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公开(公告)号:CN117077564A
公开(公告)日:2023-11-17
申请号:CN202311042367.5
申请日:2023-08-18
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/28 , G06F113/08 , G06F119/08
Abstract: 本发明公开了基于精细化CFD的压水反应堆热工水力分析方法及系统,首先根据结构与功能特征进行流体区域剖分,然后通过CFD的最佳实践导则或典型分析流程对剖分后子区域进行精细化网格建模与计算模型确认,最后将子区域网格组装从而实现模拟计算;本方案利用CFD对于全反应堆系统的冷却剂流道进行精细化数值模拟计算,区别于传统热工水力分析技术,对于分析对象具有高度保真性,并且能够相对快速地实现热工水力关键指标参数的计算,减少设计阶段的模化实验数量,缩短反应堆整体设计周期,对于增强核能分析与设计技术基础研发水平具有重要意义。
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公开(公告)号:CN115994497A
公开(公告)日:2023-04-21
申请号:CN202211590101.X
申请日:2022-12-12
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/28 , G06T17/20 , G06F119/08 , G06F111/10
Abstract: 本发明实施例提供一种反应堆热工流体系统的跨尺度耦合方法和系统,包括:将商业CFD程序与不同于所述商业CFD程序的尺度的热工水力程序切分成多个流程子模块;根据跨尺度耦合需求确定各个流程子模块的相互调用和数据传递逻辑;将各个流程子模块的通过对应数据格式转换处理的待输入输出数据与各个流程子模块所需的第三方库编译以实现跨尺度热工水力耦合;其中,所述数据格式转换处理包括:实现所述待输入输出数据的数据格式与基于大容量非均匀数据格式库的通用大容量数据格式的相互转换。本发明实施例解决了现有技术中商用CFD程序与其它专业程序耦合存在局限性导致对于复杂大规模非均匀离散结构的数据支持力度不够影响后期开展精细化模拟的技术问题。
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公开(公告)号:CN115600518A
公开(公告)日:2023-01-13
申请号:CN202211286530.8
申请日:2022-10-20
Applicant: 中国核动力研究设计院(CN)
IPC: G06F30/28 , G06F17/18 , G06F113/08 , G06F119/08
Abstract: 本发明公开了基于相分布特征的燃料组件热工性能分析方法及系统,涉及反应堆热工水力设计及安全分析领域,其技术方案要点是:对燃料组件进行两相CFD计算分析,得到燃料组件内的两相CFD计算结果;依据两相CFD计算结果分别确定燃料组件内的流线分布因子、两相气泡尺寸分布因子和空泡包覆因子;依据流线分布因子、两相气泡尺寸分布因子和空泡包覆因子对燃料组件的热工性能进行综合分析,得到热工性能。本发明大大提升拓展了现有燃料组件热工性能评价因素,快速实现新型燃料组件两相热工性能评价,大大减少了试验的需求,增加了选型的成功率,该方法可应用到核反应堆高热工性能燃料组件研发中。
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公开(公告)号:CN110853770B
公开(公告)日:2021-07-20
申请号:CN201911149034.6
申请日:2019-11-21
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种基于正六角形燃料组件,在正六角形燃料组件中心处同轴向设置导向管,导向管内同轴向设置控制棒束;六角处均同轴向设置支撑管;侧边与中心处之间同轴向设置若干燃料棒,相邻燃料棒之间的间隙作为冷却剂流道。一种基于上述的正六角形燃料组件的单流程超临界水冷堆,包括若干正六角形通道,若干正六角形通道相互邻接后呈蜂窝状整体式结构,蜂窝状整体式结构外设置金属反射层;所述正六角形通道用于装入正六角形燃料组件。本发明在保证超临界水冷堆经济性、安全性及各项技术指标先进性的条件下,大幅简化燃料组件及堆内结构,显著提高超临界水冷堆的工程可实现性。
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公开(公告)号:CN110867261B
公开(公告)日:2021-07-06
申请号:CN201911148879.3
申请日:2019-11-21
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了多类型芯块混合装载金属冷却反应堆及管理方法,所述反应堆的堆芯外围布置慢化型组件、次外围布置增殖型燃料组件,堆芯内部区域布置功率型燃料组件,所述慢化型组件由若干慢化型元件构成,所述慢化型元件包括包壳,包壳内设置氢化锆金属块;所述增殖型燃料组件由若干增殖型燃料元件构成,所述增殖型燃料元件包括包壳,包壳内两端布置氧化铍陶瓷芯块,中间布置天然二氧化铀燃料芯块;所述功率型燃料组件由若干功率型燃料元件构成,所述功率型燃料元件包括包壳,包壳内两端布置氧化铍陶瓷芯块,中间布置钚铀混合氧化物燃料芯块。本发明解决了现有金属冷却反应堆燃料装载量大、利用率低等问题。
