用于热管堆耦合超临界CO2布雷顿循环核动力系统的启动方法

    公开(公告)号:CN116291790B

    公开(公告)日:2025-05-20

    申请号:CN202310354525.4

    申请日:2023-04-04

    Abstract: 本发明公开了一种用于热管堆耦合超临界CO2布雷顿循环核动力系统的启动方法,热管堆耦合超临界CO2布雷顿循环核动力系统冷态启动包括堆芯热管启动、压缩机启动和回路切换。系统为有源启动,首先通过转动鼓控制系统调节堆芯热管启动,实现堆芯功率和温度的自主控制;通过压缩机入口温度和压力控制,维持启动过程中压缩机入口温度和压力的稳定;通过转动轴转速控制转动轴转速台阶式上升;系统回路流量通过压缩机入口节流阀控制,实现回路流量调节;系统循环回路切换控制通过气轮机旁通阀和节流阀开度控制,实现工质从旁通支路切换至气轮机支路。本发明实现控制热管堆耦合超临界CO2布雷顿系统冷态启动关键参数的能力,降低扰动较小的情况下实现系统启动。

    一种放射性源项传热传质可视化实验装置

    公开(公告)号:CN117849285A

    公开(公告)日:2024-04-09

    申请号:CN202410116851.6

    申请日:2024-01-26

    Abstract: 本发明公开了一种放射性源项传热传质可视化实验装置,实验主体系统的一端分三路,一路连接气态碘取样测量系统,第二路连接气溶胶取样测量系统,第三路经气体混合系统分别连接气态碘发生配送系统、气溶胶发生配送系统、蒸汽配送系统和空气配送系统;实验主体系统的另一端设置有高速摄影系统,并分别连接补水系统、液相取样系统和喷雾液滴系统。能够实现对不同蒸汽份额、温度、压力下的气溶胶、气态碘、甲基碘环境进行模拟,进而实现对不同流速、不同传热传质形式下源项的去除滞留特性的研究,为事故后放射性源项的剂量评估和源项预测模型的修改提供数据支撑。

    一种压水堆安全壳喷淋去除气溶胶估算方法及系统

    公开(公告)号:CN116542117A

    公开(公告)日:2023-08-04

    申请号:CN202310486970.6

    申请日:2023-04-28

    Abstract: 本发明公开了一种压水堆安全壳喷淋去除气溶胶估算方法及系统,首先将气溶胶在安全壳控制体节点中的浓度按颗粒直径的大小分为若干个区段,将喷淋液滴按直径分为若干尺寸。然后基于单液滴收集颗粒理论依次求解各尺寸液滴对各区段气溶胶的惯性碰撞、拦截、布朗扩散、热泳和扩散泳收集效率,通过整合五种收集效率得到该尺寸液滴对各区段气溶胶的去除量。最后结合安全壳喷淋去除量确定各区段气溶胶的剩余悬浮质量。本发明能够精确分析压水堆严重事故安全壳喷淋去除气溶胶过程,解决了现有去除模型模拟精度较差,考虑因素较少,可信度较低等问题。

    一种核动力无人潜航器的非能动余热排出系统及工作方法

    公开(公告)号:CN113178272B

    公开(公告)日:2023-05-23

    申请号:CN202110396953.4

    申请日:2021-04-13

    Abstract: 本发明公开了一种核动力无人潜航器的非能动余热排出系统及工作方法,该系统包括反应堆堆芯、高温热管、绝热材料保温层、海水进出口阀门、热管绝热段封闭腔室和超临界CO2布雷顿循环系统;正常运行时,利用超临界CO2布雷顿循环系统对反应堆堆芯进行冷却,当发生事故时,超临界CO2布雷顿循环系统换热能力丧失时,采用海水对反应堆堆芯进行冷却,从而达到保护反应堆安全的目的;本发明能够在无外部能源驱动的情况下利用海水热阱对反应堆堆芯进行冷却,系统结构简单、紧凑,并且能够在空间较小的情况下实现自然循环,极大提高了无人潜航器的安全与可靠性。

    一种铅铋快堆多组分流体的物性参数计算方法

    公开(公告)号:CN116030906A

    公开(公告)日:2023-04-28

    申请号:CN202310309885.2

    申请日:2023-03-28

    Abstract: 本发明提供了一种铅铋快堆多组分流体的物性参数计算方法,属于核反应堆系统安全分析计算技术领域,包括如下步骤:建立铅铋快堆多组分流体的模拟场,使用有限差分法对模拟场的模拟区域进行网格划分,通过守恒方程获取划分后各网格的空泡份额和含气率;根据空泡份额和含气率判定网格的流体状态,流体状态包括单相气相、单相液相或气相及液相的混合相;根据流体状态计算网格中气相组分的物性参数和液相组分的物性参数。本发明通过空泡份额和含气率可以对流体状态进行判定,通过流体状态可确定网格中气相组分的物性参数和液相组分的物性参数的计算方法;通过对网格中气相组分的物性参数和液相组分的物性参数的计算可模拟多组分工质的混合状态。

