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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：CN115240886B
公开(公告)日：2023-09-19
申请号：CN202210900142.8
申请日：2022-07-28
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C19/02 , G21C19/10 , B66C1/66 , B66C7/08 , B66C11/04 , B66C11/16 , B66C13/08 , F04D25/08 , F04D29/60
Abstract: 本发明属于高温气冷堆设备检修技术领域，在反应堆运行后，有必要对主氦风机进行一些必要的检修。基于此，本发明提供一种高温气冷堆主氦风机部件拆卸装置，拆卸装置主要包括主体桁架B、起吊机构、电机连接组件；主体桁架B安装在气氛隔离装置上，起吊机构安装在主体桁架B上，电机连接组件顶部与起吊机构的吊钩连接，且电机连接组件底部与主氦风机的电机组件相互连接。目的在于，用于高温气冷堆主氦风机部件的拆卸及起吊，满足空间尺寸、吊车条件方面的约束要求。
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公开(公告)号：CN116168860A
公开(公告)日：2023-05-26
申请号：CN202310021691.2
申请日：2023-01-07
Applicant: 中国核动力研究设计院 , 四川大学
IPC: G21C17/007 , G21C17/013
Abstract: 本发明属于反应堆检修技术领域，具体公开了一种用于高温气冷堆的自动调平式检修平台，旨在解决如何快速且安全地调平的问题。该用于高温气冷堆的自动调平式检修平台主要通过调平液使浮板自动调平，调平过程中只需要控制驱水组件驱使壳体靠近储液槽的内底面，并在浮板调平后控制滑块组件与升降导向机构锁紧固定，无需进行复杂且耗时的微调控制，因此能够实现浮板的自动快速调平和锁紧作业，调平效果更好，且操控更为方便；将之应用于高温气冷堆的压力容器球形顶盖上进行检修作业，支撑组件的支撑腿无需再做伸缩运动，避免了因支撑腿伸缩产生大幅受力变化而损伤球形顶盖表面，并可防止平台倾覆等安全事故的发生。
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公开(公告)号：CN115312214A
公开(公告)日：2022-11-08
申请号：CN202211127411.8
申请日：2022-09-16
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明属于反应堆结构设计技术领域，具体涉及一种自我复位式的抗倾斜摇CIS进水口摆保温活门装置。本发明所设计的保温活门装置，通过管道端面及铰链设计，能够实现载具倾斜摇摆条件下的自我复位功能，保持管道的封堵状态，保障运行时的保温效果；而在管道流体需要通过的工况下，则可实现相应的开启功能。杜绝了CIS环腔汽水出口管处的温度和散热量的超标情况，避免对周围设备造成影响。将进水口管斜面角度设计为大于载体的极限倾斜工况角度，以实现其抗倾斜摇摆功能。在保温活门误打开后能够重新关闭，大幅减小或消除对流影响。在严重事工况下，冷却水能打开活门从进水口管流入内部环腔。
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公开(公告)号：CN115238287A
公开(公告)日：2022-10-25
申请号：CN202210857217.9
申请日：2022-07-20
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F21/60 , G06F21/62 , G06F40/289
Abstract: 本发明公开了一种基于加密字符的全文搜索方法及系统，通过获取用户提交的文本文件；抽取所述文本文件中的语料数据，对所述语料数据进行分词，得到多个词汇数据；将所述多个词汇数据进行加密；获取加密后的多个词汇数据；获取用户输入的关键字；对所述关键字进行加密；在所述加密后的多个词汇数据中查询与加密后的关键字相匹配的词汇数据；将查询到的词汇数据进行解密，将解密后的结果数据发送给用户，实现既能够保证用户能够从海量文件数据中快速搜索出目标数据，也能够实现对敏感涉密数据的密文存储，提升了数据全文搜索的安全性。
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Patent Agency Ranking
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：CN114999695A
公开(公告)日：2022-09-02
申请号：CN202210679997.2
申请日：2022-06-16
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种高温气冷堆吸收球停堆系统的拆装综合平台，包括主平台、中间平台和升降平台，主平台固定设置在驱动棒驱动机构和吸收球停堆系统的上方，主平台上设置有贯穿的拆装孔；中间平台固定设置在拆装孔内；升降平台的固定端与中间平台固定连接，且升降平台的升降端设置在反应堆舱室内，且可在反应堆舱室内上下移动；本发明通过升降平台可以实现操作人员下降至反应堆舱室内，对位于反应堆舱室内的吸收球停堆系统进行维护，从而使操作人员不需要站立在安装有驱动棒驱动机构和吸收球停堆系统的压力容器上，通过升降平台可以增加操作人员的活动区域，从而便于对驱动棒驱动机构和吸收球停堆系统进行操作。
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公开(公告)号：CN112259268B
公开(公告)日：2022-03-01
申请号：CN202011132893.7
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: 本发明公开了探测器组件拆除控制系统以及对应的控制方法，同时还提供了核反应堆探测器组件拆除装置和对应的核反应堆探测器组件拆除控制系统组成的核反应堆探测器组件拆除系统，核反应堆探测器组件拆除装置用于将寿期末高放射性探测器组件从上部堆内构件导向结构的通道中拔出，并经屏蔽、剪切、卷绕等全套连续动作后放至专用容器，转移至规定处置场所。达到连续操作、安全、高效的作业目的。对应的探测器组件拆除控制系统可以实现定位、抓取、剪断(屏蔽)、卷绕、转运等控制操作。
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公开(公告)号：CN111341467B
公开(公告)日：2021-10-22
申请号：CN202010186602.6
申请日：2020-03-17
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种适用于球形燃料和高温冷却剂的金属堆内构件，包括设置在上部的上围筒组件、设置在上围筒部件下方的堆芯围筒组件，上围筒组件和堆芯围筒组件之间可拆卸连接，上围筒组件内的压紧板下方设置有在轴向限位上层石墨的轴向定位装置，堆芯围筒组件包括堆芯围筒，堆芯围筒内壁上设置有2个以上沿着轴向上下平行排列的周向限位层，周向限位层由沿堆芯围筒内壁周向设置的多个周向限位件构成，2个以上周向限位层在周向方向限制设置在堆芯围筒内的石墨。本发明能够实现金属构件对设置在其内的石墨构件的包容和定位，防止温度变化引起的金属构件和石墨构件之间的移位问题。
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公开(公告)号：CN109595428B
公开(公告)日：2021-08-24
申请号：CN201811473773.6
申请日：2018-12-04
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种核级设备及管道用单侧填屏蔽材料保温层，包括保温外盒和装填在保温外盒内部的中子屏蔽层、伽马屏蔽层和金属反射箔片，所述中子屏蔽层和伽马屏蔽层均采用具有金属特性的无机屏蔽材料；在保温层厚度截面上的装填顺序依次为：保温外盒的内壳板、中子屏蔽层、伽马屏蔽层、金属反射箔片、保温外盒的外壳板；所述金属反射箔片呈纵横规律性间隔排布的正反圆锥凸台波纹形状，且相邻两层金属反射箔片以正反圆锥凸台顶点对顶点的背向式交错叠放。本发明提供了一种既带保温隔热功能、又带屏辐射屏蔽功能的复合型金属保温层，可长寿期服役在高温辐射环境下而不需要更换，满足核级设备及管道保温层需求。
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