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公开(公告)号：CN106340327B
公开(公告)日：2018-12-04
申请号：CN201610898224.8
申请日：2016-10-14
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
IPC分类号： G21C13/02
摘要： 本发明公开了一种核电站安全壳内置换料水箱，其包括安全壳内置换料水箱水池和位于安全壳内置换料水箱水池上方的承重板，承重板设有回流孔，安全壳内置换料水箱水池中设有与回流孔对应的滞留篮，滞留篮用于对回流碎片进行精细过滤；其中，回流孔与滞留篮之间设有回流缓冲池。相对于现有技术，本发明核电站安全壳内置换料水箱设有回流缓冲池，其可以显著减少滞留篮所受的冲击力，有利于设备的简化设计和设备材料的选择。
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公开(公告)号：CN106340327A
公开(公告)日：2017-01-18
申请号：CN201610898224.8
申请日：2016-10-14
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
IPC分类号： G21C13/02
摘要： 本发明公开了一种核电站安全壳内置换料水箱，其包括安全壳内置换料水箱水池和位于安全壳内置换料水箱水池上方的承重板，承重板设有回流孔，安全壳内置换料水箱水池中设有与回流孔对应的滞留篮，其中，回流孔与滞留篮之间设有回流缓冲池。相对于现有技术，本发明核电站安全壳内置换料水箱设有回流缓冲池，其可以显著减少滞留篮所受的冲击力，有利于设备的简化设计和设备材料的选择。
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公开(公告)号：CN105280249B
公开(公告)日：2018-04-27
申请号：CN201510586928.7
申请日：2015-09-16
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： G21C15/18 , G21C9/016 , G21C13/024 , Y02E30/40
摘要： 本发明提供了一种核电站反应堆压力容器与屏蔽墙的组合结构，其包括堆坑屏蔽墙、由堆坑屏蔽墙围成的堆坑、设置在堆坑内的反应堆压力容器和设置在反应堆压力容器外的保温层，保温层与反应堆压力容器之间、保温层与堆坑屏蔽墙之间均存在上下贯通的流道；堆坑屏蔽墙的下部穿设有堆坑注水管线；所述堆坑屏蔽墙的上部内壁开设有容留空间，堆坑屏蔽墙中设置有将容留空间与堆坑底部空间连通的回流流道。与现有技术相比，本发明通过在堆坑屏蔽墙中设置回流流道，确保了蒸汽夹带的饱和水能够顺利流回堆坑，因此能够在堆坑内的上升流道和回流流道之间形成稳定自然循环，确保反应堆压力容器在严重事故工况下得到快速持续地冷却。
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公开(公告)号：CN106469578A
公开(公告)日：2017-03-01
申请号：CN201510505380.9
申请日：2015-08-18
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： G21D1/02
CPC分类号： G21C9/04 , G21C1/084 , G21C13/024 , Y02E30/40
摘要： 本发明公开了一种核电站反应堆冷却剂系统主回路的布置结构，其包括反应堆厂房、压力容器、蒸汽发生器、稳压器、主泵和主管道，反应堆厂房内设有筏基底板；压力容器安装在反应堆厂房中，并位于筏基底板的上方；主管道连接在压力容器、蒸汽发生器、主泵之间而形成主回路，稳压器布置在主管道上；所述与压力容器连接的主管道的中心和反应堆厂房内部筏基底板上表面之间的高差L为9.7m～10.8m。与现有技术相比，本发明采用了主回路下沉布置，因此能够在反应堆燃料组件结构设计不做大的调整的情况下，将反应堆燃料组件抗震加速度提高到0.3g或以上，从而提高了反应堆抗震能力，使其能够达到国际上公认的对三代核电技术的抗震要求。
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公开(公告)号：CN105551553A
公开(公告)日：2016-05-04
申请号：CN201510940766.2
申请日：2015-12-15
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： G21D3/06
摘要： 本发明公开了一种压水堆核电站先导式安全阀起跳监测装置及方法。所述先导式安全阀起跳监测装置包括一第一温度变送器、一压力变送器和一第二温度变送器；第一温度变送器设置于先导式安全阀主阀的进口端处；压力变送器设置于先导式安全阀上游隔离阀与先导式安全阀下游隔离阀之间，用于监测先导式安全阀主阀进口端处的压力参数；第二温度变送器设置于先导式安全阀主阀的引压管端与先导式安全阀控制柜之间，用于实时监测先导式安全阀控制柜处流体的温度参数。所述方法为使用上述先导式安全阀起跳监测装置对先导式安全阀进行起跳监测的方法。本发明压水堆核电站先导式安全阀起跳监测装置及方法能实时监控先导式安全阀的压力及温度变化。
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公开(公告)号：CN105551553B
公开(公告)日：2018-06-29
申请号：CN201510940766.2
申请日：2015-12-15
