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公开(公告)号：CN115752770A
公开(公告)日：2023-03-07
申请号：CN202211347260.7
申请日：2022-10-31
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种贯穿带电承压结构的简易绝缘密封测量取样装置，包括取样结构；取样结构沿自身一端到另一端方向带有贯通的腔室，腔室包括位于取样结构一端的长颈腔和另一端的内腔，内腔和长颈腔连通，内腔直径大于长颈腔直径；长颈腔内设有底部绝缘垫块，底部绝缘垫块一端穿过壁面并伸入带电承压结构内，底部绝缘垫块另一端伸入内腔；底部绝缘垫块中部带有贯通的第一安装孔，第一安装孔和长颈腔轴线平行。该测量装置可贯穿带电承压结构，在测量带电承压结构内的介质温度、压力等信号的同时，避免温度传感器、取压结构带电，避免带电对温度传感器等一次测量仪表的干扰，方便其与二次仪表的连接。
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公开(公告)号：CN115750005A
公开(公告)日：2023-03-07
申请号：CN202211440040.9
申请日：2022-11-17
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种集供热、发电、制冷于一体的联合循环系统，包括超临界二氧化碳布雷顿循环子系统，包括：加热器，用于为超临界二氧化碳布雷顿循环子系统提供热源；高温透平，用于利用加热器输出的热源发电；冷却器Ⅰ，用于冷却循环回流的二氧化碳介质；还包括：蒸汽朗肯循环子系统，用于利用高温透平的做功乏气作为热源，进行供电和用户制热；射流制冷循环子系统，用于设置在冷却器上游，对进入冷却器Ⅰ前的二氧化碳介质进行制冷。本发明联合循环系统利于实现能源的多层次、多品位利用，提高能源利用率。
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公开(公告)号：CN115688488A
公开(公告)日：2023-02-03
申请号：CN202211713578.2
申请日：2022-12-30
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20
Abstract: 本申请公开了一种准则确定方法、装置、设备、计算机存储介质及程序产品，涉及核反应堆安全分析技术领域。该方法包括：建立针对瞬变外力场下的反应堆堆芯热工安全准则的稳态瞬态分析数学物理模型；建立针对瞬变外力场的六自由度运动的三维空间加速度模型；根据所述稳态瞬态分析数学物理模型和所述三维空间加速度模型，确定瞬变外力场下的流动失稳和沸腾临界预测机理模型；根据所述流动失稳和沸腾临界预测机理模型，确定瞬变外力场下的反应堆堆芯热工安全准则。根据本申请实施例，能够对瞬变外力场下的核反应堆堆芯热工安全准则进行准确制定，为先进核能动力系统热工安全研发设计提供了可靠的理论依据。
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公开(公告)号：CN115665902A
公开(公告)日：2023-01-31
申请号：CN202211346029.6
申请日：2022-10-31
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种易拆换的便于离散布置的电加热结构，包括：加热器壳体，加热器壳体带有开口腔室，腔室内部从内到外设有依次连接的发热芯体、可压缩发热弹性件和硬质绝缘块；发热芯体的外径和腔室内径尺寸相适配；腔室内还填充有绝缘导热层；尾端挤紧帽，尾端挤紧帽螺接于腔室开口处；尾端挤紧帽内侧中部带有挤紧凸起，挤紧凸起伸入腔室内，并抵住硬质绝缘块，硬质绝缘块可沿腔室轴线移动；加热器壳体一端为可嵌入段，发热芯体位于所述可嵌入段内侧，可嵌入段外侧带有螺纹。该电加热结构可为变功率分布的加热需求提供便于离散布置的热源，在高温时自锁紧，换热面积较普通结构明显增大，烧毁风险降低，且便于拆换。
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公开(公告)号：CN115662666A
公开(公告)日：2023-01-31
申请号：CN202211372752.1
申请日：2022-10-31
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种变负荷工况下二回路系统给水温度调节方法及系统，涉及核反应堆热工水力系统试验技术领域；基于反应堆热工水力系统试验给水温度控制的需要，通过在二回路系统的温度调节水箱的上游设置冷凝器，通过调节冷凝器一次侧特征量和二次侧特征量在反应堆热工水力系统试验不同蒸汽负荷工况下，实现给水温度的调节；通过改变冷凝器冷却水输入流量调节蒸汽冷却后的冷凝水温度在第一目标温度范围内，并在冷凝器下游设置温度调节水箱，温度调节水箱进一步将其内部的水温控制在第二目标温度范围内，第二目标温度范围位于第一目标温度范围内，逐级调节减小系统波动。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN115662662A
