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公开(公告)号：CN107767976B
公开(公告)日：2019-07-02
申请号：CN201710977661.3
申请日：2017-10-17
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C19/02 , G21C19/105
Abstract: 本发明公开了一种探测器组件拆除工艺及其专用拆除设备，移动大小车组件下放抓具，抓取拆除探测器组件后提升抓具，剪切缩容组件夹住探测器组件并将探测器组件剪断；探测器组件端部放入低放废物容器内；剪切缩容组件内部卷绕模块带动探测器组件旋转，探测器组件在剪切缩容组件作用下从导向结构中抽出，卷绕后的探测器组件成柱状卷盘并下落至暂存容器内；重复上述动作拆除同组其它探测器组件；拆完后移动大小车组件，将探测器组件绕卷落入高放容器内；重复上述动作继续拆除其它组探测器组件；全部探测器组件拆除完毕后，将部件恢复至原存放位置。本发明整个拔出过程工艺设计合理，缩短了操作时间，利用换料水池内水的屏蔽，达到良好的辐射防护。
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公开(公告)号：CN107331424B
公开(公告)日：2019-06-14
申请号：CN201710599735.4
申请日：2017-07-21
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明公开了一种反应堆堆腔注水冷却系统及其操作方法，包括设置在反应堆安全壳内的反应堆堆腔，设置在反应堆堆腔内压力容器，设置在反应堆堆腔与压力容器之间并包围压力容器的保温层，还包括外部注水系统和低位注水系统；外部注水系统包括外部水源、与所述外部水源连接的外部注水管、在所述外部注水管上设置注水泵，注水泵的出口与保温层的底部入口连接；低位注水系统包括设置在安全壳底部的低位注水箱，与所述低位注水箱的底部连接的低位注水管，低位注水管与注水泵的入口连接。本发明采用过冷水能动注入反应堆堆腔注水系统的操作方法，过冷水源的使用提升压力容器外部沸腾传热的极限带热能力，从而在事故缓解的关键阶段提供成功缓解的可能性。
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公开(公告)号：CN104538068B
公开(公告)日：2017-06-20
申请号：CN201310306912.7
申请日：2013-07-22
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/017
Abstract: 本发明涉及一种传热管破裂事故工况下防止蒸汽发生器满溢的方法，包括：步骤一、核电站发生蒸汽发生器传热管破裂事故后，触发紧急停堆；步骤二、判断出是否发生传热管破裂事故事故以及确定破损蒸汽发生器；并隔离破损蒸汽发生器所在环路的蒸汽管线；步骤三、操纵员通过蒸汽发生器排污管线上的排放系统手动调节破损蒸汽发生器的水位到蒸汽发生器高高水位；同时控制未发生传热管破裂事故事故环路的大气排放系统对一回路进行降温、降压，以平衡破损蒸汽发生器一次侧、二次侧的压力。本发明的方法实现了防止SGTR事故工况下破损SG二次侧的满溢，大大降低了放射性物质向环境的释放量。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN103985422B
公开(公告)日：2017-03-01
申请号：CN201410105700.7
申请日：2014-03-20
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 吴琳 , 张森如 , 罗琦 , 刘昌文 , 李海颖 , 曹锐 , 冷贵君 , 蒲小芬 , 张富源 , 王华金 , 曾忠秀 , 钟元章 , 李庆 , 康志彬 , 卢毅力 , 李兰 , 汤华鹏
IPC: G21C15/14 , G21C15/18 , G21C7/36 , G21C9/004 , G21C17/108 , G21C17/035
CPC classification number: Y02E30/39
Abstract: 本发明涉及一种基于177堆芯的能动加非能动核蒸汽供应系统，包括核反应堆堆芯，反应堆冷却剂系统，其特征在于：包括核反应堆堆芯包括177个活性段长度为12至14英尺的核燃料组件；反应堆冷却剂系统包括反应堆压力容器、连接反应堆冷却剂入口和出口的主管道、主泵、蒸汽发生器、稳压器、卸压箱。还涉及一种核电站，采用上述基于177堆芯的能动加非能动核蒸汽供应系统；其机组功率1000～1400MWe，平均可利用率大于等于90%，最大地面加速度为0.3g，安全壳为双层钢制结构以抗大型商业飞机撞击。本发明具有缓解与预防严重事故功能，堆芯测量仪表自上而下穿入反应堆压力容器，拥有结合了能动余非能动方式的余热排出系统和数字化仪控多样性保护系统。
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公开(公告)号：CN104332188A
