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公开(公告)号：CN114117792B
公开(公告)日：2023-09-26
申请号：CN202111424450.X
申请日：2021-11-26
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G06Q50/06 , G06F119/14 , G06F119/08
Abstract: 本发明实施例提供一种失水事故分析方法,以实现在满足法规的基础上进行失水事故分析，包括：S1.对一回路系统和二回路系统进行水力学几何建模；S2.以包壳峰值温度为主要指标进行敏感性分析；S3.结合失水事故程序的特点使用关键模型进行分析；S4.建立满足双95％要求的分析方法。本发明实施例通过水力学几何建模、敏感性分析、关键模型分析和双95％要求分析，实现了在满足法规的基础上对失水事故的分析。
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公开(公告)号：CN116735309A
公开(公告)日：2023-09-12
申请号：CN202310648055.2
申请日：2023-06-02
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01N1/28
Abstract: 一种小尺寸板元件样品防截面高温氧化及肿胀变形装置，包括装样平面底座、矩形样品定位格架、长压紧滑片、短压紧滑片、旋紧螺杆、滑片固定卡针、试样槽、L型装样固定卡座；试样槽位于矩形样品定位格架内部，装样平面底座1表面左上角处设有L型装样固定卡座，矩形样品定位格架的四边框上开有滑轨，所述长压紧滑片与短压紧片均在矩形样品定位格架内部，分别靠近L型装样固定卡座对角方向的矩形样品定位格架边框，滑动固定卡针与穿过滑轨的长压紧滑片、短压紧滑片连接，将长压紧滑片、短压紧滑片固定在矩形样品定位格架中，旋紧螺杆通过矩形样品定位格架上的螺纹通孔22与靠近长压紧滑片、短压紧滑片的连接。
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公开(公告)号：CN116189930A
公开(公告)日：2023-05-30
申请号：CN202211716732.1
申请日：2022-12-29
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 向清安 , 黄代顺 , 邓坚 , 朱大欢 , 崔怀明 , 张渝 , 卢毅力 , 曹锐 , 邓纯锐 , 邱志方 , 张明 , 武小莉 , 陈宝文 , 刘望 , 邹志强 , 杜政瑀 , 彭欢欢 , 马海福 , 王小吉
Abstract: 本发明涉及熔融物冷却结构技术领域，具体涉及一种用于反应堆熔融物堆内稀释冷却滞留装置，包括：压力容器延长封头、隔离板、压力容器下封头、堆芯下部支承板及压力容器直筒体；本发明通过氧化物牺牲材料降低熔融池体积功率密度、增加熔融池传热面积的方法，实现降低熔融池到下封头壁面的热流密度，提高堆芯熔融物在压力容器内的冷却与滞留的有效性。
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公开(公告)号：CN115169265A
公开(公告)日：2022-10-11
申请号：CN202210900076.4
申请日：2022-07-28
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/28 , G06F30/22 , G06F111/10 , G06F113/08 , G06F119/08 , G06F119/14
Abstract: 本发明公开了一种基于数值分析的搅混系数分析方法、系统、设备和介质，方法包括：获取带格架棒束的燃料组件三维模型；采用CFD分析方法，对所述燃料组件三维模型进行数值分析，得到基于CFD的冷热通道温差结果；采用子通道分析方法，在相同公开下进行建模计算，得到基于子通道的冷热通道温差结果；比较基于CFD的冷热通道温差结果和基于子通道的冷热通道温差结果，确定当前工况下的搅混系数。相较于现有通过实验获得搅混系数的方式，本发明利用数值模拟分析方法，能够快速且准确的获得燃料组件的搅混系数。
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公开(公告)号：CN112182849B
公开(公告)日：2022-04-19
申请号：CN202010920591.X
申请日：2020-09-04
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G06F119/08
Abstract: 本公开属于核电维修技术领域，具体涉及一种再淹没临界后换热分析方法及装置。本公开的方法将骤冷前沿附近的发泡区域从临界后换热区域中剔除出来，避免了发泡区域复杂换热机理，对骤冷前沿下游其他区域换热分析的干扰，有利于更加合理的分析骤冷前沿附近的发泡区域下游区域的换热情况。此外，本公开实施例将骤冷前沿附近的发泡区域下游的区域细分为多个子区域，并根据每个子区域的换热模式确定该子区域的换热量，由此可以更加精细的模拟临界后换热，从而更加精确的模拟再淹没过程的包壳峰值温度以及骤冷前沿推进速率。本公开的再淹没临界后换热分析方法应用于中国自主化失水事故分析程序的开发过程中，为压水堆电站失水事故分析奠定基础。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN111916231B
公开(公告)日：2022-04-01
申请号：CN202010812102.9
