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公开(公告)号：CN117393186A
公开(公告)日：2024-01-12
申请号：CN202311106009.6
申请日：2023-08-29
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司 , 国电投核能有限公司
IPC: G21C17/00
Abstract: 本发明提供一种核反应堆临界热流密度试验系统可用性评估方法，包括进行试验系统的标定试验，验证试验系统的可靠性；测定并验证试验系统的模型特征量，确保特征量的几何尺寸满足设计要求；对试验用测量仪器仪表进行校准，使试验温度、压力、流量、电压及电流满足要求；验证与确认工况、动作的稳定性及可控性，验证获取临界热流密度试验数据的过程正确无误；验证与确认质量平衡试验及能量平衡试验，使试验本体的入口和出口的质量和能量保持平衡；进行预试验，确认试验系统功能完整、运行可靠、数据可信，满足临界热流密度试验的试验需求。本发明对于指导CHF试验实施，确保燃料组件CHF试验满足技术和质量目标具有重要价值。
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公开(公告)号：CN117313575A
公开(公告)日：2023-12-29
申请号：CN202311150551.1
申请日：2023-09-07
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司 , 国电投核能有限公司
IPC: G06F30/28 , G16C60/00 , G06F113/08 , G06F119/14 , G06F113/26
Abstract: 本发明提供一种核反应堆临界热流密度试验的模拟方法，包括以下步骤：步骤1，确定临界热流密度试验的棒束试验件的设计特征，步骤2，根据所述棒束试验件的特征，构建棒束试验件的子通道的模型，步骤3，采用所述模型，计算所述棒束试验件的临界热流密度值。还提供了计算机设备及计算机可读存储介质。根据本发明的核反应堆临界热流密度试验的模拟方法、设备及可读存储介质，可以合理指导CHF试验的实施和后续安全分析工作。
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公开(公告)号：CN119581076A
公开(公告)日：2025-03-07
申请号：CN202411671504.6
申请日：2024-11-21
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司 , 国电投核能有限公司
IPC: G21C17/00 , G21C17/10 , G06F30/20 , G06F17/18 , G01F1/00 , G01F25/10 , G06F119/08 , G06F113/08
Abstract: 本发明主要涉及核电反应堆技术领域，尤其涉及一种燃料组件低流量CHF试验工况确定方法。方法包括：针对流量范围为20～300kg/(m2·s)的工况，采用多个第一CHF关系式计算多个第一CHF值；选取第一CHF值与基于子通道程序的WLOP关系式的计算结果偏差最小的第一CHF关系式作为低流量工况的CHF关系式；根据流量范围为20～300kg/(m2·s)和所述低流量工况的CHF关系式构建多个低流量CHF试验工况；根据工况有效性筛选准则对所述多个低流量CHF试验工况进行筛选，得到最终的CHF试验工况。
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公开(公告)号：CN119180239A
公开(公告)日：2024-12-24
申请号：CN202411660443.3
申请日：2024-11-20
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司 , 国电投核能有限公司
IPC: G06F30/28 , G21C17/00 , G06F113/08 , G06F119/14
Abstract: 本发明主要涉及核电反应堆技术领域，尤其涉及一种非均匀功率分布棒束CHF试验件的建模方法及CHF预测方法。非均匀功率分布棒束CHF试验件的建模方法主要包括10个步骤：确定燃料棒束几何参数、径向通道划分、轴向节块划分、确定通道几何参数、确定加热功率分布、确定工况范围、选取两相流模型、确定湍流交混系数、确定流动阻力系数、确定格架位置，本发明提出了针对非均匀功率分布棒束CHF试验件完整、系统的子通道建模方法，能够更加准确的预测非均匀功率分布棒束CHF参数。
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公开(公告)号：CN117393188A
公开(公告)日：2024-01-12
申请号：CN202311119154.8
申请日：2023-08-31
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司 , 国电投核能有限公司
IPC: G21C17/00
Abstract: 本发明提供一种核反应堆临界热流密度试验件，包括：由多个加热棒和多个不发热棒相互平行、且等间隔排列而组成的棒束阵列，多个加热棒包括多个热棒，和多个冷棒，冷棒的发热功率小于热棒的发热功率，棒束阵列在垂直于加热棒的长度方向上的截面呈正方形棒束排列，其中心位置为不发热棒，正方形棒束排列包括围绕中心位置的不发热棒的内圈正方形棒束排列，和位于内圈正方形棒束排列外围的至少一个外圈正方形棒束排列，内圈正方形棒束排列的四边与外圈正方形棒束排列的四边平行，在内圈正方形棒束排列中，多个热棒和多个不发热棒交替排列。本发明可合理模拟双冷壁结构的燃料组件CHF试验现象，为研究复杂双冷壁效应对CHF的影响提供了试验支持。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN117393187A
公开(公告)日：2024-01-12
申请号：CN202311113774.0
申请日：2023-08-31
