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公开(公告)号：CN117747146A
公开(公告)日：2024-03-22
申请号：CN202311834577.8
申请日：2023-12-28
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了核反应堆热工水力试验的蒸汽压力自动调节系统及方法，针对核反应堆热工水力系统试验的二回路系统设计蒸汽压力自动调节系统，由蒸汽流量调节阀和蒸汽压力控制阀对蒸汽管道的蒸汽压力实现自动前馈调节；由蒸汽压力控制阀在自动前馈调节稳定后对蒸汽管道的蒸汽压力实现自动反馈调节；通过自动前馈调节和自动反馈调节实现对蒸汽管道中蒸汽压力的自动调节，根据不同运行工况进行蒸汽压力的自动调节，并且设置了蒸汽喷放支路，用于事故或者极端瞬态工况下蒸汽压力的快速调节，解决了核反应堆热工水力瞬态系统试验过程中二回路蒸汽压力的自动控制问题，能够适应试验期间反应堆热工水力系统试验系统快速的、大范围的工况改变。
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公开(公告)号：CN117593030A
公开(公告)日：2024-02-23
申请号：CN202311596719.1
申请日：2023-11-24
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06Q30/0201 , G06F30/20 , G06F119/04
Abstract: 本发明公开了一种超临界二氧化碳发电系统性能评估方法、系统及设备，包括：基于已知的超临界二氧化碳发电系统，建立数学模型；基于已有循环参数输入，计算超临界二氧化碳发电系统中循环的各部件相关能量参数及参数，并继续建立能量平衡关系式；利用能量平衡关系式和平衡，计算循环节点成本，从而建立经济性函数和经济分析因子；根据经济性函数和经济分析因子，评估超临界二氧化碳发电系统的性能。本发明构建新的经济性函数和经济性评估系数，为超临界二氧化碳发电系统设计和优化提供新的性能评估方法，以期在发电系统设计初期就能够将经济运行考虑到设计当中，从而在根源上对系统进行优化，达到最佳运行效果。
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公开(公告)号：CN116990339B
公开(公告)日：2024-02-13
申请号：CN202311120564.4
申请日：2023-09-01
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01N25/08
Abstract: 本申请公开了一种沸腾临界的识别方法、装置、设备及存储介质，该方法通过获取目标时段内的曲线以及各时间点的传热恶化影响参数，并判断传热恶化影响参数是否满足第一预设条件，从而得到目标结果。在目标结果指示传热恶化影响参数满足第一预设条件的前提下，再结合曲线中各时间点的壁温，从而可以确定目标时段内的沸腾临界起始点。基于此，本申请实施例可以基于目标时段内的曲线以及传热恶化影响参数来完成沸腾临界识别，易于在复杂的壁温曲线中识别沸腾临界起始点，从而提升了识别沸腾临界起始点的准确率。
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公开(公告)号：CN117268146A
公开(公告)日：2023-12-22
申请号：CN202311522285.0
申请日：2023-11-15
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本申请公开了一种扩散焊换热器及其设计方法，包括若干相互堆叠的换热板，各换热板上均设置有换热流道；换热板上还设置有咬合腔，相邻两换热板上的咬合腔相互拼接成咬合槽，咬合槽内设置有咬合板，沿各换热板的堆叠方向，咬合槽内壁与咬合板外壁相互贴合抵靠；本申请还公开了相应的设计方法，首先根据各换热流道的尺寸参数计算两相邻换热板的固有焊接面积；再确定总焊接面积比和总焊接面积，根据总焊接面积和固有焊接面积计算扩展焊接面积，最后根据扩展焊接面积设计咬合板的外型和尺寸参数；本申请通过咬合槽扩大换热板之间的接触面积，从而增大扩散焊的焊接面积，提高焊接强度，便于缩小相邻换热流道之间的间距，提高整个换热器的紧凑度。
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公开(公告)号：CN115711495B
公开(公告)日：2023-09-12
申请号：CN202211434201.3
申请日：2022-11-16
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种专用于电网调峰的储能电站及系统，涉及电网调峰技术领域，基于光热子系统和谷电加热子系统作为热量输入源，基于盐储热子系统和独立封装、自动充放热的独立相变储热子系统之间的配合完成大规模、高密度、高品位的热能存储，在储热循环阶段和放热循环阶段，高效能地完成向独立相变储热子系统充热和从独立相变储热子系统取热发电的过程；同时电网未消纳的谷电部分作为第二原始热量输入源直接接入独立相变储热子系统逆向储存温，提高储能能效；储热循环和放热循环相互独立，可同时进行，便于电网调峰的储能系统随着季节、天气的影响相互调节充能比例，发挥最大的调峰能力。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN113851901B
