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[发明专利]核电厂小破口事故的关键现象的识别方法及装置-CN202111058083.6有效
发明人：李林森;邢勉;杨韵颐;李小生;沈峰;郑罡;柳春源;张曙明;郭家丰;孙培栋;张力玮;陈笑松;罗震;吴曼霞;李志辉 -专利权人：国家电投集团科学技术研究院有限公司
申请日： 2021-09-09 - 公布日： 2023-08-08 - 主分类号： G21D3/06 文献下载
摘要：本申请提出一种核电厂小破口事故的关键现象的识别方法和装置，其中，方法包括：基于CSNI验证矩阵添加热工现象以及添加结构及核物理相关现象，进行二次检查根据具体反应堆设计及事故响应确认相关现象是否发生以及是否完备，确定应对小破口事故的所有部件列表的每个部件与已检查完的现象列表的现象相关，给出重要程度基础排序，根据相关实验数据对排序进行提升改进，进行不确定性抽样计算，得到不确定性抽样计算分析的结果，进行现象识别排序的比对，如果不一致对现象识别排序进行二次提升改进后再进行不确定性分析及比对直到一致。本发明基于CSNI验证矩阵及不确定性分析与关键现象识别排序之间的反复迭代，减少对于专家判断的依赖形成可靠完备的流程。
核电厂破口事故关键现象识别方法装置

[发明专利]液态金属堆核能耦合铜氯循环制氢系统及制氢方法-CN202211328943.8在审
发明人：孙培栋;邢勉;郑罡;柳春源;郭家丰;罗震;张曙明;吴曼霞;沈峰;余慧 -专利权人：国家电投集团科学技术研究院有限公司
申请日： 2022-10-27 - 公布日： 2023-04-04 - 主分类号： C01B3/08 文献下载
摘要：本申请提供液态金属堆核能耦合铜氯循环制氢系统及制氢方法，包括：热解装置，用于发生Cu2OCl2的热解化学反应，其蒸汽入口与蒸汽发生器的二次侧出口连接；干燥装置，用于将液态CuCl2干燥为固态CuCl2；水解装置，用于发生固态CuCl2的水解反应，其蒸汽出口与蒸汽发生器的二次侧入口连接；氢气发生装置，用于发生Cu和HCl的置换反应，产生氢气，水解装置的反应出料口与氢气发生装置的反应进料口连接；溶液电解装置，用于在电解条件下发生CuCl的分解反应，其反应出料口与氢气发生装置的反应进料口连接；热解装置与水解装置、干燥装置以及氢气发生装置之间均设有换热装置。本申请将核能中温制氢方案和铜氯五步法热化学循环方案相结合，利用核电站余热、制氢转化效率高。
液态金属核能耦合循环系统方法

[发明专利]液态金属堆核能耦合铜氯循环制氢系统及制氢方法-CN202211328694.2在审
发明人：孙培栋;沈峰;余慧;邢勉;柳春源;郑罡;陈笑松;张曙明;吴曼霞;罗震 -专利权人：国家电投集团科学技术研究院有限公司
申请日： 2022-10-27 - 公布日： 2023-03-31 - 主分类号： C01B3/06 文献下载
摘要：本申请提供液态金属堆核能耦合铜氯循环制氢系统及制氢方法，包括：热解装置，用于发生Cu2OCl2的热解化学反应，其蒸汽入口与蒸汽发生器的二次侧出口连接；干燥装置，用于将液态CuCl2干燥为固态CuCl2；水解装置，用于发生固态CuCl2的水解反应，其蒸汽出口与蒸汽发生器的二次侧入口连接；氢气发生装置，水解装置的反应出料口与氢气发生装置的反应进料口连接，用于将水解装置中产生的HCl输送到氢气发生装置中，与热解装置中产生的CuCl发生置换反应，产生氢气，电解过程由发电装置供电；热解装置与水解装置、干燥装置以及氢气发生装置之间均设有换热装置。本申请将核能中温制氢方案和铜氯四步法热化学循环方案相结合，利用核电站余热、制氢转化效率高。
液态金属核能耦合循环系统方法

[发明专利]液态金属堆核能耦合铜氯循环制氢系统及制氢方法-CN202211322775.1在审
发明人：孙培栋;柳春源;邢勉;陈笑松;吴曼霞;王立广;张曙明;郑罡;余慧;沈峰 -专利权人：国家电投集团科学技术研究院有限公司
申请日： 2022-10-27 - 公布日： 2023-02-28 - 主分类号： C25B1/02 文献下载
摘要：本申请提供一种液态金属堆核能耦合铜氯循环制氢系统及制氢方法，包括：热解装置，用于发生Cu2OCl2的热解化学反应，其蒸汽入口与蒸汽发生器的二次侧出口连接；水解装置，用于发生CuCl2的水解反应，其蒸汽出口与蒸汽发生器的二次侧入口连接；氢气发生装置，水解装置的反应出料口与其反应进料口连接，用于将水解装置中反应产生的HCl输送到氢气发生装置，氢气发生装置用于将热解装置中反应产生的CuCl和水解装置中产生的HCl发生置换反应，产生氢气，其置换反应的电解过程由发电装置供电；热解装置与水解装置及氢气发生装置之间均设有换热装置。本申请的制氢系统和方法将核能中温制氢方案和铜氯三步法闭式热化学循环方案相结合，利用核电站余热、制氢转化效率高。
液态金属核能耦合循环系统方法

