-
公开(公告)号：CN115585394A
公开(公告)日：2023-01-10
申请号：CN202211234746.X
申请日：2022-10-10
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种高温易爆炸危险设备的模块化安全防护系统，涉及模块化安全防护系统领域，包括防护容器；防护容器内部设有被保护危险体和被保护体支架，防护容器包括上部封头、中段筒体和底部支撑封头，被保护危险体上端和上部封头的出口连通，被保护危险体下端和底部支撑封头的进口连通；被保护体支架包括顶部支撑框和底部支撑框，顶部支撑框和底部支撑框分别固定于上部封头与底部支撑封头的内壁；顶部支撑框将被保护危险体上部固定在内；底部支撑框和被保护危险体下部活动连接，被保护危险体可在底部支撑框上沿自身轴线位移。该系统可作为实验室用高温易爆测试件的模块化安全防护系统，也可用于危险物体、危险测试过程的模块化安全防护。
-
公开(公告)号：CN115579158A
公开(公告)日：2023-01-06
申请号：CN202211103302.2
申请日：2022-09-09
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明公开了一种堆芯熔融物碎片冷却装置，包括堆坑、碎片收集组件、碎片分散冷却组件和注水组件，压力容器设置在所述堆坑的上部；碎片收集组件与所述堆坑内壁固定连接，所述碎片收集组件具有碎片排出通道和碎片排出口，所述压力容器位于所述碎片排出通道的上方和/或所述碎片排出通道内部；碎片分散冷却组件设置在所述堆坑底部，且位于所述碎片收集组件的碎片排出口的下方；注水组件设置在所述堆坑外，且与所述堆坑内部连通；本发明通过设置碎片收集组件将压力容器的熔融物进行收集，并从碎片排出口排出，碎片经分散后在碎片分散冷却组件上进行分散，再通过注水组件对位于碎片分散冷却组件上的碎片进行降温。
-
公开(公告)号：CN115574167A
公开(公告)日：2023-01-06
申请号：CN202211156786.7
申请日：2022-09-22
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明涉及可视化实验模型技术领域，具体涉及一种大型高承压透明容器，包括：透明筒体，材质为透明非金属；第一法兰，材质为金属，与所述透明筒体的一端密封连接，用于连接冷却剂输入通道；第二法兰，材质为金属，与所述透明筒体的另一端密封连接；连接杆，一端与所述第一法兰相连，另一端与所述第二法兰相连，且设置有多根；透明封头，材质为透明非金属，与所述透明筒体相连。本发明通过金属法兰代替与透明筒体一体成型的非金属法兰，以提高透明容器法兰的抗拉能力，避免法兰因受到透明封头的拉力而失效，进而有效防止法兰松脱、变形失效的风险，能够有效解决反应堆内部流场实验所用透明容器加工制造困难的问题，保障实验的顺利开展。
-
公开(公告)号：CN114242284A
公开(公告)日：2022-03-25
申请号：CN202111554261.4
申请日：2021-12-17
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21D3/00
Abstract: 本发明公开了一种核反应堆热工水力试验系统及调控方法，涉及核反应堆技术领域，其技术方案要点是：通过由冷却水调节阀和凝结水调节阀组成的阀组自动调节冷凝器压力和液位，通过设置合理的压力调整死区值和液位调整死区值，将压力和水位这对相互影响的被控量进行轻度解耦控制，将冷却水调节阀作为主要调节手段，凝结水调节阀作为辅助调节手段，可以通过自动控制手段根据不同运行工况进行压力和液位的自动控制在合理的范围内，可以适应反应堆热工水力系统试验系统快速的、大范围的工况改变；本发明具有结构简单、操作方便等优点，能充分满足反应堆热工水力瞬态系统试验功率控制的要求。
-
公开(公告)号：CN114242276A
公开(公告)日：2022-03-25
申请号：CN202111552254.0
申请日：2021-12-17
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C13/02 , G21C13/028
Abstract: 本发明公开了一种应用于压力容器的可拆卸式加热结构及其安装方法，加热结构包括安装在所述压力容器底部的加热元件；所述加热元件与所述压力容器可拆卸式连接，并通过透镜垫密封结构实现与所述压力容器的密封。本发明采用可拆卸结构，便于加热元件的可调和更换，保证了加热的可靠性，解决了核反应堆热工水力学实验回路调温及调压的需求。
-
Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN112037950B
公开(公告)日：2022-02-11
申请号：CN202011015176.6
