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[发明专利]反应堆燃料组件-CN202211384045.4在审
发明人：杨红义;张志明;肖霄;陈启董;苏喜平;刘川川;王鲁波;周志伟;王振忠;高鑫钊;张涵;万海霞;庄毅;乔鹏瑞;肖常志 -专利权人：中国原子能科学研究院
申请日： 2022-11-07 - 公布日： 2023-03-07 - 主分类号： G21C3/04 文献下载
摘要：本发明的实施例提供一种反应堆燃料组件，反应堆燃料组件能够锁紧在反应堆内的堆芯支撑部，反应堆燃料组件包括：反应堆燃料组件本体、锁紧部、止挡部和锁紧装置；锁紧部与反应堆燃料组件本体通过止挡部固定连接；其中，堆芯支撑部开设有通孔，当反应堆燃料组件锁紧在堆芯支撑部时，锁紧部穿过通孔，锁紧装置套设在锁紧部穿出通孔的部分，堆芯支撑部通过锁紧装置和止挡部对反应堆燃料组件的轴向运动进行限位，以将反应堆燃料组件锁紧在堆芯支撑部本发明的实施例提供的反应堆燃料组件，带有锁紧装置，能够在确保反应堆燃料组件可拆卸地安装在反应堆的同时，防止反应堆燃料组件浮起。
反应堆燃料组件

[发明专利]具有集成式流通道的反应堆容器反射体-CN200980154700.3有效
发明人： E·P·杨 -专利权人：纽斯高动力有限公司
申请日： 2009-11-17 - 公布日： 2011-12-14 - 主分类号： G21C15/10 文献下载
摘要：一种核反应堆模块，包括反应堆芯(6)和绕该反应堆芯的侧面环绕该反应堆芯的反应堆罩(22)，其中所述反应堆罩被配置为引导冷却剂(TC)流过所述反应堆芯。中子反射体(50)位于所述反应堆芯和所述反应堆罩之间，其中所述中子反射体具有面向所述反应堆芯的多个入口端口(IN1、IN2)。
具有集成流通反应堆容器反射

[发明专利]非能动的固有安全的管池式反应堆-CN200710166285.6有效
发明人：吴英华;丁晓亭;牛文华 -专利权人：中国核动力研究设计院
申请日： 2007-11-09 - 公布日： 2008-03-26 - 主分类号： G21C15/18 文献下载
摘要：本发明属于一种核反应堆，具体为一种固有安全的管池式研究堆。该堆的反应堆冷却水主泵和余热导出泵设置在主换热器的后面，在主回路间并联，余热换热器设置在反应堆水池中。主回路间设置在反应堆水池的上方，主回路间的底部有一管道与反应堆水池水面以下相通。在反应堆堆芯的进出口处各有一个水力控制开关阀与反应堆水池相通，在主管道失水事故时，主回路间的水可回到反应堆水池，同时由于反应堆容器的压力低，自动打开堆芯进出口水力控制开关阀；当余热导出泵发生故障时，靠堆芯温度高信号打开堆芯进出口水力控制开关阀，使反应堆堆芯与反应堆水池形成自然循环，导出反应堆堆芯的余热至反应堆水池。
能动固有安全管池式反应堆

[发明专利]零功率反应堆实验模拟装置及其进行临界实验的模拟方法-CN202110035343.1有效
发明人：朱庆福;夏兆东;吕牛;李航;张庚;周琦;梁淑红;张巍;刘洋 -专利权人：中国原子能科学研究院
申请日： 2021-01-12 - 公布日： 2023-03-07 - 主分类号： G21C17/00 文献下载
摘要：本发明的实施例提出一种零功率反应堆实验模拟装置，包括：模拟反应堆和控制台，模拟反应堆用于模拟零功率反应堆进行临界实验，控制台用于控制模拟反应堆进行模拟实验；其中，模拟反应堆包括堆芯容器、堆芯以及回路系统；堆芯设置在堆芯容器中，堆芯包括燃料组件和控制棒组件，燃料组件用于模拟堆芯活性区，控制棒组件用于模拟保护反应堆运行、调节反应堆功率；回路系统与堆芯容器连接，用于为堆芯提供慢化剂和反射层。根据本发明实施例的零功率反应堆实验模拟装置，采用模拟燃料棒代替真实的核燃料棒，利用模拟信号代替堆芯探测器测量信号及其转换信号，便于为操纵人员提供更贴近实际情况、直观的操作实践平台，有助于优化培训或教学效果
功率反应堆实验模拟装置及其进行临界方法