[发明专利]堆芯、核反应堆和核反应堆的非能动停堆方法-CN202010929001.X有效
发明人：孙培栋;李林森;邢勉;郑罡;柳春源;陈耀东;李玉全 -专利权人：国家电投集团科学技术研究院有限公司
申请日： 2020-09-07 - 公布日： 2023-02-28 - 主分类号： G21C7/02 文献下载
摘要：本发明公开了一种堆芯、核反应堆和核反应堆的非能动停堆方法，所述堆芯包括筒形件、多个芯块、熔断组件和拉伸组件，多个芯块设在筒形件内且沿筒形件的周向间隔布置，每个芯块包括多个燃料组件，在核反应堆的堆芯所处的温度低于预设温度时，熔断组件连接相邻芯块，在核反应堆的堆芯所处的温度达到或超过预设温度时，熔断组件断裂以分离相邻芯块，拉伸组件连接筒形件的内壁面和芯块，在熔断组件连接相邻芯块时，拉伸组件对芯块具有朝向筒形件的拉力。本发明的核反应堆的堆芯通过熔断组件，实现堆芯分离停堆的系统设计，能够使核反应堆在堆芯内部完成非能动安全停堆，能够有效避免现在反应堆堆芯外部停堆措施失效的情况。
核反应堆能动方法

[发明专利]非能动安全系统及具有其的压水反应堆-CN201811621811.8有效
发明人：陈耀东;邢勉;孟召灿;孙灿辉;郑罡;张曙明;陈笑松;廖小涛;孙培栋;柳春源;谢凯;章艺林;李小生;张圣君;李玉全;常华健 -专利权人：国家电投集团科学技术研究院有限公司
申请日： 2018-12-28 - 公布日： 2022-12-23 - 主分类号： G21C9/004 文献下载
摘要：本发明公开了一种非能动安全系统及具有其的压水反应堆，非能动安全系统包括非能动充排系统，非能动充排系统包括：水池；压力容器和堆芯，压力容器浸没在水池的液面以下其中，一回路设有自动泄压装置和非能动安注装置，非能动安注装置均浸没于水池的液面以下，自动泄压装置设置为在开启时将一回路的高压水/汽排入水池，非能动安注装置设置为在开启时将水池的水注入一回路。根据本发明的非能动安全系统，通过设置非能动充排系统，使压力容器中的高压水/汽可以排入水池，从而卸载了压力容器中的高压，从而有助于将水池中的水非能动的注入压力容器，将热量由堆芯处导出至水池，实现对堆芯及压力容器处的持续冷却。
能动安全系统具有反应堆

[发明专利]池式反应堆的换料方法-CN201811642029.4有效
发明人：张曙明;陈耀东;孟召灿;孙灿辉;邢勉;郑罡;陈笑松;廖小涛;孙培栋;柳春源;谢凯;章艺林;李小生;张圣君;李玉全;常华健 -专利权人：国家电投集团科学技术研究院有限公司
申请日： 2018-12-29 - 公布日： 2022-08-30 - 主分类号： G21C19/20 文献下载
摘要：本发明公开了一种池式反应堆的换料方法，池式反应堆包括浸没在冷却水池液面以下的套筒、设于所述套筒内的压力容器、设于所述压力容器内的堆芯，所述套筒包括筒体和套筒顶盖，所述筒体包括筒体上段和筒体下段，所述换料方法包括如下步骤：换料准备，包括反应堆停堆；反应堆拆卸，包括卸除套筒顶盖、卸除筒体上段、卸除压力容器一体化顶盖和注水；装换料操作，包括更换新燃料组件；封装反应堆，包括安装压力容器一体化顶盖和排水、安装筒体上段、安装套筒顶盖。在装换料过程中，根据需要为冷却水池充水、排水，调整控制冷却水池的水位，降低燃料组件从一处转移至另一处的过程中带来的风险，能确保换料工艺操作的安全，以及厂房工作人员的安全。
反应堆方法

