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公开(公告)号：CN111057958A
公开(公告)日：2020-04-24
申请号：CN201911332252.3
申请日：2019-12-22
Applicant: 中国科学院金属研究所 , 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明属于先进核能结构钢技术领域，具体涉及一种耐腐蚀和高温、抗辐照、高强度的ODS钢及其制备方法。钢的成分范围(重量百分比)是Cr:12.0～16.0％；Al:3.0～5.0％；(W+Mo):1.0～1.5％；Y2O3:0.1～0.5％；Zr:0.1～0.5％；Fe余量。其它杂质元素含量如下：C≤0.02％；N≤0.02％；Co≤0.1％；Ni≤0.1％；Cu≤0.01％；P≤0.005％；S≤0.005％。在常规ODS钢基础上，通过成分设计优化，控制碳含量在母合金冶炼后达到0.005％以下、最终粉末冶金制备后0.02％以下，避免形成在高温、辐照条件下易于熟化的M23C6碳化物以提高高温稳定性和蠕变强度；通过协同控制Cr、Al含量形成致密氧化膜提高抗腐蚀氧化能力、并平衡时效或辐照脆性；通过纳米氧化物尺寸、数密度、种类等调控来提高抗辐照性能。基于以上特征，材料同时具有耐腐蚀(主要为液态金属等)和高温、高强度、抗辐照的优异性能。
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公开(公告)号：CN111057958B
公开(公告)日：2022-01-14
申请号：CN201911332252.3
申请日：2019-12-22
Applicant: 中国科学院金属研究所 , 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明属于先进核能结构钢技术领域，具体涉及一种耐腐蚀和高温、抗辐照、高强度的ODS钢及其制备方法。钢的成分范围(重量百分比)是Cr:12.0～16.0％；Al:3.0～5.0％；(W+Mo):1.0～1.5％；Y2O3:0.1～0.5％；Zr:0.1～0.5％；Fe余量。其它杂质元素含量如下：C≤0.02％；N≤0.02％；Co≤0.1％；Ni≤0.1％；Cu≤0.01％；P≤0.005％；S≤0.005％。在常规ODS钢基础上，通过成分设计优化，控制碳含量在母合金冶炼后达到0.005％以下、最终粉末冶金制备后0.02％以下，避免形成在高温、辐照条件下易于熟化的M23C6碳化物以提高高温稳定性和蠕变强度；通过协同控制Cr、Al含量形成致密氧化膜提高抗腐蚀氧化能力、并平衡时效或辐照脆性；通过纳米氧化物尺寸、数密度、种类等调控来提高抗辐照性能。基于以上特征，材料同时具有耐腐蚀(主要为液态金属等)和高温、高强度、抗辐照的优异性能。
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公开(公告)号：CN115031214B
公开(公告)日：2024-04-02
申请号：CN202210667141.3
申请日：2022-06-14
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种带内置稳压功能的管外直流高效蒸汽发生器，包括从外到内依次设置的筒体和冷却剂中央上升管；冷却剂中央上升管外侧自上而下分别设有上管板和下管板，所述上管板和下管板均分别连接于冷却剂中央上升管外侧和筒体内侧；上管板、下管板、冷却剂中央上升管外侧和筒体内侧合围成二次侧给水及蒸汽空间；二次侧给水及蒸汽空间内设有若干传热管束，若干传热管束的上下端分别贯穿所述上管板和下管板；冷却剂中央上升管自下而上、传热管束自上而下依次构成反应堆冷却剂循环流道；冷却剂中央上升管和传热管束均为直管。采用本方案，通过内置式直管，使其体积紧凑，造价低，且二次侧水装量更大，蓄热能力及事故缓解能力更强。
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公开(公告)号：CN114001182B
公开(公告)日：2024-01-30
申请号：CN202111363497.X
申请日：2021-11-17
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种低流阻小压差止回阀，一种低流阻小压差止回阀，包括阀体组件，阀板和阀轴，其特征在于，阀轴可绕自身轴线自由转动，还包括配重机构和关阀辅助机构；所述配重机构固定安装在阀轴上，且配重机构与阀板相连，所述配重机构用于使阀板的重心落在阀轴中心上；所述关阀辅助机构安装在阀轴上，可绕阀轴的轴线自由转动，关阀辅助机构悬停在阀板上方并支撑在阀体组件上，当阀板开启一定角度后，阀板能与关阀辅助机构接触。本发明的止回阀，当系统有介质正向流过止回阀时，只需要微小的压力就能够使阀板，满足小压差开启要求，当介质反向流动时，能够快速关闭止回阀，使得阀板开启角度不受限制，减小了阀门流通阻力。
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公开(公告)号：CN114038587B
公开(公告)日：2023-11-24
申请号：CN202111328791.7
申请日：2021-11-10
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种适用于模块化小型压水堆核电厂的启停系统及方法，启停系统包括蒸汽排放系统和给水输送系统，蒸汽排放系统的进口与蒸汽发生器的二次侧出口连通，蒸汽排放系统的蒸汽出口与主蒸汽联箱连通，给水输送系统的出口与蒸汽发生器的二次侧进口连通，启停给水泵的出水口与蒸汽发生器的二次侧进口之间的管路上设置给水系统隔离阀，汽水分离器的进口与蒸汽发生器的二次侧出口之间的管路上设置有主蒸汽管线进口闸阀，方法包括启动方法和停机方法，本发明使得在核反应堆启动时，通过给水输送系统对蒸汽发生器供水，并通过蒸汽排放系统对蒸汽发生器的出口工质进行处理和利用，能够有效解决出口工质无法利用的处理的问题。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN115329629A
