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公开(公告)号:CN114038595A
公开(公告)日:2022-02-11
申请号:CN202111333210.9
申请日:2021-11-11
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor: 卢川 , 杨雯 , 何航行 , 冉旭 , 刘余 , 邓坚 , 于颖锐 , 巨海涛 , 李垣明 , 张林 , 黄慧剑 , 辛素芳 , 刘卢果 , 倪东洋 , 王连杰 , 辛勇 , 王浩煜 , 刘松亚 , 张吉斌 , 李鹏飞 , 付冉 , 高希龙 , 陈建国 , 吕新知
Abstract: 本发明公开了一种压水堆堆芯流量和功率两分区控制方法,涉及核反应堆堆芯技术领域,其技术方案要点是:所述压水堆堆芯的横切面沿径向向外扩展依次设有第一流量区和第二流量区,第一流量区包裹第二流量区;所述第一流量区通入冷却剂的流量大于第二流量区通入冷却剂的流量。本发明采用堆芯功率和流量分两区设计,在堆芯全寿期内中心区域始终保持较高功率水平以及外围区域始终保持较低功率水平,相比于现有的三区控制技术而言,在保证压水堆堆芯冷却剂流量降低性能以及堆芯出口温度的提高性能不削弱的情况下,有效降低了堆芯设计复杂程度高,实际应用过程中压水堆堆芯流量和功率协同控制的灵活性更强,同时降低实际使用成本较高。
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公开(公告)号:CN114038594A
公开(公告)日:2022-02-11
申请号:CN202111333194.3
申请日:2021-11-11
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor: 卢川 , 杨雯 , 何航行 , 冉旭 , 刘余 , 邓坚 , 于颖锐 , 巨海涛 , 李垣明 , 张林 , 黄慧剑 , 辛素芳 , 刘卢果 , 倪东洋 , 王连杰 , 辛勇 , 王浩煜 , 刘松亚 , 张吉斌 , 李鹏飞 , 付冉 , 高希龙 , 陈建国 , 吕新知
Abstract: 本发明公开了一种压水堆堆芯流量和功率四分区控制方法,涉及核反应堆堆芯技术领域,其技术方案要点是:压水堆堆芯的横切面沿径向向外扩展依次设有第一流量区、第二流量区、第三流量区,第二流量区包裹第一流量区,第三流量区包裹第二流量区;第三流量区的边缘间隔设置有多个第四流量区,第四流量区朝向第三流量区的中心嵌入设置;第二流量区通入冷却剂的流量大于第一流量区通入冷却剂的流量,第一流量区通入冷却剂的流量大于第三流量区通入冷却剂的流量,第三流量区通入冷却剂的流量大于第四流量区通入冷却剂的流量。本发明通过相关物理、水力学和结构等的精细化协调匹配设计,实现了全寿期内堆芯径向功率的稳定分布以及与流量的匹配度。
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公开(公告)号:CN111076579B
公开(公告)日:2021-06-22
申请号:CN201911407692.0
申请日:2019-12-31
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor: 柴晓明 , 马誉高 , 余红星 , 杨洪润 , 何晓强 , 邓坚 , 苏东川 , 张卓华 , 丁书华 , 冉旭 , 邱志方 , 刘余 , 李松蔚 , 王金雨 , 曾畅 , 张宏亮 , 李文杰
IPC: F28D15/02
Abstract: 本发明属于核反应堆工程传热技术领域,具体涉及一种采用电磁泵辅助驱动的碱金属热管及其传热方法,包括:电源、电磁泵和热管202,所述电磁泵环套在热管202的外表面,电源连接电磁泵;所述热管202还包括:热管包壳4、热管吸液芯5、热管中心气腔6和保温层7;所述热管包壳4内部为热管中心气腔6;热管中心气腔6外壁设置有热管吸液芯5;热管包壳4的外部中部设置有保温层7;所述电磁泵还包括:电磁泵沟槽、初级铁芯201、内层铁芯203和绕组204;所述电磁泵沟槽的外壁设置有初级铁芯201和绕组204;所述电磁泵沟槽的内部中心固定有内层铁芯203。
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公开(公告)号:CN112231960A
公开(公告)日:2021-01-15
申请号:CN202011175575.9
申请日:2020-10-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/23 , G06F119/08
Abstract: 本发明公开了二维移动热传导模型和模型建立方法、应用方法,涉及核电技术领域,解决了模拟再淹没过程的系统中的二维移动精细热传导模型精细度低,未考虑某些关键因素的问题。本发明包括所述网格模块包括基础网格区域,还包括在再淹没过程中,动态生成的氧化层网格区域;所述氧化层网格区域对应骤冷前沿的推进位置;所述计算模块计算用于将再淹没过程中,燃料棒或/和燃料板上的骤冷前沿轴向氧化层厚度变化数据对应载入氧化层网格区域;所述计算模块还用于计算基础网格和氧化层网格在燃料棒或/和燃料板的壁面与流体换热数据。本发明的应用方法优化后的ARSAC程序能够更加精确的模拟再淹没过程包壳峰值温度和骤冷前沿推进速率。
