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公开(公告)号：CN111081395A
公开(公告)日：2020-04-28
申请号：CN201911407716.2
申请日：2019-12-31
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C11/08
Abstract: 本发明属于核反应堆技术领域，具体涉及一种可实现热辐射散热的核反应堆隔热装置。本发明包括步进式驱动电机、传动齿轮组、旋转架、隔热屏蔽弧形板、固定架以及辅助紧固件，驱动电机是整个系统结构的执行单元，与传动齿轮组连接，通过接收控制系统的指令进行动作，驱动传动齿轮组进行转动，驱动传动齿轮组与旋转架连接，旋转架与隔热屏蔽弧形板连接；固定架安装在反应堆容器的底部。本发明布置在堆芯外围，通过运动机构即可实现反应堆保温隔热和辐射散热，集反应堆隔热和屏蔽功能为一体，有效简化反应堆结构并实现本发明的多用途应用。
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公开(公告)号：CN103106931B
公开(公告)日：2016-09-14
申请号：CN201310042980.7
申请日：2013-02-04
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C3/322 , G21C5/02 , G21C15/16 , G21C13/036
CPC classification number: Y02E30/38
Abstract: 本发明公开了一种适用于超临界水冷堆双流程堆芯的堆内构件，包括吊篮筒体、堆芯下板、集流腔壳体、压紧筒体、堆芯上板、下部支承板及上围板，其中，下部支承板上方的压紧筒体内区域构成上腔体，上围板、下部支承板及堆芯上板三者之间构成混合腔体，下部支承板设有接通上腔体与混合腔体的通水孔。上围板、下部支承板、堆芯上板及压紧筒体四者共同构成一个环形的出口蒸汽腔，压紧筒体连接有接通出口蒸汽腔且穿过吊篮筒体的出口内套管。堆芯下板与集流腔壳体之间构成有集流腔，集流腔壳体设有多个接通集流腔的开孔，吊篮筒体和压紧筒体两者上部均设有周向的开孔。本发明采用双流程结构，在保证热效率的同时并能保证结构的安全性和可靠性。
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公开(公告)号：CN103903655B
公开(公告)日：2016-08-10
申请号：CN201210579866.3
申请日：2012-12-28
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C3/32
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明涉及核电技术，具体公开了一种控制形变的长行程分体式吊篮组件。它包括吊篮筒体、在吊篮筒体下端固定连接的下堆芯板、和设在吊篮筒体内的围板，所述的围板分为三段，围板外设有成形板，由于采用了多段短围板结构，有效减小了围板连接的温差应力，并且便于围板的制造；成形板的设计使得围板因辐射热效应引起的形变减少，在下堆芯板上开有与燃料组件布置对应的冷却剂流道孔，同时开有用于下堆芯板与上堆芯板的对中孔，满足了冷却剂流动冷却的工艺要求，同时也满足了下堆芯板与上堆芯板对中要求，使得安装更加精确可靠。
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公开(公告)号：CN102543225B
公开(公告)日：2014-08-06
申请号：CN201010585713.0
申请日：2010-12-14
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: Y02E30/39
Abstract: 本发明属于压水型核反应堆堆内构件，具体涉及为反应堆控制棒组件提供导向的一种压水型核反应堆十字形柱式全行程连续导向件。本发明的导向件在控制控制棒行程与控制棒直径之比和冷却剂横向流速的条件下，取消了定位、支承过渡件、周向定位件及它们的连接件，将导向件直接与反应堆固定导向件的构件连接，解决了堆芯布置紧凑时设置导向组件困难的难题，极大地简化了结构，为压水型、堆芯布置紧凑的核反应堆提供了一种具有共用性、互换性、结构极为简化、经济性好、使用安全可靠的十字形柱式全行程连续导向件。
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公开(公告)号：CN103529126A
公开(公告)日：2014-01-22
申请号：CN201310489180.X
申请日：2013-10-18
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01N29/04 , G01N29/265
Abstract: 本发明公布了带间隙网格状多斜率曲面工件超声自动检测系统及检测方法，包括超声波探伤仪，超声波探伤仪的探头安装在五自由度扫描支架上，还包括扫描仪、以及工控计算机。本发明相对于现有技术中只能够检测单一的曲面、检测难度大的问题，将超声技术与建模技术融合使用，实现带间隙网格状多斜率曲面模块的自动检验；基于建模基础上的超声检验在线实时调节技术，实现对网格状多斜率曲面边界的自动识别，使得探头始终垂直于工件表面，从而保证超声检验结果的真实、准确、可靠；超声波技术与建模技术、超声成像技术、超声波自动化检验技术的集成使曲面模块的边界识别清晰、检验结果准确可靠、自动化程度高、人机交互界面友好。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN103390437A
