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公开(公告)号：CN221329152U
公开(公告)日：2024-07-12
申请号：CN202322447584.4
申请日：2023-09-07
申请人： 中广核研究院有限公司 , 中国广核电力股份有限公司 , 扬州市优珂电气有限公司
摘要： 本实用新型涉及一种核燃料棒模拟用电加热棒，所述加热元件包括管式发热体以及分别与所述管式发热体两端相连接的第一引线以及第二引线，所述管式发热体上均匀分布有数个通孔。本实用新型通过构造一种具有通孔镂空设计的发热金属管，可以使加热元件在有限的棒内空间获得更大的单棒功率，模拟出更大的表面热流密度。
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公开(公告)号：CN112560360A
公开(公告)日：2021-03-26
申请号：CN202011463714.8
申请日：2020-12-11
申请人： 中广核研究院有限公司 , 中广核研究院有限公司龙岗分公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
IPC分类号： G06F30/28 , G06F30/13 , G06F113/08 , G06F119/08 , G06F119/14
摘要： 本发明公开一种核反应堆严重事故下堆坑注水后RPV的结构完整性分析方法，包括：(1)建立包括RPV内部熔池、RPV固壁和RPV外部堆坑冷却水的瞬态CFD烧蚀传热计算模型；(2)使用CFD动态网格技术进行二次开发计算获得不同时刻的RPV固壁的烧蚀和温度场分布情况；(3)根据CFD耦合烧蚀传热计算获得的RPV烧蚀温度场情况和堆坑流道内的气液两相流分布情况，判断RPV固壁是否会被熔穿；(4)若不被熔穿，则提取CFD计算获得的RPV剩余壁厚和温度场，校核RPV固壁最小剩余壁厚能否满足静力学承载要求；(5)若可以满足静力学承载要求，则继续使用RPV剩余固壁和温度场建立有限元分析模型(FEM)，判断剩余固壁能否在RPV内融池重量、RPV自重、内压等作用下，不发生蠕变失效。
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公开(公告)号：CN117219300A
公开(公告)日：2023-12-12
申请号：CN202311237311.5
申请日：2023-09-22
申请人： 中广核研究院有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
IPC分类号： G21C9/00 , G21C15/247
摘要： 本发明涉及一种液态重金属反应堆安全系统，包括：内部设有蒸汽发生器的反应堆容器、用于过滤液态重金属的过滤装置、安全罐以及连接管线，所述连接管线依次连接所述反应堆容器、所述过滤装置以及所述安全罐。本发明在反应堆容器和安全罐之间设置过装置，有效解决了现有安全系统中液态重金属直接进入安全罐，凝固导致安全罐入口管道堵塞的问题，提高了蒸汽发生器传热管破裂事故下液态重金属反应堆的安全性。
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公开(公告)号：CN108389635A
公开(公告)日：2018-08-10
申请号：CN201711129087.2
申请日：2017-11-15
申请人： 岭东核电有限公司 , 中广核研究院有限公司 , 大亚湾核电运营管理有限责任公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
IPC分类号： G21C15/243 , G21C15/18
摘要： 本发明提供一种反应堆堆腔注水系统三维模拟实验装置及实验方法，该实验装置包括注储水回路、实验主回路、冷却水二回路及下降回路，实验主回路包括堆坑模拟体、压力容器模拟体、保温层模拟体、腔体及加热模组，冷却水二回路包括换热器及冷却管路，下降回路包括下降自然循环管路和下降强制循环管路，汽水混合物流动路径所在竖向平面与注储水回路输入管道之间设成垂直或夹角。采用上述实验装置及实验方法，通过模拟实际反应堆堆腔的注水过程，实现在自然循环工况和强制循环工况下的堆腔注水实验，结合采用“三维立体供水流动路径”，实现更好调整注水流量及注水过冷度，以提高反应堆堆腔的注水冷却能力和压力容器外壁的临界热流密度的安全裕量。
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公开(公告)号：CN105845187A
公开(公告)日：2016-08-10
申请号：CN201610330389.5
申请日：2016-05-18
申请人： 中广核研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
IPC分类号： G21C15/18
摘要： 本发明公开一种电站严重事故缓解系统，包括堆芯安注系统和堆腔注水系统，堆芯安注系统包括连接于一回路系统冷管段的至少一组固定安注子系统或/和至少一组临时安注子系统，固定安注子系统还连通设于压力容器一侧的安注箱，临时安注子系统还连接核电站内/外的可用水源；堆腔注水系统包括连通反应堆堆腔的至少一组非能动堆腔注水子系统或/和至少一组能动堆腔注水子系统，非能动堆腔注水子系统还连通安注箱，能动堆腔注水子系统还连通注水水源。该电站严重事故缓解系统能有效减少堆芯熔融物质量，推迟严重事故进程，为后续的严重事故缓解措施争取充足的时间，提高堆腔注水的安全裕度，提高IVR策略成功的概率。
