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[发明专利]一种串列式高温气冷堆核能系统及其运行方法-CN202211239715.3有效
发明人：张涛;张兴田;吕华权;魏文斌;罗勇;张冀兰;王苗苗 -专利权人：华能核能技术研究院有限公司
申请日： 2022-10-11 - 公布日： 2023-08-22 - 主分类号： G21C13/024 文献下载
摘要：本发明公开了一种串列式高温气冷堆核能系统及其运行方法，本发明实施例的串列式高温气冷堆核能系统包括多个高温气冷堆和串列气冷堆，高温气冷堆包括第一反应堆压力容器，第一反应堆压力容器具有第一反应堆腔，第一反应堆腔用于容纳第一燃料元件；串列气冷堆包括第二反应堆压力容器，第二反应堆压力容器具有第二反应堆腔，多个高温气冷堆的第一反应堆腔均与第二反应堆腔相连，以便第一反应堆腔内的第一乏燃料进入第二反应堆腔。本发明实施例的串列式高温气冷堆核能系统使得从高温气冷堆卸出的乏燃料，可以直接作为串列气冷堆的燃料继续使用，从而可以提高核燃料利用率，降低气冷堆核能系统的燃料成本，利于高温气冷堆的产业化推广应用。
一种串列高温气冷核能系统及其运行方法

[发明专利]一体化反应堆非能动堆腔流道系统及应用方法-CN201310322188.7有效
发明人：秦忠;宋丹戎;李庆 -专利权人：中国核动力研究设计院
申请日： 2013-07-30 - 公布日： 2013-11-13 - 主分类号： G21C15/18 文献下载
摘要：本发明公开了一体化反应堆非能动堆腔流道系统及应用方法，一体化反应堆非能动堆腔流道系统，包括反应堆腔和反应堆堆坑，以及位于反应堆腔和反应堆堆坑之间的环形主屏蔽墙，反应堆堆坑位于主屏蔽墙下方，反应堆腔位于主屏蔽墙上方；反应堆腔和反应堆堆坑通过L型流道连通，流道靠近反应堆堆坑的一端设置有挡风板，反应堆腔顶部开有气体释放孔。本发明的优点在于：非能动堆腔流道结构可为一体化反应堆在LOCA事故后以非能动方式淹没堆腔及堆坑，冷却反应堆压力容器，维持反应堆压力容器的完整性，防止反应堆压力容器被堆芯熔融物熔穿，为反应堆堆芯长期冷却提供注入流量，并可消除一体化反应堆堆腔超压及氢气集聚爆炸的风险。
一体化反应堆能动堆腔流道系统应用方法

[发明专利]一种熔盐堆及其运行方法-CN202110892885.0在审
发明人：朱贵凤;邹杨;严睿;郭威;陈金根;康旭忠;邹春燕;马玉雯;周波 -专利权人：中国科学院上海应用物理研究所
申请日： 2021-08-04 - 公布日： 2021-12-03 - 主分类号： G21C15/14 文献下载
摘要：本发明公开了一种熔盐堆及其运行方法。该熔盐堆包括堆容器、泵和换热装置；该堆容器的内部自下而上设有下腔室、与该堆容器同轴的堆芯、上腔室和顶盖，下腔室和堆芯通过与堆容器内径相同的下支撑板分割，堆芯和上腔室通过与堆容器内径相同的上支撑板分割；堆芯的内径小于堆容器的内径，堆芯的外壁面与堆容器的内壁面形成环形空间；换热装置包括U型换热管，U型换热管设于环形空间内，U型换热管的入口端和出口端穿过顶盖，在堆容器的外部，与冷却介质管路连接；泵设于上腔室中，用于驱动下腔室中的熔盐燃料经堆芯向上腔室流动本发明的熔盐堆具有更高的可靠性和更长的使用寿命。
一种熔盐堆及其运行方法

[发明专利]用于保护反应堆中仪表线的保护装置及反应堆-CN202210832440.8在审
发明人：石琳;陈秋英;冉小兵;李跃忠;刘言午 -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： 2022-07-15 - 公布日： 2022-11-08 - 主分类号： G21C9/00 文献下载
摘要：本发明涉及用于保护反应堆中仪表线的保护装置及反应堆，其中反应堆包括堆芯腔室、用于界定出堆芯腔室的堆芯上板以及堆芯下板；仪表线包括堆芯段，堆芯段穿过堆芯上板伸入至堆芯腔室中；保护装置包括设于堆芯腔室中的支撑组件、以及固定于支撑组件上的保护管；保护管包括供堆芯段伸入的中空管道，本发明保护装置可有效保护仪表线免受水流冲击，且在堆芯卸料后，可稳定固定在堆芯腔室，减轻反应堆换料大修的影响；此外，还可间接地增加仪表使用周期
用于保护反应堆仪表保护装置

