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公开(公告)号：CN111943612B
公开(公告)日：2022-10-11
申请号：CN202010812663.9
申请日：2020-08-13
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种耐辐照耐高温快中子屏蔽材料，原料包括含氢无机盐、无机非金属凝胶材料和碳化硼，按质量百分含量计，含氢无机盐的含量为75％‑95％，碳化硼的含量0.1％‑5％，余量为无机非金属凝胶材料；所述耐辐照耐高温快中子屏蔽材料的密度为1.8g/cm3‑2.4g/cm3，氢密度为0.07g/cm3‑0.09g/cm3。本发明还提供了屏蔽材料的制备方法，通过压制成型和养护工序结合获得该耐辐照耐高温快中子屏蔽材料。提供的屏蔽材料可代替有机屏蔽材料，应用于高温、中子注量高的辐射场中，如中子插塞，核反应堆主管道屏蔽，乏燃料运输储存容器屏蔽等。
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公开(公告)号：CN112259266B
公开(公告)日：2022-04-01
申请号：CN202011130797.9
申请日：2020-10-21
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C19/02 , G21C19/105 , G21C19/20
Abstract: 本发明公开了反应堆探测器组件拆除用屏蔽结构及屏蔽系统和使用方法，采用左侧屏蔽体、右侧屏蔽体以左右布局的形式设置，其中动作器驱动连接驱动体A或/和驱动体B时，带动左侧屏蔽体、右侧屏蔽体各自绕左屏蔽轴、右屏蔽轴转动，在抓取探测器组件时，带动左侧屏蔽体、右侧屏蔽体反向转动，导致带动左侧屏蔽体、右侧屏蔽体之间形成一个能通过探测器组件抓具和探测器组件的间隙，待探测器组件被探测器组件抓具提升到一定高度后，利用剪切刀具将探测器组件剪断；此时，再带动左侧屏蔽体、右侧屏蔽体相向转动，且左侧屏蔽体、右侧屏蔽体之间的间隙被封闭从而形成一个整体屏蔽结构。
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公开(公告)号：CN112908505A
公开(公告)日：2021-06-04
申请号：CN202110196713.X
申请日：2021-02-22
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21F1/10
Abstract: 本发明公开了一种耐高温有机屏蔽材料，包括基体材料、中子吸收材料和伽马射线屏蔽材料；所述基体材料为高温尼龙或聚醚醚酮。本发明以高温尼龙或聚醚醚酮作为基体材料，能够调提高耐高温有机屏蔽材料的耐高温性能，在180℃～300℃材料可保持屏蔽功能，且具有较好的耐辐照性能和耐高强度射线，通过在高温尼龙或聚醚醚酮中添加中子吸收材料和伽马射线屏蔽材料，不仅具有较好的中子和伽马屏蔽性能，且具有较好的力学性能、耐辐照性能，使用温度在180℃～300℃，能满足靠近堆芯部位及某些特定情况下的使用要求。
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公开(公告)号：CN111943612A
公开(公告)日：2020-11-17
申请号：CN202010812663.9
申请日：2020-08-13
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种耐辐照耐高温快中子屏蔽材料，原料包括含氢无机盐、无机非金属凝胶材料和碳化硼，按质量百分含量计，含氢无机盐的含量为75％-95％，碳化硼的含量0.1％-5％，余量为无机非金属凝胶材料；所述耐辐照耐高温快中子屏蔽材料的密度为1.8g/cm3-2.4g/cm3，氢密度为0.07g/cm3-0.09g/cm3。本发明还提供了屏蔽材料的制备方法，通过压制成型和养护工序结合获得该耐辐照耐高温快中子屏蔽材料。提供的屏蔽材料可代替有机屏蔽材料，应用于高温、中子注量高的辐射场中，如中子插塞，核反应堆主管道屏蔽，乏燃料运输储存容器屏蔽等。
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公开(公告)号：CN110767329A
公开(公告)日：2020-02-07
申请号：CN201911071320.5
申请日：2019-11-05
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C11/06
Abstract: 本发明公开了一种压水堆堆腔辐射漏束屏蔽装置，包括呈堆腔底部构架，还包括辐射屏蔽组件，所述辐射屏蔽组件包括第三包壳，第三包壳的管状空隙内还填充有第二屏蔽填充层；所述堆腔底部构架包括混凝土部分及填充层部分；所述混凝土部分包括呈圆环状的第一包壳，第一包壳的管状空隙内还填充有混凝土填充层；所述填充层部分包括呈圆环状的第二包壳，第二包壳的管状空隙内还填充有第一屏蔽填充层；所述第二包壳的外侧与第一包壳的内侧相接；第二屏蔽填充层、第一屏蔽填充层、混凝土填充层三者均呈圆环状；第二包壳的内径小于第三包壳的内径。本屏蔽装置的结构设计可有效避免混凝土温度超标，同时具有良好的辐射漏束屏蔽效果。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN109994236A
