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公开(公告)号：CN104916339B
公开(公告)日：2017-02-22
申请号：CN201510192921.7
申请日：2015-04-22
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明公开了一种核电厂应急状态诊断系统及应急状态诊断方法，系统包括：数据输入模块，用于接收表征核电厂安全状态的数据和用户输入信息；存储模块，用于存储核电厂的系统数据；诊断模块，用于根据核电厂状态数据或用户输入信息进行逻辑判断，获得核电厂当前状态诊断结果；指南模块，用于根据诊断结果进行逻辑判断，获得应该进一步关注的数据，并查找下一步操作建议；显示模块，用于显示诊断结果和应该进一步关注的数据和下一步操作建议。本发明的系统及方法能够迅速给出核电厂应急状态等级的建议、用户应继续关注的表征核电厂安全状态的其它指示和参数和下一步操作建议，提供更及时、客观、准确的应急状态等级诊断结果，供核电厂核事故应急指挥参考。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN103871492B
公开(公告)日：2016-08-31
申请号：CN201210538783.X
申请日：2012-12-13
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C11/06
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明涉及压水堆核电厂反应堆堆芯屏蔽技术领域，具体公开了一种用于177压水堆核电站反应堆的堆芯屏蔽结构。该堆芯屏蔽结构包括在反应堆堆芯外安装的围板以及反射层、吊篮和压力容器，其中，在围板外依次安装有吊篮和压力容器，并在围板与吊篮的空间内填充有反射层，在吊篮和压力容器之间的空间内填充有水层；压力容器外设有保温层，并位于普通混凝土结构安全壳内，利用空气将压力容器与普通混凝土结构的安全壳隔离；吊篮与压力容器之间的水层厚度在28cm～30cm之间。本发明所述的堆芯屏蔽结构，取消了传统布置在堆芯吊篮外壁的热屏蔽板，简化了堆芯屏蔽结构、减轻了堆芯支撑载荷、降低了堆内构件的活化、有利于改善压力容器内主冷却剂的流动特性。
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公开(公告)号：CN103871492A
公开(公告)日：2014-06-18
申请号：CN201210538783.X
申请日：2012-12-13
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C11/06
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明涉及压水堆核电厂反应堆堆芯屏蔽技术领域，具体公开了一种用于177压水堆核电站反应堆的堆芯屏蔽结构。该堆芯屏蔽结构包括在反应堆堆芯外安装的围板以及反射层、吊篮和压力容器，其中，在围板外依次安装有吊篮和压力容器，并在围板与吊篮的空间内填充有反射层，在吊篮和压力容器之间的空间内填充有水层；压力容器外设有保温层，并位于普通混凝土结构安全壳内，利用空气将压力容器与普通混凝土结构的安全壳隔离；吊篮与压力容器之间的水层厚度在28cm～30cm之间。本发明所述的堆芯屏蔽结构，取消了传统布置在堆芯吊篮外壁的热屏蔽板，简化了堆芯屏蔽结构、减轻了堆芯支撑载荷、降低了堆内构件的活化、有利于改善压力容器内主冷却剂的流动特性。
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公开(公告)号：CN207474082U
公开(公告)日：2018-06-08
申请号：CN201721705056.2
申请日：2017-12-08
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C11/00
Abstract: 本实用新型公开了一种用于压水堆堆腔辐射漏束屏蔽的框架式堆腔底部构件，该堆腔底部构件设置在一次屏蔽混凝土与压力容器之间，所述堆腔底部构件包括环形座和伸缩钢板，所述环形座为呈圆环状的中空框架式结构；所述环形座内还设置有用于线缆通过的迷宫通道；所述伸缩钢板为多段，伸缩钢板环形均布于环形座的内侧，且伸缩钢板的位置可在环形座的径向方向调整。本方案提供的堆腔底部构件对反应堆堆腔辐射漏束的屏蔽能力强、结构简单、重量轻、便于制造和安装。
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公开(公告)号：CN203026157U
公开(公告)日：2013-06-26
申请号：CN201220688281.0
申请日：2012-12-13
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本实用新型涉及压水堆核电厂反应堆堆芯屏蔽技术领域，具体公开了一种用于177压水堆核电站反应堆的堆芯屏蔽结构。该堆芯屏蔽结构包括在反应堆堆芯外安装的围板以及反射层、吊篮和压力容器，其中，在围板外依次安装有吊篮和压力容器，并在围板与吊篮的空间内填充有反射层，在吊篮和压力容器之间的空间内填充有水层；压力容器外设有保温层，并位于普通混凝土结构安全壳内，利用空气将压力容器与普通混凝土结构的安全壳隔离；吊篮与压力容器之间的水层厚度在28cm～30cm之间。本实用新型所述的堆芯屏蔽结构，取消了传统布置在堆芯吊篮外壁的热屏蔽板，简化了堆芯屏蔽结构、减轻了堆芯支撑载荷、降低了堆内构件的活化、有利于改善压力容器内主冷却剂的流动特性。
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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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