“反应堆保护系统”专利关键词查询_检索下载_查询列表_检索列表_行业专利分布_钻瓜专利网

钻瓜专利网为您找到相关结果7925696个，建议您升级VIP下载更多相关专利

[发明专利]一种园林废弃物堆肥系统及方法-CN202310186028.8在审
发明人：徐家林;董卫;张斌;蔡亚楠;庞英博 -专利权人：德州市园林绿化服务中心
申请日： 2023-03-01 - 公布日： 2023-05-05 - 主分类号： C05F17/90 文献下载
摘要：本发明涉及一种园林废弃物堆肥系统，至少包括肥料反应堆、控制中心、至少设置在所述肥料反应堆至少两个区域的气体控制单元、能够实际获取所述至少两个区域的肥料反应堆的温度的第一检测单元和能够实际获取所述至少两个区域的肥料反应堆的气体C/N比的第二检测单元，所述控制中心能够基于所述肥料反应堆的空间分布而将所述肥料反应堆划分为多个独立的区域反应空间，并基于园林废弃物种类生成预设的第一范围。本发明提供的系统将具有不稳定物质传导过程的肥料反应堆分为可控范围的多个局部空间，使得每一个局部空间的热量和氧气含量受到监控，并基于监控数据及时反馈每一个需要调整的数据，使得肥料反应堆中的每一个部分都受热均匀
一种园林废弃物堆肥系统方法

[发明专利]一种反应堆厂房布置方法、以及反应堆厂房-CN202210119044.0在审
发明人：谷振杰;王振中;贾小攀;薛静;吴巧英;贝晨;赵晓山;褚松良;苏锦成;樊彦芳 -专利权人：中国核电工程有限公司
申请日： 2022-02-08 - 公布日： 2022-05-17 - 主分类号： G21D1/02 文献下载
摘要：本发明公开一种反应堆厂房布置的方法，包括如下步骤：将反应堆厂房中的地坑、一次屏蔽墙、以及反应堆冷却剂系统中的压力容器，布置在安全壳内的0m标高以下空间内；将反应堆厂房中的内置换热水箱、安全注入箱、堆芯补水箱、以及安全壳连续通风系统机组布置在安全壳内的0m标高以上空间内。本发明还公开一种反应堆厂房。本发明可优化安全壳的内部结构，实现安全壳内高位水箱的布置设计，使非能动安全系统能够单独实现安全功能，大大提高反应堆厂房的安全性和经济性。
一种反应堆厂房布置方法以及

[发明专利]用于反应堆物理计算程序适用性验证的方法-CN201710041019.4有效
发明人：郑友琦;万承辉;曹良志;吴宏春 -专利权人：西安交通大学
申请日： 2017-01-17 - 公布日： 2020-01-14 - 主分类号： G06F11/36 文献下载
摘要：本发明公开了用于反应堆物理计算程序适用性验证的方法，1、对现有的临界实验系统和新型核反应堆系统进行敏感性分析，获得有效增殖系数关于多群截面的相对灵敏度系数向量；2、计算各个临界实验系统和新型核反应堆系统之间的相关性系数，并挑选出满足相似性限值的临界实验系统；3、计算多群截面的相对调整量，使得Monte‑Carlo程序对挑选出来的临界实验系统有效增殖系数的计算结果与实测结果之间的偏差整体达到最小；4、调整Monto‑Carlo程序对新型核反应堆系统有效增殖系数的计算结果，并将其作为“实测结果”的最优估计值，用于验证待验证核反应堆物理计算程序对新型核反应堆系统设计分析的适用性。
用于反应堆物理计算程序适用性验证方法

[发明专利]核反应堆计算系统-CN202010503716.9有效
发明人：杨红义;薛秀丽;周志伟;林超;马晓;刘光耀;王予烨;张大林;周磊;艾佳 -专利权人：中国原子能科学研究院
申请日： 2020-06-05 - 公布日： 2023-10-24 - 主分类号： G06F30/28 文献下载
摘要：一种核反应堆计算系统，核反应堆计算系统包括计算模块、控制模块以及通信模块。计算模块用于对核反应堆进行一维系统程序计算以及三维CFD程序计算；控制模块控制一维系统程序以及三维CFD程序的开启以及停止；通信模块配置成根据控制模块的控制结果实现一维系统程序的计算结果与三维CFD程序的计算结果的数据交换这种核反应堆计算系统有助于降低核反应堆设计分析人员采用一维系统程序和三维CFD程序耦合计算的实施难度，有助于简化核反应堆设计分析人员采用一维系统程序和三维CFD程序耦合计算的流程。
核反应堆计算系统

