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公开(公告)号：CN103390436B
公开(公告)日：2016-08-17
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：CN103485554B
公开(公告)日：2016-08-10
申请号：CN201210193769.0
申请日：2012-06-13
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: E04H5/02
Abstract: 本发明属于一种核岛厂房布置，具体涉及一种半埋式双堆核岛厂房布置。它包括反应堆厂房、电气厂房、燃料厂房及核辅助厂房，其中，两个反应堆厂房分别位于燃料厂房的两侧，两个反应堆厂房与燃料厂房的一侧设置有电气厂房，另一侧设置有核辅助厂房。本发明的优点是，半埋式双堆核岛厂房布置可降低核动力厂造价，提高反应堆抗恐怖袭击能力，可解决多重极端事故叠加后安全壳短期及长期冷却。
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公开(公告)号：CN104021829B
公开(公告)日：2016-05-11
申请号：CN201410219740.4
申请日：2014-05-23
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明公布了一种多用途的浮动核能装置，包括安装在安全壳内的反应堆，反应堆的热管道输送到汽轮机，汽轮机带动发电机发电，反应堆的热管道还直接连接到海水淡化系统、民用暖气系统、以及稠油开采系统，且汽轮机排出的高温热气经过二次管道输送到海水淡化系统、民用暖气系统、以及稠油开采系统。本发明将驳船承载的反应堆作为动力源，将其产生的动力进行导流，除了用于汽轮机发电以外，还用于海水淡化、供暖、稠油开采等，将核反应堆的动能进行了多样化处理，解决了目前的浮动式核电站只能用于发电的问题，丰富了能源的种类，有利于海上作业等特殊项目的复合式能源提供；采用经过驱动汽轮机的能源进行二次利用，大大提高了核反应堆的利用率。
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公开(公告)号：CN103489488B
公开(公告)日：2016-04-13
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：CN119691967A
公开(公告)日：2025-03-25
申请号：CN202411495103.X
申请日：2024-10-24
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G21C15/18 , G21C15/243 , G06F111/04 , G06F111/08 , G06F119/02
Abstract: 本发明公开了一种安全注射系统的设计方法及装置、存储介质、计算机设备，主要在于解决如何在有限的空间下，设计满足浮动式反应堆既定安全目标的安全注射系统的问题，包括：构建包含水箱、隔离阀、泵和止回阀的单列安全注射方案，并建立相对应的单列故障树；基于单列故障树确定与单列安全注射方案相对应的第一系统失效概率。判断第一系统失效概率是否满足安全要求；若满足则将单列安全注射方案确定为安全注射系统设计方案；若不满足则基于多种连接方式构建多列安全注射方案，并分别建立与各个多列安全注射方案相对应的多列故障树；基于多列故障树确定第二系统失效概率；并基于第二系统失效概率从各个多列安全注射方案中确定安全注射系统设计方案。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN115132382B
公开(公告)日：2024-01-26
申请号：CN202210799492.X
申请日：2022-07-08
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C13/028 , G21C13/073 , G21C7/12
Abstract: 本发明属于应用于核电站的核反应堆结构设计技术领域，具体设计采用了一种采用分体式上部压紧结构的反应堆堆内构件，上部压紧结构采用分体式之后，可以实现对堆内构件的下部控制棒导向组件的快速拆卸和更换，大大简化了更换下部控制棒导向组件的步骤，降低了更换难度，缩短了更换时间。该反应堆堆内构件将环形压紧弹簧安装在分流隔板上，环形压紧弹簧既能轴向压紧堆内构件，在环形压紧弹簧受压变形后，上下端面形成了密封面，又能将反应堆入口冷却剂和反应堆出口冷却剂进行分隔，不需要单独设置密封环进行冷却剂的分隔，省去了更换密封环的操作，简化了堆内构件的结构组成。(56)对比文件张宏亮;罗英;李翔;范恒;刘晓;周禹.CSR1000结构总体设计方案.核动力工程.2013,(第01期),全文.康健.改进型百万千瓦级核电站核岛主设备――堆内构件.装备机械.2010,(第04期),全文.
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公开(公告)号：CN115951872A
公开(公告)日：2023-04-11
申请号：CN202210521761.6
申请日：2022-05-13
Applicant: 中国核动力研究设计院 , 成都材智科技有限公司
Abstract: 本发明公开了一种基于核电材料数据库低代码自适应构建系统及方法，领域建模模块：将核电材料数据进行抽象组织，确定核电材料数据库所需管辖的范围；定义实体模块：通过拖拉拽的方式，将不同核电材料的数据类型的业务控件组织成一个数据库实体，定义实体；建立实体模块：通过对历史数据的分析，将该数据所在的相邻领域模型建立联系；可视化开发模块：系统提供了交互性界面，并通过拖拉拽的方式自定义可编辑模板；编写表达式：对于建立的实体模板中根据数据种类以及系统内的函数，匹配数据所对应的表达式；版本控制模板：用于记录各个模块的改动历程。极大的增加了系统的开发效率和降低了业务人员的沟通成本，同时还能够够兼顾到快速响应需求。
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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：CN115132382A
公开(公告)日：2022-09-30
申请号：CN202210799492.X
申请日：2022-07-08
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C13/028 , G21C13/073 , G21C7/12
Abstract: 本发明属于应用于核电站的核反应堆结构设计技术领域，具体设计采用了一种采用分体式上部压紧结构的反应堆堆内构件，上部压紧结构采用分体式之后，可以实现对堆内构件的下部控制棒导向组件的快速拆卸和更换，大大简化了更换下部控制棒导向组件的步骤，降低了更换难度，缩短了更换时间。该反应堆堆内构件将环形压紧弹簧安装在分流隔板上，环形压紧弹簧既能轴向压紧堆内构件，在环形压紧弹簧受压变形后，上下端面形成了密封面，又能将反应堆入口冷却剂和反应堆出口冷却剂进行分隔，不需要单独设置密封环进行冷却剂的分隔，省去了更换密封环的操作，简化了堆内构件的结构组成。
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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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