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公开(公告)号：CN113946954A
公开(公告)日：2022-01-18
申请号：CN202111199604.X
申请日：2021-10-14
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 刘丽莉 , 张明 , 邓坚 , 余红星 , 刘余 , 邓纯锐 , 陈亮 , 何晓强 , 丁书华 , 张吉斌 , 邹志强 , 张航 , 武铃珺 , 彭欢欢 , 王小吉 , 卢川 , 杨洪润 , 向清安 , 武小莉 , 许幼幼 , 杜政瑀
IPC: G06F30/20 , G21C17/00 , G06F111/10
Abstract: 本发明公开了核反应堆压力容器下腔室熔融池瞬态结构获取方法及装置，该方法包括：根据核反应堆严重事故进程确定熔融池结构计算的关键时间点；基于各关键时间点迁移到下腔室的熔融物组分与熔融物平衡态相图，判断熔融物是否分层；若熔融物出现分层，则根据各分层的密度计算熔融池的瞬态结构。与现有的只计算熔融物完全迁移到下腔室形成终态熔融池后的稳态结构获取方法相比，本发明可以给出熔融物在迁移过程中在下腔室内形成熔融池的瞬态结构形态，从而更准确地评价整个严重事故过程中实施压力容器外部冷却措施时压力容器的完整性。
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公开(公告)号：CN112366011A
公开(公告)日：2021-02-12
申请号：CN202011164442.1
申请日：2020-10-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种热管反应堆核功率的控制方法及系统，该方法包括：获取热管反应堆热端温度偏差；将热管反应堆热端温度偏差送入比例积分控制器，得到热管反应堆热端温度控制量；获取热管反应堆热端温度控制量和需求负荷之和，得到需求功率；根据需求功率获取功率偏差；将功率偏差送入比例积分控制器，获取核功率控制量；将核功率控制量转换为旋转鼓给定转速，并将旋转鼓给定转速送到旋转鼓驱动机构，旋转鼓驱动机构驱动旋转鼓以旋转鼓给定转速转动。本发明的目的在于提供一种热管反应堆核功率的控制方法及系统，有利于热管反应堆的稳定运行，并提供多样化控制方式以提高控制系统可靠性，也有利于容错运行，提高热管反应堆的长期可用性。
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公开(公告)号：CN111916236A
公开(公告)日：2020-11-10
申请号：CN202010680623.3
申请日：2020-07-15
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 杨帆 , 李松蔚 , 邓坚 , 曾未 , 刘松涛 , 宋丹戎 , 余红星 , 冉旭 , 李峰 , 鲜麟 , 张丹 , 周科 , 刘余 , 邹志强 , 彭欢欢 , 杨韵佳 , 何晓强 , 陆雅哲 , 习蒙蒙
IPC: G21C17/00
Abstract: 本发明公开了一种配备循环回路的模块式氢气燃爆实验研究系统及方法，该系统包括筒状试验本体和数据测量子系统，试验本体包括若干个模块式承压筒体，各个模块式承压筒体依次串联并相通；每个模块式承压筒体内设置有若干测量点，各个测量点均与数据测量子系统电连接；试验本体内一端设有点火装置，各个模块式承压筒体内均设有若干环状孔板扰流阵列；还包括气体注入子系统、抽真空子系统、气体循环子系统，气体注入子系统连通试验本体的一侧，试验本体的另一侧连通抽真空子系统；气体循环子系统连通试验本体，形成气体闭式循环回路。本发明系统设计具有模块式设计特征，装配简单，火焰燃烧速度测量精度高的特点。
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公开(公告)号：CN111681794A
公开(公告)日：2020-09-18
申请号：CN202010565291.4
申请日：2020-06-19
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 钱立波 , 丁书华 , 吴清 , 冷贵君 , 刘昌文 , 高颖贤 , 李仲春 , 蒋孝蔚 , 何晓强 , 陈伟 , 吴丹 , 党高健 , 冉旭 , 喻娜 , 申亚欧 , 黄涛 , 杜思佳
IPC: G21D3/06
Abstract: 本发明公开了一种压水堆核电厂全范围SGTR事故处理方法及系统，包括以下步骤：S1：根据蒸汽发生器窄量程水位及二回路放射性高信号，判定发生了蒸汽发生器传热管破裂类事故；S2：当发生了蒸汽发生器传热管破裂类事故后，判断蒸汽发生器传热管破裂类事故的类型；S3：根据蒸汽发生器传热管破裂类事故的类型，采取相应的事故处理方法。本发明根据各蒸汽发生器传热管破裂类事故特点，通过设置对应的事故处理方法，快速有效处置蒸汽发生器传热管破裂类事故，可降低向环境的放射性释放，极大的拓展了蒸汽发生器传热管破裂事故处理策略的应对范围。
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公开(公告)号：CN111554425A
公开(公告)日：2020-08-18
申请号：CN202010412152.8
申请日：2020-05-15
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21D3/06
Abstract: 本发明公开了一种压水堆核电厂极小破口失水事故应对方法，包括：检测压水堆核电厂的主系统过冷状态、二次侧热阱状态、主系统压力状态和稳压器水位状态；根据检测结果，判断是否满足终止安注准则，当满足终止安注准则时，则对安注泵依次执行停运操作；执行停运安注泵操作的过程中，实时监测主系统过冷状态和稳压器水位状态，若主系统过冷状态或稳压器水位状态不满足终止安注准则，则启动停运的安注泵；重复上述步骤，直至所有安注泵均停止运行。本发明通过设置有效的安注终止准则、制定合理的安注终止步骤等，实现了在发生一回路极小破口事故后，能够有效终止安注并维持核电厂处于安全稳定状态。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN111508623A
