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公开(公告)号：CN112507539B
公开(公告)日：2022-04-15
申请号：CN202011371063.X
申请日：2020-11-30
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G06F17/11 , G06F111/10 , G06F119/14
Abstract: 本发明公开了辐照下锆基合金中位错环半径动力学模拟方法及模型系统，涉及核材料辐照模拟技术领域，其技术方案要点是：基于反应速率理论方法建立模拟位错结构的演化和辐照生长模型；建立基于演化和辐照生长模型的位错环半径动力学模型；将获取的材料参数作为数值模拟参数输入至位错环半径动力学模型；位错环半径动力学模型根据数值模拟参数模拟计算位错环半径与合金元素含量、晶粒尺寸、温度、剂量率的依赖关系。本发明能够模拟研究辐照剂量对位错环半径、位错密度的影响，还可以用于研究锡和铌作为锆基合金中的合金元素对位错环生长动力学、力学性能和辐照生长的影响，预测范围广，还能够保证计算结果的准确性。
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公开(公告)号：CN114235870A
公开(公告)日：2022-03-25
申请号：CN202111552312.X
申请日：2021-12-17
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01N23/2202
Abstract: 本发明涉及辐照后扫描电镜试样制备技术领域，公开了一种基于导电屏蔽镶嵌的辐照后锆合金扫描电镜试样制备方法，包括如下步骤：步骤1、采用切割装置对辐照后的锆合金进行切割，获得小尺寸的辐照后的锆合金试样；步骤2、采用加热装置对低熔点、高原子序数的混合金属颗粒进行加热，获得液态的低熔点合金；步骤3、利用液态的低熔点合金对所述锆合金试样进行镶嵌并冷凝；步骤4、对低熔点合金镶嵌后的所述锆合金试样进行机械研磨和机械抛光，使所述锆合金试样呈镜面光洁；步骤5、对机械抛光后的所述锆合金试样进行化学蚀刻再进行扫描电镜分析，或直接进行扫描电镜分析。本发明能够简单、高效的制备辐照后锆合金扫描电镜试样。
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公开(公告)号：CN114231986A
公开(公告)日：2022-03-25
申请号：CN202111552315.3
申请日：2021-12-17
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种辐照后锆合金晶粒蚀刻方法，先进行混合酸化学蚀刻，蚀刻时间为5s‑15s，再进行电化学蚀刻，蚀刻剂为体积分数为5％的H2SO4水溶液，蚀刻时间为1s‑5s，电压为30V‑50V。本发明使用混合酸化学蚀刻方法联合电化学蚀刻法，增加晶粒蚀刻反应的选择性，准确的控制反应时间，同时利用电化学蚀刻步骤去除表面的混酸及盐类残余，能保证蚀刻完成后锆合金晶粒形貌的清晰观察。
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公开(公告)号：CN113488212A
公开(公告)日：2021-10-08
申请号：CN202110830464.5
申请日：2021-07-22
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 习蒙蒙 , 喻娜 , 冉旭 , 李峰 , 吴清 , 刘昌文 , 冷贵君 , 陈宏霞 , 杨帆 , 鲜麟 , 蔡容 , 陆雅哲 , 方红宇 , 吴鹏 , 初晓 , 周科 , 程坤 , 张舒 , 杨韵佳
Abstract: 本发明公开了一种非能动余热排出系统运行状态的确定方法、装置和系统，反应堆一次侧非能动余热排出系统运行状态确定方法和蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统运行状态确定方法；若反应堆一次侧非能动余热排出系统成功运行且蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统成功运行，则非能动余热排出系统成功运行，否则，非能动余热排出系统运行失败。
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公开(公告)号：CN113421662A
公开(公告)日：2021-09-21
申请号：CN202110676887.6
申请日：2021-06-18
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 程坤 , 冉旭 , 吴清 , 刘昌文 , 冷贵君 , 李峰 , 喻娜 , 陈宏霞 , 蔡容 , 习蒙蒙 , 陆雅哲 , 杨帆 , 鲜麟 , 方红宇 , 吴鹏 , 初晓 , 周科 , 张舒 , 杨韵佳
Abstract: 本发明公开了一种核电厂压力容器液位指示失效下的自然循环冷却方法，包括：启动控制棒驱动机构冷却风机，将主系统硼化至冷却堆硼浓度；对主系统降温、降压，使主系统热段温度小于第一温度，使主系统压力降至第一压力；对主系统降温、降压，使主系统热段温度降至第二温度，使主系统压力降至第二压力；对主系统降温，使热段温度降至设定温度；投入余热排出系统，将主系统继续冷却至冷停堆工况；通过采用台阶式的主系统降温、降压方法，并严格设定限制降温、降压速率等限值条件，避免上封头的闪蒸产汽；通过监测和控制稳压器水位，来判断自然循环循环冷却过程中的上封头产汽情况，并消除可能存在的蒸汽。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN113362975A
