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公开(公告)号:CN116990339B
公开(公告)日:2024-02-13
申请号:CN202311120564.4
申请日:2023-09-01
申请人: 中国核动力研究设计院
IPC分类号: G01N25/08
摘要: 本申请公开了一种沸腾临界的识别方法、装置、设备及存储介质,该方法通过获取目标时段内的曲线以及各时间点的传热恶化影响参数,并判断传热恶化影响参数是否满足第一预设条件,从而得到目标结果。在目标结果指示传热恶化影响参数满足第一预设条件的前提下,再结合曲线中各时间点的壁温,从而可以确定目标时段内的沸腾临界起始点。基于此,本申请实施例可以基于目标时段内的曲线以及传热恶化影响参数来完成沸腾临界识别,易于在复杂的壁温曲线中识别沸腾临界起始点,从而提升了识别沸腾临界起始点的准确率。
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公开(公告)号:CN110118613A
公开(公告)日:2019-08-13
申请号:CN201910402694.4
申请日:2019-05-15
申请人: 中国核动力研究设计院
摘要: 本发明公开了液位追踪式多点温度测量装置及制作方法,装置包括光纤测温线,光纤测温线的两端分别连接液面浮动装置、弹性发条;当本测量装置位于液体中时,所述液面浮动装置浮于液面,所述弹性发条沉入液体内部,所述光纤测温线被拉直。本发明的目的在于提供液位追踪式多点温度测量装置及制作方法,以解决现有技术中热工流体实验的温度测量装置无法追踪液位变化、对测点周围流体造成严重干扰,且影响压力容器的承压和密封的问题,实现可以追踪液面高度位置、保持测点距离液面之间的稳定、减少容器的开孔、易于密封、降低对测点周围流体干扰的目的。
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公开(公告)号:CN116542181A
公开(公告)日:2023-08-04
申请号:CN202310755488.8
申请日:2023-06-26
申请人: 中国核动力研究设计院
IPC分类号: G06F30/28 , G06F30/17 , G06F113/08 , G06F119/14 , G06F119/08
摘要: 本申请公开了一种影响表征指标确定方法、装置和介质。该方法包括:分别获取倾斜条件下加热通道内液膜受到的重力G、气泡受到的浮升力F浮以及液体受到的惯性力F惯;根据所述重力G、浮升力F浮以及惯性力F惯,确定倾斜条件下加热通道内液膜分布不均匀性程度的无量纲数;根据所述无量纲数,确定加热通道内沸腾临界的倾斜影响因子;根据所述倾斜影响因子,对加热通道内沸腾临界热流密度进行修正,得到倾斜条件下加热通道内的沸腾临界热流密度。本申请可以更好的表征倾斜角度对沸腾临界的影响,有效解决了现行的单纯适用热工参数表征沸腾临界特征的局限性,满足对倾斜条件内加热系统沸腾临界行为特性的表征。
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公开(公告)号:CN115688488B
公开(公告)日:2023-04-07
申请号:CN202211713578.2
申请日:2022-12-30
申请人: 中国核动力研究设计院
IPC分类号: G06F30/20
摘要: 本申请公开了一种准则确定方法、装置、设备、计算机存储介质及程序产品,涉及核反应堆安全分析技术领域。该方法包括:建立针对瞬变外力场下的反应堆堆芯热工安全准则的稳态瞬态分析数学物理模型;建立针对瞬变外力场的六自由度运动的三维空间加速度模型;根据所述稳态瞬态分析数学物理模型和所述三维空间加速度模型,确定瞬变外力场下的流动失稳和沸腾临界预测机理模型;根据所述流动失稳和沸腾临界预测机理模型,确定瞬变外力场下的反应堆堆芯热工安全准则。根据本申请实施例,能够对瞬变外力场下的核反应堆堆芯热工安全准则进行准确制定,为先进核能动力系统热工安全研发设计提供了可靠的理论依据。
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公开(公告)号:CN115688488A
公开(公告)日:2023-02-03
申请号:CN202211713578.2
申请日:2022-12-30
申请人: 中国核动力研究设计院
IPC分类号: G06F30/20
