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公开(公告)号：CN114199927A
公开(公告)日：2022-03-18
申请号：CN202111517535.2
申请日：2021-12-13
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了固态堆芯膨胀系数非接触式测量装置及方法，固态堆芯膨胀系数非接触式测量装置包括荧光涂料标志物、CCD相机和计算机；所述荧光涂料标志物包括分别置于堆芯侧壁和底部的侧壁荧光涂料标志物和底部荧光涂料标志物；所述CCD相机与荧光涂料一一对应设置，所述CCD相机设置在堆芯外侧，用于采用荧光涂料的图像；所述计算机与CCD相机通信连接，用于接收荧光涂料标志物的图像，并根据荧光涂料标志物的图像计算堆芯膨胀系数。本发明能够实现对态堆芯膨胀系数测量。
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公开(公告)号：CN111081390B
公开(公告)日：2022-03-18
申请号：CN201911407691.6
申请日：2019-12-31
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 李权 , 柴晓明 , 王金雨 , 张卓华 , 黄永忠 , 李文杰 , 李垣明 , 张宏亮 , 何晓强 , 曾畅 , 彭诗念 , 苏东川 , 李松蔚 , 段振刚 , 余红星 , 杨洪润
Abstract: 本发明属于核反应堆燃料元件技术领域，具体涉及一种增强慢化能力的双包壳燃料元件，包括：上端塞、气腔弹簧A、内包壳、气腔弹簧B、外包壳、若干个芯块A、若干个芯块B和下端塞；内包壳内部下端堆叠若干个芯块A，芯块A上部设置内包壳裂变气体气腔；内包壳裂变气体气腔一端通过气腔弹簧A与芯块A阻隔，内包壳裂变气体气腔的另一端也设置有气腔弹簧A；内包壳的外壁套有外包壳；内包壳外壁与外包壳内壁之间由下至上堆叠放置若干个芯块B；芯块B上部设置气腔弹簧B；上端塞与内包壳和外包壳的顶部定位连接；下端塞与内包壳和外包壳的底部焊接连接；芯块A和芯块B的材料按裂变材料‑慢化材料或慢化材料‑裂变材料形式组合。
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公开(公告)号：CN112366011B
公开(公告)日：2022-03-01
申请号：CN202011164442.1
申请日：2020-10-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种热管反应堆核功率的控制方法及系统，该方法包括：获取热管反应堆热端温度偏差；将热管反应堆热端温度偏差送入比例积分控制器，得到热管反应堆热端温度控制量；获取热管反应堆热端温度控制量和需求负荷之和，得到需求功率；根据需求功率获取功率偏差；将功率偏差送入比例积分控制器，获取核功率控制量；将核功率控制量转换为旋转鼓给定转速，并将旋转鼓给定转速送到旋转鼓驱动机构，旋转鼓驱动机构驱动旋转鼓以旋转鼓给定转速转动。本发明的目的在于提供一种热管反应堆核功率的控制方法及系统，有利于热管反应堆的稳定运行，并提供多样化控制方式以提高控制系统可靠性，也有利于容错运行，提高热管反应堆的长期可用性。
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公开(公告)号：CN111276265A
公开(公告)日：2020-06-12
申请号：CN201911414581.2
申请日：2019-12-31
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明属于核反应堆燃料元件技术领域，具体涉及一种采用铀-氢化钇燃料的棒型燃料元件，包括：包括：上端塞、包壳管、包壳管内涂层、气腔弹簧、垫块、若干块燃料芯块、燃料芯块涂层和下端塞；所述包壳管顶部与上端塞定位固定连接；所述包壳管下端内部由下至上依次堆叠若干块燃料芯块，并形成芯块摞，所述芯块摞的上、下两端均设置有垫块，所述芯块摞上端的垫块上部设置包壳裂变气体气腔；所述包壳裂变气体气腔的上下两端设置有气腔弹簧；所述包壳裂变气体气腔下端的气腔弹簧与芯块摞上端的垫块接触；所述包壳裂变气体气腔上端的气腔弹簧与上端塞接触；所述包壳管底部与下端塞焊接连接；所述燃料芯块材料为铀-氢化钇U-YHx。
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公开(公告)号：CN109256223B
公开(公告)日：2019-12-10
申请号：CN201811343185.0
申请日：2018-11-13
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明公开了一种余热排出系统，包括反应堆压力容器、反应堆冷却剂泵和余热排出冷却器，反应堆压力容器内的热水流入反应堆冷却剂泵经冷却后再流回反应堆压力容器，反应堆冷却剂泵的冷段管道还同时和余热排出冷却器的流入管道连接，余热排出冷却器的流出管道和反应堆压力容器的热段管道相连。还公开了一种余热排出方法。本发明解决了传统的热段流向冷段的余热排出系统中余热排出冷却器海水侧的过冷沸腾以及事故过程中蒸汽发生器二次侧的超压风险等问题。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN109859866A
公开(公告)日：2019-06-07
申请号：CN201910167974.1
申请日：2019-03-06