[发明专利]反应堆系统-CN202111406547.8在审
发明人：李林森;罗震;陈笑松;沈峰;邢勉;吴曼霞;孙培栋;杨韵颐;孟召灿;柳春源;张曙明;郭家丰;张力玮;王立广 -专利权人：国家电投集团科学技术研究院有限公司
申请日： 2021-11-24 - 公布日： 2022-03-01 - 主分类号： G21C15/02 文献下载
摘要：本发明公开了一种反应堆系统，所述反应堆系统包括：反应堆容器、燃料棒、热管、铅铋合金和蒸汽发生器，所述燃料棒设于所述反应堆容器内，所述热管的一端与所述反应堆容器连通，所述热管的另一端与所述蒸汽发生器连通，所述铅铋合金静态的设置在所述反应堆容器内并浸泡所述燃料棒和所述热管。本发明的反应堆系统的导热效果较好、安全性能较高。
反应堆系统

[发明专利]第三代核电站非能动特性的安全评价独立验证方法及平台-CN202111058091.0在审
发明人：沈峰;李林森;邢勉;杨韵颐;李小生;郑罡;柳春源;张曙明;孙培栋;陈笑松;罗震;张力玮;郭家丰;吴曼霞;李志辉 -专利权人：国家电投集团科学技术研究院有限公司
申请日： 2021-09-09 - 公布日： 2022-01-18 - 主分类号： G06Q10/06 文献下载
摘要：本申请提出一种第三代核电站非能动特性的安全评价独立验证方法和平台，其中，方法包括：通过核电站运行数据与试验数据的验证，建立适用于非能动特性的软件体系；建立验证非能动特性的软件体系及模型的数据库；其中，数据库包括验证堆型或类似堆型的单项实验和整体实验的相关数据；根据选定的非能动性特性设计独立验证关键事故结合核电站设计数据信息，得到关键现象识别排序；并进行非能动特性叠加不确定性分析的计算验证，根据事故分析对比或/及不确定性分析结果，对现象识别模型进行优化和完善。本发明通过验证分析，确认国和一号非能动安全系统的合理设计及有效性，确认并完善关键设计事故PIRT，有助于国和一号通过相关独立验证要求及安全审评。
第三代核电站能动特性安全评价独立验证方法平台

[发明专利]核反应堆-CN202011391520.1在审
发明人：李林森;郑罡;柳春源;邢勉;孙培栋;杨韵颐;孟召灿;陈笑松;罗震;章艺林;张曙明;李小生;李志辉;廖小涛;孙灿辉;陈耀东;李玉全 -专利权人：国家电投集团科学技术研究院有限公司
申请日： 2020-12-01 - 公布日： 2021-11-16 - 主分类号： G21C15/12 文献下载
摘要：本发明公开了一种核反应堆，包括反应堆容器、堆芯、控制鼓组件、热通道、换热器和主泵，反应堆容器内具有冷却剂，堆芯设在反应堆容器内的中下部，控制鼓组件设在堆芯的外周，控制鼓组件包括多个控制鼓，控制鼓可绕其中心旋转，多个控制鼓沿堆芯的周向间隔布置，热通道设在反应堆容器内且位于堆芯上方，热通道的底部与控制鼓组件密封连接，热通道的顶部与反应堆容器的内顶面密封连接，热通道内具有供冷却剂通过的热池通道，换热器设在反应堆容器内且位于热通道的外周，换热器的进口与热池通道连通，主泵和换热器均与盖体固定，主泵的一部分设在热池通道内。本发明的核反应堆结构紧凑、体积较小，经济性较好，能够适用狭窄空间的安装。
核反应堆

[实用新型]一种高温铅铋环境下的应力腐蚀测试装置-CN202021445089.X有效
发明人：孙晨;王珂;白亚奎;李林森;郑罡;杨韵颐;柳春源;罗震;陈耀东;李玉全;徐青 -专利权人：国家电投集团科学技术研究院有限公司;上海百若试验仪器有限公司
申请日： 2020-07-21 - 公布日： 2021-04-13 - 主分类号： G01N3/18 文献下载
摘要：本实用新型公开了一种高温铅铋环境下的应力腐蚀测试装置，包括整体框架、可内置试验单元的试验釜、熔化釜和气路控制箱，所述试验釜和熔化釜分别通过气压管道与气路控制箱连接；所述试验釜的外围设有可用于对试验釜加热的试验釜加热炉，所述熔化釜的外围设有可用于对熔化釜加热的熔化釜加热炉；高温铅铋通管置于管道加热炉中，一端与熔化釜连通，另一端与试验釜连通。本实用新型可使得固体铅铋不占用试验釜釜内空间，并可控制试验的进度和节奏，结构简单，安全性更好，准确度更高。
一种高温环境应力腐蚀测试装置

