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公开(公告)号：CN112750541A
公开(公告)日：2021-05-04
申请号：CN201911053775.4
申请日：2019-10-31
申请人： 华龙国际核电技术有限公司
IPC分类号： G21C15/18
摘要： 本发明提供一种余热排出系统，包括：第一管线，第一管线中沿着所述第一管线的第一端至第二端的方向依次设置有第一隔离阀、第二隔离阀、泵、热交换器、搅混器和第三隔离阀；第二管线，第二管线的第一端和第一管线的第一连通口连通，第二管线的第二端和第一管线的第二连通口相连，第一连通口为所述泵和所述热交换器之间的位置，第二连通口为热交换器和搅混器之间的位置，第二管线中设置有第四隔离阀；第三管线，第三管线的第一端和第一管线的第一位置连通，第三管线的第二端和第二连通口连通，第一位置为第一隔离阀和第二隔离阀之间的位置，第三管线中设置有第五隔离阀。本发明实施例可以提高余热排出系统可靠性。
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公开(公告)号：CN112747256B
公开(公告)日：2022-08-19
申请号：CN201911046089.4
申请日：2019-10-30
申请人： 华龙国际核电技术有限公司
摘要： 本发明提供了一种管道交汇结构及核电站余热排出管道系统，管道交汇结构形成于主流管道和旁流管道的交汇处，主流管道用于流通第一介质，旁流管道用于流通第二介质，第一介质和第二介质的温度不同；管道交汇结构满足如下条件中的至少之一：在交汇处，旁流管道的内径小于主流管道的内径，以使第一介质在交汇处的流速小于第二介质在交汇处的流速；在交汇处，主流管道与旁流管道之间的夹角位于40°至50°之间；主流管道与旁流管道的交汇位置大于1。本发明实施例提供的一种管道交汇结构及核电站余热排出管道系统，管道交汇结构可以使两种不同温度的介质在管道交汇处混合更充分，有效的缓解了管道交汇处的热疲劳问题。
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公开(公告)号：CN113658723A
公开(公告)日：2021-11-16
申请号：CN202010396772.7
申请日：2020-05-12
申请人： 华龙国际核电技术有限公司
摘要： 本发明提供一种冷却和补水系统，该系统包括：换料水箱、热交换器、喷淋装置、第一管道泵和第一管道；所述热交换器和所述第一管道泵设置于所述第一管道上，所述换料水箱以及堆芯的热侧分别与所述第一管道的输入端连接，所述喷淋装置以及所述堆芯的冷侧分别与所述第一管道的输出端连接。本发明实施例可以提高冷却和补水系统的设备利用率。
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公开(公告)号：CN112786221A
公开(公告)日：2021-05-11
申请号：CN201911080970.6
申请日：2019-11-07
申请人： 华龙国际核电技术有限公司
摘要： 本发明提供一种二回路冷却系统，该二回路冷却系统包括：第一管线，第一管线的第一端为蒸汽入口；第二管线，第二管线的第一端和第一管线的第一连通口连通，第二管线中沿着从第二管线的第一端至第二端的方向依次设置有第一隔离阀和限流孔板；第三管线，第三管线的第一端和第一管线的第二连通口连通，第三管线的第二端和第二管线的第二端在第一位置处连通，第三管线中沿着从第三管线的第一端至第二端的方向依次设置有第二隔离阀和第一调节阀，且第三管线的管径比第二管线的管径大；第四管线，第四管线的第一端与第一位置连通，第四管线的第二端为排泄口，第一位置为限流孔板和第一调节阀之间的位置。本发明提高了二回路冷却系统应对事故的可靠性。
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公开(公告)号：CN118134127A
公开(公告)日：2024-06-04
申请号：CN202211541151.9
申请日：2022-12-02
申请人： 华龙国际核电技术有限公司
IPC分类号： G06Q10/0631 , G06Q50/06
摘要： 本申请公开了一种堆芯熔融物形成因素的研究优先级确定方法及装置，其中，方法包括：将预先确定的N个堆芯熔融物形成因素选项发送至M个投票方，N、M均为大于1的整数；获取所述M个投票方对所述N个堆芯熔融物形成因素选项的投票数据；根据所述投票数据，确定所述N个堆芯熔融物形成因素的重要率；根据所述N个堆芯熔融物形成因素的重要率，确定所述N个堆芯熔融物形成因素的研究优先级。通过上述方法，能够确定堆芯熔融物形成因素研究的优先级，根据堆芯熔融物形成因素研究的优先级，对堆芯熔融物形成因素进行研究，从而能够降低对IVR分析的不确定性。
