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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: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:CN114676617A
公开(公告)日:2022-06-28
申请号:CN202210330664.9
申请日:2022-03-31
Applicant: 西安交通大学 , 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/25 , G06F30/28 , G06F111/04 , G06F113/08 , G06F119/14
Abstract: 一种适配堆芯能量分布的冷却剂分流结构拓扑优化方法,采用等几何粒子法进行反应堆压力容器全流域仿真计算及分流结构所在的下腔室流体仿真,采用变密度法SIMP拓扑优化方法进行结构优化,结合拉格朗日观点思想和非定常流场的流场仿真的结果,实现分流效果目标函数关于设计变量的灵敏度分析,推动目标函数向设定值逼近,继而使得结构向预定性能逼近,达成在已有约束下的最有材料分布和结构设计;本发明可以根据堆芯的能量分布对冷却剂分流结构进行拓扑优化设计,显著缩短结构设计周期,增强冷却剂的冷却效果,提升核反应堆的热利用率。
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公开(公告)号:CN114662375A
公开(公告)日:2022-06-24
申请号:CN202210330670.4
申请日:2022-03-31
Applicant: 西安交通大学 , 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/25 , G06F30/28 , G06F30/10 , G06F17/11 , G06F119/08
Abstract: 一种快中子堆芯异形燃料结构的生成式设计方法,利用粒子离散化方法结合瞬态传热理论构造快中子堆芯温度场仿真求解工具;借助等几何映射对控制粒子的物理参数施加改变来推动燃料结构形状尺寸变化,并通过循环迭代寻找出最优结构;本发明采用等几何分析法设计异形燃料结构,避免了繁杂的网格划分过程,节约了计算时间;能够自适应网格细化以得到最佳传热结构;设计边界采用函数描述,其结构轮廓更清晰,设计精度更高。
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公开(公告)号:CN111883269B
公开(公告)日:2022-04-22
申请号:CN202010807325.6
申请日:2020-08-12
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明公开了用于浮动核电站的熔融物堆内滞留非能动冷却系统及其操作方法,系统包括船体、堆舱壁、压力容器、压力容器外部冷却系统和应急冷却器系统;压力容器和压力容器外部系统的主要部分设置于堆舱内,应急冷却器系统设置于堆舱壁和船体之间;当压力容器发生严重事故时,压力容器外部冷却系统淹没冷却压力容器的外壁面,应急冷却器系统通过传热管外侧流动的船体外部海水对传热管内侧循环流动的压力容器外部冷却系统冷却流体进行冷却。本发明实现压力容器外壁面快速非能动淹没冷却,将压力容器内熔融物热量有效导出,实现堆芯熔融物在压力容器内冷却与滞留,避免压力容器熔穿失效,极大缓解严重事故后果。
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公开(公告)号:CN113299417B
公开(公告)日:2022-04-15
申请号:CN202110570666.0
申请日:2021-05-25
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了核电厂停堆工况主泵运行时的安注触发方法和装置及系统,包括以下步骤:S1、判定停堆工况下主泵是否运行、判定稳压器压力低低安注闭锁信号是否触发、判定热管段是否处于低过冷度,若上述判定结果均为:“是”,则生成:停堆工况主泵运行安注信号;S2、反应堆一回路的安注系统收到停堆工况主泵运行安注信号后触发执行安注动作;上述核电厂停堆工况主泵运行时的安注触发方法:用于实现以停堆工况主泵运行和反应堆冷却剂丧失事故为双约束而触发安注动作。
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公开(公告)号:CN114239279A
公开(公告)日:2022-03-25
申请号:CN202111554341.X
申请日:2021-12-17
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G21C17/00 , G06F119/08
Abstract: 本发明公开了一种反应堆热工安全设计协同装置、方法、终端、存储介质,包括热工水力瞬态分析模块、堆芯热工水力子通道分析模块和燃料元件行为分析模块,热工水力瞬态分析模块用于获取事故状态下的系统瞬态特性,并获得系统参数随时间的变化曲线,堆芯热工水力子通道分析模块用于确定燃料烧毁份额,燃料元件行为分析模块用于获得燃料包壳温度峰值以及芯块温度峰值;本发明通过将热工安全设计中的工作分解为热工水力瞬态分析模块、堆芯热工水力子通道分析模块、燃料元件行为分析模块,并通过数据传输将各个模块之间的信息进行传输,可以根据具体的设计需求选择合适的模块工作,避免处理大量的、来自不同专业输入数据,提升工作效率和质量。
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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:CN111863296B
公开(公告)日:2022-03-01
申请号:CN202010811999.3
申请日:2020-08-13
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种基于风险指引的核电厂安全注射系统模拟方法及系统,本发明的方法通过确定论识别安全注射系统功能需求的最小割集、确定安全注射系统的实现原理、系统设置及运行方式;通过概率论识别安全注射系统的薄弱环节、确定安全注射系统不同设计方案对核动力厂安全的重要度,提出安全注射系统设计中的系统组合提出优化建议。本发明综合确定论与概率论的分析形成一套以风险指引为导向的安全注射系统设计方法,实现安全注射系统设置最小化、安全性能最大化的目标,保障核动力厂安全性的同时进一步优化核动力厂的建造成本。
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公开(公告)号:CN114038593A
公开(公告)日:2022-02-11
申请号:CN202111365023.9
申请日:2021-11-17
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor: 刘丽莉 , 张明 , 邓纯锐 , 余红星 , 邓坚 , 刘余 , 黄代顺 , 丁书华 , 陈亮 , 卢川 , 邹志强 , 杨洪润 , 张航 , 武铃珺 , 彭欢欢 , 王小吉 , 向清安 , 武小莉 , 许幼幼 , 杜政瑀
IPC: G21C17/00 , G21C13/028
Abstract: 本发明公开了一种核反应堆压力容器下封头失效判定方法,严重事故工况下,根据堆芯熔融物与下封头及下封头配件的作用情况、下封头与下封头配件的形变情况,判断出反应堆压力容器下封头失效模式,所述下封头失效模式的类别大于两种。本发明所提供的核反应堆压力容器下封头失效模式判定方法可以较全面地评价和判断严重事故工况下核反应堆压力容器下封头的失效。
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