[发明专利]核反应堆堆芯-CN201510779811.0有效
发明人：乔雪冬;王昆鹏;靖剑平;韩治;张春明 -专利权人：环境保护部核与辐射安全中心
申请日： 2015-11-13 - 公布日： 2018-08-14 - 主分类号： G21C5/12 文献下载
摘要：堆芯包括：堆芯容器，其包围形成堆芯反应腔室；冷腔室，位于堆芯容器下部，由堆芯容器的底部和内壁包围形成，用于容纳堆芯工质；热腔室，位于冷腔室上方，其横截面积小于冷腔室，用于提供发生核裂变反应的活性区；堆芯反射层，位于冷腔室上方，其包围形成热腔室的侧壁；主泵，用于将堆芯工质压入热腔室中，使得热腔室中的液面高于冷腔室中的液面。根据本发明的技术方案能够大大提高核反应堆的安全性，使反应堆运行和事故响应时更为可靠，简化停堆所需的流程和设备。
堆芯冷腔热腔堆芯容器核反应堆堆芯包围液面核裂变反应核反应堆反应腔室反射层活性区反应堆侧壁内壁压入主泵容纳响应

[发明专利]塑胶制品自动挤料压缩设备-CN201210126621.5有效
发明人：黄虹宾;凌中水;潘莹;梁业兴 -专利权人：深圳大学
申请日： 2012-04-27 - 公布日： 2012-09-19 - 主分类号： B29C45/56 文献下载
摘要：本发明涉及一种塑胶制品自动挤料压缩设备，带堆料腔的模具、向堆料腔内注入填料的挤料装置、将堆料腔内填料压缩至模腔内并在模具冷却过程中向堆料腔持续加压的压缩装置，堆料腔与模具模腔连通，堆料腔容积大于模具模腔容积通过在模具上设置与模腔连通的堆料腔，先将高温的填料通过挤料装置注入堆料腔内，再将模具移至压缩装置下方，通过压缩装置向堆料腔内持续加压，模具在冷却过程中，堆料腔内的填料能够持续向模腔补料，以填补因模腔内填料收缩时产生的空隙
塑胶制品自动压缩设备

[实用新型]塑胶制品自动挤料压缩设备-CN201220184146.2有效
发明人：黄虹宾;凌中水;潘莹;梁业兴 -专利权人：深圳大学
申请日： 2012-04-27 - 公布日： 2013-01-30 - 主分类号： B29C45/56 文献下载
摘要：本实用新型涉及一种塑胶制品自动挤料压缩设备，带堆料腔的模具、向堆料腔内注入填料的挤料装置、将堆料腔内填料压缩至模腔内并在模具冷却过程中向堆料腔持续加压的压缩装置，堆料腔与模具模腔连通，堆料腔容积大于模具模腔容积通过在模具上设置与模腔连通的堆料腔，先将高温的填料通过挤料装置注入堆料腔内，再将模具移至压缩装置下方，通过压缩装置向堆料腔内持续加压，模具在冷却过程中，堆料腔内的填料能够持续向模腔补料，以填补因模腔内填料收缩时产生的空隙
塑胶制品自动压缩设备

[发明专利]集流式双流程超临界水冷堆-CN201310042981.1有效
发明人：张宏亮;罗英;李翔;范恒;刘晓;周禹;李燕;杜华;陈训刚;王留兵 -专利权人：中国核动力研究设计院
申请日： 2013-02-04 - 公布日： 2013-05-15 - 主分类号： G21C13/036 文献下载
摘要：本发明公开了集流式双流程超临界水冷堆，包括反应堆压力容器、出口热套管（204）及设置在反应堆压力容器内的堆内构件，反应堆压力容器与堆内构件之间构成有环腔及接通环腔的下腔室，堆内构件内设有上腔体、出口蒸汽腔、集流腔及接通上腔体的混合腔体，上腔体与环腔接通，集流腔与下腔室接通，出口热套管（204）与出口蒸汽腔接通，反应堆压力容器设有接通环腔的进口接管（107）及接通出口热套管（204）的出口接口管（103），混合腔体和出口蒸汽腔均通过燃料组件与集流腔接通。本发明采用上述结构，整体结构简单，便于实现，并通过设计为双流程堆芯结构，避免了过多的流程导致堆芯安全系数降低的风险。
集流式双流临界水冷

