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公开(公告)号：CN107367445A
公开(公告)日：2017-11-21
申请号：CN201710416822.1
申请日：2017-06-06
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G01N11/16
CPC classification number: G01N11/16
Abstract: 本发明属于液态流体物性测量技术领域，涉及一种高温流体粘度系数测量装置。所述的装置包括热防护外壳、高温流体容器、单摆组件、固定轴、加热系统、非接触式测温装置、计数器，热防护外壳的底部的上方设置用于盛放高温流体样品的高温流体容器；单摆组件、固定轴固定于热防护外壳的顶部，且单摆组件可绕固定轴转动；单摆组件包括摆动杆和摆动杆下方固定的摆球，摆动杆和摆球可在同一竖直平面运动，摆球在摆动过程中浸没在高温流体样品中；加热系统用于对高温流体样品进行加热；非接触式测温装置置于热防护外壳内，用于非接触的测量高温流体样品的温度；计数器用于对单摆组件的摆动周期进行测量。利用本发明的装置，能够非接触式的测温。
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公开(公告)号：CN105609146A
公开(公告)日：2016-05-25
申请号：CN201510993995.0
申请日：2015-12-25
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C9/016
Abstract: 本发明属于核反应堆安全技术领域，具体涉及一种堆芯熔融物捕集器。现有的熔融物捕集器对堆芯熔融物的铺展不均匀，过程缓慢，能动部件在严重事故中容易失效，影响了对堆芯熔融物的铺展降温操作，造成较大的安全隐患。本发明所提供的堆芯熔融物捕集器，包括位于反应堆下方的设置有熔融物导引装置的熔融物滞留隔间，其中，在所述熔融物滞留隔间内设置有熔融物爆破铺展装置，对堆芯熔融物的铺展均匀迅速，且为非能动方式，在严重事故发生时的可靠性高。
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公开(公告)号：CN105427900A
公开(公告)日：2016-03-23
申请号：CN201510918964.9
申请日：2015-12-11
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 本发明涉及反应堆安全系统设计技术，具体涉及一种严重事故后反应堆熔融物堆外滞留系统。其结构包括熔融物滞留装置和冷却管线，作为关键设备的位于压力容器下方的熔融物滞留装置，包括可允许熔融物分层扩散及冷却剂通过的多孔牺牲层及耐高温坩埚结构组件，各层之间分布有耐高温支撑柱作为支撑；冷却管线可以持续补充堆坑中的冷却水，保证熔融物的完全淹没和持续冷却。在核电站发生堆芯融毁的严重事故时，本发明能够实现堆芯熔融物最大程度且快速有效的分散冷却，从而降低堆坑底部熔穿风险，提高反应堆严重事故下的安全性。
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公开(公告)号：CN110176316B
公开(公告)日：2023-12-22
申请号：CN201910308905.8
申请日：2019-04-17
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C9/016
Abstract: 本发明涉及一种U型管内部换热式堆芯熔融物捕集装置，包括熔融物收集导引装置、坩埚滞留容器、冷却管束、多间壁冷却系统、冷却水注入系统和蒸汽排放系统；熔融物收集导引装置设置在反应堆压力容器下方；坩埚滞留容器设置于导引装置下方；冷却管束设置于坩埚滞留容器内部；多间壁冷却系统设置于坩埚滞留容器下方；冷却水注入系统与多间壁冷却系统相连；蒸汽排放系统包括堆坑蒸汽排放口及安全阀。本发明的有益效果如下：通过伸入熔池的U型管束增大有效冷却面积，可实现小空间内堆芯熔融物快速高效的冷却；填充在坩埚滞留容器内的牺牲材料可与熔融物反应，氧化其中的金属成分，降低混合物的熔点，减小对坩埚滞留容器的边壁热负荷。
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公开(公告)号：CN116297037A
公开(公告)日：2023-06-23
申请号：CN202310320328.0
申请日：2023-03-29
Applicant: 中国科学院声学研究所 , 中国核电工程有限公司
Abstract: 本发明公开了一种三轴超声稳定悬浮装置和方法，所述三轴超声稳定悬浮装置包括支架，所述支架上设置三个互成一定声轴倾角的声波换能器组；所述支架包括上固定板、下固定板和若干支撑柱，上固定板和下固定板之间由若干支撑柱连接，若干支撑柱分为三组，每一组支撑柱上设置驱动转台，所述驱动转台的内侧设置支撑板，所述支撑板的两端设置伸缩台，两端的伸缩台相对设置声波换能器，该两个相对设置的声波换能器组成一个声波换能器组；一个声波换能器组连接一个超声波发生器；所述超声波发生器连接外控制系统。本发明可以使悬浮中的物体保持位置稳定并且可以激励悬浮液滴形状振动，用于液滴动力学观测或者液滴物性参数测量。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN110459333B
