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公开(公告)号：CN110489712A
公开(公告)日：2019-11-22
申请号：CN201910727809.7
申请日：2019-08-08
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F17/12 , G21C17/112
Abstract: 本发明公开了基于测量数据获取熔融池表面冷却热流密度的方法，向熔融池表面注水冷却过程中，采集熔融池各测温点处对应温度，各测温点沿熔融池竖直方向上分布；沿竖直方向上对熔融池划分网格节点，网格节点至少包括与测温点重合的节点；依据划分网格节点，建立熔融池一维非稳态导热的离散方程组；采用线性化方法对熔融池温度场进行初始化，依据网格节点的高度，获得网格节点的初始温度；求解一维非稳态导热的离散方程组，获得液态熔融物表面冷却的热流密度；测温点包括熔融池上表面、中部和底部测温点。本发明提供的方法满足熔融物表面冷却实验要求，可以支撑熔融物冷却技术的开发，为开展熔融物顶部注水实验提供基础和前提。
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公开(公告)号：CN110133037A
公开(公告)日：2019-08-16
申请号：CN201910505807.3
申请日：2019-06-12
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01N25/00
Abstract: 本发明公开了一种用于研究不同加热面结构下池式沸腾传热的实验装置，解决了现有技术中的处理方式存在成本高或液位和系统压力精确控制难的问题。本发明包括沸腾水池、沸腾表面加热系统、饱和水供应水箱，以及连接沸腾水池和饱和水供应水箱的蒸汽释放管路、注水管路和回水管路。通过增设饱和水供应水箱实现了恒压系统和液位恒定系统的功能分离，沸腾产生的蒸汽在饱和水供应水箱顶部的横管冷凝区实现冷凝后回收，同时沸腾水池中损失的液位通过注水和回水回路得到补充。本发明可以实现系统压力、水池液位、液体饱和温度等参数保持恒定、独立可调的功能，通过更换不同加热面结构试件可研究其对池式沸腾的敏感性，同时具备高效、紧凑、便利的特点。
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公开(公告)号：CN106500980B
公开(公告)日：2018-09-11
申请号：CN201611062064.X
申请日：2016-11-24
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01M13/00
Abstract: 本发明公开了一种以水为工质的稳压器安全阀动作性能试验系统，包括供水装置，所述供水装置连接有蓄能装置和稳压装置，且蓄能装置和稳压装置相互连通，稳压装置连接有排放装置，排放装置和稳压装置之间设置有稳压器安全阀，且稳压器安全阀同时与排放装置和稳压装置连接。本发明可用于开展饱和水、过冷水、饱和蒸汽到饱和水等多种工况下稳压器安全阀动作性能测试/验证，可获得多种工况下稳压器安全阀动作性能特性，为安全阀的设计改进和工程应用提供依据。解决现有无法对稳压器安全阀动作性能进行试验检测，导致其性能无法满足使用要求的问题。
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公开(公告)号：CN106383026B
公开(公告)日：2018-09-11
申请号：CN201611059308.9
申请日：2016-11-24
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01M13/00
Abstract: 本发明公开了一种测试或检定稳压器安全阀排量的试验系统及试验方法，包括蒸汽供应系统，所述蒸汽供应系统连接有减温减压系统，减温减压系统连接有稳压系统，稳压系统连接有测量系统和稳压器安全阀。采用本发明专利的技术后，可用于开展稳压器安全阀排量测试/检定试验，可准确获得阀门排量特性，为稳压器安全阀的设计改进和工程应用提供依据，满足核电厂的需求，从而保证核电厂运行安全；本发明的系统流程和设备得到了简化，使得系统建造周期短、运行操作简单，能够大幅提升测量准确性的同时降低了系统建造和运行的费用，提高了竞争力。
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公开(公告)号：CN106323624B
公开(公告)日：2018-09-11
申请号：CN201611067034.8
申请日：2016-11-24
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01M13/00
