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公开(公告)号：CN113421664A
公开(公告)日：2021-09-21
申请号：CN202110699326.8
申请日：2021-06-23
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了基于安全壳和反应堆容器的铅基快堆非能动余热排出系统，涉及核反应堆技术领域，其技术方案要点是：堆坑的腔室内设有隔离围板，隔离围板与堆坑内壁之间形成外腔室，隔离围板与反应堆容器外壁之间形成内腔室，隔离围板穿设有将外腔室、内腔室连通的连通孔；冷却水箱的输出端口与外腔室的输入端口之间通过配置有隔离阀的管道连通设置，内腔室的输出端口与安全壳的内部空间连通；安全壳内壁设有至少一个收集器，收集器的输出端口与冷却水箱的输入端口之间通过管道连通。本发明提供的余热排出系统采用非能动技术，在反应堆的正常排热途径失效时，不依赖外部动力电源导出堆芯余热，从而确保反应堆的安全。
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公开(公告)号：CN112507539A
公开(公告)日：2021-03-16
申请号：CN202011371063.X
申请日：2020-11-30
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G06F17/11 , G06F111/10 , G06F119/14
Abstract: 本发明公开了辐照下锆基合金中位错环半径动力学模拟方法及模型系统，涉及核材料辐照模拟技术领域，其技术方案要点是：基于反应速率理论方法建立模拟位错结构的演化和辐照生长模型；建立基于演化和辐照生长模型的位错环半径动力学模型；将获取的材料参数作为数值模拟参数输入至位错环半径动力学模型；位错环半径动力学模型根据数值模拟参数模拟计算位错环半径与合金元素含量、晶粒尺寸、温度、剂量率的依赖关系。本发明能够模拟研究辐照剂量对位错环半径、位错密度的影响，还可以用于研究锡和铌作为锆基合金中的合金元素对位错环生长动力学、力学性能和辐照生长的影响，预测范围广，还能够保证计算结果的准确性。
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公开(公告)号：CN111916236A
公开(公告)日：2020-11-10
申请号：CN202010680623.3
申请日：2020-07-15
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 杨帆 , 李松蔚 , 邓坚 , 曾未 , 刘松涛 , 宋丹戎 , 余红星 , 冉旭 , 李峰 , 鲜麟 , 张丹 , 周科 , 刘余 , 邹志强 , 彭欢欢 , 杨韵佳 , 何晓强 , 陆雅哲 , 习蒙蒙
IPC: G21C17/00
Abstract: 本发明公开了一种配备循环回路的模块式氢气燃爆实验研究系统及方法，该系统包括筒状试验本体和数据测量子系统，试验本体包括若干个模块式承压筒体，各个模块式承压筒体依次串联并相通；每个模块式承压筒体内设置有若干测量点，各个测量点均与数据测量子系统电连接；试验本体内一端设有点火装置，各个模块式承压筒体内均设有若干环状孔板扰流阵列；还包括气体注入子系统、抽真空子系统、气体循环子系统，气体注入子系统连通试验本体的一侧，试验本体的另一侧连通抽真空子系统；气体循环子系统连通试验本体，形成气体闭式循环回路。本发明系统设计具有模块式设计特征，装配简单，火焰燃烧速度测量精度高的特点。
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公开(公告)号：CN111508623A
公开(公告)日：2020-08-07
申请号：CN202010356287.7
申请日：2020-04-29
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了船用承压安全壳超压保护装置及其应用，超压保护装置包括设置在安全壳内的双向安全阀、爆破阀和可拆卸排放管，其中，可拆卸排放管与安全壳壁面连接，所述双向安全阀和爆破阀均安装在可拆卸排放管上，且双向安全阀位于安全壳壁面与爆破阀之间；爆破阀的开启定值低于安全阀起跳定值。本发明对内可实现在安全壳内面临超压时受控适当排出壳内流体，保证安全壳的完整性；对外当遭遇沉没等极端工况时，可以连通海水和安全壳，同时引海水入壳，保证安全壳的完整性对内可实现在安全壳内面临超压时受控适当排出壳内流体，保证安全壳的完整性。
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公开(公告)号：CN109215813A
公开(公告)日：2019-01-15
申请号：CN201811069759.X
申请日：2018-09-13
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 杨帆 , 冉旭 , 黄代顺 , 张渝 , 夏榜样 , 喻娜 , 张丹 , 李峰 , 卢川 , 李松蔚 , 邱志方 , 鲜麟 , 张卓华 , 周科 , 彭传新 , 吴广皓 , 林欣茹 , 魏宗岚 , 陆雅哲 , 杨韵佳
IPC: G21C9/033
Abstract: 本发明公开了压水核反应堆套管型备用停堆系统及方法，所述停堆系统包括设置在压力容器内的套管式注入单元和设置在压力容器外部的停堆液循环系统，套管式注入单元包括内套管和设置在内套管外侧的外套管，停堆液循环系统包括可溶性中子毒物箱和去离子水箱，所述可溶性中子毒物箱和去离子水箱的排液端均通过管道与外套管连通，该管道上设置有循环泵，可溶性中子毒物箱和去离子水箱的进液端均通过管道与内套管连通，可溶性中子毒物箱的排液端和进液端的管道上分别设置有出口阀R1和回流阀R2，去离子水箱的排液端和进液端的管道上分别设置有出口阀W1和回流阀W2。本发明解决了现有的备用停堆系统导致液态中子吸收剂与一回路冷却剂发生掺混的问题。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN101377399B
