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公开(公告)号:CN119373967A
公开(公告)日:2025-01-28
申请号:CN202411657213.1
申请日:2024-11-19
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: F16L55/045 , F16L55/027 , F16L53/70
Abstract: 本发明属于反应堆热工水力及安全技术领域,具体提供了一种两相水锤缓解装置及工业生产/两相管道运输系统。本发明旨在解决现有的水锤缓解装置容易导致管道内阻力增加的问题。一种两相水锤缓解装置,包括导流管、环形丝网和支撑臂,所述环形丝网设置在所述导流管内;所述支撑臂的两端分别连接所述导流管的内壁和所述环形丝网的外壁,以使得所述环形丝网内侧形成主流通道,所述环形丝网和所述导流管之间形成分流通道。本发明能够有效缓解管道内的水锤现象,同时不会对管道内流体产生阻力,结构简单,较易于实现。
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公开(公告)号:CN115901063B
公开(公告)日:2025-01-28
申请号:CN202211480941.0
申请日:2022-11-24
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01L5/16
Abstract: 本发明公开了一种立式结构泵水下轴系力测量装置及其安装方法,包括:传感器支架,传感器支架设置于立式泵上,且为密封结构;移动支撑件,移动支撑件设置于所述传感器支架内,并和传感器支架内侧之间留有间隙;内部支架,所述内部支架固设于移动支撑件上侧;力传感器,力传感器两端分别固接于所述第二中心孔和第三中心孔上;第二中心孔、第三中心孔和推力轴承均同轴设置。采用本方案,实现了在不引入其他外力的情况下,通过结构设计手段,在水下将轴系力转换成可直观测量的量,并且已通过试验验证了该测量方法的可实现性和测量数据的准确性,对于立式泵研究有重要意义。
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公开(公告)号:CN119170303A
公开(公告)日:2024-12-20
申请号:CN202411316347.7
申请日:2024-09-20
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/104
Abstract: 本发明公开了一种反应堆反应性测量方法及系统,涉及反应堆核测量领域,其技术方案要点是:对探测器电流信号进行微弱电流转电压和多通道滤波处理;对待测棒位的棒位信号进行调理;根据多路第一电压信号的测量范围和测量方法动态配置采样率、采集调理转换挡位和多个加权系数;将多个加权系数和多路第一电流信号进行融合处理;根据棒位调理信号对合成电流值进行时间同步处理后得到修正的合成电流值。本发明采用探测器信号电流与待测棒位信号的全数字信号调理与同步采集,改善参数修正模型精度,同时采用多滤波通路调理与加权修正,可以获取匹配数据测量方法的修正数据;此外,采用配置参数的动态加载,实现微电流信号调理、采集、修正参数的初始化。
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公开(公告)号:CN118817754A
公开(公告)日:2024-10-22
申请号:CN202410885249.9
申请日:2024-07-03
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种微纳结构改性表面可视化试验装置及安装方法和应用,涉及核工程技术领域,试验装置包括本体壳体,本体壳体上设置有凹槽,凹槽底部安装有加热组件,本体壳体底部连接有与加热组件接触的测温组件;加热组件上方安装有透明耐压玻璃,透明耐压玻璃与加热组件之间设置有矩形流道,矩形流道的两端分别设置有进口和出口的转接结构;本体壳体顶部设置有压紧结构。该可视化试验装置具备加热芯体可替换、两相流体流动稳定、绝缘密封性能好等特点,适用于基于具备不同微观形貌特征的改性表面上开展的两相可视化实验,为分析改性表面微观结构与两相沸腾传热现象、汽液相态分布提供数据支撑。
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公开(公告)号:CN113555138B
公开(公告)日:2024-09-17
申请号:CN202110838433.4
申请日:2021-07-23
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/00
Abstract: 本发明公开了一种研究流量波动条件下沸腾临界的实验装置及分析方法,涉及核反应实验技术领域,其技术方案要点是:包括实验本体,所述实验本体的入口设有流量计、热电偶,实验本体的出口设有智能压力变送器,实验本体内的加热通道间隔设有多个临界监测热偶。本发明提供的一种研究流量波动条件下沸腾临界的实验装置及分析方法,通过科学合理的临界监测热偶布置方式可以监测流量波动幅值超过100%条件下的沸腾临界现象,有效地实现了波动流量条件下沸腾临界的现象监测;本发明成功地提取了流量波动条件下沸腾临界发生时的热工参数,获得了临界热流密度与局部流量、压力和含汽率的函数关系,实现波动流量条件下的沸腾临界行为特性研究。
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公开(公告)号:CN118116637A
