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公开(公告)号：CN106887259A
公开(公告)日：2017-06-23
申请号：CN201510929788.9
申请日：2015-12-15
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明属于小型压水堆核电厂事故应对技术领域，具体涉及一种核电厂快速安全停堆系统。包括两个相同的系列，每个系列包括一台输送泵，一台贮存箱、一台安全阀；输送泵的吸入口与贮存箱的底部连接，安全阀入口与输送泵的出口连接，安全阀出口与贮存箱连接，输送泵的出口与压力容器连接；两个系列之间通过桥管连接，桥管上设置有桥管连通阀。所述的贮存箱出口管线安装有过滤器。本发明能够独立地向反应堆堆芯注入含高浓度中子毒物的溶液，将堆芯带入次临界状态并维持一定的次临界度。
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公开(公告)号：CN114582529B
公开(公告)日：2024-08-20
申请号：CN202210142324.3
申请日：2022-02-16
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 曾未 , 姚维华 , 赵耀 , 李锋 , 秦冬 , 刘佳 , 冉旭 , 曾畅 , 成翔 , 吴杨 , 孙燕 , 王连杰 , 汪量子 , 朱紫豪 , 颜达鹏 , 陈杰 , 朱发文 , 王啸宇 , 杨韵佳
Abstract: 本发明公开了基于大盘管蒸汽发生器的微型全自然循环压水反应堆系统，该反应堆系统包括反应堆、安全壳，反应堆设于安全壳内；安全壳置于空气中；还包括氮气稳压系统、主给水系统、主蒸汽系统、净化与余热排出系统、非能动堆芯冷却系统、非能动余热排出系统、非能动安全壳冷却系统。本发明采用全自然循环一体化压水堆技术路线，冷却剂在反应堆内通过自然循环方式将堆芯热量导出，并由盘管直流蒸汽发生器将热量传递给二回路工质产生过热蒸汽，该过热蒸汽可推动高效小型汽轮发电机组产生电能或直接外输供热、制备淡水。该反应堆体积小、重量轻、超长寿期、集成高效、运维简便、安全可靠，可应用于边疆、极地、高原、远海岛屿等偏远、环境恶劣地区。
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公开(公告)号：CN112906201B
公开(公告)日：2023-03-14
申请号：CN202110110001.1
申请日：2021-01-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G06F113/08 , G06F119/08 , G06F119/14
Abstract: 本发明公开了用于压水堆运行状态下一回路系统超压保护的设计方法，包括以下步骤：S1、构建待设计超压保护系统的压水堆模型；S2、根据反应堆及一回路系统在事故停堆后冷却剂容积随时间的变化规律获得安全阀的初始总排量；S3、将步骤S2获得的初始总排量代入步骤S1构建的压水堆模型，基于确定论分析方法核算安全阀的总排量；S4、基于确定论分析方法优化超压保护系统对应的保护信号、稳压器容量和波动管管径；S5、基于概率论确定超压保护系统中的安全阀数量，以及上游管路、下游管路和隔离阀设计。解决现有的超压保护设计主要通过事故后的响应分析来确定导致迭代次数多、周期长，同时难以找出满足安全要求的安全阀总的最小排量的问题。
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公开(公告)号：CN112230548B
公开(公告)日：2022-06-17
申请号：CN202011162586.3
申请日：2020-10-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G05B13/04
Abstract: 本发明公开了一种核动力装置自主控制系统，包括用于向动作协调层传达任务指令的组织规划层；组织规划层还用于接收动作协调层反馈的任务状态，并根据任务状态向动作协调层传达任务指令；动作协调层接收任务指令，根据任务指令向实时执行层传达动作指令；动作协调层也用于接收实时执行层反馈的测量参数及设备状态，并根据测量参数及设备状态向实时执行层传达动作指令；当任务指令的所有指令全部执行完毕，动作协调层还用于将任务状态反馈至组织规划层；实时执行层根据动作指令驱动设备动作，并将测量参数和设备状态反馈至动作协调层。本发明的目的在于提供一种核动力装置自主控制系统，使核动力装置控制系统具有更高的自动化和智能化水平。
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公开(公告)号：CN111128409B
公开(公告)日：2022-04-19
申请号：CN201911406819.7
申请日：2019-12-31
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C1/32 , G21C15/18 , G21C15/257
