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[发明专利]外力场对热工安全影响确定方法、装置、核反应堆及设备-CN202311154167.9在审
发明人：黄彦平;罗琦;王艳林;袁德文;岳倪娜;刘文兴;昝元锋;徐建军;宫厚军;彭传新;谢峰 -专利权人：中国核动力研究设计院
申请日： 2023-09-08 - 公布日： 2023-10-13 - 主分类号： G21C17/00 文献下载
摘要：本发明实施例公开了一种外力场对热工安全影响确定方法、装置、核反应堆及设备，该方法包括：建立瞬变外力场对堆芯热工安全的影响因子确定方法，明确能够表征瞬变外力场对核反应堆全工况堆芯热工安全边界影响程度的物理参数，并确定需要开展的实验类型及规模；建立瞬变外力场堆芯热工安全分析实验及测试测量方法，通过开展实验获取瞬变外力场对核反应堆全工况堆芯热工安全边界影响的物理参数；基于所述物理参数确定瞬变外力场对核反应堆全工况堆芯热工安全的影响程度，并根据所述影响程度进行分析最终得到瞬变外力场对堆芯热工安全的影响因子。本发明为保障瞬变外力场核反应堆全运行工况下的核反应堆系统的安全设计和安全运行提供了支撑。
外力安全影响确定方法装置核反应堆设备

[发明专利]影响表征指标确定方法、装置和介质-CN202310755488.8有效
发明人：袁德文;岳倪娜;黄彦平;周磊;昝元锋;王宁波;彭传新;王艳林 -专利权人：中国核动力研究设计院
申请日： 2023-06-26 - 公布日： 2023-09-22 - 主分类号： G06F30/28 文献下载
摘要：本申请公开了一种影响表征指标确定方法、装置和介质。该方法包括：分别获取倾斜条件下加热通道内液膜受到的重力G、气泡受到的浮升力F浮以及液体受到的惯性力F惯；根据所述重力G、浮升力F浮以及惯性力F惯，确定倾斜条件下加热通道内液膜分布不均匀性程度的无量纲数#imgabs0#；根据所述无量纲数#imgabs1#，确定加热通道内沸腾临界的倾斜影响因子#imgabs2#；根据所述倾斜影响因子#imgabs3#，对加热通道内沸腾临界热流密度#imgabs4#进行修正，得到倾斜条件下加热通道内的沸腾临界热流密度#imgabs5#。本申请可以更好的表征倾斜角度对沸腾临界的影响，有效解决了现行的单纯适用热工参数表征沸腾临界特征的局限性，满足对倾斜条件内加热系统沸腾临界行为特性的表征。
影响表征指标确定方法装置介质

[发明专利]适用于自然循环系统沸腾临界行为研究的实验方法-CN202211617123.0有效
发明人： 彭传新;昝元锋;黄彦平;袁德文;刘亮;周磊;岳倪娜 -专利权人：中国核动力研究设计院
申请日： 2022-12-15 - 公布日： 2023-09-12 - 主分类号： G21D3/00 文献下载
摘要：本发明公开了一种适用于自然循环系统沸腾临界行为研究的实验方法，所述方法包括稳态自然循环流量参数调节步骤，该步骤进一步包括以下步骤：通过调节自然循环系统中自然循环阻力精准调节阀的开度实现自然循环流量调节；通过调节自然循环系统中换热器的二次侧冷却水流量实现实验本体的入口流体的温度调节；通过调节自然循环系统中稳压器内气体的排放实现实验本体的入口流体的压力调节。本发明实现了特定自然循环条件下特定流量、温度和压力条件下的临界热流密度特性研究，为获得其自然循环临界热流密度值、自然循环流动不稳定出现过程中的沸腾临界行为特性和临界热流密度值提供了条件，为提高反应堆事故条件下的安全性能奠定了坚实的基础。
适用于自然循环系统沸腾临界行为研究实验方法