公开(公告)日：2021-09-07
申请号：CN202110630617.1
申请日：2021-06-07
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了核电厂故障导致堆芯次临界度不足的事故应对方法及系统，该方法包括：实时监测反应堆堆芯状态参数，堆芯状态参数包括堆芯功率量程功率、中间量程倍增时间和源量程倍增时间；根据堆芯状态参数，确定事故工况的不同应对方法的入口条件；事故工况的不同应对方法包括未能紧急停堆情况下引入负反应性方法、停堆情况下维持次临界度方法；根据入口条件，进入对应的事故工况应对方法来应对事故工况，直至堆芯保持足够的次临界度。本发明能够根据堆芯状态监测情况，系统的应对堆芯次临界度不足工况，可以针对包括未能紧急停堆的事故工况以及停堆后需要维持次临界度的工况提供将反应堆引导至预期安全状态的方法。
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公开(公告)号：CN112432968A
公开(公告)日：2021-03-02
申请号：CN202011133991.2
申请日：2020-10-21
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种辐照后反应堆结构材料热导率测试试样的制备方法，依次包括以下步骤：步骤1，取未经辐照的反应堆结构材进行加工获得预制样品，预制样品的尺寸大小及表面光洁度等需满足热导率测试试样的要求；步骤2，将步骤1获得的样品置于闭合容器内，通过夹块夹持闭合容器，并装载到辐照装置内再入堆进行辐照考验；步骤3，辐照结束后，取出闭合容器中辐照后样品可直接用于热分析检测。本发明有效解决了现有辐照后反应堆结构材料热导率试样制备难度大、尺寸精度差、成品率低及不易批量化等问题；且避免热导率试样在辐照装置内不易固定及热传导不均匀等问题，尤其适用于小尺寸辐照后热导率试样的制备。
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公开(公告)号：CN111540487A
公开(公告)日：2020-08-14
申请号：CN202010362381.3
申请日：2020-04-30
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本方案公开了一种蒸汽发生器传热管破事故后反应堆冷却处理方法，该方法用于压水堆在发生蒸汽发生器传热管破裂事故后，实现反应堆降温降压至冷停堆状态，该方法包括顺序进行的以下步骤：S1、终止事故后一回路与二回路之间的流体泄漏；S2、利用正常工作的蒸汽发生器冷却一回路，利用一回路上的稳压器对一回路压力进行降压；S3、在一回路压力低于二回路压力时，将破损蒸汽发生器二次侧工质反注到蒸汽发生器的一次侧中，实现一回路压力和温度进一步降压和降温；S4、接入余热排出系统，使得反应堆达到冷停堆工况。采用本方案，在实现SGTR事故后降温降压的同时，可将杜绝放射性释放或将放射性释放降到最小。
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公开(公告)号：CN110728072A
公开(公告)日：2020-01-24
申请号：CN201911012127.4
申请日：2019-10-23
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G06F119/14
Abstract: 本发明公开了一种确定数字反应堆计算流体力学分析网格尺寸的方法，包括：将数字化反应堆在空间上划分为一组计算网格，确定各网格的几何尺寸以及各网格中心坐标；获得初始边界条件参数；建立所述一维黎曼问题对应的方程组，求解获得所述网格的精确解；建立一维黎曼问题近似离散求解模型，通过所述模型计算得到所述网格的近似解；将所述网格的近似解与所述网格的精确解进行比较；本方法具有原理清晰、精度高、计算输入简单、计算耗时少的特点，能够满足大规模计算流体力学分析计算网格建模要求并快速确定单元计算网格尺寸，特别适用于大规模CFD计算的网格建模方案评价。
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公开(公告)号：CN119647315A
公开(公告)日：2025-03-18
申请号：CN202411626384.8
申请日：2024-11-14
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/28 , G06F113/08 , G06F119/08 , G06F119/14
Abstract: 本发明属于压水反应堆冷却剂系统技术领域，具体涉及一种反应堆冷却剂系统超压保护阀门的排量设计方法。包括如下步骤：步骤1：初始计算输入；步骤2：建立守恒关系式；步骤3：离散求解过程；步骤4：物性更新；步骤5：阀门排量确定。有益效果在于：本发明针对稳压器卸压阀排量初步估算过程计算输入过分依赖经验，计算假设不合理所导致的设计容量过当的问题，通过引入合理热力过程假设，建立了反应堆冷却剂系统‑稳压器事故瞬态条件下冷却剂系统受热膨胀导致的系统压力动态响应分析数学模型，能够较为准确确定卸压阀排量合理范围，实现显著缩短稳压器卸压阀排量设计论证周期和精度，具有原理清晰、计算快捷的显著特点。
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