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公开(公告)号：CN119673492A
公开(公告)日：2025-03-21
申请号：CN202411626435.7
申请日：2024-11-14
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C3/62 , G21C3/00 , G21C17/108
Abstract: 本发明属于核反应堆技术领域，具体涉及一种基于MOX燃料组件的反应堆首循环无源启动方法。包括以下步骤：步骤1：反应堆装料开始后，先将MOX燃料组件按一定顺序，装入到堆芯外围靠近堆外高灵敏度探测器位置；步骤2：堆芯燃料组件装料顺序按斜对角蛇形方式依次装入；步骤3：对于MOX燃料组件装载在堆芯内区的堆芯方案，将步骤1中装入在高灵敏度探测器附近的MOX燃料组件的堆芯位置A08、R08、H01、H15移至堆芯方案中MOX燃料组件的位置为堆芯位置C08、N08、H03、H13，然后在步骤1中靠近高灵敏度探测器附近在位置装入堆芯方案中确定的燃料组件。有益效果：本发明通过在首循环堆芯装载MOX燃料组件和布置堆外高灵敏度探测器，可实现首循环反应堆无盲区无源启动。
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公开(公告)号：CN115050493B
公开(公告)日：2024-08-09
申请号：CN202210734684.2
申请日：2022-06-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/06
Abstract: 本发明公开了一种压水堆燃料棒包壳材料辐照考验方法，包括确定待辐照考验的燃料棒包壳材料在燃料组件中的辐照位置；确定含燃料棒包壳材料的辐照考验组件在堆芯中的考验位置；根据辐照考验组件装入卸出策略，进行辐照考验，使得辐照考验对堆芯运行影响尽可能小，并使辐照考验组件获得尽可能深的辐照，同时根据需要获得不同辐照深度的辐照考验组件，本发明提出的方法可对压水堆中各种包壳材料进行辐照考验。
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公开(公告)号：CN112420230A
公开(公告)日：2021-02-26
申请号：CN202011294885.2
申请日：2020-11-18
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/10
Abstract: 本发明公开了一种用于核电厂无源启动的堆内中子探测器组件，涉及无源启动堆内中子探测器领域，解决了一次中子源监测的问题。本发明包括探测器组件贯穿于压力容器顶盖，所述探测器组件包括芯体(6)，芯体(6)包括多个对中子灵敏的裂变室(4)，所述裂变室(4)位于堆芯活性段。本发明便于核电厂在堆芯首次装料及达临界过程中取消一次中子源，通过监测新燃料组件自发裂变产生的中子对整个堆芯状态进行监测，确保核反应堆的安全性。
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公开(公告)号：CN112420223A
公开(公告)日：2021-02-26
申请号：CN202011294883.3
申请日：2020-11-18
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C3/328
Abstract: 本发明公开了一种基于钆富集的压水堆堆芯长循环换料装载方法，涉及燃料管理领域，解决了长燃料循环的压水堆堆芯装载问题。本发明包括在堆芯中应用氧化钆作为可燃毒物；对氧化钆中钆的同位素进行纯化、富集；调整载钆燃料棒中氧化钆的质量分数；调整载钆燃料棒中U‑235的富集度；调整过渡循环与平衡循环为低泄漏堆芯装载模式；对燃料组件在轴向设置分区，在端部不设置可燃毒物，抑制堆芯轴向功率分布振荡。本发明能够满足18～24个月乃至更长换料周期的燃料管理策略，相同的循环长度下新燃料组件数目降低，卸料燃耗加深，提高核电厂运行的经济性；降低运行最大硼浓度，减轻系统运行压力，确保堆芯慢化剂负反馈特性；同时更好地展平功率分布，使反应性更为平稳地释放，含钆芯块导热性能较目前设计增强，从设计上提升安全性与燃料经济性。
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公开(公告)号：CN119442629A
公开(公告)日：2025-02-14
申请号：CN202411483954.2
申请日：2024-10-23
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G06F119/14
Abstract: 本发明涉及核反应堆堆芯状态的理论计算模拟领域，具体涉及一种用于动态堆芯功率分布测量的模拟方法及相关产品，方法包括获得精确燃耗数据；建立基于精确燃耗的稳态堆芯理论模型；以稳态堆芯理论模型为初始状态,堆芯运行功率与运行时间的关系曲线为输入,求解三维中子动力学方程，获得以时间为函数的动态堆芯理论模型；将电厂试验计划对应的功率和时间关系对应的功率和时间关系输入至动态堆芯理论模型，获得数据库；本发明利用精确燃耗数据构建稳态理论模型，并通过瞬态堆芯中子学计算模型等进行动态堆芯模拟，能够生成与实际试验状态完全一致的动态堆芯模型，并直接处理和验收动态堆芯功率分布的实测数据。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN109492910B
