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公开(公告)号：CN110349686B
公开(公告)日：2020-09-01
申请号：CN201910635715.7
申请日：2019-07-15
IPC: G21C17/003
Abstract: 本发明公开了一种核电站反应堆压力容器辐照脆化的监控方法，其包括以下步骤：1)获得反应堆压力容器钢初始状态的电磁性能参数值X0和力学性能参数值Y0；2)实时测试获得某个特定时间点的反应堆压力容器钢监测部位经辐照脆化后的电磁性能参数X；以及3)根据函数关系式δ(Y)＝A+B*exp[C*δ(X)]确定力学性能参数Y，其中，电磁性能变化率δ(X)＝|X‑X0|/X0，力学性能变化率δ(Y)＝|Y‑Y0|/Y0，A、B、C为计算系数。相对于现有技术，本发明核电站反应堆压力容器辐照脆化的监控方法不仅可实现实时、多次无损测量，而且数据精确，测试操作的安全性好，还可同时监控反应堆压力容器多个位置的辐照脆化程度。
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公开(公告)号：CN106802254A
公开(公告)日：2017-06-06
申请号：CN201611216259.5
申请日：2016-12-26
Applicant: 深圳中广核工程设计有限公司 , 中广核工程有限公司 , 清华大学深圳研究生院
IPC: G01N1/44
CPC classification number: G01N1/44
Abstract: 本发明公开了一种高温度梯度热处理装置及其使用方法，高温度梯度热处理装置包括：用于对样品棒一端进行加热的加热装置，用于对样品棒另一端进行冷却的冷却槽，用于测量整个样品棒表面温度的温度测量装置，用于调控温度的PID控制器，以及记录实时温度分布的计算机，温度测量装置与计算机连接，PID控制器分别与计算机和加热装置连接。本发明对样品棒一端进行加热，另一端进行冷却，形成了高温度梯度；使用PID控制器实现温度可调控，当温度偏离设定值时可以通过调节加热装置的加热功率来调整温度。
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公开(公告)号：CN110349686A
公开(公告)日：2019-10-18
申请号：CN201910635715.7
申请日：2019-07-15
IPC: G21C17/003
Abstract: 本发明公开了一种核电站反应堆压力容器辐照脆化的监控方法，其包括以下步骤：1)获得反应堆压力容器钢初始状态的电磁性能参数值X0和力学性能参数值Y0；2)实时测试获得某个特定时间点的反应堆压力容器钢监测部位经辐照脆化后的电磁性能参数X；以及3)根据函数关系式δ(Y)＝A+B*exp[C*δ(X)]确定力学性能参数Y，其中，电磁性能变化率δ(X)＝|X-X0|/X0，力学性能变化率δ(Y)＝|Y-Y0|/Y0，A、B、C为计算系数。相对于现有技术，本发明核电站反应堆压力容器辐照脆化的监控方法不仅可实现实时、多次无损测量，而且数据精确，测试操作的安全性好，还可同时监控反应堆压力容器多个位置的辐照脆化程度。
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公开(公告)号：CN106569036B
公开(公告)日：2018-12-04
申请号：CN201610998805.9
申请日：2016-11-14
Applicant: 中广核工程有限公司 , 清华大学 , 中国广核集团有限公司
IPC: G01R27/02
Abstract: 本发明公开了一种离子辐照试样辐照损伤区域的电阻率和电导率的测试方法。电阻率测试方法包括以下步骤：1)提供包括辐照损伤层和离子辐照未损伤的基体层的离子辐照试样，测量离子辐照试样的总的电阻R0、离子辐照未损伤的基体层的厚度H2、离子辐照试样纯离子辐照损伤层10的厚度H1，离子辐照试样的长度L和宽度B；2)对离子辐照试样减薄，测量减薄后离子辐照试样的电阻R和减薄层的厚度H；以及3)根据以下数学计算公式计算离子辐照试样辐照损伤区域的电阻率ρ1。本发明通过试验和计算推导相结合的方法获得离子辐照试样表层离子辐照损伤区域的电阻率和电导率，计算结果精确，测试方法简单易行，成本低廉。
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公开(公告)号：CN106569036A
公开(公告)日：2017-04-19
申请号：CN201610998805.9
申请日：2016-11-14
Applicant: 中广核工程有限公司 , 清华大学 , 中国广核集团有限公司
IPC: G01R27/02
CPC classification number: G01R27/02
Abstract: 本发明公开了一种离子辐照试样辐照损伤区域的电阻率的测试方法，其包括以下步骤：1)提供包括辐照损伤层和离子辐照未损伤的基体层的离子辐照试样，测量离子辐照试样的总的电阻R0和离子辐照未损伤的基体层的厚度H2；2)对离子辐照试样减薄，测量减薄后离子辐照试样的电阻R和减薄层的厚度H；以及3)根据以下数学计算公式计算离子辐照试样辐照损伤区域的电阻率。此外，本发明还公开了一种离子辐照试样辐照损伤区域的电导率的测试方法。本发明离子辐照试样辐照损伤区域的电阻率和电导率的测试方法通过试验和计算推导相结合的方法获得离子辐照试样表层离子辐照损伤区域的电阻率和电导率，计算结果精确，测试方法简单易行，成本低廉。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN118737613A
