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[发明专利]一种将压水堆冷段破口转换为热段破口的转换装置及压水堆-CN201910438468.1有效
发明人：梁活;林支康;杨江;李润聘;刘仲昊;徐苗苗;宋建阳;方思远;梁任;吕逸君;曹志伟;王婷;卢向晖;纪文英;王仙茅;崔旭阳;罗汉炎;刘建昌;路长冬;陈韵茵;张田 -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： 2019-05-22 - 公布日： 2022-09-23 - 主分类号： G21C15/18 文献下载
摘要：本发明提供一种将压水堆冷段破口转换为热段破口的转换装置，其设置于压水堆的压力容器(1)中的吊篮(2)上，包括球面洞口盖(3)、环形贴合环(31)以及扣紧弹簧(32)；在吊篮(2)上设置有洞口(20)，并在洞口外沿设置有环形凹槽(21)以及弹簧凹槽(22)；球面洞口盖(3)上的环形贴合环(31)与吊篮(2)上的环形凹槽(21)进行配合，扣紧弹簧(32)与弹簧凹槽(22)相配合；在压水堆正常工作时，球面洞口盖(3)与吊篮(2)外侧贴合固定；在压水堆出现冷段大破口时，球面洞口盖(3)两侧产生反向压力差，使球面洞口盖(3)从吊篮(2)的洞口(20)脱离，从而使冷却剂从上腔室流入下降环腔，转换为热段破口。本发明还提供了可使用该装置的压水堆。实施本发明，可以降低安注系统容量需求，简化反应堆安全保护系统，在提高核电厂的经济性的同时增加其安全可靠性。
一种将压水堆冷段破口转换装置压水堆

[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]一种适用于压水堆核电厂的自然循环冷却方法-CN202110676943.6有效
发明人：程坤;冉旭;吴清;刘昌文;冷贵君;李峰;喻娜;陈宏霞;蔡容;习蒙蒙;陆雅哲;杨帆;鲜麟;方红宇;吴鹏;初晓;周科;张舒;杨韵佳 -专利权人：中国核动力研究设计院
申请日： 2021-06-18 - 公布日： 2022-04-15 - 主分类号： G21C15/18 文献下载
摘要：本发明公开了一种适用于压水堆核电厂的自然循环冷却方法，包括以下步骤：将主系统硼化至冷停堆硼浓度；维持主系统压力稳定，进行主系统热段降温；进行主系统降压；循环直至主系统热段温度降至设定值，主系统压力降至设定值；进行上封头流体降温；进行主系统降压；隔离安注箱，并使主系统降压至最终压力值；将主系统冷却至冷停堆工况；本发明通过设定严格的主系统降温降压执行步骤和限制条件，防止主系统自然循环冷却过程中上封头流动死区流体的闪蒸产汽所导致的自然循环终止，确保了事故后反应堆能够被持续冷却至安全可控的冷停堆状态。
一种适用于压水堆核电厂自然循环冷却方法

[发明专利]一种核电站压水堆热功率计算方法-CN201310511828.9有效
发明人：郑夕佳;邓喜刚;高景斌;宋宪均;王刚;张志强;彭子桥;张全 -专利权人：北京广利核系统工程有限公司;中国广核集团有限公司
申请日： 2013-10-25 - 公布日： 2014-02-05 - 主分类号： G21C1/04 文献下载
摘要：本发明公开一种核电站压水堆热功率计算方法，所述压水堆为包括四个环路的EPR堆芯，首先计算每一个环路的热功率值，然后相加四个环路的热功率值即得到EPR堆芯的热功率值，各环路的热功率计算方法如下：将泵的实际转速与理论转速相比得到泵效率；用热段液相焓减去冷段液相焓得到环路的焓升值；用焓升值乘以单位时间内泵的额定流量得到环路中的实际体积流量值；用实际体积流量值乘以冷段液相水密度得到实际质量流量值；用泵效率乘以实际质量流量值再除以1000
一种核电站压水堆热功率计算方法

