获得核燃料棒内部燃料芯块温度分布的方法

    公开(公告)号:CN106156460B

    公开(公告)日:2020-03-17

    申请号:CN201510142261.1

    申请日:2015-03-27

    摘要: 本发明提供了一种获得核燃料棒内部燃料芯块温度分布的方法。该方法包括:获得燃料棒有效温度TFdff和燃料芯块理论温度分布的函数表达式;获得燃料棒燃耗深度BU;计算燃料棒包壳平均温度由燃料棒燃耗深度BU和燃料棒功率p,计算燃料棒有效温度TFdff;由燃料棒包壳平均温度和燃料棒有效温度TFdff,计算燃料芯块的平均温度由燃料棒燃耗深度BU和燃料棒功率p,计算燃料芯块理论平均温度利用燃料芯块平均温度和燃料芯块理论平均温度对燃料芯块理论温度分布进行校正,得到校正后的燃料芯块温度分布Tpellet(r)。本发明简化了核燃料棒内部燃料芯块温度分布的计算流程,计算速度更快,使得工程人员对燃料芯块温度的实时监控成为可能。

    高温氟盐参比电极及其制造方法

    公开(公告)号:CN105806773B

    公开(公告)日:2018-07-10

    申请号:CN201410854193.7

    申请日:2014-12-31

    发明人: 汪峰 孙晨

    IPC分类号: G01N17/02

    摘要: 本发明涉及一种高温氟盐参比电极,包括:石墨管,石墨管一端具有管口,另一端封闭而具有底壁,所述底壁形成隔膜,石墨管内限定管腔;热解氮化硼套管,同轴设置在石墨管的管腔内以贴附石墨管的基本上整个内周壁;热解氮化硼涂层,贴附在石墨管的基本上整个外周壁以形成涂层筒体;参比溶液;电极丝导管,导管的一端在石墨管的管口与石墨管密封连接;和电极丝,电极丝的一端穿过导管而延伸到石墨管内以浸没在参比溶液内。本发明还涉及一种用于高温氟盐电化学测量的制造方法。

    原位拉曼观察高压釜
    5.
    发明公开

    公开(公告)号:CN107014798A

    公开(公告)日:2017-08-04

    申请号:CN201610056609.X

    申请日:2016-01-27

    发明人: 汪峰

    IPC分类号: G01N21/65

    CPC分类号: G01N21/65 G01N2021/651

    摘要: 本发明提供了一种原位拉曼观察高压釜,包括:高压釜体(1),所述高压釜体(1)限定釜腔(S);观测孔道(2),所述观测孔道(2)的一端设置在高压釜体(1)的侧壁上,并与高压釜体(1)相通,用于导入和导出拉曼激光;视窗(3),设置在所述观测孔道(2)的另一端上,并与所述观测孔道(2)密封地连接;试样架(9),设置在高压釜体(1)内;以及透镜(7),所述透镜(7)与观测孔道(2)同轴地设置在高压釜体(1)内。本发明提供了一种安全可靠的、能够进行长期、连续的原位拉曼测量的原位拉曼观察高压釜。

    核电厂事故缓解系统以及缓解方法

    公开(公告)号:CN106934510A

    公开(公告)日:2017-07-07

    申请号:CN201511024341.3

    申请日:2015-12-30

    IPC分类号: G06Q10/06 G06Q50/06

    CPC分类号: G06Q10/0637 G06Q50/06

    摘要: 一种核电厂事故缓解系统,包括:测量单元,所述测量单元被配置为用于测量核电厂的一个或多个运行参数;数据网络,所述数据网络与所述测量单元连接;数据服务器,所述数据服务器与所述数据网络连接,用于存储通过所述数据网络实时获取的核电厂的一个或多个运行参数;计算服务器,所述计算服务器分别与所述数据网络和所述数据服务器连接,用于控制所述数据网络和所述数据服务器,并对所述运行参数进行分析和给出事故缓解方案;以及终端设备,所述终端设备接收并输出所述计算服务器确定的事故缓解方案。本发明还提供一种核电厂事故缓解方法。本发明的技术方案能够快速准确地确定缓解方案,提高了核电厂应对严重事故的处理能力。