公开(公告)日：2020-08-07
申请号：CN202010356287.7
申请日：2020-04-29
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了船用承压安全壳超压保护装置及其应用，超压保护装置包括设置在安全壳内的双向安全阀、爆破阀和可拆卸排放管，其中，可拆卸排放管与安全壳壁面连接，所述双向安全阀和爆破阀均安装在可拆卸排放管上，且双向安全阀位于安全壳壁面与爆破阀之间；爆破阀的开启定值低于安全阀起跳定值。本发明对内可实现在安全壳内面临超压时受控适当排出壳内流体，保证安全壳的完整性；对外当遭遇沉没等极端工况时，可以连通海水和安全壳，同时引海水入壳，保证安全壳的完整性对内可实现在安全壳内面临超压时受控适当排出壳内流体，保证安全壳的完整性。
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公开(公告)号：CN111128410A
公开(公告)日：2020-05-08
申请号：CN201911407679.5
申请日：2019-12-31
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 柴晓明 , 马誉高 , 余红星 , 杨洪润 , 何晓强 , 邓坚 , 苏东川 , 张卓华 , 丁书华 , 冉旭 , 邱志方 , 刘余 , 李松蔚 , 王金雨 , 曾畅 , 张宏亮 , 李文杰
IPC: G21C1/32 , G21C15/257
Abstract: 本发明属于核反应堆技术领域，具体涉及一种热管反应堆系统及其能量转换方式，包括：反应堆基体111、热管组3、保温层4、电磁泵5、换热器108、回热器110、压缩机111、系统空气入口端113、透平109和系统能量输出端112；所述反应堆基体110内设置有热管组3，所述热管组3上设置有保温层4、电磁泵5和换热器108，所述换热器108上部还设置有换热器出口106和换热器入口107，所述换热器出口106通过透平109与系统能量输出端112连接；所述换热器入口107与回热器110一端连接，所述回热器110另一端通过压缩机111与系统空气入口端113连接。
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公开(公告)号：CN111105883A
公开(公告)日：2020-05-05
申请号：CN201911413199.X
申请日：2019-12-31
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/257 , G21C15/253 , G21C15/28 , F01K7/32 , F01K11/02 , F01K13/00 , F01K13/02 , F01K25/10
Abstract: 本发明属于核反应堆领域技术领域，具体公开一种超临界二氧化碳为热电转换工质的热管反应堆系统，热管反应堆位于一体化安全壳中心，超临界二氧化碳热电转换系统对称布置在热管反应堆两侧、并与回路压力维持系统连接；启动控制系统、停堆控制系统均与热管反应堆连接，回路压力维持系统、安全壳内温度控制系统均位于在一体化安全壳壳壁上，应急冷却系统位于热管反应堆和一体化安全壳形成的环腔内部；乏气冷却系统、非能动余热排系统分别一体化安全壳底部、顶部壳壁上，并均与超临界二氧化碳热电转换系统连接。本发明的系统显著降低了二回路系统的重量和体积，噪声小、发电效率高、结构紧凑、布置灵活方便固有安全性高。
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公开(公告)号：CN111081395A
公开(公告)日：2020-04-28
申请号：CN201911407716.2
申请日：2019-12-31
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C11/08
Abstract: 本发明属于核反应堆技术领域，具体涉及一种可实现热辐射散热的核反应堆隔热装置。本发明包括步进式驱动电机、传动齿轮组、旋转架、隔热屏蔽弧形板、固定架以及辅助紧固件，驱动电机是整个系统结构的执行单元，与传动齿轮组连接，通过接收控制系统的指令进行动作，驱动传动齿轮组进行转动，驱动传动齿轮组与旋转架连接，旋转架与隔热屏蔽弧形板连接；固定架安装在反应堆容器的底部。本发明布置在堆芯外围，通过运动机构即可实现反应堆保温隔热和辐射散热，集反应堆隔热和屏蔽功能为一体，有效简化反应堆结构并实现本发明的多用途应用。
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公开(公告)号：CN111081390A
公开(公告)日：2020-04-28
申请号：CN201911407691.6
申请日：2019-12-31
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 李权 , 柴晓明 , 王金雨 , 张卓华 , 黄永忠 , 李文杰 , 李垣明 , 张宏亮 , 何晓强 , 曾畅 , 彭诗念 , 苏东川 , 李松蔚 , 段振刚 , 余红星 , 杨洪润
Abstract: 本发明属于核反应堆燃料元件技术领域，具体涉及一种增强慢化能力的双包壳燃料元件，包括：上端塞、气腔弹簧A、内包壳、气腔弹簧B、外包壳、若干个芯块A、若干个芯块B和下端塞；内包壳内部下端堆叠若干个芯块A，芯块A上部设置内包壳裂变气体气腔；内包壳裂变气体气腔一端通过气腔弹簧A与芯块A阻隔，内包壳裂变气体气腔的另一端也设置有气腔弹簧A；内包壳的外壁套有外包壳；内包壳外壁与外包壳内壁之间由下至上堆叠放置若干个芯块B；芯块B上部设置气腔弹簧B；上端塞与内包壳和外包壳的顶部定位连接；下端塞与内包壳和外包壳的底部焊接连接；芯块A和芯块B的材料按裂变材料-慢化材料或慢化材料-裂变材料形式组合。
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