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[发明专利]一种堆芯可移动分离的固有安全压水堆-CN201811490807.2有效
发明人：蔡杰进;李志峰;唐智洪 -专利权人：华南理工大学
申请日： 2018-12-06 - 公布日： 2020-12-22 - 主分类号： G21C5/14 文献下载
摘要：本发明公开了一种堆芯可移动分离的固有安全压水堆，涉及核工程领域，所述固有安全压水堆由等体积可移动的若干部分组成圆柱形压水堆整体，通过堆芯分离支撑系统，在极端事故工况下对所述各部分进行分离，使堆芯处于次临界状态，在极端事故故障排除后，对所述各部分进行合拢，使堆芯能够重新临界。所述固有安全压水堆能够避免在全厂断电且叠加卡棒、稀释系统失效等极端事故下堆芯发生临界事故，具有一定程度的固有安全性。
一种堆芯可移动分离固有安全压水堆

[发明专利]一种低电压高功率的压水堆燃料组件模拟装置-CN201711004546.4有效
发明人：昝元锋;胡钰文;黄彦平;宫厚军 -专利权人：中国核动力研究设计院
申请日： 2017-10-17 - 公布日： 2018-11-02 - 主分类号： G21C17/00 文献下载
摘要：本发明公开了一种低电压高功率的压水堆燃料组件模拟装置，包括承压组件、电热组件以及方形流道，所述方形流道设置在承压组件中并与承压组件密封连接，电热组件同时穿过方形流道和承压组件并与承压组件密封且固定。该装置满足高温高压实验要求，并与反应堆燃料组件保持热工水力特性相似性，可实现低电压、高功率的压水堆燃料组件模拟过程，能源消耗少，简化了结构，用于压水堆燃料组件临界热流密度和流动不稳定实验，以验证反应堆的热工安全性能
一种电压功率压水堆燃料组件模拟装置

[发明专利]一种基于商业压水堆辐照靶件生产放射性同位素的方法-CN202010806886.4在审
发明人：王帅;唐霄;刘晓黎;李满仓;于颖锐;汪量子;肖鹏;王丹;沈云海;谢运利;蒋朱敏 -专利权人：中国核动力研究设计院
申请日： 2020-08-12 - 公布日： 2020-11-06 - 主分类号： G21G1/02 文献下载
摘要：本发明公开了一种基于商业压水堆辐照靶件生产放射性同位素的方法，利用商业压水堆辐照靶件生产放射性同位素；具体地，利用商业压水堆辐照靶件生产放射性同位素的操作包括以下步骤：S1.在商业压水反应堆停堆期间，将辐照靶件安装在燃料组件的导向管中；S2.辐照靶件随燃料组件进入堆芯辐照，在堆内中子场环境下发生反应产生目标放射性同位素；S3.反应堆再次停堆后，取出辐照靶件，提取目标放射性同位素。该技术的应用为放射性同位素的生产提供了新的方法，也可更为充分地利用压水反应堆内的中子场环境，提高其经济性能。
一种基于商业压水堆辐照生产放射性同位素方法

[发明专利]一种多级热力压水堆循环发电装置及方法-CN201611246385.5有效
发明人：杨晨滈 -专利权人：江苏河海新能源股份有限公司
申请日： 2016-12-29 - 公布日： 2019-10-22 - 主分类号： F03B13/00 文献下载
摘要：本发明公开了一种多级热力压水堆循环发电装置及方法，其中，装置包括锅炉、水轮发电机、汽轮机、压气机以及至少包括第一级热力压水堆、第二级热力压水堆，锅炉内设有换热管，换热管出口端与第一级热力压水堆蒸汽进入端连通，第一级热力压水堆蒸汽排出端与第二级热力压水堆蒸汽进入端之间设有换热装置，第一级热力压水堆、第二级热力压水堆的蒸汽排出端与汽轮机介质输入端形成连通，从压水堆内排出的蒸汽依次经过汽轮机、压气机回流到换热管；第一级热力压水堆、第二级热力压水堆的液体排出端排出的液体经过水轮发电机做功后回流到各自的热力压水堆中以将热力压水堆内做完功的蒸汽压送到汽轮机中。
一种多级热力压水堆循环发电装置方法

[实用新型]一种压水堆核电站蒸汽发生器的上部水平支承结构-CN201920269996.4有效
发明人：邱桂辉;周鹏;韩同行;姚立盖;孙魁;任红兵 -专利权人：中广核工程有限公司;深圳中广核工程设计有限公司;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： 2019-03-04 - 公布日： 2019-12-31 - 主分类号： F22B37/24 文献下载
摘要：本实用新型公开了一种压水堆核电站蒸汽发生器的上部水平支承结构，包括：两个摆动拉杆(210)，设置在压水堆核电站蒸汽发生器(200)上，用于避免所述压水堆核电站蒸汽发生器(200)在与主管道热段轴线(L1)垂直方向上的移动，两个所述摆动拉杆(210)可同向布置或反向布置；两个阻尼器(220)，设置在压水堆核电站蒸汽发生器(200)上，用于避免压水堆核电站蒸汽发生器(200)在与主管道热段轴线(L1)平行方向上的锁死，每一所述摆动拉杆(210)所在的平面与每一所述阻尼器(220)所在的平面不在同一水平高度线上，用于提高压水堆核电站蒸汽发生器的抗震性能。
压水堆核电站蒸汽发生器摆动拉杆主管道热段阻尼器水平支承结构本实用新型反向布置抗震性能同向布置同一水平高度线锁死平行移动