申请日：2020-09-24
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种燃料棒裂变产物释放模拟装置及其使用方法，本发明的模拟装置包括加热炉、坩埚和燃料棒模拟体；其中，所述燃料棒模拟体用于模拟原型燃料元件的包壳与芯块；所述坩埚用于支撑燃料棒模拟体，同时提供气体循环流道，在燃料棒模拟体熔化时能够包容液态熔融物，防止熔融物损伤加热炉；所述加热炉用于对燃料棒模拟体加热。本发明为裂变产物释放特性实验提供了一种不带放射性同位素，并且结构与物理化学过程与真实燃料棒相近的裂变产物释放特性实验装置，可用于研究不同堆型和不同燃耗严重事故各种裂变产物释放特性。
-
公开(公告)号：CN110753111B
公开(公告)日：2022-02-11
申请号：CN201911011101.8
申请日：2019-10-23
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种反应堆物理启动试验设备信息共享系统，该系统包括数据采集系统、物理启动监控平台、远程可视化系统和物理启动试验设备；本发明以物理启动监控平台为核心，通过以太网通讯方式实时接收和显示反应堆堆芯物理参数，并利用分布式现场总线方式把数据发送给各个物理启动试验设备进行数据计算与分析，数据处理结果返回物理启动监控平台及远程可视化系统显示，实现物理启动监控平台、远程可视化系统及物理启动试验设备之间的信息共享。本发明通过构建不同种类设备数据共享的信息系统，提高了物理参数获取的准确性和实时性，实现了物理启动试验结果的多平台监控与共享功能，提高了整个物理启动试验的效率。
-
公开(公告)号：CN112191287B
公开(公告)日：2021-11-02
申请号：CN202011058595.8
申请日：2020-09-30
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: B01L3/00
Abstract: 本发明公开了一种高温熔融物全自动释放机构及其控制方法，本发明的释放机构包括暂存容器；所述暂存容器的上游通过上游释放管道与装载有熔炼炉的低压容器连接，且沿所述低压容器至所述暂存容器的上游释放管道上依次设置有保护闸阀和上游主密封阀；所述暂存容器的下游设置有下游释放管道，且下游释放管道上设置有熔融物释放阀和下游主密封阀，所述熔融物释放阀设置在靠近所述暂存容器的一侧，所述下游主密封阀设置在远离所述暂存容器的一侧；所述暂存容器及其下游器件均安装在底部高压容器内；所述暂存容器分别通过压力平衡管线与所述低压容器、所述底部高压容器和压力源联通。本发明突破了高温熔融物从低压环境向高压环境转移困难的难题。
-
公开(公告)号：CN112191287A
公开(公告)日：2021-01-08
申请号：CN202011058595.8
申请日：2020-09-30
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: B01L3/00
Abstract: 本发明公开了一种高温熔融物全自动释放机构及其控制方法，本发明的释放机构包括暂存容器；所述暂存容器的上游通过上游释放管道与装载有熔炼炉的低压容器连接，且沿所述低压容器至所述暂存容器的上游释放管道上依次设置有保护闸阀和上游主密封阀；所述暂存容器的下游设置有下游释放管道，且下游释放管道上设置有熔融物释放阀和下游主密封阀，所述熔融物释放阀设置在靠近所述暂存容器的一侧，所述下游主密封阀设置在远离所述暂存容器的一侧；所述暂存容器及其下游器件均安装在底部高压容器内；所述暂存容器分别通过压力平衡管线与所述低压容器、所述底部高压容器和压力源联通。本发明突破了高温熔融物从低压环境向高压环境转移困难的难题。
-
公开(公告)号：CN112117180A
公开(公告)日：2020-12-22
申请号：CN202011015193.X
申请日：2020-09-24
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种高凝固温度气态组分取样装置及取样方法，包括取样管、套管和气体流量控制系统；套管密封套装在取样管的外部；取样管用于对实验装置中产生的高温气体进行实时取样并将其送往质谱仪进行分析；取样管的管壁上设置有不同尺寸的保护气体流道，且保护气体流道与取样管的轴向呈一定角度，用以在取样管中构建螺旋流场；套管用于构建保护气体流通通道，结合取样管中不同尺寸的保护气体流道，从而能够通过控制不同位置的保护气流流量来保证螺旋流场的稳定。本发明可用于高温气态混合物取样，实现实验装置的实时取样分析，并可防止裂变产物与壁面接触吸附，可定量获得严重事故条件下裂变产物的释放瞬态数据，有效降低实验结果的不确定度。
-
-
-
-
-
-
-
-
-
Search Results
142
records
(took 0.031 seconds)
