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公开(公告)号：CN106652726A
公开(公告)日：2017-05-10
申请号：CN201710027823.7
申请日：2017-01-16
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G09B25/00
CPC classification number: G09B25/00
Abstract: 本发明公开了一种运动条件下出口流体温度可控的氮气稳压实验装置，包括一个密闭的实验装置，在实验装置内设置有一个将实验装置的内部空腔分割成上下两个部分的隔板，在隔板上设置有多个通孔，在实验装置的顶部设置有氮气引入管，在实验装置的下部空腔侧壁上设置有进口接管、出口接管，多个电加热棒安装在实验装置的下部空腔内。本发明解决了运动条件下自然循环回路压力控制以及加热实验段入口流体温度控制的问题，满足运动条件下自然循环回路流动不稳定性实验的需求；而且相对于波动管连接稳压器的结构而言，本发明的结构更加简单，易于实现，大大降低了模拟实验的成本。
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公开(公告)号：CN104407010B
公开(公告)日：2016-10-26
申请号：CN201410726582.1
申请日：2014-12-04
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01N25/20
Abstract: 本发明公开了次临界能源堆冷却剂典型弯曲单通道流动传热特性实验装置，包括弯曲的加热单管，加热单管的两端连通有稳定直管，稳定直管连通有螺纹接头，螺纹接头套有螺纹法兰，稳定直管焊接有加电铜排，稳定直管还开有引压孔，其中，加热单管为偏心弯管或同心弯管；偏心弯管内径圆的圆心为O1，偏心弯管外径圆的圆心为O2，O1到O2的距离大于零，O1连接O2的线段为线段O1O2，偏心弯管焊接有热电偶，偏心弯管外壁设置有绝热保护结构；同心弯管内径圆的圆心与同心弯管外径圆的圆心重合于点X1，同心弯管的外壁上焊接有多个热电偶，同心弯管外壁设置有绝热保护结构。本发明可为次临界堆冷却剂热工水力设计的可行性研究提供实验支撑。
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公开(公告)号：CN117588281A
公开(公告)日：2024-02-23
申请号：CN202311611078.2
申请日：2023-11-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种自然复叠大温差有机朗肯循环动力转换系统，包括依次连接的混合器、低沸点有机蒸气发生器和气液分离器，所述气液分离器底部通过管道依次连接高沸点有机蒸气发生器、高温膨胀机、回热器和混合器构成高温转换系统，所述气液分离器顶部通过管道依次连接回热器、低温膨胀机、冷凝器和混合器构成低温转换系统；所述高温膨胀机排出的高温混合工质进入回热器，与来自气液分离器顶部的低沸点有机混合工质换热，所述高温混合工质冷凝为液体工质一进入混合器，所述低沸点有机混合工质依次经过低温膨胀机和冷凝器后冷凝为液体工质二进入混合器；本发明系统结构简单，可有效提升系统热效率，提高输出功率，减少可用能损失，系统的可行性更高。
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公开(公告)号：CN116469588A
公开(公告)日：2023-07-21
申请号：CN202310549293.8
申请日：2023-05-16
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/00 , G21C17/112
Abstract: 本申请实施例提供了一种堆芯模拟件、循环工况实验系统和堆芯热工参数测量方法。堆芯模拟件包括流通管、多个加热件和承压壳。流通管包括依次连通的入口段、连通段和出口段；多个加热件分别设于入口段和出口段；承压壳套设于流通管的外部。与入口段和出口段路径的加热件可以相互导通，从而对流通管内的流体进行加热。本申请实施例提供的堆芯模拟件可以用于模拟核燃料堆芯，因此实验人员可以通过堆芯模拟件获取实验参数研究核能，堆芯模拟件还可以避免核燃料对实验人员产生核辐射等不良影响，提高堆热工安全研究的安全性能。
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公开(公告)号：CN109378095B
