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公开(公告)号：CN114199927B
公开(公告)日：2024-02-13
申请号：CN202111517535.2
申请日：2021-12-13
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了固态堆芯膨胀系数非接触式测量装置及方法，固态堆芯膨胀系数非接触式测量装置包括荧光涂料标志物、CCD相机和计算机；所述荧光涂料标志物包括分别置于堆芯侧壁和底部的侧壁荧光涂料标志物和底部荧光涂料标志物；所述CCD相机与荧光涂料一一对应设置，所述CCD相机设置在堆芯外侧，用于采用荧光涂料的图像；所述计算机与CCD相机通信连接，用于接收荧光涂料标志物的图像，并根据荧光涂料标志物的图像计算堆芯膨胀系数。本发明能够实现对态堆芯膨胀系数测量。
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公开(公告)号：CN115148380A
公开(公告)日：2022-10-04
申请号：CN202210809774.3
申请日：2022-07-11
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C3/326 , G21C3/328 , G21C3/334 , G21C15/257
Abstract: 本发明公开了一种热管堆堆芯结构及其组装方法，包括压力容器，还包括若干热管、若干燃料棒和若干BeO棒；所述热管、燃料棒和BeO棒的横截面均为尺寸相同的圆形结构；若干所述热管、燃料棒和BeO棒均依次相切紧密排列于压力容器堆芯内；任意三个呈环形围绕相切的圆形结构之间的空隙内设有导热基体，所述导热基体的尺寸和所述空隙尺寸相适配；位于所述压力容器堆芯内侧边上的每个燃料棒均至少和一个所述热管相切、以及至少和一个所述BeO棒相切，其余所述燃料棒至少和两个所述热管相切。采用本方案，设计了一种紧密组合的热管堆堆芯结构，能增加热管、燃料棒与基体的固定接触面积，减少传热的热阻，以增强燃料棒与热管之间的导热。
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公开(公告)号：CN115130323A
公开(公告)日：2022-09-30
申请号：CN202210873680.2
申请日：2022-07-21
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G06F17/18 , G06F111/10 , G06F113/08 , G06F119/14
Abstract: 本发明公开了一种适用于棒束通道的相间阻力分析方法及装置，包括：根据棒束通道，对棒束通道的流型进行判断，获取流型判断结果；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；流型判断结果包括泡状流、帽状流和环状流。本发明基于曳力模型开发，重点在曳力系数和相界面浓度上考虑了棒束通道内强烈搅浑特性的影响，根据棒束通道结构形式，仅对不同流型下的界面浓度和曳力系数进行修正，确保了不同结构通道内相间阻力模型的一致性；同时通过在曳力系数和相界面浓度上考虑了棒束通道内强烈搅浑特性的影响，使核反应堆堆芯燃料组件中棒束通道的相间阻力计算分析更加精准。
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公开(公告)号：CN114996782A
公开(公告)日：2022-09-02
申请号：CN202210615798.5
申请日：2022-06-01
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/10 , G06F119/08
Abstract: 本发明公开了一种堆芯中组件间辐射换热模拟方法、系统、终端及介质，涉及堆芯模拟技术领域，其技术方案要点是：建立由热棒、热组件、平均组件三个目标件构成的几何模型，并沿轴线方向对几何模型分段；依据几何模型的几何参数为三个目标件配置相应的功率份额；依据几何模型中的堆芯设计特征数据分别分析得到每一分段模型中三个目标件相对于相应关联件的辐射视角因子；当几何模型的模拟运行参数达到预设条件时，通过辐射换热模型计算出每一个辐射视角因子所对应的辐射换热量，并将同属一个部件的辐射换热量求和得到分段模型中相应目标件的总辐射换热量。本发明能够降低整个堆芯计算获得的包壳峰值温度，提高安全裕量，提升设计灵活度。
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公开(公告)号：CN113421670B
公开(公告)日：2022-05-13
申请号：CN202110676944.0
申请日：2021-06-18
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 喻娜 , 冉旭 , 吴清 , 刘昌文 , 冷贵君 , 李峰 , 丁书华 , 鲜麟 , 陈伟 , 陈宏霞 , 吴丹 , 钱立波 , 杨帆 , 周科 , 吴鹏 , 初晓 , 蔡容 , 张舒 , 习蒙蒙 , 陆雅哲 , 程坤 , 杨韵佳
Abstract: 本发明公开了一种核电厂事故规程定量化分析方法及系统，该方法包括：S1：采用不同层级的工况选取方法，获取事故规程定量化评价的工况谱；S2：根据获取的事故规程定量化评价的工况谱，构建两维度定量化评价体系模型，包括基于初因事件维度的评价体系模型和基于子规程维度的评价体系模型；S3：获取核电厂事故规程定量化分析需求，根据需求，自动选取对应维度的评价体系模型进行核电厂事故规程定量化分析，得到定量化分析结果；进而指导将核电厂逐步引导至预期的状态。本发明从不同角度对事故规程进行全方位的定量化分析，分析评估行之有效，从而为事故规程的设计、论证以及优化提供有力的理论基础。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN114199908A
