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公开(公告)号：CN111128412A
公开(公告)日：2020-05-08
申请号：CN201911406798.9
申请日：2019-12-31
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明属于核反应堆技术领域，具体公开一种用于多种发电模式的热管反应堆堆芯结构，该热管反应堆堆芯包括热管、燃料棒、堆内构件、堆内隔热层、反射层、旋转鼓、反应堆容器和反应性驱动机构，若干个热管和燃料棒布置在堆内构件内，堆内构件外套有堆内隔热层，堆内隔热层外套有反射层，反射层与堆内隔热层之间沿周向布置若干个旋转鼓，反射层外套有反应堆容器，反应性驱动机构位于反应堆容器底部，反应性驱动机构与旋转鼓的数量、布置方式相同。本发明所提供的热管反应堆堆芯结构简单可靠，寿命长，固有安全性高，具备模块化配置能力，可以和各种类型的热电转换装置匹配应用。
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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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Patent Agency Ranking
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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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：CN118405933A
公开(公告)日：2024-07-30
申请号：CN202410580712.9
申请日：2024-05-11
Applicant: 四川大学 , 中国核动力研究设计院
IPC: C04B37/00
Abstract: 本发明提供了一种碳化硅基陶瓷连接用高温钎料及其制备方法和应用，属于碳化硅陶瓷材料技术领域。本发明提供的碳化硅基陶瓷连接用高温钎料，按质量百分比计，包括金属粉2～15％和余量的Ti‑Si粉，所述金属粉包括Fe粉、Al粉、Ni粉、Cr粉或Co粉。本发明在Ti‑Si钎料中加入少量的金属元素，可降低钎料熔点、缩短连接时间，并促进液态钎料与碳化硅基陶瓷发生原位反应生成具有高强度的Ti3SiC2MAX相来连接母材；同时，由于高温下钎料呈液态，不需要使用压力即可实现焊缝的致密化，提高了连接件在室温和高温下的力学性能。
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公开(公告)号：CN118385818A
公开(公告)日：2024-07-26
申请号：CN202410582223.7
申请日：2024-05-11
Applicant: 四川大学 , 中国核动力研究设计院
IPC: B23K35/32
Abstract: 本发明提供了一种高强度耐高温NiTi基钎料及其制备方法和应用，属于碳化硅基材料技术领域。本发明提供的高强度耐高温NiTi基钎料，包括以下成分：24～65wt.％Ni，35～77wt.％Ti和1～60wt.％Mo。本发明加入Mo能够使钎料在钎焊过程中生成高熔点、耐高温、低热膨胀系数的相代替低温相，缓解碳化硅基材料接头中的残余应力，达到了消除焊缝界面区域的低温Ni‑Si相的目的，同时增强相MoSi2的熔点高，具有良好的导热性和高温性能，以及在空气或高温燃烧气体环境中出色的抗氧化性，有利于提高钎焊接头的高温性能，从而弥补了低熔点NiSi相对接头高温剪切强度的影响。
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公开(公告)号：CN111312419A
公开(公告)日：2020-06-19
申请号：CN202010226178.3
申请日：2020-03-27
Applicant: 江苏核电有限公司 , 中国核动力研究设计院 , 北京清达科宇科技有限公司 , 中国核电工程有限公司
Inventor： 潘泽飞 , 洪源平 , 周金满 , 陆双桐 , 李文雎 , 李文平 , 李海颖 , 蒋朱敏 , 蒋天植 , 刘国明 , 杨晓川 , 杨乃林 , 李载鹏 , 张琪 , 孙暖 , 刘敦彬 , 刘健 , 周克文 , 李宁 , 胥敬德
Abstract: 本发明属于反应堆工程设计及运行技术领域，具体涉及一种压水堆首炉堆芯无外加一次中子源的堆芯装料方法，包括：步骤一：安装中子探测器监测装置；步骤二：确定堆外高灵敏度中子探测器、源量程中子探测器和堆内三套临时中子计数装置有效性；步骤三：在高灵敏度中子探测器监测装置和堆内三套临时中子计数装置内的二次仪表监测设备进行临界安全监督参数计算及报警功能；步骤四：确定源量程中子探测器保护功能有效性；步骤五：在核电站数字式分布控制系统上增设硼浓度临界安全监督关键参数的持续监测和报警功能；步骤六：对影响反应堆次临界度的系统和设备进行隔离管控，对影响堆芯次临界度参数进行监督；步骤七：优化堆芯装载方式和步序。
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