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公开(公告)号：CN114242284A
公开(公告)日：2022-03-25
申请号：CN202111554261.4
申请日：2021-12-17
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21D3/00
Abstract: 本发明公开了一种核反应堆热工水力试验系统及调控方法，涉及核反应堆技术领域，其技术方案要点是：通过由冷却水调节阀和凝结水调节阀组成的阀组自动调节冷凝器压力和液位，通过设置合理的压力调整死区值和液位调整死区值，将压力和水位这对相互影响的被控量进行轻度解耦控制，将冷却水调节阀作为主要调节手段，凝结水调节阀作为辅助调节手段，可以通过自动控制手段根据不同运行工况进行压力和液位的自动控制在合理的范围内，可以适应反应堆热工水力系统试验系统快速的、大范围的工况改变；本发明具有结构简单、操作方便等优点，能充分满足反应堆热工水力瞬态系统试验功率控制的要求。
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公开(公告)号：CN109100081B
公开(公告)日：2019-06-21
申请号：CN201810744956.0
申请日：2018-07-09
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种微小压差测量仪，包括两个倒立放置且位于同一水平线上的U形连接管a和U形连接管b，在U形连接管a和U形连接管b的顶部之间连接一段连接管道，在连接管道上还设置平衡阀和注气阀，所述U形连接管a的c端连接取压点一所在线路，取压点一所在线路为U形结构；所述U形连接管a的d端和U形连接管b的e端之间通过U形连通线路连接；所述U形连接管b的f端连接取压点二所在线路，取压点二所在线路为U形结构；取压点一所在线路的底部、取压点二所在线路的底部和U形连通线路的底部均位于同一水平线上，在U形连通线路的底部还设置补液阀。本发明通过上述结构，在高温高压的条件下，也能实现对微小压差的精确测量。
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公开(公告)号：CN109192342A
公开(公告)日：2019-01-11
申请号：CN201811063037.3
申请日：2018-09-12
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种用于低流速CHF实验的临界热流密度近似测量方法，包括以下步骤：1)、通过提升实验本体的加热功率，使实验本体出口达到平衡态，记录平衡态数据；2)、继续提升加热功率，直至沸腾临界发生，记录临界数据；3)、基于平衡态数据，获得热损失份额，4)、基于临界数据获得临界热流密度qc，计算公式如下： 式中，Nc为沸腾临界发生时刻实验本体所加电功率，ξh表示通道的热周；Lh表示通道的加热长度，εc是沸腾临界发生时刻实验本体的热损失份额；令εc＝ε(热损失份额)，得到 本发明解决了现有技术中通过经验来估计热损失导致临界热流密度测量误差大、降低经济性的问题。
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公开(公告)号：CN108917962A
公开(公告)日：2018-11-30
申请号：CN201810844560.3
申请日：2018-07-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种用于运动条件下的细棒窄间隙壁温测温装置，包括加热元件管、至少一个铠装热电偶，沿加热元件管的周向在其外圆周壁上开有至少一个测温孔，铠装热电偶的补偿导线穿过加热元件管后向外延伸，在每一个铠装热电偶的补偿导线外壁上依次包裹有高温绝缘涂层以及高温绝缘胶布，加热元件管内部填充有高温绝缘硅胶。通过上述技术方案可在运动条件下准确测量高温细棒束窄间隙燃料组件每根加热元件管不同位置处壁面温度，且铠装热电偶不会发生脱落或绝缘失效，由于测温部件在棒束加热元件管内部测温，不会干扰加热元件管附近流场和温度场，能够通过开展运动条件下燃料组件传热实验准确获得燃料组件的传热系数、临界热流密度等热工性能参数。
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公开(公告)号：CN108917961A
公开(公告)日：2018-11-30
申请号：CN201810844558.6
申请日：2018-07-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种运动条件下的棒束燃料组件多点壁温测量装置，包括至少一个绝缘陶瓷管，沿绝缘陶瓷管的周向在其内圆周壁上开有环形槽，测温环设置在环形槽内，在测温环的内壁上至少设有一个铠装热电偶。在模拟棒束燃料组件上开展传热特性实验研究时，利用金属圆管通电加热以作为加热元件管，绝缘陶瓷管的内圆周壁上开有环形槽，测温环设置在环形槽内，且在测温环的内圆周壁上至少设有一个用于测温的铠装热电偶，使用时根据加热元件管的轴向长度，确定测温点位，然后将绝缘陶瓷管固定在该测温点位处，测温环将该测温点位上的热量传递至铠装热电偶上，以实现加热元件管局部壁面温度的精确测量。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN106531249A
公开(公告)日：2017-03-22
申请号：CN201710007136.9
申请日：2017-01-05
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/00
CPC classification number: G21C17/001
Abstract: 本发明公开了一种瞬变运动条件下的棒束通道热工水力实验装置，包括电热组件、绝缘组件、流道组件以及密封组件，所述电热组件和绝缘组件均设置在流道组件中，且绝缘组件设置在电热组件和流道组件之间并与流道组件紧密贴合，流道组件设置在密封组件中并形成无缝连接。本发明是基于运动条件下棒束燃料堆芯研发的实际需求，根据棒束通道热工水力实验在高温高压条件下对装置特定的电性能、绝缘和密封性能等方面的要求，研发出来的一种新型的棒束通道实验装置，该实验装置解决电加热、绝缘和密封性能问题，能够在运动条件和高温、高压条件下稳定运行，开展流动与传热特性实验，确保海洋条件反应堆安全运行。
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公开(公告)号：CN103729482A
公开(公告)日：2014-04-16
申请号：CN201210381131.X
申请日：2012-10-10
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F17/50
Abstract: 本发明属于紧密排列堆芯燃料组件等效螺距确定领域，具体涉及一种紧密排列多头绕丝细棒燃料元件交混系数的确定方法。它包括：步骤一：计算给定参数的温度场偏差；步骤二：计算单根绕丝的温度场偏差，利用AYSYS CFX软件计算单根绕丝元件的温度场偏差；步骤三：改变多根绕丝的螺距并计算温度场偏差，每调整一次，就计算一次温度场偏差，并计算新方案下的温度场偏差与步骤二1根绕丝方案的温度场偏差的误差，当本步骤得到的误差小于等于5%时，并执行下一步骤，步骤四：计算交混系数。本发明的效果是：本发明利用两种软件参与计算，解决了原本无法实现的确定多根绕丝交混系数的难题，并且结果准确性。
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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：CN117637208A
公开(公告)日：2024-03-01
申请号：CN202311625201.6
申请日：2023-11-30
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/00
Abstract: 本发明公开了用于核反应堆热工水力系统试验的模块化纯水冷却系统，模块化冷却源与冷却流道闭环连接，且模块化冷却源与冷却流道可拆卸连接，模块化冷却源用于向冷却流道提供去离子水冷却源并接收冷却流道流出的去离子水；冷却流道布设在堆芯模拟体的导电铜结构中，用于通过去离子水冷却源对导电铜结构进行冷却散热；通过模块化冷却源和冷却流道闭环连接，相互配合实现从堆芯模拟体的导电铜结构内部进行冷却，解决了大功率堆芯模拟体导电铜结构的冷却散热问题；可以使大功率堆芯模拟体的铜结构得到散热的同时，保障堆芯模拟体与外容器的绝缘，确保试验的安全性。
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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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