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公开(公告)号：CN103871484A
公开(公告)日：2014-06-18
申请号：CN201210536842.X
申请日：2012-12-13
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C1/09
Abstract: 本发明涉及压水堆核电厂事故应对技术领域，具体公开了一种压水堆核电厂一回路超压保护及卸压系统。该系统包括稳压器、去卸压箱管线、稳压器安全阀，以及若干气动隔离阀和电动隔离阀，其中，在稳压器上与去卸压箱管线连接的管路上设有稳压器安全阀，且在稳压器与去卸压箱管线相连接的管路上还设有三个并列支路，其中，第一支路包括串联的电动隔离阀A和气动隔离阀A，第二支路包括串联的电动隔离阀B和气动隔离阀B，第三支路包括串联的电动隔离阀C和气动隔离阀C。本发明所述的一种压水堆核电厂一回路超压保护及卸压系统，能够在核电厂正常运行、基准事故以及严重事故工况下执行其超压保护和卸压的功能，以维持反应堆的安全状态。
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公开(公告)号：CN113997272B
公开(公告)日：2022-12-20
申请号：CN202111411426.2
申请日：2021-11-25
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种空间六自由度减振平台，包括机架、动平台、并联运动链组，所述动平台平行设置在所述安装平面的上方，所述并联运动链组包括三个并联运动链、三个下连接件和三个上连接件，三个所述并联运动链的下端分别通过三个所述下连接件与所述机架可转动连接，三个所述并联运动链的上端分别通过三个所述上连接件与所述动平台可转动连接；本发明通过设置成三角分布的并联运动链对动平台的进行支承，并通过设置多个具有单自由度的转动副，有的提升刚度、承载能力，同时消除铰链间隙，有效的提升刚度、承载能力，同时消除铰链间隙，提升精度。
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公开(公告)号：CN103871506B
公开(公告)日：2016-12-21
申请号：CN201210531614.3
申请日：2012-12-11
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: G21C9/033 , G21C15/182 , Y02E30/40
Abstract: 本发明涉及一种核电站高压安全注射系统，其配置在反应堆一回路系统的若干个环路上，包括至少一个硼酸注入单元和至少一个冷却剂注入单元；硼酸注入单元包括浓硼酸注入箱、一端与浓硼酸注入箱的连接的浓硼酸注入管路，浓硼酸注入管路的另一端穿入安全壳连接到反应堆一回路系统的一个环路的冷管段；冷却剂注入单元包括一个水源、与水源连接的冷却剂注入管路；冷却剂注入管路包括并联的冷管段注入管路和热管段注入管路；冷管段注入管路穿入安全壳并连接到反应堆一回路系统的一个环路的冷管段上；热管段注入管路穿入安全壳并连接到反应堆一回路的一个环路的热管段上。本发明多条管线之间互不干扰，便于流量调节；本发明具有较高的安全性。
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公开(公告)号：CN105957567A
公开(公告)日：2016-09-21
申请号：CN201610295311.4
申请日：2016-05-06
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明公开了一种蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统，所述系统包括：换热器，所述换热器放置在冷却水箱内，凝水管一端与所述换热器下封头连接，另一端与蒸汽发生器的主给水管连接；蒸汽管线一端与所述换热器的上封头连接，另一端与蒸汽发生器的蒸汽出口连接；N个补水箱，所述补水箱上部与所述蒸汽管线连通，所述补水箱下部与所述凝水管连通；M个空气冷却器，所述空气冷却器的蒸发段布置在冷却水箱中，所述空气冷却器的冷凝段布置在冷却水箱外的大气中；实现了蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统长期导出堆芯余热，维持反应堆在安全状态的技术效果。
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公开(公告)号：CN103632736B
公开(公告)日：2016-08-10
申请号：CN201210295150.0
申请日：2012-08-20
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
CPC classification number: G21C13/02 , G21C11/08 , G21C15/12 , G21C15/18 , G21C15/182 , G21C15/243 , G21D3/06 , Y02E30/40
Abstract: 本发明涉及一种核电站堆腔注水冷却系统，包括：设置在反应堆安全壳内的反应堆堆腔、设置在反应堆堆腔内的压力容器，位于反应堆堆腔与压力容器之间并包围压力容器的隔热屏障，还包括外部注水系统和设置在安全壳内的高位注水系统；外部注水系统包括外部水源、与外部水源连接的外部注水管、在外部注水管上设置的堆腔注水泵、在堆腔注水泵上游和下游分别设置的第一隔离阀和第二隔离阀；该外部注水管穿过安全壳与隔热屏障底部连接；高位注水系统包括高位注水箱、连接高位注水箱底部与外部注水管的高位注水管、设置在高位注水管上的第三隔离阀。本发明性能稳定可靠，可以有效地缓解严重事故后果，确保严重事故下反应堆压力容器的完整性。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN103871506A
公开(公告)日：2014-06-18
申请号：CN201210531614.3
申请日：2012-12-11
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: G21C9/033 , G21C15/182 , Y02E30/40
