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公开(公告)号：CN103489488B
公开(公告)日：2016-04-13
申请号：CN201210189540.X
申请日：2012-06-11
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: Y02E30/32
Abstract: 本发明提供一种模块式压水堆，其反应堆本体和冷却剂系统、安全系统由钢安全壳包容组成反应堆模块，整个反应堆模块浸没在反应堆安全水池中，以池水作为事故排热的最终热阱；采用完全非能动的方式实现应急堆芯冷却和应急余热排出，并通过抑压水池和反应堆安全水池池水完成安全壳的压力抑制和长期排热；反应堆换料检修通过在安全壳换料通道法兰和反应堆容器法兰之间安装换料水套，在安全壳与乏燃料水池之间实现直行式水下燃料吊运操作。一座反应堆厂房可布置几个反应堆模块，所有的反应堆模块共用一套装卸料设施和其它核辅助系统，其模块化的组合布置，提高了反应堆的安全性和经济性。本发明适用于核能发电、供汽、供热和海水淡化等多种用途。
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公开(公告)号：CN101154472B
公开(公告)日：2011-11-09
申请号：CN200610152552.X
申请日：2006-09-29
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C1/32
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明公开了一种一体化低温核供热反应堆。反应堆所有一回路设备采用一体化布置，属于低、中参数压水核反应堆。反应堆堆芯采用成熟的核电站燃料组件和控制棒组件，主热交换器为整体盘管式，稳压器为内置氮气分压控制稳压器，冷却剂循环由内置喷射器和外置驱动回路的设备完成。驱动回路和设备以及主要一回路辅助系统布置在反应堆压力容器外围。反应堆安全壳由堆本体安全壳和堆顶安全壳两部分组成，堆本体安全壳为钢筋混凝土结构的堆坑和钢结构的壳体组合的结构。堆本体安全壳通过管道和阀门与密封的换料水贮存池相连。该种堆型热功率可以在50MW到500MW范围内任意选择，堆出口温度根据用途、需求和功率大小可在100-200℃范围内选择。
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公开(公告)号：CN1941217A
公开(公告)日：2007-04-04
申请号：CN200510105648.6
申请日：2005-09-29
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明涉及核反应堆技术领域，具体为一种适用于低温供热堆与研究堆的非能动专设安全设施。在反应堆容器一侧设有一个高出堆芯顶部10～30米的大容量蓄压水池，蓄压水池底部设有与堆入口腔相通的注水管，由堆出口腔引出的上升管穿过水池并高出水池水面。另外，在反应堆厂房外设有高出主换热器25～28米的应急注水箱，和高出主换热器15～18米的空冷器，应急注水箱和空冷器均通过管道连接在主换热器和二次换热器之间的二回路管道上。该安全设施结构简单、没有能动部件，事故工况下能够及时有效的自动投入运行，有效的提高了反应堆的固有安全性。
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公开(公告)号：CN101079333B
公开(公告)日：2010-07-14
申请号：CN200610081536.6
申请日：2006-05-26
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明提供一种核反应堆非能动多功能池式稳压系统，包括蓄压水池，蓄压水池内上部设有气腔，在气腔内采用钢筋混凝土结构形成水位测量通道；蓄压水池底部设有与反应堆入口腔相连的安注管，安注管上设置止回阀；蓄压水池底部还设有与主泵入口管道相连的波动管；蓄压水池中部设有与反应堆出口腔相连的上升管，上升管上设置气动隔离阀，在气动隔离阀与反应堆出口腔相连的上升管上设有与主泵入口管道相连的小流量循环管线。本发明采用非能动系统，使反应堆的安全性大大提高，系统大为简化，运行更简便，很好地解决了池壳式低温供热堆的安全性问题，较大幅度地降低了建造和运行成本，具有广阔的应用前景。
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公开(公告)号：CN101154472A
公开(公告)日：2008-04-02
申请号：CN200610152552.X
申请日：2006-09-29
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C1/32
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明公开了一种一体化低温核供热反应堆。反应堆所有一回路设备采用一体化布置，属于低、中参数压水核反应堆。反应堆堆芯采用成熟的核电站燃料组件和控制棒组件，主热交换器为整体盘管式，稳压器为内置氮气分压控制稳压器，冷却剂循环由内置喷射器和外置驱动回路的设备完成。驱动回路和设备以及主要一回路辅助系统布置在反应堆压力容器外围。反应堆安全壳由堆本体安全壳和堆顶安全壳两部分组成，堆本体安全壳为钢筋混凝土结构的堆坑和钢结构的壳体组合的结构。堆本体安全壳通过管道和阀门与密封的换料水贮存池相连。该种堆型热功率可以在50MW到500MW范围内任意选择，堆出口温度根据用途、需求和功率大小可在100－200℃范围内选择。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN1323405C
