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[发明专利]一种用于压水堆一回路冷却剂中溶解氢含量的在线测定系统及方法-CN202011293337.8有效
发明人：谭东斌;侯涛;吴旭东;刘高勇;苗丽;陈奕峥;韩剑;孟宪波;李春亮;邓伟 -专利权人：三门核电有限公司
申请日： 2020-11-18 - 公布日： 2023-03-24 - 主分类号： G21C17/022 文献下载
摘要：本发明公开了一种用于压水堆一回路冷却剂中溶解氢含量的在线测定系统及方法，其中测定系统包括在线氢表连续流，还包括位于所述在线氢表连续流下游的在线氢表、位于所述在线氢表下游的背压阀，且所述背压阀下游出口连通至连续流疏水，所述在线氢表连续流与所述在线氢表之间的连通管路上设有压力表，所述压力表可以用于检测连通管道内物流的压力，所述背压阀与所述连续流疏水之间连通的管道上设有流量计，所述流量计可以用于检测连通管道内物流的流量本发明提供的一种用于压水堆一回路冷却剂中溶解氢含量的在线测定系统及方法，当压水堆核电厂一回路溶解氢浓度大于18.2cc/Kg时，可以通过增大体系的压力来准确测量压水堆核电厂一回路中的溶解氢含量。
一种用于压水堆一回路冷却剂溶解含量在线测定系统方法

[发明专利]核反应堆水池液位测量装置-CN201010531065.0无效
发明人：李华;李传霞;昝怀啟;王强 -专利权人：中国原子能科学研究院
申请日： 2010-10-29 - 公布日： 2011-05-18 - 主分类号： G21C17/022 文献下载
摘要：本发明属于核工业测量技术领域，具体涉及一种核反应堆水池液位测量装置，包括堆内引压管、堆外引压管、导压管、和差压变送器，所述堆内引压管和堆外引压管相连，堆外引压管和导压管相连，导压管穿过密封贯穿件和差压变送器相连所述差压变送器为核安全级差压变送器。所述堆外引压管从水池上端的围堰穿出，穿出点的高度高于水池的最高液位。本发明提供的技术方案不需打孔，因而不会增加安全隐患。并且，该装置成本低、安装方便、与控制系统接口简单，可实现连续监测。
核反应堆水池测量装置

[实用新型]核反应堆水池液位测量装置-CN201020591452.9无效
发明人：李华;李传霞;昝怀啟;王强 -专利权人：中国原子能科学研究院
申请日： 2010-10-29 - 公布日： 2011-06-01 - 主分类号： G21C17/00 文献下载
摘要：本实用新型属于核工业测量技术领域，具体涉及一种核反应堆水池液位测量装置，包括堆内引压管、堆外引压管、导压管、和差压变送器，所述堆内引压管和堆外引压管相连，堆外引压管和导压管相连，导压管穿过密封贯穿件和差压变送器相连所述差压变送器为核安全级差压变送器。所述堆外引压管从水池上端的围堰穿出，穿出点的高度高于水池的最高液位。本实用新型提供的技术方案不需打孔，因而不会增加安全隐患。并且，该装置成本低、安装方便、与控制系统接口简单，可实现连续监测。
核反应堆水池测量装置

[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]用于大型压水堆电站核主泵的水力模型及水力通道-CN201711077328.3在审
发明人：王晓放;周方明;王巍;周路圣 -专利权人：大连理工大学
申请日： 2017-11-06 - 公布日： 2018-05-08 - 主分类号： F04D29/18 文献下载
摘要：本发明提供一种用于大型压水堆电站核主泵的水力模型及水力通道。用于大型压水堆电站核主泵的水力模型包括叶轮和导叶，所述叶轮为闭式混流叶轮，由五个动叶片均布在前后盖板间形成，叶轮整体数控加工；所述导叶由十三个静叶片均布在前后盖板间形成，导叶叶片为空间式与径向式相结合的弯扭型水力通道置于由环形压水室和热屏构成的腔室内，所述水力通道包括上述水力模型、与叶轮、导叶相配的内外壁均为圆筒形的吸入导管。本发明的叶轮导叶及水力通道能满足大型压水堆电站核主泵水力部件的高性能设计。
用于大型压水堆电站核主泵水力模型通道

