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公开(公告)号：CN119783375A
公开(公告)日：2025-04-08
申请号：CN202411945441.9
申请日：2024-12-26
Applicant: 中国原子能科学研究院
IPC: G06F30/20
Abstract: 本申请的实施例涉及核反应堆技术领域，具体涉及一种核反应堆的系统正向设计方法。该方法包括：S1、根据电厂技术方案，确定系统功能及性能指标和接口要求；S2、根据系统功能及性能指标和接口要求，进行系统功能分解及结构配置；S3、根据系统功能分解及结构配置，开展系统工艺原理设计；S4、根据系统工艺原理设计，进行设备工艺设计或选型；S5、根据系统工艺原理和设备工艺设计选型，开展系统工艺流程设计；S6、开展系统管道及厂房布置；S7、开展厂房设计；S8、评价系统设计是否符合系统的功能及性能指标和接口要求；S9、确定系统方案和系统技术状态及验收准则。本申请的实施例提供的方法为新型核反应堆的系统设计顺利开展提供方法论指导。
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公开(公告)号：CN119783374A
公开(公告)日：2025-04-08
申请号：CN202411944052.4
申请日：2024-12-26
Applicant: 中国原子能科学研究院
IPC: G06F30/20
Abstract: 本申请涉及核反应堆技术领域，特别涉及一种基于系统工程理论的核反应堆型号技术开发方法，包括：S1、确定电厂技术状态及其验收准则；将电厂划分为包括多级系统，各系统分别具有不同设计优先级；S2、按照设计优先级从高到低的顺序，依次对各系统进行设计与分解，以确定每个系统对应的系统技术状态及验收准则；其中，在对每个系统进行设计与分解的过程中，提出比该系统具有更低设计优先级的全部下级系统的功能、性能和接口需求；以及根据电厂技术状态和全部上级系统提出的功能、性能和接口需求，对该系统进行设计与分解；S3、按照设计优先级从低到高顺序，依次对各系统开展验证；各系统验证后对电厂进行验证，确保满足电厂技术状态及验收准则要求。
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公开(公告)号：CN119763867A
公开(公告)日：2025-04-04
申请号：CN202411843754.3
申请日：2024-12-14
Applicant: 西安交通大学 , 中国原子能科学研究院
Abstract: 本发明公开了一种钠冷快堆串级控制系统及方法，属于核反应堆工程技术领域，包括堆芯部分、中间换热器部分和蒸汽发生器部分；其中，堆芯控制系统包括了控制棒的调节和一次钠泵转速的调节，中间换热器控制系统中包含了对二次钠泵速的调节；在钠冷快堆堆芯中，控制棒的棒速信号采用串级控制方法，控制功率调节出口温度；采用冷却流量的反馈对一次钠泵转速进行调节；在中间换热器中，二次钠泵的泵速信号使用串级控制的方式，控制二回路流量调节IHX二次侧进口温度；本发明提高了钠冷快堆的自动化水平，大幅减少了运行人员的负担，并使钠冷快堆具有更良好的动态响应品质，获得理想的调节特性。
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公开(公告)号：CN119495459A
公开(公告)日：2025-02-21
申请号：CN202411586847.2
申请日：2024-11-07
Applicant: 中国原子能科学研究院
Abstract: 本申请的实施例涉及电除盐装置进行废水处理技术领域，具体涉及一种用于去除低放射性废液中的放射性核素离子的方法及电除离子装置，该方法包括：接通电除离子装置的电源，使电除离子装置的阴极和阳极间形成第一电场；在第一电场的作用下，使放射性废液中的阳离子向电除离子装置的阴极迁移，并利用电除离子装置的离子吸附模块去除迁移过程中的阳离子，以形成净水区；在第一电场的作用下，使放射性废液中的阴离子向电除离子装置的阳极迁移，并利用离子吸附模块阻止迁移过程中的阴离子，以形成阴离子富集区；对净水区内的液体和阴离子富集区内的液体进行分离并收集，以获得去除放射性核素离子的液体。该方法可以有效去除放射性核素离子且效率较高。
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公开(公告)号：CN112037943B
公开(公告)日：2023-03-14
申请号：CN202010737630.2
申请日：2020-07-28
Applicant: 中国原子能科学研究院
Abstract: 本发明涉及一种用于快中子反应堆的水力悬浮分体式非能动停堆组件，包括移动芯棒以及与移动芯棒配合的组件套筒，移动芯棒的一端插入到组件套筒内，所述移动芯棒的内部带有吸收体棒束，移动芯棒伸入到组件套筒内的端部带有冷却剂入孔，移动芯棒周面的中部位置以及远离冷却剂入孔端部的位置均设有冷却剂出孔组；组件套筒包括导向管、外套管和管脚，管脚上设有管脚入口，管脚入口与导向管连通，导向管的一端开口，所述移动芯棒从开口插入到导向管内，导向管的内壁与移动芯棒的外壁之间形成缝隙环形腔。本装置根据非能动概念设计的非能动安全设施，不需要任何触发信号或外力驱动而大大降低了失效概率，可以切实地提高核电厂的安全性。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN119783373A
