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公开(公告)号：CN108627264A
公开(公告)日：2018-10-09
申请号：CN201810736353.6
申请日：2018-07-06
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01K7/02
Abstract: 本发明公开了一种管内壁温多点测量装置及其测量方法，其中测量装置包括圆柱状的膨胀母体、贯穿所述膨胀母体的螺纹孔，所述膨胀母体的一端沿周向均匀分布N个切口，N个切口将膨胀母体的一端分为N个分瓣，N个分瓣外套设弹性卡件，其中N≥3；每个分瓣外均固定绝缘件，绝缘件外设置导热片，所述绝缘件和导热片之间夹设热电偶。测量方法包括：将膨胀母体置入待测管体的内部，将与所述螺纹孔相匹配的膨胀螺丝旋入螺纹孔中，使各分瓣向外胀开紧贴在待测管体的内壁；通过热电偶进行温度测量，并向外传输测量结果；测量结束后，从螺纹孔中旋出所述膨胀螺丝，弹性卡件带动各分瓣复位，取出膨胀母体。
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公开(公告)号：CN103729482B
公开(公告)日：2017-01-25
申请号：CN201210381131.X
申请日：2012-10-10
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F17/50
Abstract: 本发明属于紧密排列堆芯燃料组件等效螺距确定领域，具体涉及一种紧密排列多头绕丝细棒燃料元件交混系数的确定方法。它包括：步骤一：计算给定参数的温度场偏差；步骤二：计算单根绕丝的温度场偏差，利用AYSYS CFX软件计算单根绕丝元件的温度场偏差；步骤三：改变多根绕丝的螺距并计算温度场偏差，每调整一次，就计算一次温度场偏差，并计算新方案下的温度场偏差与步骤二1根绕丝方案的温度场偏差的误差，当本步骤得到的误差小于等于5%时，并执行下一步骤，步骤四：计算交混系数。本发明的效果是：本发明利用两种软件参与计算，解决了原本无法实现的确定多根绕丝交混系数的难题，并且结果准确性。
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公开(公告)号：CN119918452A
公开(公告)日：2025-05-02
申请号：CN202411933341.4
申请日：2024-12-26
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/28 , G06F30/17 , G06F113/08 , G06F113/14 , G06F119/08 , G06F119/14
Abstract: 本发明属于超临界二氧化碳系统仿真技术领域，具体涉及一种基于Modelica的超临界二氧化碳压缩机建模方法。包括以下步骤：对超临界二氧化碳压缩机进行分解；确定压缩机模型与外界进行数据传递的接口属性；构建超临界二氧化碳压缩机的控制体模型和接管模型；控制体模型对应两流体六方程的质量和能量控制方程；封装成超临界二氧化碳压缩机模型；将构建的超临界二氧化碳压缩机模型与管道、边界连接。有益效果在于：本发明基于Modelica语言，只需给出模型具体的物理现象方程，无需给出具体的求解原理、求解步骤，求解时Modelica模型所在仿真平台会自动对已有方程进行编译求解，大大降低建模门槛。
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公开(公告)号：CN118855558A
公开(公告)日：2024-10-29
申请号：CN202410837413.9
申请日：2024-06-26
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种基于超临界二氧化碳工质的核能发电系统和控制方法，属于核电技术领域，为了能够现有提高核能发电系统效率和安全性，所述基于超临界二氧化碳工质的核能发电系统包括主发电系统、余热排出系统、工质装量控制系统和工质充装回收系统，所述主发电系统、余热排出系统、工质装量控制系统和工质充装回收系统的工质为超临界二氧化碳。该核能发电系统和控制方法能够提高热电转换效率、提高系统紧凑度和安全性，可广泛应用于核能发电系统中，代替传统水工质的发电系统和水工质的余热排出系统，实现高效换热、安全停堆，应对紧急停机等事故，工质回收净化功能还能提高能量利用率降低废物排放，于环境友好，是未来清洁能源的发展方向。
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公开(公告)号：CN117976275B
公开(公告)日：2024-05-28
申请号：CN202410384158.7
申请日：2024-04-01
