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公开(公告)号：CN112434405B
公开(公告)日：2024-01-23
申请号：CN202011240046.2
申请日：2020-11-09
申请人： 中国核电工程有限公司
IPC分类号： G06F30/20 , G06F119/12
摘要： 本公开提供一种环境影响系数的计算方法、核电厂严重事故放射性验收准则的确定方法以及核电厂严重事故放射性验收方法，通过分析核电厂严重事故后放射性核素的参考释放量及放射后果，计算核电厂放射性核素分组的代表性核素的等效环境影响系数，进而根据GB18871规定的通用优化干预水平确定核电厂针对严重事故设计的放射性验收准则，并基于核电厂针对严重事故设计的验收准则对核电厂严重事故进行安全验收，以至少解决目前核电厂设计中缺乏针对严重事故后对环境造成的放射性后果的验收准则的问题，提高核电厂设计的科学性。
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公开(公告)号：CN115274151A
公开(公告)日：2022-11-01
申请号：CN202210950218.8
申请日：2022-08-09
申请人： 中国核电工程有限公司
摘要： 本发明公开一种非能动流量自适应安注箱，包括安注箱壳体和流道组件，安注箱壳体用于装冷却水，安注箱壳体的底部设有出水管线，流道组件设于安注箱内壳体，其包括管道、移动轴、以及浮动塞，管道竖立在安注箱壳体内，管道的底端出口与出水管线连通，管道的底端管壁上设有通孔，浮动塞设于安注箱壳体内，并漂浮在冷却水水面上，移动轴插设于管道中，并与浮动塞相连。本发明还公开一种核电厂安全系统。本发明的安注箱能够让注入流量自动适应需求，在发生LOCA事故后实现短期快速注水、长期慢速注水的功能，减小能动安全系统失效风险，降低核电厂全厂断电事故风险，延长备用应急电源系统接入时间，提高核电厂对事故缓解的能力和核电厂的整体安全性。
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公开(公告)号：CN115015027A
公开(公告)日：2022-09-06
申请号：CN202210703121.7
申请日：2022-06-21
申请人： 中国核电工程有限公司
摘要： 本发明涉及一种安全壳喷淋开启后氢气浓度的快速计算方法，包括：(1)进行安全壳喷淋开启前t0时刻安全壳初始状态计算，包括计算安全壳内水蒸气分压、氢气分压、空气分压，安全壳内水蒸气、空气、氢气的质量；(2)根据安全壳大气压力预测关系式，计算得到喷淋开启t时间后安全壳大气压力Pt；(3)进行喷淋开启t时间后安全壳大气状态计算，得到安全壳大气压力和氢气浓度随时间变化的关系。本发明能够以数据拟合得到的安全壳压力预测公式为工具，快速计算得到安全壳喷淋开启后安全壳内氢气浓度变化，从而实现氢气风险快速预测，为操纵员缓解核电厂事故后果提供技术支持。
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公开(公告)号：CN107093470A
公开(公告)日：2017-08-25
申请号：CN201710140185.X
申请日：2017-03-10
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，涉及一种加强冷却的安全壳抑压系统。所述的系统包括大容积密闭水箱、通风管道、冷凝回流管、废液池，大容积密闭水箱设置在安全壳内，其上部留有气体空间，下部空间装盛水；通风管道设置在安全壳内并穿过大容积密闭水箱，用于向大容积密闭水箱中导出安全壳内气体；冷凝回流管浸没在大容积密闭水箱中装盛的水中，用于连通通风管道和大容积密闭水箱内部空间，并用于对流经通风管道的安全壳内气体进行冷凝回流；废液池设置在通风管道的安全壳内气体出口前，用于接收经通风管道导出的冷凝的液体。利用本发明的系统，能够强化安全壳抑压水池的冷却效果和抑压能力，并防止水蒸气冷凝后在抑压水池位置发生氢气爆炸。
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公开(公告)号：CN103024952B
公开(公告)日：2016-02-24
申请号：CN201210547769.6
申请日：2012-12-17
申请人： 中国核电工程有限公司
摘要： 本发明涉及一种用于反应堆实验研究的具有模拟不同功率分布功能的电加热装置，其结构包括导热套管，导热套管内设有若干独立的电加热芯块，电加热芯块内部设有电阻丝，电阻丝两端引出一对导线至导热套管外部。本发明所提供的电加热装置十分相似于燃料棒的真实发热机理，可以给出更为接近现实情况的模拟效果。通过对每个电加热芯块的发热功率进行独立控制，能够实现对现实中燃料棒功率出现各种核反馈现象的精确模拟，从而为强化核反应堆实验研究手段提供了有利的基础。
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公开(公告)号：CN105139902A
公开(公告)日：2015-12-09
申请号：CN201510378319.2
申请日：2015-07-01
申请人： 中国核电工程有限公司
