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公开(公告)号：CN117252045A
公开(公告)日：2023-12-19
申请号：CN202311535155.0
申请日：2023-11-17
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本申请公开了一种反应堆堆芯参数的设计方法、设备、介质及核能动力系统。该反应堆堆芯参数的设计方法包括：获取沸腾临界时目标条件下的热工水力参数；根据热工水力参数，通过目标关系式确定目标热流密度；基于目标条件下的目标热流密度，确定沸腾临界的目标影响因子；获取流动失稳时静止条件下的第一出口含汽率和瞬变外力场条件下的第二出口含汽率；根据第一出口含汽率和所述第二出口含汽率，确定流动失稳修正系数；根据沸腾临界的目标影响因子和流动失稳修正系数，确定反应堆的堆芯设计准则；基于反应堆的堆芯设计准则，设计反应堆堆芯的参数。根据本申请实施例设计反应堆堆芯的参数，能够提高核反应堆在瞬变外力场环境中的安全性。
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公开(公告)号：CN116884655A
公开(公告)日：2023-10-13
申请号：CN202311154167.9
申请日：2023-09-08
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/00 , G06F30/28 , G06F111/10 , G06F119/08 , G06F119/14 , G06F113/08
Abstract: 本发明实施例公开了一种外力场对热工安全影响确定方法、装置、核反应堆及设备，该方法包括：建立瞬变外力场对堆芯热工安全的影响因子确定方法，明确能够表征瞬变外力场对核反应堆全工况堆芯热工安全边界影响程度的物理参数，并确定需要开展的实验类型及规模；建立瞬变外力场堆芯热工安全分析实验及测试测量方法，通过开展实验获取瞬变外力场对核反应堆全工况堆芯热工安全边界影响的物理参数；基于所述物理参数确定瞬变外力场对核反应堆全工况堆芯热工安全的影响程度，并根据所述影响程度进行分析最终得到瞬变外力场对堆芯热工安全的影响因子。本发明为保障瞬变外力场核反应堆全运行工况下的核反应堆系统的安全设计和安全运行提供了支撑。
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公开(公告)号：CN115985536A
公开(公告)日：2023-04-18
申请号：CN202211617123.0
申请日：2022-12-15
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种适用于自然循环系统沸腾临界行为研究的实验方法，所述方法包括稳态自然循环流量参数调节步骤，该步骤进一步包括以下步骤：通过调节自然循环系统中自然循环阻力精准调节阀的开度实现自然循环流量调节；通过调节自然循环系统中换热器的二次侧冷却水流量实现实验本体的入口流体的温度调节；通过调节自然循环系统中稳压器内气体的排放实现实验本体的入口流体的压力调节。本发明实现了特定自然循环条件下特定流量、温度和压力条件下的临界热流密度特性研究，为获得其自然循环临界热流密度值、自然循环流动不稳定出现过程中的沸腾临界行为特性和临界热流密度值提供了条件，为提高反应堆事故条件下的安全性能奠定了坚实的基础。
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公开(公告)号：CN114057163A
公开(公告)日：2022-02-18
申请号：CN202111552266.3
申请日：2021-12-17
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: C01B3/34
Abstract: 本发明公开了一种在铅冷却剂装置中制氢气和一氧化碳的系统及方法，包括反应容器一和反应容器二，反应容器一和反应容器二底部通过管道一连通，反应容器一和反应容器二侧壁通过管道二连通，反应容器一中设置有甲烷与二氧化碳的高温反应器，高温反应器的上端进气口与气体混合室相连，气体混合室上设置有甲烷进气管一，反应容器一顶部内设置有与气体混合室连通的气体过滤装置一，反应容器一下端侧壁上安装有甲烷进气管二；反应容器二下端侧壁上安装有进气管；反应容器一、反应容器二、管道一和管道二形成回路，回路中填充有铅冷却剂。本发明利用铅冷却剂高温和稳定的物理性质，结合特殊结构的反应容器，实现高效且安全的氢气、一氧化碳制备。
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公开(公告)号：CN111581806A
公开(公告)日：2020-08-25
申请号：CN202010363721.4
申请日：2020-04-30
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G06F119/14
Abstract: 本发明公开了一种瞬变外力对动态自反馈条件下通道内CHF的影响分析方法，瞬变外力对自然循环工况下通道内CHF的影响因子包括宏观影响因子和微观影响因子；宏观影响因通过瞬变外力下的流量对应的静止条件下的CHF值与静止条件的流量对应的静止条件下的CHF值地比值获得；微观影响因子通过瞬变外力下的通道内的CHF值与进口参数相同的静止条件下的CHF值的比值获得；通过乘积法求解耦合瞬变外力对反应堆自然循环工况下通道内CHF的影响因子，最终获得瞬变外力对自然循环工况下DNBR限值修正系数。本发明可用于分析不同装置中瞬变外力对自然循环工况下通道内DNBR限值修正系数，且具有一定的可推广性。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN119223071A
