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公开(公告)号：CN105810256B
公开(公告)日：2019-02-22
申请号：CN201410831770.0
申请日：2014-12-29
申请人： 国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司 , 国家核电技术有限公司
IPC分类号： G21C15/18
摘要： 本发明涉及一种核电站非能动余热排出系统，核电站非能动余热排出系统包括蒸汽发生器壳体换热器、换热回路管线、壳外换热器、稳压阀、隔离阀以及换热介质，其中换热回路管线贯穿安全壳，蒸汽发生器壳体换热器布置在蒸汽发生器上且与换热回路管线连通，壳外换热器设置在安全壳外且与换热回路管线连通，壳外换热器相对于蒸汽发生器壳体换热器设置在较高的位置，稳压阀和隔离阀设置在安全壳内且沿换热介质在换热回路管线内的第一流动方向依次设置在蒸汽发生器壳体换热器和壳外换热器之间，稳压阀将核电站非能动余热排出系统维持在较低压力水平内，隔离阀与反应堆停堆安全信号联锁开启，用于在发生事故时持续带走蒸汽发生器内的热量。
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公开(公告)号：CN106816185A
公开(公告)日：2017-06-09
申请号：CN201510846416.X
申请日：2015-11-27
申请人： 国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司 , 国家核电技术有限公司
IPC分类号： G21C15/18
CPC分类号： Y02E30/40
摘要： 本发明公开了用于核电站的安注容器和安注系统。所述安注容器包括：外壳；流体阻隔装置，所述流体阻隔装置设置在所述外壳中，用于阻隔容装在所述外壳中的冷流体和热流体之间的混合，所述流体阻隔装置设置有流体通道，冷流体和热流体通过所述流体通道流体连通；和安注管口，所述安注管口开设在所述外壳上，与向外部供给流体的安注管流体连通；其中所述安注管口设置于所述流体阻隔装置的下方。通过本发明的安注容器和系统，能够强化核电站或试验台架中安注系统内的冷、热流体间的温差，使得安注阶段的水温趋近于对核电站的安全性来说较为理想的值，进而提高堆芯的淹没和冷却能力，提高核电安全性。
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公开(公告)号：CN105244062B
公开(公告)日：2017-07-14
申请号：CN201410324693.X
申请日：2014-07-09
申请人： 国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司 , 国家核电技术有限公司
IPC分类号： G21C15/18
CPC分类号： Y02E30/40
摘要： 本发明涉及非能动蓄压安注系统和非能动蓄压安注方法。所述非能动蓄压安注系统包括流量调节模块，其能够根据主回路系统触发停堆时刻与随后主回路系统降压达到非能动蓄压安注启动压力时刻的时间差与预设基准值的比较结果自动判断主回路系统发生了大破口事故还是发生了小破口事故，且在发生大破口事故的情况下以大破口事故设计流量进行安注；在发生小破口事故的情况下以大破口事故设计流量的2/9到4/9进行安注。采用本发明的设计，可以实现非能动蓄压安注功能的充分利用，既保证大破口事故下的高流量安注冷却需求，又能够在小破口事故条件下有效控制蓄压驱动的安注流量，延长注入时间，缩短空窗期时间长度，提高系统安全性能和裕度。
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公开(公告)号：CN106816185B
公开(公告)日：2018-11-27
申请号：CN201510846416.X
申请日：2015-11-27
申请人： 国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司 , 国家核电技术有限公司
IPC分类号： G21C15/18
摘要： 本发明公开了用于核电站的安注容器和安注系统。所述安注容器包括：外壳；流体阻隔装置，所述流体阻隔装置设置在所述外壳中，用于阻隔容装在所述外壳中的冷流体和热流体之间的混合，所述流体阻隔装置设置有流体通道，冷流体和热流体通过所述流体通道流体连通；和安注管口，所述安注管口开设在所述外壳上，与向外部供给流体的安注管流体连通；其中所述安注管口设置于所述流体阻隔装置的下方。通过本发明的安注容器和系统，能够强化核电站或试验台架中安注系统内的冷、热流体间的温差，使得安注阶段的水温趋近于对核电站的安全性来说较为理想的值，进而提高堆芯的淹没和冷却能力，提高核电安全性。
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公开(公告)号：CN105810256A
公开(公告)日：2016-07-27
申请号：CN201410831770.0
申请日：2014-12-29
申请人： 国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司 , 国家核电技术有限公司
IPC分类号： G21C15/18
CPC分类号： Y02E30/40
