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公开(公告)号：CN119673494A
公开(公告)日：2025-03-21
申请号：CN202411699109.9
申请日：2024-11-26
Applicant: 中广核研究院有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
Abstract: 本申请涉及一种核电厂卸压装置，核电厂卸压装置包括排放管以及扇叶，排放管内部设有导流通道，排放管包括用于排流的出流端，扇叶设于出流端，扇叶上设有排流孔，排流孔分别连通于导流通道和外界环境，其中，扇叶能够在流经导流通道并从排流孔排出的气流的驱动下，绕平行于排放管的轴线方向相对排放管转动。本申请核电厂卸压装置能够对水池中的液体均匀搅拌，利于提高对气体的冷凝换热能力。
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公开(公告)号：CN106335611A
公开(公告)日：2017-01-18
申请号：CN201610799375.8
申请日：2016-08-31
Applicant: 中广核研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
IPC: B63B35/44
CPC classification number: B63B35/44
Abstract: 本发明涉及一种海洋反应堆系统平台及其安装方法，包括可漂浮海面的平台主体。平台主体内形成有供核电设备放置的容置空间，容置空间外围设有与容置空间相互隔离的隔离空间。隔离空间将平台主体的外侧与容置空间隔离，可起到对核电设备防护的作用，在平台主体受到冲击时，减缓对核电设备的冲击；隔离空间内还能填充水等能对核电设备冷却的溶液，在核电设备发生危险事故时，可将溶液注入到容置空间对核电设备冷却，避免发生大的事故。在平台主体移动到特定位置时，可使平台主体落座到支撑位置，保证放置的稳定性，可以不受海洋运动的影响，即反应堆不会发生倾斜、起伏、摇摆、晃荡，其热工流体系统运行稳定，与陆上运行状态无差异，提升了安全性。
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公开(公告)号：CN110189839B
公开(公告)日：2022-09-23
申请号：CN201910438468.1
申请日：2019-05-22
Applicant: 中广核研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
Inventor： 梁活 , 林支康 , 杨江 , 李润聘 , 刘仲昊 , 徐苗苗 , 宋建阳 , 方思远 , 梁任 , 吕逸君 , 曹志伟 , 王婷 , 卢向晖 , 纪文英 , 王仙茅 , 崔旭阳 , 罗汉炎 , 刘建昌 , 路长冬 , 陈韵茵 , 张田
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明提供一种将压水堆冷段破口转换为热段破口的转换装置，其设置于压水堆的压力容器(1)中的吊篮(2)上，包括球面洞口盖(3)、环形贴合环(31)以及扣紧弹簧(32)；在吊篮(2)上设置有洞口(20)，并在洞口外沿设置有环形凹槽(21)以及弹簧凹槽(22)；球面洞口盖(3)上的环形贴合环(31)与吊篮(2)上的环形凹槽(21)进行配合，扣紧弹簧(32)与弹簧凹槽(22)相配合；在压水堆正常工作时，球面洞口盖(3)与吊篮(2)外侧贴合固定；在压水堆出现冷段大破口时，球面洞口盖(3)两侧产生反向压力差，使球面洞口盖(3)从吊篮(2)的洞口(20)脱离，从而使冷却剂从上腔室流入下降环腔，转换为热段破口。本发明还提供了可使用该装置的压水堆。实施本发明，可以降低安注系统容量需求，简化反应堆安全保护系统，在提高核电厂的经济性的同时增加其安全可靠性。
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公开(公告)号：CN107767025A
公开(公告)日：2018-03-06
申请号：CN201710855391.9
申请日：2017-09-20
Applicant: 中广核研究院有限公司 , 岭东核电有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
CPC classification number: G06Q10/0635 , G06Q50/06
Abstract: 本发明公开了一种风险指引的核电厂大破口失水事故分析方法。该方法主要包括以下步骤：1)选定初始事件为核电厂大破口失水事故；2)根据风险系统评价方法，建立初始事件下的事件树，识别发生大破口失水事故后核电厂对应缓解措施的安全系统的所有可能的响应序列；3)针对事件树分析结果，结合故障树分析，综合考虑多种失效数据，量化所有事件序列的发生概率；4)计算各事件序列对应的包壳峰值温度；5)评估大破口失水事故的包壳峰值温度裕量。本发明方法在传统的确定论分析方法中引入了概率风险评价技术，以达到综合考虑核电厂认知不确性和偶然不确定性的目的，其分析结果更贴近核电厂的实际情况。
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公开(公告)号：CN116297054A
公开(公告)日：2023-06-23
申请号：CN202310297860.5
申请日：2023-03-24
Applicant: 中广核研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
IPC: G01N15/04
Abstract: 本申请涉及一种固体颗粒沉积试验装置和试验方法。固体颗粒沉积试验装置中的第一储存件和第二储存件均用于容纳非透明流体，试验结构具有试验通道和连通试验通道的第一开口和第二开口。第一管道连通于第一储存件和第一开口之间，以能够将非透明流体自第一储存件导入至试验通道。第二管道连通于第二储存件和第二开口之间，以能够将非透明流体自试验通道导入至第二储存件。其中，试验结构构造为能够打开，以显露由非透明流体沉积于试验通道内的固体颗粒。非透明流体在试验结构内沉积到一定程度后，通过打开试验结构，能够直观地观测到试验结构内部的沉积情况，对固体颗粒进行分析，改善了非透明流体难以观测的问题。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN106328222A