公开(公告)日：2023-01-31
申请号：CN202211103304.1
申请日：2022-09-09
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种堆芯熔融物捕集冷却器及其参数计算方法，包括堆坑、钢制容器、引流组件和反应冷却组件，压力容器设置在堆坑内部，钢制容器设置在所述压力容器下方，且通过支撑座固定在所述堆坑底部，所述钢制容器的上端设置有供所述压力容器的堆芯熔融物进入所述钢制容器的开口，引流组件设置在所述钢制容器与所述压力容器之间，反应冷却组件设置在所述钢制容器内；本发明通过将压力容器置于堆坑内，并在堆坑内和压力容器的下方设置引流组件，将压力容器的堆芯熔融物引流至钢制容器内，通过钢制容器内的反应冷却组件对堆芯熔融物进行冷却，并且通过反应冷却组件避免堆芯熔融物与钢制容器直接接触，减少钢制容器被堆芯熔融物破坏的概率。
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公开(公告)号：CN115599150A
公开(公告)日：2023-01-13
申请号：CN202211345072.0
申请日：2022-10-31
Applicant: 中国核动力研究设计院(CN)
IPC: G05D27/02
Abstract: 本发明公开了一种反应堆热工水力瞬态试验系统压力自动控制方法及系统，涉及反应堆热工水力瞬态系统试验技术领域，在反应堆热工水力瞬态系统试验回路上连接包括压力容器的稳压系统回路；通过调节电加热元件功率大小，来改变蒸汽稳压器中蒸汽和液体的比例，来改变反应堆热工水力瞬态系统试验回路的压力，对反应堆热工水力系统试验一回路的压力进行自动控制；系统试验的测量控制软件里可进行程序设定，实现瞬态试验压力的自动调节，使压力回归到安全范围内；当蒸汽稳压器中水位不满足要求时，对水位进行自动调整；有效减少反应堆热工水力瞬态试验系统对人力的依赖、减少试验过程的人因失误。
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公开(公告)号：CN115385641A
公开(公告)日：2022-11-25
申请号：CN202211109265.6
申请日：2022-09-13
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种用于核反应堆严重事故堆芯捕集器的牺牲材料及制备工艺，包括牺牲钢材和氧化物组分，氧化物包括如下组分：高铝水泥，高品位铁矿石，石英砂，添加剂，减水剂，水。本发明的牺牲材料用于与高温熔融物反应，以降低高温熔融物的温度，氧化高温熔融物的金属成分，减少裂变产物的释放；采用牺牲钢材和氧化物组合物结合，牺牲钢材一部分为钢筋结构，与氧化物组分一起以钢筋混凝土的形式布置在堆芯捕集器中的底部和侧面，和Al2O3一起降低熔融池中氧化相的密度，实现熔融池的分层反转，一部分牺牲钢材为钢管结构用于包裹封装添加剂，并插在底部混凝土的多孔结构中，能够使密封钢管融化使得高温熔融物首先与添加剂反应。
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公开(公告)号：CN111524619B
公开(公告)日：2022-06-07
申请号：CN202010564752.6
申请日：2020-06-19
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种研究自然循环系统动态自反馈特性的实验装置和方法，可用于研究自然循环系统的复杂动态自反馈特性。通过根据自然循环系统中流体参数的变化规律特性，合理设置了温度、压力和流量测点，以及其简便和有效的方式实现了自然循环系统的复杂动态自反馈特性的研究。该方法简单可行，能够分析和研究自然循环系统动态自反馈特性，具有实质的优点和显著的进步。
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公开(公告)号：CN114550955A
公开(公告)日：2022-05-27
申请号：CN202210142331.3
申请日：2022-02-16
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/00
Abstract: 本发明实施例提供一种核动力堆芯热工模拟装置，包括：模拟堆芯筒体，模拟堆芯筒体内设有模拟堆芯；模拟堆芯，包括与正方形排列的原型燃料体的数量相同的模拟燃料体；以及填充块体，包括若干个填充块，用于设于模拟堆芯筒体内，填充模拟燃料体与模拟堆芯筒体之间的间隙以使模拟堆芯的流通面积与原型堆芯的流通面积一致；各个所述模拟燃料体之间的间距与各个原型燃料体之间的间距一致；各个模拟燃料体相互之间电性连接形成电路以使模拟堆芯与原型堆芯发热一致。本发明实施例可用于堆芯热工水力试验研究，为正方形排列结构堆芯热工设计和安全分析提供更可靠的试验依据和技术支撑。
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