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公开(公告)号：CN101469374B
公开(公告)日：2011-03-02
申请号：CN200710306052.1
申请日：2007-12-29
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: Y02P10/234
Abstract: 本发明提供了一种从均匀性水溶液核反应堆气体回路中提取医用89Sr的方法及设备，该发明主要将气体回路中含有89Kr的混合气体用泵抽到气体旁路中进行衰变，旁路前端90Kr衰变成90Sr，被管壁吸附或被前置过滤器过滤，旁路后端89Kr衰变成89Sr再被管壁吸附或被后置过滤器过滤，后经化学分离纯化得到医用89Sr。该发明技术采用将旁路加压到10-30个大气压，增大旁路气体流量，从而89Sr的产量为常压法的5.3-7.7倍，另外通过将气体旁路管壁施以负电压，增大90Sr的附壁率，减少90Sr穿透过前置过滤器的量，从而保证从气体旁路后端提取的89Sr产品中的90Sr含量低于10-6。
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公开(公告)号：CN101469374A
公开(公告)日：2009-07-01
申请号：CN200710306052.1
申请日：2007-12-29
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: Y02P10/234
Abstract: 本发明提供了一种从均匀性水溶液核反应堆气体回路中提取医用89Sr的方法及设备，该发明主要将气体回路中含有89Kr的混合气体用泵抽到气体旁路中进行衰变，旁路前端90Kr衰变成90Sr，被管壁吸附或被前置过滤器过滤，旁路后端89Kr衰变成89Sr再被管壁吸附或被后置过滤器过滤，后经化学分离纯化得到医用89Sr。该发明技术采用将旁路加压到10－30个大气压，增大旁路气体流量，从而89Sr的产量为常压法的5.3－7.7倍，另外通过将气体旁路管壁施以负电压，增大90Sr的附壁率，减少90Sr穿透过前置过滤器的量，从而保证从气体旁路后端提取的89Sr产品中的90Sr含量低于10－6。
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公开(公告)号：CN119601267A
公开(公告)日：2025-03-11
申请号：CN202411776788.5
申请日：2024-12-05
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本申请提供了一种核电厂全厂断电事故后带热系统及方法，包括压力容器、稳压器、蒸汽发生器以及PRS换热器；其中，压力容器和蒸汽发生器形成水循环，蒸汽发生器流向压力容器的路径上设置有第一应急注水泵，注水泵一侧设置有发电机，发电机和第一应急注水泵电连接；压力容器流向蒸汽发生器的路径上连通稳压器；PRS换热器的进气端和蒸汽发生器的顶部连通，且出气端和蒸汽发生器的中部连通，PRS换热器的出气端和蒸汽发生器中部连通的路径上设置有第二应急注水泵；稳压器的顶部设置有安全阀组和快速卸压阀组；蒸汽发生器的顶部设置有大气排放阀。在保证不降低核电厂的安全性的前提下降低核电厂投资，为后续实际工程应用奠定了理论基础。
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公开(公告)号：CN115982622B
公开(公告)日：2024-01-23
申请号：CN202211725308.3
申请日：2022-12-30
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 唐传宝 , 白晓明 , 崔怀明 , 艾红雷 , 王新军 , 张毅雄 , 曾忠秀 , 曹锐 , 王明利 , 李海颖 , 熊夫睿 , 文毅 , 谢海 , 黄代顺 , 郑连纲 , 刘佳 , 王岩
IPC: G06F18/24 , G06F18/241 , G06F18/22 , G21C17/02
Abstract: 本发明公开了一种核反应堆冷却剂系统运行瞬态快速识别方法、装置及系统，方法包括获取核反应堆运行时关键位置的运行数据；进行瞬态识别；分别提取瞬态开始和结束时的功率值，进行第一次瞬态分类；分别提取瞬态数据中的温度、压力和流量值，并依次计算其与第一次瞬态分类后对应的参考瞬态数据库中的参考瞬态的相似度；对相似度进行排序，并将相似度与阈值相比，如果最大相似度大于阈值，则选取最大相似度值对应的运行瞬态归类为参考瞬态；如果最大相似度小于阈值，则将该运行瞬态标记为未知瞬态。本发明采用两级检测识别方式，能够快速并准确的将冷却剂系统发生的运行瞬态进行识别并归类，同时统计各类瞬态发生的次数。
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公开(公告)号：CN116052915A
公开(公告)日：2023-05-02
申请号：CN202211725575.0
申请日：2022-12-30
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 唐传宝 , 白晓明 , 崔怀明 , 艾红雷 , 王新军 , 张毅雄 , 曾忠秀 , 曹锐 , 王明利 , 李海颖 , 熊夫睿 , 文毅 , 谢海 , 黄代顺 , 郑连纲 , 刘佳 , 王岩
IPC: G21C17/02 , G21D1/00 , G06F30/23 , G06F119/04