公开(公告)日：2015-02-04
申请号：CN201310307164.4
申请日：2013-07-22
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C7/32
Abstract: 本发明涉及一种丧失正常给水-ATWS事故下缓解一回路超压的方法，包括以下步骤：1核电站发生丧失正常给水-ATWS事故后，核电站保护系统发出ATWS缓解信号，并由该ATWS缓解信号触发核电站紧急停堆；2果ATWS缓解信号出现时堆芯功率为P1，延迟时间长度△t后，堆芯功率为P2，如果P2大于P1的10%，作出ATWS缓解信号触发紧急停堆失效的判断信号；3根据步骤2获取的紧急停堆失效的判断信号，触发自动停运反应堆冷却剂泵的信号，进而避免一回路压力超过限制压力。本发明的方法在丧失正常给水-ATWS事故进程中通过一系列方法步骤实现自动停运主泵，进而影响一回路冷却剂从堆芯导出热量和堆芯的反应性反馈，从而限制一回路的压力上升幅度，避免了一回路压力超过限值。
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公开(公告)号：CN203931515U
公开(公告)日：2014-11-05
申请号：CN201420128705.7
申请日：2014-03-20
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 罗琦 , 吴琳 , 张森如 , 刘昌文 , 李海颖 , 曹锐 , 冷贵君 , 蒲小芬 , 张富源 , 王华金 , 曾忠秀 , 钟元章 , 李庆 , 康志彬 , 卢毅力 , 李兰 , 汤华鹏
IPC: G21C15/14 , G21C15/18 , G21C7/36 , G21C9/004 , G21C17/108 , G21C17/035
CPC classification number: Y02E30/39
Abstract: 本实用新型涉及一种基于177堆芯的能动加非能动核蒸汽供应系统及其核电站。该基于177堆芯的能动加非能动核蒸汽供应系统，包括核反应堆堆芯，反应堆冷却剂系统，核反应堆堆芯包括177个活性段长度为12至14英尺的核燃料组件；反应堆冷却剂系统包括反应堆压力容器、连接反应堆冷却剂入口和出口的主管道、主泵、蒸汽发生器、稳压器、卸压箱。该核电站，采用上述基于177堆芯的能动加非能动核蒸汽供应系统；其机组功率1000～1400MWe，平均可利用率大于等于90%，最大地面加速度为0.3g，安全壳为双层钢制结构以抗大型商业飞机撞击。本实用新型具有缓解与预防严重事故功能，堆芯测量仪表自上而下穿入反应堆压力容器，拥有结合了能动余非能动方式的余热排出系统和数字化仪控多样性保护系统。
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公开(公告)号：CN213028276U
公开(公告)日：2021-04-20
申请号：CN202022422271.X
申请日：2020-10-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本实用新型公开了一种水下核辐射环境中视觉对中装置，涉及压水堆核电厂换料检修领域，解决了对探测器组件进行更换，需在水下核辐射环境中完成对目标对象的定位的问题。本实用新型包括所述加厚铅玻璃镜头(3)用于拍摄反应堆堆芯测量探测器组件的图像；所述加厚铅玻璃镜头(3)连接耐辐照图像传感器，所述加厚铅玻璃镜头(3)用于集聚光线在耐辐照图像传感器上，所述耐辐照图像传感器及外围电路转换集聚光线的光信号为电信号，并发送至工控机，所述工控机(6)依据所述加厚铅玻璃镜头(3)的拍摄图像得到探测器组件的位置坐标数据。本实用新型相较传统装卸料机定位方式定位精度高、自适应性好，相较一般的耐辐照相机，耐辐照性能更高。
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公开(公告)号：CN217358778U
公开(公告)日：2022-09-02
申请号：CN202221486745.X
申请日：2022-06-14
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本实用新型公开了一种管道表面温度计安装座及温度计，涉及管道温度测量技术领域；管道表面温度计安装座包括座体，所述座体设有：安装凹槽，位于座体的一端，用于容纳待测管道的侧壁，且在所述座体卡在待侧管道外的情况下，所述安装凹槽槽口与待测管道侧壁贴合；安装孔，沿所述座体长度方向延伸，用于容纳和安装温度传感器，且所述安装孔的一端位于所述安装凹槽底部，能适应相应外形的管道，并通过安装孔容纳安装温度传感器，能够通过座体对温度传感器进行防护、减小温度计的占用空间。管道表面温度计安装座，通过上述管道表面温度计安装座安装温度传感器，能适应相应外形的管道，可适应狭窄空间和异型管道，满足反应堆冷却剂水封温度测量要求。
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