子分类：
- G21B： 聚变反应堆(不可控聚变,其应用入G21J)
- G21C： 核反应堆(聚变反应堆、混合裂变—聚变反应堆入G21B;核爆炸入G21J)
- G21D： 核发电厂(电或磁的模拟计算机,如核物理模拟器入G06G7/54)
- G21F： 防X射线,伽马辐射,粒子辐射或粒子轰击;治疗放射性污染物质;及其净化装置(通过药物手段的辐射防护入A61K7/40;在航天飞行器中入B64G;结合反应器入G21C11/00;结合X射线管H01J35/16;结合X射线装置 H05G1/02)
- G21G： 化学元素的转变;放射源(一般辐射应用入G21H5/00; 处理粒子,如中子或其它不包括电磁辐射入G21K)
- G21H： 从放射源取得能量;放射源辐射的应用;宇宙射线的利用(核或辐射测量入 G01T; 聚变反应堆入G21B; 核反应堆入G21C;对电磁和粒子辐射敏感的半导体器件入 H01L31/00)
- G21J： 核爆炸;其应用(电场或磁场的模拟计算机,如模拟器,核物理 入G06G7/54)
- G21K： 未列入其他类目的粒子或电离辐射的处理技术;照射装置;γ射线或X射线显微镜
- G21Y： 与核反应堆、核发电厂和核爆炸、防辐射保护、处理放射性污染材料、放射源的应用以及宇宙射线的利用有关的引得码
| 序号 | 专利名 | 申请号 | 申请日 | 公开（公告）号 | 公开（公告）日 | 发明人 |
|---|---|---|---|---|---|---|
| 201 | 棒束临界热流密度试验装置 | CN201510334524.9 | 2015-06-16 | CN104952498B | 2017-04-05 | 卢冬华; 文青龙; 李嘉明; 张戈; 杨智翔 |
| 本发明涉及一种棒束临界热流密度试验装置，包括承压壳、流道、加热棒束以及供加热棒束固定安装可导电的安装板。承压壳的两端分别设有与内腔连通以供实验工质进出的出口和入口。流道沿轴向设置在承压壳内，且两端侧分别与出口和入口连通。安装板可分离地与出口所在端对应的承压壳的端面配合，以使安装板上的加热棒束穿设到流道内。安装板与加热棒束电性连接，并与承压壳之间绝缘。本发明中的安装板与承压壳之间绝缘，在安装加热棒束后安装板可与加热棒束电性连接，通过安装板与电源连接，简化了加热棒束的安装，还能保证试验装置主体部分与电源的绝缘效果。 | ||||||
| 202 | 无源反应堆安全壳保护系统 | CN201380029440.3 | 2013-05-21 | CN104508752B | 2017-04-05 | 克里希纳·P·辛格 |
| 一种具有无源冷却能力的核反应堆安全壳系统。在一个实施方式中，该系统包括用于容纳核蒸汽供应系统的内安全壳容器和外安全壳壳体结构。环形的填充水蓄水池可以设置在安全壳容器与安全壳壳体结构之间，所述安全壳壳体结构在安全壳容器内侧有热量释放事件的情况下，提供用于分散热能的散热器。反应堆安全壳系统提供无源的水和空气冷却系统，所述冷却系统可操作以便调节安全壳容器和在内侧的设备的热量。在一个实施方式中，对该系统进行补充的冷却水不需要将安全壳容器和反应堆的温度维持在可接受的限度内。 | ||||||
| 203 | 一种组合式的放射性废水处理装置 | CN201611207864.6 | 2016-12-23 | CN106548816A | 2017-03-29 | 戴忠华; 黄卫刚; 赵滢; 方军; 赵璇; 李福志; 尉继英; 张猛; 洪振旻; 王勤湖; 于兴毫; 司鹏昆; 何粤敏; 林尧炳; 陈跃; 夏子世; 林鹏; 汪栋 |
| 本发明涉及一种组合式的放射性废水处理装置。其包括：选择性无机吸附模块；超滤膜预处理模块，包括依次管道连接的超滤进水箱、超滤供料泵、自清洗过滤器、超滤膜组件以及超滤中间水箱；反渗透处理模块，包括依次管道连接的反渗透供料泵、紫外杀菌灯、保安过滤器、第一级反渗透组件以及第二级反渗透组件；以及连续电除盐精处理模块，包括第一级连续电除盐装置和产水箱。本发明的组合式的放射性废水处理装置采用多种工艺的组合，可根据进水的特性进行工艺选择，装置不产生树脂类二次废物；是可移动的，使其可不固定设置在一地，对于提升核电厂对于核应急状态下的放射性废水处理能量；整套装置体积小，能耗低，去污系数高，便于维修和更换。 | ||||||
