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公开(公告)号：CN100578683C
公开(公告)日：2010-01-06
申请号：CN200710166285.6
申请日：2007-11-09
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明属于一种核反应堆，具体为一种固有安全的管池式研究堆。该堆的反应堆冷却水主泵和余热导出泵设置在主换热器的后面，在主回路间并联，余热换热器设置在反应堆水池中。主回路间设置在反应堆水池的上方，主回路间的底部有一管道与反应堆水池水面以下相通。在反应堆堆芯的进出口处各有一个水力控制开关阀与反应堆水池相通，在主管道失水事故时，主回路间的水可回到反应堆水池，同时由于反应堆容器的压力低，自动打开堆芯进出口水力控制开关阀；当余热导出泵发生故障时，靠堆芯温度高信号打开堆芯进出口水力控制开关阀，使反应堆堆芯与反应堆水池形成自然循环，导出反应堆堆芯的余热至反应堆水池。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN101154472A
公开(公告)日：2008-04-02
申请号：CN200610152552.X
申请日：2006-09-29
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C1/32
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明公开了一种一体化低温核供热反应堆。反应堆所有一回路设备采用一体化布置，属于低、中参数压水核反应堆。反应堆堆芯采用成熟的核电站燃料组件和控制棒组件，主热交换器为整体盘管式，稳压器为内置氮气分压控制稳压器，冷却剂循环由内置喷射器和外置驱动回路的设备完成。驱动回路和设备以及主要一回路辅助系统布置在反应堆压力容器外围。反应堆安全壳由堆本体安全壳和堆顶安全壳两部分组成，堆本体安全壳为钢筋混凝土结构的堆坑和钢结构的壳体组合的结构。堆本体安全壳通过管道和阀门与密封的换料水贮存池相连。该种堆型热功率可以在50MW到500MW范围内任意选择，堆出口温度根据用途、需求和功率大小可在100－200℃范围内选择。
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公开(公告)号：CN101325092B
公开(公告)日：2011-02-09
申请号：CN200810045716.8
申请日：2008-07-31
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21G1/02
Abstract: 本发明公开一种用于钚焚烧及镎-237或镅-241嬗变的溶液堆。该堆用核电站乏燃料中的钚或钚+镅溶液做燃料，以镎-237或镅-241溶液做靶件。采用本发明的溶液堆可以将半衰期长、毒性大，不能长期储存的镎-237或镅-241等次锕系核素，嬗变形成半衰期短、毒性小的核素。由于本发明采用乏燃料、可低温发电，因此经济性和安全性高；焚烧钚提供的中子可从镎-237溶液靶件中提取钚-238成为同位素电池，提供了廉价能源；从镅-241溶液靶件中提取的镅-242m，可广泛用于宇航事业和医疗卫生行业。
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公开(公告)号：CN101149990A
公开(公告)日：2008-03-26
申请号：CN200710166285.6
申请日：2007-11-09
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明属于一种核反应堆，具体为一种固有安全的管池式研究堆。该堆的反应堆冷却水主泵和余热导出泵设置在主换热器的后面，在主回路间并联，余热换热器设置在反应堆水池中。主回路间设置在反应堆水池的上方，主回路间的底部有一管道与反应堆水池水面以下相通。在反应堆堆芯的进出口处各有一个水力控制开关阀与反应堆水池相通，在主管道失水事故时，主回路间的水可回到反应堆水池，同时由于反应堆容器的压力低，自动打开堆芯进出口水力控制开关阀；当余热导出泵发生故障时，靠堆芯温度高信号打开堆芯进出口水力控制开关阀，使反应堆堆芯与反应堆水池形成自然循环，导出反应堆堆芯的余热至反应堆水池。
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公开(公告)号：CN101325092A
公开(公告)日：2008-12-17
申请号：CN200810045716.8
申请日：2008-07-31
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21G1/02
Abstract: 本发明公开一种用于钚焚烧及镎－237或镅－241嬗变的溶液堆。该堆用核电站乏燃料中的钚或钚+镅溶液做燃料，以镎－237或镅－241溶液做靶件。采用本发明的溶液堆可以将半衰期长、毒性大，不能长期储存的镎－237或镅－241等次锕系核素，嬗变形成半衰期短、毒性小的核素。由于本发明采用乏燃料、可低温发电，因此经济性和安全性高；焚烧钚提供的中子可从镎－237溶液靶件中提取钚－238成为同位素电池，提供了廉价能源；从镅－241溶液靶件中提取的镅－242m，可广泛用于宇航事业和医疗卫生行业。
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公开(公告)号：CN101154472B
公开(公告)日：2011-11-09
申请号：CN200610152552.X
申请日：2006-09-29
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C1/32
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明公开了一种一体化低温核供热反应堆。反应堆所有一回路设备采用一体化布置，属于低、中参数压水核反应堆。反应堆堆芯采用成熟的核电站燃料组件和控制棒组件，主热交换器为整体盘管式，稳压器为内置氮气分压控制稳压器，冷却剂循环由内置喷射器和外置驱动回路的设备完成。驱动回路和设备以及主要一回路辅助系统布置在反应堆压力容器外围。反应堆安全壳由堆本体安全壳和堆顶安全壳两部分组成，堆本体安全壳为钢筋混凝土结构的堆坑和钢结构的壳体组合的结构。堆本体安全壳通过管道和阀门与密封的换料水贮存池相连。该种堆型热功率可以在50MW到500MW范围内任意选择，堆出口温度根据用途、需求和功率大小可在100-200℃范围内选择。
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