[发明专利]运动条件下自然循环系统中流体临界热流密度分析方法-CN202211038818.3有效
发明人： 彭传新;黄彦平;昝元锋;袁德文;刘亮 -专利权人：中国核动力研究设计院
申请日： 2022-08-29 - 公布日： 2023-08-22 - 主分类号： G06F30/28 文献下载
摘要：本发明公开了一种运动条件下自然循环系统中流体临界热流密度分析方法，根据反应堆燃料元件在运动条件下的自然循环系统临界热流密度特性规律，建立运动条件下自然循环系统流体的自然循环流量模型，建立运动条件下自然循环系统流体的临界热流密度模型；耦合自然循环流量模型和临界热流密度模型，得到运动条件下自然循环系统流体的临界热流密度值。本发明可用于研究浮动核电站、核动力商船在海洋中航行时受到海浪运动的影响条件下，反应堆自然循环工况下临界热流密度值，分析反应堆自然循环过程中的堆芯燃料元件安全。
运动条件下自然循环系统流体临界热流密度分析方法

[发明专利]堆芯模拟件、循环工况实验系统和堆芯热工参数测量方法-CN202310549293.8在审
发明人：黄彦平;袁德文;岳倪娜;王艳林;刘文兴;昝元锋;徐建军;宫厚军;彭传新;毕景良 -专利权人：中国核动力研究设计院
申请日： 2023-05-16 - 公布日： 2023-07-21 - 主分类号： G21C17/00 文献下载
摘要：本申请实施例提供了一种堆芯模拟件、循环工况实验系统和堆芯热工参数测量方法。堆芯模拟件包括流通管、多个加热件和承压壳。流通管包括依次连通的入口段、连通段和出口段；多个加热件分别设于入口段和出口段；承压壳套设于流通管的外部。与入口段和出口段路径的加热件可以相互导通，从而对流通管内的流体进行加热。本申请实施例提供的堆芯模拟件可以用于模拟核燃料堆芯，因此实验人员可以通过堆芯模拟件获取实验参数研究核能，堆芯模拟件还可以避免核燃料对实验人员产生核辐射等不良影响，提高堆热工安全研究的安全性能。
模拟循环工况实验系统堆芯热工参数测量方法

[发明专利]堆芯热工安全准则应用方法、装置、设备、介质及产品-CN202310109762.4有效
发明人：黄彦平;岳倪娜;王艳林;袁德文;刘文兴;昝元锋;彭传新;曹念 -专利权人：中国核动力研究设计院
申请日： 2023-02-14 - 公布日： 2023-05-23 - 主分类号： G21C17/00 文献下载
摘要：本申请公开了一种堆芯热工安全准则应用方法、装置、设备、介质及产品。该方法包括：获取堆芯的第一热流密度比，所述第一热流密度比为所述堆芯在静止条件下的最小临界热流密度比，获取热流密度比修正系数，利用所述热流密度比修正系数对所述第一热流密度比进行修正，得到第二热流密度比，所述第二热流密度比为所述堆芯在瞬变外力场条件下的最小临界热流密度比，其中，所述瞬变外力场条件由系统运行所处的环境运动条件确定，所述环境运动条件包括升潜条件、倾斜条件和摇摆条件，在所述第二热流密度比小于第一阈值的情况下，应用堆芯热工安全准则。根据本申请实施例，能够保证热工安全准则适用于瞬变外力场条件下的核反应堆。
堆芯热工安全准则应用方法装置设备介质产品

[发明专利]准则确定方法、装置、设备、计算机存储介质及程序产品-CN202211713578.2有效
发明人：黄彦平;刘文兴;袁德文;王艳林;岳倪娜;昝元锋;徐建军;彭传新 -专利权人：中国核动力研究设计院
申请日： 2022-12-30 - 公布日： 2023-04-07 - 主分类号： G06F30/20 文献下载
摘要：本申请公开了一种准则确定方法、装置、设备、计算机存储介质及程序产品，涉及核反应堆安全分析技术领域。该方法包括：建立针对瞬变外力场下的反应堆堆芯热工安全准则的稳态瞬态分析数学物理模型；建立针对瞬变外力场的六自由度运动的三维空间加速度模型；根据所述稳态瞬态分析数学物理模型和所述三维空间加速度模型，确定瞬变外力场下的流动失稳和沸腾临界预测机理模型；根据所述流动失稳和沸腾临界预测机理模型，确定瞬变外力场下的反应堆堆芯热工安全准则。根据本申请实施例，能够对瞬变外力场下的核反应堆堆芯热工安全准则进行准确制定，为先进核能动力系统热工安全研发设计提供了可靠的理论依据。
准则确定方法装置设备计算机存储介质程序产品