公开(公告)日：2019-07-09
申请号：CN201711468274.3
申请日：2017-12-29
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明属于辐射防护设计技术领域，具体涉及一种集成式屏蔽材料复合结构。本发明的集成式屏蔽材料复合结构，包括内外布置的若干“层”，每一“层”包括若干个由屏蔽材料块组成的转折体，每一“层”的相邻转折体之间设有安装间隙，每个屏蔽材料块采用若干种类的屏蔽材料。本发明既能够便于生产和安装，又能够满足屏蔽结构的耐温和力学等方面的性能要求，即同时具有力学性能、焊接性能和屏蔽性能等方面的优点，而且便于实现体积小、重量轻、造价低和寿命长的目标，具有潜在的工程价值和经济价值。
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公开(公告)号：CN107068211A
公开(公告)日：2017-08-18
申请号：CN201710111599.X
申请日：2017-02-28
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C7/00
Abstract: 本发明公开了一种使用已辐照燃料元件替代一次中子源的方法，堆芯不装载和不使用一次中子源组件，在首循环中装载一个或多个从其它已运行反应堆中获取的已辐照燃料组件，利用已辐照燃料组件释放的中子使探测器处的中子计数率满足要求，同时已辐照燃料组件留存的易裂变核素满足首循环物理设计要求。本发明的有益效果是：燃料组件在经过2次循环后，产生了能够通过自裂变反应与(α，n)反应产生中子的核素，同时燃料中仍然存在大量易裂变核素，使用已辐照燃料组件替代一次中子源在满足堆芯装料和启动临界安全监督要求的情况下，避免一次中子源组件带来的Cf‑252源生产、设备制造和辐射防护问题。
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公开(公告)号：CN119673495A
公开(公告)日：2025-03-21
申请号：CN202411520138.4
申请日：2024-10-29
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C13/10 , G21C17/007
Abstract: 本发明实施例公开了一种核反应堆安全装置和核反应堆设备，上述核反应堆包括压力容器，压力容器内设有堆芯，压力容器设于安全壳内，该核反应堆安全装置包括：密封仓、输送组件和控制件，密封仓设于安全壳外，输送组件的输入端用于与压力容器连通，输送组件的输出端与密封仓连通，控制件设于输送组件，控制件用于控制输送组件的通断状态。其中，在堆芯处于正常状态时，控制件控制输送组件处于断开状态，在堆芯处于泄漏状态时，控制件控制输送组件处于连通状态。将压力容器中的放射性气体直接输送到密封仓内，减少放射性物质进入安全壳或其他包容装置的量，提升了安全壳的安全性，减少了安全壳泄漏或后期失效造成的放射性物质的释放。
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公开(公告)号：CN115050495B
公开(公告)日：2024-01-30
申请号：CN202210736116.6
申请日：2022-06-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明属于核反应堆设计技术领域，具体涉及适用于六角形结构高通量堆的中子源与堆外探测器布置，用于对反应堆临界状态与功率水平的监督。针对传统高通量堆布置方案存的缺陷，本发明中子源放置在燃料区域一侧，不占用燃料区域及辐照孔道，且中子源紧贴燃料区域，不低于2个侧面与燃料区域相邻；源量程探测器布置在吊篮之外，且位于燃料区域另一侧。能够使中子源不占用原本用于布置燃料组件和辐照孔道的位置，降低核设计的难度；不占用辐照孔道，同时减少了对堆外探测器的量程覆盖范围要求，有利于堆外探测器的设计和采购；减少堆容器贯穿件数量。
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公开(公告)号：CN115050495A
公开(公告)日：2022-09-13
申请号：CN202210736116.6
申请日：2022-06-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明属于核反应堆设计技术领域，具体涉及适用于六角形结构高通量堆的中子源与堆外探测器布置，用于对反应堆临界状态与功率水平的监督。针对传统高通量堆布置方案存的缺陷，本发明中子源放置在燃料区域一侧，不占用燃料区域及辐照孔道，且中子源紧贴燃料区域，不低于2个侧面与燃料区域相邻；源量程探测器布置在吊篮之外，且位于燃料区域另一侧。能够使中子源不占用原本用于布置燃料组件和辐照孔道的位置，降低核设计的难度；不占用辐照孔道，同时减少了对堆外探测器的量程覆盖范围要求，有利于堆外探测器的设计和采购；减少堆容器贯穿件数量。
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