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公开(公告)号：CN119688433A
公开(公告)日：2025-03-25
申请号：CN202411657214.6
申请日：2024-11-19
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本申请提供了一种基于高速成影技术的爆破试验系统及方法，包括：爆破装置、压力处理装置、图像采集设备、图像处理装置；压力处理装置用于采集所述爆破装置内的第一压力值；图像处理装置与压力处理装置电连接，图像处理装置接收所述爆破装置内的第一压力值后，控制图像采集设备开始采集爆破片爆破的形态，本申请通过压力处理装置能够对爆破片的爆破压力测量，通过图像处理装置能够对毫秒级爆破片爆破过程进行观测且与压力处理装置采用实时同步测量方式，保证了数据与图像的实时同步性，能够对辐照考验装置用爆破片的性能可靠性进行验证。本申请通过可更换局部零件的方式实现辐照考验装置用各种规格型号的爆破片，具有较高的经济性。
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公开(公告)号：CN119670418A
公开(公告)日：2025-03-21
申请号：CN202411752490.0
申请日：2024-12-02
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G06F30/17 , G06F119/08 , G06F119/14 , G06F119/12
Abstract: 本申请提供了一种辐照考验回路超压保护设计方法，所属研究堆辐照技术领域，辐照考验回路超压保护设计方法包括：本申请实施例提供的辐照考验回路超压保护设计方法，通过对构建辐照考验回路的第一模型，假设引起超压保护的始发条件和超压保护装置的边界条件，在检漏系统超压时，通过调整超压保护装置喷放截面的截面积和喷放启动时间，使检漏系统的压力不超过绝热管的承压极限，从而得到一个超压保护装置的喷放截面积尺寸和喷放延迟启动时间，根据计算出的喷放截面积尺寸和喷放延迟启动时间选择合适的超压保护装置，及时对辐照考验回路进行泄压，防止检漏系统压力超过绝热管的承压极限，保证辐照考验回路工作的安全性和可靠性。
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公开(公告)号：CN115512867B
公开(公告)日：2025-03-18
申请号：CN202211297911.6
申请日：2022-10-21
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种用于高温高压辐照试验回路的加氢系统和加氢方法，加氢系统包括依次连通的氢气供应单元、流量控制单元以及送入单元；流量控制单元包括并联设置的自动加入单元和手动加入单元；手动加入单元包括回水提供单元和至少两个加氢单元，加氢单元与所述送入单元和氢气供应单元均连通；至少两个加氢合单元呈至少两排并列设置；每一排加氢单元均连通所述回水提供单元；每一排加氢单元上均设置有温度测量仪，加氢单元与送入单元连通的管道上设置有压力测量仪；每一排加氢单元的两端均设置有隔离阀；操作方便、安全可靠，回路中溶解氢浓度响应速度较快、控制精度较高，氢气使用效率高，满足高温高压辐照试验回路中的加氢要求。
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公开(公告)号：CN119339978A
公开(公告)日：2025-01-21
申请号：CN202411209258.2
申请日：2024-08-30
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/00 , G06F17/10 , G21C17/022 , G21C17/032
Abstract: 本发明提供了一种用于研究堆辐照考验回路冷却水系统及其设计和使用方法，涉及核燃料及材料堆内辐照技术领域，解决了现有冷却水系统外部水源完全断流会带来安全隐患的技术问题。本发明第一液位报警点和第二液位报警点之间对应的容积为运行缓冲容积V1，第二液位报警点与第一取水点之间的容积为停堆初期的最小冷却水容积V2，第一取水点与第二取水点之间的容积为停堆后期的最小冷却水容积V3；V1、V2和V3之和即为所述冷却水池的最佳容积V。本发明简化了系统的复杂性、减少了设备占用的空间，降低了建造成本，同时通过核安全等级保证了设备及系统可靠性；保证了燃料元件的安全，还优化了冷却水池的尺寸设计，进一步合理的利用了研究堆工艺间的空间。
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公开(公告)号：CN119314708A
公开(公告)日：2025-01-14
申请号：CN202411201335.X
申请日：2024-08-29
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
Abstract: 本申请提出了一种用于堆内燃料辐照考验回路的应急冷却系统，包括：高压安注部，连通第一给水系统与堆内燃料辐照考验回路，高压安注部包括第一高压安注支部和第二高压安注支部；低压安注部，与高压安注部并联，连通第二给水系统与堆内燃料辐照考验回路，其中，低压安注部包括第一低压安注支部和第二低压安注支部，第一低压安注支部包括并联的多个第一低压安注箱和与多个第一低压安注箱各自连接的第一安注泵，第二低压安注支部包括并联的多个第二低压安注箱和与多个第二低压安注箱各自连接的第二安注泵。本技术方案提高了安注冷却液体的贮存量以保证燃料元件得到长时间的冷却，增加多个备用阀门使系统整体可靠性提升。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN119303916A