| 204 | 一种换热器、反应堆模拟系统及其最大最小非能动运行能力的试验方法 | CN201611052719.5 | 2016-11-25 | CN106548812A | 2017-03-29 | 徐建军; 黄彦平; 唐瑜; 谢添舟 |
| 本发明提供了一种实验中使用的换热器、反应堆模拟实验系统及其最大最小非能动运行能力试验方法，试验装置包括反应堆一、第二回路模拟系统，主要设备包括反应堆模拟体、蒸汽发生器、主循环泵、冷凝器、换热器、给水泵以及相应的流量和温度测量装置。试验方法包括回路升温升压方法、非能动运行工况的建立方法、最大非能动运行能力试验方法和最小非能动运行能力试验方法。在本发明中，以反应堆进出口温差达到允许最大值为最大非能动运行能力的判断依据，以两条环路蒸汽发生器蒸汽产量偏差为达到允许最大值为最小非能动运行能力的判断依据。采用本发明提供的试验方法，可以获得反应堆冷却剂系统的最大最小非能动运行能力，并由此获得反应堆非能动运行方式的应用范围。 | ||||||
| 205 | 量子束生成装置、量子束生成方法及激光核聚变装置 | CN201380061797.X | 2013-10-04 | CN104813412B | 2017-03-29 | 关根尊史; 川嶋利幸; 佐藤仲弘; 北川米喜; 森芳孝; 石井胜弘; 花山良平; 米田修; 西村靖彦; 挂布光孝 |
| 提供能够自动地连续进行量子束生成的量子束生成装置、量子束生成方法和激光核聚变装置。具备将靶(2a)供给至腔室(3a)的靶供给装置(4a)、监视位于腔室(3a)的内侧的靶(2a)的靶监视装置(5a)、对位于腔室(3a)的内侧的靶(2a)照射激光(8a)的激光照射装置(6a)和控制装置(7a)。靶供给装置(4a)在由控制装置(7a)控制的射出时机将靶(2a)沿腔室(3a)的内侧的预先设定的射出方向(3d)射出，控制装置(7a)算出激光(8a)的照射点(4d)，算出靶(2a)向照射点(4d)的到达时机，基于照射点(4d)和到达时机而向激光照射装置(6a)照射激光。 | ||||||
| 206 | 一种消像差X射线复合折射透镜及其设计方法 | CN201611224732.4 | 2016-12-27 | CN106531281A | 2017-03-22 | 张伟伟; 王家园; 常广才; 汤善治; 刘静; 李明; 盛伟繁; 刘鹏 |
| 本发明公开了一种消像差X射线复合折射透镜及其设计方法。本方法为：X光入射至CRL上的第一个面L1，根据费马原理推导出将入射光聚焦至f1的面L1及其厚度d1，f1>f；推导将经过面L1的光折射入空气并在空气中进一步聚焦至点f2的面L2及其厚度d2，f＜f2＜f1；通过L2的光重新回到空气中，推导将经过面L2的光折射入透镜材料并且在材料中进一步聚焦至点f3的面L3及其厚度d3，f＜f3＜f2；推导将经过L3的折射入空气并且在空气中进一步聚焦至点f4的面L4及其厚度d4，f＜f4＜f3；依此类推，直至第2*N个面L2N及其厚度d2N。本发明解决了传统CRL的像差问题，从而达到更好的聚焦效果。 | ||||||
| 207 | 核工业用容器转运操作平台 | CN201611130499.3 | 2016-12-09 | CN106531272A | 2017-03-22 | 来建良; 洪涛; 郭湖兵; 祝闽 |
| 本发明涉及一种核工业用容器转运操作平台，其结构包括转运机器人、开合抓手和容器，所述开合抓手设置在转运机器人上并与容器配合，所述容器包括容器本体和容器盖，所述容器盖包括盖体和卡紧机构，所述卡紧机构包括旋转轴、升降螺母、卡爪、限位杆和施力板；所述开合抓手包括抓手本体、平移机构、旋转机构和抓手机构；所述旋转操作件与旋转轴的操作端相配合，所述抓手件与容器本体和容器盖相配合，所述定位件与施力板相配合。该容器转运操作平台自动化和可靠性均能满足核工业工作中的实际需求，且在工作状态下具有一定的可调整性，而在突发情况下能够避免意外并可通过手动调整排除危险。 | ||||||
