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公开(公告)号：CN104979020A
公开(公告)日：2015-10-14
申请号：CN201510257178.9
申请日：2015-05-20
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了小功率核反应堆安全壳氢气风险控制系统及其控制方法，包括非能动惰性气供应系统和钢安全壳系统，钢安全壳系统包括钢制承压安全壳，在钢制承压安全壳内设置有非能动除氢装置，非能动惰性气供应系统包括与钢制承压安全壳内部连通的惰性气储存箱；钢制承压安全壳还连通有排气系统，此外，还包括监测安全壳内氢氧浓度的监测系统。本发明的优点在于：本发明提供了一套适用于小功率核反应堆的氢气控制系统设计新方法，通过向小功率核反应堆的小型钢制安全壳内注入惰性气，并结合非能动氢气消除装置，保证安全壳内的气体混合物处于不可燃状态，从而消除了氢气燃烧爆炸的风险。
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公开(公告)号：CN104658623A
公开(公告)日：2015-05-27
申请号：CN201510071548.X
申请日：2015-02-11
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种应急运行规程与严重事故管理导则的接口管理方法，要求在严重事故前的过渡阶段同时执行应急运行规程和严重事故管理导则。过渡阶段主控室执行严重事故过渡期主控室导则（ICRG），ICRG中只包括严重事故相关的事故管理操作。本发明提出的接口管理方法明确了事故管理的性质归属，将严重事故管理的所有相关对策归入SAMG，应急运行规程中不包含严重事故的相关操作。本发明特别适用于配置了严重事故缓解设备的新型电厂，为了保证严重事故阶段设备的有效运行，有些严重事故缓解设备必须在堆芯损坏前开始执行相关的准备操作。
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公开(公告)号：CN119650109A
公开(公告)日：2025-03-18
申请号：CN202411523439.2
申请日：2024-10-30
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C9/012 , G21C13/028 , G21C15/18 , G21C15/243
Abstract: 本发明提供了一种用海洋冲淋的海面核动力装置钢制安全壳抑压排热装置，包括：海水冲淋装置、安全壳以及设置于所述安全壳中的压力容器、蒸汽发生器、稳压器；所述海水冲淋装置接入海洋，以利用所述海洋中的海洋冲淋安全壳的外壁；所述压力容器与所述蒸汽发生器、稳压器之间通过主管道连接，所述压力容器和所述蒸汽发生器之间的主管道上还设置有主泵。本发明充分利用了海洋无限热阱和钢制安全壳良好的导热性等特点，在安全壳外设置了海水冲淋装置，在事故工况下，实现安全壳内的高温蒸汽与安全壳外的海水换热，从而在长期阶段带出安全壳的热量，确保安全壳的完整性。
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公开(公告)号：CN119397735A
公开(公告)日：2025-02-07
申请号：CN202411336086.5
申请日：2024-09-24
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G06F17/13 , G06F119/08
Abstract: 本公开提供了一种用于压水堆导向管吸收体内三维温场分析的计算方法，涉及核电厂热工水利设计领域，包括：首先根据预设导向管冷却剂计算公式和导向管信息计算导向管内冷却剂温度；其次获取吸收体材料的组成结构，并基于吸收体材料的组成结构建立一维圆筒径向导热模型以及关于组成结构的模型边界条件；然后获取吸收体材料的组成结构的参数信息，并根据参数信息以及导向管内冷却剂温度，基于一维圆筒径向导热模型计算吸收体的温度场信息；最后判断吸收体的温度场信息是否符合预设温度限值要求，并基于判断结果得到导向管对吸收体的冷却效果。本实施例能够准确获得导向管吸收体内部结构的温度分布，从而为导向管内吸收体的热工水力设计提供数据支持。
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公开(公告)号：CN114283954B
公开(公告)日：2024-12-31
申请号：CN202111592819.8
申请日：2021-12-23
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种反应堆卡轴事故安全分析方法及装置，该方法通过选取最小的DNBR作为瞬态最小DNBR，当瞬态最小DNBR小于预设DNBR阈值时，则获取当前热工水力参数对初始焓升因子进行调整，并调用DNBR计算程序对调整后的焓升因子进行计算；当计算得到的DNBR小于预设DNBR阈值时则将调整后的焓升因子作为新的初始焓升因子，继续执行调用DNBR计算程序的步骤，直至计算得到的DNBR不小于预设DNBR阈值停止，并将对应的焓升因子作为有效焓升因子；基于有效焓升因子从燃料统计曲线中选择对应的燃料棒份额作为卡轴事故下发生DNB的燃料棒份额，自动计算出瞬态中发生DNB的燃料棒份额，无需人工参与，提高卡轴事故分析的效率并降低差错率。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN118039197A