公开(公告)日:2024-05-31
申请号:CN202410228711.8
申请日:2024-02-29
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本申请公开了一种自然循环核蒸汽供应系统及其控制方法、装置和核电站。该方法包括:在基于第一目标堆芯功率进行核反应的情况下,实时检测蒸汽发生器的温度和主循环泵的入口和出口之间的压力;在检测到温度大于第一阈值,且检测到蒸汽发生器产生蒸汽的情况下,控制打开蒸汽发生器的主蒸汽阀;在检测温度大于第二阈值,且压力大于目标压力值的情况下,控制关闭主循环泵,并将堆芯功率调整到第二目标堆芯功率,以使自然循环核蒸汽供应系统进行单相流自然循环。不仅解决了因主循环泵运行造成的高能耗的问题,提高了自然循环核蒸汽供应系统的运行效能,而且主循环泵发生故障,也不会影响自然循环的过程,提高了堆芯及反应堆运行的安全性。
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公开(公告)号:CN115585320B
公开(公告)日:2024-04-26
申请号:CN202211234706.5
申请日:2022-10-10
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种非接触式电绝缘密封结构,包括密封外壳和带电结构体;密封外壳带有安装通孔,安装通孔内从一端到另一端方向依次安装有同轴设置的进口接管、带电结构体和出口接管;进口接管和带电结构体端部之间、出口接管和带电结构体端部之间均留有空隙;带电结构体侧壁上设有连接负电极和连接正电极,连接负电极和连接正电极均从密封外壳侧壁穿出;带电结构体外壁和安装通孔内壁之间设有结构体绝缘垫块;进口接管和安装通孔内壁之间设有进口绝缘垫块;出口接管和安装通孔内壁之间设有出口绝缘垫块。采用本方案,可以在介质温度过高或者不易接触(强腐蚀性、强污染等)时,实现非接触式的绝缘密封,大幅降低特殊应用环境下密封材料的成本。
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公开(公告)号:CN113689961B
公开(公告)日:2024-02-06
申请号:CN202110983803.3
申请日:2021-08-25
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种棒控堆芯核反应堆一回路冷却剂PH控制方法,涉及压水型核反应堆水化学技术领域,其技术方案要点是:基于理论算法分析得到300℃温度条件下不同PH值所对应的硼浓度、锂浓度之间的线型拟合关系式;测得一回路冷却剂中的总硼浓度和总锂浓度,计算得到预设PH控制范围所对应的锂浓度范围或硼浓度范围;通过启闭一回路冷却剂净化系统调控一回路冷却剂中的总锂浓度处于锂浓度范围内或总硼浓度处于硼浓度范围,完成一回路冷却剂PH控制。本发明提升了燃料包壳材料长周期运行的可靠性和反应堆堆芯中子经济性,简化了反应堆一回路冷却剂的化学运行,降低了核电站运行成本。
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公开(公告)号:CN117252045B
公开(公告)日:2024-01-26
申请号:CN202311535155.0
申请日:2023-11-17
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本申请公开了一种反应堆堆芯参数的设计方法、设备、介质及核能动力系统。该反应堆堆芯参数的设计方法包括:获取沸腾临界时目标条件下的热工水力参数;根据热工水力参数,通过目标关系式确定目标热流密度;基于目标条件下的目标热流密度,确定沸腾临界的目标影响因子;获取流动失稳时静止条件下的第一出口含汽率和瞬变外力场条件下的第二出口含汽率;根据第一出口含汽率和所述第二出口含汽率,确定流动失稳修正系数;根据沸腾临界的目标影响因子和流动失稳修正系数,确定反应堆的堆芯设计准则;基于反应堆的堆芯设计准则,设计反应堆堆芯的参数。根据本申请实施例设计反应堆堆芯的参数,能够提高核反应堆在瞬变外力场环境中的
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公开(公告)号:CN116884655B
公开(公告)日:2023-11-10
申请号:CN202311154167.9
申请日:2023-09-08
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/00 , G06F30/28 , G06F111/10 , G06F119/08 , G06F119/14 , G06F113/08
Abstract: 本发明实施例公开了一种外力场对热工安全影响确定方法、装置、核反应堆及设备,该方法包括:建立瞬变外力场对堆芯热工安全的影响因子确定方法,明确能够表征瞬变外力场对核反应堆全工况堆芯热工安全边界影响程度的物理参数,并确定需要开展的实验类型及规模;建立瞬变外力场堆芯热工安全分析实验及测试测量方法,通过开展实验获取瞬变外力场对核反应堆全工况堆芯热工安全边界影响的物理参数;基于所述物理参数确定瞬变外力场对核反应堆全工况堆芯热工安全的影响程度,并根据所述影响程度进行分析最终得到瞬变外力场对堆芯热工安全的影响因子。本发明为保障瞬变外力场核反应堆全运行工况下的核反应堆系统的安全设计和安全运行提供了支撑。
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