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公开(公告)号：CN110998747B
公开(公告)日：2024-03-19
申请号：CN201880041381.4
申请日：2018-08-28
申请人： 原子能股份公司 , PDC UGR股份公司 , 科学与创新股份公司
摘要： 本专利属于核子技术领域，具体涉及反应堆乏燃料长形元件处理，并可适用于核电站或专用联合企业。该发明所达到的技术结果在于切割长形元件的复杂性减少和工作期限缩短，以及对操作人员的计量负担的最小化。上述的技术结果是由于在包含反应堆长形元件被置于包装容器内部及其后剪切成短段的方法中，已提出将长形元件沿包装容器整个高度放入包装容器内，再在包装容器上端的水平上进行长形元件的切割，同时切割出相当于包装容器高度的短段，然后再次将剪切后剩余的上述元件上端放入上述容器中，并重新切成短段直至其完全解体而达到的。上文描述的技术结果是由于建议另外用录像机装备包括设于工艺罐内部的定位机构，装在其中的容器和用于移动与剪切反应堆长形元件的设备的剪切装置，把容器的定位机构以装在工艺罐底上的带有容器支架的固定长杆的形式制成，把用于剪切长形元件的设备以可在容器支架上方移动的设在固定长杆上的遥控水力切断器的形式制成，而把用于移动长形元件的设备以固定在固定长杆上的带有夹紧护口片的遥控夹具的形式制成而达到的。所要求保护的一些上述发明在剪切反应堆长形元件时提供工作量减少，工作期限缩短以及对操作人员的身体负担的最小化。
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公开(公告)号：CN111226293B
公开(公告)日：2023-09-01
申请号：CN201880002622.4
申请日：2018-03-22
申请人： 原子能股份公司 , 科学与创新股份公司 , 俄罗斯科学院科拉联邦科学研究中心
摘要： 本发明涉及核电站含硼液态废物排放的综合处理。处理核电站含硼核废液的方法包括在硼酸盐溶液中引入带有沉淀硼酸钙及其与母液分离的硝酸钙，使用带有阳离子交换膜和阴离子交换膜的电渗析器进行电渗析，获得硼酸和氢氧化钠和氢氧化钾溶液。作为钠和钾盐的初始硼酸盐溶液含有它们的硝酸盐和硫酸盐。将硝酸钙引入初始硼酸盐溶液中以获得硼酸盐和硫酸钙的共同沉淀物。通过用硝酸溶液处理硼酸盐和硫酸钙的总沉淀物并从硼酸钙溶液中分离出硫酸钙沉淀物来获得硼酸。用硝酸处理硼酸钙溶液，形成硼酸沉淀和硝酸钙溶液。分离并干燥硼酸沉淀物。对母液进行电渗析处理，得到硝酸和氢氧化钠和氢氧化钾的溶液。
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公开(公告)号：CN112135675A
公开(公告)日：2020-12-25
申请号：CN201780098076.4
申请日：2017-12-29
申请人： 原子能技术科学研究设计院股份公司 , 原子能设计股份公司 , 科学与创新股份公司
摘要： 本发明涉及原子能技术，更具体地，涉及用于回收核电站排放能量的系统，并且旨在通过回收湿的高温蒸汽来回收核电站排放通道的水的热能来提供获得淡水的过程的高生产率，以及旨在提高来自核电厂的热的利用系数并减少废水对环境的不利影响。一种用于回收核电厂排放能量的冷凝系统，包括核电机组、进气装置、压缩机、冷凝器、装有喷水器的水室、电流发生器、纯水泵站、冷却水泵站、次级冷凝物池和涡轮膨胀机。进气装置连接到压缩机，压缩机连接到冷凝器，冷凝器连接到涡轮膨胀机，涡轮膨胀机由电流发生器供电并连接到水室，水室连接到次级冷凝物池，次级冷凝物池连接到纯水泵站，冷凝器连接到冷却水泵站，其中进气装置容纳在废水通道中，废水通道连接到核电机组并配备有密封盖。
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公开(公告)号：CN111344514A
公开(公告)日：2020-06-26
申请号：CN201880042637.3
申请日：2018-12-28
