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公开(公告)号：CN111354482B
公开(公告)日：2022-04-15
申请号：CN201911381160.4
申请日：2019-12-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C13/028 , G21C17/14
Abstract: 本发明公开了一种填料环可重复使用的堆芯仪表组件，包括堆芯仪表集束、堵头、填料环及压紧装置，所述堵头上还设置有贯穿孔，所述贯穿孔为光孔；所述堆芯仪表集束上设置有第一螺纹段，压紧装置包括第一螺母、限位板及紧固螺栓；所述堵头上还设置有用于与紧固螺栓螺纹连接的内螺纹孔，所述限位板通过紧固螺栓与堵头螺栓连接，所述限位板用于为第一螺母施加压力：在拧紧紧固螺栓的过程中，限位板为第一螺母施加压力。本堆芯仪表组件提供了一种具体的堆芯仪表集束与堵头的配合形式，采用本配合形式，可实现填料环的重复使用。
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公开(公告)号：CN114038587A
公开(公告)日：2022-02-11
申请号：CN202111328791.7
申请日：2021-11-10
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种适用于模块化小型压水堆核电厂的启停系统及方法，启停系统包括蒸汽排放系统和给水输送系统，蒸汽排放系统的进口与蒸汽发生器的二次侧出口连通，蒸汽排放系统的蒸汽出口与主蒸汽联箱连通，给水输送系统的出口与蒸汽发生器的二次侧进口连通，启停给水泵的出水口与蒸汽发生器的二次侧进口之间的管路上设置给水系统隔离阀，汽水分离器的进口与蒸汽发生器的二次侧出口之间的管路上设置有主蒸汽管线进口闸阀，方法包括启动方法和停机方法，本发明使得在核反应堆启动时，通过给水输送系统对蒸汽发生器供水，并通过蒸汽排放系统对蒸汽发生器的出口工质进行处理和利用，能够有效解决出口工质无法利用的处理的问题。
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公开(公告)号：CN111057958B
公开(公告)日：2022-01-14
申请号：CN201911332252.3
申请日：2019-12-22
Applicant: 中国科学院金属研究所 , 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明属于先进核能结构钢技术领域，具体涉及一种耐腐蚀和高温、抗辐照、高强度的ODS钢及其制备方法。钢的成分范围(重量百分比)是Cr:12.0～16.0％；Al:3.0～5.0％；(W+Mo):1.0～1.5％；Y2O3:0.1～0.5％；Zr:0.1～0.5％；Fe余量。其它杂质元素含量如下：C≤0.02％；N≤0.02％；Co≤0.1％；Ni≤0.1％；Cu≤0.01％；P≤0.005％；S≤0.005％。在常规ODS钢基础上，通过成分设计优化，控制碳含量在母合金冶炼后达到0.005％以下、最终粉末冶金制备后0.02％以下，避免形成在高温、辐照条件下易于熟化的M23C6碳化物以提高高温稳定性和蠕变强度；通过协同控制Cr、Al含量形成致密氧化膜提高抗腐蚀氧化能力、并平衡时效或辐照脆性；通过纳米氧化物尺寸、数密度、种类等调控来提高抗辐照性能。基于以上特征，材料同时具有耐腐蚀(主要为液态金属等)和高温、高强度、抗辐照的优异性能。
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公开(公告)号：CN112906201A
公开(公告)日：2021-06-04
申请号：CN202110110001.1
申请日：2021-01-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G06F113/08 , G06F119/08 , G06F119/14
Abstract: 本发明公开了用于压水堆运行状态下一回路系统超压保护的设计方法，包括以下步骤：S1、构建待设计超压保护系统的压水堆模型；S2、根据反应堆及一回路系统在事故停堆后冷却剂容积随时间的变化规律获得安全阀的初始总排量；S3、将步骤S2获得的初始总排量代入步骤S1构建的压水堆模型，基于确定论分析方法核算安全阀的总排量；S4、基于确定论分析方法优化超压保护系统对应的保护信号、稳压器容量和波动管管径；S5、基于概率论确定超压保护系统中的安全阀数量，以及上游管路、下游管路和隔离阀设计。解决现有的超压保护设计主要通过事故后的响应分析来确定导致迭代次数多、周期长，同时难以找出满足安全要求的安全阀总的最小排量的问题。
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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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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN111780089A