公开(公告)日：2021-03-19
申请号：CN201811343173.8
申请日：2018-12-10
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06Q10/06
Abstract: 本发明公开了一种换料堆芯安全性评价方法，包括以下步骤：1)、获得通用关键安全参数；2)、获得特定事故专用关键安全参数；3)、将上述所获得的通用关键安全参数、特定事故专用关键安全参数和参考安全分析使用的输入参数进行对比；4)、进行燃料组件性能验证。本发明在传统换料堆芯安全评价方法基础上，通过拓展关键安全参数的定义、选择准则和范围，合理设计安全评价中具体构造的分析模块，消除换料堆芯功率分布的限制要求，有效地扩展参考安全分析的适用范围。仅通过正常的换料堆芯安全评价工作就能从反应堆物理和热工水力学的角度证明换料堆芯满足最终安全分析报告的结论。
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公开(公告)号：CN112242203A
公开(公告)日：2021-01-19
申请号：CN202011118355.2
申请日：2020-10-19
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开一种装载FCM燃料的组件栅格布置形式，燃料棒外径与燃料棒栅距的比值为0.6‑0.8，FCM燃料中TRISO颗粒采用UN、UC或U3Si2作为燃料核芯，燃料的富集度为10％‑20％；燃料颗粒体积份额为40％‑50％。本发明提出了一种装载FCM燃料的组件栅格布置形式，通过调整栅格及燃料参数，保证栅格欠慢化布置，具有负慢化剂温度系数等固有物理安全性；确保组件具有足够的燃料装量，满足功率密度和循环长度需求；同时通过合理导向管布置，确保控制棒的反应性控制和补偿、全寿期功率分布平坦、功率调节和安全停堆。
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公开(公告)号：CN107863165B
公开(公告)日：2019-12-24
申请号：CN201711293497.0
申请日：2017-12-08
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C19/20
Abstract: 本发明公开了一种压水堆堆芯的18个月换料多循环燃料的装载方法，压水堆堆芯由177组燃料组件组成，首循环燃料组件按U‑235富集度分为4区，4区的U‑235富集度分别为1.8％、2.4％、3.1％和3.9％，燃料组件分别为17、64、56和40组，首循环堆芯采用高泄漏装载模式，首循环堆芯采用的固体可燃毒物为一体化钆固体可燃毒物；从第二循环开始直至平衡循环，每次换料装入全堆1/3数量的新燃料组件，新燃料组件的U‑235富集度高于首循环燃料组件的U‑235富集度，该堆芯采用低泄漏装载模式，堆芯采用的固体可燃毒物为一体化钆固体可燃毒物。方法较快且较容易地实现了18个月长周期换料。
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公开(公告)号：CN109492910A
公开(公告)日：2019-03-19
申请号：CN201811343173.8
申请日：2018-12-10
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06Q10/06
Abstract: 本发明公开了一种换料堆芯安全性评价方法，包括以下步骤：1)、获得通用关键安全参数；2)、获得特定事故专用关键安全参数；3)、将上述所获得的通用关键安全参数、特定事故专用关键安全参数和参考安全分析使用的输入参数进行对比；4)、进行燃料组件性能验证。本发明在传统换料堆芯安全评价方法基础上，通过拓展关键安全参数的定义、选择准则和范围，合理设计安全评价中具体构造的分析模块，消除换料堆芯功率分布的限制要求，有效地扩展参考安全分析的适用范围。仅通过正常的换料堆芯安全评价工作就能从反应堆物理和热工水力学的角度证明换料堆芯满足最终安全分析报告的结论。
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公开(公告)号：CN113936823B
公开(公告)日：2023-11-14
申请号：CN202111192021.4
申请日：2021-10-13
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/10 , G21C17/108
Abstract: 本发明公开了一种获取堆外探测器刻度系数的方法、系统、装置及存储介质，方法包括以下步骤：获取修正系数；基于当前堆芯状态，改变堆芯功率、控制棒棒位或/和轴向氙分布以获得多组其他堆芯状态，并分别计算多组其他堆芯状态下的归一化理论功率分布#imgabs0#和堆芯功率Pr；根据修正系数、多组归一化理论功率分布#imgabs1#以及多组堆芯功率Pr计算堆外探测器刻度系数。本发明的目的在于提供一种获取堆外探测器刻度系数的方法、系统、装置及存储介质，利用一次堆内通量测量结果来修正核设计理论计算偏差，最终通过求解一个最优化问题获得堆外探测器的刻度系数，从而使获得堆外探测器刻度系数更加精确。
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