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公开(公告)号：CN102543225B
公开(公告)日：2014-08-06
申请号：CN201010585713.0
申请日：2010-12-14
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: Y02E30/39
Abstract: 本发明属于压水型核反应堆堆内构件，具体涉及为反应堆控制棒组件提供导向的一种压水型核反应堆十字形柱式全行程连续导向件。本发明的导向件在控制控制棒行程与控制棒直径之比和冷却剂横向流速的条件下，取消了定位、支承过渡件、周向定位件及它们的连接件，将导向件直接与反应堆固定导向件的构件连接，解决了堆芯布置紧凑时设置导向组件困难的难题，极大地简化了结构，为压水型、堆芯布置紧凑的核反应堆提供了一种具有共用性、互换性、结构极为简化、经济性好、使用安全可靠的十字形柱式全行程连续导向件。
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公开(公告)号：CN103714736A
公开(公告)日：2014-04-09
申请号：CN201310748050.3
申请日：2013-12-31
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G09B23/20
Abstract: 本发明公布了压水堆驱动线冷态试验装置，包括位于控制棒驱动机构与导流筒组件之间的模拟顶盖组件和模拟吊篮组件，模拟顶盖组件和模拟吊篮组件连接构成腔体结构在腔体内还安装有控制棒导向组件，控制棒导向组件的上端与控制棒驱动机构连接，控制棒导向组件的下端连接有围板组件，模拟燃料及控制棒组件位于围板组件内，在控制棒导向组件与模拟吊篮组件之间还安装有模拟压紧组件。本发明具有模拟原型堆进行控制棒组件落棒特性试验及驱动线偏心量、流量变化等不同运行环境条件对落棒性能影响等试验研究的功能，所获得试验结果精确，结果可用于验证控制棒驱动线导向结构的设计合理性及可靠性，为驱动线的设计提供必需的试验依据。
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公开(公告)号：CN103474104A
公开(公告)日：2013-12-25
申请号：CN201210186437.X
申请日：2012-06-08
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C13/02 , G21C13/024 , G21C13/028 , G21C5/02 , G21C5/06
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明涉及核电一体化反应堆技术领域，具体公开了一种吊篮下挂分体式一体化压水堆。它包括压力容器筒体，其上设有压力容器顶盖，侧面与主冷却剂泵连接，其内部设有吊篮组件、吊篮组件上方为压紧组件，所述吊篮组件内设有燃料组件，吊篮组件下方设有流量分流罩，压紧组件内为导向组件，压紧组件上方为固定在压力容器顶盖上的控制棒驱动机构，该控制棒驱动机构固定在压力容器顶盖上。压力容器侧壁的整体双流孔，使得主泵与压力容器的冷却剂进出口结构简化，便于压力容器焊缝的在役检查。下挂式吊篮结构，安装在压力容器筒体的中下部，轴向尺寸大大减少，压紧组件的轴向尺寸也相应减少，整个结构得到简化，可靠性增加，安装拆卸方便。
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公开(公告)号：CN103390437A
公开(公告)日：2013-11-13
申请号：CN201310305523.2
申请日：2013-07-22
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/00
Abstract: 本发明公布了液气分离结构及其构成的水位探测器用导向结构，包括连接头，在连接头上连接有分流体，连接头与分流体上设置有盲孔，分流体的底部为盲孔的封闭端，在分流体侧壁上设置有多个斜孔，所述斜孔的两端分别位于分流体的内表面和外表面，其中斜孔外表面端口的水平高度大于内表面端口的水平高度。本发明斜孔形成了堆芯出口至支承柱柱体内冷却剂流动通道，又避免了堆芯出口冷却剂给水位探测器所带来的冲击；从堆芯出口流出带有气泡的冷却剂，冷却剂可沿分流体侧面向上流动，依次经过分流体侧面斜下向的斜孔、盲孔流入支承柱本体内部，从而浸没水位探测器；而气泡则无法通过斜下向的斜孔进入支承柱内，从而实现堆芯出口的冷却剂的液气分离。
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公开(公告)号：CN103137220A
公开(公告)日：2013-06-05
申请号：CN201310043069.8
申请日：2013-02-04
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/02
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明公开了一种适用于超临界水冷堆的围板式集流结构，包括围筒（3）及设置在围筒（3）内且与围筒（3）连接的堆芯下板（1），堆芯下板（1）下端面连接有围板（6），围板（6）分隔围筒（3）内区域构成围板（6）内的中央一流程区域及围筒（3）与围板（6）之间的外围二流程区域，堆芯下板（1）设有若干个接通中央一流程区域的流水孔和若干个接通外围二流程区域的进水孔。本发明采用上述结构，整体结构简单紧凑，体积小，提高了结构稳固性，并可实现超临界水冷堆的二流程方案。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN103106932A
公开(公告)日：2013-05-15
