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公开(公告)号：CN115221812A
公开(公告)日：2022-10-21
申请号：CN202210859528.9
申请日：2022-07-21
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/28 , G06F119/08 , G06F119/14
Abstract: 本发明公开了一种适用于矩形通道的相间阻力分析方法及装置，包括：根据窄矩形通道，对窄矩形通道的流型进行判断，得到流型判断结果；根据流型判断结果，针对不同流型采用不同的相间阻力模型进行相间阻力的计算；若流型判断结果为泡状流，则采用第一相间阻力模型进行相间阻力的计算；若流型判断结果为弹状流，则采用第二相间阻力模型进行相间阻力的计算；若流型判断结果为环状流，则采用第三相间阻力模型进行相间阻力的计算。本发明适用于窄矩形通道内泡状流、弹状流和环状流下的相间阻力计算与分析，采用曳力模型基本形式，在相界面浓度和曳力系数上考虑了矩形通道结构影响；能够提升热工水力特性的两相流动特性及空泡份额分布等现象的预测精度。
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公开(公告)号：CN113421664A
公开(公告)日：2021-09-21
申请号：CN202110699326.8
申请日：2021-06-23
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了基于安全壳和反应堆容器的铅基快堆非能动余热排出系统，涉及核反应堆技术领域，其技术方案要点是：堆坑的腔室内设有隔离围板，隔离围板与堆坑内壁之间形成外腔室，隔离围板与反应堆容器外壁之间形成内腔室，隔离围板穿设有将外腔室、内腔室连通的连通孔；冷却水箱的输出端口与外腔室的输入端口之间通过配置有隔离阀的管道连通设置，内腔室的输出端口与安全壳的内部空间连通；安全壳内壁设有至少一个收集器，收集器的输出端口与冷却水箱的输入端口之间通过管道连通。本发明提供的余热排出系统采用非能动技术，在反应堆的正常排热途径失效时，不依赖外部动力电源导出堆芯余热，从而确保反应堆的安全。
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公开(公告)号：CN111508623A
公开(公告)日：2020-08-07
申请号：CN202010356287.7
申请日：2020-04-29
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了船用承压安全壳超压保护装置及其应用，超压保护装置包括设置在安全壳内的双向安全阀、爆破阀和可拆卸排放管，其中，可拆卸排放管与安全壳壁面连接，所述双向安全阀和爆破阀均安装在可拆卸排放管上，且双向安全阀位于安全壳壁面与爆破阀之间；爆破阀的开启定值低于安全阀起跳定值。本发明对内可实现在安全壳内面临超压时受控适当排出壳内流体，保证安全壳的完整性；对外当遭遇沉没等极端工况时，可以连通海水和安全壳，同时引海水入壳，保证安全壳的完整性对内可实现在安全壳内面临超压时受控适当排出壳内流体，保证安全壳的完整性。
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公开(公告)号：CN111081390A
公开(公告)日：2020-04-28
申请号：CN201911407691.6
申请日：2019-12-31
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 李权 , 柴晓明 , 王金雨 , 张卓华 , 黄永忠 , 李文杰 , 李垣明 , 张宏亮 , 何晓强 , 曾畅 , 彭诗念 , 苏东川 , 李松蔚 , 段振刚 , 余红星 , 杨洪润
Abstract: 本发明属于核反应堆燃料元件技术领域，具体涉及一种增强慢化能力的双包壳燃料元件，包括：上端塞、气腔弹簧A、内包壳、气腔弹簧B、外包壳、若干个芯块A、若干个芯块B和下端塞；内包壳内部下端堆叠若干个芯块A，芯块A上部设置内包壳裂变气体气腔；内包壳裂变气体气腔一端通过气腔弹簧A与芯块A阻隔，内包壳裂变气体气腔的另一端也设置有气腔弹簧A；内包壳的外壁套有外包壳；内包壳外壁与外包壳内壁之间由下至上堆叠放置若干个芯块B；芯块B上部设置气腔弹簧B；上端塞与内包壳和外包壳的顶部定位连接；下端塞与内包壳和外包壳的底部焊接连接；芯块A和芯块B的材料按裂变材料-慢化材料或慢化材料-裂变材料形式组合。
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公开(公告)号：CN119418969A
公开(公告)日：2025-02-11
申请号：CN202411477088.6
申请日：2024-10-22
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/10
Abstract: 一种基于高温高压试验回路的燃料组件辐照考验方法，涉及研究堆燃料辐照技术领域，通过确定燃料组件辐照考验的技术指标参数，设计辐照考验系统的初步方案，对该方案在事故工况下进行安全分析，以及模拟入堆辐照试验，基于安全分析和试验的结果，确定出堆时间以及装置和系统的运行状态，最终根据出堆时间和运行状态数据判断堆芯中的燃料组件在研究堆的模拟运行是否满足技术指标要求；本方法提供了一套系统化、标准化的流程，从技术指标参数的确定到最终生成辐照考验系统，每个都有明确的要求和标准，从而有助于提高工作效率，减少人为错误，并且便于后续的验证和改进。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN116884653A
公开(公告)日：2023-10-13
申请号：CN202310779800.7
