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公开(公告)号：CN106875987A
公开(公告)日：2017-06-20
申请号：CN201710206687.8
申请日：2017-03-31
申请人： 中广核研究院有限公司 , 岭东核电有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
摘要： 本发明公开了一种安全壳非能动冷却系统，安全壳内产生蒸汽引发安全壳内压力上升，触发控制阀启动非能动冷却系统，蒸汽经由蒸汽进气管进入凝汽式低压汽轮机并驱动汽轮机转子做功，降温降压后的乏气流经由风冷凝汽器发生冷凝，泠凝水通过冷凝水回流管流回安全壳。本发明还公开了一种燃料厂房非能动冷却系统。实施本发明的安全壳及燃料厂房非能动冷却系统，完全非能动设计，无需额外冷源，不依赖外部动力，有效提高安全壳及燃料厂房非能动冷却系统的安全性和经济性；结构合理，对安全壳及燃料厂房现有结构影响较小。
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公开(公告)号：CN116368580A
公开(公告)日：2023-06-30
申请号：CN202080106617.5
申请日：2020-12-16
申请人： 中广核研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
IPC分类号： G21C15/18
摘要： 本发明公开了一种预防堆芯熔融物熔穿RPV的安全系统及安全控制方法，安全系统包括用于容置反应堆压力容器的堆坑、冷却水池、冷却通道以及注水管线；所述冷却水池设置在所述堆坑的外围，所述冷却通道设置在所述堆坑的底部并与所述冷却水池相连通；所述注水管线连接在所述冷却水池和堆坑之间，所述冷却水池内的冷却水在重力作用下通过所述注水管线以非能动方式注入所述堆坑。本发明的预防堆芯熔融物熔穿RPV的安全系统，满足在严重事故等工况下，在不依靠外部交流电源情况，利用重力势能往堆坑进行非能动注水，系统简单、可靠性高。
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公开(公告)号：CN113728399B
公开(公告)日：2022-12-27
申请号：CN201980095341.2
申请日：2019-12-25
申请人： 中广核研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
IPC分类号： G21C17/00
摘要： 一种模拟核电厂RPV换热特性的试验系统及加热测温设备(10)，加热测温设备(10)包括筒体段(11)、连接在筒体段(11)下端的半球形的下封头(12)、用于对下封头(12)进行加热的加热组件、设置在下封头(12)内的测温组件；测温组件在下封头(12)的壁厚方向上监测温度变化以监测下封头(12)的表面的温度变化。模拟核电厂RPV换热特性的试验系统，用于模拟核电厂严重事故条件下高温的堆芯熔融物传到RPV壁面并且RPV壁面外部流动过程，从而研究在三维流动条件下RPV外壁面不同位置CHF分布及三维冷却水流动特性，从而为研究严重事故缓解系统—堆坑注水系统有效性提供数据支持。
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公开(公告)号：CN113678211A
公开(公告)日：2021-11-19
申请号：CN201980095336.1
申请日：2019-12-25
申请人： 中广核研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
IPC分类号： G21C17/10
摘要： 一种模拟核电厂RPV换热特性的三维试验系统及三维试验装置(10)，三维试验装置(10)包括筒体段(11)、连接在筒体段(11)下端的半球形的下封头(12)、设置在下封头(12)内的加热组件；其中，筒体段(11)为非加热段；加热组件设置在下封头(12)内形成三维加热段。该三维试验系统用于模拟核电厂严重事故条件下高温的堆芯熔融物传到RPV壁面，并且RPV壁面外部流动过程，从而研究在三维流动条件下RPV外壁面不同位置CHF分布及三维冷却水流动特性，从而为研究严重事故缓解系统，即堆坑注水系统的有效性提供数据支持。
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公开(公告)号：CN114038588B
公开(公告)日：2024-08-06
申请号：CN202111304189.X
申请日：2021-11-05
申请人： 中广核研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
IPC分类号： G21C15/18
摘要： 本申请涉及一种核电站严重事故应对系统、方法和核电站，该核电站严重事故应对系统包括加压水箱组和常压水箱组；加压水箱组包括至少两个加压水箱，各加压水箱分别通过对应的DVI管线连接反应堆压力容器；常压水箱组包括至少两个常压水箱，各常压水箱组通过对应的冷管段连接反应堆压力容器；加压水箱组和常压水箱组，用于在核电站严重事故发生后，且反应堆压力容器内的一回路压力小于对应水箱内的水压时向堆内注水。上述核电站严重事故应对系统，相当于采用全非能动式的注水方式，无需使用注水泵，就可以实现核电站严重事故后的注水冷却，能应对核电站全站停电的极端情况，有利于扩展核电站严重事故应对系统的应用场景。
