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公开(公告)号：CN208400502U
公开(公告)日：2019-01-18
申请号：CN201820891679.1
申请日：2018-06-08
申请人： 中广核工程有限公司 , 深圳中广核工程设计有限公司 , 中国广核集团有限公司
摘要： 本实用新型公开了一种安全壳超压保护系统，其包括：安全壳；以及盛有液体的密封箱，位于安全壳的上方，密封箱顶部设有入口管线与安全壳连接，密封箱底部设有出口管线与安全壳连接；其中，密封箱顶部设有安全阀，入口管线位于密封箱内的一端置于密封箱的液面以下。相对于现有技术，本实用新型安全壳超压保护系统具有以下优点：1)事故后通过增设密封箱与安全壳相连通，降低了安全壳的压力，保证了事故后安全壳不会因为超压受损，提高了整个系统的安全可靠性；2)增强了安全壳在严重事故后保持完整性的能力，降低了放射性产物释放到周围环境的可能性。
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公开(公告)号：CN209045174U
公开(公告)日：2019-06-28
申请号：CN201821352461.5
申请日：2018-08-21
申请人： 深圳中广核工程设计有限公司 , 中广核工程有限公司 , 中国广核集团有限公司
发明人： 刘喜超
IPC分类号： G21D3/04
摘要： 本实用新型公开了一种核电站非能动应急硼化系统，包括硼酸贮存箱，并联设置有两台；硼酸注入管线，并联设置有两条，每一条硼酸注入管线上设置有若干第一隔离阀，入口分别与两台硼酸贮存箱的出口连接，出口分别与反应堆一回路连接，反应堆一回路包括反应堆、稳压器、蒸汽发生器和主泵，并依次通过管路连接形成回路；其中，硼酸贮存箱、第一隔离阀、硼酸注入管线和反应堆一回路都设置在安全壳内。相对于现有技术，本实用新型核电站非能动应急硼化系统结构简单、使用安全，在核电厂发生事故时，可快速将硼酸注入到反应堆一回路中，保持反应堆的次临界状态。
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公开(公告)号：CN104425043B
公开(公告)日：2017-09-19
申请号：CN201310379110.9
申请日：2013-08-27
申请人： 中广核工程有限公司 , 中国广核集团有限公司
摘要： 一种核电站主回路的超压保护的控制方法及系统，该方法包括在实时温度低于第一预设温度T1时，余热排出系统安全阀进入超压保护状态，稳压器安全阀进入第一超压保护状态；实时温度高于第一预设温度T1时，余热排出系统安全阀进入隔离状态，稳压器安全阀自动取消第一超压保护状态并进入第二超压保护状态。稳压器安全阀的第二超压保护状态能够对高温超压进行保护，且其第一超压保护状态与余热排出系统安全阀的超压保护状态共同实现低温时的超压保护，正常情况下系统低温超压保护由余热排出系统安全阀的开启实现，余热排出系统被隔离时，第一超压保护状态对系统的低温超压进行保护，加强了低温工况下的超压保护，显著降低反应堆压力容器脆性断裂风险。
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公开(公告)号：CN104425043A
公开(公告)日：2015-03-18
申请号：CN201310379110.9
申请日：2013-08-27
申请人： 中广核工程有限公司 , 中国广核集团有限公司
CPC分类号： G21D3/06
摘要： 一种核电站主回路的超压保护的控制方法及系统，该方法包括在实时温度低于第一预设温度T1时，余热排出系统安全阀进入超压保护状态，稳压器安全阀进入第一超压保护状态；实时温度高于第一预设温度T1时，余热排出系统安全阀进入隔离状态，稳压器安全阀自动取消第一超压保护状态并进入第二超压保护状态。稳压器安全阀的第二超压保护状态能够对高温超压进行保护，且其第一超压保护状态与余热排出系统安全阀的超压保护状态共同实现低温时的超压保护，正常情况下系统低温超压保护由余热排出系统安全阀的开启实现，余热排出系统被隔离时，第一超压保护状态对系统的低温超压进行保护，加强了低温工况下的超压保护，显著降低反应堆压力容器脆性断裂风险。
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公开(公告)号：CN103982891B
公开(公告)日：2016-06-22
申请号：CN201410207201.9
申请日：2014-05-16
申请人： 中广核工程有限公司 , 中国广核集团有限公司
CPC分类号： Y02E30/40
摘要： 本发明公开了一种核电厂蒸汽发生器排污系统及其流量控制方法，所述流量控制方法是将注入泵启动时的核取样水注入流量作为前馈信号引入至排污水流量调节器的控制信号设定值，以消除注入泵启、停过程对排污水流量的影响。与现有技术相比，本发明核电厂蒸汽发生器排污系统可以使核取样水注入流量不对排污流量造成影响，从而保证在核取样水注入泵的启停阶段，流经流量孔板的排污水流量仍旧与排污系统的设定排污流量相一致，排污水流量调节器无需对排污水流量控制阀的开度进行调节，因此能够维持系统运行的稳定性。