    一种钠冷快堆熔融物碎片化评价方法及系统

    公开(公告)号:CN115048848B

    公开(公告)日:2023-04-28

    申请号:CN202210614657.1

    申请日:2022-05-31

    Abstract: 本发明公开了一种钠冷快堆熔融物碎片化评价方法及系统,使用高阶精度粒子法对相应模型进行离散求解,计算钠冷快堆熔融物碎片化过程。其中,采用对梯度模型和拉普拉斯模型都具有较高的阶精度的最小二乘移动半隐式粒子法,同时利用粒子移动技术保持粒子在计算中更加均匀的分布,并且结合基于几何方法的自由表面识别技术,这样可以使得计算过程中的拉格朗日粒子具有较高的稳定性,又可以获得更高精度的计算结果。引入状态方程模型在计算过程中获取更加贴合实际的物性参数。结合固液耦合模型、相变模型等模型进行高阶精度离散。最终得到钠冷快堆熔融物碎片化过程信息,并对其进行分析;具有较高的稳定性,且计算结果精度高。

    一种基于增材制造技术的核燃料组件定位格架

    公开(公告)号:CN111968760B

    公开(公告)日:2023-03-21

    申请号:CN202010867540.5

    申请日:2020-08-26

    Abstract: 一种基于增材制造技术的核燃料组件定位格架,包括内部格架单元,内部格架单元相互连接,组成了方阵;内部格架单元方阵的外侧和定位格架最外围的边缘格架单元连接,相邻两条边上的两个最外侧的边缘格架单元均与一个角格架单元相连,组成完整的定位格架;所述的内部格架单元、边缘格架单元、角格架单元分别具有四个、两个和一个搅混翼以改变水力场;所述的定位格架整体是由金属3D打印自下而上一体成型,材料选择锆合金或高温合金,各个格架单元间通过共接的桥路实现相连;本发明利用增材制造技术易于制造形状复杂、难以加工的结构的优势,设计出利于水流通过、搅混翼搅混效果更佳、易于安装的格架,大幅度降低制造成本。

    基于大变形理论的反应堆压力容器失效评估方法及系统

    公开(公告)号:CN115017641A

    公开(公告)日:2022-09-06

    申请号:CN202210611312.0

    申请日:2022-05-31

    Abstract: 本发明公开了一种基于大变形理论的反应堆压力容器失效评估方法及系统,模型结合板壳理论以及修正的Rabotnov剪切力公式,对承受内压的反应堆压力容器进行受力分析,通过受力分析和给定的RPV温度、下腔室压力等边界条件,使用Norton蠕变定律确定RPV每个节点的应力‑应变关系,将下封头形变前后的半径和角度表示为系数待定的解析式,从而将下封头壁面位移和大变形考虑在内,根据RPV的热力学分析结果,采用多种失效准则判断RPV是否失效。本发明能够正确预计反应堆堆芯熔化严重事故熔融物压力容器内滞留过程中RPV的整体形变过程,以及对RPV失效时间、模式和位置等关键信息进行有效评估。解决了之前采用简单参数模型判断RPV失效考虑因素单一,可信度较低等的问题。

    一种高温热管启动及流动传热通用实验台架及实验方法

    公开(公告)号:CN114965566A

    公开(公告)日:2022-08-30

    申请号:CN202210542999.7

    申请日:2022-05-18

    Abstract: 本发明公开了一种高温热管启动及流动传热通用实验台架及实验方法,该实验台架包括主实验回路、冷却回路以及温度和压力测点;该实验方法包括:S1:实验开始前需检查整个实验台架各阀门开闭情况,确保主路及旁路畅通;S2:实验开始前需对整个实验台架进行捡漏,确保高压下无泄漏,实验台架采用充去离子水的方式进行充压检漏;S3:启动柱塞泵,调节背压阀压力至20MPa,观察是否有漏点;S4:确保无漏点后,启动水冷机、直流电源和交流电源;S5:调节主实验回路的压力、流量和实验段进口温度至所需值;S6:调节实验段加热功率至所需值。本发明实验台架具有宽范围和多架构的特点。

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