核电厂管法兰正常运行及事故工况模拟试验系统及方法

    公开(公告)号:CN119864188A

    公开(公告)日:2025-04-22

    申请号:CN202510049929.1

    申请日:2025-01-13

    Abstract: 一种核电厂管法兰正常运行及事故工况模拟试验系统及方法,该系统包括有供水系统、预热系统、试验段系统、温度调节系统、冷凝系统,所述供水系统包括补水箱、过滤器、补水泵、主水箱、高压柱塞泵、高压调节阀、冷却器和质量流量计,所述预热系统包括预热器,所述试验段系统包括管法兰试验段,所述温度调节系统包括主流通支路、温度快速切换支路、注冷水支路,所述冷凝系统包括冷凝器、冷却塔、冷凝水箱、冷却泵、过滤器、安全阀、泄放阀组成,本发明的试验系统可以模拟核电厂正常运行及事故工况下管法兰结构内部受到的温度压力瞬变冲击。

    未知蒸汽流量下安全壳内壁面含不凝性气体蒸汽冷凝率计算方法

    公开(公告)号:CN118261088A

    公开(公告)日:2024-06-28

    申请号:CN202410461997.4

    申请日:2024-04-17

    Abstract: 本发明公开了一种未知蒸汽流量下安全壳内壁面含不凝性气体蒸汽冷凝率计算方法。该方法步骤如下:1、输入可调节参数:冷凝壁面编号、蒸汽潜热和蒸汽入口质量流量微调参数。2、检索冷凝壁面的第一层网格。3、读取网格各项参数。4、判断网格是否发生冷凝并计算该网格质量源项。5、计算网格动量源项和能量源项。6、判断是否循环结束冷凝壁面编号对应壁面的所有网格,若是,进行下一步骤计算;若否,则检索下一个网格,返回步骤3。7、计算当前时间步长冷凝率。8、调节蒸汽入口质量流量。9、将调节后的蒸汽入口质量流量代入下一时间步长计算。本发明适用于类似安全壳内壁面的封闭空间内大尺寸壁面,可高效并准确模拟安全壳内壁面含不凝性气体蒸汽冷凝现象。本发明可在未知蒸汽流量下快速调节蒸汽输入值,使发生蒸汽冷凝的封闭空间达到稳态。

    海洋条件反应堆自然循环棒束通道沸腾临界试验装置及方法

    公开(公告)号:CN117079845B

    公开(公告)日:2024-04-09

    申请号:CN202310670152.1

    申请日:2023-06-07

    Abstract: 本发明公开了一种海洋条件反应堆自然循环棒束通道沸腾临界试验装置及方法,该试验装置可开展各类自然循环流动换热试验,该装置主要由三个回路组成:双环路试验一回路、双环路试验二回路和冷却回路。双环路试验一回路设计温度为350℃,设计压力为15MPa,压力通过稳压器维持。试验装置包括稳压器、蒸汽发生器、孔板流量计、试验段、板式换热器、金属软管、补水罐、冷却塔、补水箱等。试验段采用电加热的方式,主回路整体放置于六自由度运动平台,可完成海洋条件对临界热流密度影响的相关研究。选用去离子水为流动工质,双环路试验一回路的去离子水由于受热产生了密度差,从而形成了驱动力,使得双环路试验一回路中的去离子水形成闭式自然循环。

    海洋条件下超临界二氧化碳流动不稳定性实验装置及方法

    公开(公告)号:CN117824993A

    公开(公告)日:2024-04-05

    申请号:CN202410013618.5

    申请日:2024-01-04

    Abstract: 本发明公开了海洋条件下超临界二氧化碳流动不稳定性实验装置及方法,该实验装置包括六自由度运动模拟平台,由储液罐、过滤器、柱塞泵、囊式蓄能器、孔板流量计、预热段、并联圆管实验段、套管式冷凝器、真空泵、背压阀及相关设备组成的主循环回路,由套管式冷凝器、制冷机及相关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;本发明能够满足六自由度运动条件下,各种工况下的超临界二氧化碳自然循环和强迫循环并联通道流动不稳定性特性实验研究,同时可以有效减小运动条件下实验系统的误差,并简便快捷的调节系统参数。

    一种光能反应堆系统及其工作方法

    公开(公告)号:CN117409998A

    公开(公告)日:2024-01-16

    申请号:CN202311567516.X

    申请日:2023-11-23

    Abstract: 本发明公开了一种光能反应堆系统及其工作方法,该系统包括核反应堆系统、导热油系统、太阳能热补偿系统。其中多组分换热蒸汽发生器是一个螺旋管并联圆管多通道换热蒸汽发生器,核反应堆所产生的热量由最外侧圆形管束中的钠将热量传递给非规则环形油通道的导热油,最后由导热油与螺旋管内水换热产生蒸汽。蒸汽出口连接再热器吸收来自太阳能热补偿系统热量,完成蒸汽再热,进入汽轮机中做功供以发电机发电。导热油系统作为钠和水的中间换热媒介,有效降低了钠水事故发生概率,显著提高了钠冷快堆整体安全性能;太阳能热补偿系统补偿了多组分蒸汽发生器中牺牲的转换效率,有效利用太阳能实现了核能与太阳能的协同运行、推动构建多能综合的新型电力系统。

    海洋条件反应堆自然循环棒束通道沸腾临界试验装置及方法

    公开(公告)号:CN117079845A

    公开(公告)日:2023-11-17

    申请号:CN202310670152.1

    申请日:2023-06-07

    Abstract: 本发明公开了一种海洋条件反应堆自然循环棒束通道沸腾临界试验装置及方法,该试验装置可开展各类自然循环流动换热试验,该装置主要由三个回路组成:双环路试验一回路、双环路试验二回路和冷却回路。双环路试验一回路设计温度为350℃,设计压力为15MPa,压力通过稳压器维持。试验装置包括稳压器、蒸汽发生器、孔板流量计、试验段、板式换热器、金属软管、补水罐、冷却塔、补水箱等。试验段采用电加热的方式,主回路整体放置于六自由度运动平台,可完成海洋条件对临界热流密度影响的相关研究。选用去离子水为流动工质,双环路试验一回路的去离子水由于受热产生了密度差,从而形成了驱动力,使得双环路试验一回路中的去离子水形成闭式自然循环。

    一种预测超临界二氧化碳冷却堆燃料元件主要参数的方法

    公开(公告)号:CN113065241A

    公开(公告)日:2021-07-02

    申请号:CN202110299921.2

    申请日:2021-03-22

    Abstract: 一种预测超临界二氧化碳冷却堆燃料元件主要参数的方法。该方法步骤如下:1、给定几何、材料及热工参数,设置几何参数初值;2、进行时间步的迭代,设置新的热工参数,为热工、机械计算模块设置参数初值;3、进行热工计算模块,冷却剂调用二氧化碳的物性;4、进行机械计算模块;5、计算间隙气体的温差,判断与步骤3假定的气体温差是否相等,如若不相等则更新气体温差,返回步骤3;6、计算包壳氧化腐蚀情况;7、将步骤3到步骤6按照轴向节点从小到大进行循环;8、调用裂变气体计算模块;9、将步骤2到步骤8按照每个时间步长进行迭代;本发明方法采用热工‑机械‑材料耦合迭代求解的方法,计算超临界二氧化碳冷却堆燃料元件的主要参数。

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