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公开(公告)号：CN113674876B
公开(公告)日：2024-12-13
申请号：CN202110816032.9
申请日：2021-07-20
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明属于核反应堆设计技术领域，具体涉及一种含固体慢化剂金属冷却反应堆的堆芯布置及组件布置，包括：六边形结构的堆芯活性区、设置在堆芯活性区外层的围板、设置在围板内层和堆芯活性区外层之间的冷却剂、堆芯活性区内部设置的若干个燃料棒和毒物材料；所述毒物材料在0.1ev～1ev区间具有热中子吸收峰。本发明设计的一种含固体慢化剂金属冷却反应堆的堆芯布置及燃料组件布置，可增强含固体慢化剂金属冷却反应堆的堆芯温度负反馈，保证金属冷却反应堆堆芯的安全性。
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公开(公告)号：CN115050493B
公开(公告)日：2024-08-09
申请号：CN202210734684.2
申请日：2022-06-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/06
Abstract: 本发明公开了一种压水堆燃料棒包壳材料辐照考验方法，包括确定待辐照考验的燃料棒包壳材料在燃料组件中的辐照位置；确定含燃料棒包壳材料的辐照考验组件在堆芯中的考验位置；根据辐照考验组件装入卸出策略，进行辐照考验，使得辐照考验对堆芯运行影响尽可能小，并使辐照考验组件获得尽可能深的辐照，同时根据需要获得不同辐照深度的辐照考验组件，本发明提出的方法可对压水堆中各种包壳材料进行辐照考验。
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公开(公告)号：CN113674878A
公开(公告)日：2021-11-19
申请号：CN202110801801.8
申请日：2021-07-15
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明属于核反应堆设计技术领域，具体涉及一种铅基快堆氧化铅反射层组件及铅铋快谱堆堆芯布置，包括：组件盒和设置在组件盒内部的若干个包壳、氧化铅和冷却剂；所述包壳全部沿组件盒轴向方向放置，且在组件盒的截面方向均匀布置，其中一个包壳的截面圆心与组件盒的截面圆心重合，即该包壳与组件盒同心同轴布置，其余包壳均匀分布在组件盒内，且所有相邻包壳的截面圆心之间的距离全部相等。本发明设计的反射层组件布置在堆芯燃料区域外后，大量溢出堆芯的中子将被反射回堆芯，可以大幅降低中子泄漏，提高堆芯的中子利用率，从而延长铅基快堆的运行周期，提高铅基快堆的经济性。
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公开(公告)号：CN110828006B
公开(公告)日：2021-08-24
申请号：CN201911127286.9
申请日：2019-11-18
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/243 , G21C15/02
Abstract: 本发明公开了一种冷却剂交错流动式燃料组件及超临界水冷堆，所述燃料组件沿着径向由内到外依次设置内盒、隔热围筒和外盒，所述内盒包含的区域为I区，内盒与隔热围筒之间的区域为II区，隔热围筒与外盒之间的区域为III区，所述I区内设置有1个导向管，II区布置低富集度燃料棒，III区布置高富集度燃料棒，所述燃料组件的两端分别设置有下封头和上封头，所述下封头上设置有下封头导流孔，所述上封头上设置有上封头导流孔，其中，冷却剂在I区、II区和III区交错流动。本发明解决了现有由于采用慢化水棒及冷却剂多流程设计技术，导致的燃料组件及堆芯结构复杂化问题，同时具有提高堆芯冷却剂流速、强化传热，降低燃料包壳温度的优点。
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公开(公告)号：CN110853771A
公开(公告)日：2020-02-28
申请号：CN201911149057.7
申请日：2019-11-21
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种基于叠加式燃料组件的超临界水冷堆，包括燃料组件通道和控制棒组件通道，燃料组件通道和控制棒组件通道均呈正六角形或正方形；每个控制棒组件通道的外侧沿周向连续排布燃料组件通道构成一个单元组件，由若干单元组件交错阵列排布构成蜂窝状的堆芯整体结构；燃料组件通道内布置不同富集度标准的燃料组件，且沿燃料组件通道轴向由下至上方向上，燃料组件的富集度逐渐增加；控制棒组件通道内用于安装控制棒束。本发明在不引入慢化水棒及多流程流动方案的条件下，有效解决了超临界水冷堆面临的轴向温度及冷却剂密度变化过大、堆芯中子慢化能力分布不均衡等关键问题，显著简化了燃料组件及堆芯布置方案，提高了工程可实现性。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN105653869B
公开(公告)日：2018-09-11
