-
公开(公告)号：CN115374724B
公开(公告)日：2023-08-22
申请号：CN202211038818.3
申请日：2022-08-29
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/28 , G06F113/08 , G06F119/08 , G06F119/14
Abstract: 本发明公开了一种运动条件下自然循环系统中流体临界热流密度分析方法，根据反应堆燃料元件在运动条件下的自然循环系统临界热流密度特性规律，建立运动条件下自然循环系统流体的自然循环流量模型，建立运动条件下自然循环系统流体的临界热流密度模型；耦合自然循环流量模型和临界热流密度模型，得到运动条件下自然循环系统流体的临界热流密度值。本发明可用于研究浮动核电站、核动力商船在海洋中航行时受到海浪运动的影响条件下，反应堆自然循环工况下临界热流密度值，分析反应堆自然循环过程中的堆芯燃料元件安全。
-
公开(公告)号：CN116542181A
公开(公告)日：2023-08-04
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；根据所述无量纲数，确定加热通道内沸腾临界的倾斜影响因子；根据所述倾斜影响因子，对加热通道内沸腾临界热流密度进行修正，得到倾斜条件下加热通道内的沸腾临界热流密度。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。
-
公开(公告)号：CN115688488B
公开(公告)日：2023-04-07
申请号：CN202211713578.2
申请日：2022-12-30
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20
Abstract: 本申请公开了一种准则确定方法、装置、设备、计算机存储介质及程序产品，涉及核反应堆安全分析技术领域。该方法包括：建立针对瞬变外力场下的反应堆堆芯热工安全准则的稳态瞬态分析数学物理模型；建立针对瞬变外力场的六自由度运动的三维空间加速度模型；根据所述稳态瞬态分析数学物理模型和所述三维空间加速度模型，确定瞬变外力场下的流动失稳和沸腾临界预测机理模型；根据所述流动失稳和沸腾临界预测机理模型，确定瞬变外力场下的反应堆堆芯热工安全准则。根据本申请实施例，能够对瞬变外力场下的核反应堆堆芯热工安全准则进行准确制定，为先进核能动力系统热工安全研发设计提供了可靠的理论依据。
-
公开(公告)号：CN115688488A
公开(公告)日：2023-02-03
申请号：CN202211713578.2
申请日：2022-12-30
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20
Abstract: 本申请公开了一种准则确定方法、装置、设备、计算机存储介质及程序产品，涉及核反应堆安全分析技术领域。该方法包括：建立针对瞬变外力场下的反应堆堆芯热工安全准则的稳态瞬态分析数学物理模型；建立针对瞬变外力场的六自由度运动的三维空间加速度模型；根据所述稳态瞬态分析数学物理模型和所述三维空间加速度模型，确定瞬变外力场下的流动失稳和沸腾临界预测机理模型；根据所述流动失稳和沸腾临界预测机理模型，确定瞬变外力场下的反应堆堆芯热工安全准则。根据本申请实施例，能够对瞬变外力场下的核反应堆堆芯热工安全准则进行准确制定，为先进核能动力系统热工安全研发设计提供了可靠的理论依据。
-
公开(公告)号：CN111524619B
公开(公告)日：2022-06-07
申请号：CN202010564752.6
申请日：2020-06-19
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种研究自然循环系统动态自反馈特性的实验装置和方法，可用于研究自然循环系统的复杂动态自反馈特性。通过根据自然循环系统中流体参数的变化规律特性，合理设置了温度、压力和流量测点，以及其简便和有效的方式实现了自然循环系统的复杂动态自反馈特性的研究。该方法简单可行，能够分析和研究自然循环系统动态自反馈特性，具有实质的优点和显著的进步。
-
Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN109243641B
公开(公告)日：2022-04-22
申请号：CN201811215511.X
申请日：2018-10-18
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/00
