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公开(公告)号：CN119860932A
公开(公告)日：2025-04-22
申请号：CN202411887770.2
申请日：2024-12-20
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01M99/00
Abstract: 本发明公开了一种管壳式C形管束换热器模拟体及安装方法，通过设置热电偶及测温组件，热电偶与各层填充块的匹配安装，实现对传热管束区温度场的精细化测量，可实现传热管壁温的精细化测量，尤其是可以实现带多层筒体及内置构件的C型管束换热器不同区域传热管壁温的精细化测量，为换热器的性能研究、结构优化和计算程序验证提供更为坚实的试验数据支持。
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公开(公告)号：CN115560931B
公开(公告)日：2025-03-14
申请号：CN202211293618.2
申请日：2022-10-21
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01M3/28 , G21C17/017
Abstract: 本发明专利涉及反应堆水力模拟试验技术领域，针对快速接头及引压管密封性能考验试验，设计一种打压装置，主要包含加压泵、承压容器、压力表、管道等，并设计测试方法，建立起P1、P2压力工况后，在两端有差压的情况下，考验快速接头及引压管的密封性能，若P1、P2能持续保压，则证明快速接头及引压管密封良好，可用于水下测压环境。本发明分别建立快速接头及引压管的管内压力和管外压力，验证快速接头及引压管的密封性能，为水下带压环境的压力测量提供技术支撑。
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公开(公告)号：CN115560931A
公开(公告)日：2023-01-03
申请号：CN202211293618.2
申请日：2022-10-21
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01M3/28 , G21C17/017
Abstract: 本发明专利涉及反应堆水力模拟试验技术领域，针对快速接头及引压管密封性能考验试验，设计一种打压装置，主要包含加压泵、承压容器、压力表、管道等，并设计测试方法，建立起P1、P2压力工况后，在两端有差压的情况下，考验快速接头及引压管的密封性能，若P1、P2能持续保压，则证明快速接头及引压管密封良好，可用于水下测压环境。本发明分别建立快速接头及引压管的管内压力和管外压力，验证快速接头及引压管的密封性能，为水下带压环境的压力测量提供技术支撑。
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公开(公告)号：CN120030692A
公开(公告)日：2025-05-23
申请号：CN202411888463.6
申请日：2024-12-20
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/17 , G06F30/28 , G06F119/08
Abstract: 本发明涉及换热器模拟技术领域，公开了一种管壳式C形管束换热器模拟装置及其设计方法，装置包括：壳体，所述壳体为中空结构，C形管束设置在所述壳体中；填充结构，所述填充结构设置在所述壳体中，所述填充结构和所述壳体连接；所述填充结构设置两组，一组所述填充结构设置在所述C形管束的第一侧，另一组所述填充结构设置在所述C形管束的第二侧，两组所述填充结构相对设置，每组中的多个所述填充结构沿所述壳体的轴线延伸方向逐个布置。本申请通过设置填充结构，减小了模拟装置壳体的内部容积，降低了模拟装置壳侧的水容积，降低了缩比试验产生巨大的失真度，提高了模拟的准确性。
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公开(公告)号：CN119650120A
公开(公告)日：2025-03-18
申请号：CN202411751692.3
申请日：2024-12-02
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/112 , G21C21/00 , G01K7/02 , G01K1/00 , G01K1/14
Abstract: 本申请涉及测温装置的领域，尤其是涉及一种基于陶瓷金属焊接的温度测量结构及其使用方法，包括贴合反应堆堆芯，保护反应堆堆芯，传导反应堆堆芯反应温度的发热板、设置在所述发热板远离反应堆堆芯一面的导热组件，以及用于测量反应堆堆芯温度的测温组件；其中，所述发热板的温度通过所述导热组件传导，所述导热组件贴合发热板的部分为绝缘材料；所述测温组件包括安装部和测量部，所述测量部穿设在安装部内，测量部的一端抵接在导热组件上。本申请具有减少干扰，准确对温度飞升进行感知和/或识别的效果。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN119207843A
公开(公告)日：2024-12-27