公开(公告)日：2017-01-11
申请号：CN201610799027.0
申请日：2016-08-31
Applicant: 中广核研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
IPC: G21C11/04 , G21C13/024 , G21C13/10 , B63B35/44
CPC classification number: Y02E30/40 , G21C13/10 , B63B35/44 , G21C11/04 , G21C13/024
Abstract: 本发明涉及一种浮动式反应堆系统及其浮动式反应堆容置装置，浮动式反应堆容置装置，包括舱体和设置在舱体内的安全壳；反应堆安装在安全壳内。本发明的浮动式反应堆系统及其浮动式反应堆容置装置容置反应堆的安全壳设置在舱体内，安全壳和舱体两者形成对反应堆包覆的双层结构，如果安全壳和舱体两者中其中一个因为超压、设备失效等原因导致了泄露，两者中另外一个还可以执行包容放射性的功能，整体上提高了放射性物质包容的能力。
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公开(公告)号：CN107767025B
公开(公告)日：2021-11-23
申请号：CN201710855391.9
申请日：2017-09-20
Applicant: 中广核研究院有限公司 , 岭东核电有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
Abstract: 本发明公开了一种风险指引的核电厂大破口失水事故分析方法。该方法主要包括以下步骤：1)选定初始事件为核电厂大破口失水事故；2)根据风险系统评价方法，建立初始事件下的事件树，识别发生大破口失水事故后核电厂对应缓解措施的安全系统的所有可能的响应序列；3)针对事件树分析结果，结合故障树分析，综合考虑多种失效数据，量化所有事件序列的发生概率；4)计算各事件序列对应的包壳峰值温度；5)评估大破口失水事故的包壳峰值温度裕量。本发明方法在传统的确定论分析方法中引入了概率风险评价技术，以达到综合考虑核电厂认知不确性和偶然不确定性的目的，其分析结果更贴近核电厂的实际情况。
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公开(公告)号：CN110189839A
公开(公告)日：2019-08-30
申请号：CN201910438468.1
申请日：2019-05-22
Applicant: 中广核研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
Inventor： 梁活 , 林支康 , 杨江 , 李润聘 , 刘仲昊 , 徐苗苗 , 宋建阳 , 方思远 , 梁任 , 吕逸君 , 曹志伟 , 王婷 , 卢向晖 , 纪文英 , 王仙茅 , 崔旭阳 , 罗汉炎 , 刘建昌 , 路长冬 , 陈韵茵 , 张田
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明提供一种将压水堆冷段破口转换为热段破口的转换装置，其设置于压水堆的压力容器(1)中的吊篮(2)上，包括球面洞口盖(3)、环形贴合环(31)以及扣紧弹簧(32)；在吊篮(2)上设置有洞口(20)，并在洞口外沿设置有环形凹槽(21)以及弹簧凹槽(22)；球面洞口盖(3)上的环形贴合环(31)与吊篮(2)上的环形凹槽(21)进行配合，扣紧弹簧(32)与弹簧凹槽(22)相配合；在压水堆正常工作时，球面洞口盖(3)与吊篮(2)外侧贴合固定；在压水堆出现冷段大破口时，球面洞口盖(3)两侧产生反向压力差，使球面洞口盖(3)从吊篮(2)的洞口(20)脱离，从而使冷却剂从上腔室流入下降环腔，转换为热段破口。本发明还提供了可使用该装置的压水堆。实施本发明，可以降低安注系统容量需求，简化反应堆安全保护系统，在提高核电厂的经济性的同时增加其安全可靠性。
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公开(公告)号：CN221994143U
公开(公告)日：2024-11-12
申请号：CN202323560510.8
申请日：2023-12-26
Applicant: 中广核研究院有限公司 , 中广核工程有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
IPC: G21C15/18
Abstract: 本申请涉及一种堆芯冷却装置及核电系统。堆芯冷却装置包括用于放置反应堆堆芯的压力容器和设置于压力容器下降腔内的流量分配结构。通过流量分配结构沿周向设置多个出水孔，使得来自于安全注入系统的冷却水进入流量分配结构后，会经过各个位置的出水孔流入压力容器的下降腔，进而与进入下降腔的冷却剂混合。由于出水孔沿周向设置有多个，也即进入下降腔内的冷却水有多股，因而能够对下降腔内的冷却剂起到一定的搅混作用，使得冷却剂沿周向分布的较为均匀，进而降低冷却剂集中在某一位置的风险，提高进入堆芯入口处的流量均匀性，保证堆芯在不同位置的冷却效果的均匀性，提升反应堆的安全性。
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公开(公告)号：CN209045171U
公开(公告)日：2019-06-28
申请号：CN201821437071.8
申请日：2018-09-03
Applicant: 中广核研究院有限公司 , 广东核电合营有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
Abstract: 本实用新型公开了一种基于ATF燃料的反应堆，包括堆芯采用ATF燃料组件的压力容器、至少一个蒸汽发生器以及至少一个非能动安注系统；蒸汽发生器的进口和出口分别通过热管和冷管连接压力容器，形成一个冷却剂流通回路；非能动安注系统包括一回路非能动安注单元和非能动硼酸注入单元；一回路非能动安注单元包括设置位置高于冷管的非能动安注水箱、连接在非能动安注水箱和压力容器之间的注入管道；非能动硼酸注入单元连接在所述注入管道和热管之间。本实用新型中压力容器的堆芯采用ATF燃料(事故容错燃料)，提高反应堆安全裕量，在增加安全性能的同时提高经济性。安注系统的简化减少了的核级设备的数量，降低造价，缩短了建设周期，提高经济性能。
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