[发明专利]钠冷却反应堆系统-CN202310348065.4在审
发明人：张宇婷;石文涛;潘霖霖;杜海鸥;张庚;樊亦江;常一狄;朱庆福;龙斌;王荣东 -专利权人：中国原子能科学研究院
申请日： 2023-04-03 - 公布日： 2023-06-30 - 主分类号： G21C15/247 文献下载
摘要：本发明的实施例公开了一种钠冷却反应堆系统。钠冷却反应堆系统包括：多个反应堆，反应堆包括堆容器、堆芯和钠冷却剂，钠冷却剂容纳于堆容器内，堆芯设置于堆容器内，钠冷却剂用于吸收堆芯的热量；钠管道，钠管道连接于多个反应堆的堆容器之间，用于将多个反应堆的堆容器串联形成钠循环回路，钠冷却剂在多个反应堆的堆容器以及钠管道中循环；热交换装置，连接于钠管道中，用于冷却吸收堆芯热量后的钠冷却剂；钠驱动装置，连接于钠管道中，用于驱动钠冷却剂在钠循环回路中循环。本发明实施例中的钠冷却反应堆系统打破传统的单堆芯设计，将多个反应堆堆芯串联运行，多个堆芯共用一个钠回路系统，提高了反应堆系统的热效率。
冷却反应堆系统

[发明专利]核反应堆以及核反应堆停堆方法-CN201110220338.4有效
发明人：李代甫 -专利权人：李代甫
申请日： 2011-08-02 - 公布日： 2013-02-06 - 主分类号： G21C9/02 文献下载
摘要：本发明公开了一种核反应堆以及反应堆停堆方法。根据本发明实施例的反应堆包括：反应堆堆芯，所述反应堆堆芯中设置有燃料棒和控制棒；以及中子吸收剂，所述中子吸收剂设置在所述反应堆堆芯下方。该核反应堆能够有效地提高核反应堆的安全性能。根据本发明实施例，本发明还公开了一种核反应堆的停堆方法，所述核反应堆包括燃料棒容器，所述燃料棒容器内设置有燃料棒，所述停堆方法包括：在所述反应堆堆芯的下方提供中子吸收剂。利用该停堆方法，能够有效地在核反应堆发生事故时，减少燃料棒材料的熔化泄露。
核反应堆以及方法

[发明专利]氦氙冷却反应堆的固有安全设计方法、装置及设备-CN202111537464.2有效
发明人：刘晓晶;柴翔;管超然;谢秋霞 -专利权人：上海交通大学
申请日： 2021-12-15 - 公布日： 2022-11-22 - 主分类号： G21C17/028 文献下载
摘要：本申请实施例公开了一种氦氙冷却反应堆的固有安全设计方法、装置及设备，该方法包括：氦氙冷却反应堆的堆芯结构材料选用石墨，承压外壳选用奥氏体304不锈钢，反应堆布置方式选用横向依次布置方式；在氦氙供应丧失工况下，计算反应堆堆芯温度；判断反应堆堆芯温度是否小于燃料熔点及结构材料熔点；若是则确定氦氙冷却反应堆为固有安全反应堆。本申请通过选用合理化的堆芯材料与结构，利用热传导、自然对流和热辐射等自然物理规律，使得反应堆停堆后只剩停堆余热的情况下，不依靠外动力源的输入能够实现堆芯余热的安全导出，令该反应堆具有固有安全特性。
冷却反应堆固有安全设计方法装置设备

[发明专利]一种反应堆功率系数测量方法-CN201710936814.X有效
发明人：蔡光明;胡娟;耿飞;程宏亚;孟凡锋;李振振;郑东佳;鲁忆迅;吴敏杰 -专利权人：福建福清核电有限公司
申请日： 2017-10-10 - 公布日： 2019-09-17 - 主分类号： G21C17/10 文献下载
摘要：本发明属于核电厂反应堆物理技术领域，具体涉及一种反应堆功率系数测量方法。反应堆核裂变反应达到稳定临界后，堆芯功率为P1，堆芯反应性为ρ1，向反应堆引入正反应性，使反应堆功率持续增长，期间保持开始和最终控制棒棒位不变，由燃料发热效应导致的功率增长给堆芯带来负反应性反馈，最终堆芯反应性逐渐下降至0，此时堆芯功率为P2，堆芯反应性为ρ2，计算堆芯反应性的变化ρ1‑ρ2与功率变化P1‑P2的比值即为测量得到的功率系数。本发明可以在不同类型反应堆临界后零功率平台下开展试验测量，准确的得到反应堆功率系数。
一种反应堆功率系数测量方法