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公开(公告)号：CN113678211B
公开(公告)日：2023-12-26
申请号：CN201980095336.1
申请日：2019-12-25
申请人： 中广核研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
IPC分类号： G21C17/10
摘要： 一种模拟核电厂RPV换热特性的三维试验系统及三维试验装置(10)，三维试验装置(10)包括筒体段(11)、连接在筒体段(11)下端的半球形的下封头(12)、设置在下封头(12)内的加热组件；其中，筒体段(11)为非加热段；加热组件设置在下封头(12)内形成三维加热段。该三维试验系统用于模拟核电厂严重事故条件下高温的堆芯熔融物传到RPV壁面，并且RPV壁面外部流动过程，从而研究在三维流动条件下RPV外壁面不同位置CHF分布及三维冷却水流动特性，从而为研究严重事故缓解系统，即堆坑注水系统的有效性提供数据支持。
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公开(公告)号：CN113728399A
公开(公告)日：2021-11-30
申请号：CN201980095341.2
申请日：2019-12-25
申请人： 中广核研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
IPC分类号： G21C17/00
摘要： 一种模拟核电厂RPV换热特性的试验系统及加热测温设备(10)，加热测温设备(10)包括筒体段(11)、连接在筒体段(11)下端的半球形的下封头(12)、用于对下封头(12)进行加热的加热组件、设置在下封头(12)内的测温组件；测温组件在下封头(12)的壁厚方向上监测温度变化以监测下封头(12)的表面的温度变化。模拟核电厂RPV换热特性的试验系统，用于模拟核电厂严重事故条件下高温的堆芯熔融物传到RPV壁面并且RPV壁面外部流动过程，从而研究在三维流动条件下RPV外壁面不同位置CHF分布及三维冷却水流动特性，从而为研究严重事故缓解系统—堆坑注水系统有效性提供数据支持。
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公开(公告)号：CN108389635B
公开(公告)日：2019-11-05
申请号：CN201711129087.2
申请日：2017-11-15
申请人： 岭东核电有限公司 , 中广核研究院有限公司 , 大亚湾核电运营管理有限责任公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
IPC分类号： G21C15/243 , G21C15/18
摘要： 本发明提供一种反应堆堆腔注水系统三维模拟实验装置及实验方法，该实验装置包括注储水回路、实验主回路、冷却水二回路及下降回路，实验主回路包括堆坑模拟体、压力容器模拟体、保温层模拟体、腔体及加热模组，冷却水二回路包括换热器及冷却管路，下降回路包括下降自然循环管路和下降强制循环管路，汽水混合物流动路径所在竖向平面与注储水回路输入管道之间设成垂直或夹角。采用上述实验装置及实验方法，通过模拟实际反应堆堆腔的注水过程，实现在自然循环工况和强制循环工况下的堆腔注水实验，结合采用“三维立体供水流动路径”，实现更好调整注水流量及注水过冷度，以提高反应堆堆腔的注水冷却能力和压力容器外壁的临界热流密度的安全裕量。
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公开(公告)号：CN118854294A
公开(公告)日：2024-10-29
申请号：CN202410790270.0
申请日：2024-06-18
申请人： 中广核研究院有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
IPC分类号： C23G1/19
摘要： 本发明公开了一种用于去除铅铋的碱性清洗剂及其制备方法、铅铋去除方法，碱性清洗剂的原料包括：NaClO3、NaOH、CH3COONa以及水。本发明的用于去除铅铋的碱性清洗剂，通过NaClO3、NaOH、CH3COONa与水配制形成，化学性质稳定，可在高温条件下持续清洗材料表面粘附的铅铋，相比于酸洗具有原子利用率高、与不锈钢基底材料相容性好、持续清洗、安全性高和易于长期储存等优势。
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公开(公告)号：CN117936133A
公开(公告)日：2024-04-26
申请号：CN202311792095.0
申请日：2023-12-22
申请人： 中广核研究院有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
IPC分类号： G21C17/00
摘要： 本发明涉及一种铅基快堆堆芯热工水力试验段，包括：流道壳体，流道壳体呈筒状，包括至少两瓣分体件，各分体件沿周向拼接，连接形成筒状的壳体；支撑组件，设置在壳体内，以及电加热棒束组件，包括电加热棒，电加热棒插入流道壳体内并穿过支撑组件进行定位。流道壳体设计为拼接组装结构，可以将支撑组件夹持固定，还可以此满足了铅基快堆堆芯中燃料组件复杂蜂窝状结构加工精度要求，降低安装难度与复杂程度，简化安装过程，提升时效性与便利性。
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