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公开(公告)号：CN119623144A
公开(公告)日：2025-03-14
申请号：CN202411495120.3
申请日：2024-10-24
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/23 , G06F30/27 , G16C60/00 , G06F119/08
Abstract: 本发明公开了一种驼峰式改性表面对传热特性影响方式的确定方法及装置，包括：响应于目标驼峰式改性表面对传热特性影响方式的确定信号，获取目标驼峰式改性表面的初始几何信息和材料属性信息；基于初始几何信息和材料属性信息，构建三维有限元模型，控制三维有限元模型分别进行不同主要传热表面面积下的主要对流传热试验和主要临界热流密度试验，以及控制三维有限元模型分别进行不同次要传热表面面积下的次要对流传热试验和次要临界热流密度试验；基于主要对流传热试验结果、主要临界热流密度试验结果、次要对流传热试验结果、次要临界热流密度试验结果，确定目标驼峰式改性表面的表面面积对改性表面的传热特性的影响。
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公开(公告)号：CN106830265A
公开(公告)日：2017-06-13
申请号：CN201710201344.2
申请日：2017-03-30
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: C02F1/66
Abstract: 本发明公开了一种pH值自动调节系统，其特征在于，所述系统包括：3个pH值测量装置、控制器、2个酸液储存箱、2个碱液储存箱、4个泵，4个泵和3个pH值测量装置均与控制器连接，pH值测量装置将采集到pH值信息的传递给控制器，控制器基于pH值信息生成相应的控制指令对泵进行控制，解决了现有的电厂污水pH处理方式存在效率很低、精度较差的技术问题，实现了减少人工的干预，提高工作效率的技术效果。
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公开(公告)号：CN104407010A
公开(公告)日：2015-03-11
申请号：CN201410726582.1
申请日：2014-12-04
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01N25/20
Abstract: 本发明公开了次临界能源堆冷却剂典型弯曲单通道流动传热特性实验装置，包括弯曲的加热单管，加热单管的两端连通有稳定直管，稳定直管连通有螺纹接头，螺纹接头套有螺纹法兰，稳定直管焊接有加电铜排，稳定直管还开有引压孔，其中，加热单管为偏心弯管或同心弯管；偏心弯管内径圆的圆心为O1，偏心弯管外径圆的圆心为O2，O1到O2的距离大于零，O1连接O2的线段为线段O1O2，偏心弯管焊接有热电偶，偏心弯管外壁设置有绝热保护结构；同心弯管内径圆的圆心与同心弯管外径圆的圆心重合于点X1，同心弯管的外壁上焊接有多个热电偶，同心弯管外壁设置有绝热保护结构。本发明可为次临界堆冷却剂热工水力设计的可行性研究提供实验支撑。
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公开(公告)号：CN119601269A
公开(公告)日：2025-03-11
申请号：CN202411495121.8
申请日：2024-10-24
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/032
Abstract: 本申请提供了一种测量装置及方法，包括矩形通道，所述矩形通道内通入流体；所述矩形通道包括芯体，所述芯体包括低电阻发热段；压差调节块，所述压差调节块设置于所述芯体的所述低电阻发热段上，所述压差调节块与所述低电阻发热段之间形成高度差，用于使流经所述压差调节块两侧的所述流体形成压差；沿所述流体的流动方向，在所述压差调节块两侧的所述芯体上开设有压差引出孔，所述压差引出孔通过引压管与压差变送器连接，将所述流体的压力引入至所述压差变送器。能够准确测量流经芯体发热段的流体的流量真实值。
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公开(公告)号：CN115472319A
公开(公告)日：2022-12-13
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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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN107515189B
公开(公告)日：2019-11-05
申请号：CN201710639434.X
