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公开(公告)号：CN117556575A
公开(公告)日：2024-02-13
申请号：CN202311589737.7
申请日：2023-11-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/18 , G06F30/28 , G06F119/08
Abstract: 本发明公开了一种核反应堆热工水力网格化动态功率分布建模方法，包括：将水溶液型核反应堆容器划分为多个同心环型并联通道；计算各环型通道内的径向功率分布比例；确定稳态工况下溶液的初始液位高度；对各环型通道进行轴向网格划分；根据确定的节点化网格模型，建立对应的热构件模拟方案；确定溶液中各控制体内的初始功率分布；在瞬态工况模拟中实时计算溶液液位的值，并判断液位所处的轴向网格位置，根据液位高度实时计算溶液的功率分布。该方法实现了使用传统热工水力系统程序准确模拟水溶液型核反应堆功率分布的目的，这样就可以节省开发适用于水溶液型核反应堆瞬态分析系统级热工水力程序的成本和时间，从而达到省时省力的效果。
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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：CN113946954B
公开(公告)日：2023-06-20
申请号：CN202111199604.X
申请日：2021-10-14
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 刘丽莉 , 张明 , 邓坚 , 余红星 , 刘余 , 邓纯锐 , 陈亮 , 何晓强 , 丁书华 , 张吉斌 , 邹志强 , 张航 , 武铃珺 , 彭欢欢 , 王小吉 , 卢川 , 杨洪润 , 向清安 , 武小莉 , 许幼幼 , 杜政瑀
IPC: G06F30/20 , G21C17/00 , G06F111/10
Abstract: 本发明公开了核反应堆压力容器下腔室熔融池瞬态结构获取方法及装置，该方法包括：根据核反应堆严重事故进程确定熔融池结构计算的关键时间点；基于各关键时间点迁移到下腔室的熔融物组分与熔融物平衡态相图，判断熔融物是否分层；若熔融物出现分层，则根据各分层的密度计算熔融池的瞬态结构。与现有的只计算熔融物完全迁移到下腔室形成终态熔融池后的稳态结构获取方法相比，本发明可以给出熔融物在迁移过程中在下腔室内形成熔融池的瞬态结构形态，从而更准确地评价整个严重事故过程中实施压力容器外部冷却措施时压力容器的完整性。
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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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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN115221812A
公开(公告)日：2022-10-21
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：CN110633454B
公开(公告)日：2022-10-21
申请号：CN201910887234.5
申请日：2019-09-19
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明涉及核反应堆热工水力设计及安全分析技术领域，具体公开了一种基于修正法的CHF关系式DNBR限值统计学确定方法。该方法具体包括如下步骤：1、采集获取燃料组件的CHF实验数据；2、获得实验烧毁点位置的M/P数据；3、对实验烧毁点位置的M/P数据进行Bartlett检验；4、进行数据均值的均质性检验；5、进行正态分布检验；6、利用Owen准则确定DNBR限值；7、在M/P数据不能通过步骤3～步骤5中任意一种检验时，利用Satterhwaite修正自由度；8、利用步骤7获得的修正自由度，代入Owen系数表达式求解获得Owen系数，从而确定DNBR限值。该方法能够获得严密、精确又相对保守的CHF关系式DNBR限值，能够为CHF关系式开发和CHF实验数据评价计算关键参量，为核安全部门提供最关心的设计限值。
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公开(公告)号：CN115048809A
公开(公告)日：2022-09-13
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 , G06N7/00
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：CN111128410B
公开(公告)日：2022-07-26
申请号：CN201911407679.5
申请日：2019-12-31
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 柴晓明 , 马誉高 , 余红星 , 杨洪润 , 何晓强 , 邓坚 , 苏东川 , 张卓华 , 丁书华 , 冉旭 , 邱志方 , 刘余 , 李松蔚 , 王金雨 , 曾畅 , 张宏亮 , 李文杰
IPC: G21C1/32 , G21C15/257
Abstract: 本发明属于核反应堆技术领域，具体涉及一种热管反应堆系统及其能量转换方式，包括：反应堆基体111、热管组3、保温层4、电磁泵5、换热器108、回热器110、压缩机111、系统空气入口端113、透平109和系统能量输出端112；所述反应堆基体110内设置有热管组3，所述热管组3上设置有保温层4、电磁泵5和换热器108，所述换热器108上部还设置有换热器出口106和换热器入口107，所述换热器出口106通过透平109与系统能量输出端112连接；所述换热器入口107与回热器110一端连接，所述回热器110另一端通过压缩机111与系统空气入口端113连接。
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公开(公告)号：CN114283954A
公开(公告)日：2022-04-05
申请号：CN202111592819.8
申请日：2021-12-23
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种反应堆卡轴事故安全分析方法及装置，该方法通过选取最小的DNBR作为瞬态最小DNBR，当瞬态最小DNBR小于预设DNBR阈值时，则获取当前热工水力参数对初始焓升因子进行调整，并调用DNBR计算程序对调整后的焓升因子进行计算；当计算得到的DNBR小于预设DNBR阈值时则将调整后的焓升因子作为新的初始焓升因子，继续执行调用DNBR计算程序的步骤，直至计算得到的DNBR不小于预设DNBR阈值停止，并将对应的焓升因子作为有效焓升因子；基于有效焓升因子从燃料统计曲线中选择对应的燃料棒份额作为卡轴事故下发生DNB的燃料棒份额，自动计算出瞬态中发生DNB的燃料棒份额，无需人工参与，提高卡轴事故分析的效率并降低差错率。
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