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公开(公告)号：CN103956196A
公开(公告)日：2014-07-30
申请号：CN201410126959.X
申请日：2014-03-31
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C15/18
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明涉及反应堆安全系统设计技术，具体涉及一种非能动安全壳热量导出系统的液态水回收和冷却装置的液膜蒸发冷却板。其结构包括顺次层叠设置的多孔蒸发板、过滤渗流板和集水槽底板，在所述的多孔蒸发板的上表面设有用于对液膜产生扰动作用的若干扰流颗粒，在所述的多孔蒸发板和过滤渗流板之间设有若干毛细扰流柱，过滤渗流板和集水槽底板之间形成集水槽流道。本发明可以在核电站发生存在安全壳内升温升压现象的事故工况时，为非能动安全壳热量导出系统提供温度尽量低的回水，确保其安全功能的高效表现，进而将安全壳压力和温度降低至可接受的水平，以保持安全壳的完整性。
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公开(公告)号：CN119577315A
公开(公告)日：2025-03-07
申请号：CN202411621748.3
申请日：2024-11-13
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G06F17/18
Abstract: 本发明公开的一种弥散型燃料元件最高温度的计算方法、装置及验证方法，该方法包括：S1.对燃料元件进行区域划分，形成第一区域和第二区域；S2.根据第一区域和第二区域中包覆燃料颗粒的概率分布，对第一区域和第二区域中的包覆燃料颗粒的初始体积占比η进行修正，分别确定出修改后的第一区域和第二区域的包覆燃料颗粒的修正体积占比ηz；S3.根据第一区域和第二区域的包覆燃料颗粒的修正体积占比ηz，和第一区域和第二区域的外边界的半径，计算第二区域的中心处的温度tmax|r＝0，以得到燃料元件的最高温度tmax。本申请可以确定出对应该概率分布情况下，更为准确的燃料元件的最高温度tmax，以满足相应的工程需求。
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公开(公告)号：CN113593732B
公开(公告)日：2024-12-13
申请号：CN202110752378.7
申请日：2021-07-02
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明属于核电厂反应堆安全系统技术领域，具体涉及一种用于反应堆熔融物碎片床的注水冷却系统，包括设置在安全壳(10)内部底端的堆坑内的集水底盘(4)，冷却水(8)能够由集水底盘(4)的内部向上方涌出至集水底盘(4)的上表面。本分明能够在核电厂发生严重事故时将熔融物碎片床内的衰变热量快速有效地导出，并在长期阶段维持熔融物碎片床的可冷却性，从而保持安全壳结构的完整性，缓解事故后果。
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公开(公告)号：CN118940519A
公开(公告)日：2024-11-12
申请号：CN202410998243.2
申请日：2024-07-24
Applicant: 中国核电工程有限公司
Inventor： 张成龙 , 刘国明 , 袁媛 , 张鹏 , 肖会文 , 徐敏 , 董建华 , 张朔婷 , 黄政 , 易璇 , 于淼 , 周梦飞 , 胡小利 , 朱思阳 , 王子祺 , 贺楷 , 周喆
Abstract: 本发明公开的一种气冷微型堆的设计方法、制作方法及装置，该设计方法包括：S1.布置堆芯的燃料组件，并获取热态堆芯的第一有效增殖因子；S2.在燃料组件中布置可燃毒物，以将堆芯的第一有效增殖因子降低为堆芯的第二有效增殖因子；S3.根据堆芯的第二有效增值因子和有效增殖因子临界值，设置控制棒的最少数量，以在满足反应性安全的情况下，能够使用最少数量控制棒。本发明可以在保证安全的情况下，使用更少的控制棒，从而能够减小气冷微型堆的重量。
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公开(公告)号：CN118866413A
公开(公告)日：2024-10-29
申请号：CN202410946765.8
申请日：2024-07-15
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C17/028 , G21C17/00 , G21C17/112 , G21C15/14 , G21C19/04 , G21C17/032
Abstract: 本发明公开了一种堆芯流动传热实验回路，包括实验段和介质驱动模块，所述实验段上设有第一入口、第二入口和出口，第一入口和出口分别位于实验段中堆芯模拟件的两端，第二入口位于堆芯模拟件和出口之间，第一入口、第二入口分别通过第一支路、第二支路连接介质驱动模块的出口，实验段的出口通过第三支路连接介质驱动模块的入口，所述介质驱动模块用于驱动回路内介质流动。本发明的回路结构设置合理，能够提供满足实验段运行条件，同时还确保实验回路安全稳定运行，适用于气冷微堆堆芯的相关研究。本发明还提供一种堆芯流动传热实验系统以及方法。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN117976253A
