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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
申请人： 中国核动力研究设计院
IPC分类号： G21C15/18
摘要： 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：CN104464841A
公开(公告)日：2015-03-25
申请号：CN201410774409.9
申请日：2014-12-16
申请人： 中国核动力研究设计院
IPC分类号： G21C1/09
摘要： 本发明公开的是压水堆内置蒸汽稳压器隔热板及其构成的一体化压水堆，主要解决了现有技术中外置电加热式蒸汽稳压器与反应堆冷却剂系统通过波动管连接时存在潜在因波动管破裂导致冷却剂失水事故风险发生的问题。本发明中的压水堆内置蒸汽稳压器隔热板包括由构成空气夹层（2）的双层奥氏体不锈钢板组成的隔热板本体（1），以及设置在隔热板本体（1）上方与其一体成型且组合构成倒帽形复合结构的连接体（3）；所述隔热板本体（1）上则设置有圆筒形波动孔（4）。本发明具有满足高温高压环境、隔热性能良好且实现反应堆在各种瞬态工况下过冷水与饱和水的双向快速波动等优点。
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公开(公告)号：CN103485554A
公开(公告)日：2014-01-01
申请号：CN201210193769.0
申请日：2012-06-13
申请人： 中国核动力研究设计院
IPC分类号： E04H5/02
摘要： 本发明属于一种核岛厂房布置，具体涉及一种半埋式双堆核岛厂房布置。它包括反应堆厂房、电气厂房、燃料厂房及核辅助厂房，其中，两个反应堆厂房分别位于燃料厂房的两侧，两个反应堆厂房与燃料厂房的一侧设置有电气厂房，另一侧设置有核辅助厂房。本发明的优点是，半埋式双堆核岛厂房布置可降低核动力厂造价，提高反应堆抗恐怖袭击能力，可解决多重极端事故叠加后安全壳短期及长期冷却。
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公开(公告)号：CN101079333B
公开(公告)日：2010-07-14
申请号：CN200610081536.6
申请日：2006-05-26
申请人： 中国核动力研究设计院
CPC分类号： Y02E30/40
摘要： 本发明提供一种核反应堆非能动多功能池式稳压系统，包括蓄压水池，蓄压水池内上部设有气腔，在气腔内采用钢筋混凝土结构形成水位测量通道；蓄压水池底部设有与反应堆入口腔相连的安注管，安注管上设置止回阀；蓄压水池底部还设有与主泵入口管道相连的波动管；蓄压水池中部设有与反应堆出口腔相连的上升管，上升管上设置气动隔离阀，在气动隔离阀与反应堆出口腔相连的上升管上设有与主泵入口管道相连的小流量循环管线。本发明采用非能动系统，使反应堆的安全性大大提高，系统大为简化，运行更简便，很好地解决了池壳式低温供热堆的安全性问题，较大幅度地降低了建造和运行成本，具有广阔的应用前景。
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公开(公告)号：CN1323405C
公开(公告)日：2007-06-27
申请号：CN200410098804.6
申请日：2004-12-16
申请人： 中国核动力研究设计院
IPC分类号： G21C19/00
摘要： 本发明属于一种核反应堆燃料组件换料装卸，即一种直形式核反应堆燃料组件换料装卸工艺流程。它包括新燃料组件的接收、检查和贮存、堆芯换料、乏燃料组件的贮存和发送，所说的堆芯换料及乏燃料组件的贮存和发送是由数控装卸料机在设置于反应堆厂房与燃料厂房之间的磁性滑轨上行走完成的。本换料装卸工艺流程不需要进行燃料组件水下翻转，可省去水下翻转机、核燃料承载器、核燃料传输管和转运水池、乏燃料吊装用人桥吊车等专用设备，而且换料操作工艺简单、可靠安全、时间快。可直接用于核电站、核供热堆、核海水淡化厂、研究堆、核动力厂、生产堆上，可提高核反应堆换料效率、降低换料系统造价和操作人员劳动强度，提高反应堆的经济性。
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公开(公告)号：CN115031214B
公开(公告)日：2024-04-02
申请号：CN202210667141.3
申请日：2022-06-14
申请人： 中国核动力研究设计院