[发明专利]一种核电厂嵌套式反应堆冷却剂管道-CN201810757949.4在审
发明人：施永兵;张玉 -专利权人：上海核工程研究设计院有限公司
申请日： 2018-07-11 - 公布日： 2018-12-07 - 主分类号： G21C15/22 文献下载
摘要：本发明的目的在于公开一种核电厂嵌套式反应堆冷却剂管道，它包括热段和冷段，所述热段由热段直段和热段弯管组成，所述冷段由压力容器冷段接管座和主泵冷段接管座组成；主泵冷段接管座将冷却剂从主泵出口输送出，并通过压力容器冷段接管座将冷却剂输送至反应堆内；热段直段将冷却剂经吊篮热段接管座输出至热段直段，再经热段弯管到达蒸汽发生器；与现有技术相比，通过热段管道将反应堆冷却剂输送到蒸汽发生器中，通过冷段管道将反应堆冷却剂送回反应堆压力容器完成循环，节省了布置空间
冷段热段接管座反应堆冷却剂冷却剂直段核电厂蒸汽发生器热段弯管压力容器嵌套式主泵反应堆压力容器布置空间功率需求紧凑设计冷段管道热段管道主泵出口反应堆吊篮厂房复制占用输出

[实用新型]一种核电厂嵌套式反应堆冷却剂管道-CN201821099590.8有效
发明人：施永兵;张玉 -专利权人：上海核工程研究设计院有限公司
申请日： 2018-07-11 - 公布日： 2019-05-21 - 主分类号： G21C15/22 文献下载
摘要：本实用新型的目的在于公开一种核电厂嵌套式反应堆冷却剂管道，它包括热段和冷段，所述热段由热段直段和热段弯管组成，所述冷段由压力容器冷段接管座和主泵冷段接管座组成；主泵冷段接管座将冷却剂从主泵出口输送出，并通过压力容器冷段接管座将冷却剂输送至反应堆内；热段直段将冷却剂经吊篮热段接管座输出至热段直段，再经热段弯管到达蒸汽发生器；与现有技术相比，通过热段管道将反应堆冷却剂输送到蒸汽发生器中，通过冷段管道将反应堆冷却剂送回反应堆压力容器完成循环，节省了布置空间
冷段热段接管座反应堆冷却剂冷却剂直段核电厂本实用新型蒸汽发生器热段弯管压力容器嵌套式主泵反应堆压力容器布置空间功率需求紧凑设计冷段管道热段管道主泵出口反应堆吊篮厂房复制占用输出

[发明专利]核反应堆安全壳及使用了其的核能发电设备-CN200810178083.8有效
发明人：佐藤崇;音成纯一朗;藤木保伸;宫川卓也;佐藤寿树 -专利权人：株式会社东芝
申请日： 2008-12-19 - 公布日： 2009-06-24 - 主分类号： G21C13/02 文献下载
摘要：本发明使大型压水反应堆中设置压力抑制室成为可能。在收容内置有压水反应堆堆心(1)的核反应堆压力容器(2)和蒸汽发生器(3)的核反应堆安全壳中具有：安全壳主体(7)；将该安全壳主体(7)隔开成上部容器(10)和下部容器(11)的隔膜隔壁(9)；具备能够贮存水的压力抑制池构成核反应堆冷却剂压力边界的核反应堆压力容器(2)或蒸汽发生器(3)等设备以及冷段管线(4)或热段管线(5)等管线被收容在下部容器(11)中。
核反应堆安全使用核能发电设备

[发明专利]一种主管道和反应堆冷却剂环路-CN202010289762.3有效
发明人：于坚 -专利权人：中国核电工程有限公司
申请日： 2020-04-14 - 公布日： 2022-11-18 - 主分类号： G21C15/12 文献下载
摘要：本发明属于压水堆核电站设计技术，具体涉及一种主管道和反应堆冷却剂环路。主管道用于连接反应堆压力容器、蒸汽发生器和主泵，热段主管道连接在反应堆压力容器冷却剂出口与蒸汽发生器之间，冷段主管道与主泵泵壳为一体化结构，带有主泵泵壳的冷段主管道连接在蒸汽发生器与反应堆压力容器冷却剂入口之间本发明采用一种带有主泵泵壳结构的主管道和由该主管道参与组成的反应堆冷却剂环路，与原有技术相比，可减少主管道安装焊接工作量，有利于降低成本，缩短工期，提高核电站建造和运营的安全性和经济性。
一种主管反应堆冷却剂环路

