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公开(公告)号：CN103871509A
公开(公告)日：2014-06-18
申请号：CN201210544043.7
申请日：2012-12-14
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明属于一种压水堆核电厂反应堆冷却剂系统的事故应对系统，它包括事故冷却水箱，事故冷却水箱内设有应急余热排出冷却器，应急余热排出冷却器的一端与冷凝水管线隔离阀连接，冷凝水管线隔离阀与补水管线隔离阀连接，在冷凝水管线隔离阀与补水管线隔离阀之间连接有冷凝水管线接口，应急余热排出冷却器的另一端与蒸汽管线接口连接，应急余热排出冷却器的两端还分别与并联的应急补水箱连接。本发明的优点是，一种具备严重事故应对措施的压水堆核电厂反应堆冷却剂系统将通过理论分析及实验验证，并将应用于国内三代核电站的设计。
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公开(公告)号：CN103871484A
公开(公告)日：2014-06-18
申请号：CN201210536842.X
申请日：2012-12-13
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C1/09
Abstract: 本发明涉及压水堆核电厂事故应对技术领域，具体公开了一种压水堆核电厂一回路超压保护及卸压系统。该系统包括稳压器、去卸压箱管线、稳压器安全阀，以及若干气动隔离阀和电动隔离阀，其中，在稳压器上与去卸压箱管线连接的管路上设有稳压器安全阀，且在稳压器与去卸压箱管线相连接的管路上还设有三个并列支路，其中，第一支路包括串联的电动隔离阀A和气动隔离阀A，第二支路包括串联的电动隔离阀B和气动隔离阀B，第三支路包括串联的电动隔离阀C和气动隔离阀C。本发明所述的一种压水堆核电厂一回路超压保护及卸压系统，能够在核电厂正常运行、基准事故以及严重事故工况下执行其超压保护和卸压的功能，以维持反应堆的安全状态。
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公开(公告)号：CN115050491B
公开(公告)日：2024-05-07
申请号：CN202210725509.7
申请日：2022-06-24
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种用于小型模块化堆的全压式辅助升温升压系统及方法，包括冷却剂管道；所述冷却剂管道包括入口管道和出口管道，所述入口管道和出口管道均和所述一体化压力容器的冷却剂循环通道相接；所述入口管道的入口端高于所述出口管道的出口端，所述入口端到出口端方向为所述一体化压力容器内的冷却剂流向；所述入口管道和出口管道之间相接有辅助电加热器。采用本方案，无需额外的冷却剂驱动装置，系统结构简单、设备数量少、运行方式简单，使反应堆冷却剂系统温度和压力尽快达到反应堆临界条件，从而有利于小型模块化堆的启动运行。
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公开(公告)号：CN115095631A
公开(公告)日：2022-09-23
申请号：CN202210809784.7
申请日：2022-07-11
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 蒋鸿 , 王岩 , 任云 , 钟发杰 , 周婧 , 蒋小毛 , 宋丹戎 , 李庆 , 苏先顺 , 杨松 , 赵雪岑 , 邓啸 , 周宁 , 毛远帆 , 李耀武 , 关莉 , 王金涛
Abstract: 本发明公开了一种带导向定位结构的高转动惯量飞轮，涉及能动泵飞轮机械制造技术领域，包括飞轮框架和设置于飞轮框架内的若干金属柱，所述金属柱的横截面呈凸轮状，若干所述金属柱的凸出部分均朝向所述飞轮框架的轴线；若干所述金属柱沿所述飞轮框架圆周方向设置，并沿所述飞轮框架轴线对称；所述飞轮框架上带有若干和所述金属柱相适配的导向槽，所述金属柱嵌入所述导向槽内；所述导向槽和所述金属柱相接处的底部均为圆弧过渡段；所述飞轮框架顶部设有端盖；采用本方案，以实现主泵等能动泵减小尺寸、提高转动惯量的要求，防止飞轮运行时高密度金属柱位移、减小应力集中，提高装配时高密度金属柱对中准确度、降低装配难度。
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公开(公告)号：CN105957564B
公开(公告)日：2017-11-10
申请号：CN201610295310.X
申请日：2016-05-06
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明公开了一种抑压及安全注射系统，所述系统包括：安全壳，所述安全壳内设有：抑压水池、堆芯补水箱、安注箱、压力容器集水坑、一回路卸压装置、反应堆压力容器；其中，所述抑压水池用于吸收事故下反应堆系统释放出的热量，并且所述抑压水池中的水依靠重力注入堆芯，实现低压注射功能；所述堆芯补水箱用于为非能动高压安全注射提供水源；所述安注箱用于为非能动中压安全注射提供水源；所述压力容器集水坑用于收集由安全壳冷却系统冷凝的凝结水，为再循环长期冷却提供水源，并实现压力容器内熔融物滞留，实现了反应堆安全系统设计合理，系统配置简单，安全壳尺寸较小，经济性较好，且满足压力容器内熔融物滞留的要求的技术效果。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN106898392A
