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公开(公告)号：CN107170501B
公开(公告)日：2018-02-23
申请号：CN201710384226.X
申请日：2017-05-26
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21D3/14
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明公开了一种抑制汽液两相自然循环系统流动不稳定的方法和装置，通过在自然循环系统和稳压器的连接管上增加双向文丘里流量计和高精度快速响应节流调节装置，可以抑制自然循环系统发生压降震荡流动不稳定，提高两相自然循环系统的自然循环能力，解决相比强迫循环系统，自然循环系统驱动力较弱，更容易出现压降震荡、密度波等流动不稳定性的问题。本发明的优点是：抑制了汽液两相自然循环系统流动的不稳定，便于自然循环系统流动传热、临界热流密度研究；在现有设备上改进方便易行，不需要更换全套设备。
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公开(公告)号：CN104681110A
公开(公告)日：2015-06-03
申请号：CN201510040594.3
申请日：2015-01-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/10
CPC classification number: G21C17/10
Abstract: 本发明涉及压力容器设备领域，具体公开了一种棒束通道全透明可视化实验装置，包括棒束通道本体（4）、设置在棒束通道本体（4）外用于卡紧棒束通道本体（4）的承压外壳（3），所述棒束通道本体（4）由透明材料制成，所述承压外壳（3）上在其四周开设有观察槽（31）。本发明的实验装置具有可承受一定内压、具有大尺寸可视窗口的棒束通道本体，实现了棒束通道全流场的可视化，解决了棒束通道可测量几何范围偏小、观察区域有限的问题；可用于进行棒束或管束的单相和两相可视化实验研究，能够实现全流场的速度场测量或两相流动过程的图形记录，能够为进一步开展棒束通道内的单相和两相流动以及局部现象的定量研究提供支持。
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公开(公告)号：CN103557512A
公开(公告)日：2014-02-05
申请号：CN201310486763.7
申请日：2013-10-17
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: F22B37/26
Abstract: 本发明公开了一种汽水分离器，由下锥段（1）、上升筒下段（2）、上锥段（3）和上升筒上段（4）构成，下锥段（1）和上锥段（3）为下宽上窄结构，下锥段（1）的上端与上升段下段（2）的下端连接，上升段下段（3）的上端与上锥段（3）的下端连接，上锥段（3）的上端与上升段上段（4）的下端连接。本发明还公开了一种蒸汽发生器模拟体。本发明的优点在于，在满足试验要求的情况下，取消了旋叶片和干燥器，结构简单，成本低。
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公开(公告)号：CN119809256A
公开(公告)日：2025-04-11
申请号：CN202411915101.1
申请日：2024-12-24
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06Q10/0631 , G06Q50/06 , G06N3/006 , G21C7/00
Abstract: 本申请公开了一种反应堆热工水力实验工况的智能排序方法和系统，该智能排序方法首先采用预先构建的机器学习模型实现热工水力实验各工况间切换时间的自动预测；然后以各工况点作为节点，以各工况间切换时间作为节点间的边，即边的长短表示节点间的时间距离，切换时间越长，则边的长度越大，反正边的长度越小，生成工况切换时间的有向图；最后采用蚁群算法对该工况切换时间的有向图进行最短路径搜索，得到总切换时间最短的路径，即完成时间最短的工况排序，按照该完成时间最短的工况排序实现工况控制，能够实现热工水力实验完成时间最短，有效提高了实验效率，整个过程全自动实现，极大的减轻了实验人员的工作强度。
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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
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 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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Patent Agency Ranking
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
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：CN115985536A
公开(公告)日：2023-04-18
申请号：CN202211617123.0
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：CN112577711B
公开(公告)日：2022-10-11
申请号：CN202011361803.1
申请日：2020-11-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01M10/00
Abstract: 本发明公开了一种并联通道流动失稳行为特性试验装置及方法，所述试验装置，包括循环回路，所述循环回路上还串联有泵、并联通道模拟体及换热器，还包括第一管段和第二管段；所述换热器包括：第一换热器、第二换热器；还包括相对于泵并联的旁通管段；第一管段、第二管段、旁通管段、第三管段上均设置有截断阀。所述方法基于所述试验装置。采用本方案提供的试验装置及方法，通过在同一试验系统内开展不同驱动方式下的并联通道流动失稳特性的实验研究，有效规避了不同流体驱动方式下不同系统以及闭式循环系统的自反馈特性的影响。
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公开(公告)号：CN114267783A
公开(公告)日：2022-04-01
申请号：CN202111602015.1
申请日：2021-12-24
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种可在中高温条件下使用半导体实现热电直接转换的半导体热电转换模块，其结构包括导热基板，导流片，薄膜集成晶粒，晶粒定位器以及绝热填充介质等。本发明各部件材料选择、结构设计和加工工艺中兼顾了热电转换效率、温度有效传递、耐冷热冲击性能、中高温运行可靠性等需求。经实践证明，本半导体热电转换模块在中高温条件下可实现高效率的热电直接转换，且能在温度大幅度升降过程中保证稳定运行。
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公开(公告)号：CN113325028A
公开(公告)日：2021-08-31
申请号：CN202110631694.9
申请日：2021-06-07
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01N25/12
Abstract: 本发明公开了自然循环系统不稳定流动的沸腾临界实验装置及控制方法，涉及核反应实验技术领域，其技术方案要点是：包括顺次连接且形成自然循环回路的沸腾临界实验本体、换热器、流量调节阀、加热器；自然循环回路通过波动幅值调节阀外接有稳压器，稳压器配置有排气开关阀、充气开关阀、排水开关阀、充水开关阀。可以进行自然循环系统流动不稳定出现后沸腾临界的科学研究，通过合理的调节手段可以获得沸腾临界实验本体入口温度、压力、自然循环平均流量以及自然循环流量的波动周期、波动幅值等不同参数的临界热流密度值，实现自然循环系统流动不稳定过程中沸腾临界的系统性研究。
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