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公开(公告)号：CN1941217A
公开(公告)日：2007-04-04
申请号：CN200510105648.6
申请日：2005-09-29
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技术领域，具体为一种适用于低温供热堆与研究堆的非能动专设安全设施。在反应堆容器一侧设有一个高出堆芯顶部10～30米的大容量蓄压水池，蓄压水池底部设有与堆入口腔相通的注水管，由堆出口腔引出的上升管穿过水池并高出水池水面。另外，在反应堆厂房外设有高出主换热器25～28米的应急注水箱，和高出主换热器15～18米的空冷器，应急注水箱和空冷器均通过管道连接在主换热器和二次换热器之间的二回路管道上。该安全设施结构简单、没有能动部件，事故工况下能够及时有效的自动投入运行，有效的提高了反应堆的固有安全性。
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公开(公告)号：CN106887263A
公开(公告)日：2017-06-23
申请号：CN201510929795.9
申请日：2015-12-15
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，具体涉及一种直流蒸汽发生器二次侧开式非能动余热排出系统。该系统设计有冗余的2个系列，每列包括辅助给水箱、喷洒器、给水滤网；安全壳的筒体段及上封头浸没于屏蔽水池中，反应堆布置于安全壳内最低标高位置；辅助给水箱通过给水管路与内置于反应堆压力容器的直流蒸汽发生器的给水口连接，在给水管路上且屏蔽水池中设置有给水滤网，内置蒸汽发生器的蒸汽出口通过蒸汽管路与设置于屏蔽水池中的喷洒器连接。本发明采用初期非能动直接注入给水和后期自然循环方式给水两阶段运行模式，向蒸汽发生器二次侧持续给水，将反应堆余热转移至屏蔽水池，带出余热效率更高，更可靠。
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公开(公告)号：CN106887261A
公开(公告)日：2017-06-23
申请号：CN201510929758.8
申请日：2015-12-15
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: Y02E30/39 , G21C15/02 , G21C1/09 , G21C3/32 , G21C7/12 , G21C9/00 , G21C15/24
Abstract: 本发明属于一体化模块式压水堆技术领域，具体涉及一种69堆芯的一体化模块式压水堆。稳压器、多台模块式蒸汽发生器、多台湿绕组主泵、多组控制棒驱动机构全部内置于反应堆压力容器集成为一体化压水堆模块；稳压器兼作反应堆压力容器顶盖，稳压器内部设置有带空气夹层的双层不锈钢倒帽形复合结构隔热板，稳压器内部周向均匀水平布置有电加热元件，电加热元件位于隔热板上方；多组内置控制棒驱动机构采用模块式双层装配布置于隔热板下方及堆芯正上方。本发明较好的解决了小型反应堆安全性和经济性的矛盾，并具有较好的工程可实现性。
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公开(公告)号：CN104021828A
公开(公告)日：2014-09-03
申请号：CN201410219796.X
申请日：2014-05-23
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明公开了一种固定平台式浮动核电站，包括用于与海底基岩连接的多个桩基；还包括至少容纳核反应堆的核岛厂房和至少容纳汽轮发电机的常规岛厂房，核反应堆产生的蒸汽输送至汽轮发电机；核岛厂房和常规岛厂房直接固定在桩基上。本发明固定在海底基岩上，稳定性高，对海面风浪有较高的抵抗能力，避免了晃动对核反应堆带来的影响，安全性更高。本发明还公开了一种用于固定平台式浮动核电站的换料方法。
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公开(公告)号：CN103489489A
公开(公告)日：2014-01-01
申请号：CN201210193856.6
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: 本发明属于一种核反应堆专设安全系统，具体涉及一种非能动安全壳冷却系统。它包括钢筋混凝土屏蔽厂房，钢筋混凝土屏蔽厂房内设有安全壳，安全壳与钢筋混凝土屏蔽厂房之间通过钢—砼复合结构固定在一起，钢筋混凝土屏蔽厂房与钢—砼复合结构之间形成水密封环形空间，安全壳的上方设有非能动安全壳喷淋装置。本发明的优点是，反应堆失水事故或主蒸汽管道破裂事故叠加全厂断电等多重极端事故时能以非能动方式实现安全壳短期及长期冷却。安全壳与屏蔽厂房之间的环形空间为水密封结构，可收集喷淋残余水。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN103489488A
公开(公告)日：2014-01-01
申请号：CN201210189540.X
申请日：2012-06-11
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: Y02E30/32
Abstract: 本发明提供一种模块式压水堆，其反应堆本体和冷却剂系统、安全系统由钢安全壳包容组成反应堆模块，整个反应堆模块浸没在反应堆安全水池中，以池水作为事故排热的最终热阱；采用完全非能动的方式实现应急堆芯冷却和应急余热排出，并通过抑压水池和反应堆安全水池池水完成安全壳的压力抑制和长期排热；反应堆换料检修通过在安全壳换料通道法兰和反应堆容器法兰之间安装换料水套，在安全壳与乏燃料水池之间实现直行式水下燃料吊运操作。一座反应堆厂房可布置几个反应堆模块，所有的反应堆模块共用一套装卸料设施和其它核辅助系统，其模块化的组合布置，提高了反应堆的安全性和经济性。本发明适用于核能发电、供汽、供热和海水淡化等多种用途。
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公开(公告)号：CN103390436A
公开(公告)日：2013-11-13
申请号：CN201310322188.7
申请日：2013-07-30
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明公开了一体化反应堆非能动堆腔流道系统及应用方法，一体化反应堆非能动堆腔流道系统，包括反应堆腔和反应堆堆坑，以及位于反应堆腔和反应堆堆坑之间的环形主屏蔽墙，反应堆堆坑位于主屏蔽墙下方，反应堆腔位于主屏蔽墙上方；反应堆腔和反应堆堆坑通过L型流道连通，流道靠近反应堆堆坑的一端设置有挡风板，反应堆腔顶部开有气体释放孔。本发明的优点在于：非能动堆腔流道结构可为一体化反应堆在LOCA事故后以非能动方式淹没堆腔及堆坑，冷却反应堆压力容器，维持反应堆压力容器的完整性，防止反应堆压力容器被堆芯熔融物熔穿，为反应堆堆芯长期冷却提供注入流量，并可消除一体化反应堆堆腔超压及氢气集聚爆炸的风险。
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公开(公告)号：CN100578682C
公开(公告)日：2010-01-06
申请号：CN200510105648.6
申请日：2005-09-29
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技术领域，具体为一种适用于低温供热堆与研究堆的非能动专设安全设施。在反应堆容器一侧设有一个高出堆芯顶部10～30米的大容量蓄压水池，蓄压水池底部设有与堆入口腔相通的注水管，由堆出口腔引出的上升管穿过水池并高出水池水面。另外，在反应堆厂房外设有高出主换热器25～28米的应急注水箱，和高出主换热器15～18米的空冷器，应急注水箱和空冷器均通过管道连接在主换热器和二次换热器之间的二回路管道上。该安全设施结构简单、没有能动部件，事故工况下能够及时有效的自动投入运行，有效的提高了反应堆的固有安全性。
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公开(公告)号：CN101079333A
公开(公告)日：2007-11-28
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：CN1790552A
公开(公告)日：2006-06-21
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工艺的改进，公开一种直行式核反应堆燃料组件换料装卸工艺。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。本换料装卸工艺不需要进行燃料组件的水下翻转，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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