| 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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| 1 | 一种非能动安全壳热量导出系统和压水反应堆 | CN201510159037.3 | 2015-04-03 | CN105047234B | 2017-12-22 | 张圣君; 沈峰; 孟现珂; 邢勉; 林诚格 |
| 本发明涉及一种非能动安全壳热量导出系统和具有它的压水反应堆。系统包括：安全外壳；安全内壳；喷淋组件；内置换热器；空冷通道；外置空冷器，外置空冷器的进口通过第一连通管与内置换热器相连，外置空冷器的出口通过第二连通管与内置换热器相连，安全内壳的壁内设有一个贯穿件和安全外壳的壁内设有另一个贯穿件，第一连通管和第二连通管通过一个贯穿件穿过安全内壳的壁，且第一连通管和第二连通管通过另一个贯穿件穿过安全外壳的壁。根据本发明的系统，喷淋组件的工作时间可以延长，喷淋水耗尽后，不需要外界能动手段来补水，实现将安全内壳内的热量非能动地导出。另外，第一和第二水平管段彼此套设，提高密封性且节省成本。 | ||||||
| 2 | 一种核反应堆钢表面的回路内钝化方法 | CN201480067453.4 | 2014-12-08 | CN105814235B | 2017-10-31 | 彼得尼克佛罗维奇·马提诺夫; 拉多米萨米列维奇·阿苏卡杜林; 阿勒塞尼科拉维奇·斯多罗申克; 孔斯坦尼德米特列维奇·伊娃诺夫; 阿勒克桑德尤列维奇·勒基; 赛德米尔法索维奇·萨里克普罗; 阿勒克桑德依凡诺维奇·菲林; 塞盖维克多若维奇·布拉夫金 |
| 一种核反应堆钢表面的回路内钝化方法包括用液态金属冷却剂填充核反应堆一回路，在液态金属冷却剂中加入能够与一回路元件的材料相互反应并形成保护膜的试剂，将其中加入有试剂的液态金属冷却剂的温度加热到能够形成保护膜的状态。将其中加入有试剂的液态金属冷却剂一直保持在该温度下，直到在一回路元件材料的表面上形成密实的保护膜。通过浸入到液态金属冷却剂中的叶轮泵叶片的旋转摩擦对其中加入有试剂的液态金属冷却剂进行加热。因此本发明提供了一种更简单的钝化过程以及更可靠的钝化模式，同时提高了钝化的安全性并使钢表面钝化过程的控制更简单。 | ||||||
| 3 | 一种快中子反应堆及一种快中子反应堆的中子反射层组件 | CN201480067454.9 | 2014-12-08 | CN105849817B | 2017-10-03 | 塞盖维克多若维奇·布拉夫金 |
| 发明涉及核电领域，尤其涉及一种可取出的含液态重金属冷却剂的快中子反应堆中子反射层组件的设计。所述快中子反应堆包括用液态重金属冷却剂冷却的燃料元件组成的堆芯，设置在堆芯周围的中子反射层组件，所述中子反射层组件包括钢制壳体，在所述壳体的高出堆芯上边缘的侧壁上设置有至少一个用于将部分冷却剂流从组件间的空间排到壳体内部的入孔，以及至少一个安装在壳体中的垂直管，排出的冷却剂流沿着所述垂直管通过堆芯的上边缘和下边缘进入到壳体的底部，以及在高出入孔的壳体外侧安装有用来形成组件间空间内的冷却剂流的水力阻力的导流装置。技术成果为提高了快中子反应堆运行的安全性，提高了快中子反应堆的效率，并减少了蒸汽发生器的热交换面积。 | ||||||
| 4 | 一种反应堆用电磁线圈骨架及其上的内骨架体和外壳体 | CN201511013781.9 | 2015-12-31 | CN105427997B | 2017-10-03 | 黄曦雨 |