摘要： 本发明涉及一种核电站非能动余热排出系统，核电站非能动余热排出系统包括蒸汽发生器壳体换热器、换热回路管线、壳外换热器、稳压阀、隔离阀以及换热介质，其中换热回路管线贯穿安全壳，蒸汽发生器壳体换热器布置在蒸汽发生器上且与换热回路管线连通，壳外换热器设置在安全壳外且与换热回路管线连通，壳外换热器相对于蒸汽发生器壳体换热器设置在较高的位置，稳压阀和隔离阀设置在安全壳内且沿换热介质在换热回路管线内的第一流动方向依次设置在蒸汽发生器壳体换热器和壳外换热器之间，稳压阀将核电站非能动余热排出系统维持在较低压力水平内，隔离阀与反应堆停堆安全信号联锁开启，用于在发生事故时持续带走蒸汽发生器内的热量。
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公开(公告)号：CN105244062A
公开(公告)日：2016-01-13
申请号：CN201410324693.X
申请日：2014-07-09
申请人： 国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司 , 国家核电技术有限公司
IPC分类号： G21C15/18
CPC分类号： Y02E30/40
摘要： 本发明涉及非能动蓄压安注系统和非能动蓄压安注方法。所述非能动蓄压安注系统包括流量调节模块，其能够根据主回路系统触发停堆时刻与随后主回路系统降压达到非能动蓄压安注启动压力时刻的时间差与预设基准值的比较结果自动判断主回路系统发生了大破口事故还是发生了小破口事故，且在发生大破口事故的情况下以大破口事故设计流量进行安注；在发生小破口事故的情况下以大破口事故设计流量的2/9到4/9进行安注。采用本发明的设计，可以实现非能动蓄压安注功能的充分利用，既保证大破口事故下的高流量安注冷却需求，又能够在小破口事故条件下有效控制蓄压驱动的安注流量，延长注入时间，缩短空窗期时间长度，提高系统安全性能和裕度。
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公开(公告)号：CN110595216B
公开(公告)日：2024-06-04
申请号：CN201910943492.0
申请日：2019-09-30
摘要： 本发明公开了一种加热炉，所述加热炉包括：炉本体；隔热层，所述隔热层与所述炉本体内侧壁及底壁相连，以在所述炉本体内形成上端敞开的加热腔；加热元件，所述加热元件安装在所述加热腔的底壁；承载元件，所述承载元件与所述加热腔的侧壁相连，所述承载元件位于所述加热元件上方，且与所述加热元件沿竖向间隔开设置。根据本发明的加热炉，通过设置隔热层、承载元件和加热元件，从而使加热炉可以实现仅从底部向被加热工质传热的特殊边界条件要求，且可以将被加热工质与加热元件进行有效隔离，可以防止加热元件的损坏。
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公开(公告)号：CN110595216A
公开(公告)日：2019-12-20
申请号：CN201910943492.0
申请日：2019-09-30
摘要： 本发明公开了一种加热炉，所述加热炉包括：炉本体；隔热层，所述隔热层与所述炉本体内侧壁及底壁相连，以在所述炉本体内形成上端敞开的加热腔；加热元件，所述加热元件安装在所述加热腔的底壁；承载元件，所述承载元件与所述加热腔的侧壁相连，所述承载元件位于所述加热元件上方，且与所述加热元件沿竖向间隔开设置。根据本发明的加热炉，通过设置隔热层、承载元件和加热元件，从而使加热炉可以实现仅从底部向被加热工质传热的特殊边界条件要求，且可以将被加热工质与加热元件进行有效隔离，可以防止加热元件的损坏。
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公开(公告)号：CN109765067A
公开(公告)日：2019-05-17
申请号：CN201711169212.2
申请日：2017-11-10
申请人： 国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司
摘要： 本发明涉及大型先进压水堆核电站非能动堆芯冷却系统整体性能试验平台。一种ACME试验台架包括：完整模拟原型核电站的回路系统与设备，其中完整模拟原型核电站的四进两出的环路布置；完整模拟原型核电站非能动堆芯冷却系统的系统与设备，其中比例模拟系统与设备的布置与管道走向；部分模拟反应堆二回路系统及设备；部分模拟与反应堆回路相连的系统与设备。
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公开(公告)号：CN205920763U
公开(公告)日：2017-02-01
申请号：CN201620617896.2
申请日：2016-06-21
申请人： 国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司 , 国家核电技术有限公司
CPC分类号： Y02E30/40
摘要： 一种用于核电站的堆芯补水箱，其特征在于，包括：用于容纳第一冷却介质的封闭的主壳体，所述主壳体的顶端设有与堆芯的冷却剂系统的冷管连通的入口，所述主壳体的底端设有与直接堆芯注入管线连通的出口，所述主壳体的内壁面和外壁面中的至少一个上设有多个换热促进结构，以促进所述主壳体内的第一冷却介质与主壳体的外部的换热。由于主壳体的内壁面和外壁面中的至少一个上设有多个换热促进结构，能够促进所述主壳体内的第一冷却介质与主壳体的外部的换热，增强堆芯补水箱的换热能力，进而提高核电站的安全裕度，提高非能动核电站的安全。
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