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最新专利技术
  • 一种稳压器支承结构与稳压器系统
    一种稳压器支承结构与稳压器系统_中广核工程有限公司_202511669687.2
    本发明提出一种稳压器支承结构与稳压器系统，稳压器支承结构包括上部支承组件和下部支承组件，上部支承组件由多个耳式支座与支耳配合组成，沿稳压器上部筒体环向均匀布置于靠近上封头区域，提供轴向支承与环向限位；下部支承组件由水平拉杆与下封头一体化锻造...
    2026-03-20
  • 一种防异物下管座及燃料组件
    一种防异物下管座及燃料组件_上海核工程研究设计院股份有限公司_202511624008.X
    一种防异物下管座及燃料组件，属于核电领域。防异物下管座包括水平设置的隔板和绕隔板周向设置的围板，隔板上设置有流水孔，围板上设置有通水口，通水口包括过滤结构该防异物下管座能够在保证侧边流通面积和结构强度的同时，有效防止异物通过围板接触燃料棒包...
    2026-03-20
  • 一种控制棒、铅基快中子高通量研究堆及其实验方法
    一种控制棒、铅基快中子高通量研究堆及其实验方法_中国核动力研究设计院_202511645371.X
    本申请涉及核反应堆技术领域，具体涉及一种控制棒、铅基快中子高通量研究堆及其实验方法。其中，研究堆包括反应堆容器、支撑平台、屏蔽层、堆下腔室、导向管和控制棒；反应堆容器内配置有燃料组件；导向管一端位于反应堆容器内且为封口构造，导向管长度方向与...
    2026-03-20
  • 一种反应堆后备安全停堆方法及系统
    一种反应堆后备安全停堆方法及系统_华能霞浦核电有限公司_202511417671.2
    本发明涉及核反应堆停堆技术领域，公开了一种反应堆后备安全停堆方法及系统，方法包括：当系统优选模块无法下达指令时，第一硬件开关闭合，发出第一闭合指令；响应于第一闭合指令，第二硬件开关闭合，发出第二闭合指令，通过与逻辑，生成第一安全控制指令；第...
    2026-03-20
  • 一种模块化池式铅基快中子高通量试验研究堆
    一种模块化池式铅基快中子高通量试验研究堆_中国核动力研究设计院_202511645365.4
    本发明涉及核反应堆技术领域，具体涉及一种模块化池式铅基快中子高通量试验研究堆，包括：堆坑构体，设置有反应工作腔，反应工作腔为气体容纳腔；反应堆模块，安装在反应工作腔的中部，能够进行可控核反应，并基于铅基冷却剂进行冷却；换热单元模块，设置有多...
    2026-03-20
  • 一种冷却循环装置、高温气冷堆综合冷却系统及使用方法
    一种冷却循环装置、高温气冷堆综合冷却系统及使用方法_华能山东石岛湾核电有限公司_202511561182.4
    本发明涉及高温气冷堆冷却技术领域，具体涉及一种冷却循环装置、高温气冷堆综合冷却系统及使用方法。一种冷却循环装置，包括：进液循环管路；出液循环管路；循环泵组，设于进液循环管路和出液循环管路之间，进液循环管路的一端适于与第一进液总管路连通，出液...
    2026-03-20
  • 一种冷却剂分区流动的铅基快中子高通量研究堆
    一种冷却剂分区流动的铅基快中子高通量研究堆_中国核动力研究设计院_202511645379.6
    本发明涉及核反应堆技术领域，具体涉及一种冷却剂分区流动的铅基快中子高通量研究堆，包括：反应堆容器，设置有第一冷却剂流道和第二冷却剂流道，所述第一冷却剂流道与所述第二冷却剂流道并联；燃料组件，装载有核燃料，安装在所述反应堆容器内，且位于所述第...
    2026-03-20
  • 一种用于高温容器的内外协同循环冷却系统及方法
    一种用于高温容器的内外协同循环冷却系统及方法_中国核动力研究设计院_202511549639.X
    一种用于高温容器的内外协同循环冷却系统及方法，包括高置水箱，高置水箱底部布置注水管线调节阀，注水管线调节阀通过并联支路连接至换热环腔，两条并联支路分别为非能动注水管线和能动注水管线，非能动注水管线包含非能动注水管线截止阀，能动注水管线包含注...
    2026-03-20
  • 一种非能动余热排出系统及铅基快中子高通量研究堆
    一种非能动余热排出系统及铅基快中子高通量研究堆_中国核动力研究设计院_202511645374.3
    本发明涉及核反应堆技术领域，具体涉及一种非能动余热排出系统及铅基快中子高通量研究堆。余热排出系统包括：反射层结构件，为两端设置有通孔的中通结构，在工作状态下竖向围设在燃料组件外侧，且内腔与燃料组件的冷却流道并联设置；密闭空冷容器，下端设置有...
    2026-03-20
  • 在线组态技术的核电设备状态监测方法
    在线组态技术的核电设备状态监测方法_苏州热工研究院有限公司_202511492124.0
    本发明涉及一种在线组态技术的核电设备状态监测方法，方法包括以下内容：步骤S1：获取用户从核电专用图元库中选取的图元，构建监控画面；步骤S2：将所述图元与核电厂多源系统数据动态绑定，所述动态绑定包括将所述图元与选定测点进行绑定；步骤S3：通过...