| 本发明公开了一种反应堆用电磁线圈骨架及其上的内骨架和外壳体，通过在内骨架和外壳体上设置不止一条、且均匀分布在对应内骨架或外壳体上的断流槽，使得采用主体部分材质为金属的内骨架和外壳体，在具有良好抗高温能力、避免产生感应涡流的同时，使得电磁线圈工作时能够产生更为均匀的磁场，达到减轻或避免偏磨、减轻或避免局部过度磨损等技术效果，达到改善和提高CRDM运动性能的目的。 | ||||||
| 5 | 一种液态金属冷却核反应堆，该反应堆中的氧气热力学活度的监测系统及氧气热力学活度的监测方法 | CN201480050894.3 | 2014-05-08 | CN105556614B | 2017-08-04 | 阿斯卡杜林·莱多米尔·萨米列维奇; 伊娃诺夫·孔斯坦汀·德米耶维奇; 马特诺夫·皮特·尼基佛罗维奇; 斯多罗曾克·阿莱克塞·尼科拉维奇 |
| 本发明涉及核动力学，并可在含铅的液态金属冷却剂发电站中，尤其是在快中子反应堆中使用。所提供的具有设置在反应堆壳体的“热的”和“冷的”区域内的连续运行的氧气热力学活度传感器的核反应堆、监测冷却剂中氧气的热力学活度的方法和系统以及附加的定期运行的传感器能够对在任何规定的运行模式下的液态金属冷却剂中氧气的热力学活度是否维持在规定的数值进行持续监测。 | ||||||
| 6 | 用于在存储池之间输送废燃料的废燃料输送装置 | CN201511001531.3 | 2015-12-28 | CN106601317A | 2017-04-26 | 高珖的; 李昊重; 黄一善; 金珉奎; 藏尚均 |
| 提供一种用于在废燃料存储池之间输送废燃料的装置。该装置包括：沿一方向延伸的输送容器，该输送容器沿竖直方向设置，并且在其中容纳废燃料；导向框架，该导向框架被构造为在维持输送容器的竖直定向的同时导向输送容器；和输送单元，该输送单元被构造为沿导向框架输送输送容器。 | ||||||
| 7 | 反应堆冷却剂泵的被动型注氮装置 | CN201480079020.0 | 2014-07-22 | CN106463186A | 2017-02-22 | 文浩琳; 姜尚希; 朴永燮; 金汉坤 |
| 本发明涉及一种反应堆冷却剂泵的注氮装置，其包括：供氮部，用于供应氮；压力控制阀，根据压力而控制所述供氮部的供氮；蓄压器，将通过所述压力控制阀而被供应的氮充填至已设定的压力，并在发生失水事故时供应被充填的氮；隔离阀，控制所述蓄压器的氮向反应堆冷却剂泵的密封壳体内部的供应。本发明使用蓄压器，从而在发生失水事故时，能够无需外部电源的供应而使用蓄压器的压力进行供氮，从而具有能够进一步提升安全性的效果。 | ||||||
| 8 | 辐射屏蔽用组合物以及其制造方法 | CN201480079286.5 | 2014-07-18 | CN106415732A | 2017-02-15 | 梁龙柱; 郑基雄 |
| 本发明提供一种辐射屏蔽用组合物，其中，包括：100重量部的第一树脂，包含选自由聚氨酯树脂、聚硅氧烷树脂、硅树脂、氟树脂、丙烯酸树脂以及醇酸树脂而成的群中的一种以上；5至30重量部的第二树脂，包含选自由聚乙烯醇、聚乙烯、高密度聚乙烯、低密度聚乙烯而成的群中的一种以上；5至30重量部的聚醚醚酮树脂粉末；5至80重量部的金属粉末；1至70重量部的金属氧化物粉末；1至50重量部的石蜡；5至15重量部的硼化合物；以及10至50重量部的碳粉。因此，包含本发明的辐射屏蔽用组合物的纤维复合体及保护服等不使用铅而通过包含聚醚醚酮树脂，不仅防止α射线、β射线、质子、γ射线、X射线等的辐射，还能屏蔽中子。 | ||||||
