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公开(公告)号：CN115238579A
公开(公告)日：2022-10-25
申请号：CN202210859530.6
申请日：2022-07-21
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/27 , G06N3/04 , G06F119/08 , G06F119/14
Abstract: 本发明公开了基于物理指引下机器学习算法的本构模型构建方法及装置，通过将理论模型与实验数据进行有机结合，建立理论模型与数据驱动模型之间的损失函数；利用随机梯度下降优化算法，对损失函数进行优化，得到最终残差模型；将最终残差模型与理论模型相结合，完成基于物理指引下机器学习算法开发，得到本构模型。该方法可应用于典型热工水力类程序涉及到的本构模型的开发；本构模型包括流型图、壁面阻力模型、壁面换热模型、相间阻力模型、相间换热模型、临界热流密度模型等。本发明以少量的数据样本，显著提升模型的预测精度，解决传统神经网络预测模型的局部发散问题，同时能够根据实验数据拓宽传统经验关系式的应用范围，提升预测精度。
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公开(公告)号：CN113299413B
公开(公告)日：2022-03-01
申请号：CN202110571646.5
申请日：2021-05-25
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种堆腔纳米流体非能动注入冷却系统，包括非能动堆腔注水系统、纳米流体非能动注入系统以及反应堆压力容器系统；反应堆压力容器系统设置有保护循环流道；保护循环流道包括堆腔壁、压力容器和压力容器保温层，压力容器保温层的内壁与压力容器的外壁形成保温层流道，压力容器保温层的外壁与堆腔壁形成混合流道，压力容器保温层的底部设置有入口，顶部设置有出口，混合流道与保温层流道通过入口和出口连通；冷却水或/和纳米流体从入口进入保温层流道，并从出口回流至混合流道。本发明的目的在于提供一种堆腔纳米流体非能动注入冷却系统，纳米流体仅存在于保温层流道和混合流道内，避免对其他水源带来影响。
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公开(公告)号：CN107331424B
公开(公告)日：2019-06-14
申请号：CN201710599735.4
申请日：2017-07-21
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明公开了一种反应堆堆腔注水冷却系统及其操作方法，包括设置在反应堆安全壳内的反应堆堆腔，设置在反应堆堆腔内压力容器，设置在反应堆堆腔与压力容器之间并包围压力容器的保温层，还包括外部注水系统和低位注水系统；外部注水系统包括外部水源、与所述外部水源连接的外部注水管、在所述外部注水管上设置注水泵，注水泵的出口与保温层的底部入口连接；低位注水系统包括设置在安全壳底部的低位注水箱，与所述低位注水箱的底部连接的低位注水管，低位注水管与注水泵的入口连接。本发明采用过冷水能动注入反应堆堆腔注水系统的操作方法，过冷水源的使用提升压力容器外部沸腾传热的极限带热能力，从而在事故缓解的关键阶段提供成功缓解的可能性。
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公开(公告)号：CN108766600A
公开(公告)日：2018-11-06
申请号：CN201810549971.X
申请日：2018-05-31
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
CPC classification number: G21C15/182
Abstract: 本发明公开了一种一回路注水系统，包括安注水箱、用于连接安注水箱与反应堆一回路的连通管道及串联于连通管道上的安注泵，其特征在于，还包括串联在连通管道上的中间水箱；还包括加热装置，所述加热装置用于对中间水箱内的流体进行加热。采用该注入系统的结构设计，在实现含硼水向反应堆一回路注入时，可有效缓解一回路上的热应力，同时，对安全壳喷淋降压效果无影响。
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公开(公告)号：CN104658623A
公开(公告)日：2015-05-27
申请号：CN201510071548.X
申请日：2015-02-11
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种应急运行规程与严重事故管理导则的接口管理方法，要求在严重事故前的过渡阶段同时执行应急运行规程和严重事故管理导则。过渡阶段主控室执行严重事故过渡期主控室导则（ICRG），ICRG中只包括严重事故相关的事故管理操作。本发明提出的接口管理方法明确了事故管理的性质归属，将严重事故管理的所有相关对策归入SAMG，应急运行规程中不包含严重事故的相关操作。本发明特别适用于配置了严重事故缓解设备的新型电厂，为了保证严重事故阶段设备的有效运行，有些严重事故缓解设备必须在堆芯损坏前开始执行相关的准备操作。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN119400466A
