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公开(公告)号：CN104599726B
公开(公告)日：2017-04-19
申请号：CN201410621120.3
申请日：2014-11-06
Applicant: 中广核工程有限公司 , 中科华核电技术研究院有限公司 , 昆山博亿凯精密机械有限公司
IPC: G21C11/08
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明公开了一种金属反射型保温板块，其包括保温壳体和被包覆在保温壳体中的若干层层叠的金属反射箔片，其中，每个金属反射箔片设有若干个凸起的沿着第一方向排列的第一肋骨和若干个凸起的沿着第二方向排列的第二肋骨，第一肋骨和第二肋骨交错延伸排列形成若干个菱形单元阵列，相邻两层金属反射箔片的菱形单元方向成90°夹角，且相邻两层金属反射箔片凸起的第一肋骨和第二肋骨相对叠放，相邻的两层金属反射箔片之间形成若干个相对独立的空气夹腔。本发明金属反射型保温板块采用菱形单元结构的金属反射箔片，相邻金属反射箔片之间的空气层被分隔成狭小空间，可有效抑制金属反射箔片之间的空气自然对流传热。
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公开(公告)号：CN104599726A
公开(公告)日：2015-05-06
申请号：CN201410621120.3
申请日：2014-11-06
Applicant: 中广核工程有限公司 , 中科华核电技术研究院有限公司 , 昆山博亿凯精密机械有限公司
IPC: G21C11/08
Abstract: 本发明公开了一种金属反射型保温板块，其包括保温壳体和被包覆在保温壳体中的若干层层叠的金属反射箔片，其中，每个金属反射箔片设有若干个凸起的沿着第一方向排列的第一肋骨和若干个凸起的沿着第二方向排列的竖向肋骨，第一肋骨和第二肋骨交错延伸排列形成若干个菱形单元阵列，相邻两层金属反射箔片的菱形单元方向成90°夹角，且相邻两层金属反射箔片凸起的第一肋骨和第二肋骨相对叠放，相邻的两层金属反射箔片之间形成若干个相对独立的空气夹腔。本发明金属反射型保温板块采用菱形单元结构的金属反射箔片，相邻金属反射箔片之间的空气层被分隔成狭小空间，可有效抑制金属反射箔片之间的空气自然对流传热。
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公开(公告)号：CN201570286U
公开(公告)日：2010-09-01
申请号：CN200920260693.2
申请日：2009-11-25
Applicant: 中科华核电技术研究院有限公司 , 中广核工程有限公司 , 中国广东核电集团有限公司
IPC: G21C15/18
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本实用新型涉及一种用于核电系统的堆腔注水系统，包括堆腔系统、管道系统、水源以及动力装置。堆腔系统包括堆腔、设置在堆腔中的压力容器、保温层、以及在压力容器与保温层之间形成的冷却流道。该冷却流道包括设置在保温层下部的进水口、以及设在保温层上部的出汽口；堆腔形成位于进水口下方的注水腔；管道系统包括至少一路进水管道、以及在进水管道上设置的控制阀门组。在核反应堆发生严重事故时，通过动力装置将水源通过进水管道直接注入到堆腔下部的注水腔，再经过进水口进入到冷却流道，对压力容器进行及时的冷却，带走压力容器的热量，与现有技术相比，在安全壳内无需设置动力泵、没有复杂的管道的布置，结构简单、具有很高的工程可行性。
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公开(公告)号：CN106297927A
公开(公告)日：2017-01-04
申请号：CN201510240064.3
申请日：2015-05-13
Applicant: 中国广核集团有限公司 , 中科华核电技术研究院有限公司
IPC: G21D3/06
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明提供一种适用于压水堆核电厂乏燃料水池严重事故处理的方法，包括：a、获取乏燃料水池的水位深度及乏燃料水池对应的厂房放射性剂量率；b、当水位深度小于预设的第一阈值或厂房放射性剂量率大于预设的第二阈值时，则执行一次乏燃料水池事故处理程序；c、待事故处理程序执行完成后，进一步的检测乏燃料水池的水位深度、水池温度及厂房放射性剂量率；d、判断检测到的水位深度、水池温度及厂房放射性剂量率是否都满足预定的条件；e、如果是，则事故处理终止；如果否，则重新执行一次事故处理程序，返回步骤c。实施本发明，能够在处理核电厂乏燃料水池发生严重事故时，快速依据乏燃料水池的特点和事故分析结果进行事故缓解。
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公开(公告)号：CN106297926A
公开(公告)日：2017-01-04
申请号：CN201510240062.4
申请日：2015-05-13
Applicant: 中国广核集团有限公司 , 中科华核电技术研究院有限公司
IPC: G21D3/06
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明提供一种适用于压水堆核电厂换料工况严重事故处理的方法，包括：a、获取反应堆水池的水位深度及厂房放射性剂量率；b、当反应堆水池的水位深度小于预设第一阈值或厂房放射性剂量率大于预设第二阈值时，换料工况事故处理开始并执行程序；c、待程序完成后，检测反应堆水池的水位深度、水池温度和厂房放射性剂量率以及安全壳内的压力、氢气溶度和水位深度；d、判断反应堆水池的水位深度、水池温度和厂房放射性剂量率以及安全壳内的压力、氢气溶度和水位深度是否同时满足预定的条件；e、是，终止处理；否，重新一次程序，返步骤c。实施本发明，能够在处理核电厂换料工况发生严重事故时，快速依据该换料工况的特点和事故分析结果进行事故缓解。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN105244069A
