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公开(公告)号：CN119740362A
公开(公告)日：2025-04-01
申请号：CN202411752483.0
申请日：2024-12-02
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本申请提供了一种基于优化算法的系统程序模型校准方法和装置，涉及计算机技术领域。该方法包括建立系统程序模型；读卡程序读入输入卡，记录整理参数信息；判断是否有参数优化指令；通过结果评价、关键部件参数选取、优化算法优化参数实现系统程序模型的自动化校准，最终提高系统分析程序模型(简称系统程序模型)的计算准确度。
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公开(公告)号：CN119670362A
公开(公告)日：2025-03-21
申请号：CN202411657215.0
申请日：2024-11-19
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G06F17/14 , G06F17/18 , G06F119/12
Abstract: 本申请提出了一种用于核反应堆瞬态安全分析模型的输出结果精度检验方法，包括：基于当前工况信息，通过核反应堆瞬态安全分析模型输出的第一离散数据集合和实验所得的第二离散数据集合，并确定各自对应的第一等距时间离散函数和第二等距时间离散函数；基于第一离散数据集合和第一等距时间离散函数，确定第一傅里叶函数，以及基于第二离散数据集合和第二等距时间离散函数，确定第二傅里叶函数；根据第一傅里叶函数和第二傅里叶函数，确定差异振幅值；基于差异振幅值，确定第一离散数据集合的精确度。本技术方案提升了对核反应堆瞬态安全分析程序的输出准确性评价的全面性和准确性。
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公开(公告)号：CN115049014B
公开(公告)日：2025-01-24
申请号：CN202210815860.5
申请日：2022-07-12
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F18/2433 , G06N3/0475 , G06N3/045 , G06N3/094
Abstract: 本发明公开了基于生成对抗网络的核电故障诊断和瞬态预测方法及系统，涉及核电厂安全技术领域，其技术方案要点是：依据瞬态类型以及瞬态类型可出现的核电厂位置随机生成关键状态参数集；以关键状态参数集作为输入，以不同位置的不同瞬态类型为输出，初步训练得到判别模型；基于朴素生成对抗网络框架构建核电厂故障诊断和瞬态预测的神经网络模型；结合核电厂参数实时监测，通过神经网络模型对核电厂在运行过程中出现的各类瞬态异常情况进行故障诊断和瞬态后果预测。本发明可在监测到核电厂的运作状态出现异常后快速对异常工况进行故障诊断，识别瞬态类型，并确定瞬态发生的位置，随后对事故后果进行快速预测，达到减轻核反应堆瞬态或事故的目的。
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公开(公告)号：CN119315497A
公开(公告)日：2025-01-14
申请号：CN202411201351.9
申请日：2024-08-29
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 辛素芳 , 黄代顺 , 卢毅力 , 陈仕龙 , 崔怀明 , 喻娜 , 任春明 , 陈伟 , 张渝 , 徐良剑 , 邓坚 , 李峰 , 李翔宇 , 丁雪友 , 张明 , 王啸宇 , 方红宇 , 罗双
Abstract: 本公开提供了一种核电厂DNBR在线保护事故分析方法、装置、介质及设备，包括：根据事故初始状态和进程确定DNBR事故类型；对于DNBR在线保护事故，依据预设方法确定整定值，通过事故分析模型确定DNBR数值，对比整定值和DNBR数值得出在线保护事故分析结果；若最小DNBR值低于设计基准，则调整整定值重新计算直至满足设计标准；对于DNBR在线监测有效事故，确定监测整定值，调整事故状态至目标功率分布，基于调整后的状态进行瞬态计算得到在线监测有效事故分析结果；若最小DNBR值低于设计基准，则调整整定值并调整功率分布进行分析直至满足设计标准。本公开提高了在线保护核电站反应堆保护系统的运行灵活性。
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公开(公告)号：CN119207841A
公开(公告)日：2024-12-27
申请号：CN202411242791.9
申请日：2024-09-05
Applicant: 西安交通大学 , 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/00
Abstract: 本发明公开了基于增材制造的螺旋棒束多通道实验装置及实验方法，涉及实验装置技术领域。本发明实验装置中的螺旋棒采用增材制造技术加工，螺旋棒外表面的夹片结构能够确保热电偶准确地测量壁面温度。在实验装置进出口附近设置子通道温度测量组件，通过测量典型子通道的流体温度，并结合子通道分析程序，能够获得螺旋棒束多通道的搅混系数。通过调节实验回路流量和下腔室内流体温度，能够获得不同实验工况的实验数据。通过记录压差变送器的示数，能够获得螺旋棒束多通道的达西摩擦阻力系数。本发明的实验数据可为螺旋型棒束核燃料的设计程序开发提供支撑。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN114038595B