[发明专利]一种水平圆管蒸汽冷凝传热热工参数测量装置-CN201810372401.8有效
发明人： 彭传新;徐建军;黄彦平 -专利权人：中国核动力研究设计院
申请日： 2018-04-24 - 公布日： 2022-11-15 - 主分类号： G01D21/02 文献下载
摘要：本发明公开了一种水平圆管蒸汽冷凝传热热工参数测量装置，所述装置包括：入口蒸汽流量计、水平冷凝管、冷却水管、壁温测量组件、管内测温组件、测压组件、密封组件；入口蒸汽流量计布置在水平冷凝管上游，冷却水管安装在水平冷凝管外部；壁温测量组件穿透冷却水管测量后，用于测量水平冷凝管的外壁温和中间壁温；管内测温组件布置在水平冷凝管内部，用于测量水平冷凝管内蒸汽或者汽液两相流体的温度；测压组件布置在水平冷凝管的下游，用于测量水平冷凝管的流体压力；密封组件布置在水平冷凝管的端部；决了蒸汽冷凝过程中热工参数测量的不足，实现了水平圆管内蒸汽以及蒸汽‑水汽液两相流的冷凝传热系数和传热特性研究的技术效果。
一种水平圆管蒸汽冷凝传热参数测量装置

[发明专利]一种聚酮化合物骨架及其后修饰物的生物合成基因簇及其应用-CN202110446525.8在审
发明人：邵雷;彭传新;王晓婧 -专利权人：上海健康医学院
申请日： 2021-04-25 - 公布日： 2022-10-28 - 主分类号： C12N15/52 文献下载
摘要：本发明首次解析并确证了与聚酮化合物骨架以及Tubelactomicin生物合成有关的基因簇，所述基因簇可以进一步与其它生物合成酶基因共同构建聚酮化合物重组表达系统，用于提高Tubelactomicin的产量或者用于获得新的Tubelactomicin衍生物。
一种化合物骨架其后修饰生物合成基因及其应用

[发明专利]一种核反应堆重力型非能动安注设备特性的模拟方法-CN201911126756.X有效
发明人： 彭传新;昝元锋;白雪松;张妍;卓文彬;闫晓 -专利权人：中国核动力研究设计院
申请日： 2019-11-18 - 公布日： 2022-07-29 - 主分类号： G06F30/20 文献下载
摘要：本发明公开了一种核反应堆重力型非能动安注设备特性的模拟方法，包括以下步骤：1)、获得模拟准则数：通过对重力驱动型安注建立质量和动量守恒方程，对方程进行合理简化和无量纲后获得模拟原型非能动安注设备特性的模拟准则数；2)、确保试验装置与原型设备的模拟准则数相同，获得试验装置主要参数的模拟比例；3)、在满足压力容器、非能动安注设备和安注管线等比例缩小的前提下，根据模拟比例和等高模拟的要求设置试验装置和参数控制。本发明能够以小规模的实验规模比例，实时、准确地模拟核反应堆发生失水事故后重力型非能动安注设备的安注特性以及对堆芯的冷却能力。
一种核反应堆重力能动设备特性模拟方法

[发明专利]一种自动化学停堆系统的测试装置及其测试方法-CN201811343178.0有效
发明人： 彭传新;林欣茹;张妍;闫晓;昝元锋;卓文彬;杨帆 -专利权人：中国核动力研究设计院
申请日： 2018-11-13 - 公布日： 2022-07-29 - 主分类号： G21C17/00 文献下载
摘要：本发明公开了一种自动化学停堆系统的测试装置及其测试方法。本发明包括反应堆压力容器，与反应堆压力容器的进出口连接形成循环回路的一回路系统；设置在反应堆压力容器进出口上的压力计和温度计；所述一回路系统包括顺次连接的硼酸消除装置、蒸汽发生器、主冷却剂泵和流量计；所述反应堆压力容器的进出口为两组以上，一回路系统的数量与反应堆压力容器的进出口数量相同，其中一个一回路系统用于连接非能动自动化学停堆系统，其中一个一回路系统上连接有稳压器；所述反应堆压力容器的堆芯采用电加热元件棒模拟核燃料棒。本发明获得的研究结果可用于核反应堆自动化学停堆系统的验证和优化，提高核反应堆的固有安全性能。
一种自动化学系统测试装置及其方法

