检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2019年第3期40卷 146-149页

作者：陈乐至曾文杰于涛谢金森杜尚勉罗润南华大学核科学技术学院

单一功率水平处的堆芯模型无法准确地代表堆芯不同功率工况下的动态特性。为了解决这一问题,利用三角形隶属度函数对5个不同功率水平下的局部模型进行加权,建立堆芯模糊多模型,并开发模糊多模型仿真系统。以压水堆堆芯为对象,开展堆芯... 详细信息

单一功率水平处的堆芯模型无法准确地代表堆芯不同功率工况下的动态特性。为了解决这一问题,利用三角形隶属度函数对5个不同功率水平下的局部模型进行加权,建立堆芯模糊多模型,并开发模糊多模型仿真系统。以压水堆堆芯为对象,开展堆芯反应性和冷却剂进口温度的扰动仿真。结果表明,建立的堆芯模糊多模型仿真系统可适用于堆芯不同功率水平的仿真。

关键词：核反应堆堆芯状态空间模型模糊多模型仿真系统

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核反应堆堆芯中子及温度探测装置

核反应堆堆芯中子及温度探测装置

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作者：李树成胡铸萱刘文臻 200241 上海市闵行区江川东路428号

一种核反应堆堆芯中子及温度探测装置，涉及核电技术领域，所解决的是减小灵敏度偏差及提升使用寿命的技术问题。该装置包括安装在压力容器内的多支堆芯探测组件，各堆芯探测组件沿压力容器的径向均匀布设，所述堆芯探测组件包括用于监... 详细信息

标准号: CN107767974A

一种核反应堆堆芯中子及温度探测装置，涉及核电技术领域，所解决的是减小灵敏度偏差及提升使用寿命的技术问题。该装置包括安装在压力容器内的多支堆芯探测组件，各堆芯探测组件沿压力容器的径向均匀布设，所述堆芯探测组件包括用于监测核反应堆堆芯燃料组件出口冷却剂温度的至少一支铠装核级热电偶温度计，及用于监测核反应堆堆芯中子注量率的多支钒自给能中子探测器，并且各钒自给能中子探测器的钒发射体等长，各钒自给能中子探测器沿压力容器的轴向从下至上依次布设。本发明提供的装置，适用于压水堆核电站堆芯仪表系统。

关键词：堆芯核反应堆堆芯中子探测器探测组件压力容器布设热电偶温度计温度探测装置压水堆核电站出口冷却剂灵敏度偏差核电技术燃料组件使用寿命仪表系统中子注量发射体监测等长核级减小轴向铠装

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核反应堆堆芯吊装称重装置

核反应堆堆芯吊装称重装置

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作者：姚俊 213022 江苏省常州市新北区晋陵北路217号现代城9129室

本发明提供一种核反应堆堆芯吊装称重装置，包括上吊具和下吊具，其结构特点在于：还包括与所述上吊具可拆卸式挂接的上吊装组件、与所述下吊具可拆卸式挂接且可相对于上吊装组件运动的下吊装组件、固定设于上吊装组件上的称重传感器、... 详细信息

标准号: CN108298422A

本发明提供一种核反应堆堆芯吊装称重装置，包括上吊具和下吊具，其结构特点在于：还包括与所述上吊具可拆卸式挂接的上吊装组件、与所述下吊具可拆卸式挂接且可相对于上吊装组件运动的下吊装组件、固定设于上吊装组件上的称重传感器、固定设于下吊装组件上且位于称重传感器上方并与称重传感器相接触的压力传导件、用于使用时对称重传感器发送的称重信号进行处理和实时显示的电子显示器以及用于连接称重传感器和电子显示器的电缆。本发明结构简单、使用方便、成本相对较低，可完全替代价格昂贵的国外同类进口产品使用。

关键词：吊装组件称重传感器电子显示器可拆卸式吊具挂接核反应堆堆芯压力传导件产品使用称重信号称重装置实时显示重传感器吊装电缆对称发送替代进口

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核反应堆堆芯监测方法、装置、计算机设备和存储介质

核反应堆堆芯监测方法、装置、计算机设备和存储介质

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作者：周星杰邓森李伯洋黄自平张益林谢君豪郑福家陈双军邱波 518048 广东省深圳市福田区上步中路西深圳科技大厦15层(1502-1504、1506)

本申请涉及一种核反应堆堆芯监测方法、装置、计算机设备和存储介质。方法包括：获取基于探测器采集数据得到的堆芯中子注量率数据，根据探测器在核反应堆堆芯中的探测位置和堆芯中子注量率数据，得到核反应堆堆芯的堆芯功率分布预测数... 详细信息