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司 , 国电投核能有限公司
IPC: G21C17/00
Abstract: 本申请提供核反应堆临界热流密度试验用加热棒的设计方法，包括：选取加热棒的目标功率曲线，目标功率曲线为计算得到的反应堆中燃料棒的轴向功率曲线；确定加热棒的轴向功率曲线的峰值功率，加热棒的轴向功率曲线的峰值功率为燃料棒的轴向功率曲线的功率最大值；确定加热棒的轴向功率曲线的端点功率，根据峰值功率P2、加热棒的最小内径Ri1、加热棒的最大内径Ri2、加热棒的外径Ro以及公式(1)，确定加热棒的轴向功率曲线的端点的功率值P1；生成加热棒的轴向功率曲线，在使加热棒的轴向功率曲线与目标功率曲线尽可能接近，使加热棒的轴向功率曲线的积分面积与反应堆中燃料棒的轴向功率曲线的积分面积相同的条件下，生成加热棒的轴向功率曲线。
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公开(公告)号：CN117350184A
公开(公告)日：2024-01-05
申请号：CN202311150563.4
申请日：2023-09-07
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司 , 国电投核能有限公司
IPC: G06F30/28 , G06F119/08 , G06F113/08 , G06F119/14
Abstract: 本发明提供了核反应堆燃料组件交混系数的计算方法，包括如下步骤：第一步骤，采用计算流体力学的方法，对核反应堆的燃料组件进行模型计算，得到燃料组件子通道出口温度分布Te；第二步骤，采用子通道分析方法，在相同工况下，对燃料组件进行模型计算，得到相同工况下燃料组件子通道出口温度分布Tp；第三步骤，调整子通道分析方法中的交混系数的值，使得燃料组件子通道出口温度分布Tp与燃料组件子通道出口温度分布Te的差异小于预定值，从而获得子通道分析方法中使用的交混系数的值。能够快速且准确的获得燃料组件的交混系数TDC，以便为燃料组件临界热流密度CHF关系式的开发和应用提供输入。
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公开(公告)号：CN119756456A
公开(公告)日：2025-04-04
申请号：CN202411693909.X
申请日：2024-11-25
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司 , 国电投核能有限公司
IPC: G01D21/02 , G21C17/00 , G01M3/28 , G01M3/08 , G01M3/18 , G01N3/12 , G01K15/00 , G01R27/02 , G01N23/00 , G01N29/04 , G01N21/88 , G01N27/82 , G01B21/00
Abstract: 本申请提供了一种加热棒检测系统和方法以及核反应堆，其中，加热棒检测系统包括气密检测模块，气密检测模块适于通过检测试验气体的压力变化以检测加热棒的气密性；水压检测模块，水压检测模块适于对加热棒施加试验压力，并保压超过预设时间以检测加热棒的水压承受力；热电偶特性检测模块，热电偶特性检测模块适于对每个热电偶进行标定；电阻检测模块，电阻检测模块判断每根加热棒与平均电阻之间的电阻偏差是否合格；无损检测模块，无损检测模块适于通过射线、超声、红外以及电磁检测加热棒的质量并分析加热棒可能出现缺陷的位置和大小；结构检测模块，结构检测模块适于对加热棒的规格、数量、外观、标识以及尺寸进行检测。
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公开(公告)号：CN119724642A
公开(公告)日：2025-03-28
申请号：CN202411693908.5
申请日：2024-11-25
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司 , 国电投核能有限公司
IPC: G21C17/00
Abstract: 本申请提供了一种热流密度试验系统及方法，其中，热流密度试验系统包括：离心泵，适于为试验系统提供试验工质，离心泵包括离心泵第一端和离心泵第二端；调节阀门，调节阀门一端与流量计的一端连接，调节阀门适于调节试验工质的流量，其中，流量为200kg/(m2·s)～1300kg/(m2·s)；试验本体，本体第一端和本体第二端，本体第一端和调节阀门连接，本体第二端和离心泵连接；流量计，流量计一端与离心泵第二端连接，流量计适于监测试验本体内的试验工质的流量；测量装置，测量装置与试验本体相连，适于测量试验本体的热流密度。本申请能够对低流量热流密度进行有效试验，进一步提高低流量热流密度的试验效率。
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公开(公告)号：CN119322729A
公开(公告)日：2025-01-17
申请号：CN202311507824.3
申请日：2023-11-13
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F11/3604 , G06F30/20 , G06F119/02 , G06F119/08 , G06F113/14
Abstract: 本发明提供了一种核反应堆系统分析程序的验证方法，包括：获取核反应堆系统分析程序的设计文档，根据所述设计文档确定核反应堆系统分析程序包含的待验证模型；根据现象识别与分级表确定各个待验证模型的重要度；接收每个待验证模型的模型属性，根据所述模型属性确定待验证模型的技术成熟度，所述模型属性包括理论类型、算法认可度、应用实证状况；根据待验证模型的重要度和技术成熟度确定待验证模型所采用的验证方式，所述验证方式包括基准题验证、试验验证和保守性论证；根据确定的验证方式，对每个待验证模型开展模型验证。
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