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公开(公告)号:CN112182849A
公开(公告)日:2021-01-05
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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公开(公告)号:CN110322976B
公开(公告)日:2020-11-24
申请号:CN201910721349.7
申请日:2019-08-06
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/00 , G21C17/02 , G21C17/038 , G06F30/20
Abstract: 本发明公开了一种用于反应堆LPD和DNBR在线保护和监测的实现方法,包括:采集自给能探测器SPND的实测电流,和反应堆主冷却剂系统的各项实测运行参数;将采集的数据分别传输给上层计算单元和下层计算单元;上层计算单元和下层计算单元进行LPD在线计算和DNBR在线计算;上层计算单元的计算精度高于下层计算单元的计算精度;基于下层计算单元的LDP和DNBR计算结果,向反应堆保护系统提供LPD和DNBR保护输入信号,实现LPD和DNBR保护功能;基于上层计算单元的LDP和DNBR计算结果,实现对反应堆运行状况的监测。通过该方法实现在线监测堆芯各燃料组件轴向各段的LPD和DNBR分布,向反应堆保护系统提供LPD和DNBR保护输入信号,从而提高核电厂运行的安全性和经济性。
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公开(公告)号:CN111899901A
公开(公告)日:2020-11-06
申请号:CN202010808337.0
申请日:2020-08-12
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明涉及核冷却系统技术领域,具体涉及一种非能动与能动相结合的熔融物堆内滞留冷却系统,所采用的技术方案是:包括压力容器外部冷却结构、非能动冷却子系统和能动冷却子系统,所述压力容器外部冷却结构包括一次侧屏蔽水箱;所述非能动冷却子系统包括第一冷却器,所述第一冷却器与保温层流道相连;所述能动冷却子系统包括第二冷却器、二回路备用水箱和注水泵,所述第二冷却器、二回路备用水箱和注水泵依次串接在保温层流道出口和进口之间。能够实现快速淹没保温层流道、冷却压力容器外部,并且降低一次侧屏蔽水箱或二回路备用水箱对水装量、水位高度的要求,非常适合于空间、水源受限制的浮动核电站等核反应堆。
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公开(公告)号:CN111883269A
公开(公告)日:2020-11-03
申请号:CN202010807325.6
申请日:2020-08-12
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明公开了用于浮动核电站的熔融物堆内滞留非能动冷却系统及其操作方法,系统包括船体、堆舱壁、压力容器、压力容器外部冷却系统和应急冷却器系统;压力容器和压力容器外部系统的主要部分设置于堆舱内,应急冷却器系统设置于堆舱壁和船体之间;当压力容器发生严重事故时,压力容器外部冷却系统淹没冷却压力容器的外壁面,应急冷却器系统通过传热管外侧流动的船体外部海水对传热管内侧循环流动的压力容器外部冷却系统冷却流体进行冷却。本发明实现压力容器外壁面快速非能动淹没冷却,将压力容器内熔融物热量有效导出,实现堆芯熔融物在压力容器内冷却与滞留,避免压力容器熔穿失效,极大缓解严重事故后果。
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公开(公告)号:CN212724740U
公开(公告)日:2021-03-16
申请号:CN202021688322.7
申请日:2020-08-13
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor: 刘卢果 , 刘余 , 杜思佳 , 邓坚 , 李松蔚 , 黄代顺 , 沈才芬 , 李喆 , 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下降段周向流量分布的压水堆,包括压力容器,还包括设置在压力容器内的吊篮组件,所述吊篮组件与压力容器之间围成下降段,所述下降段作为一回路冷却剂流至压力容器底部的流道,所述压力容器上还连接有用于引入所述冷却剂的入口接管,还包括设置在所述下降段内的折流件,所述折流件上设置有用于将所述冷却剂折流至入口接管正下侧的折流面。采用本方案提供的压水堆结构设计,可有效均匀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。
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