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公开(公告)号：CN104021823A
公开(公告)日：2014-09-03
申请号：CN201410219751.2
申请日：2014-05-23
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明公布了一种浮动式核电站的余热长期非能动导出系统，包括安装在船舶内的反应堆，反应堆的热管道连接在蒸汽发生器上形成热管道循环；蒸汽发生器的顶部冷却管经过在冷凝器后返回蒸汽发生器的底部形成冷却管循环；还包括一个安装在船舶外侧的余热排出换热器，余热排出换热器连接在冷凝器上。本发明反应堆的热量经过三次交换、三个热交换循环系统相互配合，形成不同的温差，冷热段流体的密度差异产生的自然驱动力获得循环动力，反应堆堆芯的余热经过热管道导入蒸汽发生器、在经过冷凝器导入余热排出换热器，而余热排出换热器与海水直接相连，获得足够的水源支持余热长期的非能动导出，提高了非能动余热导出的效率，彻底实现了余热的非能动导出，解决了安全隐患。
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公开(公告)号：CN114386926B
公开(公告)日：2025-04-15
申请号：CN202111446411.X
申请日：2021-11-30
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明具体涉及一种基于复杂权限融合的核反应堆业务流程系统，包括平台业务模块、安全计算模块和平台数据管理模块；所述平台业务模块分别与安全计算模块和平台数据管理模块双向数据连接，所述平台业务模块用于执行业务流程；所述安全计算模块用于在平台业务模块执行业务流程过程中开展复杂权限安全判断；所述平台数据管理模块用于为平台业务模块和安全计算模块提供数据存储和访问服务。本发明提供的核反应堆业务流程系统，改善了传统工作流系统只能实现基础的用户与角色的关系管理工作流中的任务信息权限的问题，采用复杂权限融合的方式，为业务流程提供完善的安全保障功能。
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公开(公告)号：CN119647238A
公开(公告)日：2025-03-18
申请号：CN202411626395.6
申请日：2024-11-14
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/27 , G06F30/28 , G06N3/0442 , G06N3/0464 , G06N3/09 , G06F113/08 , G06F119/08 , G06F119/14
Abstract: 本发明属于核反应堆工程技术领域，具体涉及一种矩形流道多物理场智能计算方法。包括如下步骤：步骤1：确定矩形通道两相流动与传热过程有关的输入‑输出匹配的数据对；步骤2：获取与深度学习算法所需的矩形通道两相流动与传热过程有关的输入‑输出匹配的数据对，建立数据池；步骤3：构造损失函数，通过机器学习训练后实现对输出匹配数据进行有监督的回归学习，获得矩形通道两相参数智能计算模型；步骤4：计算与矩形通道两相流动与传热过程有关的输入参数，以获取相应的输出参数，实现矩形通道两相流动与传热过程中的参数快速计算。有益效果在于：可很好地逼近输入‑输出特征，可有效保证智能计算模型的计算精度。
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公开(公告)号：CN119400466A
公开(公告)日：2025-02-07
申请号：CN202411313296.2
申请日：2024-09-20
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/10 , G21C17/00 , G06F18/2415 , G06F18/2433
Abstract: 本申请公开了一种反应堆系统的故障异常处理方法、装置、介质及电子设备，涉及反应堆系统运行支持技术领域。其中方法包括：获取反应堆系统中各个设备的状态监测信号；基于状态监测信号，识别反应堆系统的故障设备；根据识别的故障设备，分析反应堆系统的至少一条可行故障处理路径；对至少一条可行故障处理路径依次进行路径成功概率分析和处置后果评估，得到路径成功概率分析结果和处置后果评估结果；基于路径成功概率分析结果和处置后果评估结果，从至少一条可行故障处理路径中确定目标可行故障处理路径；根据目标可行故障处理路径，引导操纵人员进行故障处理。本申请能够引导操纵人员进行故障处理，从而能够提高反应堆系统故障异常的处理效率。
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公开(公告)号：CN119396795A
公开(公告)日：2025-02-07
申请号：CN202411201498.8
申请日：2024-08-29
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F16/21 , G06F16/2458 , G06F16/25 , G06N5/022
Abstract: 本公开提供了一种用于核动力协同研发的知识库系统，包括知识库管理模块和知识库应用模块；知识库管理模块包括知识采集子模块、知识存储子模块和知识管理子模块；知识库应用模块包括知识伴随子模块、知识搜索子模块和知识运营子模块；知识采集子模块用于采集知识内容；知识存储子模块用于存储采集的知识内容；知识管理子模块用于管理存储的知识库；知识伴随子模块用于在研发环境中提供知识伴随感知、知识伴随推送和知识伴随搜索；知识搜索子模块用于对关键词进行检索；知识运营子模块用于管理知识内容运营方式和记录知识库的使用数据。本公开融合了协同研发的知识特点及应用特点，满足知识从采集、存储、管理、应用4个阶段的多种需求。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN117910293A
