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公开(公告)号：CN112786223B
公开(公告)日：2023-10-31
申请号：CN202110050941.6
申请日：2021-01-14
申请人： 中广核研究院有限公司 , 中广核工程有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
摘要： 本发明公开了一种余热排出系统及流量稳定方法，流量稳定装置包括第一压力传感器、第二压力传感器、温度传感器、流量控制阀以及控制器，第一压力传感器、第二压力传感器、温度传感器和流量控制阀均设于冷凝液体的回流管线上；第一压力传感器、第二压力传感器、温度传感器以及流量控制阀分别与所述控制器通信连接。本发明通过由第一压力传感器、第二压力传感器、温度传感器、流量控制阀和处理器组成的流量控制系统，能够自动控制冷凝液体的回流管线内的液位，同时，通过在余热排出系统中设置该流量控制系统，使液位保持在换热器出口附近，从而避免冷凝水对气液分界面的冲击，达到消除冷凝水流量波动效果，实现余热排出系统的流量稳定效果。
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公开(公告)号：CN112786223A
公开(公告)日：2021-05-11
申请号：CN202110050941.6
申请日：2021-01-14
申请人： 中广核研究院有限公司 , 中广核工程有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
摘要： 本发明公开了一种流量稳定装置、余热排出系统及流量稳定方法，流量稳定装置包括第一压力传感器、第二压力传感器、温度传感器、流量控制阀以及控制器，第一压力传感器、第二压力传感器、温度传感器和流量控制阀均设于冷凝液体的回流管线上；第一压力传感器、第二压力传感器、温度传感器以及流量控制阀分别与所述控制器通信连接。本发明通过由第一压力传感器、第二压力传感器、温度传感器、流量控制阀和处理器组成的流量控制系统，能够自动控制冷凝液体的回流管线内的液位，同时，通过在余热排出系统中设置该流量控制系统，使液位保持在换热器出口附近，从而避免冷凝水对气液分界面的冲击，达到消除冷凝水流量波动效果，实现余热排出系统的流量稳定效果。
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公开(公告)号：CN116499704A
公开(公告)日：2023-07-28
申请号：CN202310470890.1
申请日：2023-04-26
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： G01M10/00
摘要： 本申请涉及一种传热管流动不稳定性边界的确定方法、装置、计算机设备、存储介质和计算机程序产品。该方法包括获取直流蒸汽发生器的运行参数；依次选取运行参数中的每一种参数执行调整步骤，直至获得每一种参数对应的临界参数值；调整步骤包括持续调整被选取的参数的参数值以获得调整后的运行参数，若根据调整后的运行参数得到的交变应力大于当前时刻对应的临界应力，则将上一时刻被选取的参数的参数值作为该参数的临界参数值，其中临界应力根据传热管的热疲劳寿命得到；基于各参数对应的临界参数值确定传热管的流动不稳定性边界的边界参数。从而实现结合OTSG传热管的热疲劳现象得到传热管的流动不稳定性边界，为OTSG运行参数设计提供可靠的数值依据。
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公开(公告)号：CN116297054A
公开(公告)日：2023-06-23
申请号：CN202310297860.5
申请日：2023-03-24
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： G01N15/04
摘要： 本申请涉及一种固体颗粒沉积试验装置和试验方法。固体颗粒沉积试验装置中的第一储存件和第二储存件均用于容纳非透明流体，试验结构具有试验通道和连通试验通道的第一开口和第二开口。第一管道连通于第一储存件和第一开口之间，以能够将非透明流体自第一储存件导入至试验通道。第二管道连通于第二储存件和第二开口之间，以能够将非透明流体自试验通道导入至第二储存件。其中，试验结构构造为能够打开，以显露由非透明流体沉积于试验通道内的固体颗粒。非透明流体在试验结构内沉积到一定程度后，通过打开试验结构，能够直观地观测到试验结构内部的沉积情况，对固体颗粒进行分析，改善了非透明流体难以观测的问题。
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公开(公告)号：CN116246802A
公开(公告)日：2023-06-09
申请号：CN202211590094.3
申请日：2022-12-12
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
摘要： 本申请涉及核反应堆技术领域，特别是涉及一种反应堆控制方法、装置、计算机设备和存储介质，该方法包括：根据汽轮机负荷和反应堆的核功率，从候选棒组中确定目标棒组；根据反应堆冷却剂的当前温度、汽轮机负荷对应的冷却剂温度整定值，确定棒组动作速度和方向；根据棒组动作速度和方向，控制目标棒组动作。本申请能够简化对棒组的调节过程、优化功率调节过程。
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公开(公告)号：CN114141397A
