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公开(公告)号：CN103854709A
公开(公告)日：2014-06-11
申请号：CN201210519796.2
申请日：2012-12-06
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/14
CPC classification number: G21C13/032 , Y02E30/40
Abstract: 本发明涉及核电技术，具体公开了一种压水堆核电站稳压器竖直连接式波动管。它包括竖直段Ⅰ、竖直段Ⅱ，以及上述两者之间的延伸段，所述的竖直段Ⅰ从主回路管道的顶部竖直接出，所述的竖直段Ⅱ竖直向上与稳压器底部连接，所述的延伸段与水平面呈2~5°仰角向上延伸。利用设计的竖直段使得波动管从主管道上竖直接出，使得主管道上的波动管接管嘴焊缝上不存在热分层影响；波动管中间段的延伸段采用2~5°倾角向上延伸，有效缓解了热分层效应对该段焊缝的影响。
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公开(公告)号：CN102192818B
公开(公告)日：2013-05-22
申请号：CN201010130477.3
申请日：2010-03-11
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明属压水堆核电厂领域，具体公开一种蒸汽发生器二次侧役前水压试验二次侧手孔接口组件，它包括二次侧手孔连接法兰、二次侧手孔连接弯头、大口径高压球阀、第一直管段和加热循环入口快装接头，二次侧手孔连接法兰与二次侧手孔连接弯头的一端连通，二次侧手孔连接弯头的另一端与大口径高压球阀的一端连通，大口径高压球阀的另一端与第一直管段的一端连通，第一直管段的另一端与加热循环入口快装接头连通。本发明的接口组件具有大流量连通、高压隔离的功能。
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公开(公告)号：CN116306083A
公开(公告)日：2023-06-23
申请号：CN202310016116.3
申请日：2023-01-05
Applicant: 西南交通大学 , 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/23 , G06F119/08 , G06F119/14
Abstract: 本发明公开了一种基于位错攀移机制的晶体塑性有限元模拟方法，建立了基于位错的晶体塑性有限元模型(CPFEM)，研究了微观组织与蠕变行为的关系。该模型考虑了空位热运动导致的位错攀移，认为位错攀移会影响位错绕过机制的尝试频率和位错密度的演化。之后将实验与模拟结果进行对比，结果表明该晶体塑性有限元模型能较好地描述材料在高温下的蠕变响应。
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公开(公告)号：CN116050212A
公开(公告)日：2023-05-02
申请号：CN202310022387.X
申请日：2023-01-07
Applicant: 西南交通大学 , 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/23 , G06F17/16 , G06F119/02
Abstract: 本发明涉及材料蠕变疲劳寿命评估技术领域，涉及一种铅铋堆薄壳材料的蠕变性能评估方法，包括：步骤S1：以T91不锈钢材料为研究对象开展不同温度下的蠕变实验，对蠕变过程进行分析；提出一种改进的K‑R唯象学蠕变损伤模型，给出参考材料常数；步骤S2：对改进的K‑R唯象学蠕变损伤模型进行数值实现，编写UMAT子程序在ABAQUS中建立有限元模型对T91不锈钢的高温蠕变实验进行模拟；步骤S3：采用有限元软件ABAQUS建立了两种有限元分析工程算例模型，并根据改进的K‑R模型所编撰的UMAT子程序针对T91不锈钢进行高温蠕变预测。本发明对解决铅铋冷却快堆包壳结构选材问题具有重要的参考意义及指导作用。
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公开(公告)号：CN113674881A
公开(公告)日：2021-11-19
申请号：CN202110795945.7
申请日：2021-07-14
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明属于安全系统设计技术领域，设计了一种铅铋堆压力容器非能动余热排出系统。本发明包括一回路冷却系统、主容器冷却系统和空气冷却系统，其中一回路冷却系统位于主容器冷却系统内部，将热量传递给主容器冷却系统；主容器冷却系统的外部设有空气冷却系统，主容器冷却系统将热量传递给空气冷却系统。本发明能够实现通过自然循环空气冷却等非能动方式带走堆芯余热，将反应堆带至安全稳定状态。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN113533420A
公开(公告)日：2021-10-22
申请号：CN202110800957.4
申请日：2021-07-15
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01N25/20
