国核北京科学技术研究院有限公司专利技术

国核北京科学技术研究院有限公司共有55项专利

  • 公开了一种空气冷凝器系统,包括支撑台;安装在所述支撑台上的多个冷凝单元;安装在多个冷凝单元周围的主挡板;以及至少一个辅助挡板,安装在所述主挡板的外侧并远离所述主挡板延伸,所述辅助挡板与主挡板协作以阻挡从多个所述冷凝单元排出的热空气回流到...
  • 一种自供电氢气处理设备和具有其的核电站安全壳。该自供电氢气处理设备,包括:热电转换装置,具有低温侧和高温侧,低温侧与高温侧之间限定容纳腔室,热电转换模块设置在所述容纳腔室内;催化复合装置,用于催化流过其的氢气和氧气发生复合反应以生成水和...
  • 非能动堆芯熔融物捕集系统
    本发明涉及非能动堆芯熔融物捕集系统,包括熔融物导流装置、熔融物倾斜滞留导流装置及熔融物容纳装置。熔融物导流装置包括:导流壁,形成漏斗结构的容器;导流孔,位于容器的最下方;熔融塞,用于堵塞导流孔,熔融塞适于被熔穿而允许堆芯熔融物流出导流孔...
  • 本发明公开了一种堆芯紧急冷却热混合试验装置,包括:主管;以及安注支管,邻近主管的入口与所述主管连通,安注支管的中心轴线与所述主管的中心轴线成一锐角,所述主管的中心轴线和所述安注支管的中心轴线处于和水平面垂直的平面上,其中:在所述主管的外...
  • 本发明公开了一种监测反应堆异常状态的方法及其系统。该方法包括步骤:基于采集的反应堆当前状态信息建立反应堆堆芯的三维扩散计算模型,并进而计算稳态堆芯三维中子扩散方程的谐波;基于所述谐波确定多个中子探测器的计算值;比较多个中子探测器的计算值...
  • 本发明示例性实施例提供了针对核电厂等的安全系统可靠性评估方法和设备,能够快速地对系统级DFT进行定性定量分析,给出精确的定性定量分析结果,并且能够分析可修或不可修系统。在定性分析中,将系统建模为包括动态模块分支的动态故障树DFT,将DF...
  • 本实用新型涉及一种压力测量装置,包括:引压管,一端延伸到待测空间内而限定引压点,另一端封闭且位于待测空间外,待测空间内容纳液体;液柱高度测量器,构造成测量引压管内从引压点到引压管内的液面的液柱高度;气体引入管,构造成将气体引入到引压管的...
  • 公开了一种监测反应堆堆芯功率的方法及其系统。该方法包括步骤:采集运行中反应堆的当前状态信息;基于采集的反应堆当前状态信息建立反应堆堆芯的三维扩散计算模型,并进而计算反应堆的稳态堆芯三维中子扩散方程的谐波;利用计算的谐波和设置在堆芯中的中...
  • 公开了超大型曲面零部件加工精度评估方法和设备。所述方法包括步骤:进行数据预处理以获得在零部件的曲面上相对均匀采样的采样数据集,根据测量坐标系与理论曲面模型的理论坐标系之间的变换关系,对采样数据集进行初始定位,以获得与曲面粗略匹配的初始迭...
  • 反应堆模拟方法、数据库处理方法及系统
    公开了一种反应堆模拟方法、数据库处理方法及系统。在该方法中,划分组件群常数程序计算分支,生成分支描述信息;根据分支描述信息逐一对各分支计算组件少群常数,得到少群常数数据库的全部基本数据单元;根据分支描述信息生成各个数据单元在少群常数数据...
  • 公开了一种搜索堆芯临界成分的方法和系统。在该方法中,根据初始搜索参数值和搜索斜率确定特征值指标、燃耗指标、和/或收敛指标;基于初始搜索参数值进行迭代计算,得到最新的堆芯特征值;在所计算的堆芯特征值不满足收敛指标的情况下,使用特征值指标、...
  • 一种T型管试验段,包括:金属T型管,具有水平金属管和垂直金属管,所述垂直金属管的一端与所述水平金属管相接处形成T型接口;两段石英玻璃管,两段石英玻璃管的一端分别密封连接到所述水平金属管的两端;以及可视化检测设备,透过石英玻璃管监测所述T...
  • 本实用新型公开了一种压力容器热惯性模拟试验件,包括:热惯性模拟体,具有第一侧和与第一侧相对的第二侧;热源,设置在热惯性模拟体的第一侧;通道形成部,设置在热惯性模拟体的第二侧,通道形成部与热惯性模拟体的第二侧围合成冷却水流动通道,其中:所...
  • 本实用新型涉及非能动堆芯熔融物捕集系统,包括熔融物导流装置、熔融物倾斜滞留导流装置及熔融物容纳装置。熔融物导流装置包括:导流壁,形成漏斗结构的容器;导流孔,位于容器的最下方;熔融塞,用于堵塞导流孔,熔融塞适于被熔穿而允许堆芯熔融物流出导...
  • 一种非能动安全壳的环境风冷却系统,包括:围绕安全壳布置的安全壳屏蔽构筑物,安全壳屏蔽构筑物与安全壳之间形成空气流道,所述安全壳屏蔽构筑物的上部设置有多个空气入口,进入空气入口的环境空气沿所述空气流道被引导流动后经由安全壳屏蔽构筑物顶部的...