公开(公告)日：2022-09-02
申请号：CN201811214951.3
申请日：2018-10-18
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/00
Abstract: 本发明公开了一种棒束临界热流密度试验模拟体的端头密封结构，包括热电偶尾部信号采集电缆、模拟体棒束承压壳、与承压壳连接的密封法兰端盖以及位于承压壳内腔的模拟体棒束，热电偶尾部信号采集电缆的一端位于模拟体棒束中，其另一端从密封法兰端盖穿出，在密封法兰端盖和模拟体棒束之间设置有柔性套件，在密封法兰端盖的内侧焊接有陶瓷板，在陶瓷板上设置有配合孔，在柔性套件的两端均设置有硬连接件。本发明在实现模拟体棒束高温高压密封的同时，又提供了模拟体棒束内管温度的测量通道。同时，将陶瓷板采用扩散焊的方式焊接至密封法兰端盖和密封螺纹端头之间，保证了端盖与模拟体棒束之间的绝缘。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN107240427B
公开(公告)日：2018-03-20
申请号：CN201710495772.0
申请日：2017-06-26
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/00
Abstract: 本发明公开了基于扩散焊接的耐高温棒束燃料组件模拟装置，其发热棒束模拟体通过沿轴向依次布置的燃料组件定位格架模拟体固定，按照堆芯棒束排列方式置于陶瓷流道腔室内，陶瓷流道腔室外侧为承压套筒，其两端筒壁上分别布置有进口接管和出口接管，发热棒束模拟体两端分别穿过固定在承压套筒两端的棒束密封端盖后与外界电源连接。本发明扩散焊接的方法使得发热棒束模拟体壁面温度可以超过银钎焊熔点，通过扩散焊接在棒束密封端盖内形成的冷却流道将高温密封圈的温度维持在设计标准之下，使得棒束燃料组件模拟体的使用工况可达到核反应堆的实际温度及压力水平，可用于精确模拟核反应堆全寿期内任一轴向功率分布下棒束通道内的高温高压流动传热状态。
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公开(公告)号：CN107270995A
公开(公告)日：2017-10-20
申请号：CN201710599792.2
申请日：2017-07-21
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01F23/22
Abstract: 本发明公开了高温液态金属多液位测量装置及测量方法，包括一个液态金属罐，包括一个导热油罐，导热油罐上引出有导热油管道，导热油管道依次经过油泵、阀门然后回到导热油罐形成导热油循环回路，其中导热油管道穿过液态金属罐，并在导热油管道内设置多个热电偶，热电偶的引出线从导热油罐引出。本发明可以在有效的空间范围内探测出不同的金属液位，大大提高了液态金属液位测量的准确性，而且，由于需要密封的部分只有导热油管道与液态金属罐之间的连接点，其单一的密封要求大大降低了密封性能的困难度，能够更加广泛地应用于液态金属的液位测量。
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公开(公告)号：CN104407010A
公开(公告)日：2015-03-11
申请号：CN201410726582.1
申请日：2014-12-04
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01N25/20
Abstract: 本发明公开了次临界能源堆冷却剂典型弯曲单通道流动传热特性实验装置，包括弯曲的加热单管，加热单管的两端连通有稳定直管，稳定直管连通有螺纹接头，螺纹接头套有螺纹法兰，稳定直管焊接有加电铜排，稳定直管还开有引压孔，其中，加热单管为偏心弯管或同心弯管；偏心弯管内径圆的圆心为O1，偏心弯管外径圆的圆心为O2，O1到O2的距离大于零，O1连接O2的线段为线段O1O2，偏心弯管焊接有热电偶，偏心弯管外壁设置有绝热保护结构；同心弯管内径圆的圆心与同心弯管外径圆的圆心重合于点X1，同心弯管的外壁上焊接有多个热电偶，同心弯管外壁设置有绝热保护结构。本发明可为次临界堆冷却剂热工水力设计的可行性研究提供实验支撑。
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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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