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公开(公告)号：CN112347621B
公开(公告)日：2022-06-28
申请号：CN202011148040.2
申请日：2020-10-23
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G06F119/08
Abstract: 本发明属于核电技术领域，具体涉及一种压力容器熔池传热确定方法及装置。本公开根据每层的位置确定该层的传热模式，并根据传热守恒关系，以及该层子区域的传热模式，确定该层子区域对应的传热关系，根据各层子区域对应的传热关系，确定所述熔池的传热模型；并根据所述传热模型，确定各层子区域的温度和热流密度，由此能够更加真实、更加精细的模拟熔融池内的传热关系，获得更加准确的压力容器下封头内熔融物温度和壁面热流密度的分布，此外，本公开将各层子区域对应的传热关系整合为传热模型，并对传热模型进行整体求解，无需针对每层子区域进行重复计算，大大提高了熔融物温度和壁面热流密度计算效率。
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公开(公告)号：CN112613156B
公开(公告)日：2022-04-19
申请号：CN202011301692.5
申请日：2020-11-19
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20
Abstract: 本发明涉及反应堆燃料棒分析技术领域，具体公开了一种精细化燃料棒性能分析方法。该方法包括：将全堆芯燃料棒进行数据分类，并按照堆芯燃料棒的位置信息形成数据串；对燃料棒进行编码，并根据编码顺序对全堆芯的燃料棒堆芯行为进行模拟，并进行不确定性分析；根据中子学数据特征，对部分或所有燃料棒进行瞬态模拟分析；将瞬态影响较大的性能数据与对应设计准直进行比较，若未超限，则对极限参数进行不确定分析。该方法能够对燃料棒性能精细瞬态分析和不确定性分析，并判断燃料棒能能及行为是否满足设计准则要求；同时，降低人因影响，其分析全面，可操作性强，满足反应堆正常运行条件下全堆芯燃料棒的行为计算和性能分析。
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公开(公告)号：CN110427706B
公开(公告)日：2022-02-11
申请号：CN201910717168.7
申请日：2019-08-05
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种动态提升拟合阶数的搜索堆芯临界棒位计算方法，包括：1)在第三步判断堆芯在当前棒位是否达到临界状态时，记录了每一次迭代过程中的堆芯有效增殖系数和控制棒组棒位；2)第四步采用最小二乘法拟合得到堆芯有效增殖系数增量与第i组控制棒高度增量的N阶非线性多项式；3)第五步采用牛顿迭代法求解第四步中的N阶非线性多项式，得到第i组控制棒进入第N+1迭代时的预估临界棒位，本方法需要控制棒组初始棒位、调棒顺序和对应的控制棒组调节起止位置，能够计算多种反应堆堆型临界状态的控制棒棒位，能够随着调棒临界搜索计算迭代次数的增加动态提升预估多项式的阶数，提高调棒临界搜索计算临界棒位的效率和精度。
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公开(公告)号：CN112329360A
公开(公告)日：2021-02-05
申请号：CN202011263997.1
申请日：2020-11-12
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/28 , G06F113/08 , G06F119/14
Abstract: 本公开属于核电技术领域，具体涉及一种导向管内流速的确定方法及装置。本公开将流体速度非线性方程组求解问题转化为在置信区域内的优化搜索问题，由于迭代搜索算法可自动扩展或缩小搜索区域范围，通过置信区域折线法计算得到每次迭代的最优步长，并将每次迭代步长限制在该迭代步的子置信区域之内，使得本公开的方法全局收敛，可获得二阶收敛精度，对环形流道初值扰动误差不敏感，算法稳定可靠，计算精度满足反应堆落棒过程中导向管环形流道内集总流速参数的计算及分析。
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公开(公告)号：CN104950854A
公开(公告)日：2015-09-30
申请号：CN201510339157.1
申请日：2015-06-17
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G05B19/418
CPC classification number: Y02P90/02 , G05B19/4184