公开(公告)日：2013-11-13
申请号：CN201310305523.2
申请日：2013-07-22
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/00
Abstract: 本发明公布了液气分离结构及其构成的水位探测器用导向结构，包括连接头，在连接头上连接有分流体，连接头与分流体上设置有盲孔，分流体的底部为盲孔的封闭端，在分流体侧壁上设置有多个斜孔，所述斜孔的两端分别位于分流体的内表面和外表面，其中斜孔外表面端口的水平高度大于内表面端口的水平高度。本发明斜孔形成了堆芯出口至支承柱柱体内冷却剂流动通道，又避免了堆芯出口冷却剂给水位探测器所带来的冲击；从堆芯出口流出带有气泡的冷却剂，冷却剂可沿分流体侧面向上流动，依次经过分流体侧面斜下向的斜孔、盲孔流入支承柱本体内部，从而浸没水位探测器；而气泡则无法通过斜下向的斜孔进入支承柱内，从而实现堆芯出口的冷却剂的液气分离。
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公开(公告)号：CN119673502A
公开(公告)日：2025-03-21
申请号：CN202411881828.2
申请日：2024-12-19
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本申请涉及核工程技术领域，具体涉及一种铍套筒、堆芯组件及研究堆辐照考验装置。其中，铍套筒包括支撑件、铍块、第一固定块和第二固定块；支撑件具有适于中子通过的堆芯通道；若干铍块贴合于支撑件上，其中，在堆芯通道的周向上，铍块相邻排布以在周向上对堆芯通道形成围合，在堆芯通道的延伸方向上，铍块相邻排布以在轴向上对堆芯通道形成覆盖且相邻铍块之间配合有铝件；第一固定块与支撑件配合并与铍块配合；第二固定块与支撑件配合并与铍块配合。本申请提供的铍套筒结构稳定性强、可靠性高，结合堆芯组件应用于研究堆辐照考验装置时能够对中子进行有效的反射以减缓中子的数量衰减，同时配合铝件减少中子的吸附，提高中子经济性。
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公开(公告)号：CN111081396B
公开(公告)日：2022-04-19
申请号：CN201911414644.4
申请日：2019-12-31
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C11/08
Abstract: 本发明属于核反应堆技术领域，具体涉及一种可实现热辐射散热的折叠式隔热装置。本发明包括收缩系统、上部导轨结构、隔热屏蔽结构、下部导轨结构，其中收缩系统包括基座、驱动电机、螺栓、链轮、限位块、链条、紧固件，驱动电机安装在基座上；驱动电机轴承一端安装链轮，限位块安装在隔热屏蔽结构上正对链轮位置；上部导轨结构、下部导轨结构分别安装在反应堆容器的上端和下端，隔热屏蔽结构安装在上部导轨结构和下部导轨结构之间。本发明布置在堆芯外围，通过结构闭合和收缩折叠即可实现反应堆保温隔热和辐射散热，有效简化反应堆结构并实现本发明的多用途应用。
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公开(公告)号：CN112361948B
公开(公告)日：2022-02-22
申请号：CN202011178735.5
申请日：2020-10-29
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了模拟燃料棒‑乏池不同控温的加热装置，包括用于模拟燃料棒的标样棒和用于模拟乏池的加热机构；标样棒包括加热器和包壳管，加热器设置在包壳管内侧，所述包壳管的两端与加热器的外壁之间通过防水耐高温材料封装；加热器包括金属管，所述金属管内设置有Cr20Ni80和六方氮化硼，包壳管的外壁设置有热电偶；加热机构包括标样槽和标样棒安装台架；所述标样槽用于提供水环境，所述标样槽上设置有冷水进管、热水进管和排水管；标样棒安装台架安装在标样槽的顶部，所述标样棒安装台架用于安装标样棒。本发明所述加热装置能够模拟燃料棒棒温和乏池的水环境温度，能够模拟不同温控的环境，进而完成不同温控下氧化膜测厚的曲线。
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公开(公告)号：CN106373620A
公开(公告)日：2017-02-01
申请号：CN201610875816.8
申请日：2016-10-08
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C1/08 , G21C3/33 , G21C13/02 , G21C15/12 , G21C17/035
Abstract: 本发明公开了一种压水型核反应堆结构，所述结构包括：分散式堆顶、驱动机构、压力容器、堆内构件、保温构件，所述分散式堆顶顶与所述压力容器的顶盖连接，所述保温构件设置在所述压力容器外表面，所述堆内构件吊挂在所述压力容器的支撑台阶上，所述驱动机构安装在压力容器顶盖上，实现了将中子通量测量探测器、温度测量探测器和水位测量探测器通过位于压力容器上封头内的堆内测量导向结构和压力容器顶部贯穿件引出反应堆，避免顶盖上堆内测量管座的数量增加；能实现水位测量要求；合理分配进入堆芯的冷却剂流量；保温层还可实现反应堆压力容器外部快速冷却的技术效果。
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