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公开(公告)号：CN107543141A
公开(公告)日：2018-01-05
申请号：CN201710843860.5
申请日：2017-09-19
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: F22D5/26
Abstract: 本发明公开了升温升压过程中蒸汽发生器模拟体给水系统及控制方法，所述给水系统包括蒸汽发生器模拟体、给水稳压器、冷凝器，所述给水稳压器与蒸汽发生器模拟体通过进水管路连通，所述蒸汽发生器模拟体与冷凝器通过蒸汽管路连通，所述进水管路上设置有给水泵，所述冷凝器的出口端与给水泵的进口端通过冷水管路连通，所述给水泵采用变频多级离心泵，所述进水管路上并联设置有给水泵的旁通支路，所述进水管路上在给水泵的后端设置有回热器，所述回热器的出口端与冷凝器的进口端连通，所述回热器的进口端与冷凝器的出口端连通，所述进水管路、蒸汽管路和旁通支路上均设置有流量计和调节阀。
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公开(公告)号：CN107437436A
公开(公告)日：2017-12-05
申请号：CN201710630763.8
申请日：2017-07-28
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/00
CPC classification number: G21C17/001
Abstract: 本发明公开了一种能够进行功率调节的二回路能量消耗模拟试验装置及方法，包括蒸汽发生器模拟装置，所述蒸汽发生器模拟装置连接有若干个冷凝装置，并且冷凝装置和蒸汽发生器模拟装置之间的连通能够进行切换，且每个冷凝装置均连接有给水装置，给水装置均与蒸汽发生器模拟装置连通，在冷凝装置和给水装置之间设置有稳压装置，且稳压装置同时与所有的冷凝装置和所有的给水装置连通。本试验装置及方法能够实现二回路功率的快速准确调节，并实现了整个二回路系统的模拟，成本低，保证了试验的准确性，可操作性强，便于实现，为核反应堆整体模拟试验系统提供了完整的二回路系统试验模拟解决方案。
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公开(公告)号：CN107144797A
公开(公告)日：2017-09-08
申请号：CN201710380405.6
申请日：2017-05-25
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种大电流条件下的大功率直流电源调试负载，所述调试负载包括：N层加热管、导电板、绝缘支撑件、入口冷却水管、分流箱、支路冷却水管、绝缘管、调节阀、出口冷却水管、法兰，加热管两端分别焊接一个导电板；冷却水从入口冷却水管进入到入口段的分流箱，通过分流箱进入到入口段的支路冷却水管，经过两段绝缘管后进入加热管进行冷却，两段绝缘管之间设有调节阀，然后经过绝缘管进入到出口段的支路冷却水管，最后通过出口段的分流箱至出口冷却水管，实现了输电线路绝缘结构的免拆卸式维护，不仅提高了输电线路运行的可靠性，减小了维护工作量，还大大降低了维护成本，具有良好的经济效益。
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公开(公告)号：CN119471936A
公开(公告)日：2025-02-18
申请号：CN202411523436.9
申请日：2024-10-30
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G02B6/44
Abstract: 本申请提供了一种光纤贯穿件，包括贯穿主件，贯穿主件用于穿透设备外壳，贯穿主件为中空且两端开放的结构，贯穿主件的两个开放端分别设置有密封组件，密封组件上开设有若干个供铠装光纤通过的贯穿孔，铠装光纤包括光纤本体和保护套管，光纤本体经过金属化处理，保护套管为镀金结构，金属化后的光纤本体通过锡锑焊料或锡金焊料在保护套管的两端与镀金的保护套管焊接连接。锡锑焊料或锡金焊料具有相对较低的焊接温度，可以减少光纤本体的热损伤，避免光纤本体因过热而受损，维持信号传输的连续性和高质量；同时，锡锑焊料或锡金焊料具有良好的流动性和润湿性，能够均匀分布在光纤本体与保护套管的连接部位，避免局部应力集中对光纤本体造成的损坏。
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公开(公告)号：CN115620929B
公开(公告)日：2025-01-21
申请号：CN202211293546.1
申请日：2022-10-21
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/10 , G21C17/112 , G21C17/00
Abstract: 本发明公开了一种多应力耦合的控制棒驱动系统综合试验装置，包括控制棒驱动机构、试验本体、高温高压动水试验管路、棒控棒位系统试验件、环境箱、棒位探测器、控制棒驱动机构定子、棒控棒位控制主机和控制室；控制棒驱动机构位于试验本体内，试验本体通过管道接入高温高压动水试验管路；所述棒控棒位系统试验件位于环境箱内；棒位探测器和控制棒驱动机构定子设置在所述试验本体上；棒控棒位控制主机位于控制室内；试验本体、控制室和环境箱之间通过电气连接件连接。该装置可在开展驱动线热态寿命试验的同时，开展棒控棒位系统的环境试验，并通过加速应力的方法，可在较短的时间内获得控制棒驱动系统的可靠性综合评价。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN115325921B
