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公开(公告)号：CN111081396A
公开(公告)日：2020-04-28
申请号：CN201911414644.4
申请日：2019-12-31
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C11/08
Abstract: 本发明属于核反应堆技术领域，具体涉及一种可实现热辐射散热的折叠式隔热装置。本发明包括收缩系统、上部导轨结构、隔热屏蔽结构、下部导轨结构，其中收缩系统包括基座、驱动电机、螺栓、链轮、限位块、链条、紧固件，驱动电机安装在基座上；驱动电机轴承一端安装链轮，限位块安装在隔热屏蔽结构上正对链轮位置；上部导轨结构、下部导轨结构分别安装在反应堆容器的上端和下端，隔热屏蔽结构安装在上部导轨结构和下部导轨结构之间。本发明布置在堆芯外围，通过结构闭合和收缩折叠即可实现反应堆保温隔热和辐射散热，有效简化反应堆结构并实现本发明的多用途应用。
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公开(公告)号：CN111081391A
公开(公告)日：2020-04-28
申请号：CN201911414582.7
申请日：2019-12-31
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C3/06 , G21C13/032 , G21C15/06 , G21C15/14 , G21C5/02
Abstract: 本发明属于核燃料元件技术领域，具体涉及一种采用六棱柱包壳的热管反应堆燃料元件的堆芯结构，包括：燃料元件1、热管2、限位基体3、筒体容器4及堆芯上栅板5；其中所述燃料元件1和热管2呈蜂窝型排布设置于筒体容器4内部，所述燃料元件1和热管2的排列组合与筒体容器4内壁之间设有限位基体3，所述堆芯上栅板5设于筒体容器4上。
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公开(公告)号：CN110853769A
公开(公告)日：2020-02-28
申请号：CN201911148906.7
申请日：2019-11-21
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种颗粒燃料芯体、燃料棒及金属冷却小型反应堆，所述颗粒燃料芯体包括若干颗粒燃料，若干颗粒燃料均匀弥散到氧化铍基体中，形成高热导率的燃料芯体，所述颗粒燃料由燃料微球和包覆层构成，所述包覆层包覆在燃料微球外侧，所述包覆层采用耐高温、高热导率的碳化硅制成，所述燃料微球在燃料芯体中的体积份额为30％～60％；所述燃料微球释放的裂变气体通过包覆层、氧化铍基体进行包容，所述燃料微球二氧化铀或铀钚混合氧化物。本发明显著增大了燃料芯体的热导率以及燃料芯体与燃料棒外表面之间的导热系数，可以大幅降低燃料芯体温度，提高金属冷却小型反应堆的设计性能及运行安全性。
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公开(公告)号：CN106683720B
公开(公告)日：2018-01-30
申请号：CN201710023681.7
申请日：2017-01-13
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明公开了一种管壳式铅基合金冷却反应堆，包括有反应堆容器、堆芯、燃料通道和压力管，由核燃料组件和铅基合金冷却剂置于压力管形成的燃料通道，将数根燃料通道放入反应堆容器水池中组成堆芯。应用于大型铅基合金冷却反应堆设计需求背景，使反应堆系统具备大功率特点和仅靠材料特性实现的高固有安全性，从设计上消除堆芯熔化概率和从事实上消除大规模放射性释放概率，取消厂外应急；核燃料组件和铅铋冷却剂置于压力管形成的燃料通道内，每根压力管内的冷却剂流量可以按照它的单管功率设计进行调节。
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公开(公告)号：CN104409112B
公开(公告)日：2017-07-04
申请号：CN201410717919.2
申请日：2014-12-03
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明涉及核设备安全技术领域，公开了一种安全壳再循环系统，包括依次连接的安全壳、安全壳过滤排放系统、对空排放机构、用于暂存安全壳过滤排放系统出口排放气体的滞留管线、用于将安全壳过滤排放系统出口排放的气体或滞留暂存的气体回流至安全壳的回流管线、用于将安全壳中的气体抽气排放到安全壳过滤排放系统的卸压管线。本发明在严重事故工况下，不仅能够缓解安全壳超压和氢气的威胁，维持安全壳的完整性，而且能够缓解裂变产物的释放，减少排放气体的放射性；在严重事故的预防和缓解阶段，可以冷凝水蒸汽实现安全壳热阱功能，可以有效执行指定速率的安全壳卸压，准确维持安全壳压力稳定在给定的目标值，维持安全壳微小负压。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN104992045A
