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公开(公告)号:CN119322729A
公开(公告)日:2025-01-17
申请号:CN202311507824.3
申请日:2023-11-13
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F11/3604 , G06F30/20 , G06F119/02 , G06F119/08 , G06F113/14
Abstract: 本发明提供了一种核反应堆系统分析程序的验证方法,包括:获取核反应堆系统分析程序的设计文档,根据所述设计文档确定核反应堆系统分析程序包含的待验证模型;根据现象识别与分级表确定各个待验证模型的重要度;接收每个待验证模型的模型属性,根据所述模型属性确定待验证模型的技术成熟度,所述模型属性包括理论类型、算法认可度、应用实证状况;根据待验证模型的重要度和技术成熟度确定待验证模型所采用的验证方式,所述验证方式包括基准题验证、试验验证和保守性论证;根据确定的验证方式,对每个待验证模型开展模型验证。
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公开(公告)号:CN119311245A
公开(公告)日:2025-01-14
申请号:CN202311507629.0
申请日:2023-11-13
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F8/20 , G21C17/00 , G06F30/20 , G16C20/10 , G16C10/00 , G06F119/08 , G06F113/14
Abstract: 本发明提出一种热管反应堆系统分析程序开发方法。包括:确定系统分析程序的应用范围,识别应用范围内的需要模拟的现象,对现象按重要度分级,获得现象识别与排序表;根据现象识别与排序表确定系统分析程序的功能需求;根据功能需求和性能需求分别建立堆芯、热管和换热器的理论模型,性能需求包括计算效率需求和计算稳定性需求;根据理论模型进行系统分析程序的详细设计,得到系统分析程序,包括:根据理论模型设计系统分析程序的体系结构,体系结构包括主程序模块、输入模块、输出模块、物性模块、系统模块和数值求解模块,其中系统模块包括堆芯计算模块、热管计算模块和换热器计算模块;采用编程语言对体系结构中各个模块进行开发和程序编制。
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公开(公告)号:CN117272650A
公开(公告)日:2023-12-22
申请号:CN202311240158.1
申请日:2023-09-22
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司 , 国电投核能有限公司
IPC: G06F30/20 , G06F30/28 , G06F113/08 , G06F119/14
Abstract: 本发明公开了一种基于RELAP5的数据后处理方法及系统,该方法包括:激活不同类型的数据后处理选项,输入不同类型数据后处理选项的相关信息;其中,数据后处理选项包括LOCA事故分析选项和事故序列输出选项;根据激活的数据后处理选项类型和输入的相关信息,在RELAP5程序计算产生的结果文件中抽取相应数据;基于抽取的相应数据,自动计算并输出计算结果;其中,计算结果包括LOCA事故中破口释放的质能和基于触发时间排序的事故序列。本发明根据激活的数据后处理选项的不同,自动抽取相应数据并计算输出LOCA事故中破口释放的质能和基于触发时间排序的事故序列,有效提高数据后处理的智能化程度以及处理效率和准确性。
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