摘要：本发明涉及一种防止反应堆堆内熔融物熔损压力容器的方法，该方法包括：当监测到堆芯出口温度升高至650℃时，启动反应堆容器内注入IRVR系统，向压力容器内注入冷却剂。本发明还涉及用于实施本发明的方法的反应堆容器内注入IRVR系统。

摘要：本发明涉及一种防止反应堆堆内熔融物熔损压力容器的方法，该方法包括：在发生核反应堆事故后，启动反应堆容器内注入IRVR系统，向压力容器内注入至少体积V(m3)的冷却水：V=0.02×P0，其中P0为堆芯功率，单位为MWe。本发明还涉及用于实施本发明的方法的反应堆容器内注入IRVR系统。

摘要：本发明涉及一种复合材料加热块，其可在核能工程、热能工程和工程热物理等领域中用于临界热流密度（CHF）的精确测量或评估，尤其是用于热导率较低的材料的表面CHF的精确测量或评估。本发明还涉及该复合材料加热块的制造方法以及该复合材料加热块的应用。该复合材料加热块的特点是，制造方法简单，特别适合用于由热导率较低的材料（比如低合金钢）制成的表面CHF的精确测量或评估，热流密度耐受力高，可靠性好，并且容易操作和控制。

摘要：本发明涉及热流密度测量装置和方法。一种热流密度测量装置，包括多个热电偶和管（2），其中：管（2）在被测壁（8）的厚度方向上形成封闭空腔（7），所述多个热电偶的热电偶结点（3）被如此埋置以使得在被测壁（8）的不同待测深度处存在一个或多个热电偶结点，与热电偶结点（3）相连的热电偶线（1）被引入管（2）的空腔内并且经由管（2）从被测壁（8）中引出，其中被测壁（8）厚度方向的热流密度通过从所述多个热电偶测量得到的温度变化来得出。

摘要：本发明提出了一种在核电站中使用的体积膨胀组件，包括：体积膨胀装置，设置在核电站的流体容器内，所述体积膨胀装置适于基于触发信号在所述流体容器内膨胀或收缩，变化量可控，用以改变流体容器内液位高低和流体容器空间的压力大小。本发明还提出了一种改变核电站安注系统中的重力安注压头的方法，包括以下步骤：在液体容器的底部设置体积变化装置；基于触发信号使得所述体积变化装置在所述液体容器内膨胀或收缩以改变所述液体容器内的液位，从而改变安注压头。利用本发明的技术方案，可以缓解核电站事故，提高核电站的安全性。

摘要：本发明提出了一种在核电站中使用的体积变化组件，包括：体积变化装置，设置在流体容器内，所述体积膨胀装置适于基于触发信号在所述流体容器内膨胀或收缩，变化量可控，用以改变容器内液位高低和容器空间的压力大小。本发明还提出了一种改变核电站安注系统中的重力安注压头的方法，包括以下步骤：在液体容器的底部设置体积变化装置；基于触发信号使得所述体积变化装置在所述液体容器内膨胀或收缩以改变所述液体容器内的液位，从而改变安注压头。利用本发明的技术方案，可以缓解核电站安全事故，提高核电站的安全性。

摘要：本发明涉及测量高温高压高湿气体湿度的方法和系统。针对现有的气体湿度测量方法与仪表存在的不足与缺陷，本发明的目的和任务是提供一种高温高压高湿气体湿度测量新方法（包括含有饱和蒸汽的气体），即通过对高温高压气体的降压稳压且保温加热的处理，在较低压力下测试蒸汽含量，再通过温度压力的转换计算得到原气体的湿度和相关参数的测量方法。还公开了测量高温高压高湿气体湿度的系统。?

摘要：本发明公开了一种用于平板水膜换热的冷却水布水器，其包括箱体，所述箱体包括：平面状的底部面板，所述底部面板适于与冷却界面平板接触；冷却水入口侧，所述冷却水入口侧的面板上设有至少一个冷却水入口接口；以及冷却水出口侧，所述冷却水出口侧包括相对于所述底部面板倾斜的侧平面板，所述侧平面板上设有多排冷却水排出孔，以允许冷却水经由所述冷却水排出孔流到所述冷却界面平板上。本发明可以实现冷却水布水均匀，并满足不同流量下的冷却水均匀布置，有效提高冷却介质平板上的水膜覆盖效果，获得较为均匀稳定的平板液膜，加强液膜换热能力。

摘要：本发明公开了一种多支路冷却水分配与调节系统，所述系统包括形成回路的冷却水源、冷却水供水干路和冷却水回水干路，适于冷却多个需要冷却的部件，所述系统还包括：分水箱，所述分水箱与所述冷却水供水干路连通；以及多个并联的冷却水供水支路，每个冷却水供水支路在一端与所述分水箱连通，并且在另一端与所述多个需要冷却的部件中的对应一个连通，其中，所述多个并联的冷却水供水支路的每一个上都设有支路调节阀和支路流量计。

摘要：该发明涉及一种用于使压水堆堆内熔融物滞留在压力容器中的方法，该方法特征在于在反应堆压力容器的内部金属层上设置环状高温绝热陶瓷层，其中该环状高温绝热陶瓷层的上边缘离该压力容器的下封头与筒体结合处高度差为55-65cm，其下边缘与压力容器的下封头球心的连线相对于垂直方向的角度θ大于0°而小于或等于72°。本发明还涉及设置了上述环状高温绝热陶瓷层的反应堆压力容器。