子分类：
| 序号 | 专利名 | 申请号 | 申请日 | 公开（公告）号 | 公开（公告）日 | 发明人 |
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| 21 | 注入含中子吸收元素的水以冷却危险状态的核反应堆堆芯的组件和方法 | CN201210505425.9 | 2012-11-30 | CN103137223B | 2017-05-10 | 希尔瑞·马勒; 艾米列·莫德·圭劳米; 让-保罗·鲍姆拜尔; 迈克尔·圭罗多 |
| 本发明公开了一种组件，其包括可移动结构(11)，可移动结构(11)包括设有第一端(12a)和第二端(12b)的主管道(30)，第一端(12a)连接至供水装置，第二端(12b)与连接至核反应堆的初级回路的回路连接，并且可移动装置在这两端之间的水循环方向上包括泵(14)、水加热装置(15)、将粉末状中子吸收元素注入该管道的水中的连续注入装置(20)、将粉末与水混合的第一混合及溶解系统(25)、以及驱动和控制水的流速和被注入粉末的流速的装置。 | ||||||
| 22 | 一种能动与非能动相结合的堆腔注水冷却系统 | CN201210374597.7 | 2012-09-27 | CN102867549B | 2017-05-10 | 于勇; 袁霞; 赵侠; 张国强; 李京彦; 宋代勇; 万砺珂; 赵斌 |
| 本发明属于反应堆设计技术，具体涉及一种能动与非能动相结合的堆腔注水冷却系统。其结构包括非能动堆腔注水箱和堆腔注水冷却泵，所述的非能动堆腔注水箱通过非能动注入管线与反应堆堆腔连接，所述的堆腔注水冷却泵设置在安全壳外部，堆腔注水冷却泵的入口管连接换料水箱，堆腔注水冷却泵的出口管线贯穿安全壳与反应堆堆腔连接。本系统作为严重事故对策，以能动和非能动相结合的多冗余及多样性的方式，在事故发生时实现带走堆芯熔融物、排出堆芯热量、防止熔穿的安全功能。 | ||||||
| 23 | 多阶段安全注入装置和具有该装置的无源安全注入系统 | CN201410050401.8 | 2014-02-13 | CN103996418B | 2017-05-03 | 金荣仁; 金亘九; 朴天台; 柳承烨; 裴英民; 文周亨; 慎秀宰; 姜汉玉; 李俊; 李元载; 金泰完; 朴根培; 尹周铉 |
| 一种多阶段安全注入装置和包括该装置的无源安全注入系统，多阶段安全注入装置包括：安全注入水箱，容纳发生反应堆容器的压力或水位下降的事故时通过重力水头注入反应堆容器内的冷却剂；压力平衡管线，连接至反应堆容器和安全注入水箱，以在反应堆容器和安全注入水箱之间形成压力平衡状态；安全注入管线，连接至安全注入水箱下端部和反应堆容器，以在反应堆容器和安全注入水箱之间压力平衡状态下，将冷却剂注入反应堆容器；流量控制管线，从安全注入管线延伸至安全注入水箱内部，并具有各安全注入端口，各端口分别以预定高度被注入冷却剂，以根据安全注入水箱的水位降低，逐步降低注入反应堆容器的冷却剂流速，以多阶段向反应堆容器注入冷却剂。 | ||||||
| 24 | 核电站被动辅助给水系统的充水装置 | CN201280077615.3 | 2012-10-17 | CN104854661B | 2017-03-29 | 文皓琳; 朴永燮 |
| 本发明涉及核电站被动辅助给水系统的充水装置，在具备被动冷凝罐的被动辅助给水系统中，进一步包括在事故时向所述被动冷凝罐提供冷却水的原水系统，其中，所述被动冷凝罐包括冷凝水以及对于与该冷凝水热交换的蒸汽发生器的蒸汽进行冷凝而提供给核反应堆的冷凝器。根据本发明可使用多样的充水源，具有能够延长被动辅助给水系统的工作时间的效果。 | ||||||
| 25 | 核电厂阀门定位系统 | CN201611170307.1 | 2016-12-16 | CN106531271A | 2017-03-22 | 冯永峰; 姜礼东; 习楚浩; 游宇; 王波; 邢昆鹏; 吕智宏 |
| 本发明公开了一种核电厂阀门定位系统，包括：控制装置、阀门定位器，控制装置和阀门定位器通过线缆连接，还包括在阀门定位器所在的阀门侧接地的耦合干扰信号消除器。与现有技术相比，本发明具有以下效果：本发明紧扣定位器发生输出气压抖动现象的原理，消除干扰信号，净化了阀位反馈信号，从而使得定位器闭环控制环节平稳，输出气压稳定。 | ||||||
