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公开(公告)号：CN102097134A
公开(公告)日：2011-06-15
申请号：CN200910250283.4
申请日：2009-12-11
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C1/30
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明属于核反应堆技术领域，具体涉及一种堆芯永不裸露的研究堆。该研究堆采用池壳式堆结构，反应堆压力壳置于堆水池内的下方；用于设置主回路系统设备的主回路间布置在堆水池的水面以上，主回路间的底部通过管道与堆水池水面以下相通；在主回路系统与堆水池之间设有除气加压系统，除气加压系统包括排水背压阀和除气加压泵，排水背压阀设置在一条主回路堆入口管与堆水池之间，将主回路的一部分水减压排至堆水池，在池水中除气；除气加压泵设置在堆水池与另一条主回路堆入口管路之间，由堆水池抽水加压返回主回路。本发明能够保证破口事故下堆芯永远充满水，提高了高功率研究堆的固有安全性。
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公开(公告)号：CN111120100A
公开(公告)日：2020-05-08
申请号：CN201911407654.5
申请日：2019-12-31
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 柴晓明 , 彭诗念 , 曾畅 , 王金雨 , 余红星 , 杨洪润 , 苏东川 , 李毅 , 李磊 , 吴舸 , 方华伟 , 成翔 , 黄捷 , 张宏亮 , 廖龙涛 , 全标 , 何晓强 , 娄聚伟
IPC: F02C1/05 , F02C6/00 , G21C15/253 , G21C15/257
Abstract: 本发明属于核反应堆系统设计技术领域，具体涉及一种采用开式气体布雷顿循环的热管反应堆及其运行方法，包括：反应堆、热管、压气机、气轮机、热管换热器和发电机；所述反应堆通过热管与热管换热器一端连接，所述热管换热器另一端分别连接有压气机和气轮机；所述气轮机还连接有发电机，所述热管内还包括：热管蒸发段和热管冷凝段。本发明创新性地采用了热管技术代替了传统压水堆的反应堆冷却剂系统，采用开式布雷顿气体循环简化了反应堆动力转换系统及安全配套设施的设计，提升了反应堆的安全性和经济性。
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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：CN102097134B
公开(公告)日：2012-10-10
申请号：CN200910250283.4
申请日：2009-12-11
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C1/30
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明属于核反应堆技术领域，具体涉及一种堆芯永不裸露的研究堆。该研究堆采用池壳式堆结构，反应堆压力壳置于堆水池内的下方；用于设置主回路系统设备的主回路间布置在堆水池的水面以上，主回路间的底部通过管道与堆水池水面以下相通；在主回路系统与堆水池之间设有除气加压系统，除气加压系统包括排水背压阀和除气加压泵，排水背压阀设置在一条主回路堆入口管与堆水池之间，将主回路的一部分水减压排至堆水池，在池水中除气；除气加压泵设置在堆水池与另一条主回路堆入口管路之间，由堆水池抽水加压返回主回路。本发明能够保证破口事故下堆芯永远充满水，提高了高功率研究堆的固有安全性。
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公开(公告)号：CN111081395B
公开(公告)日：2022-05-20
申请号：CN201911407716.2
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核反应堆隔热装置。本发明包括步进式驱动电机、传动齿轮组、旋转架、隔热屏蔽弧形板、固定架以及辅助紧固件，驱动电机是整个系统结构的执行单元，与传动齿轮组连接，通过接收控制系统的指令进行动作，驱动传动齿轮组进行转动，驱动传动齿轮组与旋转架连接，旋转架与隔热屏蔽弧形板连接；固定架安装在反应堆容器的底部。本发明布置在堆芯外围，通过运动机构即可实现反应堆保温隔热和辐射散热，集反应堆隔热和屏蔽功能为一体，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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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN111105883B
公开(公告)日：2022-04-19
申请号：CN201911413199.X
申请日：2019-12-31
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/257 , G21C15/253 , G21C15/28 , F01K7/32 , F01K11/02 , F01K13/00 , F01K13/02 , F01K25/10