[发明专利]压水堆核电机组超速保护控制优化系统及优化控制方法-CN201810766074.4有效
发明人：文立斌;李俊;孙艳;张翌晖;刘光时;雷亭;吴健旭;卢万里;廖卫国 -专利权人：广西电网有限责任公司电力科学研究院
申请日： 2018-07-12 - 公布日： 2021-04-13 - 主分类号： F01D21/00 文献下载
摘要：本发明涉及压水堆核电机组控制技术领域，具体涉及压水堆核电机组超速保护控制优化系统及优化控制方法，在压水堆核电机组中增加超速保护控制优化系统，通过选择不同的OPC触发方式和不同的汽门关闭方式及其合理配合，实现对压水堆核电机组的超速进行更快速更有效的抑制，使超速保护控制对压水堆核电机组的保护作用得到进一步优化。通过本发明对压水堆核电机组进行控制，可以快速排除压水堆核电机组转速故障，排除核电机组汽轮机的安全隐患。
压水堆核电机组超速保护控制优化系统方法

[发明专利]微、小型聚变反应堆给水系统-CN202210281035.1在审
发明人：王鸿庆 -专利权人：王鸿庆
申请日： 2022-03-12 - 公布日： 2023-09-22 - 主分类号： G21B1/11 文献下载
摘要：微、小型聚变反应堆给水系统采用；受热面流布水箱通过受热面板上排列的大量贯通孔洞流布供水、保持受热面始终有过量的流布水覆盖表面。受热面板间隙中设堆芯吸热水帘幕墙高压喷头网陣，可喷出厚重的水墙、引发爆炸反应区域。反压储水仓供水在事故时可消除事故。呼吸管向外喷水可冷却堆芯各种设备。聚变反应释放能量很大，及时用氢能的形式、转化储存巨量热能需要投入大量水源，本发明涉及的受热面供水、堆芯反压储水仓供水和呼吸管堆芯外喷冷却供水是微、小型核聚变反应堆主要的供水系统。
小型聚变反应堆给水系统

[实用新型]基于Takagi‑Sugeno模糊控制的压水堆核电站堆芯功率控制装置-CN201720345540.2有效
发明人：马晓茜;王国旭;吴婕;曾碧凡;陈志杰 -专利权人：华南理工大学
申请日： 2017-04-01 - 公布日： 2018-02-23 - 主分类号： G21C7/36 文献下载
摘要：本实用新型公开了一种基于Takagi‑Sugeno模糊控制的压水堆核电站堆芯功率控制装置，包括控制信号中枢模块、堆芯保护模块、Takagi‑Sugeno模糊控制模块、控制棒棒速控制模块和停堆模块，该装置可以根据压水堆核电站堆芯中的各项实时运行参数，经过Takagi‑Sugeno模糊控制模块计算，得出控制棒棒速和运动方向来准确、快速、稳定地调整压水堆堆芯的功率，确保压水堆核电站稳定地运行；通过堆芯保护模块和停堆模块确保核电站安全。该装置综合考虑了多种干扰、负荷大范围变动对压水堆堆芯功率控制的影响，提供准确高效、适应大范围负荷变化的基于Takagi‑Sugeno模糊控制的压水堆堆芯功率控制装置。
基于 takagi sugeno 模糊控制压水堆核电站功率装置

[实用新型]压水堆核电站换料操作演示装置-CN201922451395.8有效
发明人：刘斌;任永周;陈明;赵鹏程;张帅;覃坤;张皓 -专利权人：中核武汉核电运行技术股份有限公司
申请日： 2019-12-30 - 公布日： 2020-10-23 - 主分类号： G21D1/02 文献下载
摘要：本公开属于核电维修技术领域，具体涉及一种压水堆核电站换料操作演示装置。本公开实施例的压水堆核电站换料操作演示装置包括：换料水池模型、换料机大车模型、换料机小车模型、提升筒模型、反应堆压力容器模型、燃料组件模型、倾翻机模型。本公开实施例中压水堆核电站换料操作演示装置的各部件的运作方式与真实的压水堆核电站装换料系统相类似，由此能够形象的模拟演示压水堆核电站装换料系统的操作流程，有利于相关人员对压水堆核电站装换料系统进行深入了解
压水堆核电站操作演示装置

