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公开(公告)号：CN112182849B
公开(公告)日：2022-04-19
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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公开(公告)号：CN114117792A
公开(公告)日：2022-03-01
申请号：CN202111424450.X
申请日：2021-11-26
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G06Q50/06 , G06F119/14 , G06F119/08
Abstract: 本发明实施例提供一种失水事故分析方法,以实现在满足法规的基础上进行失水事故分析，包括：S1.对一回路系统和二回路系统进行水力学几何建模；S2.以包壳峰值温度为主要指标进行敏感性分析；S3.结合失水事故程序的特点使用关键模型进行分析；S4.建立满足双95％要求的分析方法。本发明实施例通过水力学几何建模、敏感性分析、关键模型分析和双95％要求分析，实现了在满足法规的基础上对失水事故的分析。
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公开(公告)号：CN111540483B
公开(公告)日：2022-02-11
申请号：CN202010412147.7
申请日：2020-05-15
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中小破口失水事故应对方法，包括以下步骤：对主系统进行冷却降温和降压，并在其过程中，依次停运中压安注泵；停运所有中压安注泵之后，调节上充流量，维持稳压器水位，根据稳压器水位或堆芯出口过冷度重启中压安注泵；根据稳压器水位或堆芯出口过冷度重启中压安注泵或安注箱水量情况，隔离安注箱；若热管段温度和一回路系统压力下降一定水平，则接入余热排出系统；对主系统进行持续冷却，将压水堆核电厂带至冷停堆状态。本发明解决了对先进的三代核电厂中中小破口失水事故合理应对的问题，以保障核电厂出现中小破口失水事故时，能够安全有效的冷停堆。
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公开(公告)号：CN113536537A
公开(公告)日：2021-10-22
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：CN109977598A
公开(公告)日：2019-07-05
申请号：CN201910280875.4
申请日：2019-04-09
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 吴丹 , 丁书华 , 吴清 , 冷贵君 , 刘昌文 , 杜思佳 , 李喆 , 高颖贤 , 王新军 , 王杰 , 申亚欧 , 何晓强 , 陈伟 , 辛素芳 , 李仲春 , 黄涛 , 王静卉 , 钱立波 , 钟明君 , 袁红胜
IPC: G06F17/50
Abstract: 本发明公开了针对阀下游排放管的载荷分析模型构建方法和分析方法，为了计算获得排放载荷，需要首先进行初始和边界条件设定、然后进行热工水力分析、最后将热工水力分析结果通过高效便捷的方法转换为载荷。其中，比较关键的技术点在于：热工水力分析过程中关键模型的选取以及怎样将热工水力分析结果通过一定的手段转换为载荷结果。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN119647316A
公开(公告)日：2025-03-18
申请号：CN202411626386.7
申请日：2024-11-14
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/28 , G06F113/08 , G06F119/08 , G06F119/14
Abstract: 本发明属于反应堆热工水力设计及安全分析技术领域，具体涉及一种核反应堆安注系统流量需求快速确定方法。包含三个部分，分别针对三类冷却剂丧失事故，第一部分：大破口冷却剂丧失事故；第二部分：中小破口冷却剂丧失事故；第三部分：微小破口冷却剂丧失事故。有益效果在于：相比于传统设计方法中使用的多专业迭代设计论证，本发明实现了高效的正向安注系统容量设计与论证，通过从事故安全需求的角度出发，正向提出最小流量需求，后续的设备设计可基于该最小流量要求，开展最优化设计。一方面缩短了核反应堆安注系统的设计周期，另一方也能利于设备设计的优化，减少设备占地体积，降低安注系统设备及装置的建造成本。
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公开(公告)号：CN119397876A
公开(公告)日：2025-02-07
申请号：CN202411201338.3
申请日：2024-08-29
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/27 , G06N7/01 , G16C20/10 , G16C20/70 , G06F18/2415 , G06F111/08 , G06F119/08 , G06F119/14
Abstract: 本申请涉及核反应堆安全分析技术领域，提出一种反应堆安全分析模型的构建方法、装置、设备及存储介质，方法包括：以与反应堆的瞬态工况相关的目标参数作为目标输出，通过构建现象识别排序表识别目标参数对应的多个输入参数，利用矩独立全局敏感性分析方法从多个输入参数中筛选出多个重要参数，对多个重要参数进行多次随机抽样后构建与目标参数对应的目标输入，进而利用根据目标输入以及目标输出构建的样本集训练神经网络模型，得到反应堆安全分析模型。本申请提供的方法能够实现高精度的核反应堆多场耦合系统瞬态安全分析替代模型的构建，构建的反应堆安全分析模型能够以较小的样本获得较高的精度，从而用于核反应堆故障诊断及事故预测。
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公开(公告)号：CN117829011A
公开(公告)日：2024-04-05
申请号：CN202311636392.6
申请日：2023-12-01
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/28 , G06F113/08 , G06F119/08 , G06F119/14
Abstract: 本发明属于核反应堆流体力学技术领域，具体涉及一种燃料组件双侧再淹没分析方法。本发明包括如下步骤：步骤1、对燃料元件的双侧流体区域的粗糙网格划分以及精细网格划分；步骤2、对燃料元件按照精细网格进行轴向和径向热传导过程的模拟，获得每个精细网格通过热传导过程导致的能量变化，并获得各节点温度变化以及每个粗糙网格的能量变化；步骤3、对步骤2的计算结果进行修正；步骤4、计算燃料元件各个粗糙节块的总能量变化。本发明能够使板状加热元件、环形燃料元件在发生大破口失水事故时再淹没过程能够被合理模拟，进而为一些先进自主电站以及研究堆的安全分析及设计优化提供技术支持。
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公开(公告)号：CN115221812B
公开(公告)日：2023-09-19
申请号：CN202210859528.9
申请日：2022-07-21
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/28 , G06F119/08 , G06F119/14
Abstract: 本发明公开了一种适用于矩形通道的相间阻力分析方法及装置，包括：根据窄矩形通道，对窄矩形通道的流型进行判断，得到流型判断结果；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；若流型判断结果为泡状流，则采用第一相间阻力模型进行相间阻力的计算；若流型判断结果为弹状流，则采用第二相间阻力模型进行相间阻力的计算；若流型判断结果为环状流，则采用第三相间阻力模型进行相间阻力的计算。本发明适用于窄矩形通道内泡状流、弹状流和环状流下的相间阻力计算与分析，采用曳力模型基本形式，在相界面浓度和曳力系数上考虑了矩形通道结构影响；能够提升热工水力特性的两相流动特性及空泡份额分布等现象的预测精度。
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公开(公告)号：CN114996782B
公开(公告)日：2023-08-18
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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