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公开(公告)号：CN113436768A
公开(公告)日：2021-09-24
申请号：CN202110697102.3
申请日：2021-06-23
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 程坤 , 冉旭 , 李峰 , 喻娜 , 吴清 , 刘昌文 , 冷贵君 , 张晓华 , 陈宏霞 , 蔡容 , 习蒙蒙 , 陆雅哲 , 杨帆 , 鲜麟 , 方红宇 , 吴鹏 , 初晓 , 周科 , 张舒 , 杨韵佳
Abstract: 本发明涉及核电站运行技术与核安全评价技术领域，具体涉及一种用于核电厂稳压器水位整定值的确定方法，包括：获取用于稳压器水位整定值确定的反应堆冷却剂系统的几何参数；确定稳压器在汽腔消除操作前水装量的最小值；确定稳压器水位基准整定值；确定稳压器水位基准整定值确定过程中的误差并计算稳压器水位整定值；稳压器水位整定值的符合性分析验证。该方法基于反应堆冷却剂系统几何参数和仪表误差确定上封头汽腔消除操作规程中涉及到的稳压器水位整定值，简单、合理、准确，指导操作员正确调节和维持稳压器水位，解决现有的核电厂上封头汽腔消除规程中出现的稳压器电加热器裸露烧毁的技术问题。
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公开(公告)号：CN109256223B
公开(公告)日：2019-12-10
申请号：CN201811343185.0
申请日：2018-11-13
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明公开了一种余热排出系统，包括反应堆压力容器、反应堆冷却剂泵和余热排出冷却器，反应堆压力容器内的热水流入反应堆冷却剂泵经冷却后再流回反应堆压力容器，反应堆冷却剂泵的冷段管道还同时和余热排出冷却器的流入管道连接，余热排出冷却器的流出管道和反应堆压力容器的热段管道相连。还公开了一种余热排出方法。本发明解决了传统的热段流向冷段的余热排出系统中余热排出冷却器海水侧的过冷沸腾以及事故过程中蒸汽发生器二次侧的超压风险等问题。
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公开(公告)号：CN109859866A
公开(公告)日：2019-06-07
申请号：CN201910167974.1
申请日：2019-03-06
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明涉及一种压水堆核电站缓解主蒸汽管道破裂事故后果的方法，包括以下步骤：第一步：主蒸汽管道破裂事故发生后，“蒸汽流量高与反应堆冷却剂平均温度低或补偿蒸汽管线压力低符合”信号触发，关闭所有主蒸汽和主给水隔离阀；第二步：“蒸汽管线压力低-3”信号触发冷却剂泵停运。本发明需要在反应堆保护系统中新增“蒸汽管线压力低-3”停运冷却剂泵信号。本发明能够显著减缓主蒸汽管道破裂事故中冷却剂的降温速率，解决了现有技术中主蒸汽管道破裂事故过程中的冷却剂降温速率快的本质问题。本发明通过降低堆芯重返临界后的功率峰值，从而有效降低燃料元件烧毁的风险，达到缓解事故后果的目的。
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公开(公告)号：CN109256223A
公开(公告)日：2019-01-22
申请号：CN201811343185.0
申请日：2018-11-13
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明公开了一种余热排出系统，包括反应堆压力容器、反应堆冷却剂泵和余热排出冷却器，反应堆压力容器内的热水流入反应堆冷却剂泵经冷却后再流回反应堆压力容器，反应堆冷却剂泵的冷段管道还同时和余热排出冷却器的流入管道连接，余热排出冷却器的流出管道和反应堆压力容器的热段管道相连。还公开了一种余热排出方法。本发明解决了传统的热段流向冷段的余热排出系统中余热排出冷却器海水侧的过冷沸腾以及事故过程中蒸汽发生器二次侧的超压风险等问题。
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公开(公告)号：CN119268568A
公开(公告)日：2025-01-07
申请号：CN202411393869.7
申请日：2024-10-08
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本申请公开了一种辐照后燃料芯体厚度测量方法、热导率测量方法及系统，厚度测量方法包括：采用检定合格的标准厚度量块对激光测厚平台进行水平度校正；校正完成后，测量得到未放置热导率试样的激光测厚平台高度；将热导率试样放置于所述激光测厚平台上，测量得到放置热导率试样的激光测厚平台高度，测量多次；根据多次测量得到高度测量平均值，将高度测量平均值减去未放置热导率试样的高度测量值，得到热导率试样的厚度测量值。本申请采用热室内激光测厚方式，实现了辐照后热导率试样热室内操作要求，大幅降低了高放射性试样对人员的不利影响；同时保证了辐照后热导率试样的厚度测量精度。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN118999375A
公开(公告)日：2024-11-22
申请号：CN202411393874.8
申请日：2024-10-08