Abstract: 本发明公开了用于压水堆失水事故的反应堆压力容器实验模拟体，包括反应堆压力容器实验模拟体本体和堆芯检测装置，反应堆压力容器实验模拟体本体包括压力容器模拟体以及位于压力容器模拟体内腔的吊兰模拟体，在吊兰模拟体中设置有堆芯组件模拟体，压力容器模拟体包括上封头、中间圆柱筒体和下封头，堆芯组件模拟体包括包壳管和电加热元件，包壳管的顶部为封闭端，其底部为开口端，且包壳管的底部向下延伸并穿出下封头，堆芯检测装置的数据采集端从包壳管的开放端插入包壳管中。本发明设计出用于压水堆失水事故的反应堆压力容器实验模拟体，使用于堆芯组件模拟体的检测装置不会因为采集路径而影响反应堆压力容器筒体和堆芯之间的密封性能。
-
公开(公告)号：CN112489835A
公开(公告)日：2021-03-12
申请号：CN202011294645.2
申请日：2020-11-18
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/022 , G21C17/00
Abstract: 本发明公开了基于丝网测量浓硼扩散特性的T型管实验模拟体及方法，所述T型管实验模拟体包括T型管筒体，所述T型管筒体包括水平管，所述水平管上设置有安注管，所述水平管上在安注管的两侧均设置有丝网测量组件，所述丝网测量组件垂直于水平管的轴线设置，所述丝网测量组件若干水平组丝和若干垂直组丝组成，所述水平组丝与垂直组丝相互垂直，所述安注管和水平管分别用于注入硼酸溶液和冷却剂，所述安注管上设置有浓硼溶液流量测量组件，所述水平管的入口端设置有主回路流量测量组件。通过本发明所述T型管实验模拟体和方法能够后获得T型管注入反应堆一回路管道中的浓硼扩散特性。
-
公开(公告)号：CN111524619A
公开(公告)日：2020-08-11
申请号：CN202010564752.6
申请日：2020-06-19
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种研究自然循环系统动态自反馈特性的实验装置和方法，可用于研究自然循环系统的复杂动态自反馈特性。通过根据自然循环系统中流体参数的变化规律特性，合理设置了温度、压力和流量测点，以及其简便和有效的方式实现了自然循环系统的复杂动态自反馈特性的研究。该方法简单可行，能够分析和研究自然循环系统动态自反馈特性，具有实质的优点和显著的进步。
-
公开(公告)号：CN106970108B
公开(公告)日：2019-11-19
申请号：CN201710206662.8
申请日：2017-03-31
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01N25/20
Abstract: 本发明公开了一种安全壳蒸汽凝结传热系数测定实验装置及方法，装置包括：蒸汽产生装置，具有水入口和蒸汽出口；氦气供给装置，具有氦气出口；安全壳模拟体，具有蒸汽入口、氦气入口、冷凝液出口，其蒸汽入口与蒸汽产生装置的蒸汽出口通过蒸汽管路连接，汽管路上设置有蒸汽流量调节阀，其氦气入口与氦气供给装置的氦气出口之间通过氦气管路连接，氦气管路上设置有氦气流量调节阀；冷凝液收集装置，与安全壳模拟体的冷凝液出口相连；安全壳模拟体顶部还设置有冷却水池，冷却水池中的冷却水能够对安全壳模拟体的顶部进行冷却。本发明能够支持安全壳内蒸汽凝结传热现象的研究；实验装置结构简单、综合性强、测量精确。
-
公开(公告)号：CN109841290A
公开(公告)日：2019-06-04
申请号：CN201910180314.7
申请日：2019-03-11
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/00
Abstract: 本发明公开了一种适用于核反应堆自然循环特性研究的装置和方法，所述装置包括反应堆堆芯模拟体、一回路模拟管路、蒸汽发生器模拟体、二回路模拟管路，该装置的热工参数可调，所述热工参数包括以下参数中的一种或几种：所述一回路模拟管路的流体阻力、所述一回路模拟管路的压力、所述二回路模拟管路或一回路模拟管路的温度、所述反应堆堆芯模拟体的功率、所述反应堆堆芯模拟体与蒸汽发生器模拟体的高度差。所述方法为所述装置的使用方法，所述装置和方法可用于实现不同热工参数下核反应堆自然循环特性进行研究，所得结果可用于事故下核反应堆自然循环冷却的安全分析，对事故下的核反应堆的安全性判断具有非常重要的意义。
-
-
-
-
-
-
-
-
-
Search Results
50
records
(took 0.044 seconds)