| 26 | 防止核电站蒸汽发生器满溢的系统和方法 | CN201611070701.8 | 2016-11-29 | CN106531264A | 2017-03-22 | 章刚强; 李亮; 叶长流 |
| 本发明公开了一种防止核电站蒸汽发生器满溢的系统，其包括：多台蒸汽发生器；转移管线，用于连接蒸汽发生器；调节阀，用于控制转移管线的通断和流量；其中，转移管线设置在蒸汽发生器之间，调节阀设置在转移管线上。相对于现有技术，本发明系统利用破损蒸汽发生器和正常蒸汽发生器之间的压力差，使破损蒸汽发生器中的冷却剂通过转移管线转移到正常蒸汽发生器中，以避免破损蒸汽发生器中的冷却剂满溢，具有配置简单、运行安全可靠、避免放射性液体泄露到外部的特点。此外，本发明还提供了一种防止核电站蒸汽发生器满溢的方法。 | ||||||
| 27 | 检测核电厂的蒸汽发生器中存在松动部件的方法 | CN201280016484.8 | 2012-02-06 | CN103597345B | 2017-03-22 | Q·V·勒 |
| 在蒸汽发生器内的多个管中识别多个信号异常。由于蒸汽发生器的几何形状是已知的，沿各管的各信号异常的位置被转换为蒸汽发生器内部的位置。如果多个信号异常的位置位于蒸汽发生器内的彼此预定邻近距离内，这样一个信号异常的空间交汇被确定为对应位于蒸汽发生器内部的松动部件。可采用其他方法确认松动部件的存在。可检索并入当前信号中减去历史管板过渡段信号数据，以使系统忽略相对强的管板涡流传感器信号，否则其可能掩盖来自管板过渡段处的松动部件的相对弱的信号。 | ||||||
| 28 | 用于过滤来自核电厂的有害气体流出物的方法 | CN201380005143.5 | 2013-01-09 | CN104025203B | 2017-03-15 | P.尚特罗 |
| 用于过滤来自核电厂的有害气体流出物的方法，该方法包含以下步骤：-提供来自核电厂的气体流出物，所述流出物由气体混合物组成，-通过膜分离经过至少一个膜，从所述气体流出物过滤有害的、尤其是放射性的元素，所述膜分离通过筛除、吸附和/或扩散实现，-将所述经过滤的有害元素储存在储存贮器中，和-将所述处理过的气体流出物排出至大气中。 | ||||||
| 29 | 阵列内的燃料管的运动 | CN201580023228.5 | 2015-02-19 | CN106463184A | 2017-02-22 | 伊恩·理查德·斯科特 |
| 本发明公开了一种操作核裂变反应堆的方法。所述反应堆包括反应堆核和容纳冷却剂的冷却剂罐，所述反应堆核包括燃料组件的阵列。每一个燃料组件大致垂直地延伸且包括容纳可裂变燃料的一个或多个燃料管。燃料管浸在冷却剂中。所述方法包括：对燃料组件中的每一个的燃料浓度和/或裂变速率进行监测和/或建模；和根据监测和/或建模的结果，在不需要从冷却剂中提起燃料管的情况下，使燃料组件在阵列内水平移动，以控制反应堆核中的裂变速率。本发明还公开了一种实施所述方法的核反应堆以及用于所述方法中的燃料组件。 | ||||||
| 30 | 一种用于核电厂安全级仪控系统的传输站 | CN201610971803.0 | 2016-11-07 | CN106448777A | 2017-02-22 | 肖鹏; 胡彦亮; 刘宏春; 周继翔; 王远兵; 吴志强; 朱攀; 刘明明; 刘明星; 韩文兴; 罗炜; 俞赟 |
| 本发明公开了一种用于核电厂安全级仪控系统的传输站，所述传输站位于安全级仪控系统的信息传输链路之间，安全级仪控系统包括现场控制站、安全显示站、紧急控制盘/后备盘、工程师站、网关站，所述传输站同时与现场控制站、安全显示站、紧急控制盘/后备盘、工程师站、网关站连接；所述传输站用于执行安全级仪控系统的故障诊断信息的收集和处理操作、所述传输站还用于执行与现场控制站的信息交换及与工程师站进行信息交互操作。 | ||||||
| 31 | 核电厂凝汽器双联低加穿装方法 | CN201611109119.8 | 2016-12-06 | CN106448773A | 2017-02-22 | 梁忱; 吕兆苹; 向功平; 田洪波; 吴小波; 张继东; 张志强; 樊利贤 |