| 9 | 核电站压力容器筒体电熔成形方法 | CN201410617955.1 | 2014-11-04 | CN104526115B | 2017-01-18 | 不公告发明人 |
| 本发明提供一种高效、低成本、具有良好力学性能的核电站压力容器筒体电熔成形方法。该方法为，将电熔头与基材接至电源两极，成形时金属原料丝材经由输送机构和电熔头送至基材表面，在颗粒状辅料的堆积保护下，原料丝材与基材间产生电弧，熔化部分堆敷辅料形成熔融渣池，电流流过原料丝材和熔融辅料渣池形成电阻热和电渣热，在电弧热、电阻热、电渣热三种热复合高能热源作用下使原料丝材熔化，在基材表面形成局部熔池，持续输送原料丝材与辅料，根据成形构件的分层切片数据，采用计算机控制电熔头与基材的相对移动，实现熔池在基材上快速冷却逐层凝固堆积，最终成形核电站压力容器筒体。 | ||||||
| 10 | 核废料和其他类型的有害废料的深埋方法及系统 | CN201280032717.3 | 2012-06-29 | CN103814411B | 2016-12-14 | 劳伦斯·C·穆尔多赫; 马文·罗比诺维茨; 莱尼德·德曼诺维克 |
| 一种处理核废料和其他有害废料的系统和方法，包括用于使废料流与液体以及可选地固体材料混合以产生稠密流体的装置和步骤，该废料流包括放射性废料或有害废料（或二者）；以及将稠密流体泵送到注入孔的管柱中的装置和步骤。然后，稠密流体离开注入孔的壳体中的穿孔，并进入岩石地层中的裂缝，其中，其继续向下蔓延，直到其到达固定点。该稠密流体可以是由金属和交联聚合物凝胶或水合粘土浆料形成的浆料。该金属可以是具有的熔化温度低于注入孔底部的温度的金属。该固体材料也可以是其他核废料或放射性核素。(56)对比文件US 5133624 A,1992.07.28,说明书第1栏第28～32行、第7栏第44行～第12栏第52行及图1、8A.赵万春.水力压裂岩体非线性损伤演化研究《.中国博士学位论文全文数据库工程科技I辑》.2011,(第3期),张平.低渗透底水油藏压裂技术研究与应用《.中国博士学位论文全文数据库工程科技I辑》.2011,(第5期),柳贡慧等.水力压裂模拟实验中的相似准则《.石油大学学报（自然科学版）》.2000,第24卷(第5期), | ||||||
| 11 | 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 | ||||||
| 12 | 用于为中间储存封装燃料棒或燃料棒部分的方法和设备 | CN201380012100.X | 2013-02-28 | CN104145310B | 2016-10-19 | W·霍梅尔; E·诺伊鲍尔; W·赫费尔斯; K·库尔策 |
| 本发明涉及一种用于将一燃料棒(20)或燃料棒部分封装于一容器(2)中的方法，包括以下方法步骤：a)将燃料棒(20)或燃料棒部分装入容器(2)中，b)将容器(2)的其中一端连接到一吹扫气体管道上，c)用吹扫气体(G)对容器(2)进行排水和吹扫，d)将容器(2)的各端连接到一旁路管道(118)上，使得形成一封闭的气体回路并且在该气体回路中循环加热气体(H)直到绝对的含湿量达到一终值(Xmax)，在该终值时含湿量不再增加，e)将容器(2)脱离气体回路，f)将容器(2)紧接着在两端流体密封地封闭。 | ||||||
