一种大破口失水事故分析方法及系统

    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

    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。

    基于相分布特征的燃料组件热工性能分析方法及系统

    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

    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。

    一种基于分组法的CHF关系式DNBR限值统计学确定方法

    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

    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。

    用于浮动核电站的熔融物堆内滞留非能动冷却系统及方法

    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

    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。

    反应堆热工安全设计协同装置、方法、终端、存储介质

    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

    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。

    一种堆腔纳米流体非能动注入冷却系统

    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

    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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