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公开(公告)号：CN109492910B
公开(公告)日：2021-03-19
申请号：CN201811343173.8
申请日：2018-12-10
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06Q10/06
Abstract: 本发明公开了一种换料堆芯安全性评价方法，包括以下步骤：1)、获得通用关键安全参数；2)、获得特定事故专用关键安全参数；3)、将上述所获得的通用关键安全参数、特定事故专用关键安全参数和参考安全分析使用的输入参数进行对比；4)、进行燃料组件性能验证。本发明在传统换料堆芯安全评价方法基础上，通过拓展关键安全参数的定义、选择准则和范围，合理设计安全评价中具体构造的分析模块，消除换料堆芯功率分布的限制要求，有效地扩展参考安全分析的适用范围。仅通过正常的换料堆芯安全评价工作就能从反应堆物理和热工水力学的角度证明换料堆芯满足最终安全分析报告的结论。
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公开(公告)号：CN107910078B
公开(公告)日：2020-01-10
申请号：CN201711293524.4
申请日：2017-12-08
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C7/30
Abstract: 本发明公开了一种压水堆堆芯的18个月换料多循环燃料的管理方法，压水堆堆芯由121组燃料组件组成，首循环燃料组件按U‑235富集度分为4区，4区的U‑235富集度分别为1.9％、2.6％、3.1％和3.7％，燃料组件分别为25、28、44和24组，首循环堆芯采用高泄漏装载模式，首循环堆芯采用的固体可燃毒物为一体化钆固体可燃毒物；从第二循环开始直至平衡循环，每次换料装入全堆1/3数量的新燃料组件，新燃料组件的U‑235富集度高于首循环燃料组件的U‑235富集度，该堆芯采用低泄漏装载模式，堆芯采用的固体可燃毒物为一体化钆固体可燃毒物。方法较快且较容易地实现了18个月长周期换料。
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公开(公告)号：CN109492910A
公开(公告)日：2019-03-19
申请号：CN201811343173.8
申请日：2018-12-10
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06Q10/06
Abstract: 本发明公开了一种换料堆芯安全性评价方法，包括以下步骤：1)、获得通用关键安全参数；2)、获得特定事故专用关键安全参数；3)、将上述所获得的通用关键安全参数、特定事故专用关键安全参数和参考安全分析使用的输入参数进行对比；4)、进行燃料组件性能验证。本发明在传统换料堆芯安全评价方法基础上，通过拓展关键安全参数的定义、选择准则和范围，合理设计安全评价中具体构造的分析模块，消除换料堆芯功率分布的限制要求，有效地扩展参考安全分析的适用范围。仅通过正常的换料堆芯安全评价工作就能从反应堆物理和热工水力学的角度证明换料堆芯满足最终安全分析报告的结论。
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公开(公告)号：CN105139908B
公开(公告)日：2017-08-25
申请号：CN201510370878.9
申请日：2015-06-30
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21D3/16
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明公开了一种压水堆核电厂堆芯的控制模式，设置两套独立控制的控制棒组：T棒组和D棒组；负荷跟踪模式运行时，通过下列方式进行反应堆控制：冷却剂平均温度控制由独立的T棒组完成，控制堆芯的反应性变化，轴向功率分布形状由独立的D棒组控制，阶段性调节可溶性硼，将控制棒组恢复到运行范围内；负荷跟踪模式之外的其它模式运行时，通过下列方式进行反应堆控制：冷却剂平均温度控制由独立的D棒组完成，D棒组还用来调整堆芯轴向功率形状和较小的反应性变化。本发明的有益效果是：本发明负荷跟踪模式运行时使用控制棒进行堆芯反应性控制，大大减轻了操作员负担；减少了硼废水的生成，减少了运行成本和废水处理成本，并有利于环境保护。
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公开(公告)号：CN119670374A
公开(公告)日：2025-03-21
申请号：CN202411697834.2
申请日：2024-11-26
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G21C17/00 , G06Q50/06 , G06F119/06