[发明专利]一种高安全低流阻反应堆本体结构及反应堆系统-CN202310709542.5在审
发明人：郑明光;景益;林绍萱;贺寅彪;陈宇清;丁宗华;张伟;张翟;廖家麒;严锦泉;张明;刘刚;刘润发;艾卫江;黄磊;陈武;薛国宏 -专利权人：上海核工程研究设计院股份有限公司
申请日： 2023-06-14 - 公布日： 2023-10-27 - 主分类号： G21C15/24 文献下载
摘要：本发明涉及核反应堆技术领域，尤其涉及一种高安全低流阻反应堆本体结构及反应堆系统。高安全低流阻反应堆本体结构，包括：反应堆压力容器和设置在所述反应堆压力容器内的堆内构件；所述反应堆压力容器包括底封头，所述底封头具有弧形内壁；所述堆内构件包括堆芯支承下板，所述堆芯设置在所述堆芯支承下板上，所述堆芯支承下板位于所述弧形内壁球心的下侧，所述堆芯支承下板外缘设置有导流角；所述堆芯支承下板设置有贯穿孔，所述贯穿孔为台阶孔，包括上侧的顶孔和下侧的底孔，所述底孔的直径小于所述顶孔的直径。本发明解决了淹没堆芯时间长不利于堆芯热量导出而带来的安全性问题，解决了反应堆功率增大需增大反应堆本体结构流量而引起阻力大问题。
一种安全低流阻反应堆本体结构系统

[发明专利]反应堆监测及预警方法及系统-CN201610987558.2有效
发明人：王常辉;孙业帅;吕俊宏;苏锦成;全国萍;陈义学 -专利权人：国家电投集团科学技术研究院有限公司
申请日： 2016-11-09 - 公布日： 2019-09-03 - 主分类号： G21C17/00 文献下载
摘要：本发明提出一种反应堆监测及预警方法及系统，该方法包括以下步骤：S1：构建堆芯模型，并根据堆芯模型重造堆芯通量图；S2：获取三维燃料组件的第一数据文件，并根据第一数据文件，构建反应堆的第一堆芯数值模型，并根据第一堆芯数值模型对反应堆进行实时监测；S3：获取三维燃料组件的第二数据文件，并根据第二数据文件，构建反应堆的第二堆芯数值模型，并根据第二堆芯数值模型对反应堆进行预警。本发明能够提高反应堆在线监测及预警的精度，同时简化反应堆的建模过程，降低认为错误率，提高反应堆监测与预警的可靠性。
反应堆堆芯数据文件数值模型预警构建燃料组件监测三维建模过程实时监测在线监测错误率通量图

[发明专利]核反应堆的堆芯信息预测方法、装置、设备和存储介质-CN202310077047.7在审
发明人：李文淮;胡硕文;李瀚生;丁鹏;夏文卿;刘敏;陈澍;于枫婉;段承杰;崔大伟 -专利权人：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
申请日： 2023-01-13 - 公布日： 2023-07-07 - 主分类号： G06Q10/04 文献下载
摘要：本申请涉及一种核反应堆的堆芯信息预测方法、装置、设备和存储介质。包括：根据当前时刻核反应堆的实际堆芯状态、实际堆芯协方差、核反应堆的至少两个粒子的平均状态误差和状态协方差，确定至少两个粒子的当前粒子状态和当前粒子误差；根据至少两个粒子的当前粒子状态和当前粒子误差，确定核反应堆在下一时刻的预测堆芯状态和预测堆芯协方差；根据核反应堆在下一时刻的预测堆芯状态和预测堆芯协方差，确定预测残差值和预测增益值；根据预测残差值、预测增益、核反应堆在下一时刻的预测堆芯状态和预测堆芯协方差，确定下一时刻反应堆的实际堆芯状态和实际堆芯协方差采用本方法能够提高核反应堆堆芯信息确定的准确性。
核反应堆信息预测方法装置设备存储介质

