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公开(公告)号：CN119673514A
公开(公告)日：2025-03-21
申请号：CN202411673752.4
申请日：2024-11-21
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 唐传宝 , 崔怀明 , 辛素芳 , 黄代顺 , 陈飞飞 , 张英 , 卢毅力 , 陈建达 , 王晨琳 , 楚晴 , 任春明 , 刘同先 , 陈柯 , 周金满 , 徐良剑 , 黎婧 , 刘宏春 , 张渝 , 罗双 , 郑艳秋 , 张明 , 彭倩 , 邓木春 , 熊夫睿 , 曹锐
IPC: G21D3/08
Abstract: 本发明提供了一种核电厂快速降功率方法及其装置，该核电厂快速降功率方法包括：在甩负荷瞬态过程中，启动快速降功率系统进行快速降功率，直至快速降功率系统的功率下降幅度为第一功率下降幅度，第一功率下降幅度与汽轮机旁路系统容量之和不小于甩负荷至厂用电时负荷的最大下降幅度；在启动快速降功率系统时，闭锁中子注量率负变化率停堆保护。本发明通过根据汽轮机旁路系统容量确定快速降功率的功率下降幅度，以解决现有技术中存在的如何通过减少多余的蒸汽以减小冷凝器的尺寸的技术问题。
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公开(公告)号：CN111766194B
公开(公告)日：2022-03-01
申请号：CN202010681335.X
申请日：2020-07-15
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01N17/02 , G01N17/00 , H02G3/22 , H02G3/03 , H02G15/013
Abstract: 本发明公开了一种高温高压电化学腐蚀实验用导线贯穿件及其组装方法，导线贯穿件包括压紧杆、密封接头、冷却外套和螺纹转接头；冷却外套为中空结构，冷却外套内设置有冷却水腔，冷却外套侧壁上设置有与冷却水腔连通的冷却水管，冷却外套的下端通过螺纹转接头与高压釜密封连接；所述密封接头在压紧杆的作用下被压紧在冷却水腔内，所述密封接头为中空结构，所述密封接头内设置有平台，所述平台上设置有多个用于贯穿电极导线的导线贯穿通孔；所述压紧杆为中空结构，所述压紧杆的下端与密封接头的顶部接触并压紧密封接头，所述压紧杆的上端与冷却外套的上端密封连接。利用该贯穿件可安全实现高温高压条件下不同直径、不同材质导线同时贯穿。
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公开(公告)号：CN107389444A
公开(公告)日：2017-11-24
申请号：CN201710843820.0
申请日：2017-09-19
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: G01N3/04 , G01N3/20 , G01N2203/0023 , G01N2203/0226
Abstract: 本发明公开了一种可测量变形的陶瓷高温弯曲试验夹具系统，所述系统包括：夹具和变形测量系统，夹具将陶瓷材料样品进行夹持固定，在施加变形压力后将变形量传递给变形测量系统，通过变形测量系统计算出陶瓷材料样品的变形量；其中，变形测量系统中的引伸计外设有隔热屏，隔热屏内设有冷却循环水，解决了陶瓷材料高温弯曲试验中环境温度高、材料变形量难以测量的问题，同时其采用常温引伸计测量高温环境下的陶瓷变形，具有较高的经济价值。
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公开(公告)号：CN105568057A
公开(公告)日：2016-05-11
申请号：CN201610001967.0
申请日：2016-01-06
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种核反应堆包壳材料用锆合金。该锆合金由下列成分组成：Sn：0.2-0.6%，Nb：0.1-0.4%，Fe：0.35-0.65%，Cr：0.1-0.3%，Mo：0.05-0.25%，Ge或Bi或V：0-0.4%，Mn或Cu：0-0.25%，O：0.06-0.15%，C：小于0.008%，N：小于0.006%，余量为Zr及杂质。本发明在Zr-Sn-Nb合金基础上，添加了其他用于改善合金性能的成分，并选择了适当的组分含量，本发明提供的合金性能满足核动力反应堆高燃耗对堆芯结构材料的要求。由这种原型合金制备的产品提高了在堆外纯水和氢氧化锂水溶液中的耐均匀腐蚀性能，提高了在高温蒸汽中的耐疖状腐蚀性能。
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公开(公告)号：CN105441717A
公开(公告)日：2016-03-30
申请号：CN201610001961.3
申请日：2016-01-06