Abstract: 本发明公开了一种核反应堆一回路系统疲劳状态监测方法和装置，本发明一方面通过关键位置传感器精确采集被测部件的温度状态，进而有效降低疲劳计算中的保守性，另一方面通过自动修正算法，在运行过程中构建了监测位置与现有传感器的对应关系，实现疲劳计算的自动修正，而无需对故障传感器进行更换和维修，保证了监测的准确性和可靠性，同时极大降低了监测装置的维修成本。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN111312419B
公开(公告)日：2021-12-14
申请号：CN202010226178.3
申请日：2020-03-27
Applicant: 江苏核电有限公司 , 中国核动力研究设计院 , 北京清达科宇科技有限公司 , 中国核电工程有限公司
Inventor： 潘泽飞 , 洪源平 , 周金满 , 陆双桐 , 李文雎 , 李文平 , 李海颖 , 蒋朱敏 , 蒋天植 , 刘国明 , 杨晓川 , 杨乃林 , 李载鹏 , 张琪 , 孙暖 , 刘敦彬 , 刘健 , 周克文 , 李宁 , 胥敬德
Abstract: 本发明属于反应堆工程设计及运行技术领域，具体涉及一种压水堆首炉堆芯无外加一次中子源的堆芯装料方法，包括：步骤一：安装中子探测器监测装置；步骤二：确定堆外高灵敏度中子探测器、源量程中子探测器和堆内三套临时中子计数装置有效性；步骤三：在高灵敏度中子探测器监测装置和堆内三套临时中子计数装置内的二次仪表监测设备进行临界安全监督参数计算及报警功能；步骤四：确定源量程中子探测器保护功能有效性；步骤五：在核电站数字式分布控制系统上增设硼浓度临界安全监督关键参数的持续监测和报警功能；步骤六：对影响反应堆次临界度的系统和设备进行隔离管控，对影响堆芯次临界度参数进行监督；步骤七：优化堆芯装载方式和步序。
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公开(公告)号：CN112420230A
公开(公告)日：2021-02-26
申请号：CN202011294885.2
申请日：2020-11-18
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/10
Abstract: 本发明公开了一种用于核电厂无源启动的堆内中子探测器组件，涉及无源启动堆内中子探测器领域，解决了一次中子源监测的问题。本发明包括探测器组件贯穿于压力容器顶盖，所述探测器组件包括芯体(6)，芯体(6)包括多个对中子灵敏的裂变室(4)，所述裂变室(4)位于堆芯活性段。本发明便于核电厂在堆芯首次装料及达临界过程中取消一次中子源，通过监测新燃料组件自发裂变产生的中子对整个堆芯状态进行监测，确保核反应堆的安全性。
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公开(公告)号：CN110600153A
公开(公告)日：2019-12-20
申请号：CN201910886937.6
申请日：2019-09-19
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种蒸汽管道隔离阀常关的非能动余热排出系统及方法，包括蒸汽管线、凝水管线、位于蒸汽管线上的蒸汽管道隔离阀、位于凝水管线上的凝水管道隔离阀，所述蒸汽管线与凝水管线之间设置换热器，还包括位于蒸汽管道隔离阀与换热器之间的水封，所述水封与蒸汽管道隔离阀之间设置恒压装置。本发明用以解决现有技术中非能动余热排出系统的蒸汽管道隔离阀需要常开，其内始终充满高温高压的蒸汽，不仅对管道布置要求极高，而且存在严重的蒸汽管道破裂隐患的问题，实现在非能动系统未投运时系统蒸汽管道与主蒸汽管道的有效隔离，降低管道布置的难度和蒸汽管道破裂事故的风险，使得非能动余热排出系统可以应用于改进型核电机组的目的。
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公开(公告)号：CN107731319A
公开(公告)日：2018-02-23
申请号：CN201710961606.5
申请日：2017-10-16
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种用于压水堆的整体成型式堆芯围筒结构，解决了现有技术中的围筒结构均存在腐蚀开裂的风险的问题。本发明包括围筒本体，所述围筒本体由整体成型的顶层分段、一个以上的中间分段和底层分段从上至下依次堆叠而成；所述顶层分段包括顶层环状筒体，顶板，顶层通孔；所述中间分段包括中间环状筒体，中间通孔；所述底层分段包括底层环状筒体，底板，底层通孔；所述顶层通孔、底层通孔和顶层通孔位于同一直线上组成连接杆通孔，所述连接杆通孔内设置有穿过该连接杆通孔的连接杆；所述连接杆两端均设置有外螺纹以及与该外螺纹相匹配的压紧螺母。本发明具有降低堆芯围筒腐蚀开裂风险等优点。
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公开(公告)号：CN101468791B
公开(公告)日：2011-06-22
申请号：CN200710306055.5
申请日：2007-12-29
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明属于医用放射性核素的生产技术，具体涉及一种用均匀性水溶液核反应堆生产碘-131的提取与纯化工艺。该工艺用三氧化二铝提取柱或水合氧化锆提取柱从反应堆运行后的大体积燃料溶液中吸附碘-131，然后依次用稀HNO3、H2O、NH3·H2O清洗提取柱，再用NH3·H2O或NaOH溶液解吸提取柱上的碘-131，最后对解吸后的碘-131进行分离纯化。本发明所获得131I的产额大于50％，其纯度满足医用Na131I溶液的要求。
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