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公开(公告)号：CN106248728A
公开(公告)日：2016-12-21
申请号：CN201610593153.0
申请日：2016-07-26
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种热工实验热平衡环境自动控制装置及其控制方法，装置包括包敷在实验管段外壁的内层保温层、缠绕在内层保温层外的热补偿丝、包覆在热补偿丝外的外层保温层、向热补偿丝供电的热补偿电源、采集实验管段外壁温度信号和内层保温层外壁温度信号的两个热电偶、根据两个热电偶采集的温度信号调整热补偿丝的加热功率的反馈电路，热补偿电源与热补偿丝构成一个串联回路，反馈电路连接到串联回路上。本发明热补偿丝采用电加热的方式进行热补偿，可通过实验管段外壁温度和内层保温层外壁温度自动调节热补偿丝功率，达到热平衡条件，实现流体加热功率的准确测定，为进一步实验数据的准确分析提供可靠保证，提升了热工实验的精度和可靠性。
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公开(公告)号：CN103585795B
公开(公告)日：2015-08-26
申请号：CN201210291272.2
申请日：2012-08-16
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: B01D19/02
Abstract: 本发明属于反应堆热工水力及安全技术领域，具体涉及一种消除预热器产生的过冷沸腾汽泡的实验系统。其中汽泡消除罐设置在预热器的下游和实验装置的上游之间，在汽泡消除罐侧面中间偏上的部位开孔与入口管连接，在汽泡消除罐侧面中间偏下的部位开孔与出口管连接，入口管与预热器连接，出口管与实验装置连接；在汽泡消除罐的顶部设置有冷凝器，冷凝水入口参数控制系统、冷凝水出口控制系统分别与冷凝器连接；在汽泡消除罐的顶部设置有排汽系统；在汽泡消除罐的顶部设置有温度测量系统和压力测量系统，在出口管的下游设置有流量计A。该系统可以高效消除预热器产生的过冷沸腾汽泡，避免热工水力实验中预热器产生的汽泡进入实验装置内。
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公开(公告)号：CN119657252A
公开(公告)日：2025-03-21
申请号：CN202411880796.4
申请日：2024-12-19
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本申请涉及反应堆热工水力及安全技术领域，具体涉及一种长电受热板绝热结构及具有其的传热模拟实验装置。该长电受热板绝热结构包括绝热底座、受热板和胶合层；绝热底座被配置为陶瓷化树脂板，绝热底座其中一板面开设沉槽；受热板设置于沉槽中以使受热板的板面与绝热底座的板面平齐，受热板上与沉槽槽壁和槽底对应的表面上设置有利用活性偶联剂进行纳米化处理的微孔氧化铝陶瓷层；胶合层在高温真空压力环境下设置于受热板与绝热底座之间。本申请能够确保受热板在弥散型燃料元件表面起泡的温度工况下具有良好的单侧散热性能，能够保证传热模拟实验装置运行时的试验安全性，且能够确保模拟试验中测量结果的准确性。
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公开(公告)号：CN118116637A
公开(公告)日：2024-05-31
申请号：CN202410228711.8
申请日：2024-02-29
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本申请公开了一种自然循环核蒸汽供应系统及其控制方法、装置和核电站。该方法包括：在基于第一目标堆芯功率进行核反应的情况下，实时检测蒸汽发生器的温度和主循环泵的入口和出口之间的压力；在检测到温度大于第一阈值，且检测到蒸汽发生器产生蒸汽的情况下，控制打开蒸汽发生器的主蒸汽阀；在检测温度大于第二阈值，且压力大于目标压力值的情况下，控制关闭主循环泵，并将堆芯功率调整到第二目标堆芯功率，以使自然循环核蒸汽供应系统进行单相流自然循环。不仅解决了因主循环泵运行造成的高能耗的问题，提高了自然循环核蒸汽供应系统的运行效能，而且主循环泵发生故障，也不会影响自然循环的过程，提高了堆芯及反应堆运行的安全性。
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公开(公告)号：CN117252045B
公开(公告)日：2024-01-26
申请号：CN202311535155.0
申请日：2023-11-17
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本申请公开了一种反应堆堆芯参数的设计方法、设备、介质及核能动力系统。该反应堆堆芯参数的设计方法包括：获取沸腾临界时目标条件下的热工水力参数；根据热工水力参数，通过目标关系式确定目标热流密度；基于目标条件下的目标热流密度，确定沸腾临界的目标影响因子；获取流动失稳时静止条件下的第一出口含汽率和瞬变外力场条件下的第二出口含汽率；根据第一出口含汽率和所述第二出口含汽率，确定流动失稳修正系数；根据沸腾临界的目标影响因子和流动失稳修正系数，确定反应堆的堆芯设计准则；基于反应堆的堆芯设计准则，设计反应堆堆芯的参数。根据本申请实施例设计反应堆堆芯的参数，能够提高核反应堆在瞬变外力场环境中的