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明涉及一种压水堆核电站缓解主蒸汽管道破裂事故后果的方法，包括以下步骤：第一步：主蒸汽管道破裂事故发生后，“蒸汽流量高与反应堆冷却剂平均温度低或补偿蒸汽管线压力低符合”信号触发，关闭所有主蒸汽和主给水隔离阀；第二步：“蒸汽管线压力低-3”信号触发冷却剂泵停运。本发明需要在反应堆保护系统中新增“蒸汽管线压力低-3”停运冷却剂泵信号。本发明能够显著减缓主蒸汽管道破裂事故中冷却剂的降温速率，解决了现有技术中主蒸汽管道破裂事故过程中的冷却剂降温速率快的本质问题。本发明通过降低堆芯重返临界后的功率峰值，从而有效降低燃料元件烧毁的风险，达到缓解事故后果的目的。
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公开(公告)号：CN109256223A
公开(公告)日：2019-01-22
申请号：CN201811343185.0
申请日：2018-11-13
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明公开了一种余热排出系统，包括反应堆压力容器、反应堆冷却剂泵和余热排出冷却器，反应堆压力容器内的热水流入反应堆冷却剂泵经冷却后再流回反应堆压力容器，反应堆冷却剂泵的冷段管道还同时和余热排出冷却器的流入管道连接，余热排出冷却器的流出管道和反应堆压力容器的热段管道相连。还公开了一种余热排出方法。本发明解决了传统的热段流向冷段的余热排出系统中余热排出冷却器海水侧的过冷沸腾以及事故过程中蒸汽发生器二次侧的超压风险等问题。
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公开(公告)号：CN114798995B
公开(公告)日：2024-06-04
申请号：CN202210271679.2
申请日：2022-03-18
Applicant: 成都航空职业技术学院 , 中国核动力研究设计院
IPC: B21F33/00
Abstract: 本发明公开了一种丝网槽阶进分级正压压型机，包括底板，底板的两侧对称设置两块侧板，侧板的侧壁上安装有多个限位板；底板上对称开设有多个弹簧固定孔，多个弹簧固定孔内均设置有固定柱，每根固定柱上均设置有一个压板，多个压板上均开设有限位缺口，多个压板的两端均嵌入限位板中固定；多个压板的上方设置有一个等高凸轮；底板上还开设有多个成型长槽，压板的底部设置有压料条。本发明通过等高凸轮的转动与压板以及压料板接触，挤压压板和压料板下移，底板上的成型长槽与压板上的压料条压入配合，对放置于底板与压板之间的丝网进行挤压，压料条能够在成型长槽中持续挤压，再放开对丝网的挤压，以此实现对丝网的持续挤压且避免丝网的变形。
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公开(公告)号：CN111128410B
公开(公告)日：2022-07-26
申请号：CN201911407679.5
申请日：2019-12-31
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 柴晓明 , 马誉高 , 余红星 , 杨洪润 , 何晓强 , 邓坚 , 苏东川 , 张卓华 , 丁书华 , 冉旭 , 邱志方 , 刘余 , 李松蔚 , 王金雨 , 曾畅 , 张宏亮 , 李文杰
IPC: G21C1/32 , G21C15/257
Abstract: 本发明属于核反应堆技术领域，具体涉及一种热管反应堆系统及其能量转换方式，包括：反应堆基体111、热管组3、保温层4、电磁泵5、换热器108、回热器110、压缩机111、系统空气入口端113、透平109和系统能量输出端112；所述反应堆基体110内设置有热管组3，所述热管组3上设置有保温层4、电磁泵5和换热器108，所述换热器108上部还设置有换热器出口106和换热器入口107，所述换热器出口106通过透平109与系统能量输出端112连接；所述换热器入口107与回热器110一端连接，所述回热器110另一端通过压缩机111与系统空气入口端113连接。
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公开(公告)号：CN114647939A
公开(公告)日：2022-06-21
申请号：CN202210290061.0
申请日：2022-03-23
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 张舒 , 李峰 , 邱志方 , 张卓华 , 鲜麟 , 喻娜 , 方红宇 , 陈宏霞 , 吴鹏 , 张丹 , 杨帆 , 陆雅哲 , 程坤 , 沈才芬 , 蔡容 , 杨韵佳 , 马誉高 , 习蒙蒙 , 周科
Abstract: 本发明公开了一种船用核动力装置多样化保护参数的选取方法，包括以下步骤：Step1.确定DAS分析使用的验收准则；Step2.根据Step1中的验收准则初步确定DAS的功能需求；Step3.基于Step2提出的DAS功能需求，进行DAS安全功能设计；Step4.在满足Step3的DAS安全功能的前提下，选取DAS自动驱动信号作为DAS保护信号；Step5.设计DAS保护信号整定值。本发明在设置于安全级平台之外的DAS系统中选取合理的紧急停堆和专设系统保护信号以及对应的整定值，可在安全级平台发生SWCCF时对船用核动力装置进行保护。
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