公开(公告)日：2010-11-03
申请号：CN200710009473.8
申请日：2007-08-29
Applicant: 中国核动力研究设计院 , 爱德森(厦门)电子有限公司
IPC: G01B7/14
Abstract: 本发明公开了一种利用电容传感器测量金属体之间的间隙的方法，是采用了预置多个具有已知金属体之间的间隙大小的数值的金属标定试件和预置一具有平片式电容探头的电容传感器，所述电容传感器包括一绝缘的薄平片和在薄平片上下端面所设有的作为电容极片的金属薄片，通过将平片式电容探头依次插入各金属标定试件的间隙中，来标定关于金属体之间的已知间隙大小与电容传感器测试数据之间的一一对应关系，在实测中，利用该标定的对应关系以及采用线性计算方式来计算出实际检测数据所对应的间隙的数值，从而得出金属体之间间隙的测量值，该方法比较于现有技术的方法具有检测速度快、检测精度高的特点。
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公开(公告)号：CN119647315A
公开(公告)日：2025-03-18
申请号：CN202411626384.8
申请日：2024-11-14
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/28 , G06F113/08 , G06F119/08 , G06F119/14
Abstract: 本发明属于压水反应堆冷却剂系统技术领域，具体涉及一种反应堆冷却剂系统超压保护阀门的排量设计方法。包括如下步骤：步骤1：初始计算输入；步骤2：建立守恒关系式；步骤3：离散求解过程；步骤4：物性更新；步骤5：阀门排量确定。有益效果在于：本发明针对稳压器卸压阀排量初步估算过程计算输入过分依赖经验，计算假设不合理所导致的设计容量过当的问题，通过引入合理热力过程假设，建立了反应堆冷却剂系统‑稳压器事故瞬态条件下冷却剂系统受热膨胀导致的系统压力动态响应分析数学模型，能够较为准确确定卸压阀排量合理范围，实现显著缩短稳压器卸压阀排量设计论证周期和精度，具有原理清晰、计算快捷的显著特点。
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公开(公告)号：CN119104400A
公开(公告)日：2024-12-10
申请号：CN202411201342.X
申请日：2024-08-29
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本申请公开了一种锆合金试样的制备方法，具体地，获取辐照后的锆合金样品；对锆合金样品进行镶嵌固化；对镶嵌固化后的锆合金样品进行研磨和抛光；基于第一蚀刻溶液和第二蚀刻溶液，对抛光后的锆合金样品进行蚀刻，干燥后得到锆合金试样。通过配制不同的混合酸分两步进行蚀刻，对材料的细微结构进行更深入的处理，强化细节的显现，暴露晶粒内部的细微特征，提高表面的清洁度和可观效果，确保蚀刻完成后锆合金晶粒形貌显示的清晰度。
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公开(公告)号：CN117630010A
公开(公告)日：2024-03-01
申请号：CN202311593905.X
申请日：2023-11-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种金属板材表面缺陷三维精密检测方法、组件及系统，本发明提出的检测方法基于深度学习及坐标系统一的原理实现缺陷精度定位，为深度检测提供目标检测位置和测量轨迹，解决了金属板材质量检测时缺陷位置缺失的问题；利用图像处理计算缺陷的二维特征尺寸，根据深度检测获取的深度信息，计算得到缺陷的深度特征尺寸，从而完成缺陷三维特征尺寸的检测，同时找到被测件表面的危害性缺陷，基于三维形貌扫描方法，完成单个危害性缺陷三维形貌的扫描，从而实现表面缺陷三维形貌的定量检查，极大地提高了金属板材表面缺陷检查效率及检测可靠性。
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公开(公告)号：CN116168866A
公开(公告)日：2023-05-26
申请号：CN202211720650.4
申请日：2022-12-30
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 陈宏霞 , 喻娜 , 黄代顺 , 卢毅力 , 崔怀明 , 鲜麟 , 李峰 , 杨帆 , 程坤 , 周科 , 陆雅哲 , 初晓 , 习蒙蒙 , 蔡容 , 张舒 , 吴鹏 , 杨韵佳 , 王晨阳 , 徐青蓝 , 陈果 , 马海福 , 陈伟 , 吴广皓
Abstract: 本申请属于压水堆核电厂设计技术领域，具体涉及一种非能动余热排出系统容量需求确定方法及装置；该方法，包括：根据核电厂设计特性，梳理非能动余热排出系统所要应对的设计基准事故清单；根据所述设计基准事故清单，明确各事故发生后非能动余热排出系统达到的效果；根据明确的各事故后非能动余热排出系统达到的效果，确定非能动余热排出系统的限制工况；对确定的限制工况进行分析，从初始工况、反应堆保护和控制、堆芯相关假设等方面进行保守考虑，确定各限制工况下非能动余热排出系统的容量要求；根据对限制工况的分析结果，综合考虑以确定合适的非能动余热排出系统的容量范围，为新型核电厂非能动余热排出系统容量设计提供支持。
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