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公开(公告)号：CN110853773A
公开(公告)日：2020-02-28
申请号：CN201911149861.5
申请日：2019-11-21
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种轴向倒换料金属冷却反应堆及管理方法，所述反应堆的堆芯结构为整体式蜂窝状正六边形组件通道，所述通道包括燃料组件通道、控制棒组件通道，所述控制棒组件通道与燃料组件通道交错布置。所述燃料组件通道在轴向上设置有3盒标准燃料组件，最底层为经过若干燃耗循环的旧燃料组件，最顶层为装入堆芯的新燃料组件。旧燃料组件从各燃料组件通道卸出后，通道内轴向剩余燃料组件依次下移，新燃料组件从各通道顶部装入。本发明有效展平了堆芯轴向及径向功率分布，使燃料组件的燃耗更加均匀，大幅度延长了燃料组件使用寿命，增加了燃料组件的使用寿命以及堆芯的平均卸料燃耗深度。
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公开(公告)号：CN108597630A
公开(公告)日：2018-09-28
申请号：CN201810386663.X
申请日：2018-04-26
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种核电厂全压非能动重力注入系统，用于对反应堆的一回路进行非能动重力注水，该注水系统包括中转水箱及蓄水水箱，所述中转水箱与反应堆的一回路之间、所述中转水箱与蓄水水箱之间均设置有连通管道，且所述连通管道上均设置有截断阀；在高度方向上，所述反应堆的位置低于中转水箱的位置、所述中转水箱的位置低于蓄水水箱的位置。采用该注入系统，事故后电厂一回路无需卸压，一回路无需以低压注入为目的实施主动排放，不依靠外部的动力源，以非能动方式将外部水源重力注入一回路。
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公开(公告)号：CN108231220A
公开(公告)日：2018-06-29
申请号：CN201810031779.1
申请日：2018-01-12
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明公开了一种压力管式压水反应堆系统，所述压力管式压水反应堆系统中设有非能动安全系统，所述非能动安全系统包括：冷却水池、非能动空气冷却系统，其中，压力管式反应堆浸泡在冷却水池中，非能动空气冷却系统中的换热器浸泡在冷却水池中；一方面可以继承目前压水堆成熟的技术，另一方面可以使压水堆具有固有安全性，提高压水堆的安全性；第三，保持压水堆的堆芯功率密度和反应堆的功率，从而保证具有较高的经济性的技术效果。
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公开(公告)号：CN104979024B
公开(公告)日：2017-04-05
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
CPC classification number: Y02E30/40
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：CN104504259B
公开(公告)日：2017-03-08
申请号：CN201410776028.4
申请日：2014-12-15
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F19/00
Abstract: 核电厂安全壳主动排放的决策评价方法，包括超压威胁缓解决策评价步骤，还进一步包括氢气威胁缓解决策评价步骤、排放终止决策评价步骤、放射性裂变产物释放缓解评价步骤，超压威胁缓解决策评价步骤包括：计算主动排放的放射性剂量后果期望值M1；先计算M1和不排放的放射性剂量后果期望值N1相等时的安全壳超压临界失效概率；再确定安全壳超压临界失效压力F1；考虑一定裕量后计算安全壳压力推荐整定值F0；安全壳的压力达到F0时请求执行主动排放。本发明为严重事故下安全壳主动排放的决策提供了评价方法，为应急指挥提供决策依据，主动实施安全壳排放，缓解安全壳超压或氢气威胁，缓解裂变产物释放，减少严重事故后的放射性污染。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN104409112A
公开(公告)日：2015-03-11
申请号：CN201410717919.2
申请日：2014-12-03
Applicant: 中国核动力研究设计院
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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公开(公告)号：CN204242599U
公开(公告)日：2015-04-01
申请号：CN201420743230.2
申请日：2014-12-03
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本实用新型涉及核设备安全技术领域，具体公开了一种具有循环过滤功能的安全壳排放系统，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、回流管线：回流管线上游连接安全壳过滤排放系统的出口，下游与安全壳内空间连通，回流管线包括并联的抽气回流管线、缓冲回流管线和直接回流管线，抽气回流管线上设置有回流风机和控制阀，缓冲回流管线上设置有压力缓冲罐和流量调节阀。本实用新型设置回流管线，安全壳气体经安全壳过滤排放系统过滤后通过回流管线重新注入安全壳，不仅可以有效缓解安全壳超压的威胁，还能实现循环过滤并延长气体排放时间，从而缓解裂变产物释放，减少释放气体的放射性。
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公开(公告)号：CN204242607U
公开(公告)日：2015-04-01
申请号：CN201420743277.9
申请日：2014-12-03
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本实用新型涉及核设备安全技术领域，具体公开了一种具有排放气体暂存功能的安全壳排放系统，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；所述安全壳过滤排放系统连接到安全壳的管线上设置有第一隔离阀，连接到对空排放机构的管线上设置有第二隔离阀；还包括滞留管线，滞留管线上游连接在安全壳过滤排放系统的出口，下游连接对空排放机构，滞留管线上依次设置有控制阀D、储气装置、控制阀E。本实用新型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，而且能够将放射性气体临时储存在密闭空间中，经过一定时间的衰变待气体放射性降低后结合当时当地的天气状况向外界排放，缓解裂变产物的释放，减少排放气体的放射性。
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公开(公告)号：CN204229847U
公开(公告)日：2015-03-25
申请号：CN201420743307.6
申请日：2014-12-03
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本实用新型涉及核设备安全技术领域，具体公开了一种抽气卸压型安全壳排放系统，包括依次连接的安全壳、安全壳过滤排放系统、卸压管线；卸压管线包括两条并联管线；两条并联管线的上游均连接在安全壳，下游与安全壳过滤排放系统的入口相连；其中一条管线上设置有控制阀B，另一条管线上依次设置有第一流量调节阀、抽气风机、控制阀C，抽气风机位于第一流量调节阀和控制阀C之间。在严重事故下安全壳发生结构失效向环境释放时，或者严重事故下裂变产物严重泄漏时，本实用新型主动利用安全壳过滤排放系统进行过滤排放，能够有效缓解裂变产物的释放，减少排放气体的放射性。
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