非能动核电厂安全壳系统热移出过程的比例分析方法

    公开(公告)号:CN103440889B

    公开(公告)日:2016-03-23

    申请号:CN201310401430.X

    申请日:2013-09-05

    Abstract: 本发明公开了一种非能动核电厂安全壳系统热移出过程的比例分析方法,包括如下步骤:(1)将安全壳系统分为破口热源、安全壳内气相空间热阱、内部固体热阱、钢壳热阱、导流板热阱和屏蔽厂房热阱;(2)对所述破口热源、安全壳内气相空间热阱、内部固体热阱、钢壳热阱、导流板热阱和屏蔽厂房热阱的传热传质过程进行分析,并计算各个部分的传输质量比例群和能量比例群。本发明适用于AP600、AP1000和CAP1400等非能动核电厂安全壳系统热移出过程的比例分析,可以评价任一时刻下多种传热传质过程对安全壳系统热移出能力的贡献。

    非能动核电厂钢制安全壳热移出过程的比例分析方法

    公开(公告)号:CN103456376A

    公开(公告)日:2013-12-18

    申请号:CN201310401428.2

    申请日:2013-09-05

    CPC classification number: Y02E30/40

    Abstract: 本发明公开了一种非能动核电厂钢制安全壳热移出过程的比例分析方法,包括如下步骤:(1)将钢制安全壳热阱分为蒸发区子热阱、干壁区子热阱和过冷区子热阱;(2)确定非能动安全壳冷却系统投入前和非能动安全壳冷却系统投入后的蒸发区子热阱、干壁区子热阱和过冷区子热阱的面积;(3)对蒸发区子热阱、干壁区子热阱和过冷区子热阱的传热传质过程进行分析,并计算各个热阱的传输质量比例群和能量比例群。本发明适用于AP600、AP1000和CAP1400等非能动核电厂安全壳系统热移出过程的比例分析,可以评价任一时刻下钢制安全壳传热传质过程对安全壳系统热移出能力的贡献。

    温度仪表位置的确定方法和温度场预测模型的训练方法

    公开(公告)号:CN119312655A

    公开(公告)日:2025-01-14

    申请号:CN202311512206.8

    申请日:2023-11-13

    Abstract: 本发明提供了一种用于固态堆芯的温度仪表位置的确定方法和温度场预测模型的训练方法。其中,温度仪表位置的确定方法包括:根据固态堆芯设计方案确定允许布置温度仪表的坐标范围;在所述坐标范围内,按系统抽样选取p个仪表坐标,p为大于1的整数;计算每个仪表坐标的重要度;选取重要度较高的仪表作为温度仪表的布置位置。温度场预测模型的训练方法包括,训练损失函数包括对堆芯温度场特征向量的回归损失项和判断是否触发安全保护的分类损失项。本发明针对固体堆芯温度梯度大、可测位置有限的问题,提出通过深度学习神经网络模型评价仪表坐标重要度的方法,筛选出对温度场预测较为重要的仪表坐标,并训练形成对相应的温度场预测模型。

    热管微堆系统分析软件的数据结构设计方法

    公开(公告)号:CN119311244A

    公开(公告)日:2025-01-14

    申请号:CN202311507169.1

    申请日:2023-11-13

    Abstract: 本发明提供了一种热管微堆系统分析软件的数据结构设计方法,包括:根据热管微堆结构和数据含义对系统分析软件中涉及的数据变量按类别进行划分;根据所述类别构建全局数据,通过映射建立所述全局数据对应的本地数据;设计所述全局数据与所述本地数据的数据流,所述数据流包括:在进行每一步瞬态计算前,将所述全局数据中的数据拷贝至所述本地数据;对所述本地数据中的数据进行计算,获得下一时间步的数据;将下一时间步的数据传回所述全局数据。

    热管微堆堆芯温度测量方法
    26.
    发明公开

    公开(公告)号:CN119309686A

    公开(公告)日:2025-01-14

    申请号:CN202311507320.1

    申请日:2023-11-13

    Abstract: 本发明提供了一种热管微堆堆芯温度测量方法,包括对热管微堆堆芯进行建模获得堆芯三维模型;在堆芯三维模型上模拟不同的热管失效工况,得到堆芯的温度场分布规律;根据温度场分布规律确定多个基体温度测点;根据多个基体温度测点的温度得到热管微堆堆芯的温度;根据温度场分布规律确定多个基体温度测点包括根据温度场分布规律确定多个候选测点方案,每个候选测点方案包括多个候选测点;判断候选测点方案是否满足约束条件,如果满足,则将候选测点方案中的候选测点作为基体温度测点,约束条件为对于不同的热管失效工况,在基体或燃料棒达到温度超限值之前,候选测点方案中至少一个候选测点能够监测到候选测点的温度在预设时间内达到预设温度。

