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公开(公告)号：CN115331858A
公开(公告)日：2022-11-11
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：CN112231960B
公开(公告)日：2022-03-25
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：CN114065493A
公开(公告)日：2022-02-18
申请号：CN202111310736.5
申请日：2021-11-04
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G21C17/00 , G06F119/08 , G06F119/14
Abstract: 本发明涉及反应堆热工水力及安全分析技术领域，具体公开了一种反应堆系统分析程序稳定性优化方法及系统。该方法包括：S1、分配若干段内存区域，存储当前计算时刻之前的全局参数；S2、监测程序的运行状态，在监测到程序运行出现异常时，将程序计算状态返回到离异常时刻最近的时刻点；S3、将程序时间步长进行缩减，并利用最新时刻的全局参数进行程序重启，若程序运行异常，则依次选取更上一个时刻点，并将时间步长依次再缩减后，利用新的全局参数进行重启，直到监测正常后，逐步将缩减后的时间步长进行依次增加，直到时间步长回复至最初设定值。本发明能够显著增加系统程序的稳定性，实现对程序的稳定性优化，有助于提升安全分析的效率。
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公开(公告)号：CN113299418A
公开(公告)日：2021-08-24
申请号：CN202110571648.4
申请日：2021-05-25
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了核核电厂停堆工况主泵停运后的安注触发方法，包括以下步骤:S1、判定是否有停堆工况下主泵停运信号、判定是否有热管段低水位保护信号，若上述判定结果均为：“是”，则生成：停堆工况主泵停运安注信号；S2、反应堆一回路的安注系统收到停堆工况主泵停运安注信号后触发执行安注动作；上述核电厂停堆工况主泵停运后的安注触发方法：用于实现以停堆工况主泵停运和反应堆冷却剂丧失事故为双约束的触发安注动作。
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公开(公告)号：CN113299417A
公开(公告)日：2021-08-24
申请号：CN202110570666.0
申请日：2021-05-25
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了核电厂停堆工况主泵运行时的安注触发方法和装置及系统，包括以下步骤:S1、判定停堆工况下主泵是否运行、判定稳压器压力低低安注闭锁信号是否触发、判定热管段是否处于低过冷度，若上述判定结果均为：“是”，则生成：停堆工况主泵运行安注信号；S2、反应堆一回路的安注系统收到停堆工况主泵运行安注信号后触发执行安注动作；上述核电厂停堆工况主泵运行时的安注触发方法：用于实现以停堆工况主泵运行和反应堆冷却剂丧失事故为双约束而触发安注动作。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN113299413A
公开(公告)日：2021-08-24
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：CN111540483A
公开(公告)日：2020-08-14
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：CN119740362A
公开(公告)日：2025-04-01
申请号：CN202411752483.0
申请日：2024-12-02
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本申请提供了一种基于优化算法的系统程序模型校准方法和装置，涉及计算机技术领域。该方法包括建立系统程序模型；读卡程序读入输入卡，记录整理参数信息；判断是否有参数优化指令；通过结果评价、关键部件参数选取、优化算法优化参数实现系统程序模型的自动化校准，最终提高系统分析程序模型(简称系统程序模型)的计算准确度。
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公开(公告)号：CN119670362A
公开(公告)日：2025-03-21
申请号：CN202411657215.0
申请日：2024-11-19
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G06F17/14 , G06F17/18 , G06F119/12
Abstract: 本申请提出了一种用于核反应堆瞬态安全分析模型的输出结果精度检验方法，包括：基于当前工况信息，通过核反应堆瞬态安全分析模型输出的第一离散数据集合和实验所得的第二离散数据集合，并确定各自对应的第一等距时间离散函数和第二等距时间离散函数；基于第一离散数据集合和第一等距时间离散函数，确定第一傅里叶函数，以及基于第二离散数据集合和第二等距时间离散函数，确定第二傅里叶函数；根据第一傅里叶函数和第二傅里叶函数，确定差异振幅值；基于差异振幅值，确定第一离散数据集合的精确度。本技术方案提升了对核反应堆瞬态安全分析程序的输出准确性评价的全面性和准确性。
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公开(公告)号：CN115049014B
公开(公告)日：2025-01-24
申请号：CN202210815860.5
申请日：2022-07-12
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F18/2433 , G06N3/0475 , G06N3/045 , G06N3/094
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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