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公开(公告)号：CN116502470A
公开(公告)日：2023-07-28
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；根据以及，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，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进行修正，得到最终的流动失稳出口过冷度限值。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：CN115662662B
公开(公告)日：2023-06-13
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：CN116007373A
公开(公告)日：2023-04-25
申请号：CN202211617206.X
申请日：2022-12-15
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种核反应堆堆芯熔融物熔炼装置和熔炼方法，包括惰化室、熔炼坩埚和电磁感应组件，惰化室的侧壁上设置有与其内部连通的进气接管和出气接管，熔炼坩埚设置在惰化室内，熔炼坩埚内部有熔炼填料，电磁感应组件设置在熔炼坩埚外侧，且对熔炼填料加热；熔炼坩埚包括铜管组件和冷却底座，冷却底座设置在铜管组件内，且冷却底座的上侧面与铜管组件的内侧面构成熔炼腔，熔炼填料设置在熔炼腔内；本发明通过冷却组件使得铜管组件温度较低，并通过电磁线圈对熔料填料进行加热，从而实现液态熔融物与熔炼坩埚边界之间形成了一层熔融物硬壳，硬壳的成分为熔融物成分避免对液体熔融物造成污染。
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公开(公告)号：CN114011483B
公开(公告)日：2023-03-14
申请号：CN202111329174.9
申请日：2021-11-10
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种用于锆合金熔池与冷却水试验的盛装容器及制备方法，包括BaZrO3坩埚、捣打料隔热层、不锈钢壳，BaZrO3坩埚设置在不锈钢壳内，BaZrO3坩埚的外壁与不锈钢壳的内壁之间填充有捣打料隔热层。本发明的盛装容器，选用BaZrO3作为锆合金熔池盛装的接触材料，其化学惰性良好，热膨胀系数小，可耐温度高，导热系数小，价格低廉的特点特别适用于锆合金顶部注水试验中的一次性使用；同时采用不锈钢壳和捣打料隔热层“锔”住坩埚的结构，能够避免锆合金熔池在顶部注水过程中可能出现的“坩埚碎片掉入熔池”“熔池外流”等难题。
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公开(公告)号：CN115565707A
公开(公告)日：2023-01-03
申请号：CN202211221208.7
申请日：2022-10-08
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C19/32
Abstract: 本发明公开了一种堆芯熔融物安全壳滞留系统和收集体的参数设计方法，安全壳滞留系统，所述滞留系统包括收集体，所述收集体设置于反应堆压力容器下方的堆腔内，所述收集体与反应堆压力容器下方的堆腔之间的空隙区域为冷却区；所述收集体包括耐高温的容纳容器和设置于所述容纳容器内的牺牲材料；所述牺牲材料包括设置于所述容纳容器内的钢筋、浇筑成型的氧化组分以及添加剂。扩大了企业购买堆芯捕集器的选择范围。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN111430051B
公开(公告)日：2022-02-22
申请号：CN202010254261.1
申请日：2020-04-02
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/00
Abstract: 金属层熔池传热特性模拟材料、制备方法及应用，金属层模拟材料包括金属铋和碘化铋，所述模拟材料在500℃条件下的普朗特数Pr为0.08～0.12。模拟材料的制备工艺包括：配置碘化铋熔盐；加热金属铋至金属铋完全熔化，继续加热至温度T；在温度T下，向熔化的金属铋中多次、缓慢地加入配置的碘化铋熔盐；金属铋表层的碘化铋晶体完全熔化后，得到金属层模拟材料。本发明提供的金属层模拟材料在工作状态下的Pr数为0.08～0.12，更加接近真实材料的普朗特数，故能够更加准确地、可靠地模拟金属层真实材料，更加准确地反映反应堆原型下封头中金属层熔池的金属层的传热特性，有效降低实验获得的传热关系式不确定度，为熔融物堆内滞留策略的制定和实施提供数据支持。
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公开(公告)号：CN110133037B
公开(公告)日：2021-11-30
申请号：CN201910505807.3
申请日：2019-06-12
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01N25/00
Abstract: 本发明公开了一种用于研究不同加热面结构下池式沸腾传热的实验装置，解决了现有技术中的处理方式存在成本高或液位和系统压力精确控制难的问题。本发明包括沸腾水池、沸腾表面加热系统、饱和水供应水箱，以及连接沸腾水池和饱和水供应水箱的蒸汽释放管路、注水管路和回水管路。通过增设饱和水供应水箱实现了恒压系统和液位恒定系统的功能分离，沸腾产生的蒸汽在饱和水供应水箱顶部的横管冷凝区实现冷凝后回收，同时沸腾水池中损失的液位通过注水和回水回路得到补充。本发明可以实现系统压力、水池液位、液体饱和温度等参数保持恒定、独立可调的功能，通过更换不同加热面结构试件可研究其对池式沸腾的敏感性，同时具备高效、紧凑、便利的特点。
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公开(公告)号：CN111623639A
公开(公告)日：2020-09-04
申请号：CN202010572949.4
申请日：2020-06-22
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: F27D15/02
Abstract: 本发明公开了一种高温液态熔融物快速冷却装置及其冷却方法，包括上端敞口且下端封闭的冷却管、用于预热冷却管的加热装置、能够插入冷却管内的供气管、用于带动冷却管下行的导杆，所述供气管与氦气供应系统相连。本发明的目的在于提供一种高温液态熔融物快速冷却装置及其冷却方法，以解决现有技术中降温过程中熔融物内的元素会再次扩散迁移的问题，实现在短时间内将高温液体熔融物冷却至凝固状态，而且不破坏熔融物的分层结构的目的。
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公开(公告)号：CN111537392A
公开(公告)日：2020-08-14
申请号：CN202010407161.8
申请日：2020-05-14
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01N11/00
Abstract: 本发明公开了高温熔融物流动特性测量系统及测量方法，所述测量系统包括熔融物释放装置、流道、热电偶、信号处理器、数据采集板和电脑终端；本发明通过建立不同密集程度的热电偶的三维布置，为测量高温熔融物流动特性提供了前提条件；在热电偶的三维布置完成后，通过测量热电偶的温度变化情况，可判定熔融物处于远离、靠近、接触该热电偶3的状态；通过热电偶温度的变化情况绘制流动形态图，进而绘出高温熔融物的流动形态；再通过分析流动形态图谱，得到高温熔融物的流动特性。与现有的标尺测量或三维成像测量相比，本发明擦用的热电偶测量提高了堆芯熔融物的流动性测量的精确度和可靠性。
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公开(公告)号：CN111337155A
公开(公告)日：2020-06-26
申请号：CN202010201619.4
申请日：2020-03-20
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种接壳式凝固测温装置，包括延伸到感测区域中的外层护套，容纳在外层护套中以感测所述感测区域中的温度的接壳式测温组件,其特征在于：还包括：弹性组件，与接壳式测温组件顶压配合并对接壳式测温组件施加向下轴向推力，致使接壳式测温组件的底端与外层护套的底端内壁处于接触状态；金属锡(5)，测温时由固态相转变为液态相后填充在外层护套的底端内壁并淹没接壳式测温组件的底端。
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