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公开(公告)号：CN106535364B
公开(公告)日：2019-04-30
申请号：CN201611055917.7
申请日：2016-11-25
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种加热装置、核反应堆堆芯功率模拟装置及方法，对应装置及方法中，通过制造可匹配核反应堆堆芯燃料元件寿期初期和末期不同轴向功率分布的非均匀电加热元件，将两种类型的非均匀电加热元件直接插入包壳管即可核反应堆寿期初期和末期阶段堆芯功率轴向不均匀分布的模拟；通过将两种非均匀电加热元件进行组合，以及通过电加热元件位置固定和调节装置控制非均匀电加热元件的插入深度，即可实现核反应堆不同时期的堆芯功率轴向非均匀分布模拟。该装置及方法简单可行，能够准确核反应堆不同寿期下堆芯功率轴向和径向的不均匀分布。
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公开(公告)号：CN109215813A
公开(公告)日：2019-01-15
申请号：CN201811069759.X
申请日：2018-09-13
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 杨帆 , 冉旭 , 黄代顺 , 张渝 , 夏榜样 , 喻娜 , 张丹 , 李峰 , 卢川 , 李松蔚 , 邱志方 , 鲜麟 , 张卓华 , 周科 , 彭传新 , 吴广皓 , 林欣茹 , 魏宗岚 , 陆雅哲 , 杨韵佳
IPC: G21C9/033
Abstract: 本发明公开了压水核反应堆套管型备用停堆系统及方法，所述停堆系统包括设置在压力容器内的套管式注入单元和设置在压力容器外部的停堆液循环系统，套管式注入单元包括内套管和设置在内套管外侧的外套管，停堆液循环系统包括可溶性中子毒物箱和去离子水箱，所述可溶性中子毒物箱和去离子水箱的排液端均通过管道与外套管连通，该管道上设置有循环泵，可溶性中子毒物箱和去离子水箱的进液端均通过管道与内套管连通，可溶性中子毒物箱的排液端和进液端的管道上分别设置有出口阀R1和回流阀R2，去离子水箱的排液端和进液端的管道上分别设置有出口阀W1和回流阀W2。本发明解决了现有的备用停堆系统导致液态中子吸收剂与一回路冷却剂发生掺混的问题。
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公开(公告)号：CN106768098B
公开(公告)日：2018-04-24
申请号：CN201710013148.2
申请日：2017-01-09
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种可以测量矩形通道环状流气芯液滴分布的方法和装置。通过在矩形通道临近出口处设置溢流孔对环状流的液膜与气芯进行分离，然后将气芯中的液滴进行分区测量，从而获得矩形通道环状流气芯各截面处液滴的分布特征。该方法简单可行，能够准确测量矩形通道环状流气芯各截面处的液滴分布，具有实质的优点和显著的进步。本发明的优点是：可以准确测量矩形通道内环状流汽芯中液滴的分布特性；可以通过现有设备的改进实现，成本低；安装方便，使用简单。
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公开(公告)号：CN107170501A
公开(公告)日：2017-09-15
申请号：CN201710384226.X
申请日：2017-05-26
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21D3/14
Abstract: 本发明公开了一种抑制汽液两相自然循环系统流动不稳定的方法和装置，通过在自然循环系统和稳压器的连接管上增加双向文丘里流量计和高精度快速响应节流调节装置，可以抑制自然循环系统发生压降震荡流动不稳定，提高两相自然循环系统的自然循环能力，解决相比强迫循环系统，自然循环系统驱动力较弱，更容易出现压降震荡、密度波等流动不稳定性的问题。本发明的优点是：抑制了汽液两相自然循环系统流动的不稳定，便于自然循环系统流动传热、临界热流密度研究；在现有设备上改进方便易行，不需要更换全套设备。
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公开(公告)号：CN106970108A
公开(公告)日：2017-07-21
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。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN105976880A
公开(公告)日：2016-09-28
申请号：CN201610380026.2
申请日：2016-06-01
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/112
CPC classification number: G21C17/112