摘要： 本发明公开了一种带内置稳压功能的管外直流高效蒸汽发生器，包括从外到内依次设置的筒体和冷却剂中央上升管；冷却剂中央上升管外侧自上而下分别设有上管板和下管板，所述上管板和下管板均分别连接于冷却剂中央上升管外侧和筒体内侧；上管板、下管板、冷却剂中央上升管外侧和筒体内侧合围成二次侧给水及蒸汽空间；二次侧给水及蒸汽空间内设有若干传热管束，若干传热管束的上下端分别贯穿所述上管板和下管板；冷却剂中央上升管自下而上、传热管束自上而下依次构成反应堆冷却剂循环流道；冷却剂中央上升管和传热管束均为直管。采用本方案，通过内置式直管，使其体积紧凑，造价低，且二次侧水装量更大，蓄热能力及事故缓解能力更强。
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公开(公告)号：CN103489490A
公开(公告)日：2014-01-01
申请号：CN201210193939.5
申请日：2012-06-13
申请人： 中国核动力研究设计院
IPC分类号： G21C15/18
CPC分类号： Y02E30/40
摘要： 本发明属于一种以非能动方式对安全壳外表面喷淋冷却装置，具体涉及一种核反应堆安全壳喷淋冷却装置。一种非能动安全壳喷淋装置，它包括安喷箱，安喷箱通过输水管道连接环形喷淋集管，环形喷淋集管设置在安全壳穹顶的上方，在输水管道与环形喷淋集管之间安装有常闭阀组。本发明的优点是，非能动安全壳喷淋装置不同于传统核电站能动的安全壳内部喷淋系统，而是采用外部喷淋，不需要安全级应急电源及能动部件，可以实现反应堆失水事故或主蒸汽管道破裂事故叠加全厂断电事故等多重极端事故叠加时安全壳短期及长期冷却。
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公开(公告)号：CN1941217A
公开(公告)日：2007-04-04
申请号：CN200510105648.6
申请日：2005-09-29
申请人： 中国核动力研究设计院
IPC分类号： G21C15/18
CPC分类号： Y02E30/40
摘要： 本发明涉及核反应堆技术领域，具体为一种适用于低温供热堆与研究堆的非能动专设安全设施。在反应堆容器一侧设有一个高出堆芯顶部10～30米的大容量蓄压水池，蓄压水池底部设有与堆入口腔相通的注水管，由堆出口腔引出的上升管穿过水池并高出水池水面。另外，在反应堆厂房外设有高出主换热器25～28米的应急注水箱，和高出主换热器15～18米的空冷器，应急注水箱和空冷器均通过管道连接在主换热器和二次换热器之间的二回路管道上。该安全设施结构简单、没有能动部件，事故工况下能够及时有效的自动投入运行，有效的提高了反应堆的固有安全性。
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公开(公告)号：CN106887263A
公开(公告)日：2017-06-23
申请号：CN201510929795.9
申请日：2015-12-15
申请人： 中国核动力研究设计院
IPC分类号： G21C15/18
摘要： 本发明属于反应堆安全技术领域，具体涉及一种直流蒸汽发生器二次侧开式非能动余热排出系统。该系统设计有冗余的2个系列，每列包括辅助给水箱、喷洒器、给水滤网；安全壳的筒体段及上封头浸没于屏蔽水池中，反应堆布置于安全壳内最低标高位置；辅助给水箱通过给水管路与内置于反应堆压力容器的直流蒸汽发生器的给水口连接，在给水管路上且屏蔽水池中设置有给水滤网，内置蒸汽发生器的蒸汽出口通过蒸汽管路与设置于屏蔽水池中的喷洒器连接。本发明采用初期非能动直接注入给水和后期自然循环方式给水两阶段运行模式，向蒸汽发生器二次侧持续给水，将反应堆余热转移至屏蔽水池，带出余热效率更高，更可靠。
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公开(公告)号：CN106887261A
公开(公告)日：2017-06-23
申请号：CN201510929758.8
申请日：2015-12-15
申请人： 中国核动力研究设计院
摘要： 本发明属于一体化模块式压水堆技术领域，具体涉及一种69堆芯的一体化模块式压水堆。稳压器、多台模块式蒸汽发生器、多台湿绕组主泵、多组控制棒驱动机构全部内置于反应堆压力容器集成为一体化压水堆模块；稳压器兼作反应堆压力容器顶盖，稳压器内部设置有带空气夹层的双层不锈钢倒帽形复合结构隔热板，稳压器内部周向均匀水平布置有电加热元件，电加热元件位于隔热板上方；多组内置控制棒驱动机构采用模块式双层装配布置于隔热板下方及堆芯正上方。本发明较好的解决了小型反应堆安全性和经济性的矛盾，并具有较好的工程可实现性。
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