公开(公告)日：2016-01-13
申请号：CN201510547042.1
申请日：2015-08-31
Applicant: 中科华核电技术研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
Abstract: 本发明公开一种高比活度放射源芯靶，在核反应堆芯中吸收中子而生产放射性同位素，其包括基体、套管及吸收中子而生产放射性同位素的放射性源针，基体呈中空结构并形成气腔，环绕基体的径向均匀开设有源针槽并形成一层辐照源层，同一辐照源层上的源针槽环绕形成圆，圆的圆心位于气腔的中心轴线上，基体的轴向具有至少两层辐照源层，层之间相互等间距的平行设置，同一辐照源层的源针槽呈对称的插设有源针，基体呈密封的装于套管内，气腔充入氦气；另，本发明还公开一种具有高比活度放射源芯靶的放射性棒及新型阻流塞组件，该组件既能限制反应堆堆芯冷却剂旁通流量，又能生产放射性同位素，经济效益显著，能极大的满足工业、农业及医用的需求。
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公开(公告)号：CN103219054A
公开(公告)日：2013-07-24
申请号：CN201310116155.7
申请日：2010-07-22
Applicant: 中科华核电技术研究院有限公司 , 中国广东核电集团有限公司
IPC: G21C17/00
Abstract: 本发明涉及可应用到核电站的安全壳内的可燃气体监测系统及方法。该系统包括具有入口和出口的可燃气体复合装置、设置在出口处的出口电信号监测装置、与出口电信号监测装置连接的数据处理装置，用于根据监测到的出口电信号进行处理，得出与出口电信号对应的可燃气体在气流中的浓度；以及与数据处理装置连接的输出装置，用于输出浓度的结果。通过电信号监测装置来监测可燃气体复合装置的出口处的电信号，再由数据处理装置进行处理得到可燃气体在气流中的含量，具有可燃气体的监测可以不受事故恶劣环境条件的限制，并可同时满足设计基准事故和严重事故的可燃气体的监测，并可实现连续监测的优点。
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公开(公告)号：CN101915786A
公开(公告)日：2010-12-15
申请号：CN201010234910.8
申请日：2010-07-22
Applicant: 中科华核电技术研究院有限公司 , 中国广东核电集团有限公司
IPC: G01N27/00
Abstract: 本发明涉及可应用到核电站的安全壳内的可燃气体监测系统及方法。该系统包括具有入口和出口的可燃气体复合装置、设置在出口处的出口电信号监测装置、与出口电信号监测装置连接的数据处理装置，用于根据监测到的出口电信号进行处理，得出与出口电信号对应的可燃气体在气流中的浓度；以及与数据处理装置连接的输出装置，用于输出浓度的结果。通过电信号监测装置来监测可燃气体复合装置的出口处的电信号，再由数据处理装置进行处理得到可燃气体在气流中的含量，具有可燃气体的监测可以不受事故恶劣环境条件的限制，并可同时满足设计基准事故和严重事故的可燃气体的监测，并可实现连续监测的优点。
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公开(公告)号：CN104915768A
公开(公告)日：2015-09-16
申请号：CN201510293271.5
申请日：2015-06-02
Applicant: 中科华核电技术研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
Abstract: 本发明公开了一种核电厂严重事故诊断、预测及响应支持方法及系统，在核电厂发生严重事故时，通过严重事故相关类仪表监测与电厂状态和严重事故相关的重要参数演变，结合仪表可用性数据库，获得事故管理所需的准确信息。通过与严重事故仿真模块的结合，实现严重事故进程和应急状态的模拟，可预测严重事故的发展趋势，并预测实施各种可能的干预手段后的预期效果。同时集成并电子化严重事故管理导则（SAMG），给出后续应采取的行动建议，为在最短时间内启动应对措施和应急计划，最大限度降低事故风险提供保障，从而进一步增强核电厂的安全性。
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公开(公告)号：CN103985421A
公开(公告)日：2014-08-13
申请号：CN201410189400.1
申请日：2014-05-06
Applicant: 中科华核电技术研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司
IPC: G21C9/02
CPC classification number: Y02E30/32
Abstract: 本发明公开了一种反应堆未能紧急停堆时提高核电机组安全性的方法，包括：产生反应堆未能紧急停堆时的预期瞬态保护信号，预期瞬态保护信号包括第一类信号和第二类信号；根据第一类信号触发第一类保护动作，并根据第二类信号触发主泵停运。与现有技术相比，本发明的第二类信号触发主泵停运，在主泵停运后，一回路冷却剂流量急剧下降，一回路温度升高，从而激发了压水堆核电机组的堆芯中子学特性的慢化剂的负反馈特性(如慢化剂的负温度系数)，充分巧妙地利用该负反馈特性，有效地消除了核电机组丧失全部给水-未能紧急停堆的预期瞬态下反应堆一回路系统超压的风险，满足了相应的事故验收准则，避免了严重事故的发生，提高了核电机组的安全性。
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