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公开(公告)号：CN115238579A
公开(公告)日：2022-10-25
申请号：CN202210859530.6
申请日：2022-07-21
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/27 , G06N3/04 , G06F119/08 , G06F119/14
Abstract: 本发明公开了基于物理指引下机器学习算法的本构模型构建方法及装置，通过将理论模型与实验数据进行有机结合，建立理论模型与数据驱动模型之间的损失函数；利用随机梯度下降优化算法，对损失函数进行优化，得到最终残差模型；将最终残差模型与理论模型相结合，完成基于物理指引下机器学习算法开发，得到本构模型。该方法可应用于典型热工水力类程序涉及到的本构模型的开发；本构模型包括流型图、壁面阻力模型、壁面换热模型、相间阻力模型、相间换热模型、临界热流密度模型等。本发明以少量的数据样本，显著提升模型的预测精度，解决传统神经网络预测模型的局部发散问题，同时能够根据实验数据拓宽传统经验关系式的应用范围，提升预测精度。
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公开(公告)号：CN113299417B
公开(公告)日：2022-04-15
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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公开(公告)号：CN111863296B
公开(公告)日：2022-03-01
申请号：CN202010811999.3
申请日：2020-08-13
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种基于风险指引的核电厂安全注射系统模拟方法及系统，本发明的方法通过确定论识别安全注射系统功能需求的最小割集、确定安全注射系统的实现原理、系统设置及运行方式；通过概率论识别安全注射系统的薄弱环节、确定安全注射系统不同设计方案对核动力厂安全的重要度，提出安全注射系统设计中的系统组合提出优化建议。本发明综合确定论与概率论的分析形成一套以风险指引为导向的安全注射系统设计方法，实现安全注射系统设置最小化、安全性能最大化的目标，保障核动力厂安全性的同时进一步优化核动力厂的建造成本。
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公开(公告)号：CN111681794B
公开(公告)日：2022-02-22
申请号：CN202010565291.4
申请日：2020-06-19
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 钱立波 , 丁书华 , 吴清 , 冷贵君 , 刘昌文 , 高颖贤 , 李仲春 , 蒋孝蔚 , 何晓强 , 陈伟 , 吴丹 , 党高健 , 冉旭 , 喻娜 , 申亚欧 , 黄涛 , 杜思佳
IPC: G21D3/06
Abstract: 本发明公开了一种压水堆核电厂全范围SGTR事故处理方法及系统，包括以下步骤：S1：根据蒸汽发生器窄量程水位及二回路放射性高信号，判定发生了蒸汽发生器传热管破裂类事故；S2：当发生了蒸汽发生器传热管破裂类事故后，判断蒸汽发生器传热管破裂类事故的类型；S3：根据蒸汽发生器传热管破裂类事故的类型，采取相应的事故处理方法。本发明根据各蒸汽发生器传热管破裂类事故特点，通过设置对应的事故处理方法，快速有效处置蒸汽发生器传热管破裂类事故，可降低向环境的放射性释放，极大的拓展了蒸汽发生器传热管破裂事故处理策略的应对范围。
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公开(公告)号：CN109977598B
公开(公告)日：2022-02-18
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: G06F30/23 , G06F30/28 , G06F30/18 , G06F113/14 , G06F113/08 , G06F119/14
Abstract: 本发明公开了针对阀下游排放管的载荷分析方法，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：CN112135495A
公开(公告)日：2020-12-25
申请号：CN202011058613.2
申请日：2020-09-30
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: H05K7/20
Abstract: 本发明公开了一种组合式模块化1U散热装置，本发明的散热装置包括导流框、竖直通风模块和水平通风模块；所述竖直通风模块和水平通风模块均安装在所述导流框；所述导流框用于实现上下机箱间的自然倒流散热；所述竖直通风模块用于实现竖直方向的强制风冷散热；所述水平通风模块用于实现水平方向的强制风冷散热；所述竖直通风模块和水平通风模块均采用独立的控制单元，通过控制竖直通风模块和水平通风模式的工作模式，能够实现多种散热方式。本发明采用组合式模块化设计，可在1U高度的安装空间内实现上下机箱间的自然导流散热或强制风冷散热，并可根据需要调整强制通风量。
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公开(公告)号：CN111540487A
公开(公告)日：2020-08-14
申请号：CN202010362381.3
申请日：2020-04-30
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本方案公开了一种蒸汽发生器传热管破事故后反应堆冷却处理方法，该方法用于压水堆在发生蒸汽发生器传热管破裂事故后，实现反应堆降温降压至冷停堆状态，该方法包括顺序进行的以下步骤：S1、终止事故后一回路与二回路之间的流体泄漏；S2、利用正常工作的蒸汽发生器冷却一回路，利用一回路上的稳压器对一回路压力进行降压；S3、在一回路压力低于二回路压力时，将破损蒸汽发生器二次侧工质反注到蒸汽发生器的一次侧中，实现一回路压力和温度进一步降压和降温；S4、接入余热排出系统，使得反应堆达到冷停堆工况。采用本方案，在实现SGTR事故后降温降压的同时，可将杜绝放射性释放或将放射性释放降到最小。
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公开(公告)号：CN105469842B
公开(公告)日：2017-12-15
申请号：CN201510795039.1
申请日：2015-11-18
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/00
Abstract: 本发明涉及核反应堆硅单晶辐照孔道热中子注量率的标定装置，包括铝制筒体，铝制筒体的一端设置有底座，另一端设置有顶盖，顶盖的中心设置有通孔，铝制筒体内设置有硅单晶棒体，硅单晶棒体的轴线上设置有圆孔，圆孔的开口端与通孔相对，微型裂变室的灵敏段插入圆孔底部，微型裂变室套设在固定管内，吊装头通过连接柱与顶盖连接，连接柱的轴向上设置有与通孔配合的通孔Ⅰ。本发明通过采用微型裂变室与硅单晶棒体巧妙结合的方式，模拟了硅辐照时的环境和条件，消除了测量方法与欲辐照硅之间的状态差距，通过将该装置吊放至辐照孔道的待测部位，即可及时、准确地测出硅辐照孔道的热中子注量率，直接用于辐照生产。
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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：CN119601267A
公开(公告)日：2025-03-11
申请号：CN202411776788.5
申请日：2024-12-05
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本申请提供了一种核电厂全厂断电事故后带热系统及方法，包括压力容器、稳压器、蒸汽发生器以及PRS换热器；其中，压力容器和蒸汽发生器形成水循环，蒸汽发生器流向压力容器的路径上设置有第一应急注水泵，注水泵一侧设置有发电机，发电机和第一应急注水泵电连接；压力容器流向蒸汽发生器的路径上连通稳压器；PRS换热器的进气端和蒸汽发生器的顶部连通，且出气端和蒸汽发生器的中部连通，PRS换热器的出气端和蒸汽发生器中部连通的路径上设置有第二应急注水泵；稳压器的顶部设置有安全阀组和快速卸压阀组；蒸汽发生器的顶部设置有大气排放阀。在保证不降低核电厂的安全性的前提下降低核电厂投资，为后续实际工程应用奠定了理论基础。
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