公开(公告)日：2023-06-20
申请号：CN202111328794.0
申请日：2021-11-10
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: H01R24/38 , H01R13/52 , H01R13/648
Abstract: 为解决现有的电气贯穿件中同轴线缆结构不连续的技术问题，本发明实施例提供一种电气贯穿件及贯穿密封结构，电气贯穿件包括绝缘套；绝缘套内设有：呈中空圆柱形的屏蔽层；轴向裸金属线，位于所述屏蔽层的中心轴线上；以及绝缘层，填充于屏蔽层与轴向裸金属线之间。贯穿密封结构包括：绝缘套，随动压柱；轴向孔，贯穿随动压柱和绝缘填充件的中心轴向，用于轴向裸金属线穿过；若干个穿行孔以及环形腔，设于随动压柱的远离绝缘填充件的一侧，用于设置与每个屏蔽层裸金属线连接的屏蔽层。本发明实施例通过在电气贯穿件或贯穿密封结构中延续同轴电缆的结构，考虑了承压密封便利性的同时避免了电气贯穿件中同轴线缆结构不连续。
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公开(公告)号：CN115696659A
公开(公告)日：2023-02-03
申请号：CN202211365860.6
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低电压电加热结构，加热器壳体带有开口腔室，腔室内部依次紧贴设有和腔室同轴设置的外绝缘导热层、负极发热芯体、中绝缘导热层、正极发热芯体和内部绝缘层；腔室底部设有头部发热芯体，负极发热芯体一端和正极发热芯体一端均和头部发热芯体连接；腔室开口处还设有负极中转电极和正极中转电极，负极中转电极一端和负极发热芯体另一端连接，正极中转电极一端和正极发热芯体另一端连接；腔室开口端设有绝缘支撑帽，加热器壳体一端为可嵌入段，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：CN115470723A
公开(公告)日：2022-12-13
申请号：CN202211062257.0
申请日：2022-08-31
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/28 , G06F30/20 , G06F113/08 , G06F119/14
Abstract: 本发明公开了一种获取水射流刺破熔池液面临界条件的方法，分析水射流的射流和液滴冲击自由钢液面的稳态受力情况和液面变形情况，获取冲击力总和模型和支撑力总和模型；以变形液面轮廓曲线在三相接触线处的倾斜角为临界条件，构建射流冲击刺破模型和液滴冲击刺破模型以计算射流和液滴刺破熔池液面的初始速度和下落高度；针对水射流和液滴从顶部冲击熔池自由液面的物理过程，建立数理模型，确立冷却水刺破不锈钢熔池液面的临界条件，为使用和评价堆内注水来缓解金属层热聚焦效应的方案提供理论依据，为计算出各种不同工况下的临界速度奠定基础，为1400MW级超大型堆芯熔融物的滞留提供了理论基础和分析工具。
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公开(公告)号：CN115470722A
公开(公告)日：2022-12-13
申请号：CN202211062247.7
申请日：2022-08-31
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/28 , G06F113/08 , G06F119/08 , G06F119/14
Abstract: 本发明公开一种获取多孔介质型碎片床干涸热流密度的方法及系统，对待测多孔介质碎片床进行冷态单相压降试验测量出等效特征量，根据球床流动压降理论模型中计算出组成球床的等效球径deff；引入液相和汽相的相对渗透率Kr和相对穿透率ηr得到两相流动压降模型；忽略汽相和液相之间的毛细压力得到干涸热流密度模型并求解得到多孔介质碎片床的干涸热流密度；以单相流压降试验得到复杂碎片床组成球床的等效球径，以球床的两相流动模型构造适用于复杂碎片床的流动传热模型和干涸热流密度模型，便于求解出多孔介质碎片床的干涸热流密度，解决了混合粒径、不规则形状颗粒堆积的碎片床干涸热流密度获取困难的问题。
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公开(公告)号：CN115374724A
公开(公告)日：2022-11-22
申请号：CN202211038818.3
申请日：2022-08-29
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/28 , G06F113/08 , G06F119/08 , G06F119/14
Abstract: 本发明公开了一种运动条件下自然循环系统中流体临界热流密度分析方法，根据反应堆燃料元件在运动条件下的自然循环系统临界热流密度特性规律，建立运动条件下自然循环系统流体的自然循环流量模型，建立运动条件下自然循环系统流体的临界热流密度模型；耦合自然循环流量模型和临界热流密度模型，得到运动条件下自然循环系统流体的临界热流密度值。本发明可用于研究浮动核电站、核动力商船在海洋中航行时受到海浪运动的影响条件下，反应堆自然循环工况下临界热流密度值，分析反应堆自然循环过程中的堆芯燃料元件安全。
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