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[发明专利]水-水动力核反应堆燃料元件-CN202180038189.1在审
发明人：弗拉基米尔·弗拉基米罗维奇·诺维科夫;弗拉基米尔·伊万诺维奇·库兹涅佐夫;阿纳托利·瓦西里维奇·梅德维德夫;维克托·鲍里索维奇·拉戈夫斯基;蒂穆尔·塔吉罗维奇·吉扎图里尼;伊万·罗曼诺维奇·谢尔金科 -专利权人： TVEL 股份公司
申请日： 2021-06-04 - 公布日： 2023-01-31 - 主分类号： G21C3/04 文献下载
摘要：本发明属于核工程和水‑水动力反应堆1200型(VVER‑1200型)的燃料元件，并涉及改进VVER‑1000型燃料元件的结构。其实质：改变了底部塞子的结构，增加了燃料元件的长度，以及燃料柱的长度和质量，从而将反应堆的热功率提高到3300MW。由燃料组件组成的堆芯是在考虑反应堆增加的热功率、燃料组件中燃料元件高度的增加的情况下而制成的，可用于几何尺寸一般VVER‑1000型反应堆容器相似的反应堆容器内。结果，燃料燃耗增加，从而将反应堆的热功率增加到＝＝3300MW，并在保持VVER‑1000型反应堆容器的大小和以前的安全水平，同时可以增加整个反应堆的发电量。
动力核反应堆燃料元件

[发明专利]一种核反应堆安全棒及核反应堆-CN202110997253.0在审
发明人：安伟健;葛攀和;郭键;胡古;薛慧哲;丁明哲 -专利权人：中国原子能科学研究院
申请日： 2021-08-27 - 公布日： 2021-12-10 - 主分类号： G21C7/10 文献下载
摘要：本申请实施例公开了一种核反应堆安全棒及核反应堆，涉及核能技术领域，保证反应堆在发射掉落事故工况下的安全性，解决了安全棒抽离出堆芯后，核反应堆产生反应性不足的问题。该核反应堆安全棒包括控制反应段和跟随可燃段，其中，控制反应段，用于放置在核反应堆的堆芯内，使堆芯维持次临界状态；跟随可燃段，与控制反应段径向外轮廓和延伸方向一致，跟随可燃段的一端和控制反应段的一端固定，跟随可燃段具有与堆芯相同的燃料；当控制反应段从堆芯内抽离后，跟随可燃段位于堆芯内。本申请的核反应堆安全棒用于实现抽离后安全棒部分位于堆芯内提供燃料。
一种核反应堆安全

[发明专利]评估核电站反应堆压力容器中子辐照损伤的方法和装置-CN201710621020.4在审
发明人：束国刚;李承亮;许洪朋;陈骏;段远刚;刘飞华;冉小兵;邓小云 -专利权人：深圳中广核工程设计有限公司;中广核工程有限公司;中国广核集团有限公司
申请日： 2017-07-27 - 公布日： 2017-12-15 - 主分类号： G21C17/003 文献下载
摘要：本发明公开了一种评估反应堆压力容器中子辐照损伤的方法和装置，通过测得反应堆压力容器钢的初始电阻率和实时获取任意时间点的所述反应堆压力容器钢中子辐照损伤后的电阻率来计算反应堆压力容器钢中子辐照损伤注量；并根据所述反应堆压力容器钢中子辐照损伤注量分析评估所述反应堆压力容器的辐照损伤度该方法和装置经济、环保、安全、高效，能实时监控反应堆压力容器多个部位以及某些特定部位的辐照损伤程度。
评估核电站反应堆压力容器中子辐照损伤方法装置