Abstract: 本发明涉及一种核电站高压安全注射系统，其配置在反应堆一回路系统的若干个环路上，包括至少一个硼酸注入单元和至少一个冷却剂注入单元；硼酸注入单元包括浓硼酸注入箱、一端与浓硼酸注入箱的连接的浓硼酸注入管路，浓硼酸注入管路的另一端穿入安全壳连接到反应堆一回路系统的一个环路的冷管段；冷却剂注入单元包括一个水源、与水源连接的冷却剂注入管路；冷却剂注入管路包括并联的冷管段注入管路和热管段注入管路；冷管段注入管路穿入安全壳并连接到反应堆一回路系统的一个环路的冷管段上；热管段注入管路穿入安全壳并连接到反应堆一回路的一个环路的热管段上。本发明多条管线之间互不干扰，便于流量调节；本发明具有较高的安全性。
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公开(公告)号：CN103632736A
公开(公告)日：2014-03-12
申请号：CN201210295150.0
申请日：2012-08-20
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
CPC classification number: G21C13/02 , G21C11/08 , G21C15/12 , G21C15/18 , G21C15/182 , G21C15/243 , G21D3/06 , Y02E30/40
Abstract: 本发明涉及一种核电站堆腔注水冷却系统，包括：设置在反应堆安全壳内的反应堆堆腔、设置在反应堆堆腔内的压力容器，位于反应堆堆腔与压力容器之间并包围压力容器的隔热屏障，还包括外部注水系统和设置在安全壳内的高位注水系统；外部注水系统包括外部水源、与外部水源连接的外部注水管、在外部注水管上设置的堆腔注水泵、在堆腔注水泵上游和下游分别设置的第一隔离阀和第二隔离阀；该外部注水管穿过安全壳与隔热屏障底部连接；高位注水系统包括高位注水箱、连接高位注水箱底部与外部注水管的高位注水管、设置在高位注水管上的第三隔离阀。本发明性能稳定可靠，可以有效地缓解严重事故后果，确保严重事故下反应堆压力容器的完整性。
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公开(公告)号：CN116498826A
公开(公告)日：2023-07-28
申请号：CN202310476328.X
申请日：2023-04-28
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: F16L55/035 , F16L3/10
Abstract: 本发明属于机械振动与减振降噪技术领域，具体涉及一种采用柔性铰链的管路多维动力吸振器。本发明包括三组相同的管夹、柔性基座、柔性双连杆、固定质量块、可调质量块，呈空间三对称分布；所述三个管夹连接成一个完整的圆形管夹，固定在管路系统上；所述柔性基座固定安装在管夹上，所述固定质量块通过柔性双连杆与柔性基座连接，所述可调质量块分别与相邻的两个固定质量块可拆卸连接。本发明具有机械结构紧凑、体积小、便于安装、可调频等优点，能够解决管路系统的多维线谱振动控制问题。
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公开(公告)号：CN113436760A
公开(公告)日：2021-09-24
申请号：CN202110697124.X
申请日：2021-06-23
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 陆雅哲 , 李峰 , 鲜麟 , 冉旭 , 吴清 , 刘昌文 , 冷贵君 , 李海颖 , 赖建永 , 任云 , 张玉龙 , 张晓华 , 喻娜 , 方红宇 , 陈宏霞 , 陈伟 , 习蒙蒙 , 杨帆 , 初晓 , 张舒 , 赵禹 , 叶竹
Abstract: 本发明公开了热态下非能动余热排出系统排热能力调试试验方法，包括：控制反应堆冷却剂系统和二回路系统应保持热停堆工况状态，三台主泵处于停运状态；提高蒸汽旁排系统的大气排放阀排放整定值；将稳压器水位及压力调至自动控制；关闭主给水系统给水泵出口调节阀，隔离主给水系统；投运蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统，并投入应急补水箱；监视热段平均温度的变化，记录蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统相关热工参数；当热段平均温度下降至预设温度后，停运蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统；利用得到的相关热工参数计算换热功率，对非能动余热排出系统的换热能力进行验证。本发明用于验证蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统的换热能力。
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公开(公告)号：CN113421671A
公开(公告)日：2021-09-21
申请号：CN202110697121.6
申请日：2021-06-23
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 李峰 , 鲜麟 , 吴清 , 刘昌文 , 冷贵君 , 李海颖 , 赖建永 , 任云 , 张玉龙 , 冉旭 , 喻娜 , 方红宇 , 叶竹 , 陈宏霞 , 陈伟 , 习蒙蒙 , 杨帆 , 初晓 , 陆雅哲 , 张舒 , 赵禹
Abstract: 本发明公开了一种热态下非能动余热排出系统排热能力调试试验方法，包括：设置试验初始条件；将蒸汽旁排系统3个系列大气排放阀排放整定值提高预设值；将稳压器水位及压力调至自动控制；关闭主给水系统给水泵出口调节阀；投运蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统；监视热段平均温度的变化，记录蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统凝水流量、蒸汽压力和凝水温度；当热段平均温度下降预设温度后，停运蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统；利用凝水流量、蒸汽压力和凝水温度计算换热功率，将计算得到的换热功率与验收准则进行比较，验证换热能力。本发明在热态时开展，适用于核电厂蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统的排热能力验证。
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