公开(公告)日：2024-08-20
申请号：CN202111333210.9
申请日：2021-11-11
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 卢川 , 杨雯 , 何航行 , 冉旭 , 刘余 , 邓坚 , 于颖锐 , 巨海涛 , 李垣明 , 张林 , 黄慧剑 , 辛素芳 , 刘卢果 , 倪东洋 , 王连杰 , 辛勇 , 王浩煜 , 刘松亚 , 张吉斌 , 李鹏飞 , 付冉 , 高希龙 , 陈建国 , 吕新知
Abstract: 本发明公开了一种压水堆堆芯流量和功率两分区控制方法，涉及核反应堆堆芯技术领域，其技术方案要点是：所述压水堆堆芯的横切面沿径向向外扩展依次设有第一流量区和第二流量区，第一流量区包裹第二流量区；所述第一流量区通入冷却剂的流量大于第二流量区通入冷却剂的流量。本发明采用堆芯功率和流量分两区设计，在堆芯全寿期内中心区域始终保持较高功率水平以及外围区域始终保持较低功率水平，相比于现有的三区控制技术而言，在保证压水堆堆芯冷却剂流量降低性能以及堆芯出口温度的提高性能不削弱的情况下，有效降低了堆芯设计复杂程度高，实际应用过程中压水堆堆芯流量和功率协同控制的灵活性更强，同时降低实际使用成本较高。
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公开(公告)号：CN118191010A
公开(公告)日：2024-06-14
申请号：CN202410312907.5
申请日：2024-03-19
Applicant: 重庆大学 , 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明涉及相变换热设备技术领域，具体涉及一种用于高温碱金属热管气液温度的测量装置及测量方法，测量装置包括散热管、固定帽和固定座，所述散热管与热管固定连接，所述散热管远离热管的一端设有固定座，所述固定座与所述散热管之间设有密封圈，所述固定帽与所述散热管连接，所述固定座的顶部穿过所述固定帽，所述固定座、散热管的内部均设有用于热电偶穿过的通孔。本申请可获得密闭空间内的温度等关键部位温度信息。可测量不同位置的温度减少了热电偶的布置数量，降低成本。在高温环境下工作的密封性好。使用动密封的方式将热电偶插入热管内部，使得直接测量内部温度分布成为可能。
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公开(公告)号：CN117457246A
公开(公告)日：2024-01-26
申请号：CN202311416747.0
申请日：2023-10-30
Applicant: 中国核动力研究设计院 , 上海交通大学
Abstract: 本发明涉及3D打印反应堆技术领域，具体而言，涉及一种反应堆堆芯制备方法，用于制备反应堆堆芯，堆芯包括SiC壳体及位于壳体内的TRISO燃料，制备方法包括以下步骤：铺设SiC粉料作为粉床，通过喷头喷射粘结剂于粉床生成部分壳体；循环上述步骤直至形成第一状态壳体；烘干第一状态壳体，使粘结剂固化生成第二状态壳体；对第二状态壳体进行第一化学气相浸渗，生成第三状态壳体；将TRISO燃料填充至第三状态壳体，并进行第二化学气相浸渗生成堆芯。通过烘干、第一化学气相浸渗和第二化学气相浸渗逐步提高第一状态壳体的致密性，最终得到高致密性的堆芯。
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公开(公告)号：CN113536537B
公开(公告)日：2024-01-12
申请号：CN202110647075.9
申请日：2021-06-10
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G06F119/08
Abstract: 本发明涉及反应堆热工水力设计及安全分析技术领域，具体公开了一种大破口失水事故分析方法及系统。选取核电站大破口失水事故相关的指标参数；建立稳态计算模型，对大破口失水事故相关参数进行稳态计算，并进行稳态计算后的参数值校验；构建瞬态计算模型，并对大破口失水事故相关参数进行瞬态计算，并根据计算结果与实际的破口、核电厂外电情况进行对比，并在出现偏离时，重新构建瞬态计算模型并进行瞬态计算；进行安注水扣除，获得液位参数值，并对瞬态模型进行更新后，在稳态计算结果基础上进行再计算，并在完成计算后，进行参数显示及分析。该方法和系统解决了压水堆大破口失水事故分析的工况多、流程繁琐、人因失误率高的难题。
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公开(公告)号：CN117077564A
公开(公告)日：2023-11-17
申请号：CN202311042367.5
申请日：2023-08-18
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/28 , G06F113/08 , G06F119/08
Abstract: 本发明公开了基于精细化CFD的压水反应堆热工水力分析方法及系统，首先根据结构与功能特征进行流体区域剖分，然后通过CFD的最佳实践导则或典型分析流程对剖分后子区域进行精细化网格建模与计算模型确认，最后将子区域网格组装从而实现模拟计算；本方案利用CFD对于全反应堆系统的冷却剂流道进行精细化数值模拟计算，区别于传统热工水力分析技术，对于分析对象具有高度保真性，并且能够相对快速地实现热工水力关键指标参数的计算，减少设计阶段的模化实验数量，缩短反应堆整体设计周期，对于增强核能分析与设计技术基础研发水平具有重要意义。
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