IPC分类号： G21C15/18
CPC分类号： Y02E30/40
摘要： 本发明涉及一种核电厂改进型中压安注系统。所述系统由两个安注箱及其对应的连接管线、注入管线以及连通管线和一系列阀门组成。两个安注箱分别通过连接管线、注入管线连接在核电厂反应堆冷却剂系统上，在每条连接管线上分别设置有串联的2个电动隔离阀和2个止回阀。在两条连接管线靠近安注箱底部的位置之间，设有所述连通管线，在连通管线上设有一个电动隔离阀。每条注入管线上设有探测器，用于探测注入管线上的破口。两条连接管线上的电动隔离阀正常运行时处于开启状态，连通管线上的电动隔离阀正常运行时处于关闭状态。本发明对提高核电厂的安全性和经济性有较高的价值。
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公开(公告)号：CN113704959B
公开(公告)日：2024-04-09
申请号：CN202110785696.3
申请日：2021-07-12
申请人： 中国核电工程有限公司
IPC分类号： G06F30/20 , G06F111/10 , G06F113/08 , G06F113/14 , G06F119/08
摘要： 本发明公开了一种换热器式非能动安全壳冷却系统的模拟方法及系统，包括：S100、基于机理实验，确定换热器式非能动安全壳冷却系统的管内换热系数和管外换热系数，以及管道的导热系数；S200、基于确定的管内换热系数、管外换热系数和导热系数，以及热量平衡方程，确定总的热阻和总的换热系数；S300、基于确定的总的换热系数，修正管外换热系数、管内换热系数和管道的导热系数；S400、将修正后的管外换热系数、管内换热系数和导热系数嵌入压水堆核电站热工水力通用计算程序，完成换热器式非能动安全壳冷却系统模拟过程。本发明在保证准确性的前提下，明显提高计算速度。
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公开(公告)号：CN116499936A
公开(公告)日：2023-07-28
申请号：CN202310286631.3
申请日：2023-03-22
申请人： 中国核电工程有限公司
IPC分类号： G01N15/06
摘要： 本发明提供一种测量缝隙内气溶胶滞留效率的装置及方法，粒径谱仪和反应容器之间连接有上游管和下游管，缝隙试验结构和均气结构设于下游管上；控制模块用于控制上游管上的隔离阀开启及控制其开度，以使上游管进入粒径谱仪的气体满足其采样流量要求，还用于控制上游隔离阀关闭且控制下游隔离阀开启，并控制均气结构向下游管补入空气的流量或排出下游管内部分气体的流量，以使下游管进入粒径谱仪的气体满足其采样流量要求，根据粒径谱仪分别检测得到的上下游管进入其内的气体中的气溶胶浓度计算获得缝隙试验结构内气溶胶的滞留效率。本发明能够减小上游气溶胶浓度空间分布不均带来的误差，以及规避不同粒径谱仪探头之间的测量误差。
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公开(公告)号：CN110428914B
公开(公告)日：2023-01-17
申请号：CN201910604571.9
申请日：2019-07-05
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，涉及一种具有空气自然循环能力的乏燃料水池系统。所述的系统包括乏燃料水池、乏燃料组件、乏燃料组件贮存格架、进气通道、排水管、通风管、液位监测系统、排水池，乏燃料水池内贮存有乏燃料组件，并填充冷却剂；进气通道联通乏燃料水池，并且联通位置低于乏燃料组件贮存格架上缘高度；进气通道起始端与环境联通；排水管联通乏燃料水池和排水池，并由乏燃料水池的液位监测系统触发开闭；通风管联通乏燃料水池上部空间与外部环境。利用本发明的系统，能在乏燃料水池失去冷却后，通过主动排水方式排出乏燃料水池内剩余水量，使乏燃料水池通过联通的进气通道和通风管与外界环境形成空气自然循环，带走乏燃料组件余热。
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公开(公告)号：CN115547522A
公开(公告)日：2022-12-30
申请号：CN202211232955.0
申请日：2022-10-10
申请人： 中国核电工程有限公司
IPC分类号： G21C13/028 , G21C17/00 , G21C17/003
摘要： 本发明公开了一种用于提高核电厂安全壳密封性的方法，包括以下步骤：1)确定安全壳可能存在缝隙的薄弱点；2)在薄弱点外建立独立罩体，使得薄弱点在独立罩体的独立空间内；3)通过空压机对独立罩体内加压到预设压力；4)将气溶胶源材料通入到气溶胶发生器内，通过气溶胶发生器向独立罩体内发射气溶胶粒子，气溶胶粒子在预设压力作用下使其渗入到缝隙内，气溶胶粒子在缝隙内沉积对缝隙进行封堵；5)实时监测独立罩体内压力变化，评估缝隙的封堵效果，完成对缝隙的封堵。本发明中的方法利用气溶胶在缝隙内的自然沉积现象，依赖于气溶胶颗粒本身的动力学特征，气溶胶粒子对安全壳可能会存在缝隙的薄弱点进行封堵，降低安全壳泄露率。
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