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公开(公告)号：CN108053903B
公开(公告)日：2024-05-10
申请号：CN201711390783.9
申请日：2017-12-21
Applicant: 中国原子能科学研究院
IPC: G21C17/10
Abstract: 本发明属于核安全评价技术领域，涉及一种高温钠中裂变产物滞留因子测量装置。所述的测量装置包括加热容器、压力驱动释放装置、加热系统、进钠管、排钠管、取样口，压力驱动释放装置置于加热容器内部的下部，其内部预先装有标准称重的化学药品，用于模拟裂变产物突然向钠中释放的物理过程；加热系统用于对加热容器进行加热，以使加热容器内部的温度维持在试验所需的温度范围内；进钠管和排钠管连接加热容器，分别用于向加热容器内加入钠和排出加热容器内的钠；取样口连接在加热容器的侧壁上。利用本发明的测量装置，能够有效地模拟研究钠冷快堆在严重事故工况下放射性物质从钠中释放到堆顶气腔的行为。
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公开(公告)号：CN108305696A
公开(公告)日：2018-07-20
申请号：CN201711390849.4
申请日：2017-12-21
Applicant: 中国原子能科学研究院
IPC: G21C17/10
Abstract: 本发明属于核安全评价技术领域，涉及一种高温钠中裂变产物滞留因子的测量方法及测量系统。所述的测量方法依次包括如下步骤：(1)将加热容器中的钠加热到一定温度后按照一定比例与裂变产物模拟物进行混合；(2)所述的裂变产物模拟物在所述的加热容器中实现从钠池到覆盖气体的迁移；(3)通过对所述的覆盖气体的取样和化学检测计算出所述的裂变产物模拟物从所述的钠池到所述的覆盖气体的所述的滞留因子。利用本发明的测量方法及测量系统，能够保证滞留因子测量的真实性，更好的支撑池式钠冷快中子反应堆的放射性源项分析过程。
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公开(公告)号：CN115853325B
公开(公告)日：2025-05-02
申请号：CN202211675871.4
申请日：2022-12-26
Applicant: 中国原子能科学研究院
Abstract: 本申请公开一种核岛主厂房的设计方法以及反应堆核岛主厂房布置结构，设计方法包括步骤：S100：对核岛主厂房按照功能划分成包括反应堆本体模块、一回路辅助系统模块、燃料操作和组件设备清洗模块、燃料贮存模块、二回路主系统模块、二回路辅助系统模块、和事故余热排出模块的功能模块；S200：确定反应堆本体模块的位置；S300：获得反应堆本体模块与其他的多个功能模块之间、以及其他的多个功能模块之间的主导关联属性；S400：根据反应堆本体模块的位置和与其他的多个功能模块之间的主导关联属性及优先级确定其他的多个功能模块的位置；S500：根据每个功能模块内的子功能模块之间的主导关联属性确定各个子功能模块的位置。
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公开(公告)号：CN119640853A
公开(公告)日：2025-03-18
申请号：CN202411823348.0
申请日：2024-12-11
Applicant: 中国原子能科学研究院
Abstract: 本申请的实施例涉及抗地震或防地面下陷领域，具体涉及一种隔震系统，用于减少设置于软土地基的核设施受到的地震作用，其包括承载组件、隔震组件以及荷载传递组件。承载组件设置于软土地基，用于提供核设施所需的承载力；隔震组件设置成能够通过发生形变，以减少核设施受到的地震作用；荷载传递组件设置成与隔震组件、承载组件以及核设施连接，荷载传递组件用于将核设施以及承载组件的荷载传递至隔震组件，以使隔震组件能够发生形变。本申请的实施例提供的隔震系统有利于提高设置于软土地基的核设施的稳固性，有利于提高隔震组件对地震作用的响应速度，以保证隔震组件能够减少核设施受到的地震作用。
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公开(公告)号：CN119830573A
公开(公告)日：2025-04-15
申请号：CN202411910725.4
申请日：2024-12-23
Applicant: 中国原子能科学研究院
IPC: G06F30/20 , G06F119/06
Abstract: 本申请的实施例涉及用强制空气循环通风领域，特别涉及一种核岛厂房通风系统的能耗评价方法。本申请的实施例提供的核岛厂房通风系统的能耗评价方法，通过对核岛厂房进行模拟，确定模拟的核岛厂房所需的制冷量，进而根据模拟制冷量确定模拟核岛厂房所需通风系统耗能量，并根据现有的实际的核岛厂房的制冷量确定通风系统的实际耗能量以及通风系统自身的耗能量，根据模拟的核岛厂房的通风系统耗能量、通风系统的实际耗能量以及通风系统自身的耗能量确定通风系统能耗的评价，将通风系统自身的耗能量与通风系统的实际耗能量区分开来，考虑通风系统自身的耗能影响，能够使所得出的评价更全面科学。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN108053903A