公开(公告)日：2022-01-18
申请号：CN201910598267.8
申请日：2019-07-04
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 本发明属于核安全控制技术领域，涉及一种带有内部冷却管的双层坩埚堆芯熔融物捕集装置。所述的捕集装置包括反应堆压力容器、内坩埚、外坩埚、冷却流道、堆坑、堆坑腔体、冷却管、冷却管入水口，内坩埚设置在反应堆压力容器的正下方，其固定在其外部的并位于反应堆压力容器下方的外坩埚内，且内坩埚与外坩埚之间形成供冷却水流动的冷却流道，外坩埚安装在堆坑内部形成的堆坑腔体中；内坩埚内部设置有多根冷却管，每根冷却管通过其底部的冷却管入水口与冷却流道连通，部分冷却管的侧壁上开有小孔且外部覆有5‑30mm厚的牺牲混凝土保护层。利用本发明的捕集装置，可显著提高堆芯捕集器对堆芯熔融物的滞留成功率和冷却效率。
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公开(公告)号：CN107367445B
公开(公告)日：2021-12-03
申请号：CN201710416822.1
申请日：2017-06-06
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G01N11/16
Abstract: 本发明属于液态流体物性测量技术领域，涉及一种高温流体粘度系数测量装置。所述的装置包括热防护外壳、高温流体容器、单摆组件、固定轴、加热系统、非接触式测温装置、计数器，热防护外壳的底部的上方设置用于盛放高温流体样品的高温流体容器；单摆组件、固定轴固定于热防护外壳的顶部，且单摆组件可绕固定轴转动；单摆组件包括摆动杆和摆动杆下方固定的摆球，摆动杆和摆球可在同一竖直平面运动，摆球在摆动过程中浸没在高温流体样品中；加热系统用于对高温流体样品进行加热；非接触式测温装置置于热防护外壳内，用于非接触的测量高温流体样品的温度；计数器用于对单摆组件的摆动周期进行测量。利用本发明的装置，能够非接触式的测温。
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公开(公告)号：CN113593732A
公开(公告)日：2021-11-02
申请号：CN202110752378.7
申请日：2021-07-02
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明属于核电厂反应堆安全系统技术领域，具体涉及一种用于反应堆熔融物碎片床的注水冷却系统，包括设置在安全壳(10)内部底端的堆坑内的集水底盘(4)，冷却水(8)能够由集水底盘(4)的内部向上方涌出至集水底盘(4)的上表面。本分明能够在核电厂发生严重事故时将熔融物碎片床内的衰变热量快速有效地导出，并在长期阶段维持熔融物碎片床的可冷却性，从而保持安全壳结构的完整性，缓解事故后果。
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公开(公告)号：CN108053895B
公开(公告)日：2021-06-25
申请号：CN201711077169.7
申请日：2017-11-06
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C9/016
Abstract: 本发明属于核安全控制技术领域，涉及一种分装强化冷却的反应堆堆芯熔融物捕集装置。所述的捕集装置包括堆坑、反应堆压力容器、熔融物滞留容器、坩埚、滞留水箱、冷却水箱和各连接管线,顶部敞口的熔融物滞留容器位于堆坑内，并使反应堆压力容器的下部和底部置于其中，堆坑内位于熔融物滞留容器的下方的空间形成冷却空间；堆坑内，熔融物滞留容器的底板下方设置有坩埚；滞留水箱位于堆坑外，并通过连接管线与堆坑连接；冷却水箱位于堆坑外，并通过连接管线与冷却空间连接。利用本发明的捕集装置，能够通过布置紧凑、冷却效率高的堆芯捕集器方案，籍由熔融物的临时滞留、分装强化冷却实现堆芯熔融物的有效捕集和包容，应对核电站严重事故工况。
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公开(公告)号：CN108122622B
公开(公告)日：2021-05-18
申请号：CN201711183712.1
申请日：2017-11-23
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C15/18 , G21C17/022 , G21C17/035
Abstract: 本发明公开了一种非能动安全壳冷却系统的冷却水箱，包括状态监测补水系统和设置在反应堆安全壳墙体外侧可实现自动热管理的封闭箱体；所述状态监测补水系统用于监测所述封闭箱体内的冷却水状态并根据该状态补水；所述封闭箱体与设置于所述反应堆安全壳墙体内侧的换热器通过循环管路连接；所述封闭箱体内部被水体隔板分隔为至少两个水体单元，各水体单元通过溢流出口和来流入口连接；所述封闭箱体出水的循环管路和所述封闭箱体回水的循环管路分别连接于两个不同的水体单元。本发明的有益效果为：通过水体单元将冷却回水分层进行热管理，能够在系统投入运行后始终为冷却系统提供低温的冷却水源，使得系统能够获得较高的自然循环能力和排热功率。
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