可靠性。
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