Abstract: 本申请属于负荷跟踪模拟技术领域，旨在解决手动模拟多时间步连续负荷跟踪面临的巨大工作量问题。本申请公开了一种基于Mode‑C控制与运行模式下的负荷跟踪自动模拟方法，自动控制不调硼负荷跟踪过程堆芯反应性及轴向功率偏差。本申请能实现不调硼负荷跟踪的理论模拟的自动化，减小人工模拟的工作负担，提升模拟准确性并显著模拟效率，能实现初始棒位及目标轴向功率偏差设置的自动寻优，提升模拟计算的合理性。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN114266157B
公开(公告)日：2024-04-23
申请号：CN202111582149.1
申请日：2021-12-22
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G21C17/02 , G06F119/06 , G06F119/12
Abstract: 本发明公开了一种实现任意时刻反应堆功率分布试验的方法、装置和设备，包括：按照升功率方案执行反应堆功率达到目标功率平台，按照稳定时间达到功率分布试验状态之后，进行通量图测量，得到全堆电流数据；根据各探测组件位置处的测量电流和测量时间，调用修正因子库中对应的电流修正因子，对测量得到的各测点电流数据进行修正，得到实测电流数据；根据堆芯理论数据库与修正得到的实测电流数据，进行堆内功率精细化重构，得到堆芯实测功率分布；根据堆芯实测功率分布得到堆芯关键参数实测值，计算堆芯关键参数实测值与堆芯关键参数理论值之间的偏差，验证该偏差是否满足验收准则。本发明可实现在任意时刻利用探测器信号作为信号源完成功率分布试验。
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公开(公告)号：CN114496314B
公开(公告)日：2024-02-13
申请号：CN202210148051.3
申请日：2022-02-17
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种快中子热中子同心圆式分区的超高通量反应堆堆芯，包括设置在活性区外围的反射层，所述反射层呈同心圆式分为三个区：从内到外依次为快中子区、隔离区和热中子区。本发明提出的堆芯既有区域较大且快中子通量较高的快中子区，又有区域较大且热中子通量较高的热中子区，可增强超高通量反应堆的用途，同时进行多个材料辐照和多个同位素生产等。
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公开(公告)号：CN115688358A
公开(公告)日：2023-02-03
申请号：CN202211017258.3
申请日：2022-08-23
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G06F17/18 , G06F16/25 , G06F111/10
Abstract: 本发明公开了基于堆内自给能探测器的反应堆功率分布试验方法及系统，涉及核反应堆物理试验领域，其技术方案要点是：模拟各瞬态下的堆芯精细功率分布后建立堆芯理论数据库，并以耦合系数方法建立各燃料组件中各节块的耦合系数；获取以堆内自给能探测器采集的固定与离散的实测电流数据，并采用高阶拟合方法拓展得到连续功率分布信息；依据耦合系数和连续功率分布信息，采用在线功率分布拓展软件拓展得到全堆实测功率分布；将瞬态下的堆芯精细功率分布与全堆实测功率分布对比，得到功率分布偏差试验结果。本发明在瞬态的堆芯功率分布计算基础上，与实时的堆内自给能探测器电流相结合，可给出当前堆芯状态的实测功率分布。
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公开(公告)号：CN115394458A
公开(公告)日：2022-11-25
申请号：CN202211030459.7
申请日：2022-08-26
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种基于棒束型燃料组件的超高通量反应堆堆芯，一种基于棒束型燃料组件的超高通量反应堆堆芯，包括棒束型燃料组件、控制棒组件和反射层组件；所述棒束型燃料组件和控制棒组件均为若干个，若干所述棒束型燃料组件和控制棒组件紧凑排列于堆芯活性区内，若干所述控制棒组件均分散位于所述堆芯活性区外围；所述反射层组件内由冷却剂填充而成，所述堆芯活性区位于所述反射层组件内部。采用本方案，在热功率不超过200MW，换料周期不低于90个满功率天，平均组件功率密度不超过1200MW/m3的条件下，堆芯内最大中子通量超过1×1016n/cm2/s，将极大提高材料辐照考验的发展和解决国内重要且稀缺的同位素生产问题。
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公开(公告)号：CN114496314A
公开(公告)日：2022-05-13
申请号：CN202210148051.3
申请日：2022-02-17
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种快中子热中子同心圆式分区的超高通量反应堆堆芯，包括设置在活性区外围的反射层，所述反射层呈同心圆式分为三个区：从内到外依次为快中子区、隔离区和热中子区。本发明提出的堆芯既有区域较大且快中子通量较高的快中子区，又有区域较大且热中子通量较高的热中子区，可增强超高通量反应堆的用途，同时进行多个材料辐照和多个同位素生产等。
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