公开(公告)日：2017-06-27
申请号：CN201510958470.3
申请日：2015-12-18
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 一种全压设计的主蒸汽系统，蒸汽发生器1、蒸汽发生器传热管2、主蒸汽隔离阀3、超级管道4、汽轮机5、蒸汽管道6，其中蒸汽发生器1位于安全壳内，主蒸汽隔离阀3、汽轮机5位于安全壳外，蒸汽发生器传热管2位于蒸汽发生器1之中，而超级管道4一端与蒸汽发生器1连接，另一端与主蒸汽隔离阀3连接，且超级管道4采用全压设计，蒸汽发生器1、主蒸汽隔离阀3、超级管道4均可承受与反应堆冷却剂系统同等的压力，而主蒸汽隔离阀3与汽轮机5之间通过蒸汽管道6连接。
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公开(公告)号：CN106895228A
公开(公告)日：2017-06-27
申请号：CN201510965337.0
申请日：2015-12-21
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: F16M5/00
CPC classification number: F16M5/00
Abstract: 本发明属于浮动式核电站一回路系统的设备支承结构设计技术领域，具体涉及一种具有位移补偿功能的设备支承结构。包括上顶板、挠性板、加强板、下底板、连接螺栓；上顶板与被支承设备连接，下底板与安装基础连接，在上顶板和下底板之间设置有两块挠性板，上顶板、下底板和两块挠性板构成口字型框架，每块挠性板的两侧均设置有加强板；各部件之间通过连接螺栓连接。所述的挠性板与被支承设备位移方向垂直，挠性板的材料采用高强度钢。所述的挠性板的宽度不小于上顶板的宽度，加强板的宽度与挠性板相同。本发明可用于实现浮动式核电站在系统及管道由于温度差异等原因引起设备的位移时的补偿。
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公开(公告)号：CN104064238A
公开(公告)日：2014-09-24
申请号：CN201410264164.5
申请日：2014-06-13
Applicant: 长江勘测规划设计研究有限责任公司 , 中国核动力研究设计院
IPC: G21F9/02
Abstract: 本发明公开了一种地下核电站气载放射性流出物非能动水洗过滤系统，包括设置于地下洞室内的金属罐，金属罐内盛装有一定量的滤碘溶液，金属罐的侧壁下方设置有与安全壳连通的气体入口管，气体入口管在金属罐内与若干个支管连通，支管上密集布置文丘里管，文丘里管的顶部低于滤碘溶液的液面，金属罐顶部设置有与烟囱连通的气体出口管，气体出口管的下方设置有金属纤维过滤器，文丘里管与金属罐内壁之间设置有热交换管，热交换管与地面冷却水池连通，金属罐侧壁上还布置有注液管和排液管。本发明结合地下核电站的特点和文丘里管的工作原理，设计出一种非能动、自我调节泄压、能长期有效运行且反复使用的水洗过滤系统。
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公开(公告)号：CN103871504A
公开(公告)日：2014-06-18
申请号：CN201210536706.0
申请日：2012-12-13
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/16 , G21C15/243
Abstract: 本发明属于一种压水堆核电厂的事故应对系统，具体涉及一种压水堆核电厂一回路事故排气系统。一种压水堆核电厂一回路事故排气系统，它包括连接在反应堆压力容器与正常排气阀之间的事故排气阀。所述的事故排气阀分为两个系列，从反应堆压力容器顶部引出，经两个并联的常关系列，第一个常关电磁阀与第二个常关电磁阀串联构成系列A，第三个常关电磁阀与第四个常关电磁阀串联构成系列B，并联接入稳压器安全阀排放管线进入卸压箱。本发明的优点是，该系统采取电磁阀，性能稳定可靠，动作迅速，可以有效地缓解严重事故后果，确保严重事故下反应堆压力容器的完整性。
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公开(公告)号：CN103854709A
公开(公告)日：2014-06-11
申请号：CN201210519796.2
申请日：2012-12-06
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/14
CPC classification number: G21C13/032 , Y02E30/40
Abstract: 本发明涉及核电技术，具体公开了一种压水堆核电站稳压器竖直连接式波动管。它包括竖直段Ⅰ、竖直段Ⅱ，以及上述两者之间的延伸段，所述的竖直段Ⅰ从主回路管道的顶部竖直接出，所述的竖直段Ⅱ竖直向上与稳压器底部连接，所述的延伸段与水平面呈2~5°仰角向上延伸。利用设计的竖直段使得波动管从主管道上竖直接出，使得主管道上的波动管接管嘴焊缝上不存在热分层影响；波动管中间段的延伸段采用2~5°倾角向上延伸，有效缓解了热分层效应对该段焊缝的影响。
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