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公开(公告)号：CN113436760A
公开(公告)日：2021-09-24
申请号：CN202110697124.X
申请日：2021-06-23
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 陆雅哲 , 李峰 , 鲜麟 , 冉旭 , 吴清 , 刘昌文 , 冷贵君 , 李海颖 , 赖建永 , 任云 , 张玉龙 , 张晓华 , 喻娜 , 方红宇 , 陈宏霞 , 陈伟 , 习蒙蒙 , 杨帆 , 初晓 , 张舒 , 赵禹 , 叶竹
Abstract: 本发明公开了热态下非能动余热排出系统排热能力调试试验方法，包括：控制反应堆冷却剂系统和二回路系统应保持热停堆工况状态，三台主泵处于停运状态；提高蒸汽旁排系统的大气排放阀排放整定值；将稳压器水位及压力调至自动控制；关闭主给水系统给水泵出口调节阀，隔离主给水系统；投运蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统，并投入应急补水箱；监视热段平均温度的变化，记录蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统相关热工参数；当热段平均温度下降至预设温度后，停运蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统；利用得到的相关热工参数计算换热功率，对非能动余热排出系统的换热能力进行验证。本发明用于验证蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统的换热能力。
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公开(公告)号：CN113421671A
公开(公告)日：2021-09-21
申请号：CN202110697121.6
申请日：2021-06-23
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 李峰 , 鲜麟 , 吴清 , 刘昌文 , 冷贵君 , 李海颖 , 赖建永 , 任云 , 张玉龙 , 冉旭 , 喻娜 , 方红宇 , 叶竹 , 陈宏霞 , 陈伟 , 习蒙蒙 , 杨帆 , 初晓 , 陆雅哲 , 张舒 , 赵禹
Abstract: 本发明公开了一种热态下非能动余热排出系统排热能力调试试验方法，包括：设置试验初始条件；将蒸汽旁排系统3个系列大气排放阀排放整定值提高预设值；将稳压器水位及压力调至自动控制；关闭主给水系统给水泵出口调节阀；投运蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统；监视热段平均温度的变化，记录蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统凝水流量、蒸汽压力和凝水温度；当热段平均温度下降预设温度后，停运蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统；利用凝水流量、蒸汽压力和凝水温度计算换热功率，将计算得到的换热功率与验收准则进行比较，验证换热能力。本发明在热态时开展，适用于核电厂蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统的排热能力验证。
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公开(公告)号：CN112417673A
公开(公告)日：2021-02-26
申请号：CN202011294911.1
申请日：2020-11-18
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20
Abstract: 本发明公开了一种压水堆首堆启动物理试验优化方法及装置，通过物理试验，获取压水堆核电厂首堆启动各控制棒组单独测量的积分价值；通过理论计算，获取各控制棒组正常插入次序的积分价值；获取各控制棒组单独测量的积分价值；获取从热态满功率到热态零功率由于反馈效应引入的正反应性；根据上述理论计算的结果，得到物理试验下各控制棒组正常插入次序的积分价值；再结合停堆棒组SA和D12棒束，验证N‑1棒积分价值的安全准则。本发明在启动物理试验不进行控制棒组正常插入次序的积分价值和卡单棒束积分价值测量的情况下实现N‑1棒组积分价值安全准则的验证，减少了试验带来的运行风险、提高了时效、避免了大量硼废水的产生。
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公开(公告)号：CN111540485A
公开(公告)日：2020-08-14
申请号：CN202010418682.3
申请日：2020-05-18
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了应对核电厂丧失正常给水ATWS事故的保护系统，包括紧急停堆保护系统和主泵停运判定系统，采用连级联机关系将紧急停堆保护系统和主泵停运判定系统连接；所述主泵停运判定系统包括或逻辑单元Y、与逻辑单元，或逻辑单元Y：用于以出现再次紧急停堆控制信号时刻为初始时刻进行延时△T后的时刻获取的停堆失效状态信号进行或逻辑判定；与逻辑单元：用于依据或逻辑单元Y的判定结果和紧急停堆主保护系统产生的再次紧急停堆控制信号进行与逻辑判定而确定是否触发停运主泵控制信号。
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公开(公告)号：CN107731319B
公开(公告)日：2019-05-21
申请号：CN201710961606.5
申请日：2017-10-16
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: Y02E30/32