公开(公告)日：2024-10-01
申请号：CN202410670314.6
申请日：2024-05-28
Applicant: 深圳中广核工程设计有限公司 , 中广核工程有限公司
Abstract: 本发明公开了一种电磁线圈、控制棒驱动机构及电磁线圈制造方法，电磁线圈，包括：磁轭，具有储存腔；骨架，设置于所述储存腔中；缓冲层，设置于所述储存腔中，其中，所述缓冲层位于所述磁轭和所述骨架之间。本发明的电磁线圈，通过将缓冲层设置在储存腔的腔壁和骨架之间，从而缓冲层可以保护骨架，有效避免骨架因为被磁轭撞击而损坏。
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公开(公告)号：CN118072987A
公开(公告)日：2024-05-24
申请号：CN202410193043.X
申请日：2024-02-20
Applicant: 深圳中广核工程设计有限公司 , 中广核工程有限公司
IPC: G21C13/036 , G21C13/10
Abstract: 本发明公开了一种反应堆压力容器及三环路反应堆结构，反应堆压力容器包括压力容器本体、设置在压力容器本体上的至少一个直接注入接管；压力容器本体上设有进口接管和出口接管，直接注入接管非对称布置于进口接管和出口接管之间，并且直接注入接管的中心轴线处于进口接管和出口接管的中心轴线的下方。本发明中，在压力容器本体上设置直接注入接管，用于安注冷却剂能够直接注入反应堆内部，避免通过主管道的注入且因主管道破口而使得部分安注冷却剂损失；在主管道冷管段发生破口事件时，有效降低直接注入接管中安注冷却剂被主管道冷管段破口流体夹带旁通的风险，确保安注冷却剂流量满足反应堆安全注入要求。
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公开(公告)号：CN114464331A
公开(公告)日：2022-05-10
申请号：CN202210081755.3
申请日：2022-01-24
Applicant: 中广核工程有限公司 , 深圳中广核工程设计有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
Abstract: 本发明公开了一种核电站控制棒导向筒，其包括保护罩和安装在保护罩内的全程导向组件；所述全程导向组件包括至少一根全程连续导向元件，全程连续导向元件内设全程连续导向通道，全程连续导向通道在导向筒行程范围内对单组控制棒组件中的至少一根控制棒进行全程连续导向。与现有技术相比，本发明核电站控制棒导向筒将间隔设置的导向格板非连续导向段结构变更为由长双联管结构形成的全程连续导向段，优化了控制棒行程保护功能，降低了控制棒受上腔室流体横向冲击引起棒弯曲变形的风险，保证了控制棒结构的完整性；同时，提高了控制棒导向筒特定位置的耐磨性能，从而大大延长控制棒导向筒使用寿命，降低后期运营成本。
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公开(公告)号：CN109545398B
公开(公告)日：2020-10-30
申请号：CN201811318946.7
申请日：2018-11-07
Applicant: 深圳中广核工程设计有限公司 , 中广核工程有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
IPC: G21C13/02
Abstract: 一种核电厂人员闸门及其传动控制方法，核电厂人员闸门包括所述人员闸门门体(100)以及用于分别独立控制人员闸门门体(100)开闭权限的手轮电磁常闭离合器和电机电磁常开离合器，核电厂人员闸门传动控制方法包括以下步骤：设置用于通过自身开闭状态调整人员闸门门体(100)的开闭程度的人员闸门闭锁限位开关(200)；设定核电厂人员闸门传动过程的电动模式和手动模式；当核电厂人员闸门处于电动模式时，电机电磁常开离合器处于闭合状态，手轮电磁常闭离合器处于断开状态；当核电厂人员闸门处于手动模式时，电机电磁常开离合器处于断开状态，手轮电磁常闭离合器处于闭合状态。本发明的核电厂人员闸门及其传动控制方法设计巧妙，实用性强。
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公开(公告)号：CN109817356B
公开(公告)日：2020-08-04
申请号：CN201910079275.1
申请日：2019-01-28
Applicant: 中广核工程有限公司 , 深圳中广核工程设计有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
IPC: G21C17/003
Abstract: 本发明提供了一种基于磁化功参数监测RPV中子辐照损伤的方法和装置，监测方法包括步骤：S1、测试获取反应堆压力容器钢的初始磁化功W0；S2、实时测试获取核电站正常运行期间的反应堆压力容器钢辐照损伤后的磁化功W；S3、根据初始磁化功W0和磁化功W计算反应堆压力容器钢的中子辐照注量；S4、基于中子辐照损伤注量对反应堆压力容器辐照损伤的运行安全性进行评价。本发明提供的监测RPV中子辐照损伤的方法和装置，通过磁化功参数计算反应堆压力容器钢的中子辐照损伤注量数据，进而实现了反应堆压力容器辐照损伤运行安全性的实时、在线、连续与智能监测，具有良好的推广应用价值。
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