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公开(公告)号：CN114977776A
公开(公告)日：2022-08-30
申请号：CN202210809046.2
申请日：2022-07-11
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种模块化整流柜及制作方法、控制棒驱动机构电源，通过并联多个整流模块并预留备用整流模块，实现当单个整流模块出现故障后自动退出运行；采用由三相PWM整流电路、移相全桥逆变电路和不控整流电路组成的三级整流结构，实现整流和电气隔离；在PWM整流电路和移相全桥逆变电路中采用SiC‑MOSFET开关管完成整流、逆变、电流的正弦化和单位功率因数校正；使用协调控制装置完成信号采集和内外设备通信协调，并通过快速CAN总线连接整流模块和协调控制装置，搭建不依赖于主控装置的控制架构；采用下垂控制策略实现多整流模块间的自动均流控制；整体上增强了控制棒驱动机构电源的可靠性。
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公开(公告)号：CN109990256A
公开(公告)日：2019-07-09
申请号：CN201910281323.5
申请日：2019-04-09
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种针对模块式小堆的主蒸汽管线布置结构，包括两条主蒸汽管线和设置于压力容器上的多个蒸汽发生器，其特征在于，所述蒸汽发生器的蒸汽输出端环形均布于压力容器外部；所述两条主蒸汽管线通过多级蒸汽管线连接于多个蒸汽发生器；所述多级蒸汽管线中，每一级的单个管道均设有两个分支管道直至末级管道，末级管道分别连通于多个蒸汽发生器的蒸汽输出端，且每一级中连接于同一个上级管道的两个分支管道均轴对称设置。本发明还公开了一种针对模块式小堆的主蒸汽管线布置方法。本发明一种针对模块式小堆的主蒸汽管线布置结构及布置方法，使通过主蒸汽管线的高温蒸汽在后续管系能够达到流量平衡，并且缓解高温蒸汽所产生的应力。
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公开(公告)号：CN106898389A
公开(公告)日：2017-06-27
申请号：CN201510964994.3
申请日：2015-12-21
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明属于安全壳的抑压冷却系统技术领域，具体涉及一种固有安全的安全壳抑压冷却系统，可在反应堆发生失水事故及蒸汽管破裂事故后对安全壳进行抑压及冷却。反应堆压力容器位于钢安全壳中，反应堆位于反应堆压力容器中，反应堆压力容器的下部布置于钢安全壳内最低标高位置的圆形堆腔中，钢安全壳的上部浸没在屏蔽水池中；钢安全壳内的上部空间为干井，钢安全壳内的下部空间为湿井，干井与湿井通过钢筋混凝土墙体及楼板分隔开形成各自独立的空间，连通管为干井与湿井唯一的连接通道；湿井的下部为抑压水池，湿井的上部为气空间。本发明可在反应堆发生失水事故及蒸汽管破裂事故后对安全壳进行抑压及冷却。
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公开(公告)号：CN111540486A
公开(公告)日：2020-08-14
申请号：CN202010300364.7
申请日：2020-04-16
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明属于反应堆安全技术领域，具体涉及一种小型压水反应堆及安全壳长期非能动热量排出系统。该系统包括非能动余排换热器、低压安注管线、再循环管线、低压安注水箱、安全壳地坑、安全壳和冷凝水收集装置，非能动余排换热器浸没于低压安注水箱中，低压安注箱通过低压安注管线与反应堆下降段相连，安全壳地坑通过再循环管线与反应堆下降段相连。该发明使得小型压水反应堆的安全性提升到了全新的高度，仅仅依赖空气，就可保证反应堆余热长期有效，从设计上实现固有安全，可以取消场外应急，经济性和厂址适应性都将获得极大提升。
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公开(公告)号：CN104464841A
公开(公告)日：2015-03-25
申请号：CN201410774409.9
申请日：2014-12-16
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C1/09
Abstract: 本发明公开的是压水堆内置蒸汽稳压器隔热板及其构成的一体化压水堆，主要解决了现有技术中外置电加热式蒸汽稳压器与反应堆冷却剂系统通过波动管连接时存在潜在因波动管破裂导致冷却剂失水事故风险发生的问题。本发明中的压水堆内置蒸汽稳压器隔热板包括由构成空气夹层（2）的双层奥氏体不锈钢板组成的隔热板本体（1），以及设置在隔热板本体（1）上方与其一体成型且组合构成倒帽形复合结构的连接体（3）；所述隔热板本体（1）上则设置有圆筒形波动孔（4）。本发明具有满足高温高压环境、隔热性能良好且实现反应堆在各种瞬态工况下过冷水与饱和水的双向快速波动等优点。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN103485554A
