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公开(公告)号：CN115331858B
公开(公告)日：2024-12-17
申请号：CN202210980908.8
申请日：2022-08-16
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种压水堆核电厂SGTR事故处理方法及控制系统，首先通过设置SGTR事故自动识别信号来隔离破损SG环路PRS，控制了破损SG二次侧的放射性释放；然后通过对一回路进行持续降温降压，确保了一回路能够达到足够的过冷度和水装量；再通过控制HPMT的注水流量使破损SG的一次侧和二次侧的压力达到初步平衡，从而稳定核电厂状态，终止破损SG一次侧的放射性冷却机向二次侧泄漏；最后将一回路冷却至冷停堆状态，从而形成了一套科学合理的SGTR事故的应对方法，能够有效应对基于非能动应急堆芯冷却系统和二次侧非能动余热排出系统的压水堆核电厂SGTR事故，拓展了核电厂SGTR事故处理的应对范围。
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公开(公告)号：CN114139403B
公开(公告)日：2023-08-25
申请号：CN202111517527.8
申请日：2021-12-13
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 张明 , 邹志强 , 冉旭 , 吴清 , 冷贵君 , 刘昌文 , 吴丹 , 钱立波 , 武铃珺 , 张航 , 武小莉 , 刘丽莉 , 向清安 , 王小吉 , 彭欢欢 , 杜政瑀 , 许幼幼
IPC: G06F30/20 , G06F111/08 , G06F119/12
Abstract: 本发明公开了一种基于概率论的事故规程整定值优化方法、装置和设备，方法包括：步骤1，确定允许执行操作的时间窗口；步骤2，将时间窗口按照执行操作进行可用时间划分；步骤3，根据各操作的可用时间获取可用时间影响因子和其他误操作影响因子；步骤4，获得整体操作失误概率；步骤5，对各操作的可用时间进行调整，重复执行步骤3‑步骤4，直到获得的整体操作失误概率最小；步骤6，将所述整体操作失误概率最小值对应的可用时间作为规程整定值输出。本发明采用概率论方法对不同整定值对事故缓解的影响进行定量分析，根据定量分析结果确定最优的参数整定值，可以降低事故后操纵员误操作的概率，提高核电厂安全水平。
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公开(公告)号：CN115588523A
公开(公告)日：2023-01-10
申请号：CN202211146798.1
申请日：2022-09-21
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明属于压水堆核电厂事故分析技术领域，具体涉及一种水密实条件下的复杂两相排放载荷分析方法。本发明包括如下步骤：步骤1、开展造成系统水密实条件下的事故分析，获得稳压器安全阀流量曲线，并判定相对恶劣的初因事件；步骤2、通过稳压器安全阀流量曲线，进行水密实条件下排放过程热工水力分析，获取稳压器安全阀下游排放管道内的参量；步骤3、根据排放管道内的参量，获得排放管线上所有管道的载荷时程曲线。本发明能够评价反应堆系统在发生安注泵误动作、余热排出泵误动作等会导致系统出现水密实工况下时，系统的安全性以及设计的合理性，为应力分析提供载荷输入条件，为管道、支撑、阀门布置等的优化设计提供技术支持。
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公开(公告)号：CN115130323A
公开(公告)日：2022-09-30
申请号：CN202210873680.2
申请日：2022-07-21
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G06F17/18 , G06F111/10 , G06F113/08 , G06F119/14
Abstract: 本发明公开了一种适用于棒束通道的相间阻力分析方法及装置，包括：根据棒束通道，对棒束通道的流型进行判断，获取流型判断结果；根据流型判断结果，针对不同流型采用不同的相间阻力模型进行相间阻力的计算；流型判断结果包括泡状流、帽状流和环状流。本发明基于曳力模型开发，重点在曳力系数和相界面浓度上考虑了棒束通道内强烈搅浑特性的影响，根据棒束通道结构形式，仅对不同流型下的界面浓度和曳力系数进行修正，确保了不同结构通道内相间阻力模型的一致性；同时通过在曳力系数和相界面浓度上考虑了棒束通道内强烈搅浑特性的影响，使核反应堆堆芯燃料组件中棒束通道的相间阻力计算分析更加精准。
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公开(公告)号：CN115049014A
公开(公告)日：2022-09-13
申请号：CN202210815860.5
申请日：2022-07-12
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了基于生成对抗网络的核电故障诊断和瞬态预测方法及系统，涉及核电厂安全技术领域，其技术方案要点是：依据瞬态类型以及瞬态类型可出现的核电厂位置随机生成关键状态参数集；以关键状态参数集作为输入，以不同位置的不同瞬态类型为输出，初步训练得到判别模型；基于朴素生成对抗网络框架构建核电厂故障诊断和瞬态预测的神经网络模型；结合核电厂参数实时监测，通过神经网络模型对核电厂在运行过程中出现的各类瞬态异常情况进行故障诊断和瞬态后果预测。本发明可在监测到核电厂的运作状态出现异常后快速对异常工况进行故障诊断，识别瞬态类型，并确定瞬态发生的位置，随后对事故后果进行快速预测，达到减轻核反应堆瞬态或事故的目的。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN114996782A
