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[发明专利]压水反应堆-CN201180059298.8有效
发明人：岩城智香子;池田达实;山本哲三;渡边胜信;阿部觉;内田宪;佐藤寿树;奥田健;伊藤贵一 -专利权人：株式会社东芝
申请日： 2011-12-13 - 公布日： 2013-08-14 - 主分类号： G21C15/02 文献下载
摘要：本发明的实施方式涉及一种压水反应堆，压水反应堆具有：圆筒状的反应堆压力容器(1)，连接有多个入口喷嘴；多个燃料集合体，收容在反应堆压力容器(1)内；圆筒状的堆芯容器(3)，包围多个燃料集合体，在与反应堆压力容器多个径向支撑为，在下降管(6)的下方在圆周方向上相互隔开间隔地配置，在各自的内部形成铅垂方向的流路，对堆芯容器(3)和反应堆压力容器(1)进行定位，例如由带流路径向键(21)及键槽部件(40)构成。
反应堆

[发明专利]压水反应堆-CN201280005704.7无效
发明人：内田宪;奥田健;青木一义;池田浩;岩城智香子;山本哲三 -专利权人：株式会社东芝
申请日： 2012-01-18 - 公布日： 2013-09-25 - 主分类号： G21C15/02 文献下载
摘要：压水反应堆具有反应堆压力容器（11）、圆筒状的堆芯槽（13）、配置在堆芯槽（13）内的堆芯、下部堆芯支承板（17）以及圆筒状多孔板（31）。堆芯槽（13）设置在反应堆压力容器（11）内且在与反应堆压力容器（11）的内侧面之间形成有环状的下降管（14）。下部堆芯支承板（17）在堆芯的下方以沿水平方向扩展的方式设置，且形成有多个向上流通孔（80）。
反应堆

[发明专利]压水反应堆控制方法、装置、计算机设备、存储介质-CN202211083771.2在审
发明人：郑军伟;柳继坤;刘航;王志先;张国军;程雄伟;杨文清;张恒凯 -专利权人：中广核工程有限公司;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： 2022-09-06 - 公布日： 2022-10-25 - 主分类号： G21C7/36 文献下载
摘要：本申请涉及一种压水反应堆控制方法、装置、计算机设备、存储介质。所述方法包括：在压水反应堆具备稀释操作条件的情况下，按照第一稀释流量对压水反应堆进行稀释操作；持续监控压水反应堆的一回路冷却剂硼浓度，以及通过压水反应堆的源量程通道持续监测压水反应堆的中子计数率倒数值；根据一回路冷却剂硼浓度的降低程度，以及中子计数率倒数值，至少一次调整第一稀释流量；若一回路冷却剂硼浓度满足第一预设条件，停止稀释操作，若一回路冷却剂硼浓度满足第二预设条件，根据中子计数率倒数值选择控制压水反应堆的操作方式采用本方法能够提高压水反应堆控制效率并降低意外临界风险。
反应堆控制方法装置计算机设备存储介质

[发明专利]一种压力管式压水反应堆系统-CN201810444275.2在审
发明人：柴晓明;余红星;张森如;臧峰刚;严明宇;张渝;夏榜样;李垣明;方才顺;曾未 -专利权人：中国核动力研究设计院
申请日： 2018-05-10 - 公布日： 2018-09-07 - 主分类号： G21C15/18 文献下载
摘要：本发明公开了一种压力管式压水反应堆系统，所述压力管式压水反应堆系统中设有安全系统，所述安全系统包括：铅基合金池、非能动空气冷却系统，其中，压力管式反应堆浸泡在铅基合金池中，非能动空气冷却系统中的换热器浸泡在铅基合金池中，实现了压力管式压水反应堆系统设计合理，且压力管式压水反应堆安全特性和经济性均较高的技术效果。
压力管压水反应堆铅基合金空气冷却系统安全系统非能动浸泡安全特性技术效果系统设计换热器反应堆

[发明专利]紧急用反应堆堆芯冷却装置及反应堆设备-CN201080049130.4无效
发明人：内藤隆司;铃田忠彦;佐野宏;宇田川秀和 -专利权人：三菱重工业株式会社
申请日： 2010-09-14 - 公布日： 2012-09-12 - 主分类号： G21C15/18 文献下载
摘要：本发明提供一种紧急用反应堆堆芯冷却装置及反应堆设备，在紧急用反应堆堆芯冷却装置中，构成为在反应堆收纳容器(11)内配置压水反应堆(12)，并且设置有：在紧急时向反应堆收纳容器(11)或压水反应堆(12)供给一次冷却水并且回收一次冷却水而进行循环的冷却水循环路径(51)；在反应堆收纳容器(11)的外部对在冷却水循环路径(51)流动的一次冷却水进行空气冷却的冷却装置(52)，从而能够实现小型化及低成本化，
急用反应堆堆冷却装置反应堆设备