公开(公告)日：2014-01-01
申请号：CN201210193769.0
申请日：2012-06-13
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: E04H5/02
Abstract: 本发明属于一种核岛厂房布置，具体涉及一种半埋式双堆核岛厂房布置。它包括反应堆厂房、电气厂房、燃料厂房及核辅助厂房，其中，两个反应堆厂房分别位于燃料厂房的两侧，两个反应堆厂房与燃料厂房的一侧设置有电气厂房，另一侧设置有核辅助厂房。本发明的优点是，半埋式双堆核岛厂房布置可降低核动力厂造价，提高反应堆抗恐怖袭击能力，可解决多重极端事故叠加后安全壳短期及长期冷却。
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公开(公告)号：CN101079333B
公开(公告)日：2010-07-14
申请号：CN200610081536.6
申请日：2006-05-26
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明提供一种核反应堆非能动多功能池式稳压系统，包括蓄压水池，蓄压水池内上部设有气腔，在气腔内采用钢筋混凝土结构形成水位测量通道；蓄压水池底部设有与反应堆入口腔相连的安注管，安注管上设置止回阀；蓄压水池底部还设有与主泵入口管道相连的波动管；蓄压水池中部设有与反应堆出口腔相连的上升管，上升管上设置气动隔离阀，在气动隔离阀与反应堆出口腔相连的上升管上设有与主泵入口管道相连的小流量循环管线。本发明采用非能动系统，使反应堆的安全性大大提高，系统大为简化，运行更简便，很好地解决了池壳式低温供热堆的安全性问题，较大幅度地降低了建造和运行成本，具有广阔的应用前景。
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公开(公告)号：CN1323405C
公开(公告)日：2007-06-27
申请号：CN200410098804.6
申请日：2004-12-16
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C19/00
Abstract: 本发明属于一种核反应堆燃料组件换料装卸，即一种直形式核反应堆燃料组件换料装卸工艺流程。它包括新燃料组件的接收、检查和贮存、堆芯换料、乏燃料组件的贮存和发送，所说的堆芯换料及乏燃料组件的贮存和发送是由数控装卸料机在设置于反应堆厂房与燃料厂房之间的磁性滑轨上行走完成的。本换料装卸工艺流程不需要进行燃料组件水下翻转，可省去水下翻转机、核燃料承载器、核燃料传输管和转运水池、乏燃料吊装用人桥吊车等专用设备，而且换料操作工艺简单、可靠安全、时间快。可直接用于核电站、核供热堆、核海水淡化厂、研究堆、核动力厂、生产堆上，可提高核反应堆换料效率、降低换料系统造价和操作人员劳动强度，提高反应堆的经济性。
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公开(公告)号：CN115031214B
公开(公告)日：2024-04-02
申请号：CN202210667141.3
申请日：2022-06-14
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种带内置稳压功能的管外直流高效蒸汽发生器，包括从外到内依次设置的筒体和冷却剂中央上升管；冷却剂中央上升管外侧自上而下分别设有上管板和下管板，所述上管板和下管板均分别连接于冷却剂中央上升管外侧和筒体内侧；上管板、下管板、冷却剂中央上升管外侧和筒体内侧合围成二次侧给水及蒸汽空间；二次侧给水及蒸汽空间内设有若干传热管束，若干传热管束的上下端分别贯穿所述上管板和下管板；冷却剂中央上升管自下而上、传热管束自上而下依次构成反应堆冷却剂循环流道；冷却剂中央上升管和传热管束均为直管。采用本方案，通过内置式直管，使其体积紧凑，造价低，且二次侧水装量更大，蓄热能力及事故缓解能力更强。
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公开(公告)号：CN103489490A
公开(公告)日：2014-01-01
申请号：CN201210193939.5
申请日：2012-06-13
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明属于一种以非能动方式对安全壳外表面喷淋冷却装置，具体涉及一种核反应堆安全壳喷淋冷却装置。一种非能动安全壳喷淋装置，它包括安喷箱，安喷箱通过输水管道连接环形喷淋集管，环形喷淋集管设置在安全壳穹顶的上方，在输水管道与环形喷淋集管之间安装有常闭阀组。本发明的优点是，非能动安全壳喷淋装置不同于传统核电站能动的安全壳内部喷淋系统，而是采用外部喷淋，不需要安全级应急电源及能动部件，可以实现反应堆失水事故或主蒸汽管道破裂事故叠加全厂断电事故等多重极端事故叠加时安全壳短期及长期冷却。
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