-
公开(公告)号：CN105788664A
公开(公告)日：2016-07-20
申请号：CN201610295309.7
申请日：2016-05-06
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C1/08 , G21C13/02 , G21C15/14 , G21C15/243 , G21C17/035
CPC classification number: Y02E30/40 , G21C1/086 , G21C13/02 , G21C15/14 , G21C15/243 , G21C17/035
Abstract: 本发明公开了一种压水型核反应堆结构，所述结构包括：一体化堆顶、驱动机构、压力容器、堆内构件、保温构件，所述一体化堆顶与所述压力容器的顶盖连接，所述保温构件设置在所述压力容器外表面，所述堆内构件吊挂在所述压力容器的支撑台阶上，所述驱动机构安装在压力容器顶盖上，实现了将中子通量测量探测器、温度测量探测器和水位测量探测器通过位于压力容器上封头内的堆内测量导向结构和压力容器顶部贯穿件引出反应堆，避免顶盖上堆内测量管座的数量增加；能实现水位测量要求；合理分配进入堆芯的冷却剂流量；保温层还可实现反应堆压力容器外部快速冷却的技术效果。
-
公开(公告)号：CN103106933B
公开(公告)日：2016-05-25
申请号：CN201310042973.7
申请日：2013-02-04
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/16
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明公开了一种双腔室筒式超临界水冷堆蒸汽腔结构，主要由筒体（1）以及设置于筒体（1）中的上腔板（2）和下腔板（3）构成，上腔板（2）与下腔板（3）之间的空间由筒体（1）围合形成腔体，所述筒体（1）为悬臂式结构，上腔板（2）直接与筒体（1）的筒壁连接。本发明的优点在于：结构稳定性好，制造和安装难度低，不影响反应堆的效率。本发明还公开了一种使用上述蒸汽腔结构的超临界水冷堆压力容器。
-
公开(公告)号：CN103871503A
公开(公告)日：2014-06-18
申请号：CN201210540914.8
申请日：2012-12-14
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明涉及一种核反应堆下腔室板状流量分配装置，其设置在反应堆压力容器下封头内的下腔室内，包括一个流量分配板和若干根支柱；所述流量分配板为圆形板，其通过所述支柱固定在压力容器内的堆芯下支撑板的下表面；该流量分配板与所述压力容器内的堆芯下支撑板共轴线；所述流量分配板上均匀开有若干个通透的流水孔。本发明大大简化了反应堆下腔室结构，提高了结构稳定性和可靠性；本发明克服了堆芯入口区域流场不均匀现象，满足了热工水力要求；本发明结构简单，降低了成本，并提高了经济性。
-
公开(公告)号：CN103358043A
公开(公告)日：2013-10-23
申请号：CN201310322187.2
申请日：2013-07-30
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了连接结构、核反应仪表套管和二次支承柱及焊接方法，连接结构，包括焊接接头A和焊接接头B，焊接接头A和焊接接头B通过全焊透对接焊的方式对接，焊接接头A和焊接接头B对接后，其外径面存在截面为单U型坡口，其内径面存在截面为光滑过渡凹槽，光滑过渡凹槽和单U型坡口的开口方向相反，且光滑过渡凹槽和单U型坡口之间的连接区域为焊接接头A的本体和焊接接头B的本体，焊接接头A和焊接接头B对接后的连接缝位于光滑过渡凹槽和单U型坡口之间，单U型坡口内填充有焊料层。该新型设计具有设计简单、加工方便、便于控制焊缝质量以及方便对焊缝进行体积检查等优点。
-
公开(公告)号：CN103106931A
公开(公告)日：2013-05-15
申请号：CN201310042980.7
申请日：2013-02-04
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C3/322 , G21C5/02 , G21C15/16 , G21C13/036
CPC classification number: Y02E30/38
Abstract: 本发明公开了一种适用于超临界水冷堆双流程堆芯的堆内构件，包括吊篮筒体、堆芯下板、集流腔壳体、压紧筒体、堆芯上板、下部支承板及上围板，其中，下部支承板上方的压紧筒体内区域构成上腔体，上围板、下部支承板及堆芯上板三者之间构成混合腔体，下部支承板设有接通上腔体与混合腔体的通水孔。上围板、下部支承板、堆芯上板及压紧筒体四者共同构成一个环形的出口蒸汽腔，压紧筒体连接有接通出口蒸汽腔且穿过吊篮筒体的出口内套管。堆芯下板与集流腔壳体之间构成有集流腔，集流腔壳体设有多个接通集流腔的开孔，吊篮筒体和压紧筒体两者上部均设有周向的开孔。本发明采用双流程结构，在保证热效率的同时并能保证结构的安全性和可靠性。
-
Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN102543225A
公开(公告)日：2012-07-04
申请号：CN201010585713.0
申请日：2010-12-14
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: Y02E30/39
Abstract: 本发明属于压水型核反应堆堆内构件，具体涉及为反应堆控制棒组件提供导向的一种压水型核反应堆十字形柱式全行程连续导向件。本发明的导向件在控制控制棒行程与控制棒直径之比和冷却剂横向流速的条件下，取消了定位、支承过渡件、周向定位件及它们的连接件，将导向件直接与反应堆固定导向件的构件连接，解决了堆芯布置紧凑时设置导向组件困难的难题，极大地简化了结构，为压水型、堆芯布置紧凑的核反应堆提供了一种具有共用性、互换性、结构极为简化、经济性好、使用安全可靠的十字形柱式全行程连续导向件。
-
公开(公告)号：CN119475667A
公开(公告)日：2025-02-18
申请号：CN202411385259.2
申请日：2024-09-30
Applicant: 西安交通大学 , 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G06F113/26
Abstract: 本发明提供一种多射线综合屏蔽复合材料设计方法。本发明基于中子与伽马射线屏蔽物理过程，分别计算放射源中三类中子射线以及伽马射线的等效能量与等效强度，并依据其分别计算出每种射线每个屏蔽步骤所对应的屏蔽组分所需量，最后根据各屏蔽组分的功能排列多射线综合屏蔽复合材料组分分布。本发明通过上述方法调控屏蔽组分在基体中的分布，从而使其能够参与不同射线、不同屏蔽过程，在保证材料整体屏蔽性能良好的前提下，减薄屏蔽材料的厚度。
-
公开(公告)号：CN118405933A
公开(公告)日：2024-07-30
申请号：CN202410580712.9
申请日：2024-05-11
Applicant: 四川大学 , 中国核动力研究设计院
IPC: C04B37/00
Abstract: 本发明提供了一种碳化硅基陶瓷连接用高温钎料及其制备方法和应用，属于碳化硅陶瓷材料技术领域。本发明提供的碳化硅基陶瓷连接用高温钎料，按质量百分比计，包括金属粉2～15％和余量的Ti‑Si粉，所述金属粉包括Fe粉、Al粉、Ni粉、Cr粉或Co粉。本发明在Ti‑Si钎料中加入少量的金属元素，可降低钎料熔点、缩短连接时间，并促进液态钎料与碳化硅基陶瓷发生原位反应生成具有高强度的Ti3SiC2MAX相来连接母材；同时，由于高温下钎料呈液态，不需要使用压力即可实现焊缝的致密化，提高了连接件在室温和高温下的力学性能。
-
公开(公告)号：CN118385818A
公开(公告)日：2024-07-26
申请号：CN202410582223.7
申请日：2024-05-11
Applicant: 四川大学 , 中国核动力研究设计院
IPC: B23K35/32
Abstract: 本发明提供了一种高强度耐高温NiTi基钎料及其制备方法和应用，属于碳化硅基材料技术领域。本发明提供的高强度耐高温NiTi基钎料，包括以下成分：24～65wt.％Ni，35～77wt.％Ti和1～60wt.％Mo。本发明加入Mo能够使钎料在钎焊过程中生成高熔点、耐高温、低热膨胀系数的相代替低温相，缓解碳化硅基材料接头中的残余应力，达到了消除焊缝界面区域的低温Ni‑Si相的目的，同时增强相MoSi2的熔点高，具有良好的导热性和高温性能，以及在空气或高温燃烧气体环境中出色的抗氧化性，有利于提高钎焊接头的高温性能，从而弥补了低熔点NiSi相对接头高温剪切强度的影响。
-
公开(公告)号：CN111312419A
公开(公告)日：2020-06-19
申请号：CN202010226178.3
申请日：2020-03-27
Applicant: 江苏核电有限公司 , 中国核动力研究设计院 , 北京清达科宇科技有限公司 , 中国核电工程有限公司
Inventor： 潘泽飞 , 洪源平 , 周金满 , 陆双桐 , 李文雎 , 李文平 , 李海颖 , 蒋朱敏 , 蒋天植 , 刘国明 , 杨晓川 , 杨乃林 , 李载鹏 , 张琪 , 孙暖 , 刘敦彬 , 刘健 , 周克文 , 李宁 , 胥敬德
Abstract: 本发明属于反应堆工程设计及运行技术领域，具体涉及一种压水堆首炉堆芯无外加一次中子源的堆芯装料方法，包括：步骤一：安装中子探测器监测装置；步骤二：确定堆外高灵敏度中子探测器、源量程中子探测器和堆内三套临时中子计数装置有效性；步骤三：在高灵敏度中子探测器监测装置和堆内三套临时中子计数装置内的二次仪表监测设备进行临界安全监督参数计算及报警功能；步骤四：确定源量程中子探测器保护功能有效性；步骤五：在核电站数字式分布控制系统上增设硼浓度临界安全监督关键参数的持续监测和报警功能；步骤六：对影响反应堆次临界度的系统和设备进行隔离管控，对影响堆芯次临界度参数进行监督；步骤七：优化堆芯装载方式和步序。
-
-
-
-
-
-
-
-
-
Search Results
78
records
(took 0.058 seconds)