Abstract: 本发明堆芯测量技术，具体涉及一种铅铋堆气泡堆芯分布实验的空泡份额测量方法及装置。搭接测量装置，包括截面为套筒、固定于套筒内的电加热棒，以及通气管，电加热棒外壁上设有热电偶，套管内填充不透明流体；利用热电偶4测量对应位置的温度，记录温度随时间的变化；等到热电偶测量温度稳定后，从套管下部间隔的向气体通道内通入气泡，采用过程中热电偶测得温度，记录温度随时间的变化；在相邻的轴向高度分别获得壁面平均温度，取差值得到对应的空泡份额。能够准确得到冷却剂通道不同位置的空泡份额，进而得到气泡进入堆芯的分布行为。
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公开(公告)号：CN108981427B
公开(公告)日：2019-11-05
申请号：CN201810748422.5
申请日：2018-07-09
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种列管式热交换器，一种列管式热交换器，包括：外壳，包括自上而下依次设置的上封头、壳体、下封头；上管板，连接在上封头与壳体之间；下管板，设置在壳体与下封头之间，且与下封头相连；管束，上端连接上管板且与上封头内部空间连通，下端与下管板连接且与下封头内部空间连通；所述下管板与壳体下端之间具有间隙；所述壳体上部开设有壳程入口；所述上封头上开设有管程出口和管程入口。本发明壳体与管束分离设计，壳体结构和管束结构可以自由膨胀，消除了热应力对结构的破坏作用；具有结构简单紧凑、成本低、制造容易的优点，有效地简化了设备结构，提高了设备可靠性。
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公开(公告)号：CN105405477B
公开(公告)日：2017-12-26
申请号：CN201510743678.3
申请日：2015-11-05
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C11/08
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明公开了一种适用于内置蒸汽稳压器的绝热隔板，包括外壳，所述外壳为其上设置有中央腔体的中空结构，所述中央腔体内还设置有反射箔片。本发明提供了一种可用于反应堆压力容器内部，可实现分隔内置蒸汽稳压器和反应堆冷却剂系统的分隔装置，以上装置相较于现有用于实现分隔内置蒸汽稳压器和反应堆冷却剂系统的隔离部件，其具有更为简单的结构和更小的体积，可有效减小内置了蒸汽稳压器的反应堆压力容器的体积；进一步的，以上结构设置的反射箔片减小了内置蒸汽稳压器的散热，故本发明还具有降低内置蒸汽稳压器电加热功率的效果。
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公开(公告)号：CN103632736B
公开(公告)日：2016-08-10
申请号：CN201210295150.0
申请日：2012-08-20
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
CPC classification number: G21C13/02 , G21C11/08 , G21C15/12 , G21C15/18 , G21C15/182 , G21C15/243 , G21D3/06 , Y02E30/40
Abstract: 本发明涉及一种核电站堆腔注水冷却系统，包括：设置在反应堆安全壳内的反应堆堆腔、设置在反应堆堆腔内的压力容器，位于反应堆堆腔与压力容器之间并包围压力容器的隔热屏障，还包括外部注水系统和设置在安全壳内的高位注水系统；外部注水系统包括外部水源、与外部水源连接的外部注水管、在外部注水管上设置的堆腔注水泵、在堆腔注水泵上游和下游分别设置的第一隔离阀和第二隔离阀；该外部注水管穿过安全壳与隔热屏障底部连接；高位注水系统包括高位注水箱、连接高位注水箱底部与外部注水管的高位注水管、设置在高位注水管上的第三隔离阀。本发明性能稳定可靠，可以有效地缓解严重事故后果，确保严重事故下反应堆压力容器的完整性。
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公开(公告)号：CN104051037A
公开(公告)日：2014-09-17
申请号：CN201410264088.8
申请日：2014-06-13
Applicant: 长江勘测规划设计研究有限责任公司 , 中国核动力研究设计院
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明公开了一种阶地下埋型地下核电站，包括核岛和常规岛，核岛涉核建筑物置于山体核岛洞室群内，常规岛置于山体边坡上部的阶地平台上，核岛洞室群相对常规岛下埋于山体内。本发明适用于山体边坡外侧无合适平台、边坡上部有较大阶地平台或者边坡上部人工开挖容易形成较大平台的地形环境，为地下核电站的建设提供了一种可行的总体布置；主要工艺系统较地面核电站无需重大调整，降低了地下核电站技术研发难度；通过将核岛厂房布置于不同的地下洞室内，可确保现有的地下工程技术满足核电站涉核建筑物布置于地下的要求。
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