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公开(公告)号：CN113963823B
公开(公告)日：2025-01-17
申请号：CN202111243800.2
申请日：2021-10-25
Applicant: 中国原子能科学研究院
IPC: G21C19/18 , G21C19/105
Abstract: 一种反应堆的换料系统及换料方法。反应堆包括由堆容器和堆顶盖形成的容器以及设置于容器内的堆芯，反应堆的换料系统包括：堆外换料装置，位于容器的外部，用于将容器内的待换乏燃料自堆芯移至堆外，或将容器外的待放新燃料自堆外移至堆芯；导向装置，能够绕堆顶盖的轴心线转动地安装在堆顶盖上，导向装置具有贯穿堆顶盖的换料通道；其中，待换乏燃料通过换料通道自堆芯移至堆外，或待放新燃料通过换料通道自堆外移至堆芯。仅利用堆外换料装置就可以将待换乏燃料移出换料通道或将待放新燃料移入换料通道，换料系统的结构简单，完成抓取动作的设备数量少，操作便捷，可靠性高，反应堆径向尺寸更小。
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公开(公告)号：CN119227374A
公开(公告)日：2024-12-31
申请号：CN202411328531.3
申请日：2024-09-23
Applicant: 中国原子能科学研究院
IPC: G06F30/20 , G06Q50/06 , G06F17/16 , G21D3/00 , G06F119/02 , G06F119/08
Abstract: 本申请的实施例涉及核反应堆技术领域，具体涉及一种基于模型的核反应堆逻辑分析方法。方法包括：S1、将核反应堆的全部子功能进行组合、分配，以确定核反应堆的系统设备组成；S2、根据核反应堆的全部子功能之间的接口和核反应堆的系统设备组成，进行逻辑交互场景分析，以使核反应堆的系统设备组成能够满足核反应堆的全部生命周期阶段的任务场景；S3、根据逻辑交互场景分析，对核反应堆的系统设备进行接口分析，确定系统设备的内、外部接口。本申请的实施例提供的方法，对核反应堆的系统设备组成进行逻辑交互场景分析，能够全面地分析出在各个系统设备之间的接口，结合需求分析的外部接口，能够分析得到核反应堆的全部内、外部的接口。
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公开(公告)号：CN113764113B
公开(公告)日：2024-05-10
申请号：CN202111048915.6
申请日：2021-09-08
Applicant: 中国原子能科学研究院
Abstract: 反应堆及其换热器。用于反应堆的换热器包括：一次侧壳体，其内限定有容纳腔，所述一次侧壳体具有与所述容纳腔连通的一次侧介质入口和一次侧介质出口；多根换热管，设置于所述容纳腔内，每根所述换热管具有第一开口端和第二开口端；二次侧介质入口联箱，与所述换热管的第一开口端连通；以及二次侧介质出口联箱，与所述换热管的第二开口端连通。在本申请实施例的换热器中，一次侧介质流动阻力小，有利于加快一次侧介质的循环速度，以及降低对驱动一次侧介质流动的泵的功率要求。
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公开(公告)号：CN106451996A
公开(公告)日：2017-02-22
申请号：CN201610937565.1
申请日：2016-10-25
Applicant: 中国原子能科学研究院
IPC: H02K44/04
CPC classification number: H02K44/04
Abstract: 本发明涉及一种液态金属电磁泵。为解决现有电磁泵难以满足空间核电源系统应用要求的问题，本发明提供了一种空间核环境用液态金属电磁泵。该电磁泵包括泵沟总成、电磁激励结构总成、气体密封外壳总成和电力传输总成。本发明的铁芯结构具有较好的导磁效率，有利于降低电磁泵的重量和体积；液态金属的环形流道能够有效提高电磁泵的工作效率；电磁泵结构紧凑、坚固，能够承受航天器发射至入轨阶段的振动和冲击；采用的气体密封外壳总成及惰性气体能够为电磁激励结构提供有效保护，极大的提高了寿命和可靠性；电磁泵采用了较为合理的设计结构，有利于温度分布的控制，使得该电磁泵在真空环境中能够长期稳定工作。
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公开(公告)号：CN115223736B
公开(公告)日：2025-01-24
申请号：CN202210791428.7
申请日：2022-07-05
Applicant: 中国原子能科学研究院
IPC: G21C15/257 , F28D15/02
Abstract: 本申请实施例公开了一种地下核电源，涉及核电技术领域，是一种不依赖大气与地下河排放热量的地下核电源。该地下核电源，包括热发电模块和第一热管，热发电模块设置于地层中，热发电模块用于产生热能并将之转化为电能；第一热管的吸热端设置于热发电模块处，第一热管的放热端用于埋设在山体中，以将热发电模块处的剩余热量传递至山体。本申请的地下核电源用于核能发电。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN110174160B