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公开(公告)号:CN110853774B
公开(公告)日:2021-05-04
申请号:CN201911149879.5
申请日:2019-11-21
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种氢化锆慢化金属冷却反应堆小型化设计方法及反应堆,所述反应堆的堆芯由燃料组件、控制棒组件及异形整体式氢化锆反射层构成,所述燃料组件与控制棒组件均匀交叉布置,具有相同的外形尺寸,所述的整体式氢化锆反射层,设置有冷却孔道,布置在堆芯最外围,外侧为圆形,内侧与相邻燃料组件外形相互匹配;所述正六边形燃料组件中心仪表管内设置了圆柱状氢化锆,控制棒组件外盒及内管之间设置了环形氢化锆。本发明解决了现有液态金属冷却小型反应堆设计中面临的燃料富集度高、临界质量大、堆芯几何尺寸无法有效减小等问题。
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公开(公告)号:CN110853769A
公开(公告)日:2020-02-28
申请号:CN201911148906.7
申请日:2019-11-21
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种颗粒燃料芯体、燃料棒及金属冷却小型反应堆,所述颗粒燃料芯体包括若干颗粒燃料,若干颗粒燃料均匀弥散到氧化铍基体中,形成高热导率的燃料芯体,所述颗粒燃料由燃料微球和包覆层构成,所述包覆层包覆在燃料微球外侧,所述包覆层采用耐高温、高热导率的碳化硅制成,所述燃料微球在燃料芯体中的体积份额为30%~60%;所述燃料微球释放的裂变气体通过包覆层、氧化铍基体进行包容,所述燃料微球二氧化铀或铀钚混合氧化物。本发明显著增大了燃料芯体的热导率以及燃料芯体与燃料棒外表面之间的导热系数,可以大幅降低燃料芯体温度,提高金属冷却小型反应堆的设计性能及运行安全性。
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公开(公告)号:CN110728072A
公开(公告)日:2020-01-24
申请号:CN201911012127.4
申请日:2019-10-23
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G06F119/14
Abstract: 本发明公开了一种确定数字反应堆计算流体力学分析网格尺寸的方法,包括:将数字化反应堆在空间上划分为一组计算网格,确定各网格的几何尺寸以及各网格中心坐标;获得初始边界条件参数;建立所述一维黎曼问题对应的方程组,求解获得所述网格的精确解;建立一维黎曼问题近似离散求解模型,通过所述模型计算得到所述网格的近似解;将所述网格的近似解与所述网格的精确解进行比较;本方法具有原理清晰、精度高、计算输入简单、计算耗时少的特点,能够满足大规模计算流体力学分析计算网格建模要求并快速确定单元计算网格尺寸,特别适用于大规模CFD计算的网格建模方案评价。
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公开(公告)号:CN114386926B
公开(公告)日:2025-04-15
申请号:CN202111446411.X
申请日:2021-11-30
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明具体涉及一种基于复杂权限融合的核反应堆业务流程系统,包括平台业务模块、安全计算模块和平台数据管理模块;所述平台业务模块分别与安全计算模块和平台数据管理模块双向数据连接,所述平台业务模块用于执行业务流程;所述安全计算模块用于在平台业务模块执行业务流程过程中开展复杂权限安全判断;所述平台数据管理模块用于为平台业务模块和安全计算模块提供数据存储和访问服务。本发明提供的核反应堆业务流程系统,改善了传统工作流系统只能实现基础的用户与角色的关系管理工作流中的任务信息权限的问题,采用复杂权限融合的方式,为业务流程提供完善的安全保障功能。
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公开(公告)号:CN116882318A
公开(公告)日:2023-10-13
申请号:CN202310861490.3
申请日:2023-07-13
Applicant: 中国人民解放军国防科技大学 , 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/28 , G06F30/23 , G06F17/12 , G06F17/16 , G06F113/08 , G06F119/14
Abstract: 本申请涉及一种面向换热器的冷却剂加速仿真方法。所述方法包括:将几何空间参数离散为非结构化三维网格,得到换热器空间网格;在有限体积法离散框架下根据主网格单元和邻居网格单元之间的空间关系和材料参数,建立冷却剂流场的耦合线性方程组;对冷却剂流场的耦合线性方程组的全局方程组系数矩阵以超压缩格式进行存储来构建线性系统;根据高效选择式代数多重网格方法对整体系数矩阵进行求解,构建整体系数矩阵的代表矩阵执行代数多重网格粗化操作,构建块状粗级矩阵与粗级线性系统加速对冷却剂的流场求解,得到冷却剂的速度矢量场和压力场。采用本方法能够提高冷却剂流场求解效率。
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