[发明专利]压水堆核电站除盐床旧树脂更换装置和方法-CN201910650000.9在审
发明人：但胜洁;张良;孟兴晖 -专利权人：岭澳核电有限公司;广东核电合营有限公司;岭东核电有限公司;大亚湾核电运营管理有限责任公司;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： 2019-07-18 - 公布日： 2019-10-22 - 主分类号： C02F1/42 文献下载
摘要：本发明涉及核电站给水加热系统技术领域，提供了一种压水堆核电站除盐床旧树脂更换装置，该树脂更换装置包括第一树脂罐、第二树脂罐和树脂抬升器，该第一树脂罐与该除盐床的第一端连接，专用于从该除盐床卸出该旧树脂，本发明还提供采用该更换装置对压水堆核电站除盐床旧树脂进行更换的方法。本发明提供的压水堆核电站除盐床旧树脂更换装置和方法可以大大减少更换工作量，缩短工期，减少旧树脂对新树脂的污染，对任何压水堆核电站均有借鉴意义。
除盐压水堆核电站树脂树脂更换树脂罐抬升器新树脂给水加热系统更换装置第一端卸出装入工作量核电站污染

[发明专利]基于PSO的压水堆核电站主蒸汽压力的控制方法-CN202110471924.X在审
发明人：杨旭红;吴亚雄;金宏艳;李辉;方浩旭;张苏捷 -专利权人：上海电力大学
申请日： 2021-04-29 - 公布日： 2021-07-30 - 主分类号： G05B13/04 文献下载
摘要：本发明涉及一种基于PSO的压水堆核电站主蒸汽压力的控制方法，建立利用传统PID和二阶控制系统建立系统模型，将采集压水堆核电站主蒸汽压力实际数据送入系统模型进行数据拟合，获取系统传递函数；在此系统传递函数基础上利用粒子群算法优化系统传递函数中各个参数获得优化后系统传递函数提供了大亚湾900MW核反应压水堆主蒸汽压力模型参数辨识及控制方法，能够在保证系统稳定的前提下，提高系统的精度和提高系统的控制效率，保证整个系统模型安全可靠的运行。适用于研究对核反应压水堆进一步的控制，具有明显的适用性和可行性。
基于 pso 压水堆核电站蒸汽压力控制方法

[发明专利]一种压水堆乏燃料元件三维中子照相无损检测方法-CN201510431792.2有效
发明人：陈东风;刘蕴韬;魏国海;韩松柏;贺林峰;武梅梅;王洪立;王雨;孙凯 -专利权人：中国原子能科学研究院
申请日： 2015-07-21 - 公布日： 2018-01-19 - 主分类号： G21C17/10 文献下载
摘要：为解决压水堆乏燃料元件的无损检测领域中尚没有成熟的三维中子照相方法可供使用的问题，本发明提供了一种压水堆乏燃料元件三维中子照相无损检测方法。本发明的检测方法能够获得清晰的压水堆乏燃料元件三维成像，为我国压水堆核燃料元件的质量检测与性能提升提供了有力保障。
一种压水堆乏燃料元件三维中子照相无损检测方法

[发明专利]用于核电站压水堆主管道应力腐蚀开裂的量化评价方法-CN201811503257.3有效
发明人：韩姚磊;彭群家;梅金娜;薛飞;蔡振;王鹏;冯亚飞 -专利权人：苏州热工研究院有限公司;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： 2018-12-10 - 公布日： 2021-03-02 - 主分类号： G01N17/00 文献下载
摘要：本发明涉及一种用于长期服役核电站压水堆主管道应力腐蚀开裂的量化评价方法，包括以下步骤：将核电站压水堆主管道及其焊接部位不锈钢材料在300‑400℃下开展多组于不同温度下处理不同时间的热时效试验，保证每组试验得到相同的热时效程度根据热时效活化经验方程得到同一材料在两个不同温度下进行不同时间热时效后的方程；计算得到热时效活化能等热激活参数，建立热时效程度的等效量化评估预测模型；构建热时效与应力腐蚀耦合老化寿命预测模型；对核电站压水堆主管道及其焊接部位不锈钢材料在服役环境下的应力腐蚀开裂进行评价，本发明的方法可以定量预测核电站压水堆主管道在长期服役后的SCC裂纹萌生和扩展行为，保障核电厂运行安全。
用于核电站压水堆主管应力腐蚀开裂量化评价方法

