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公开(公告)号：CN115982622B
公开(公告)日：2024-01-23
申请号：CN202211725308.3
申请日：2022-12-30
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 唐传宝 , 白晓明 , 崔怀明 , 艾红雷 , 王新军 , 张毅雄 , 曾忠秀 , 曹锐 , 王明利 , 李海颖 , 熊夫睿 , 文毅 , 谢海 , 黄代顺 , 郑连纲 , 刘佳 , 王岩
IPC: G06F18/24 , G06F18/241 , G06F18/22 , G21C17/02
Abstract: 本发明公开了一种核反应堆冷却剂系统运行瞬态快速识别方法、装置及系统，方法包括获取核反应堆运行时关键位置的运行数据；进行瞬态识别；分别提取瞬态开始和结束时的功率值，进行第一次瞬态分类；分别提取瞬态数据中的温度、压力和流量值，并依次计算其与第一次瞬态分类后对应的参考瞬态数据库中的参考瞬态的相似度；对相似度进行排序，并将相似度与阈值相比，如果最大相似度大于阈值，则选取最大相似度值对应的运行瞬态归类为参考瞬态；如果最大相似度小于阈值，则将该运行瞬态标记为未知瞬态。本发明采用两级检测识别方式，能够快速并准确的将冷却剂系统发生的运行瞬态进行识别并归类，同时统计各类瞬态发生的次数。
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公开(公告)号：CN116052915A
公开(公告)日：2023-05-02
申请号：CN202211725575.0
申请日：2022-12-30
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 唐传宝 , 白晓明 , 崔怀明 , 艾红雷 , 王新军 , 张毅雄 , 曾忠秀 , 曹锐 , 王明利 , 李海颖 , 熊夫睿 , 文毅 , 谢海 , 黄代顺 , 郑连纲 , 刘佳 , 王岩
IPC: G21C17/02 , G21D1/00 , G06F30/23 , G06F119/04
Abstract: 本发明公开了一种核反应堆一回路系统疲劳状态监测方法和装置，本发明一方面通过关键位置传感器精确采集被测部件的温度状态，进而有效降低疲劳计算中的保守性，另一方面通过自动修正算法，在运行过程中构建了监测位置与现有传感器的对应关系，实现疲劳计算的自动修正，而无需对故障传感器进行更换和维修，保证了监测的准确性和可靠性，同时极大降低了监测装置的维修成本。
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公开(公告)号：CN115329629A
公开(公告)日：2022-11-11
申请号：CN202210883865.1
申请日：2022-07-26
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/23 , G21D3/00 , G06F111/10 , G06F119/08 , G06F119/14
Abstract: 本发明公开了一种IVR条件下反应堆压力容器的热力行为模拟方法、系统；包括对RPV结构实体模型进行空间离散，对整个求解时间域进行时间离散；读取离散模型的边界条件和初始条件；获取下一时间步所有物质点的温度场分布；建立近场动力学热烧蚀模型，并利用动态边界识别方法，判断所有物质点的烧蚀状态，更新RPV模型烧蚀边界；获取下一时间步所有物质点的位移分布；建立断裂模型，判断所有物质点中键断裂破坏状态，更新损伤累积量；重复更新过程至所有时间步计算结束，得最终的烧蚀边界、温度分布、位移分布和损伤累积量，确定RPV的热力耦合及破坏失效行为。本发明可以很好地同时模拟RPV烧蚀过程、瞬态传热和热力学行为。
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公开(公告)号：CN111950127B
公开(公告)日：2022-03-01
申请号：CN202010680751.8
申请日：2020-07-15
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G06F119/14
Abstract: 本发明公开了一种核能设备用低合金钢材料安全性能的测试方法，包括以下步骤：获取预设环境下核能设备用低合金钢材料的应力应变数据，并根据应力应变数据获取核能设备用低合金钢材料的应变能数据；根据应变能数据构建屈服应力安全模型和抗拉强度安全模型；使用屈服应力安全模型和抗拉强度安全模型对核能设备用低合金钢材料的安全性能进行测试。本发明还公开了一种核能设备用低合金钢材料安全性能的测试系统。一种核能设备用低合金钢材料安全性能的测试方法及系统，提供了一种基于低合金钢材料屈强比分析工程设计许用应力参数的模型方法，通过建立的模型方法可计算得到许用应力参数，为分析结构件剩余安全裕量提供了量化依据。
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公开(公告)号：CN116822277B
公开(公告)日：2025-03-18
申请号：CN202310648770.6
申请日：2023-06-02
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/23 , G01M7/02 , G06F119/14
Abstract: 本发明公开了核电站反应堆燃料组件抗震分析方法、系统、终端及介质，涉及反应堆抗震分析技术领域，其技术方案要点是：将设计加速度响应谱输入转换程序生成相应时程，并实时调整中间过程的响应谱，得到地震加速度时程；将地震加速度时程输入反应堆结构系统模型进行计算，得到吊篮围板和上下堆芯地震时程；将吊篮围板和上下堆芯地震时程输入抗震载荷分配模型进行计算，得到燃料组件各个部位的地震载荷；将燃料组件的地震载荷与其它非地震载荷一起输入应力分析程序，得到燃料组件基准事故分析结果。本发明能够得到满足规范参数和保证安全裕度合理的地震加速度时程，提高燃料组件抗震分析的工作效率，降低人工数据传递、载荷组合出现的错误和遗漏。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN115329629B
