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公开(公告)号：CN111397970A
公开(公告)日：2020-07-10
申请号：CN202010357673.8
申请日：2020-04-29
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01N1/14
Abstract: 本发明公开了一种液态金属取样器，包括外管、内管、升降杆、凹型压盖和密封头。外管套装于内管的外部，外管侧壁和内管侧壁均设置有排气孔，内管和外管之间有空隙，凹型压盖位于外管上端，压盖顶部中心设有通孔，升降杆的下端穿过通孔，升降杆的下端与内管的上部连接，密封头设置于外管的底部，密封头与外管之间设置有多个进液孔。内管在升降杆的带动下，在外管内上下运动，内管向下运动时可与密封头紧密接触。本发明解决了液态金属自由面上杂质对样品的干扰，确保取样过程的准确性，具有操作简单方便的特点。
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公开(公告)号：CN110826247A
公开(公告)日：2020-02-21
申请号：CN201911126756.X
申请日：2019-11-18
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种核反应堆重力型非能动安注设备特性的模拟方法，包括以下步骤：1)、获得模拟准则数：通过对重力驱动型安注建立质量和动量守恒方程，对方程进行合理简化和无量纲后获得模拟原型非能动安注设备特性的模拟准则数；2)、确保试验装置与原型设备的模拟准则数相同，获得试验装置主要参数的模拟比例；3)、在满足压力容器、非能动安注设备和安注管线等比例缩小的前提下，根据模拟比例和等高模拟的要求设置试验装置和参数控制。本发明能够以小规模的实验规模比例，实时、准确地模拟核反应堆发生失水事故后重力型非能动安注设备的安注特性以及对堆芯的冷却能力。
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公开(公告)号：CN110489712A
公开(公告)日：2019-11-22
申请号：CN201910727809.7
申请日：2019-08-08
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F17/12 , G21C17/112
Abstract: 本发明公开了基于测量数据获取熔融池表面冷却热流密度的方法，向熔融池表面注水冷却过程中，采集熔融池各测温点处对应温度，各测温点沿熔融池竖直方向上分布；沿竖直方向上对熔融池划分网格节点，网格节点至少包括与测温点重合的节点；依据划分网格节点，建立熔融池一维非稳态导热的离散方程组；采用线性化方法对熔融池温度场进行初始化，依据网格节点的高度，获得网格节点的初始温度；求解一维非稳态导热的离散方程组，获得液态熔融物表面冷却的热流密度；测温点包括熔融池上表面、中部和底部测温点。本发明提供的方法满足熔融物表面冷却实验要求，可以支撑熔融物冷却技术的开发，为开展熔融物顶部注水实验提供基础和前提。
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公开(公告)号：CN110133037A
公开(公告)日：2019-08-16
申请号：CN201910505807.3
申请日：2019-06-12
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01N25/00
Abstract: 本发明公开了一种用于研究不同加热面结构下池式沸腾传热的实验装置，解决了现有技术中的处理方式存在成本高或液位和系统压力精确控制难的问题。本发明包括沸腾水池、沸腾表面加热系统、饱和水供应水箱，以及连接沸腾水池和饱和水供应水箱的蒸汽释放管路、注水管路和回水管路。通过增设饱和水供应水箱实现了恒压系统和液位恒定系统的功能分离，沸腾产生的蒸汽在饱和水供应水箱顶部的横管冷凝区实现冷凝后回收，同时沸腾水池中损失的液位通过注水和回水回路得到补充。本发明可以实现系统压力、水池液位、液体饱和温度等参数保持恒定、独立可调的功能，通过更换不同加热面结构试件可研究其对池式沸腾的敏感性，同时具备高效、紧凑、便利的特点。
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公开(公告)号：CN106556208B
公开(公告)日：2019-05-21
申请号：CN201611033458.2
申请日：2016-11-15
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: F25D17/02
Abstract: 本发明公开了一种强迫循环流动条件下低压出口环境维持系统，包括与发热设备出口连通的出口管道，出口管道的出口端与常压水箱连通，常压水箱通过连接管道与发热设备的入口连通，所述连接管道上设置有循环泵，所述常压水箱与余汽排放管道连通。本发明所述的发热设备直接与常压水箱连通，常压水箱通过余汽排放管道连通大气环境，通过在发热设备的出口设置一个常压水箱，能够缩减发热设备出口管路长度，即可以在强迫循环条件下将加热设备出口压力环境维持在接近常压的环境。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN109285613A