| 本发明公开了一种核电厂凝汽器双联低加穿装方法，其包括以下步骤：1)建造双联低加周边的钢结构，但缓建双联低加轴向一侧的钢结构，预留出与双联低加水平对齐的穿装区域；2)将双联低加运至厂房内，并利用主行车通过钢结构间空置区域将双联低加吊运至穿装区域，再在穿装区域将双联低加旋转至与安装角度一致；3)利用厂房内主行车和设置在汽轮机平台上的拖运轨道、重物移运器和牵引器配合，将双联低加穿入凝汽器的安装位置；4)在安装位置将双联低加与喉部进行组装；5)补齐穿装区域的钢结构。本发明通过预留穿装区域的方式，将双联低加的预先吊装改为后续穿装，使得施工人员无需在大型吊挂物下长期施工，避免了重物掉落伤人的安全风险。 | ||||||
| 32 | 功率（Pc）的所述参考值的函数；监测所述至少一用于在负荷监控期间操作加压水反应器的 个控制棒束的位置，以便将其定位在其参考位置方法 （Z）。 | CN201280021327.6 | 2012-03-15 | CN103503076B | 2017-02-15 | A·格罗塞特特 |
| 本发明涉及一种用于操作加压水反应器100）的方法，所述方法包括下列步骤，测量核反应器的有效功率（Pe）；获取针对所期望功率（Pc）的参考值；获取针对功率增加的估算持续时间DURATION），以达到所期望目标功率（Pc）的所述参考值，所述估算持续时间（DURATION）对应于功率从所述有效功率（Pe）增加到针对目标功率Pc）的所述参考值所花费的时间；确定所述多个控制棒（40）中的至少一个控制棒束的参考位置Z），以便达到针对所述所期望目标功率（Pc）的所述参考值，是所述估算持续时间（DURATION）、所述测量的有效功率（Pe）、以及针对所期望目标 | ||||||
| 33 | 核电站安全动作执行情况监测方法和系统 | CN201610802920.4 | 2016-09-05 | CN106340333A | 2017-01-18 | 吴官寅; 吴一谦; 史觊; 江辉; 裴建伟; 吴帝就; 夏丰元; 吕新; 秦浩 |
| 本发明公开了一种核电站安全动作执行情况监测方法和系统。所述方法包括：通过根据预设的安全动作逻辑设计，向待监测的核电站安全动作系统中，每个安全动作设备发送安全动作指令；根据预设的设备级安全动作运算逻辑，判断待监测的核电站安全动作系统中，是否有安全动作设备出现执行偏差；如果判断有安全动作设备出现执行偏差，则生成相应的设备级偏差信号；根据预设的系统级安全动作运算逻辑和接收到的设备级偏差信号，生成核电站安全动作系统相应的系统级偏差信号。本发明提供的监测方法，能通过利用自动生成的系统级偏差信号快速准确地监测到执行出现偏差的安全动作，操作便捷、监测效率高，而且监测结果准确、可靠性高。 | ||||||
| 34 | 核电站数字化保护控制系统 | CN201610893767.0 | 2016-10-13 | CN106340332A | 2017-01-18 | 程保华; 张岚; 汪富强; 黎国民; 熊科; 王群峰; 张黎明 |
| 本发明公开了一种核电站数字化保护控制系统，其包括至少一套子保护控制系统，子保护控制系统包括三个互相独立的安全保护机柜，其中每个安全保护机柜将接收到的现场采集信号进行阈值判断，并将判断结果发送给其他安全保护机柜，接收到判断结果的安全保护机柜将接收到的判断结果与本机柜的判断结果进行逻辑运算，并将逻辑运算的结果作为本机柜的动作指令对外输出。与现有技术相比，本发明通过设计数字化的计算机控制系统，并提供多个具有逻辑运算和判断功能的子保护控制系统，显著降低了控制系统的误动和拒动概率，提高了控制系统的可靠性、可视性和可操作性。 | ||||||
| 35 | 一种用于核反应堆功率的自抗扰控制方法 | CN201610827618.4 | 2016-09-18 | CN106340331A | 2017-01-18 | 刘玉燕; 刘吉臻; 周世梁 |
| 本发明提供一种用于核反应堆功率的自抗扰控制方法，目的在于针对目前核反应堆对象没有既简单又能取得良好控制效果的控制器，提出将自抗扰控制器应用于核反应堆功率控制中的方法。通过推导将原有模型转化为适合设计自抗扰控制器的非线性模型；并且充分利用模型信息，减轻ESO的负担；还利用系统输出y可测的特点，设计基于RESO的自抗扰控制器；最后通过简单调整带宽、就能容易的得出控制器参数，此控制系统相比预测控制、模糊控制等先进控制算法结构简单，但是有更好的控制效果。 | ||||||