公开(公告)日：2024-12-31
申请号：CN202411310193.0
申请日：2024-09-19
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明涉及换热器设计技术领域。本发明公开了一种流量分配结构及换热器，流量分配结构设置在换热器的壳体上，所述流量分配结构包括：外壳，所述外壳套设在所述壳体上，所述外壳和所述壳体连接构成容纳腔室；分流孔，所述分流孔设置在所述壳体上，所述分流孔连通所述容纳腔室和所述壳体的内腔，多个所述分流孔绕所述壳体的轴线周向均匀布置；联通孔，所述联通孔设置在所述外壳上，所述联通孔连通所述容纳腔室和外接管路；肋片，所述肋片设置在所述外壳和所述壳体上，所述肋片位于所述容纳腔室中。本发明通过外壳和壳体连接构成容纳腔室，通过分流孔、联通孔和肋片的设置，强化各分流孔流量分配均匀性，从而增强换热器进出口流量沿周向的均匀性。
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公开(公告)号：CN119206689A
公开(公告)日：2024-12-27
申请号：CN202411670946.9
申请日：2024-11-21
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06V20/60 , G06V10/80 , G06V10/28 , G06V10/82 , G06N3/0464
Abstract: 本申请提供一种矩形通道两相流型识别方法、装置、设备、存储介质及产品。该方法包括：获取换热系统的矩形通道中流体的可视化图像；提取可视化图像中的灰度特征；将可视化图像和灰度特征信息输入预设集成学习模型的多个分类器中，分别通过预设集成学习模型中的各个分类器进行分类，确定各个分类器对应的两相流型预测类别；统计预设集成学习模型中各个分类器对应的两相流型预测类别，确定统计结果中数量最多的两相流型预测类别；将数量最多的两相流型预测类别，作为换热系统的矩形通道中流体两相流型的分类类别。通过结合多个分类器的结果，减少了模型对单个错误预测的敏感性，增强了模型在不同工况下的预测精度。
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公开(公告)号：CN118861870B
公开(公告)日：2024-11-22
申请号：CN202411329220.9
申请日：2024-09-24
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F18/2415 , G06F18/214 , G06F18/20 , G06N3/04
Abstract: 本申请提供一种棒束通道流动沸腾热工水力参数预测方法、装置、设备、存储介质及产品。该方法包括：获取用于热工水力参数预测的目标神经网络模型以及棒束通道内液体的温度场分布云图、流场分布云图和气泡分布云图；分别将所述棒束通道内液体的温度场分布云图、流场分布云图和气泡分布云图划分为多个网格点；提取每个网格点对应的棒束通道内液体的物理性质特征和流动状态特征，所述物理性质特征表示棒束通道中液体的物理状态，所述流动状态特征表示棒束通道中液体的流动过程；将所述物理性质特征和所述流动状态特征输入至所述目标神经网络模型，得到棒束通道的目标热工水力参数。
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公开(公告)号：CN116542181B
公开(公告)日：2023-09-22
申请号：CN202310755488.8
申请日：2023-06-26
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/28 , G06F30/17 , G06F113/08 , G06F119/14 , G06F119/08
Abstract: 本申请公开了一种影响表征指标确定方法、装置和介质。该方法包括：分别获取倾斜条件下加热通道内液膜受到的重力G、气泡受到的浮升力F浮以及液体受到的惯性力F惯；根据所述重力G、浮升力F浮以及惯性力F惯，确定倾斜条件下加热通道内液膜分布不均匀性程度的无量纲数#imgabs0#；根据所述无量纲数#imgabs1#，确定加热通道内沸腾临界的倾斜影响因子#imgabs2#；根据所述倾斜影响因子#imgabs3#，对加热通道内沸腾临界热流密度#imgabs4#进行修正，得到倾斜条件下加热通道内的沸腾临界热流密度#imgabs5#。本申请可以更好的表征倾斜角度对沸腾临界的影响，有效解决了现行的单纯适用热工参数表征沸腾临界特征的局限性，满足对倾斜条件内加热系统沸腾临界行为特性的表征。
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公开(公告)号：CN115985536B
公开(公告)日：2023-09-12
申请号：CN202211617123.0
申请日：2022-12-15
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种适用于自然循环系统沸腾临界行为研究的实验方法，所述方法包括稳态自然循环流量参数调节步骤，该步骤进一步包括以下步骤：通过调节自然循环系统中自然循环阻力精准调节阀的开度实现自然循环流量调节；通过调节自然循环系统中换热器的二次侧冷却水流量实现实验本体的入口流体的温度调节；通过调节自然循环系统中稳压器内气体的排放实现实验本体的入口流体的压力调节。本发明实现了特定自然循环条件下特定流量、温度和压力条件下的临界热流密度特性研究，为获得其自然循环临界热流密度值、自然循环流动不稳定出现过程中的沸腾临界行为特性和临界热流密度值提供了条件，为提高反应堆事故条件下的安全性能奠定了坚实的基础。
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