    2026-03-20
  • 一种准确模拟反应堆燃料组件力学边界的管座夹持装置
    一种准确模拟反应堆燃料组件力学边界的管座夹持装置_中国核动力研究设计院_202511549463.8
    一种准确模拟反应堆燃料组件力学边界的管座夹持装置，燃料组件包括组件上管座延长段，组件上管座过渡段，子组件，组件下管座过渡段，组件下管座延长段，其中子组件上端连接组件上管座过渡段，下端连接组件下管座过渡段，组件上管座过渡段连接组件上管座延长段...
    2026-03-20
  • 液态金属堆导出余热的容器外排热系统分析装置及方法
    液态金属堆导出余热的容器外排热系统分析装置及方法_中国核动力研究设计院_202511549567.9
    一种液态金属堆导出余热的容器外排热系统分析装置及方法，包括试验本体和测点支架，测点支架位于试验本体中；通过向装有液态金属合金池的反应容器外流道或安全容器外流道注射过冷水或冷空气，实现对模拟衰变余热的液态金属合金池进行容器外排热冷却；本发明通...
    2026-03-20
  • 铅基堆传热管破裂引发超压保护系统介入试验装置及方法
    铅基堆传热管破裂引发超压保护系统介入试验装置及方法_中国核动力研究设计院_202511549571.5
    一种铅基堆传热管破裂引发超压保护系统介入试验装置及方法，包括试验本体和试验系统。本发明通过向模拟一回路压力容器内注入不同热工水力及破口尺寸位置参数的模拟二回路高压水蒸气，让模拟一回路覆盖气空间升压至超压保护系统介入阈值，随后超压保护系统介入...
    2026-03-20
  • 一种高温液态金属堆用驱动线抗震试验模拟支撑结构
    一种高温液态金属堆用驱动线抗震试验模拟支撑结构_中国核动力研究设计院_202511549572.X
    一种高温液态金属堆用驱动线抗震试验模拟支撑结构，包括上法兰组件、中上法兰组件、中下法兰组件、下法兰组件；上法兰组件、中上法兰组件之间安装上内筒体组件，上内筒体组件为圆筒型，其上半部外侧安装上解耦组件，下半部安装上外筒体组件；内筒体组件可用于...
    2026-03-20
  • 一种乏燃料装料模拟装置及使用方法
    一种乏燃料装料模拟装置及使用方法_华能山东石岛湾核电有限公司_202511582842.7
    本发明涉及乏燃料模拟技术领域，具体涉及一种乏燃料装料模拟装置及使用方法。一种乏燃料装料模拟装置，包括：操作平台，所述操作平台包括站立板，所述站立板上设有容纳孔；管道，贯穿所述容纳孔设置，所述管道包括装料主管，所述装料主管包括进料端和出料端，...
    2026-03-20
  • 核电厂氢复合器长期稳定性试验系统
    核电厂氢复合器长期稳定性试验系统_海盐秦核新能设备检修有限公司_202511610749.2
    本发明公开了核电厂氢复合器长期稳定性试验系统，涉及核电厂氢复合器稳定性试验技术领域，包括催化剂‑磁流变液双损伤监测模块、互锁记忆型磁流变辐射调节模块、反应能峰值同步协同模块、硬件逻辑闭环反馈模块及损伤量化评估模块；本发明中，通过催化剂‑磁流...
    2026-03-20
  • 一种反应堆回路核素在线监测系统及方法
    一种反应堆回路核素在线监测系统及方法_中国核动力研究设计院_202511378997.9
    本发明公开了一种反应堆回路核素在线监测系统及方法，涉及反应堆技术领域，可解决目前无法在线准确的监测燃料元件包壳是否破损的技术问题。系统包括：采样模块、控制模块、监测模块；所述采样模块包括并联的主回路与目标回路；所述控制模块用于控制回路冷却剂...
    2026-03-20
  • 用于堆芯组件出入反应堆的操作装置及反应堆顶盖组件
    用于堆芯组件出入反应堆的操作装置及反应堆顶盖组件_中国核动力研究设计院_202511680724.X
    本发明涉及液态重金属冷却反应堆堆芯组件装卸技术领域，具体涉及一种用于堆芯组件出入反应堆的操作装置及反应堆顶盖组件，包括屏蔽结构、一级升降机构、二级升降机构、抓取机构、旋转屏蔽机构和下密封机构，一级升降机构设置于屏蔽结构内，二级升降机构安装在...
    2026-03-20
  • 堆芯换料方法、装置、存储介质及电子设备
    堆芯换料方法、装置、存储介质及电子设备_中国核动力研究设计院_202511357162.5
    本公开涉及一种堆芯换料方法、装置、存储介质及电子设备，涉及核技术领域，包括：首先获取反应堆的堆芯图册和换料程序文本；对所述换料程序文本进行换料文本解析，获取所述换料程序文本中的命名实体，所述命名实体包括换料操作对象；然后根据所述命名实体和换...
    2026-03-20
  • 一种核电站大修期间快速降低堆内构件检查井液位的方法
    一种核电站大修期间快速降低堆内构件检查井液位的方法_江苏核电有限公司_202511564623.6
    本发明具体涉及一种核电站大修期间快速降低堆内构件检查井液位的方法，属于核电站安全系统技术领域，包括如下步骤：步骤1、堆内构件检查井排水前准备；步骤2、堆内构件检查井静压排水；步骤3、堆内构件检查井虹吸排水。本发明实现了堆内构件检查井排水过程...
    2026-03-20
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