摘要: 本申请公开了一种准则确定方法、装置、设备、计算机存储介质及程序产品,涉及核反应堆安全分析技术领域。该方法包括:建立针对瞬变外力场下的反应堆堆芯热工安全准则的稳态瞬态分析数学物理模型;建立针对瞬变外力场的六自由度运动的三维空间加速度模型;根据所述稳态瞬态分析数学物理模型和所述三维空间加速度模型,确定瞬变外力场下的流动失稳和沸腾临界预测机理模型;根据所述流动失稳和沸腾临界预测机理模型,确定瞬变外力场下的反应堆堆芯热工安全准则。根据本申请实施例,能够对瞬变外力场下的核反应堆堆芯热工安全准则进行准确制定,为先进核能动力系统热工安全研发设计提供了可靠的理论依据。
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公开(公告)号:CN117252045A
公开(公告)日:2023-12-19
申请号:CN202311535155.0
申请日:2023-11-17
申请人: 中国核动力研究设计院
摘要: 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安全性。
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公开(公告)号:CN116884655A
公开(公告)日:2023-10-13
申请号:CN202311154167.9
申请日:2023-09-08
申请人: 中国核动力研究设计院
IPC分类号: G21C17/00 , G06F30/28 , G06F111/10 , G06F119/08 , G06F119/14 , G06F113/08
摘要: 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:CN115985536A
公开(公告)日:2023-04-18
申请号:CN202211617123.0
申请日:2022-12-15
申请人: 中国核动力研究设计院
摘要: 本发明公开了一种适用于自然循环系统沸腾临界行为研究的实验方法,所述方法包括稳态自然循环流量参数调节步骤,该步骤进一步包括以下步骤:通过调节自然循环系统中自然循环阻力精准调节阀的开度实现自然循环流量调节;通过调节自然循环系统中换热器的二次侧冷却水流量实现实验本体的入口流体的温度调节;通过调节自然循环系统中稳压器内气体的排放实现实验本体的入口流体的压力调节。本发明实现了特定自然循环条件下特定流量、温度和压力条件下的临界热流密度特性研究,为获得其自然循环临界热流密度值、自然循环流动不稳定出现过程中的沸腾临界行为特性和临界热流密度值提供了条件,为提高反应堆事故条件下的安全性能奠定了坚实的基础。
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公开(公告)号:CN114057163A
公开(公告)日:2022-02-18
申请号:CN202111552266.3
申请日:2021-12-17
申请人: 中国核动力研究设计院
IPC分类号: C01B3/34
摘要: 本发明公开了一种在铅冷却剂装置中制氢气和一氧化碳的系统及方法,包括反应容器一和反应容器二,反应容器一和反应容器二底部通过管道一连通,反应容器一和反应容器二侧壁通过管道二连通,反应容器一中设置有甲烷与二氧化碳的高温反应器,高温反应器的上端进气口与气体混合室相连,气体混合室上设置有甲烷进气管一,反应容器一顶部内设置有与气体混合室连通的气体过滤装置一,反应容器一下端侧壁上安装有甲烷进气管二;反应容器二下端侧壁上安装有进气管;反应容器一、反应容器二、管道一和管道二形成回路,回路中填充有铅冷却剂。本发明利用铅冷却剂高温和稳定的物理性质,结合特殊结构的反应容器,实现高效且安全的氢气、一氧化碳制备。
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公开(公告)号:CN111581806A
公开(公告)日:2020-08-25
申请号:CN202010363721.4
申请日:2020-04-30
申请人: 中国核动力研究设计院
IPC分类号: G06F30/20 , G06F119/14
摘要: 本发明公开了一种瞬变外力对动态自反馈条件下通道内CHF的影响分析方法,瞬变外力对自然循环工况下通道内CHF的影响因子包括宏观影响因子和微观影响因子;宏观影响因通过瞬变外力下的流量对应的静止条件下的CHF值与静止条件的流量对应的静止条件下的CHF值地比值获得;微观影响因子通过瞬变外力下的通道内的CHF值与进口参数相同的静止条件下的CHF值的比值获得;通过乘积法求解耦合瞬变外力对反应堆自然循环工况下通道内CHF的影响因子,最终获得瞬变外力对自然循环工况下DNBR限值修正系数。本发明可用于分析不同装置中瞬变外力对自然循环工况下通道内DNBR限值修正系数,且具有一定的可推广性。
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