公开(公告)日：2025-01-14
申请号：CN202411359200.6
申请日：2024-09-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 梅星 , 岳潇 , 廖季鑫 , 魏甫 , 吴瑞 , 刘鹏 , 童明炎 , 汪海 , 王万金 , 何潘庆 , 闫明 , 卜仁越 , 田志龙 , 王平 , 冯治 , 张浩 , 和佳鑫 , 李永强
Abstract: 本发明涉及研究堆运维技术领域，本发明提供了一种研究堆高温高压考验回路循环冲洗装置及方法，包括水箱、冲洗泵、第一过滤器和第二过滤器，通过在主泵单元出口端依次连接第一过滤器、水箱、冲洗泵和第二过滤器，最后由第二过滤器回到考验回路的热交换单元，构成强制循环的外接回路，有效去除考验回路中的杂质，并通过对每条回路进行分步单独冲洗，加强了单次冲洗的效果，减少了运维人员受照剂量时间，提高了操作的安全性。
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公开(公告)号：CN119290718A
公开(公告)日：2025-01-10
申请号：CN202411336081.2
申请日：2024-09-24
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01N17/00
Abstract: 本发明涉及研究堆工艺系统设计领域，一种堆内腐蚀试验系统，包括：辐照装置，用于对反应堆内的腐蚀实验材料进行辐照，并基于辐照装置内所设置的子冷却系统，对反应堆内所进行的腐蚀实验进行降温；主泵，通过管路与所述辐照装置的子冷却系统连通，用于驱动冷却剂循环流入所述辐照装置的子冷却系统；主热交换器，设置在冷却剂由辐照装置的子冷却系统流向主泵的回流管路上，用于对所述辐照装置子冷却系统所流出的冷却剂进行换热；稳压器，设置在所述回流管路上，用于调节所述回流管路的压力。本申请实现了在辐照环境下，对实验材料进行腐蚀实验，并且能够满足腐蚀试验水化学环境要求，提高了实验结果的准确性和可靠性。
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公开(公告)号：CN117672581A
公开(公告)日：2024-03-08
申请号：CN202311672819.8
申请日：2023-12-07
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种研究堆辐照考验回路废水收集装置，包括密闭箱体、隔板组件、放射性废水进水管道、非放射性废水进水管道，隔板组件设置在密闭箱体内，且与密闭箱体的内侧壁面固定连接，隔板组件与内侧壁面和内底壁面形成放射性废水流道，隔板组件与内侧壁面形成非放射性废水流道；放射性废水进水管道与密闭箱体连接且与放射性废水流道连通；非放射性废水进水管道与密闭箱体连接且与非放射性废水流道连通；本发明通过隔板组件形成了非放射性废水流道和放射性废水流道，可以对辐照考验回路排放的废水集中分类处理，相当于传统的非放射性废水和放射性废水一起排放的方式，具有非放射性废水和放射性废水分类处理的优点，方便后端处理。
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公开(公告)号：CN119406461A
公开(公告)日：2025-02-11
申请号：CN202411530756.7
申请日：2024-10-30
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: B01J47/022 , G21F9/12 , G21F9/00 , G21C17/00
Abstract: 本发明涉及辐照试验回路设备技术领域，本发明提供了一种适用于辐照试验回路的离子交换柱，包括外筒和用于放置离子交换柱的内筒，外筒下端设有与内筒连通的出水管，外筒上端连接有端法兰，端法兰内球面配合连接有密封堵头，密封堵头上设有与内筒连通的进水管，端法兰螺栓连接有用于压紧密封堵头固定于端法兰内的压盖法兰，通过外筒和内筒的套筒结构设置，并采用压盖法兰与端法兰的螺栓连接，以抵紧密封堵头与端法兰，实现球面密封配合，降低了组装精度要求，提高了装配的灵活性和快捷性，从而减少了操作人员的受照射剂量。
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公开(公告)号：CN119314711A
公开(公告)日：2025-01-14
申请号：CN202411201467.2
申请日：2024-08-29
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种基于压水堆工况的堆内燃料辐照考验回路，包括主循环系统、净化系统、裂变物质释放监测系统、补水系统、应急冷却系统、冷却水系统、堆内装置压力失效在线监测系统、停堆保护系统、热工参数测量系统、供电系统、通排风系统。本发明的回路实现了压水堆工况环境，保证达到燃料考验所需的温度、压力、流速、水质等各种技术指标；合理配置各系统的安全等级，既满足了法规要求又提高了回路安全性能；合理设置多级冷却水、排风等系统，降低排出流放射性活度，保证环境安全，消除放射性气溶胶在工艺间的释放，减少工作人员受照剂量、保证工作人员安，并且还消除堆内装置在破裂事故工况下对反应堆的安全风险，提高系统的可靠性。
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