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公开(公告)号：CN114765077A
公开(公告)日：2022-07-19
申请号：CN202110041449.2
申请日：2021-01-13
申请人： 华龙国际核电技术有限公司
摘要： 本发明提供一种缓解安全壳超压风险的装置和安全壳，所述缓解安全壳超压风险的装置，应用于安全壳，所述缓解安全壳超压风险的装置设有用于容置储能介质的密闭容置腔，所述储能介质用于将所述安全壳内的热量吸收转化为潜热；所述缓解安全壳超压风险的装置设有散热管，所述散热管部分位于所述容置腔内，所述散热管的两端均位于所述安全壳外，且所述散热管的两端在竖直方向具有高度差，以使空气在所述散热管内自然循环。本发明实施例解决了安全壳内的热量导出速率较慢，导致安全壳长期处于较高峰值压力下的问题。
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公开(公告)号：CN114512255A
公开(公告)日：2022-05-17
申请号：CN202011279952.3
申请日：2020-11-16
申请人： 华龙国际核电技术有限公司
摘要： 本发明实施例提供一种放射性废液处理装置，包括：第一储存箱、试剂添加箱、处理组件及第二储存箱；所述处理组件包括沉淀箱及离心机；所述第一储存箱与所述沉淀箱的第一端连通，所述试剂添加箱与所述沉淀箱的第二端连通，所述沉淀箱的第三端与所述离心机的第一端连通，所述离心机的第二端与第二储存箱的第一端连通，放射性废液与试剂添加箱内的处理试剂反应，依次经沉淀箱及离心机去除部分放射性物质，从而降低放射性废液中的放射性物质含量。
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公开(公告)号：CN112747256A
公开(公告)日：2021-05-04
申请号：CN201911046089.4
申请日：2019-10-30
申请人： 华龙国际核电技术有限公司
摘要： 本发明提供了一种管道交汇结构及核电站余热排出管道系统，管道交汇结构形成于主流管道和旁流管道的交汇处，主流管道用于流通第一介质，旁流管道用于流通第二介质，第一介质和第二介质的温度不同；管道交汇结构满足如下条件中的至少之一：在交汇处，旁流管道的内径小于主流管道的内径，以使第一介质在交汇处的流速小于第二介质在交汇处的流速；在交汇处，主流管道与旁流管道之间的夹角位于40°至50°之间；主流管道与旁流管道的交汇位置大于1。本发明实施例提供的一种管道交汇结构及核电站余热排出管道系统，管道交汇结构可以使两种不同温度的介质在管道交汇处混合更充分，有效的缓解了管道交汇处的热疲劳问题。
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公开(公告)号：CN113623636A
公开(公告)日：2021-11-09
申请号：CN202010376974.5
申请日：2020-05-07
申请人： 华龙国际核电技术有限公司
摘要： 本发明提供一种蒸汽发生器的充水系统，该系统包括：蒸汽发生器、除氧器、蒸汽供给装置、除盐水供给系统和除盐水供给管道；所述除盐水供给系统的输出端、所述除盐水供给管道的输出端以及所述蒸汽供给装置的输出端均与所述除氧器的输入端连接，所述除氧器的输出端与所述蒸汽发生器的输入端连接，所述除盐水供给管道的输入端与核电站内的常规岛除盐水分配系统连接。本发明实施例可以提高蒸汽发生器的充水系统的可靠性。
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公开(公告)号：CN112309598A
公开(公告)日：2021-02-02
申请号：CN201910682596.0
申请日：2019-07-26
申请人： 华龙国际核电技术有限公司
摘要： 本发明提供一种核电站的超压保护系统和核电站，超压保护系统设置于蒸汽发生器的主蒸汽管道，包括：第一排放管线，第一排放管线上设置有安全阀，安全阀为非能动安全阀；第二排放管线，第二排放管线上设置有排放阀，排放阀与控制器相连，控制器还与检测主蒸汽管道内压力的传感器电连接；第三排放管线，第三排放管线上设置有第一隔离阀，第一隔离阀与检测主蒸汽管道内辐射的传感器通信连接，第三排放管线远离主蒸汽管道的一端与废液处理系统相连通。本发明实施例能够在出现放射性物质泄漏时，防止放射性物质泄漏到外界环境中，降低了造成环境污染的可能性，提高了核电站的安全系数。
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