Abstract: 本发明公开了一种核电站失水事故监测系统，所述系统包括：通讯模块，输入预处理模块， LOCA计算模块，输出滤波模块，报警处理模块，输出数量模块，显示模块，参数修改模块，开关量输出模块，系统用一种编程语言代替了背景技术中的两种编程语言，实现了核电站失水事故监测系统应用结构简单，成本较低，调试、维护简单，编程效率高，容易掌握，系统的可靠性较高的技术效果。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN117555524B
公开(公告)日：2024-12-31
申请号：CN202311589025.5
申请日：2023-11-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F8/20
Abstract: 本发明公开了燃料管理程序中全堆芯和四分之一堆芯兼容计算处理方法，涉及核反应堆堆芯技术领域，其技术方案要点是：根据全堆芯的几何信息对四分之一堆芯中的存储几何信息的变量的空间大小以及变量的值进行重新分配和计算；将四分之一堆芯计算区域的节块坐标转换成在全堆芯中的坐标，并按照全堆芯计算所应用的组件旋转方式对四分之一堆芯计算区域中各节块与面相关的变量赋值；在四分之一堆芯计算区域进行堆芯换料计算时，依据上游四分之一堆芯库中的信息对换到当前循环四分之一堆芯计算区域所对应象限的组件信息进行处理。本发明在已有燃料管理程序中，采用同一个程序架构和同一套数据结构，实现全堆芯和1/4堆芯的中子学兼容计算。
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公开(公告)号：CN115202299B
公开(公告)日：2024-09-24
申请号：CN202210809796.X
申请日：2022-07-11
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G05B19/418
Abstract: 本发明公开了基于DCS系统强制数据的自动化设置方法、装置及设备，包括：根据建立连接的信号对工程师站的后台与控制站/传输站之间建立连接；建立连接后，控制站/传输站实时地发送所有数据至工程师站，工程师站对接收到的数据进行解析校验，将解析校验的数据发送至工程师站的前台界面；获取用户的变量强制命令，根据变量强制命令，进行变量强制，强制数据和控制站/传输站进行数据交互，工程师站的后台从所有数据中将用户关注的强制变量发送至工程师站的前台界面；工程师站的前台将接收到的数据实时更新至监视表格中；对强制变量进行变量数据的设置及变量强制场景进行保存。本发明自动实现变量强制过程的批量操作，缩减了系统的维护成本。
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公开(公告)号：CN115080913B
公开(公告)日：2024-06-21
申请号：CN202210508186.6
申请日：2022-05-11
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F17/16 , G06F17/12 , G06F30/20 , G06F111/10
Abstract: 本发明公开了燃耗稀疏矩阵求解方法及系统、设备和存储介质，燃耗稀疏矩阵求解方法，包括以下步骤：S1、获取燃耗稀疏矩阵A并预先对燃耗稀疏矩阵A中的核素燃耗进行排序处理；S2、采用消去树算法获取经过排序处理后燃耗稀疏矩阵A的超级节点，并对超级节点进行处理；S3、更新步骤S2获取的各个超级节点的右侧列数据；S4、根据数值分解结果对步骤S3获取的燃耗稀疏矩阵A的矩阵方程进行求解。本发明所述求解方法采用超级节点进行求解，不仅可以节点的数量，且通过缓存优化实现更优的性能，从而提高计算速度。
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公开(公告)号：CN117555524A
公开(公告)日：2024-02-13
申请号：CN202311589025.5
申请日：2023-11-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F8/20
Abstract: 本发明公开了燃料管理程序中全堆芯和四分之一堆芯兼容计算处理方法，涉及核反应堆堆芯技术领域，其技术方案要点是：根据全堆芯的几何信息对四分之一堆芯中的存储几何信息的变量的空间大小以及变量的值进行重新分配和计算；将四分之一堆芯计算区域的节块坐标转换成在全堆芯中的坐标，并按照全堆芯计算所应用的组件旋转方式对四分之一堆芯计算区域中各节块与面相关的变量赋值；在四分之一堆芯计算区域进行堆芯换料计算时，依据上游四分之一堆芯库中的信息对换到当前循环四分之一堆芯计算区域所对应象限的组件信息进行处理。本发明在已有燃料管理程序中，采用同一个程序架构和同一套数据结构，实现全堆芯和1/4堆芯的中子学兼容计算。
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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
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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