公开(公告)日：2022-03-18
申请号：CN202111518799.X
申请日：2021-12-13
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01N23/12
Abstract: 本发明公开了碱金属热管相分布测量装置和方法，测量装置包括射线源、射线准直器和闪烁体探测器；所述射线源和闪烁体探测器分别置于碱金属热管径向的两端，所述射线源和接收闪烁体探测器分别用于发射伽马射线；所述射线准直器设置在射线源的前端，用于调整伽马射线的束流强度。本发明所述测量装置能够实现对碱金属热管的气液两相分布测量。
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公开(公告)号：CN111554425B
公开(公告)日：2022-02-11
申请号：CN202010412152.8
申请日：2020-05-15
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21D3/06
Abstract: 本发明公开了一种压水堆核电厂极小破口失水事故应对方法，包括：检测压水堆核电厂的主系统过冷状态、二次侧热阱状态、主系统压力状态和稳压器水位状态；根据检测结果，判断是否满足终止安注准则，当满足终止安注准则时，则对安注泵依次执行停运操作；执行停运安注泵操作的过程中，实时监测主系统过冷状态和稳压器水位状态，若主系统过冷状态或稳压器水位状态不满足终止安注准则，则启动停运的安注泵；重复上述步骤，直至所有安注泵均停止运行。本发明通过设置有效的安注终止准则、制定合理的安注终止步骤等，实现了在发生一回路极小破口事故后，能够有效终止安注并维持核电厂处于安全稳定状态。
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公开(公告)号：CN111076579B
公开(公告)日：2021-06-22
申请号：CN201911407692.0
申请日：2019-12-31
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 柴晓明 , 马誉高 , 余红星 , 杨洪润 , 何晓强 , 邓坚 , 苏东川 , 张卓华 , 丁书华 , 冉旭 , 邱志方 , 刘余 , 李松蔚 , 王金雨 , 曾畅 , 张宏亮 , 李文杰
IPC: F28D15/02
Abstract: 本发明属于核反应堆工程传热技术领域，具体涉及一种采用电磁泵辅助驱动的碱金属热管及其传热方法，包括：电源、电磁泵和热管202，所述电磁泵环套在热管202的外表面，电源连接电磁泵；所述热管202还包括：热管包壳4、热管吸液芯5、热管中心气腔6和保温层7；所述热管包壳4内部为热管中心气腔6；热管中心气腔6外壁设置有热管吸液芯5；热管包壳4的外部中部设置有保温层7；所述电磁泵还包括：电磁泵沟槽、初级铁芯201、内层铁芯203和绕组204；所述电磁泵沟槽的外壁设置有初级铁芯201和绕组204；所述电磁泵沟槽的内部中心固定有内层铁芯203。
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公开(公告)号：CN112231960A
公开(公告)日：2021-01-15
申请号：CN202011175575.9
申请日：2020-10-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/23 , G06F119/08
Abstract: 本发明公开了二维移动热传导模型和模型建立方法、应用方法，涉及核电技术领域，解决了模拟再淹没过程的系统中的二维移动精细热传导模型精细度低，未考虑某些关键因素的问题。本发明包括所述网格模块包括基础网格区域，还包括在再淹没过程中，动态生成的氧化层网格区域；所述氧化层网格区域对应骤冷前沿的推进位置；所述计算模块计算用于将再淹没过程中，燃料棒或/和燃料板上的骤冷前沿轴向氧化层厚度变化数据对应载入氧化层网格区域；所述计算模块还用于计算基础网格和氧化层网格在燃料棒或/和燃料板的壁面与流体换热数据。本发明的应用方法优化后的ARSAC程序能够更加精确的模拟再淹没过程包壳峰值温度和骤冷前沿推进速率。
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公开(公告)号：CN112182849A
公开(公告)日：2021-01-05
申请号：CN202010920591.X
申请日：2020-09-04
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G06F119/08
Abstract: 本公开属于核电维修技术领域，具体涉及一种再淹没临界后换热分析方法及装置。本公开的方法将骤冷前沿附近的发泡区域从临界后换热区域中剔除出来，避免了发泡区域复杂换热机理，对骤冷前沿下游其他区域换热分析的干扰，有利于更加合理的分析骤冷前沿附近的发泡区域下游区域的换热情况。此外，本公开实施例将骤冷前沿附近的发泡区域下游的区域细分为多个子区域，并根据每个子区域的换热模式确定该子区域的换热量，由此可以更加精细的模拟临界后换热，从而更加精确的模拟再淹没过程的包壳峰值温度以及骤冷前沿推进速率。本公开的再淹没临界后换热分析方法应用于中国自主化失水事故分析程序的开发过程中，为压水堆电站失水事故分析奠定基础。
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