标准号: CN113205896B

本申请涉及一种核反应堆堆芯监测方法、装置、计算机设备和存储介质。方法包括：获取基于探测器采集数据得到的堆芯中子注量率数据，根据探测器在核反应堆堆芯中的探测位置和堆芯中子注量率数据，得到核反应堆堆芯的堆芯功率分布预测数据，获取燃料组件冷却剂出口的实时温度数据，基于堆芯功率分布预测数据和燃料组件冷却剂出口的实时温度数据，得到燃料组件冷却剂出口的预测温度，当预测温度超过预设的温度范围时，对核反应堆堆芯的反应进程进行调节。通过上述方法，实现了对核反应堆堆芯的自动化监测。

关键词：核反应堆堆芯堆芯冷却剂出口燃料组件实时温度数据功率分布预测数据中子注量探测器计算机设备自动化监测采集数据存储介质反应进程探测位置温度超过预测预设监测申请

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核反应堆堆芯熔化物冷却方法及核反应堆堆芯熔化物冷却控制系统

核反应堆堆芯熔化物冷却方法及核反应堆堆芯熔化物冷却控制系统

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作者： A·S·西多罗夫 N·V·西多罗瓦俄罗斯联邦莫斯科

本发明涉及确保核电站在严重事故中安全运行的系统，特别是核反应堆堆芯熔体冷却和控制冷却的方法和系统。本发明的技术成果是提高核电站的安全性、核反应堆堆芯熔化的冷却效率。要求保护的发明的任务是通过安全地移除熔化镜上的热负荷... 详细信息

标准号: CN111386577B

本发明涉及确保核电站在严重事故中安全运行的系统，特别是核反应堆堆芯熔体冷却和控制冷却的方法和系统。本发明的技术成果是提高核电站的安全性、核反应堆堆芯熔化的冷却效率。要求保护的发明的任务是通过安全地移除熔化镜上的热负荷，确保消除蒸汽爆炸，从而破坏事故定位区、反应堆轴和安全壳，从而提高冷却核反应堆活跃区熔体的效率。技术成果是通过改变冷却核芯熔体的原理来实现的，这一原理包括熔体破坏核反应堆容器芯体后，熔体随后冷却的条件取决于熔体捕集器体的特性，而不是核反应堆的特性。此外，还通过安装温度传感器和液位传感器来监测核反应堆堆芯熔体的冷却过程，取得了技术成果。

关键词：熔体核反应堆堆芯技术成果冷却熔化核反应堆核电站核反应堆容器温度传感器液位传感器安全运行控制冷却冷却过程冷却效率熔体冷却严重事故蒸汽爆炸安全壳捕集器定位区活跃区热负荷反应堆核芯芯体移除监测

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核反应堆堆芯熔体定位及冷却系统

核反应堆堆芯熔体定位及冷却系统

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作者：亚历山大·斯塔列维奇·西多罗夫克里斯汀·亚历山德罗维奇·奇坎娜杰日达·瓦西里耶芙娜·西多罗娃俄罗斯联邦莫斯科巴库宁斯卡娅大街7号

本发明涉及核能领域，特别是涉及确保核电站安全的系统，并可用于导致反应堆容器及其密封外壳被破坏的严重事故中。本发明的技术结果是增加核反应堆堆芯熔体的定位和冷却系统的可靠性，增加从核反应堆堆芯熔体中除热的效率。该技术结果... 详细信息

标准号: CN114424296A

本发明涉及核能领域，特别是涉及确保核电站安全的系统，并可用于导致反应堆容器及其密封外壳被破坏的严重事故中。本发明的技术结果是增加核反应堆堆芯熔体的定位和冷却系统的可靠性，增加从核反应堆堆芯熔体中除热的效率。该技术结果是通过在安装在多层壳体和悬臂桁架之间的区域中的上部热保护和安装在壳体内部的上部卡匣上的下部热保护的核反应堆核心熔体的定位和冷却系统中实现的。

关键词：熔体核反应堆堆芯技术结果冷却系统热保护反应堆容器核电站安全多层壳体核反应堆壳体内部密封外壳悬臂桁架严重事故除热卡匣可用核能

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核反应堆堆芯的数据修正方法、装置和计算机设备

核反应堆堆芯的数据修正方法、装置和计算机设备

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作者：王炜如胡艺嵩毛玉龙卢向晖胡友森曹建华冯英杰李可嘉陈天铭蒙舒祺张薇 518048 广东省深圳市福田区上步中路1001号深圳科技大厦15层(1502-1504、1506)

本申请涉及一种核反应堆堆芯的数据修正方法、装置和计算机设备。所述方法包括：获取采集时刻下核反应堆堆芯的实际偏离泡核沸腾比DNBR；获取所述核反应堆堆芯的修正因子；其中，所述修正因子是对所述核反应堆堆芯的理论DNBR和自给能中... 详细信息