| 13 | 一种液态金属冷却核反应堆，该反应堆中的氧气热力学活度的监测系统及氧气热力学活度的监测方法 | CN201480050894.3 | 2014-05-08 | CN105556614A | 2016-05-04 | 阿斯卡杜林·莱多米尔·萨米列维奇; 伊娃诺夫·孔斯坦汀·德米耶维奇; 马特诺夫·皮特·尼基佛罗维奇; 斯多罗曾克·阿莱克塞·尼科拉维奇 |
| 本发明涉及核动力学，并可在含铅的液态金属冷却剂发电站中，尤其是在快中子反应堆中使用。所提供的具有设置在反应堆壳体的“热的”和“冷的”区域内的连续运行的氧气热力学活度传感器的核反应堆、监测冷却剂中氧气的热力学活度的方法和系统以及附加的定期运行的传感器能够对在任何规定的运行模式下的液态金属冷却剂中氧气的热力学活度是否维持在规定的数值进行持续监测。 | ||||||
| 14 | 一种核反应堆钢表面的原位钝化方法 | CN201480050892.4 | 2014-03-19 | CN105556612A | 2016-05-04 | 马特诺夫·皮特·尼基佛罗维奇; 阿斯卡杜林·莱多米尔·萨米列维奇; 伊娃诺夫·孔斯坦汀·德米耶维奇; 勒克奇·阿莱克桑德·尤列维奇; 斯多罗曾克·阿莱克塞·尼科拉维奇; 菲林·阿莱克桑迪·伊万罗维奇; 布兰克·塞格·维克多罗维奇; 萨里克普罗·塞伊迪·米菲索维奇; 波罗维斯凯·斯德邦·雅特莫维奇 |
| 本发明涉及核技术领域，尤其，涉及一种钢表面的原位钝化方法。所述方法包括在设置正式堆芯的位置上安装有堆芯模拟装置，所述模拟装置为模拟堆芯形状、堆芯元件的相对位置、以及其质量特征的堆芯模型，接着向反应堆内填充液态重金属冷却剂，将冷却剂加热到规定的钝化条件温度，分两个阶段进行原位钝化，其中第一个阶段中包含按照这个阶段所规定的条件进行的等温钝化模式，而第二个阶段包括在不同条件下进行的非等温钝化，之后移除堆芯模拟装置并在这个位置上安装正式的堆芯。该方法保证了钢制元件表面在液态重金属冷却剂介质中的耐腐蚀性并能降低核反应堆运行初期的氧气消耗的最大速率。 | ||||||
| 15 | 一种反应堆用电磁线圈骨架及其上的内骨架体和外壳体 | CN201511013781.9 | 2015-12-31 | CN105427997A | 2016-03-23 | 黄曦雨 |
| 本发明公开了一种反应堆用电磁线圈骨架及其上的内骨架和外壳体，通过在内骨架和外壳体上设置不止一条、且均匀分布在对应内骨架或外壳体上的断流槽，使得采用主体部分材质为金属的内骨架和外壳体，在具有良好抗高温能力、避免产生感应涡流的同时，使得电磁线圈工作时能够产生更为均匀的磁场，达到减轻或避免偏磨、减轻或避免局部过度磨损等技术效果，达到改善和提高CRDM运动性能的目的。 | ||||||
| 16 | 非能动安全壳热量导出系统及其控制方法和压水反应堆 | CN201510159084.8 | 2015-04-03 | CN104979023A | 2015-10-14 | 沈峰; 张圣君; 孟现珂; 彭翊; 林诚格 |
| 本发明涉及非能动安全壳热量导出系统、非能动安全壳热量导出系统的控制方法和反应堆。所述非能动安全壳热量导出系统包括：安全外壳、安全内壳、安全内壳与安全外壳之间限定出具有风道进气口和风道排气口的风道；设在安全内壳外面的喷淋组件；设在安全内壳内的内置换热器；位于安全外壳外面且具有空冷通道进气口和空冷通道排气口的空冷通道；和设在空冷通道内的外置空冷器，外置空冷器的进口通过第一连通管与内置换热器的出口相连，外置空冷器的出口通过第二连通管与内置换热器的进口相连。根据本发明的非能动安全壳热量导出系统，喷淋组件的工作时间可以延长，喷淋组件的水耗尽后，不需要外界能动手段来补水，可以将安全内壳内的热量非能动地导出，提高了安全性。 | ||||||