Abstract: 本发明公开了一种能够进行升压的安全阀动作性能试验装置及试验方法，包括蒸汽供应系统，所述蒸汽供应系统连接有蓄能系统，蓄能系统连接有稳压系统和减温减压系统，稳压系统连接有稳压器安全阀，且减温减压系统与稳压系统连接。该装置及方法结构紧凑、可连续开展长时间试验的试验装置，应用于测试安全阀在蒸汽条件下的动作性能试验系统，验证安全阀的设计指标和性能参数，为安全阀的设计改进以及工程应用提供依据，可使用多种方法开展试验，以满足安全阀动作性能试验标准对升压速率和开启时间的要求。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN104198326B
公开(公告)日：2017-02-22
申请号：CN201410454051.1
申请日：2014-09-05
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01N7/00
Abstract: 本发明公开了一种流动湿蒸汽湿度测量系统及其测量方法，流动湿蒸汽湿度测量系统包括采样湿蒸汽的采样入口段、提供过热蒸汽的过热蒸汽源、混合湿蒸汽和过热蒸汽的蒸汽混合装置、入口端与过热蒸汽源相连的过热蒸汽入口段、入口端与蒸汽混合装置相连的混合蒸汽出口段，其中采样入口段和过热蒸汽入口段的出口端均连接到蒸汽混合装置上；所述过热蒸汽入口段和混合蒸汽出口段上均设置有压力采集装置、流量采集装置和温度采集装置，所述采样入口段上设置有压力采集装置；所述采样入口段和过热蒸汽入口段上近入口端均还设置有流量调节阀。本发明测量结果准确可靠，能够实时测量不同湿度条件下流动湿蒸汽的湿度，且其系统结构简单、所需设备成本低廉。
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公开(公告)号：CN106383026A
公开(公告)日：2017-02-08
申请号：CN201611059308.9
申请日：2016-11-24
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01M13/00
CPC classification number: G01M13/00
Abstract: 本发明公开了一种测试或检定稳压器安全阀排量的试验系统及试验方法，包括蒸汽供应系统，所述蒸汽供应系统连接有减温减压系统，减温减压系统连接有稳压系统，稳压系统连接有测量系统和稳压器安全阀。采用本发明的技术后，可用于开展稳压器安全阀排量测试/检定试验，可准确获得阀门排量特性，为稳压器安全阀的设计改进和工程应用提供依据，满足核电厂的需求，从而保证核电厂运行安全；本发明的系统流程和设备得到了简化，使得系统建造周期短、运行操作简单，能够大幅提升测量准确性的同时降低了系统建造和运行的费用，提高了竞争力。
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公开(公告)号：CN209706971U
公开(公告)日：2019-11-29
申请号：CN201920881849.2
申请日：2019-06-12
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本实用新型公开了一种用于高温高压腐蚀环境下流体内多点测温的装置，解决了现有技术中的测温方式插入流体后影响局部流场，且密封处理繁琐且难度大的问题。本实用新型包括具有探头、铠装护套和补偿导线的铠装热电偶；还包括底端伸入压力边界内侧流体内且底端封口的主套管，设置在压力边界内侧且一端与主套管连通的支套管；所述铠装热电偶的铠装护套与支套管另一端密封连接；铠装热电偶的补偿导线沿着支套管和主套管的内腔从主套管顶端引出。本实用新型能够实现在高温高压条件下氯化物熔盐、卤素等腐蚀流体内的多点测温。
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公开(公告)号：CN204577114U
公开(公告)日：2015-08-19
申请号：CN201520302409.9
申请日：2015-05-12
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/017
Abstract: 本实用新型公布了三角形布置梅花形管孔管子支承板水力特性试验的装置，包括通过法兰连接件依次连接的入口段、试验段、以及出口段，在入口段安装有入口支承板，在出口段设置有出口支承板，在所述试验段中部设置有试验件，还包括穿过试验件的模拟传热管，模拟传热管的两端分别安装在入口支承板与出口支承板上，在试验段上还设置有两个间距为L1的引压组件，两个引压组件分别位于试验件的两侧。本实用新型首先通过CFD流场计算分析，获得支承板试验件前后压力分布情况，引压点位置的选取尽量远离试验件对压力的影响区；模拟传热管从试验模拟体一端插入，穿过入口支承板和试验件相对应的管孔，在出口支承板处通过螺纹实现连接，这样既确保了模拟传热管的整齐排列和精确定位，又可使模拟传热管在热态条件下自由膨胀。
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