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN115983147A
公开(公告)日：2023-04-18
申请号：CN202211605109.9
申请日：2022-12-14
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/28
Abstract: 本发明公开了一种再淹没实验装置骤冷前沿位置的实时监测方法，包括：沿流体流动方向设置N个壁温检测点，并实时获取外侧壁温信号；根据外侧壁温信号获取有效壁温，所述有效壁温为壁温检测点对应的内侧壁温；所述有效壁温包括正常有效壁温和有效壁温；构建有效壁温随时间的有效壁温‑时间变化曲线；定义骤冷时刻，并依次获得N个壁温检测点的骤冷时刻，拟合获得骤冷前沿预测模型；通过骤冷时刻和骤冷前沿预测模型获取骤冷前沿；本发明实现了在再淹没试验平台上实时获得了实验装置内骤冷前沿位置的目的，为实验人员掌握再淹没实验装置内情况，直观实时了解再淹没速度的参数提供了帮助。
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公开(公告)号：CN109908649B
公开(公告)日：2021-07-13
申请号：CN201910294496.0
申请日：2019-04-12
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: B01D35/02 , G06F30/20 , G06F119/14
Abstract: 本发明公开了一种可模拟管路阻力特性的泵入口过滤装置及模拟方法，所述装置包括两段管接头，各管接头连接有连接法兰，还包括滤网组件，所述滤网组件包括板环及滤网，所述滤网包括过滤网及底部支撑环，所述底部支撑环呈圆环状，所述过滤网的开口端连接在底部支撑环的内侧上，且板环上的中心孔作为两管接头之间连通的通道，在流体流动方向上，板环夹持在板环与下游管接头的端面之间，过滤网局部或全部位于下游的管接头内；还包括测压组件，所述测压组件用于测定滤网组件两侧的压差。所述过滤装置的结构设计不仅方便实现堵塞物清理，同时可实现管路阻力特性调节，且所述清理和调节可同步操作；所述模拟方法为所述阻力特性的调节方法。
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公开(公告)号：CN107515189B
公开(公告)日：2019-11-05
申请号：CN201710639434.X
申请日：2017-07-31
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01N17/00
Abstract: 本发明公开了一种核电站安全壳喷淋系统试验验证方法，包括以下步骤：建立单喷头流量‑压差关系；获得待验证喷淋环路中喷头总流量‑压差关系式；获得待验证喷淋支路流量‑压差关系式；联立待验证喷淋环路中喷头总流量‑压差关系式和喷淋支路流量‑压差关系式即可求解得到待验证喷淋支路的流量和喷头压差。本发明可在不改造厂内原有结构、避免对核电站安全壳内设备带来腐蚀性风险的基础上，获得安全壳喷淋系统喷淋支路流量(即喷淋支路的喷淋泵流量)、喷头进出口压差等喷淋特性，为核电站安全壳喷淋系统功能验证提供数据支撑。
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公开(公告)号：CN110132535A
公开(公告)日：2019-08-16
申请号：CN201910398299.3
申请日：2019-05-14
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01M10/00
Abstract: 本发明公开了复杂海况环境下局部瞬时实验参数处理分析方法及系统，本发明将实验参数与运动参数同步测量，获得相互对应的原始数据序列，对采集获得的大量实验数据进行分析，抽取相同运动状态所对应的时段微元内的实验参数，将多个微元段内实验参数进行叠加并平均，获得该运动状态下参数瞬时数据，从而获得完整运动条件瞬时实验规律，实现对摇摆和升潜等典型海况条件下汽液两相流场时空分布特性的实验研究，拓展汽液两相流学科内涵，对舰船反应堆热工水力特性的实验研究提供技术支撑。
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公开(公告)号：CN106499905B
公开(公告)日：2018-02-16
申请号：CN201611051649.1
申请日：2016-11-25
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: F16L55/033 , F16L55/045 , F16L55/07 , F16L55/09 , F16L55/00
Abstract: 本发明提供了一种设置在管道和容器连接位置的汽液两相水锤现象缓解装置，所述装置包括从管道端部延伸到容器内部的接管，所述接管连接弯头一个端部，所述弯头的另一端部向上延伸并连接消音筒，所述消音筒上端封堵，在侧面开孔，所述冷凝腔体设置在消音筒外部，所述冷凝腔体下端盖连接消音筒外壁，所述下端盖为孔板，所述的缓解装置整体浸泡在容器的水环境中。本发明采用消音筒和冷凝腔体的组合，利用碎化、汽水分离和冷凝的原理，削弱局部位置的蒸汽聚集，从而有效的对容器接管位置的水锤现象进行缓解。
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