摘要： 本发明组涉及管道及设备并可适用于各种技术领域，如：核能工程、热力工程、机器制造业、石油化学工业、供水工程、化学以及航空天工业等技术领域。该发明组的问题为创造由金属元件组成的管道隔热防护罩及其安装方法，提供金属元件的彼此可靠的电气隔离。所提出问题的解决如下：所述金属元件均是通过重叠而相互连接的，金属元件在其重叠区段中都配置固定有电绝缘垫片的穿孔，电绝缘垫片均是用确保相邻元件之间的电气隔离的弹性、弹塑性、全部或部分固化的材料制成。当安装防护罩时，将电绝缘垫片的材料施加到金属元件的交叠区段上，并使得其在每下一个金属元件压缩中填充所述交叠区域上的孔，同时形成所述垫片和相邻金属元件之间的可靠插塞插孔接合。如此产生的大量插塞插孔接合确保相邻金属元件固定更加刚性，并不破坏其之间的电气隔离。
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公开(公告)号：CN111066092A
公开(公告)日：2020-04-24
申请号：CN201880043547.6
申请日：2018-12-25
IPC分类号： G21C1/12
摘要： 核反应堆的核心属于核能领域。核反应堆的核心包括至少一个组件、固体(4)和液体中子慢化剂。该模块包括外壳(1)、至少一根热管、至少一个发热元件和隔热层(5)。所述热管以装有灯芯(6)的壳体(2)的形式制成，并包含热载体。燃料元件由核燃料(8)制成，核燃料(8)位于其本体(2)周围热管的蒸发区，与本体(2)热接触，并封装在外壳(3)中。作为热管的热载体，使用高沸点的低熔点金属，例如锂、钙、铅和银。在模块的外壳(3)和外壳(1)之间放置隔热层(5)。在固体中子慢化剂(4)中至少开一个孔，其中至少放置一个模块。模块外壳(1)和固体中子慢化剂(4)之间的空间充满液体中子慢化剂。技术成果是提高了反应堆设施的效率，扩大了活性区的范围。
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公开(公告)号：CN111032181A
公开(公告)日：2020-04-17
申请号：CN201780092623.8
申请日：2017-12-29
申请人： 原子能技术科学研究设计院股份公司 , 科学与创新股份公司
发明人： V·V·贝兹普林 , A·I·库尔切夫斯基 , V·O·库赫特维赫 , L·A·马图舍夫 , A·G·米特鲁钦
IPC分类号： B01D29/11 , B01D29/62 , G21C19/307
摘要： 核电站(NPP)池池有源滤波器是指核能领域，即保证核电站在核反应堆堆芯冷却剂不间断供应事故中的安全。有源滤波器包括具有盖、基部和以过滤元件形式制成的侧表面的壳体、具有固定于过滤器的中心垂直轴的一端的通道的管道，并且被配置为通过管道将来自过滤器的中央部分的纯化液体供给到管的另一端的过滤元件，过滤器壳体由上下两部分组成，每个部分至少装有一个滤芯，上下部分之间装有涡轮，当流体流过涡轮时涡轮旋转，涡轮通过带有管道的轴连接，其配置为在涡轮机旋转期间从过滤器外壳收集净化液体。如果发生事故，导致冷却剂中的外来杂质和碎屑堵塞活性过滤器的下部滤芯，液体流开始流过上部滤芯，从而导致涡轮随液体流旋转，因此，管道从过滤器外壳中取出净化液，并通过喷嘴向过滤器元件提供离心力，从过滤器元件中滴下杂质和碎屑，从而自清洁过滤器。
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公开(公告)号：CN110998746A
公开(公告)日：2020-04-10
申请号：CN201780032581.9
申请日：2017-12-25
申请人： 伊梅尼VG科洛皮纳镭研究所股份公司 , 科学与创新股份公司
摘要： 此发明涉及核技术领域，包括热中子核电站燃料。提出的燃料组合物，其包含回收的钚和氧化物形式的浓缩铀的混合物，其特征在于富集的铀和再生钚用作浓缩铀，在能量势下确定的组分比率等于来自浓缩天然铀的新制备的核电站燃料的潜力，这确保了反应堆堆芯的荷载量达100％。提出展示结构混合的可能性，包括二次回收的钚和铀的不受限制的循环。使用所提出的结构课使得可以最大限度地利用铀和钚的能量潜力，包括累积的核燃料燃烧，并且大大减少储存设施的体积，直至其退出使用，并且显着简化从再生材料制造核燃料的物流和技术。
