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公开(公告)号：CN114038595B
公开(公告)日：2024-08-20
申请号：CN202111333210.9
申请日：2021-11-11
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 卢川 , 杨雯 , 何航行 , 冉旭 , 刘余 , 邓坚 , 于颖锐 , 巨海涛 , 李垣明 , 张林 , 黄慧剑 , 辛素芳 , 刘卢果 , 倪东洋 , 王连杰 , 辛勇 , 王浩煜 , 刘松亚 , 张吉斌 , 李鹏飞 , 付冉 , 高希龙 , 陈建国 , 吕新知
Abstract: 本发明公开了一种压水堆堆芯流量和功率两分区控制方法，涉及核反应堆堆芯技术领域，其技术方案要点是：所述压水堆堆芯的横切面沿径向向外扩展依次设有第一流量区和第二流量区，第一流量区包裹第二流量区；所述第一流量区通入冷却剂的流量大于第二流量区通入冷却剂的流量。本发明采用堆芯功率和流量分两区设计，在堆芯全寿期内中心区域始终保持较高功率水平以及外围区域始终保持较低功率水平，相比于现有的三区控制技术而言，在保证压水堆堆芯冷却剂流量降低性能以及堆芯出口温度的提高性能不削弱的情况下，有效降低了堆芯设计复杂程度高，实际应用过程中压水堆堆芯流量和功率协同控制的灵活性更强，同时降低实际使用成本较高。
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公开(公告)号：CN113536537B
公开(公告)日：2024-01-12
申请号：CN202110647075.9
申请日：2021-06-10
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G06F119/08
Abstract: 本发明涉及反应堆热工水力设计及安全分析技术领域，具体公开了一种大破口失水事故分析方法及系统。选取核电站大破口失水事故相关的指标参数；建立稳态计算模型，对大破口失水事故相关参数进行稳态计算，并进行稳态计算后的参数值校验；构建瞬态计算模型，并对大破口失水事故相关参数进行瞬态计算，并根据计算结果与实际的破口、核电厂外电情况进行对比，并在出现偏离时，重新构建瞬态计算模型并进行瞬态计算；进行安注水扣除，获得液位参数值，并对瞬态模型进行更新后，在稳态计算结果基础上进行再计算，并在完成计算后，进行参数显示及分析。该方法和系统解决了压水堆大破口失水事故分析的工况多、流程繁琐、人因失误率高的难题。
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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：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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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN110727920B
公开(公告)日：2022-08-19
申请号：CN201910887222.2
申请日：2019-09-19
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明涉及核反应堆热工水力设计及安全分析技术领域，具体公开了一种基于分组法的CHF关系式DNBR限值统计学确定方法。1、采集获取燃料组件的CHF实验数据；2、获得实验烧毁点位置的M/P数据；3、进行Bartlett检验；4、在通过Bartlett检验后，进行数据均值的均质性检验；5、采用Epps‑Pulley检验法进行正态分布检验；6、利用Owen准则确定DNBR限值；7、分别进行W‑M‑W检验、K‑W单边方差分析；8、确定自由分布的单边95/95限值，并获得DNBR限值；9、在未通过Bartlett检验后，进行数据均值的均质性检验；10、进行数据分组检验；11、确定DNBR限值；该方法能够获得严密、精确又相对保守的CHF关系式DNBR限值，能够为CHF关系式开发和CHF实验数据评价计算关键参量，为核安全部门提供最关心的设计限值。
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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：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：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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