核电站用应急硼化系统
    1.
    发明公开

    公开(公告)号:CN112331370A

    公开(公告)日:2021-02-05

    申请号:CN202011282978.3

    申请日:2020-11-17

    IPC分类号: G21C15/18 G21C9/02

    摘要: 本发明公开了一种核电站用应急硼化系统,其包括100%容量的独立、冗余设置的至少两列与核电机组主回路环路一一对应的应急硼化系统,至少两列应急硼化系统均设有应急硼酸箱和应急硼化泵,应急硼酸箱和应急硼化泵通过管线和隔离阀连接,输送浓硼溶液至位于安全壳内的反应堆冷却剂系统对应环路的冷管段。相对于现有技术,本发明核电站用应急硼化系统中的至少两列应急硼化系统独立配置,布置在不同厂房区域并物理隔离,提高了核电站的安全性和可靠性。此外,至少两列应急硼化系统彼此独立,不需任何母管,列间无需连接,减少了各列应急硼化系统与第三环路的连接距离,降低了工程造价成本。

    应急堆芯冷却系统
    2.
    发明公开

    公开(公告)号:CN118507088A

    公开(公告)日:2024-08-16

    申请号:CN202410566053.3

    申请日:2024-05-08

    IPC分类号: G21C15/18 G21C15/14

    摘要: 本发明涉及一种应急堆芯冷却系统,包括第一管线以及第二管线,所述第一管线包括第一安注泵、第二安注泵、第一应急堆芯注水管道以及用于向反应堆压力容器的第二接口输送应急冷却剂的第一连接管道;所述第二管线包括第三安注泵、第四安注泵、第二应急堆芯注水管道以及用于向所述第一接口输送应急冷却剂的第二连接管道。本发明可以有效缩短事故后应急堆芯注水路径,提高应急堆芯注入功能的可靠性,降低了破口事故对堆芯损坏的概率,同时能够降低生产成本,有利于系统安全性和经济性的平衡设计。

    核电厂应急注水系统
    3.
    发明授权

    公开(公告)号:CN103413583B

    公开(公告)日:2017-09-19

    申请号:CN201310381430.8

    申请日:2013-08-28

    IPC分类号: G21C15/18

    CPC分类号: Y02E30/40

    摘要: 本发明涉及一种用于核电厂事故工况下的核电厂应急注水系统,包括吸水管、应急移动泵组件、输水管,所述吸水管一端连接于所述应急移动泵组件的入水口,另一端与水源相连;所述输水管一端连接于所述应急移动泵组件的出水口,另一端连接于至少一个注水部位;所述应急移动泵组件包括有一缓冲水箱,所述入水口包括至少一个缓冲水箱补水接口、至少一个直接取水接口。本发明实现了一台应急移动泵组件满足一个机组的多个应急注水功能,节约了设备,提高了设备的互备性与通用性,降低设备接入错误的安全风险。

    核电厂应急注水系统
    4.
    发明公开

    公开(公告)号:CN103413583A

    公开(公告)日:2013-11-27

    申请号:CN201310381430.8

    申请日:2013-08-28

    IPC分类号: G21C15/18

    CPC分类号: Y02E30/40

    摘要: 本发明涉及一种用于核电厂事故工况下的核电厂应急注水系统,包括吸水管、应急移动泵组件、输水管,所述吸水管一端连接于所述应急移动泵组件的入水口,另一端与水源相连;所述输水管一端连接于所述应急移动泵组件的出水口,另一端连接于至少一个注水部位;所述应急移动泵组件包括有一缓冲水箱,所述入水口包括至少一个缓冲水箱补水接口、至少一个直接取水接口。本发明实现了一台应急移动泵组件满足一个机组的多个应急注水功能,节约了设备,提高了设备的互备性与通用性,降低设备接入错误的安全风险。

    一种核电站的快速互备系统及其互备方法

    公开(公告)号:CN102034559B

    公开(公告)日:2012-08-01

    申请号:CN201010293904.X

    申请日:2010-09-19

    IPC分类号: G21C15/18 G21D1/02

    CPC分类号: Y02E30/40

    摘要: 本发明涉及一种核电站的快速互备系统及其互备方法,用于实现核电站安全注入系统与安全壳喷淋系统的快速互备。其中快速互备系统包括与低压安全注入泵出口管线连接的第一管线,第一管线上安装的第一隔离阀组合第二隔离阀组;还包括与喷淋泵下游和低压安全注入泵出口管线连接的第二管线,第二管线上安装的第二隔离阀组。本发明可实现安全注入系统与安全壳喷淋系统的紧急快速互备,减少事故所带来的损失,同时更有利于保证核电厂安全。