[发明专利]一种压水堆核电站的反应堆堆本体结构-CN201610523304.5在审
发明人：林绍萱;景益;刘刚;翁娜;巢孟科;毛飞;李晨;沈睿;龚碧颖;陈宇清;李成武;廖亮 -专利权人：上海核工程研究设计院
申请日： 2016-07-05 - 公布日： 2016-09-21 - 主分类号： G21C1/08 文献下载
摘要：本发明提供一种压水堆核电站的反应堆堆本体结构，其特征在于，包括反应堆压力容器、堆内构件、控制棒驱动机构、反应堆堆芯、一体化堆顶组件、蒸汽发生器以及主泵。本发明提供的压水堆核电站的反应堆堆本体结构，反应堆压力容器接管同蒸汽发生器管嘴焊接直连，主设备的布置更为紧凑，降低了空间需求。
一种压水堆核电站反应堆堆本体结构

[实用新型]压水堆核电站的反应堆堆本体结构-CN201620700394.6有效
发明人： -专利权人：
申请日： 2016-07-05 - 公布日： 2017-01-11 - 主分类号： G21C1/08 文献下载
摘要：本实用新型提供一种压水堆核电站的反应堆堆本体结构，其特征在于，包括反应堆压力容器、堆内构件、控制棒驱动机构、反应堆堆芯、一体化堆顶组件、蒸汽发生器以及主泵。本实用新型提供的压水堆核电站的反应堆堆本体结构，反应堆压力容器接管同蒸汽发生器管嘴焊接直连，主设备的布置更为紧凑，降低了空间需求。
压水堆核电站反应堆堆本体结构

[发明专利]一种向压水反应堆中的水冷却剂中添加有机化合物的方法-CN200910159590.1有效
发明人： W·M·科纳;R·德威托 -专利权人：西屋电气有限责任公司
申请日： 2009-06-09 - 公布日： 2010-10-06 - 主分类号： G21C15/28 文献下载
摘要：本发明总体上涉及一种用于压水反应堆的方法。所述压水反应堆包括初级回路和反应堆堆芯。本方法包括向通过所述压水反应堆的初级回路的水冷却剂中添加足量的用来产生元素碳的有机化合物。
一种反应堆中的水冷却剂中添加有机化合物方法

[发明专利]具有地上冷源且包括自主衰变热去除系统的轻水核反应堆、特别是压水反应堆或沸水反应堆-CN202310055378.0在审
发明人： G·莱尔米特;N·卡尼;弗兰克·莫兰;尼古拉斯·托弗龙 -专利权人：原子能与替代能源委员会
申请日： 2023-01-19 - 公布日： 2023-07-21 - 主分类号： G21C15/14 文献下载
摘要：本发明涉及具有地上冷源且包括自主衰变热去除系统的轻水核反应堆、特别是压水反应堆或沸水反应堆。本发明公开了一种轻水核反应堆(LWR)、特别是压水反应堆(PWR)或沸水反应堆(BWR)，包括：‑反应堆堆芯；‑冷却回路；‑用于从所述反应堆堆芯去除至少部分衰变热的系统。
具有地上包括自主衰变去除系统轻水核反应堆特别是反应堆沸水

[发明专利]一种压力管式压水反应堆系统-CN201810031779.1在审
发明人：柴晓明;张森如;臧峰刚;余红星;严明宇;张渝;夏榜样;李垣明;方才顺 -专利权人：中国核动力研究设计院
申请日： 2018-01-12 - 公布日： 2018-06-29 - 主分类号： G21C15/18 文献下载
摘要：本发明公开了一种压力管式压水反应堆系统，所述压力管式压水反应堆系统中设有非能动安全系统，所述非能动安全系统包括：冷却水池、非能动空气冷却系统，其中，压力管式反应堆浸泡在冷却水池中，非能动空气冷却系统中的换热器浸泡在冷却水池中；一方面可以继承目前压水堆成熟的技术，另一方面可以使压水堆具有固有安全性，提高压水堆的安全性；第三，保持压水堆的堆芯功率密度和反应堆的功率，从而保证具有较高的经济性的技术效果。
非能动压力管压水反应堆冷却水池空气冷却系统安全系统反应堆浸泡固有安全性技术效果换热器堆芯成熟继承保证

[发明专利]模块式压水堆-CN201210189540.X有效
发明人：罗树新;秦忠;宋丹戎;李庆 -专利权人：中国核动力研究设计院
申请日： 2012-06-11 - 公布日： 2014-01-01 - 主分类号： G21C1/09 文献下载
摘要：本发明提供一种模块式压水堆，其反应堆本体和冷却剂系统、安全系统由钢安全壳包容组成反应堆模块，整个反应堆模块浸没在反应堆安全水池中，以池水作为事故排热的最终热阱；采用完全非能动的方式实现应急堆芯冷却和应急余热排出，并通过抑压水池和反应堆安全水池池水完成安全壳的压力抑制和长期排热；反应堆换料检修通过在安全壳换料通道法兰和反应堆容器法兰之间安装换料水套，在安全壳与乏燃料水池之间实现直行式水下燃料吊运操作。一座反应堆厂房可布置几个反应堆模块，所有的反应堆模块共用一套装卸料设施和其它核辅助系统，其模块化的组合布置，提高了反应堆的安全性和经济性。本发明适用于核能发电、供汽、供热和海水淡化等多种用途。
模块式压水堆