[实用新型]一种用于核反应堆保护系统的温度通道响应时间检测系统-CN202221847005.4有效
发明人：万磊;李广;刘建军;王晨旭;王雪松 -专利权人：台山核电合营有限公司
申请日： 2022-07-18 - 公布日： 2022-11-22 - 主分类号： G01R31/00 文献下载
摘要：本申请公开了一种用于核反应堆保护系统的温度通道响应时间检测系统，包括传感器模拟电路、开关电路、供电电路和高速记录仪。当开关电路导通时，通过传感器模拟电路直接模拟温度传感器的阻值变更，并由高速记录仪接收核反应堆保护系统在温度传感器电阻值变化超过预设阈值时反馈的响应电信号，再获取核反应堆保护系统的温度通道响应时间，使得温度通道响应时间的检测更便捷该温度通道响应时间检测系统体积小，移动性好，在电厂的机柜房间内等较狭窄的场所也可以方便地使用。
一种用于核反应堆保护系统温度通道响应时间检测

[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

[发明专利]一种基于热声电的热管反应堆系统-CN201911406819.7有效
发明人：刘承敏;杨洪润;柴晓明;余红星;张宏亮;姚维华;闫新龙;张卓华;王金雨;曾畅;何晓强 -专利权人：中国核动力研究设计院
申请日： 2019-12-31 - 公布日： 2022-04-19 - 主分类号： G21C1/32 文献下载
摘要：本发明属于一种核反应堆领域技术领域，具体涉及一种基于热声电的热管反应堆系统，该热管反应堆系统包括形成一体化模块化装置的热管反应堆电源主系统、热声发电机冷却系统、通风空调系统、密封仓底部疏水收集系统、氦气维持系统、应急安全水冷系统、余热排出系统、密封仓。本发明的热管反应堆系统采用固体堆芯设计，热管导热，无系统回路和大功率机械转动设备，具有长寿期甚至全寿期无换料、高固有安全性、低噪音、高功率体积重量比、系统设备简单可靠、热电转换效率高、对冷源需求较小、可以模块化配置等技术特点
一种基于热声电热管反应堆系统

[发明专利]基于大盘管蒸汽发生器的微型全自然循环压水反应堆系统-CN202210142324.3在审
发明人：曾未;姚维华;赵耀;李锋;秦冬;刘佳;冉旭;曾畅;成翔;吴杨;孙燕;王连杰;汪量子;朱紫豪;颜达鹏;陈杰;朱发文;王啸宇;杨韵佳 -专利权人：中国核动力研究设计院
申请日： 2022-02-16 - 公布日： 2022-06-03 - 主分类号： G21C13/02 文献下载
摘要：本发明公开了基于大盘管蒸汽发生器的微型全自然循环压水反应堆系统，该反应堆系统包括反应堆、安全壳，反应堆设于安全壳内；安全壳置于空气中；还包括氮气稳压系统、主给水系统、主蒸汽系统、净化与余热排出系统、非能动堆芯冷却系统、非能动余热排出系统、非能动安全壳冷却系统。本发明采用全自然循环一体化压水堆技术路线，冷却剂在反应堆内通过自然循环方式将堆芯热量导出，并由盘管直流蒸汽发生器将热量传递给二回路工质产生过热蒸汽，该过热蒸汽可推动高效小型汽轮发电机组产生电能或直接外输供热该反应堆体积小、重量轻、超长寿期、集成高效、运维简便、安全可靠，可应用于边疆、极地、高原、远海岛屿等偏远、环境恶劣地区。
基于大盘蒸汽发生器微型自然循环反应堆系统

[发明专利]核反应堆中的材料的移动-CN201080053031.3有效
发明人： J.D.麦克沃特;T.A.韦弗;C.惠特默;小罗韦尔.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： 2010-09-22 - 公布日： 2018-12-04 - 主分类号： G21C17/00 文献下载
摘要：例示性实施例做准备用于运行核反应堆以及模拟核反应堆的运行，并且包括反应堆内的材料的移动。例示性实施例和各方面非限制性地包括核裂变反应堆和反应堆模块（包括模块式核裂变反应堆和反应堆模块）、核裂变爆燃波反应堆和反应堆模块、和模块式核裂变爆燃波反应堆和模块、运行包括上述的核反应堆和模块的方法、模拟运行包括上述的核反应堆和模块的方法等
核反应堆中的材料移动

