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公开(公告)号：CN107170501B
公开(公告)日：2018-02-23
申请号：CN201710384226.X
申请日：2017-05-26
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21D3/14
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明公开了一种抑制汽液两相自然循环系统流动不稳定的方法和装置，通过在自然循环系统和稳压器的连接管上增加双向文丘里流量计和高精度快速响应节流调节装置，可以抑制自然循环系统发生压降震荡流动不稳定，提高两相自然循环系统的自然循环能力，解决相比强迫循环系统，自然循环系统驱动力较弱，更容易出现压降震荡、密度波等流动不稳定性的问题。本发明的优点是：抑制了汽液两相自然循环系统流动的不稳定，便于自然循环系统流动传热、临界热流密度研究；在现有设备上改进方便易行，不需要更换全套设备。
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公开(公告)号：CN106535364A
公开(公告)日：2017-03-22
申请号：CN201611055917.7
申请日：2016-11-25
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: H05B3/00 , G21C17/001
Abstract: 本发明公开了一种加热装置、核反应堆堆芯功率模拟装置及方法，对应装置及方法中，通过制造可匹配核反应堆堆芯燃料元件寿期初期和末期不同轴向功率分布的非均匀电加热元件，将两种类型的非均匀电加热元件直接插入包壳管即可核反应堆寿期初期和末期阶段堆芯功率轴向不均匀分布的模拟；通过将两种非均匀电加热元件进行组合，以及通过电加热元件位置固定和调节装置控制非均匀电加热元件的插入深度，即可实现核反应堆不同时期的堆芯功率轴向非均匀分布模拟。该装置及方法简单可行，能够准确核反应堆不同寿期下堆芯功率轴向和径向的不均匀分布。
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公开(公告)号：CN106441468A
公开(公告)日：2017-02-22
申请号：CN201610828386.4
申请日：2016-09-18
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01F1/44
Abstract: 本发明公开了一种可实现双向流量测量的文丘里流量计及其测量方法，稳定管一和稳定管二之间设置有结构相同的前缩管和后扩管，前缩管和后扩管之间设置有喉部，且前缩管和后扩管沿着其连线之间的中心对称设置，并且其端面较大的一端分别与对应的稳定管一或稳定管二连接为整体结构，端面较小的一端分别与喉部连接为整体结构，稳定管一、稳定管二和喉部均设置有测压接管，且测压接管分别与对应的稳定管一、稳定管二或喉部内部连通，测压接管连接有阀组，阀组连接有智能差压变送器。该流量计及方法能够直接用于管道内单相液体或者单相气体的双向流量测量，可实时准确测量双向流量，其结构简单、重复性好、测量精度高、流动压力损失小。
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公开(公告)号：CN105788670A
公开(公告)日：2016-07-20
申请号：CN201610380027.7
申请日：2016-06-01
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种堆芯补水箱模拟体的改进结构，包括堆芯补水箱模拟体筒体，在堆芯补水箱模拟体筒体的侧面设置有磁翻板液位计，在堆芯补水箱模拟体筒体的侧面还设置有四层测压组件，测压组件通过脉冲管线连通，并在相邻两层测压组件之间的脉冲管线上安装差压液位计，在堆芯补水箱模拟体筒体的侧面还安装有9组测温组件。本发明解决了堆芯补水箱内的蒸汽冷凝行为会使液位测量时产生虚假液位问题，大大提高了液位测量的精度，通过设置的9组测温组件进行温度测量，克服了流体温度分层测量问题，降低了堆芯补水箱的能量耗散问题研究难度。
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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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Patent Agency Ranking
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：CN110826247B
公开(公告)日：2022-07-29
申请号：CN201911126756.X
申请日：2019-11-18
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种核反应堆重力型非能动安注设备特性的模拟方法，包括以下步骤：1)、获得模拟准则数：通过对重力驱动型安注建立质量和动量守恒方程，对方程进行合理简化和无量纲后获得模拟原型非能动安注设备特性的模拟准则数；2)、确保试验装置与原型设备的模拟准则数相同，获得试验装置主要参数的模拟比例；3)、在满足压力容器、非能动安注设备和安注管线等比例缩小的前提下，根据模拟比例和等高模拟的要求设置试验装置和参数控制。本发明能够以小规模的实验规模比例，实时、准确地模拟核反应堆发生失水事故后重力型非能动安注设备的安注特性以及对堆芯的冷却能力。
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公开(公告)号：CN109473185B
公开(公告)日：2022-07-29
申请号：CN201811343178.0
申请日：2018-11-13
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/00 , G21C17/003 , G21C17/028
Abstract: 本发明公开了一种自动化学停堆系统的测试装置及其测试方法。本发明包括反应堆压力容器，与反应堆压力容器的进出口连接形成循环回路的一回路系统；设置在反应堆压力容器进出口上的压力计和温度计；所述一回路系统包括顺次连接的硼酸消除装置、蒸汽发生器、主冷却剂泵和流量计；所述反应堆压力容器的进出口为两组以上，一回路系统的数量与反应堆压力容器的进出口数量相同，其中一个一回路系统用于连接非能动自动化学停堆系统，其中一个一回路系统上连接有稳压器；所述反应堆压力容器的堆芯采用电加热元件棒模拟核燃料棒。本发明获得的研究结果可用于核反应堆自动化学停堆系统的验证和优化，提高核反应堆的固有安全性能。
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公开(公告)号：CN113325028A
公开(公告)日：2021-08-31
申请号：CN202110631694.9
申请日：2021-06-07
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01N25/12
Abstract: 本发明公开了自然循环系统不稳定流动的沸腾临界实验装置及控制方法，涉及核反应实验技术领域，其技术方案要点是：包括顺次连接且形成自然循环回路的沸腾临界实验本体、换热器、流量调节阀、加热器；自然循环回路通过波动幅值调节阀外接有稳压器，稳压器配置有排气开关阀、充气开关阀、排水开关阀、充水开关阀。可以进行自然循环系统流动不稳定出现后沸腾临界的科学研究，通过合理的调节手段可以获得沸腾临界实验本体入口温度、压力、自然循环平均流量以及自然循环流量的波动周期、波动幅值等不同参数的临界热流密度值，实现自然循环系统流动不稳定过程中沸腾临界的系统性研究。
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公开(公告)号：CN110826247A
公开(公告)日：2020-02-21
申请号：CN201911126756.X
申请日：2019-11-18
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种核反应堆重力型非能动安注设备特性的模拟方法，包括以下步骤：1)、获得模拟准则数：通过对重力驱动型安注建立质量和动量守恒方程，对方程进行合理简化和无量纲后获得模拟原型非能动安注设备特性的模拟准则数；2)、确保试验装置与原型设备的模拟准则数相同，获得试验装置主要参数的模拟比例；3)、在满足压力容器、非能动安注设备和安注管线等比例缩小的前提下，根据模拟比例和等高模拟的要求设置试验装置和参数控制。本发明能够以小规模的实验规模比例，实时、准确地模拟核反应堆发生失水事故后重力型非能动安注设备的安注特性以及对堆芯的冷却能力。
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