公开(公告)日：2022-03-04
申请号：CN202111308612.3
申请日：2021-11-05
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
摘要： 本发明涉及一种核反应装置及净化系统。核反应装置包括：反应容器，设置有反应腔和封闭所述反应腔的顶盖；反应模块，设置在反应腔内，反应模块在反应腔内反应并释放热量；换热模块，设置在反应腔内，换热模块能够吸收反应模块释放热量，换热模块的入口用于与供液系统连通，换热模块的出口用于与热驱动系统连通。通过将换热模块收容在反应容器内，使得核反应装置的整体体积更小，更符合核反应装置小型化的设计方案。反应模块可以为核反应模块，核反应模块反应过程中释放热量，由于换热模块和反应模块均位于反应容器内，为此反应模块释放的热量可以直接被换热模块吸收，相比外置式的换热模块而言，本核反应装置还能够提高对反应模块的换热利用率。
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公开(公告)号：CN108899894B
公开(公告)日：2021-07-30
申请号：CN201810645433.0
申请日：2018-06-21
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
摘要： 本发明公开一种基于核电船运行工况分析的电源供电方式选择方法及装置，所述方法包括如下步骤：S10确定船舶运行工况及该船舶运行工况下的条件限制；S20根据所述船舶运行工况确定反应堆运行模式；S30根据所述船舶运行工况和反应堆运行模式确定当前可用电源及容量、负荷种类及功率；S40根据核电站电源纵深防御原则及负荷特性选择供电电源种类及数量n；S50进行容量及最低负荷率验证；若验证通过，则确定以上步骤选择确认的电源系统运行方式即为最终结果；若验证不通过，则根据预设策略调整，并返回至步骤S30重新选择。所述装置用于实施所述方法。本发明解决了核电船运行工况分析以及各种船堆运行工况下的电源系统运行方式选择问题，满足其供电安全性、可靠性、稳定性等要求。
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公开(公告)号：CN106328227A
公开(公告)日：2017-01-11
申请号：CN201610908769.2
申请日：2016-10-18
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： G21C17/00
CPC分类号： G21C17/001
摘要： 本发明公开了一种安全壳喷淋试验装置及方法，安全壳喷淋试验装置包括安全壳模拟体、将冷却水喷淋至所述安全壳模拟体内的喷淋系统、为所述喷淋系统提供冷却水的储水箱、模拟安全壳的内部状态为所述安全壳模拟体提供气源的气体供应系统；所述喷淋系统连接在所述安全壳模拟体和储水箱之间，所述气体供应系统连接所述安全壳模拟体；所述安全壳模拟体上设有用于分别测量其内部温度和压力的温度测量点和压力测量点。本发明的安全壳喷淋试验装置及方法，可模拟不同堆型的安全壳，通过喷淋系统进行喷淋试验，评估喷淋系统的降温降压性能，以获得适合对应安全壳的喷淋系统。
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公开(公告)号：CN106328222A
公开(公告)日：2017-01-11
申请号：CN201610799027.0
申请日：2016-08-31
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： G21C11/04 , G21C13/024 , G21C13/10 , B63B35/44
CPC分类号： Y02E30/40 , G21C13/10 , B63B35/44 , G21C11/04 , G21C13/024
摘要： 本发明涉及一种浮动式反应堆系统及其浮动式反应堆容置装置，浮动式反应堆容置装置，包括舱体和设置在舱体内的安全壳；反应堆安装在安全壳内。本发明的浮动式反应堆系统及其浮动式反应堆容置装置容置反应堆的安全壳设置在舱体内，安全壳和舱体两者形成对反应堆包覆的双层结构，如果安全壳和舱体两者中其中一个因为超压、设备失效等原因导致了泄露，两者中另外一个还可以执行包容放射性的功能，整体上提高了放射性物质包容的能力。
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公开(公告)号：CN112670002B
公开(公告)日：2024-01-26
申请号：CN202011450585.9
申请日：2020-12-11
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： G21C7/14
摘要： 本发明涉及反应堆系统设备技术领域，提供一种防反应堆控制棒弹棒装置及反应堆。装置上部驱动杆，其内部包括一容置腔；下部驱动杆；触发组件，包括触发机构和触发针，触发机构用于保持触发针处于锁定状态，当上部驱动杆以较大的加速度向上移动时，触发机构动作引发触发针位移；支撑件，设置在上部驱动杆与下部驱动杆的结合处，与触发针联动；本发明用于在驱动杆失控弹出事故工况下，实现驱动杆与控制棒组件自动断开连接，避免了控制棒的失控弹出，从而保证堆芯不会在短时间内引入大量正反应性，降低了包壳破损的几率，提高了反应堆安全性。
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