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公开(公告)号：CN112230548A
公开(公告)日：2021-01-15
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：CN111128415A
公开(公告)日：2020-05-08
申请号：CN201911414504.7
申请日：2019-12-31
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/257
Abstract: 本发明属于核反应堆系统设计技术领域，具体涉及一种采用闭式气体布雷顿循环的热管反应堆及其运行方法，包括：反应堆、热管、压气机、气轮机、热管换热器、冷却器、发电机和回热器；所述反应堆通过热管与热管换热器一端连接，所述热管换热器另一端分别连接有回热器和气轮机的进气端；所述气轮机的排气端连接发电机；所述回热器还与压气机连接；所述回热器与压气机之间还连接有冷却器；所述气轮机的排气端也与回热器连接；所述热管内还包括：热管蒸发段和热管冷凝段。本发明创新性地采用了热管技术代替了传统压水堆的反应堆冷却剂系统，采用闭式布雷顿气体循环简化了反应堆动力转换系统及安全配套设施的设计，提升了反应堆的安全性和经济性。
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公开(公告)号：CN110853774A
公开(公告)日：2020-02-28
申请号：CN201911149879.5
申请日：2019-11-21
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种氢化锆慢化金属冷却反应堆小型化设计方法及反应堆，所述反应堆的堆芯由燃料组件、控制棒组件及异形整体式氢化锆反射层构成，所述燃料组件与控制棒组件均匀交叉布置，具有相同的外形尺寸，所述的整体式氢化锆反射层，设置有冷却孔道，布置在堆芯最外围，外侧为圆形，内侧与相邻燃料组件外形相互匹配；所述正六边形燃料组件中心仪表管内设置了圆柱状氢化锆，控制棒组件外盒及内管之间设置了环形氢化锆。本发明解决了现有液态金属冷却小型反应堆设计中面临的燃料富集度高、临界质量大、堆芯几何尺寸无法有效减小等问题。
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公开(公告)号：CN110827998A
公开(公告)日：2020-02-21
申请号：CN201911149878.0
申请日：2019-11-21
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种氧化铍慢化金属冷却反应堆小型化设计方法及反应堆，所述反应堆的堆芯由标准燃料组件、混合燃料组件、异形氧化铍组件构成，所述混合燃料组件和异形铍组件布置在堆芯最外圈，构成堆芯内反射层，所述标准燃料组件布置在堆芯内部，构成堆芯高功率密度区；所述标准燃料组件和混合燃料组件的燃料元件芯块为环形燃料芯块和氧化铍陶瓷小芯块构成的复合芯块，所述混合燃料组件和氧化铍组件的氧化铍棒元件芯块为氧化铍陶瓷大芯块。本发明解决了现有液态金属冷却小型反应堆设计中面临的燃料富集度高、临界质量大、堆芯几何尺寸无法有效减小等问题。
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公开(公告)号：CN110415840A
公开(公告)日：2019-11-05
申请号：CN201910721825.5
申请日：2019-08-06
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种提升压力容器外部临界热流密度的方法，解决了现有技术解决无法通过简单有效的手段实现核反应堆严重事故下堆芯熔融物滞留的问题。本发明包括：在堆芯出口温度高于事故临界值时，将氧化铝纳米流体注入到压力容器外部的流道中。本发明通过使用氧化铝纳米流体，基于纳米微粒沉积形成的覆盖层会影响接触角和毛细现象的原理，有效提升核反应堆严重事故下压力容器外部临界热流密度。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN106384610A
公开(公告)日：2017-02-08
申请号：CN201611024853.4
申请日：2016-11-18
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/00
CPC classification number: G21C17/00