| 36 | 用于核反应堆的蒸汽发生器 | CN201380020902.5 | 2013-04-19 | CN104272397B | 2016-12-21 | J·T·格鲁姆; S·约; J·A·尼兰德 |
| 用于核反应堆的蒸汽发生器包括接近第一平面的增压室，其中，该第一平面横穿反应堆容器的立柱的底部。该蒸汽发生器还可包括接近第二平面的增压室，该第二平面近似平行于第一平面，其中，该第二平面横穿反应堆容器的立柱的顶部。该蒸汽发生器还可以包括多个蒸汽发生器管，该蒸汽发生器管将冷却剂从位于接近第一平面的增压室输送到接近第二平面的增压室中的一个。 | ||||||
| 37 | 带有一体的蒸汽发生器的紧凑型核反应堆 | CN201610530498.1 | 2011-09-08 | CN106205746A | 2016-12-07 | R·T·福尔蒂诺; M·W·阿莱斯; N·爱德沃里安 |
| 在所示实施例中，压水反应堆(PWR)包括压力容器(12、14、16)、设置在压力容器内的核反应堆堆芯(10)、以及设置在压力容器内核反应堆堆芯上方的垂直定向的中空的中心上升管(36)。设置在PWR压力容器内的直流蒸汽发生器(OTSG)的环形容积中的垂直管(32)。OTSG还包括包围垂直管并具有给水入口(50)和蒸汽出口(52)的流体流动容积。PWR具有运行状态，在该运行状态中，在给水入口处被注入流体流动容积内的给水由在OTSG的管子内流动的一次冷却剂所发出的热量而转化为蒸汽，该蒸汽在蒸汽出口处从流体流动容积中排出。(30)包括布置在由中心上升管和压力容器形成 | ||||||
| 38 | 一种能够提高核能发电时安全系数的系统 | CN201610500784.3 | 2016-06-30 | CN106128536A | 2016-11-16 | 贺昶明 |
| 本发明公开了一种能够提高核能发电时安全系数的系统，反应堆厂房中设置有安全壳，安全壳中设置有压力容器，压力容器中设置有汽水分离器和堆芯燃料棒，安全壳中设置有循环管，循环管上设置有循环泵，反应堆厂房中设置有抑压水池，抑压水池中设置有液位传感器，抑压水池下方设置有加水管，加水管上设置有开闭阀和水泵，汽轮机厂房中设置有汽轮机高压缸、汽轮机和发电机；汽轮机下方设置有凝汽器，凝汽器中设置有冷却管，冷却管上设置有冷却水泵、控制阀二和控制阀三，在凝汽器上设置有给水管，给水管上设置有凝结水泵、给水加热器、给水泵、控制阀四和控制阀五。该系统在利用核能发电时能够采取了多重安全措施，提高了安全系数，运行更加持久。 | ||||||
| 39 | 含Cr奥氏体合金及其制造方法 | CN201380017139.0 | 2013-02-27 | CN104220631B | 2016-10-26 | 正木康浩; 神崎学; 日高康善; 上平明弘; 宫原整 |
| 本发明涉及含Cr奥氏体合金，其为在表面形成有铬氧化物覆膜的含Cr奥氏体合金，母材的Mn含量以质量％计不足0.1％。母材的化学组成理想的是以质量％计包含C：0.15％以下、Si：1.00％以下、Mn：不足0.1％、P：0.030％以下、S：0.030％以下、Cr：10.0～40.0％、Ni：8.0～80.0％、Ti：0.5％以下、Cu：0.6％以下、Al：0.5％以下以及N：0.20％以下、和余量Fe以及杂质。 | ||||||
| 40 | 使用热电站发电的方法和设备 | CN201480074339.4 | 2014-12-17 | CN106030050A | 2016-10-12 | 伯诺瓦·达维迪安; 西里尔·泼菲克 |
| 一种借助于热电站(3)和液体蒸发设备来用于发电的方法涉及借助于该电站产生热能，并且使用该热能来使水蒸发或者加热水蒸气，使所形成的水蒸气在第一涡轮机(T1)中膨胀并且使用该第一涡轮机来驱动发电机(G1)以产生电力，蒸发来自于低温储存器(S)的液化气体(15)以产生加压气体(17)，用旨在用于该电站的第一涡轮机的水蒸气的一部分再加热该加压气体并且使该加压流体在第二涡轮机(T2)中膨胀以产生电力。 | ||||||
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