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31. 发明专利

JP2016006394A 沸騰水型原子炉および炉心溶融物保持装置审中-公开
标题翻译：锅炉水反应堆和核心熔融材料保持装置
公开(公告)号：JP2016006394A
公开(公告)日：2016-01-14
申请号：JP2014127186
申请日：2014-06-20
申请人：株式会社東芝
发明人：堀江英樹 , 山本泰
IPC分类号： G21C9/016
CPC分类号： Y02E30/40
摘要：【課題】沸騰水型原子炉の炉心溶融事故時に、炉心溶融物を原子炉圧力容器内に保持することができる炉心溶融物保持装置を提供する。【解決手段】制御棒駆動機構ハウジング16が原子炉圧力容器11の底部を貫通する位置に隣接する原子炉圧力容器11内側で制御棒駆動機構ハウジング16の外側に配置されたスタブチューブと、制御棒駆動機構ハウジング16外側溶接部よりも上方で制御棒駆動機構ハウジング16の外面に溶接されて制御棒駆動機構ハウジング16の外側に環状空間30を形成して上端が炉心12よりも下方で開口し、炉心溶融事故時に炉心12が溶融してできた炉心溶融物を収容可能な炉心溶融物保持筒31と、を有する。【選択図】図1
摘要翻译：要解决的问题：提供一种在沸水反应堆的核心熔化事故发生时能够将反应堆压力容器内的芯熔融材料保持的芯熔融材料保持装置。解决方案：沸水反应堆包括：存根在反应堆压力容器11的内部，与控制棒驱动机构壳体16通过反应堆压力容器11的底部的位置相邻地设置在控制杆驱动机构壳体16的外部的管; 并且芯部熔融材料保持筒31在控制棒驱动机构壳体16的外侧被焊接到控制杆驱动机构壳体16的外表面上，比在控制杆驱动机构壳体16外部的焊接部更靠近上侧的位置，在控制杆驱动机构壳体16的外部形成环形空间30 其上端在比反应堆芯12更靠近下侧的位置开口，并且能够容纳在核心熔化事故时熔化的由反应堆芯12产生的芯熔融材料。

32. 发明专利

JP5755589B2 凝集物の形成方法有权
标题翻译：形成这些聚集体的方法
公开(公告)号：JP5755589B2
公开(公告)日：2015-07-29
申请号：JP2012055144
申请日：2012-03-12
申请人：株式会社東芝
发明人：早見徳介 , 毛受卓 , 早見美意 , 内村泰造 , 山梨伊知郎 , 山本泰
IPC分类号： B01D21/01 , C02F1/56 , B01D21/26 , B01F3/08 , C02F1/52

33. 发明专利

JP5727799B2 原子炉格納容器の熱輸送装置有权
标题翻译：安全壳传热装置
公开(公告)号：JP5727799B2
公开(公告)日：2015-06-03
申请号：JP2011011355
申请日：2011-01-21
申请人：株式会社東芝
发明人：阿部覚 , 山本泰 , 石川慶拓
IPC分类号： G21C15/18 , G21C9/004
CPC分类号： Y02E30/40

34. 发明专利

JP6710646B2 高温蓄熱システム及び高温蓄熱方法有权
公开(公告)号：JP6710646B2
公开(公告)日：2020-06-17
申请号：JP2017006725
申请日：2017-01-18
申请人：株式会社東芝
发明人：高橋政彦 , 坂上英一 , 松永健太郎 , 山本泰 , 佐藤和雄
IPC分类号： F28D20/02 , C25B15/02 , C25B1/04 , C25B5/00 , H01M8/04

35. 发明专利

JP2018116834A 高温蓄熱システム及び高温蓄熱方法审中-公开
公开(公告)号：JP2018116834A
公开(公告)日：2018-07-26
申请号：JP2017006725
申请日：2017-01-18
申请人：株式会社東芝
发明人：高橋政彦 , 坂上英一 , 松永健太郎 , 山本泰 , 佐藤和雄
IPC分类号： F28D20/02 , C25B15/02 , C25B1/04 , C25B5/00 , H01M8/04
CPC分类号： Y02E60/145 , Y02E60/366 , Y02E70/30
摘要：【課題】高温であっても、システム損失が少なく、温度制御が可能な高温蓄熱システム及び高温蓄熱方法を得ること。【解決手段】発電モードと水電解モードの運転状態を有するセルスタック部1と、セルスタック部1に対向して設けられた第1の蓄熱体2と、セルスタック部1に熱媒体9を供給する圧縮機5と、セルスタック部1と圧縮機5との間を循環する熱媒体流路に設けられた第2の蓄熱体4と、熱媒体流路に設けられセルスタック部1に対する熱媒体9の流向を切り替える切替装置7と、切替装置7の切替制御及び熱媒体9の流量制御を行う制御部8と、を備えたことを特徴とする高温蓄熱システム。【選択図】図1