申请号：CN201610003796.5
申请日：2016-01-05
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F19/00
Abstract: 本发明公开了一种超临界水堆堆芯三维瞬态性能分析方法包括：步骤1：执行堆芯稳态计算，提供功率参数、热工参数，执行迭代耦合计算直至堆芯稳态功率参数和热工参数收敛；步骤2：提供堆芯初始状态和组件截面库；步骤3：执行瞬态计算，提供功率参数、热工参数，执行迭代耦合计算直至堆芯瞬态功率参数和热工参数收敛；步骤4：得到热组件栅元尺度的精细功率分布，进行热组件子通道分析，最终给出安全评价关键参数；步骤5：判断所述安全评价关键参数是否超过相应的瞬态或事故安全限值，实现了能够准确描述物理与热工‑水力之间的反馈，提供较精确的堆芯三维功率分布，真实地模拟超临界水堆的瞬态过程和事故过程的技术效果。
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公开(公告)号：CN105390167B
公开(公告)日：2017-05-31
申请号：CN201510743669.4
申请日：2015-11-05
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: Y02E30/38
Abstract: 本发明公开了一种超临界水堆燃料组件，所述燃料组件内采用径向3区富集度布置，所述燃料组件包括：慢化剂水棒、4根5.6%富集度的燃料棒、20根7.5%富集度的燃料棒、32根8.26%富集度的燃料棒，所述4根5.6%富集度的燃料棒分别分布在四个角点的栅元位置处，每根5.6%富集度的燃料棒侧面均匀分布有2根7.5%富集度的燃料棒，慢化剂水棒均匀分布12根7.5%富集度的燃料棒，余下的每个栅元位置分别布置1根8.26%富集度的燃料棒。
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公开(公告)号：CN105468832A
公开(公告)日：2016-04-06
申请号：CN201510801836.6
申请日：2015-11-19
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F17/50
CPC classification number: Y02E60/76 , Y04S40/22 , G06F17/5036 , G06F2217/78 , G06F2217/80
Abstract: 超临界水堆堆芯核热耦合迭代方法，执行完m次中子学计算后执行一次热工水力计算，m为设定的中子学计算迭代次数，m大于5；在执行中子学计算中，引入自适应松弛因子ω并利用功率密度分布迭代函数对第2次至第m次执行中子学计算得到的功率密度分布进行调整，调整后功率密度分布用于下一次执行中子学计算中或热工水力计算中。本发明解决了SCWR堆芯核热耦合计算中迭代计算难以收敛的问题，提高核热耦合计算的计算效率和数值稳定性。
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公开(公告)号：CN105389424A
公开(公告)日：2016-03-09
申请号：CN201510697702.4
申请日：2015-10-26
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F17/50
CPC classification number: G06F17/5036
Abstract: 一种超临界水堆组件截面拟合方法，建立超临界水堆组件截面拟合模型：Σ(Bu)＝Σb(Bu)+ΔΣc(ρc,Bu)+ΔΣm(ρm,Bu)+ΔΣf(Tf,Bu)+ΔΣrod(Bu)，利用该超临界水堆组件截面拟合模型进行超临界水堆组件截面参数拟合。模型中，冷却剂截面分量由冷却剂密度ρc与燃耗状态参数Bu拟合得出；慢化剂截面分量由慢化剂密度ρm与燃耗状态参数Bu拟合得出。本发明建立起了超临界水堆组件截面拟合模型，实现了超临界水堆组件截面参数拟合，解决了现有组件截面拟合方法不再适用于超临界水堆的问题，且获得了较高的核热反馈后截面计算精度，可为超临界水堆堆芯中子学计算提供适用的组件截面拟合参数。
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公开(公告)号：CN113674874B
公开(公告)日：2024-09-10
申请号：CN202110788877.1
申请日：2021-07-13
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明属于核反应堆设计技术领域，具体涉及一种延长堆芯寿期的堆芯结构及运行方法。本发明堆芯结构包括燃料棒、谱移控制棒，任意三根燃料棒呈三角形排列，燃料棒间布置谱移控制棒，谱移控制棒在堆芯内呈均匀对称布置，谱移控制棒沿轴向分为三段，由上至下依次为谱移控制棒中子吸收材料、谱移控制棒中间过渡材料和谱移控制棒慢化剂材料。本发明运行方法，包括快谱运行段和谱移运行段两个部分。本发明用以降低寿期初堆芯反应性控制难度，有效延长堆芯寿期，提高堆芯燃料利用率，进而有效提高反应堆堆芯性能。
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