    一种一体化非能动先进小堆

    公开(公告)号:CN112885490B

    公开(公告)日:2024-06-18

    申请号:CN202110304905.8

    申请日:2021-03-17

    Abstract: 本发明涉及非能动反应堆技术领域,具体地说是一种一体化非能动先进小堆,其主要包括了主要用于缓解安全壳内温度和压力超限的无限时非能动安全壳冷却系统、主要用于缓解非失水事故的无限时非能动余热排出系统、用于替换高压安注的非能动堆芯冷却系统三大系统。本发明与现有技术相比,简化了安全系统配置,取消安全级交流电源,简化支持系统设计,实现反应堆和安全壳的无限时冷却,事故期间无需操纵员干预,提升电厂的安全性和经济性。

    一种高效气膜隔热结构
    28.
    发明授权

    公开(公告)号:CN110617382B

    公开(公告)日:2022-09-02

    申请号:CN201910677143.9

    申请日:2019-07-25

    Abstract: 本发明的目的在于公开一种高效气膜隔热结构,包括一良好密封的金属壳体,所述金属壳体内设置有被保护物件,所述被保护物件的四周设置有低热导率高反射率固体材料件,所述低热导率高反射率固体材料件与所述金属壳体的内壁之间设置有聚氨酯泡沫填充材料层,所述低热导率高反射率固体材料件之间设置有间隙;与现有技术相比,在良好密封的金属壳体和被保护物件之间形成高热阻的聚氨酯泡沫气膜,显著地减缓热量向内层传递,同时低热导率高反射率固体材料件使得向内的导热和辐射传热进一步减缓,从而在被保护物件与外部高温之间形成高效的隔热层,大大提高重要物件的安全性,具有很大的应用前景,实现本发明的目的。

    一种高效气膜隔热结构
    29.
    发明公开

    公开(公告)号:CN110617382A

    公开(公告)日:2019-12-27

    申请号:CN201910677143.9

    申请日:2019-07-25

    Abstract: 本发明的目的在于公开一种高效气膜隔热结构,包括一良好密封的金属壳体,所述金属壳体内设置有被保护物件,所述被保护物件的四周设置有低热导率高反射率固体材料件,所述低热导率高反射率固体材料件与所述金属壳体的内壁之间设置有聚氨酯泡沫填充材料层,所述低热导率高反射率固体材料件之间设置有间隙;与现有技术相比,在良好密封的金属壳体和被保护物件之间形成高热阻的聚氨酯泡沫气膜,显著地减缓热量向内层传递,同时低热导率高反射率固体材料件使得向内的导热和辐射传热进一步减缓,从而在被保护物件与外部高温之间形成高效的隔热层,大大提高重要物件的安全性,具有很大的应用前景,实现本发明的目的。

    大型压水堆核电站事故后堆芯非能动余热排出系统

    公开(公告)号:CN103377733B

    公开(公告)日:2016-01-27

    申请号:CN201210127368.5

    申请日:2012-04-27

    CPC classification number: Y02E30/40

    Abstract: 本发明提供一种大型压水堆核电站事故后堆芯完全非能动余热排出系统。在屏蔽厂房的顶部空气流道上设置烟囱,烟囱的周围设置安全壳冷却水箱,安全壳冷却水管设置在安全壳冷却水箱内;在屏蔽厂房内、安全壳的顶部上方设置冷却水分配盘。在安全壳的竖直段内壁上布置有网状沟槽;在安全壳的竖直段和/或穹顶的内壁和/或外壁上固定有若干排肋片;在安全壳的竖直段和/或穹顶的内壁上固定有若干排换热风扇。在屏蔽厂房的侧壁上部开设贯通的空气入口。在屏蔽厂房内侧、安全壳外侧设置空气导流板。本发明强化了钢制安全壳的传热能力,增加了钢制安全壳空气冷却能力。同时将钢制安全壳与屏蔽厂房之间的空气流道改为流线型设计,减小了空气阻力。

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