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公开(公告)号：CN116631659A
公开(公告)日：2023-08-22
申请号：CN202310574158.9
申请日：2023-05-19
申请人： 中国核电工程有限公司
IPC分类号： G21C15/18
摘要： 本申请公开了一种浮动式自然循环系统的出口装置和浮动式自然循环系统。该浮动式自然循环系统包括箱体，箱体容纳液体，且液体在箱体内的液位随着循环系统发生改变。该出口装置包括：浮动部、浮动部至少部分没入液体内；导向部、导向部设置于箱体的底部，浮动部随着液位的改变沿导向部滑移；出口部与浮动部随着液位的改变共同沿导向部滑移，且出口部在液位下方。本申请实施例的浮动式自然循环系统的出口装置和浮动式自然循环系统，能够高效、准确、快速地实现出口装置中出口位置的自动调节，使得出口位置始终保持在略低于液位表面，从而保证液位与出口位置压力差的稳定性，使得浮动式自然循环系统的工作效率能够最大化。
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公开(公告)号：CN116401866A
公开(公告)日：2023-07-07
申请号：CN202310356143.5
申请日：2023-04-04
申请人： 中国核电工程有限公司
IPC分类号： G06F30/20 , G06F111/10 , G06F113/08 , G06F119/08 , G06F119/14
摘要： 本申请公开了一种用于汽液两相排放装置的冲击载荷数值模拟方法。该方法包括步骤S1，获取排放装置的运行工况，并基于运行工况确定所述排放装置的备选入口热工水力条件；步骤S2，基于备选入口热工水力条件，确定入口热工水力条件；步骤S3，基于入口热工水力条件，计算排放装置中汽液混合物的流体参数；步骤S4，基于流体参数，确定汽液混合物对排放装置的壁面产生的作用力。本申请实施例的用于汽液两相排放装置的冲击载荷数值模拟方法，能够简便、高效地计算包络排放装置在所有运行工况下的保守冲击载荷，从而确保依据包络冲击载荷开展结构设计的排放装置，能够承受在所有运行工况下高温、高压汽液两相混合物通过排放装置时产生的冲击载荷。
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公开(公告)号：CN110942835B
公开(公告)日：2021-12-07
申请号：CN201911134934.3
申请日：2019-11-19
申请人： 中国核电工程有限公司
IPC分类号： G21C15/18 , G21C15/243
摘要： 本发明提供一种非能动安全壳辅助冷却系统及方法，安全壳包括内层安全壳和外层安全壳，所述冷却系统包括：喷嘴、喷淋管线、分配装置和供水装置；所述喷淋管线的一端延伸至外层安全壳顶部出口下方，另一端与供水装置连接；所述喷嘴的数量为多个，间隔设置在位于外层安全壳顶部出口下方的喷淋管线上，并且所述喷嘴朝向设置为使喷嘴喷洒出的冷却水落在内层安全壳穹顶中心处；所述分配装置设置在内层安全壳顶部，用于将所述喷嘴喷洒的冷却水均匀分配到内层安全壳的顶部表面上，以形成冷却水膜。本发明所述方法及系统可以有效解决安全壳只依赖非能动空气冷却的缺陷，增强冷却系统的冷却能力，从而提升了核电站的安全性能。
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公开(公告)号：CN111599498A
公开(公告)日：2020-08-28
申请号：CN202010289586.3
申请日：2020-04-14
申请人： 中国核电工程有限公司
摘要： 本发明属于安全壳冷却系统技术领域，具体涉及一种非能动安全壳空气-水长期冷却系统，用于在发生事故时对核电厂的屏蔽厂房内的保护反应堆的钢制安全壳进行降温，包括环绕在钢制安全壳底部外侧的换热水池和环绕设置在钢制安全壳底部内侧的环形地坑水池，反应堆设在钢制安全壳底部中心的堆坑内，环形地坑水池的底部与堆坑的底部连通；还包括设置在屏蔽厂房与钢制安全壳之间的地面上的空气入口和位于屏蔽厂房顶部的空气出口。本发明通过钢制安全壳将壳内大气和环形地坑水池的冷却水的热量导出至壳外，使环形地坑水池中的冷却水的温度降低，增强对堆芯冷却效果，降低向安全壳内的蒸汽释放量，实现安全壳长期冷却时安全壳内的压力温度处于较低水平。
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公开(公告)号：CN107464591A
公开(公告)日：2017-12-12
申请号：CN201710560957.5
申请日：2017-07-11
申请人： 中国核电工程有限公司
IPC分类号： G21C17/00
CPC分类号： G21C17/002
摘要： 本发明属于核安全监控技术领域，涉及一种安全壳泄漏在线监测系统传感器组合优化方法。所述的方法依次包括如下步骤：(1)通过安全壳整体密封性试验计算得到安全壳空间内的平均温度Tavg与平均相对湿度Havg；(2)将温度与湿度传感器进行分组，计算各分组的体积分配系数；(3)从各分组中各选择一个传感器，计算不同分组传感器组合的安全壳空间内的平均温度与平均相对湿度，与步骤(1)得到的平均温度Tavg与平均相对湿度Havg进行比较，给出积分偏差值；(4)取步骤(3)的所有计算方案中计算结果积分偏差值最小的一个传感器组合方案，即为安全壳泄漏在线监测系统最优化的传感器组合选择方案。利用本发明的组合优化方法，能够更为准确的监测安全壳泄漏率。
