-
公开(公告)号：CN105788670A
公开(公告)日：2016-07-20
申请号：CN201610380027.7
申请日：2016-06-01
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种堆芯补水箱模拟体的改进结构，包括堆芯补水箱模拟体筒体，在堆芯补水箱模拟体筒体的侧面设置有磁翻板液位计，在堆芯补水箱模拟体筒体的侧面还设置有四层测压组件，测压组件通过脉冲管线连通，并在相邻两层测压组件之间的脉冲管线上安装差压液位计，在堆芯补水箱模拟体筒体的侧面还安装有9组测温组件。本发明解决了堆芯补水箱内的蒸汽冷凝行为会使液位测量时产生虚假液位问题，大大提高了液位测量的精度，通过设置的9组测温组件进行温度测量，克服了流体温度分层测量问题，降低了堆芯补水箱的能量耗散问题研究难度。
-
公开(公告)号：CN104505131A
公开(公告)日：2015-04-08
申请号：CN201510024157.2
申请日：2015-01-19
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/00
CPC classification number: G21C17/00
Abstract: 本发明公开了具有测量两相喷放流量功能的破口模拟系统及其测量方法，破口模拟系统包括破口喷放模拟管路、汽水分离器、蒸汽测量管路、称重测量管路，汽水分离器上设置有两相流入口、蒸汽出口和液相出口：破口喷放模拟管路上游连接高温高压热工水力回路的破口，下游连接两相流入口；蒸汽测量管路上游连接蒸汽出口；称重测量管路上游连接在汽水分离器的液相出口上。本发明采用汽水分离器把两相临界流分离为单相饱和蒸汽和单相饱和水，采用蒸汽流量计和称重法相结合的方法，实现破口喷放两相临界流的测量，解决了高温高压流体破口喷放的临界流难以测量问题，增设了破口喷放模拟管路，解决了破口模拟件、破口控制阀、破口测量系统布设问题。
-
公开(公告)号：CN115527697A
公开(公告)日：2022-12-27
申请号：CN202211136075.3
申请日：2022-09-19
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/00
Abstract: 本发明公开了一种连续模拟堆芯补水箱关键物理现象瞬态特性的实验系统及方法，包括稳压器和堆芯补水箱模拟体；所述稳压器的底部通过连接管线与堆芯补水箱模拟体的顶部相连通；所述稳压器内安装有电加热元件；所述连接管线上安装有平衡阀；所述堆芯补水箱模拟体的底部连接有排水管线，排水管线上安装有节流孔板和快开阀。本发明的实验系统，能够连续依次模拟CMT关键物理现象高温高压冷热水混合、高温高压饱和蒸汽‑水直接接触冷凝和蒸汽壁面冷凝现象的瞬态特性，同时具备研究不同初始压力、初始水温和初始排水量对CMT关键物理现象影响的功能，具有灵活方便，经济高效，功能齐全的特点。
-
公开(公告)号：CN115440399A
公开(公告)日：2022-12-06
申请号：CN202211127251.7
申请日：2022-09-16
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种适用于新型安注箱的多几何参数组合研究的阻尼器试验本体结构，包括漩涡室，多组具有不同几何参数的大管和小管、异形接头、盲法兰、配对法兰和软管短接。本发明的阻尼器试验本体结构，在漩涡室上配置多组具有不同几何参数的大管和小管，能够方便在同一阻尼器上不同几何参数组合的阻尼器压降特性研究试验的开展，而无需制备多种不同几何参数的阻尼器频繁以及更换不同的阻尼器，操作灵活方便，大大节省了试验时间和试验阻尼器的制作成本；另外通过配对法兰和软管短接的组合结构实现接头与回路之间的链接，能够快速的实现不同几何参数大小管与回路之间的连接与拆卸，方便在试验过程中不同大小管组合的更换，能够有效缩短试验时间。
-
公开(公告)号：CN110826247B
公开(公告)日：2022-07-29
申请号：CN201911126756.X
申请日：2019-11-18
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种核反应堆重力型非能动安注设备特性的模拟方法，包括以下步骤：1)、获得模拟准则数：通过对重力驱动型安注建立质量和动量守恒方程，对方程进行合理简化和无量纲后获得模拟原型非能动安注设备特性的模拟准则数；2)、确保试验装置与原型设备的模拟准则数相同，获得试验装置主要参数的模拟比例；3)、在满足压力容器、非能动安注设备和安注管线等比例缩小的前提下，根据模拟比例和等高模拟的要求设置试验装置和参数控制。本发明能够以小规模的实验规模比例，实时、准确地模拟核反应堆发生失水事故后重力型非能动安注设备的安注特性以及对堆芯的冷却能力。
-
Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN109473185B
公开(公告)日：2022-07-29
申请号：CN201811343178.0
申请日：2018-11-13
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/00 , G21C17/003 , G21C17/028
Abstract: 本发明公开了一种自动化学停堆系统的测试装置及其测试方法。本发明包括反应堆压力容器，与反应堆压力容器的进出口连接形成循环回路的一回路系统；设置在反应堆压力容器进出口上的压力计和温度计；所述一回路系统包括顺次连接的硼酸消除装置、蒸汽发生器、主冷却剂泵和流量计；所述反应堆压力容器的进出口为两组以上，一回路系统的数量与反应堆压力容器的进出口数量相同，其中一个一回路系统用于连接非能动自动化学停堆系统，其中一个一回路系统上连接有稳压器；所述反应堆压力容器的堆芯采用电加热元件棒模拟核燃料棒。本发明获得的研究结果可用于核反应堆自动化学停堆系统的验证和优化，提高核反应堆的固有安全性能。
-
公开(公告)号：CN113295730A
公开(公告)日：2021-08-24
申请号：CN202110570641.0
申请日：2021-05-25
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01N25/20
Abstract: 本发明公开了一种精细表面单相及两相对流传热传质实验装置及其制备方法，本发明的装置由实验段、进口保护段和出口保护段组成；所述进口保护段、所述实验段和所述出口保护段依次拼接成整体；并对拼接之后的整体金属表面进行精细化处理；所述进口保护段和出口保护段的金属材料与所述实验段的金属材料不相同，且所述进口保护段和出口保护段的材料根据强度、电阻率、热膨胀系数以及可加工性因素来确定；本发明的实验装置通过进出口端盖嵌入进出口联箱，并辅以绝缘块和承压壳实现电加热时的绝缘和高压下的承压能力。本发明利用保护金属有效避免了焊接过程中高温对精细表面的影响，提高精细化表面传热传质实验数据的准确性。
-
公开(公告)号：CN112185593A
公开(公告)日：2021-01-05
申请号：CN202011058401.4
申请日：2020-09-30
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种压差过滤式内置消氢处理装置及方法，所述压差过滤式内置消氢处理装置包括氢气复合器，还包括隔离筒和环形槽；所述环形槽设置在隔离筒外侧，所述环形槽内盛装水形成外部水封；所述隔离筒与环形槽相互连通，在隔离筒内形成内部水封，所述氢气复合器置于隔离筒内且置于内部水封上方。本发明创新性采用过滤式结构，既可以保证氢气复合器长期处于清洁环境，减少了定期清洗成本；又在事故条件下，起到混合气的过滤净化功能，提高了氢气复合器的使用效率；解决了现有非能动氢气复合器直接放置在安全壳内因受到尘埃、蒸汽的影响导致氢气催化复合效果降低的问题。
-
公开(公告)号：CN110838375A
公开(公告)日：2020-02-25
申请号：CN201911142641.X
申请日：2019-11-20
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种水池模拟体及其试验系统及其内工质恒定常温控制方法，水池模拟体中轴线位置设置有给水器，给水器顶部封闭，侧壁开设有多个散流孔，散流孔的总流通面积大于给水器的轴向横截流通面积。本方法主要用于开式自然循环试验系统中水池模拟体的设计、给水器的设计和试验过程中水池模拟体恒定常温的控制，实现了在开式自然循环试验系统长期运行过程中，较小容积的水池模拟体内工质恒定常温的控制，进而实现了对恒定常温冷芯的模拟。
-
公开(公告)号：CN110826247A
公开(公告)日：2020-02-21
申请号：CN201911126756.X
申请日：2019-11-18
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种核反应堆重力型非能动安注设备特性的模拟方法，包括以下步骤：1)、获得模拟准则数：通过对重力驱动型安注建立质量和动量守恒方程，对方程进行合理简化和无量纲后获得模拟原型非能动安注设备特性的模拟准则数；2)、确保试验装置与原型设备的模拟准则数相同，获得试验装置主要参数的模拟比例；3)、在满足压力容器、非能动安注设备和安注管线等比例缩小的前提下，根据模拟比例和等高模拟的要求设置试验装置和参数控制。本发明能够以小规模的实验规模比例，实时、准确地模拟核反应堆发生失水事故后重力型非能动安注设备的安注特性以及对堆芯的冷却能力。
-
-
-
-
-
-
-
-
-
Search Results
77
records
(took 0.056 seconds)