公开(公告)日：2025-01-14
申请号：CN201910509944.4
申请日：2019-06-13
Applicant: 中国原子能科学研究院
Abstract: 本公开属于液态金属的检测仪表技术领域，特别涉及一种应用于高温液态金属液位探测及温度测量的多用途探针。该探针包括：结构件、过渡连接件、绝缘件、密封件；其中绝缘件采用耐高温陶瓷材料。结构件采用不锈钢材料。结构件包括：螺纹公接头、上压紧件、螺纹母接头、下接管、中心探针；绝缘件包括：陶瓷管；高温液态金属探针采用陶瓷管，其既是结构件又是绝缘件，而密封件采用的是金属垫片；在其他结构件、连接件使用不锈钢材料件时最高使用温度可达到650℃。若使用镍基合金或难熔金属材料替代制作探针和螺纹连接件，还可将耐温能力进一步提高到1000℃。
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公开(公告)号：CN113764113A
公开(公告)日：2021-12-07
申请号：CN202111048915.6
申请日：2021-09-08
Applicant: 中国原子能科学研究院
Abstract: 反应堆及其换热器。用于反应堆的换热器包括：一次侧壳体，其内限定有容纳腔，所述一次侧壳体具有与所述容纳腔连通的一次侧介质入口和一次侧介质出口；多根换热管，设置于所述容纳腔内，每根所述换热管具有第一开口端和第二开口端；二次侧介质入口联箱，与所述换热管的第一开口端连通；以及二次侧介质出口联箱，与所述换热管的第二开口端连通。在本申请实施例的换热器中，一次侧介质流动阻力小，有利于加快一次侧介质的循环速度，以及降低对驱动一次侧介质流动的泵的功率要求。
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公开(公告)号：CN113450933A
公开(公告)日：2021-09-28
申请号：CN202110955405.0
申请日：2021-08-19
Applicant: 中国原子能科学研究院
IPC: G21C15/18
Abstract: 反应堆余热排出系统及方法。反应堆余热排出系统包括：冷却容器，其限定形成具有向上开口的容纳腔，所述反应堆的堆容器位于所述容纳腔中；和储液容器，其内容装冷却液，用于向所述容纳腔供应冷却液。本申请实施例可以在反应堆事故停堆时利用容纳腔中的冷却液对反应堆的堆容器进行散热。
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公开(公告)号：CN103697974B
公开(公告)日：2016-05-04
申请号：CN201410004959.2
申请日：2014-01-06
Applicant: 中国原子能科学研究院
IPC: G01F25/00
Abstract: 本发明涉及一种用于测量流量的仪表设备的检定或校正装置及方法。为解决现有液态金属流量计校验装置及校验方法校验精确度不高、校验量程较窄、安全性较低等问题，本发明提供了一种液态金属流量计校验装置及校验方法。该装置包括存储罐、加热器、电磁泵、主量筒、副量筒、预热器、液态金属流量计接口A、液态金属流量计接口B、蒸气阱。一种采用上述液态金属流量计校验装置的校验方法，该方法采用分段校验模式对液态金属流量计的不同量程进行校验。本发明的液态金属流量计校验装置属于原始标准装置，能够实现液态金属流量计传递流量量值或测试精确度的实流校验，校验精确度高，校验量程大，安全性高，成本较低，并且具有良好的适用性。
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公开(公告)号：CN119228415A
公开(公告)日：2024-12-31
申请号：CN202411328516.9
申请日：2024-09-23
Applicant: 中国原子能科学研究院
IPC: G06Q30/0201 , G06Q30/0203 , G06Q50/06 , G21D3/00
Abstract: 本申请的实施例涉及核反应堆技术领域，具体涉及一种基于模型的核反应堆需求分析方法。其包括：S1、根据核反应堆的供电供热能力需求，确定核反应堆的全部生命周期阶段的任务场景；S2、根据核反应堆的全部生命周期阶段的任务场景，确定核反应堆对应每个生命周期阶段的各任务场景的利益相关方；S3、根据核反应堆对应每个生命周期阶段的各任务场景的利益相关方，确定核反应堆的利益相关方需求；S4、根据核反应堆的全部生命周期阶段的任务场景及核反应堆的利益相关方需求，进行动态交互场景分析，确定核反应堆的型号要求。本申请的实施例提供的方法有利于对核反应堆的需求开展全面分析，为核反应堆的后续设计提供帮助。
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