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公开(公告)号：CN105489259B
公开(公告)日：2017-06-16
申请号：CN201410476717.3
申请日：2014-09-18
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/00 , G21C17/003
Abstract: 本发明公开了反应堆压力容器长寿期辐照监督方法，监督方法包括以下步骤：步骤1：在核电厂首循环时只插入U管、V管、Z管和Y管，U管、V管、Z管和Y管用于监督反应堆压力容器前40年寿期内堆芯活化区材料辐照脆化情况；步骤2：根据U、V、Z三根辐照监督管抽取后的辐照数据、反应堆压力容器的超前因子判断否需要进行退火处理，若需要进行退火处理时，在核电厂运行中期插入S管、T管、W管和X管，S管和T管用于监督反应堆压力容器第50年和第60年的材料辐照脆化情况，W管和X管用于反应堆压力容器需要作退火处理时验证堆芯活化区材料退火后性能恢复情况及经短期辐照后性能下降情况。
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公开(公告)号：CN105489259A
公开(公告)日：2016-04-13
申请号：CN201410476717.3
申请日：2014-09-18
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/00 , G21C17/003
Abstract: 本发明公开了反应堆压力容器长寿期辐照监督方法，监督方法包括以下步骤：步骤1：在核电厂首循环时只插入U管、V管、Z管和Y管，U管、V管、Z管和Y管用于监督反应堆压力容器前40年寿期内堆芯活化区材料辐照脆化情况；步骤2：根据U、V、Z三根辐照监督管抽取后的辐照数据、反应堆压力容器的超前因子判断否需要进行退火处理，若需要进行退火处理时，在核电厂运行中期插入S管、T管、W管和X管，S管和T管用于监督反应堆压力容器第50年和第60年的材料辐照脆化情况，W管和X管用于反应堆压力容器需要作退火处理时验证堆芯活化区材料退火后性能恢复情况及经短期辐照后性能下降情况。
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公开(公告)号：CN103474103A
公开(公告)日：2013-12-25
申请号：CN201210186590.2
申请日：2012-06-08
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明涉及反应堆严重事故缓解技术领域，具体公开了一种可实现反应堆压力容器外部冷却的金属保温装置。它包括间隔地设置在压力容器外部的金属保温层，所述的金属保温层底部设有冷却剂入口，金属保温层上端侧壁上设有冷却剂出口；所述的冷却剂入口和出口处分别通过铰接设有进口组件和盖板。利用压力容器和金属保温层之间的间隙，同时在金属保温层上下处设置冷却剂出入口，形成冷却剂流道，实现了反应堆压力容器的外部冷却，将反应堆压力容器内熔融堆芯产生的热量及时地导出，从而保证了反应堆压力容器的完整性；衬板可以防止冷却剂从金属保温层的块与块之间的缝隙泄露，同时使得金属保温层整体结构的承载强度增大。
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公开(公告)号：CN119290455A
公开(公告)日：2025-01-10
申请号：CN202411394570.3
申请日：2024-10-08
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明提供了一种反应堆压力容器接管锻件的质量检验方法，涉及反应堆压力容器接管锻件制造生产技术领域。该质量检验方法中对接管锻件不同位置来切取试料进行拉伸试验、冲击试验、KV‑T曲线试验、落锤试验、金相试验、晶粒度检验、非金属夹杂物测定以及化学成分分析，能够全面有效地评价反应堆压力容器接管锻件的质量，根据接管锻件质量能够验证接管锻件制造工艺的合理性和可行性。
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公开(公告)号：CN119269149A
公开(公告)日：2025-01-07
申请号：CN202411394576.0
申请日：2024-10-08
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01N1/04 , G01N3/08 , G01N3/30 , G01N3/00 , G01N33/20 , G01N33/202 , G01N1/28 , G01N29/04 , G01N27/84
Abstract: 本发明提供了一种反应堆压力容器筒形锻件的取样方法，涉及反应堆压力容器筒形锻件制造生产技术领域。该取样方法中根据筒形锻件的形状特点，在筒形锻件的水口端和冒口端的不同部位切取试料，对各部位的试料进行化学成分分析、金相检验及力学性能试验，根据各部位的性能试验结果反映筒形锻件质量。通过切取最具有代表性的取样点，能够全面有效地评价反应堆压力容器筒形锻件在工艺评定阶段的各项技术指标，同时能够验证筒形锻件制造工艺的合理性和可行性。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN117976258A
公开(公告)日：2024-05-03
申请号：CN202410158091.5
申请日：2024-02-04