[发明专利]反应堆堆芯多物理场耦合方法-CN202110173575.3有效
发明人：王明军;张吉;田文喜;秋穗正;苏光辉 -专利权人：西安交通大学
申请日： 2021-02-06 - 公布日： 2022-07-26 - 主分类号： G06F30/23 文献下载
摘要：本发明公开了一种反应堆堆芯多物理场耦合方法，步骤如下：1、建立反应堆物理计算模块；2、建立反应堆热工分析计算模块；3、建立腐蚀产物沉积计算模块；4、建立反应堆物理‑热工分析‑腐蚀产物沉积耦合计算模型；5、进行反应堆物理‑热工分析‑腐蚀产物沉积耦合计算求解；本方法实现了考虑燃料包壳表面沉积物存在下的反应堆物理‑热工分析‑腐蚀产物沉积耦合计算，计算结果可为反应堆长期安全运行和堆芯功率控制提供理论依据。
反应堆堆物理耦合方法

[发明专利]一种紧凑式核反应堆装换料工艺-CN201710203908.6在审
发明人：刘建文;毛星明;王志勇;翁娜;唐特;奚梅英;邵长磊;贺小明;李雷 -专利权人：上海核工程研究设计院
申请日： 2017-03-30 - 公布日： 2017-06-30 - 主分类号： G21C19/00 文献下载
摘要：本发明提供一种紧凑式核反应堆装换料工艺，其使用厂区桥吊及反应堆厂房单轨吊车完成环吊的功能——对反应堆厂房内的重载物项进行吊装操作；采用顶置设备闸门，作为设备进出反应堆厂房的主要通道，停堆换料时，一体化堆顶组件IHP通过厂区桥吊吊运出反应堆厂房暂存在外部；整个厂区，燃料贮存区域及反应堆厂房相邻一字排开，取消燃料操作区域的乏燃料运输容器吊车，同样用厂区桥吊替代完成相关重载物项吊运的操作。本发明提供的紧凑式核反应堆装换料工艺，专门对厂房和系统的紧凑性进行了创新设计，可应用于小型反应堆中。通过一系列的创新布置和设计，实现了反应堆厂房及辅助配套设施的小型化、紧凑化。
一种紧凑核反应堆装换料工艺

[实用新型]氢能源助力车电池装置-CN201920160725.5有效
发明人：陶安平;黄得云;殷振亚;周婵鸣;王珏 -专利权人：永安行科技股份有限公司
申请日： 2019-01-30 - 公布日： 2019-12-17 - 主分类号： B60L50/70 文献下载
摘要：本实用新型公开了一种氢能源助力车电池装置，控制盒固定在主盒体上，控制盒内设有主控板；主盒体包括储氢罐置物腔和反应堆置物腔；储氢罐设置在储氢罐置物腔内，并且储氢罐与氢燃料电池反应堆的氢气进气管路连通；氢燃料电池反应堆、反应堆控制器和可充电电池均设置在反应堆置物腔内；反应堆控制器控制氢燃料电池反应堆工作产生电能；氢燃料电池反应堆产生电能为氢能源助力车供电，同时为可充电电池充电；可充电电池为主控板、氢燃料电池反应堆和反应堆控制器提供启动电压；主控板控制反应堆控制器和可充电电池工作，并与后台服务系统通信联接。
反应堆氢燃料电池储氢罐置物腔可充电电池控制器氢能源助力车本实用新型控制盒主盒体主控板可充电电池充电后台服务系统氢气进气管路控制器控制安全环保电池装置启动电压通信联接控板时长连通充电供电

[发明专利]一种热管径向布置的核反应堆-CN201910290010.6有效
发明人：王翔;秦祺;隋馨茹;张傲;居文轩 -专利权人：哈尔滨工程大学
申请日： 2019-04-11 - 公布日： 2023-04-11 - 主分类号： G21C1/32 文献下载
摘要：本发明提出了一种热管径向布置的核反应堆，属于核工程与核技术领域，特别是涉及一种热管径向布置的核反应堆。解决了现有核反应堆热管轴向布置使得热量不便于从热管中进行收集的问题。它包括反应堆包壳、反应堆堆芯、热管、中央通道和燃料。它主要用于核反应堆内热量的收集。
一种热管径向布置核反应堆