[发明专利]一种具有固有安全性的压水堆发电系统-CN201310186637.X有效
发明人：王捷;彭威;杨小勇 -专利权人：清华大学
申请日： 2013-05-20 - 公布日： 2013-09-18 - 主分类号： G21C15/18 文献下载
摘要：本发明提供一种具有固有安全性的压水堆发电系统，由压水反应堆系统、余热载出系统和发电系统组成，余热载出系统由堆外换热器、空冷器、水箱通过管路顺次连接组成，空冷器的设置位置高于换热器，水箱的高度位置介于换热器和空冷器之间与现有压水堆相比，本发明设计的压水堆燃料元件线功率、单位体积功率密度和单堆功率更低，在发生严重事故的情况下，反应堆里面的余热可以通过自身的传热方式将热量传出堆外而不发生熔堆事故。本发明设计方案采用非能动的余热载出系统，与现有压水堆采用的应急堆芯冷却系统（ECCS）相比，系统更简单、安全性能更高。
一种具有固有安全性压水堆发电系统

[发明专利]一种小型压水堆的事故处理方法及系统-CN202310154551.2在审
发明人：杨庆明;孙茜;陆斌;李力;于爱民;张刚和 -专利权人：中国核电工程有限公司
申请日： 2023-02-23 - 公布日： 2023-05-12 - 主分类号： G21D3/06 文献下载
摘要：本发明提供一种小型压水堆的事故处理方法，包括：接收紧急停堆信号，对小型压水堆事故进行诊断和处理，同时对小型压水堆的安全功能参数进行监测，在某一安全功能参数出现异常后，中断对小型压水堆事故进行诊断和处理，同时对小型压水堆的安全功能参数进行监测的步骤，对安全功能参数异常现象进行处理，至所述安全功能参数恢复正常后，继续执行对小型压水堆事故进行诊断和处理，同时对小型压水堆的安全功能参数进行监测的步骤。
一种小型压水堆事故处理方法系统

[发明专利]一种基于实物模型的压水堆半实物仿真系统-CN201210105222.0无效
发明人：余大利;朱明章;付玉堂;李燕;江一鸣 -专利权人：余大利;朱明章;付玉堂;李燕;江一鸣
申请日： 2012-04-12 - 公布日： 2012-08-08 - 主分类号： G05B17/02 文献下载
摘要：压水堆动态实时仿真系统由实物模型和动态实时仿真软件等系统组成。实物模型采用有机透明材料制作运用相似替代原理制作中国首例1∶10的压水堆仿真模型，通过仿真模型的研究为实际压水堆运行提供理论指导，提高经济利益并缩短了新型压水堆的研发周期。软件仿真采用的是VC++与MATLAB的混合仿真技术，同时建立了实物模型与仿真软件的良好接口，实现了压水堆动态实时监测与控制。
一种基于实物模型压水堆半仿真系统

[发明专利]一种压水堆核电厂燃料组件斜面型装载导向工具-CN201710203231.6在审
发明人：李雷;翁晨阳;奚梅英;邵长磊;黄然;刘建文;贺小明 -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：本发明提供一种压水堆核电厂燃料组件斜面型装载导向工具，其包括钢丝绳，所述钢丝绳的下方设有定位销，并与所述定位销连接；所述定位销与所述钢丝绳之间设有导向用斜面；所述钢丝绳贯穿所述斜面。本发明提供的压水堆核电厂燃料组件夹边型装载导向工具，用于在进行压水堆核电厂堆芯装料时为下降的燃料组件提供合适的导向，使其下管座与堆芯支承下板上的燃料组件定位销正确配合，以便顺利装入堆芯指定位置，同时可避免组件表面刮擦损伤使用时，本工具事先放置在待装载燃料组件位置相邻的堆芯支承下板位置上，并占据一个燃料组件装载空间，利用单侧导向斜面进行下降导向。
一种压水堆核电厂燃料组件斜面装载导向工具

[发明专利]一种压水堆核电厂燃料组件夹边型装载导向工具-CN201710203233.5在审
发明人：李雷;翁晨阳;奚梅英;邵长磊;黄然;刘建文;贺小明 -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： G21C19/10 文献下载
摘要：本发明提供一种压水堆核电厂燃料组件夹边型装载导向工具，其包括钢丝绳，所述钢丝绳的下方设有定位销，并与所述定位销连接；所述定位销与所述钢丝绳之间设有导向用斜面。本发明提供的压水堆核电厂燃料组件夹边型装载导向工具，用于在进行压水堆核电厂堆芯装料时为下降的燃料组件提供合适的导向，使其下管座与堆芯支承下板上的燃料组件定位销正确配合，以便顺利装入堆芯指定位置，同时可避免组件表面刮擦损伤使用时，本工具事先放置在待装载燃料组件位置相邻的堆芯支承下板位置上，并占据三个燃料组件装载空间，利用直角夹角的双侧导向斜面进行下降导向。
一种压水堆核电厂燃料组件夹边型装载导向工具

[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

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