申请日：2023-06-29
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 李卓玥 , 朱加良 , 何正熙 , 青先国 , 杨洪润 , 秦越 , 何鹏 , 吴茜 , 徐涛 , 朱毖微 , 徐思捷 , 李小芬 , 陈静 , 李红霞 , 邓志光 , 向美琼 , 吕鑫 , 王雪梅 , 彭诗念 , 朱力 , 闫新龙 , 杨洪 , 卢川 , 刘松亚 , 李鹏飞
Abstract: 本发明属于光纤传感技术领域，具体涉及一种基于光纤分布式振动的反应堆一回路泄漏监测系统，该监测系统包括泄漏监测报警平台、信号发射和采集模块和探测部分；泄漏监测报警平台、信号发射和采集模块和探测部分依次连接；其中，泄漏监测报警平台包括控制单元、信号处理和报警单元；信号发射和采集模块包括激光器、调制器、驱动器、EDFA、环形器、探测器和采集卡；探测部分包括反应堆一回路管道和布置于其上的传感光纤。本发明基于φ‑OTDR的分布式振动传感系统，仅一根光缆可实现多点监测，本发明采用光纤传感技术，相对电学传感具有抗电磁干扰的优势，本发明采用光纤作为传感器，体积小，布置方便灵活。
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公开(公告)号：CN111276265B
公开(公告)日：2022-05-20
申请号：CN201911414581.2
申请日：2019-12-31
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明属于核反应堆燃料元件技术领域，具体涉及一种采用铀‑氢化钇燃料的棒型燃料元件，包括：包括：上端塞、包壳管、包壳管内涂层、气腔弹簧、垫块、若干块燃料芯块、燃料芯块涂层和下端塞；所述包壳管顶部与上端塞定位固定连接；所述包壳管下端内部由下至上依次堆叠若干块燃料芯块，并形成芯块摞，所述芯块摞的上、下两端均设置有垫块，所述芯块摞上端的垫块上部设置包壳裂变气体气腔；所述包壳裂变气体气腔的上下两端设置有气腔弹簧；所述包壳裂变气体气腔下端的气腔弹簧与芯块摞上端的垫块接触；所述包壳裂变气体气腔上端的气腔弹簧与上端塞接触；所述包壳管底部与下端塞焊接连接；所述燃料芯块材料为铀‑氢化钇U‑YHx。
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公开(公告)号：CN111120100A
公开(公告)日：2020-05-08
申请号：CN201911407654.5
申请日：2019-12-31
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 柴晓明 , 彭诗念 , 曾畅 , 王金雨 , 余红星 , 杨洪润 , 苏东川 , 李毅 , 李磊 , 吴舸 , 方华伟 , 成翔 , 黄捷 , 张宏亮 , 廖龙涛 , 全标 , 何晓强 , 娄聚伟
IPC: F02C1/05 , F02C6/00 , G21C15/253 , G21C15/257
Abstract: 本发明属于核反应堆系统设计技术领域，具体涉及一种采用开式气体布雷顿循环的热管反应堆及其运行方法，包括：反应堆、热管、压气机、气轮机、热管换热器和发电机；所述反应堆通过热管与热管换热器一端连接，所述热管换热器另一端分别连接有压气机和气轮机；所述气轮机还连接有发电机，所述热管内还包括：热管蒸发段和热管冷凝段。本发明创新性地采用了热管技术代替了传统压水堆的反应堆冷却剂系统，采用开式布雷顿气体循环简化了反应堆动力转换系统及安全配套设施的设计，提升了反应堆的安全性和经济性。
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公开(公告)号：CN108053892B
公开(公告)日：2019-07-16
申请号：CN201711297403.7
申请日：2017-12-08
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C7/04
CPC classification number: Y02E30/39
Abstract: 本发明公开了一种船用反应堆反应性控制方法，主要用于船用反应堆大后备反应性控制，采用在反应堆一回路系统中添加可溶毒物，利用可溶毒物实现一部分后备反应性控制，在运行过程中使用控制棒进行反应的控制和调整，待反应堆运行较长时间后，控制棒控制的后备反应性释放完毕后，利用码头或补给船上的化学处理设备对反应堆一回路可溶毒物浓度进行调整，释放后备反应性，是核反应堆在不换料的情况下继续恢复运行，实现船用反应堆核动力装置的长寿期运行，与船用核动力装置只使用控制棒控制反应性的方式相比，能够实现更长的反应堆堆芯寿期或换料周期，提高反应堆的性能和周期性。
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公开(公告)号：CN119400462A
公开(公告)日：2025-02-07
申请号：CN202411477085.2
申请日：2024-10-22
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明涉及核反应堆辐照技术领域，尤其是提供一种压水堆考验回路用冷却剂旁流控制结构，包括压力管，所述压力管置于绝热管内部，球形下接头设置于压力管底部，所述压力管内部安装有分流管，分流管底部设置有方圆接头；回路冷却剂经压力管流至球形下接头折返，并通过分流管底部的方圆接头将回路冷却剂分为主流和旁流；分流管内部安装有燃料组件；燃料组件下侧端部设置有下管座，主流回路冷却剂经过下管座的中心通孔流经燃料组件内部，旁流回路冷却剂从方圆接头与下管座之间的环隙流经下管座与分流管之间的环隙。其目的在于保留燃料组件辐照试验中的一小部分旁流，形成稳定可控的主流旁流分配机制。
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