公开(公告)日：2015-10-21
申请号：CN201510276962.4
申请日：2015-05-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F19/00
Abstract: 本发明公开了一种反应堆严重事故压力容器下封头内熔池结构计算方法，包括如下步骤：计算下封头堆芯熔融物各组分质量，将计算结果与成分系统相图中的可混溶范围比较，根据比较结果判断熔融物是否分层，如果熔融物出现分层，则比较各层中熔融物的密度得出熔融物的分层结果。本发明所提供的方法，与现有的将熔池结构简单分层的方法相比，区分了堆芯熔融物在不同的迁移方式下的不同计算方法，并在计算过程中充分考虑了成分之间的相互作用，更加准确地判断出熔池结构，从而更为准确地评价严重事故情况下熔融物堆内滞留措施的有效性。
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公开(公告)号：CN104979024A
公开(公告)日：2015-10-14
申请号：CN201510257719.8
申请日：2015-05-20
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明公开了浮动核电站非能动降压注水冷却系统及其运行方法，壳体内设置有堆舱，堆舱内设置有压力容器，压力容器内设置有堆芯和稳压器，压力容器的下封头与堆舱的堆舱底部之间形成外流道；还设置有降压水箱，隔板将降压水箱分为喷洒区和注水区，喷洒区和注水区在降压水箱的底部区域连通；还包括设置在壳体外部的冷水侧换热器，冷水侧换热器的换热器进水管与喷洒区的顶部区域连通，冷水侧换热器的换热器出水管与注水区连通；稳压器依次通过卸压管A、公共管X连通到喷洒区，卸压管A上设置有控制阀A，公共管X上设置有止回阀X，压力容器下降区依次通过注水管C、公共管Y连通到注水区，注水管C上设置有止回阀C和控制阀C。
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公开(公告)号：CN104279972A
公开(公告)日：2015-01-14
申请号：CN201310283495.9
申请日：2013-07-08
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明涉及一种属于燃料组件管座制精度测量技术领域，具体涉及一种燃料组件管座的精密测量系统及测量方法，该系统的测量基座中部上方设有管座安装板，测量基座的一端安装有相机移动平台，相机移动平台上方设有平行于管座安装板的相机安装板，相机安装板上设有光学相机；该方法包括：获取第一销孔边缘的图像，第一销孔边缘点坐标值的坐标转换，第一销孔边缘二次曲线圆弧拟合，计算第二销孔的圆心坐标和半径值，计算第一销孔和第二销孔圆心距离。该系统及其方法能够提高燃料组件管座的测量精度，避免人工操作带来的测量误差和接触式测量过程引起组件损伤。
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公开(公告)号：CN119263371A
公开(公告)日：2025-01-07
申请号：CN202411401260.X
申请日：2024-10-09
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明涉及技术领域，提供了一种冷源系统拦污格栅水下异物清理装置，包括主体支架和设于清主体支架上的清理部件，主体支架上设有支撑横梁，清理部件包括机械手和空化射流组件，清理部件安装于安装座上，安装座连接有调节组件，调节组件包括：行走机构，其包括行走滑座和用于驱动行走滑座来回移动的行走驱动部件，行走滑座可横向滑动地设置于支撑横梁上；以及转动机构，其包括转动座和用于驱动转动座旋转的转动驱动部件，转动座能转动地设置于行走滑座上，安装座与转动座连接。本发明能够提高清理效果，能够增架清理部件的活动范围和姿态，提高清理范围，也便于清理部件准确地到达清理部位。
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公开(公告)号：CN114199908B
公开(公告)日：2024-12-31
申请号：CN202111518799.X
申请日：2021-12-13
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01N23/12
Abstract: 本发明公开了碱金属热管相分布测量装置和方法，测量装置包括射线源、射线准直器和闪烁体探测器；所述射线源和闪烁体探测器分别置于碱金属热管径向的两端，所述射线源和接收闪烁体探测器分别用于发射伽马射线；所述射线准直器设置在射线源的前端，用于调整伽马射线的束流强度。本发明所述测量装置能够实现对碱金属热管的气液两相分布测量。
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