| 208 | 模块式数字化核测量装置 | CN201610943253.1 | 2016-11-02 | CN106531269A | 2017-03-22 | 李昆; 曾少立; 刘艳阳; 刘立新; 杨戴博; 王银丽; 袁彬 |
| 本发明涉及核测量仪表领域，具体公开了一种模块式数字化核测量装置，包括 CPU、IO板卡、总线、将220V交流电源转换为直流电源的低压单元和核测量专用板卡，所述IO板卡包括输入板卡、输出板卡、通讯卡，所述输入板卡、输出板卡、通讯卡均通过总线与CPU相连，所述核测量专用板卡与输入板卡相连；所述低压单元还与CPU、IO板卡和核测量专用板卡相连，向CPU、IO板卡和核测量专用板卡供电。本发明实现了反应堆核测量装置的模块式结构和数字化，满足核测量仪表低温度漂移、抗干扰能力强、通讯传输、数值计算的要求；还减少冗余模块，使得通用模块可以被重复利用，实现了模块的节省。 | ||||||
| 209 | 一种地下核电站主厂房群全埋式布置设计方法 | CN201610955569.2 | 2016-10-27 | CN106531265A | 2017-03-22 | 喻飞; 赵鑫; 杨启贵; 刘海波; 杨家胜; 张涛; 苏毅; 覃琳捷; 付文军; 甘乐 |
| 本发明公开了一种地下核电站主厂房群全埋式布置设计方法，包括将反应堆厂房洞室布置在单台核电机组地下核岛洞室群所占平面区域的几何中心；汽轮发电机厂房洞室布置位置应使反主蒸汽管道直线段距离L1满足L1≦400m；提出了地下核岛、地下常规岛主洞室群以及两者之间主洞室群间距的最小间距公式；提出了将常规岛、核岛布置在地下时，反应堆厂房洞室以及装卸料厂房洞室顶部覆盖层岩土体厚度的要求等。本发明成功解决了核电站核岛、常规岛地下分离布置以及如何确定地下核岛与地下常规岛位置关系、主厂房群位置的技术难题，合理方便的提供了一种确定地下核电站地下核岛、地下常规岛之间合理的空间位置关系及各部分区域主厂房群位置的全埋式布置设计方法。 | ||||||
| 210 | 钩爪壳体组件及加工方法 | CN201610998566.7 | 2016-11-14 | CN106531259A | 2017-03-22 | 王肃鹏; 薛松; 戚丹鸿; 米大为; 蒋恩; 倪顺利; 潘令平 |
| 本发明属于核电设备技术领域，公开了 一种钩爪壳体组件加工方法，所述钩爪壳体组件由异种金属焊接而成，包括如下步骤：（1）分别将异种金属钩爪壳体和贯穿件进行钻通孔，加工互相配对的焊接坡口；（2）将带有的通孔的钩爪壳体和贯穿件进行对接焊形成壳体，焊接时，钩爪壳体和贯穿件焊接坡口互相配对安装；（3）将带有的通孔的壳体扩孔至预设尺寸；（4）以内孔为基准，加工大端外圆、壳体大端面处各档尺寸、内孔螺纹；（5）互为基准，加工壳体小端外圆各档尺寸、加工以小端端面为基准的各档长度尺寸、加工小端内螺纹，产品成型。本发明产品精加工时切削量少，成品率高，改善了加工过程中的残余应力，保证了产品的精度。 | ||||||
| 211 | 一种反应堆堆内换料系统 | CN201611249226.0 | 2016-12-29 | CN106531257A | 2017-03-22 | 吴宜灿; 曾梅花; 宋勇; 汪建业; 柏云清 |
| 本发明公开了一种反应堆堆内换料系统，反应堆包括反应堆容器和安装在反应堆容器上的堆顶盖，系统包括大旋塞、小旋塞、中心测量柱、换料机和提升机；所述大旋塞转动安装在堆顶盖上，所述小旋塞偏心转动安装在大旋塞上；所述中心测量柱为圆环形壳体，由中心测量柱a、中心测量柱b大小两部分组成；所述换料机穿过换料机安装孔道；所述提升机为圆柱形内空结构，穿设在堆顶盖上。本发明用在液态重金属环境，针对解决高温、腐蚀及密封环境，确保反应堆运行的安全，通过大/小旋塞及换料机三者复合运动，让换料机抓手运行轨迹避开加速器质子束管以及分体式中心测量柱，对堆芯所有组件实现更换，并保证系统运行安全、可靠、不泄露。 | ||||||
| 212 | 棒位测量方法及装置 | CN201611230455.8 | 2016-12-27 | CN106531256A | 2017-03-22 | 刘有成 |
