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公开(公告)号：CN118299080A
公开(公告)日：2024-07-05
申请号：CN202410451704.4
申请日：2024-04-15
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 本发明公开了一种基于TRISO包覆颗粒的压水堆燃料组件及其制备方法，燃料组件包括上下管座、导向管、至少两个燃料块构件，燃料块构件包括燃料块、格架，燃料块包括燃料块本体、设置于燃料块本体上的冷却剂孔道，格架包括格架篮、与格架篮连接的格架孔道，格架孔道内部为通孔，格架孔道插入冷却剂孔道内，格架篮设置于沿着冷却剂孔道方向的燃料块端部，导向管分别与不同的燃料块构件的格架连接，导向管通过格架孔道与冷却剂孔道联通。燃料块构件便于相互串联到一起，内部燃料块采用碳化硅纤维编织外壳，提升了燃料在事故下的耐腐蚀能力，增加了韧性，燃料块利用碳化硅材料优异的裂变产物阻挡，降低裂变产物的释放，提升燃料安全。
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公开(公告)号：CN116110619A
公开(公告)日：2023-05-12
申请号：CN202310152481.7
申请日：2023-02-10
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 本发明公开了一种气冷微堆燃料组件及气冷微堆堆芯系统，该燃料组件包括：燃料棒、慢化组件、冷却剂通道，若干根燃料棒分布在立方体格架内的栅格中，立方体格架的结构材料为石墨，慢化组件分布在立方体格架的栅格中，慢化组件用于减慢中子运动速度，慢化组件的材料为含有氢化钇的材料，冷却剂通道设置于立方体格架内的燃料棒之间的间隙中。本发明中的气冷微堆燃料组件内栅格排布使得每根燃料棒周围均匀密集排布多个冷却剂通道，同时适量减少燃料组件边缘处的冷却剂通道数目，这种排布方式可以增加燃料装载量，增强堆芯冷却。燃料组件内慢化组件的材料为含有氢化钇的材料，有利于增强燃料组件的中子慢化能力，从而实现降低堆芯系统的临界质量。
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公开(公告)号：CN115274151A
公开(公告)日：2022-11-01
申请号：CN202210950218.8
申请日：2022-08-09
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 本发明公开一种非能动流量自适应安注箱，包括安注箱壳体和流道组件，安注箱壳体用于装冷却水，安注箱壳体的底部设有出水管线，流道组件设于安注箱内壳体，其包括管道、移动轴、以及浮动塞，管道竖立在安注箱壳体内，管道的底端出口与出水管线连通，管道的底端管壁上设有通孔，浮动塞设于安注箱壳体内，并漂浮在冷却水水面上，移动轴插设于管道中，并与浮动塞相连。本发明还公开一种核电厂安全系统。本发明的安注箱能够让注入流量自动适应需求，在发生LOCA事故后实现短期快速注水、长期慢速注水的功能，减小能动安全系统失效风险，降低核电厂全厂断电事故风险，延长备用应急电源系统接入时间，提高核电厂对事故缓解的能力和核电厂的整体安全性。
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公开(公告)号：CN115015027A
公开(公告)日：2022-09-06
申请号：CN202210703121.7
申请日：2022-06-21
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 本发明涉及一种安全壳喷淋开启后氢气浓度的快速计算方法，包括：(1)进行安全壳喷淋开启前t0时刻安全壳初始状态计算，包括计算安全壳内水蒸气分压、氢气分压、空气分压，安全壳内水蒸气、空气、氢气的质量；(2)根据安全壳大气压力预测关系式，计算得到喷淋开启t时间后安全壳大气压力Pt；(3)进行喷淋开启t时间后安全壳大气状态计算，得到安全壳大气压力和氢气浓度随时间变化的关系。本发明能够以数据拟合得到的安全壳压力预测公式为工具，快速计算得到安全壳喷淋开启后安全壳内氢气浓度变化，从而实现氢气风险快速预测，为操纵员缓解核电厂事故后果提供技术支持。
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公开(公告)号：CN113884418A
公开(公告)日：2022-01-04
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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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN103956193B
公开(公告)日：2017-01-04
申请号：CN201410126253.3
申请日：2014-03-31
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C15/18 , G21C15/14 , G21C15/253