公开(公告)日：2025-04-08
申请号：CN202411943971.X
申请日：2024-12-26
Applicant: 中国原子能科学研究院
IPC: G06F30/20
Abstract: 本申请涉及核反应堆技术领域，特别涉及一种新型核反应堆正向设计方法，包括：S1、对核反应堆的供电供热能力需求进行需求分析，确定电厂技术状态及其验收准则；S2、按照设计优先级从高到低的顺序，依次对各系统进行设计与分解，在每个系统的设计与分解中，依次将系统划分为设备、部件、零件以及材料，逐级开展设备、部件、零件、材料的设计与分解，以确定设备技术状态及验收准则、部件技术状态及验收准则、零件技术状态及验收准则、材料技术状态及验收准则；S3、按照设计优先级从低到高的顺序，依次对系统开展验证，之后再对电厂技术状态验证；其中，在对每个系统进行验证的过程中，依次对材料、零件、部件、设备进行可行性验证。
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公开(公告)号：CN119762288A
公开(公告)日：2025-04-04
申请号：CN202411963505.8
申请日：2024-12-28
Applicant: 中国原子能科学研究院
IPC: G06Q50/06 , G06F16/9035
Abstract: 本申请的实施例涉及预测和优化的技术领域，具体涉及一种钠冷快堆核电厂技术规格书的确定方法及系统。第一方面，本申请的实施例提供一种钠冷快堆核电厂技术规格书的确定方法，技术规格书中包括钠冷快堆核电厂的正常运行限值和条件，其包括：S10：确定钠冷快堆核电厂包括的构筑物、系统和设备；S20：确定针对钠冷快堆核电厂正常运行限值和条件的筛选准则；S30：根据S20步骤中确定的筛选准则对S10中的构筑物、系统和设备进行筛选，确定钠冷快堆核电厂技术规格书。第二方面，本申请的实施例提供一种适用于确定钠冷快堆核电厂技术规格书的系统。本申请的确定及系统能够提高确定钠冷快堆核电厂技术规格书的效率，增强其对指导核电厂安全运行的可靠性。
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公开(公告)号：CN119687696A
公开(公告)日：2025-03-25
申请号：CN202411932442.X
申请日：2024-12-25
Applicant: 中国原子能科学研究院
Abstract: 本申请的实施例涉及反应堆紧急冷却装置领域，特别涉及一种热交换器以及液态金属快堆事故余热排出系统。本申请的实施例一方面提供一种热交换器，通过将液态金属流动管路设置成能够提高换热效率，使得液态金属流动管路中的液态金属介质与空气流动组件所驱动的空气充分交换热量，提高堆芯余热的排出效率。本申请的实施例另一方面提供一种液态金属快堆事故余热排出系统，通过采用前述热交换器，提高了换热效率，确保余热排出系统高效运行。
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公开(公告)号：CN112037943A
公开(公告)日：2020-12-04
申请号：CN202010737630.2
申请日：2020-07-28
Applicant: 中国原子能科学研究院
Abstract: 本发明涉及一种用于快中子反应堆的水力悬浮分体式非能动停堆组件，包括移动芯棒以及与移动芯棒配合的组件套筒，移动芯棒的一端插入到组件套筒内，所述移动芯棒的内部带有吸收体棒束，移动芯棒伸入到组件套筒内的端部带有冷却剂入孔，移动芯棒周面的中部位置以及远离冷却剂入孔端部的位置均设有冷却剂出孔组；组件套筒包括导向管、外套管和管脚，管脚上设有管脚入口，管脚入口与导向管连通，导向管的一端开口，所述移动芯棒从开口插入到导向管内，导向管的内壁与移动芯棒的外壁之间形成缝隙环形腔。本装置根据非能动概念设计的非能动安全设施，不需要任何触发信号或外力驱动而大大降低了失效概率，可以切实地提高核电厂的安全性。
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公开(公告)号：CN111445203A
公开(公告)日：2020-07-24
申请号：CN202010205042.4
申请日：2020-03-20
Applicant: 中国原子能科学研究院
Abstract: 本发明公开一种用于复杂型号设计的协同设计系统，包括：型号设计管理模块，将复杂型号设计划分为多个设计阶段，并对设计阶段中的每一项设计内容和设计要求做出规定；设计任务管理模块，接收设计阶段中的各项设计内容，并将各项设计内容细分为多个设计任务和相关研发任务；设计任务执行模块，接收各项设计内容中的设计任务，设计人员执行设计任务并产生设计数据；以及数据共享模块，与设计任务执行模块和设计任务管理模块通信连接，设计任务执行模块调用数据共享模块中的设计数据，并将设计过程中产生的设计数据存储在数据共享模块中，设计任务管理模块读取数据共享模块的数据信息，对执行的设计任务进行监控和/或展示。还涉及一种协同设计方法。
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