公开(公告)日：2020-10-16
申请号：CN202010713985.8
申请日：2020-07-20
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: F22D5/00
Abstract: 本发明公开了一种直流蒸汽发生器给水控制方法及系统，本发明是一种适用于压水堆核电厂直流蒸汽发生器给水控制方法，该控制方法提供了给水控制系统基本原理及相关控制环节的解决方案。控制系统由蒸汽压力控制通道、负荷前馈控制通道、蒸汽过热度补偿通道三个控制通道组成，综合考虑了二回路蒸汽压力控制、负荷快速变化及汽轮机对蒸汽过热度的需求。采用这种发明的压水堆核电厂直流蒸汽发生器给水控制能够满足二回路静态运行特性要求和一、二回路瞬态响应要求，同时满足用汽品质的要求，有利于保证核电厂的安全性和经济性。
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公开(公告)号：CN111354482A
公开(公告)日：2020-06-30
申请号：CN201911381160.4
申请日：2019-12-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C13/028 , G21C17/14
Abstract: 本发明公开了一种填料环可重复使用的堆芯仪表组件，包括堆芯仪表集束、堵头、填料环及压紧装置，所述堵头上还设置有贯穿孔，所述贯穿孔为光孔；所述堆芯仪表集束上设置有第一螺纹段，压紧装置包括第一螺母、限位板及紧固螺栓；所述堵头上还设置有用于与紧固螺栓螺纹连接的内螺纹孔，所述限位板通过紧固螺栓与堵头螺栓连接，所述限位板用于为第一螺母施加压力：在拧紧紧固螺栓的过程中，限位板为第一螺母施加压力。本堆芯仪表组件提供了一种具体的堆芯仪表集束与堵头的配合形式，采用本配合形式，可实现填料环的重复使用。
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公开(公告)号：CN111048219A
公开(公告)日：2020-04-21
申请号：CN201911381234.4
申请日：2019-12-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种可远距离实现快速连接和松脱的连接结构，包括锁扣件，还包括驱动件，所述驱动件包括旋转轴、螺旋弹簧及压环；所述旋转轴的上端面上设置有操作杆插孔；所述旋转轴下端设置有突出键；所述锁扣件的上端设置有插孔，还包括内槽；所述压环呈筒状，且压环的侧壁上还设置有两个C形槽，各C形槽由三个槽段组成：水平段，两段竖直段；还包括连接在旋转轴上的定位销；所述螺旋弹簧设置在压环中，且螺旋弹簧的下端作用在锁扣件的上端，螺旋弹簧的上端作用在螺旋轴上。本连接结构的结构设计使得在压紧筒组件的上方，即可实现压紧筒组件与压紧组件之间的连接和分离操作，达到远距离改变压紧筒组件与压紧组件连接状态的目的。
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公开(公告)号：CN109887624A
公开(公告)日：2019-06-14
申请号：CN201910168349.9
申请日：2019-03-06
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了模块式小堆安全壳隔离失效时的失水事故长期冷却系统，包括一级冷却回路、二级冷却回路和三级冷却回路，一级冷却回路为堆芯补水箱与压力容器之间形成的回路，堆芯补水箱内的含硼水通过压力容器直接注入管线进入压力容器内向堆芯补充含硼水，压力容器内的含硼水通过管道回到堆芯补水箱内，二级冷却回路为内置换料水箱与压力容器之间形成的回路，内置换料水箱内的含硼水通过压力容器直接注入管线进入压力容器内向堆芯补充含硼水，堆芯产生的蒸汽通过自动卸压系统回流至内置换料水箱，三级冷却回路为地坑与堆芯之间形成的自然循环回路。本发明解决了现有冷却系统无法实现安全壳隔离失效时失水事故后堆芯长期冷却的问题。
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公开(公告)号：CN106887263A
公开(公告)日：2017-06-23
申请号：CN201510929795.9
申请日：2015-12-15
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明属于反应堆安全技术领域，具体涉及一种直流蒸汽发生器二次侧开式非能动余热排出系统。该系统设计有冗余的2个系列，每列包括辅助给水箱、喷洒器、给水滤网；安全壳的筒体段及上封头浸没于屏蔽水池中，反应堆布置于安全壳内最低标高位置；辅助给水箱通过给水管路与内置于反应堆压力容器的直流蒸汽发生器的给水口连接，在给水管路上且屏蔽水池中设置有给水滤网，内置蒸汽发生器的蒸汽出口通过蒸汽管路与设置于屏蔽水池中的喷洒器连接。本发明采用初期非能动直接注入给水和后期自然循环方式给水两阶段运行模式，向蒸汽发生器二次侧持续给水，将反应堆余热转移至屏蔽水池，带出余热效率更高，更可靠。
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