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公开(公告)号：CN118248361A
公开(公告)日：2024-06-25
申请号：CN202410346214.8
申请日：2024-03-26
Applicant: 西安交通大学
IPC: G21D3/00 , G21D3/04 , G06F30/20 , G06F111/10 , G06F113/08 , G06F119/08
Abstract: 本发明公开了一种海洋条件下核反应堆堆芯临界热流密度数值模拟计算方法，该方法步骤如下：1、读入堆芯几何模型及网格模型文件。2、设置计算模型和相应参数。3、读入UDF文件以模拟海洋条件计算环境。4、根据需要计算的工况设置物性参数。5、设置模型边界条件。6、计算采用瞬态计算方式，每隔100个时间步长设置一次自动保存数据。7、开启计算参数监测，并以图表形式展现。8、在棒束加热壁面设置初始热流密度进行加热，初始值为理论值或实验值的30％，观察监测图表，待温度上升趋于平缓后增加壁面热流密度。9、重复步骤8，当监测到加热壁面最高温度发生飞升或者加热壁面最大空泡份额大于0.8时，此时的壁面热流密度即为此工况下的临界热流密度。
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公开(公告)号：CN118194542A
公开(公告)日：2024-06-14
申请号：CN202410295750.X
申请日：2024-03-15
Applicant: 西安交通大学
IPC: G06F30/20 , G06F30/28 , G06F111/10 , G06F113/08 , G06F119/14
Abstract: 本发明公开了一种计算燃料棒与夹持机构碰撞载荷的方法，步骤如下：建立燃料棒与棒束间冷却剂流道几何模型；划分共节点的冷却剂流道网格以及燃料棒网格；进行计算流体力学模拟，记录燃料棒表面压力时空分布；建立夹持机构几何模型；划分夹持机构网格，并与燃料棒的计算结构力学网格组装；针对夹持机构进行预紧设置以实现夹持作用，将燃料棒上压力时空分布导入至结构力学场实现耦合计算，并输出燃料棒的振动响应位移及主模态频率，以得到燃料棒与夹持机构碰撞时的初速度；针对碰撞过程进行显示动力学分析，获得相关应力场；形成一套考虑燃料棒与夹持机构间出现间隙情况下计算燃料棒在冷却剂驱动下与夹持机构碰撞载荷的数值模拟方法。
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公开(公告)号：CN117990405A
公开(公告)日：2024-05-07
申请号：CN202410159159.1
申请日：2024-02-04
Applicant: 西安交通大学
Abstract: 一种耦合传热的非能动余热排出系统实验装置及方法，该实验装置包括一回路系统、二回路系统、非能动余热排出系统和补水系统。一回路系统用于模拟核电站一回路，一回路预热器为热源，蒸汽发生器为冷源，建立自然循环，模拟带走堆芯衰变热；二回路系统用于模拟核电站二回路正常运行状态，非能动余热排出系统投入运行后二回路系统停止运行；非能动余热排出系统用于模拟核电站全场断电事故，以冷凝水箱为冷阱，通过自然循环带走一回路系统热量；补水系统用于非能动应急余热排出系统投运后，向蒸汽发生器注水以补偿液位的降低，保证非能动余热排出系统的正常运行。本发明可用于开展大型先进压水堆一、二次侧耦合传热非能动余热排出系统启动与稳态运行特性实验研究。
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公开(公告)号：CN117976265A
公开(公告)日：2024-05-03
申请号：CN202410158457.9
申请日：2024-02-04
Applicant: 西安交通大学
IPC: G21C17/00 , G21C17/017
Abstract: 用于模拟铅基堆蒸汽发生器传热管破裂的实验回路及方法，该实验回路包括氩气回路、铅铋回路、水回路；氩气回路包括氩气瓶、氩气缓冲罐、减压阀、控制阀、排气阀、压力表；铅铋回路包括储铅罐、液位计、压力表、热电偶、铅阀、可视化实验容器、压力传感器、排期阀、高速摄像仪、外部水容器；水回路包括储水箱、排气阀、热电偶、压力表、液位计、控制阀、流量计、电磁水阀、铅阀、止回阀、排水阀。氩气回路将加热熔化后的铅铋挤压入可视化实验容器内，水回路的电磁水阀将储水箱内水注入可视化实验容器内，模拟铅基堆蒸汽发生器传热管破裂事故现象进程。本发明能够获取铅基堆蒸汽发生器传热管破裂事故后的温度、压力以及可视化影像等实验数据。
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公开(公告)号：CN116662721B
公开(公告)日：2024-04-02
申请号：CN202310727195.9
申请日：2023-06-19
Applicant: 西安交通大学
IPC: G06F17/12 , G06F30/20 , G06F111/10 , G06F119/08
Abstract: 本发明公开了一种基于COMSOL的热管冷却反应堆核热电内耦合数值计算方法，该方法计算对象结构包括热管反应堆堆芯、高温热管和三段式温差发电器，首先在COMSOL平台中建立中子扩散模型，然后建立堆芯、高温热管和三段式温差发电器的固体传热模型，引入电流模型，形成核热电多物理场，并基于COMSOL平台的直接求解算法和特征值求解器，建立起内耦合计算模型，最终得到热管堆的反应性，功率分布；高温热管的温度分布；三段式温差发电器的功率输出和热电转换效率。该专利提供了完整有效的热管冷却反应堆核热电内耦合数值计算方法，对热管反应堆的能量转换效率给出了直接计算方法与数值结果，极大的降低了设计成本，提升了热管反应堆的设计效率。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN117705866A