[发明专利]核电反应堆的压力容器水位的测量方法、系统及核电反应堆设备-CN201611108727.7有效
发明人：王振营;张建文;李闰生;刘兆欢 -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： 2016-12-06 - 公布日： 2018-10-23 - 主分类号： G21C17/035 文献下载
摘要：本发明属于核电设备检测技术领域，公开了一种核电反应堆的压力容器水位的测量方法、系统及核电反应堆设备。核电反应堆的压力容器水位的测量方法，包括以下步骤：计算在冷停堆状态下和在热停堆状态下核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数；将计算的压损系数进行线性拟合处理以获取动态压损系数；根据余热排出系统运行状态和主泵运行状态对动态压损系数进行修正处理以获取修正的动态压损系数；根据修正的动态压损系数计算压力容器满水状态时的差压；以及根据计算的压力容器满水状态时的差压和差压变送器测量值计算核电反应堆在不同主泵运行条件下的压力容器水位。相对于现有技术，本发明核电反应堆的压力容器水位的测量方法可提高核电反应堆压力容器水位测量的精确度和可靠性。
核电反应堆压力容器水位测量方法系统设备

[发明专利]一种压水反应堆衰变热分析方法-CN202010766426.3有效
发明人：张桥;郑正;王释伟;郑何晔岚;郭欢;张瑜;高海滨;崔陈魁;张伟斌 -专利权人：山东核电有限公司
申请日： 2020-08-03 - 公布日： 2022-07-26 - 主分类号： G06F30/20 文献下载
摘要：本发明公开了一种压水反应堆衰变热分析方法，该分析方法以ANSI/ANS 5.1‑2005标准分析方法为基础，应用于压水反应堆衰变热简化分析方法。该基于ANSI/ANS 5.1的压水反应堆衰变热简化分析方法包括以下步骤：第一步、创建衰变热计算简化分析模型；第二步、初态参数计算；第三步、终态参数计算。该方法简化反应堆停堆后衰变热分析复杂度，所确定的不确定度在合理范围内，不至于计算结果偏于保守，根据计算结果合理安排反应堆余热排出系统的投运，或事故后的补水策略。
一种反应堆衰变分析方法

[发明专利]一种船用反应堆的抑压舱及船用反应堆-CN202210348260.2在审
发明人：顾颖宾;胡安康;林一;陈励志;田明琦;侯阅兵;罗涛;王立陶;葛骥 -专利权人：中核海洋核动力发展有限公司
申请日： 2022-04-01 - 公布日： 2023-10-24 - 主分类号： G21C9/012 文献下载
摘要：本发明涉及核动力船舶及核能安全应用领域，尤其涉及船用反应堆的抑压舱及船用反应堆。所述抑压舱为安全壳内壁、反应堆舱外壁以及反应堆底板围成的区域，包括：由水密甲板分隔为气舱和水舱，水密甲板两端分别连接反应堆舱的侧壁及安全壳内壁；以反应堆舱为对称中心，位于反应堆舱一侧的水密甲板上设置透气孔，另一侧水密甲板上设置落水孔；透气孔依次连接透气管、引流管及回流管，回流管的末端插入至冷却液中；水舱内设置至少一层滞荡甲板，其两端分别连接反应堆舱的侧壁及安全壳内壁；滞荡甲板上流水孔；抑压舱顶部有金属翅片本发明设置了适用于船体的抑压舱及反应堆，安全性好，极大程度限制了事故发展。
一种反应堆抑压舱

[发明专利]压水反应堆压力容器顶盖水平度测量调整装置及方法-CN202111176233.3在审
发明人：周围;张大为;周瑞东;范伟丰;孟维民;董玉良 -专利权人：中核核电运行管理有限公司
申请日： 2021-10-09 - 公布日： 2022-02-25 - 主分类号： G21C17/003 文献下载
摘要：本发明具体涉及一种压水反应堆压力容器顶盖水平度测量调整装置，包括激光水平仪发射器(11)、激光接收器(12)和发射器支座(13)；所述发射器支座(13)上安装激光水平仪发射器(11)；所述激光接收器(12)与压水反应堆压力容器顶盖密封面上的测量点接触连接，接收激光水平仪(11)发射器发射的激光，获得测量点的相对标高；所述测量点有六个，均匀分布在压水反应堆压力容器顶盖密封面上。本发明提供的压水反应堆压力容器顶盖水平度测量调整装置实现压水反应堆压力容器顶盖吊具水平度测量快捷精确、水平度调整定向精准，提高工作效率、降低辐射环境下工作的集体剂量。
反应堆压力容器顶盖水平测量调整装置方法

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