Abstract: 本发明公开了一种用于压水堆的整体成型式堆芯围筒结构，解决了现有技术中的围筒结构均存在腐蚀开裂的风险的问题。本发明包括围筒本体，所述围筒本体由整体成型的顶层分段、一个以上的中间分段和底层分段从上至下依次堆叠而成；所述顶层分段包括顶层环状筒体，顶板，顶层通孔；所述中间分段包括中间环状筒体，中间通孔；所述底层分段包括底层环状筒体，底板，底层通孔；所述顶层通孔、底层通孔和顶层通孔位于同一直线上组成连接杆通孔，所述连接杆通孔内设置有穿过该连接杆通孔的连接杆；所述连接杆两端均设置有外螺纹以及与该外螺纹相匹配的压紧螺母。本发明具有降低堆芯围筒腐蚀开裂风险等优点。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN101471149B
公开(公告)日：2011-05-04
申请号：CN200710306053.6
申请日：2007-12-29
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C19/28
Abstract: 本发明提供了一种均匀性水溶液核反应堆氮气转化和料液自动补酸系统及补酸方法。此系统采用铂等耐高温电极，通过高压放电将氮气转化成NO和NO2，并用水喷淋冷却转化为HNO3，再通过一个补酸系统将HNO3连续返回反应堆堆芯容器，通过调节气回路中氮气浓度，氮气转化装置功率等可控制氮气转化速率，通过选择补酸箱的酸液体积和原始酸液的HNO3浓度可以调节补酸速度，控制反应堆料液的酸度恒定为0.2mol/L或在0.20-0.25mol/L范围内，使反应堆料液的UO2(NO3)2不水解沉淀，确保反应堆料液的均匀稳定性和反应堆的运行安全。
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公开(公告)号：CN101271737B
公开(公告)日：2010-08-11
申请号：CN200810044322.0
申请日：2008-04-30
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C1/24
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明给出了提高均匀性水溶液核反应堆额定稳态运行功率的方法，其特征在于：采用堆芯高度与直径比小于0.5的扁平堆芯，扩大堆芯燃料溶液表面积，降低燃料溶液的空泡系数，控制辐射分解气体氢气和氧气表面释放率；控制堆芯比功率；在堆芯燃料溶液中添加钌金属离子；在利用UO2(NO3)2溶液为核燃料时，增设将HNO3辐射分解产生的氮气转换成HNO3的装置和自动连续补HNO3系统；增大热交换器表面积；增大核反应堆气体回路流量和气回路中氢氧复合器复合氢气和氧气的能力，控制气回路中的氢气浓度。采用本发明的方法可保证均匀性水溶液核反应堆的额定稳态运行功率高于200kW。
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公开(公告)号：CN101271737A
公开(公告)日：2008-09-24
申请号：CN200810044322.0
申请日：2008-04-30
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C1/24
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明给出了提高均匀性水溶液核反应堆额定稳态运行功率的方法，其特征在于：采用堆芯高度与直径比小于0.5的扁平堆芯，扩大堆芯燃料溶液表面积，降低燃料溶液的空泡系数，控制辐射分解气体氢气和氧气表面释放率；控制堆芯比功率；在堆芯燃料溶液中添加钌金属离子；在利用UO2(NO3)2溶液为核燃料时，增设将HNO3辐射分解产生的氮气转换成HNO3的装置和自动连续补HNO3系统；增大热交换器表面积；增大核反应堆气体回路流量和气回路中氢氧复合器复合氢气和氧气的能力，控制气回路中的氢气浓度。采用本发明的方法可保证均匀性水溶液核反应堆的额定稳态运行功率高于200kW。
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公开(公告)号：CN207233402U
公开(公告)日：2018-04-13
申请号：CN201721325762.4
申请日：2017-10-13
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
Abstract: 本实用新型公开了一种非能动的PRS冷凝水箱液位调节系统，包括应急高位水源和PRS冷凝水箱，PRS冷凝水箱通过注水管与应急高位水源连通，对其进行补水。在注水管上设置有能够控制应急高位水源对PRS冷凝水箱补水动作的浮阀，浮阀关闭时应急高位水源停止对PRS冷凝水箱进行补水，浮阀开启时则应急高位水源对PRS冷凝水箱进行补水。浮阀的阀杆利用柔性管线与浮球相连，而浮球位于PRS冷凝水箱中。该调节系统方案配置简单，在全厂断电事故下，使用非能动方式对PRS冷凝水箱液位进行调节，减轻核电站储蓄电量的配置以及设备、管道、仪表的布置困难，满足压水堆核电厂精简的需求，该系统的使用，对我国目前核电站的意义十分重大，其在填补核电设计领域相关空白。
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公开(公告)号：CN205984293U
公开(公告)日：2017-02-22
申请号：CN201621043827.1
申请日：2016-09-08
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C9/004
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本实用新型涉及核电厂安全技术领域，具体公开了一种一回路快速卸压管线组件，包括卸压母管、第一卸压支管和第二卸压支管，所述卸压母管一端连接稳压器上封头的快速卸压接管嘴，另一端连接第一卸压支管和第二卸压支管的入口，所述第一卸压支管和第二卸压支管的出口连接排放环管，所述第一卸压支管和第二卸压支管上均设置有闸阀和截止阀。本实用新型在严重事故情况下能够对反应堆冷却剂系统进行快速卸压，防止发生高压熔堆事故；第一卸压支管和第二卸压支管互为备用，任何一个出现故障，另一个仍能实现快速卸压功能，系统的可靠性高；本实用新型还具有排放阻力小、对稳压器施加的载荷小等优点。
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