公开(公告)日：2025-02-07
申请号：CN202411313296.2
申请日：2024-09-20
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/10 , G21C17/00 , G06F18/2415 , G06F18/2433
Abstract: 本申请公开了一种反应堆系统的故障异常处理方法、装置、介质及电子设备，涉及反应堆系统运行支持技术领域。其中方法包括：获取反应堆系统中各个设备的状态监测信号；基于状态监测信号，识别反应堆系统的故障设备；根据识别的故障设备，分析反应堆系统的至少一条可行故障处理路径；对至少一条可行故障处理路径依次进行路径成功概率分析和处置后果评估，得到路径成功概率分析结果和处置后果评估结果；基于路径成功概率分析结果和处置后果评估结果，从至少一条可行故障处理路径中确定目标可行故障处理路径；根据目标可行故障处理路径，引导操纵人员进行故障处理。本申请能够引导操纵人员进行故障处理，从而能够提高反应堆系统故障异常的处理效率。
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公开(公告)号：CN111128414B
公开(公告)日：2022-07-26
申请号：CN201911414032.5
申请日：2019-12-31
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明涉及属于核电技术领域，具体公开一种压水堆核电厂能动与非能动结合的整体安全系统及其方法，包括由能动安注系统和非能动安注系统组成的安注系统，由能动堆腔注水系统和非能动堆腔注水系统组成的堆腔注水系统，由能动安全壳喷淋系统和非能动安全壳排热系统组成的安全壳排热系统，由辅助给水系统、汽轮机旁路排放系统、二次侧非能动余热排出系统组成的蒸汽发生器二次侧排热系统。本发明以非能动安全系统作为能动安全系统的补充，充分利用非能动技术，综合考虑核电厂的纵深防御层次与需求，强化了纵深防御，更好地应对核电厂可能出现的预计运行事件、设计基准工况、设计扩展工况(包括严重事故)下的能量移除，大幅提高了核电厂的安全性。
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公开(公告)号：CN110020480B
公开(公告)日：2022-06-17
申请号：CN201910281351.7
申请日：2019-04-09
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20
Abstract: 本发明公开了下封头内熔融池结构分层判断及基于风险导向的分析方法，包括：确定熔融池初始状态的关键参数的概率密度分布并进行抽样得到参数值组合；基于置换分层法，进行熔融池结构分层判断；基于U‑Zr‑O‑Fe相图混溶隙范围分层法，进行熔融池结构分层判断；基于不同参数值组合的熔融池结构分层判断结果，计算两层或三层熔融池结构的形成概率；分别基于两层、三层熔融池结构选择传热关系式，计算熔融池到下封头每个角度的热流密度，并计算热流密度与临界热流密度的比值；基于不同参数值组合，分别统计两层、三层熔融池结构以及整个熔融池结构的热流密度与临界热流密度的比值的概率密度分布；实现了准确评价下封头内熔融物滞留有效性的技术效果。
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公开(公告)号：CN114283954A
公开(公告)日：2022-04-05
申请号：CN202111592819.8
申请日：2021-12-23
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种反应堆卡轴事故安全分析方法及装置，该方法通过选取最小的DNBR作为瞬态最小DNBR，当瞬态最小DNBR小于预设DNBR阈值时，则获取当前热工水力参数对初始焓升因子进行调整，并调用DNBR计算程序对调整后的焓升因子进行计算；当计算得到的DNBR小于预设DNBR阈值时则将调整后的焓升因子作为新的初始焓升因子，继续执行调用DNBR计算程序的步骤，直至计算得到的DNBR不小于预设DNBR阈值停止，并将对应的焓升因子作为有效焓升因子；基于有效焓升因子从燃料统计曲线中选择对应的燃料棒份额作为卡轴事故下发生DNB的燃料棒份额，自动计算出瞬态中发生DNB的燃料棒份额，无需人工参与，提高卡轴事故分析的效率并降低差错率。
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公开(公告)号：CN108766600B
公开(公告)日：2021-08-17
申请号：CN201810549971.X
申请日：2018-05-31
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明公开了一种一回路注水系统，包括安注水箱、用于连接安注水箱与反应堆一回路的连通管道及串联于连通管道上的安注泵，其特征在于，还包括串联在连通管道上的中间水箱；还包括加热装置，所述加热装置用于对中间水箱内的流体进行加热。采用该注入系统的结构设计，在实现含硼水向反应堆一回路注入时，可有效缓解一回路上的热应力，同时，对安全壳喷淋降压效果无影响。
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