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本申请公开了一种具备负荷调节功能的发电系统及自适应负荷调节方法，发电系统包括反应堆、透平、回热器、冷却器、压缩机，发电工质从压缩机出口通过回热器返回反应堆形成在发电系统中的循环；连接压缩机出口、冷却器进口并设置有第一阀组的压缩机旁路；连接透平进口、出口并设置有第二阀组的透平旁路；系统还包括储罐；储罐进口、出口分别与冷却器进口和压缩机出口连接形成储罐第一、第二旁路，分别设置第三阀组和第四阀组。本发明通过压缩机旁路、透平旁路、回热器旁路和储罐旁路及相关阀组设置可调节发电系统中进入各单元的工质量从而调整透平连接的发电机的发电量，有效实现利用发电系统自身设计进行自适应负荷调节、温度控制和工质再循环。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN117521426B
公开(公告)日：2024-03-26
申请号：CN202410019003.3
申请日：2024-01-05
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G06F30/18 , G06F30/17 , G06F113/14 , G06F113/08 , G06F119/08 , G06F119/14
Abstract: 本申请公开了一种超临界二氧化碳微通道换热器的建模方法、装置和介质，该方法包括：确定超临界二氧化碳微通道换热器的拓扑结构；其中，拓扑结构包括介质物性模型、接口模型以及多个换热模型；每个换热模型中包含换热管道模型和热构件子模型；接口模型中包含流体接口和换热接口；基于超临界二氧化碳的物性参数构建介质物性模型；基于流动关系式、传热关系式以及两流体六方程构建换热管道模型；基于壁面导热函数构建热构件子模型；基于拓扑结构将介质物性模型、接口模型以及多个换热模型进行耦合，得到超临界二氧化碳微通道换热器模型。本申请能够提升超临界二氧化碳微通道换热器的精细度和性能。
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公开(公告)号：CN117419586A
公开(公告)日：2024-01-19
申请号：CN202311748434.5
申请日：2023-12-19
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明提供一种单向微通道换热管组件及换热器，换热管组件包括连通管和换热管，所述连通管位于所述换热管内，所述换热管的一端封闭形成封闭端，所述连通管靠近所述换热管封闭端的一端与封闭端之间存在流体流道，所述连通管和所述换热管之间形成环形的换热腔，所述连通管为隔热管。本发明显著提高了单管板换热器的换热管布置密度，提高了换热效率，同时本发明中换热管一端与管板连接，另一端可以自由地热膨胀，使换热器设计和使用时不必考虑换热管热膨胀带来的诸多问题。
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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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公开(公告)号：CN116502470B
公开(公告)日：2023-09-12
申请号：CN202310747292.4
申请日：2023-06-25
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本申请公开了一种过冷度限值的确定方法、装置、设备、介质和程序产品。该方法包括：分别获取并联棒束通道在竖直静止下的流动失稳出口过冷度限值#imgabs0#以及在N种典型运动下的每种典型运动的流动失稳出口过冷度限值#imgabs1#；根据#imgabs2#以及#imgabs3#，分别计算每种典型运动下并联棒束通道流动失稳出口过冷度限值变化量；根据#imgabs4#和各个所述过冷度限值变化量，确定目标耦合运动下的初始流动失稳出口过冷度限值#imgabs5#，所述目标耦合运动是对第p种和第j种典型运动进行耦合得到的条件；对所述初始流动失稳出口过冷度限值#imgabs6#进行修正，得到最终的流动失稳出口过冷度限值#imgabs7#。本申请通过进一步限制过冷度限值的数值范围，解决了现行限值确定方法中热工裕量的保守性问题。
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公开(公告)号：CN115579158B
公开(公告)日：2023-08-22
申请号：CN202211103302.2
申请日：2022-09-09
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明公开了一种堆芯熔融物碎片冷却装置，包括堆坑、碎片收集组件、碎片分散冷却组件和注水组件，压力容器设置在所述堆坑的上部；碎片收集组件与所述堆坑内壁固定连接，所述碎片收集组件具有碎片排出通道和碎片排出口，所述压力容器位于所述碎片排出通道的上方和/或所述碎片排出通道内部；碎片分散冷却组件设置在所述堆坑底部，且位于所述碎片收集组件的碎片排出口的下方；注水组件设置在所述堆坑外，且与所述堆坑内部连通；本发明通过设置碎片收集组件将压力容器的熔融物进行收集，并从碎片排出口排出，碎片经分散后在碎片分散冷却组件上进行分散，再通过注水组件对位于碎片分散冷却组件上的碎片进行降温。
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