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公开(公告)号：CN103377728B
公开(公告)日：2015-09-30
申请号：CN201210127319.1
申请日：2012-04-27
Applicant: 上海核工程研究设计院
IPC: G21C15/18
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明涉及核电站反应堆专设安全系统领域，特别涉及一种用于事故后具有最终热阱的水淹式安全壳非能动余热导出系统。解决核电站事故后，冷却水全部蒸发水淹式安全壳丧失绝大部分的最终热阱问题。导流板为四周封闭的框架结构，并且在导流板的下部开设若干通水孔，导流板放置于水池底部，导流板环绕安全壳并浸在冷却水中，导流板外侧区域的冷却水中放置分离式冷却装置的蒸发端，分离式冷却装置的冷凝端布置于烟囱中。通过冷却液的自然循环将安全壳散发出的热量传递给分离式冷却装置，分离式冷却装置再通过烟囱将热量导出。本系统采用成熟的设备，非能动驱动，保证了系统运行可靠性和安全性，从而显著增加核电站的安全性。
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公开(公告)号：CN103177783B
公开(公告)日：2015-07-15
申请号：CN201310012331.2
申请日：2013-01-14
Applicant: 上海核工程研究设计院
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明提供一种一体化反应堆的蒸汽发生器，其在内壁筒体和外壁筒体之间设有几字型结构的管束套筒，传热管束布置在管束套筒和内壁筒体之间；管束套筒包括管束套筒的外筒和管束套筒的内筒，管束套筒的外筒和管束套筒的内筒在顶端封闭连接；在外壁筒体的下段开设蒸汽接管，在外壁筒体的上段开设给水接管，并且给水接管延伸至管束套筒的外筒；管束套筒的外筒在底部与外壁筒体连接形成连接段，并且连接段位于蒸汽接管以下。本发明结构一方面平衡了管束与外壁筒体之间的热膨胀，另一方面使给水接管位于较高位置，从而在接管破裂时具有较高的蓄水和事故缓解能力。管束套筒结构实现给水和蒸汽的实体隔离，提供给水分配空间和蒸汽缓冲空间。
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公开(公告)号：CN103378767A
公开(公告)日：2013-10-30
申请号：CN201210127034.8
申请日：2012-04-27
Applicant: 上海核工程研究设计院
IPC: H02N11/00
Abstract: 本发明提供一种基于热电直接转换的核电站事故后供电装置。第一吸热端布置在安全壳内的堆内水箱侧壁；第一吸热端通过第一连接部件连接布置在安全壳外的第一散热端；第一散热端内设置第一冷端电极，第一吸热端内设置第一热端电极；第一热端电极通过导线连接第一电控装置。第二吸热端布置在安全壳内的压力容器堆腔的四周，以及压力容器下方的熔融物滞留槽的下部；第二吸热端通过第二连接部件连接布置在安全壳外的第二散热端；第二散热端内设置第二冷端电极，第二吸热端内设置第二热端电极；第二热端电极通过导线连接第二电控装置。本发明利用堆芯余热，可为氢气点火器持续供电，也可为安全监测和安全控制系统长时间供电。
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公开(公告)号：CN103187108A
公开(公告)日：2013-07-03
申请号：CN201310011981.5
申请日：2013-01-14
Applicant: 上海核工程研究设计院
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明提供一种顶部带有双层结构的一体化反应堆，其包括设置在压力容器内的堆芯、内置式蒸汽发生器、主泵和控制棒驱动机构；压力容器上部筒体与环形的设备支撑平台构成整体结构，弧形的压力容器内顶盖通过压力容器内顶盖与设备支撑平台的法兰连接在设备支撑平台；控制棒驱动机构设置在压力容器内顶盖上，主泵设置在设备支撑平台上；堆芯和内置式蒸汽发生器布置在设备支撑平台下方；压力容器外顶盖设置在压力容器上部筒体顶端，并且通过压力容器外顶盖与压力容器上部筒体的法兰与压力容器上部筒体连接。本发明为具有较高安全性的、较好工程实施性的一体化反应堆结构设计方案。
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公开(公告)号：CN105632571A
公开(公告)日：2016-06-01
申请号：CN201410719273.1
申请日：2014-12-01
Applicant: 上海核工程研究设计院
IPC: G21C15/12 , G21C13/036 , G21C19/07
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明公开了一种一体化反应堆设备，包括由上至下依次设置的稳压器、蒸发器和压力容器，在所述压力容器内设有堆芯；还包括置于所述压力容器内的吊篮、置于该吊篮内的支承部件、和置于支承部件内的堆测格架组件；在所述蒸发器上设有贯穿密封件；在所述压力容器侧面设有主泵接管；在所述吊篮侧面设有主泵接口；在所述支承部件下方和所述堆芯上方的空间内设有多根导向筒，所述导向筒的顶部连接在所述支承部件的底部。本发明解决了诸如冷却剂流道、缆线和仪表管线贯穿、装换料时部件吊装流程等工程问题，使本发明的堆结构可以进行工程设计。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN105632570A