公开(公告)日：2019-01-29
申请号：CN201811067785.9
申请日：2018-09-13
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/003 , G01M7/02
Abstract: 本发明公开了反应堆压力容器振动监测的方法，包括以下步骤：S1：在反应堆压力容器顶盖上设置绝对位移传感器；S2：对绝对位移传感器采集的位移数据进行处理；S3：对处理后的位移数据进行分析和管理。本发明反应堆压力容器振动监测的方法，利用绝对位移传感器可实时探测压力容器的振动情况，对主回路系统设备的运行状态进行间接的监测和异常分析，解决振动噪声监测系统国产化的关键技术问题。
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公开(公告)号：CN107093474B
公开(公告)日：2019-01-08
申请号：CN201710301386.3
申请日：2017-05-02
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/00
Abstract: 本发明公开了反应堆专设安全系统热工水力综合性能模拟器，包括用于冷却剂的模拟实验的冷却剂实验系统、蒸汽冷凝系统、非能动安注及余热排出实验系统、再循环实验系统、卸压实验系统、失水事故实验系统、供电系统、以及热工参数采集控制系统。本发明实现了从高功率正常运行状态、全压破口喷放、高压注入、系统卸压、中压安注、低压注入至建立低压下的长期自然循环共七个阶段全过程的连续实验研究，实现了从高功率正常运行状态进入全厂断电阶段建立非能动余热排出系统直至事故后72小时的连续实验研究，具有设计参数高、参数范围广，全面涵盖了目前新型反应堆的非能动专设安全系统，装置的调节性和控制性好，模拟事故序列的可调性、可控性优良。
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公开(公告)号：CN106910539B
公开(公告)日：2018-05-25
申请号：CN201710208396.2
申请日：2017-03-31
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/00
Abstract: 本发明公开了一种在压力维持及池式蒸发条件下水位保持的实验系统和方法，包括补水系统、储水系统、水位维持系统和发热实验装置，补水系统通过补水管道与储水系统连接为其补水；储水系统通过送水管道与水位维持系统连接以维持其水位不变，并在送水管道上设置调节阀和流量计，水位维持系统通过连通管道与发热实验装置连接稳定供水，并在所述连通管道上设置连通截止阀；发热实验装置包括打压实验容器，打压实验容器内设置有发热部件，打压实验容器的入口位置设置压力变送器，以实时监测发热部件所处的压力值，在打压实验容器的出口位置安装排出管道，排出管道末端设置有排出截止阀。
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公开(公告)号：CN105741891B
公开(公告)日：2017-12-15
申请号：CN201610273995.8
申请日：2016-04-28
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/00
Abstract: 本发明公开了一种反应堆控制棒导向管旁流试验模型及方法，包括模型导向管和管道；模型导向管设置于管道内，模型导向管外表面与管道内表面之间设置有密封体，密封体将管道分割成为位于上方的旁流段和位于下方的主流段。旁流段上设置有旁流出口，主流段上设置有主流出口；还包括设置于主流段底部进口处的第一测压点、设置于主流段上且位于模型导向管侧面流水孔处的第二测压点以及设置于旁流段上且位于模型导向管顶部出口处的第三测压点；模型导向管的长度小于原型导向管的长度，模型导向管的其余尺寸与原型导向管相同。本发明还公开了一种反应堆控制棒导向管旁流试验方法。本发明为获得原型导向管旁流份额奠定试验基础。
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公开(公告)号：CN106556208A
公开(公告)日：2017-04-05
申请号：CN201611033458.2
申请日：2016-11-15
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: F25D17/02
CPC classification number: F25D17/02
Abstract: 本发明公开了一种强迫循环流动条件下低压出口环境维持系统，包括与发热设备出口连通的出口管道，出口管道的出口端与常压水箱连通，常压水箱通过连接管道与发热设备的入口连通，所述连接管道上设置有循环泵，所述常压水箱与余汽排放管道连通。本发明所述的发热设备直接与常压水箱连通，常压水箱通过余汽排放管道连通大气环境，通过在发热设备的出口设置一个常压水箱，能够缩减发热设备出口管路长度，即可以在强迫循环条件下将加热设备出口压力环境维持在接近常压的环境。
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