公开(公告)日：2023-10-24
申请号：CN202210883865.1
申请日：2022-07-26
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/23 , G21D3/00 , G06F111/10 , G06F119/08 , G06F119/14
Abstract: 本发明公开了一种IVR条件下反应堆压力容器的热力行为模拟方法、系统；包括对RPV结构实体模型进行空间离散，对整个求解时间域进行时间离散；读取离散模型的边界条件和初始条件；获取下一时间步所有物质点的温度场分布；建立近场动力学热烧蚀模型，并利用动态边界识别方法，判断所有物质点的烧蚀状态，更新RPV模型烧蚀边界；获取下一时间步所有物质点的位移分布；建立断裂模型，判断所有物质点中键断裂破坏状态，更新损伤累积量；重复更新过程至所有时间步计算结束，得最终的烧蚀边界、温度分布、位移分布和损伤累积量，确定RPV的热力耦合及破坏失效行为。本发明可以很好地同时模拟RPV烧蚀过程、瞬态传热和热力学行为。
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公开(公告)号：CN113673130B
公开(公告)日：2023-07-25
申请号：CN202110982624.8
申请日：2021-08-25
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了蒸发器管束两相流功率谱密度相关长度的获取方法及系统，该方法包括：基于两相流的无量纲参考等效功率谱密度、蒸汽发生器传热管结构的二次侧流场参数和待定的相关长度，得到所述结构两相流的功率谱密度函数；得到所述结构两相流的功率谱密度函数的傅里叶半谱及傅里叶全谱；采用IFFT方法，把得到的频域的功率谱密度转换到时域，得到作用在传热管上的湍流激励力时程，并将其施加到蒸汽发生器传热管上，计算蒸汽发生器传热管由随机湍流激励诱发的振动响应，基于试验测量值确定不同空泡份额下的功率谱密度函数相关长度和空泡份额因子；根据不同空泡份额下的空泡份额因子，采用拟合方法确定两相流功率谱密度函数相关长度的计算方法。
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公开(公告)号：CN111881562B
公开(公告)日：2022-05-20
申请号：CN202010681550.X
申请日：2020-07-15
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G01D21/02 , G06F119/14
Abstract: 本发明公开了基于流强比的核能主管道材料安全性能测试方法，包括以下步骤：获取预设环境下奥氏体不锈钢的应力应变数据，并获取奥氏体不锈钢的流动应力；获取奥氏体不锈钢的应变能数据；根据应变能数据构建屈服应力安全模型，并根据屈服应力安全模型构建抗拉强度安全模型；对奥氏体不锈钢材料的安全性能进行测试。本发明还公开了基于流强比的核能主管道材料安全性能测试系统。本发明基于流强比的核能主管道材料安全性能测试方法及系统，结合奥氏体不锈钢材料流强比，提出了一种基于奥氏体不锈钢材料流强比计算工程设计中许用应力的模型方法，该方法为工程结构部件的力学分析和评价提供了模型支撑，为量化结构件剩余安全裕量提供依据。
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公开(公告)号：CN113673130A
公开(公告)日：2021-11-19
申请号：CN202110982624.8
申请日：2021-08-25
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了蒸发器管束两相流功率谱密度相关长度的获取方法及系统，该方法包括：基于两相流的无量纲参考等效功率谱密度、蒸汽发生器传热管结构的二次侧流场参数和待定的相关长度，得到所述结构两相流的功率谱密度函数；得到所述结构两相流的功率谱密度函数的傅里叶半谱及傅里叶全谱；采用IFFT方法，把得到的频域的功率谱密度转换到时域，得到作用在传热管上的湍流激励力时程，并将其施加到蒸汽发生器传热管上，计算蒸汽发生器传热管由随机湍流激励诱发的振动响应，基于试验测量值确定不同空泡份额下的功率谱密度函数相关长度和空泡份额因子；根据不同空泡份额下的空泡份额因子，采用拟合方法确定两相流功率谱密度函数相关长度的计算方法。
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公开(公告)号：CN103985422B
公开(公告)日：2017-03-01
申请号：CN201410105700.7
申请日：2014-03-20
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 吴琳 , 张森如 , 罗琦 , 刘昌文 , 李海颖 , 曹锐 , 冷贵君 , 蒲小芬 , 张富源 , 王华金 , 曾忠秀 , 钟元章 , 李庆 , 康志彬 , 卢毅力 , 李兰 , 汤华鹏
IPC: G21C15/14 , G21C15/18 , G21C7/36 , G21C9/004 , G21C17/108 , G21C17/035
CPC classification number: Y02E30/39
Abstract: 本发明涉及一种基于177堆芯的能动加非能动核蒸汽供应系统，包括核反应堆堆芯，反应堆冷却剂系统，其特征在于：包括核反应堆堆芯包括177个活性段长度为12至14英尺的核燃料组件；反应堆冷却剂系统包括反应堆压力容器、连接反应堆冷却剂入口和出口的主管道、主泵、蒸汽发生器、稳压器、卸压箱。还涉及一种核电站，采用上述基于177堆芯的能动加非能动核蒸汽供应系统；其机组功率1000～1400MWe，平均可利用率大于等于90%，最大地面加速度为0.3g，安全壳为双层钢制结构以抗大型商业飞机撞击。本发明具有缓解与预防严重事故功能，堆芯测量仪表自上而下穿入反应堆压力容器，拥有结合了能动余非能动方式的余热排出系统和数字化仪控多样性保护系统。
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