标准号: CN117976273A

本申请涉及一种核反应堆堆芯的数据修正方法、装置和计算机设备。所述方法包括：获取采集时刻下核反应堆堆芯的实际偏离泡核沸腾比DNBR；获取所述核反应堆堆芯的修正因子；其中，所述修正因子是对所述核反应堆堆芯的理论DNBR和自给能中子探测器SPND探测信号，所述核反应堆堆芯在校刻状态的第一堆芯热通道位置和校刻参数，以及所述核反应堆堆芯在存在失效SPND情况下的失效SPND位置和失效SPND数量进行处理得到的；采用所述修正因子，对实际DNBR进行修正，得到所述核反应堆堆芯在所述采集时刻下的目标DNBR。采用本方法能够在核反应堆堆芯在存在失效SPND情况下，实现高效、准确的对实际采集的DNBR进行修正。

关键词：核反应堆堆芯修正因子采集时刻计算机设备中子探测器修正泡核沸腾数据修正探测信号热通道堆芯校刻偏离采集申请

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核反应堆堆芯吊装称重装置

核反应堆堆芯吊装称重装置

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作者：姚俊 213000 江苏省常州市天宁区黑牡丹科技园15幢

标准号: CN108298422B

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核反应堆堆芯熔化物冷却和定域系统

核反应堆堆芯熔化物冷却和定域系统

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作者：亚历山大·斯塔列维奇·西多罗夫娜杰日达·瓦西里耶芙娜·西多罗娃克里斯汀·亚历山德罗维奇·奇坎克塞尼亚·康斯坦丁诺夫纳·巴德斯科俄罗斯联邦莫斯科市巴库宁斯卡亚7号1号楼

本发明属于确保核电站安全的系统，可在发生导致反应堆压力容器及其安全壳破坏的事故时使用。用于定位和冷却核反应堆堆芯熔体的系统包含一个导轨装置、一个悬臂桁架、一个用于接收和分配熔体的填料，位于一个外壳中，沿其周边安装了供... 详细信息

标准号: CN116648757A

本发明属于确保核电站安全的系统，可在发生导致反应堆压力容器及其安全壳破坏的事故时使用。用于定位和冷却核反应堆堆芯熔体的系统包含一个导轨装置、一个悬臂桁架、一个用于接收和分配熔体的填料，位于一个外壳中，沿其周边安装了供水阀，热保护器安装在法兰上，滚筒安装在外壳的法兰上，制成外壳形式，在其内侧沿其周边安装加强筋，靠在盖子和底部，具有连接的张力元件滚筒通过支撑法兰与外壳法兰、隔离元件焊接在一起。转鼓内设支管，转鼓支管内装有带密封盖的供水阀，外接水源的液压阻尼器和通过供、压、补、平衡管路的转鼓供水阀，提高了核反应堆堆芯熔化物冷却和定域系统可靠性。

关键词：供水阀转鼓核反应堆堆芯法兰支管冷却反应堆压力容器核电站安全液压阻尼器导轨装置分配熔体隔离元件滚筒安装平衡管路热保护器外接水源外壳法兰外壳形式悬臂桁架张力元件支撑法兰安全壳带密封加强筋熔化物域系统盖子滚筒熔体焊接

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核反应堆堆芯

核反应堆堆芯

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作者： N·I·罗吉诺夫 V·V·李维诺夫 A·D·克洛托夫俄罗斯联邦奥布宁斯克

核反应堆堆芯属于核能领域。核反应堆堆芯包括至少一个组件、固体(5)和液体中子慢化剂。该模块包括外壳(2)、至少一根热管、至少一个燃料元件、外壳(1)和隔热层(6)。热管由外壳(3)、灯芯(7)组成，并含有蒸发的冷却液。燃料元件由外壳(4... 详细信息

标准号: CN110945600B

核反应堆堆芯属于核能领域。核反应堆堆芯包括至少一个组件、固体(5)和液体中子慢化剂。该模块包括外壳(2)、至少一根热管、至少一个燃料元件、外壳(1)和隔热层(6)。热管由外壳(3)、灯芯(7)组成，并含有蒸发的冷却液。燃料元件由外壳(4)和核燃料(9)组成。热管和燃料元件的蒸发区封闭在充满液体冷却剂的护罩(1)中。采用高沸点液态金属，如锂、钙、铅、银作为热管的传热介质和套管(1)内的传热流体。在护罩(1)和模块机壳(2)之间的空间内放置隔热材料(6)；在固体中子慢化剂(5)中至少开一个孔，其中至少放置一个模块。模块和固体中子慢化剂(5)之间的空间充满液体中子慢化剂。技术成果是提高了反应堆设施的效率，扩大了活性区的范围。

关键词：中子慢化剂热管燃料元件核反应堆堆芯充满液体护罩冷却剂传热介质传热流体隔热材料技术成果模块机壳液态金属高沸点隔热层核燃料活性区冷却液蒸发区反应堆灯芯套管核能蒸发封闭

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