申请日：2017-07-31
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01N17/00
Abstract: 本发明公开了一种核电站安全壳喷淋系统试验验证方法，包括以下步骤：建立单喷头流量‑压差关系；获得待验证喷淋环路中喷头总流量‑压差关系式；获得待验证喷淋支路流量‑压差关系式；联立待验证喷淋环路中喷头总流量‑压差关系式和喷淋支路流量‑压差关系式即可求解得到待验证喷淋支路的流量和喷头压差。本发明可在不改造厂内原有结构、避免对核电站安全壳内设备带来腐蚀性风险的基础上，获得安全壳喷淋系统喷淋支路流量(即喷淋支路的喷淋泵流量)、喷头进出口压差等喷淋特性，为核电站安全壳喷淋系统功能验证提供数据支撑。
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公开(公告)号：CN106018138A
公开(公告)日：2016-10-12
申请号：CN201610579899.6
申请日：2016-07-22
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种基于射流实验的保温结构碎片特性鉴定系统及其鉴定方法；基于射流实验的保温结构碎片特性鉴定系统，包括顺次连接的储气罐（1）、气动阀（2）、手动阀（3）、爆破片及夹持器（4）、射流管道（5）连通，还包括保温结构模拟体（6），射流管道（5）的轴线与保温结构模拟体（6）的中垂线重合，中垂线是指经过保温结构模拟体（6）经线的一根直线且该中垂线经过保温结构模拟体（6）长度线段的中点。
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公开(公告)号：CN119643627A
公开(公告)日：2025-03-18
申请号：CN202411520471.5
申请日：2024-10-29
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本申请公开了一种锆合金飞秒激光改性表面的动态特性测试实验装置及方法，该装置可以提供模拟测试材料在核反应堆燃料组件系统所处的真实环境，通过在预设周期内定时获取至少两个温度检测设备的温度数值、定时通过所述可视窗拍摄测试材料的表面的气泡核化图像以及记录所述测试材料的重量数值，确定测试材料的传热系数、核化数量和重量变化，进而确定包括动态传热特性和污垢沉积特性的锆合金飞秒激光改性表面的动态特性，便于后续知道激光改性工艺的迭代优化，评估改性表面长期使用后的真实效果。
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公开(公告)号：CN119165023A
公开(公告)日：2024-12-20
申请号：CN202411146362.1
申请日：2024-08-20
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01N27/327 , G01N27/31 , G01N27/416
Abstract: 本发明涉及溶解氢浓度测量技术领域，提出了一种耐高压的溶解氢分析仪及溶解氢浓度监测系统，耐高压的溶解氢分析仪包括：耐高压溶解氢传感器、流通池和二次仪表；所述耐高压溶解氢传感器，安装于所述流通池中，并通过信号传输电缆组件与所述二次仪表连接，用于在高压条件下，对所述流通池中的目标溶液进行溶解氢浓度信号的检测；所述流通池，用于放置所述目标溶液和所述耐高压溶解氢传感器；所述二次仪表，用于对所述溶解氢浓度信号进行分析，以确定并显示所述目标溶液对应的溶解氢浓度值。通过该技术方案，使得溶解氢浓度的测量精度高，测量误差不受其它气体影响。
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公开(公告)号：CN104407010B
公开(公告)日：2016-10-26
申请号：CN201410726582.1
申请日：2014-12-04
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01N25/20
Abstract: 本发明公开了次临界能源堆冷却剂典型弯曲单通道流动传热特性实验装置，包括弯曲的加热单管，加热单管的两端连通有稳定直管，稳定直管连通有螺纹接头，螺纹接头套有螺纹法兰，稳定直管焊接有加电铜排，稳定直管还开有引压孔，其中，加热单管为偏心弯管或同心弯管；偏心弯管内径圆的圆心为O1，偏心弯管外径圆的圆心为O2，O1到O2的距离大于零，O1连接O2的线段为线段O1O2，偏心弯管焊接有热电偶，偏心弯管外壁设置有绝热保护结构；同心弯管内径圆的圆心与同心弯管外径圆的圆心重合于点X1，同心弯管的外壁上焊接有多个热电偶，同心弯管外壁设置有绝热保护结构。本发明可为次临界堆冷却剂热工水力设计的可行性研究提供实验支撑。
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