-
公开(公告)号：CN103545000B
公开(公告)日：2016-03-23
申请号：CN201310493998.9
申请日：2013-10-21
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明公开了二次侧非能动余热排出热交换器模拟装置和模拟方法；二次侧非能动余热排出热交换器模拟装置，包括具备开口端和封闭端的手孔筒体，手孔筒体的封闭端采用管板进行封闭，还包括贯穿管板延伸进手孔筒体内部的换热管，手孔筒体外壁设置有手孔和手孔组件，手孔组件通过手孔与手孔筒体内部连通，手孔组件主要由连通手孔的直管和封闭直管远离手孔一端的法兰组成。能够模拟原型热交换器传热管中一次侧单相汽、汽水两相及单相水与二次侧的单相水之间的流动换热，从而研究热交换器传热管换热面积对系统自然循环流动及系统性能参数的影响。
-
公开(公告)号：CN114937511B
公开(公告)日：2025-01-21
申请号：CN202210536202.2
申请日：2022-05-17
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/00
Abstract: 本发明公开了一种核反应堆热工水力系统试验二回路启动方法，通过一回路与二回路的配合，设计合理、有序的操作步骤，解决高温高压核反应堆热工水力系统试验过程中二回路启动困难问题，能够使系统试验的二回路安全、有效地启动；在启动过程中，实时获取一回路的温度信息，根据一回路的温度信息调节二回路使给水单元的给水流量；与一回路紧密配合，考虑了二回路设备运行过程中的参数要求，使核反应堆热工水力系统试验能够安全、稳定地启动，为实际核反应堆瞬态热工水力系统提供数据基础。
-
公开(公告)号：CN117252045A
公开(公告)日：2023-12-19
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安全性。
-
公开(公告)号：CN116884655A
公开(公告)日：2023-10-13
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。
-
公开(公告)号：CN114937511A
公开(公告)日：2022-08-23
申请号：CN202210536202.2
申请日：2022-05-17
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/00
Abstract: 本发明公开了一种核反应堆热工水力系统试验二回路启动方法，通过一回路与二回路的配合，设计合理、有序的操作步骤，解决高温高压核反应堆热工水力系统试验过程中二回路启动困难问题，能够使系统试验的二回路安全、有效地启动；在启动过程中，实时获取一回路的温度信息，根据一回路的温度信息调节二回路使给水单元的给水流量；与一回路紧密配合，考虑了二回路设备运行过程中的参数要求，使核反应堆热工水力系统试验能够安全、稳定地启动，为实际核反应堆瞬态热工水力系统提供数据基础。
-
Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN114822884A
公开(公告)日：2022-07-29
申请号：CN202210508927.0
申请日：2022-05-11
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 刘堂胜 , 王劲松 , 赵阳 , 青先国 , 孙鸿成 , 刘鎏 , 谢峰 , 刘宏春 , 张显均 , 董化平 , 孙启航 , 高大朋 , 毛翔 , 李玉姣 , 王明星 , 伍科 , 王雪梅 , 尤恺 , 孙琦
Abstract: 本发明公开了一种单堆双停堆断路器系统及其方法，系统包括在单堆中配置两套停堆断路器屏，每套停堆断路器屏分别对应一套停堆系统。本发明针对上述单堆双停堆断路器系统，分别从信号驱动和信号反馈两个层面，对该单堆双停堆断路器屏的系统进行了整合，实现了停堆驱动的高可靠性和信号反馈的高可靠性。
-
公开(公告)号：CN110838376B
公开(公告)日：2021-08-10
申请号：CN201911149022.3
申请日：2019-11-21
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/00
Abstract: 本发明公开了一种模拟自然循环反应堆二回路系统的实验装置，包括蒸汽发生器模拟体、冷凝器模拟体和给水箱模拟体；所述蒸汽发生器模拟体的蒸汽输出端连接有若干蒸汽分支管线，蒸汽分支管线汇合至蒸汽主管线，蒸汽主管线连接至冷凝器模拟体，冷凝器模拟体通过冷凝回路连接至给水箱模拟体，给水箱模拟体连接有凝水主管线，凝水主管线与若干凝水分支管线连通，凝水分支管线连接至蒸汽发生器模拟体，所述凝水主管线上设置主循环泵。本发明能够实现对反应堆自然循环工况下二回路系统的模拟，用于自然循环反应堆二回路运行特性及参数控制技术研究，以验证设计的合理性和可行性，为先进压水堆反应堆的设计提供必要的数据和技术支撑。
-
公开(公告)号：CN111681789A
公开(公告)日：2020-09-18
申请号：CN202010572968.7
申请日：2020-06-22
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/00
Abstract: 本发明公开了一种紧密排列棒束燃料组件热工水力实验装置，包括承压组件及电热组件，所述承压组件包括筒体组件，所述电热组件包括元件棒，所述筒体组件内还设置有冷流体流道，所述元件棒为：由其一端至另一端，分别为铜棒段、不锈钢段及铜棒段；所述元件棒上，其中一端的铜棒段作为元件棒在承压组件上固定的固定端，另一端的铜棒段为悬臂端，所述悬臂端通过柔性导线实现元件棒电连接；各元件棒的不锈钢段均穿过所述冷流体流道，且各不锈钢段的端部均位于冷流体流道内。本热工水力试验装置具有结构简单，可准确模拟原型，以方便进行准确的密排列棒束燃料组件阻力特性、临界热流密度等热工水力实验研究。
-
公开(公告)号：CN109192342B
公开(公告)日：2019-07-09
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。
-
公开(公告)号：CN106531249B
公开(公告)日：2017-11-10
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
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。
-
-
-
-
-
-
-
-
-
Search Results
64
records
(took 0.044 seconds)