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 周高斌 , 王小彬 , 杜华 , 李玉光 , 罗英 , 杨立才 , 邱天 , 董元元 , 张亚斌 , 马姝丽 , 陈海波 , 杨志海 , 张尚林 , 王点 , 邱阳 , 郑浩 , 付强 , 尹祁伟 , 谢国福 , 唐辉
IPC: G21C13/02 , G21C13/087 , G21C13/028 , G21C13/10
Abstract: 本发明公开了一种研究堆反应堆压力容器，包括顶盖、筒体和底封头，所述顶盖包括大顶盖和小顶盖，所述筒体为上粗下细的两段式结构，堆芯位于直径较小的下段筒体内，且远离进口接管下方，其中，所述大顶盖与所述筒体的上端密封连接，所述小顶盖密封连接在所述大顶盖的上端，所述大顶盖和所述小顶盖上具有与压力容器内部连通的开孔并密封连接有孔盖板，所述底封头与所述筒体的下端密封连接。该压力容器可以在满足该反应堆以试验为主的功能需求的前提下，降低了试验人员接受的辐照剂量，提高了反应堆的安全性，同时降低了试验的成本。
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公开(公告)号：CN117672558A
公开(公告)日：2024-03-08
申请号：CN202311695642.3
申请日：2023-12-08
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 王昫心 , 董元元 , 杨立才 , 曾鹏 , 罗英 , 颜达鹏 , 许斌 , 杨敏 , 谢国福 , 李玉光 , 周高斌 , 邱阳 , 张亚斌 , 马姝丽 , 杨志海 , 胡甜 , 王点
IPC: G21C13/024 , G21C15/14
Abstract: 本发明公开了一种多功能支承段，包括竖直设置的筒形本体、若干循环接管及若干分隔件，筒形本体内部沿竖直方向贯通设置，筒形本体的上部与蒸汽发生器连通，筒形本体的底端与堆芯连通，以使堆芯通过筒形本体与蒸汽发生器的入口连通；循环接管的一端贯通筒形本体的外侧壁与筒形本体的内部连通，循环接管的另一端设有主泵；分隔件与循环接管一一对应，分隔件设于对应的循环接管内，以使循环接管分隔为沿循环接管长度方向延伸的第一流道和第二流道；第一流道的一端与蒸汽发生器的出口连通，另一端与主泵的输入端连通；第二流道的一端与主泵的输出端连通，另一端与堆芯连通。其能够解决现有的压力容器结构未兼具冷却剂流道，集成结构不理想的问题。
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公开(公告)号：CN116487076A
公开(公告)日：2023-07-25
申请号：CN202310516331.X
申请日：2023-05-09
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C11/08 , G21C13/02 , G21C13/024
Abstract: 本发明属于反应堆压力容器保温技术领域，具体涉及一种外挂式反应堆压力容器整体保温层结构。本发明包括流道钢衬里、角钢环、反应堆压力容器、保温层支腿、金属保温块，所述流道钢衬里采用筒节和封头结构，圆柱段筒体分为若干段，并通过焊接或螺栓连接形成流道钢衬里整体，所述流道钢衬里与反应堆压力容器外部相匹配；所述流道钢衬里的外表面按一定的间距焊接若干层角钢环；所述保温块安装在角钢环上，所述保温块之间采用铆钉连接形成保温层整体；所述流道钢衬里封头底部设置周向布置的若干个保温层支腿用于支撑整体保温层，形成上挂下撑的固定方式。本发明能够减少缝隙泄热，避免混凝土墙局部过热，同时降低保温层安装难度，缩短安装周期。
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公开(公告)号：CN111933322B
公开(公告)日：2022-11-22
申请号：CN202010812110.3
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高温中子屏蔽组件，包括包壳、以及填充在包壳内的屏蔽材料；所述屏蔽材料的原料包括无机非金属凝胶材料和碳化硼，所述碳化硼的质量百分含量为60％‑90％；所述屏蔽材料的密度为1.8g/cm3‑2.4g/cm3，通过浇注工艺制备。本发明屏蔽组件由不锈钢包壳与填充在不锈钢包壳中的屏蔽材料构成，屏蔽材料为一整块，无拼接缝，该屏蔽组件应用于核反应堆压力容器外侧或主管道外侧，保温层内侧，可使用温度高于300℃，生产成本不到碳化硼陶瓷块的30％，且没有拼接缝，具有比碳化硼陶瓷块屏蔽组件更好的屏蔽效果，可代替碳化硼陶瓷块应用于三代反应堆保温层屏蔽组件中。
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公开(公告)号：CN108932986B
公开(公告)日：2020-01-14
申请号：CN201810737862.0
申请日：2018-07-06
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/00
Abstract: 本发明公开了一种适用于热室辐照环境的高温高压反应釜及试验方法，包括：外壳、反应釜容器、反应釜顶盖、压力表接口、热电偶接口、储水阀、储水管、储水盒、注水盒、注水阀、注水管；反应釜容器和反应釜顶盖的材料为9Cr‑1Mo‑V钢，外壳的材料为奥氏体不锈钢；解决了现有的反应釜的不足，本申请中的装置无螺栓螺母紧固件、无附加电气设备，可利用热室的机械手进行远程装拆操作，从而实现辐照环境下的高温高压试验。
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