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公开(公告)号：CN104008247A
公开(公告)日：2014-08-27
申请号：CN201410244182.7
申请日：2014-06-04
申请人： 中广核工程有限公司 , 中国广核集团有限公司
IPC分类号： G06F17/50
摘要： 本发明公开了一种核电站三维模型数据处理方法，该方法包括：三维模型数据处理装置获取三维模型的第一数据信息，根据所述三维模型的布置设计信息和设备采购信息对第一数据信息进行更新，三维模型数据处理装置将更新后的第一数据信息导入核电站设计与验证平台。减少发生人因错误的风险，保障三维布置模型数据输入的正确性。此外，本发明还公开了一种核电站三维模型数据处理装置和系统。
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公开(公告)号：CN105547406A
公开(公告)日：2016-05-04
申请号：CN201510904109.2
申请日：2015-12-09
申请人： 中广核工程有限公司 , 中国广核集团有限公司
IPC分类号： G01F23/14
CPC分类号： G01F23/14
摘要： 本发明提供了一种核电厂蒸汽发生器水位测量系统及测量方法。所述测量系统包括差压变送器、冷凝罐、温度仪表和数字化水位计算系统；温度仪表用于测量蒸汽发生器内水的温度T，数字化水位计算系统与差压变送器、温度仪表分别电连接，用于接收二者的差压信号和温度信号，并计算出蒸汽发生器内的水位高度。所述测量方法是利用上述测量系统测量蒸汽发生器内的水位高度的方法。与现有技术相比，本发明核电厂蒸汽发生器水位测量系统及测量方法通过设置温度仪表测量蒸汽发生器内水的温度，并引用温度信号修正蒸汽发生器内水和蒸汽的密度，使蒸汽发生器水位测量结果不受介质密度影响的水位测量系统，达到了提高测量精度的目的。
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公开(公告)号：CN103982891A
公开(公告)日：2014-08-13
申请号：CN201410207201.9
申请日：2014-05-16
申请人： 中广核工程有限公司 , 中国广核集团有限公司
CPC分类号： Y02E30/40
摘要： 本发明公开了一种核电厂蒸汽发生器排污系统及其流量控制方法，所述流量控制方法是将注入泵启动时的核取样水注入流量作为前馈信号引入至排污水流量调节器的控制信号设定值，以消除注入泵启、停过程对排污水流量的影响。与现有技术相比，本发明核电厂蒸汽发生器排污系统可以使核取样水注入流量不对排污流量造成影响，从而保证在核取样水注入泵的启停阶段，流经流量孔板的排污水流量仍旧与排污系统的设定排污流量相一致，排污水流量调节器无需对排污水流量控制阀的开度进行调节，因此能够维持系统运行的稳定性。
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公开(公告)号：CN206271431U
公开(公告)日：2017-06-20
申请号：CN201621332327.X
申请日：2016-12-06
申请人： 中广核工程有限公司 , 中国广核集团有限公司
IPC分类号： G21C15/18
CPC分类号： Y02E30/40
摘要： 本实用新型公开了一种核电站加速余热排出系统，其包括：余热排出系统换热器、设备冷却水系统泵、设备冷却水系统换热器、设备冷却水系统的其他用户的换热器和设备冷却水系统泵入口管线上的膨胀箱连接形成的回路，以及连接在余热排出系统换热器热侧入口的余热排出系统泵及其余排系统，其中，余热排出系统换热器与设备冷却水系统换热器之间设有再冷换热系统。相对于现有技术，本实用新型核电站加速余热排出系统1)通过利用或调整现有风冷冷水机组，增加小容量的再冷换热器，即可实现加速余热排出，加快停堆进程，提高电厂经济效益；2)通过加速冷却，根据需要安排停堆进程，操作灵活，解决了因降温速率慢而影响停堆换料工作的问题。
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公开(公告)号：CN207600780U
公开(公告)日：2018-07-10
申请号：CN201721053656.5
申请日：2017-08-22
申请人： 中广核工程有限公司 , 中国广核集团有限公司
摘要： 本实用新型公开了一种密闭液体取样系统，其包括液体取样源、冷却器和液体取样系统，冷却器入口与液体取样源连通，冷却器出口与液体取样系统连通。相对于现有技术，本实用新型密闭液体取样系统集降温、降压、气液分离于一体，可以收集高压液体样品、低压液体样品(稀释或不稀释)、脱气液体样品(稀释或不稀释)和溶解气体样品(稀释或不稀释)，多种不同类型采样方式之间可以灵活切换，以收集各种类型的液体样品或溶解气体样品，本实用新型密闭液体取样系统功能多样化，不仅降低了建造、运营和维修成本，而且取样操作简单，数据可靠性高。
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