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公开(公告)号：CN117577359A
公开(公告)日：2024-02-20
申请号：CN202311568020.4
申请日：2023-11-22
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/243
Abstract: 本发明公开了一种用于堆内辐照考验回路补水系统，包括充水系统和注水系统，充水系统包括第一补水泵、补水箱、充水控制阀和充水系统连接管路，第一补水泵连接在补水箱的入口，第一补水泵与补水箱通过充水系统连接管路连接，充水控制阀设在充水系统连接管路上；注水系统包括第二补水泵、补水箱、注水控制阀和注水系统连接管路，第二补水泵连接在补水箱的出口，第二补水泵与补水箱通过注水系统连接管路连接，注水控制阀设在注水系统连接管路上；第二补水泵的出口连接一回路系统用户处。本发明通过设置充水系统和注水系统进行充水与注水的自动补水，降低补水过程的繁琐程度，缩短补水系统的补水周期。
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公开(公告)号：CN113970270B
公开(公告)日：2023-07-25
申请号：CN202111254723.0
申请日：2021-10-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种多个再生式换热器组合装置及运行控制方法，涉及核工程与化工领域，其技术方案要点是：包括高温一次总水管、冷却一次总水管以及再生式换热器；再生式换热器中再生段一次侧的入口均通过第一调节阀与高温一次总水管连接；再生式换热器中再生段二次侧的出口均与冷却一次总水管连接；且至少两个再生式换热器串联构成至少一个串联组：前端的再生式换热器中再生段二次侧的出口与冷却一次总水管之间设有第二调节阀；前端的再生式换热器中再生段二次侧的出口通过第三调节阀与后端的再生式换热器中再生段一次侧的入口连接。本发明可以有效解决再生式换热器在一次流体低入口温度以及低流量下的换热功率不足问题。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN119670418A
公开(公告)日：2025-03-21
申请号：CN202411752490.0
申请日：2024-12-02
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G06F30/17 , G06F119/08 , G06F119/14 , G06F119/12
Abstract: 本申请提供了一种辐照考验回路超压保护设计方法，所属研究堆辐照技术领域，辐照考验回路超压保护设计方法包括：本申请实施例提供的辐照考验回路超压保护设计方法，通过对构建辐照考验回路的第一模型，假设引起超压保护的始发条件和超压保护装置的边界条件，在检漏系统超压时，通过调整超压保护装置喷放截面的截面积和喷放启动时间，使检漏系统的压力不超过绝热管的承压极限，从而得到一个超压保护装置的喷放截面积尺寸和喷放延迟启动时间，根据计算出的喷放截面积尺寸和喷放延迟启动时间选择合适的超压保护装置，及时对辐照考验回路进行泄压，防止检漏系统压力超过绝热管的承压极限，保证辐照考验回路工作的安全性和可靠性。
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公开(公告)号：CN116907680A
公开(公告)日：2023-10-20
申请号：CN202310647132.2
申请日：2023-06-02
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本申请属于核反应堆技术领域，具体涉及一种核反应堆用离线温度检测装置。该装置，包括：上端头、温度探测盒、三筋管和下端头；三筋管内部开设有装样空腔，两端分别与上端头和下端头焊接，形成密闭惰性气体空间；试样和温度探测盒固定在三筋管内部，温度探测盒中装有测温用记忆合金。该装置采用记忆合金离线测温，实现了温度的精准测量，测量范围可达到0℃‑1100℃，精度误差不超过3℃，不会发生熔融现象而威胁反应堆安全，测温性能远优于现用的熔断丝、碳化硅等离线测量装置。
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公开(公告)号：CN119281527A
公开(公告)日：2025-01-10
申请号：CN202411575487.6
申请日：2024-11-06
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明涉及喷淋技术领域，提供了一种考验回路稳压器用喷淋头，包括：管嘴，一端设有流体进口，另一端设有喷雾出口；第一旋芯，其外壁与管嘴的内部配合，且其外壁沿圆周方向设有若干第一螺旋通道；以及第二旋芯，其外壁与第一旋芯内壁配合，且其外壁沿圆周方向设有若干第二螺旋通道；第二旋芯中心设有中心通道。本发明流体通过第一螺旋通道和第二螺旋通道时，不断螺旋旋转，速度不断加快，流体动量更大，在相同流量条件下，雾化能力更强；而且这两路通道内流体动量远大于中心通道内流体动量，三路流体汇合后，相互挤压碰撞进行动量交换，能够提高喷淋头的雾化均匀性，同时进一步提高雾化能力。
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公开(公告)号：CN116773043A
公开(公告)日：2023-09-19
申请号：CN202310647602.5
申请日：2023-06-02
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01K13/00 , G21C17/112 , G21C17/02 , G21C17/108
Abstract: 本申请属于核反应堆技术领域，具体涉及一种核反应堆用离线温度检测方法及系统。该方法，包括：将辐照装置放入反应堆预定的辐照孔道内，按照预定设计对所述辐照装置进行辐照考验；所述辐照装置内装载有记忆合金；辐照考验结束后，将所述辐照装置出堆冷却，在屏蔽热室对所述辐照装置进行拆解；当所述记忆合金与所述辐照装置脱离后，利用所述记忆合金获得所述反应堆的最高历史温度。该方法采用基于辐照试验方式，将记忆合金装载入辐照装置，入堆考验结束后在屏蔽热室进行记忆合金温度记忆效应测试，在测温范围内不会发生熔融现象而威胁反应堆安全，精度误差不超过3℃，测温性能远优于熔断丝、碳化硅等测量方式。
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公开(公告)号：CN113970270A
公开(公告)日：2022-01-25
申请号：CN202111254723.0
申请日：2021-10-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种多个再生式换热器组合装置及运行控制方法，涉及核工程与化工领域，其技术方案要点是：包括高温一次总水管、冷却一次总水管以及再生式换热器；再生式换热器中再生段一次侧的入口均通过第一调节阀与高温一次总水管连接；再生式换热器中再生段二次侧的出口均与冷却一次总水管连接；且至少两个再生式换热器串联构成至少一个串联组：前端的再生式换热器中再生段二次侧的出口与冷却一次总水管之间设有第二调节阀；前端的再生式换热器中再生段二次侧的出口通过第三调节阀与后端的再生式换热器中再生段一次侧的入口连接。本发明可以有效解决再生式换热器在一次流体低入口温度以及低流量下的换热功率不足问题。
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