36. 发明专利

JP2017040589A 原子炉設備审中-公开
标题翻译：反应堆设施
公开(公告)号：JP2017040589A
公开(公告)日：2017-02-23
申请号：JP2015163138
申请日：2015-08-20
申请人：株式会社東芝
发明人：堀江英樹 , 山本泰
IPC分类号： G21D1/00 , G21C9/016
CPC分类号： Y02E30/40
摘要：【課題】通常時には原子炉圧力容器からのドレン水をサンプに溜め、炉心溶融事故時に溶融燃料がサンプに侵入するのを阻止する。【解決手段】実施形態の原子炉設備は、原子炉格納容器13内で原子炉圧力容器11を支持する筒状であってその内側でペデスタル空間16を形成するペデスタル12と、原子炉格納容器13内底部に設けられて原子炉格納容器13内底部のドレン水を溜めるサンプ17と、ペデスタル空間16内の原子炉格納容器13の底部にドレン入口開口を備えてペデスタル空間16内のドレン水をサンプ17に向けて下方に導くドレン配管18と、通常時はドレン配管18を開状態とし、溶融燃料が原子炉圧力容器11を貫通して落下する炉心溶融事故が発生したときにドレン配管18を閉鎖する事故時閉鎖手段と、を有する。【選択図】図1
摘要翻译：甲在从反应堆压力容器贮槽的贮槽正常冷凝水，在芯熔化事故熔化该燃料进入贮槽防止。一种核反应堆设施实施例中，基座12以形成一个座空间16其一个圆柱形的反应堆安全壳13，反应堆安全壳13支承在反应堆压力容器11的内部设置在内底部在底部积聚核反应堆储存容器13的冷凝水的储槽17，在台座空间16中的冷凝水设置有在基座空间漏极入口开口在核反应堆储存容器13的底部16个样品为朝向17向下引导，通常是在处于打开状态的排水管18时的排水管18，关闭排液管18时，芯熔体事故熔融燃料下落通过反应堆压力容器已发生11 出事时的封闭结构，一。点域1

37. 发明专利

JP2015215772A 伝熱シミュレーション装置および伝熱シミュレーション方法审中-公开
标题翻译：热传递模拟装置和热传递模拟方法
公开(公告)号：JP2015215772A
公开(公告)日：2015-12-03
申请号：JP2014098382
申请日：2014-05-12
申请人：株式会社東芝
发明人：福多将人 , 山本泰
IPC分类号： G06F17/50
摘要：【課題】沸騰伝熱または凝縮伝熱を促進するために必要とされる伝熱面の表面エネルギーの数値情報を、シミュレーション計算により取得する。【解決手段】伝熱シミュレーション装置において、初期物性値計算部24および過渡物性値計算部26は、勾配パラメータや流体の圧力およびエンタルピに基づいて流体の複数の区画それぞれの密度、粘性係数、比熱、熱伝導率、温度、表面張力および飽和温度を含む流体物性値を計算する。伝熱計算部25は、質量保存式、運動量保存式およびエネルギー保存式を用いて、固体要素内部の温度分布と、相変化を伴う流れ場の流体の複数の区画それぞれの流速、圧力およびエンタルピを計算する。結果出力部23は、表面エネルギーを含む計算結果を出力する。【選択図】図1
摘要翻译：要解决的问题：通过模拟计算获得促进沸腾传热或冷凝传热所需的传热面的数值信息。解决方案：在传热模拟装置中，初始物理性质值计算部分24和瞬态物性值计算部26基于梯度来计算流体物性值，该流体物性值包括多个流体部分中的每一个的密度，粘度系数，比热，导热率，温度，表面张力和饱和温度参数和流体的压力和焓。热传递计算部25通过使用保存方程来计算与固体元素中的温度分布相关的流场的流体的多个部分的流量，压力和焓，以及相变的质量，动量守恒方程和能量守恒方程。结果输出部23输出包括表面能的计算结果。

38. 发明专利

JP2015158438A 原子炉冷却システム及び原子力施設审中-公开
标题翻译：核反应堆冷却系统和核电厂
公开(公告)号：JP2015158438A
公开(公告)日：2015-09-03
申请号：JP2014033725
申请日：2014-02-25
申请人：株式会社東芝
发明人：堀江英樹 , 山本泰
IPC分类号： G21C15/18 , G21C9/004
CPC分类号： Y02E30/40
摘要：【課題】全電源喪失時においても、原子炉圧力容器の鉛直下側に冷却水を供給して、当該原子炉圧力容器を鉛直下側から冷却可能な原子炉冷却システムを提供する。【解決手段】格納容器20内に設けられて冷却水が所定の水位まで貯留されると原子炉圧力容器10に接するよう構成された下側プール30と、下側プール30内に冷却水を供給する冷却水供給源である上側プール33とを有している。さらに、通常運転時において電力の供給を受けて作動することにより、下側プール30内に貯留されている冷却水を、下側プール30から排出可能な排水ポンプ40を有している。排水ポンプ40が電力の供給を受けられない場合、下側プール30が、冷却水供給源としての上側プール33からの冷却水の供給を受けることにより、下側プール30に貯留される冷却水の水位が上昇して原子炉圧力容器10に冷却水が接する。【選択図】図1
摘要翻译：要解决的问题：提供一种核反应堆冷却系统，其能够在反应堆压力容器下方的右侧供应冷却剂，并且即使在所有动力源的损失时也从船的右侧下方冷却反应堆压力容器。解决方案：核反应堆冷却系统包括：下池30，其设置在反应堆容器20内并且构造成当冷却剂在其中储存至预定水位时与反应堆压力容器10接触; 以及用作将冷却剂供应到下游池30中的冷却剂供应源的上池33.此外，核反应堆冷却系统包括排水泵40，该排水泵40可以通过以下方式从下池30排放储存在下池30中的冷却剂响应于在正常操作时间的电力供应而启动。如果排水泵40不能接收电力，则冷却剂从作为冷却剂供给源的上部池33供给到下游池30，由此，存储在下游池30中的冷却水的水位上升，下游池30与反应堆压力容器10接触。

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