公开(公告)日：2018-05-18
申请号：CN201711390783.9
申请日：2017-12-21
Applicant: 中国原子能科学研究院
IPC: G21C17/10
Abstract: 本发明属于核安全评价技术领域，涉及一种高温钠中裂变产物滞留因子测量装置。所述的测量装置包括加热容器、压力驱动释放装置、加热系统、进钠管、排钠管、取样口，压力驱动释放装置置于加热容器内部的下部，其内部预先装有标准称重的化学药品，用于模拟裂变产物突然向钠中释放的物理过程；加热系统用于对加热容器进行加热，以使加热容器内部的温度维持在试验所需的温度范围内；进钠管和排钠管连接加热容器，分别用于向加热容器内加入钠和排出加热容器内的钠；取样口连接在加热容器的侧壁上。利用本发明的测量装置，能够有效地模拟研究钠冷快堆在严重事故工况下放射性物质从钠中释放到堆顶气腔的行为。
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公开(公告)号：CN119028616A
公开(公告)日：2024-11-26
申请号：CN202411132937.4
申请日：2024-08-16
Applicant: 中国原子能科学研究院
IPC: G21C19/303
Abstract: 本申请实施例涉及核反应堆气体处理技术领域，具体涉及一种用于对钠冷快堆内保护气体进行处理的系统以及方法。系统包括：气体引出管路，用于将钠冷快堆的保护气体引出；除杂装置，用于对保护气体进行除杂；气体引回管路，用于将除杂后的保护气体送回钠冷快堆的保护气腔；杂质测量装置，用于测量除杂后的保护气体中的杂质含量；控制装置，用于根据杂质含量，控制是否将除杂后的保护气体送入气体引回管路。本申请的实施例通过对除杂后的保护气体的杂质含量进行测量，并根据杂质含量，确定是否将除杂后的保护气体引回钠冷快堆循环使用，有利于在保证钠冷快堆安全的前提下提高保护气体的利用率。
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公开(公告)号：CN115853325A
公开(公告)日：2023-03-28
申请号：CN202211675871.4
申请日：2022-12-26
Applicant: 中国原子能科学研究院
Abstract: 本申请公开一种核岛主厂房的设计方法以及反应堆核岛主厂房布置结构，设计方法包括步骤：S100：对核岛主厂房按照功能划分成包括反应堆本体模块、一回路辅助系统模块、燃料操作和组件设备清洗模块、燃料贮存模块、二回路主系统模块、二回路辅助系统模块、和事故余热排出模块的功能模块；S200：确定反应堆本体模块的位置；S300：获得反应堆本体模块与其他的多个功能模块之间、以及其他的多个功能模块之间的主导关联属性；S400：根据反应堆本体模块的位置和与其他的多个功能模块之间的主导关联属性及优先级确定其他的多个功能模块的位置；S500：根据每个功能模块内的子功能模块之间的主导关联属性确定各个子功能模块的位置。
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公开(公告)号：CN108305696B
公开(公告)日：2019-10-15
申请号：CN201711390849.4
申请日：2017-12-21
Applicant: 中国原子能科学研究院
IPC: G21C17/10
Abstract: 本发明属于核安全评价技术领域，涉及一种高温钠中裂变产物滞留因子的测量方法及测量系统。所述的测量方法依次包括如下步骤：(1)将加热容器中的钠加热到一定温度后按照一定比例与裂变产物模拟物进行混合；(2)所述的裂变产物模拟物在所述的加热容器中实现从钠池到覆盖气体的迁移；(3)通过对所述的覆盖气体的取样和化学检测计算出所述的裂变产物模拟物从所述的钠池到所述的覆盖气体的所述的滞留因子。利用本发明的测量方法及测量系统，能够保证滞留因子测量的真实性，更好的支撑池式钠冷快中子反应堆的放射性源项分析过程。
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公开(公告)号：CN207731672U
公开(公告)日：2018-08-14
申请号：CN201721800076.8
申请日：2017-12-21
Applicant: 中国原子能科学研究院
IPC: G21C17/10
Abstract: 本实用新型属于核安全评价技术领域，涉及一种高温钠中裂变产物滞留因子测量装置。所述的测量装置包括加热容器、压力驱动释放装置、加热系统、进钠管、排钠管、取样口，压力驱动释放装置置于加热容器内部的下部，其内部预先装有标准称重的化学药品，用于模拟裂变产物突然向钠中释放的物理过程；加热系统用于对加热容器进行加热，以使加热容器内部的温度维持在试验所需的温度范围内；进钠管和排钠管连接加热容器，分别用于向加热容器内加入钠和排出加热容器内的钠；取样口连接在加热容器的侧壁上。利用本实用新型的测量装置，能够有效地模拟研究钠冷快堆在严重事故工况下放射性物质从钠中释放到堆顶气腔的行为。(ESM)同样的发明创造已同日申请发明专利
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