公开(公告)日：2024-05-14
申请号：CN202211357236.1
申请日：2022-11-01
Applicant: 中国核动力研究设计院 , 北京化工大学
Abstract: 本发明涉及燃料组件技术领域，具体公开了一种具有横向波纹形轮廓的并联流道结构，所述并联流道结构由横向波纹形窄流道与并联连通流道构成；所述横向波纹形窄流道具有沿宽度方向的正弦波纹曲线形外部轮廓；所述横向波纹形窄流道的顶部与底部轮廓可完全拼接嵌合；所述并联连通流道采用阵列式圆柱形流道，用于连接上、下两横向波纹形窄流道，可实现两水隙间的并联连通。本发明提出的一种具有横向波纹形轮廓的并联流道结构，增大了传热壁面与冷却剂间的传热面积，增强了上、下两窄流道水隙间的横向湍流交混效应，可实现压水反应堆低雷诺数运行工况下的强化换热，增加了核反应堆的安全性与经济性。
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公开(公告)号：CN115274150B
公开(公告)日：2024-05-07
申请号：CN202210939097.7
申请日：2022-08-05
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 张舒 , 刘余 , 邓坚 , 鲁剑超 , 鲜麟 , 张丹 , 曾畅 , 杨帆 , 程坤 , 李峰 , 喻娜 , 杨洪润 , 余红星 , 张渝 , 马誉高 , 方红宇 , 陈宏霞 , 吴鹏 , 蔡容 , 杨韵佳 , 沈才芬 , 习蒙蒙 , 陆雅哲 , 周科 , 冉旭
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明公开了一种基于集中海水冷却的船用核动力装置二回路余热排出系统及方法，作为一个可在反应堆正常以及事故停堆工况下自动投运并有效导出堆芯余热的安全系统，具有换热效率高，对现有设备改动少以及对空间要求小等优点。基于新型集成二回路系统技术特征，新构建一条基于蒸汽发生器二次侧与集中海水冷却系统的能动余热排出通道，可进一步拓展余热排出系统配置多重性、多样性，达到了进一步提升船用核动力装置余热排出功能安全可靠性的目的。
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公开(公告)号：CN117831796A
公开(公告)日：2024-04-05
申请号：CN202211192443.6
申请日：2022-09-28
Applicant: 中国核动力研究设计院 , 北京化工大学
Abstract: 本发明涉及燃料组件技术领域，具体公开了一种应用于压水堆堆芯燃料组件的具有横向波纹形轮廓的新型包壳，所述新型包壳具有沿宽度方向的正弦波纹曲线形外部轮廓；所述新型包壳的顶部与底部轮廓可完全拼接嵌合；所述新型包壳沿宽度方向的左右两端预留有水平段；所述新型包壳的外侧与冷却剂接触，上、下两新型包壳间构成横向波纹形窄流道；所述新型包壳的内部为矩形中空结构，以包容燃料芯体。本发明提出的用于堆芯燃料组件的新型包壳，增加了冷却剂与新型包壳壁面间的传热面积，可实现压水反应堆在低雷诺数运行工况下的高效换热，同时可降低包壳与燃料芯体内部的热点温度，增加了核反应堆的安全性与经济性。
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公开(公告)号：CN117253630A
公开(公告)日：2023-12-19
申请号：CN202311266111.2
申请日：2023-09-27
Applicant: 中国核动力研究设计院 , 上海交通大学
Abstract: 本发明提供了一种基于金属增材制造的反应堆堆芯及其制造工艺，涉及反应堆设计技术领域，为解决由传统设计方案与制造工艺获得的反应堆堆芯，其热工流体特性和结构可靠性均较差的问题而设计。该反应堆堆芯包括金属壳体、金属基体和堆芯燃料，金属壳体为两端敞口的空心柱状结构，金属壳体的内部设置有贯通其两端的冷却剂流道，金属壳体采用增材制造的工艺制备而成；金属基体固设于金属壳体的内部，堆芯燃料嵌设于金属基体。本发明基于金属增材制造与放电等离子体烧结制备反应堆堆芯，可以突破传统的堆芯燃料成型方式和流道设计限制，使得反应堆堆芯的热工流体特性和结构可靠性均较好。
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公开(公告)号：CN115130323B
公开(公告)日：2023-10-13
申请号：CN202210873680.2
申请日：2022-07-21
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G06F17/18 , G06F111/10 , G06F113/08 , G06F119/14
Abstract: 本发明公开了一种适用于棒束通道的相间阻力分析方法及装置，包括：根据棒束通道，对棒束通道的流型进行判断，获取流型判断结果；根据流型判断结果，针对不同流型采用不同的相间阻力模型进行相间阻力的计算；流型判断结果包括泡状流、帽状流和环状流。本发明基于曳力模型开发，重点在曳力系数和相界面浓度上考虑了棒束通道内强烈搅浑特性的影响，根据棒束通道结构形式，仅对不同流型下的界面浓度和曳力系数进行修正，确保了不同结构通道内相间阻力模型的一致性；同时通过在曳力系数和相界面浓度上考虑了棒束通道内强烈搅浑特性的影响，使核反应堆堆芯燃料组件中棒束通道的相间阻力计算分析更加精准。
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