[实用新型]集流式双流程超临界水冷堆-CN201320062494.7有效
发明人：张宏亮;罗英;李翔;范恒;刘晓;周禹;李燕;杜华;陈训刚;王留兵 -专利权人：中国核动力研究设计院
申请日： 2013-02-04 - 公布日： 2013-07-10 - 主分类号： G21C15/12 文献下载
摘要：本实用新型公开了集流式双流程超临界水冷堆，包括反应堆压力容器、出口热套管（204）及设置在反应堆压力容器内的堆内构件，反应堆压力容器与堆内构件之间构成有环腔及接通环腔的下腔室，堆内构件内设有上腔体、出口蒸汽腔、集流腔及接通上腔体的混合腔体，上腔体与环腔接通，集流腔与下腔室接通，出口热套管（204）与出口蒸汽腔接通，反应堆压力容器设有接通环腔的进口接管（107）及接通出口热套管（204）的出口接口管（103），混合腔体和出口蒸汽腔均通过燃料组件与集流腔接通。本实用新型采用上述结构，整体结构简单，便于实现，并通过设计为双流程堆芯结构，避免了过多的流程导致堆芯安全系数降低的风险。
集流式双流临界水冷

[发明专利]一种能动与非能动相结合的堆腔注水冷却系统-CN201210374597.7有效
发明人：于勇;袁霞;赵侠;张国强;李京彦;宋代勇;万砺珂;赵斌 -专利权人：中国核电工程有限公司
申请日： 2012-09-27 - 公布日： 2013-01-09 - 主分类号： G21C15/18 文献下载
摘要：本发明属于反应堆设计技术，具体涉及一种能动与非能动相结合的堆腔注水冷却系统。其结构包括非能动堆腔注水箱和堆腔注水冷却泵，所述的非能动堆腔注水箱通过非能动注入管线与反应堆堆腔连接，所述的堆腔注水冷却泵设置在安全壳外部，堆腔注水冷却泵的入口管连接换料水箱，堆腔注水冷却泵的出口管线贯穿安全壳与反应堆堆腔连接本系统作为严重事故对策，以能动和非能动相结合的多冗余及多样性的方式，在事故发生时实现带走堆芯熔融物、排出堆芯热量、防止熔穿的安全功能。
一种能动相结合注水冷却系统

[实用新型]一种能动与非能动相结合的堆腔注水冷却系统-CN201220503642.X有效
发明人：于勇;袁霞;赵侠;张国强;李京彦;宋代勇;万砺珂;赵斌 -专利权人：中国核电工程有限公司
申请日： 2012-09-27 - 公布日： 2013-04-17 - 主分类号： G21C15/18 文献下载
摘要：本实用新型属于反应堆设计技术，具体涉及一种能动与非能动相结合的堆腔注水冷却系统。其结构包括非能动堆腔注水箱和堆腔注水冷却泵，所述的非能动堆腔注水箱通过非能动注入管线与反应堆堆腔连接，所述的堆腔注水冷却泵设置在安全壳外部，堆腔注水冷却泵的入口管连接换料水箱，堆腔注水冷却泵的出口管线贯穿安全壳与反应堆堆腔连接本系统作为严重事故对策，以能动和非能动相结合的多冗余及多样性的方式，在事故发生时实现带走堆芯熔融物、排出堆芯热量、防止熔穿的安全功能。
一种能动相结合注水冷却系统

[实用新型]一种用于异位淋洗的增渗堆体结构-CN202120910687.8有效
发明人：陈志国;张荣;邱沙;陈泽锋;贾新昆;赵信刚;余世磊 -专利权人：天津华勘环保科技有限公司
申请日： 2021-04-29 - 公布日： 2021-11-26 - 主分类号： B09C1/02 文献下载
摘要：一种用于异位淋洗的增渗堆体结构，包括第一堆体、第二堆体及堆体架；堆体架具有容纳空间，容纳空间沿竖直方向由上至下依次为泥砂腔、第一增渗腔、泥浆腔、第二增渗腔及废水腔；第一堆体填充于第一增渗腔的内部，第二堆体填充于第二增渗腔的内部；堆体架的泥砂腔设有泥砂放入口，堆体架的废水腔设有废水排出口。本实用新型在堆体架内第一增渗腔的内部填充有用于增加渗透性的第一堆体，第二增渗腔的内部填充有第二堆体，结构简单实用，成本低，将淋洗后的土壤中的大量水份脱离出去，从而，实现利用水份将土壤里的污染物带离出来的目的
一种用于淋洗增渗堆体结构

