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公开(公告)号：CN116735309A
公开(公告)日：2023-09-12
申请号：CN202310648055.2
申请日：2023-06-02
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01N1/28
Abstract: 一种小尺寸板元件样品防截面高温氧化及肿胀变形装置，包括装样平面底座、矩形样品定位格架、长压紧滑片、短压紧滑片、旋紧螺杆、滑片固定卡针、试样槽、L型装样固定卡座；试样槽位于矩形样品定位格架内部，装样平面底座1表面左上角处设有L型装样固定卡座，矩形样品定位格架的四边框上开有滑轨，所述长压紧滑片与短压紧片均在矩形样品定位格架内部，分别靠近L型装样固定卡座对角方向的矩形样品定位格架边框，滑动固定卡针与穿过滑轨的长压紧滑片、短压紧滑片连接，将长压紧滑片、短压紧滑片固定在矩形样品定位格架中，旋紧螺杆通过矩形样品定位格架上的螺纹通孔22与靠近长压紧滑片、短压紧滑片的连接。
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公开(公告)号：CN111540487B
公开(公告)日：2022-03-01
申请号：CN202010362381.3
申请日：2020-04-30
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本方案公开了一种蒸汽发生器传热管破事故后反应堆冷却处理方法，该方法用于压水堆在发生蒸汽发生器传热管破裂事故后，实现反应堆降温降压至冷停堆状态，该方法包括顺序进行的以下步骤：S1、终止事故后一回路与二回路之间的流体泄漏；S2、利用正常工作的蒸汽发生器冷却一回路，利用一回路上的稳压器对一回路压力进行降压；S3、在一回路压力低于二回路压力时，将破损蒸汽发生器二次侧工质反注到蒸汽发生器的一次侧中，实现一回路压力和温度进一步降压和降温；S4、接入余热排出系统，使得反应堆达到冷停堆工况。采用本方案，在实现SGTR事故后降温降压的同时，可将杜绝放射性释放或将放射性释放降到最小。
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公开(公告)号：CN110415848B
公开(公告)日：2020-11-24
申请号：CN201910717159.8
申请日：2019-08-05
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种应对排热减少叠加SWCCF事故的保护系统，所述保护系统用于在核电厂发生一回路排热减少的事故，且核电厂的安全级平台发生SWCCF的工况下，且反应堆主保护系统丧失保护功能，对核电厂进行保护，所述保护系统包括：测量单元，所述测量单元用于测量核电厂的相关安全数据；处理传输通道，所述处理传输通道用于将测量获得的相关安全数据进行处理，并将处理后的数据传递给控制单元；控制单元，所述控制单元用于将传输通道处理后的数据进行逻辑判断，基于判断的结果对核电厂进行保护操作；能够在主保护系统失效时触发紧急停堆、启动辅助给水系统，避免核电厂失去保护，从而保证堆芯的安全和安全壳的完整性。
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公开(公告)号：CN109448873A
公开(公告)日：2019-03-08
申请号：CN201811475499.6
申请日：2018-12-04
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明公开了一种改进型安注箱，包括壳体，所述壳体顶部设置有进气管，所述壳体内设置有立管，所述立管顶端为开口端，所述立管的底端为封闭端，立管的封闭端上设置有排液管，所述排液管连通立管内部和壳体外部，所述立管的侧壁上从上至下开设有多个通孔。本发明的立管本身能够起到阻尼器的作用，同时立管上设置的通孔能够起到小管的作用，所以本发明无需设置阻尼器和小管，仅用立管便能实现自适应调节流量的功能，大幅简化了安注箱的结构，便于装置制造和维修；立管上自上至下设置的多个通孔使得在冷却剂液位下降的整个过程中，安注箱输出的冷却剂流量是逐渐稳定下降的，显著地提高了安注箱运行的可靠性。
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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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Patent Agency Ranking
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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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：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：CN103871531B
公开(公告)日：2016-08-31
申请号：CN201210531664.1
申请日：2012-12-11
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明属于一种压水堆核电厂事故应对方法，具体涉及一种用于压水堆核电厂事故工况下延长蒸汽发生器满溢时间的方法。它包括如下步骤，第一步：发生了导致所有辅助给水泵启动的事故；第二步：停运辅助给水泵；第三步：判断是否需要再启动辅助给水泵。本发明的优点是，该方法通过增加保护控制信号，自动调节蒸汽发生器辅助给水的流量，在保证堆芯安全的前提下延长了蒸汽发生器发生满溢的时间，从而延长操纵员不干预事故的时间，减小操纵员的失误。
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公开(公告)号：CN115064294B
公开(公告)日：2024-05-28
申请号：CN202210680037.8
申请日：2022-06-16
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种用于小尺寸强放射性试样高温退火的辐射屏蔽装置，包括主体框架、过渡仓、洗气组件和手套组件，主体框架内部设置有热处理实验炉；过渡仓设置在所述主体框架的一侧，且与所述主体框架内部连通；所述洗气组件的进气口与所述主体框架内部连通，所述洗气组件的出气口与热室连通；手套组件设置在所述主体框架的正面，且用于在主体框架内部对试样进行操作；本发明通过设置过渡仓和洗气组件，在将试样放置至主体框架内时，在对试样进行热处理实验时，均可以避免放射性粉尘或尾气泄露；通过设置手套组件，便于直接对主体框架内的试样进行操作，能够实现对小尺寸试样的精准操控。
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