申请号：CN202411316342.4
申请日：2024-09-20
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种中子脉冲型探测器及配套仪器装置的高效考验方法，涉及反应堆核测量领域，其技术方案要点是：通过无人值守的高效的考验过程、多维度考验模型的建立、高效探测器匹配接口设计、远程诊断考验方法、性能评价与报告生成模型，降低了考验过程中的运输成本和人力成本，同时提高考验获取数据的准确性和客观性，以及大大提高考验报告生成的时效性；本发明可根据实际需求灵活配置所需通道数量，并且在整个考验过程无人值守，全程的数据采集留存、数据分析、报告生成、指令下发、自我诊断、容错处理等均实现高效化，弥补现有考验方法人力耗费、效率低、操作规范性低、高效化程度低、考验结果易受干扰的不足。
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公开(公告)号：CN115472319B
公开(公告)日：2024-05-07
申请号：CN202211157222.5
申请日：2022-09-22
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明涉及流场可视化试验测量技术领域，具体涉及一种反应堆流场可视化试验用辅助测速装置。可视化试验用辅助测速装置，包括：环形滑轨，能够等间距设于圆柱形被测试验模型的径向外周；滑环，同轴设置于所述环形滑轨上，且能够绕试验模型轴线转动；安装座，设置于所述滑环上，用于安装CCD相机；驱动组件，与所述滑环传动连接，用于控制所述滑环绕试验模型轴线转动或锁止，以通过环形滑轨式驱动组件对CCD相机进行精确定位和定量移动，由CCD相机拍摄流场内部被片光源照亮区域的速度场，能够获得对应区域的速度分布、流线、涡分布等流场特征。可视化试验模型，于所述透明容器侧壁安装有上述的反应堆流场可视化试验用辅助测速装置。
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公开(公告)号：CN117672562A
公开(公告)日：2024-03-08
申请号：CN202311658412.X
申请日：2023-12-05
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本申请公开了一种核反应堆发电系统，涉及核发电技术领域，包括发电系统以及余热排出系统，所述发电系统利用核反应堆加热超临界二氧化碳形成高温高压气体，并由所述高温高压气体驱动至少一个与发电机相连的透平机做功而发电；所述余热排出系统包括用于向所述核反应堆提供冷却用二氧化碳工质的补充装置以及用于实现所述二氧化碳工质循环的冷却回路系统。本申请以超临界二氧化碳为余热排出工质，匹配直接循环超临界二氧化碳反应堆或其他间接循环反应堆发电系统，实现堆芯余热排出，避免了传统水工质余热排出系统因温度分布不均匀、相变等引起的热应力问题和材料疲劳寿命问题，可大幅度提高反应堆的安全性。
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公开(公告)号：CN117672559A
公开(公告)日：2024-03-08
申请号：CN202311658417.2
申请日：2023-12-05
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明提供一种利用超临界二氧化碳进行余热导出的发电系统及方法，系统包括核能发电系统和余热导出系统；所述核能发电系统包括反应堆；所述的余热导出系统包括循环管路和冷却箱，所述循环管路内充有用于冷却所述反应堆的冷却工质，所述循环管路经过所述反应堆，所述循环管路经过所述冷却箱，所述冷却箱内设有用于冷却所述冷却工质的冷却剂；所述冷却工质为超临界二氧化碳。本发明利用超临界二氧化碳作为冷却工质，超临界二氧化碳是一种超临界流体，能够避免传统冷却工质相变使反应堆压力容器的使用寿命减小，而导致反应堆安全性下降的技术问题，可以替代传统的水工质反应堆非能动余热导出系统，提高反应堆停堆的安全性。
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公开(公告)号：CN115367287A
公开(公告)日：2022-11-22
申请号：CN202211108992.0
申请日：2022-09-13
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，具体涉及一种具有支管和视窗的柱形承压容器，包括：筒体，材质为金属，在筒体侧壁设置有观察窗口；弧形透明板，材质为非金属，嵌设在所述观察窗口内，且所述弧形透明板内侧壁与所述筒体内侧壁围成圆柱形；观察通道，材质为金属，一端与所述观察窗口密封连接；透明平板，材质为非金属，与所述观察通道的另一端密封连接；支管，材质为金属，安装于所述筒体侧壁。本发明在金属的筒体上嵌设非金属的弧形透明板，并在筒体上设置非金属的透明平板，以承压和密封观察窗，进而在保证筒体承压能力的同时既能进行光学补偿，又能方便地满足密封要求，为充分有效地利用可视化容器获得流场内更多的流动信息提供支撑。
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