公开(公告)日：2024-10-22
申请号：CN202211047811.8
申请日：2022-08-30
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01B7/02
Abstract: 本发明实施例提供一种电涡流位移传感器的远程自检方法、系统及存储介质包括：根据自检控制信号控制电涡流位移传感器由初始位置变换至自检位置；根据自检控制信号将初始位置时电涡流位移传感器的激励信号电流强度调整为自检位置时电涡流位移传感器的激励信号电流强度；获取自检位置时电涡流位移传感器所在回路的测量电压；根据所述测量电压生成位移变化曲线和磁感应强度；判断位移变化曲线与自检位置时电涡流位移传感器的激励信号电流强度的匹配程度和判断磁感应强度和预设磁感应强度的匹配程度，若位移变化曲线与自检位置时电涡流位移传感器的激励信号电流强度匹配且位移变化曲线与磁感应强度和预设磁感应强度匹配，则进行远程自检。
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公开(公告)号：CN115585394B
公开(公告)日：2024-05-28
申请号：CN202211234746.X
申请日：2022-10-10
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种高温易爆炸危险设备的模块化安全防护系统，涉及模块化安全防护系统领域，包括防护容器；防护容器内部设有被保护危险体和被保护体支架，防护容器包括上部封头、中段筒体和底部支撑封头，被保护危险体上端和上部封头的出口连通，被保护危险体下端和底部支撑封头的进口连通；被保护体支架包括顶部支撑框和底部支撑框，顶部支撑框和底部支撑框分别固定于上部封头与底部支撑封头的内壁；顶部支撑框将被保护危险体上部固定在内；底部支撑框和被保护危险体下部活动连接，被保护危险体可在底部支撑框上沿自身轴线位移。该系统可作为实验室用高温易爆测试件的模块化安全防护系统，也可用于危险物体、危险测试过程的模块化安全防护。
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公开(公告)号：CN117637208A
公开(公告)日：2024-03-01
申请号：CN202311625201.6
申请日：2023-11-30
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/00
Abstract: 本发明公开了用于核反应堆热工水力系统试验的模块化纯水冷却系统，模块化冷却源与冷却流道闭环连接，且模块化冷却源与冷却流道可拆卸连接，模块化冷却源用于向冷却流道提供去离子水冷却源并接收冷却流道流出的去离子水；冷却流道布设在堆芯模拟体的导电铜结构中，用于通过去离子水冷却源对导电铜结构进行冷却散热；通过模块化冷却源和冷却流道闭环连接，相互配合实现从堆芯模拟体的导电铜结构内部进行冷却，解决了大功率堆芯模拟体导电铜结构的冷却散热问题；可以使大功率堆芯模拟体的铜结构得到散热的同时，保障堆芯模拟体与外容器的绝缘，确保试验的安全性。
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公开(公告)号：CN115579158B
公开(公告)日：2023-08-22
申请号：CN202211103302.2
申请日：2022-09-09
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明公开了一种堆芯熔融物碎片冷却装置，包括堆坑、碎片收集组件、碎片分散冷却组件和注水组件，压力容器设置在所述堆坑的上部；碎片收集组件与所述堆坑内壁固定连接，所述碎片收集组件具有碎片排出通道和碎片排出口，所述压力容器位于所述碎片排出通道的上方和/或所述碎片排出通道内部；碎片分散冷却组件设置在所述堆坑底部，且位于所述碎片收集组件的碎片排出口的下方；注水组件设置在所述堆坑外，且与所述堆坑内部连通；本发明通过设置碎片收集组件将压力容器的熔融物进行收集，并从碎片排出口排出，碎片经分散后在碎片分散冷却组件上进行分散，再通过注水组件对位于碎片分散冷却组件上的碎片进行降温。
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公开(公告)号：CN115662662B
公开(公告)日：2023-06-13
申请号：CN202211103304.1
申请日：2022-09-09
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种堆芯熔融物捕集冷却器及其参数计算方法，包括堆坑、钢制容器、引流组件和反应冷却组件，压力容器设置在堆坑内部，钢制容器设置在所述压力容器下方，且通过支撑座固定在所述堆坑底部，所述钢制容器的上端设置有供所述压力容器的堆芯熔融物进入所述钢制容器的开口，引流组件设置在所述钢制容器与所述压力容器之间，反应冷却组件设置在所述钢制容器内；本发明通过将压力容器置于堆坑内，并在堆坑内和压力容器的下方设置引流组件，将压力容器的堆芯熔融物引流至钢制容器内，通过钢制容器内的反应冷却组件对堆芯熔融物进行冷却，并且通过反应冷却组件避免堆芯熔融物与钢制容器直接接触，减少钢制容器被堆芯熔融物破坏的概率。
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