公开(公告)日：2022-09-02
申请号：CN202210615798.5
申请日：2022-06-01
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/10 , G06F119/08
Abstract: 本发明公开了一种堆芯中组件间辐射换热模拟方法、系统、终端及介质，涉及堆芯模拟技术领域，其技术方案要点是：建立由热棒、热组件、平均组件三个目标件构成的几何模型，并沿轴线方向对几何模型分段；依据几何模型的几何参数为三个目标件配置相应的功率份额；依据几何模型中的堆芯设计特征数据分别分析得到每一分段模型中三个目标件相对于相应关联件的辐射视角因子；当几何模型的模拟运行参数达到预设条件时，通过辐射换热模型计算出每一个辐射视角因子所对应的辐射换热量，并将同属一个部件的辐射换热量求和得到分段模型中相应目标件的总辐射换热量。本发明能够降低整个堆芯计算获得的包壳峰值温度，提高安全裕量，提升设计灵活度。
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公开(公告)号：CN113421670B
公开(公告)日：2022-05-13
申请号：CN202110676944.0
申请日：2021-06-18
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 喻娜 , 冉旭 , 吴清 , 刘昌文 , 冷贵君 , 李峰 , 丁书华 , 鲜麟 , 陈伟 , 陈宏霞 , 吴丹 , 钱立波 , 杨帆 , 周科 , 吴鹏 , 初晓 , 蔡容 , 张舒 , 习蒙蒙 , 陆雅哲 , 程坤 , 杨韵佳
Abstract: 本发明公开了一种核电厂事故规程定量化分析方法及系统，该方法包括：S1：采用不同层级的工况选取方法，获取事故规程定量化评价的工况谱；S2：根据获取的事故规程定量化评价的工况谱，构建两维度定量化评价体系模型，包括基于初因事件维度的评价体系模型和基于子规程维度的评价体系模型；S3：获取核电厂事故规程定量化分析需求，根据需求，自动选取对应维度的评价体系模型进行核电厂事故规程定量化分析，得到定量化分析结果；进而指导将核电厂逐步引导至预期的状态。本发明从不同角度对事故规程进行全方位的定量化分析，分析评估行之有效，从而为事故规程的设计、论证以及优化提供有力的理论基础。
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公开(公告)号：CN111554425B
公开(公告)日：2022-02-11
申请号：CN202010412152.8
申请日：2020-05-15
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21D3/06
Abstract: 本发明公开了一种压水堆核电厂极小破口失水事故应对方法，包括：检测压水堆核电厂的主系统过冷状态、二次侧热阱状态、主系统压力状态和稳压器水位状态；根据检测结果，判断是否满足终止安注准则，当满足终止安注准则时，则对安注泵依次执行停运操作；执行停运安注泵操作的过程中，实时监测主系统过冷状态和稳压器水位状态，若主系统过冷状态或稳压器水位状态不满足终止安注准则，则启动停运的安注泵；重复上述步骤，直至所有安注泵均停止运行。本发明通过设置有效的安注终止准则、制定合理的安注终止步骤等，实现了在发生一回路极小破口事故后，能够有效终止安注并维持核电厂处于安全稳定状态。
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公开(公告)号：CN112231960A
公开(公告)日：2021-01-15
申请号：CN202011175575.9
申请日：2020-10-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/23 , G06F119/08
Abstract: 本发明公开了二维移动热传导模型和模型建立方法、应用方法，涉及核电技术领域，解决了模拟再淹没过程的系统中的二维移动精细热传导模型精细度低，未考虑某些关键因素的问题。本发明包括所述网格模块包括基础网格区域，还包括在再淹没过程中，动态生成的氧化层网格区域；所述氧化层网格区域对应骤冷前沿的推进位置；所述计算模块计算用于将再淹没过程中，燃料棒或/和燃料板上的骤冷前沿轴向氧化层厚度变化数据对应载入氧化层网格区域；所述计算模块还用于计算基础网格和氧化层网格在燃料棒或/和燃料板的壁面与流体换热数据。本发明的应用方法优化后的ARSAC程序能够更加精确的模拟再淹没过程包壳峰值温度和骤冷前沿推进速率。
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公开(公告)号：CN112182849A
公开(公告)日：2021-01-05
申请号：CN202010920591.X
申请日：2020-09-04
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G06F119/08
Abstract: 本公开属于核电维修技术领域，具体涉及一种再淹没临界后换热分析方法及装置。本公开的方法将骤冷前沿附近的发泡区域从临界后换热区域中剔除出来，避免了发泡区域复杂换热机理，对骤冷前沿下游其他区域换热分析的干扰，有利于更加合理的分析骤冷前沿附近的发泡区域下游区域的换热情况。此外，本公开实施例将骤冷前沿附近的发泡区域下游的区域细分为多个子区域，并根据每个子区域的换热模式确定该子区域的换热量，由此可以更加精细的模拟临界后换热，从而更加精确的模拟再淹没过程的包壳峰值温度以及骤冷前沿推进速率。本公开的再淹没临界后换热分析方法应用于中国自主化失水事故分析程序的开发过程中，为压水堆电站失水事故分析奠定基础。
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