| 本发明提供的一种棒位测量方法及装置，涉及核电测量领域,应用于棒位测量装置，所述方法包括：根据控制棒的初始位置确定第一组线圈的初始编码；接收控制棒在测量线圈中移动时，每组测量线圈产生的第一电平信号；将第一组线圈的第一线圈以及第二线圈的第一电平信号基于编码器原理在初始编码的基础上分别进行编码得到第一编码，将其余线圈的第一电平信号基于格雷编码方式进行编码得到第二编码，将第一编码和第二编码合并为第三编码，第一编码和第二编码均为半精度编码，第三编码为全精度编码。本发明提供的棒位测量方法及装置，在第一线圈中的任意一个测量线圈或其余的测量线圈中的任意一个出现故障时，可以以半精度方式得到控制棒的位置信息。 | ||||||
| 213 | 核电站燃料元件包壳完整性的检测方法和系统 | CN201611161278.2 | 2016-12-15 | CN106531250A | 2017-03-22 | 王骄亚; 孙瑜; 凌君; 周欣建; 刘洪涛; 李磊 |
| 本发明公开了一种核电站燃料元件包壳完整性的检测方法和系统，其包括用于检测一回路冷却剂中所含的惰性气体的活度浓度并输出的探测组件；用于接收输出的所述检测到的活度浓度，并将检测到的所述活度浓度与预设的报警阈值条件进行比对，若符合报警阈值条件，则产生报警信号并发送的比对组件；以及用于接收发送的报警信号，按照预设的报警模式进行报警的报警组件。本发明可通过监测一回路冷却剂中的惰性气体的活度浓度来对燃料元包壳的破损率进行检测，具有更高的可行性和灵敏度，可以避免由于非燃料元件破损原因而可能导致的误测量；同时可设定1个或多个报警阈值，可实现对核电厂安全运行所关心的燃料元件包壳破损率限值进行定量监测。 | ||||||
| 214 | 一种控制反应堆一回路模拟试验装置热边界的装置及方法 | CN201710004909.8 | 2017-01-04 | CN106531248A | 2017-03-22 | 唐瑜; 徐建军; 谢添舟; 黄彦平; 周慧辉 |
| 本发明公开了一种控制反应堆一回路模拟试验装置热边界的装置及方法，包括反应堆模拟体、堆芯模拟体，反应堆模拟体上设有压力测量装置，反应堆模拟体的进口端分别设有反应堆进口温度测量装置和流量测量装置，反应堆模拟体的出口端设有反应堆出口温度测量装置，通过获得反应堆模拟体的进出口温度、系统压力、流量数据，计算流体在反应堆模拟体中加热功率Q实，然后调解堆芯模拟体的电功率，计算获得的反应堆模拟体的电加热功率与调节后堆芯模拟体的电功率的相对误差小于等于2％。本方案可实时测量热补偿情况，并基于此对试验装置热边界条件准确控制，显著提高试验堆原型模拟的准确性及试验装置应用于原型的有效性，具有较好的使用前景和市场价值。 | ||||||
| 215 | 运动条件下非能动余热排出系统实验初始工况建立方法及系统 | CN201611052717.6 | 2016-11-25 | CN106531246A | 2017-03-22 | 周慧辉; 徐建军; 黄彦平; 唐瑜; 谢添舟 |
| 本发明提供了一种反应堆模拟系统及其最大最小非能动运行能力试验方法，试验装置包括反应堆一、第二回路模拟系统，主要设备包括反应堆模拟体、蒸汽发生器、主循环泵、冷凝器、换热器、给水泵以及相应的流量和温度测量装置。试验方法包括回路升温升压方法、非能动运行工况的建立方法、最大非能动运行能力试验方法和最小非能动运行能力试验方法。在本发明中，以反应堆进出口温差达到允许最大值为最大非能动运行能力的判断依据，以两条环路蒸汽发生器蒸汽产量偏差为达到允许最大值为最小非能动运行能力的判断依据。采用本发明提供的试验方法，可以获得反应堆冷却剂系统的最大最小非能动运行能力，并由此获得反应堆非能动运行方式的应用范围。 | ||||||
| 216 | 液态金属反应堆双壁管换热设备、破管检测和维护方法 | CN201611265129.0 | 2016-12-30 | CN106531241A | 2017-03-22 | 吴宜灿; 黄超; 高胜; 周涛; 李春京 |
