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公开(公告)号：CN114047219B
公开(公告)日：2024-05-14
申请号：CN202111328812.5
申请日：2021-11-10
申请人： 中国核动力研究设计院
摘要： 为解决现有技术中存在的颗粒床内热源模拟中局部单元内的体积释热不均匀的技术问题，本发明实施例提供一种释热结构、释热单元、内热源模拟装置及方法，包括：第一加热棒，设于虚拟正方体的第一面的第一边上；第二加热棒，设于虚拟正方体的第二面的第二边上；以及第三加热棒，设于虚拟正方体的第三面的第三边上；所述第三面设于第一面和第二面之间，并分别与第一面和第二面垂直；第三边的两端分别垂直第二面和第三面；第一边、第二边和第三边互不共面；第一加热棒、第二加热棒和第三加热棒均用于插入颗粒床作为内热源。本发明实施例过释热结构实现了采用加热棒对颗粒床的释热各向同性，从而使颗粒床的体积释热在宏观上展现出较高的均匀性。
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公开(公告)号：CN117521528B
公开(公告)日：2024-03-15
申请号：CN202410004544.9
申请日：2024-01-03
申请人： 中国核动力研究设计院
IPC分类号： G06F30/27 , G06N20/00 , G06F18/241
摘要： 本申请公开了一种涡轮设备仿真模型进化方法、装置、介质及计算设备，涡轮设备仿真模型进化方法包括：获取涡轮设备在进口参数为设计参数的情况下所对应的当前运行数据；基于当前运行数据对涡轮设备仿真模型进行预检；在预检结果表明涡轮设备仿真模型需要进化时，对当前运行数据进行预处理，得到组合数据集，其中，组合数据集包括输入数据和对应于输入数据的输出数据；基于组合数据集构建映射模型，并通过映射模型输出进口参数为设计参数下的更新性能曲线；使用更新性能曲线替换涡轮设备仿真模型的历史性能曲线，以进化涡轮设备仿真模型。涡轮设备仿真模型能够根据涡轮设备的退化程度进行进化，真实反映涡轮设备在不同寿期阶段的运行特性。
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公开(公告)号：CN117672562A
公开(公告)日：2024-03-08
申请号：CN202311658412.X
申请日：2023-12-05
申请人： 中国核动力研究设计院
摘要： 本申请公开了一种核反应堆发电系统，涉及核发电技术领域，包括发电系统以及余热排出系统，所述发电系统利用核反应堆加热超临界二氧化碳形成高温高压气体，并由所述高温高压气体驱动至少一个与发电机相连的透平机做功而发电；所述余热排出系统包括用于向所述核反应堆提供冷却用二氧化碳工质的补充装置以及用于实现所述二氧化碳工质循环的冷却回路系统。本申请以超临界二氧化碳为余热排出工质，匹配直接循环超临界二氧化碳反应堆或其他间接循环反应堆发电系统，实现堆芯余热排出，避免了传统水工质余热排出系统因温度分布不均匀、相变等引起的热应力问题和材料疲劳寿命问题，可大幅度提高反应堆的安全性。
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公开(公告)号：CN117672559A
公开(公告)日：2024-03-08
申请号：CN202311658417.2
申请日：2023-12-05
申请人： 中国核动力研究设计院
摘要： 本发明提供一种利用超临界二氧化碳进行余热导出的发电系统及方法，系统包括核能发电系统和余热导出系统；所述核能发电系统包括反应堆；所述的余热导出系统包括循环管路和冷却箱，所述循环管路内充有用于冷却所述反应堆的冷却工质，所述循环管路经过所述反应堆，所述循环管路经过所述冷却箱，所述冷却箱内设有用于冷却所述冷却工质的冷却剂；所述冷却工质为超临界二氧化碳。本发明利用超临界二氧化碳作为冷却工质，超临界二氧化碳是一种超临界流体，能够避免传统冷却工质相变使反应堆压力容器的使用寿命减小，而导致反应堆安全性下降的技术问题，可以替代传统的水工质反应堆非能动余热导出系统，提高反应堆停堆的安全性。
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公开(公告)号：CN116007373B
公开(公告)日：2023-08-15
申请号：CN202211617206.X
申请日：2022-12-15
申请人： 中国核动力研究设计院
摘要： 本发明公开了一种核反应堆堆芯熔融物熔炼装置和熔炼方法，包括惰化室、熔炼坩埚和电磁感应组件，惰化室的侧壁上设置有与其内部连通的进气接管和出气接管，熔炼坩埚设置在惰化室内，熔炼坩埚内部有熔炼填料，电磁感应组件设置在熔炼坩埚外侧，且对熔炼填料加热；熔炼坩埚包括铜管组件和冷却底座，冷却底座设置在铜管组件内，且冷却底座的上侧面与铜管组件的内侧面构成熔炼腔，熔炼填料设置在熔炼腔内；本发明通过冷却组件使得铜管组件温度较低，并通过电磁线圈对熔料填料进行加热，从而实现液态熔融物与熔炼坩埚边界之间形成了一层熔融物硬壳，硬壳的成分为熔融物成分避免对液体熔融物造成污染。
