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公开(公告)号：CN110849178B
公开(公告)日：2021-05-04
申请号：CN201911141658.3
申请日：2019-11-20
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种热交换器壳体传热结构及传热管束的定位与安装方法，所述结构包括：壳体，壳体上下端分别连接二次侧出口端和二次侧入口端，壳体侧面从上至下设有一次侧入口端和一次侧出口端，壳体内从上至下安装有若干定位环，每个定位环内安装有一个管子支撑板，所述管子支撑板设有若干管孔，若干传热管一端与一次侧入口端连接，另一端穿过所有管子支撑板后与一次侧出口端连接，管孔与传热管一一对应；本方法设计出一种工艺比较简单、成本较低的管壳式C型传热管束在壳侧的安装及定位结构及工艺，可以实现热弯成型的C型传热管束在具有多层支撑板和狭窄壳体内的热交换器模拟体内的安装及定位。
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公开(公告)号：CN112556983A
公开(公告)日：2021-03-26
申请号：CN202011346805.3
申请日：2020-11-26
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01M10/00
Abstract: 本发明公开了一种精确模拟流动阻力的多通道流动不稳定性实验装置，该实验装置包括进口联箱、出口联箱、流道组件、绝缘层和承压壳；所述流道组件和绝缘层设置在所述承压壳内；所述流道组件由至少两个流道组成，所述流道组件的一端通过进口端盖嵌入进口联箱，另一端通过出口端盖嵌入出口联箱；所述绝缘层设置在所述流道与流道之间，用于所述承压壳和流道组件之间的绝缘；所述承压壳用于承受流道内工作介质传递的压力。本发明通过采用嵌入式的通道设计实现了更贴近实际并联多通道换热器内的流动不稳定性特性的研究，解决了传统分离式并联通道之间进出口阻力对流动不稳定性特性的影响的问题。
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公开(公告)号：CN109780340B
公开(公告)日：2020-12-15
申请号：CN201910199407.4
申请日：2019-03-15
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开一种用于核反应堆回形流道的防泄漏可拆装连通接头件，包括可拆卸接头、内流道壁、回形流道的壳体，可拆卸接头呈中空的管状结构，壳体上设有装配孔，可拆卸接头的一端延伸至核反应堆回形流道的内流道壁内部，可拆卸接头的另一端延伸至壳体的装配孔内；可拆卸接头与装配孔接触的头部设有半球形球头，装配孔的内壁上设有斜面密封面，半球形球头抵接在斜面密封面上；可拆卸接头的中部外部设有膨胀密封装置，所述膨胀密封装置与装配孔的内壁形成密封结构体，可拆卸接头与内流道壁的螺纹孔连接，可拆卸接头与内流道壁螺纹连接。本技术方案中可拆卸接头，为回形流道的安装、拆卸提供便捷性。
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公开(公告)号：CN107145175B
公开(公告)日：2020-11-06
申请号：CN201710384228.9
申请日：2017-05-26
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G05D23/30
Abstract: 本发明公开了一种蒸汽发生器给水温度控制模拟系统，在主给水泵与蒸汽发生器二次侧入口之间的主给水管道经过一个回热器，蒸汽发生器二次侧出口连接有两个并联的分支管路，其中一支通过经过主蒸汽管道蒸汽流量调节阀后连接至冷凝器，另一支依次经过蒸汽旁路截止阀、蒸汽旁路流量调节阀、回热器后连接至冷凝器。本发明可以利用蒸汽发生器产生的高温蒸汽作为加热源来对进入蒸汽发生器的给水进行预热，消除了依靠额外电源预热带来的能耗，提高了试验装置的能量利用率，采用本身输出高温蒸汽预热能够实现较大流量变化范围的给水温度控制。同时，蒸汽旁路调节与给水旁路调节相结合的方式能够快速高效准确实现蒸汽发生器给水温度的调节。
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公开(公告)号：CN111623639A
公开(公告)日：2020-09-04
申请号：CN202010572949.4
申请日：2020-06-22
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: F27D15/02
Abstract: 本发明公开了一种高温液态熔融物快速冷却装置及其冷却方法，包括上端敞口且下端封闭的冷却管、用于预热冷却管的加热装置、能够插入冷却管内的供气管、用于带动冷却管下行的导杆，所述供气管与氦气供应系统相连。本发明的目的在于提供一种高温液态熔融物快速冷却装置及其冷却方法，以解决现有技术中降温过程中熔融物内的元素会再次扩散迁移的问题，实现在短时间内将高温液体熔融物冷却至凝固状态，而且不破坏熔融物的分层结构的目的。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN111370149A