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公开(公告)号：CN110945600A
公开(公告)日：2020-03-31
申请号：CN201880042325.2
申请日：2018-12-25
IPC分类号： G21C1/12
摘要： 核反应堆堆芯属于核能领域。核反应堆堆芯包括至少一个组件、固体(5)和液体中子慢化剂。该模块包括外壳(2)、至少一根热管、至少一个燃料元件、外壳(1)和隔热层(6)。热管由外壳(3)、灯芯(7)组成，并含有蒸发的冷却液。燃料元件由外壳(4)和核燃料(9)组成。热管和燃料元件的蒸发区封闭在充满液体冷却剂的护罩(1)中。采用高沸点液态金属，如锂、钙、铅、银作为热管的传热介质和套管(1)内的传热流体。在护罩(1)和模块机壳(2)之间的空间内放置隔热材料(6)；在固体中子慢化剂(5)中至少开一个孔，其中至少放置一个模块。模块和固体中子慢化剂(5)之间的空间充满液体中子慢化剂。技术成果是提高了反应堆设施的效率，扩大了活性区的范围。
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公开(公告)号：CN110651286A
公开(公告)日：2020-01-03
申请号：CN201780087748.1
申请日：2017-03-01
申请人： 原子能建设出口工程股份公司 , 科学与创新股份公司
IPC分类号： G06Q10/06
摘要： 本发明是一种自动管理方式，可用为管理复杂工程设施的生命周期，例如核电厂，热电厂，水电厂等。本发明在复杂工程设施的设计，构造、操作、回收等阶段可应用。复杂工程设施生命周期的管理系统允许人别并以文件证明设施结构，系统和部件的特征，以及确保这些特征的变化适当地设计，检查，批准，出产，运用，测试，记录并反映在设施的文件中。通过使用本发明实现的技术结果在于复杂工程设施生命周期任何阶段的相关和验证信息访问速度的提高，目的是做出安全且成本有效的决策，以及提高复杂工程设施状态变化管理(控制)过程的可靠性，该可靠性是通过将复杂工程设施的文件状态和与文件相关联的智能数据组明确对应而实现的；该智能数据组与上载到系统中的文件版本相关联而导入系统中，包括有关复杂工程设施要求的所有必要信息，复杂工程设施要素以及此设施的合并3D模型。
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公开(公告)号：CN110100288A
公开(公告)日：2019-08-06
申请号：CN201780032563.0
申请日：2017-12-25
发明人： A·S·伊万诺夫 , V·A·西蒙尼科 , I·V·拉文纽克 , N·B·阿尼金 , A·A·泰克泰夫 , V·N·费迪什金 , I·A·波波夫 , E·V·贝兹哥多夫 , S·D·帕斯科夫 , S·M·乌尔亚诺夫 , A·V·帕夫伦科
IPC分类号： G21C9/06 , G21C13/02 , G21C19/317
摘要： 本发明属于核电站的防险措施，具体来说，防火或缓和其后果和防止爆炸性气体积聚所应用的技术。它在水-水型动力反应堆(以下简称为水-水动力堆)核电站的安全壳室内提供氢气防爆安全性。此外，所提出的发明可以应用于其他的设施中，就是说有可能发生与释放大量轻质易燃性气体及其积聚在密封空间有关的潜在危害紧急情况的设施中。发明所达到的技术结果即为核电厂安全壳室内气体环境的燃烧概率的降低，以及弱燃烧波的自熄和对安全壳室壁的动力负载的减少。使用包括原子核反应堆的安全壳通风和以催化氧化方法进行的氢气复合的核电厂氢气防爆安全保障方法时，按照上诉的方案，安全壳室内，在含氢蒸汽燃气压流的有危险分布的路径上，设置一个偏流器，安全壳室间的墙洞宜不小于室壁的35％，且在含氢蒸汽燃气混合气的燃源的潜在位置上进行余热排除。
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