公开(公告)日：2007-06-27
申请号：CN200410098804.6
申请日：2004-12-16
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C19/00
Abstract: 本发明属于一种核反应堆燃料组件换料装卸，即一种直形式核反应堆燃料组件换料装卸工艺流程。它包括新燃料组件的接收、检查和贮存、堆芯换料、乏燃料组件的贮存和发送，所说的堆芯换料及乏燃料组件的贮存和发送是由数控装卸料机在设置于反应堆厂房与燃料厂房之间的磁性滑轨上行走完成的。本换料装卸工艺流程不需要进行燃料组件水下翻转，可省去水下翻转机、核燃料承载器、核燃料传输管和转运水池、乏燃料吊装用人桥吊车等专用设备，而且换料操作工艺简单、可靠安全、时间快。可直接用于核电站、核供热堆、核海水淡化厂、研究堆、核动力厂、生产堆上，可提高核反应堆换料效率、降低换料系统造价和操作人员劳动强度，提高反应堆的经济性。
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公开(公告)号：CN1208781C
公开(公告)日：2005-06-29
申请号：CN02159019.2
申请日：2002-12-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C7/14
CPC classification number: Y02A20/128 , Y02E30/39
Abstract: 本发明提供一种低温供热堆，在堆芯容器的一侧设有一个高出堆芯顶部10～30m的蓄压水池，蓄压水池底部设有一根注入管与堆冷却剂进口管相通，堆冷却剂出口管引出一根穿过蓄压水池高出水池水面5～30cm上升管；利用水压活塞原理的水压式控制棒驱动机构，采用两套独立的停堆系统。高位蓄压水池，实现了无需动作任何阀门即可实现余热导出和安全注水。中间夹层的板翘式换热蒸发器，减少了中间回路，减少了设备尺寸，降低造价。其停堆系统，使该堆具有高度固有安全性。该低温供热堆可用于进行低温供热和海水淡化。
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公开(公告)号：CN1514445A
公开(公告)日：2004-07-21
申请号：CN02159019.2
申请日：2002-12-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: Y02A20/128 , Y02E30/39
Abstract: 本发明提供一种高度固有安全的低温供热堆，在堆芯容器的一侧设有一个高出堆芯顶部10～30m的蓄压水池，蓄压水池底部设有一根注入管与堆冷却剂进口管相通，堆冷却剂出口管引出一根穿过蓄压水池高出水池水面5～30cm上升管；利用水压活塞原理的水压式控制棒驱动机构，采用两套独立的停堆系统。高位蓄压水池，实现了无需动作任何阀门即可实现余热导出和安全注水。中间夹层的板翘式换热蒸发器，减少了中间回路，减少了设备尺寸，降低造价。其停堆系统，使该堆具有高度固有安全性，堆芯永不熔化、永不烧毁在任何事故工况都满足对环境“无放射性后果”要求。该低温供热堆可用于进行低温供热和海水淡化。
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公开(公告)号：CN104021828A
公开(公告)日：2014-09-03
申请号：CN201410219796.X
申请日：2014-05-23
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明公开了一种固定平台式浮动核电站，包括用于与海底基岩连接的多个桩基；还包括至少容纳核反应堆的核岛厂房和至少容纳汽轮发电机的常规岛厂房，核反应堆产生的蒸汽输送至汽轮发电机；核岛厂房和常规岛厂房直接固定在桩基上。本发明固定在海底基岩上，稳定性高，对海面风浪有较高的抵抗能力，避免了晃动对核反应堆带来的影响，安全性更高。本发明还公开了一种用于固定平台式浮动核电站的换料方法。
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公开(公告)号：CN103489488A
公开(公告)日：2014-01-01
申请号：CN201210189540.X
申请日：2012-06-11
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: Y02E30/32
Abstract: 本发明提供一种模块式压水堆，其反应堆本体和冷却剂系统、安全系统由钢安全壳包容组成反应堆模块，整个反应堆模块浸没在反应堆安全水池中，以池水作为事故排热的最终热阱；采用完全非能动的方式实现应急堆芯冷却和应急余热排出，并通过抑压水池和反应堆安全水池池水完成安全壳的压力抑制和长期排热；反应堆换料检修通过在安全壳换料通道法兰和反应堆容器法兰之间安装换料水套，在安全壳与乏燃料水池之间实现直行式水下燃料吊运操作。一座反应堆厂房可布置几个反应堆模块，所有的反应堆模块共用一套装卸料设施和其它核辅助系统，其模块化的组合布置，提高了反应堆的安全性和经济性。本发明适用于核能发电、供汽、供热和海水淡化等多种用途。
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