Abstract: 本发明公开了一种燃料组件压紧系统载荷评价方法，解决了现有技术中未见有用于燃料组件压紧系统的载荷评价方法记载的问题。本发明的燃料组件压紧系统应满足下述要求：abs(Fh+(A+P)cosθmax+FIcosαmin)≤abs(Fy)；Fr≤-M-Fh-(A+P)cosθmax；其中，M为要求的燃料组件与堆芯下板的最小接触力；Fr：压紧系统的最小压紧力；Fh：最大水力学作用力；A：燃料组件受到的浮力；P：燃料组件最小重力；θmax：堆芯和燃料组件之间的倾斜角度；FI：燃料组件受到的冲击载荷；Fy：压紧系统最小失效载荷。本发明具有确保压紧系统能够在寿期内可靠压紧燃料组件，降低压紧系统失效风险，避免燃料组件由于过度压紧导致运行过程中发生弯曲，提高燃料组件的安全性、可靠性和经济性等优点。
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公开(公告)号：CN105913883A
公开(公告)日：2016-08-31
申请号：CN201610521035.9
申请日：2016-07-05
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明公开了反应堆非能动堆芯熔融物余热排出系统，其特征在于：包括贴附在压力容器下封头上的压力容器下封头余热换热器、设置在冷却环境中的辐射换热器，压力容器下封头余热换热器通过工质回流管道与辐射换热器内部连通，压力容器下封头余热换热器还通过工质蒸汽上升管道与辐射换热器内部连通，压力容器下封头余热换热器还连通有高位工质贮存箱。
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公开(公告)号：CN104504259A
公开(公告)日：2015-04-08
申请号：CN201410776028.4
申请日：2014-12-15
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F19/00
Abstract: 核电厂安全壳主动排放的决策评价方法，包括超压威胁缓解决策评价步骤，还进一步包括氢气威胁缓解决策评价步骤、排放终止决策评价步骤、放射性裂变产物释放缓解评价步骤，超压威胁缓解决策评价步骤包括：计算主动排放的放射性剂量后果期望值M1；先计算M1和不排放的放射性剂量后果期望值N1相等时的安全壳超压临界失效概率；再确定安全壳超压临界失效压力F1；考虑一定裕量后计算安全壳压力推荐整定值F0；安全壳的压力达到F0时请求执行主动排放。本发明为严重事故下安全壳主动排放的决策提供了评价方法，为应急指挥提供决策依据，主动实施安全壳排放，缓解安全壳超压或氢气威胁，缓解裂变产物释放，减少严重事故后的放射性污染。
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公开(公告)号：CN115274150B
公开(公告)日：2024-05-07
申请号：CN202210939097.7
申请日：2022-08-05
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 张舒 , 刘余 , 邓坚 , 鲁剑超 , 鲜麟 , 张丹 , 曾畅 , 杨帆 , 程坤 , 李峰 , 喻娜 , 杨洪润 , 余红星 , 张渝 , 马誉高 , 方红宇 , 陈宏霞 , 吴鹏 , 蔡容 , 杨韵佳 , 沈才芬 , 习蒙蒙 , 陆雅哲 , 周科 , 冉旭
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明公开了一种基于集中海水冷却的船用核动力装置二回路余热排出系统及方法，作为一个可在反应堆正常以及事故停堆工况下自动投运并有效导出堆芯余热的安全系统，具有换热效率高，对现有设备改动少以及对空间要求小等优点。基于新型集成二回路系统技术特征，新构建一条基于蒸汽发生器二次侧与集中海水冷却系统的能动余热排出通道，可进一步拓展余热排出系统配置多重性、多样性，达到了进一步提升船用核动力装置余热排出功能安全可靠性的目的。
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公开(公告)号：CN115295187B
公开(公告)日：2024-03-12
申请号：CN202210800391.X
申请日：2022-07-08
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明属于核反应堆堆芯计算技术领域，具体公开了一种六角形组件堆芯物理计算坐标转换方法，首先确定六角形组件堆芯的中心组件坐标和其他各组件相对于中心组件的二维坐标，然后确定各组件的圈数、边数和个数，最后计算按逆时针顺序编号的一维序号坐标，实现二维坐标系与一维坐标系间的转换，为不同坐标系的堆芯物理软件模块或软件间的数据传递提供了具体实现过程，能够拓展堆芯物理计算软件的使用范围和计算能力。
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