公开(公告)日：2022-11-11
申请号：CN202210883865.1
申请日：2022-07-26
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/23 , G21D3/00 , G06F111/10 , G06F119/08 , G06F119/14
Abstract: 本发明公开了一种IVR条件下反应堆压力容器的热力行为模拟方法、系统；包括对RPV结构实体模型进行空间离散，对整个求解时间域进行时间离散；读取离散模型的边界条件和初始条件；获取下一时间步所有物质点的温度场分布；建立近场动力学热烧蚀模型，并利用动态边界识别方法，判断所有物质点的烧蚀状态，更新RPV模型烧蚀边界；获取下一时间步所有物质点的位移分布；建立断裂模型，判断所有物质点中键断裂破坏状态，更新损伤累积量；重复更新过程至所有时间步计算结束，得最终的烧蚀边界、温度分布、位移分布和损伤累积量，确定RPV的热力耦合及破坏失效行为。本发明可以很好地同时模拟RPV烧蚀过程、瞬态传热和热力学行为。
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公开(公告)号：CN104533924B
公开(公告)日：2016-08-10
申请号：CN201510019805.5
申请日：2015-01-15
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公布了一种适用于可移动式浮动核电站平台的紧固结构，包括螺栓柱本体、通过螺栓柱本体连接的平台、以及与螺栓柱本体相匹配的两个螺母，在所述的螺母上均匀设置有多个小螺栓孔，相邻两个螺母之间通过在小螺栓孔内安装小螺栓连接。本发明根据实际的海上情况特点，对现有的紧固结构做出了改进：利用螺栓的旋紧原理，在螺母的端面上设置多个小螺栓孔、并通过配置小螺栓的结构方式，设置的多个小螺栓孔减少了主螺母的重量，同时利用小螺栓的均匀分布来将螺母之间的固定分散在螺母的端面，使得两个螺母之间的接触面积增加，相互之间的受力面积加大，大大降低了螺母之间的松动可能性，增加了螺栓整体的密封性能。
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公开(公告)号：CN104299663A
公开(公告)日：2015-01-21
申请号：CN201410510909.1
申请日：2014-09-29
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21D1/00
Abstract: 本发明公布了一种可潜式动力定位海上核电站，包括双层壳体船，在的双层壳体船上安装有反应堆舱、保护壳、反应堆装置、发电机舱、发电机组、电力推进装置舱、电力推进器，电力推进器带动浆舵舱内的主推进装置；双层壳体船的客体之间形成加载水舱。本发明可部署在浅海区域、深海和孤岛附近，并特别适用于海况较为恶劣的深海地区，利用核能为海洋油气开发、孤岛开发等提供能源，由于利用动力方式进行定位，又可通过下潜方式规避极端气候条件，在深海地区适应力强，可根据能源需求采用不同的单元机组数配置，对海洋资源开发具有重要的推动作用，该浮动电站可用于军事基地或者军民两用大型综合补给基地能源供给，具有较好的军事应用前景。
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公开(公告)号：CN103489490A
公开(公告)日：2014-01-01
申请号：CN201210193939.5
申请日：2012-06-13
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明属于一种以非能动方式对安全壳外表面喷淋冷却装置，具体涉及一种核反应堆安全壳喷淋冷却装置。一种非能动安全壳喷淋装置，它包括安喷箱，安喷箱通过输水管道连接环形喷淋集管，环形喷淋集管设置在安全壳穹顶的上方，在输水管道与环形喷淋集管之间安装有常闭阀组。本发明的优点是，非能动安全壳喷淋装置不同于传统核电站能动的安全壳内部喷淋系统，而是采用外部喷淋，不需要安全级应急电源及能动部件，可以实现反应堆失水事故或主蒸汽管道破裂事故叠加全厂断电事故等多重极端事故叠加时安全壳短期及长期冷却。
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公开(公告)号：CN1941217A
公开(公告)日：2007-04-04
申请号：CN200510105648.6
申请日：2005-09-29
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明涉及核反应堆技术领域，具体为一种适用于低温供热堆与研究堆的非能动专设安全设施。在反应堆容器一侧设有一个高出堆芯顶部10～30米的大容量蓄压水池，蓄压水池底部设有与堆入口腔相通的注水管，由堆出口腔引出的上升管穿过水池并高出水池水面。另外，在反应堆厂房外设有高出主换热器25～28米的应急注水箱，和高出主换热器15～18米的空冷器，应急注水箱和空冷器均通过管道连接在主换热器和二次换热器之间的二回路管道上。该安全设施结构简单、没有能动部件，事故工况下能够及时有效的自动投入运行，有效的提高了反应堆的固有安全性。
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