| 本发明公开了一种液态金属反应堆双壁管换热设备、破管检测和维护方法，该换热设备包括多个相互独立的管束组件、壳侧导流部件、壳体、进口联箱、出口联箱、气体接管和阀门，其中，每个管束组件上端连接到壳体上、能够从壳体中取出，管束组件的进口接管与进口联箱连接，管束组件的出口接管与出口联箱连接，管束组件下部穿过壳侧导流部件，管束组件的双壁换热管的夹层填充低熔点合金并覆盖破壁检测气体，通过气体压力变化及时检测破管，提高换热设备在液态金属反应堆中使用安全性，该换热设备可以采用可独立更换的模块化管束组件，降低破口事故下换热设备的维修成本和维修强度。 | ||||||
| 217 | 一种原位运动的紧凑型反应性控制机构 | CN201611244854.X | 2016-12-29 | CN106531235A | 2017-03-22 | 汪建业; 郭浩民; 金鸣; 柏云清; 龙鹏程 |
| 发明公开了一种反应性控制机构，包括驱动源、减速机构、电磁离合器、钩爪、回位弹簧、角位移测量机构、驱动轴、中子吸收部件和导向机构，所述驱动源采用超声波电机，连接所述减速机构；所述角位移测量机构设置在所述减速机构输出轴上；所述电磁离合器安装在所述减速机构的输出轴上，夹紧或释放所述驱动轴；所述中子吸收部件与所述驱动轴固定安装，当所述急停机构释放所述驱动轴，所述中子吸收部件与所述驱动轴同时在所述急停机构作用下回复到设定初始位置；所述导向机构固定安装所述中子吸收部件，所述中子吸收部件在运动过程中，所述导向装置进行低摩擦的导向。 | ||||||
| 218 | 燃料组件及其夹持装置 | CN201611093690.5 | 2016-11-30 | CN106531231A | 2017-03-22 | 禹文池; 李伟才; 傅先刚; 周跃民; 薛喆 |
| 本发明涉及一种燃料组件及其夹持装置，夹持装置包括夹持组件，夹持组件上形成有供燃料棒穿设的夹持通道。夹持组件上设有对穿设于夹持通道的燃料棒的轴向不同位置进行夹持的至少两组夹持机构，每一夹持机构包括对燃料棒夹持的至少一个凸起和至少一个弹臂。每一夹持机构的凸起和弹臂在夹持通道的周圈上错开设置，至少一组夹持机构的凸起和弹臂分别与其他夹持机构的凸起和弹臂在周圈上错开设置。不同夹持机构的凸起和弹臂在周圈上错开设置，让燃料棒的不同侧均有弹臂和凸起受力，弹臂发生松弛时，凸起错位布置实现燃料棒的限位，燃料棒振动时的横向位移得到有效抑制，减小由弹臂失效时燃料棒偏位晃动造成的风险，防止横向间隙造成燃料棒的额外磨蚀。 | ||||||
| 219 | 堆芯分离型混合反应堆 | CN201610821852.6 | 2016-09-13 | CN106531228A | 2017-03-22 | 洪性宅; 林仁喆; 曹永甲; 吴洙冽; 柳程洙; 徐祥文; 金圣勋; 禹相翼; 朴昌济; 吴世基 |
| 本发明提供一种利用单一的反应堆可实现与通常的研究用反应堆相同的输出运行或用作临界设施的堆芯分离型混合反应堆。在用作临界设施时，在分离堆芯的一部分横向移动以在其间形成的临界试验用空间装填反应堆构成物质的栅格，从而进行栅格特性实验。所述反应堆包括：堆芯分离型混合反应堆100，设置于所述混凝土水槽10的内部；及模式转换用驱动部20，调节所述混合反应堆100的运行模式；而所述堆芯分离型混合反应堆100，包括：分离型结构的栅格结构物130，设置于所述混凝土水槽10的底面部；分离型结构的反射体结构物150，设置于所述栅格结构物130的边缘部位；及分离型结构的隔壁结构物170，在所述栅格结构物130的上部围住所述反射体结构物150。 | ||||||
| 220 | 一种防止核电反应堆意外停堆的方法及装置 | CN201610911626.7 | 2016-10-19 | CN106504809A | 2017-03-15 | 屈天龙; 白世杰; 孙运兵; 倪世虎 |
| 本发明实施例公开了一种防止核电反应堆意外停堆的方法及装置，发电机在核电站系统中与负荷开关、变压器、高压开关以及电力系统依次相连接，其中方法包括：本发明实施例通过首先判断发电机是否发生过频事件；若是，则再判断负荷开关是否闭合；若是，则最后断开高压开关；由于在过频事件发生时，考量了负荷开关的状态，防止了高压开关的误跳，故使维护工作顺利进行、机组回升状态快且保证了机组的安全性。 | ||||||
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