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公开(公告)号：CN112366013A
公开(公告)日：2021-02-12
申请号：CN202011245780.8
申请日：2020-11-10
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 王金雨 , 彭诗念 , 柴晓明 , 张卓华 , 张宏亮 , 余红星 , 杨洪润 , 何晓强 , 曾畅 , 苏东川 , 李松蔚 , 李文杰 , 李权 , 向玉新 , 徐涛忠 , 巨海涛 , 倪东洋 , 娄磊 , 谭怡 , 景福庭 , 田超 , 于颖锐 , 王小彬 , 李磊 , 何正熙 , 李垣明 , 邓坚 , 李兰 , 熊夫睿
IPC: G21C17/00
Abstract: 本发明公开了一种适用于热管反应堆的带核试验方法，本发明的方法包括：按照热管堆设计比例通过热管将试验用堆芯与热电转换装置或冷却装置连接，形成热管堆带核试验装置；将热管堆带核试验装置与现有研究堆或中子源耦合连接，无需建设试验堆即可直接进行带核集成试验。本发明采用热管堆局部次临界模块，结合现有研究堆或其他中子源，不建设实验堆即可直接进行带核集成试验，对设计进行快速验证迭代，可有效降低试验成本，提高研发速度和设计准确性。
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公开(公告)号：CN111540486A
公开(公告)日：2020-08-14
申请号：CN202010300364.7
申请日：2020-04-16
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明属于反应堆安全技术领域，具体涉及一种小型压水反应堆及安全壳长期非能动热量排出系统。该系统包括非能动余排换热器、低压安注管线、再循环管线、低压安注水箱、安全壳地坑、安全壳和冷凝水收集装置，非能动余排换热器浸没于低压安注水箱中，低压安注箱通过低压安注管线与反应堆下降段相连，安全壳地坑通过再循环管线与反应堆下降段相连。该发明使得小型压水反应堆的安全性提升到了全新的高度，仅仅依赖空气，就可保证反应堆余热长期有效，从设计上实现固有安全，可以取消场外应急，经济性和厂址适应性都将获得极大提升。
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公开(公告)号：CN111199806A
公开(公告)日：2020-05-26
申请号：CN201911414623.2
申请日：2019-12-31
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明属于核反应堆技术领域，具体涉及一种具有应急冷却功能的热管反应堆支承和屏蔽结构。本发明包括两道环形反应堆支承，屏蔽结构，应急冷却剂入口结构，应急冷却剂出口结构；两道环形反应堆支承每一道位置都与反应堆容器的上、下板位置对应，外径与壳体连接，内径与反应堆容器配合；屏蔽结构包括下部屏蔽板、中部屏蔽筒、上部屏蔽板；下部屏蔽板安装在下部反应堆支承下表面，中部屏蔽筒安装在两道环形反应堆支承之间，上部屏蔽板安装在上部反应堆支承的上方；应急冷却剂入口结构安装在上部屏蔽板上方，应急冷却剂出口结构安装在下部屏蔽板下方。本发明结构简单可靠，易于制造安装，具备为热管反应堆实现应急冷却的能力。
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公开(公告)号：CN111128409A
公开(公告)日：2020-05-08
申请号：CN201911406819.7
申请日：2019-12-31
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C1/32 , G21C15/18 , G21C15/257
Abstract: 本发明属于一种核反应堆领域技术领域，具体涉及一种基于热声电的热管反应堆系统，该热管反应堆系统包括形成一体化模块化装置的热管反应堆电源主系统、热声发电机冷却系统、通风空调系统、密封仓底部疏水收集系统、氦气维持系统、应急安全水冷系统、余热排出系统、密封仓。本发明的热管反应堆系统采用固体堆芯设计，热管导热，无系统回路和大功率机械转动设备，具有长寿期甚至全寿期无换料、高固有安全性、低噪音、高功率体积重量比、系统设备简单可靠、热电转换效率高、对冷源需求较小、可以模块化配置等技术特点。
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公开(公告)号：CN111081398A
公开(公告)日：2020-04-28
申请号：CN201911407701.6
申请日：2019-12-31
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明属于核反应堆技术领域，具体涉及一种无间隙固态传热的一体化快谱堆芯结构。本发明包括堆芯基体结构、热管、燃料棒、填充金属，热管和燃料棒固定安装在堆芯基体结构内，填充金属填充在堆芯基体结构内部，热管和燃料棒之间，充当导热材料。本发明结构简单、高可靠、模块化、可应用于小型热管反应堆结构设计。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN111081394A