Abstract: 本发明属于一种核反应堆领域技术领域，具体涉及一种基于热声电的热管反应堆系统，该热管反应堆系统包括形成一体化模块化装置的热管反应堆电源主系统、热声发电机冷却系统、通风空调系统、密封仓底部疏水收集系统、氦气维持系统、应急安全水冷系统、余热排出系统、密封仓。本发明的热管反应堆系统采用固体堆芯设计，热管导热，无系统回路和大功率机械转动设备，具有长寿期甚至全寿期无换料、高固有安全性、低噪音、高功率体积重量比、系统设备简单可靠、热电转换效率高、对冷源需求较小、可以模块化配置等技术特点。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN112366013B
公开(公告)日：2022-04-15
申请号：CN202011245780.8
申请日：2020-11-10
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 王金雨 , 彭诗念 , 柴晓明 , 张卓华 , 张宏亮 , 余红星 , 杨洪润 , 何晓强 , 曾畅 , 苏东川 , 李松蔚 , 李文杰 , 李权 , 向玉新 , 徐涛忠 , 巨海涛 , 倪东洋 , 娄磊 , 谭怡 , 景福庭 , 田超 , 于颖锐 , 王小彬 , 李磊 , 何正熙 , 李垣明 , 邓坚 , 李兰 , 熊夫睿
IPC: G21C17/00
Abstract: 本发明公开了一种适用于热管反应堆的带核试验方法，本发明的方法包括：按照热管堆设计比例通过热管将试验用堆芯与热电转换装置或冷却装置连接，形成热管堆带核试验装置；将热管堆带核试验装置与现有研究堆或中子源耦合连接，无需建设试验堆即可直接进行带核集成试验。本发明采用热管堆局部次临界模块，结合现有研究堆或其他中子源，不建设实验堆即可直接进行带核集成试验，对设计进行快速验证迭代，可有效降低试验成本，提高研发速度和设计准确性。
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公开(公告)号：CN111076579B
公开(公告)日：2021-06-22
申请号：CN201911407692.0
申请日：2019-12-31
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 柴晓明 , 马誉高 , 余红星 , 杨洪润 , 何晓强 , 邓坚 , 苏东川 , 张卓华 , 丁书华 , 冉旭 , 邱志方 , 刘余 , 李松蔚 , 王金雨 , 曾畅 , 张宏亮 , 李文杰
IPC: F28D15/02
Abstract: 本发明属于核反应堆工程传热技术领域，具体涉及一种采用电磁泵辅助驱动的碱金属热管及其传热方法，包括：电源、电磁泵和热管202，所述电磁泵环套在热管202的外表面，电源连接电磁泵；所述热管202还包括：热管包壳4、热管吸液芯5、热管中心气腔6和保温层7；所述热管包壳4内部为热管中心气腔6；热管中心气腔6外壁设置有热管吸液芯5；热管包壳4的外部中部设置有保温层7；所述电磁泵还包括：电磁泵沟槽、初级铁芯201、内层铁芯203和绕组204；所述电磁泵沟槽的外壁设置有初级铁芯201和绕组204；所述电磁泵沟槽的内部中心固定有内层铁芯203。
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公开(公告)号：CN112366013A
公开(公告)日：2021-02-12
申请号：CN202011245780.8
申请日：2020-11-10
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 王金雨 , 彭诗念 , 柴晓明 , 张卓华 , 张宏亮 , 余红星 , 杨洪润 , 何晓强 , 曾畅 , 苏东川 , 李松蔚 , 李文杰 , 李权 , 向玉新 , 徐涛忠 , 巨海涛 , 倪东洋 , 娄磊 , 谭怡 , 景福庭 , 田超 , 于颖锐 , 王小彬 , 李磊 , 何正熙 , 李垣明 , 邓坚 , 李兰 , 熊夫睿
IPC: G21C17/00
Abstract: 本发明公开了一种适用于热管反应堆的带核试验方法，本发明的方法包括：按照热管堆设计比例通过热管将试验用堆芯与热电转换装置或冷却装置连接，形成热管堆带核试验装置；将热管堆带核试验装置与现有研究堆或中子源耦合连接，无需建设试验堆即可直接进行带核集成试验。本发明采用热管堆局部次临界模块，结合现有研究堆或其他中子源，不建设实验堆即可直接进行带核集成试验，对设计进行快速验证迭代，可有效降低试验成本，提高研发速度和设计准确性。
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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：CN111199806A
公开(公告)日：2020-05-26
申请号：CN201911414623.2
申请日：2019-12-31
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明属于核反应堆技术领域，具体涉及一种具有应急冷却功能的热管反应堆支承和屏蔽结构。本发明包括两道环形反应堆支承，屏蔽结构，应急冷却剂入口结构，应急冷却剂出口结构；两道环形反应堆支承每一道位置都与反应堆容器的上、下板位置对应，外径与壳体连接，内径与反应堆容器配合；屏蔽结构包括下部屏蔽板、中部屏蔽筒、上部屏蔽板；下部屏蔽板安装在下部反应堆支承下表面，中部屏蔽筒安装在两道环形反应堆支承之间，上部屏蔽板安装在上部反应堆支承的上方；应急冷却剂入口结构安装在上部屏蔽板上方，应急冷却剂出口结构安装在下部屏蔽板下方。本发明结构简单可靠，易于制造安装，具备为热管反应堆实现应急冷却的能力。
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