[发明专利]铅冷快堆过冷水与熔融铅合金相互作用压力特性实验系统-CN202110928841.9在审
发明人：成松柏;邓子健;程辉 -专利权人：中山大学
申请日： 2021-08-13 - 公布日： 2021-11-02 - 主分类号： G21C17/00 文献下载
摘要：本发明公开一种铅冷快堆过冷水与熔融铅合金相互作用压力特性实验系统，包括反应容器、水运输模块、加热模块、数据采集模块以及控制模块，所述水运输模块包含有与铅冷快堆蒸汽发生器传热管破口事故中高压过冷水与液态铅合金相互作用的第三阶段和第一阶段分别对应的常压水运输子模块和高压水柱注射子模块；该铅冷快堆过冷水与熔融铅合金相互作用压力特性实验系统通过再现铅冷快堆蒸汽发生器传热管破口事故中二回路水与熔融铅合金的相互作用过程，便于技术人员对相关作用的机理进行研究，对于改进铅冷快堆的安全性评价以及堆内关键安全设施的设计具有重要的意义
铅冷快堆冷水熔融铅合金相互作用压力特性实验系统

[实用新型]铅冷快堆过冷水与熔融铅合金相互作用压力特性实验系统-CN202121892719.2有效
发明人：成松柏;邓子健;程辉 -专利权人：中山大学
申请日： 2021-08-13 - 公布日： 2022-02-18 - 主分类号： G21C17/00 文献下载
摘要：本实用新型公开一种铅冷快堆过冷水与熔融铅合金相互作用压力特性实验系统，包括反应容器、水运输模块、加热模块、数据采集模块以及控制模块，所述水运输模块包含有与铅冷快堆蒸汽发生器传热管破口事故中高压过冷水与液态铅合金相互作用的第三阶段和第一阶段分别对应的常压水运输子模块和高压水柱注射子模块；该铅冷快堆过冷水与熔融铅合金相互作用压力特性实验系统通过再现铅冷快堆蒸汽发生器传热管破口事故中二回路水与熔融铅合金的相互作用过程，便于技术人员对相关作用的机理进行研究，对于改进铅冷快堆的安全性评价以及堆内关键安全设施的设计具有重要的意义
铅冷快堆冷水熔融铅合金相互作用压力特性实验系统

[发明专利]适用于先进压水堆核电站反应堆的冷却剂环路布置结构-CN202011058483.2在审
发明人：崔怀明;赵禹;任云;王岩;苏荣福;王亚曦;王明利;何迅;廖先伟 -专利权人：中国核动力研究设计院
申请日： 2020-09-30 - 公布日： 2021-01-05 - 主分类号： G21C15/12 文献下载
摘要：本发明公开了适用于先进压水堆核电站反应堆的冷却剂环路布置结构，解决了现有的压水堆核电站反应堆的冷却主回路管道布置环路阻力大，主泵入口流场易产生旋涡，且占地面积大的技术问题。本发明包括主泵、蒸汽发生器和反应堆压力容器，主泵上设置有主泵进口接管嘴和主泵出口接管嘴，主泵进口接管嘴位于主泵出口接管嘴的上方，蒸汽发生器上设置有蒸汽发生器进口接管嘴和蒸汽发生器出口接管嘴，蒸汽发生器进口接管嘴通过主管道热段与所述反应堆压力容器连接，蒸汽发生器出口接管嘴通过主管道过渡段与所述主泵进口接管嘴，所述主泵出口接管嘴通过主管道冷段与反应堆压力容器连接。
适用于先进压水堆核电站反应堆冷却剂环路布置结构

