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公开(公告)号：CN114491905B
公开(公告)日：2023-11-28
申请号：CN202011165014.0
申请日：2020-10-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G06F17/16 , G06F111/10
Abstract: 本发明公开了一种基于蒙卡抽样的相似性评价方法，包括以下步骤：多群协方差矩阵Mσ的SVD分解；多群截面正态分布抽样并进行中子学计算；利用抽样的中子学计算值近似相似性系数。本发明提的方法可以在不计算敏感性的前提下，来评价实验基准装置与应用对象堆芯的相似性。本发明对于新型反应堆的设计来说至关重要，尤其在计算程序验证阶段，无论是需要建造相似度较高的零功率物理实验，还是挑选相似度较高的临界基准题，本发明可在计算程序无敏感性分析功能的基础上，进行相似性分析，满足上述功能需求。
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公开(公告)号：CN114065126B
公开(公告)日：2023-09-26
申请号：CN202111246965.5
申请日：2021-10-26
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F17/16
Abstract: 本发明公开了降低核数据相关计算不确定度方法、装置、设备及介质，包括对目标工业堆芯与若干个临界物理实验进行核数据相关的敏感性分析，得到所有堆芯的物理响应参数对所有核数据的敏感性系数；形成目标工业堆芯的物理响应参数对核数据的敏感性向量，以及各个临界物理实验的敏感性向量；根据所有核数据构建相对协方差矩阵，结合所述敏感性向量得到目标工业堆芯以及临界物理实验的核数据相关不确定度；计算目标工业堆芯与临界物理实验之间的相似性系数和实验之间的相关性因子；根据相似性系数和相关性因子，计算目标堆芯的核数据相关后验及后验的核数据相关不确定度。本发明可以充分利用临界物理实验数据，且规避了核数据调整过程。
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公开(公告)号：CN113987784B
公开(公告)日：2023-06-20
申请号：CN202111246981.4
申请日：2021-10-26
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G21C17/00 , G06F119/08
Abstract: 本发明公开了一种量化压水堆核设计软件包获取不确定度的方法及装置，该方法包括：获取临界装置、电厂实测数据，同时获取物理设计程序计算数据；根据获取的数据，分析数据是否为直接测量参数；若为直接参量参数，则采用直接测量参数法进行计算值与测量值偏差统计，计算得到直接测量参数的不确定度；若为间接测量参数，则采用间接测量参数分解法对所述数据进行分解，摒弃原有不合理假设，通过扰动方法获得计算不确定度。本发明与现有技术相比，解决了FQ、FΔH等间接测量参数不确定度量化过程中假设不合理的问题，完善了压水堆核设计软件包确认体系。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN114491905A
公开(公告)日：2022-05-13
申请号：CN202011165014.0
申请日：2020-10-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G06F17/16 , G06F111/10
Abstract: 本发明公开了一种基于蒙卡抽样的相似性评价方法，包括以下步骤：多群协方差矩阵Mσ的SVD分解；多群截面正态分布抽样并进行中子学计算；利用抽样的中子学计算值近似相似性系数。本发明提的方法可以在不计算敏感性的前提下，来评价实验基准装置与应用对象堆芯的相似性。本发明对于新型反应堆的设计来说至关重要，尤其在计算程序验证阶段，无论是需要建造相似度较高的零功率物理实验，还是挑选相似度较高的临界基准题，本发明可在计算程序无敏感性分析功能的基础上，进行相似性分析，满足上述功能需求。
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公开(公告)号：CN114491904A
公开(公告)日：2022-05-13
申请号：CN202011164920.9
申请日：2020-10-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G06F17/18 , G06F17/16 , G06F111/10
Abstract: 本发明公开了一种基于统一贝叶斯推理的多群核数据调整方法，该方法可以在不修改物理计算程序源代码与不计算敏感性的前提下，对多群核数据进行调整。能够同时考虑到多个响应作为积分测量信息，避免敏感性分析建立在响应关于多群核数据的函数关系线性度较高的假设及传统方法因依赖于敏感性分析而存在的适用性难题。调整后的多群数据库具有更高的计算精度与更低的计算不确定性。
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公开(公告)号：CN113312791B
公开(公告)日：2022-02-22
申请号：CN202110671183.X
申请日：2021-06-17
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种基于SP3方程的反应堆中子噪声分析方法及系统，该方法包括：S1：获取反应堆堆芯几何的扰动项；S2：对反应堆堆芯几何进行网格离散，得到离散的网格和网格点；S3：基于所述离散的网格及各扰动项产生扰动的频点，分别对含时SP3输运方程和SP3噪声方程在所述网格点上进行离散，得到离散节点方程；S4：将离散节点方程分别组装系数矩阵与方程源项，分别得到总体SP3输运方程、总体SP3噪声方程；并对得到的总体SP3输运方程及总体SP3噪声方程使用迭代法进行数值计算，得到该扰动频点下的中子噪声分布；S5：计算所有频点的中子噪声分布。本发明可同时保证计算精度和速度，可为堆芯监测和故障诊断提供保障。
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公开(公告)号：CN113674876A
公开(公告)日：2021-11-19
申请号：CN202110816032.9
申请日：2021-07-20
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明属于核反应堆设计技术领域，具体涉及一种含固体慢化剂金属冷却反应堆的堆芯布置及组件布置，包括：六边形结构的堆芯活性区、设置在堆芯活性区外层的围板、设置在围板内层和堆芯活性区外层之间的冷却剂、堆芯活性区内部设置的若干个燃料棒和毒物材料；所述毒物材料在0.1ev～1ev区间具有热中子吸收峰。本发明设计的一种含固体慢化剂金属冷却反应堆的堆芯布置及燃料组件布置，可增强含固体慢化剂金属冷却反应堆的堆芯温度负反馈，保证金属冷却反应堆堆芯的安全性。
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公开(公告)号：CN113312791A
公开(公告)日：2021-08-27
申请号：CN202110671183.X
申请日：2021-06-17
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种基于SP3方程的反应堆中子噪声分析方法及系统，该方法包括：S1：获取反应堆堆芯几何的扰动项；S2：对反应堆堆芯几何进行网格离散，得到离散的网格和网格点；S3：基于所述离散的网格及各扰动项产生扰动的频点，分别对含时SP3输运方程和SP3噪声方程在所述网格点上进行离散，得到离散节点方程；S4：将离散节点方程分别组装系数矩阵与方程源项，分别得到总体SP3输运方程、总体SP3噪声方程；并对得到的总体SP3输运方程及总体SP3噪声方程使用迭代法进行数值计算，得到该扰动频点下的中子噪声分布；S5：计算所有频点的中子噪声分布。本发明可同时保证计算精度和速度，可为堆芯监测和故障诊断提供保障。
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