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公开(公告)号：CN105911087B
公开(公告)日：2019-05-07
申请号：CN201610383014.5
申请日：2016-06-01
Applicant: 西安交通大学
Abstract: 一种大型核反应堆熔融池自然对流换热试验系统及方法，该系统包括大型熔融池自然对流换热试验件，提供高温熔融物的熔盐加热炉，与试验件和熔盐炉连接的氮气源，以及冷却水回路；试验系统还包括配套的配电设备、仪控设备和数据测量采集设备；冷却水回路中，离心水泵驱动冷却水箱里的水通过试验件的冷却通道带走衰变热源，被加热的冷却水通过板式换热器和冷却塔恢复到初始水温后再回到冷却水箱；直至熔融池温度达到稳态时试验结束，将试验件里的废液排入到废液池；本发明还提供了试验方法；本发明通过开展大型核反应堆熔融池自然对流换热试验，获得反应堆严重事故条件下的熔融池换热数据进行安全设计。
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公开(公告)号：CN105806881A
公开(公告)日：2016-07-27
申请号：CN201610313009.7
申请日：2016-05-11
Applicant: 西安交通大学
IPC: G01N25/18
CPC classification number: G01N25/18
Abstract: 一种高瑞利数熔融池换热特性测量实验装置，该实验装置是基于ACP1000反应堆压力容器下封头1:1比例的1/4圆二维切片结构，包括熔融池下封头、外部冷却通道和上部盖板三部分；外部冷却通道焊接在熔融池下封头圆弧壁面的外侧，通过冷却水提供外部强迫冷却；上部盖板固定在熔融池下封头的上部，提供绝热或者冷却的边界条件；通过布置在熔融池内部和圆弧壁面上的热电偶，可以获得熔融池内的温度场分布和壁面热流密度分布情况，通过布置在熔融池圆弧壁面内侧的多点热电偶，可以获得熔融池内的硬壳分布特性，本发明为核电厂反应堆严重事故安全性研究提供重要依据。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN109243638B
公开(公告)日：2019-07-02
申请号：CN201811032363.8
申请日：2018-09-05
Applicant: 西安交通大学
IPC: G21C17/00 , G21C17/003
Abstract: 一种核反应堆安全壳碎片迁移特性试验系统及其试验方法，该系统包括由水槽、整流栅、过滤网及相关设备组成的试验段模块，由水箱、主水泵、电动阀门及相关管道和仪表组成的流速调节模块，由冷却水泵、换热器、冷却塔及相关管道和仪表组成的冷却模块，由流量计、温度传感器、压力传感器、液位计组成的热工水力参数测量模块，由高速摄影仪、局域网计算机及相关图像处理软件组成的影像采集模块，由PIV设备、局域网计算机及相关流场处理软件组成的流场信息采集模块，由可编程逻辑控制器将水泵、电动阀门及相关设备组成的远程控制模块；本发明实现了失水事故后安全壳地面水流速度场的准确模拟，获得了不同碎片在水中迁移时的特性参数。
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公开(公告)号：CN109509564A
公开(公告)日：2019-03-22
申请号：CN201811512782.1
申请日：2018-12-11
Applicant: 西安交通大学
IPC: G21C17/00
Abstract: 一种核反应堆工程量级双层熔池传热特性试验装置，该试验装置包括试验段、盖板、电加热元件、隔板和测温组件，本发明试验装置可用于研究核反应堆工程量级下双层构型熔池(上部金属层+下部氧化熔融池)的自然对流换热特性，获得不同工况下氧化熔融池向上和向下的传热特性以及金属层向侧壁的传热特性，分析金属层厚度和高度对双层熔池传热特性的影响，为金属层的热聚焦效应研究提供重要依据；本发明试验装置结构简单、安全性好、可操作性强，能够满足核反应堆工程量级下双层熔池传热特性研究的试验需求。
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公开(公告)号：CN109524137A
公开(公告)日：2019-03-26
申请号：CN201811512781.7
申请日：2018-12-11
Applicant: 西安交通大学
IPC: G21C17/00
CPC classification number: G21C17/001
Abstract: 一种核反应堆工程量级双层熔池传热特性试验系统及方法，该系统包括由储水箱、试验段、主水泵及相关管道阀门组成的主回路，由冷却塔、辅助水泵、换热器及相关管道阀门组成的冷却回路，由熔盐炉、真空泵及相关管道阀门组成的熔盐回路，由导热油罐、回收槽及相关管道阀门组成的导热油回路，以及加热模块、数据测量采集模块、影像采集分析模块和控制模块；本发明还提供了该系统的试验方法；本发明通过开展核反应堆在严重事故下双层构型熔池(上部金属层+下部氧化熔融池)的自然对流换热试验，获得了氧化熔融池向上和向下的传热特性以及金属层向侧壁的传热特性，能够为堆芯熔融物持留技术(IVR)的工程实践应用提供参考。
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公开(公告)号：CN109243638A
公开(公告)日：2019-01-18
申请号：CN201811032363.8
申请日：2018-09-05
Applicant: 西安交通大学
IPC: G21C17/00 , G21C17/003
CPC classification number: G21C17/001 , G21C17/003
Abstract: 一种核反应堆安全壳碎片迁移特性试验系统及其试验方法，该系统包括由水槽、整流栅、过滤网及相关设备组成的试验段模块，由水箱、主水泵、电动阀门及相关管道和仪表组成的流速调节模块，由冷却水泵、换热器、冷却塔及相关管道和仪表组成的冷却模块，由流量计、温度传感器、压力传感器、液位计组成的热工水力参数测量模块，由高速摄影仪、局域网计算机及相关图像处理软件组成的影像采集模块，由PIV设备、局域网计算机及相关流场处理软件组成的流场信息采集模块，由可编程逻辑控制器将水泵、电动阀门及相关设备组成的远程控制模块；本发明实现了失水事故后安全壳地面水流速度场的准确模拟，获得了不同碎片在水中迁移时的特性参数。
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公开(公告)号：CN105911087A
公开(公告)日：2016-08-31
申请号：CN201610383014.5
申请日：2016-06-01
Applicant: 西安交通大学
Abstract: 一种大型核反应堆熔融池自然对流换热试验系统及方法，该系统包括大型熔融池自然对流换热试验件，提供高温熔融物的熔盐加热炉，与试验件和熔盐炉连接的氮气源，以及冷却水回路；试验系统还包括配套的配电设备、仪控设备和数据测量采集设备；冷却水回路中，离心水泵驱动冷却水箱里的水通过试验件的冷却通道带走衰变热源，被加热的冷却水通过板式换热器和冷却塔恢复到初始水温后再回到冷却水箱；直至熔融池温度达到稳态时试验结束，将试验件里的废液排入到废液池；本发明还提供了试验方法；本发明通过开展大型核反应堆熔融池自然对流换热试验，获得反应堆严重事故条件下的熔融池换热数据进行安全设计。
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