公开(公告)日：2024-05-03
申请号：CN202410095698.3
申请日：2024-01-23
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 本发明公开了一种空间堆用燃料组件及其制造方法、堆芯，燃料组件包括核燃料单元、包覆于核燃料单元外的外壳单元，外壳单元包括外壳、冷却剂管道，外壳与冷却剂管道连接形成闭合的外壳单元，外壳位于燃料组件的最外层，冷却剂管道贯穿燃料组件，冷却剂管道用于通过冷却剂。本发明将燃料与堆芯结构做成一体化的燃料形式，即将核燃料单元弥散到一整块蜂窝状堆芯结构内，蜂窝内部同时填充高效慢化剂材料，内部基体及外壳单元采用陶瓷材料，该蜂窝状结构的燃料组件既作为燃料也作为堆芯结构件使用。该空间堆用燃料组件大幅提升了燃料装载量，降低了堆芯体积，在兼顾安全的基础上提高燃料体积装载量，降低气体冷却式空间核反应堆发射成本。
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公开(公告)号：CN113884418B
公开(公告)日：2024-04-30
申请号：CN202111020107.9
申请日：2021-09-01
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G01N15/06
Abstract: 本发明提供一种安全壳内气溶胶在微通道滞留的实验研究系统及方法，气溶胶配送系统向模拟容器内定量输送气溶胶，蒸汽供应系统向模拟容器内定量输送蒸汽，模拟容器、微通道结构和气溶胶浓度测量系统依次相连，模拟容器将气溶胶和蒸汽混合，并维持一定的温度和压力，以模拟严重事故下的安全壳内环境，微通道结构用于模拟安全壳缝隙环境，气溶胶和蒸汽混合所形成的混合气经微通道结构滞留后泄漏至气溶胶浓度测量系统中，气溶胶浓度测量系统用于检测混合气中的气溶胶浓度。本发明通过设计全新的安全壳内气溶胶在微通道滞留的实验研究系统，能够重现严重事故工况下安全壳上气溶胶在微小缝隙中的滞留特性研究，为滞留特性模型研究提供基础。
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公开(公告)号：CN117936128A
公开(公告)日：2024-04-26
申请号：CN202410033672.6
申请日：2024-01-09
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 本发明公开了一种燃料组件及堆芯，燃料组件包括：燃料组件主体、设置于燃料组件主体上的燃料孔道、设置于燃料组件主体上的冷却剂通道，燃料孔道用于放置燃料棒，冷却剂通道设置于燃料孔道上，冷却剂通道通过在燃料孔道壁面开槽形成冷却剂流道。本发明中的燃料组件及堆芯，将冷却剂通道与燃料孔道进行耦合设计，使得冷却剂进入燃料组件后，直接在燃料棒外表面流动、完成换热，大幅度降低燃料的局部高温，由于不必经过燃料组件主体砖块换热，能够大幅度提高燃料组件的热工流体性能。
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公开(公告)号：CN116936137A
公开(公告)日：2023-10-24
申请号：CN202310899928.7
申请日：2023-07-20
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 本发明公开了一种安全壳过滤排放系统，安全壳超压时可释放高温高压气体，过滤排放系统包括：隔离阀组件，隔离阀组件与安全壳连通；发电装置，发电装置与隔离阀组件连接并将高温高压气体的内能转化为电能并导出排放气体；静电除尘装置，静电除尘装置由发电装置提供电能，用于接收并净化排放气体；过滤组件，过滤组件位于静电除尘装置的下游，过滤组件包括过滤液，过滤液用于过滤经静电除尘装置的气体。本发明能够有效的利用事故后安全壳内高温高压气体的内能，将高温高压气体的内能转化为电能，实现自供电式预去除气溶胶的目的，减少能源浪费；通过多级过滤组件可降低下游过滤组件对气溶胶过滤的压力，提升过滤效率的同时增强排放气体的安全性。
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公开(公告)号：CN116680887A
公开(公告)日：2023-09-01
申请号：CN202310614218.5
申请日：2023-05-29
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G06F30/20 , G06F119/08
Abstract: 本发明提供一种基于等效理论的棱柱式燃料组件的温度计算方法及装置，方法包括：根据棱柱式燃料组件的结构单元内燃料通道和冷却剂通道的布置规律，将结构单元等效为燃料棒传热模型和与之对应的冷却剂传热模型，针对燃料棒传热模型建立燃料棒传热方程，针对冷却剂传热模型建立冷却剂传热方程，设定二者边界的温度相等，且确定二者边界热流的对应关系，根据结构单元的结构尺寸，确定燃料棒传热模型和冷却剂传热模型的结构尺寸，获取结构单元的冷却剂通道壁面温度和燃料棒体积释热率，对燃料棒传热方程和冷却剂传热方程进行耦合求解，得到所述结构单元的温度分布。本发明能够简单且有效地计算棱柱式燃料组件的基体温度和燃料温度。
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