申请日：2020-08-13
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 李松蔚 , 刘卢果 , 刘余 , 杜思佳 , 邓坚 , 黄代顺 , 李喆 , 沈才芬 , 邱志方 , 黄慧剑 , 张勇 , 周铃岚 , 陈曦 , 王啸宇 , 辛素芳 , 刘伟 , 王玮 , 李浩 , 李燕
IPC: G21C15/12
Abstract: 本方案公开了一种可均匀堆芯流量分配的压水堆，包括压力容器及设置在压力容器上的入口接管，所述入口接管用于向压力容器内导入一回路冷却剂，还包括设置在压力容器内的吊篮组件，还包括固定于吊篮组件外壁上的导流块，所述导流块上设置有第一导流面，所述入口接管的出口端局部朝向所述第一导流面，且第一导流面的上端与下端两者中，上端位于下端外侧的倾斜面。采用本方案提供的压水堆结构设计，可有效均匀以上下降段内冷却剂周向分布的均匀性，达到利于优化反应堆热工水力性能的目的，同时该结构的运用并不影响压力容器本身。
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公开(公告)号：CN114199927A
公开(公告)日：2022-03-18
申请号：CN202111517535.2
申请日：2021-12-13
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了固态堆芯膨胀系数非接触式测量装置及方法，固态堆芯膨胀系数非接触式测量装置包括荧光涂料标志物、CCD相机和计算机；所述荧光涂料标志物包括分别置于堆芯侧壁和底部的侧壁荧光涂料标志物和底部荧光涂料标志物；所述CCD相机与荧光涂料一一对应设置，所述CCD相机设置在堆芯外侧，用于采用荧光涂料的图像；所述计算机与CCD相机通信连接，用于接收荧光涂料标志物的图像，并根据荧光涂料标志物的图像计算堆芯膨胀系数。本发明能够实现对态堆芯膨胀系数测量。
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公开(公告)号：CN114117792A
公开(公告)日：2022-03-01
申请号：CN202111424450.X
申请日：2021-11-26
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G06Q50/06 , G06F119/14 , G06F119/08
Abstract: 本发明实施例提供一种失水事故分析方法,以实现在满足法规的基础上进行失水事故分析，包括：S1.对一回路系统和二回路系统进行水力学几何建模；S2.以包壳峰值温度为主要指标进行敏感性分析；S3.结合失水事故程序的特点使用关键模型进行分析；S4.建立满足双95％要求的分析方法。本发明实施例通过水力学几何建模、敏感性分析、关键模型分析和双95％要求分析，实现了在满足法规的基础上对失水事故的分析。
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公开(公告)号：CN114038591A
公开(公告)日：2022-02-11
申请号：CN202111456131.7
申请日：2021-12-01
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 习蒙蒙 , 周科 , 冉旭 , 杨帆 , 李峰 , 鲜麟 , 卢川 , 喻娜 , 初晓 , 陆雅哲 , 高希龙 , 杨韵佳 , 刘晓 , 陈宏霞 , 蔡容 , 邓坚 , 刘余 , 杨洪润 , 彭诗念
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明公开了一种用于核反应堆的一次侧非能动余热排出系统，包括反应堆、冷却水箱、入口管路、出口管路、换热器、控制单元；换热器位于冷却水箱内，入口管路的一端连接反应堆、另一端穿过冷却水箱连接换热器的进口，出口管路的一端连接换热器的出口并穿过冷却水箱连接反应堆，换热器的进口与出口均高于反应堆与入口管路、出口管路连接的出、入口，出口管路位于冷却水箱与反应堆的部分设有隔离阀A，控制单元连接隔离阀A；还设有稳压器，用于监测反应堆压力值并传送至控制单元；当反应堆停堆且反应堆压力值降低至设定值，隔离阀A开启，形成第一换热循环回路。利用非能动方式即可实现排热，无需借助外力，在丧失电源情况下仍然可用。
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公开(公告)号：CN112382420B
公开(公告)日：2022-02-11
申请号：CN202011301040.1
申请日：2020-11-19
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18 , G21C15/22 , G21C15/243
Abstract: 本发明公开了一种基于水冷器的非能动余热排出系统，通过采用环绕反应堆压力容器紧凑布置的环形水冷器，带出堆芯余热，并将循环排热水箱分割为热区和冷区，热区和冷区的顶部双向连通，底部设置单向流向装置，以限制冷流体只能从热区流向冷区，有利于水蒸气通过其顶部的排气管排出，并增强循环排热水箱与环形水冷器之间的自然循环能力；将水冷管内的热流体作为上升段，圆环形下降腔内的冷流体为下降段，依靠冷热流体的位差和密度差形成自然循环流动，循环排热水箱热区内形成的水蒸气通过其顶部的排气管排出，实现堆芯正常停堆或事故停堆后，更安全、更可靠地排出堆芯内的剩余热量，并保证燃料包壳、压力容器、反应堆腔室壁面的温度不超过允许温度。
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