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。包括设置在安全壳内部的换热器，换热器的换热管通过壁面冷凝和对流传热，将安全壳内高温湿空气的热量带出，借助自然循环驱动力（下降管段与上升管段之间的密度差），将被加热的管内冷却水排向安全壳外。产生的高温冷却水，一部分以蒸汽形式散往大气，另一部分以液态水的形式被重新收集，汇入水箱。在所述的水箱顶部，设置有具备汽水分离功能和蒸发、集水、过滤功能的液态水收集和冷却系统。本发明能够在核电站发生存在安全壳内升温升压现象的事故工况（包括设计基准事故和严重事故）时，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：CN118866412A
公开(公告)日：2024-10-29
申请号：CN202410946665.5
申请日：2024-07-15
Applicant: 中国核电工程有限公司
Inventor： 孙燕宇 , 薛艳芳 , 王鼎盛 , 黄政 , 韩世超 , 张朔婷 , 杨鑫焱 , 方楠 , 刘国明 , 堵树宏 , 刘宏林 , 方俊 , 黄树亮 , 米爱军 , 陈巧艳 , 郑云涛 , 周蓝宇 , 韩硕 , 耿一娲 , 李亚如 , 杨晨石 , 詹经祥 , 李呼昂 , 刘佳泰
IPC: G21C17/028 , G21C17/00 , G21C17/112 , G21C15/14 , G21C19/04 , G21C17/032
Abstract: 本发明公开一种气体热工流体试验回路系统，能够为多个试验本体提供不同温度、流量等条件的试验气体，解决现有技术中一个试验回路系统只能匹配一种试验本体导致的系统内仪表、设备无法复用的问题，另外，还能够减少试验气体在流动过程的热量损失，解决试验气体在流动路径上降温明显的问题，保证试验段气体温度、流量等条件满足试验要求；本发明还提供一种采用上述气体热工流体试验回路系统的试验方法，能够快速提升上述气体热工流体试验回路系统内试验气体的纯度，可以解决现有技术中试验本体耐真空能力低的问题，减少抽真空充气次数，节省高纯试验气体用量。
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公开(公告)号：CN118335256A
公开(公告)日：2024-07-12
申请号：CN202410479559.0
申请日：2024-04-19
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G16C60/00 , G06F30/20 , G06F111/10 , G06F119/08 , G06F113/26
Abstract: 本发明公开一种包覆颗粒弥散型燃料芯块等效导热系数的计算方法、装置及设备，属于反应堆燃料设计技术领域。方法包括：基于数值模拟方法获取极限填充率下和实际填充率下燃料芯块的等效导热系数；根据燃料颗粒在基体材料内的分布方式，构建极恶劣分布、极理想分布，以及，均匀分布三种典型分布模型；根据极限填充率下和实际填充率下燃料芯块的等效导热系数，以及基体材料导热系数，分别计算三种典型分布模型的等效导热系数；根据三种典型分布模型的等效导热系数计算满足置信区间要求的等效导热系数。该方法适应于任何包覆颗粒弥散型燃料芯块的等效导热系数的计算，且计算过程简单、高效，保证计算得到的等效导热系数在一定置信度水平以上。
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公开(公告)号：CN117995439A
公开(公告)日：2024-05-07
申请号：CN202410163350.3
申请日：2024-02-05
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C17/10 , G21C17/00 , G21C17/112 , G21C15/02 , G21C15/12
Abstract: 本发明公开了一种用于模拟气冷微堆燃料元件热工水力特性的试验装置，包括压力容器壳体、设置于压力容器壳体内的吊篮单元，吊篮单元与压力容器壳体之间形成空腔。压力容器壳体包括压力容器壳体本体、第一入口、第二入口、第一出口，第一入口与冷却剂通道连接，通过第一入口向冷却剂通道通入试验气，第二入口与空腔联通，通过第二入口向空腔通入保护气。吊篮单元包括吊篮壳体、石墨组件、冷却剂通道、加热棒组件、加热棒通道、保温层组件、测量单元。该装置能够开展棱柱式气冷微堆燃料元件热工水力性能试验，可以重点研究和验证设计工况下堆芯的换热能力，为反应堆迭代设计提供压力、流量、温度等热工参数，确保满足各种工况下反应堆安全性要求。
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公开(公告)号：CN113704959B
公开(公告)日：2024-04-09
申请号：CN202110785696.3
申请日：2021-07-12
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G06F30/20 , G06F111/10 , G06F113/08 , G06F113/14 , G06F119/08
Abstract: 本发明公开了一种换热器式非能动安全壳冷却系统的模拟方法及系统，包括：S100、基于机理实验，确定换热器式非能动安全壳冷却系统的管内换热系数和管外换热系数，以及管道的导热系数；S200、基于确定的管内换热系数、管外换热系数和导热系数，以及热量平衡方程，确定总的热阻和总的换热系数；S300、基于确定的总的换热系数，修正管外换热系数、管内换热系数和管道的导热系数；S400、将修正后的管外换热系数、管内换热系数和导热系数嵌入压水堆核电站热工水力通用计算程序，完成换热器式非能动安全壳冷却系统模拟过程。本发明在保证准确性的前提下，明显提高计算速度。
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