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公开(公告)号：CN119650109A
公开(公告)日：2025-03-18
申请号：CN202411523439.2
申请日：2024-10-30
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C9/012 , G21C13/028 , G21C15/18 , G21C15/243
Abstract: 本发明提供了一种用海洋冲淋的海面核动力装置钢制安全壳抑压排热装置，包括：海水冲淋装置、安全壳以及设置于所述安全壳中的压力容器、蒸汽发生器、稳压器；所述海水冲淋装置接入海洋，以利用所述海洋中的海洋冲淋安全壳的外壁；所述压力容器与所述蒸汽发生器、稳压器之间通过主管道连接，所述压力容器和所述蒸汽发生器之间的主管道上还设置有主泵。本发明充分利用了海洋无限热阱和钢制安全壳良好的导热性等特点，在安全壳外设置了海水冲淋装置，在事故工况下，实现安全壳内的高温蒸汽与安全壳外的海水换热，从而在长期阶段带出安全壳的热量，确保安全壳的完整性。
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公开(公告)号：CN115408859B
公开(公告)日：2023-11-07
申请号：CN202211047837.2
申请日：2022-08-30
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了基于全局敏感性分析的参数分析方法、装置、介质及设备，包括输入待分析的参数，并在其中抽取敏感性分析样本；模拟计算输出所需的时间序列数据和时间标记；构建B样条基函数；构建翘曲函数的样条基函数；进行配准计算，将对齐后的曲线进行取值离散，并获取离散点；执行敏感性分析计算，输出离散点处的各参数的敏感性度量；构建各参数重要度随时间变化规律曲线，及确定各时间阶段内的参数中的重要参数；本发明在核反应堆运行和事故工况的敏感性分析中，可以不依赖于专家经验，快速准确地确定各输入参数的重要度随时间变化的趋势，进而确定各事故阶段下的重要参数，达到连续跟踪核反应堆运行和事故工况中重要参数及其重要度变化的效果。
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公开(公告)号：CN115049014A
公开(公告)日：2022-09-13
申请号：CN202210815860.5
申请日：2022-07-12
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了基于生成对抗网络的核电故障诊断和瞬态预测方法及系统，涉及核电厂安全技术领域，其技术方案要点是：依据瞬态类型以及瞬态类型可出现的核电厂位置随机生成关键状态参数集；以关键状态参数集作为输入，以不同位置的不同瞬态类型为输出，初步训练得到判别模型；基于朴素生成对抗网络框架构建核电厂故障诊断和瞬态预测的神经网络模型；结合核电厂参数实时监测，通过神经网络模型对核电厂在运行过程中出现的各类瞬态异常情况进行故障诊断和瞬态后果预测。本发明可在监测到核电厂的运作状态出现异常后快速对异常工况进行故障诊断，识别瞬态类型，并确定瞬态发生的位置，随后对事故后果进行快速预测，达到减轻核反应堆瞬态或事故的目的。
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公开(公告)号：CN119740362A
公开(公告)日：2025-04-01
申请号：CN202411752483.0
申请日：2024-12-02
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本申请提供了一种基于优化算法的系统程序模型校准方法和装置，涉及计算机技术领域。该方法包括建立系统程序模型；读卡程序读入输入卡，记录整理参数信息；判断是否有参数优化指令；通过结果评价、关键部件参数选取、优化算法优化参数实现系统程序模型的自动化校准，最终提高系统分析程序模型(简称系统程序模型)的计算准确度。
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公开(公告)号：CN119670362A
公开(公告)日：2025-03-21
申请号：CN202411657215.0
申请日：2024-11-19
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G06F17/14 , G06F17/18 , G06F119/12
Abstract: 本申请提出了一种用于核反应堆瞬态安全分析模型的输出结果精度检验方法，包括：基于当前工况信息，通过核反应堆瞬态安全分析模型输出的第一离散数据集合和实验所得的第二离散数据集合，并确定各自对应的第一等距时间离散函数和第二等距时间离散函数；基于第一离散数据集合和第一等距时间离散函数，确定第一傅里叶函数，以及基于第二离散数据集合和第二等距时间离散函数，确定第二傅里叶函数；根据第一傅里叶函数和第二傅里叶函数，确定差异振幅值；基于差异振幅值，确定第一离散数据集合的精确度。本技术方案提升了对核反应堆瞬态安全分析程序的输出准确性评价的全面性和准确性。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN115049014B
公开(公告)日：2025-01-24
申请号：CN202210815860.5
申请日：2022-07-12
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F18/2433 , G06N3/0475 , G06N3/045 , G06N3/094