[发明专利]核能系统和控制核能系统的方法-CN201710329665.0在审
发明人：詹文龙;杨磊 -专利权人：中国科学院近代物理研究所
申请日： 2017-05-11 - 公布日： 2017-09-08 - 主分类号： G21C1/30 文献下载
摘要：本发明的实施例提供了一种核能系统和一种控制核能系统的方法，核能系统包括燃烧器子系统，燃烧器子系统包括第一反应堆和中子靶，通过中子靶产生的中子使第一反应堆在次临界状态下进行核反应，并且在经过预定的时间段后，第一反应堆在临界状态下进行核反应；以及用于核乏料处理的燃料再生后处理子系统。控制核能系统的方法包括通过中子靶产生的中子使第一反应堆在次临界状态下进行核反应；以及在经过预定的时间段后，第一反应堆在临界状态下进行核反应。由此至少能够提高核燃料使用率。
核能系统控制方法

[发明专利]一种铅基反应堆冷却剂氧控系统和氧控方法-CN201611263807.X有效
发明人：吴宜灿;吴斌;高胜;李春京;黄群英 -专利权人：中国科学院合肥物质科学研究院
申请日： 2016-12-30 - 公布日： 2018-07-31 - 主分类号： G21C15/28 文献下载
摘要：本发明公开了一种铅基冷却反应堆氧控系统和氧控方法，该氧控方法包括以下步骤：在反应堆运行初始阶段通过溶解质量交换器中氧源颗粒产生大量的氧，以使所有与铅合金冷却剂接触的结构材料表面都形成保护性氧化膜；当反应堆中的氧浓度到达目标氧浓度时，控制质量交换器的氧源颗粒的溶解产氧速率，以使反应堆中的氧浓度稳定在目标氧浓度；以及对反应堆关键部件处和铅合金冷却剂流动滞留区选择性地注入氧化性或还原性气体，对氧浓度进行精确控制。在本发明中，固相和气相氧控方法耦合使用在反应堆运行的不同阶段和工作区间，实现了快速精确氧控的目标，通过放置在冷池过滤净化装置对冷却剂中腐蚀等杂质进行在线净化，降低了堆芯堵流的风险。
一种反应堆冷却剂系统方法

[发明专利]反应堆容器中的熔体保留系统-CN202080047834.1在审
发明人：弗拉基米尔·维克托罗维奇·别兹列普金;安德烈·根纳季耶维奇·米特留欣;阿列克谢·伊万诺维奇·库尔切夫斯基;瓦列里·格里戈里耶维奇·西多罗夫 -专利权人：艾托蒙内戈普洛耶克联合股份公司;科学与创新核工业科学发展私人企业
申请日： 2020-04-30 - 公布日： 2022-07-08 - 主分类号： G21C15/18 文献下载
摘要：本发明涉及核能领域，旨在通过在被动和主动模式下提供将熔体保留在事故严重程度不同的核反应堆体内的可能性来提高核电站的安全性。本发明涉及一种反应堆容器中的熔体保留系统，包括位于轴内的反应堆、反应堆容器外的冷却剂循环泵和储罐，其特征在于储罐位于反应堆容器底部下的轴内，反应堆容器底部上方，另外还有坑罐，在发生冷却剂损失事故时可以收集冷却剂反应堆容器中的熔体保留系统可用于各种类型的核电厂，并允许通过在各种类型的事故中确保熔体在反应堆容器中的保留来增加它们的安全性。
反应堆容器中的保留系统

[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。本发明的系统结构简单，对热管(4)的长度无过高要求，具备很高的可实现性。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]一种新型反应堆的堆芯补水箱安注实验模拟系统-CN201610929777.5在审
发明人：黄志刚;昝元锋;张妍;彭传新;白雪松;周慧辉;闫晓 -专利权人：中国核动力研究设计院
申请日： 2016-10-31 - 公布日： 2017-02-08 - 主分类号： G21C17/00 文献下载
摘要：本发明公开了一种新型反应堆的堆芯补水箱安注实验模拟系统，包括反应堆模拟体和堆芯补水箱，所述反应堆模拟体通过压力平衡管与堆芯补水箱的进口相连，所述反应堆模拟体通过直接注入管线与堆芯补水箱的出口相连；所述压力平衡管与堆芯补水箱的进口活动连接，所述直接注入管线与堆芯补水箱的出口活动连接，所述直接注入管线上设置有阻力调节模块；所述反应堆模拟体和堆芯补水箱内均设置有密度检测装置；所述直接注入管线上设置有阀门；以便于对非能动安全系统的自然循环能力进行研究
一种新型反应堆堆芯补水箱实验模拟系统

[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