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种核动力堆芯结构材料用锆基合金，按重量百分含量计，由下列成分组成：Sn：0.1-0.3%，Nb：1.0-1.35%，Fe：0.01-0.15%，V：0.01-0.2%，Ni或Bi或Ge：0-0.1%，Mn或Mo：0-0.1%，O：0.06-0.15%，C：小于0.008%，N：小于0.006%，余量为Zr及其它杂质。本发明在Zr-Sn-Nb合金基础上，添加了其他用于改善合金性能的元素成分，并选择了适当的组分含量，本发明提供的合金性能满足核动力反应堆高燃耗对堆芯结构材料的要求，由这种原型合金制备的产品提高了在堆外纯水和含硼含锂水溶液中的耐腐蚀性能。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN102735536B
公开(公告)日：2014-04-23
申请号：CN201210201569.5
申请日：2012-06-19
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了管环向变形测量的卡头、测量系统、测量方法，卡头采用仿形的卡槽方式夹持试样管，加载在环形试样管标距段两端的凹槽圆弧处，将环向拉伸试样管标距段的变形测量出来。本发明避免了以往以试验机拉杆位移代表整个环形试样管变形的情况，数据在反映试样管环向变形方面更接近变形的真实情况，且不对试样管引入机械刻槽等损伤，保证了试样管的完整性。
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公开(公告)号：CN101270425B
公开(公告)日：2010-08-11
申请号：CN200810084445.7
申请日：2008-03-24
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明涉及一种锆合金材料，尤其涉及一种用于轻水反应堆堆芯结构的锆基合金。本发明的用于核反应堆堆芯结构材料的锆基合金，按重量百分含量计，由下列成分组成：Sn：0.80-1.20，Nb：0.90-1.25，Fe：0.12-0.45，O：0.06-0.15，C：小于0.020，N：小于0.008，V或Mo或Cr：小于0.15，余量为锆和杂质。本发明提供的锆合金材料提高了在堆外纯水特别是在氢氧化锂水溶液中的耐均匀腐蚀性能，提高了在高温蒸汽中的耐疖状腐蚀性能。
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公开(公告)号：CN101696485A
公开(公告)日：2010-04-21
申请号：CN200910164224.5
申请日：2009-08-21
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明提供了一种Zr-Sn、Zr-Sn-Nb合金板材的再加工工艺，通过对锆合金成品板材进行预处理、热轧、冷轧及退火等工序再加工后，使得锆合金板材之间具有良好冶金结合性能，最大限度地减小或避免了再加工对板材显微组织、耐腐蚀及力学性能的影响。
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公开(公告)号：CN100543194C
公开(公告)日：2009-09-23
申请号：CN200510105646.7
申请日：2005-09-29
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明提供了一种在氢化锆表面制备致密氢渗透阻挡层的工艺，该工艺是将氢化锆块经过磨光和预氧化后，在铬酐镀液中电镀30～180分钟，得到Cr-C合金镀层，经水煮去掉残余镀液后，再次氧化，可在氢化锆表面得到Cr-C-O氢渗透阻挡层，从而解决反应堆氢化锆慢化剂在650～750℃的工作温度下氢的析出问题。
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公开(公告)号：CN111766194A
公开(公告)日：2020-10-13
申请号：CN202010681335.X
申请日：2020-07-15
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01N17/02 , G01N17/00 , H02G3/22 , H02G3/03 , H02G15/013
Abstract: 本发明公开了一种高温高压电化学腐蚀实验用导线贯穿件及其组装方法，导线贯穿件包括压紧杆、密封接头、冷却外套和螺纹转接头；冷却外套为中空结构，冷却外套内设置有冷却水腔，冷却外套侧壁上设置有与冷却水腔连通的冷却水管，冷却外套的下端通过螺纹转接头与高压釜密封连接；所述密封接头在压紧杆的作用下被压紧在冷却水腔内，所述密封接头为中空结构，所述密封接头内设置有平台，所述平台上设置有多个用于贯穿电极导线的导线贯穿通孔；所述压紧杆为中空结构，所述压紧杆的下端与密封接头的顶部接触并压紧密封接头，所述压紧杆的上端与冷却外套的上端密封连接。利用该贯穿件可安全实现高温高压条件下不同直径、不同材质导线同时贯穿。
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