| 17 | 核电站压力容器筒体电熔成形方法 | CN201410617955.1 | 2014-11-04 | CN104526115A | 2015-04-22 | 不公告发明人 |
| 本发明提供一种高效、低成本、具有良好力学性能的核电站压力容器筒体电熔成形方法。该方法为，将电熔头与基材接至电源两极，成形时金属原料丝材经由输送机构和电熔头送至基材表面，在颗粒状辅料的堆积保护下，原料丝材与基材间产生电弧，熔化部分堆敷辅料形成熔融渣池，电流流过原料丝材和熔融辅料渣池形成电阻热和电渣热，在电弧热、电阻热、电渣热三种热复合高能热源作用下使原料丝材熔化，在基材表面形成局部熔池，持续输送原料丝材与辅料，根据成形构件的分层切片数据，采用计算机控制电熔头与基材的相对移动，实现熔池在基材上快速冷却逐层凝固堆积，最终成形核电站压力容器筒体。 | ||||||
| 18 | 核堆芯部件压制组件及核反应堆燃料组件 | CN201410099307.1 | 2014-03-17 | CN103956191A | 2014-07-30 | 禹文池; 陈晓明; 吕先锋; 李伟才; 周跃民; 胡亚宏; 李石磊 |
| 本发明公开一种核堆芯部件压制组件，设置于上管座的匹配板之上，其包括套筒、基板、压制杆及弹性元件，套筒呈中空结构，中空结构形成仪器插入通道；基板的中心贯穿开设基板中心孔，套筒的下端与基板的上端连接配合，仪器插入通道与基板中心孔对接连通，基板位于所述匹配板上方且与匹配板直接抵压，压制杆呈滑动的套设于套筒的上端述弹性元件设置于压制杆与基板之间，压制杆通过弹性元件推动基板使所述基板直接抵压匹配板；由于基板直接抵压匹配板，使得本发明具有高稳定性和可靠性；另，本发明还公开了一种具有该核堆芯部件压制组件的核反应堆燃料组件。 | ||||||
| 19 | 利用叠片结构提高聚变堆内壁耐等离子体辐照性能的方法 | CN201410117811.X | 2014-03-26 | CN103886919A | 2014-06-25 | 王波; 胡德志; 马栋; 吕广宏 |
| 利用叠片结构提高聚变堆内壁耐等离子体辐照性能的方法属于核能应用领域，适用于采用氢同位素进行聚变反应装置中内壁上的面向等离子体表面。将面对等离子体的材料制成多片金属薄片，然后将多片金属薄片按照垂直于壁表面的方向叠压在一起，再与铜基体复合在一起。这种方法不仅可以有效降低氢、氦及其同位素等在钨基材料表层下面的聚集，大大降低其表面的起泡现象，同时还能减轻热疲劳裂纹损伤。 | ||||||
| 20 | 辐照靶保持系统及具有该系统的核燃料组件 | CN200910138818.9 | 2009-04-29 | CN101582299B | 2014-06-25 | W·E·鲁塞尔二世; D·格雷-史密斯; M·S·德菲利普斯 |
| 本发明涉及辐照靶保持系统、具有该系统的燃料组件以及其使用方法，具体而言，范例实施例和方法针对可插入到常规核燃料棒和组件内的辐照靶保持装置。范例实施例装置可保持若干辐照靶，用于在包含具有范例实施例辐照靶保持装置的组件和燃料棒的核芯的运行期间进行辐照。辐照靶可在暴露于运行的核芯中的中子通量时基本上转变成有用的放射性同位素，且可在运行之后从燃料棒移除并采集。 | ||||||
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