申请号：CN201310042981.1
申请日：2013-02-04
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C13/036 , G21C15/12
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明公开了集流式双流程超临界水冷堆，包括反应堆压力容器、出口热套管（204）及设置在反应堆压力容器内的堆内构件，反应堆压力容器与堆内构件之间构成有环腔及接通环腔的下腔室，堆内构件内设有上腔体、出口蒸汽腔、集流腔及接通上腔体的混合腔体，上腔体与环腔接通，集流腔与下腔室接通，出口热套管（204）与出口蒸汽腔接通，反应堆压力容器设有接通环腔的进口接管（107）及接通出口热套管（204）的出口接口管（103），混合腔体和出口蒸汽腔均通过燃料组件与集流腔接通。本发明采用上述结构，整体结构简单，便于实现，并通过设计为双流程堆芯结构，避免了过多的流程导致堆芯安全系数降低的风险。
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公开(公告)号：CN114005552B
公开(公告)日：2024-08-20
申请号：CN202111265172.8
申请日：2021-10-28
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C1/32 , G21C17/112 , G21C5/02 , G21C5/06 , G21C15/257
Abstract: 本发明公开了一种易于测量堆芯温度的热管反应堆集成固态堆芯结构，包括堆芯基体，堆芯基体上开设了若干用于安装燃料组件的燃料安装孔和若干用于安装热管的热管安装孔，热管安装孔与燃料安装孔交错布置，堆芯基体上还开设有一个或多个用于放置测温装置的测温孔，测温孔位于热管安装孔与燃料安装孔之间。安装在测温通孔的测温装置提供了分布式的堆芯温度，温度测量更加准确、可靠，为反应性控制提供了在线温度数据，可以有效避免局部温度过高进而导致基体或热管失效。
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公开(公告)号：CN115132382B
公开(公告)日：2024-01-26
申请号：CN202210799492.X
申请日：2022-07-08
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C13/028 , G21C13/073 , G21C7/12
Abstract: 本发明属于应用于核电站的核反应堆结构设计技术领域，具体设计采用了一种采用分体式上部压紧结构的反应堆堆内构件，上部压紧结构采用分体式之后，可以实现对堆内构件的下部控制棒导向组件的快速拆卸和更换，大大简化了更换下部控制棒导向组件的步骤，降低了更换难度，缩短了更换时间。该反应堆堆内构件将环形压紧弹簧安装在分流隔板上，环形压紧弹簧既能轴向压紧堆内构件，在环形压紧弹簧受压变形后，上下端面形成了密封面，又能将反应堆入口冷却剂和反应堆出口冷却剂进行分隔，不需要单独设置密封环进行冷却剂的分隔，省去了更换密封环的操作，简化了堆内构件的结构组成。(56)对比文件张宏亮;罗英;李翔;范恒;刘晓;周禹.CSR1000结构总体设计方案.核动力工程.2013,(第01期),全文.康健.改进型百万千瓦级核电站核岛主设备――堆内构件.装备机械.2010,(第04期),全文.
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公开(公告)号：CN115132382A
公开(公告)日：2022-09-30
申请号：CN202210799492.X
申请日：2022-07-08
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C13/028 , G21C13/073 , G21C7/12
Abstract: 本发明属于应用于核电站的核反应堆结构设计技术领域，具体设计采用了一种采用分体式上部压紧结构的反应堆堆内构件，上部压紧结构采用分体式之后，可以实现对堆内构件的下部控制棒导向组件的快速拆卸和更换，大大简化了更换下部控制棒导向组件的步骤，降低了更换难度，缩短了更换时间。该反应堆堆内构件将环形压紧弹簧安装在分流隔板上，环形压紧弹簧既能轴向压紧堆内构件，在环形压紧弹簧受压变形后，上下端面形成了密封面，又能将反应堆入口冷却剂和反应堆出口冷却剂进行分隔，不需要单独设置密封环进行冷却剂的分隔，省去了更换密封环的操作，简化了堆内构件的结构组成。
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公开(公告)号：CN112230548B
公开(公告)日：2022-06-17
申请号：CN202011162586.3
申请日：2020-10-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G05B13/04
Abstract: 本发明公开了一种核动力装置自主控制系统，包括用于向动作协调层传达任务指令的组织规划层；组织规划层还用于接收动作协调层反馈的任务状态，并根据任务状态向动作协调层传达任务指令；动作协调层接收任务指令，根据任务指令向实时执行层传达动作指令；动作协调层也用于接收实时执行层反馈的测量参数及设备状态，并根据测量参数及设备状态向实时执行层传达动作指令；当任务指令的所有指令全部执行完毕，动作协调层还用于将任务状态反馈至组织规划层；实时执行层根据动作指令驱动设备动作，并将测量参数和设备状态反馈至动作协调层。本发明的目的在于提供一种核动力装置自主控制系统，使核动力装置控制系统具有更高的自动化和智能化水平。
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