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： G21D3/06
CPC分类号： Y02E30/40
摘要： 本发明公开了一种压水堆核电站先导式安全阀起跳监测装置及方法。所述先导式安全阀起跳监测装置包括一第一温度变送器、一压力变送器和一第二温度变送器；第一温度变送器设置于先导式安全阀主阀的进口端处；压力变送器设置于先导式安全阀上游隔离阀与先导式安全阀下游隔离阀之间，用于监测先导式安全阀主阀进口端处的压力参数；第二温度变送器设置于先导式安全阀主阀的引压管端与先导式安全阀控制柜之间，用于实时监测先导式安全阀控制柜处流体的温度参数。所述方法为使用上述先导式安全阀起跳监测装置对先导式安全阀进行起跳监测的方法。本发明压水堆核电站先导式安全阀起跳监测装置及方法能实时监控先导式安全阀的压力及温度变化。
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公开(公告)号：CN106782691B
公开(公告)日：2018-04-27
申请号：CN201611160958.2
申请日：2016-12-15
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站安全壳内置换料水箱，其包括位于核电站反应堆堆坑和二次屏蔽墙之间的内环水池以及位于内环水池上方的承重楼板，承重楼板设有内环回水孔，内环水池中设有与内环回水孔对应的内环滞留篮，内环回水孔与内环滞留篮之间设有内环回流缓冲池，其中，二次屏蔽墙和核电站安全壳之间为环形空间，环形空间楼板下方设有外环水池，外环水池与环形空间通过外环回水孔连通，外环水池中设有与外环回水孔对应的外环滞留篮，外环水池通过通道与内环水池连通。相对于现有技术，本发明核电站安全壳内置换料水箱设有外环水池，可以显著增加安全壳内置换料水箱的容积，降低水深，提高反应堆厂房的抗震能力。
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公开(公告)号：CN105280249A
公开(公告)日：2016-01-27
申请号：CN201510586928.7
申请日：2015-09-16
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： G21C15/18 , G21C9/016 , G21C13/024 , Y02E30/40
摘要： 本发明提供了一种核电站反应堆压力容器与屏蔽墙的组合结构，其包括堆坑屏蔽墙、由堆坑屏蔽墙围成的堆坑、设置在堆坑内的反应堆压力容器和设置在反应堆压力容器外的保温层，保温层与反应堆压力容器之间、保温层与堆坑屏蔽墙之间均存在上下贯通的流道；堆坑屏蔽墙的下部穿设有堆坑注水管线；所述堆坑屏蔽墙的上部内壁开设有容留空间，堆坑屏蔽墙中设置有将容留空间与堆坑底部空间连通的回流流道。与现有技术相比，本发明通过在堆坑屏蔽墙中设置回流流道，确保了蒸汽夹带的饱和水能够顺利流回堆坑，因此能够在堆坑内的上升流道和回流流道之间形成稳定自然循环，确保反应堆压力容器在严重事故工况下得到快速持续地冷却。
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公开(公告)号：CN106469578B
公开(公告)日：2017-11-17
申请号：CN201510505380.9
申请日：2015-08-18
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： G21D1/02
CPC分类号： G21C9/04 , G21C1/084 , G21C13/024 , Y02E30/40
摘要： 本发明公开了一种核电站反应堆冷却剂系统主回路的布置结构，其包括反应堆厂房、压力容器、蒸汽发生器、稳压器、主泵和主管道，反应堆厂房内设有筏基底板；压力容器安装在反应堆厂房中，并位于筏基底板的上方；主管道连接在压力容器、蒸汽发生器、主泵之间而形成主回路，稳压器布置在主管道上；所述与压力容器连接的主管道的中心和反应堆厂房内部筏基底板上表面之间的高差L为9.7m～10.8m。与现有技术相比，本发明采用了主回路下沉布置，因此能够在反应堆燃料组件结构设计不做大的调整的情况下，将反应堆燃料组件抗震加速度提高到0.3g或以上，从而提高了反应堆抗震能力，使其能够达到国际上公认的对三代核电技术的抗震要求。
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公开(公告)号：CN105569384A
公开(公告)日：2016-05-11
申请号：CN201510933529.3
申请日：2015-12-15
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： E04H5/02
CPC分类号： E04H5/02
摘要： 本发明公开了一种核电站单堆核岛主厂房的布置结构，其包括：位于整个核岛主厂房中心的反应堆厂房、自反应堆厂房一侧围绕反应堆厂房设置并均与反应堆厂房连接的三列紧邻的安全厂房，以及自反应堆厂房另一侧围绕反应堆厂房布置的燃料厂房和核辅助厂房。相对于现有技术，本发明核电站单堆核岛主厂房的布置结构中，核电站核岛主厂房采用单堆布局，易于适应复杂的场地条件，可大幅度减少厂房设计的工作难度；三列安全厂房区域分隔，内部灾害防护能力强，主蒸汽、主给水从反应堆厂房两侧引出，其断裂事故后果仅限定在蒸汽/给水阀站的机械区，不会对电、仪敏感设施造成危害；反应堆厂房、三列安全厂房、燃料厂房共用筏基，核岛主厂房布置紧凑，具有优异的抗震性能，有利于结构抗震设计和减少土建工程量。
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