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公开(公告)号：CN119381034A
公开(公告)日：2025-01-28
申请号：CN202411336091.6
申请日：2024-09-24
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 刘丽莉 , 马海福 , 黄代顺 , 崔怀明 , 卢毅力 , 邓坚 , 张渝 , 张明 , 曹锐 , 黄涛 , 陈亮 , 罗跃建 , 钱立波 , 吴丹 , 陈伟 , 向清安 , 杜鹏 , 党高健 , 熊青文 , 申亚欧 , 张婷 , 方维扬
Abstract: 本申请提供了一种注水冷却系统及方法，包括压力容器下封头，压力容器下封头外侧设置有压力容器下封头外保温层，压力容器下封头与所述压力容器下封头外保温层之间形成冷却介质流道，压力容器下封头外保温层上设置有向外凸出的保温层流道注水管入口，注水管线的注水出口与保温层流道注水管入口之间设置有非能动注水挡板，非能动注水挡板与注水出口铰接；安全壳大空间内的冷却介质产生浮力推动非能动注水挡板开启，以使冷却介质进入冷却介质流道内对压力容器下封头进行非能动循环冷却。实现了安全壳大空间内冷却介质的非能动自然循环，同时能够在短时间内淹没压力容器下封头。
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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：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：CN115659526A
公开(公告)日：2023-01-31
申请号：CN202211140209.9
申请日：2022-09-20
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/17 , G06F30/20 , G06F111/10 , G06F119/14
Abstract: 本发明属于技术两相排放载荷分析领域，具体涉及一种快速瞬变过程中的两相排放载荷数值分析系统。本发明中，分析对象识别模块用于获取不同的部件的排放系统设计特征，通过数据传递模块传递给数值分析模块进行建模和计算；所述数值分析模块计算获得的关键参量信息通过数据传递模块传递给关键数理分析模块，关键数理分析模块根据分析对象识别模块所获得的排放系统设计特性对于不同的管道采用不同的数值分析方法，关键数理分析模块获得排放系统各个管道所受载荷的实时变化数据信息。本发明使得复杂两相排放问题中从获得热工水力参量变化至最终获得冲击载荷这一分析过程标准化、统一化、简捷化，为排放过程力学分析、设计优化提供相应的分析工具。
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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：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：CN113299418B
公开(公告)日：2022-03-01
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：CN111681794A
公开(公告)日：2020-09-18
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：CN119418964A
公开(公告)日：2025-02-11
申请号：CN202411310197.9
申请日：2024-09-19
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明公开了一种先进堆芯系统和补水方法，属于反应堆设备技术领域，包括堆芯压力系统和至少两个安注系统，安注系统包括补水机构和注水机构。本发明通过补水容器内的出水管上自上至下设置的多组过水孔达到自动调节流量的作用，使补水容器输送至压力容器的冷却液流量与需求更匹配，提高补水的持续性，大大延长了补水容器的作用时间，从而降低系统压力，确保在补水容器缺水前可以使低压注水机构投入运行，即降低了低压注水泵的投入压力，结构简单，延长了非能动注入的作用时间，降低了事故初始阶段对应急电源的依赖，同时降低对泵流量和压头的需求，显著提高了安注系统可靠性和经济性。
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