[发明专利]一种空间核反应堆自主运行机构-CN202010856771.6有效
发明人：安伟健;郭键;葛攀和;胡古;葛思淼;刘天才;赵守智;杨夷;范振东;王傲 -专利权人：中国原子能科学研究院
申请日： 2020-08-24 - 公布日： 2023-01-06 - 主分类号： G21C7/02 文献下载
摘要：本发明属于核反应堆技术领域，具体涉及一种空间核反应堆自主运行机构，设置在空间核反应堆内，包括通过直管型的热管(4)相连的密封容器和吸收体(7)，密封容器与热管(4)之间为密封连接，密封容器能够沿热管(4)的轴向做伸缩运动；吸收体(7)用于控制空间核反应堆的反应性的大小。本发明利用气体/液体的热胀冷缩效应，在空间核反应堆温度变化时自发引入一定的反应性，补偿由于燃耗等引起的反应性损失，维持空间核反应堆的临界运行。除空间核反应堆之外，本发明还适用于各种其他类型的核反应堆，其数量、位置、尺寸等均可根据具体的反应堆参数需求进行调整。
一种空间核反应堆自主运行机构

[发明专利]一种船用反应堆反应性控制方法-CN201711297403.7有效
发明人：柴晓明;姚栋;曾未;卢宗健;于颖锐;唐彬;彭诗念 -专利权人：中国核动力研究设计院
申请日： 2017-12-08 - 公布日： 2019-07-16 - 主分类号： G21C7/04 文献下载
摘要：本发明公开了一种船用反应堆反应性控制方法，主要用于船用反应堆大后备反应性控制，采用在反应堆一回路系统中添加可溶毒物，利用可溶毒物实现一部分后备反应性控制，在运行过程中使用控制棒进行反应的控制和调整，待反应堆运行较长时间后，控制棒控制的后备反应性释放完毕后，利用码头或补给船上的化学处理设备对反应堆一回路可溶毒物浓度进行调整，释放后备反应性，是核反应堆在不换料的情况下继续恢复运行，实现船用反应堆核动力装置的长寿期运行，与船用核动力装置只使用控制棒控制反应性的方式相比，能够实现更长的反应堆堆芯寿期或换料周期，提高反应堆的性能和周期性。
一种反应堆反应控制方法

[发明专利]一种可实现整堆芯换料的紧凑型反应堆换料装置-CN201910384725.8在审
发明人：李雷;刘建文;黄然 -专利权人：上海核工程研究设计院有限公司
申请日： 2019-05-09 - 公布日： 2019-08-23 - 主分类号： G21C19/10 文献下载
摘要：本发明的目的在于公开一种可实现整堆芯换料的紧凑型反应堆换料装置，包括反应堆压力容器中设置的燃料组件和堆内构件，在所述堆内构件的内侧设置有堆芯吊篮，所述燃料组件装载在所述堆芯吊篮的内部，在所述反应堆压力容器的侧面设置有堆顶组件存放架，所述反应堆压力容器的顶部设置有厂房吊车；与现有技术相比，换料时将整个堆内构件提出反应堆放入换料水池中，将装满燃料组件的堆芯吊篮整体卸载，放入燃料运输容器的内部，完成换料操作，整体结构紧凑，换料过程简洁快速；高度紧凑化的安全壳结构，安全壳内径仅为反应堆压力容器外径的1.5倍左右，厂房宽度约2倍反应堆压力容器直径，厂房长度约6倍反应堆压力容器直径，实现本发明的目的。
反应堆压力容器换料堆内构件燃料组件反应堆吊篮堆芯堆芯换料换料装置放入厂房安全壳结构侧面设置厂房吊车顶部设置燃料运输整体卸载安全壳存放架顶组件紧凑化紧凑水池装满装载