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公开(公告)号：CN113190959A
公开(公告)日：2021-07-30
申请号：CN202110324395.0
申请日：2021-03-26
申请人： 中国核电工程有限公司
IPC分类号： G06F30/20 , G06F30/17 , G06Q50/26 , G06F119/08 , G06F119/14 , G06F119/18
摘要： 本发明涉及一种安全壳热工水力响应与质能释放耦合的方法，使用系统分析软件进行高能管道破口质能释放的计算，使用安全壳分析软件进行安全壳热工水力响应的计算，将安全壳热工水力响应与质能释放进行耦合，将两种软件的计算结果作为对方的输入边界，经过多次迭代，最终得到较为实际的模拟结果。本发明给出了一种核电厂事故分析的方法，解决了部分事故序列计算过于保守的问题，避免了新增缓解措施，满足安全要求，从而提高核电厂的经济性。
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公开(公告)号：CN108007645A
公开(公告)日：2018-05-08
申请号：CN201711007148.8
申请日：2017-10-25
申请人： 中国核电工程有限公司
IPC分类号： G01M3/00
CPC分类号： G01M3/00
摘要： 本发明属于核安全监控技术领域，涉及一种大型压水堆安全壳整体密封性试验的传感器布置方法。所述的方法依次包括如下步骤：(1)收集整理大型压水堆安全壳所在厂房内部各隔室包括标高在内的相关信息，计算得到安全壳大空间总自由容积与内部各个隔室的自由容积；2)根据安全壳各楼层标高将安全壳内的隔室进行分组；(3)根据隔室条件对同一分组中的相关隔室进行适当合并；(4)根据步骤(2)与步骤(3)分组与合并的结果，计算得到各分组的体积权重系数，并根据实际隔室位置进行传感器位置的最终确定，完成布置方案。利用本发明的方法，能够在安全壳整体密封性试验中，通过布置的传感器真实而有代表性的测量压水堆安全壳内的温度、湿度数据。
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公开(公告)号：CN106229018A
公开(公告)日：2016-12-14
申请号：CN201610679693.0
申请日：2016-08-17
申请人： 中国核电工程有限公司
摘要： 本发明涉及一种加热装置，包括骨架和设置在骨架上的电加热棒束，电加热棒束包括多根电加热棒，每根电加热棒上端均通过各自的电加热导线与功率控制及数据记录系统相连接，功率控制及数据记录系统用于控制和设定电加热棒内的电加热功率；每个电加热棒外壁不同高度上分别布置测温装置，各个测温装置均通过测量导线与功率控制及数据记录系统相连接。本发明的加热装置，能够模拟具有不同衰变热的乏燃料组件在不同工况下失去冷却功能后蒸干、干烧过程以及缓解事故后果的喷淋冷却过程，用于乏燃料组件贮存、程序模拟验证、乏燃料池事故分析及喷淋冷却系统的设计中，达到提高乏燃料组件安全贮存和乏燃料水池安全性的目的。
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公开(公告)号：CN118966828A
公开(公告)日：2024-11-15
申请号：CN202411022888.9
申请日：2024-07-29
申请人： 中国核电工程有限公司
IPC分类号： G06Q10/0637 , G06Q50/06 , G06F18/24
摘要： 本申请公开一种事故分析影响评价方法及装置，涉及核工业技术领域。所述方法包括：获取目标核能综合利用项目与标准设计之间的差异信息；根据差异信息，确定目标核能综合利用项目是否产生新的假设始发事件，以得到第一确定结果；根据第一确定结果和预设的评价规则，确定目标核能综合利用项目对事故分析的结果和结论是否有影响。根据本申请实施例，所述方法省时省力且更经济。
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公开(公告)号：CN116631658A
公开(公告)日：2023-08-22
申请号：CN202310573473.X
申请日：2023-05-19
申请人： 中国核电工程有限公司
发明人： 荆春宁 , 吴宇翔 , 王振中 , 谷振杰 , 王付军 , 曲昌明 , 薛静 , 贾小攀 , 贝晨 , 赵晓山 , 樊彦芳 , 苏锦成 , 吴巧英 , 褚松良 , 白冰鹤 , 王广飞 , 黄若琳 , 刘玉林 , 吴茜婷 , 郑云涛
IPC分类号： G21C15/18
摘要： 本发明公开了一种非能动和能动安全系统及其布置方案，包括以下步骤：典型三环路的反应堆冷却剂系统设置于安全壳内，非能动安全系统的水箱和水池与三环路的反应堆冷却剂系统连接并为其提供冷却水，在典型三环路的反应堆冷却剂系统和单层预应力钢筋混凝土安全壳的基础上，将非能动安全系统的水箱和水池设置在安全壳周边的核岛厂房。本发明创新性的提出了一种非能动和能动安全系统及其布置方案，该方案可以在典型三环路压水堆堆型的核岛厂房中实现全范围非能动设计，从而大幅度简化核电厂设计，从而压缩核岛厂房规模、降低电厂运行维护成本，提高企业运维效率、质量及总体经济性。
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