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公开(公告)号：CN106409352A
公开(公告)日：2017-02-15
申请号：CN201610929428.3
申请日：2016-10-31
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: Y02E30/40 , G21C15/12 , G21C15/182
Abstract: 本发明公开了一种优化后的核动力装置设备冷却水系统，所述系统包括：第一冷却水子系统和第二冷却水子系统，其中，第一冷却水子系统在启动工况和正常运行工况时运行，第二冷却水子系统在停堆工况和失水事故工况时运行，实现了对核动力装置设备冷却水系统进行优化，设有不同参数的设备冷却水泵和不同参数的设备冷却水热交换器，提高了被冷却设备冷却的有效性和整个系统配置的经济性的技术效果。
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公开(公告)号：CN105551552A
公开(公告)日：2016-05-04
申请号：CN201510871620.7
申请日：2015-12-02
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21D3/06
Abstract: 本发明公开了反应堆回路系统故障分区热信号谱定位系统及定位方法，反应堆回路系统故障分区热信号谱定位系统，包括进行三维分区的堆舱或反应堆厂房，堆舱或反应堆厂房进行三维分区后，具备多个三维立体结构的堆舱或反应堆厂房分区块，在任意一个堆舱或反应堆厂房分区块的周围设置一个或多个热像仪，热像仪连接有数据计算分析处理中心，数据计算分析处理中心还连接有热信号谱数据库和系统设备位置数据库；热信号谱数据库是根据所有堆舱或反应堆厂房分区块在不同角度和不同运行状态下汇总形成的一个热信号谱数据库，系统设备位置数据库是记录有每一个堆舱或反应堆厂房分区块内的设备信息和设备位置信息的一个数据库。
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公开(公告)号：CN103778977A
公开(公告)日：2014-05-07
申请号：CN201210406121.7
申请日：2012-10-22
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明涉及核反应堆安全壳冷却溶液调节控制技术领域，具体公开了一种核电站事故后安全壳冷却溶液pH值控制系统及方法。该核电站事故后安全壳冷却溶液pH值控制系统，包括反应堆压力容器以及安全壳，其中，在反应堆压力容器的外围设有安全壳，在安全壳上一定高度位置上设有若干个化学药物控制篮筐，且在化学药物控制篮筐中放置有调节pH值的化学药剂。发明提出的一种核电站事故后冷却溶液非能动pH值控制系统及方法，其不仅实现核电站pH值的控制功能，而且简化了系统，减少了设备，同时无需人员操作。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN105551552B
公开(公告)日：2017-11-10
申请号：CN201510871620.7
申请日：2015-12-02
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21D3/06
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明公开了反应堆回路系统故障分区热信号谱定位系统及定位方法，反应堆回路系统故障分区热信号谱定位系统，包括进行三维分区的堆舱或反应堆厂房，堆舱或反应堆厂房进行三维分区后，具备多个三维立体结构的堆舱或反应堆厂房分区块，在任意一个堆舱或反应堆厂房分区块的周围设置一个或多个热像仪，热像仪连接有数据计算分析处理中心，数据计算分析处理中心还连接有热信号谱数据库和系统设备位置数据库；热信号谱数据库是根据所有堆舱或反应堆厂房分区块在不同角度和不同运行状态下汇总形成的一个热信号谱数据库，系统设备位置数据库是记录有每一个堆舱或反应堆厂房分区块内的设备信息和设备位置信息的一个数据库。
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公开(公告)号：CN105405477A
公开(公告)日：2016-03-16
申请号：CN201510743678.3
申请日：2015-11-05
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C11/08
CPC classification number: Y02E30/40 , G21C11/083
Abstract: 本发明公开了一种适用于内置蒸汽稳压器的绝热隔板，包括外壳，所述外壳为其上设置有中央腔体的中空结构，所述中央腔体内还设置有反射箔片。本发明提供了一种可用于反应堆压力容器内部，可实现分隔内置蒸汽稳压器和反应堆冷却剂系统的分隔装置，以上装置相较于现有用于实现分隔内置蒸汽稳压器和反应堆冷却剂系统的隔离部件，其具有更为简单的结构和更小的体积，可有效减小内置了蒸汽稳压器的反应堆压力容器的体积；进一步的，以上结构设置的反射箔片减小了内置蒸汽稳压器的散热，故本发明还具有降低内置蒸汽稳压器电加热功率的效果。
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公开(公告)号：CN103778973A
公开(公告)日：2014-05-07
申请号：CN201210403216.3
申请日：2012-10-22
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C9/004
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明属于核电厂专设安全系统，它包括一体化反应堆，一体化反应堆通过波动管与稳压器连接，还包括3级可控压力释放管线，其中，1级卸压管线和2级卸压管线并联一端接在稳压器的蒸汽空间的接管上，另一端接蒸汽接收设备，3级卸压管线一端接稳压器的波动管上，另一端直接向安全壳内大气排放。本发明的优点是，一体化反应堆可控压力释放系统，紧密结合一体化反应堆的结构特点，该系统与反应堆冷却剂循环回路连接，根据反应堆压力及压力释放的要求，设置相应的不同的压力释放管道与阀门的组合装置，以实现反应堆压力的分阶段可控释放。
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公开(公告)号：CN202948734U
公开(公告)日：2013-05-22
申请号：CN201220549182.4
申请日：2012-10-25
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C9/033
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本实用新型涉及核电技术领域，具体公开了一种反应堆ATWS事故应对系统。它包括互为冗余的若干条管路，每条管路包括设置在核辅助厂房内的浓硼箱，浓硼箱的上端管路连接安全阀，底部与往复泵通过管路连接，往复泵和安全阀所在的管路汇聚到主管路上；主管路上设有电动球阀A；主管路延伸到安全壳内，延伸到安全壳内的主管路上设有止回阀和电动球阀C；所述的浓硼箱的上端和主管路之间设有电动球阀B。当发生ATWS事故时，本系统根据相应信号，自动启动注硼泵及注入管线上的相关阀门，将硼酸溶液注入堆芯，确保反应堆处于次临界状态，保证堆芯安全，提高反应堆的安全性。
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公开(公告)号：CN203026153U
公开(公告)日：2013-06-26
申请号：CN201220542173.2
申请日：2012-10-22
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C9/004
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 一体化反应堆可控压力释放系统，它包括一体化反应堆，一体化反应堆通过波动管与稳压器连接，还包括3级可控压力释放管线，其中，1级卸压管线和2级卸压管线并联一端接在稳压器的蒸汽空间的接管上，另一端接蒸汽接收设备，3级卸压管线一端接稳压器的波动管上，另一端直接向安全壳内大气排放。本实用新型的优点是，利用不同原理或结构驱动释放阀门在不同阶段打开，从而避免了共模故障产生，极大地提高了反应堆压力释放运行的可靠性，这些提供可控压力释放的管道与阀门的组合具有可测试性，以验证这种组合能够在设计工况下提供预期的可控的压力和流量的特征得到满足。
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