公开(公告)日：2024-04-19
申请号：CN202311720115.3
申请日：2023-12-14
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/23 , G06F30/28 , G06F111/10 , G06F113/08 , G06F119/14
Abstract: 本发明公开了一种评估核工程中流固耦合动力学不确定性的计算方法，涉及核反应堆结构力学领域，根据变量特征选择网格特征尺寸，建立不同细化级别的网格模型及其流固耦合模型；按照连续的网格细化比，将所有网格的解三个为一组进行分类；开展流固耦合行为的数值模拟，采集场变量或积分量数据；将三个连续细化级别的离散解向其中最粗的网格插值，形成具有统一后处理网格的解；若变量为积分量，则采用迭代法求解表观精度阶，计算并报告不确定度；若变量属于场变量，则依次进行节点分类、计算局部表观阶、计算全局表观阶、计算局部不确定度，最后通过局部不确定度的体积加权平均计算得到全局不确定度。在实际工程中具有良好的可操作性和可重复性。
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公开(公告)号：CN114242272B
公开(公告)日：2024-01-30
申请号：CN202111554274.1
申请日：2021-12-17
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种小型核电源用不换料反应堆堆芯，所述堆芯由24个正方形11×11棒栅燃料组件组成；所述燃料组件采用截短的核电站用棒型燃料元件。本实施例采用截短的核电站用棒型燃料元件，堆芯体积较小并仅依靠控制棒进行反应性控制和调控，具有高度的灵活性与机动性。堆芯能够在燃料组件最大卸料燃耗不超过许用限值的前提下保证全寿期不换料，有效提高堆芯的经济性与安全性。
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公开(公告)号：CN115422739B
公开(公告)日：2023-12-01
申请号：CN202211054204.4
申请日：2022-08-30
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G06F18/25 , G06F111/08
Abstract: 本发明公开了一种复数可选模型融合方法、装置、终端及可读存储介质，包括确定模拟某个现象的可选模型的数量；获取每一个可选模型的最佳权重因子；将各个可选模型的输出乘以最佳权重因子并加和，构建最佳融合模型；本发明通过获取多个可选模型进行最佳权重因子，并构建最佳融合模型，能够消除程序中存在复数个可选模型时人为选择模型可能引入的认知不确定性，同时通过构建最佳融合模型使得模型具有更广泛的应用范围，解决在缺乏实验数据支撑时模型可能存在的不适用问题，大大增加程序模拟的精度，减少模型在模拟过程中引入的不确定性，在提高安全分析可靠性的同时更准确地预测安全裕量。
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公开(公告)号：CN115048809B
公开(公告)日：2023-08-29
申请号：CN202210809039.2
申请日：2022-07-11
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G06F17/14 , G06F111/08 , G06F113/08 , G06F119/02 , G06F119/08 , G06F119/14 , G06N7/01
Abstract: 本发明涉及反应堆热工水力技术领域，具体涉及一种用于多物理多尺度耦合系统的不确定性量化方法，包括以下步骤：收集用于多物理多尺度耦合系统不确定性评价和验证的实验数据，并建立实验数据库；针对目标分析对象装置，结合多物理多尺度耦合系统不确定性源识别装置在目标工况中存在的不确定性源及其程序表示，并将不确定性根据来源进行分类；对不同种类的不确定性输入源进行评估和量化；对目标分析装置和工况，识别和量化多物理多尺度耦合系统中各输入不确定性源后，使用量化得到的各输入参数的不确定性分布执行定量敏感性分析；执行不确定性传播计算。本发明能够识别和量化多物理多尺度耦合系统中存在的不确定性。
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公开(公告)号：CN115408859A
公开(公告)日：2022-11-29
申请号：CN202211047837.2
申请日：2022-08-30
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了基于全局敏感性分析的参数分析方法、装置、介质及设备，包括输入待分析的参数，并在其中抽取敏感性分析样本；模拟计算输出所需的时间序列数据和时间标记；构建B样条基函数；构建翘曲函数的样条基函数；进行配准计算，将对齐后的曲线进行取值离散，并获取离散点；执行敏感性分析计算，输出离散点处的各参数的敏感性度量；构建各参数重要度随时间变化规律曲线，及确定各时间阶段内的参数中的重要参数；本发明在核反应堆运行和事故工况的敏感性分析中，可以不依赖于专家经验，快速准确地确定各输入参数的重要度随时间变化的趋势，进而确定各事故阶段下的重要参数，达到连续跟踪核反应堆运行和事故工况中重要参数及其重要度变化的效果。
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