公开(公告)日：2020-07-03
申请号：CN202010186419.6
申请日：2020-03-17
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C13/024 , G21C15/12
Abstract: 本发明公开了安全壳容器的外壁温分区控制装置，包括套设于安全壳容器外部的壳体，所述壳体与安全壳容器之间形成有控温流道，所述控温流道内设置有若干分隔机构，所述分隔机构将控温流道分隔为至少两个温度区，所述温度区连通有控温回路和排液管路，所述控温回路用于向温度区提供控温流体。本发明在进行安全壳容器内热工水力相关实验时，可根据需求改变控温流道内流体的温度，进而使得各温度区内的温度产生差异，实现安全壳容器外壁面温度的主动控制、可调控制和分区控制，增强了壁温的控制精度和控制灵活性，更加真实的模拟实际温度状况，大幅地提高了实验结果的准确。
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公开(公告)号：CN108022660B
公开(公告)日：2019-08-13
申请号：CN201711285497.6
申请日：2017-12-07
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/02 , G21C17/032
Abstract: 本发明公开了一种系统热工实验装置的热损失测量装置及其方法，步骤1：确定系统热工实验装置的设备，并在其外侧包覆保温棉；步骤2：将设备中注入1种或多种组分的工质，记录单个组分的质量mf、流体比热容cp；步骤3：关闭上隔离阀和下隔离阀，将设备进行回路隔断，形成待测区域；步骤4：将待测区域内的设备加热，并且在设备温度达到预设温度时，停止加热且开始计时；步骤5：实时测取并保存外壁温测点温度Tso、内侧温壁点温度Tsi、以及设备内流体温度Tf；待设备温度降低到下限温度时，停止测取；步骤6：数据处理系统通过数据线从待测量区域获得固壁质量ms、固壁比热容cps、外壁温测点温度Tsi、内侧温壁点温度Tso。
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公开(公告)号：CN106908219B
公开(公告)日：2019-01-29
申请号：CN201710301721.X
申请日：2017-05-02
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种多阀组联动的临界流实验控制系统及方法包括喷放主管，在喷放主管的上游安装有一个喷放孔板，还包括一个调压支管，调压支管包括一个连接在喷放孔板与第一快速开关阀之间的第一减压阀，第一减压阀串联第一截止阀后连接至第一快速开关阀与第二快速开关阀之间的喷放主管上。本发明首先承受一部分流体的冲击作用力，接着第一快速开关阀动作后随另一部分流体的冲击力，可以使阀门在临界流的实验过程中有效分担流体的冲击力，延长阀门的使用周期。本发明利用调压支管和泄压支管将第一开关阀的压力分担到第一开关阀和第二开关阀两个阀门上，降低了单个阀门的开启压差，更利于第一开关阀的顺利开启，可以有效保护阀门的密封面不被破坏。
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公开(公告)号：CN107123959A
公开(公告)日：2017-09-01
申请号：CN201710379709.0
申请日：2017-05-25
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种适用于高温高压的超大电流输电结构及其工艺，主要由连接铜板、铜辫子、导电铜柱、冷却水管、冷却水接管压紧螺母、冷却水密封垫片、冷却水入口接管、冷却水出口接管组成，该结构能够实现高温高压条件下超大电流的传输，导电铜柱内冷却水流道结构的设计能及时带出输电结构自发热和来自高温高压侧的传导热量，控制输电结构温度在设计要求范围内。软铜辫子与连接铜板的压接成型工艺使得该结构具有传输电流大、结构紧凑、安装灵活方便、安全可靠等特点。
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公开(公告)号：CN120030692A
公开(公告)日：2025-05-23
申请号：CN202411888463.6
申请日：2024-12-20
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/17 , G06F30/28 , G06F119/08
Abstract: 本发明涉及换热器模拟技术领域，公开了一种管壳式C形管束换热器模拟装置及其设计方法，装置包括：壳体，所述壳体为中空结构，C形管束设置在所述壳体中；填充结构，所述填充结构设置在所述壳体中，所述填充结构和所述壳体连接；所述填充结构设置两组，一组所述填充结构设置在所述C形管束的第一侧，另一组所述填充结构设置在所述C形管束的第二侧，两组所述填充结构相对设置，每组中的多个所述填充结构沿所述壳体的轴线延伸方向逐个布置。本申请通过设置填充结构，减小了模拟装置壳体的内部容积，降低了模拟装置壳侧的水容积，降低了缩比试验产生巨大的失真度，提高了模拟的准确性。
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