Abstract: 本发明属于核反应堆领域技术领域，具体公开一种超临界二氧化碳为热电转换工质的热管反应堆系统，热管反应堆位于一体化安全壳中心，超临界二氧化碳热电转换系统对称布置在热管反应堆两侧、并与回路压力维持系统连接；启动控制系统、停堆控制系统均与热管反应堆连接，回路压力维持系统、安全壳内温度控制系统均位于在一体化安全壳壳壁上，应急冷却系统位于热管反应堆和一体化安全壳形成的环腔内部；乏气冷却系统、非能动余热排系统分别一体化安全壳底部、顶部壳壁上，并均与超临界二氧化碳热电转换系统连接。本发明的系统显著降低了二回路系统的重量和体积，噪声小、发电效率高、结构紧凑、布置灵活方便固有安全性高。
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公开(公告)号：CN112366011A
公开(公告)日：2021-02-12
申请号：CN202011164442.1
申请日：2020-10-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种热管反应堆核功率的控制方法及系统，该方法包括：获取热管反应堆热端温度偏差；将热管反应堆热端温度偏差送入比例积分控制器，得到热管反应堆热端温度控制量；获取热管反应堆热端温度控制量和需求负荷之和，得到需求功率；根据需求功率获取功率偏差；将功率偏差送入比例积分控制器，获取核功率控制量；将核功率控制量转换为旋转鼓给定转速，并将旋转鼓给定转速送到旋转鼓驱动机构，旋转鼓驱动机构驱动旋转鼓以旋转鼓给定转速转动。本发明的目的在于提供一种热管反应堆核功率的控制方法及系统，有利于热管反应堆的稳定运行，并提供多样化控制方式以提高控制系统可靠性，也有利于容错运行，提高热管反应堆的长期可用性。
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公开(公告)号：CN111105883A
公开(公告)日：2020-05-05
申请号：CN201911413199.X
申请日：2019-12-31
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/257 , G21C15/253 , G21C15/28 , F01K7/32 , F01K11/02 , F01K13/00 , F01K13/02 , F01K25/10
Abstract: 本发明属于核反应堆领域技术领域，具体公开一种超临界二氧化碳为热电转换工质的热管反应堆系统，热管反应堆位于一体化安全壳中心，超临界二氧化碳热电转换系统对称布置在热管反应堆两侧、并与回路压力维持系统连接；启动控制系统、停堆控制系统均与热管反应堆连接，回路压力维持系统、安全壳内温度控制系统均位于在一体化安全壳壳壁上，应急冷却系统位于热管反应堆和一体化安全壳形成的环腔内部；乏气冷却系统、非能动余热排系统分别一体化安全壳底部、顶部壳壁上，并均与超临界二氧化碳热电转换系统连接。本发明的系统显著降低了二回路系统的重量和体积，噪声小、发电效率高、结构紧凑、布置灵活方便固有安全性高。
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公开(公告)号：CN111081395A
公开(公告)日：2020-04-28
申请号：CN201911407716.2
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核反应堆隔热装置。本发明包括步进式驱动电机、传动齿轮组、旋转架、隔热屏蔽弧形板、固定架以及辅助紧固件，驱动电机是整个系统结构的执行单元，与传动齿轮组连接，通过接收控制系统的指令进行动作，驱动传动齿轮组进行转动，驱动传动齿轮组与旋转架连接，旋转架与隔热屏蔽弧形板连接；固定架安装在反应堆容器的底部。本发明布置在堆芯外围，通过运动机构即可实现反应堆保温隔热和辐射散热，集反应堆隔热和屏蔽功能为一体，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：CN202948734U
公开(公告)日：2013-05-22
申请号：CN201220549182.4
申请日：2012-10-25
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C9/033
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本实用新型涉及核电技术领域，具体公开了一种反应堆ATWS事故应对系统。它包括互为冗余的若干条管路，每条管路包括设置在核辅助厂房内的浓硼箱，浓硼箱的上端管路连接安全阀，底部与往复泵通过管路连接，往复泵和安全阀所在的管路汇聚到主管路上；主管路上设有电动球阀A；主管路延伸到安全壳内，延伸到安全壳内的主管路上设有止回阀和电动球阀C；所述的浓硼箱的上端和主管路之间设有电动球阀B。当发生ATWS事故时，本系统根据相应信号，自动启动注硼泵及注入管线上的相关阀门，将硼酸溶液注入堆芯，确保反应堆处于次临界状态，保证堆芯安全，提高反应堆的安全性。
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