    一种核电站安全壳喷淋系统改进项试验装置

    公开(公告)号:CN104167227B

    公开(公告)日:2017-12-12

    申请号:CN201410407350.X

    申请日:2014-08-18

    IPC分类号: G21C9/00 G21C17/00

    CPC分类号: Y02E30/40

    摘要: 本发明公开了一种核电站安全壳喷淋系统改进项试验装置,用于解决现有技术中安全喷淋系统PF改进项试验影响核电机组搭建计划和调试主线以及无法定期开展的技术问题,所述装置包括:车载泵、流量测量模块、第一压力测量模块、调节阀、第一管道和第二管道;车载泵的入水口通过第一管道与供水水箱连接,车载泵的出水口通过第二管道与调节阀连接,在第二管道上设置有流量测量模块和第一压力测量模块;其中,车载泵用于将供水水箱中的喷淋水引入第二管道中;通过控制调整调节阀能够模拟在安全壳喷淋系统实际喷淋时安全壳内部的压力;流量测量模块和第一压力测量模块分别用于在控制调整调节阀的过程中对第二管道中的水流量和压力进行显示。

    一种核电站的快速互备系统及其互备方法

    公开(公告)号:CN102034559A

    公开(公告)日:2011-04-27

    申请号:CN201010293904.X

    申请日:2010-09-19

    IPC分类号: G21C15/18 G21D1/02

    CPC分类号: Y02E30/40

    摘要: 本发明涉及一种核电站的快速互备系统及其互备方法,用于实现核电站安全注入系统与安全壳喷淋系统的快速互备。其中快速互备系统包括与低压安全注入泵出口管线连接的第一管线,第一管线上安装的第一隔离阀组合第二隔离阀组;还包括与喷淋泵下游和低压安全注入泵出口管线连接的第二管线,第二管线上安装的第二隔离阀组。本发明可实现安全注入系统与安全壳喷淋系统的紧急快速互备,减少事故所带来的损失,同时更有利于保证核电厂安全。

    一种核电站安全壳喷淋系统改进项试验装置

    公开(公告)号:CN104167227A

    公开(公告)日:2014-11-26

    申请号:CN201410407350.X

    申请日:2014-08-18

    IPC分类号: G21C9/00 G21C17/00

    CPC分类号: Y02E30/40

    摘要: 本发明公开了一种核电站安全壳喷淋系统改进项试验装置,用于解决现有技术中安全喷淋系统PF改进项试验影响核电机组搭建计划和调试主线以及无法定期开展的技术问题,所述装置包括:车载泵、流量测量模块、第一压力测量模块、调节阀、第一管道和第二管道;车载泵的入水口通过第一管道与供水水箱连接,车载泵的出水口通过第二管道与调节阀连接,在第二管道上设置有流量测量模块和第一压力测量模块;其中,车载泵用于将供水水箱中的喷淋水引入第二管道中;通过控制调整调节阀能够模拟在安全壳喷淋系统实际喷淋时安全壳内部的压力;流量测量模块和第一压力测量模块分别用于在控制调整调节阀的过程中对第二管道中的水流量和压力进行显示。

    一种用于核电系统的堆腔注水系统

    公开(公告)号:CN201570286U

    公开(公告)日:2010-09-01

    申请号:CN200920260693.2

    申请日:2009-11-25

    IPC分类号: G21C15/18

    CPC分类号: Y02E30/40

    摘要: 本实用新型涉及一种用于核电系统的堆腔注水系统,包括堆腔系统、管道系统、水源以及动力装置。堆腔系统包括堆腔、设置在堆腔中的压力容器、保温层、以及在压力容器与保温层之间形成的冷却流道。该冷却流道包括设置在保温层下部的进水口、以及设在保温层上部的出汽口;堆腔形成位于进水口下方的注水腔;管道系统包括至少一路进水管道、以及在进水管道上设置的控制阀门组。在核反应堆发生严重事故时,通过动力装置将水源通过进水管道直接注入到堆腔下部的注水腔,再经过进水口进入到冷却流道,对压力容器进行及时的冷却,带走压力容器的热量,与现有技术相比,在安全壳内无需设置动力泵、没有复杂的管道的布置,结构简单、具有很高的工程可行性。