Abstract: 本发明公开了基于生成对抗网络的核电故障诊断和瞬态预测方法及系统，涉及核电厂安全技术领域，其技术方案要点是：依据瞬态类型以及瞬态类型可出现的核电厂位置随机生成关键状态参数集；以关键状态参数集作为输入，以不同位置的不同瞬态类型为输出，初步训练得到判别模型；基于朴素生成对抗网络框架构建核电厂故障诊断和瞬态预测的神经网络模型；结合核电厂参数实时监测，通过神经网络模型对核电厂在运行过程中出现的各类瞬态异常情况进行故障诊断和瞬态后果预测。本发明可在监测到核电厂的运作状态出现异常后快速对异常工况进行故障诊断，识别瞬态类型，并确定瞬态发生的位置，随后对事故后果进行快速预测，达到减轻核反应堆瞬态或事故的目的。
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公开(公告)号：CN119647316A
公开(公告)日：2025-03-18
申请号：CN202411626386.7
申请日：2024-11-14
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/28 , G06F113/08 , G06F119/08 , G06F119/14
Abstract: 本发明属于反应堆热工水力设计及安全分析技术领域，具体涉及一种核反应堆安注系统流量需求快速确定方法。包含三个部分，分别针对三类冷却剂丧失事故，第一部分：大破口冷却剂丧失事故；第二部分：中小破口冷却剂丧失事故；第三部分：微小破口冷却剂丧失事故。有益效果在于：相比于传统设计方法中使用的多专业迭代设计论证，本发明实现了高效的正向安注系统容量设计与论证，通过从事故安全需求的角度出发，正向提出最小流量需求，后续的设备设计可基于该最小流量要求，开展最优化设计。一方面缩短了核反应堆安注系统的设计周期，另一方也能利于设备设计的优化，减少设备占地体积，降低安注系统设备及装置的建造成本。
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公开(公告)号：CN119397876A
公开(公告)日：2025-02-07
申请号：CN202411201338.3
申请日：2024-08-29
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/27 , G06N7/01 , G16C20/10 , G16C20/70 , G06F18/2415 , G06F111/08 , G06F119/08 , G06F119/14
Abstract: 本申请涉及核反应堆安全分析技术领域，提出一种反应堆安全分析模型的构建方法、装置、设备及存储介质，方法包括：以与反应堆的瞬态工况相关的目标参数作为目标输出，通过构建现象识别排序表识别目标参数对应的多个输入参数，利用矩独立全局敏感性分析方法从多个输入参数中筛选出多个重要参数，对多个重要参数进行多次随机抽样后构建与目标参数对应的目标输入，进而利用根据目标输入以及目标输出构建的样本集训练神经网络模型，得到反应堆安全分析模型。本申请提供的方法能够实现高精度的核反应堆多场耦合系统瞬态安全分析替代模型的构建，构建的反应堆安全分析模型能够以较小的样本获得较高的精度，从而用于核反应堆故障诊断及事故预测。
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公开(公告)号：CN117521557A
公开(公告)日：2024-02-06
申请号：CN202311679582.6
申请日：2023-12-07
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/28 , G06F113/08 , G06F119/14
Abstract: 本发明公开了一种核反应堆长期冷却阶段流动阻力设计方法，包括：建立核反应堆在长期冷却阶段的等效热工水力程序模拟模型，并使用水力学阻力件等效模拟滤网和管线的流动阻力；基于试验设计原理分别设计不同的滤网和管线阻力组合，使用阻力组合执行热工水力程序的批量计算，并筛选满足安全准则的阻力设计方案；在所有满足安全准则的阻力设计方案中选择合适阻力设计方案，并将阻力分配至滤网和管线，用于指导滤网和管线的具体设计；基于设计完成的滤网和管线方案，建立详细的热工水力模拟模型，并执行安全分析计算，验证方案设计的可行性。该方法实现了长期冷却阶段流动阻力的高效正向设计，缩减地坑滤网及管线工程设计周期，降低设计成本。
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公开(公告)号：CN115795787A
公开(公告)日：2023-03-14
申请号：CN202211241208.3
申请日：2022-10-11
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G21C17/00 , G06F113/08 , G06F119/08 , G06F119/14
Abstract: 本发明属于核反应堆失水事故分析技术领域，具体涉及一种环境鉴定曲线的确定方法。本发明包括如下步骤：初始质能释放事故的确定，选取最恶劣的质能释放事故；质能释放事故分析，获得在所述最恶劣的质能释放事故情况下破口向安全壳释放的质量流量和能量流量；安全壳响应分析；压力、温度包络线绘制；确定环境鉴定曲线。本发明能够确定标准化、规范化的环境鉴定曲线，指导各类核反应堆装置在事故条件下专设设施、电缆等的环境鉴定工作的开展。
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