Abstract: 本发明公开了一种浸泡式传热管外壁壁温测量系统及其安装方法，系统包括：热电偶，其测温端头固定在传热管的外壁上；隔离层，包覆在热电偶测温端头外，将热电偶的测温端头与传热管外流体隔离；固定装置，将隔离层固定在传热管外壁上。安装方法包括步骤S1‑S3：S1、将热电偶固定在传热管的外壁壁面上；S2、在热电偶测温端头外覆盖隔离层，将热电偶的测温端头包覆在传热管的外壁与隔离层之间，从而使热电偶的测温端头与传热管外流体隔离；S3、将隔离层固定。本发明使热电偶的测温端头不受传热管外流体温度的影响，能够实时准确测量浸泡式传热管外壁面的温度，系统结构简单、安装方便、使用快捷。
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公开(公告)号：CN113555138B
公开(公告)日：2024-09-17
申请号：CN202110838433.4
申请日：2021-07-23
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/00
Abstract: 本发明公开了一种研究流量波动条件下沸腾临界的实验装置及分析方法，涉及核反应实验技术领域，其技术方案要点是：包括实验本体，所述实验本体的入口设有流量计、热电偶，实验本体的出口设有智能压力变送器，实验本体内的加热通道间隔设有多个临界监测热偶。本发明提供的一种研究流量波动条件下沸腾临界的实验装置及分析方法，通过科学合理的临界监测热偶布置方式可以监测流量波动幅值超过100％条件下的沸腾临界现象，有效地实现了波动流量条件下沸腾临界的现象监测；本发明成功地提取了流量波动条件下沸腾临界发生时的热工参数，获得了临界热流密度与局部流量、压力和含汽率的函数关系，实现波动流量条件下的沸腾临界行为特性研究。
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公开(公告)号：CN116884655B
公开(公告)日：2023-11-10
申请号：CN202311154167.9
申请日：2023-09-08
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/00 , G06F30/28 , G06F111/10 , G06F119/08 , G06F119/14 , G06F113/08
Abstract: 本发明实施例公开了一种外力场对热工安全影响确定方法、装置、核反应堆及设备，该方法包括：建立瞬变外力场对堆芯热工安全的影响因子确定方法，明确能够表征瞬变外力场对核反应堆全工况堆芯热工安全边界影响程度的物理参数，并确定需要开展的实验类型及规模；建立瞬变外力场堆芯热工安全分析实验及测试测量方法，通过开展实验获取瞬变外力场对核反应堆全工况堆芯热工安全边界影响的物理参数；基于所述物理参数确定瞬变外力场对核反应堆全工况堆芯热工安全的影响程度，并根据所述影响程度进行分析最终得到瞬变外力场对堆芯热工安全的影响因子。本发明为保障瞬变外力场核反应堆全运行工况下的核反应堆系统的安全设计和安全运行提供了支撑。
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公开(公告)号：CN115862909B
公开(公告)日：2023-05-23
申请号：CN202310109762.4
申请日：2023-02-14
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/00
Abstract: 本申请公开了一种堆芯热工安全准则应用方法、装置、设备、介质及产品。该方法包括：获取堆芯的第一热流密度比，所述第一热流密度比为所述堆芯在静止条件下的最小临界热流密度比，获取热流密度比修正系数，利用所述热流密度比修正系数对所述第一热流密度比进行修正，得到第二热流密度比，所述第二热流密度比为所述堆芯在瞬变外力场条件下的最小临界热流密度比，其中，所述瞬变外力场条件由系统运行所处的环境运动条件确定，所述环境运动条件包括升潜条件、倾斜条件和摇摆条件，在所述第二热流密度比小于第一阈值的情况下，应用堆芯热工安全准则。根据本申请实施例，能够保证热工安全准则适用于瞬变外力场条件下的核反应堆。
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公开(公告)号：CN115862909A
公开(公告)日：2023-03-28
申请号：CN202310109762.4
申请日：2023-02-14
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/00
Abstract: 本申请公开了一种堆芯热工安全准则应用方法、装置、设备、介质及产品。该方法包括：获取堆芯的第一热流密度比，所述第一热流密度比为所述堆芯在静止条件下的最小临界热流密度比，获取热流密度比修正系数，利用所述热流密度比修正系数对所述第一热流密度比进行修正，得到第二热流密度比，所述第二热流密度比为所述堆芯在瞬变外力场条件下的最小临界热流密度比，其中，所述瞬变外力场条件由系统运行所处的环境运动条件确定，所述环境运动条件包括升潜条件、倾斜条件和摇摆条件，在所述第二热流密度比小于第一阈值的情况下，应用堆芯热工安全准则。根据本申请实施例，能够保证热工安全准则适用于瞬变外力场条件下的核反应堆。
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