[发明专利]反应堆的非动能安全系统、反应堆及海洋能源系统-CN202111451326.2在审
发明人：戴春辉;柯志武;马灿;宋苹;劳星胜;邱志强;李献领;郑伟;曹光明;徐广展 -专利权人：中国船舶重工集团公司第七一九研究所
申请日： 2021-11-30 - 公布日： 2022-04-29 - 主分类号： G21C15/18 文献下载
摘要：本发明提供一种反应堆的非动能安全系统、反应堆及海洋能源系统，所非动能安全系统包括：第一腔室内部设置有堆芯活性区；第二腔室内部容纳有传热介质；第三腔室内部设置有堆芯反应层，并环绕在第一腔室和第二腔室的外部；热管依次穿过第一腔室和第二腔室；在运行状态下，堆芯反应层在第三腔室内对应第一腔室设置；在故障状态下，热管将热量传递给传热介质，传热介质受热膨胀后从第二腔室进入第三腔室，并推动堆芯反应层从对应第一腔室的位置移动至对应第二腔室的位置，实现反应堆的停堆。本发明利用传热介质受热膨胀，将反射层推出堆芯活性区范围外，且通过传热介质将反应堆余热传至外部，同时实现反应堆自动停堆和非能动余热排出两个功能。
反应堆动能安全系统海洋能源

[发明专利]核电厂反应堆堆腔结构及堆腔建造方法-CN201210171408.6无效
发明人：鲁勤武;刘少松 -专利权人：中广核工程有限公司;中国广东核电集团有限公司
申请日： 2012-05-29 - 公布日： 2012-10-03 - 主分类号： G21C13/08 文献下载
摘要：本发明公开了一种核电厂反应堆堆腔结构及堆腔建造方法，堆腔结构包括多个彼此连接成圆柱体的子模块，每一子模块包括外面板、内面板和连接于内外面板之间的肋板，外面板、内面板和肋板都为钢板；堆腔建造方法的步骤为：建造反应堆混凝土基础及利用钢板预制堆腔结构，所建造的反应堆混凝土基础包括混凝土堆腔基座；将预制的堆腔结构安装就位到混凝土堆腔基座；向就位的堆腔结构内浇筑混凝土。本发明将原在施工现场逐层施工的混凝土堆腔改为钢板-混凝土构造，从而实现了堆腔结构的工厂化制造和现场快捷浇注，提高了核电厂反应堆堆腔建造的施工进度和质量，缩短了核电厂建造的工期。
核电厂反应堆堆结构建造方法

[发明专利]用于核电厂堆芯熔融物滞留的堆腔装置-CN202211625106.1在审
发明人：廖飞页;张雯成;刘春容;李海玉;谢晴瑜;葛珍珍;展德奎;郭超;贺东钰;陈鹏 -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： 2022-12-16 - 公布日： 2023-03-28 - 主分类号： G21C15/12 文献下载
摘要：本发明公开一种用于核电厂堆芯熔融物滞留的堆腔装置，该核电厂堆芯包括设置在安全壳内的压力容器，该堆腔装置包括设于安全壳内的堆腔体以及冷却系统，该堆腔体包括容置压力容器的内腔部，该冷却系统包括围设在堆腔体外的冷却水池以及若干连通冷却水池与内腔部的注水通道，冷却水池通过堆腔体外表面冷却堆芯熔融物，且冷却水池的水经过注水通道注入内腔部以对堆芯熔融物进行冷却。该用于核电厂堆芯熔融物滞留的堆腔装置能将堆芯熔融物有效地滞留在堆腔内，并提供充足的冷却，防止熔融物进一步迁移，阻止了熔融堆芯材料与混凝土反应的发生，以保证安全壳的完整性，阻断放射性物质大量释放到环境的途径
用于核电厂熔融滞留装置

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