[其他]控制压水堆以防止供水不足时产生过压的方法-CN85108160无效
发明人：约翰·奥格斯特·塞格里蒂斯 -专利权人：西屋电气公司
申请日： 1985-11-08 - 公布日： 1986-07-16 - 主分类号： G21C9/02 文献下载
摘要：一种操作压水反应堆的方法，在此法中，用主供水流的损失产生一起动信号，此信号代替正常自动的和手动的控制棒控制，使控制棒以最快速度插入反应堆，避免温度上升到使反应堆冷却系统产生过压。
控制压水堆防止供水不足产生方法

[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]一种小型压水堆用锆合金包壳材料及其制备方法-CN202211345408.3在审
发明人：姚美意;白勇;黄建松;徐诗彤;肖香逸;周邦新 -专利权人：上海大学
申请日： 2022-10-31 - 公布日： 2023-03-07 - 主分类号： C22C16/00 文献下载
摘要：本发明提供了一种小型压水堆用锆合金包壳材料，包含如下重量百分数的原料：Sn 0.4～1.5％、Fe 0.1～0.6％、Cr0.1～0.3％、Ni 0～0.05％、余量为Zr。本发明还提供了该小型压水堆用锆合金包壳材料的制备方法。本发明的锆合金包壳材料在500℃、10.3MPa的3种不同氧含量过热蒸汽中(除氧、300μg/kg DO和1000μg/kg DO)均不发生疖状腐蚀，表现出非常优良的耐疖状腐蚀性能和耐均匀腐蚀性能，且加工性好，可在小型压水堆中用作燃料元件包壳材料以及定位格架条带堆芯结构材料
一种小型压水堆用锆合金材料及其制备方法

[发明专利]一种压水堆核电站用核级直流阀门电动装置-CN201210350421.8无效
发明人：姜迎新;葛润平;蒋亚培;孟晶晶 -专利权人：常州电站辅机总厂有限公司
申请日： 2012-09-20 - 公布日： 2013-02-06 - 主分类号： F16K31/05 文献下载
摘要：本发明提供一种压水堆核电站用核级直流阀门电动装置，包括直流电动机、手动与电动切换机构、行程控制机构、开度机构、转矩控制机构和控制系统；该种压水堆核电站用核级直流阀门电动装置，采用250V直流电源，具有耐高温、耐辐照、抗震等性能，能够在核电站的工作环境中提供阀门开启、关闭所需要的输出力矩，为核电站应急情况使用，在丧失交流电源期间以及在设计基准事故、安全停堆事故，伴随或不伴随失去厂外电源时使用。该种压水堆核电站用核级直流阀门电动装置，填补了技术空白，结构设计简单合理紧凑，且成本较低。
一种压水堆核电站用核级直流阀门电动装置

[实用新型]一种压水堆核电站用核级直流阀门电动装置-CN201220480851.7有效
发明人：姜迎新;葛润平;蒋亚培;孟晶晶 -专利权人：常州电站辅机总厂有限公司
申请日： 2012-09-20 - 公布日： 2013-04-03 - 主分类号： F16K31/05 文献下载
摘要：本实用新型提供一种压水堆核电站用核级直流阀门电动装置，包括直流电动机、手动与电动切换机构、行程控制机构、开度机构、转矩控制机构和控制系统；该种压水堆核电站用核级直流阀门电动装置，采用250V直流电源，具有耐高温、耐辐照、抗震等性能，能够在核电站的工作环境中提供阀门开启、关闭所需要的输出力矩，为核电站应急情况使用，在丧失交流电源期间以及在设计基准事故、安全停堆事故，伴随或不伴随失去厂外电源时使用。该种压水堆核电站用核级直流阀门电动装置，填补了技术空白，结构设计简单合理紧凑，且成本较低。
一种压水堆核电站用核级直流阀门电动装置

[发明专利]一种缩比模拟燃料组件-CN202210668282.7在审
发明人：高三杰;阳雷;龙绍军;许贵平;朱勇辉;王哲;滕良鹏 -专利权人：中国核动力研究设计院
申请日： 2022-06-14 - 公布日： 2022-09-02 - 主分类号： G21C17/00 文献下载
摘要：本发明公开了一种缩比模拟燃料组件，该燃料组件的结构、外形和截面尺寸和真实压水堆燃料组件一致，用于模拟真实压水堆核电站燃料组件结构和外形尺寸特征。本发明应用于核电站辐照后燃料组件池边检查装置研发和技术研究，在大型先进压水堆核电站辐照后燃料组件变形检查及氧化膜厚度测量技术研究装置研发过程中，通过对该模拟组件的一系列的测量试验，完成了辐照后燃料组件变形检查及氧化膜厚度测量功能和技术参数验证
一种模拟燃料组件