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本申请公开了一种辐照后燃料芯体厚度测量方法、装置及其应用方法和系统，所述厚度测量方法包括：将热导率测量完成后的热导率试样取出，转运至试样制备室进行金相试样制备；将制备好的金相试样转运至金相检查热室进行金相检测，并提取得到热导率试样的厚度测量值；判断金相图像中热导率试样的轮廓特性是否存在偏差，如果是则对厚度测量值进行修正；根据所述厚度测量值，计算得到热导率试样的厚度。本申请实现了热室内的辐照燃料芯体热导率试样的厚度测量，并且实验结果能够满足辐照后燃料芯体的热导率测量实验需求，从而为研究燃料芯体试样辐照前后的热导率变化规律提供技术支撑。
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公开(公告)号：CN117630010B
公开(公告)日：2024-10-22
申请号：CN202311593905.X
申请日：2023-11-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种金属板材表面缺陷三维精密检测方法、组件及系统，本发明提出的检测方法基于深度学习及坐标系统一的原理实现缺陷精度定位，为深度检测提供目标检测位置和测量轨迹，解决了金属板材质量检测时缺陷位置缺失的问题；利用图像处理计算缺陷的二维特征尺寸，根据深度检测获取的深度信息，计算得到缺陷的深度特征尺寸，从而完成缺陷三维特征尺寸的检测，同时找到被测件表面的危害性缺陷，基于三维形貌扫描方法，完成单个危害性缺陷三维形貌的扫描，从而实现表面缺陷三维形貌的定量检查，极大地提高了金属板材表面缺陷检查效率及检测可靠性。
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公开(公告)号：CN114038591B
公开(公告)日：2024-06-25
申请号：CN202111456131.7
申请日：2021-12-01
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 习蒙蒙 , 周科 , 冉旭 , 杨帆 , 李峰 , 鲜麟 , 卢川 , 喻娜 , 初晓 , 陆雅哲 , 高希龙 , 杨韵佳 , 刘晓 , 陈宏霞 , 蔡容 , 邓坚 , 刘余 , 杨洪润 , 彭诗念
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明公开了一种用于核反应堆的一次侧非能动余热排出系统，包括反应堆、冷却水箱、入口管路、出口管路、换热器、控制单元；换热器位于冷却水箱内，入口管路的一端连接反应堆、另一端穿过冷却水箱连接换热器的进口，出口管路的一端连接换热器的出口并穿过冷却水箱连接反应堆，换热器的进口与出口均高于反应堆与入口管路、出口管路连接的出、入口，出口管路位于冷却水箱与反应堆的部分设有隔离阀A，控制单元连接隔离阀A；还设有稳压器，用于监测反应堆压力值并传送至控制单元；当反应堆停堆且反应堆压力值降低至设定值，隔离阀A开启，形成第一换热循环回路。利用非能动方式即可实现排热，无需借助外力，在丧失电源情况下仍然可用。
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公开(公告)号：CN117012428A
公开(公告)日：2023-11-07
申请号：CN202310647560.5
申请日：2023-06-02
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21F9/00 , B08B5/04 , G01N23/2251 , G21F9/02 , H01J37/28
Abstract: 本发明属于放射性物质处理技术领域，具体涉及一种辐照后核燃料电镜样品表面裂变气体的热室内清除装置。本发明包括低真空舱、高真空舱、控制系统，所述低真空舱和高真空舱通过接口相连，所述控制系统与接口连接，控制接口的开闭；在低真空舱进行低真空粗抽后，当低真空舱和高真空舱的真空度达到目标值，打开低真空舱和高真空舱间的接口，通过样品杆将导轨上的样品台推入高真空舱内，进行高真空抽。本发明能够解决辐照后核燃料电镜样品测试的过程中，样品表面的裂变气体释放出来引起实验室污染，以及被电镜真空泵抽走造成电镜设备损坏的问题，能够高效、便捷地去除样品表面气孔内的裂变气体。
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公开(公告)号：CN116313174A
公开(公告)日：2023-06-23
申请号：CN202211720649.1
申请日：2022-12-30
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 喻娜 , 黄代顺 , 卢毅力 , 崔怀明 , 鲜麟 , 李峰 , 杨帆 , 程坤 , 陈宏霞 , 杨韵佳 , 周科 , 陆雅哲 , 初晓 , 方红宇 , 习蒙蒙 , 徐青蓝 , 陈果 , 张舒 , 吴鹏 , 吴广皓 , 蔡容 , 王晨阳
IPC: G21C15/18
Abstract: 本申请属于压水堆核电厂技术领域，具体涉及一种压水堆核电厂余热排出系统及方法；该系统，包括：设置于蒸汽发生器二次侧的正常给水系统、能动辅助给水系统、非能动余热排出系统；该系统，采用非能动排热系统和能动排热系统相结合的运行方案，能够保证堆芯在不同事故下的安全性，为核电厂不同运行模式和事故工况下提供了多样性的排热措施，保证了核电厂排出堆芯余热的安全功能，从而提高了核电厂的整体安全水平。
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