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公开(公告)号：CN115565707B
公开(公告)日：2023-06-06
申请号：CN202211221208.7
申请日：2022-10-08
申请人： 中国核动力研究设计院
IPC分类号： G21C19/32
摘要： 本发明公开了一种堆芯熔融物安全壳滞留系统和收集体的参数设计方法，安全壳滞留系统，所述滞留系统包括收集体，所述收集体设置于反应堆压力容器下方的堆腔内，所述收集体与反应堆压力容器下方的堆腔之间的空隙区域为冷却区；所述收集体包括耐高温的容纳容器和设置于所述容纳容器内的牺牲材料；所述牺牲材料包括设置于所述容纳容器内的钢筋、浇筑成型的氧化组分以及添加剂。扩大了企业购买堆芯捕集器的选择范围。
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公开(公告)号：CN115662662A
公开(公告)日：2023-01-31
申请号：CN202211103304.1
申请日：2022-09-09
申请人： 中国核动力研究设计院
摘要： 本发明公开了一种堆芯熔融物捕集冷却器及其参数计算方法，包括堆坑、钢制容器、引流组件和反应冷却组件，压力容器设置在堆坑内部，钢制容器设置在所述压力容器下方，且通过支撑座固定在所述堆坑底部，所述钢制容器的上端设置有供所述压力容器的堆芯熔融物进入所述钢制容器的开口，引流组件设置在所述钢制容器与所述压力容器之间，反应冷却组件设置在所述钢制容器内；本发明通过将压力容器置于堆坑内，并在堆坑内和压力容器的下方设置引流组件，将压力容器的堆芯熔融物引流至钢制容器内，通过钢制容器内的反应冷却组件对堆芯熔融物进行冷却，并且通过反应冷却组件避免堆芯熔融物与钢制容器直接接触，减少钢制容器被堆芯熔融物破坏的概率。
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公开(公告)号：CN115385641A
公开(公告)日：2022-11-25
申请号：CN202211109265.6
申请日：2022-09-13
申请人： 中国核动力研究设计院
摘要： 本发明公开了一种用于核反应堆严重事故堆芯捕集器的牺牲材料及制备工艺，包括牺牲钢材和氧化物组分，氧化物包括如下组分：高铝水泥，高品位铁矿石，石英砂，添加剂，减水剂，水。本发明的牺牲材料用于与高温熔融物反应，以降低高温熔融物的温度，氧化高温熔融物的金属成分，减少裂变产物的释放；采用牺牲钢材和氧化物组合物结合，牺牲钢材一部分为钢筋结构，与氧化物组分一起以钢筋混凝土的形式布置在堆芯捕集器中的底部和侧面，和Al2O3一起降低熔融池中氧化相的密度，实现熔融池的分层反转，一部分牺牲钢材为钢管结构用于包裹封装添加剂，并插在底部混凝土的多孔结构中，能够使密封钢管融化使得高温熔融物首先与添加剂反应。
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公开(公告)号：CN112117180B
公开(公告)日：2022-03-01
申请号：CN202011015193.X
申请日：2020-09-24
申请人： 中国核动力研究设计院
摘要： 本发明公开了一种高凝固温度气态组分取样装置及取样方法，包括取样管、套管和气体流量控制系统；套管密封套装在取样管的外部；取样管用于对实验装置中产生的高温气体进行实时取样并将其送往质谱仪进行分析；取样管的管壁上设置有不同尺寸的保护气体流道，且保护气体流道与取样管的轴向呈一定角度，用以在取样管中构建螺旋流场；套管用于构建保护气体流通通道，结合取样管中不同尺寸的保护气体流道，从而能够通过控制不同位置的保护气流流量来保证螺旋流场的稳定。本发明可用于高温气态混合物取样，实现实验装置的实时取样分析，并可防止裂变产物与壁面接触吸附，可定量获得严重事故条件下裂变产物的释放瞬态数据，有效降低实验结果的不确定度。
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公开(公告)号：CN110489712B
公开(公告)日：2022-02-22
申请号：CN201910727809.7
申请日：2019-08-08
申请人： 中国核动力研究设计院
IPC分类号： G06F17/12 , G21C17/112
摘要： 本发明公开了基于测量数据获取熔融池表面冷却热流密度的方法，向熔融池表面注水冷却过程中，采集熔融池各测温点处对应温度，各测温点沿熔融池竖直方向上分布；沿竖直方向上对熔融池划分网格节点，网格节点至少包括与测温点重合的节点；依据划分网格节点，建立熔融池一维非稳态导热的离散方程组；采用线性化方法对熔融池温度场进行初始化，依据网格节点的高度，获得网格节点的初始温度；求解一维非稳态导热的离散方程组，获得液态熔融物表面冷却的热流密度；测温点包括熔融池上表面、中部和底部测温点。本发明提供的方法满足熔融物表面冷却实验要求，可以支撑熔融物冷却技术的开发，为开展熔融物顶部注水实验提供基础和前提。
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