公开(公告)日：2020-04-28
申请号：CN201911414661.8
申请日：2019-12-31
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明属于核反应堆技术领域，具体涉及一种小型核反应堆反应性控制装置。本发明包括内置减速齿轮组的步进式控制棒驱动机构、上部轴承、控制棒、下部轴承、涡卷弹簧、止动螺母，内置减速齿轮组的步进式控制棒驱动机构与控制棒的顶部连接，在控制棒上端和下端分别安装了上部轴承和下部轴承，在下部轴承的下面，安装了涡卷弹簧，并用止动螺母进行防松。本发明通过旋转控制棒角度即可实现反应堆反应性控制，能够有效降低反应堆高度和简化反应堆结构。
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公开(公告)号：CN114121309B
公开(公告)日：2024-08-20
申请号：CN202111425692.0
申请日：2021-11-26
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明实施例提供一种基于全陶瓷弥散微封装燃料和碳化硅包壳的反应堆，以消除堆芯熔化导致的大规模放射性释放风险，实现固有安全，包括：压力容器；堆芯活性区，设于压力容器内；堆芯，设于堆芯活性区，设有若干个全陶瓷弥散微封装燃料元件棒；反射区，设于压力容器内的堆芯活性区外；全金属反射层，填充于反射区，用于反射泄漏的堆芯中子；以及旋转鼓，设于全金属反射层。本发明实施例通过采用全陶瓷弥散微封装燃料元件棒组成堆芯，其熔点高且具有多重有效屏障，裂变产物包容能力极强；通过旋转鼓进行反应性控制，消除了堆芯熔化导致的大规模放射性释放风险，实现了反应堆的固有安全。
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公开(公告)号：CN111276265B
公开(公告)日：2022-05-20
申请号：CN201911414581.2
申请日：2019-12-31
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明属于核反应堆燃料元件技术领域，具体涉及一种采用铀‑氢化钇燃料的棒型燃料元件，包括：包括：上端塞、包壳管、包壳管内涂层、气腔弹簧、垫块、若干块燃料芯块、燃料芯块涂层和下端塞；所述包壳管顶部与上端塞定位固定连接；所述包壳管下端内部由下至上依次堆叠若干块燃料芯块，并形成芯块摞，所述芯块摞的上、下两端均设置有垫块，所述芯块摞上端的垫块上部设置包壳裂变气体气腔；所述包壳裂变气体气腔的上下两端设置有气腔弹簧；所述包壳裂变气体气腔下端的气腔弹簧与芯块摞上端的垫块接触；所述包壳裂变气体气腔上端的气腔弹簧与上端塞接触；所述包壳管底部与下端塞焊接连接；所述燃料芯块材料为铀‑氢化钇U‑YHx。
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公开(公告)号：CN114121309A
公开(公告)日：2022-03-01
申请号：CN202111425692.0
申请日：2021-11-26
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明实施例提供一种基于全陶瓷弥散微封装燃料和碳化硅包壳的反应堆，以消除堆芯熔化导致的大规模放射性释放风险，实现固有安全，包括：压力容器；堆芯活性区，设于压力容器内；堆芯，设于堆芯活性区，设有若干个全陶瓷弥散微封装燃料元件棒；反射区，设于压力容器内的堆芯活性区外；全金属反射层，填充于反射区，用于反射泄漏的堆芯中子；以及旋转鼓，设于全金属反射层。本发明实施例通过采用全陶瓷弥散微封装燃料元件棒组成堆芯，其熔点高且具有多重有效屏障，裂变产物包容能力极强；通过旋转鼓进行反应性控制，消除了堆芯熔化导致的大规模放射性释放风险，实现了反应堆的固有安全。
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公开(公告)号：CN111128413A
公开(公告)日：2020-05-08
申请号：CN201911413258.3
申请日：2019-12-31
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明属于核反应堆领域技术领域，具体涉及公开一种基于热光伏发电的热管反应堆系统，包括形成模块化装置的热管反应堆电源主系统、热光伏发电机冷却系统、舱内压力维持系统、应急堆芯冷却系统、废热导出系统、温湿度控制系统、整体式耐压壳，热管反应堆电源主系统位于整体式耐压壳内中部，热光伏发电机冷却系统对称布置热管反应堆电源主系统两侧，热光伏发电机冷却系统位于整体式耐压壳上，舱内压力维持系统位于整体式耐压壳尾部的底部，温湿度控制系统位于整体式耐压壳尾部的顶部壁上；废热导出系统位于整体式耐压壳底部壁外。本发明的系统具有长寿期甚至全寿期无换料、高固有安全性、低噪音、高功率体积重量比、系统设备简单可靠的优点。
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