[发明专利]核电站稳压器连续喷淋调节方法-CN202010335174.9有效
发明人：王树强 -专利权人：岭东核电有限公司;广东核电合营有限公司;岭澳核电有限公司;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： 2020-04-24 - 公布日： 2022-04-29 - 主分类号： G21C17/00 文献下载
摘要：本发明属于核电站一回路稳压器技术领域，尤其涉及一种核电站稳压器连续喷淋调节方法，包括：在压水堆从冷停堆启动至热停堆的过程中，将喷淋阀的最小开度限制为第一开度，其中，在所述喷淋阀处于所述第一开度时，喷淋管线的出水端的温度低于其连接于一回路冷端的进水端连接的进水端的温度，且两者温度差小于12℃；在压水堆处于热停堆时，将所述喷淋阀调整至最佳连续喷淋开度。该核电站稳压器连续喷淋调节方法减少稳压器连续喷淋调节需要的调节时间，且如果在冷停堆启动至热停堆的过程中，调整了一回路内的冷却水的含硼量，稳压器内冷却水的含硼量与一回路内冷却水的含硼量依然是一致的。
核电站稳压器连续喷淋调节方法

[发明专利]船用压水堆二次侧非能动余热排出系统-CN201710729154.8在审
发明人：彭明民;孙海军;刘现星;何军;贾丽娟;刘磊;杨骥飞;罗小雨 -专利权人：中国船舶重工集团公司第七一九研究所
申请日： 2017-08-23 - 公布日： 2017-12-12 - 主分类号： G21C15/18 文献下载
摘要：本发明涉及一种船用压水堆二次侧非能动余热排出系统，该系统包括安全壳，以及位于安全壳外、船体壁面内的高位水箱，还包括反应堆压力容器；蒸汽发生器，其位置高于所述反应堆压力容器，所述蒸汽发生器一次侧分别通过主管道冷段和主管道热段与反应堆压力容器连通当发生全船断电时，通过本发明系统回路的自然循环，实现对船用压水堆堆芯的余热导出，具有较高的自然循环能力等优点，提高了船用压水堆的安全性、可靠性和经济性。
船用压水堆二次能动余热排出系统

[实用新型]船用压水堆二次侧非能动余热排出系统-CN201721070246.1有效
发明人：彭明民;孙海军;刘现星;何军;贾丽娟;刘磊;杨骥飞;罗小雨 -专利权人：中国船舶重工集团公司第七一九研究所
申请日： 2017-08-23 - 公布日： 2018-03-16 - 主分类号： G21C15/18 文献下载
摘要：本实用新型涉及一种船用压水堆二次侧非能动余热排出系统，该系统包括安全壳，以及位于安全壳外、船体壁面内的高位水箱，还包括反应堆压力容器；蒸汽发生器，其位置高于所述反应堆压力容器，所述蒸汽发生器一次侧分别通过主管道冷段和主管道热段与反应堆压力容器连通当发生全船断电时，通过本实用新型系统回路的自然循环，实现对船用压水堆堆芯的余热导出，具有较高的自然循环能力等优点，提高了船用压水堆的安全性、可靠性和经济性。
船用压水堆二次能动余热排出系统

[发明专利]压水堆核电站完全非能动堆芯余热安全冷却装置及方法-CN202010531987.5有效
发明人：王明军;王莹杰;张大林;田文喜;苏光辉;秋穗正 -专利权人：西安交通大学
申请日： 2020-06-11 - 公布日： 2021-09-03 - 主分类号： G21C15/18 文献下载
摘要：堆芯余热安全冷却装置是保障压水堆核电站核安全的关键设备之一，停堆后失效会导致堆芯熔毁。大型先进压水堆核电站堆芯余热安全冷却装置采用能动启动方式，最终热阱为安全壳内的有限容积存水，只能保障72小时的宽限时间，之后的堆芯余热仍能在一天之内熔毁堆芯，造成严重事故。本发明提出用“非能动启动+非能动运行”压水堆核电站完全非能动的堆芯余热安全冷却装置，通过自然力因素，冷却过程由水冷转换为水冷+空冷，最后完全空冷。从启动到无限时的后续进行，全部安全功能都只依靠自然因素的作用来完成，最终排除压水堆核电站的严重事故风险。
压水堆核电站完全能动余热安全冷却装置方法

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