公开(公告)日：2024-03-15
申请号：CN202311710952.8
申请日：2023-12-13
Applicant: 西安交通大学
IPC: G01N25/20
Abstract: 一种超临界二氧化碳流动传热异化实验装置及实验方法，该装置包括储液罐、过滤器、柱塞泵、囊式蓄能器、质量流量计、预热段、实验段、套管式冷凝器、背压阀及相关管件和设备组成的主循环回路，由套管式冷凝器、制冷机及相关管件和设备组成的冷凝系统，由直流电源及相关设备组成的电加热系统。本发明还提供了该装置的实验方法；本发明能够满足在强迫循环和自然循环下，超临界二氧化碳在竖直圆管中不同流向的传热异化特性实验研究需要。
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公开(公告)号：CN117705222A
公开(公告)日：2024-03-15
申请号：CN202311730854.0
申请日：2023-12-15
Applicant: 西安交通大学
IPC: G01F23/16
Abstract: 本发明公开了一种核反应堆T型管两相夹带实验的管内液位精确测量装置及方法，该装置包括T型管结构，T型管结构包括相连接的水平主管和竖直支管，竖直支管位于水平主管中间位置；在T型管结构的水平主管两端及竖直支管出口处均焊接有法兰；在水平主管两端分别开有上测压孔和下测压孔；两个上测压孔分别通过各自的上引压管连接至对应的汽水分离装置下部入口，每个汽水分离装置上部出口连接至对应的差压变送器低压端；两个下测压孔分别通过各自的下引压管连接至对应的差压变送器高压端；采集两个差压变送器示数并取平均值即能间接测得水平主管内准确液位。本发明结构简单，便于加工安装，提高了T型管两相夹带实验中水平管内液位测量值的准确性。
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公开(公告)号：CN117648884A
公开(公告)日：2024-03-05
申请号：CN202311711152.8
申请日：2023-12-13
Applicant: 西安交通大学
IPC: G06F30/28 , G06F30/10 , G06F119/14 , G06F113/08
Abstract: 一种基于欧拉‑拉格朗日法的铅铋快堆燃料元件气隙内气溶胶输运计算方法，1、对燃料元件气隙及包壳结构建立几何模型；2、计算混合气体热导率；3、计算芯块外表面及燃料包壳内表面温度分布；4、计算稳态情况下气隙内自然对流流场；5、根据不同粒径气溶胶的质量份额计算粒径分布参数；6、考虑气溶胶在气隙内所受的重力、曳力、热泳力、萨夫曼升力以及湍流随机速度波动，建立气溶胶颗粒运动方程，设置颗粒追踪参数；7、设置燃料表面以及包壳表面的壁面沉积条件；8、输出计算结果。本发明方法考虑了气溶胶颗粒粒径的随机分布以及湍流对颗粒运动的影响，并修正了壁面沉积条件，基于欧拉‑拉格朗日方法计算稳态工况下气溶胶在燃料元件气隙内的输运及沉积情况。
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公开(公告)号：CN117612751A
公开(公告)日：2024-02-27
申请号：CN202311655876.5
申请日：2023-12-05
Applicant: 西安交通大学
Abstract: 一种具有热电转换功能的余热排出热交换器，包括左侧C型换热管束、右侧C型换热管束、左侧温差发电板、右侧温差发电板、余热排出下部水箱、余热排出上部水箱、发电器件冷却下部水箱、发电器件冷却上部水箱；C型换热管束将堆芯余热传递至余热排出下部水箱，一部分热量传递至余热排出上部水箱，一部分热量传递至温差发电板热侧；发电器件冷却水箱内装有温度较低的冷却水，持续冷却温差发电板的冷侧；温差发电板两侧存在稳定的温差，产生电动势。该发明将热电转换器件与余热排出热交换器组合在一起，使得热交换器具备热电转换的功能，能够利用核反应堆余热进行发电，提高热能的利用率，同时可作为核反应堆停堆后的应急电源，提高核反应堆安全性。
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公开(公告)号：CN116956770B
公开(公告)日：2024-02-20
申请号：CN202310805206.0
申请日：2023-07-03
Applicant: 西安交通大学
IPC: G06F30/28 , G06F30/23 , G06T17/20 , G06F113/08 , G06F119/14 , G06F119/08
Abstract: 本发明公开了一种热管反应堆堆芯多物理场耦合方法，包括以下步骤：首先是前处理部分，包括建立堆芯几何模型，针对几何模型划分网格，设置物性参数、边界条件；其次，程序初始化设置，设定堆芯材料的初始温度，开展堆芯初始中子物理计算得到堆芯功率大小和分布，为循环迭代提供输入；随后，依据堆芯初始功率分布开展热分析计算，热分析计算得到堆芯温度分布，并以堆芯温度分布结果开展力学分析计算；热分析计算得到堆芯材料温度和力学分析计算得到形变几何更新到中子物理求解输入卡中，对堆芯几何、材料参数和核数据进行修正，再次开展中子物理计算，进入下一步迭代，直至满足收敛条件。最后得到考虑了核热力耦合计算的堆芯中子学参数、温度分布和应力应变分布。本发明为热管反应堆设计和优化奠定基础。
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