[发明专利]一种核反应堆控制棒组件-CN202310058407.9在审
发明人：叶耀新;于超;包鹏飞;赵均;陈超;陈军;李志军 -专利权人：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
申请日： 2023-01-19 - 公布日： 2023-03-31 - 主分类号： G21C7/103 文献下载
摘要：本申请涉及一种核反应堆控制棒组件，核反应堆控制棒组件包括控制棒和启动中子源，其中，控制棒用于插入核反应堆堆芯内，以使核反应堆停堆，启动中子源设置于控制棒上，启动中子源用于控制核反应堆的启动。如此，将设置有启动中子源的控制棒插入核反应堆堆芯中，可以使核反应堆启动，当核反应堆启动后，即核反应堆处于运行状态，将设置有启动中子源的控制棒从核反应堆堆芯中提出，使控制棒位于核反应堆堆芯的上部，此时，当核反应堆处于运行状态时，控制棒位于核反应堆堆芯的上部，使得启动中子源无法与核反应堆堆芯中的中子反应，进而减少了启动中子源的消耗，延长了启动中子源的使用寿命，适应长寿期先进核反应堆的启动和监督要求。
一种核反应堆控制棒组件

[发明专利]改进的熔融燃料反应堆热管理构造-CN201780027619.3有效
发明人：瑞恩·阿博特;小安塞尔莫·T·西斯内罗斯;丹尼尔·弗劳尔斯;查尔斯·格雷戈里·弗里曼;马克·A·哈弗斯塔德;克里斯托弗·J·约翰斯;布莱恩·C·凯莱赫;凯文·克雷默;杰弗里·F·拉特科夫斯基;J·D·麦克沃特 -专利权人：泰拉能源公司
申请日： 2017-05-01 - 公布日： 2023-04-25 - 主分类号： G21C1/22 文献下载
摘要：描述了熔融燃料盐反应堆的构造，其允许通过主冷却剂主动冷却反应堆的安全壳容器。此外，描述了自然循环的反应堆构造，其中反应堆芯是基本上平截头体形状，使得反应堆芯的热中心低于主热交换器的出口。描述了热交换器构造，其中焊接部件远离反应堆芯以减少由来自反应堆的中子通量造成的损坏。还描述了径向回路反应堆构造。
改进熔融燃料反应堆管理构造

[发明专利]一种分离式热管反应堆-CN202111611502.4在审
发明人：王成龙;黄金露;田智星;郭凯伦;秋穗正;田文喜;苏光辉 -专利权人：西安交通大学
申请日： 2021-12-27 - 公布日： 2022-04-12 - 主分类号： G21C15/257 文献下载
摘要：本发明公开了一种分离式热管反应堆，整个分离式热管反应堆的堆芯由两个相同的半堆芯组成；反应堆堆芯的基本组件是堆芯热管和燃料元件，堆芯热管在燃料元件间布置；反应堆中堆芯热管穿过轴向反射层，在反应堆堆芯外形成一个带有长热管的热交换器；长热管的蒸发段插入热交换器中，在穿过屏蔽层后与能量转换装置相连，从而实现热能到电能的转换；反应堆的一个半堆芯固定在屏蔽层上，另一半堆芯连接到机械摆臂上，机械摆臂的一端与屏蔽层外的一个枢轴连接，通过机械摆臂的摆动来控制两个半堆芯之间的间距，进而来控制反应堆的反应性；在整个反应堆的上端布置有一个安全锁，用来限制机械摆臂摆动时引入的反应性大小，还可以实现反应堆的紧急停堆。
一种分离热管反应堆

[发明专利]多普勒反应性增强装置-CN201580038051.6有效
发明人：杰西·R·奇塔姆三世;马克·W·里德;迈卡·J·哈克特 -专利权人：泰拉能源公司
申请日： 2015-08-28 - 公布日： 2018-04-13 - 主分类号： G21C1/02 文献下载
摘要：快中子核反应堆包括具有装置单元的阵列的核反应堆芯。在核反应堆芯内的某些装置单元包括可裂变的且增殖性的核燃料装配装置。在核反应堆芯内的一种或更多种其他装置单元包括放大在核反应堆芯内的多普勒反应性系数的负性的多普勒反应性增强装置。在某些实施方式中，多普勒反应性增强装置还可以降低核反应堆芯内的冷却剂温度系数。因此，多普勒反应性增强装置有助于更稳定的核反应堆芯。
多普勒反应增强装置

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