公开(公告)日：2016-06-01
申请号：CN201410719383.8
申请日：2014-12-01
Applicant: 上海核工程研究设计院
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明公开了一种反应堆屏蔽、冷却剂卸压和安全壳抑压的复合装置，包括设置在安全壳内并环绕在压力容器周围的环形屏蔽层，所述环形屏蔽层为封闭式结构，所述环形屏蔽层的外壳为屏蔽钢板，环形屏蔽层内装有屏蔽水，所述环形屏蔽层设置有用以连通安全壳大气和屏蔽水的抑压管路；所述环形屏蔽层设置有将压力容器内的冷却剂通往所述屏蔽水的卸压管路、以及将屏蔽水排往堆腔的排水管。本发明能实现反应堆屏蔽功能，冷却剂卸压功能，安全壳抑压功能，向堆腔排水的功能。
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公开(公告)号：CN103378767B
公开(公告)日：2015-04-29
申请号：CN201210127034.8
申请日：2012-04-27
Applicant: 上海核工程研究设计院
IPC: H02N11/00
Abstract: 本发明提供一种基于热电直接转换的核电站事故后供电装置。第一吸热端布置在安全壳内的堆内水箱侧壁；第一吸热端通过第一连接部件连接布置在安全壳外的第一散热端；第一散热端内设置第一冷端电极，第一吸热端内设置第一热端电极；第一热端电极通过导线连接第一电控装置。第二吸热端布置在安全壳内的压力容器堆腔的四周，以及压力容器下方的熔融物滞留槽的下部；第二吸热端通过第二连接部件连接布置在安全壳外的第二散热端；第二散热端内设置第二冷端电极，第二吸热端内设置第二热端电极；第二热端电极通过导线连接第二电控装置。本发明利用堆芯余热，可为氢气点火器持续供电，也可为安全监测和安全控制系统长时间供电。
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公开(公告)号：CN103295657A
公开(公告)日：2013-09-11
申请号：CN201210050871.5
申请日：2012-02-29
Applicant: 上海核工程研究设计院
IPC: G21C15/18
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明的目的在于提供一种核反应堆余热排出系统，以增强核反应堆的余热排出的可靠性。其中核反应堆余热排出系统包括反应堆主冷却剂、余热换热器、非能动给水箱以及喷洒器，工质从非能动给水箱中流至余热换热器的入口，吸收由余热换热器传递的反应堆冷却剂的热量，从余热换热器的出口流至喷洒器，再从喷洒器喷洒在非能动给水箱中；非能动给水箱的位高比余热换热器的位置要高。
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公开(公告)号：CN103295652A
公开(公告)日：2013-09-11
申请号：CN201210044641.8
申请日：2012-02-24
Applicant: 上海核工程研究设计院
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明的目的在于提供一种采用陶瓷包壳金属芯块的核燃料棒，以用于提高燃料棒导热性能，降低燃料芯块中心温度或有效提高燃料功率密度；大幅提高燃料棒包壳机械性能、抗腐蚀和抗辐照性能，降低燃料棒的破损率；显著增加燃料棒的卸料燃耗，从而大大提高燃料利用率；同时使燃料棒具有良好的中子学性能，可以在快堆或热堆中广泛应用。本发明的核燃料棒的包壳采用SiCf/SiC复合陶瓷材料包壳，金属燃料芯块采用U-Zr或U-Pu-Zr合金燃料芯块；包壳和燃料芯块的间隙填充低熔点金属；燃料棒上部采用加长气腔设计。
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公开(公告)号：CN103928064B
公开(公告)日：2017-05-17
申请号：CN201310012278.6
申请日：2013-01-14
Applicant: 上海核工程研究设计院
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明属于核反应堆工程技术领域，具体涉及一种采用铅或铅铋合金中间回路的热动转换系统。该系统包括三个回路，一回路包括设置在主容器内依次连接的冷池、主泵、堆芯、热池、中间热交换器；二回路包括依次连接的二回路循环泵、中间热交换器、蒸汽发生器；三回路包括依次连接的给水泵、蒸汽发生器、汽轮机。所述一回路工质为液态金属钠，二回路工质为液态金属铅或铅铋合金，三回路为传统水‑蒸汽回路。该系统可以安全、高效的把堆芯产生的热量带出反应堆，使其在蒸汽发生器中产生高温蒸汽，并推动汽轮机做功，将反应堆产生的热能转化为机械能。
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