[实用新型]一种可实现整堆芯换料的紧凑型反应堆换料装置-CN201920663497.3有效
发明人：李雷;刘建文;黄然 -专利权人：上海核工程研究设计院有限公司
申请日： 2019-05-09 - 公布日： 2020-06-26 - 主分类号： G21C19/10 文献下载
摘要：本实用新型的目的在于公开一种可实现整堆芯换料的紧凑型反应堆换料装置，包括反应堆压力容器中设置的燃料组件和堆内构件，在所述堆内构件的内侧设置有堆芯吊篮，所述燃料组件装载在所述堆芯吊篮的内部，在所述反应堆压力容器的侧面设置有堆顶组件存放架，所述反应堆压力容器的顶部设置有厂房吊车；与现有技术相比，换料时将整个堆内构件提出反应堆放入换料水池中，将装满燃料组件的堆芯吊篮整体卸载，放入燃料运输容器的内部，完成换料操作，整体结构紧凑，换料过程简洁快速；高度紧凑化的安全壳结构，安全壳内径仅为反应堆压力容器外径的1.5倍左右，厂房宽度约2倍反应堆压力容器直径，厂房长度约6倍反应堆压力容器直径，实现本实用新型的目的。
一种实现整堆芯换料紧凑型反应堆装置

[发明专利]管理核裂变反应堆中的过度反应性的方法-CN201510854175.3有效
发明人： C.E.阿尔菲尔德;T.M.伯克;T.埃利斯;J.R.吉尔兰;J.海兹拉尔;P.海兹拉尔;R.A.海德;D.G.麦卡利斯;J.D.麦克沃特;A.奥德德拉;R.C.佩特罗斯基;N.W.图尔安;J.C.沃尔特;K.D.韦弗;T.A.韦弗;C.惠特默;小劳威尔.L.伍德;G.B.齐默尔曼 -专利权人：泰拉能源有限责任公司
申请日： 2010-11-02 - 公布日： 2019-04-16 - 主分类号： G21C1/02 文献下载
摘要：所公开的实施例包括核裂变反应堆堆芯、核裂变反应堆、操作核裂变反应堆的方法以及管理核裂变反应堆中的过度反应性的方法。
管理核裂变反应堆中的过度反应方法

[发明专利]驻波核裂变反应堆及方法-CN201080060365.3有效
发明人： C.E.阿尔菲尔德;T.M.伯克;T.埃利斯;J.R.吉尔兰;J.海兹拉尔;P.海兹拉尔;R.A.海德;D.G.麦卡利斯;J.D.麦克沃特;A.奥德德拉;R.C.佩特罗斯基;N.W.图尔安;J.C.沃尔特;K.D.韦弗;T.A.韦弗;C.惠特默;小劳威尔.L.伍德;G.B.齐默尔曼 -专利权人：希尔莱特有限责任公司
申请日： 2010-11-02 - 公布日： 2012-09-26 - 主分类号： G21C19/18 文献下载
摘要：所公开的实施例包括核裂变反应堆堆芯、核裂变反应堆、操作核裂变反应堆的方法以及管理核裂变反应堆中的过度反应性的方法。
驻波核裂变反应堆方法

[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]一种太阳能反应堆系统及其工作方法-CN202010134724.0在审
发明人：苏光辉;张衍;田文喜;张魁;秋穗正;陈荣华 -专利权人：西安交通大学
申请日： 2020-03-02 - 公布日： 2020-06-19 - 主分类号： G21D9/00 文献下载
摘要：一种太阳能反应堆系统及其工作方法，该系统包括核反应堆系统和太阳能辅助加热系统，通过太阳能加热对核反应堆出口蒸汽进行再加热，达到对太阳能的有效利用的同时提高和核反应堆的效率；其中核反应堆系统采用一体化模块式小堆设计，太阳能辅助加热系统采用塔式太阳能储能系统设计，反应堆和太阳能之间通过过热器传递热量；反应堆保持额定满功率运行，太阳辅助加热系统将反应堆产生的饱和蒸汽加热成为过热蒸汽，并进入到高压缸膨胀做功，通过调整太阳能辅助加热系统的熔盐泵流量控制进入高压缸的蒸汽温度本发明使得太阳能和核能有效联合工作，避免了对核反应堆功率的频繁调整，提高了反应堆的安全性和经济性，同时实现了对太阳能的高效利用。
一种太阳能反应堆系统及其工作方法

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