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公开(公告)号：CN105405477B
公开(公告)日：2017-12-26
申请号：CN201510743678.3
申请日：2015-11-05
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C11/08
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明公开了一种适用于内置蒸汽稳压器的绝热隔板，包括外壳，所述外壳为其上设置有中央腔体的中空结构，所述中央腔体内还设置有反射箔片。本发明提供了一种可用于反应堆压力容器内部，可实现分隔内置蒸汽稳压器和反应堆冷却剂系统的分隔装置，以上装置相较于现有用于实现分隔内置蒸汽稳压器和反应堆冷却剂系统的隔离部件，其具有更为简单的结构和更小的体积，可有效减小内置了蒸汽稳压器的反应堆压力容器的体积；进一步的，以上结构设置的反射箔片减小了内置蒸汽稳压器的散热，故本发明还具有降低内置蒸汽稳压器电加热功率的效果。
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公开(公告)号：CN106409352A
公开(公告)日：2017-02-15
申请号：CN201610929428.3
申请日：2016-10-31
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: Y02E30/40 , G21C15/12 , G21C15/182
Abstract: 本发明公开了一种优化后的核动力装置设备冷却水系统，所述系统包括：第一冷却水子系统和第二冷却水子系统，其中，第一冷却水子系统在启动工况和正常运行工况时运行，第二冷却水子系统在停堆工况和失水事故工况时运行，实现了对核动力装置设备冷却水系统进行优化，设有不同参数的设备冷却水泵和不同参数的设备冷却水热交换器，提高了被冷却设备冷却的有效性和整个系统配置的经济性的技术效果。
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公开(公告)号：CN105405477A
公开(公告)日：2016-03-16
申请号：CN201510743678.3
申请日：2015-11-05
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C11/08
CPC classification number: Y02E30/40 , G21C11/083
Abstract: 本发明公开了一种适用于内置蒸汽稳压器的绝热隔板，包括外壳，所述外壳为其上设置有中央腔体的中空结构，所述中央腔体内还设置有反射箔片。本发明提供了一种可用于反应堆压力容器内部，可实现分隔内置蒸汽稳压器和反应堆冷却剂系统的分隔装置，以上装置相较于现有用于实现分隔内置蒸汽稳压器和反应堆冷却剂系统的隔离部件，其具有更为简单的结构和更小的体积，可有效减小内置了蒸汽稳压器的反应堆压力容器的体积；进一步的，以上结构设置的反射箔片减小了内置蒸汽稳压器的散热，故本发明还具有降低内置蒸汽稳压器电加热功率的效果。
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Patent Agency Ranking
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：CN106409352B
公开(公告)日：2018-05-08
申请号：CN201610929428.3
申请日：2016-10-31
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明公开了一种优化后的核动力装置设备冷却水系统，所述系统包括：第一冷却水子系统和第二冷却水子系统，其中，第一冷却水子系统在启动工况和正常运行工况时运行，第二冷却水子系统在停堆工况和失水事故工况时运行，实现了对核动力装置设备冷却水系统进行优化，设有不同参数的设备冷却水泵和不同参数的设备冷却水热交换器，提高了被冷却设备冷却的有效性和整个系统配置的经济性的技术效果。
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公开(公告)号：CN103778978B
公开(公告)日：2016-08-10
申请号：CN201210410523.4
申请日：2012-10-25
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明涉及核反应堆主泵检修技术，具体公开了一种一体化反应堆主泵检修排水及余热排出方法。在压力容器内部的压紧筒上加工开孔，开孔的水平位置低于主泵接管法兰的水平位置；在压力容器上对应于压紧筒上开孔的位置加工安装孔；将正常余热排出系统于压力容器连接，将余排入口接管嘴安装在上述安装孔内，余排出口接管嘴安装在压力容器上，余排出口接管嘴位于上述余排入口接管嘴下方；本方法能够使反应堆压力容器的水位排至主泵可拆卸的位置。同时能保证在主泵检修期间反应堆余热的有效带出，解决了一体化反应堆主泵检修期间余热导出及反应堆压力容器排水的问题。
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公开(公告)号：CN103778978A
公开(公告)日：2014-05-07
申请号：CN201210410523.4
申请日：2012-10-25
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明涉及核反应堆主泵检修技术，具体公开了一种一体化反应堆主泵检修排水及余热排出方法。在压力容器内部的压紧筒上加工开孔，开孔的水平位置低于主泵接管法兰的水平位置；在压力容器上对应于压紧筒上开孔的位置加工安装孔；将正常余热排出系统于压力容器连接，将余排入口接管嘴安装在上述安装孔内，余排出口接管嘴安装在压力容器上，余排出口接管嘴位于上述余排入口接管嘴下方；本方法能够使反应堆压力容器的水位排至主泵可拆卸的位置。同时能保证在主泵检修期间反应堆余热的有效带出，解决了一体化反应堆主泵检修期间余热导出及反应堆压力容器排水的问题。
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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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