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公开(公告)号：CN116612909A
公开(公告)日：2023-08-18
申请号：CN202310624477.6
申请日：2023-05-30
申请人： 中广核研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
摘要： 本申请涉及一种核反应堆燃料棒束事故失效行为研究的实验装置，包括高温加热炉、燃料棒束和附属设备，燃料棒束由多根燃料棒组成，燃料棒束沿通道轴心贯穿高温加热炉，多根燃料棒呈5×5的矩阵排布，包括20根加热棒、1根非加热棒和4根角棒，其中，1根非加热棒位于中心，4根角棒位于矩阵的4个角；燃料棒束两端分别设有电极，以对燃料棒束进行加热。附属设备对在高温加热炉中的燃料棒束进行环境模拟，从而得到燃料棒束在不同环境下产生的氧化、膨胀和失效的状态以及数据。通过对25根燃料棒的排布，本申请可以对燃料棒束之间的流道阻塞、棒间挤压、棒间热辐射、轴向温差等因素在氧化、膨胀和失效机理的影响下开展燃料棒束实验。
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公开(公告)号：CN116391238A
公开(公告)日：2023-07-04
申请号：CN202080106605.2
申请日：2020-09-01
申请人： 中广核研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
IPC分类号： G21C15/18
摘要： 一种核电站熔融物堆内滞留系统。该系统包括堆外注水系统和堆内注水系统，堆外注水系统用于在反应堆（10）严重事故阶段向反应堆（10）的堆外注水，堆内注水系统用于在反应堆（10）严重事故阶段向反应堆（10）的堆内注水，堆内注水系统使用的水为含硼水。采用堆内堆外同时注水来实现熔融物堆内滞留，大幅提升核电站反应堆（10）的安全裕量。
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公开(公告)号：CN105845187A
公开(公告)日：2016-08-10
申请号：CN201610330389.5
申请日：2016-05-18
申请人： 中广核研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
IPC分类号： G21C15/18
摘要： 本发明公开一种电站严重事故缓解系统，包括堆芯安注系统和堆腔注水系统，堆芯安注系统包括连接于一回路系统冷管段的至少一组固定安注子系统或/和至少一组临时安注子系统，固定安注子系统还连通设于压力容器一侧的安注箱，临时安注子系统还连接核电站内/外的可用水源；堆腔注水系统包括连通反应堆堆腔的至少一组非能动堆腔注水子系统或/和至少一组能动堆腔注水子系统，非能动堆腔注水子系统还连通安注箱，能动堆腔注水子系统还连通注水水源。该电站严重事故缓解系统能有效减少堆芯熔融物质量，推迟严重事故进程，为后续的严重事故缓解措施争取充足的时间，提高堆腔注水的安全裕度，提高IVR策略成功的概率。
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公开(公告)号：CN113678211B
公开(公告)日：2023-12-26
申请号：CN201980095336.1
申请日：2019-12-25
申请人： 中广核研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
IPC分类号： G21C17/10
摘要： 一种模拟核电厂RPV换热特性的三维试验系统及三维试验装置(10)，三维试验装置(10)包括筒体段(11)、连接在筒体段(11)下端的半球形的下封头(12)、设置在下封头(12)内的加热组件；其中，筒体段(11)为非加热段；加热组件设置在下封头(12)内形成三维加热段。该三维试验系统用于模拟核电厂严重事故条件下高温的堆芯熔融物传到RPV壁面，并且RPV壁面外部流动过程，从而研究在三维流动条件下RPV外壁面不同位置CHF分布及三维冷却水流动特性，从而为研究严重事故缓解系统，即堆坑注水系统的有效性提供数据支持。
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公开(公告)号：CN116380513A
公开(公告)日：2023-07-04
申请号：CN202310372506.4
申请日：2023-04-04
申请人： 中广核研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
摘要： 本申请涉及一种核电站设备及仪表的可用性分析方法、装置、计算机设备、计算机可读存储介质和计算机程序产品。该方法包括：在核电站包括的多个设备和多个仪表中确定受氢气燃烧事故工况影响的目标设备和目标仪表，确定氢气燃烧事故工况造成的事故环境参数，根据该事故环境参数确定该目标设备和该目标仪表是否可用。采用本方法能够在氢气燃烧情况下对设备和仪表进行可用性分析。
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