[实用新型]一种测量密闭容器内液位的装置及材料测试密闭装置-CN202021444723.8有效
发明人：王珂;孙晨;白亚奎;李林森;郑罡;杨韵颐;柳春源;罗震;陈耀东;李玉全;徐青 -专利权人：国家电投集团科学技术研究院有限公司;上海百若试验仪器有限公司
申请日： 2020-07-21 - 公布日： 2021-03-30 - 主分类号： G01F23/22 文献下载
摘要：本实用新型公开了一种测量密闭容器内液位的装置及材料测试密闭装置。一种测量密闭容器内液位的装置，包括电源、导线、指示灯和金属丝；所述电源的正负极两端分别连接有导线，所述金属丝一端通过导线与电源的正极或负极端连接，所述金属丝未连接导线的另一端设有部分被绝缘体材料包裹的测位端，所述指示灯连接于导线上位于电源一侧。一种材料测试密闭装置，包括密闭容器和所述的一种测量密闭容器内液位的装置。当密闭容器内液体与置于密闭容器内的导电部接触后，液体、测量密闭容器内液位的装置和密闭容器或设置于密闭容器上的导电部件将共同形成一个电路闭合回路。本实用新型可准确获悉测试过程中密闭容器内液体的具体高度，结构简单。
一种测量密闭容器内液位装置材料测试

[发明专利]非能动的自调节余热导出系统、方法和液态金属反应堆-CN202010922610.2在审
发明人：邢勉;李林森;柳春源;孙培栋;郑罡;陈耀东;李玉全 -专利权人：国家电投集团科学技术研究院有限公司
申请日： 2020-09-04 - 公布日： 2021-01-12 - 主分类号： G21C15/18 文献下载
摘要：本发明公开了一种非能动的自调节余热导出系统、方法和液态金属反应堆，所述非能动的自调节余热导出系统包括容器、堆芯、第一换热器、第一连接管、第二连接管、第一件和第二件，第一连接管的第一端与容器的内部连通，第一连接管的第二端与第一换热器连通，第二连接管的第一端与第一换热器连通，第二连接管的第二端与第一连接管连通，第一件设在第一连接管的第二端内，第一件沿第一连接管的第二端的长度方向可移动以调节从第一连接管进入第一换热器的流体的流量，第二件可随温度或压力变化而变形进而驱动第一件移动。本发明的非能动的自调节余热导出系统的余热调节效果好，且可靠性高，提高了液态金属反应堆的安全性。
能动调节余热导出系统方法液态金属反应堆

[发明专利]非能动余热导出系统、方法和具有该系统的核反应堆-CN202010922647.5在审
发明人：邢勉;李林森;孙培栋;柳春源;郑罡;陈耀东;李玉全 -专利权人：国家电投集团科学技术研究院有限公司
申请日： 2020-09-04 - 公布日： 2021-01-12 - 主分类号： G21C15/18 文献下载
摘要：本发明公开了一种非能动余热导出系统、方法和具有该系统的核反应堆，所述非能动余热导出系统包括容器、堆芯、第一连接管、第一换热器、第二连接管、第三连接管、第一件和第二件，第一连接管与容器的内部连通，第二连接管与第一换热器连通，第三连接管用于将余热导出，在第一连接管内的流体温度低于预设温度阈值或压力低于预设压力阈值时，第一件断开第一连接管和第二连接管，第二件导通第一连接管和第三连接管；在第一连接管内的流体温度达到或超过预设温度阈值或者压力达到或超过预设压力阈值时，第一件导通第一连接管和第二连接管，第二件断开第一连接管和第三连接管。本发明的非能动余热导出系统可实现完全非能动，且余热排出效果好，可靠性高，提高了反应堆的安全性。
能动余热导出系统方法具有核反应堆

[发明专利]核反应堆和核反应堆中氧气浓度的控制方法-CN202010928989.8在审
发明人：李林森;孙培栋;柳春源;郑罡;邢勉;陈耀东;李玉全 -专利权人：国家电投集团科学技术研究院有限公司
申请日： 2020-09-07 - 公布日： 2021-01-12 - 主分类号： G21C15/247 文献下载
摘要：本发明公开了一种核反应堆和核反应堆中氧气浓度的控制方法，所述核反应堆包括反应堆容器、堆芯、蒸汽发生器、控制棒组件、供气装置、测氧装置和氧气调节装置，反应堆容器内具有液态金属冷却剂，堆芯设在反应堆容器内，蒸汽发生器设在反应堆容器的外围环腔内，控制棒组件设在反应堆容器内且位于堆芯正上方，供气装置的出气口位于堆芯上方且与堆芯在上下方向上间隔开，供气装置将氧气和循环控制气体输送到液态金属冷却剂内，测氧装置用于检测液态金属冷却剂内的氧浓度，氧气调节装置与供气装置和测氧装置相连以调节供气装置输送到液态金属冷却剂内的氧气量。本发明的核反应堆可以减缓结构材料的腐蚀，提高冷却剂循环流动速度。
核反应堆氧气浓度控制方法

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