    装载157盒燃料组件的堆芯的探测器布置方法及其堆芯

    公开(公告)号:CN106782688A

    公开(公告)日:2017-05-31

    申请号:CN201510809850.0

    申请日:2015-11-20

    IPC分类号: G21C5/02 G21C17/108

    CPC分类号: Y02E30/40 G21C5/02 G21C17/108

    摘要: 本发明提供一种用于装载157盒燃料组件的核反应堆堆芯的固定式探测器径向布置方法,所述方法包括如下步骤:将已布置控制棒组的燃料组件确定为不布置固定式探测器的燃料组件;从第二行开始隔行布置固定式探测器;在适当的位置增加固定式探测器或局部调整固定式探测器的位置;实际测量布置有固定式探测器的燃料组件的状态参数值;插值获得核反应堆堆芯内所有燃料组件的状态参数值;利用统计学工具从第四系列待选方案中确定最优方案。本发明还提供一种包括固定式探测器的装载157盒燃料组件的核反应堆堆芯。本发明保证了堆芯在线监测系统计算的精度和速度,同时提高了堆芯在线监测系统的经济性。

    一种基于请求处理服务的HDF5文件多线程访问方法

    公开(公告)号:CN106708848A

    公开(公告)日:2017-05-24

    申请号:CN201510776495.1

    申请日:2015-11-12

    IPC分类号: G06F17/30

    CPC分类号: G06F17/30896

    摘要: 本发明提供了一种HDF5文件多线程访问方法,通过设置一个请求处理服务,用于接收多个线程发送的访问请求,根据访问请求对HDF5文件进行访问,并将访问结果发送给访问请求对应的线程;其中,请求处理服务接收访问请求后立即向线程返回响应消息,避免了多线程访问共享HDF5文件引起的线程阻塞,另外,请求处理服务通过任务调度队列将多个线程的访问请求聚合起来,然后统一对HDF5文件进行访问处理,提高了总体访问文件的效率。本发明能够让多个线程实时、非阻塞地访问HDF5文件,提高应用程序的整体性能,实现对科学数据的高性能处理。

    非能动堆芯熔融物捕集系统

    公开(公告)号:CN104051030B

    公开(公告)日:2017-02-22

    申请号:CN201310421663.6

    申请日:2013-09-16

    IPC分类号: G21C9/016 G21C15/18

    CPC分类号: Y02E30/40

    摘要: 本发明涉及非能动堆芯熔融物捕集系统,包括熔融物导流装置、熔融物倾斜滞留导流装置及熔融物容纳装置。熔融物导流装置包括:导流壁,形成漏斗结构的容器;导流孔,位于容器的最下方;熔融塞,用于堵塞导流孔,熔融塞适于被熔穿而允许堆芯熔融物流出导流孔。熔融物倾斜滞留导流装置包括:倾斜导流区;位于倾斜导流区的下方以冷却倾斜导流区的冷却水流道,倾斜导流区与堆芯熔融物接触的一侧设置有导流区牺牲材料层。倾斜导流区可包括与冷却水流道相通的多个竖向冷却水管,多个竖向冷却水管彼此间隔开,且每一个竖向冷却水管延伸过导流区牺牲材料层的至少一部分。从导流孔流出的堆芯熔融物下落到倾斜导流区的一端而沿倾斜导流区流到熔融物容纳装置的容纳池内。

    用于核电站安全壳的冷却系统和冷却方法

    公开(公告)号:CN106158056A

    公开(公告)日:2016-11-23

    申请号:CN201510185204.1

    申请日:2015-04-17

    IPC分类号: G21C15/18

    CPC分类号: Y02E30/40

    摘要: 公开了一种用于核电站安全壳的冷却系统,所述安全壳内设有核反应堆芯,所述冷却系统包括:封闭壳体,设置在所述安全壳外围,所述封闭壳体与所述安全壳之间形成封闭的冷却空间;喷水装置,安装在所述封闭壳体的上部,被构造成用于向所述安全壳的上部喷水,所述水通过吸收安全壳的热量而转换成蒸汽,以降低所述安全壳内的温度;转换系统,与所述冷却空间连通,以将所述蒸汽的热能转换成动能或者电能;以及抽水装置,利用所述动能将外部水源的水供应到所述喷水装置。该冷却系统能够以高温水蒸汽为动力源,驱动蒸汽动力转换装置,可以补充源源不断的外部冷却水,增强了冷却效果,保证核电站乃至周围环境的安全。