[发明专利]一种研究自然循环系统动态自反馈特性的实验装置和方法-CN202010564752.6有效
发明人： 彭传新;昝元锋;黄彦平;袁德文 -专利权人：中国核动力研究设计院
申请日： 2020-06-19 - 公布日： 2022-06-07 - 主分类号： G21C17/00 文献下载
摘要：本发明公开了一种研究自然循环系统动态自反馈特性的实验装置和方法，可用于研究自然循环系统的复杂动态自反馈特性。通过根据自然循环系统中流体参数的变化规律特性，合理设置了温度、压力和流量测点，以及其简便和有效的方式实现了自然循环系统的复杂动态自反馈特性的研究。该方法简单可行，能够分析和研究自然循环系统动态自反馈特性，具有实质的优点和显著的进步。
一种研究自然循环系统动态反馈特性实验装置方法

[发明专利]自然循环系统不稳定流动的沸腾临界实验装置及控制方法-CN202110631694.9有效
发明人： 彭传新;昝元锋;黄彦平;袁德文;刘亮 -专利权人：中国核动力研究设计院
申请日： 2021-06-07 - 公布日： 2022-05-24 - 主分类号： G01N25/12 文献下载
摘要：本发明公开了自然循环系统不稳定流动的沸腾临界实验装置及控制方法，涉及核反应实验技术领域，其技术方案要点是：包括顺次连接且形成自然循环回路的沸腾临界实验本体、换热器、流量调节阀、加热器；自然循环回路通过波动幅值调节阀外接有稳压器，稳压器配置有排气开关阀、充气开关阀、排水开关阀、充水开关阀。可以进行自然循环系统流动不稳定出现后沸腾临界的科学研究，通过合理的调节手段可以获得沸腾临界实验本体入口温度、压力、自然循环平均流量以及自然循环流量的波动周期、波动幅值等不同参数的临界热流密度值，实现自然循环系统流动不稳定过程中沸腾临界的系统性研究。
自然循环系统不稳定流动沸腾临界实验装置控制方法

[发明专利]用于压水堆失水事故的反应堆压力容器实验模拟体-CN201811215511.X有效
发明人： 彭传新;昝元锋;卓文彬;闫晓;白雪松;张妍;鲁晓东;黄志刚 -专利权人：中国核动力研究设计院
申请日： 2018-10-18 - 公布日： 2022-04-22 - 主分类号： G21C17/00 文献下载
摘要：本发明公开了用于压水堆失水事故的反应堆压力容器实验模拟体，包括反应堆压力容器实验模拟体本体和堆芯检测装置，反应堆压力容器实验模拟体本体包括压力容器模拟体以及位于压力容器模拟体内腔的吊兰模拟体，在吊兰模拟体中设置有堆芯组件模拟体，压力容器模拟体包括上封头、中间圆柱筒体和下封头，堆芯组件模拟体包括包壳管和电加热元件，包壳管的顶部为封闭端，其底部为开口端，且包壳管的底部向下延伸并穿出下封头，堆芯检测装置的数据采集端从包壳管的开放端插入包壳管中。本发明设计出用于压水堆失水事故的反应堆压力容器实验模拟体，使用于堆芯组件模拟体的检测装置不会因为采集路径而影响反应堆压力容器筒体和堆芯之间的密封性能。
用于压水堆失水事故反应堆压力容器实验模拟

[发明专利]一种研究流量波动条件下沸腾临界的实验装置及分析方法-CN202110838433.4在审
发明人： 彭传新;黄彦平;昝元锋;袁德文;徐建军;刘亮;岳妮娜;周磊 -专利权人：中国核动力研究设计院
申请日： 2021-07-23 - 公布日： 2021-10-26 - 主分类号： G21C17/00 文献下载
摘要：本发明公开了一种研究流量波动条件下沸腾临界的实验装置及分析方法，涉及核反应实验技术领域，其技术方案要点是：包括实验本体，所述实验本体的入口设有流量计、热电偶，实验本体的出口设有智能压力变送器，实验本体内的加热通道间隔设有多个临界监测热偶。本发明提供的一种研究流量波动条件下沸腾临界的实验装置及分析方法，通过科学合理的临界监测热偶布置方式可以监测流量波动幅值超过100％条件下的沸腾临界现象，有效地实现了波动流量条件下沸腾临界的现象监测；本发明成功地提取了流量波动条件下沸腾临界发生时的热工参数，获得了临界热流密度与局部流量、压力和含汽率的函数关系，实现波动流量条件下的沸腾临界行为特性研究。
一种研究流量波动条件下沸腾临界实验装置分析方法

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